MIR.1200

MIR.1200 (Modernized International Reactor) je tlakovodní reaktor nabízený konsorciem firem ŠKODA JS a.s., Atomstrojexport a.s. a OKB Gidropress. Vychází z typu AES 2006 (VVER-1200) a navazuje na reaktory řady VVER.

Historie a vývoj

Po roce 2000 se objevuje několik projektů navazujících na technologii řady VVER. Především se jedná o několik různých modifikací projektu VVER-1200, z nichž dva projekty se dostaly až k realizaci. Ze dvou bloků VVER-1200/392M v Novovoroněžské elektrárně II byl první spuštěn v srpnu 2016, druhý je ještě ve výstavbě. Dále jsou ve výstavbě dva bloky VVER-1200/491 v Leningradské elektrárně. Pro evropský trh byl vypracován projekt MIR.1200 tak, aby odpovídal evropským bezpečnostním standardům a doporučením EUR a IAEA. Projekt MIR.1200 je nabízen k realizaci České republice, Maďarsku, Turecku, Vietnamu a Jordánsku.

Možnost výstavby v ČR

S postupným naplňováním doby životnosti jaderných elektráren s reaktory VVER-440 a prvními jednotkami VVER-1000 musí některé státy řešit náhradu za tyto jednotky. K těmto zemím patří i Česká republika, jejíž jaderná elektrárna Dukovany má v současnosti licenci do roku 2025 (2026, 2027, 2028 pro jednotlivé reaktory). Je jisté, že bude snaha prodloužit životnost elektrárny na dalších deset let a i více, pokud vydrží současný velmi dobrý technický stav zařízení, přesto je vhodné co nejdříve hledat náhradu – nové bloky by měly být v provozu v době vyřazení starých. To si Česká republika uvědomila a v roce 2012 bylo otevřeno výběrové řízení pro dostavbu Temelína-3 a 4, kde MIR.1200 byl jeden ze tří posuzovaných projektů. Došlo však ke zpožděním a v roce 2014 bylo výběrové řízení zrušeno. V červenci 2016 předala firma ČEZ dokumenty o vyhodnocení vlivu na životní prostředí pro umožnění výstavby nových bloků v areálu JE Dukovany. Očekává se, že se v blízké době znovu otevře výběrové řízení pro výstavbu nových bloků.

Konstrukce

Konstrukční řešení vychází z řady VVER. Jedná se o evoluční vývoj, kdy řada komponent je v zásadě podobná staršímu typu, ale s odstraněnými nedostatky nebo obsahující nové technické řešení. To umožňuje širší využití znalostí z provozu starších VVER při provozu nového bloku.

Primární okruh má 4 smyčky a obsahuje reaktor, 4 horizontálně umístěné parogenerátory (typu PVG-1000MKP), 4 hlavní cirkulační čerpadla (typu GCNA-1391) a systém kompenzace objemu. Z bezpečnostních systémů sem patří například pasivní systém havarijního dochlazování aktivní zóny a systém havarijního odběru plynů. V primárním okruhu je tlak 16,2 MPa a průtok 86000 m³/hod. Vstupní teplota vody v primárním okruhu je 298,2 °C a výstupní 328,9 °C.

Sekundární okruh tvoří parogenerátory, turbína, kondenzátory, systém nízkotlakého a vysokotlakého přihřívání zkondenzované vody, napájecí a kondenzátní čerpadla. Parogenerátor má výkon 1602 tun páry za hodinu. Turbína se skládá z jednoho vysokotlakého a čtyř nízkotlakých dílů. Pára vystupuje z parogenerátoru pod tlakem 7 MPa, její suchost je nižší než 0,2 %.

Bezpečnostní systémy

Obecně lze bezpečnostní systémy jaderných elektráren dělit na aktivní a pasivní. Aktivní systémy vyžadují zásah operátora nebo řídícího systému k uvedení do provozu a vyžadují přísun energie k chodu. Jedná se například o nouzová čerpadla, nebo dieselgenerátory. V současnosti se při projektování jaderné elektrárny dává důraz na systémy pasivní, které nevyžadují přísun energie a často ani impulz k uvedení do provozu. Za pasivní bezpečnostní systémy lze označit fyzické bariéry bránící úniku radioaktivních látek (matrice paliva, pokrytí paliva, primární okruh, kontejnment) a systémy využívající přírodní zákony namísto napájení. Vlastnosti přirozené cirkulace tekutin lze využít pro dochlazování v případě výpadku čerpadel, gravitaci lze využít například pro pád bezpečnostních tyčí.

