VVER tänään

VVER TÄNÄÄN: KEHITYS, SUUNNITTELU, TURVALLISUUS 1

Rusatom Overseas JSCHanhikivi 1 Project Team

1 Tchaikovskogo street191187 St. Petersburg, RussiaPuh.: +7 495 730 0873, alanumero 4890Sähköposti: [email protected]

Kehitys | Suunnittelu | Turvallisuus

Rusatom Overseas JSC

29 Serebryanicheskayaembankment109028 Moscow, RussiaPuh.: +7 495 730 0873Faksi: +7 495 730 0874Sähköposti: [email protected] VVER tänään

KEHITYS 4VVER:n lyhyt historia 8

ENSIMMÄISET VVER-YKSIKÖT VVER-440 VVER-1000 - V-320 VVER-1000 - AES-91 & AES-92 VVER-1200 - AES-2006 TULEVAISUUDEN VVER – VVER-TOI

SUUNNITTELU 14 VVER-1200 (AES-2006):n edeltäjät 18VVER-1200 (AES-2006):n suunnitteluperusteet (ATOMPROEKT-versio) 21VVER-1200 (AES-2006) -laitoksen pääkomponentit 26

REAKTORIPAINEASTIA PÄÄKIERTOPUTKET PÄÄKIERTOPUMPPU HÖYRYSTIN PAINEISTIN REAKTORISYDÄN JA POLTTOAINENIPUT TURBIINI

TURVALLISUUS 32Turvallisuusvaatimukset ja -periaatteet 36Perusturvallisuustoimintojen järjestäminen 37

REAKTIIVISUUDEN HALLINTA JÄLKILÄMMÖNPOISTORADIOAKTIIVISTEN AINEIDEN LEVIÄMISEN ESTÄMINEN

Suojaus ulkoisilta vaikutuksilta 43Muut kehittyneet turvallisuustoiminnot ja -järjestelmät 45

SÄHKÖNSYÖTÖN VARMENNUS PALOTURVALLISUUS

4 VVER TÄNÄÄN: KEHITYS, SUUNNITTELU, TURVALLISUUS VVER TÄNÄÄN: KEHITYS, SUUNNITTELU, TURVALLISUUS 5

KehitysVVER MAAILMALLA

VVER maailmalla...............................6VVER:n lyhyt historia........................8Ensimmäiset VVER-yksiköt .............8VVER-440............................................8VVER-1000 – V-320 .........................10VVER-1000 – AES-91 & AES-92 .....11VVER-1200 – AES-2006 ..................12Tulevaisuuden VVER – VVER-TOI..13


ROSATOMin VVER-reaktorit ovat maailman laajimmin käytettyjä reaktoreita. VVER-laitokset ovat todistaneet erinomaisen luotettavuutensa reaktorien yhteenlasketun yli 1300 käyttövuoden aikana. Sen jälkeen, kun ensimmäinen VVER-voimalayksikkö otettiin käyttöön 1960-luvulla, kyseinen tekniikka on tuonut turvallista ja edullista sähköä kaikkialle maailmaan Armenian vuorilta Tšekin tasavallan maaseudulle ja pohjoisen napa-piirin pohjoispuolelta Intian eteläkärkeen.

VVER-reaktorin (venäläinen Vodo-Vodyanoi En-ergetichesky Reaktor, vesi-vesi-energiareaktori) kehitti ROSATOMin tytäryhtiö OKB Gidropress, ja VVER-reaktoria käyttävien ydinvoimalaitos-ten suunnittelusta ovat vastanneet seuraavat ROSATOMiin kuuluvat voimalaitosten suunnitte-luorganisaatiot: Moskovan Atomenergoproekt,Pietarin ATOMPROEKT (entinen SPbAEP, VNIPIET:n haarakonttori) ja Nižni NovgorodinAtomenergoproekt.

VVER maailmalla VVER on painevesireaktori (PWR). Tämä kevyttä

vettä jäähdytteenä ja hidastimena käyttävä ydin-reaktorityyppi on yleisin koko maailmassa.VVER:n ja muiden painevesireaktorityyppien välillä on kuitenkin merkittäviä eroja sekä suunnittelun että käytettyjen materiaalien osalta. Seuraavassa on lueteltu joitakin VVER:n erikoispiirteitä:• vaakasuuntaisten höyrystimien käyttö• kuusikulmaisten polttoaine-elementtien käyttö• VVER-paineastian pohjassa ei ole läpivientejä• paineistimen suuri kapasiteetti


ENSIMMÄISET VVER-YKSIKÖT

Yhteensä 67 VVER-reaktoria on rakennettu 1960-lu-vulta lähtien. Ensimmäinen VVER-yksikkö otettiin käyttöön vuonna 1964 Novovoronežin ydinvoimalai-toksessa Voronežin alueella Venäjällä. Ensimmäinen yksikkö oli V-210 ja toinen V-365 (numerot vastasivat alunperin sähkötehoa). Ensimmäisen VVER-yksikön käyttöönotosta lähtien Novovoronežin ydinvoima-laitos on toiminut uusien VVER-yksikköjen testaus-paikkana. ROSATOM on edelleen sitoutunut samaan menettelytapaan: ulkomaille viedään vain sellaista tekniikkaa, joka on testattu läpikotaisin kotikentällä.

Novovoronež 1, maailman ensimmäinen VVER-yksikkö, näytti vihreää valoa tekniikan jatkokehitykselle

Kahta VVER-440-reaktoria käyttävän Loviisan ydinvoimalaitoksen koko toimintahistorian aikainen käyttökerroin on yksi maailman parhaista.

Novovoronezh 1, the world’s first VVER unit, gave the green light for further technology developmentVVER-440

Näiden varhaisten yksiköiden onnistunut käyttöönotto ja käyttö muodostivat perustan tehokkaampien reaktorien myöhemmälle kehitykselle. Samassa paikassa ensimmäisen kerran käyttöönotettu VVER-440 oli ensimmäinen VVER-reaktori, jotavalmistettiin sarjatuotantona. VVER-440-yksiköitä on käytetty turvallisesti

VVER:n lyhyt historia

monissa Euroopan Unionin maissa: Slovakiassa (Bohunice 1–4, Mohovce 1–2), Unkarissa (Paks 1–4), Bulgariassa (Kozloduy 1–4), Tšekin tasaval-lassa (Dukovany 1–4) ja Suomessa (Loviisa 1–2). Loviisan voimalaitoksen suunnittelu valmistui vuosina 1971–72, ja siinä huomioitiin Yhdysvaltain atomienergiakomission vuonna 1971 julkaisemat ydinvoimalaitosten yleiset suunnitteluperusteet. Tämän jälkeen kaikki VVER-laitokset on suunniteltu näiden turvallisuusperiaatteiden mukaisiksi. Näistä amerikkalaisista kriteereistä muodostui standardi

kaikille toisen sukupolven painevesireaktoreille, ja siksi VVER-440-yksiköiden ja muiden saman ikäluo-kan painevesireaktorityyppien turvallisuusominai-suudet ovat samankaltaiset.Suunnittelun luotettavuutta arvostetaan VVER-440 -yksiköitä käyttävissä maissa, joissa lainsäätäjät ovat hyväksyneet toiminnassa olevien laitosten käyttöiän jatkamisen vuosikymmeniksi. VVER-440:n suunnittelun suuret turvallisuusmarginaalit muodostavat myös perustan näiden yksiköiden turvalliselle ja sujuvalle päivitykselle.

Kaksi VVER-440-reaktoria Armeniassa jatkoivat toimintaansa Spitakin 0,7 g:n maanjäristyksen ajan vuonna 1988


VVER-1000 – V-320

VVER-1000 oli merkkipaalu paitsi sähköntuotanto-kapasiteetin osalta, myös sen sisältämien monien turvallisuusinnovaatioiden takia. VVER-1000 on maailmanlaajuisesti yleisin VVER-malli: käytössä on 31 yksikköä, ja käyttöaikaa on kertynyt noin 500 reaktorivuotta.Käytössä olevat VVER-1000-laitokset jaetaan yleen-sä kolmeen laajaan ryhmään seuraavasti:• koelaitos, Novovoronež 5, otettu käyttöön 1980 • neljän laitoksen ”pieni tuotantosarja”, otettu käyt-töön 1983–86

Temelinin ydinvoimalaitoksen kaksi VVER-1000/V-320-reaktoria tuottavat 20 % Tšekin tasavallan sähköstä Kiinan Tianwan 1 ja 2 ovat AES-91-tyyppiä

• 23 yksikön ”vakiotuotantosarja”, otettu käyttöön 1985–2011.Näiden vakiotuotantosarjan VVER-1000-laitosten (V-320) suunnittelu valmistui 1980-luvun alkupuo-lella, ja ne otettiin käyttöön kahdeksassa paikassa Venäjällä, Ukrainassa, Bulgariassa (Kozloduy 5–6) ja Tšekin tasavallassa (Temelin 1–2). VVER-1000-lai-tosten turvallisuushistoria on hyvä, eikä turvalli-suuteen merkittävästi vaikuttaneita tapahtumia ole sattunut.

