[ Zamknij ]

Nowe zasady dotyczące cookies
W ramach naszej witryny stosujemy pliki cookies w celu świadczenia Państwu usług na najwyższym poziomie, w tym w sposób dostosowany do indywidualnych potrzeb. Korzystanie z witryny bez zmiany ustawień dotyczących cookies oznacza, że będą one zamieszczane w Państwa urządzeniu końcowym. Możecie Państwo dokonać w każdym czasie zmiany ustawień dotyczących cookies. Więcej szczegółów na stronie Polityka Prywatności.


rejestracja

Nie tylko prąd i ciepło lecz również odsalanie - nie tylko na ziemi, ale i na wodzie…

Opublikowano: 01.02.2010
image


   Powstanie i rozwój energetyki jądrowej w Rosji należy rozpatrywać w okresie, kiedy istniał jeszcze Związek Radziecki. To właśnie w Związku Radzieckim w 1954 r. uruchomiono pierwszą w świecie elektrownię jądrową w Obninsku, 105 km na południowy-zachód od Moskwy. Elektrownia ta - jak na obecne warunki - była małym obiektem o mocy zaledwie 5 MWe (moc cieplna 30 MW). Energii cieplnej dostarczał reaktor o konstrukcji kanałowej z moderatorem grafitowym, chłodzony zwykłą wodą, dwuobiegowy. W obiegu pierwotnym woda pod ciśnieniem 10 MPa przepływając przez rdzeń reaktora, odbierała ciepło, temperatura wody na wyjściu z reaktora wynosiła 260-270 st. C. Ciepło to było z kolei przekazywane w obiegu wtórnym w czterech wymiennikach ciepła, gdzie wytwarzana była para o parametrach ciśnienie 1,25 MPa i temperaturze 225-260 st. C.

    Ponieważ w Obninsku istniał Instytut Atomowy (utworzony w grudniu 1945 r.), gdzie opracowywano i budowano nowe typy reaktorów (reaktory na neutrony prędkie, reaktory napędowe dla okrętów podwodnych czy reaktory zasilające sztuczne satelity), a także szkolono załogi atomowych okrętów podwodnych, cała wytwarzana przez tę elektrownię energia elektryczna była zużywana wyłącznie do zasilania urządzeń i potrzeb własnych Instytutu. Stąd też elektrownię tę trudno jest uznać za komercyjną. Reaktor AM-1 wytwarzał energię elektryczną przez pięć pierwszych lat, po czym był on eksploatowany nadal, ale już jako reaktor badawczy.

    W maju 2002 r., a wiec po 48 latach eksploatacji, reaktor AM-1 został całkowicie wyłączony z eksploatacji i przewidziany do dalszego zagospodarowania już jako obiekt muzealny. W oparciu o doświadczenia zebrane na reaktorze AM-1 w latach 1958-63 r. uruchomiono sześć reaktorów podobnego typu, ale o większej mocy tj. 100 MWe w elektrowni Troick na Syberii (obecnie również już nie pracują), które jednak nieco różniły się od prototypu w Obninsku. Mianowicie posiadały one dwa obiegi technologiczne: jeden wodny i drugi parowy, stąd też przyjęło się określać je jako LWGR (Light Water Graphite Reactor). Na bazie reaktora AM-1 z Obninska, w 1964 r. opracowano i uruchomiono reaktory kanałowe drugiej generacji w elektrowni Biełojarsk–1 (100 MWe) i w 1967 r. Biełojarsk–2 (200 MWe). Reaktory te konstruowano z myślą o uzyskaniu jak największej sprawności cieplnej elektrowni, stąd też - podobnie jak w elektrowniach konwencjonalnych - zastosowano w nich przegrzew pary. Parametry techniczne drugiego bloku były następujące: moc cieplna 530 MW, moc elektryczna 200 MW, sprawność brutto 37,4%, ciśnienie pary przed turbiną 9 MPa, temperatura pary 510 st. C, liczba wszystkich kanałów 998 (z czego 266 przeznaczonych do przegrzewu jądrowego), a średnie wzbogacenie paliwa 3%.
Na podstawie doświadczeń zdobytych podczas pracy dwóch reaktorów w elektrowni w Biełojarsku, opracowano nowy typ reaktora energetycznego dużej mocy, tzw. RBMK - 1000 (Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj) który stał się niejako standardem budowanych kolejnych bloków w ZSRR. Reaktory kanałowe typu RBMK dają możliwość rozbudowy do dużej mocy jednostkowej, nie mają bowiem grubościennego zbiornika ciśnieniowego). Reaktor ten pracuje z jednym obiegiem chłodzenia, typowym dla reaktora wrzącego oraz bez jądrowego przegrzewu pary, z którego generalnie zrezygnowano.

