inis-mf DEN JADERNÉ ENERGETIKY

iNIS-mf —11096

DEN JADERNÉ ENERGETIKY 1986

Zavodní pobočka Č3VTS Ústavu jaderného výzkumu v Řeži Energetická sekce KV OSVTo Středočeského kraje a skupina jaderných elektráren při Seská energetické společnosti ČSVTS

D E U J A D E R IT É

E N E R G E T I K Y

S b o r n í k přednášek

Ústav j a d e r n é h o výzkumu, Řež

č á s t

'36

- 143 DIAGIIOuJTIKA REAKTORU WiCE Ing. 0. Erben, C S c , K. Herinek, Ing.Z. Houdka, J. R e ^ , Ing.J. Hygl, Ing. P. Stulík, Ing. I. Váša, ÚJV Řež 1* Úvod Výstavba jaderné energetiky v C3»jR představuje nezbytný orocea, podmiňující dynamicky rozvej S a. hospodářství. Ve shodě Q celosvětovým trendem, v zájnumaximálního zhodnocení vložených inveatic vystupuje vedlo potřeby zajištění jaderné bezpečnosti i požadavek zvýšení technické •?. ekonomická efektivnosti JE. I prcá zvýšené nároky na kvalitu výroby a montáže jaderně energetických zařízení, které vyplývají z požadavků jaderná bezpečnosti, vje však z dlouhodobého alc-dování provozu JE patrná tendence výskytu poruch jednotlivých konponent, snižujících koeficient vyuHtí JE. Uplatnění metod diagnostiky a hodnocení spolehlivosti JEZ jsou dnes ve světě všeobecně uznávaným předpokladem pro včasná zachycení nepříznivých jevů, zejména těch, které způsobují poruchy komponent nebo sní/i o ní jejich životnosti a unoaňují v průběhu dlouhodobého provozování JE při spět k optimálnímu využití inštalovaného výkonu s ohledem na daný stav zařízení. Současně lze konstatovat, íie úloha těchto ne tod bude stoupat si narůstajícím "stářím" jaderné elektrárny.

V rámci itvorby vědeckotechnického obsahu státního cílového programu "Rozvej jaderné energetiky c\o r.2000l; připravil ÚJV z povSľení ČSKAĽ úkol státního plánu /I/ "Metody diagnostiky a hodnocení spolehlivosti a životnosti jaderně energetických zařízení", který v této oblasti řc-

- 144 ši okruh problémů, nepokrytý stávajícími úkoly rozvoje Vody a techniky. V části týkající se diagnostiky ae úkol zaměřuje především na objekt jaderného reaktoru a souvisejících uzlů a ASŘ TP. Předmětem vývoje v ÚJV je zejména diagnostikování stavu aktivní aony, systému vnitroreaktorové kontroly, mechanického chování vnitroroaktorové vestavby a potrubí primárního okruhu. V další části referátu bude uvedena atručná charakterictika používaných metod a prostředků a nSkteré příklady realizovaných výsledku na JE. 3. Metody diagnostiky 3.1 Šumové metody diagnostiky Využití metod šumové analýzy představuje účinný prostředek pro včasnou diagnostiku přímo nameŕiteIných anomálních jevů nebo pro klasifikaci defektů dynamické' a stochastické povahy a umožňuje nejen zjištovat a vyhodnocovat okamžitý technický stav,ale též predikovat jeho vývoj. Protože šumové metody pracují o náhodnými1 procesy, jsou ve skutečnosti metedami používanými v pravděpodobnostním poctu. Mů.íome je tedy klasifikovat způsoby používanými najř. ve statistice (parametrická, neparametrické), ale lze je třídit i podle ty.>u šumavého zdroje, ty-ai signálu, podle frekvenčního pás-.ia, která využívají atd. j?ro volbu not od při řešení konkrétní úlohy je důležitá apriorní znalost sledovaného objektu, teclmickvj možnoa^i a sledovaný cíl, fronto však lze jmenovat některo účinné a všeobecně často uiíívaní actedy. Patři k nim p.eduvším metody využívající spektrální representace stochastických procesů.

- 145 Tato metoda je natolik účinná a rozpracovaná, že se dnes již provádí specialisovanými přístroji, s-ocktr.í.lními analyzátory. Tento príklad slední době dochází která ae zcvedením orostrcdkem v řadě

je taká typickou ukázkou toho, jak v x> k rozvoji a uplatňování šumových metod, výpočetní techniky n tály velni účinným technických oborů*

Teorie zaměřená na výzkun šuinů energetických jaderných reaktorů je komplikovaná a naráží na celou řadu. problémů. Ju to způsobeno především množstvím vazných šunových zdrojů v provozovaném reaktoru, nejrůznějšími tyoy přenosových vazeb včetně dopravních zpoždění, která způsobují řadu nelinearit. Jejich dalším d ůsledkom je, že procesy nsjsouĽHrkovslcé. K popisu stavu systému jo v takových případech tř:,ba velký poect parametrů* To jaou ve stručnocti podutatně obtíao, na které diagnoatika jaderně energetických zařízení a oroceců přirozc ne také naráaí, ale ncja.u pro ni limitující, proteze mú';e uplatnit avojo přednosti, jako vytvoření idodelu na základě experimentu, vyučit učících a e systémů a po.lobně. Tyto výhody jnou založeny na skutečnosti, se prc diagnostiku není nutno znát detailní popis jevů a pracuje, oouiíijeme-li t e ruinu a kybernetiky, ae šedou skřínkou. Diagnostika šumov ';mi metodami navíc poskytuje nosnost využití takových přístupů, která se mohou uplatnit příme při provozů diagnos tik: vanáhc objektu, aniž by do nsho aktivně zasahovaly. 3.2 Exportní systémy Větuina metod technická diagnostiky zaměřená na oblast diagnostiky funkce JE vyžaduje pro ?avoji aplikaci výpočetní techniku. Vznikají tak inf• -rmacni diagnostické 3ystersy, jejichž úkolem je provádět sledování diagnostikováného zařízení„detekci a identifikaci poruch a v závěru provewt hodnoceni vzniklo situace. Konkrétní realiaace takového diagnos t ického t,ystimu je obtížná a vyžaduje obratné skloubení diagnostických a kyberno-

- 146 tickýcb. metod* V posledních deseti letech vznikly v oblasti tvorby umělá inteligence novo prostředky nas ^ané^ezoe^tní SSM^áBSL Í^S). *;3 jsou využívány v rade oborů (medicína, geologie atd.) a začínají se prosazovat i v jaderné energetice jako diagnostická prostředky a prostředky podpory operátora při rozhodování. ES je sada programů, která se skládá z několika základních částí, jejichž funkci a strukturu lze obecně popsat takto /2/: 1/ množina informací * která representuje znalosti o expertně hodnocené oblasti (zařízení, procesu atd.) ae nazývá bázje zaalopií^ (BZ). Struktura BZ záviaí na konkrétním ES* Tvorbu BZ provádí znalostní inženýr spolu s expertem, pro danou oblast. 2/ báze dat (BD) je množina informací, obsahující data pro řešený případ (např* roste teplota, klesá tlak, . . . ) • Struktura BD a získávání dat do BD opět záviaí na konkrétním IJS. Data mohou být získávána konzultací s uživatelem, měřením, atd. 3/ vyhodnocovací (inferenční) mechanismus provádí zpracování dat z BD na základě informací obsažených v BZ. Tedy např. ze skutečnosti - teplota roste, tlak klesá, .,, dospěje vyhodnocovací mechanismus na základě znalostí z BZ Ic závěru, že došlo k poruše elektromotoru. 4/ komunikační modul zprostředkovává stjfcES s uživatelem v průběhu expertizy a poskytuje závěry expertizy případně i s vysvetlenia postupu "uvažování" ES. Zkušenosti z provozovaných ES ukazují, že je účelná vtělit do ES pravděpodobnostní resp. váhový aparát, který umožní postihnout nejistotu v datech a znalostech* Z uvedeného stručného popisu je zřejmé, že tento prostředek se příno nabízí pro použití v diagnostice. ES pro diagnostiku na JE by měl umožnit:

- 147 V práci v reálném čaoc B maximálně rychlou odezvou na vzniklou, situaci, 2/ využití cignálů z čidel technologického procesu s nininálnín zatěžováním uživatele při získávání vstuoních dat, 3/ zpracování výsledků výpočetních programů, ktex-é budou do ES vstupovat jako prvky ED, 4/ komunikaci .a uživatelem s užitím grafických prostředků (víceúrovňová technolog* schémata atd.), 5/ použití pravděpodobnostního tech, i znalostech,

aparátu pro neurčitost v da-

6/ poskytování diagnostických závěrů včetně jejich zdůvodnění, 7/ snadné syntaktické i logické ladění BZ a inspekci průběhu diagnózy, 8/ odladění vytvořeného ES včetně BZ do zcela bezchybného stavu. ES budovaný v tÍJV je určen pro JE s reaktory typu W E R 440 a v konečném atavu bude zaměřen na analýzu poruch a podporu při rozhodování. V první fázi je styk ES s JE pouze prostřednictvím dat ze systému uVIlK Hindukuš, tedy BZ mehou být tjEiaticicy zanořeny na problémy, související s vnitr or e ak t ořovou dozimetrií, měřením teplot, diagnostikou funkce syaté* mu Hindukuš atd. Je žádoucí zajistit v budoucnu 3 uo'inoct p.-'enoau dat ze systému URAN, čímž by se apektrun aplikací ES na JE značně rozšířilo.

4.1

Technické prostředky šumové diagnostiky

Základní signál, který je měřen na nejrůznějších čidlech reaktorové instrumentace a zpracováván metodami šumové

- 148 diagnostiky, jo fluktuační (šunová) složka superponovaná na neměnící co (střední) slovce. Součet obou složek dává celkový signál čidla. Problenatiká měření šumová a střední složky a jejího následného zpracování jo řešena v realizacích měřicích analogových a číslicových kanálů a kanálu zpracování. Struktura analogového mě řičí ho kanálu je předevš&a ve své vstupní Části ovlivněna druhem čidla, jehož signál je upravován příslušným předzesilovačem. Výstupní signál předzesilovače jo pak paralelně zpracováván ve dvou větvích šumové a střední složky. Každá větev obsahuje zesilovače a filtrační obvody. Jako příklad se dá uvéct toto zadání měřícího kanálu: Předzeailovač - vstup dle čidla vzdáleného desítky metrů - výstup: ss složka + 5V

s t složka min. 5 ĽIV - dolnofrokvenční propust ffi = 500 Hz Kanál at re dn^^složkjr - unifikovaný vstup: + 5V - zesílení = 1 - dolnofrekvenční propust £„ = 1,4 Hz Kandli šu^jé^lpžk^

- unifikovaný vatu?: + 5V - zesílení = 1 • 1000 - přeladitelná pásmová propust f D = 0,001; 0,1; ... Hz f H = 20, 40, 80, 160 Ha sklon 20 dB/okt.

PřodzesilovaČ s izolovaným resp. diferenciálním vstupem může být od kanálů střední a šumové aloaky vzdálen až stovky metrů. Celková požadovaná přesnost 0,1 %/90 dní. Realizace takto zadaného íněřicího kanálu pro šumovou diagnostiku naráží zejména na následující problémy s kanálom šumová složky:

- 149 - dosažení nízké nezní frekvence - nastavení parametrů při nestacionárních měveních - konstrukce filtrů s definovaným tvarem stabilní prenosové charakteristiky a s přeladitelnou dolní a horní mezní frekvencí - velice nároky na použité aktivní a pasivní součástky pro dosažení požadovaná pieono&ti. Stav řešení tohoto typu iněřicílio kanálu v ÚJV je zachycen v /3/„ /4/i Použití číslicových měřicích kanálů si vyžaduje zvládnutí problémů spojených s návrhen, realizací AD převodníků s délkou slova minimálně 20 bitů, stabilitou 10~° a dobou vzorkování 100 - 250 Hz. Pečlivě vyřešení vstupních analogových obvodů měřicího kanálu je i zde nezbytnou nutností. Výhodou je zde možnost dosažení nízkých mezních frekvencí a přímý výntup v číslicové formě k dalšínu zpracování, které však musí počítat a negativními jevy vzniklými během převodu (vzorkování, aliasing atd.) Rovněž tento ;typ mšíicího kanálu se v ÚJV řeší /5/. Struktury kanálů zpracování je možno rozdělit do dvou typů dle toho, zda měřená data ae zpracovávají of Ĺ'-linc či on-line. Při zpracování ofx'-linc jo především dominantní použití záznamových prostředků s vysokými nároky na hustotu záznaau a automatizaci zeiznamových a čtecích operací tak, aby bylo mošno v daném frekvenčním rozsahu efektivně zpracovat co největší počet měřicích kanálů. V ÚJV se pro dignostické* aplikace zatím využívá vícestepý analogový měřicí magnetofon, přičemž se však sleduje i možnost pornpolctivnějBÍho využití magnetofonu s formátovým číslicovým zaznáva. Zaznancnaný aignál se v ÚJV zpracovává off-line buď spektrálním analýz'"roren TR 9405 nebo pooíSačoa HP 96OOE.

- 150 Zpracovala! on-line tii vyžaduje oouiití ověřených algoritmů na rychlých (signálních) procesorech a příslušný::! vybavenia vstupní strany (nultiplosy; vícenásobné ADC), komunikačníni periferiemi, ale i též odpovídajícími záznamovými prostředky. V aplikacích na jaderné elektrárně nusí být takový on-line systém zapo.jen definovaným způsoben podle určení k příslušným sestáván SPD, SVRK, AKFP a IVS. Pro espcrinent.ilní aplikace se v ÚJV takový ciystén rozpracovává. 4.2 Technické prostředky ES Hromadné a efektivní nasazení ES bývá čaaLo soojovJuio D budoucí generací počítačů* Je skutečností, že zejmána japonský projekt počítačů 5. generace počítá s význannýn technologickým pokroken hardwaru jako samozřejmostí a zdůrazňuje kompatibilitu lidské a tzv. umělé inteligence, potlačuje tradiční způsoby programování \c prospěch zpracování logických rolaoí a zpracování výroků, a to jak při řešení úloh, talc v oblasti snadného a přirozeného použití výpočetní techniky. Na druhé straně si však inusíne uvědomit, že použití ES neklade na současnou techniku žádné nesplnitelné extrinní požadavky » Současná architektura počítače, kapacity panotí a operační rychlost ovlivňují zejména značný rozsah base znalostí a společná s pomalým intcrferenčníi.1 algoritmcn tóa rychlost řcijení problému. Realizované ES u nás i v zahraničí dokumentují, že současnými technickými prostředky počítačů (mikropočítačů, rain?nočítačů i počítačů větších kategorií) jsme schopni ponocí expertních systémů řešit úl'by nraktické závažnosti i rozsahu. V experimentální aplikaci ES na EDU, kterou připravuje tÍJV v rámci utátního úkolu RVT A01-15S-813,s:c vychází z technických prostředků z velká části črj. produkce. Navržený počítačový systém sahrnujo /5/: základní jednotku - procese:; ADT 4 700 (a kapacitou operační paměti 1 M slov)

- 151 vnější

paměti

- diek KD? 723 - iaagnetopáckcvá pamětí (PS 305)

ntandardní periferní zařízení

- pružná disky 2x SPD 1 - systémová alfanumerická obrazovka (VDT 52120) - tiskárna CONSUL 2111-6

periferie pro cnojení s operátorem

- barevný grafick/

displej.

Připojení k systému Hindukuš bude realizováno paralelním přenosem, signálů pomocí V/K 16-ti bitového r e g i s t r u počítače ADT připojeného k bloku BUC 19 systému SVRK (2. nevyužitý výstupní kanál) a malou úpravou jeho vnitřního programu. Alternativně je navrhováno vedlejší využití ES k zálohování Bystám SVRK v obou měřeních vnitroreaktořových tepl o t . V tomto případě ae uvažuje o využití prvků systému DERIS ( a l t . prosné" větve systému M1T299) řízených jednotkou D-EAD 900. Propojení systém SVRK, popcané v předchozím odstavci, by pak bylo provedeno přímo k jednotce D-EDA 900 a celý doplňkový systém by plnil úlohu zálohování, koncentrátoru dat pro vlastní ES a funkci diagnostického monitoru ayaténu SVRK. Spojení stanice D-EDA 900 ' a ES by bylo r e a l i zováno na úrovni dvou V/V 16-ti bitových interfaceových registrů. K vývoji programového vybavení ' ES bude v ÚJV i n s t a l o vána zúžená verze technických prostředků navrženého ES. 5. Příklady aplikace metod diagnostiky v JE_ 5.1 Detekce vibrací vnitřoreaktorové vestavby Systémy provozní .\liagnoafciky instalované na jaderných blocích v Bohunicích (JEBO 17)' a v Dukovanech (JEDU I a I I ) obsahují ve svá standardní č á s t i podsystém pro sledování vi-

- 152 brací absolutními, relativními onínači a p o v, systém sledování volných č á s t i . Tyto základní systémy bud;1 u doplňovány dalmonitorovacími [podoyotéoy/7/. K celkove •:'!ia gnostic o reaktoru patří D led ování vibrací vnitroreaktorové vestavby. Vibrace čerpadel., průchod chladivá primárním okruhom způsobuje vznik mechanických, hydrodynamických a akustick/ch budících cil. Výsledné mechanické efekty, jako jaou náhodné posuny šachty reaktoru, tepelného stínění, kmitání pláste aktivní zóny a palivových kazet, aohou být při delším působení příčinou poruch, jako např, upevnění nosného válce, nosné desky aktivní zóny, poškození tepelného Ľtínaní atd. Vnější ionizační komory energetického reaktoiu patří nozi ty detektory neutronového toku» které podávají významnou informaci c atavu vnitřních částí reaktoru, Fluktuace aignálů těchto dotektorů obaahují totiž v sobe doninantní složku mající svůj původ v kmitání vnitroreaktorové vectavby. Mechanické vibrace ac dc neutronového šumu přenášejí prostřednic t víra fluktuací reaktivity. Přenosová funkce raá charakteristiku nízkopásmová propuat§ s nezní frekvencí do 50 Hz /8/. V souvislosti se zaváděnín provozních diagnostických syeténů (SPD) bylo proto logická prověřit si 'možnosti vyu; iití stávající standardní neutronové inatrunenčace AKlíP pro diagnostické aplikace využívající šumové analýzy aignálů vnějších ionizačních koaor reakborů W E R 440 /9/. V" rámci programů komplexního vyzkoušení SPD běhea spouštění 4, bloku JEBO, 1. a 2, bloku JEDU byla proto uskutečněna měření signálů vnějaích ionizačních komor, pásna zdrr.jo a energetického pásma. Cílem hylo nejenom zjištění moan.:cti detekce vibrací pro různé úrevně výkonu reaktoru během spouštění a vývoj metodik měřeni, zpracování, vyhodnocení, ale především ověření funkčníoh vlastností a provozuschopnosti bloku optického oddělení jako základního prvku měřicí aparatury, zpracovávající impulsní

