UTLANDS FRÄN SVERIGES TEKNISKA ATTACHÉER SOVJETUNIONEN 9002 Kärnkraft i Sovjetunionen Måns Tosteberg Martin Widengren teknisk-vetenskapliga attachékontoret i Moskva SVERIGES TEKNISKA ATTACHÉER.
UTLANDSRAPPORTER De teknisk-vetenskapliga attachékontoren skriver varje år ett antal rapporter med information och analys av teknikområden som attachéerna bedömer vara av speciellt intresse för svensk industri. Ett årligt abonnemang kan tecknas. Priset är 500 kronor per ämnesområde. Enstaka rapporter kostar 200 kronor. Sammanlagt utkommer ca 40 utlandsrapporter under ett år. Kontakta Åsa Ericson för prenumeration och/eller rapportköp, tel 08-796 76 40. Ämnesområden: A Forskning och utveckling B Energi och naturresurser C Miljöteknik D Transportteknik E Informationsteknik F Bioteknik och biovetenskap G Processteknik och material *. Bygg- och anläggningsteknik Verkstadsteknik UTLANDSRAPPORTER utges av Sveriges Tekniska Attachéer Box 5282,102 46 Stockholm Tel 08-796 76 40 Sveriges Tekniska Attachéer 1990
Utlandsrapport SOVJETUNIONEN 9002 Kärnkraft i Sovjetunionen Olyckan i Tjernobyl och den nya öppna samhällsdebatten i Sovjetunionen!~ar tillsammans inneburit ett radikalt ändrat läge för kärnkraften i landet. Bland förändringarna kan nämnas ett ökat säkerhetsmedvetande och satsningar syftande till att öka säkerheten, en grundläggande omorganisation av ledningen av kärnkraften, en kraftigt ökad insyn, en mängd nya internationella kontakter samt en kraftig och öppen opposition från allmänheten, som i flera fall också fått gehör för sina krav. Den tunga satsningen på kärnkraft ligger dock fast, men i modifierad form. Denna politik motiveras på flera sätt, bl a med miljöskäl, med att kraftverken kan lokaliseras där de behövs och med att kärnkraften anses billig. I ett läge med ytterligt ansträngd energiproduktion blir en omfattande omläggning av energipolitiken ännu mer betungande. Avsikten med rapporten är att ge en lättfattlig och heltäckande beskrivning av sovjetisk kärnkraft ur såväl energipolitisk som teknisk, ekonomisk och geografisk synvinkel. En strävan har varit att både beskriva den utveckling som lett fram till dagens situation och den (något oklara) framtiden. Rapporten har sammanställts av Måns Tosteberg och Martin Widegren vid det teknisk-vetenskapliga attachékontoret i Moskva. Fig 1. Kontrollrummet till block 1 vid kärnkraftverket i Ignalina. Juni 1990 Utsändes till grupperna A och B ISSN 0280-1108
Innehållsförteckning 1. Sovjetunionens kärnkraftsprogram... 1 1.1. Motiven för en utbyggnad av kärnkraften 1.1.2. Valet mellan WER och RBMK 1 1.3. Driftsstatistik...~~...-.~~ -... 1.4. Den vidare utbyggnaden....-...... 5 1.4.1. Regler för lokalisering av kärnkraftverk 5 1.4.2. Inskränkningar i planerna 6 1.4.3. Renoveringsarbeten 6 1.4.4. Utbyggnadsplaner 6 1.5. Attitydförändringar och opinionsbildning...7 1.5.1. Myndigheter och opinion 7 1.5.2. Reaktorinneslutningar 8 1.5.3. Andra säkerhetshöjande åtgärder 8 1.5.4. Träningscentra för personalen 9 i. «o«.a rodicm»»»»»»»» v«/ 1.6.1. Ledning och planering 9 1.6.2. Kvalitetsproblem 10 1.6.3. Personalproblem 10 1.6.4. Brister vid producerande verk 11 2. Grafitmodererade reaktorer 12 2.1. Utvecklingen av grafitmodererade reaktorer 12 2.1.1. Obninsk - det första kärnkraftverket 12 2.1.2. Nästa steg - Sibirskaja 13 2.1.3. Experimentreaktorerna i Belojarsk 15 2.1.4. Utvecklingen av större grafitreaktorer 16 2.2. Teknisk beskrivning av RBMK 17 2.2.1. Allmänt 17 2.2.2. Reaktorn 18 2.2.3. Säkerhetshöjande åtgärder 20
3. Vattenmodererade reaktorer......23 3.1. Utvecklingen av vattenmodererade reaktorer. 23 3.1.1. De första reaktorerna i Novovoronezj 23 3.1.2. WER-440 23 3.1.3. WER-1000 25 3.1.4. Försök med kokarreaktorer 25 3.1.5. Ny tryckvattenreaktor 25 3.2. Teknisk beskrivning av WER-1000 25 3.2.1. Allmänt 25 3.2.2. Reaktorn 27 3.3. Säkerhetshöjande åtgärder på WER 29 4. Bridreaktorer 31 4.1. Utvecklingen av bridreaktorerna 31 4.1.1. Allmänt 31 4.1.2. De första experimentreaktorerna 31 4.1.3. BOR-60 31 4.1.4. BN-350 i Sjevtjenko 32 4.1.5. BN-600 - första reaktorn av pool-typ 34 4.1.6. Det fortsatta bridreaktorprogrammet 35 4.2. Teknisk beskrivning av BN-600 36 5. Reaktorer för värmeproduktion 40 5.1. Allmänt, 40 5.2. Översikt 40 5.3. Kärnkraftvärmeverk 42 5.3.1. Bilibino - det första kärnkraftvärmeverket 42 5.3.2. Större kärnkraftvärmeverk 42 5.4. Kärnvärmeverk 42 5.4.1. Verket i Gorkij 42
5.4.2. AST-500 43 5.4.3. Små kärnvärmeverk 48 5.5. Produktion av högvärdig värme 48 6. Fusionskraft 51 O* A* /VUlIiaIll«***«M*tM«*****««*M*»*Mt«M«M**M««MttM«tMM*«*»tt*t««*»**W*«****>*«*H«**O J. 6.2. Det sovjetiska fusionsprogrammet... 51 6.2.1. Magnetisk inneslutning 51 6.2.2. Tröghetsinneslutning 54 3. T-15......... 54 6.4. Internationellt samarbete...57 7. Anrikning och kärnavfall 58 7.1. Anrikning 58 7.2. Kärnavfall... 58 7.2.1. Låg- och medelaktivt avfall 58 7.2.2. Högaktivt avfall 59 8. Internationellt samarbete 61 8.1. Allmänt 61 8.2. Arbetsfördelning mellan SEV-länderna 63 8.3. MIR-nätet 64 8.4. Samarbete med andra länder 65
9. Myndigheter, industri och forskning...67 9.1. Myndigheter 67 9.1.1. Minatomenergo i promysjlennosti 67 9.1.2. Minzdrav 68 9.1.3. Gospromatomnadzor 68 9.1.4. Goskomgidromet 68 '9.1.5. Goskompriroda 68 9.1.6. Rådet för information och förbindelser med allmänheten inomkärnenergiomradet 69 9.2. Forskningsinstitut 69 9.2.1. Vetenskapsakademien 69 9.2.1.1. Lebedevinstitutet för fysik i Moskva 69 9.2.1.2. Institutet för kärnforskning, Kiev 69 9.2.1.3. Institutet för kärnkraftsteknik, Minsk 70 9.2.2. GKAE 70 9.2.2.1. Kurtjatovinstitutet för atomenergi i Moskva 70 9.2.2.2. Institutet för teoretisk och experimentell fysik, Moskva 70 9.2.2.3. Institutet för fysik och energiteknik, Obninsk 70 9.2.2.4. Institutet för atomreaktorer, Dimitrovgrad 70 9.2.2.5. Institutet för kärnforskning, Dubna 70 9.2.2.6. Forskningsinstitutet för komplex kraftutrustning 71 9.2.3. Medicinska vetenskapsakademien 71 9.2.3.1 Institutet för radiologi, Kiev 71 9.2.4. Sovjetunionens atomenergioch atomindustriministerium 71 9.2.4.1. VNIIAES 71 9.3. Kärnkraftsindustrin 72 9.3.1. Zjdanovfabriken i Izjorsk 72 9.3.2. Specialstålsfabriken i Kramatorsk 72 9.3.3. Kärnkraftsfabriken i Volgodonsk, P/O Atommasj 72 9.3.4. Leningrads metallfabrik LMZ 74 9.3.5. Charkovs turbinfabrik ChTZ 74 9.3.6. Turbinmotorfabriken i Ural UTMZ 74 9.3.7. Turbinskovelfabriken i Leningrad 74 9.3.8. Fabriken "Den röde pannskötaren" i Taganrog, TKZ 74 9.3.9. Maskinbyggnadsfabriken i Podolsk ZIO 75 9.3.10. Elektrosila 75