    Pierwszy blok tego typu zaprojektowany w 1967 r. uruchomiono w 1973 r. w elektrowni Sosnowy Bór, 80 km na zachód od Leningradu (obecnie Sankt-Petersburg). W kolejno budowanych blokach typu RBMK wprowadzano dalsze zmiany i udoskonalenia, m.in. dodano obudowę ciśnieniową typu mokrego oraz układ awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora, a także zwiększono moc - np. w Ignalinie (obecnie Litwa) uruchomiono dwa bloki o mocy jednostkowej 1500 MWe.

   Równolegle do prac związanych z blokami typu RBMK opracowywano reaktory zbiornikowe moderowane i chłodzone zwykłą wodą pracującą pod ciśnieniem, w oznaczeniu rosyjskim WWER (Wodo-Wodianoj Energeticzeskij Reaktor), a więc typu PWR (Pressurized Water Reactor). Pierwszy blok tego typu uruchomiono w 1964 r. w elektrowni Nowoworoneż-1 o mocy 278 MWe. Od tego momentu budowano w b. ZSRR zarówno bloki WWER (dalsze bloki w Nowoworoneżu oraz w elektrowniach Kolskiej, Bałakowskiej i Kalinińskiej) jak i RBMK (dalsze bloki w Sosnowym Borze oraz w elektrowniach Kurskiej i Smoleńskiej). Warto tutaj zaznaczyć, iż elektrownia Kolska była pierwszą elektrownią jądrową, jaka została uruchomiona na dalekiej północy tj. poza Kołem Podbiegunowym – zlokalizowana została nad brzegiem jeziora Imandra, w odległości 15 km od miejscowości Polarne Zorze. Wyposażona w cztery bloki WWER-440 zasila uprzemysłowiony okręg murmański, część energii elektrycznej jest obecnie eksportowana do Finlandii.

    O ile na początku przeważały bloki typu RBMK (w 1985 r. było 29, natomiast typu WWER 19) to później przeważały już bloki typu WWER (w 1987 r. pracowało 25 bloków RBMK i 27 bloków WWER).

    Z uwagi na to, iż bloki typu WWER są eksploatowane w wielu krajach Europy w tym sąsiadujących z Polską, warto nieco przybliżyć zagadnienia dotyczące stanu ich bezpieczeństwa. Bloki jądrowe pierwszej generacji WWER-440/V-230 zostały opracowane według projektów z lat 60. na podstawie ówczesnych norm i wymagań bezpieczeństwa. Ich system zabezpieczeń zapewnia wymagany poziom bezpieczeństwa przy rozerwaniu rurociągów o średnicy poniżej 100 mm (średnica głównego rurociągu obiegu pierwotnego wynosi 500 mm). Układ awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora ma ograniczoną wydajność z powodu niewielkiego zbiornika zasilającego oraz braku możliwości pracy w recyrkulacji. Projekty bloków drugiej generacji tj. WWER-440/V-213 i WWER–1000/V-338 opracowano znacznie później na podstawie nowych dokumentów bezpieczeństwa instalacji jądrowych. System zabezpieczeń zapewnia wymagany poziom bezpieczeństwa przy rozerwaniu rurociągów o średnicy do 500 mm, a więc nawet w przypadku rozerwania głównego rurociągu obiegu pierwotnego. Ponadto wyposażono je m.in. w pełnosprawny, odpowiadający aktualnym standardom układ awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora, jak również w osobną wieżę likwidacji nadciśnienia awaryjnego.

    Projekty trzeciej generacji tj. WWER-1000/V-320 zostały oparte na wymaganiach bezpieczeństwa elektrowni jądrowych stosowanych w praktyce światowej. Np. posiadają one już szczelną obudowę bezpieczeństwa tzw. containment. Zgodnie z zaleceniami organizacji międzynarodowych, którym odpowiadają obecne wymagania krajowe, elektrownie jądrowe muszą spełniać odpowiednie warunki bezpieczeństwa eksploatacji. Elektrownie pierwszej generacji podlegają corocznej analizie pracy i ewentualnie uzyskują zezwolenie na dalszą roczną eksploatację.

    Warto w tym miejscu wspomnieć także o próbach, jakie Związek Radziecki czynił już na przełomie lat 50. i 60. w zakresie małych, przewoźnych elektrowni jądrowych. Ich przeznaczeniem było dostarczanie energii elektrycznej oraz ciepła w mało zaludnionych okręgach dalekiej północy.