VVER-1000 – AES-91 & AES-92

Paikkansa vakiinnuttaneen VVER-1000/V-320:n käytöstä saadun huomattavan kokemuksen perusteella Pietarissa toimiva ATOMPROEKT kehitti AES-91:n (VVER-1000/V-428) ja Moskovassa toimiva Atomenergoproekt puolestaan AES-92:n (VVER-1000/V-412 ja 466). Tekniikkapäivitysten ja taloudellisten parannusten ohella näissä malleissa otettiin käyttöön suunnitteluperusteet ylittäviin onnettomuuksiin liittyvä hallintakonsepti, joka perustuu passiivisten ja aktiivisten turvallisuusjär-

jestelmien tasapainoiseen yhdistelmään.Sähköntuotannon perusjärjestelmiin – reaktoriin, primääripiiriin ja turbiinipiiriin – tehtiin vain pieniä muutoksia. Tärkeimmät muutokset tehtiin turvalli-suusjärjestelmiin ja laitoksen pohjapiirrokseen.Tianwanissa rakennettu V-428-reaktorilla va-rustettu AES-91-voimalaitos oli kehitysversio AES-91-mallista, jota aluksi ehdotettiin Suomeen (mutta ei rakennettu). Kyseisen voimalaitoksen suunnittelussa huomioitiin Suomen viranomais-

määräyksiä, Loviisan VVER-440-yksiköistä saatua käyttökokemusta ja kansainvälisiä parhaita käytän-töjä.Vuonna 2007 käyttöönotetut Tianwanin AES-91-yk-siköt olivat maailman ensimmäiset reaktorit, joihin oli asennettu sydänsiepparit.

AES-92-mallin laitos on sertifioitu Euroopan käyttöorganisaatioiden teknisten vaatimusten (European Utility Requirements [EUR]) mukaiseksi. Kaksi AES-92-yksikköä on käyttöönottokokeissa Kudankulamissa, Intiassa, jossa yksikkö 1 saavutti ensimmäisen kriittisyyden vuonna 2013.

VVER-1200 – AES-2006

AES-2006-malli on uusin kehitysaskel VVER-laitos-ten pitkässä tuotantolinjassa. Se täyttää kaikki Gen III+ -ydinvoimalaitosten kansainväliset turvallisuus-vaatimukset. Ensimmäiset AES-2006-yksiköt ovat parhaillaan rakenteilla Venäjällä: kaksi yksikköä Sosnovyi Borissa (Leningrad II), kaksi yksikköä

Novovoronežissa (Novovoronež II) ja kaksi yksik-köä Kaliningradin alueella (Baltic-projekti). Lisäksi rakennussopimukset on allekirjoitettu neljälle yksikölle Turkissa, kahdelle yksikölle Valko-Venä-jällä ja yhdelle yksikölle Suomessa, ja työmaiden valmistelu on käynnissä.

Novovoronež II:n kaksi (V-392M-tyyppistä) yksikköä lukeutuvat kuuteen tällä hetkellä Venäjällä käynnissä olevaan AES-2006-projektiin

Tulevaisuuden VVER – VVER-TOI

VVER-TOI-projektin (eng. ”typical, optimized, with enhanced information”) tavoitteena on luoda standardinmukainen VVER-voimalaitos, joka on optimoitu tekniikan ja talouden osalta. Sitä kehit-

tää Moskovassa toimiva Atomenergoproekt, ja se perustuu AES-2006/V-392M-malliin. Se edustaa VVER-1200-mallin jatkokehitystä, ja sen numero on V-510.

VVER TÄNÄÄN: KEHITYS, SUUNNITTELU, TURVALLISUUS 1312 VVER TÄNÄÄN: KEHITYS, SUUNNITTELU, TURVALLISUUS

GEN I VVER

GEN II VVER-440

GEN II/GEN III VVER-1000

GEN III+ VVER-1200

V-210 VENÄJÄ: Novovoronezh 1(poistettu käytöstä) V-365VENÄJÄ: Novovoronezh 2 (poistettu käytöstä)

V-179VENÄJÄ: Novovoronezh 3-4

V-230VENÄJÄ: Kuola 1-2

Poistettu käytöstä: ITÄ-SAKSA: Greifswald 1-4BULGARIA: Kozloduy 1-4SLOVAKIA: Bohunice I 1-2

V-213 VENÄJÄ: Kuola 3-4UKRAINA: Rovno 1-2UNKARI: Paks 1-4TŠEKIN TASAVALTA: Dukovany 1-4 SUOMI: Loviisa 1-2SLOVAKIA: Bohunice II 1-2 Mochovce 1-2Mochovce 3-4 (rakenteilla) V-270ARMENIA: Armenia-1(poistettu käytöstä)Armenia-2

V-187 VENÄJÄ: Novovoronezh 5

V-302UKRAINA: Etelä-Ukraina 1

V-338UKRAINA: Etelä-Ukraina 2VENÄJÄ: Kalinin 1-2

V-320VENÄJÄ: Balakovo 1-4, Kalinin 3-4,Rostov 1-2, Rostov 3-4 (rakenteilla)UKRAINA: Rovno 3-4, Zaporozhe 1-6,Khmelnitski 1-2, Etelä-Ukraina 3BULGARIA: Kozloduy 5-6TŠEKIN TASAVALTA: Temelin 1-2

V-428KIINA: Tianwan 1-2, Tianwan 3-4 (rakenteilla)

V-412INTIA: Kudankulam 1 , Kudankulam 2 (rakenteilla)

V-466IRAN: Bushehr 1

V-392MVENÄJÄ: Novovoronezh II 1-2 (rakenteilla)

V-491VENÄJÄ: Baltic 1-2(rakenteilla)Leningrad II 1-2 (rakenteilla)VALKO-VENÄJÄ : Valko-Venäjä 1 (rakenteilla)SUOMI : Hanhikivi 1 (suunnitteilla)

VVER-SUKUPOLVET

1960 1970 1980 1990 2000 2010


SuunnitteluMODERNI VVER GEN 3+ -MALLI

VVER-1200 (AES-2006):n edeltäjät............................18VVER-1200 (AES-2006):n suunnitteluperusteet (ATOMPROEKT-versio) ............................................... 21VVER-1200 (AES-2006) -laitoksen pääkomponentit ......................................................... 26Reaktoripaineastia ...................................................... 27Pääkiertoputket........................................................... 27Pääkiertopumppu ....................................................... 28Höyrystin....................................................................... 29Paineistin....................................................................... 30Reaktorisydän ja polttoaine-elementit................... 30Turbiin ........................................................................... 31


VVER-1200 (AES-2006), a Gen 3+ malli

Tässä esitteessä kuvattu malli on Pietarin ATOMPROEKTin AES-2006-versio, joka on rakenteilla Venäjän Len-ingradin vaiheessa II, Kaliningradissa (Baltic-projekti), Valko-Venäjän Ostrovetsissa sekä suunnitteilla Suomen Hanhikiven niemelle. Moskovan Atomenergoproektin AES-2006-version perustiedot on esitetty taulukoissa.


VVER-1200 (AES-2006):n edeltäjät

Ensimmäinen Venäjän ydinvoimalaitosten turvalli-suuden varmistamista koskevien yleisten määräys-ten kokoelma julkaistiin vuonna 1988 ja päivitettiin vuonna 1997 (OPB 88/97). Turvallisuusvaatimukset perustuivat Kansainvälisen atomienergiajärjestön (IAEA) INSAG-ryhmässä vuodesta 1986 lähtien käytyihin keskusteluihin sekä INSAG-raportteihin, jotka johtivat kolmannen sukupolven ydinvoima-laitosten kehitykseen. Vuosien 1988 ja 1996 välillä julkaistut INSAG-ra-portit, joiden laatimiseen venäläiset merkittävällä tavalla osallistuivat, edustivat maailmanlaajuisen ydinturvallisuuden viimeisintä kehitystä ja olivat edellä sekä IAEA:n turvallisuusstandardeja sekä useimpia kansallisia turvallisuusvaatimuksia. Venäjän yleiset määräykset muodostivat täten jo 1990-luvulla vakaan perustan uusien kolmannen sukupolven laitosten suunnittelulle. Gen III VVER-1000 -laitosten suunnittelu alkoi noin vuonna 1990 yhteistyössä suomalaisen energia-yhtiö Fortumin kanssa. Fortum halusi rakentaa kehittyneen VVER-1000-laitoksen Loviisaan, jossa kaksi pienempää VVER-yksikköä on ollut käytössä vuodesta 1977 asti. Suomen eduskunta kuitenkin pysäytti uusien ydinlaitosten suunnittelun vuonna 1993. Samaa laitoskonseptia kehitettiin eteenpäin Kiinaa varten, ja IAEA:n turvallisuusarvio tästä mallista vuonna 1995 oli erittäin positiivinen. Intian ydinvoima-laitoshanketta varten mallista kehitettiin hieman erilainen muunnelma, jossa on enemmän passiivi-sia turvallisuusominaisuuksia.