9.3.11. Atomenergoproekt, Moskva 75 9.3.12. Spetsatom 75 10. Sovjetiska kärnkraftverk... 76 10.1. Obninsk 76 10.2. Sibirien 77 10.3. Belojarsk 77 10.4. Novovoronezj... ~ 78 10.5. Dimitrovgrad..... 79 10.6. Kola 80 10.7. Sjevtjenko 81 10.8. Leningrad 81 10.9. Bilibino....~~._ ~... -..82 10.10. Armenien 82 10.11. Kursk 83 10.12. Tjernobyl 34 10.13. Rovno 85 10.14. Södra Ukraina.~.~..._...~.~...~...~...86 10.15. Smolensk............ 87 10.16. Ignalina 88 10.18. Zaporozje...91 10.19. Balakovo 91 10.21. Chmelnitskij..... 93 10.24. Tatarien 94 f AAF If»{» QE 10.26. Kostroma......... 96 10.27. Krasnodar..... 97 10.28. Georgien 97 10.29. Azerbajdqan 97 M VlOvi X^UCSSrH lll(hiiii»m*l«hiin*iiihmii«hmiimiiiiiihiihu»ihitlllllllllllilllllfmiivu 10.31. Minsk.... 98 10.32. Volgograd.......... 99 10.33. Charkov...........99 10.34. Voronezj 99 10.35. Södra Ural 99 10.36. Archangelsk 100
10.27. Vitebsk 100 10.38. Tjigirin 101 10.39. Brjansk 101 10.40. Jaroslavl 101 10.41. Framtida kärnkraftsorter 102 11.1. Förkortningslista 103 11.2. Sovjetiska kärnkraftsreaktorer (1 juli 1989) 105 11.3. Karta över de sovjetiska kärnkraftsreaktorerna 113 12. Källförteckning 114 12.1. Tidskrifter 114 12.2. Böcker 115 12.4. Besök 117 12.5. Övrigt 117
1. Sovjetunionens kärnkraftsprogram 1.1. Motiven för en utbyggnad av kärnkraften Från officiellt sovjetiskt håll pekar man först och främst på geografiskekonomiska skäl för en massiv utbyggnad av kärnkraften. En överväldi- ' gande del av de fossila bränslereserverna är belägna öster om Ural, medan huvuddelen av energikonsumenterna är koncentrerade till de europeiska delarna av landet. För närvarande åtgår 40% av Sovjetunionens transportkapacitet på järnväg till att frakta fossila bränslen från landets östra delar till de västra. En satsning på kärnkraften, som kan lokaliseras förhållandevis nära användarna, är ett sätt att mildra obalansen. I takt med att de lättillgängliga reserverna i den europeiska delen av landet minskar och utvinningen av gas och olja förläggs till alltmer ogästvänliga trakter, där utvinningskostnaderna rakar i höjden, stiger också kostnaderna för alternativen till kärnkraft. Detta ökar givetvis kärikraftens ekonomiska konkurrenskraft. I bjärt kontrast mot den sovjetiska allmänhetens uppfattning, framhäver de ansvariga för utbyggnaden gärna kärnkraftens miljövänlighet. Den accelererande nedsmutsningen av luft, mark och vatten, som sedan några år flitigt behandlas i massmedia, har medfört att man helt enkelt inte anser sig har råd att avstå från en energikälla som, när den fungerar på rätt sätt, kan ersätta nedsmutsande förbränning av kol och olja. Det är också tveklöst så, att Sovjetunionen med hänsyn till de tre nämnda positiva effekterna av en utbyggnad planerat så starkt för kärnkraft att man med hänsyn till nationens krisartade ekonomi försatt sig i en beroendesituation med ytterligt begränsade valmöjligheter. Det traditionella kvantitetsfixerade synsättet på produktion och utvecklingföreskriveren starkt ökande energikonsumtion för att höja levnadsstandarden. Elbesparande åtgärder inom industri och samhälle, liksom försök att rena utsläppen från kraftverk baserade på fossila bränslen för att begränsa miljöförstöringen, är enligt detta synsätt oekonomiskt, jämfört med utbyggnad av kärnkrafter. Då möjligheterna att bygga ut vattenkraften begränsas av geografi och opinionstryck, återstår för den närmaste framtiden endast ett alternativ, kärnkraft. 1.2. Valet mellan WER och RBMK Utvecklingen av kärnkraften i Sovjetunionen kommer under perioden fram till år 2000 huvudsakligen att baseras på installation av tryckvatten- 1
reaktorer av typen. Kursk-5 på 1 000 MW är nästan färdigbyggd och markerar därmed även det definitiva slutet pä eran av grafitmodererade och vattenkylda kanalkokarreaklorer av typ RBMK. I enlighet med ett beslut, taget sommaren 1988, att inte färdigställa RBMK-reaktorer i tidiga byggnadostadier, avbröts arbetet på Smolensk- 4, Kursk-6 och Ignalina-3. Denna kursändring inleddes redan före Tjernobyl och det finns anledning att anta att säkerhetsfrågor har spelat en viktig roll. Det sägs ha funnits strömningar inom vetenskapsakademien som länge uttryckt tvivel på grafitreaktorernas konstruktion, strömningar som inte slagit igenom förrän på åttiotalet. Före olyckan i Tjernobyl svarade RBMK-reaktorer för 57% av kärnkraftverkens totala installerade effekt. För närvarande är sammansättningen: RBMK 52% WER 46% BN 2%. Ett skäl till att man länge föredrog grafitreaktorer av kanaltyp framför tryckvattenreaktorer är, att utrustningen till grafitreaktorema kunde tillverkas i vanliga maskinfabriker, medan de mer komplicerade trycktankarna för WER krävde högt specialiserade fabriksanläggningar. Därför var RBMK ekonomiskt mer attraktiva. Till WER-reaktorernas fördel talade dock det faktum att grafitreaktorema tog längre tid att bygga. I takt med att Izjorskijfabriken i Leningrad byggdes om och Atommasjfabriken i Volgodonsk ökade sin kapacitet, försköts dock tyngdpunkten sakta från RBMK till WER. De båda fabrikerna är specialiserade på reaktortankar och utrustning för det sovjetiska tryckvattenprogrammet. Haveriet i Tjernobyl var alltså inte ensamt orsak till att man gått över till tryckvattenreaktorer, men det är otvivelaktigt så att det påskyndade processen. En annan uppenbar effekt är de kostsamma ombyggnader och modifikationer av de övriga grafitreaktorema, som man mer eller mindre tvingades till. Ytterligare en aspekt på Sovjetunionens envisa satsning på grafitmodererade kanalkokarreaktorer, en konstruktion som man är i stort sett ensam om, är att reaktortypen är väl anpassad för plutoniumproduktion, eftersom man kan byta bränsle i varje kanal individuellt under drift. Denna egenhet kan även vara förklaringen till att inga RBMK-reaktorer exporterats. I framtiden är det troligt att bridreaktorer kommer att överta denna militära ro'1.