    W 1961 r. rozpoczęto w Obninsku eksploatację eksperymentalnej ruchomej elektrowni jądrowej „TES-3” (Transportnaja ElektroStancja wersja nr 3) o mocy 1,5 MWe. Zastosowano w niej reaktor z moderatorem oraz chłodzeniem wodnym pod ciśnieniem. Konstrukcja siłowni składała się z czterech dużych segmentów, które można było transportować na czterech platformach samochodowych lub jednym wagonie kolejowym. Jej zaletą było głównie to, że dla jej eksploatacji nie potrzeba było żadnych budynków. TES–3 była też traktowana jako wojskowa elektrownia ruchoma. Na bazie doświadczeń z „TES-3”, która pracowała do 1966 r. skonstruowano i uruchomiono następny rodzaj małej przewoźnej siłowni jądrowej „ARBUS” (Arctic Reactor Block System) o mocy 750 kWe. Jako moderatora oraz chłodziwa w obiegu pierwotnym użyto tutaj cieczy organicznej. W 1965 r. uruchomiono kolejną pilotową siłownię jądrową o większej mocy tj. 50 MWe – „VC-50”.

   Pierwszą na dużą skalę przemysłową elektrociepłownię w warunkach polarnych uruchomiono w latach 70. w miejscowości Bilibino w okręgu czukockim, tj. 160 km na północ od Koła Polarnego. Były to cztery bloki kanałowe z moderatorem grafitowym, chłodzone wrzącą wodą, typu LWGR o mocy cieplnej 62,5 MW każdy, w tym mocy elektrycznej 12 MW. Warto zauważyć, iż bloki te pracują do dzisiaj dostarczając prąd oraz ciepło mieszkańcom obwodu magadańskiego, a znaczna część energii elektrycznej jest dostarczana do portu Pewek odległego o 500 km. Koszt energii elektrycznej jest tam 1,5–2 razy mniejszy, a energii cieplnej 2–2,9 raza mniejszy niż uzyskany z elektrowni Diesla czy elektrowni węglowej, jakie wcześniej pracowały w Bilibino. Paliwo jądrowe w ilości 40 ton rocznie jest dostarczane samolotem (lotnisko odległe o 32 km od miasta Bilibino). Nie bez znaczenia jest również fakt poprawy środowiska naturalnego w okolicy Bilibino.

   Na bazie doświadczeń uzyskanych z eksploatacji reaktorów wojskowych w Tomsku, gdzie przy okazji produkcji plutonu wykorzystywano ciepło dla celów grzewczych w mieście Tomsk oraz Siewiersk, podejmowano również działania w kierunku uruchamiania cywilnych ciepłowni jądrowych.

    Pierwszą pilotową ciepłownię z dwoma blokami AST-500 (o mocy cieplnej 500 MW) ukończono w miejscowości Gorki (5 km od granicy miasta nad rzeką Oka), ale nie weszła ona do eksploatacji. Ciepłownia ta miała ogrzewać część miasta zamieszkaną przez około 350.000 osób (całe Gorki liczy ponad 1,5 mln mieszkańców). Również w Woroneżu została odroczona budowa dwóch bloków ciepłowniczych typu AST-500.

    Były Związek Radziecki był pionierem jeśli chodzi o wykorzystanie energii jądrowej na skalę przemysłową do odsalania wody morskiej. W 1973 r. uruchomiono pierwszy w świecie reaktor jądrowy do odsalania wody morskiej w miejscowości Szewczenko (obecnie Aktau w Kazachstanie) nad Morzem Kaspijskim. Był to reaktor na neutrony prędkie, BN-350 (Bystryj Neutron) o wydajności odsalania wody 80.000 m sześc./dzień.

     Wraz z oddaniem do użytku w 2001 r. bloku Nr 1 w elektrowni jądrowej Rostów, (od między 1986 r. tj. awarii w Czarnobylu, uruchomiono tylko jeden blok Bałakowo–4) liczba eksploatowanych reaktorów energetycznych w Rosji wzrosła do 30 – rys. 4. Są to bloki typu WWER – 14 bloków (WWER-440 - 6 bloków i WWER-1000 - 8 bloków), RBMK – 11 bloków, LWGR – 4 bloki oraz jeden typu FBR (Fast Breeder Reactor) tj. na neutrony prędkie BN-600 Biełojarsk-3. Ich całkowita moc zainstalowana wynosi 21.242 MW.