- 153 signály vnějších ionizačních konor. Při návrhu bloku optického oddělení bylo třoba vzít v úvahu zcjnona požadavky na celkovou spolehlivost, silně vynozené nároky na napájení, izolační schopnosti a UUIÍS^ÓO.Í v t^v exponovaná části systému kontroly a řízení reaktoru, jakya • systém AKHP bezoap^pru je. Provedená něření na JEBO a JEDU prokázala provozuschopnost a spolehlivost bloku optického oddělení včetně vyvinuté aparatury ve více nes 400 hodinách chodu /IQ/, /li/. Získalo ae tak cca 20 hodin záznaau na magnetické pásce kdalšínu off-line zpracování. Zpracování na signálnía analyzátoru poskytlo k další analýzo statistická deskriptory, jako jsou histograay signálů, vlastní a vzájeané výkonové spektrální hustoty, koherenční funkce a fázová charakteristiky ve frekvenční.^1 pásnu 0,1 - 50 Hz /12/. Závěry z vyhodnocení jsou uspokojivé ve siiyslu otevření aožnosti detekce vibrací s tin, že je nutno dáLe vyvíjet jak metodiku něření v podmínkách spouatění a provozu jaderné elektrárny, tak metodiky ofr-popř.on-line zpracování. 5.2. Diagnostika

systénu vnitroreaktorových noření

Zdrojea dat pro ES reaktoru bude systea vnitroreaktorové kontroly, který je standardně instalován na všechny bloky JE. Výstupní infornace jsou rovněž k dispozici operátorovi a jejich absence či nevěrohodnost vyvolávají krone pochybností a spekulací nutnost animování výkonu až odstavení reaktoru. Základní;.! prvken diagnostiky je tedy ověřování správné funkce neřicích kanálů a čidel včetně vyhodnocovacího zařízení. Yě.Eifikaci údajů informačního aystenu SVRK a efektivní odstře.•.'•..•".-ání identifikovaných závad oaošní diagnostický nystéa,vyvíjený v IÍJV paralelně s E3. Byla vyvinuta notodika, která je využívána v průběhu spouštění všech jadernýih reaktorů V-213 v SSSR k prověření vlastností neutronových čidel DPZ a jejich ..lěřicích řetězců. Podstata spočívá VG využití technických prostředků LfVRK říze-

- 154 ných nestandardním programem pro číslicový záznam měřených údajů celého aouboru 288 čidel, v analýze časových průběhů 'jednotlivých signálů, především při významných zmanách neutronového toku, jako je např. havarijní odstavení. Z dynamic k ho chování signálu byly lokalizovány detektory, ktoré nepracuji, joou nespolehlivé, i závady v adresnosti signálů na vstupu do měřicí aparatury. Kromě atředních hodnot eignálů v čase jsou sledovány zákl. s t a t i s t i c k é charakteristiky fluktujících aložek a detekováiiy známky anomálií. Skupinový výskyt anomálií je konfrontován a logickými vazbami mezi uspořádanými ekupinani detektorů a o předpokládaným rozlezením neutronového toku pc výšce aktivní zóny. Porovnávané skupiny jaou definované daným systémem měření a vztahem k fyzikální r e a l i t ě . Podrobný popis výsledků moření na JE uvádí l i t . /13, 14, 15/é Naznačeným postupem bude přistupováno i k verifikaci teplotních měření po nasazení diagnoat, systému SVRK do provozu. Výsledkem diagnoLtiky bude včasné upozornění obsluhy na nevěrohodný údaj, analýza příčiny, lokalizace pravděpodobné závady, jejíž odstranění může často provést i méně kvalifikovaná obsluha. Cílem řešení je rozšíření používaných metodik, jejich algoritmizace a apilikaoe v reálném čase v provozu JE během celé kampaně. i

Dokonalejší využití informace z aktivní záaypčinese i plánované zálohování systému SVIíK v oboru měření teplot. 6. Závor Ha základě j i ž dosažených výsledků v oblasti spolehlivosti získávání informací, jak bylo uvedeno v předcházejících kapitolách, joou práce v současné debě soustředěny do oblastí nódólování dlágnoatíkbvánýoh ;ievt°' v r o š t o m a PO a vytváření podaínok pr» realizaci expertního cyo*ónu_na-JE.Dukovany. V zájmu soustředěného postupu při budování diagnootických systémů na JE probíhají práce v těsné spolupráci s výzkumnými

- 155 i výrobními organizacemi, především Škoda ZE3, VÚJE, EGP, VÚAP, Elcktroiaont a dalšími. Řešená problenatika byla rovněž zařazena do věcné náplně Komplexního progranu vědeckotechnického pokroku zemí RVHP* •

- 156 /I/

I . Váša, K. Splíchal: "Metody diagnostiky a hodnocení spolehlivosti a životnosti jaderně energetických, zařízení". Podklady pro úvodní oponentní řízení ÚSP AO1-159-813, Rež, duben 1985.

/2/

Z. Houska: Charakteristika expertních systémů, Zpráva IÍJV 7139 T, A, proninec 1984.

/3/

P. Stulík, B. Šípek: Návrh prenosného něřicího systému pro šumovou analýzu signálů, Zpráva ÚJV 6776 A, prosinec 1981.

/4/

B. Šípek, P.Stulík: Návrh měřícího kanálu pre šumovou diagnoatiku, Zpráva tfjV v tisku.

/5/

J.Škvařil: Číclicové kódování signálu pro účely šumové diagnostiky, seminář IÍJV, květen Í986.

/S/

K. Horanek, V.Mičkal, J.Rygl, I.Váša: Návrh technického řešení expertního systému reaktoru, Zpráva 1ÍJV 7547 T,A, listopad 1985.

/!/

Z.Hrbek, J.Kott: Provozní spolehlivost a diagnostika jaderných zařízeni, Seminár "Programové vybavení diagnostických systémů jaderných elektráren", Plzeň, červen 1986.

/8/

V. Ry?aľ: Monitorovaní vibrací v n i t ř n í vestavby reaktoru, Podklady pro prípravu projektu, duben 1984.

/9/

J . Majer: Program funkčních a komplexních zkoušek fiystému provozní diagnostiky, ZES Škoda Ae 5558/Ľok, dubexi 1984.

/10/ V. Rypar, P.Stulík, B.Šípek: Měření neutronových šumů v druhé eta.)ě programu P56 během opouštění I . bloku JEDU, Zpráva iJjV 7417-T,A, červenec 1985. / l i / V.Rypar, P.Stulík, B.Šípek: Návrh měření neutronových šumů běheiu spouštění I I . bloku JE V2 v Bohunicích, Zpráva tfJV 7427-T,A, srpen 1985.

- 157 /12/ J» Vavřín: Spektrální analýza šumových signálů na výctuou experimentálních kanálů pro měření fluktuací neutronového toku vnějšími ionizačními komorami reaktoiu na 4. bloku JEBO, Zpráva ÚJV 7569-T, říjen 1985. /13/ 0. Erben, K.Hořínek, M.Pahr: Vyhodnocení-'b31/V/4.3 fyzikálního spouštění 2. bloku JE V2 Jaalovské Bohunice. Prověření možnosti měření čidly DPZ oři fyzikálním i spouštění. Ziráva IÍJV 7714-R,T, prosinec 1985. /14/ 0. Erben, K. Hořínek, M.Pahr: Vyhodnoceni P631/V/5.8 energetické spouštění 2. bloku JE V2 Jaslovské Bohunice. Prověření funkčních schopností neutronových čidel SVRK. Zpráva ÚJV 7545-R,T, listopad 1985. /15/ O.Erben, K. Hořínek, M.Pahr, J.Vavřín: Vyhodnocení programu energetického spouštění 1. bloku JE Dukovany, Prověření funkčních schopností neutronových čidel 3VRK. Zpráva IÍJV 7395-R.T, květen 1985.

*• 158 RADIOAKTIVUÍ ODPADY Z JADERÍIŽ ElíERGETICKÍGH ZAŘÍZENÍ J . SÍissinilch, prorn.chera., I n g . O, Vojtěch . ÚJV Řež 1. Radioaktivní odpady V palivovém cyklu jaderných e l e k t r á ren 2. Radioaktivní odpady z jaderných elektráren 2,1.. Zneškodňování radioaktivních odpadů 2.1.1 Likvidace pevných odpadů 2»1S2.likvidace plynných odpadů 2.1.3 Likvidace kapalných odpadů 2.1.3.1 2.1.3.2 2.1.3.3 2.1.3.4

Procesy cementace Procesy bitumenace Inkorporoce odpadů do polymerů Jiné aolidifikační metody

3. Kvalita produktu, jako kritérium pro trvalé uložení 3.1 Ityzikální vlastnosti produktu 3.2 řyzikálněrchemické vlastnosti 4. Ukládání radioaktivních odpadů 5. Současná situace ve světě a u nás 5.li Srovnání metod zpracování odpadů 5.2 Perspektivy rozvoje aolidifikaSnich metod 5*3 Výhledy pro ÔSSR 6. Literatura

- 159 1. Radioaktivní odpady v palivovém cyklu jaderných elektráren V průběhu celého palivového cyklu výroby jaderné energie vznikají odpady různého skupenství i úrovně aktivity, a'to od procesu těžby uranu, přes výrobu palivových článků, vlastní výrobu energie v elektrárnách, až po regeneraci paliva v prepracovatelakých závodech. Největší objemové množství představují odpady z těžby a přepracování 3 rudy (až 60 000 m na 1.000 217 ročně). Největší množství radioaktivity, až 99%, tvoří vysoce aktivní odpady z přepracovat e lských závodů, Z provozu jaderných elektráren reaultují ročně odpady o objemu 100 - S00 m o specifické ~ 9 11 3 aktivitě 10 - 10 Bq/m , počítáno na provoz lehkovodního reaktoru 1.000 Mí ,'_/. V této práci budou diskutovány pouze odpady z jaderných elektráren, které představují cflůležitý problém pro stát se složitou hydro-geologickou situací a a velkým plánovaným rozvojem jaderné energetiky, jako je 5S8R. Tento problém iná avoje výrazné aspekty ekonomické, ale hlavně acpekty, respektující možný dopad na životní prostředí. Pokud jde o Charakter radioaktivních odpadů s jaderných elektráren, jde o odpady pevné (jako jsou aerosolové filtry, ionexy,papír, textil atd.), kapalné (koncentrát z odparek, dekontaminační roztoky, prádelenské vody) a plynné. Z hlediska kategorizace úrovně aktivity existuje řada přístupů. Nejdůležitější je rozdělení'podle doporučení MAA13 / 2 / (5 kategorií odpadů kapalných, 4 kategorie pevných a 3 kategorie plynných). U kapalných odpadů se často používá dělení na vysoce aktivní (VAO), středně aktivní (SAO) a nízko aktivní (1IA0). Do zvláštní kategorie se řadí odpady, obsahující množství nuklidů - alfa zářičů, které mají často SLouhý poločas rozpadu. Z hlediska závažnosti

- 160 jsou nejdůležitější kapalné odpady, a'to VAO ze závodu na přepracování paliva a SAO a líAO z jaderných elektráren. 2, Radioaktivní odpady z jaderných elektráren Na čs, jaderných elektrárnách vsniká až 500 m zahuštěných odpadů dAO a NAO o aoinosti cca 200 kg/m (počítáno na. dvojblok reaktoru W E R 440 Mv/) o aktivitě řádu 10 Bq/m . Kromě toho vzniká několik desítek tisíc m 1ÍA0 3 3 a velmi nízkou specifickou aktivitou, řadově 10 Bq/m . Dále vzniká několik desítek m vysycených ionexů o aktivi13 3 J tě 10 Bq/m , se kterými se může zacházet jako s kapalnými odpady. /3/ Složení a množství vzniklých odpadů u různých JE ae lisí případ od případu; záleží na typu reaktoru, technologii vodního režimu a v neposlední radě i kv&litě konstrukčních materiálů jaderného asaktoru. Ta podstatně ovlivňuje množství radioaktivních nuklidů, přecházejících do odpadů, zatímco ofcoiiické složení jo ovlivněno způsoby dekontaBaijaaQ^f způsoby čištění ionexových filtrů apod. 2,1 Zneškodňování radioaktivních odpadů ITa počátku rozvoje jaderné energetiky bylo vyprodukované množství radioaktivních odpadů natolik bezvýznamné, že otázce jejich zneškodňování nebyla věnována zvláštní pozornost. Tehdejší situace se řešila vybudováním systému sběrných a skladovacích nádrží, které umožnily skladovat mnoholetou produkci zkoncentrovaných kapalných odpadů. V niě kterých státech (např. Velká Británie) převládl názor o bezpečném vypouštění kapalných odpadů do moře, t.j. likvidovat odpady metodou jejich zředění, / 4 / Postupně use ukázalo, že toto řešení (zvláště jejich kontrolované uložení v nádržích) není ani ekonomické, ani bezpečné. V posledních letech be došlo jednoznačně k závěru, že všechny kapalné odpady je

- 161 .nutao provJ.';.i an stabilní formu, kterou je- možno ukládat bes nebezpečí jejich možného rozptýlení do životního prostředí. Tento proces, zvaný aolidifikace, vede většinou zároveň ke auxíÁzní celkového množství odpadů, které je nutno dále ukládat do speciálních úloaiaí. Pevná odpady, většinou zamořené čáati zařízení, které nebylo možno dekontaminovat, se zpracovávaly a zpracovávají a cílem snížit jejich objem a 2ajistit je proti možnému úniku aktivních složek do okolí. Úniky plynných a aerosolových e:ťhalací nepředstavují po jejich f il t raci, závažný ekologický problém. Vypouštění komínem a jejich okolní atmosférou je zatím vhodným řešením pro většinu provozů JE1-, 2.1.1 Likvidace pevných odpadů Ty- součásti zařízení, které nebylo možno dekontaminací zbavit radioaktivních látek a znovu je použít, je nutno ukládat po úpravě na v/braných úložištích jako radioaktivní odpad. Úprava spočívá v co největší redukci objemu odpadů a ve vytvoření ochranné bariéry, zabezpečující rozptyl radioaktivity. Mezi pevná odpady z JB patří použitá filtry, náplně sorbčních kolon, iontoměniče, zbytky z odparek, kaly, dále různý papír, textil a konečně zamoíenj konstrukční prvky. Ionexy, kaly apod., pocházející z technologie vodního režimu reaktoru/se zprecovávají metodami zpracování kapalných odpadů. Ostatní pevné odpady se flalí na sdělitelné a nespalitelné. První tyo je výhodné (pro jejichrelativně nízkou aktivitu) spalovat ve spalovacích zařízeních a radioaktivní; popel fixovat pomocí některé ze nolidifikačních metod. Tímto procesem dochází ke značné redukci objemu odpadu. ^espalitelná odpady se většinou třídí a větší kusy zařízení fragmentuji, aby je bylo možno ukládat do specielních kontejnerů.

- 162 část pevných odpadů jo mošno zpracovávat lisováním, jde zejména o papír, kousky kovů, terttil apod. /5/ 241*2 Likvidace plynných odpadů Plynné a aerosolové odpady vznikají přímo v provozu jaderných reaktorů a obsahují převážně tricium, radioizotopy dusíku, uhlíku a kyslíku; ze štěpných produktů izotopy jodu, xenónu a kryptonu. Většinou ae tyto odpady koncentrují pro snaäší monitorování a zpracování. To spočívá ve f i l t r a c i na filtračních materiálech, zachycujících pevné částice (materiály typu textilu, sintrované oceli apod.). Těkavé látky se zachycují v abaorbírech s náplní aktivního uhlí na kovových 3Ítkách a obdobných materiálech. Ke snížení množství úniku radioaktivních látek do atmosféry se někdy používá techniky jejich přechodného uskladnění, při kterém dojde k rozpadu krátkodobých izotopů (např. xenónu a jodu). Takové plynné odpady ae pak vypouštějí 2a vhodných meteorologických podmínek. 2,1,3 Likvidace kapalných odpadů V těchto kapalných odpadech so koncentruje většina uvolněné radioaktivity z provozu reaktorů jaderných elektráren. Jedná se o množství několika oet a% t i s í c m odpadů na provoz jedné jaderné elektrárny ročně, pŕičemä koncentrace složek odpadů můae být z chemického hlediska značně rozdílná podle typu reaktoru a rovněž aktivita těchto roztoků ifie l i š í podle typu zařízení a podle technologických podmínek, Z chemického hlediska obsahují kapalné odpady rozpuštěné soli boritanů, fosforečnanů a síranů alkalických kovů. Kromě toho jsou v těchto roztocích přítomny korozní produkty, zbytky desaktivaoních činidel, detergentů a samozřejmě stopová mnoáatví štěpných produktů a radioizotopů, vzniklých aktivací. Typické předpokládané složení kapalných odpadů z reaktoru WER j G v tab. I .

- 163 Chemické cložení kapalných odpadu z JE W E R (projekční údaj /3/ M03 * lía 2 C 2 0 4 Ha 2 B 4 0 7 Na 2 C0 3 . . * NaOH organické látky , kal

220 . . 28 56 25 . . . . . 31 40 5-10

g/l g/l g/1 g/l g/l g/l g/l

Radioaktivními složkami tohoto roztoku jsou prevážne izotopy kobaltu a cesia. Úprava těchto kapalných odpadů spočívá převážně v konoonträci aktivní části odpadů, s cílem snížit celkový objem roztoků. Beje se to jednak odstraněním větší části z odpadů, nebo naopak oddělením radioaktivních složek od balastnícii nooktivních složek. Odpaření se uskutečňuje pomocí odparek různých typů, přičemž je nutno dosáhnout vysokých hodnot dekontaminačního faktoru. Pro tento účel je možná použít i procesu kalcinace nebo sušení. Chemická úprava (epolusráäení, aorpce, reversní osmooa) s event* následujícím procenein separace pevné fáze může vést k podstatnému ardžení radioaktivity odparů, se kterými lze potom zacházet jako o velmi nízkoaktivními odpady. Pro separaci pevné fáze lze použít filtrace a odatředšní. Tento postup zasluhuje podle náa zvýšenou pozornost, protože by umožnil podstatné snížení objemu a hmotnosti radioaktivních odpadů, což by v případě Československa příznivě ovlivnilo nutnou ochranu životního prostředí. Chemická úprava odpadních roztoků se uskutočňuje i za účelem zjednodušení dalšího zacházení a odpady. Jde o odstranění chemicky nestálých sloučenin (např. amonných solí), o úpravu pH s cílem zajistit vyšší rozpustnost oolí kyseliny bejřité apod. Přídavek některých chemikálií před procesem solidifilcaco nůž c zlepšit chemickou otabilitu fixačního produktu.

- 164 K tomuto účelu se může roztok upravit pridaním ferokyanidů, síranu barnatého, kovových hydroxidů,

fcaforciinanů

nebo některých přírodních sorbentů. Jak j i ž

bylo pozx:.-\cnáno, stejným způsobeni jako kapal-

né odpady ae mohou solidifikovst - fixovat i vysycené iontoměniče z vodního režimu reaktoru. Tyto se mohou zprecovávat jak ve vlhkém stavu

(suspense), tak po vysušení č i kal-

cinaci. Jde většinou o organické polymery, které relativné velké množství radioaktivity, z tohoto hlediska nejaktivnější nopočítáme-li event, havarijní

takže

obsahují

představují

odpad jaderných elektráren, situace.