1.3. Driftsstatistik Det sovjetiska kärnkraftsprogrammets installerade effekt uppgick den 1 januari 1989 till cirka 35 400 MW e. Detta utgör drygt 10% av den totala installeradeeffek* ni sovjetisk elproduktion Utnyttjandegraden av denna effekt uppgick under 1988 till 71,4%. Unu., 1989 skall enligt planerna totalt 4 000 MW e installeras vid olika verk. I början av året stängdes de två reaktorerna i Armjanskaja AES, som ligger i ett jordbävningshotat område.. Ar Totalt 12» ökning Ar Totalt ökning i 1970 900 0 1980 12 500 2 500 \ 1971 1 300 400 1981 15 400 2 900 j 1972 1700 400 1982 17 400 2 000 i 1973 3 200 1 500 1983 19 800 2 400! 1974 3 600 400 1984 23 100 3 300 1975 4 600 1 000 1985 28 100 5 000 I 1976 6 000 1 400 1986 30100 2 000 I 1977 7 000 1 000 1987 34 400 4 300 \ 1978 8 000 1 000 1988 35 400 1 000 I 1979 10 000 2 000 1989' 3» 4 000 I 1990' 4 ' 55 000 2000 85 000 1995' 4 ' 70 000 Tabell 1. Total installerad kärnkraftseffekt (MWJ vid årets slut samt årligt tillskott < 1). (1) Tabelluppgifterna är ungefärliga, men överensstämmer med officiell sovjetisk statistik i den mån sådan är tillgänglig. (2) Experimentreaktorer med effekt understigande 100 MW B är exkluderade. De små reaktorerna i Bilibino räknas inte som experimentreaktorer och inkluderas därför i statistiken. Däremot finns sedan början på sextiotalet sex stycken 100 MW-reaktorer i Sibirskaja AES som aldrig beaktas i sovjetisk statistik och en reaktor på 150 MW i
Sjevtjenko som betecknas som försöksreaktor. De är därför inte inkluderade i tabellen. (3) 1989 års siffror anger uppskattningar i augusti 1989. (4) Planerna har under löpande femårsplan reviderats. Värt att notera är att den slutliga versionen av den 12:e femårsplanen (1986-1990), antagen i sin slutversion i juni 1986, utvisar en ökning av den installerade effekten till 68 000 MW 0 1990. I augusti 1989 var 44 större reaktorer i drift vid 15 olika kärnkraftverk i Sovjetunionen. Dessutom finns en försöksanläggning med kombinerad elproduktion (150 MW) och avsättning av havsvatten i Sjevtjenko, en installation av militär natur på drygt 600 MW e i Troitsk samt ett flertal experiment- och undervisningsreaktorer, varav hela åtta i Moskva. År 1988 stod de sovjetiska kärnkraftverken för drygt 12% av landets elkraftproduktion. Fossila bränslen dominerade fortfarande med 75% och vattenkraften svarade för 13%. Kärnkraften är alltså på intet sätt dominerande i sovjetisk elkraftproduktion. Ar Producerad elenergi Andel av total elproduktion i 1970 1975 1976 1977 1978 1979 1980 1981 1982 1983 1984 1985 1986 1987 1988 1990 plan' 2» 1995 plan 2000 plan långsikt 4 15 25 35 45 55 73 86 96 110 135 167 161 (1) 187 216 390 0,5% \ 1,4% 2,3% \ 3,0% I 3,7% I 4,4% I 5,6% \ 6,5% j 7,0%! 7,8%! 9,0% i 10,8% 10,1%! 11,2% I 12,7% 21,0% i 20,0%! 30,0% Tabell 2. Elkraftproduktion vid sovjetiska kärnkraftverk (TWh). (1) En intressant jämförelse kan göras med årsplanen för 1986 som enligt Pravda (nov 1985) var 193 TWh. Bortfallet orsakat av haveriet i Tjemobyl beräknas till cirka 18 TWh. (2) Planmålen angivna i den 12:e femårsplanen (1986-1990).
Sovjetisk elproduktionsstatistik, särskilt äldre, skiljer sig ofta beroende på källa. I tabellen ovan har Narodnoje Chozjastvo (Statistisk årsbok) och Ekonomitjeskaja Gazeta i huvudsak använts. Antalet oplanerade reaktorstopp vid de sovjetiska kärnkraftverken under 1988 minskade med 27% jämfört med föregående år. Medeldosen för kärnkraftspersonal under 1988 var 0,66 rem. Maximalt tillåten dos är 50 msv per år. 1.4. Den vidare utbyggnaden 1.4.1. Regler för lokalisering av kärnkraftverk För närvarande pågår arbete med precisering och omarbetning av Sovjetunionens kärnkraftsprogram. Målet är i första hand att höja säkerheten vid redan existerande och framtida kärnkraftverk. Det innebär bl a att reglerna för var kärnkraftverk får byggas har skärpts och att kompletterande säkerhetshöjande program utarbetats för både tryckvatten- och kanalkokarreaktorerna. Konkreta beslut om placering av kärnkraftverk tas på regeringsnivå. Före Tjernobylhaveriet präglades beslutsfattandet av relativ godtycklighet, för att därefter ha konkretiserats avsevärt. Alla beslut om uppförande av kärnkraftverk (AES), kärnkraftvärmeverk (ATETs) och kärnvärmeverk (AST) baserar sig nu på regler om närhet till städer, kulturminnesmärken, rekreationsområden, nation?.parker med mera. Därtill maximerar reglerna den totalt installerade effekten per verk. AES ATETs AST : Avstånd till stad med mer än 100 00 invånare, km 25 25 5 i Max installerad effekt per verk, MW, resp MW, 8 000 2 000 : Tabell 3. Regler för lokalisering av AES, ATETs och AST Numera genomförs även reglementerade seismiska, geologiska, meteorologiska och hydrologiska undersökningar före beslut om en ny anläggning. Att finna miljöer som kan tillgodose behoven av kylvatten är ett allmänt problem, främst söder om Moskva där de flesta kärnkraftverken är belägna.