    Rosyjskie elektrownie jądrowe wyprodukowały w 2001 roku 134,9 TWh energii elektrycznej tj. o 3,3% więcej niż w roku 2000. Udział energii jądrowej w całkowitej produkcji elektryczności wzrósł z 14,9% w 2000 r. do 15,4% - w 2001 r. Średni wskaźnik wykorzystania mocy brutto zainstalowanej w elektrowniach jądrowych wyniósł w 2001 r. 70,3%. Warto także zaznaczyć, że 1,2 TWh energii elektrycznej wyprodukowanej przez rosyjskie elektrownie jądrowe w 2001 r. zostało wyeksportowane do Finlandii.

    Z eksploatacji wycofano ogółem już trzynaście bloków energetycznych, z czego jeden typu BWR VK-50 w Melekess (obecnie Dimitrowgrad), jeden reaktor na neutrony prędkie BOR-60 w Ulianowsku, dziewięć reaktorów typu LWGR (Obninsk-1, Troicka 1-6 i Biełojarska 1,2) oraz dwa reaktory typu WWER (Nowoworoneż 1,2).

     Obecnie w budowie znajduje się pięć bloków jądrowych, które miały być oddane do użytku na przełomie stulecia. Są to trzy bloki typu WWER-1000 (Bałakowo-5, Kalinin-3 i Rostów-2), jeden blok typu RBMK o mocy 925 MWe w elektrowni Kursk-5 oraz jeden blok FBR w Biełojarsku (BN-800) o mocy 750 MWe. Ponadto planuje się budowę kolejnych bloków tj. na południowym Uralu dwóch bloków prędkich BN-800 o mocy 750 MWe, dwóch bloków WWER-1000 (Kalinin-4 i Nowoworoneż-6), a także bloku nowej generacji WWER-640 o mocy 600 MWe w Sosnowym Borze.

   Aktualnie rozważane są w Rosji plany budowy pływających elektrowni (elektrociepłowni) jądrowych o mocy 60 MWe, na bazie reaktorów KLT-40, jakie stosowano w lodołamaczach i okrętach podwodnych. Byłyby one przeznaczone do zasilania przymorskich rejonów północno-wschodniej Rosji, oddalonych od sieci elektroenergetycznych czy ciepłowniczych, jak również do odsalania wody morskiej. Łącznie planuje się budowę 33 takich elektrowni w przeciągu najbliższych 10–15 lat. Należy zauważyć, iż w rejonie Koła Polarnego zamieszkuje w Rosji około 20 milionów ludności.

     Przykładowe dane takiej pływającej elektrowni to: długość 150 m, szerokość 30 m, głębokość zanurzenia 4,5 m, projektowany czas eksploatacji 40 lat, czas pomiędzy przeładunkami paliwa 6 lat, personel 60 osób, szacunkowy koszt 109 milionów dolarów. Jako że jednostka ta nie jest wyposażona we własny napęd, musi zostać doholowana na miejsce przez inny statek. Koszt produkowanej energii elektrycznej ocenia się na 10 centów/kWh, co w tamtych warunkach geograficznych jest ceną bardzo niską. Pierwsza taka pływająca elektrociepłownia ma być uruchomiona w porcie Pewek na Półwyspie Czukotka. Pływającymi elektrowniami (elektrociepłowniami) zainteresowane są także inne kraje, jak np. Chiny, Indonezja i Filipiny.

   W okresie istnienia RWPG bloki energetyczne typu WWER były przedmiotem eksportu (w niektórych przypadkach tylko częściowego) do krajów byłego obozu socjalistycznego oraz do Finlandii. Ogółem uruchomiono 30 takich bloków, a to w:

Rheinsberg (NRD) jeden blok typu WWER – 70 MWe
Greifswald (NRD) cztery bloki typu WWER-440/V-230,
Jaslovskie Bohunice (Słowacja) trzy WWER-440/V-230 oraz dwa WWER-440/V-213,
Dukovany (Czechy) cztery WWER-440/V-213,
Paks (Węgry) cztery WWER-440/V-213,
Kozłoduj (Bułgaria) cztery WWER-440/V-230 oraz dwa WWER-1000,
Mochovce (Słowacja) dwa WWER-440/V-213,
Temelin (Czechy) dwa WWER-1000,
Loviisa (Finlandia) dwa WWER-440/V-213 (zmodyfikowane).
Wiele z zamówionych, a nawet dostarczonych bloków typu WWER nie zostało uruchomionych, jak np. cztery bloki WWER–440 w Greifswald (NRD), dwa bloki WWER-1000 w Stendal (NRD), dwa bloki WWER–440 na Kubie, czy dwa bloki WWER-440 w Żarnowcu (Polska).
Aktualnie Rosja uruchamia jeden blok WWER-1000 w elektrowni Bushehr (Iran), ponadto podpisała kontrakt na budowę dwóch bloków z reaktorami WWER-1000 w Liangyungang (Chiny) oraz dwóch bloków WWER-1000 w Kudankulam (Indie).
Technologią rosyjską w zakresie energetyki jądrowej zainteresowane są ponadto takie kraje jak Egipt, Arabia Saudyjska, Brazylia czy Wietnam.
Rosja posiada własne zasoby rudy uranowej (zlokalizowane głównie w Priagursku przy granicy z Chinami), aczkolwiek nie tak duże jak pozostałe republiki b. ZSRR (głównie Kazachstan i Uzbekistan). Po roku 2010 Rosja chce podwoić produkcję uranu, w celu sprostania rosnącym potrzebom krajowym i eksportowym. Roczna produkcja uranu powinna wzrosnąć z obecnych 2200–2500 ton do 4000–5000 ton w roku 2010. Rosja zużywa obecnie ponad 8000 ton uranu rocznie, z czego połowę wykorzystuje krajowa energetyka jądrowa, połowa zaś jest eksportowana.

   Rosja posiada także zakłady wzbogacania uranu (Jekaterinburg, Tomsk, Krasnojarsk, Angarsk) oraz zakłady produkujące paliwo i gotowe elementy paliwowe (Nowosybirsk i Elektrostal w pobliżu Moskwy). Kraj ten należy też do nielicznych w świecie państw zajmujących się przeróbką wypalonego paliwa jądrowego z reaktorów cywilnych. W eksploatacji znajduje się zakład przerobu paliwa wypalonego RT-1 w Czelabińsku (Czelabińsk–65) w pobliżu miasta Kysztym. Zakłady RT-1 zwane inaczej „Majak” zostały uruchomione w 1948 r. dla celów wojskowych tj. produkcji plutonu. Z kolei w rejonie Krasnojarska (Krasnojarsk–26) rozpoczęto w 1977 r. budowę drugiego zakładu przerobu paliwa wypalonego (RT-2), którą przerwano w 1989 r. ze względu na brak funduszy. Zakład RT-2 miał mieć zdolność przerobową 1500 ton paliwa rocznie. Przerób paliwa z reaktorów RBMK został uznany za nieopłacalny, tak więc po czasowym ostudzeniu, przewiduje się kierowanie tego paliwa na składowiska odpadów. Jak na razie, wypalone paliwo z reaktorów RBMK przechowywane jest w zbiornikach przyreaktorowych na terenie poszczególnych elektrowni i już zaczyna brakować miejsca na następne partie wypalonego paliwa.

    Rosja pragnie rozwinąć przywóz z zagranicy wypalonego paliwa jądrowego dla jego przerobu oraz składowania. Pozwoliłoby to uzyskać co najmniej 20 miliardów dolarów dzięki przywozowi do 20 tys. ton paliwa w ciągu 10–20 lat, przy czym zysk byłby przeznaczony na sfinansowanie modernizacji własnej gospodarki wypalonym paliwem i odpadami promieniotwórczymi.

    W rejonie Krasnojarska znajduje się jedyne w Rosji specjalistyczne, przejściowe składowisko paliwa wypalonego z reaktorów typu WWER o pojemności 6000 ton paliwa – obecnie wypełnione w jednej trzeciej. Ocenia się, że składowisko mogłoby przyjąć do przerobu co najmniej 1000 ton paliwa z zagranicy.

    Zgodnie z amerykańsko-rosyjskim programem „Megatony na Megawaty” („Miecze na Lemiesze”) którego realizacje rozpoczęto w 1994 r. Rosja dostarcza Stanom Zjednoczonym „wstępnie rozcieńczony” uran militarny (HEU Highly Enriched Uranium - wysoko wzbogacony uran) gdzie przerabiany jest na paliwo jądrowe LEU (Low Enriched Uranium). Do 2000 r. włącznie przerobiono już 120 ton militarnego uranu na paliwo jądrowe. Ilość ta odpowiada 4800 głowicom jądrowym. Dwie amerykańskie elektrownie jądrowe wykorzystują już takie paliwo. Porozumienie amerykańsko-rosyjskie przewiduje przerób w ciągu 20 lat 500 ton rosyjskiego uranu militarnego (po 30 ton rocznie) co jest równoważne ilości 150.000 ton paliwa jądrowego.

Więcej informacji znajdziesz tutaj.



Katalog firm