VVER-1000/V-428-reaktorilla varustettu AES-91-malli hyväksyttiin rakennettavaksi Kiinassa vuonna 1997. Sen lisäksi, että malli oli muokattu kiinalais-ten vaatimusten mukaiseksi (esimerkiksi maan-järistysten osalta), siinä huomioitiin myös IAEA:n vuosina 1995–2005 suorittamien yli 20 asiantun-tijatarkastuksen yhteydessä annetut suositukset. V-320-vakioversioon verrattuna sen ominaisuuksiin sisältyivät rinnakkaisten turvallisuusjärjestelmien parannettu fyysinen erottelu, kaksinkertainen suojarakennus, 4 x 100 %:n rinnakkaisuus päätur-vallisuusjärjestelmissä, sydänsieppari, passiiviset vetyrekombinaattorit sekä kehittyneet vesijääh-dytteiset ja vesivoidellut pääkiertopumput, jotka pysyvät käytännössä tiiviinä myös sähkön mene-tyksen aikana. Vuonna 1999 järjestettyä Suomen uuden ydin-voimalaitoksen tarjouskilpailua varten alettiin kehittää AES-91-mallin modernisoitua versiota, AES-91/99:ää, jossa on V-466-reaktori. AES-91/99-malli edusti VVER-1000:n uutta kehitysaskelta, joka mahdollisti reaktorille 60 vuoden käyttöiän. AES-92-mallia kehitettiin rinnakkain AES-91:n kans-sa. Se oli perustana Belenen laitokselle Bulgariassa, jossa oli tarkoitus ottaa käyttöön V-466-reaktori. Belene-projekti kuitenkin keskeytettiin Bulga-rian hallituksen päätöksestä. Ehdotettu malli sai sertifioinnin European Utility Requirements (EUR) -organisaatiolta vuonna 2007. European Utility Re-quirements vahvisti, että AES-92-malli oli läpäissyt organisaation suorittaman vaatimustenmukai-suusanalyysin kaikki vaiheet. Kudankulamin 1-yksikön käyttöönotto, joka on ensimmäinen AES-92-laitos

20 VVER TÄNÄÄN: KEHITYS, SUUNNITTELU, TURVALLISUUS

AES-92-malli toteutetaan ensimmäisenä Intiassa, Kudankulam 1 ja 2:ssa, missä otetaan käyttöön V-412-versio. AES-91:n tavoin AES-92 hyödyntää laajalti passiivisia turvallisuusominaisuuksia, joita ovat kaksinkertainen reaktorin suojarakennus, kahdeksan lisäpaineakkua passiivista sydämen tulvitusta varten sekä 12 lämmönvaihdinta, jotka huolehtivat passiivisesta jälkilämmönpoistosta rajoittamattoman ajan ilman ohjaajan toimia.AES-91- ja AES-92-mallien turvallisuuskonsepti perustuu aktiivisten turvallisuusjärjestelmien ensisijaiseen käyttöön suunnitteluperusteisten onnettomuuksien hallinnassa sekä aktiivisten ja passiivisten järjestelmien optimaaliseen yhdistel-mään vakavampien onnettomuuksien hallinnassa. Erityistä huomiota kiinnitettiin ulkoisilta uhkilta suojautumiseen, passiivisten keinojen käyttöön suojarakennuksen lämmönpoistossa, yhteisvikojen välttämiseen sekä ohjaajan virheiden todennäköi-syyksien realistiseen arviointiin.Edellistäkin modernimman AES-2006-mallin kehi-tys alkoi 2000-luvun puolivälissä. Päätavoitteena oli vähentää kustannuksia muuttamatta kuitenkaan merkittävästi ydinteknisten höyryntuottojärjestel-mien peruskokoonpanoa ja lisätä samanaikaisesti turvallisuutta. Lämpötehoa kasvatettiin 3 200 megawattiin ja passiivisia turvallisuusjärjestelmiä lisättiin suunnitteluperusteet ylittävien onnetto-muuksien hallintaa varten. Laajan VVER-1000-käyt-tökokemuksen lisäksi AES-2006-mallissa hyö-

dynnetään myös Tianwanissa opittuja asioita sekä vuoden 2003 suomalaisen tarjousprosessin yhteydessä tehtyjä asiantuntija-arvioita.VVER-1200/AES-2006-laitosmallit jakautuvat kah-teen alaryhmään. Toinen näistä on V-392M-versio, jonka kehitti AES-92-mallin pohjalta Moskovan Atomenergoproekt. Tätä versiota rakennetaan par-haillaan Novovoronežin vaiheessa II Venäjällä.Tätä mallia tarjotaan myös Akkuyu-projektiin Turkissa. Toinen VVER-1200/AES-2006-mallien alaryhmistä on V-491-versio, jonka kehitti Pietarin Atomener-goproekt Kiinaa varten kehitetyn ja Tianwanissa onnistuneesti käyttöönotetun AES-91-mallin pohjalta. Pietarin Atomenergoproektin versio on rakenteilla Leningradin vaiheessa II ja Kaliningra-dissa (Baltic-projekti). Se on valittu Valko-Venäjän Ostrovetsiin (missä rakentaminen alkaa pian), se on ainoa jäljellä oleva ehdokas Suomen Hanhikivi-pro-jektissa, ja se on mukana Temelin 3:n ja 4:n tarjous-prosessissa Tšekin tasavallassa.Tsekin tasavallan tarjousprosessissa konsortio, jo-hon kuuluvat ROSATOMin tytäryhtiöt Atomstroyex-port, Gidropress ja Skoda JS, ehdottaa mallia nimel-tä MIR.1200 (MIR on lyhenne sanoista Modernized International Reactor, modernisoitu kansainvälinen reaktori). MIR.2000 perustuu AES-2006-konseptiin. MIR.1200:n on osoitettu täyttävän Tšekin tarjous-vaatimukset, jotka perustuvat pääasiassa European Utility Requirements -vaatimuksiin, mutta ovat joiltakin osin niitä vaativampia.

VVER-1200:n (AES-2006) suunnitteluperusteet (ATOMPROEKT-versio)

VVER-1200 (AES-2006) -mallia tukevat pääperiaatteet ovat:• hyväksi todettujen tekniikoiden maksimaalinen käyttö• minimaaliset kustannukset ja rakennusajat • aktiivisten ja passiivisten turvallisuusjärjestelmien tasapainoinen yhdistelmä suunnitteluperusteet ylittävien onnettomuuksien hallintaa varten • inhimillisten tekijöiden turvallisuusvaikutusten vähentäminen.

Leningradin vaihe II rakenteilla

Tyypillisen VVER-1200 (AES-2006) -voimalaitosyksikön kokoonpano lintuperspektiivistä

1 Reaktorirakennus 2 Turbiinirakennus 3 Ilmastointipiippu 4 Käsittelylaitos

5

2

4 3

6

15

1 9 8

8

7 16

10

11

12

14 13


5 Yksikön varavoimadieselrakennus 6 Ydinvoimalaitoksen palvelurakennus 7 Reaktoriapurakennus 8 Varavoimadieselasema

9 Turvallisuusrakennus (4 osajärjestelmää) 10 Materiaalisulun palkkinostin 11 Höyryventtiilirakennus 12 Vedenkäsittelyrakennus

13 Sähkönsyöttörakennus 14 Muuntajat 15 Valvomorakennus 16 Polttoainevarasto


PIETARI, ATOMPROEKT

MOSKOVA, AEP

Käyttöikä (vuotta) 60 60

Yksikön sähköteho, sähköinen, matalan merilämpötilan laitos (MWe brutto)

1198 1198

Reaktorin lämpöteho (MWt) 3212 3212

Lämmöntuottokapasiteetti (MWt) 300 300

Käytettävyys (%) >90 >90

Omakäyttö (sis. jäähdytysveden kierrätysteho) (%) 7 6,83

Voimalaitoksen hyötysuhde (turbiini lauhdutustilassa) (%) 37,0 brutto, 34,5 netto

37,0 brutto, 34,5 netto

Suunnittelemattomia automaattisia pikasulkuja vuodessa < 1 < 1

Suunniteltujen seisokkien kesto (vuodessa) seitsemän vuoden käytön aikana (päiviä, enintään)

4 x 16, 2 x 24, 1 x 30

4 x 16, 2 x 24, 1 x 30

Kahdeksan vuoden välein turbiinin purkamiseen vaadittavan seisokin kesto (päiviä, enintään)

40 40

Käyttöhenkilöstön määrä (henkilöä/MW) 0,42 0,37

Suunnittelun perusteena oleva polttoaineen enimmäispalama (polttoainenipun keskiarvo) (MWd/kgU)

60 60

Polttoaineen käyttöaika (polttoaineen käyttöikä sydämessä) (vuotta) 4 4

Latausjakso (kuukautta) 12(18) 12(18)

Primäärijäähdytteen lämpötila reaktorin sisäänmenossa (°C) 298,2 298,2

Primäärijäähdytteen lämpötila reaktorin ulostulossa (°C) 328,9 328,9

Primäärijäähdytteen virtaama reaktorin paineastiassa (m3/h) 86 000 86 000

Primäärijäähdytteen paine reaktorin paineastian ulostulossa (MPa) 16,2 16,2

Höyryn paine höyrystimen ulostulossa (MPa) 7 7

Höyryn tuottonopeus höyrystintä kohti (t/h) 1602 1602

Syöttöveden lämpötila höyrystimen sisäänmenossa (°C) 225 225

Höyryn kosteuspitoisuus höyrystimen ulostulossa (%) < 0,2 < 0,2

Sisäisten alkutapahtumien aiheuttaman sydänvaurion kokonaistodennäköisyys (reaktorivuotta kohti)