1.4.2. Inskränkningar i planerna Skärpningen av regler har medfört att åtta hela verk och ytterligare några enskilda reaktorer i planerade och påbörjade kärnkraftverk och kärnvärmeverk skrinlagts, eller i praktiken omlokaliseras till andra regioner av landet. Detta gäller Armjanskaja, Krasnodarskaja, Gruzinskaja, Azerbajdzjanskaja, Odesskaja, Minskaja, Charkovskaja och Tjigirinskaja AES..Det totala effektbortfallet på grund av beslut att inte bygga påbörjade eller planerade nya reaktorer och verk uppgick i början av 1989 till 28 000 MW. Utbyggnadsprogrammet har lindrigt sagt försenats. Den planerade effekt som försvunnit ska till fullo ersättas av nya kärnkraftverk, men kol- och vattenkraftverk får tills vidare överta ansvaret. I och med stängningen av den andra och sista reaktorn i kärnkraftverket i Armenien, det enda av de ovan nämnda verken som var i drift, står de kaukasiska republikerna helt utan kärnkraftverk. Byggandet av verken i Azerbajdzjan och Georgien hade redan tidigare avbrutits. Den kritiska elförsörjningssituationen har tvingat ett antal fabriker att övergå till kontinuerlig arbetsvecka, och anvisningar om reparation av elintensiv utrustning under vintern har spritts. För att lindra situationen och samtidigt dra nytta av redan befintlig infrastruktur, har man beslutat att konstruera om Armjanskaja AES för gasdrift samt att skynda på konstruktionsarbetena på Rostovskaja AES, det närmast belägna kärnkraftverket och på så sätt tidigarelägga laddningen av de båda första blocken där. Enligt Sovjetunionens energiprogram skall landets RBMK-raktorer börja tas ur drift 1995, för att slutligen vara helt borta år 2005. Efter de kostsamma investeringar i säkerhetshöjande åtgärder som vidtagits, förefaller denna utsago vara mer av en förhoppning än någon definitiv avvecklingsplan för RBMK-reaktorerna. 1.4.3. Renoveringsarbeten Under perioden 1992-94 skall samtliga 14 block byggda under 70-talet och slutet av 60-talet renoveras och moderniseras. Säkerhetssystemen i de gamla blocken möter inte dagens strängare krav, varför man kommer att installera så kallade passiva kompletterande säkerhetssystem som inte beror av yttre eltillförsel. Därtill kommer blocken att förses med diagnostik- och övervakningssystem för de viktigare rörkretsarna. 1.4.4. Utbyggnadsplaner Det sovjetiska utbyggnadsprogrammet är omfattande. För närvarande är ett 15-tal reaktorer under byggnad och ytterligare några i förberedande anläggningsskeden. Sju helt nya verk är under uppförande.
Den vidare utbyggnaden av kärnkraften fram till år 2000 kommer att förverkligas genom utvidgning av redan existerande och nyanläggning av 4 6 kärnkraftverk, så gott som uteslutande i de europeiska delarna av landet. Cirka 20 reaktorer planeras kunna tas i drift under den närmaste tioårsperioden, det vill säga fram till sekelskiftet. De planer som för närvarande utarbetas gäller verk som kommer att börja byggas 1993 och framöver.. De minst anspråksfulla och därmed mest realistiska planerna utvisar 85 000 MW installerad elektrisk effekt vid år 2000. Vissa företrädare för kärkrailsindustrin hoppas fortfaranade på så mycket som 120 000 MW t. En försiktig sammanräkning av den sammanlagda effekten hos planerade reaktorer indikerar ett betydligt lägre resultat. Vidare får man inte glömma, att ett antal äldre reaktorer måste tas ur drift. Det får därför, med hänsyn till de förseningar som drabbat det sovjetiska kärnkrafbprogrammeti sin helhet, anses som mycket tveksamt om man ens kan uppfylla de mindre ambitiöst satta planmålen. Det är ekonomiskt fördelaktigt att utvidga redan existerande verk i jämförelse med att nyanlägga, eftersom infrastrukturen redan finns, mindre mark behöver tas i anspråk, de ekologiska effekterna blir mindre och så vidare. Atomenergiministeriet anser att ytterligare 6 000 MW över tidigare satta planmål behöver installeras i Ukraina. Man avser därför att uppgradera Rovno, Chmelnitskij och Södra Ukraina med 2 000 MW vardera, varvid de första kärnkraftverken i Sovjetunionen på 6 000 MW c kommer att realiseras. I sammanhanget bör nämnas att projekten har mött relativt hårt motstånd från ledamöter i den ukrainska vetenskapsakademin och massmedia. De orter som är aktuella för kommande kärnkraftverk redovisas i appendix, kapitel 10. Ytterligare platser som man tänkt sig att exploatera för nya projekt är bland annat Sovjetiska Karelen, Lettland och Litauen (se avsnitt 10.4.1.). 1.5. Attitydförändringar och opinionsbildning 1.5.1. Myndigheter och opinion Den omisskännliga teknikvänlighet som tidigare genomsyrade sovjetisk energiplanering har fått god konkurrens av miljöfrågor. Problemen diskuteras öppet, men samtidigt försvårar osmidiga styrmedel och centralisering konkreta åtgärder. Kärnkraft utgör dock något av ett undantag och en mycket betydelsefull skillnad jämfört med bara för några få år sedan,
är att säkerhetsaspekterna skjutits i förgrunden på ett sätt som är något helt nytt för sovjetiska förhållanden. Ansvariga kärnkraflsmyndigheter är numera mycket känsliga för opinionsyttringar. Man inser att allmänhetens rädsla för kärnkraft och dess skeptiska inställning till vad myndigheterna meddelar i massmedia är en god grogrund för protester och därmed ett potentiellt hot. Protester från allmänheten behandlas vanligen utförligt i massmedia och har vid ett flertal tillfallen visat sig effektiva. Bland annat lär lokalbefolkningens motstånd direkt ha hindrat konstruktionen av kärkraftvärmeverken i Minsk och Odessa. Myndigheternas ovana att handskas med protester från allmänheten har tagit sig uttryck i ett stort intresse för hur man kommunicerar med allmänheten i andra länder. I juli 1989 besökte en delegation ledd av chefskonstruktören för kärnkraftverk i Sovjetunionen, Valerij Kurotjkin, Storbritannien för att studera hur oppositionens synpunkter kanaliseras där. Man studerar också förhållandena i Frankrike och Västtyskland. 1.5.2. Reaktorinneslutningar Den sovjetiska säkerhetsfilosofi som länge låg till grund för konstruktionen av kärnkraftverk, innebar bland annat att en tät inneslutning runt reaktorn ansågs obehövlig. Men denna inställning modifierades tydligt redan före Tjernobylhaveriet och de tryckvattenreaktorer som tagits i drift sedan 1980 har sålunda utrustats med en reaktorinneslutning av samma typ som i Väst. Även kommande bridreaktorer skall utrustas med inneslutning. Grafitreaktorerna kommer dock inte att få någon inneslutning, eftersom installation av sådana runt alla de 17 RBMK-reaktorema skulle bli mycket kostsam. 1.5.3. Andra säkerhetshöjande åtgärder Omfattande säkerhetshöjande åtgärder har vidtagits på de sovjetiska kärnkraftverken efter Tjernobylolyckan och ytterligare ett antal modifieringar av både existerande och planerade verk är under införande. Bland annat har skyddssystem, avkännings- och övervakningsutrustning för att tidigare kunna upptäcka sprickor samt nya nödstoppsystem utvecklats. Samtliga verk har utrustats med kompletterande stationära neutronabsorbenter. För att höja kvaliteten på all teknisk utrustning som installeras har en statlig kvalitetskontroll, Gosprijomka, använts sedan 1987. Gosprijomka innebär testprocedurer för alla automatiska system före idrifttagande. 8
Defekter identifieras och ofta får 10-15% av komponenterna bytas ut. Erfarenheterna är goda. Strålskyddet har också förbättrats som en följd av haveriet i Tjernobyl, och man har betydligt utvidgat kontrollen av strålningsnivåer vid alla kärnkraftverk. Dessutom har man vidtagit åtgärder för att öka tillförlitligheten hos de insamlade uppgifterna. 1.5.4. Träningscentra för personalen Den tidigare skriande bristen på träningsmöjligheter för personalen på kärnkraftverk i Sovjetunionen avhjälps nu i viss mån genom anläggning av tre träningscentra. -personal skall tränas i kärnkraftverken i Zaporozje och Novovoronezj, medan RBMK-1 000-presonal får öva i Desnogorsk. Ett träningscentrum skall kunna erbjuda möjligheter till fullskaleövningar i varje tänkbar situation både för enskilda och för hela skift. Alla brister i utbildningen är dock ännu inte åtgärdade och träningsförhållandena för kärnkraftspersonalen är inte tillfredsställande. Övningsutrustningen fungerar inte snabbt nog och datorer för flera övningsmoment fattas. Kärnkraftverkssimulatorn i Desnogorsk, Smolenskaja AES, är i funktion sedan januari 1988, men uppges förfarande inte fungera som planerat. Utrustningen utgörs av en kontrollrumsmodell med träningsutrustning och -program. Centret skall ta emot 100 personer samtidigt och räknar med en genomströmning på cirka 1000 per år. För närvarande är bara ett verk, Novovoronesjskaja ÅES, försett med fullständig simulerings- och träningsutrustning för katastrofövningar. För att få loss personal har verken fått ökade bidrag för att organisera ett sjunde skift, det så kallade reservskiftet, vid varje verk. Avsikten är att all personal skall sändas till träningscentra varje år. 1.6. Problem 1.6.1. Ledning och planering Den sovjetiska satsningen på kärnkraft går inte helt smärtfritt. Åren 1981-1985 togs knappt 16 000 MW e i drift, vilket endast motsvarade cirka 60% av planmålet på 25 000 MW e. Inte heller under senare år har man kunnat uppfylla planmålen. Den så kallade fiowlinemetoden - man bygger flera reaktorer i taget vid samma kärnkraftverk - där varje reaktor skall bli klar på ungefär 60 månader, fungerar endast i begränsad omfattning.