Všechny tyto kapalné odpady, kaly a suspense, vycušoné ionexy, sorpční hmoty, případně i odpad ze 3paloven, ae přeměňují některým ze solidif ileační .a procesů na pevnou kompaktní fccotu vhodných fyzikálních

a chemických vlastností, poža-

dovaných pro trvalé uloženíÍ> Mezi nejběžnější metody

solidifikaoe

rozpracované

p a t ř í cementace, bitumenace a inkorpora-

cc do hmot na bázi organických polymerů* V současné dobe se intenzivně pracuje na Vylepšení těchto technologií, s cíleai zvýšit kvalitu produktu* Kromě toho se Vyvíjí další metody, které by navíc vedly k podstatnému snížení objemu ukládaných odpadů. 2,1.3.1 Procesy cementace Cementace je jedna z prvních metod solidifikaco

radio-

aktivních látek v odpadech. Mezi výhody použití této metody patří j i s t ě velké zkušenosti a aplikací betonu v průmyslu, nízká cena suroviny, poměrné jednoduchá technologic a pevnost produktu

fixace.

Složky běžných, např, portlandských

cementů, umožňují

tvorbu kompaktního betonu, ve kterém se v převážné většině případů snadno zabuduje většina, látolc, obsažených v odpadoch, K

a druhé straně struktura betonu c velkým mnoŽQtvíir, mikropórů,

navzájem propojených, umožňuje anadné vymývání těch látek,

- 165 které se neváží do "struktury" tuhnoucího cementu a zůstávají volně uzavřeny v niikropórcch. Rychlost vyluhování důležitých biotoxických zářičů z produktů cementace je v některých případech poměrně vyaoká a vzhledem k tomu, že tato hodnota je v podstatě nejdůležitějším kritériem vhodnosti Dolidifikační metody, nehodí se tam, kde na produkt jsou kladeny vyšší požadavky z hledioka hydrolytické odolnoeti. Vladtní cementace spočívá v tom-, iúc k zahustenému odpadu z odparky se přidává určité množství vhodného c egectu a po promíohání se směs plní do sudů, kde produkt tvrdne a stárne. Proces stárnutí je důležitý, protože teprve po určité době má fixační produkt dostatečnou mechanickou pevnost a chemickou odolnost. Do cementové záměsi ae někdy dávkují "plniva" s cílem avýšit kvalitu produktu, zvláště jeho hydrolytickou odolnost. Může jífc o organické polymery, které zvyšují odolnost proti vodě o přírodní sorbenty nebo chemická srážedla^ která váží některé nebezpečné nuklidy v méně rozpustné forině, nebo o aditiva, která kompenzují negativní vliv některých složek odpadu na vlastnosti produktu. Jde ku příkladu o retardační vliv kyseliny borité (zpomaluje tuhnutí cementu), který se kompenzuje například hydroxidem vápenatým. Přesto, že metoda cementace se používá již poměrně dlouho, vyvíjejí se stále nová zlepšení, která vedou ke stabilnějším produktům a k vyššímu naplnění pročuktu odpady. J de čaoto ' o tepelné zpracování produktu,, jeho dodatečnou impregnaci, použití kvalitnějších druhů cementu a podobně. Z hlediska zařízení se jedná v podstatě o jednoduché níuičo. Je možné dávkovat odpady a příměsemi do míchané nádoby 0 cementem a po homogenizaci vypouštět směs do sudů; je možné araěa homogenizovat přímo v sudech, určených na uložení. /6/ ílíaice mohou pracovat kontinuitne i diskontinuitné. Pro kontinuitní způsob existují vhodná míaicí Čerpadla.

- 166 Proces cementace se pro svoji jednoduchost používá i pro inkorporaci vyaycených ionexů nebo jiných pevných, odpadů z JE. Provozovány jsou cementační linky v Jaoonsku, HSR, Francii, Eelgii, Itálii atd. Většinou se však pro kapalné odpady středně a nízko aktivní uvažuje o přechodu na procoay, které produkují chemicky atálejší formy a které zajiaíují větší objemovou redukci odpadů. Dobrý přehled o provozovaných ceinentačních zařízeních radioaktivních odpadů v JE je v práci /6/. Cementační linky ae stavějí též jako mobilní, což umožňuje likvidaci odpadů i v provozech, ve kterých se tento typ odpadu vyskytuje jen občasně. Takováto jednotka byla vyvinuta a vyrobena i v ÚJV v SSSR /7/. Na obr. 1 je znázorněno pracovní schema linky B možností zapojení kalcinátoru jako prvního stupně před vlastní cementací. Za zmínku stojí i snaha o vytvoření dokonalých produktů a cementem pro inkorpornci VAO. Ve Spojených státech byl pod názvem PUETAP vyvíjen proces cementace, využívající podmínek zvýšené teploty i tlaku. Ve srovnání a jinými procesy so však ukázal jako nevhodný pro nízkí naplnění odpady, špatnou odolnost proti koroznímu působení vody a malou odolnost proti nárazůra. 2.1.3i2 Procesy bitumennce Bitumenacc je podobně jako cementace proces, který je prakticky odzkoušen .již na řadě pracoviší včetně jaderných elektráren. Bitumenace jo v podstatě inkorporcce pevných složek kapalných odpadů do bitumenu, což je pevný produkt, vznikající při zpracování nafty. Bitumenu je několik typů, lišících so podlo svého vzniku a podle základních vlaatnootí (bod měknutí, penetrace, bod vzplanutí, viskozita atd.). Při vlastním procesu bitumonace se jedná o homogenizaci RAO n bitúmenovou emulsí nobo častěji přímo s roztaveným bituracnom v kontinuitním nebo diskontinuitnxn procesu. Vzniklá směs se odlévá do transportních kontejnerů (sudů), ve kterých ztuhne, tak-

- 167žo vlastnosti pno duktu jsou podls atupně naplnění více či mene určeny vlastnostmi bitúmenové hmoty. Bitúmenový produkt je chemicky velmi stálý (hydrolyt. odolnost dosahuje kvality některých skel), radiačně je relativně odolný a mechanicky je pevný. Nedostatkem jo hořlavost bitumenu, možnost jeho napadení plísní nebo jinými mikro- • organismy a při vyšších specifických aktivitách i možnost radiolýzy. Prakticky ae procea bitumenace dá uskutečnit několika způsoby. Nejjednodušší je přetržitý proces, při kterém se ve vyhřívané nádobě amísí kapalný odpad s roztaveným bitumenem při. oca 200 0. Voda se postupně odpaří, obsah se homogonizuje mícháním a takový se plní do sudů. Obdobně je možno pracovat s bitúmenovou emulsí, nevýhodou však je nutnost odpařit větší množství vody. Před saiíšením odpadů s bitumenem je možno též odpady vysušit. Podobně j.e možno do bitumenu inkorporovat i některé pevné odpady, jako např. vysycené iontorůěničc. Smíšení bitumenu s kapalnými nebo pevnými odpady je možno uskutečnit i v kontinuitne pracujícím extruderu, Tento je vyhříván, takže v průbréhu promíchávání dochází zároveň k úniku vody a na konci zařízení vychází roztavený fixační produkte Exietuje id/oustupňový proces, pracující se dvěma extrudery. Tento proces je realizován ve Francii v Marcoule a spočívá v tom, že kapalné odpady se nejprve suší v bubnové sušárně, zahuštěný kal se v jednom extruderu mísí s bitumenom a aditivy a v dalším se dosušuje na finální produkt. Extrudery jsou většinou vyhřívané parou. V prvním extruderu se odděluje větší část vody vlastně filtrací (vytlačováním),' ve druhém jde jen o procea odpaření. Pro proces bitumenace radioaktivních odpadů bylo využito i filmové odparky, ffilmová odparka sloužila též k tomuto únelu při konstrukci mobilní bitumenační j o dno t ley ve írancii.

- 168 2.1.3.3 Inkorporace odpadů do oolymerů Pro nízko a středně aktivní odpady, ale zvláště pro likvidaci organických ionexů, bylo navrženo několik procesů, využívajících dobrých vlastnoctí některých organických polymerů. Pro takový proces byly využity polyesterové hmoty, raočovino-formaldehydové pryskyřice, polyetylén apod. Po smíchání kapalného zahuštěného nebo suchého odpadu a pojivem je přidán katalyzátor a aktivátor, načež ae většinou p ř i normální t e p l o t ě nechá obsah ztuhnout - zpolymerovat přímo v kontejneru, ve kterémrse odpady ukládají. V případě polyethylenu se přidává do roztaveného polyethylenu kapalný odpad, který se p ř i teplotě 100-170°C postupně odpaří, až zůstane v polyethylenové matrici cca 40% o o l í . Při inkořporaci ionexových pryskyřic ae odpady většinou předem vyauaí, aby se zabránilo případnému pěnění.Technicky se procos inkorporace do polymerů uskutečňuje vsádkově v kontejneru, který slouží zároveň jako obal pro uložení nebo se, podobně jako u bitumenace, může proces vést kontinuitne v extruderu. S bituinenací má tento proceo vůbec hodně společného, včetně kvality výsledného produktu. Pro real i z a c i tohoto proceeu na JE byla rovněž vyvinuta mobilní jed* hofcko, které užívá otyrcn-diphenyl-benzenove raatrice /6/. 2.1.3.4 Jiná solidifikační metody Pro colidifiksci bylo kromě, uvedených procesů navrženo několik dalších, které jsou bučí kombinací výše uvedených nebo představují zcela nový p ř í s t u p . Většina z těchto procesů je předmětem podaných patentů, ale nálo z nich zatím našlo praktické uplatnění. Mezi kombinované procesy p a t ř í většinou kombinace cementace • polymery a;s bitumenem. Tyto procooy •e prakticky odzkoušely a vedly vřtšinou k produktům a vyšší hydrolytiokou odolností.

- 169 Perspektivním procesem ae jeví také přeměna středné aktivních odpadů na produkt charakteru skla nebo aklokerarniky. Tento proceu je zvláště výhodný pro takový typ kapalných odpadu z JE, který obsahuje větší množství látek, jož jsou součástí "běžných akel. Jde zejména o kyselinu boritou, pomocí které se reguluje chod některých reaktorů, a potom o sodík, který ae dostává do odpadů z procoau tzv. vodního režimu reaktoru. Samostatný proces vitrifikoce se navrhuje jako kontinuitní a využívá všech zkušeností, které byly získány při vývoji proeesu vitrifikace VAO. Jako nejperspektivnější se jeví tav. pec e přímým elektrickýma ohřevem (využívající jouleovo teplo, vyvíjené průchodem elektrického proudu taveninou), do které je kontirtuintně dávkována zahuštěná směs odpadu a sklotvorných .příaad. Výsledný produkt - skic - má vysokou hydrolytickou odolnost a vode k vysokému stupni ob jemové rodukce. Uvažuje se i o možnosti spalovat v takovéto peci další odpady pevné konsistence, jako ionexy, textil, zamorené oleje apod. Po spálení organických částí je aktivní zbytek zabudován do vzniklého skla. 3. Kvalita produktu jako kritérium pro trvalé uložení Základním cílem při oolidifikaci RAO je jejich přeměna na farau, která zajistí jejich bezpečný transport a bezpečné uložení. Slovem bezpečný se míní způoob, který zamezí úniku radioaktivních látek do okolního prostředí, a to jak v průběhu normálního procesu zacházení v odpady, tak i v případě pravděpodobných havárií. Tento poiíadcvek se pak promítá do kriterií na kvalitu solidifikováného produktu. Jde o soubor fyzikálních, chemických, radiocheraických a též biologických vlastností, které ovlivňují kvalitu produktů. Kromě těchto požadavků na vlastní produkt sleduje se samozřejmě ukládaný odpad jako aystém. To znamená i kvalita obalu, jeho koinpetibl lita o produktem a někdy i další bariéry, související • úložištěm.

.- 170 3.1 Fyzikální vlastnosti produktu Tyto souvisí hlavně s pevností produktu, která ovlivňuje zpětně velikost povrchu, přes který může dojit k úniku látek do okolí4 Sleduje se homogenita, porozita, pevnost v tlaku, v lo^u, odolnost proti úderu, hustota, permeatilita, tepelná vodivost (u VAO) apod. . Hotová produkty (též i s obaly) se testují v měřítku 1:1 za situací, které mohou nastat při transportu; srážky vozidel, srážky na železničním přejezdu apod. Nejdůležitější je tedy ztráta integrity, která může vást k rozptylu radioaktivních součástí produktu nebo k enormnímu zvětšení povrchu,který po styku s vodou vede opět k uvolnění radioaktivity do okolí. 3.2 Pyzikálně-chemické vlastnosti Sleduje se kompatibilita odpadů s matricí produktu, a to v täch případech, kd„r se k odpadům přidává již hotová chemiclcy stabilní matrice (bitumen* cement,sklo, org. polymer). iJěkteré chemická součásti odpadů mohou mít výrazný vliv na přípravu produktu nebo jeho kvalitu. Jde např* o oxidační působení některých sloučenin (dusičnany) na bitumen, retardující vliv boritanů na tuhnutí cementu apod. iJejddležitější vlastnost produktu je však jeho hydrolytická odolnoot. Většina radioaktivních nuklidů tvoří rozoustné sloučeniny, která za jistých okolností mohou být postupně vyluhovány z produktu fixace a unikat tak do okolního prostředí. Z tohoto důvodu je při studiu solidixikace věnována stále největší pozornost táto vlastnosti /8,9/. I když byla rychlost vyluhování biotoxick/ch radionuklidů sledována nejvíce u produktů Qolidifikace VAO, vzhledem ke stále rostoucímu množství kapalných odpadů z JS, je nutné se touto vlaBtnoctí zabývat i U produktů solidifikace KAO a SAO. Metod ke Sledování této vlastnosti je celá řada a dodnes neexistuje jednotný štandartní postup, který by umožnil srovnat výsledky několika laboratoří. Je to dáno hlavně tím, že je

-171 obtížná "jednotně" napodobit pravděpodobné případy havárie a jednak tím, že je snaha o uplatnění co nejjednodušší metody, vhodné pro laboratorní i poloprovozní vývoj procesu. Dnes se nejvíce používají metody podle sklářských norem, doporužení LAISA pro sledování úniku inkorp or ováných radionuklidů, metody MOC (Materials Characte:ri.ža.tic»io Center),- ISO normy apod. Tyto metody J D O U statické nebo dynamické. Pracují př.i různých teplotách, používá no rušných korozních prostředí* Rovněž vyhodnocování se provádí různš. Hodnoty hydrolytické odolnosti se vyjadřují v hodnotách rychlosti vyluhování, vztažených na určitý prvek (většinou Cs, Sr apod.) v g/cm d; v jednotkách korozního úbytku, v cm/d; nebo se udávají kinetické závislosti rozpouštění jednotlivých prvků radioaktivních složek a matrice* Většina produktu se sleduje dlouhodobě, aby bylo možno navrhnout co nejpřesnější matematický model vyluhování, který by umožnil odhadnout chování uložených odpadů pro případ dlouhodobého kontaktu a korozním prostředím. Z chemických vlastností se sleduje i koroze obalu produktem a radiolytický reiklad produktu a vliv takto vzniklých látek na produkt i obal* U produktu SAO a VAO so musí zjišíovat výše zníněná radiolýza produktu a chování některých nuklidů z hlediska jejich transmutace. U hmot typu organických polymerů, a bitumenu se zjišíuje bod vzplanutí a odolnost proti působení mikroorganismů. Všechny dříve uvedené vlastnosti • GC sledují srovnáním neozářených vzorků a vzorkuj které obdržely určitou dávku radiace. aní r adioakt ivn^ch Veškerá úprava radioaktivních odpadů, včetně zpevňování kapalných RAO 10 doje r, cílenu uskutečnit jejich bezpečný trarB.

- 172 port a hlavně uložení. V současné dobe existuje několik koncepcí. Odpady se mohou, ukládat: A - !• v nozpracovane formě 2. ve zpracované forme E - 1. na mí Dtě vzniku 2. ve speciálních úložištích C - 1. v povrchovýoh úložištích pro konečné nebo přechodné uskladnení 2. v hlubinných geologických formacích. Existují návrhy i na různé kombinace uvedených možností (např. injektáž SAO do vybraných geologických formací). V aoučasné době převládá snaha c vybudování dokonalých úložiaí, které by nvým charakterem vytvářely vedle kvality ukládaného produktu další bariéry, které by měly zabránit úniku radioaktivních látek do životního prostředí. Hovoří ae v této souvislosti o multibariérován systému. Jednou z bariér j3 většinou opravně vybrané místo úložiště. Jedna ae často o ctabilnx geologický útvar, ekýtající záruku, že po dlouhá období v něm nedojde k zásadní geologické změně, útvar, kde •ložení hornin odpovídá nejnižším rychlostem raigrace eventuelně uvolněných radionuklidů. Tomu se napomáhá ještě tím, že kolem uložených odpadů se vytvářejí uměle vrstvy, obsahující některá přírodní sorbenty nebo vrstvy betonu a případných izolací. Jak bylo uvedeno výše, jednou bariérou je i případný obal produktu. Výběr úložiště a jeho charakter je spolu s kvalitou ukládaného produktu px;edjněten Bloaité analýzy, ve které hrají roli aspekty ochrany životního prostředí a ekonomie. V poslední době je tomuto druhému aspektu věnována větaí péče.

- 173 54

ěě VzhlcdciP. ke skutečnosti, uvedené na závěr předchozí kapitoly a vzhledem k rychlému rozvoji jaderné energetiky, věnuje QQ všude velká pozornost rozvoji metod fixace RAO a jejich ukládání. Vychází o e přitom z existence několika metod, které byly odzkoušeny v laboratořích a někdy i v praxi. Přesto však jejich nrovnání je značně obtížné, a tedy je obtížné i rozhodnutí o výběru určité metody pro určitý typ odpadu. 5*1 Srovnání metod zpracování odpadů Úvahy o použití solidifikační techniky pro SAO z JE .. se týkají převážně metod cementace, bitumonace a inkorporace odpadu do organických polymerů. Jedno z hlavních hledisek je hydrolytická o":olnoct vzniklého produktu, kde pro uvedené metody jo situace následující (použito údajů a 6 ) : Koroze .měřená metodou IAEA

Bitumenace

Oomentace

org.polymery

Os (cm/d)

1O~ 6

ÍCT 3

1 0 ~ 3 - 10" 7

Sr (cm/d)

10" 5

ÍO"*5

10~ 4 - lo"

Co (era/d)

10~ 5

-

10" 5 - 10" 7

Z tohoto hlediska se jeví metody inkorporace do organických pojiv jako dostatečně kvalitní, uvedené hodnoty jsou srovnatelné s hodnotami pro produkty fixace Y/0. Kvalita cementových produktů se můae zvýšit, použije-I.L ae při procesu vhodných aditiv, a í už třeba přírodních aerbentů (tvorba nerozpustných sloučenin) nebo i organických pojiv. Hydrolytická odolnost ae může zlepšit o jeden až dva řády. Meai nevýhody bitumenace patří snadná zápalnoat produktu, nišší radiolytická odolnost a event i i možnoat napadení mikroorganismy. Tyto nevýhody se v menší aíře týkají i organických polymerů.