< 7,37 x 10-7 < 4,16 x 10-7

Sellaisen onnettomuusketjun kokonaistodennäköisyys, johon liittyy suojarakennuksen ohituksen tai puutteellisen alkutiiveyden aiheuttamia suuria päästöjä

< 3,71 x 10-9 < 1,77 x 10-8

VVER-1200 (AES-2006) – PERUSTIEDOT PIETARIN ATOMPROEKT- JA MOSKOVAN AEP-VERSIOISTA

SPIETARI, ATOMPROEKT

MOSKOVA, AEP

KAKSINKERTAISEN SUOJARAKENNUKSEN MITAT

ULKOINEN SUOJARAKENNUS (TERÄSBETONI):

Sisäläpimitta (m) 50 50,8

Kupolin korkeus (m) 71,4 65,4

Paksuus (sylinteriosa) (m) 2,2 ≤1,5

Paksuus (kupoliosa) (m) 0,8 1,5

SISÄINEN, KAASUTIIVIS SUOJARAKENNUS (TERÄSBETONI):

Sisäläpimitta (m) 44 44

Kupolin korkeus (m) 67,1 61,7

Paksuus (sylinteriosa) (m) 1,2 1,2

Paksuus (kupoliosa) (m) 1,1 1,2


Water outlet channe l

20 2119

16

15

17

18

33 33

43

42

41

44 5949

47

45

58 5750

5556-1 56-2 56-3

From thesteam generator

To turbine

From thesteam generator

400k V

604853

3422

29

22

37 38

35

36

39

40

28

2932

30 31

26

2423

27

25

8

910

11

12 14

4

5 6

62

61

54

From 110kV

46

51

52

13

3 1

2

7

Toturbine

1 dieselvarmennetun merivesijärjestelmän pumppu 2 välijäähdytyspiirin lämmönvaihtimet tärkeimmille kuluttajille 3 välipiirin pumppu 4 käytetyn polttoaineen altaan lämmönvaihdin 5 hätäjäähdytysjärjestelmä, matalapainepumppu 6 hätäjäähdytysjärjestelmä, korkeapainepumppu 7 hätäsyöttövesipumppu 8 väkevän boorihapon varastosäiliöt 9 käytetyn polttoaineen jäähdytyspumppu 10 boorihappoliuoksen varastosäiliöt 11 hätäboorausjärjestelmän pumppu 12 kemiallisten reagenssien varastosäiliö 13 kemiallisten reagenssien syöttöpumppu 14 suojarakennuksen ruiskutusjärjestelmän pumppu 15 suodatin 16 tilavuuden- ja kemikaalinsäätöjärjestelmän kaasunpoistin 17 tilavuuden- ja kemikaalinsäätöjärjestelmän pumppu 18 ilmastointipiippu 19 vuodonkeruujärjestelmän pumppu 20 vuodonkeruujärjestelmän säiliö 21 ulkoinen suojarakennus 22 höyrystin 23 vedenkäsittelylaitos 24 jälkijäähdytin 25 käytetyn polttoaineen allas 26 kuplimissäiliö 27 tilavuuden- ja kemikaalinsäätöjärjestelmän regeneratiivinen lämmönvaihdin 28 reaktori 29 pääkiertopumppu 30 sydänsieppari 31 hätäjäähdytysjärjestelmän kaivo ja hätäjäähdytysveden varastosäiliö 32 alkalointiaineen (NaOH) hätävarasäiliö 33 päähöyrylinjan eristysventtiili, varoventtiili- ja ulospuhallusventtiiliyksikkö 34 suojarakennus 35 paineistin 36 reaktorisydämen hätäjäähdytysjärjestelmän paineakut 37 passiivisen lämmönpoistojärjestelmän säiliö 38 suojarakennuksen passiivisen lämmönpoistojärjestelmän lauhdutin 39 ruiskutusjärjestelmä 40 passiivinen vetyrekombinaattori 41 korkeapainelämmittimet 42 sähkökäyttöinen apusyöttövesipumppu 43 kaasunpoistin 44 sähkökäyttöinen syöttövesipumppu 45 lauhdutin 46 matalapainelämmittimet 47 lauhdepumput, ensimmäinen vaihe 48 yksikön täyssuolanpoistetun veden laitos 49 päälauhteen käsittely 50 tulistin 51 jäähdytysveden kierrätyspumput 52 turbiinihallin kuluttajien jäähdytysvesipumppu 53 turbiinihallin kuluttajat 54 varajännitteenalennusmuuntaja 55 generaattori 56 turbiinin matalapainesylinterit 57 turbiinin keskipainesylinteri 58 turbiinin korkeapainesylinteri 59 paineenkorotuspumppu 60 yksikön täyssuolanpoistolaitoksen lauhdepumput 61 hätäsyöttövesipuppu 62 täyssuolanpoistetun veden varastosäiliö

Yksinkertaistettu kaavio


VVER-1200 (AES-2006) -laitoksen pääkomponentit

REAKTORIPAINEASTIA

Reaktoripaineastian suunniteltu käyttöikä on 60 vuot-ta, kun enimmäisneutronivuo seurantanäytteiden tasolla on koko käyttöiän 4,22 x 1019 neutronia/cm2 (> 0,5 MeV) ja sydämen yläosan tasolla 1,28 x 1019 neutronia/cm2. Astian käyttöikää on pidennetty ra-joittamalla hitsien nikkelipitoisuutta ja perusaineen ja hitsien epäpuhtauksien määrää, laskemalla yhdealu-een vaippamateriaalin hauras-sitkeä-transitiolämpö-tila −35 °C:seen sekä suurentamalla astian läpimittaa astian seinämien neutronivuon pienentämiseksi.Reaktorinpaineastian sisäosat käsittävät sydämen tukikorin, sydämen pohjalevyn, suojaputkiyksikön ja sydäninstrumentoinnin osat paineastian ylätilassa, itse sydämen, säätösauvat sekä sydäninstrumentoin-nin anturit. Reaktoripaineastian kansi on rakenteelli-sesti integroitu sen ylempiin sisäosiin.Ohjaus- ja suojausjärjestelmän käyttölaitteiden kotelot asennetaan reaktoripaineastian kanteen. Sydämen tukikorin, sydämen pohjalevyn ja suojaput-kiyksikön nousemisen estää normaaliolosuhteissa niiden paino sekä kiinnitysyksiköt, joissa käytetään lämpölaajennetusta grafiitista tehtyjä elastisia kom-ponentteja. Se toimii paremmin kuin V-320-reaktoris-sa käytetyt materiaalit, ja sen käyttöikä on vähintään neljä vuotta ilman osien vaihtoa.

PÄÄKIERTOPUTKISTO

Reaktorin, höyrystimet ja pääkiertopumput yhdis-tävän pääkiertoputkiston nimellishalkaisija on 850 mm ja käyttöikä 60 vuotta. Putkiston nimellisulko-halkaisija on 990 mm ja seinämän nimellispaksuus 70 mm. Kokonaispituus on 146 m. Pääkiertoputket on suunniteltu täyttämään kaikki ”vuoto ennen murtumaa” -periaatteen vaatimat ehdot: materiaa-liominaisuudet, jännitysanalyysin, määräaikaistar-kastukset ja vuodonvalvonnan.

VVER-1200-reaktoripaineastia

1

2

3

4

5

1 Höyrystin 2 Reaktorisydämen hätäjäähdytysjärjestelmän paineakku 3 Paineistin 4 Reaktoripaineastia 5 Pääkiertopumppu

1 Ohjaus- ja suojausjärjestelmän käyttölaitteet 2 Paineastian kansi 3 Lähtöyhde 4 Tuloyhde 5 Sydämen pohjalevy 6 Polttoaine-elementit

1

2

5

3

4

6


PÄÄKIERTOPUMPPU

Pääkiertopumppu on tyyppiä GCNA-1391. Pää-kiertopumppu on varustettu vauhtipyörällä, joka huolehtii primääripiirin kierrätyksen tasaisesta alasajosta onnettomuustilanteissa, joissa sähkön saanti on menetetty. Tämä mahdollistaa reak-torin riittävän jäähdytyksen, kunnes reaktori on sammutettu ja jälkilämpö on laskenut tasolle, jolla sen voi turvallisesti poistaa luonnollisen kierrätyksen avulla. Mallissa hyödynnetään kokemusta, joka on saatu V-320-reaktorissa käytetyistä GCN-195M-pumpuista sekä ensim-mäisistä GCNA-1391-pumpuista, jotka ovat toimineet luotettavasti Tianwanissa vuodesta 2007. GCNA-1391-pumpun perustiedot ovat seuraavat: kapasiteetti 22 000 m3/h, paine 0,588 MPa, nimellinen imupaine 16,02 MPa, kierrokset minuutissa 1 000, tehon kulutus kuumana < 5 MW, tehon kulutus kylmänä < 6,8 MW, syöttövir-ran taajuus 50 Hz, paino (ilman moottoria) 75,5 t, käyttöikä 60 vuotta. GCNA-1391 on pystysuuntai-nen pumppusarja, joka koostuu yksivaiheisesta keskipakopumpusta, jossa on mekaanisesti tiivis-tetty akseli ja ajohitsattu pallomainen pesä, sekä kaksinopeuksisesta induktiomoottorista, jossa on vauhtipyörä. Pumppumoottorin jäähdykseen ja kaikkien laakerien voiteluun käytetään vettä.Öljytön jäähdytys ja voitelu eliminoivat öljypalo-riskin reaktorin suojarakennuksessa. Tiivisteen ra-kenne varmistaa, että nimellisvuoto pumpun läpi on hyvin pieni, kun pumppu on pysäytetty eikä tiivisteessä ole aktiivista jäähdytystä tai veden syöttövirtausta. Tämä puolestaan varmistaa, että pumppu ei aiheuta reaktorin jäähdytteenmene-tysonnettomuutta, siinä tapauksessa, että kaikki sähkön saanti on menetetty pitkäksi ajaksi. Pum-pun rakennetta kehitettäessä erityishuomiota on kiinnitetty korjattavuuteen ja vähentyneisiin huoltovaatimuksiin. Pumpun rakenne mahdollis-taa pääkomponenttien vaihtamisen pääliitoksen tiivistettä avaamatta, mikä helpottaa huoltoa ja korjausta huomattavasti.