Anledningarna är oftast bristande ledningsförmåga och brist på kvalificerad personal vid byggplatserna. Ibland ackompanjeras detta av försenade leveranser från maskintillverkarna. Resultaten blir dålig kvalitet och förseningar, något som är typiskt för sovjetiska konstruktionsarbeten. 1.6.2. Kvalitetsproblem Chefen för kärnkraftsäkerhet på Kurtjatovinstitutet i Moskva, Vladimir Asmolov, ger sin syn på kvalitetsfrågan i en artikel i Izvestija (jan 1989): "Den största bristen inom kärnkraftsindustrin i Sovjetunionen är inte byggnadsmaterialens, monteringens och byggnadernas låga kvalitet. Det är heller inte den eftersläpande säkerhetsforskningen, våra ingenjörers dåliga utbildning eller de snåla anlslagen för samarbete med utlandet......utan vår största brist, det är den konstant sjunkande kvalitetsnivån på utrustning i drift. I vår ekonomi, där kvantitetsindikatorer utgör de ojämförligt viktigaste styrinstrumenten, är det tillåtet att offra 'andrahandsindikatorer' för att förbättra de viktigare indikatorerna. Driftssäkerhet är en andrahandsindikator". Den sovjetiska pressen anger bristande disciplin och undermålig hantverksskicklighet som de vanligaste orsakerna till kvalitetsproblem. Ett exempel på detta är kärnkraftverket i Rostov, där den sovjetiska kärnkraftsinspektionen, Gosatomenergonadzor, avslöjat stora brister. Man skall dock ha i åtanke att kvalitetskontrollen vid kärnkraftbyggen är mycket omfattande jämfört med andra områden i det sovjetiska samhället. De allra flesta bristerna upptäcks sålunda och leder därmed endast till förseningar. 1.6.3. Personalproblem Det råder på många håll akut brist på utbildad, kvalificerad personal. Röster för att höja prestigen på jobb inom kärkraftsindustrin har höjts. Högre lön samt reglering av privilegier, arbetstid och pension krävs. Frågan har enligt många undervärderats länge. Förmodligen mer i den ekonomiska perestojkans anda än i förhoppning att komma till rätta med personalproblemen, infördes Chozrastjot, driftsekonomi med självfinansiering, vid Tjernobylskaja AES den 1 januari 1989. Det enda resultatet hittills av detta experiment är något höjd lön för vissa specialister. Utbildning och kompetens anses av många bedömare vara otillräcklig hos i stort sett alla kategorier personal. Först på senare tid har urvalsprocedurer med tester i påfrestande, stressiga situationer tillämpats. Katastrofutbildningen har varit otillräcklig. 10
L6.4. Brister vid producerande kärnkraftverk Avsaknaden av väl fungerande datorer för övervaknings- och kontrolluppgifter samt eftersläpande utveckling av diagnostikutrustning för bland annat sprickbildning i primärkretsen utgör de mest påtagliga orosmomenten i de kärnkraftverk som är i drift. Först 1990-92 väntas färdiga system för diagnosticering vara klara. Vid Tjernobylskaja och Armjanskaja AES har därför egna system utvecklats och installerats. 11
2. Grafitmodererade reaktorer Det finns för närvarande 15 ^tora grafitmodererade RBMK-reaktorer i drift i Sovjetunionen. Den olycksdrabbade reaktorn i Tjernobyl var av denna typ. Olyckan har medfört att det tidigare utbyggnadsprogrammet reviderats och endast två ytterligare reaktorer som är under byggnad kommer att färdigställas. Olyckan har också lett till omfattande åtgärder syftande till att öka säkerheten vid stationerna. Enligt Sovjetunionens energiprogram kommer en avveckling av RBMKreaktorerna att inledas 1995 för att vara helt avslutad år 2005. Med tanke på detta förefaller de omfattande investeringar som gjorts för att höja säkerheten tämligen oöve"lagda. 2.1. Utvecklingen av grafitmodererade raktorer 2.1.1. Obninsk - det första kärnkraftverket Den första kommersiella sovjetiska reaktorn startades den 27 juni 1954 i staden Obninsk, knappt 10 mil sydväst om Moskva. Reaktorn, som var inhyst i en oansenlig fabriksliknande byggnad, var av kanaltyp samt vattenkyld och grafitmodererad. Det kan vara intressant att något i detalj redogöra för Obninskreaktorn eftersom denna reaktor i mångt och mycket var avgörande för den framtida inriktningen av det sovjetiska kärnkraftsprogrammet. Beslutet att bygga en reaktor för elproduktion i Obninsk togs i februari 1950. Skälet till att man valde en reaktor av kanaltyp i stället för av tryckvattentyp var troligen att man vid den tidpunkten inte ansåg sig till fullo behärska tekniken att tillverka tillräckligt hållfasta trycktankar. Vattnets ingångstemperatur i reaktorn var 190 = C, utgångstemperaturen 280 C och trycket 100 atm. Detta gjorde att man vid ingången till turbinerna kunde erhålla överhettad ånga med temperaturen 270 C och trycket 1,2 MPa. Den termiska effekten uppgick till 30 MW och den elektriska effekten var 5 MW. Man laddade reaktorn med 550 kg uran, anrikat till 5%. Valet mellan naturligt och anrikat uran föregicks av diskussioner där ett av de viktigaste argumenten för användande av naturligt uran var att detta skulle ge ökade möjligheter till produktion av plutonium. Av tekniska skäl visade det sig dock vid den tidpunkten omöjligt och sedan dess baserar sig den sovjetiska kärnkraftsutvecklingen på användandet av låganrikat uran och termiska neutroner. Som konstruktionsmaterial för bränsleelementen användes rostfritt stål. 12
Erfarenheterna av Obninskreaktorn var så goda att de ansvariga beslöt sig för en fortsatt satsning på vattenkylda grafitmodererade kanalkokarreaktorer. 2.1.2. Nästa steg - Sibirskaja I slutet av 50-talet byggdes en stor anläggning, officiellt kallad Sibirskaja ÄES, belägen i Troitsk. Denna station förbigås med nästan total tystnad 'i sovjetiska källor, beroende på dess militära anknytning. Anläggningen består av sex reaktorer på nominellt 100 MW e av samma typ som i Obninsk, avsedda dels för elproduktion och dels för plutoniumproduktion. Figur 2. Kärnkraftverket i Troitsk Reaktorerna har dock, till skillnad från den i Obninsk, tvåkretssystem och bränsleelementen är inkapslade i aluminiumlegeringar. Ångans temperatur när den lämnar reaktorn är 180-220 C. Dessutom installerades för första gången ett maskinellt system för byte av de utbrända bränsleelementen, utvecklat av nuvarande chefen för Ignalinaverket, Chromtjenko. Den nominella effekten 600 MW e nåddes 1964. Figur 3. Anatolij Ivanovitj Chromtjenko framför Ignalinaverket. 13