- Í74 Výbér metod je ovlivněn dále chemickým aložením radioaktivních odpadů. Proces cementace a-produkt je negativně ovlivněn aložkami jako jsou fflJO., saponáty, boritany (lze kompenzovat aditivy); bitumenacc všeni dusičnany, silnými oxidačními a redukčními činidly. Rovněž inkorporace ionexů do bitumenu je opojena a problémy j e j i c h kompatibility s matricí. Poměrně široké apektrum chemických látek je kompat i b i l n í s matricí na bázi polyesterových

pryskyřic.

Další velmi důležitou charakteristikou procesu .je faktor objemová redukce. Jde o hodnotu, vyjadřující poměr mezi objemem původních odpadů (třeba koncentrátu z odparky nebo objem vlhkých vyaycených ionexů) a objemem hotového produktu fixace. Zatímco u procesu cementace je hodnota redukce objemu zhruba 1, t . j . nedochází prakticky ke snížení objemu (někdy dokonce dojde až k dvojnásobnému zvýšení), u bitumenace se hovoří většinou o 5 t i i vícenásobném snížení objemu. Tato č í s l a jsou značně ovlivněna obsahem pevných látek v odpadních roztocích, a picbo nelze tyto údaje zjednodušeně srovnávat. Obecně lze konstatovat pouze t o , že v důsledku procesu bitumenace, event, inkorporace do polymeru s e z původních odpadů odstraní veškeiá voda a do produktu přechází všechny látky ve formě chemických slouoenin, t é j . solí, organických látek,event, jejich hydrátů. V cementových produktech zůstav.': navíc část původní vody z roztoku, nebo v jiných případech je voda dodatečně přidávána pro tvorbu oementové záraěsi. 5*2 Perspektivy rozvoje solidifikačních metod Současnou s i t u a c i ve světě, pokud jde o SAO a JE, lze charakterizovat jako přechodnou. Ve wětaině zemí není přijata jednotná iconcepco na zpracování kapalných odpadů* Používá se bu3 j e j i c h přechodné skladování v nádržích nebo j e j t e h rozptylování do okolí (vypouštění do moře), a dále všechny shora uvedené způsoby aolidifikacet

- 175 Vzhledem ke stále ae zvyšujícím nákl?.dňm. na transport odpadu a nákladům na vybudování stálých úložiaí, hraje ŠÍJI dál tím větší r o l i nutnost snižovat objem produkovaných odpadů. To lze docílit jednak alepšeníin technologie vodního Ježinu na JE, zlepšením koloběhu některých technologických proudů nebo snížením úniku radioaktivity z palivových článků, jedmk Volbou Vhodné technologie solidifikace* Z tohoto důvodu ee kupř. ve Spojených státech rozhodli přejít od technologie cementace nebo použití organických pryskyřic na systém bitumenace Pro JE v Palisades to znamená až 11-tináaobná snížení •.qbjemu odpadůi Ročně totiž uvedená elektrárna produkuje cell«ia Q i 16S *Sí5C litrů odpadu (včetně ionexů), která představov,aly po cementaci nutnoat traneportu a uložení nkoro dvojnásobku tohoto objemu (305 352 litrů). líově zavedená metoda snížila jejich roční objem na 32.170,5 litrů. Kromě této tendence se stále více objevují názory na pou žití metody yitrifikace SAO pro odpady z JE. Tato metoda se zatím vyvíjela a uvažovala pouze pro VAO ,ze závodů na přepracování vyhořelého paliva, kde bylo nutno fixovat relativně veHcá množství biotoxických radionuklidů B dlóuhýra poločasem rozpadu. Důvody, proč se počalo o této technologii uvažovat i v souvislosti se SAO z JE, jsou v podatatě tyto: 1« Produkt vitrifikace má vysokou kvsilitu-chemické odolnosti a je tudíž n©jpřijatelnější z hlediska ochrany životního prostředí. 2, V důsledku tepelného procenu vzniká produkt prakticky s nejvyšší hodnotou objemové redukce a snižují se tin náklady na transport a uložení. 3. Při vitrifiksei některých typů odpadů se s výhodou využívá té skutečnosti, 2o obsahují látky, které jsou přirozenými součástmi některých skel, kupř, bor či aodík.

-

176 -

V souoaené dcbě o t é t o metodě vážně uvazují v SaSIi, Japonsku a v USA i Podle úd-t.jů se Spojených s t á t ů / l i / může doj í t ke značným finančnici úcpóráa, zváiíí-li/e uystům operace s odpady v<- avéta celku. Investiční a provozní náklady pro l i k vidaci SAO z 1.100 řcv iV JE s BIVľí činí pro proecu bitumoňace Li 500-000 dolarů a pro v i t r i f i k a c i 2 400,000 dolarů. Tyto údaje nejaou založeny :ia provozních zlcusenostech, ale pf-eoto Ukazují, še noní. vhodná předem zavrhovat zdánlivá nákladné nebo rjloiíitčjšx proceay, pjkud není provedena celková kalkulaoe všech důsledků a doordů určité technologie. 1!l

ezi rozhodrě nejatraktivnější ne tody p a t ř í stále komplcicni řešení všech technologických proudů vodníixo reiíimu J£l. Ideální by pochopitelijš bylo i ; eäeni, které by z jednotlivých proudu specificky izolovalo Hiněa radionuklidů ( t . . j . bes balarj-tních neaktivnícii příměsí), které by se potom solidifikovaly jednou z aated zpracování VAO. Objemová redukce- by bylo n:itoli';: V/coki, še by nocinilo problém uskladňovat takovó odpady contr-iltě na jednom miatě nebo i v ^íiniaturn.ůu kontrol ováné :a úloá i š t i v prostoru JE, . 5*3* Výhlody pro 8a3ii Situace v ČSkjlí, o to jak v nejbliääí perrr;oeki;ivi, tak i z hlediska v/voje nových Metod, je rel^tivnš ootiiniaticka. V CÍCUC?.ani dobe j ecu připraveny p-rinejnwnsiia dve _..roceGy, ktere .je aioíno j i ä z av řídě t do praxe provoau J*. a na jejichž sdokonaLovani ac pracuje v rámci ..kolu technic-oáho roavoje. S výhleäci:. se rosí i proceň _Jro bud-'icnoat ^rov-zu Ji^ má prccera v i t r i f ihace dva íilo:.;oní odo.idů. z běiín. ho orovozu JS (v důsledku boreve ro~ gulace) je riimo.f.-ídna výhodn;; pro jednoduchý prooca v i t r i f i kaco. K cdpadôiii sta'o! dedet bťe'ué curt'Viny a obt;aheu k-te^uku (pÍKek, pŕír-.dni j í l y ) a t-ľ.venia v zarizenícli, podobnýcli

- 177 malým sklářským pecím, vznikne produkt velmi dobré kvality. Prakticky se vedle zpracováni SAO sleduje i možnost spalování spalitelných pevných nebo kapalných odpadů na hladině nebo pod hladinou roztaveného skla. Rychlý rozvoj tohoto procesu je umožněn zkušenostmi, získanými při vývoji proceau pro VAO a hlavně pak množství spolupráce oe zkušenými výzkumnými pracovišti československého sklářského promyslu. 2,Menší v i t r i f i k a č n í za-ízení (většinou indukčního typu) umožňují zpracovávat malá. množství VAO nejrůznějšího sloäení, které ixli^u, VBftikri*** v , d usledku havarijních situací nejrůznějšího typu nebo pH konečné likvidaci JE. Podobni zařízení by bylo aožno vyuäít i tehdy, došlo-li by se v budoucnosti k takovámu aiyEtému vodního režimu, který by produkoval malá mnoaství zkoncentrovanych radioaktivních odpadů.. Tyto menší v i t r i f i k a č n í linky jo možno koncioovat i jako mobilní.

- 178 Pouzítá^litoratura 1. AéG. Hermann, Radioaktive Abfälle, Probléme u. Verentviortungs Springer Verlag, 1983 2. Z. Dlouhý, Diagonal of radioactive Wacteo: Elsevier, 1982 3. Projekt jaderné elektrárny Wi,H typu 440 4. F.H. Passant, The Treatment a. handling of Radioactive Wastes! Battelíc Přeno, Colunibuo, Richland, 1983 5. Konference - Zneškodňování radioaktivních odpadů z provozu jaderně energetických zařízení a lohkovodními reaktory. ÚISJP Zbraslav, Luhačovice 1985 6. Conditioning of Low - a M Intermediate - Level Radioactive V/aates /Tochn. rep. aer. Ho 222, IAEA, Vienna, 1983/ 7. J» Hápravník et al. - Konference o zneškodňování radioaktivních odpadů z provozu jaderně energetických zařízení a lehkovodními reaktory, Luhačovice 1985 8. Cheaical Durability a. Related Properties of Solidified High-level Waete Form /Techné Rep. Ser. Wo 257, IAEA, 1985 9. M. Santarová, i.;. Kyrä: Jaderná energie 30 (3), 103 (1984). ID. L. Fiume, Nucl* Eng. Int» /ITov. 1983/: Bringing Volume Reduction Syoteme on-line in America 11. EPRI - N? - 3225/Ang. 1983

- 179 Legenda k obr. 1 1, 2 - nádrž na koncentrát a dávkovacím čeroadlea 3» 5, 11 - elektromagnetická ventily 4 - váha na koncentrát 6, 18 - horaogenizátor cementová caněci a pneumaticky ovládaným ventilem 7» 8 9» 10 13 14» 15* 16 17 19 20, 2 2, 24, 27, 29 30 31* 33 34»

21 . 23 25, 26 28 32 12

-

šnekový dopravník cementu se šoupětem váhy syokých materiálů, šouiěoerosolové filtry kondenzátor, zásobník kondenzátu, dávkovací čerpadlo - vratné čerpadlo - aud - zásobní nádrže aditiv a dávkovacími.čerpadly - nádrž na oplachovs vody, čerpadlo - I . , II. a III. iaodul - přívod koncentrátu, přepad - přívod chladicí vody • přívod tlakového vzduchu - připojení na neaktivní a aktivní odpad - připojení na aktivní ventilaci - kalcinátor, šnekový podavač kalcinátu

- i; e -

!

J-ľ -I

M

1

í

I M

S 5

- 181 ŽIVOTITÍ .PROSTfiEpf A JAIgjg3i.JgroRG12T.PgA.... ENDr Zdeněk Dlouhý, C S c , Iiigé Jan Horyna, CSc. t tfatav jadernáho výzkumu, Řež 1. Úvod V deklaraci ze stockholmské konference se iíivotní prostředí definuje jako veškerý vnější fyzikální a b i o logický systém, v němž ž i j e člověk a o s t a t n í organismy. Jde o Velmi s l o ž i t ý celek, v němž se odráží vzájemné působení éelé řady složek, jako například hornin, minerálů a povrchových i podzemních vod, půdy a vegetace, fauny a klimatu. Pozitivní vztah k životnímu prostředí vylučuje plýtvání zdroji a j e j i c h nenávratné n i č e n í , ale především z n e č i š t o vání. Zabraňovat takovému způsobu poškozování životního prostředí j e dnes mnohem naléhavějším a efektivnějším úkolem, nea následné napravování j i ž vzniklých škod. Od počátku rozvoje jaderné energetiky se t ě š i l y p ř í z n i v e ř e j n o s t i hlavně j e j í pozitivní dopad na životní p r o s t ř e dí a hospodárnost použitého paliva, čímž se rozumí jeho kompaktnost, dlouhodobé využívání a tím i nízká spotřeba. Hově j i nabývá Ayní na významu i argument v S t š í s p o l e h l i v o s t i zásob. I když měrrd. investice do jaderných elektráren jsou nyní zhruba o 40-50 %,vyšší než je tomu u elektráren na foa i l n í paliva, celkové investice do průmyslu jaderných paliv a energie jsou v průměru s t á l e j e š t ě o 10 % n i ž š í . Nejdůležitější účinky každé energetické technologie na životní p r o s t ř e d í člověka jsou evidentně t y , které ovlivňuj í zdraví a bezpečnost l i d í a společenský blahobyt. V p ř í padě jaderné energetiky se zájen odborné i ladeké v e ř e j n o s t i zaměřuj.e zejména na následující aspekty: /a/ somatické a genetické účinky ionizujícího záření na Ôlo-

- 182

•-

veka, která ae mohou projevit jako důsledek občasného nebo dlouhodobého styku lidského organismu s radioaktivními látkami, vypouštěnými nebo uniknuvšími z jaderných zařízení; /b/ ekologické účinky související o výpust xai radioaktivních látek do äivotního prostředí a a-dlouhodobým ukládáním radioaktivních odpadů nebo vyhořelého paliva. Určitá čÁ.st veřejno/3ti považuje jaderné energetické reaktory za obzvláště nebezpečná zařízení. Velkým nedostatkem tohoto tvrzení je skutečnont, že za jadernou havárii se většinou povaauje jakákoliv odchylka od norinálního provozního stavu, Je však třeba mít na zřeteli, že pouze velké nadprojektové havárie mohou mít za následek ohrožení zdraví a bezpečrioati obyvatelstva. & laenšími nehodami až do úrovně tak zvané projektové havárie s maximálními následky se počítá a do projektu se zahrnují příslušná opatření, pokud se tyto skutečnosti neberou v úvahu. např. již při výběru lokalit pro umístění-jaderného zařízení v zájmové oblasti. Proto od samého počátku, ještě než byly do jaderné energetiky investovány první prostředky, byly zahájeny studie, zaměřené na důkladné vyhodnocování bezpečnosti jaderných reaktorů* V první polovině osmdesátých let se mělo za to, že všechny nehody, které by se ciohly vyskytnout, byly pečlivě analyzovány a k odvrácení jejich následků učiněna všechna potřebná opatření. Zkušenosti nedávné doby však ukázaly, že je zatím velmi obtížné zabezpečit naprostou dokonalost cyeté. mu, který by nepodléhal působení technického, ale především lidského faktoru. To by mohlo vést k závěru,že s haváriemi jaderných reaktorů je třeba v blízké i vzdálenější budoucnosti počítat, což nepochybně vyvolá další zdokonalování projektů, zvyšování požadavků na bezpečnost a lepší připravenost na likvidaci případných následků.

- 183 Je však ne&porné, že dosavadní pozitivní bilance provozu jaderných elektráren, .přes nedávné mimořádné události v černobylské elektrárně, je dosahována právě vyaokou kvalitou bezpečnostních opatření. Toto obecné konstatování s i vyžaduje nezbytně bližší rozbor některých d í l čích aspektů, o nichž pojednává následující text. 2

* Vl-ty ejner^etiokých zařízení .na životní prostředí

2.1 Každá společensky nezbytná hospodářská činnost, tedy také využívání jaderné energie pro nezbytnou potřebu rozvoje energetiky, má nejen obecně prospěšné, ale i škodlivé aspekty a rizika. Proto je především nutno hodnotit nově dosahovaný stav v porovnání s dosavadním využíváním fosilních oaliv a n ostatními riziky v dnešním vysoce technizováném světě. Přímé spalování uhlí přináší sebou četná velmi nepříznivé ekologické účinky související se znečišíováníii ovzduší kysličníky síry, dusíku, uhlíku, pevnými částicemi, organickými sloučeninami, stopovými prvky, radionuklidy a s tvorbou popela, který musí být likvidován. Tyto problémy jsou obzvláště aktuální v elektráronství, kde se spalují velká množství uhlí. Při spalování uhlí se síra v něm obsažená okysličuje na kysličník siřičitý, avšak současně vzniká i malé množství kysličníku sírového. Část síry vzůstává i v popelu ve formě síranů a malé množství šíraná je obsaženo i v polétavém popílku. Asi 5 % z celkového množství síry je obsaženo v popelu a zhruba 95 % uniká do ovzduší ve formě kysličníků síry. iínožství polétavého popílku a pevných částic závisí na popelnatosti uhlí, teplotě spalování a na druhu technického zařízení sloužícího ke spalování. Polétavý popílek se ob-

- 184 vykle tvoří p ř i odpařování a následné kondenzaci oopela anebo při vypírání pevných nebo roztavených částeček popela, jejichž velikost je většinou v průměra menší než jeden miIcron. Proto ho lze jen obtížně odstraňovat ze spalných plynů. Tvorba kysličníku dusíku při spalování je složitým procesem, který závisí na teplotě spalování, na konstrukci apalov.aoí komory a na dostupnosti nadbytečného vzduchu při spalování é Ha kysličníky dusíku se přitom přeměňuje jak dusík obsažený v palivu, tak dusík atmosférický. Tvorbu kysličníků dusíku lze do určité míry kontrolovat . regulací dodatečného vzduchu ke spalování nebo určitými úpravami spalovací komory. V tabulce 1 jsou uvedena množství kapalných, plynných a pevných odpadů vznikajících v uhelných elektrárnách: •labulka 1 Odpady z uhelných elektráren /v t na 1 GW za rok/. Plynné odpady

3000

T pevné částice - kysličníky 3iry - kysličníky dusíku

110000 27000

-r kysličník uhelnatý - plynné uhlovodíky Kapalné odpady

-

organické látky kyselina sírová chlor fosfáty bor

- suspendované pevné částice Pevné odpady

2000

400

(56 82 26 42

331 497

- popel a zachycený popílek 365000

V uplynulých letech se počala věnovat velká pozornost i radioaktivním látkám, které uhelné elektrárny vypouštějí do

- 185 iivotního prostředí. Odhad ročních výpustí je uveden v tabulce 2, kde se rovněž ve formě indiduálního dávkového ekvivalentu (IDE) uvádí celková celotelová espoaice jednotlivce z obyvatelstva vlivem inhalace uniknuvších radioak tivních látek, v důsledku ingesce kontaminovaných potravin a vnější expozice ze záiení těchto látek, usazených v okolí elektrárny. Při výpočtu ee vycházelo z následujících předpokladů: výška komínu byla stanovena na 200 m, únik tepla komínem 7,5 W , v hlavním směru větru se předpokládalo 200 nia srážek, obsah U a Th byl vzat ve výši 1 resp. 2 ppm v rovnováze s jejich rozpadovými produkty, účinnost záchytu popílku byla zvolena 99 /u nás dosud nedosašeno, z tohoto důvodu jsou hodnoty výsledných expozic v našich podmínkách pravděpodobně vyšší/, a konečně čas, než se plyny dostanou ze spalovací komory k ústí komínu byl 3tanoven na 15 s. Tabulka 2 Odhad ročních výpusti a jejich účinků z uhelné elektrárny 1 G W za rok Radionuklid 3 U-234 Th-232 Ih-230 Th-228 Ra-228 Ra-22b Rn-222 Rn-220 Po-210 Pb-210 K-40 u _ _ celkem

Unik(l.IBq/rok) 400 400 200 400 200 200 400 40000 20000 400 400 1000

IDÍS QuSv/rok) 0,001 0,001 0,03 0,03 0,005 0,3 1 0,0005 0,0003 0,001 0,1 0,2 l,fc>3

- 186 V neprospěch tepelných elektráren jewšak třeba uvésifc i emisi toxických

stopových prvků, ntbot na rozdíl od radio-

aktivních láfcěkj Kdě jéjióh vliv na člověka a jeho životní prostředí lze posuzovat podle dávky ozáření, u chemických škodlivin není tento vztah mezi dávkou a j e j í n účinkem dosud přesně stanoven. Určitou představu však poskytují

údaje

v tabulce 3 o výsledná koncetraci v přízemní vrstvě vzduchu v mí3tě maximální emise a srovnání s maximálně přípustnými koncentracemi /I.IPK/. Opět se přadpolcládá výška komínu 200.n. Tabulka 3 Emiae toxických látek z uhelných elektráren Kontaminant popílek

celkem

Únik (t/r)

koncentrace (mg/m3)

MPK(ng/m3)

0,55

% MPK 0,b

0,15

20

0,1

8

0,005

0,005

0,05 0,01

-

0,005 0,0007

0,1 0,005

0,005 0,01

0,004 0,001 30

Zde je třeba poznamenat, že atnosféra znečištěná kyslič níky síry napadá a poškozuje celou řo.du materiálů. Velkou čA těchto škod způsobuje vysoce agreaivrí kyselina sírová, ty nebo obě tyto složky. s oboahem síry koroduje některé nateriály, jako např* stožáry vysokého napětí, ocelové konstrukce, linky

- 187 elektrického vedení, a napadá a poškozuje i různé stavební materiály, zejména vápenec, mramor, maltu a způsobuje jejich fyzikální poškozování, líízké dávky S 0 2 mohou mít sice příznivé účinky na rostliny, protože síra je jednou z hlavních výživných látek roatlin, avšak zvýšený příjem-kysličníku siřičitého způsobuje stále více irreversibilních zněn, až nakonec dochází k celkovému porušení roatliny. Poškození bývá dvojího druhu - akutní a chronické. Akutní poškození obvykle vede k vysušení poškozené ticáně, chronické pak způsobuje narušení mechanismu tvorby chlorofylu. Kyselými srážkami jsou trvale ohrožovány zdroje sladké vody v mnohých oblastech Evropy i Ameriky a je pravděpodobné, že se tyto systémy budou obale více okyeelovat a ztrácet rybí populaci. Stejně škodlivá je kyselost vody pro řasy, zooplankton a zoobenthos. Rozklad organických látekse v kyselých vodách zpomaluje a snižuje se relativní převaha bakterií nad houbami. Aerosoly síranů podstatně přispívají ke snižování viditelnosti. V oblastech s vysokou relativní vlhkostí je tento důsledek obzvláště patrný. Klimatické důsledky se pak projevují ve snižování slunečního záření potřebného pro fotosyntézu, ovlivňuje se dálka vegetačního období a mění oe množství srážek. 2

•2 •

Podobně jako v tepelných elektrárnách,- kde nelze zanezit únikům kysličníků síry anebo popílku, ani v jaderných elektrárnách nelze přes všechna technická opatření zamezit vypouštění radioaktivních látek do životního prostředí. Ha druhé straně :se však daří snižovat vypouštěné nnožství radioaktivních látek s takovým výsledkem,, s nímž tepelné elektrárny mohou jen těžko konkurovat.