GCNA-1391-tyyppinen pääkiertopumppu

HÖYRYSTIN

VVER-reaktoreissa käytetään perinteisesti vaa-kasuuntaisia höyrystimiä. Vaakasuuntaisen raken-teen ansiosta höyrystimet eivät altistu esimerkiksi primääriveden aiheuttamasta jännityskorroosiosta johtuvalle säröytymiselle, likaantumiselle tai lom-moutumiselle. Useilla VVER-440-laitoksilla on ollut höyrystimiä käytössä yli 35 vuotta ilman lämmön-

vaihdinputkien korroosiota, joka vaatisi putken tulppausta.VVER-1200:n käyttämät höyrystimet ovat tyyp-piä PGV-1000MKP. Sen lisäksi, että höyrystin on vaakasuuntainen, siinä käytetään käytäväraken-netta putkinipun lämmönvaihdinputkille. Hyväksi todettu malli ja vähittäin toteutetut parannukset

PGV-1000MKP-höyrystin

1

2

3

4

5

6

1 Höyrynkokooja 2 Syöttövesitulo 3 Syöttöveden kokooja 4 Lämmönvaihdinputket 5 Pääjäähdytetulo 6 Pääjäähdytelähtö


(esimerkiksi tehokas sakan poistohöyrystimen poh-jalta, sekundääripuolen etanoliamiinivesikemian käyttö sekä kuparipitoisten komponenttien poisto sekundääripuolelta) mahdollistavat 60 vuoden käyttöiän saavuttamisen.Höyrystin tuottaa kylläistä höyryä, joka virtaa haih-dutuspinnan alle upotetun rei’itetyn metallilevyn läpi.Höyry kuivuu painovoiman vaikutuksesta höyryti-lassa ja virtaa rei’itettyyn jakelulevyyn höyrystimen yläosassa. Sitten se siirtyy kymmenen suuttimen kautta höyrynkokoojaan, joka sijaitsee höyrysti-men yläpuolella. Höyryn tuottonopeus tasaantuu höyrystimen koko pituudelle sijoitetuissa rei’ite-tyissä metallilevyissä.Höyry, josta kosteus on poistunut, virtaa höy-rynkokoojasta höyryputkiin. Syöttövesi virtaa nimellishalkaisijaltaan 400 mm:n putkiston kautta höyrystimen syöttöveden jakotukkiin. Hätäjäähdy-tyksen aikana hätäsyöttövesijärjestelmä toimittaa syöttöveden. Veden kierrätys höyrystimen sekun-dääripuolella tapahtuu luonnonkierron avulla. Höyrystimen lämmönsiirtopinta koostuu 10 978 ruostumattomasta teräsputkesta, joiden halkaisija on 16 mm ja seinämien paksuus 1,5 mm.Putket ja niiden tukirakenteet ovat hyvin vankkoja verrattuna niihin, joita painevesireaktorien pystys-uuntaisissa höyrystimissä tyypillisesti käytetään.Lämmönvaihdinputket on järjestetty U:n muotoi-seen nippuun. Putkien käytävärakenteessa on 22 mm:n pystysuuntaiset välit ja 24 mm:n vaakasuun-taiset välit.Putkinippu viettää alaspäin (20 mm koko pituudel-la), jotta putket tyhjenevät kokonaan. Putket kiinni-tetään hitsaamalla niiden päät pääjäähdytetulon ja -lähdön (kokoojien) sisäpintoihin.Höyrynkokooja, jonka halkaisija on 630 mm ja seinämän paksuus 25 mm, sijaitsee höyrystimen yläpuolella.Päähöyrylinja (halkaisija 630 mm, seinämän paksuus 25 mm) ja passiivinen jälkilämmönpoisto-järjestelmä (halkaisija 219 mm, seinämän paksuus 13,5 mm) on yhdistetty tähän höyrynkokoojaan.

PAINEISTIN

VVER-reaktorilaitoksilla on aina käytetty suuritilavuuksisia paineis-timia, mikä on varmistanut reak-torin korkean turvallisuustason, sillä primääripiirin jäähdytemäärä on tällöin suuri. VVER-1200-mal-lissa käytetään modernisoitua järjestelmää, jotta paineensäätö toimisi entistäkin paremmin häiriötilanteiden aikana. Uudessa järjestelmässä on lisälinja höyry-tilan säädettävää vesiruiskutusta varten.

REAKTORISYDÄN JA POLTTOAINE-ELEMENTIT

Reaktorisydän sisältää 163 poltto-aine-elementtiä. Reaktorin tehoa säädetään ohjaus- ja suojaus-järjestelmän 121 säätösauvalla, polttoainesauvojen palavilla neutroniabsorbaattoreilla sekä primääripiirin veden boorihappo-pitoisuuden muutoksilla.VVER-1200-mallissa käytetään kuusikulmaisia polttoaine-ele-menttejä, joiden ominaisuudet on lueteltu seuraavassa:• 13 välihilaa (mukaan luettuna tärinää vaimentava hila) • sijoituksessa 340 mm:n väli • polttoainesauvan korkeus 3,73 m• UO2-polttoaineen paino enin-tään 534 kg • rikastusaste enintään 4,95 % • yläpäätykappaleen nopeasti ir-rotettava kiinnitys holkeilla, jotka mahdollistavat nopean purkami-sen ja kokoamisen vuotavien polt-toainesauvojen vaihtoa varten • polttoainesauvojen holkkikiin-nitys • irto-osasihti (lisävaruste).

TURBIINI

VVER-1200-malliin on saatavilla kaksi höyryturbiiniversiota: Venäläismallinen (LMZ) täysnopeusturbiini, jonka valmistaja on Power Machines, sekä Alstom Arabellen puolinopeusmalli, jota on määrä käyttää Baltic:n ydin-voimalaitosprojektissa.

Leningradsky Metallichesky Zavod (LMZ) -turbiini Tianwanin ydinvoimalaitoksella

VVER-1200-polttoaine-elementti

1 Yläpäätykappale 2 Välihila 3 Polttoainesauva 4 Ohjainputki 5 Alapäätykappale

1

2

3

4

5


TurvallisuusMODERNIN VVER GEN 3+ -MALLIN

TURVALLISUUSKONSEPTI

Turvallisuusvaatimukset ja -periaatteet ...............36Perusturvallisuustoimintojen järjestäminen .......37Reaktiivisuuden hallinta ..........................................40Jälkilämmönpoisto ...................................................40Radioaktiivisten aineiden leviämisen estäminen...............................................41Suojaus ulkoisilta vaikutuksilta .............................43Muut kehittyneet turvallisuustoiminnot ja -järjestelmät ...........................................................44Sähkönsyötön varmennus.......................................44Paloturvallisuus .........................................................44


VVER-1200 (AES-2006):n turvallisuusfilosofia on ainutlaatuinen markkinoilla olevien reaktorien joukossa. Reaktori sisältää kattavan valikoiman sekä aktiivisia että passiivisia järjestelmiä perusturvallisuustoimintojen toteuttamiseen. Turvallisuusjärjestelmien avulla pystytään hallitsemaan monimutkaisia, suunnitteluperustei-set onnettomuudet ylittäviä tilanteita.