Bezpečnostní systémy projektu MIR.1200 využívají aktivních i pasivních principů. Při řízení havárií nemusí operátor v prvních 30 minutách zasahovat. Systémy jsou projektovány tak, aby v případě vážné havárie udržely bezpečný stav primárního okruhu bez nutnosti zásahu operátora po dobu 24 hodin. Rezervy vody v areálu vydrží dodávat vodu do parogenerátorů minimálně 72 hodin. Díky použitým bezpečnostním systémům není nutné evakuovat obyvatelstvo žijící v blízkosti elektrárny ani v případě těžké havárie. Zejména mezi pasivními systémy jsou nová technická řešení, která mohou výrazně zmírnit průběh případné havárie – systém pasivního odvodu tepla, dvojitá ochranná obálka a lapač roztavené aktivní zóny.

Systém pasivního odvodu tepla (SPOT) zajišťuje odvod tepla z parogenerátorů a z ochranné obálky v případě úplné ztráty elektrického napájení (black-out). Současné elektrárny mají několik záložních dieselgenerátorů pro pokrytí vlastní potřeby elektrické energie. V případě, že tyto dieselgenerátory nejsou z nějakého důvodu k dispozici, přebírá úlohu dochlazování u projektu MIR.1200 systém SPOT. Pozn.: ztráta napájení a dieselgenerátorů způsobila havárii v jaderné elektrárně Fukušima, kde další systémy pro odvádění tepla nebyly instalovány.

Systém SPOT využívá přirozené cirkulace tekutin, kdy teplejší médium z parogenerátoru/obálky proudí do nádrže havarijního odvodu tepla, kde se chladí a kondenzuje. Odtud se potom vrací zpět do parogenerátoru/výměníku.

Dvojitá bezpečnostní obálka (kontejnment) zajišťuje ochranu elektrárny před vnějšími vlivy a okolní prostředí před vnitřními vlivy. Vnitřní část tvoří válcová konstrukce z předepjatého betonu s polokulovou kupolí. Vnitřní povrch je pokryt ocelovou vystýlkou. Vnější část je válcovitá, postavená ze železobetonu. Ochranná obálka odolá povětrnostním vlivům i nárazu vojenského nebo velkého civilního letadla. Vnější rozměry obálky jsou 51,6 m v průměru a 70,2 m na výšku. Mezi vnitřní a vnější částí obálky je systém čištění vzduchu od radioaktivních látek a aerosolů.

Lapač roztavené aktivní zóny „Lovuška“ je umístěn v šachtě pod tlakovou reaktorovou nádobou. V případě roztavení paliva a protavení dna reaktorové nádoby zachytává taveninu (tzv. corium) a chrání základní betonovou konstrukci před teplotními vlivy. Teplo z taveniny lze pak odvést pomocí vodního chlazení.

Srovnání s reaktory VVER-1000 Temelínské jaderné elektrárny

Parametr	VVER-1000	MIR.1200	Změna [ % ]
Tepelný výkon [ MWt ]	3000	3200	+ 6,7
Elektrický výkon [ MWe ]	1070	1200	+ 10,8
Průměrná doba odstávky [ dny ]	40	25	- 37,5
Roční výroba elektrické energie [ TWh ]	7,5	9	+ 20,0
Koeficient využití instalovaného výkonu	0,8	0,92	+ 15,0
Objem vyhořelého jaderného paliva [ t/TWh ]	5,5	3,5	- 36,4
Projektová životnost JE [ roky ]	30	60	+ 100

Poznámky k hodnotám v tabulce:

• V původní literatuře je hodnota změny elektrického výkonu 18,7 %, může se jednat o chybu, nebo byla hodnota vypočítána z původního výkonu bloku VVER-1000 bez modernizace.
• Celková účinnost postaveného reaktoru MIR.1200 se ještě může změnit v závislosti na parametrech použitého turbogenerátoru a podpůrných systémů. Klíčová je však doba odstávky, kdy probíhá výměna paliva a kontrola systémů reaktoru. Protože v tuto dobu elektrárna nevyrábí energii, je snaha navrhnout reaktor tak, aby všechny dílčí úkony bylo možné zvládnout v minimálním čase. To se pak pozitivně projeví na roční produkci energie a koeficientu využití instalovaného výkonu, což je poměr skutečně vyrobené energie k teoreticky, za ideálních podmínek, vyrobitelné energii.
• Objem vyhořelého paliva je u reaktoru MIR.1200 nižší, protože dovoluje vyšší vyhoření paliva (až do 60 MWd/kgU), otázkou však je, zda by v ČR byla tato možnost využita.
• Životnost jaderné elektrárny je limitována životností tlakové nádoby reaktoru, kterou nelze vyměnit. Nádoba je namáhána mechanicky (tlakem) i tokem neutronů z aktivní zóny uvnitř. Stav stěn tlakové nádoby se pravidelně sleduje pomocí tzv. svědečných vzorků a na základě analýzy těchto vzorků lze provést rozhodnutí o povolení nebo zákazu dalšího provozu jaderného zařízení.