- 188 Z.údajů, publikovaných každoročně Mezinárodní agenturou pro atomovou energii vyplývá, že ve světě slouží k výrobě energie jaderné elektrárny vybavené reaktory pěti hlavních typů. Kromě nejrozšířenějších tlakovodních a varných reaktorů se provozují i reaktory těžkovodní, chlazené plynem a lehkovodní moderované grafitem; kromě toho jsou v provozu i čtyři rychlé reaktory, která však představují již novou generaci ve vývoji jaderně energetických zařízení. Je evidentní, že množství i kvalita vypouštěných radioaktivních látek z reaktorů různých typů se bude značně lišit, a to nejen mezi jednotlivými typy, ale i u jednoho drohUé Odlišné údaje jsou běžné i tehdy, jde-li o týž reaktor, neboí v důsledku údržby a úprav dochází občas ke změnám provozních podmínek. Proto se experti, zabývající se hodnocením vlivů jaderných zařízení na člověka a jeho životní prostředí, rohodli presentovat své výsledky v normalizované podobě, nejcastěji ve formě kolektivního dávkového ekvivalentu (KDE), vztaženého na 1 GWe výkonu, aby bylo mošno snáze pochopit roli, kterou hraje jaderná energetika v rámci celého palivového cyklu. Takovýmto srovnáním dospějeme k následujícím údajům: 3?áze palivového cyklu

Hornallecvaný KUB /ciän'Sv/GWe»r/.

těžba rudy úprava rudy výroba jaderného paliva provoz jaderné elektrárny přepracování ozářeného paliva zneškodňování odpadů

pracovníci

obyvatelstvo

0,9 0,1

0,5 0,04 0,0002

1

10 10 1

4

1 0,1-0,3

Podle Vědeckého výboru OSU pro účinky ionizujícího zá ření /U1JSCEAR/ obnášel v roce 1980 roční kolektivní dávkový

- 189 ekvivalent z ôelcho palivového cyklu okolo 500 manSv, který v roce 1985 vzroatl na 1200 manSv* Krátkodobá předpověď pro rok 2000 počítá již a hodnotou 10000 manSv a dlouhodobá pro rok 2100 B 200000 manSv. Tento odhad je ovaen založen na konzervativním předpokladu, že v oblasti výpustí do životního prostředí nedojde k žádným technickým zlepšenia a že vývoj bude pokračovat podle současného trendu. Přesto i v roce 2100 zůstane pxTLapevek připadající na vrub celého palivového cyklu pouhým zlomkem příspěvku z přirozeného pozadí a nepřesáhne 1 % z této hodnoty. Zde je třeba podotknout, že všechny uvedené hodnoty platí za předpokladu, že všechna jaderná zařízení se provozují za normálních podmínek. Pokud jde o havarijní situace, je celý problém viivu jaderných zařízení na člověka a okolí značně nejasný. Odborníci z UIISCEAR se pokoušeli zatím vyhodnotit dvě větší havárie jaderných zařízení, a to události ve Three Mile Island a ve Y/indscale. Zatímco v prvním případě nedošlo k žádnému ohroaení obyvatelstva, havárie ve Windscale přispěla ke kolektivnímu dávkovému ekvivalentu hodno-tami okolo 1300 manSv. Ukazuje se však, že obdobné předpovědi do budoucna nemají pro značnou komplexnoat celého problému r-vé reální opodstatnění* Jak již bylo řešeno, množství vznikajících radioaktiVT nich látek a výsledný vliv na životní prostředí závisí především na typu reaktoru a jeho ochranném systému. Protože se v ČSSR v nejbližší budoucnosti počítá pouze s využíváním tlakovodních reaktora, omezíme další pojednání pouze na tento typ. V tabulce 4 jsou uvedeny radioaktivity plynných výpustí z jaderné elektrárny o výkonu 1 GWe spolu s individuálními dávkovými ekvivalenty pro jednotlivce z obyvatelstva (IDE) obdrženými v důsledku inhalace kontaminovaného vzduchu, ingesce kontaminované potravy a dávek z oblaku a z usazených

- 190 radioaktivních látek. Při výpočtu byly použity následující predpoklady: výška komínu 100 n, 200 ram srážek za rok v hlavním směru větru, 1 % porušení palivových článků, účinnost aerosolových a jodových filtrů 99 %> zpoždění pro krypton 2 dny, pro xenon 40 dní. Tabulka 4 Expozice v důsledku vypouštění plynných exhalací z jaderné elektrárny o výkonu 1 GWe za rok Radionuklid

H-3 0-14 Ar-41

Výpuste /GBq/rok/

700 200 1000

70 C o-60 Kr-85 Kr-88 J-131 Xe-133 Xe-135 Cs-134 Os-137 celkem

70 40000 2000

2 100000 7000 0,07 0,07

IDE/^uSv/rok/ 0,003 0,08 0,03 0,00004 0,0003 0,002 0,07 0,004

0,2 0,04 0,003 0,002 0,44

Pro srovnání s přirozeným pozadím expozice ze záření z životního prostředí obnáší 1000/iSv/rok. Kromě plynných výpustí existují ještě výpuste do povrchových vod, které podobně jako v předchozím případě závisejí na :. typu reaktoru a na typu režimu příslušných dekontaminačních zařízení. Nejdůležitějšími zdroji aktivity zde jsou úniky z chladícího okruhu, pronývací voda čisticích filtrů, voda používaná k dekontaminaci zařízení a ocob a odpadní

- 191 voda 3:laboratoří. V těchto odpadech je značné množství tritia, z ostatních radionuklidů jsou přítomny aktivovaná korozní produkty a některé dlouhodobější štěpné produkty. Očekávané aktivity kapalných výpustí jsou uvedeny v tabulce 5 spolu a celotělovou dávkou jednotlivce z obyvatelstva v důsledku ingesce vody a ipotravin, kontaminovaných vypouštěnými radionuklidy; zahrnuto je rovněž využívání povrchových vod k vodním sportům a rekreačním účelům. Tabulka 5 Expozice v důsledku kapalných výpuetí z jaderné elektrárny o výkonu 1 GWe za rok Radionuklid

H-3

Výpus t ě/GBq/rok/ 40000

Co-58

70

C 0-60.

7 4

Sr-89 Sr-90 Ru-106 1-131 Gs-134 Cs-137 CG-144

Celkem

2 0,04

7 4 4

IDE/,uSv/rok/ 0,07 0,0003 0,001 0,0005 0,09 0,000002 0,0004 0,009 0,004

2 0,17

Při výpočtu se vycházelo z předpokladu, že dochází k porušování palivových článků v celková výši 1 -/o, ze průměrné roční průtok.VG vodoteči je 160 m3/s, cos odpovídá dolnímu toku Vltavy nebo Váhu, pobyt na břehu a koupání č i n í cca 200 hodin/rok, žo radionuklidy ve vodaích organismech jsou rovnoměrně rozděleny v celém organismu a jsou v rovnováze s radionuklidy ve vodě.

- 192 Jednou z otázek, kterou s i kladou ekologové v souvisl o s t i a perspektivami jaderné energetiky ve s/ětě, je kumulace některých dlouhodobých radionuklidů v biosféře, zejména t r i t i a a Kr-85. V t é t o souvislosti je však třeba upozornit na přírodní radionuklidy, která -mají vesměs dlouhá poločasy rozpadu (díky kterým v přírodě j e š t ě e x i s t u j í ) a zaujímají j i ž miliony l e t své místo v globálních cyklech škodlivin; I neraůioaktivní stopové látky, např. Ni, Pb a další mají v zásadě "nekonečně- dlouhé" poločagy rozpadu. Určité koncentrace radioaktivních látek a jejich usazoviní na zemském povrchu v okolí jaderné elektrárny jaou bezprostředním důsledkem výpustí. Konečný dopad na životní prostředí je dán mechanismem dalšího zprostředkovaného š í ř e ní radioaktivních produktů ke člověku. Radioaktivní látky ?Htomne ve vzduchu způsobují především přímé ozáření č l o věka (hovoříme přitom o záření z radioaktivního mraku). Mi-. noto se radioaktivní látky dostávají do organismu vdechová* ním vzduchu (inhalace) anebo ve forně potravin (ingesce); zde se zadržují, kumulují se v různjch orgánech, přičemž doba pobytu v lidském organismu závisí nejen na jejich fyzikálně chemických vlastnostech, ale také na faktorech souvisejících s fyziologickými a metabolickými aspekty, K přímému ozáření člověka dochází též při jeho pobytu v místě s usazenými radioaktivními produkty na povrchu t e r é nu. Z těchto míst 3e mohou radioaktivní látky š í ř i t dále migrací půdou a kořenovými systémy r o s t l i n a vymývania do povrchové nebo podzemní vody. Dalším důležitým článkem přenosu radioaktivních látek v daném systému životního prostředí jsou zemědělská plodiny včetně krmiv, pro které je zdrojem radionuklidů povrchová voda a půda. Odtud 3e transportují radionuklidy do organismů hospodářských z v í ř a t . Požitím masa, äléka a potravinářských výrobků pak dochází k i n t e r n í kontaminaci organismu člověka.

- 193 3 • íja.djlačjiě'Skutečnost, že účinky ionizujícího záření jsou nepozorovatelná, vede k tomu, že člověk přistupuje k'radioaktivnímu znečišťování životního proatředí • r.inohea větší o s t r a ž i t o s t í , než k obvykljfa vypustia zplodin fosilních typů paliva do atmosféry. Přitom praví tyto účinky obsahují kromě přirozených radionuklidů i chemická látky, které mohou vyvolávat rakovinu a genetické poruchy. K získání odpovídajících informací by měly sloužit radioelcologie a radiační hygiena. Konečným cílem radioekologů a hygieniků by potom mělo být zpracování normativních dokumentu, zaměřených na omezování, účinků radioaktivních látek na člověka a jeho životní prostředí. Pokud jde o využití poznatků z praktického projektování a provozování jaderných elektráren, raclioekologie poněkud zaostává za radiační hygienou. Radiohygienické orgány j i ž vypracovaly tystén normativních dokuaentů a pravidel usměrňujících výběr lokalit, projektování, výstavbu, provoz a ukončování provozu jaderných zařízeni, a to tak,aby se maximálně zabraňovalo škodlivému působení produlctů tšchto zařízení na zdraví pracovníků a obyvateliatva.Všechny hygienické předpisy zabývající ae anecišíováním životního prostředí mají jediný c í l - šachování lidského zdrávi. Pi-sktickéaspekty radioekologie sledují oonělcud jiné cáe, a to zabraňovat poškozování životního prostředí; zákonná doporučení na této "bázi vsak satím neexistují. Hygienické předpisy totiž přímo zájem životního prostředí nerespektují, neboí předpokládají, ae jestliže je před ozářením spolehlivě chráněn člověk, pal: ostatní živá organi3ny budou rovněž dostatečně chráněnyRadiačně hygienická k r i t é r i a pro normování účinků ionizujícího záření jsou založena na dvou predpokladoch:biologickém (člověk je radiačně nejcitlivějším živým organismem

- 194 na Zemi) a sociálním (ochrana lidského zdraví je úkolem prvořadé důležitosti). Jelikož člověk patří skutečně mezi nejcitlivější složky biosféry, přičemž v krajním případě není jeho citlivosť menší, než u jiných savců, normování záření, které by bylo vztaaeno na potřeby člověka, skutečně garantuje za předpokladu stejných dávek radiační ochranu libovolných dalších živých organismů. Respektování hygienických norem, která berou v úvahu i genetické a pozdně somatické (dlouhodobé) účinky, au-omaticky pľedpokládá i ochranu ekosystémů a životního prostředí, Ve skutečnosti jsou však většinou komponenty vnějšího životního prostředí, t.j. flóra i fauna, ozařovány podstatně více než člověk, který žije ve stejných ekologických podmínkách. V takové situaci nelze jednoznačně říci, jestli je zabezpečením radiační ochrany člověka garantována i bezpečnost některých skupin živočichů. Je např. známo, že sobi se živí lišejníky, což jsou účinné přírodní koncentrátory radionuklidů; pohlcená dávky Sr-90 globálního původu vztažené na kostní tkáň jsou u sobů v průměru 100 krát vyšší než analogický ukazatel u člověka* Tato disproporce je mnohonásobně větší u těch složek ekosystéiaů, která jsou na nízkém stupni evolučního vývoja,jako např. bakterie, houby, plísně a řasy., Tyto druhy díky své schopnosti koncentrovat některé radionuklidy mohou obdržet dávky, která bývají o několik řádů vyšší než u Člověka, žijícího v dané oblasti. Nejpravděpodobnější je vznik takovéto situace při vypouštění radioaktivních látek clo vodních toků, coš dokazují řádová rozdíly mezi ecpozicemi člověka a vodních organismů. Rozdíly v expozicích flóry> fauny a člověka však nejaou omezeny pouze na hydrosféru. Jestliže na e:;terní ozáření člověka z plynných exhalocí vypouštěných z jaderné elektrárny připadá dávka 0,4 /^Sv/rok , pak listy rostlin a

- 195 drobní živočichové za těchto podmínek obdrží dávku až 10 ^Sv/rok v důsledku exposice radioaktivními.látka r :4usazenými, na jejich- povrchu. Závěrem lze tedy ř í c i , že na jedné straně je člověk c i t l i v ě j š í na ozáření než jiné živé objekty, na druhé s t r a ně však j ô většina těchto objektů vystavována dávkám mnohem vyššia než je tornu u člověka. Řešení těchto problémů je ztíženo skutečností, že dosud neexistuje jednota názorů na některé otázky kardinální d ů l e ž i t o s t i , jako jsou napr. .účinky malých dávek na úrovni přirozeného pozadí a zcela chybí informace nezbytná pro kvantitativní zhodnocení r i z i ka, vyplývajícího z vypouštění chemických kancerogenů do ž i votního prostředí, Současné přístupy ke stanovení dávkových zátěží u Člověka, doporučované ICRP a přejímané dalšími mezinárodními. i národními organizacemi a orgány, vycházejí z předpokladu, ae u stochastických jevů exietuje l i n e á r n í bezprahová souv i s l o s t mezi dávkou a účinkem. Podobný přístup umožňuje poauzovat r i z i k o vzniku Btochastickýtíh jevů při působení malých dávek a stanovit příslušné normy na základě p ř i j a t e l n é ho rizika* Proto se doporučuje brát u ozáření obyvatelstva z výpustí z jaderných elektráren za základ velni nízkou úroveň dávek, odpovídající pouze malé cáati fluktuací přirozeného radiačního pozadí. Zatím neexistují spolehlivá údaje o to.u, šc malé dávky na úrovni přirozeného pozadí jsou schopny vyvolávat rakovinu a geneticko poruchy. Kancerogenní účinky se projevují pouze při dávkách záření sto až tisícinásobně vyšších než je přirozená pozadí. Někteří odborníci se domnívají, že existuje práh kancorogenního působení radiace* Keni však vyloučeno, 2e dávka, která není účinná při působení na omezené mnoactví jed-

- 196 notlivců, neprojeví v podmínkách působení na širokou populaci svou kancerogenní efekfcivnost* Z hlediska praktických, potřeb lze četné pokusy o řešení tohoto problému použit pro noraování v radiační hygieně* V současné době střední a individuální dávka ozáření obyvatelstva především v důsledku lékařské diagnostiky a technogenních zněn radiačního poškození přesahuje 2,5 nSv* Obyvatelé velkých měst průnyslovš vyspělých zemí jsou každoročně vystavování celotělovým dávkám na úrovni 3-5 mSv, dávkám do plic 10-12 mSv, do štítné žlázy 5-10 mSv. Za 50 - 70 let života mohou tedy kumulovaná dávly vyústit v hodnoty velni blízká těm,kdy schopnost zmnožovat výskyt rakovinných onemocnení je evidentní. Je taká známo, že při dávce 1 Sv a vyšší neonenocní všichni ozáření jedinci; naopak je zřejmé, ze spontánní rakovina, která nyní vyvolává úmrtí velké čárati populace, oe nemusí vady rozvíjet jen při ochromení obranných mechanismů v důnledku záisní. V aouhrnu lze tedy k problému malých dávek záření říci, a© přijetí koncepce linearity a bezprahovocti etochastiekých účinků oe jeví jako nejoprávněnější z hlediska hodnoceni vlivu jaderných elektráren jak na člověka, tak na jeho životní prostředí.