VVER Gen 3+ -mallin

turvallisuuskonsepti


VVER-1200 (AES-2006) -laitos suunniteltiin vastaa-maan vuonna 1997 julkaistuja Venäjän yleisiä tur-vallisuusvaatimuksia, jotka olivat yhdenmukaisetIAEA:n International Nuclear Safety Groupin (IN-SAG) suositusten kanssa. INSAG-ryhmän suosituk-set johtivat niin kutsuttujen kolmannen sukupol-ven (Gen III) ydinvoimalaitosten kehitykseen, ja IAEA:n nykyinen, vuonna 2012 julkaistu, ydinvoi-malaitosten suunnittelun turvallisuusstandardi rakentuu samoille periaatteille. Venäjän yleiset turvallisuusvaatimukset ovat myös yhdenmukaiset WENRAn (Western European Nuclear Regulators Association) vuonna 2010 uusille ydinvoimalaitok-sille määrittämien turvallisuustavoitteiden kanssa.VVER-1200 (AES-2006) -mallissa on otettu huo-mioon oletetun onnettomuuden laajennusti-lanteet (DEC-tilanteet) IAEA:n nykyisen turvalli-suusstandardin mukaisesti. Näin ollen kaikissa rakenteilla olevissa uusissa VVER-1200-laitoksissa on jo suunnitteluominaisuuksia, joissa on täysin huomioitu tärkeimmät Fukushimasta opitut asiat:• reaktorisydämen pitkäaikainen jäähdytys ilman sähköä • pitkäaikainen jälkilämmön poisto lopullisesta lämpönielusta (meri, joki, jäähdytystorni) riippu-mattomalla tavalla• reaktorin suojarakennuksen eheyden turvaami-nen erillisillä järjestelmillä sydämen sulamison-nettomuuden jälkeen. Turvallisuusjärjestelmät on suunniteltu toimimaan vakaasti epäsuotuisissa olosuhteissa, jotka aiheutuvat luonnonilmiöis-tä, kuten maanjäristyksistä, tulvista, myrskyistä, hurrikaaneista, lumisateesta, pyörremyrskyistä, äärimmäisen matalista tai korkeista lämpötiloista tai ihmisen aiheuttamista onnettomuustilanteista, kuten lentokoneen törmäyksistä (tai lentokonei-

Turvallisuusvaatimukset ja -periaatteet

den osien vaikutuksesta), paineaallosta, tulipalosta tai rikkoutuneista vesiputkista johtuvasta tulvimi-sesta.Perusperiaatteita ovat seuraavat:• luontainen turvallisuusperiaate eli reaktorin kyky varmistaa turvallisuus luontaisten takaisinkytken-täprosessien ja -ominaisuuksien perusteella• syvyyssuuntainen turvallisuusperiaate, eli pe-räkkäisten esteiden käyttö ionisoivan säteilyn ja radioaktiivisten aineiden ympäristöön vapautu-misen estämiseksi sekä teknisten ja organisatoris-ten toimenpiteiden järjestelmän ylläpito näiden esteiden suojaamiseksi.Perusturvallisuustoimintojen järjestämisen perus-konsepti on seuraava:• Passiivisuus: Passiivisia keinoja (passiivinen höyrystimen jäähdytysjärjestelmä, passiivinen suojarakennuksen jäähdytysjärjestelmä) käytetään oletetun onnettomuuden laajennusten ja suunnit-teluperusteet ylittävien onnettomuuksien hallin-nassa sekä aktiivisten turvallisuusjärjestelmien varajärjestelminä.• Usean osajärjestelmän rinnakkaisuus: Laitoksen turvallisuusjärjestelmät ja niiden ohjausjärjestel-mät on jaettu neljään osajärjestelmään.• Moninkertaisuus: Perusturvallisuustoiminnoista huolehtivien järjestelmien varajärjestelmät käyttä-vät eri laitteita kuin tuetut turvallisuusjärjestelmät ja, jos mahdollista, myös eri käyttöperiaatetta.• Fyysinen erottelu: Turvallisuusjärjestelmien ja niiden ohjausjärjestelmien kaikki neljä osajär-jestelmää on fyysisesti eroteltu, mikä vaikuttaa tulipaloista, lentotapaturmista ja terrori-iskuista aiheutuviin yhteisvikoihin. Myös yksikön valvomot (päävalvomo ja varavalvomo) sijaitsevat fyysisesti erillisissä huoneissa/rakennuksissa.

VVER-1200 (AES-2006) -laitoksissa toteutettu usean osajärjestelmän rinnakkaisuusperiaate

Perusturvallisuustoimintojen järjestäminen

1. Reaktiivisuuden hallinta • reaktorin hallitsemattoman tehonnousun estäminen • reaktorin nopean sammutuksen varmistaminen tarvittaessa

2. Jälkilämmönpoisto lopulliseen lämpönieluun• sammutetun reaktorin jäähdytys• käytetyn ydinpolttoaineen jäähdytys

3. Radioaktiivisten aineiden leviämisen estäminen• merkittävien radioaktiivisten päästöjen estäminen

KOLMEN PERUSTURVALLISUUSTOIMINNON LUOTETTAVA JÄRJESTÄMINEN ON OLLUT PÄÄPERIAATTEENA VVER-1200 (AES-2006) -LAITOSTEN SUUNNITTELUSSA:



PIETARI, ATOMPROEKT

MOSKOVA, AEP

PSUOJAUS-, ERISTYS-, TURVALLISUUS- JA TURVALLISUUSVALVONTAJÄRJESTELMÄT

Korkeapaineinen hätäjäähdytysjärjestelmä 4 х 100 % 2 x 100 %

Matalapaineinen hätäjäähdytysjärjestelmä 4 х 100 % 2 х 100 %

Hätäboorausjärjestelmä 4 х 50 % 2 х 100 % (kumpikin osa-järjestelmä sisältää kaksi pumppua; kunkin pumpun kapasiteetti on 50 %)

Hätäsyöttövesijärjestelmä ja lämmönpoisto höyryn dumppausventtiilien kautta

4 х 100 % 4 höyryn dumppaus-vent-tiiliä, ei hätäsyöttö- vesijärjestelmää

Höyrystimen jäähdytys- ja ulospuhallusjärjestelmä - 2 x 100 % (kumpikin osa-järjestelmä sisältää kaksi pumppua; kunkin pumpun kapasiteetti on 100 %)

Suojarakennuksen hätäruiskutusjärjestelmä 4 х 50 % 2 х 100 %

Jälkilämmön poistojärjestelmä ja primääripiiri 4 х 100 % 2 х 100 %

Välijäähdytysjärjestelmä (välijäähdytyspiiri) 4 х 100 % 2 x 100 % (kumpikin osajärjestelmä sisältää kaksi pumppua; kunkin pumpun kapasiteetti on 100 %)

Dieselvarmennettu jäähdytysvesijärjestelmä (apumerivesijärjestelmä) 4 х 100 % 2 x 100 % (kumpikin osa-järjestelmä sisältää kaksi pumppua; kunkin pumpun kapasiteetti on 100 %)

Turvallisuusjärjestelmien huoneiden lämmitys- ja ilmastointijärjestelmä

4 х 100 % 2 х 100%

Suojarakennuksen eristysventtiilijärjestelmä 2 х 100 % 2 х 100 %

Booratun veden varastointijärjestelmä 2 х 100 % Polttoaineallas

Hätäkaasunpoistojärjestelmä 2 х 100 % 2 х 100 %

Primääripiirin ylipainesuojaus 3 х 50 % 3 х 50 %

Sekundääripiirin ylipainesuojaus 2 х 100 % 2 х 100 %

Päähöyrylinjan eristysjärjestelmä (nopea eristysventtiili + venttiili, jossa on sähköinen toimilaite)

2 х 100 % 2 х 100 %

Hätädieselgeneraattorin sähköjärjestelmä 4 х 100 % 2 x 100%

Turvallisuusjärjestelmän aktivointi 4 anturia/parametri4 logiikan osajärjestel-mää, joissa kussakin 2/4-logiikka

2 x 100%3 anturia osajärjestelmäs-sä, kussakin 2/3-logiikka

PIETARI, ATOMPROEKT

MOSKOVA, AEP

Reaktorin hätäpysäytysjärjestelmä 4 anturia/parametri, 4 logiikkalaitteistoa (2/4) 1. tason valintaan ja kaksi logiikkalaitteistoa (2/4) 2. tason valintaan

2 x 100 %Kolme anturia osajär-jestelmässä, kussakin 2/3-logiikka

Lämmitys- ja ilmastointijärjestelmä alipaineen ylläpitoon suojaraken-nuksen sisemmässä välitilassa

2 х 100 % (aktiivinen)

2 х 100 %(passiivinen)

PASSIIVISET TURVALLISUUSJÄRJESTELMÄT SUUNNITTELUN PERUSONNETTOMUUKSIA VARTEN

Reaktorisydämen hätäjäähdytyksen paineakkujärjestelmä, 1. vaihe 4 х 33 % 4 х 33 %

Reaktorisydämen hätäjäähdytyksen paineakkujärjestelmä, 2. vaihe – 4 х 33 %

Suojarakennuksen vedynpoistojärjestelmä (1. osajärjestelmä) 1 х 100 % 1 х 100 %

Kaksinkertainen suojarakennus ✓ ✓

SUUNNITTELUPERUSTEET YLITTÄVIEN ONNETTOMUUKSIEN HALLINNAN APUVÄLINEET

Passiivinen lämmönpoistojärjestelmä höyrystimien kautta 4 х 33 % (vesijäähdytteinen)

4 х 33 % (ilmajäähdytteinen)

Suojarakennuksen passiivinen lämmönpoistojärjestelmä 4 х 33 % –

Sydänsieppari ✓ ✓

Suojarakennuksen vedynpoistojärjestelmä (2. osajärjestelmä) ✓ –

Haihtuvan jodin kemiallinen pidätysjärjestelmä ✓ –

Reaktorisydämen tarkistuskaivon hätäkäyttöjärjestelmä ✓ ✓

Primääripiirin ylipainesuojaus- ja hätäkaasunpoistojärjestelmä ✓ ✓

Vedensyöttöjärjestelmä pitkäaikaisen ulkoisen jäähdytyslähteen muodostamiseksi sydänsiepparille