Figur 4. Den av A I Chromtjenko utvecklade apparaturen för byte av utbrända bränsleelement. I förgrunden skymtar härden. Bilden är tagen på Ignalina-1. 14
2.1.3. Experimentreaktorerna i Belojarsk Utvecklingen av de större RBMK-reaktorerna skedde vid Belojarskverket i Ural. Här konstruerade man två reaktorer, på 100 och 200 MW t, som tegs i drift 1964 respektive 1967. Dessa reaktorer, som aren vidareutveckling av Obninsk-reaktorn, det vill säga av kanalkokartyp med grafitmoderering, har den intressanta egenskapen att de utnyttjar nukleär överhettning av ångan. Belojarsk-1 hade totalt 998 arbetskanaler, 730 för generering av ånga och 268 för överhettning. Vid ingången till förångningskanalerna hade vattnet temperaturen 300'C och trycket 15 MPa. Vatten-ångblandningen lämnade förångningskanalerna med 340'C. I överhettningskanalerna gick ångan in med 320'C, 11,5 MPa och lämnade reaktorn med temperaturen 500^510'C. Figur 5. Belojarsk-2. InI ro i TH t _ f«wf- p\»it: 7 fraphitc flack: 3 fttiémt IT trrvicmy Irtlm^t: å ttttm «- ptatot, 5 p*p<*1 é *pp*t pl»*9: 7 uppf r flo*r: 9 ém<u: 9 uptih9t*94 ilm collector; fo waftr thtwlémf. 11 tmmm l«r c*nh*t tmé tfrivv* Orsaken till att man i de senare varianterna frångick överhettningskonceptet, berodde på svårigheterna att reglera och kontrollera processen, samt det stora antalet rör av olika storlekar utsatta tor höga tryck. Dessutom leder en höjning av arbetstemperaturen i härden inte bara till ökade krav på värmeresistenta material, utan också sämre utnyttjande av 15
kärnbränslet. En annan detalj som är värd att beakta, är att kärnkraftverket i Belojarsk saknar inneslutning kring reaktorerna. Detta sågs som något positivt, främst av konstruktionstekniska skäl. Vid konstruktionen av BeIojarsk-2 gjordes ytterligare föl-bättringar. Bland annat övergick man till ett enkretssystem, som for den överhettade ångan direkt in i turbinen. - 2.1.4. Utvecklingen av större grafitreaktorer De goda erfarenheterna av de grafitmodererade och vattenkylda kanalkokarreaktorerna i Belojarsk samt utvecklingen av nya värmeresistenta zirkoniumlegeringar för inkapslingen av brän?lestavarna, gjorde att man i slutet av 60-talet kände sig mogen att konstruera en reaktor på 1000 MW e. Man frångick dock som tidigare angivits den nukleära överhettningen. Den första RBMK-1 000 togs i drift 23 december 1973 vid Leningradskaja AES. Denna reaktor är referensreaktor för serien, som nu omfattar 13 reaktorer i drift och två underbyggnad. Dessutom finns det två reaktorer av typen RBMK-1 500, med en potentiell elektrisk effekt om 1 500 MW, i drift. Båda ligger i Ignalina, Litauen. Man hade förväntat förbättrade så kallade teknisk-ekonomiska parametrar vid Ignalina, men de uteblev, varför man vid Kostromskaja AES, där RBMK-1 500 skulle ha installerats, valde i stället. Figur 6. Härden på Ignalina-1. 16
2.2. Teknisk beskrivning av RBMK 2.2.1. Allmänt RBMK-reaktorerna är grafitmodererade och vattenkylda. Typbeteckningen RBMK (Reaktor bolsjoj mosjtjnosti kanalnogo tipa) är en rysk akronym för "reaktor med stor effekt av kanaltyp". Satsningen på RBMK-reaktorerna motiveras av tre fördelar: obegränsad storlek, det finns ingen trycktank som begränsar bränslebyte under drift, medför hög utnyttjandegrad möjlighet till intern överhettning ger högre verkningsgrad. Utvärderingen av olyckan i Tjernobyl har resulterat i omfattande ombyggnader av både befintliga reaktorer och sådana som byggdes färdigt efter haveriet. Den följande beskrivningen hänför sig till de modifierade reaktorerna. Slutligen redogörs för de åtgärder som vidtagits efter Tjernobyl och motiven bakom dessa. Det finns två varianter av RBMK-1 000. Generation ett utgörs av Leningrad-1,2,3,4, Kursk-1,2 och Tjernobyl-1,2. Till generation två hör Smolensk-1,2, Kursk-3,4, Tjernobyl-3 och de ännu ej idrifttagna Smolensk-3 och Kursk-5. Haveriet i Tjernobyl inträffade i reaktor nr 4. Ignalina-1,2 är av typen RBMK-1 500, som mest påminnerom RBMK-1 000-reaktorer av andra generationen. Figur 7. RMBK-1 000/1:1/reaktor, 2/rörledningar för vatten 3/rörledningar för ånga/vatten, 4/ laddningsmaskin, 5/ ångseparator, 6/huvudcirkulationspump. 17
Bland skillnaderna märks att RBMK-1 000/11 har färre bränsleelement och fler styrstavar samt en kondensationsbassäng under reaktorn. Bassängen har till uppgift att minska utsläpp av ånga vid brott i rörsystemets nedre delar. Nedanstående beskrivning hänför sig till RBMK-1000/1. RBMK-1 000 Termlsk effekt (MW): 3140 Elektrisk effekt (MW): 2x500 Kylvattenflöde (m»/h): 37 500 Inloppstemperatur (*C): 270 Utloppstemperatur/medelvärde (*C): 284 Härddiameter (m): 11,8 Härdhöjd (m): 7,0 Antal bränsleelement <": Anrikningsmedelvärde vid stationär drift«(%): 2,4 Medelutbränning (GWd/ton): 18,5 Ångflöde (ton/h): 5 468 Tabell 4. Data för RBMK-1 000. (1) Tidigare 1 693 i typ I och 1 661 i typ II. Nu varierar det mellan 1 604 och 1614 i typ I och 1579 och 1592 i typ II. (2) Höjt från 2,0 till 2,4%- Det tar emellertid tre-fyra år innan allt bränsle har hunnit bytas ut. 2.2.2. Reaktorn Reaktorbränslet utgörs av urandioxidkutsar inkapslade i zirkoniumniobrör som i sin tur är hopbuntade till bränsleelement. Dessa är placerade i bränsletrycktuber med en diameter av 88 mm. Reaktorhärden består av en vertikal grafitcylinder. Grafltcylindern är uppbyggd av grafitblock (250x250x600mm). Totalt finns det 2 488 kanaler i cylindern varav omkring 1600 (se not 1 ovan) härbärgerar bränsleelement. I de andra kanalerna löper styrstavar och instrumentering. Den totala grafitmassan uppgår till 1 700 ton. Styrstavarna är av fyra olika typer (snabbstopp, automatisk effektreglering, styrning av effektfördelningen radiellt och axiellt) och sitter i kvadratisk geometri. Deras antal har ökats med mellan 53 och 123 som ett led i strävan att höja säkerheten vid stationerna. Materialet är B 4 C. De förs in både nedifrån och uppifrån. 18
Figur 8. Närbild på härden. Man kan tydligt urskilja de olika typerna av kanaler för bränsleelement, styrstavar och instrumentering. * " WP^" " T ' lit,vuv ^ * «? 1» _, ^ ^ Mk Figur 9. Bränslestavar. 19