4» Jaderné energetice připadla v ranci závidění nové technologie úloha průkopníka při řešení zcela nových beapečnoatních problémů. Stále je ještě málo praktických zkušenost í z provozu jaderných elektráren a u veľcé technickí novinky, kterou jaderné elektrárny bezpochyby jnou, byla j i ž apriori požadována kromobyčejná bezpečnostní opatření. ITáklady vynakládané v jaderno energetice k zajištěni bezpečnosti provozu JDOU proto mimořádně velká, avšak přitom zdčjvocinitelné, v čenž mů2e být jaderná energetika vzorovýn p

- 197 pro ostatní obory. Je nesporné, že dosavadní pozitivní bilance provozu jaderných elektráren, přes nedávné mimořádné události v černobyleké elektrárně, je určována právě zmíněnými bezpečnostními opatřeními. K zabezpečení plynulého využívání jaderné energie je nutno perspektivně zvládnout problém ochrany před zářeními výzkum v této oblasti probíhá již téměř šest desetiletí a v současné době lze konstatovat, že znaloati o riziku vyplývajícím z ionizujícího záření jsou dnes mnohem hlubší a komplexnější než např # naše znalosti o riziku spojeném s toxickými chemickými škodlivinami, vypouštěnými z elektráren m fosilní paliva a z chemických závodů nebo s výfukovými zplodinami z autonobilůé Tyfo znalosti umožnily regulovat ochranu před zářením do té aíry, že expozice, pokud se budou udržovat pod stanovenými limity, budou představovat pro obyvatelstvo pouze nepatrné riziko, ležící hluboko pod hranicí rizik vyplývajících z božných lidských cinnoatí. Na druhé otraně však neexistuje dostatek znaloatíj které by umožňovaly provést účinnou právní úpravu ochrany životního prostředí zejmána před chemickými škodlivinami; problém radioaktivních škodlivin, přes některé případy vyšších expozic, na které jsme v předchozí;?, textu poukazovali, zde hraje druhotnou roli. Pokusili jsme ae rovněž ukázat, že výskyt rakovinových onemocnění a genetických poruch tvoří dvě hlavní kategorie rizika spojeného s ionizujícím zářením, ale také s výskytem chemických škodlivin v našem životním prostředí. Použití koncepce linearity a bezprahovou ti těchto stochastických jc-vů se při kvantifikaci obou rizik jeví jako racionální. Domníváme se vsak, ae chemické kancarogeny a nutageny jsou pro ovoji rozmanitost a větší četnost výskytu mnohem škodlivější lidskému zdraví nes zdroje ionizujícího záření uváděné do životního prostředí.

- 198 Pokud jde o srovnání vlivu jaderných elektráren a elektráren na fosilní pevná paliva na člověka a jeho prostředí, praktické zkušenosti uvedené v kapitole 2 ukazuj í na výrazné přednosti jaderně energetických zařízení. Zatímco za normálního provozu vykazují uhelné elektrárny znečištění okolí ve výši až 30 % povolených hodnot, u jaderných elektráren jsou skutečné expozice nižší než jedno promile z limitů, stanovených našimi zákonnými předpisy.

- 199

-

PROVOZ HA'PiJBCÍHO UZLU JE DUKOVAIÍY I n g . J o s e f V í t a , I n g . 'Pavel š o t o l a , EDU

1. tfvod Po ročním provozování 1. bloku JE Dukovany a po zkušenostech z provozu JE V-2 lze konstatovat, že nejporuchovějším a nej problémovej ěíia uzlem JE z hlediska ustáleného dlouhodobě spolehlivého provozu, z hlediska nabíhání a odstavování bloku, je napájecí uzel bloku, konkrétně pak vazba "ELEKíPRONAPÍjEČKY - HAP/JECÍ HLAVY PAROGE1TERÁ*TORUI! . Dosavadní statistika poruchovosti 1. bloku JE Dukovany zcela jednoznačně ukazuje na skutečnost* že stávajíc akční členy hlavních á najížděcích. regulátorů hladiny napájecí vody v parogenerátorech nejsou s ohledem na vysokou hodnotu tlaku na výtlaku elektronapáječek /£Wí3/ a návazně na vysokou hodnotu blokové diference na regulační araatuře dostatečně dimenzovány k zabezpečení dlouhodofc* bezporuchového režimu práce, zejména pak při vjrkonových hladinách bloků vyšších než 35 $> H a pri přechodových stavech bloků. Nepříznivě se však uplatňuje i ta skutečnost, ae akční členy regulátorů hladiny v parogenerátorech jsou ovládány nespojitými elektronickými regulátory. Za optimální ;ielze považovat ani režim přechodu z najíaděcího na hlavní regulátor hladiny v parogenerátorech. 2. Součaaný stav provozování wagá^eoího__uzlu 2.1. BHÔ Pro jeden reaktorový blok je instalováno pět E!?8, z nichž 3 plně pokrj^vají požadované nominální množství napájaoí vody pro parogenerátory, čtvrtá a páté &KÔ jsou rezervní.

- 200 Spouštění EHC" se provádí bučí ručně z blokové dozorny (J3D), automaticky od signálu o průtoku napájecí vody nebo od automatického záskoku rezervy (AZR). Volba provozu ElíČ (pracovní - rezervní, automatický náběh od průtoku FV - ruční spouštění) se provádí 2 BD. Chod fiiíÔ je signalizován na příslušném mnemoschématu BD. V neoperativní části BD jsou pak signalizovány jednotlivé prvopříčiny ochran a blokád EuS, které 1SHČ odstavují nebo zabraňují jejímu spouštění. V operativní části BD je pak pro každé $'$Č sumární signalizace poruchy (ad ochran a blokád). Ode všech EIí5 sumárně je poruchově signalizován do operativní části BD stav - "ZA'SKOKHEERCVEDEIT". Provoz "BEZ HEZBRVSÍÍ SH5 n je dán pouze polohou příslušného přepínače na BD. Kroma toho je na BD Vyvedena signalizace stavu technologických blokád JBHČ - "PŘIPRAVENOST Elí5", resp. "HEPfilPRAVEHOST PROVOZU EElB". Současně je na BD vyvedena i signalizace "TLAK CHLADÍCÍ VODY PRO Elífi 1 - 5". Kritériem nominální práce EHČ je tlakový spád mezi sáním a prvním stupněm Elíä větší nez 0,44 MPa a současně otevřený výtlak BNfi. Podle počtu pracujících ElíC" je dán omezující signál do turbinového v/konového elektronického regulátoru (TVER) na omezení žádané hodnoty výkonu turbogenerátoru (£G). Prvopříčiny pro aktivaci jednotlivých mezí jsou následující:

Snižování Výkonu na I . mez (80 % výkonu) TVER: - nízké parametry pokles tlaku na v/tlaku ENČ < 3 , 5 nebo 2. hladina v napájecí nádrži<» 700 mm - neprovedení přískoku druhé dvojice kondenzátních čerpadel (KČ) 1°, 2° pfi zvýšeném průtoku kondenzátu za KČ 2° > 550 t/h.

- 201 Snižování výkonu na II. mez (50 fo) TVER: - nízké parametry a TVER na mezi I - nedošlo k přískoku čtvrté EiíČ při průtoku odpovídajícímu zapnutí čtvrté napáječky, nebo je stav, že pracují čtyři napáječky bez rezervy. • X aníaéní dochází pouze v případě, že pracují oba TG. Snížení výkonu na III. mez (30 %) TVER: -

nízké parametry a TVER na mezi II ztráta buzení při zapnutém vypínači 15,7 kV TVER mimo provoz nedošlo k zapnutí třetí E1TČ při průtoku odpovídajícímu zapnutí třetí ElíS.

Ře_3_ení_ na l.»Snižování výkonu na I . mez (80Č) TVER: - r«?došlo-li k přískoku čtvrté ^NÔ při průtoku odpovídajícímu zapnutí čtvrté napáječky - nízké parametry pokles tlaku na výtlaku E1TČ ^ 5 , 3 i£?a nebo 2.hladina v napájecí nádrži<700 rnm. Snižování výkonu na I I . mez (iO >á) TVER: - neprovedení přískoku druhé dvojice KČ 1 , 2 při zvýšeném průtoku kondenzátu za KG 2 > 550 t/h, nebo výpadku druhého běžícího páru - nízké parametry a fVER mezi I - nedošlo k zapnutí t ř e t í SNÔ při průtoku odpovídajícímu t ř e t í ElíS. Snižování výkonu na IIIé mez: - ztráta buzení - mez II a nízké parametry Signál TVER mimo provoz byl zrušen z důvodu nespolehlivosti.

Že šení na. 2» ,bloku

- 202 -

Byly provedeny na TVER-03 vůči 1. bloku tyto odlišnosti: 1/ Snížena rychlost ovládání měniče výkonu tlačítky +, -, TPO - R přibližně na polovinu 2/ Maximální výkon "li..,,." se nastavuje pouae ručně tlačítky 3/ V okamžiku dosažení stavu "omezení maximálním výkonem" přechází regulátor do režimu "TPO - R" 4/ faveden samostatný signál "Hízké parametry" ("HP"). Uplatňuje ee ve všech režimech práce regulátoru. Je-li regulátor výkonu "mimo funkoi'', pak působí podobně jako "MEZE" prostřednictvím omezovače. Po příchodu signálu "HP" se regulátor přepne do "TPO - It". Po dobu působení signálu "X7P" cnižují regulátory výkonu výkony obou turbogenerátorů (TG) rychlostí 1 Po ukončení aignálu "HP" zůstává "TPO - R". Volbu režimu a změnu výkonu lze provádět okamžitě bez kvitování signal i z a c e "ITÍZKá PARAMETRY". 5/ Vé stavech "OMEZEIÍÍ Um

" , "HÍZKá PARAiffiSTRY", "Z^SAH

max OGHIiAlí", se automaticky snižuje hodnota ručního zadávání, pokud nezíská prioritu na výběrovém členu CTiT 4. 6/ Jbou-li otáčky TG 4Ĺ 100 ot/min,, je blokováno ovládání měniče výkonu z BD. Snižování výkonu na Ié mez (80 %): - nedošlo-li k přískoku čtvrté MIČ, při průtoku odpovídajícímu zapnutí čtvrté napáječky, Pozn.: Signál "Nízké parametry" pracuje ve všech režimech práce regulátoru. Snižování výkonu na II. mez (30 % ) : - neprovedení přískoku druhé dvojice KÍ 1 | 2 při zvýšeném

- 203 průtoku kondenzátu za KČ 2° ^ 550 t/h, nebo výpadek druného běžícího páru KČ - nedošlo k zapnutí třetí úítä při průtoku odpovídajícímu zapnutí třetí ElíS. Snižování výkonu na III. mez (30 %) TVER: - ztráta buzení V chodu musí být vždy min. 2 čerpadla. Při výpadku jedné napáječky ze 2 pracujících a neuskutečnění záskoku musí operátor ručně spustit další napáječku a podle možnosti navolit rezervu, nebo musí odstavit blok* Při najíždění bloku mohou být pracovní napáječky spouštěny ručně z BD nebo automaticky. Dvojice 1. a 2. napáječky bude spuštěna vady ručně z BD, a to při zvětšení celkového mnoistvi napájecí vody na výtlaku havarijních napáječelt na 15,7 kg/s (60 t/h) 3. napáječka p..i zvětšeni celkového množství nad 494,4 kg/s (17^0 t/h) 4. napáječka při zvětšení celkového množství nad 78S,1 Jsg/a (2830 t/h) Odstavení napáječek p ř i sníčieni množství napájeoí vody pod danou mez se provádí ručně z BD. j.Jři AZR se zaoíná a současně s rezervou zaskakuje (nabíhá) i EiTO, která pracuje v automatice přískoku od vyššího ranožství napájecí vody. P ř i aktivaci AZR tedy dochází k současnému naběhnutí dvou EWČ z důvodu zvýšení spolehlivosti AZR. V případě úspěšného záskoku obou WÉÔ obsluha odstavuje ručně tu klíč, která zaskakuje jako "pomocná rezerva". (Sllfi pracují v automatice zapínání od vyššího průtočného množství napájecí vody,) P ř i navolení ENČ do rezervy automaticky nabíhá předmazávací Čerpadlo u tét

- 204 aiínek pro vypnutí předmazávacího čerpadla oe -zpožděním 20 sec po najetí EHČ (platí pro všechna predmazávací čerpadla B N 5 ) . Pii poklesu tlaku na výtlaku E1IÔ pod 5,6 MPa je blokováno otevírání reg. armatur na napájecích hlavách PG. Dvojice 1, a 2. napáječky bude odstavována vždy ručně P*i aňízení množství napájecí vody na 16,7 kg/s (60 t/h). Kromě toho se napáječky odstaví od ochran. Rezervní napáječka ae spustí automaticky v případě havarijního odstavení běžící napáječky (tj. havarijním vypnutím z místa, elektrickou poruchou nebo technologickou oonuLchou, odstavujícími pracující napáječku). Od impulsu spouštění najede elektromotor po splněni od» blokovacích podmínek. Najetí blokuje: 1/ uzavřená príslušná šou^átka na sání (musí být otevřena alespoň jedna větev)(H 403, H 404) 2/ hladina v napájecí nádrži menší než hl. č. 2 3/ minimální tlak mazacího oleje 0,1 jtfPa 4/ minimální tlak deini-vody před M Ô 0,15 5/ otevřené příslušné šoupátko min. obtoku 6/ souoátka na výtlaku ENČ otevřena. Tlak ve výtlačném kolektoru EKS niäší, než 5 MPá výběrem 2 ze 3 7/ působení technologických ochran ^IíS. Z provozu je napájecí čerpadlo odstaveno těmito ochranami: 1/ min. tlaková diference mezi sáním a za 1 napáječky 0,44 HP s časovou prodlevou 5 sec 2/ min* hladina v M (hladina č. 1) 3/ minimální tlak mazacího oleje 0,03 MPa 4/ minimální tlak demi-vody pred isiJÔ 0,15 MPa 3/ maz. teplotní diference mezi síním a potrubím od vyrovnáva-

- 205 čího zařízení a časovou prodlevou 5 sec (dosud nerealizováno) 6/ min. tlalc chladicí vody pro chlazeni iíč 0,05 M?a 7/ max. teplota oleje před JiTíS óO°0 8/ pokles tlaku napájecí vody v hlavním napájecím kolektoru /EM.) pod 3,9 Ivlra při otevřené regulační armatuře na vý•tlaku 31IČ 9/ elektrické ochrany. Možnost výpadku všech pracujících KČ je u bodu 2, 4,8. 2*2. líaoájecí hlavy ?G Výtlaky LUČ a havarijních napájecích čerpadel (HUČ) jsou zaústěny do hlavního napájecího kolektoru ( M ) , odkud je napájecí voda rozdělována přes jednotlivé hlavní (velké) a obtokové (malé) napájecí traay do príslušných parogenerátorů. Pro jeden reaktorový blok je instalováno 6 parogenerátorů, z nichž liché jsou napájeny a jednoho pulkolektoru IET& a sude jsou napájeny z druhého pulkolektoru H1JK. 2,2.1. Hlavní a najižděcí regulátor hladiny v ?G Úkolem těchto

regulátorů je udržovat hladinu napájecí

vody v jednotlivých parogenerátorech na nominální úrovni 2*105 nuu i

50 mm.

Hlavní regulátor hladiny napájecí vody v PG je nespojitý elektronický regulátor proporcionálního charakteru B nulovou trvalou regulační odchylkou, který zpracovává signály od třech veličin: hladiny NV v PG, průtoku 1TV do PG a průtoku páry a PG. V provozu je tento regulátor v rozmezí 70 - 100 /i, H n o m bloku. iíajíaděcí regulátor hladiny 1JV v PG je taktéž nespojitý elektronický regulátor proporcionálního charakteru s poloho-

- 206 vou apítnou vazt- u pracující

a trvalou regulační

odchylkou.

7 provozu se tento regulator využívá v rozmezí 0 - 3 3 .- H ' nom (v no kterých, provozních reaimech sž do 7 Š • H ). PO vymezení vůle vyaílaců polohy regul3wních servomotorů najíždšcích regulátoru lze konstatovat, äe provoz malých (nají^děoích) naoájecich hlav je dlouhodobě spolehlivý a pouze pro dooaľ-íeni ootimalize.ce provozu těchto najíáděcxch regulátorů byla na ŕG 2 2, blolcu provedena záměna stava j í c í h o táhlového Reírvomotoru za pohonný regulační servomotor typu MPI-í. Hlavní regulátor hladiny líV v PG má kromě j i ; zmíněných problsiaů v akčním členu (rozebráno dále) značně neurovnané poměry i v obl2.ebi regulačních v l a s t n o s t í a logických funkci. Zejména pak při výpadku kteréhokoliv z čidel (jak po stránce ,'jign^lu, tak i ?o stránce e l . napájení) hladiny nebo průtoků dochází k rozvážení regulátorů^ k následnému mylnomu/ vyhodnocení s t á v a j í c í s i t u a c e , což ve většině piípadů vede k poruäe na hladině HV v ?Q, a vzhledem k velíc/m číodávanya janoŽBtvjin HV do i3G, úzkému pásmu regulace a krátkým časům i k následnému v/osdku bloku, pricem- ústřední ani koncový člen tohoto regulátoru neumožňuji tuto nepříznivou s i t u a c i jakkoliv ř e š i t . Taktéž u hlavního regulátoru hladiny NV v PG 2 na 2. bloku Ji; Dukovany byla provedena u.lirada odvodního táhlového reg. servomotoru za pákový regulační servomotor *í?R. Podařilo se tak zvýBi.t dlouhodobý spolehlivý provos akčního členu tohoto regulátoru. 2.2.2. Akční členy hlavních a naji:1děcxch regulátorů hlecliny SV v ?a Tyto akční členy sestávají !!

eegulačních armatur '?destcovéla:

(a2 na i?G 2 - 2 .

bloku) z

provedení a táhlov/ch jed-

lofázov/ch regulačních servomotorů původn:. noveteicá dodávky. Spojení .aezi reg. armaturou a regulační ni táhlovýs eervolotorea bylo původně provedeno nrostrednictvím elementů a tvr-

- 207 deho dřeva, která b ly postupně zaměněny aa hliníkové menty. Tyto styčné soojovací

ele-

e leme-:: ty ;Í3ÓU vystaveny značné-

mu namáháni, k čemuií výraznou .neroL napomáhá iraouloní reži_j regulátoru hladiny HV v PG (e to i při ooti-iálncjaiji nactavení - via závěry EGU a ORGRisZ). Provoz bloku se třemi pracujícími I;l5 je z hlediska velikoati plukové diference na napájecí hlave (velká i maló) relativně n e j p ř i j a t e l n ě j š í . Heně p-ijatelný je tento provoz z pohledu zatěžování Eííä ne\ mezi pří pustne.t i a pohledu spolehlivého náběhu AZĽ.. Kiciaáně režim práce Elífi (via bod 2.1.) byl v oblasti ochran, blokád E automatik v maximální dosažitelné míre optimalizován; stejně oaic byl optimalizován (pracovníky ÉGÚ a ORGHSZ) i režim práce nespojitého regulátoru hladiny napájecí vod:; v PG. Pi;es všechna tato opatření lze však konstatovat, z e provozní spolehlivost akčních člena regulátorů hladiny v ?G, zejaána oři hladinách vjHconů větších ne2 35 # IT , a oři přechodových stavech bloku je v aoučasné dobe re'en-n jen provizorně. J e s t l i ž e totirí na začátku provozu 1. bloku docházelo k destrukci 300jek mezi regulačním v.servomotorem a regulační armaturou napáječ:.' hlavy průměrně 1 2 za 14 dní na kaadd a napájecích hlav, pak po zpracování technického řešení na zesíleni spojení mezi regulačním servomotorem a ref,. armaturou napájecích hlav dochází ke zmJ^éau. ocofcřebeni těchto spojek nejdříve aií po třech až čtyřech t/dnech. Ze s .lením spojek bylo dosaženo pouze dočasného řešeni, avšak úplné řešení bylo pouze odsunuto B branou, nebo? teHiěts pro vyrovnání s i l a momentů v napájecím potrubí bylo přeneseno takto částečně ze spojky na regulační (přímočarý, táhlový) servomotor, kfaer^ se v důoledku toáo nadměrně zahřívá, dochází k výpedku jeho e l ; napájeni a v některých případech i ke zničení. Z naznačeného popisu je zicjmó, äe provoz, kontrola a v nenoslední radě nlánovibá i operativní údržba jednotliv -ch