✓ ✓

Käytetyn polttoaineen jäähdytysaltaan vedensyöttöjärjestelmä ✓ ✓

Suojarakennuksen ulkoseinällä sijaitsevien hätälämmönpoisto- säiliöiden vedensyöttöjärjestelmä

✓ –

Hätäsähkönsyöttöjärjestelmä, joka käyttää siirrettävää diesel- generaattoria ja akkuja

✓ ✓

Hätäautomaatiolaitteet ja ohjauspaneeli päävalvomossa ✓ ✓

VVER-1200 (AES-2006) -TURVALLISUUSJÄRJESTELMÄT PIETARIN ATOMPROEKT- JA MOSKOVAN AEP-VERSIOIHIN (OSAJÄRJESTELMIEN LUKUMÄÄRÄ JA KAPASITEETTI)

REAKTIIVISUUDEN HALLINTA

Kaikissa VVER-1200-reaktoreissa on ainutlaatuinen turvallisuustoiminto verrattuna muihin painevesi-reaktorityyppeihin tai vanhempiin VVER-reaktorei-hin: jos säätösauvat lasketaan sydämeen, reaktori pysyy sammuneena matalassakin lämpötilassa pitkän aikaa. Täten reaktorin voi jäähdyttää tur-valliseen sammutustilaan ilman huolta siitä, että siitä tulisi uudelleen kriittinen, ja ilman pakollista vaatimusta syöttää booria primääripiiriin.VVER-1200:ssa on siitä huolimatta luotettavat boorinsyöttöjärjestelmät. Nämä voivat lisätä boo-

JÄLKILÄMMÖNPOISTO

VVER-1200:ssa jälkilämmön voi poistaa kolmella eri tavalla:1) aktiivisilla järjestelmillä lopulliseen lämpönie-luun 2) aktiivisilla järjestelmillä ilmakehään (uudelleen-täyttö ja -tyhjennys höyrystimistä)3) passiivisilla järjestelmillä ilmakehään.Passiivinen jälkilämmönpoisto on keskeinen ke-hittynyt toiminto, jolla varmistetaan VVER-1200:n turvallisuus.Höyrystimen passiivinen jälkilämmönpoistojär-jestelmä on tarkoitettu seuraavien toimintojen toteutukseen:• jälkilämmönpoisto ja sammutetun reaktorin jääh-dytys, kun sähkö on menetetty kokonaan• jälkilämmönpoisto ja sammutetun reaktorin jääh-dytys, kun vedensyöttö on menetetty kokonaan• ohitushöyrylinjan tai höyrystimien varoventtiilien kautta ilmakehään joutuvien radioaktiivisten jääh-dytepäästöjen estäminen sellaisen onnettomuu-den aikana, johon liittyy jäähdytevuoto primääri-piiristä sekundääripiiriin• radioaktiivisten jäähdytepäästöjen minimointi sellaisen onnettomuuden aikana, jossa tapahtuu

samanaikaisesti jäähdytevuoto primääripiiristä sekundääripiiriin ja höyryputken murtuma suoja-rakennuksen seinän ja putkiston eristysventtiilin välillä.Höyrystimen passiivisen jälkilämmönpoistojärjes-telmän suorituskyvyn ja tehokkuuden validointi vaati runsaasti analyyseja, laskentaa, arviointia ja kokeiluja. Suunnitteluperusteiset onnettomuudet ylittävien tilojen analyyttinen simulointi suoritettiin käyttämällä venäläistä sertifioitua lämpöhydrau-lista KORSAR-todennäköisyyskoodia. Höyrystimen passiivisen lämmönpoistojärjestelmän suoritusky-vyn kokeellinen validointi on tehty Scientific and Development Association on Research and Design of Power Equipment -järjestön tiloissa Pietarissa suuren mittakaavan koelaitteella, johon sisältyy suuren mittakaavan malli VVER-1200 (AES-2006) -laitoksella käytettävästä höyrystimen passiivisesta lämmönpoistojärjestelmästä. Koelaitteen avulla voidaan tehdä kokeita käyttäen täyden mittakaa-van sekundääripiirin jäähdyteolosuhteita, joissa höyryn lauhdepiirin kokonaiskorkeus on 23,6 m. Hätäjäähdytyksen lämmönvaihtimet ovat myös lähellä täyttä mittakaavaa.

ripitoista nestettä reaktorin jäähdytteeseen siinä tapauksessa, että säätösauvat eivät jostain syystä putoa sydämeen.Boorinsyöttöjärjestelmässä on neljä identtistä rinnakkaispumppua. Kahden pumpun käyttö riittää nopeaan reaktorin sammutukseen, joten polttoaine ei vahingoitu missään odotetussa ske-naariossa, jossa säätösauvojen nopea sisäänlasku epäonnistuu. Jos mikään kiireellinen syy ei vaadi reaktorin nopeaa sammutusta, yhden pumpun käyttö riittää.

Jo Tšernobylin onnettomuuden jälkeen määritetty tavoite oli, että uuden sukupolven VVER-laitoksille on kehitettävä erilliset järjestelmät reaktorin suoja-rakennuksen suojaamiseksi mahdollisten sydämen sulamisonnettomuuksien jälkeen. Fukushima Daiichin onnettomuuden jälkeen tätä tavoitetta pidettiin laajalti hyvin perusteltuna, ja sen vaatimukset sisältyvät nyt IAEA:n turvallisuusstandardiin SSR2.1, ”Safety of Nuclear Power Plants: Design”, joka julkaistiin vuonna 2012. Re-aktorin suojarakennuksen suojaaminen myös sydämen sulamisonnettomuudessa on ollut yksi AES-2006-lai-tosten alkuperäisistä suunnitteluperiaatteista, ja tätä tavoitetta tukevaa kokeellista tutkimustyötä on tehty yli 20 vuoden ajan.VVER-1200:n suojarakennuksen suojausstrategia oletetun reaktorisydämen sulamisen jälkeen on se, että kaikki sydämen sulamisen yhteydessä mahdollisesti esiintyvät ilmiöt, jotka voivat vaarantaa suojarakennuk-sen eheyden, otetaan huomioon, ja suojarakennuksen eheys varmistetaan erityisin keinoin. Suojarakennuksen eheyden vaarantavia ilmiöitä ovat seuraavat:• reaktorisydämen sulaminen ja primääripiirin suuri paine• suojarakennuksen ylipaine suojarakennuksen sisällä muodostuneen höyryn takia• vedyn kertyminen suojarakennuksen sisään ja siitä johtuva vetyräjähdys• höyryräjähdys• sulaneen reaktorisydämen tunkeutuminen suojaraken-nuksen pohjan läpi• sulaneen sydämen uudelleenkriittisyys. VVER-1200:n suojarakennuksen eheyden varmistami-nen näissä olosuhteissa perustuu täysin itsenäisiin jär-jestelmiin, jotka on erotettu reaktorisydämen vakavien vaurioiden estämiseen tarkoitetuista järjestelmistä.Suojarakennuksen ylipaine ehkäistään suojarakennuk-sen passiivisella lämmönpoistojärjestelmällä. Vedyn ker-tyminen ehkäistään passiivisilla vetyrekombinaattoreilla, ja lisäksi siihen vaikuttaa jonkin verran sydänsieppari, joka on myös pääjärjestelmä höyryräjähdyksen, suo-jarakennuksen pohjan läpitunkeuman sekä sulaneen sydämen uudelleenkriittisyyden estämiseen.

VVER-1200 (AES-2006):n höyrystimen passiivinen jälkilämmön-poistojärjestelmä – Pietarin ATOMPROEKTin versio

RADIOAKTIIVISTEN AINEIDEN LEVIÄMISEN ESTÄMINEN


1

2

3 4

5

1 Hätäjäähdytyksen lämmönvaihtimet 2 Passiivisen jälkilämmönpoistojärjestelmän säiliö 3 Laskuputki 4 Nousuputki 5 Höyrystin


Suojarakennuksen passiivisen jälkilämmönpoistojärjestel-män tarkoitus on• alentaa suojarakennuksen sisällä vallitsevaa painetta ja pitää se suunnittelurajoissa suunnitteluperusteet ylittävien onnettomuuksien aikana siinäkin tapauksessa, että onnet-tomuuteen liittyy vakavia sydänvaurioita• siirtää suunnitteluperusteet ylittävien onnettomuuksien aikana suojarakennukseen vapautunut lämpö lopulliseen lämpönieluun siinäkin tapauksessa, että onnettomuuteen liittyy vakavia sydänvaurioita• toimia suojarakennuksen ruiskutusjärjestelmän rinnak-kaisjärjestelmänä turvallisuuden parantamiseksi.Suojarakennuksen passiivisen lämmönpoistojärjestelmän suorituskyvyn vahvistamiseksi ja suunnittelun validoimi-seksi on tehty huomattava määrä testi- ja analyysityötä, jossa on esimerkiksi käytetty tätä tarkoitusta varten muun-neltuja tai rakennettuja suuren mittakaavan koelaitteita.Sydänsiepparin tehtävät:• reaktoripaineastian pohjan tukeminen sen irrotessa tai muuttaessa muotoaan• reaktorikuilun rakenne-elementtien suojaaminen sydän-sulalta• nestemäisten ja kiinteiden sydänsulakomponenttien, sydämen sirpaleiden ja rakennemateriaalien pidättäminen• lämmönsiirto jäähdytysveteen• sydänsulan pitäminen alikriittisessä tilassa• suojarakennukseen kulkeutuvien radioaktiivisten ainei-den ja vedyn päästöjen minimointi.Sydänsieppari on kartion muotoinen metallirakenne, joka painaa noin 800 t. Se on kaksiseinäinen, ja sei-nien väli on täytetty rauta- ja alumiinioksidirakeilla. Sydänsieppari on täytetty kulutettavalla suojamateri-aalilla, joka on myös rauta- ja alumiinioksidia sisältä-vä keraaminen seos. Tianwan 1 ja 2 olivat maailman ensimmäiset ydinvoimalaitokset, jotka varustettiin sydänsieppareilla.Sydänsiepparin konseptin kehitystä, suunnittelua ja toteutusta tukemassa on ollut merkittävä testaus- ja analyysiohjelma, johon ovat osallistuneet seuraavat organisaatiot: Tieteellinen ja teknologinen tutkimus-insitituutti NITI (SosnovyiBor), Kurtšatov-instituutti (Moskova), Obninskin fy-siikan ja voimalaitostekniikan instituutti, Gidropress, Pietarin teknologinen instituutti sekä Venäjän tiede- akatemian silikaattikemian instituutti (Pietari).