f\fc Alf IL Figur 10. Principiellt kylschema för kärnkraftverk med RBMK-reaktorer: 1/reaktor, 2/ångseparator, 3/ huvudcirkulationspump, 4/ångturbin, 5/ matarvattenpump. Bränslestavarna kyls med vatten, som pumpas runt i två identiska spegelvända primärkretsar av huvudcirkulationspumpar. I varje krets finns fyra pumpar, varav en hålls i reserv. Vattnet värms till kokning i kanalerna. Utloppstrycket är 7 MPa. Ångvattenblandningen som bildas (ånghaltens medelvärde är 14,5%) fors sedan till ångseparatorerna. 2.2.3. Säkerhetshöjande åtgärder RBMK-reaktorns tre grundläggande svagheter ur säkerhetssynpunkt är den positiva ångblåskoefficienten, (som innebär att ökad ånghalt i kylvattnet leder till en effektökning, som leder till ytterligare ökad ånghalt och så vidare), den långsamt fungerande snabbstoppsutrustningen och bristfällig utrustning för att återföra reaktorn i ofarligt tillstånd vid felaktiga beslut av personalen, den s k mänskliga faktorn. Ytterligare nackdelar med RBMK-reaktorerna är förutom de höga byggkostnaderna dels den instabila effektfördelningen i reaktorn, som kräver kraftfulla reglersystem och vaksamhet hos personalen, dels det stora antalet kylledningar (cirka 2 000). 20
Figur 11. Kontrollrummet på lgnalina-1 med displayer för detaljövervakning av härdens element. Sänkning av ångblåskoefficienten på redan existerande reaktorer har åstadkommits med hjälp av tre åtgärder: installation av ytterligare absorbenter (mellan 53 och 123 vid Ignalina2) " vidgade säkerhetsmarginaler för kärnprocessen vid normal drift (kompensering med styrstavar) * högre anrikningsgrad hos bränslet. Sedan de två första åtgärderna blivit genomförda ligger ångblåskoefficienten hos samtliga reaktorer i intervallet 0,8-1,4+0,2, utom hos RBMK- 1500 där den är 0,5+0,2 resp 0,3+0,2. Före 1990 skall beslutet att höja anrikningsgraden från 2,0% till 2,4% förverkligas. På de block som är under byggnad kommer en lägre ångblåskoefficient (noll eller svagt negativ) att uppnås genom en minskning av grafitmängden i härden, i stället för installation av ytterligare absorbenter. Vad gäller snabbstoppsutrustningen har man dels förbättrat dess konstruktion, dels minskat den tid det tar att skjuta in stavarna vid nödstopp. Stavarna kan nu föras in på 12 sekunder (förut 18 s) med en hastighet av 0,8 m/s under de första 3^4 m. Stavarna är dessutom stationärt införda 0,7 m i härden. 21
Nästa etapp pä vägen till säkrare RBMK-reaktorer går via snabbstoppssystemet BAZ (Bystrodejstvujusjtjaja Avarijnaja Zasjtjita) som skall installeras på samtliga RBMK-reaktorer under 1989. Systemet har utvecklats och genomgått tester i full skala vid Ignalinaverket och Leningradskaja AES. I BAZ ingår 24 nödstoppsstavar som medger att reaktiviteten kan uppnå negativa värden på mindre än 2,5 s. För närvarande håller man också på med att installera apparatur för kontroll av metallförslitning på huvudrörledningarna vid samtliga verk med RBMK-reaktorer. Åtgärder som kan sägas mer direkt ha föranletts av de speciella omständigheter som rådde vid olyckstillfället i Tjeraobyl är följande: Säkerhetsrutinerna har setts över och ändrats, nya blockeringar har införts, signal- och informationssystemen har förbättrats. Vid större manövrar, såsom snabba effektökningar eller effektminskningar, är det numera obligatoriskt med närvaro av representanter för den statliga kärnkraftsinspektionen. Olyckan visade också stora brister i driftspersonalens utbildning och man har försökt förbättra den bland annat genom att anlägga speciella träningscentra - i Smolensk för dem som arbetar med RBMK och i Novovoronezj för personal vid WER. Teorikursen pågår i 45-60 dagar och avslutas med att kursdeltagarna tränas i olika akuta situationer som kan tänkas uppstå i kärnkraftverk. Dessutom avser man att införa "nödvändiga preciseringar av planindikatorerna" vid kärnkraftverken, vilket förhoppningsvis uppmuntrar kvalitets- och säkerhetstänkande framför kvantitet. 22
3. Vattenmodererade reaktorer 3.1. Utvecklingen av vattenmodererade reaktorer Tyngdpunkten i det sovjetiska kärnkraflsprogrammet ligger på tryckvattenreaktorer av typen WER. Efter utvärderingen av Tjernobyl sker den fortsatta utbyggnaden nästan uteslutande med. För närvarande finns 14 i drift, 25 är under byggnad och ytterligare 31 reaktorer planeras. Av de mindre WER-440 finns åtta i drift inom landet. 3.1.1. De första reaktorerna i Novovoroneag Parallellt med utvecklingen av RBMK-reaktorerna pågick också arbetet med att ta fram den sovjetiska varianten av en tryckvattenreaktor (WER). 1964 startades den första kommersiella reaktorn av denna typ i Novovoronezj, 5 mil söder om Voronezj. Denna är av typen WER-210, vattenkyld och lättvattenmodererad, och med en termisk effekt av 760 MW som via tre turbiner ger 210 MW elektrisk effekt. Härden består av 348 bränslepatroner, där varje patron innehåller 91 zirkoniuminkapslade bränslestavar. Som bränsle används anrikad UO 2. Efter den lyckosamma starten av Novovoronezj-1 inleddes genast konstruktionsarbeten for det andra blocket, och i slutet av december 1969 togs Novovoronezj-2 i drift. Denna reaktor har effekten 365 MW, trots att de fysiska dimensionerna på reaktortanken och härden praktiskt taget inte ändrats. Den ökade effekten erhölls som följd av tekniska förbättringar. 3.1.2. WER-440 I december 1971 var det så dags för starten av Novovoronezj-3. Denna reaktor var den första i WER-440-serien, och tillsammans med sin systerreaktor, Novovoronezj-4, utgör den referensreaktor för efterföljarna. Totalt omfattar serien, förutom det tjugotal reaktorer som byggts i Östeuropa och i Finland, åtta reaktorer. Enligt de ursprungliga planerna skulle tolv reaktorer ha byggts, men i och med nedläggningsbeslutet för Armjanskaja AES, föll två bort och ytterligare två blev aldrig färdigbyggda. 23
Figur 12. En av två VVER-440 reaktorer i Jaslovske Bogunice i Tjeckoslovakien. 24