- 208 komponent akčních Členů regulátorů hladiny v PG je Sašově i kapacitně nanejvýš náročná a z hlediska dlouhodobě spolehlivého, bezrizikového provozu bloku ne zcela postačující. Z tohoto pohledu se j e v í jako nadějné d í l č í řešení, které bylo aplikováno na velké i malá napájecí hlavě PG 2 na 2. bloku JE D ukovaný. Toto d í l c i řešení problému spočívá v náhradě původních táhlových regé servomotorů za pákové typu MPIi s odstraněním původního zeapojkování. Od začátku nasazení (15.2*1986) až do dnešního dne je možno konstatovat zcela spolehlivý provoz t a t o napájecí hlavy bez jediného údržbárskeho zásahu. 3i Alternativy možného řešení spolehlivého provozu napájecího uzlu JS_Dukovany b_ t i 3.1» Provdat záměnu stávajících táhlových regulačních servomotorů ne "malé" i "velké" napájecí hlavě sa páková regulační servomotory :;ady MPR. Ilositel úkolu: ííiDU 3000, 4000 Spolupráce: v rámci IKHB í e r a í n plnění: 1. blok běhen v.,'měny poliva 1987 2. blok beheai GAR 3. blok běhe-a spouštění 4. blok v ráraci nor— laální d od cívky 3.2. Stočení oběžných kol E1TÔ a cílem oni j i t blok na výtlcku včetně snížení hodnoty závěrečného bloku EITÔ. ITositel úkolu:

SL

Spolupráce:

KDU 4000 v rámci IKRB

- 209 Termín slnení: 1. blok během GAR 2. blok během GAR 3., 4. blok v ráraci dodávky 3.3* Provést záměnu stávajících nespojitých .regulátoru hladiny NV v PG za tuzemská spojitá regulátory řady ílODIH se současným řešením logiky od výpadku jednotlivých čidel hladiny a průtoků vstupujících do regulátoru a a vyřešením kvalitativně lepšího ovládání a signalizace stavu jak regulátoru samotného, tak i stavu jednotlivých čidel hladiny a orůtoků pro regulaci hladiny iíV v PG. Prvotní dlouhodobé odzkoušení provést na napájecích hlavách max. 2 PG s možností kdykoliv se vrátit k původnímu řešení. IToaitel úkolu: EDU 3000, 4000 Spolupráce: v rámci IKRB Termín plnění; 2. blok (odzkoušení: BO 86 2 PG) v p.ípsdtí pozitivního výsledku 1. blok během 2.výměny paliva 3« blok během GAR 4. blok během GAR 3.4i Zvážit možnost záměny stávajících regulačních armatur napájecích hlav za tuzemské řady G 47125-^250 se současným zařazením tuzemských redukčních ventilů řady G 60125-5130 před regulační ventily s regulací bloková diference na těchto regulačních ventilech. Nositel úkolu: EDU 30C0, 4000 Spolupráce: v rámci IKTÚ3 Termín plnění: 19B7

- 210 4. Závěr Uvedená pr obi e;aa tiká je zahrnuta jednak v ůkclech, jimiž se EDU fc.p. p'ŕihlácilo k iniciativě MěV KSČ v Praze a praaskýeh závodů, jednak v iíkolech z plánu technického rozvoje EDU na období 8. i'LP a nakonec v úkolech, které budou řešeny v rámci internacionální KRB pro "Eacionaliaaci a inovaci rozhodujících funkčních celků JI Sukovaný a JE Bohunice".

- 211 POROVN&ÍÍ KONCEPCE JiS S BLOK? O VÍSO1IU 440 A 1000 Me. Ing. Karel Rupert, Ing. Jan Muric, .. . Ing. Alexandr Doležal - yýctavba elektráren Skoda, k.p. Praha Ing* Oldřich Janouš - ÚJV Řez 1, Úvod československo, tak jako většina c tátů, kryje svo*-'. ji spotřebu energie pomocí avých energetických zdrojů. Hlavním zdroj era pro výrobu elektrické energie a tepla áe v současná době hnědé uhlí a lignit. Vzhledem k omezeným zásobám energetického uhlí nelze již v SsUR zvyšovat těžbu uhlí, Poaadované přírůstky £;>/třeby je tedy nutné krýt z jiných zdrojů. Jako nejefektivnější zdroje se jeví jaderné elektrárny. Při budování sice vyžadují podstatně vyšší investiční náklady a r.delší dobu výstavby, což je dino rozsáhlým bezpečnostním systémem nutným pro bezpečný provoz jaderné elektrárny po celou dobu její životnosti, náklady na palivo jsou ale podstatně nižší než u elektrárny spalující fosilní palivo. Např. elektrárna o Výkonu 1000 W e spalující hnědé uhlí potřebuje plynulou dodávku cca 1000 tun uhlí za hodinu. Z toho plynou i velká náklady na dopravu paliva a zatížení dopravních kapacit. Spálením 1000 t uhlí za hodinu vznikne cca 6,10 m spalin (které obsahují kromě kysličníků uhlíku, dusíku a síry až 600 kg popílku) a cca 200 tun škvár?/, kterou je nutno plynule odstraňovat na sloaiště. Produkty spalování tedy ve značné míře znečiaíují okolí elektráren. Z celkových nákladů na výrobu elektrická energie pak vyplývá, 2e cena elektřiny vyrobené v jaderných elektrárnách je ve většině případů nižší než cena elektřiny vyrobená v klasických elektrárnách.

- 212 Požadavek zajistit bezpečný provoz jaderná elektrárny po celou doba její životnosti klade vysoká nároky zejména na výrobu zařízení. Proto bylo nutno osvojit a zavést do výroby nové materiály, nové způsoby tváření a tepelného zpracování, obrábění, svařování a navafování, kontroly atd. jak u be?prostředních výrobců zařízení pro jaderné elektrárny, tak i u jejich subdodavatelů. Hlavní výrobce a dodavatel zařízení pro jaderná elektrárny je koncern ŠKODA, který jiš dodal zařízení pro lO bloků JE o reaktory W E R 440, a to do MLR 4 bloky (JE Paks), do liDR 1 blok (JE Hord) a do ČS3R 2 bloky (JE V-2 v Jaslovakých Bohunicích), 3 bloky (JE Dukovany). V různém stupni rozpracování jaou dodávky dalších bloků a reaktory W S R 440 pro 1IDR (2 bloky JE Hord), PLR (4 bloky JE Žarnovice) a ČS3R (1 blok <E"Dukovany a 4 bloky JE Mochovce). Pro sekundární okruh jsou zajišfccvvtay dodávky zařízení pro tuzemské JE a je uzavřen kontrakt e HDR na dodávky turbin pro 2 bloky JE líord. Dále je v koncernu ŠKODA v růanám stupni rozpracována výroba zařízení pro 3 bloky o reaktory W B R 1000, První tlaková nádoba bude dokončena v r. 1987 a je určena pro export. První vyrobená turbina 1000 W a turboalternátor 1000 M/ jsou určeny pro 1. blok JE Temelín a s exportem těchto zařízení se uvažuje až od r. 1995. 2

•^j^yjsá^J^j^JBSĚ^.^^ls^yy^i

l~rP. JL AP2S.

Základním technickým problémem JE je odvod tepla z reaktoru. Tento problém je dán prioritním požadavkem spolehlivosti zařízení po celou dobu provozu JE a řeší ee snáze, když chladicí smyčka odvádí menší tepelrý výkon. Tato skutečnoat ovlivnila v;*voj tlakovodních reaktorů, které v počátcích vývoje měly větší počet chladicích snycek.

- 213 Reaktor W E R 440 má S chladicích sayček* Každou smyčku t^oří hlavní cirkulační potrubí (JG 500), hlavní cirkulační čerpadlo, hlavní uzavírací armatury a parogenerátor. Těchto 6 parogenerátord vyrábí páru pro 2 turbiny o výkonu 220 M e . Neregulovanými odběry páry je možno odebrat z každé turbiny až 120 M/t v teplé vodě při třístupňovém ohřevu vody ze 70°0 na 150°C; Ve vývoji je turbina umožňující odběr až 300 iůH v teple vodě při třístupňovém ohrevu ze 64°C na 128°C. Reaktor VVER 1000 má 4 chladicí smyčky. Každou smyčku tvoři hlavní cirkulační potrubí (JE 350), hlavní cirkulační čerpadlo a parogenerátor. Chladicí smyčka tedy nemá uzavírací armatury. 4 parogenerátory vyrábí páru pro 1 turbinu o výkonu 1010 Jfflfe. Pomocí neregulovaných odběrů lze z turbiny odebrat aií 893 Ml t v teplé vodě při třístupňovém ohřevu ze

60°c

na

U obou reaktorů je kompenzátor objemu připojen k jedné chladicí Eiayčce. J5 s reaktorem W E R 440 typ V-213 má jako bezpečnostní aystém pro snížení tlaku páry při "maximální projektové havárii" použit barbotážní systém (tav. "barbotér")» cosi je budova mokré kondenzace o rozměrech 20x30x40 m. Primární okruh elektrárny je umíotěn v hermetických prostorech (reaktorový aál není 3oučáetí těchto prostorů), které jsou spojeny kanálem a budovou mokré kondenzace, kde jsou ve 12 patrech žlaby naplněná 1400 t vody s kyselinou boritou o koncentraci 13 g/l. V případě prasknutí hlavního cirkulačního potrubí proudí pára spojovacím kanálem do budovy raokré kondenzace a je přiváděné pod hladinu vody ve žlabech, kde oři probublávání kondenzuje. Tento systém je dimenzován ta!:, že na straně páry tlak nepřekročí 0,15 MPa. ttníže-

- 214 tlaku v ostatních hermetických proctorecn zajišíuje sprový systém. JE a reaktorem W E R 1000 má celý primární okruh včetně šech systémů bezprostředně souvisejících s bezpečnou činnoo;í reaktoru a další zařízení, která mohou být zdrojem radioaktivity (např. sklady vyhořelého paliva, vzduchotechnické systémy apod.)» umístěn v ochranné obálce. Jejím úkolem je zabránit úniku radioaktivity do okolí elektrárny i v prípadě maximální projektové havárie, tj. při praskati hlavního cirkulačního potrubí Je 850. Ochranná obálka reaktoru W E R 1000 je v podstatě velká válcová tlaková nádoba o vnitřním průměru 45 m, s plochým dnem a kulovou kopulí, o celkové výšce 55 m. Je dimezována na vnitřní přetlak 0,4 MPa. Konstrukce ochranné cVálky je z před\jatého betonu a na vnitřní straně je opatřena hermeticko:., .'.echovou výstelkou. Za normálního provozu je v ochranné obáloe mírni'" podtlak. Železobetonová konetrukce plní funkci etínění a nese zařízení, která jsou v ochranné obálce umístěna* V kopuli je umístěn sprchový systém,který v případě havárie G únikem chladivá má za úkol snížit teplotu a tlak a současně nmýt látky, které jsou zdrojen radioaktivního záření. Ve stěně ochranné obálky jsou, kromě technologických průchodek pro potrubí a kabely, tři hermetické průchody. Dva joou určeny pro personál, třetí pro tranaport paliva a další nutná zařízení. V ochranné obálce je umístěn polární jeřáb o nosnosti 400/80/10 t. Pomocí tohoto jeřábu se provádí montáž reaktoru a při provozu elektrárny pak transport nezbytných zařízení. ObeBtavba kolem ochranné obálky má čtvercový půdorys o straně 66 m a výšku 45 m. Jedná se o nehermetickou zónu renktorovny, kde JGOĽL umístěna zařízení zajištující bezpečný provoz jaderné elektrárny.

- 215 3. Porovnání. .koAstrajcčního řešení reaktorů W ä R 440 a 1000 Dodávka zařízení kompletu reaktoru pro jadernou elektrárnu je rozdělena na dílčí celky - uzly, která jsou na stavba dodávány postupně v termínech daných harmonogramem montáže. Reaktorové zařízení W E R 440 je rozčleněno do 42 uzlů. Koncern Vítkovice dodává 10 uzlů, 32 uzly dodávají 3 koncernové podniky koncernu ŠKODA - k*p. ÍKD Blansko 1 uzel, k.i?. SES Tlmače 17 uzlů a k,p. škoda dlzen 14 uzlů. Těchto 14 uzlů vsak představuje cca 76 % finančního objemu dodávky kompletu reaktoru. Objem dodávky koncernu ČKCDA činí cca 98 %. Reaktorové zařízení VVER 1000 je rozděleno taká na 42 uzlů. Dodávku těchto uzlů zajišíuje pouze koncern ŠKODA k.p. SES Tlmače dodávají 24 uzly, k.p. ŠKODA Plzeň 17 uzlů a dodávku 1 ualu zajisíují oba podniky společně; 17 uzlů dodávaných k.p* ŠKODA Plzeň představuje přes 80 % finančního objemu z celé dodávky kompletu reaktoru. (Pozn.: Reaktorové zařízení tvoří vlastní reaktor a zařízení betonové šachty,). Zskladrií charakteristiky reaktoru jsou uvedeny v tab.l. Zvětšení výkonu ze 440 na 1000 lvlv/e nebylo dosaženo jen geometrickým zvětšením stávajícího zařízení, ale zejména rozsáhlou modernizací.

Již při výrobě kroužků pro tlakovou nádobu W E R 1000 byly pousity nové technologie výroby. Napěchované ingoty jsou děrovány dutým trnem, což zajiätuje téměř úplné odstranění nečistot ze středové časti ingotu a současně umošnuje zvýšené využití ingotu. Dále jsou používány ingoty o hmotnosti 195 tun (pro výrobu přírubového prstence víka a hrdlových

- 216 prstenců). Při výrobě tlakové nádoby reaktoru W E R 440 byla maximální hmotnost ingotu 135 tun. Další novou technologií výroby u hrdlových prstenců je vyhrdlování kovářským způsobem, cos zajišíuje lepší mechanické hodnoty této vysoce namáhané části tlakové nádoby. U tlakové nádoby reaktoru VVER 440 joou hrdla v prstencích vyvrtána a frézována a nakonec (na staveništi) jsou přivařovány hrdlové nástavce. Další odlišnost obou reaktorů je ve spojení vika a tělesa tlakové nádoby. Reaktor W E R 440 ná víko spojeno a tlakovou nádobou volnou přírubou, která GO šrouby M 140 x 6 zajisíuje těsný spoj. Ke spodnímu okraji příruby víka je přivařen anuloidový kompenzátor, který na niklové těsnící krouiíky p.5itlačují pomocné tzv. přítlačné šrouby ve volné přírubě. Anuloidový kompenzátor tak současně plní funkci zál • "úního těsněni. U reaktoru VVER 1000 není použita volná příruba. Součástí víka je pevná příruba. Vlastní hlavní šroubový spoj tvoří 54 šrouby M 170 x b a spoj je utěsněn dvěma niklovými "0" krouiiky. Materiál tlaková nádoby a víka je u reaktoru W E R 440 f.oc ocel 15Ch2iiíG?A, pro reaktor W E R 1000 je použita kvalitnější ocel lSCltéíMPA a pro 3 kroužky tlakové nádoby, která jsou v oblasti aktivní zóny, je použita ocel 33 zvýšenou čistotou 150h2ííLiI1AA. Přestože je aktivní zóna reaktoru W E R 1000 o více než 1 •. vyšší než u reaktoru VVER 440, je tlaková nádoba reaktoru W E R 1000 téměř o 1 m kratší* Toto zkrácení umožnila novr. koncepce regulační tyče a palivové kazety. Vnitřní části reaktoru Jsou to zařízení, která mají za úkol ustavit a upevnit aktivní zónu (palivové kazety) v tlaková nádobě a usměrňují tok chladivá reaktorem. U reaktoru W E R 440 ještě nesou čidla měření teploty a neutronového fcoku v aktivní zóně a vzorky materiálu tělesa

- 217 11 akové nácloby. Do ygítí^^l^^tí

-

j^eaktovo^ VVER

šachta dno šachty koš aktivní zóny blok ochranných trub vložená tyč.

Šachta je tenkostenný válec, který .ie svojí přírubou v horní č á s t i zavěšen v osazení príruby -lakové nádoby. V reaktoru je ustavena pomocí rozdělovacího nákružku mezi V3tupníai a výstupními hrdly a ve své dolní č á s t i je wedena 8 pery privarenými k S konsolám na stěně tlakové nádoby. V horní č á s t i , t j . mezi přírubou a labyrintovými -drážkami (v místě p r o t i rozdělovacímu nákružku) je ve stěně šachty Vyvrtáno cca 1300 otvorů, kterými odchází chladivo z aktivrií aóny. Ve stěně šachty jsou ozařovací kanály (6 dvojic), ve kterých jsou umístěny vzorky materiálu tlaková nádoby reaktoru. V äachte je upevněno dno šachty a kos aktivní aóny. l^achJby zabezpečuje rovnoměrný průtok chladivá pracovními a regulačními kazetami* V 37 ochranních trubkách jsou umístěny tlumiče, které zmírňují náraz padajících regulačních kazet při havarijním zastavení reaktoru. Dno šachty je sestaveno z horní a doliií perforovaná desky» která jaou spojeny válcovým plástem, jiíezi deelcami je 37 ochranných trubek. K válcovému p l á š t i je přivař-eno eliptické perforované dno.