VVER-1200 (AES-2006):n suojarakennuksen passiivinen jälkilämmön-poistojärjestelmä – Pietari, ATOMPROEKT

Sydänsieppari

Suojaus ulkoisiltavaikutuksilta

MAANJÄRISTYSKUORMITUKSET. Suojaus maanjäristyskuormituksilta on järjestet-ty niin, että paikkakohtaiset maanjäristysolosuhteet huomioidaan. Esimerkiksi Hanhikivi 1 VVER-1200 -mallissa rakennukset on suunniteltu pysymään ehjinä, jos maanjäristyk-sen aiheuttama suurin vaakasuuntainen maanpinnan kiihtyvyys ei ylitä arvoa 0,2 g. (Huomautus: Hanhikivi ei sijaitse maanjäristysalueella.)

LENTOKONEEN TÖRMÄYS. Rakenteilla olevat VVER-1200 (AES-2006) -laitokset on suunniteltu kestämään pienen lentokoneen törmäys. Suunnittelun perusteena oleva lentokoneen paino on 5,7 t. Suojaus suuremman lentokoneen törmäykseltä voidaan asiakkaan vaatimusten mukaan saavuttaa kasvattamalla suojarakennuksen ulkoseinän sekä joidenkin muiden rakennusten seinien paksuutta. Suuren (400 t) matkustajako-neen törmäys sisällytettiin Hanhikivi 1:n suunnitteluun, ja tällaisen törmäyksen kestoky-ky osoitettiin mallitestauksen tukemalla yksityiskohtaisella analyysilla.

HURRIKAANIT JA PYÖRREMYRSKYT. Turvallisuuteen liittyvät komponentit on suun-niteltu kestämään tuulikuorma, joka vastaa tuulen nopeutta 30 m/s 10 m:n korkeudella. Suunnittelukuormitus vastaa pyörremyrskyä, jonka voimakkuus on 3,60 Fujitan asteikolla.

LUMI- JA JÄÄKUORMAT. Suunnittelun mukainen huippulumikuorma on 4,1 kPa.

ULKOISET RÄJÄHDYKSET. VVER-1200:n turvallisuuteen liittyvät komponentit on suunniteltu ottaen huomioon ulkoisesta räjähdyksestä aiheutuva iskuaalto. Iskuaallon etupuolinen oletuspaine 30 kPa, ja puristusvaiheen oletettu kesto on 1 sekunti.

1

2

3 1 Passiivisen jälkilämmön- poistojärjestelmän säiliö 2 Putket 3 Lämmönvaihtopinta

VVER TÄNÄÄN: KEHITYS, SUUNNITTELU, TURVALLISUUS 4544 VVER TÄNÄÄN: KEHITYS, SUUNNITTELU, TURVALLISUUS

PALOTURVALLISUUS

Öljy- ja sähköpalojen sammuttamiseksi VVER-1200 (AES-2006) on varustettu passiivisilla palosuojausjärjestel-millä. Palo-osastojen passiivisia palosuojausjärjestelmiä käytetään:• sulkemaan pois tulipalon samanaikainen vaikutus laitteistoon sekä reaktorin turvallisen hätäalasajon ja jääh-dytyksen pää- ja varatoimintoihin ja siten varmistamaan näiden järjestelmien toteuttamat suojaustoiminnot tulipalon aikana ja sen jälkeen• varmistamaan tarvittaessa radioaktiivisten päästöjen paikannus ja hallinta tulipalon sattuessa• suojaamaan henkilöstöä/väestöä määritykset ylittäviltä säteilyannoksilta.

SÄHKÖNSYÖTÖN VARMENNUS

Passiivisten turvallisuusjärjestelmien laajasta käytöstä huolimatta VVER-1200:ssa on myös hyvin vankat sähkönsyöttöjärjestelmät sekä ulkoisesta verkosta että sisäisistä itsenäisistä tehonlähteistä.Näin ollen VVER-1200:ssa on yhtä luotettavat aktiiviset turvallisuusjärjestelmät kuin useimmissa nykyisin käytössä olevissa tavanomaisissa paine-vesireaktorilaitoksissa, joissa ei ole passiivisten järjestelmien tuomaa lisäetua.

Ulkoiset sähköliitännät ovat laitoskohtaisia, mutta niihin sisältyy aina vähintään kaksi erillistä ja eri suunnista vedettyä korkeajännitevoimajohtoa, jotka tuovat laitokseen sähköä kolmen erillisen muuntajan kautta.Sisäiset tehonlähteet käsittävät neljä identtistä die-selgeneraattoria sekä yhden tai kaksi rakenteeltaan erilaista lisäyksikköä.

Muut kehittyneet turvallisuus-toiminnot ja -järjestelmät

46 VVER TÄNÄÄN: KEHITYS, SUUNNITTELU, TURVALLISUUS 47 VVER TÄNÄÄN: KEHITYS, SUUNNITTELU, TURVALLISUUS

KUVAN SELITYKSET 1 Reaktorirakennus 2 Ulompi välitila 3 Reaktoripaineastia 4 Höyrystin 5 Pääkiertopumppu 6 Pääkiertoputket 7 Kuplimissäiliö 8 Paineistin 9 Passiivisen jälkilämmönpoistojärjestelmän säiliöt 10 Sydänsieppari 11 Hätäjäähdytysjärjestelmän paineakut 12 Passiivisen jälkilämmönpoistojärjestelmän lämmönvaihtimet 13 Sprinklerijärjestelmä 14 Polaarinosturi 15 Turbiinirakennus 16 Kaasunpoistin 17 Välitulistin 18 Korkeapaineturbiinin pesä 19 Matalapaineturbiinin roottori 20 Generaattori 21 Siltanosturi

TÄRKEIMMÄT TIEDOTReaktorin nimellislämpöteho (MWt) 3 200 Sähköntuotantokapasiteetti (MWe, brutto) 1 190–1 270 Lämpöhyötysuhde (%) ~37 Primääripiirin kiertopiirit, joissa yksi höyrystin kiertopiiriä kohti 4 Jäähdytteen virtaama reaktorin läpi (m3/h) 86 000 Jäähdytteen lämpötila, reaktorin sisääntulo (ºC) 298,2 Jäähdytteen lämpötila, reaktorin ulosmeno (º C) 328,9 Reaktorin jäähdytteen paine (MPa) 16,2 Höyryn paine, höyrystimen ulosmeno (MPa) 7,0 Polttoainenippujen lukumäärä 163 Säätösauvojen lukumäärä 121

TURVALLISUUSJÄRJESTELMÄTSisempi suojarakennus Esijännitettyä betonia Turvallisuusosajärjestelmien lukumäärä 4 Reaktorin pikasulku Passiivinen Hätäjäähdytys Aktiivinen Reaktorisydämen hätäjäähdytys Aktiivinen Suojarakennuksen hätäjäähdytys Aktiivinen

SUUNNITTELUPERUSTEET YLITTÄVIEN ONNETTOMUUKSIEN HALLINTASydänsieppari Kyllä Passiivinen jälkilämmönpoisto höyrystimestä Kyllä Passiivinen jälkilämmönpoisto suojarakennuksesta Kyllä Vedynpoistojärjestelmä Kyllä

1

10

3

6

5

7

8

11

14

12 2

9

1315

21

20

19

17

18

16

4

AES-2006 (VVER-1200)

PIETARIN ATOMPROEKTIN MALLI ARABELLE™-HÖYRYTURBIINILLA


Rusatom Overseas JSCHanhikivi 1 Project Team

1 Tchaikovskogo street191187 St. Petersburg, RussiaPuh.: +7 495 730 0873, alanumero 4890Sähköposti: [email protected]

Kehitys | Suunnittelu | Turvallisuus

Rusatom Overseas JSC

29 Serebryanicheskayaembankment109028 Moscow, RussiaPuh.: +7 495 730 0873Faksi: +7 495 730 0874Sähköposti: [email protected] VVER tänään

Documents

VVER tänään