3.1.3. WER-1000 De nya tryckvattenreaktorerna som byggs är av typ, en större version av WER-440. Den första i landet, som också ligger i Novovoronezj, togs i drift i maj 1980. Då man numera, efter Tjernobyl, har avbrutit satsningen på grafitmodererade reaktorer är det denna reaktortyp som kommer att utgöra basen för Sovjetunionens och Östeuropas, Rumänien undantaget, kärnkraftsprogram åtminstone fram till sekelskiftet. 3.1.4. Försök med kokarreaktorer Man har även gjort försök med kokarreaktorer (BWR), och 1965 anlades en experimentanläggning, VK-50, i Dimitrovgrad. Reaktorn, som har en nominell elektrisk effekt på 50 MW, moderniserades 1974 vilket möjliggjorde ett ökat effektuttag, 65 MW. Vilken effekt reaktorn körs med för närvarande är svårt att säga, uppgifterna varierar. Någon ytterligare reaktor av denna typ planeras inte i Sovjetunionen. 3.1.5. Ny tryckvattenreaktor En ny tryckvattenreaktor håller på att utvecklas i Sovjetunionen i samarbete med Siemens. Forskningen skall slutföras i mitten av 90-talet så att en ny generation kärnkraftverk med den nya reaktortypen kan påbörjas under den fjortonde femårsplanen 1996-2000. 3.2. Teknisk beskrivning av WER-1000 3.2.1. Allmänt WER (Vodo-Vodjanoj Energetitjeskij Reaktor), eller på svenska vattenvatten energi reaktor, är den sovjetiska motsvarigheten till västerländska tryckvattenreaktorer (PWR). WER-reaktorerna indelas i två grupper. Till den så kallade lilla serien hör det femte blocket i Novovoronezjskaja AES, block 1 och 2 i Juzjno- Ukrainskaja AES och Kalininskaja AES. Till den stora serien hör alla övriga. Den första i stora serien är block 1 i Zaporozjskaja AES. Serierna skiljer sig främst i det att den andra har en ökad förmåga att motstå jordbävningar samt en förändrad konstruktion av primärkretsen. 25
.na Figur 13. Svetsarbeten på en förångare av typen 1-1 000 avsedd för VVER-1 000. VVER-1 000 Termisk effekt (MW): Elektrisk effekt (MW): Kylvattenflöde (m3/h): Tryck i primarkrets (MPa): Antal primärslingor: Inloppstemperatur ( C): Utloppstemperatur/medelvärde ( C): Härddiameter (m): Hardhöjd(m): Anrikningsmedelvärde vid stationär drift (%): Medelutbrännlng (GWd/ton): Ångtryck före turbin (MPa): Anggeneratorkapacltet (ton/h):...3 000...2x500..76 000 16,0 4 289 324 3,12 3,50.3,3-4,4 40 6,0 1 469 Tabells. Data för VVER-1 000 (Novovoronezj-5): 26
3.2.2. Reaktorn Reaktortanken är placerad i ett betongschakt. Runt schaktet har man placerat ånggeneratorer och cirkulationspumpar. Samtliga kommer att utrustas med en hermetisk reaktorinneslutning som skall motstå det tryck som uppstår om allt kylvatten skulle läcka ut (0,49 MPa). Det är den första inneslutning av denna typ som byggts i Sovjetunionen - tidigare har man ansett att en sådan inte behövdes. För att sänka trycket i inneslutningen i händelse av ett haveri har ett sprinklersystem installerats. Fig 14. Principiellt kylschema för kärnkraftverk med VVER-1000: 1) reaktor 2) huvudcirkulationspumpar 3) ånggeneratorer 4) ångturbiner 5) matarvattenpumpar. Reaktortanken har, utan topplocket, en ytterdiameter på 4,5 m och en höjd på 11 m. Detta gör det möjligt att transportera reaktortanken påjärnväg. Som material har använts krom-molybden-vanadiumstål. Som bränsle används urandioxidkutsar inkapslade i rör tillverkade av Zr och 1% Nb. Reaktorn laddas med ca 66 ton uran. Härden består av 151 hexagonala bränsleknippen som vart och ett innehåller 317 bränslestavar, tolv spår där styrstavar kan skjutas in, och en kanal för kontroll av klyvningsprocessen. Styrstavarna, som är placerade i övre delen av reak- 27
tortanken, fungerar elektromagnetiskt, och om klyvningsprocessen snabbt måste avbrytas faller de av sin egen tyngd ner i härden. Effekten regleras också genom koncentrationen av borsyra i kylvattnet. Primärkretsen består av fyra primärslingor. Varje slinga innefattar en huvudcirkulationspump, en ånggenerator samt ett rörsystem med diametern 850 mm av kolstål pläterat med rostfritt stål. Huvuddrkulationspumparna är av centrifugaltyp med en kapacitet av 19 000 m 3 /h. För kylningen används avsaltat lättvatten under tryck. Temperaturberoende volymfluktuationer kompenseras med hjälp av en 77 m 3 stor tryckhållare med interna elpatroner. Primärkretsen innefattar också ett filter for rening av kylvattnet. Nödkylsystemet består dels av ett passivt system, som fungerar även vid totalt energibortfall, dels av ett aktivt system, drivet av reservaggregat. Det passiva systemet utgörs av fyra behållare med vatten. Vid behov strömmar vattnet ner i reaktorn. Det aktiva systemet utgörs av lågtryckspumpar som sprutar in borlösning i reaktorn. Änggeneratorerna, av vilka det finns fyra, är av ho- Figur 15. Reaktortanken hos VVER-1000 28
risontaltyp och väger torra 265 ton. Varje ånggenerator producerar 1 469 ton mättad ånga i timmen. Ångan driver sedan två turbiner på 500 MW vardera. Nya -reaktorer utrustas dock med turbiner på I 000 MW. 3.3 Säkerhetshöjande åtgärder på WER-reaktorerna Den nya medvetenheten om säkerhet vid kärnkraftverken har medfört att åtgärder vidtas även på stationerna utrustade med WER-reaktorer. Förändringarna är i första hand ägnade att minska risken för brott i reaktorhöljet och de grövre rörledningarna, att höja effektiviteten i nödsystemen, att konstruera ett system för lokalisering av läckor och att överhuvud taget höja den tekniska utrustningens tillförlitlighet. Reaktorer av typen byggs enligt det så kallade projekt U-87. Beslut har fattats om att revidera blockets konstruktion. Det omarbetade blocket, kallat AES-88, fick sin utformning fastställd i början av 1989. Ändringen skall ske på följande punkter: bortledning av överflödig värme från härden vid fullständigt reaktorstopp kylning av härden vid reaktorläckage inneslutning och avkylning av en smältande härd bortledande av radioaktiv ång-luftblandning genom filter vid läcka ökat antal reglerstavar för att kunna kontrollera utvecklingen vid explosion i ångledningaraa utan att införa neutronabsorberande vätska. Till de åtgärder som håller på att genomföras hör, förutom den ovan nämnda reaktorinneslutningen, ett system för att genom sänkning av trycket i primärkretsen underlätta tillsättandet av borsyrelösning vid vissa typer av haverier. WER-reaktorerna arbetar i princip vid negativa värden på ångblåskoefficienten. Sedan en reaktor laddats med en ny omgång bränsle avsedd för en lång driftperiod kan värdet emellertid bli lika med noll eller till och med något positivt. Trots att en sådan händelseutveckling synes mycket osannolik har det beslutats att reaktorerna måste startas med delvis införda reglerstavar. Härigenom kan, med två bränslebyten per bränslecykel, dels den initiala koncentrationen av borsyra minskas, dels värdet på ångblåskoefficienten tvingas bli negativt. En annan åtgärd som vidtagits för att eliminera en möjlig orsak till positiv ångblåskoefficient är minskningen av antalet halvlånga styrstavar från sju till fyra.