3^j±täyní^jzpjx£ je nesen dnem šachty. Je oeataven z nosné deaky, válcového pláště, mezistěny o tvarované opěrné desky. V nosné desce je 312 otvorů pro válcové koncovky pracovních palivových kazet a 37 aestihranných. otvorů pro průchod regulačních kazet. Ke stěně válcového pláště je připevněna inezistěna, která tvoří vnější obrys aktivní zóny. Mezi periferními palivovými články a tvarovanou mezistěnou je vůle 3 &&»

- 218 Blok ochranných, trub upevňuje horní hlavice pracovních kazet, brání zvednutí dna šachty a koše aktivní zóny s pracovními kazetami. Jeho 37 ochranných trub současně chrání regulační kazety a vložené tyče pohonů před vlivem proudícího chladivá, Je ceetaven z dolní a horní perforované desky spojené 37 ochrannými trubkami, K horjií desce je přivaren válcov/ plaší s pružinovými bloky, které brání zvednutí dna šachty při všech provozních režimech. K bloku ochranných trub je pevně připojeno 216 trubek čidel měrení teploty a neutronového toku, které se v horní čácti soojují do 18 pouzder se svazky trubek vnitroreaktorových měření. XiSŠÄää.J'jA J e dlouhá 4800 ma a apo j uje pomoci bajonetových záchytů regulační kazetu s pohonem. K vnitřním částem reaktoru TÍER 1000 patří: - šachta - plaší aktivní zóny - blok ochranných trub. jSaqhta je tenkostenný válec dole uzavřený perforovaným eliptickým dnem, do kterého jsou uchyceny podpěry palivových článků. Stěna šachty je v úrovni výstupních hrdel perforovaná pro průtok chladivá. Upevnění a centrování šachty v tlakové nádobě reaktoru je obdobné jako u reaktoru W E R 440. Plaší aktivní zóny sleduje profil krajních palivových kazet a vyplňuje prostor mezi válcovou stěnou šachty a obvodem aktivní bony. Omezuje nežádoucí průtok chladivá a působí současně i jako stínění tlakové nádoby reaktoru. Je sestaven z 5 prstenců na celkovou výsku cca 3,5 m. Blok ochranných trub plní stejné funkce jako u reaktora VVBR 440. Konstrukčně se liší jen perforovaným pláštěm, který má za úkol uklidnit chladivo proudící z aktivní zóny.

- 219 Vnitřní části reaktoru WER 440 i WER 1000 jsou vyráběny z nerezavějící austenitické oceli O8Chl83ílOT.

U obou reaktorů je jako palivo použit oxid uraničitý U0 o . Obohacení je uvedeno v tab. 1; Základem palivových kazet je palivový proutek, který tvoří tablety UOp uložené v ochranné trubce - pokrytí ze slitiny Zr + l$Tb. Vnější průměr pokrytí je 9,1 ma. U reaktoru W E R 440 je palivová kazeta tvořena nosnou šestihrannou trubkou o tlouštce steny 1,5 ma a rozměru "na klíč!; 144 flakse kterou je pevně spojena válcová koncovka a hlavice. Kazeta obsahuje 126 palivových proutků. Regulační kazeta je složena ze dvou kazet - spodní kazeta je palivová a horní je absorpční. Palivová kazeta má v dolní Sáati připevněnu koncovku s tlumičem pádu (při havarijním odstavení reaktoru). V horní části je hlavice s bajonetovým záchytem pro zavření na vloženou tyč. Aktivní zónu tvoří soustava 312 palivových a 37 regulačních kazet. U reaktoru W E R 1000 je paiivová kazeta rovněž šestihranná a rozměřen "na klíc" 236 mm; Počet palivových proutků je 312é iíamxsto vnější šestihranné trubky tvoří nosný skelet 19 vodicích trubek zakotvených do dolní a horní noeié mřížky, !cteré jsou součástí válcové koncovky a hlavice kazety. Ha vodící trubky jsou v pravidelných intervalech upevněny distanční mřížky. Z 19 vodících trubek se v 18 pohybují absorpSní pruty svazkové regulační tyče. Středová vodící trubka slouží pro vnitroreakfcorová měření. To anaaená, že kterákoli kazeta může být uaiíatěna pod regulační tyčí. Reaktor W E R 1000 má jen jeden druh palivových kazet. Aktivní zóna je tvořena 163 palivovými kazetami. Svazkových řídicích tyčí je 61.

- 220 -

U reaktoru WER 440 zajišťuje pohon regulačních prvlců elektromotor. Kroutící moment motoru ae přenáší přes vřetenový mechanismus na reduktor* Pastorek na vý&tupním h ř í d e l i reduktoru pohání ozubenou tyč a tak mění rotační pohyb na l i n e á r n í . Hřebenová tyč se pohybuje v ose pohonu a je vedena vodícími a opěrnými kladkami. Ha dolním konci hřebenové tyče je bajonetový záchyt ke spojení a vloženou t y č í . Elektromotor je synchronně-reakční, rotor pracuje vchladivú a s t a t o r je od primárního okruhu hermeticky oddělen. Vinutí statoru má samostatný chladící okruh. Nad elektromotorem je eiólo ukazatele pcichy, které pracuje bezkontaktně na principu magnetické indukce (v soustavě cívek se p1 ohybuj e magnetické jádro, jehož pohyb j e svázán s pohybem regulačního orgánu). Tento zpri30b pohonu regulační kazety je dán j e j í hmotností, která č i n í 330 kg (včetně 120 kg paliva). U reaktoru WER 1000 je pohon zcela odlišné koncepce. Protože hmotnost svazkové regulační tyče je jen 25 kg, bylo možno použít lineární krokový motor. Pohyb regulační tyče zaj i š í u j e systum cívek, které prostřednictvím pohyblivých jader ovládají dva systémy západek. Jeden cyetém západek tyč přidržuje, druhý systém j i zvedá nebo s p o u š t í . Regulační tyč se pohybuje v krocích 20 inm dlouhých. "Při havarijním odstavení reaktoru je vypnuto napájení všechocívek, takže všechny západky tyč uvolní. Použití lineárního krokového pohonu oodstatnš snížilo v/aku horního bloku a způsob reguloce, kdy svazková ř í d l o í tyč se zasouvá do palivové kasety, způaobily, že celková výška reaktoru WER 1000 je téměř o 4,5 m nižší než reaktoru WBR 440.

- 221 Hlavní cirkulační potrubí Hlavní cirkulační potrubí reaktoru W E R 440 ňa Jo >500 a tlouatku oteny 32 mm. Je vyrobeno .z nerezavějící oceli, Kašdá ze 6ti chladicích smyček má hlavní uzavírací armaturu, která běhera SO e uzavře průtok chladivá amyčkou. Rt-ktor W E R 1000 má 4 chladicí smyčky bez uzavíracích armatur. Hlavni cirkulační potrubí má vnitřní průměr 850 mm, tloušíka stěny je 70 mm a vnitřní povrch je pokryt nerezovou výstelkou. Bezpečný provoz obou typů reaktorů je dán již vlastním konstrukčním řešením. Požadavky bezpečného provozu jsou plně respektovány v celém průběhu výroby i během montáže na staveništi. Z celé výrobní doby zax^zení jaderných elektráren připadá na kontrolní operace plná 1/3. Řada kontrolních operací se v průběhu výroby několikrát opakuje. Rozsahy kontrol a kontrolní metody jsou stanoveny technickými podmínkami. Pri kažčlJm plánovaném odstavení reaktoru z důvodu výměny vyhořelého paliva se provádí periodické kontroly tlakové nádoby a celého primárního okruhu podle stanoveného programu kontrol. Ha vyhodnocení výsledků těchto kontrol závisí povolení dalšího provozu jaderná elektrárny. Provozní bezpečnost jaderné elektrárny nezávisí jen na bezpečnosti technologického zařízení,a budov, ale také na pracovnících obsluhy reaktoru, na jejich kvalifikaci a schopnosti řešit nepředvídané situace. Jejich rozhodnutí a záaahy jsou díiležité ne^en. při vzniku a likvidaci poruchy, ale také pro kontrolu a údržbu zařízení, bezpečnoctní opatření apod. Dalším a neméně důležitým kritériem je fyzická ochrana jaderných elektráren. Jejím úkolem je ochrana celospolečenských zájmů před riziky, která vyplývají z možn.3'rch úmyclnýcL a zlovolných činů proti jaderným elektrárnám.

Počátky rozvoje jaderné energetiky v Československu jsou spjaty s výstavbou první čs. jaderné elektrárny A - 1. K jejímu spuštění došlo za 15 let od •; '. podepsání Sovětsko-čekoslovenské mezinárodní dohody o výstavbě této elektrárny. Reaktor elektrárny A 1 byl svýn konstrukčním pojetím zcela unikátní. li a přelomu 60. a 70. let v ranci řešení dlouhodobého zabezpečení adrojů elektrické energie přijaly členské státy RVHP, neži niaiž i ÔSSR, jednotnou sovětskou koncepci výstavby JE e tlakovodnírai reaktory W E R . S ohledem na zkušdnoBti získané z provozu reaktoru elektrárny A 1, bylo rozhodnuto vybudovat v koncernu ŠKODA výrobní základnu, která by zabezpečila výrobu a dodávky jaderně energetických celků typu W E R pro elektrárny budovaná v 3SSR i v členských zemích RVHP. Orientace výrobní základny na výrobu tlakov od ních reaktora si vyžádala značné nároky na zvyšování úrovně řídící organizátorské práce techniků, inženýrů i výrobních dělníků. Přesto, že v podmínkách čs. státu slibovat dříve přijatý program těžkovodního reaktoru na přírodní uran podstatné výhody, ukázalo se, že rozhodnutí přejít na tlakovodní program je s ohledem na vývoj a/ětové energetiky pro nás reálný a zajišíuje budoucnost nejen v naší snergetioe. T lakov odním reaktorem typu W E R byla zahájena nová e t a.. pa intenzivní výstavby jaderných elektráren u nás i v ostatních členských zemíoh RVHP.

- 223 Tab. 1 Porovnání základních chai

Tepel»ý výkon Hrabá účinnost elektrárny Tlak v primárním okruhu Teplota chladivá na vstupu/výst Průtok chladivá Počet chladících smyfiek/Js Vlastní spotřeba elektrárny max. obohacení paliva Objemový výkon aktivní zóny Vyhoření VýSka aktivní zóny Ekvivalentní průměr akt. eóny Hmotnost paliva - průměr palivového proutku - poCet proutků v Slánku - rozmSr Článku "na klíč" Hmotnost paliva v Článku PoCet Článků v aktivní zóně Počet regulačních orgánů Hmotnost regulačních orgánů Hmotnost tlakové nádoby reaktoru

VýSka

"

•

"

Celková výška reaktoru Průměr válcové části tlakové nádoby (vnSjSl) Hlavní přírubový spoj - poCet Šroubů - rozměr Broubů PoCet parogenerátorů Parní výkon Jednoho parogen. Tlak páry před turbinou Teplota páry před turbinou

L

.440 £ VVER 1000

Rocmfir

W A R 440

W E R 1000

MWt % MPa

1375

°C

267/295 43OOC

3000 33,0 16,0 289/322 80000 4/850

nr/hod -/mm

% % kW/1 MWd/t

31,8 12,25

6/500

6,8 3,5 86'

5,3 4,4

28000

110-115 4000C

mni mm t mm — mm kg — kg

2420 2880

3500 3150

42

66

obálkový

bezobálkový

9,1 126 144 120 349 37

9,1 312 236 405 163 61 25

t mm nun

220

323

11805 23400

10900 19140

mm

3840

4535

mm — t/h MPe

60

°C

330 (vč. paliva)

54

Ml40x6

Ml70x6

6 425 4,6 259

4 1469 5,864

275

WE R 440: 1. 2. 34. 5. 6. 7. 8. 9.

Tlaková nádoba Víko Volné příruba Šachta Dno šachty Koš aktivní zóny Blok ochranných trub Palivový článek Palivový Článek s regulaSní tyčí

- 225 -

W E R 1000: 12. 3. 4. 5. 6. 7.

Tlaková nádoba Víko Šachta Blok ochranných trub PléSt aktivní zóny Palivový Článek Palivový Článek se svazkovou regulafiní tyCÍ

<ŕ4S80

o

F

N>

- 226 PAR'ŕlí TURBIIíA K BLOKU WER - 1OOO Ing. J . Drahý, C 3 c , Škoda l e p . Plzeň Úvod V závode Energetická atrojírentví koncernového podniku 2koda IPlzeň byla zahájena výroba parní turbiny o výkonu 1000 iHW na G y tou páru, otáčky 3000 rain"* , určené pro jadernou elektrárnu Temelín v jižních Čechách- Počínaje rokem 1992 budou v této elektrárně postupně uvedeny do provozu celkem čtyři 1000 iflV bloky a jaderná elektrárna Temelín ae tak stane největší elektrárnou v Čeakoalovensku. Jedním z požadavků odběratele na turbinu bylo doaažení maximálního možného odběru tepla pro teplárenská účeiy při třístupňovém, reap,dvoustupňovém ohřevu topné vody pro centralizované dálkové vytápění. Konstrukce turbiny umožňuje následující maximální odběr tepla z neregulovaných odběrů turbinyl - 893 I'M při tříntupňovém ohřevu topne vody 15O/5O°C - 570 I-.1V/ při dvoustupňovém ohřevu topné vody 12O/6O°C. V jaderné elektrárně Temelín nebudou tyto maximální odběry využity> neboí požadavek na odber tepla z turbín táto elektrárny je podstatně nižší. Současně však konstrukce vysokotlakového dilu umožňuje další neregulovaný odběr při vyšším tlaku, který zajistí ohřev topné vody ve Čtvrtém ohřívacím atupni až na cca 180 C pro možnost budoucí výroby topné páry, dopravované pomocí turbokompresoru na místo spotřeby. Optimalizační řešení prováděná v průběhu práce vedla k řadě změn oproti původně navržené koncepci. Požadavek na kombinovanou výrobu elektrická energie a tepla byl hlavní příčinou přechodu od původně p&titěleriovs konstrukce ^ur'Jiny (B vysokotlakovým dílem uprostřed) na čtyřtč.Lecovou trubi-

- 2'27 nu. Možnost použití klouzavého odplynení při vyšším tlaku cen 1,1 MPa vedl ke zvýšení počtu nízkotlakových ohřívacích stupňů z původních třech na čtyři a naopak ke sníäení počtu vysokotlakových ohřívacích stupňů ze dvou na jeden.

Turbonouafcrojí je konstruováno pro následující základní parametry: - maximální výkon parogenerátorů

1683*3 kg, a = 6050 t/hod)

- odpovídající průtok páry do turbiny

1526,3 kg.xT (= 5494,7 t/hod)

- výkon turbonouatrojí měřený n? avorkách alternátora 1Ó24 MW - otáčky turbonouctrojí 3000 min" s tlak adminní páry před rychlozávěrnjhiiii ventily turbiny 5,8 MPá - teplota nclmicní páry 273,3 C - vlhkoct adninní páry před rychlozávěrnými ventily 0,5 % - teplota napájecí vody 22(3,9 C - jmenovitá teplota chladicí vody 2x C Odběr tepla z neregulovaných odběrů turbíny - apecifické zadání pro turbiny určené pro jadernou elektrárnu Temelín: - odběr tepla při třístupňovém ohřevu topné vody 15O/65°C

306,1 MW

V obr. 1 je uveden zjednodušený odběrový diagram, a to jak pro případ maximálního odběru tepla (=MAX), tak pro případ požadovaného odběru z turbin pro jadernou elektrárnu Te:nelír\. Ukazuje závislost elektrického výkonu turbosouritrojí a tepelného výkonu pro dálkové vytápění, r> ;.o pro 3 různé výkony parogenerátorů (100 % - 75 "A - 50 ýó).

- 228 Požadovaný celkcvý počet atartů a zněn výkonu v době výpočtové životnosti turbíny: - startů ze ntudeného stavu 300 - atartů. po odstávce na 53 - 80 hodin 1000 - startů po odstávce na 8 hodin ' 600 - skoková anižení na výkon ivlaatní spotřeby a opětné rychlé najetí 150 - skokové změny výkonu o + 10 % jmenovitě ho výkonu 20000 - pozvolných monotónních změn výkonu v regulačním rozsahu 40000 - pozvolných změn výkonu v regulačním pásmu neomezeně. ^arní _t_ur_bina J-JOOOJ^jT Podélný rez čtyřtělesovou parní turbínou sestávající z dvouproudováho vysokotlakového dílu a ze třech dvouproudových shodných nízkotlakových dílů j e v obr. 2. Tlak mezi VT a NT částí byl optimalizován jak z hlediska tepelné účinnosti cyklu, tak i z hlediska termodynamické účinnosti NT dílu a byla zvolena hodnoto tlaku 0,79 MPa odpovídající naxinálnímu průtoku páry do turbiny. Je pousita škrtící regulace. Kaiidý ze čtyř bloků regulačních orgánů umístěných symetricky po obou stranách VT dílu, sestává z jednoho rychlozávěrného a z jednoho regulačního ventilu. V elektro-hydraulickém regulačním systému je použit regulační olej o tlaku 4,8 IviPa, konetrukce však umožňuje u dalších turbin přejít na nehořlavou kapalinu. Kaadý z obou proudů vysokotlakového dílu sestává z pěti stupňů, s patním průměrem celokovaného rotoru 1250 mm. První dva stupně v lcaadám proudu jsou umístěny ve vnitřním tělese, rozváděči kola dalších dvou stupňů jsou uložena v nosičích, rozváděči kolo posledního stupně je uloženo přímo v e vnějším tělese, Oba proudy mají shodné lopatkování. ^a vstupu páry do turbiny je ve vnitřním tělese vytvoien okružní ka-

- 223-

nál, do kterého vntupuje ostrá páre čtyřmi parovody 0 700 mm. Pro umožnění roztahovaní od rozdílů teplot je potrubí ve vnitřním těleae posuvně ulomeno, těsnění cpoje je provedeno speciálními těsnícími kroužky. Rozváděči kola jsou vyrobena z 13/á chromové oceli a pro onezení možného napadení korozí-erozí jsou cešroubována v dělicí rovině. Ze 13/0 chromové oceli je odlito též vnější a vnitřní těleoo. Oběžné lopatky všech 5 stupňů mají chodné profilování a joou odvozeny od základní "materské" lopatky, kterou je lopatka koncového VT eoupně a délkou listu 330 mm. Tato lopatka je zkrocována až na 120 mra u prvního VT stupně. Protože kažflá oběžná lopatka VT dílu přenáší průměrně 1000 kW, joou lopatky robustně dimenzovány, v^dy 3 lopatky svařeny do svazku proudem elektronů a v rotoru upevněny kolíkovanou vidličkovou nožkou. Bandáž frézovaná vcelku c listem lopatky jednak umožňuje svaření lopatek a dovoluje provént dokonalé radiální těonsní, s robustními těsnícími břity> umístěnými ve otatoru. Průtočná Čáat VT dílu byla řešena metodou C.U3 - dialogem mezi návrhářem a počítačem až do stadia kreslení výkresů profilu rozváděčích a oběžných lopatek a řezu turbinou na kreslícím zaifázení. Podrobnosti jsou uvedeny v závěrečné kapitole. Z VT dílu vystupuje pára spodem čtyřmi hrdly o 0 1400 im a dvěma potrubími 0 2200 mm vstupuje spodem do cfrou horizontálních neparátorů-přihříváků, umístěných oymetricky po stranách líT dílu, na podlaze strojovny. Je použito jeŕ'ioatupňové přihřívání ostrou parou. Z každého sepařátoru-přihríváku je přihřátá pára vyvedena třemi potrubími 0 1400 mm a zavedena z obou Gtran pod dělicí, rovinu tří ITT dílů. V těchto převáděl cích potrubích joou umiotěny dvojice rjrchlozúvěrných a záchytných klapek, kteří chrání turbinu proti nepřípustnému zvýšení

- 230 otáček při náhlém, odlehčení. Každé ze tří nízkotlakových těles je dvoupláštové. ?ro anaásí vyvedení odběrů je chodně odváděna pára za všech 3 těles, a to tak, se: - první odběr jo vyveden ze všech 6 proudů "£T čáíiti - druhý odběr je vyveden ze všech 3 "pravých" proudů - třetí odběr je vyveden ze všech 3 "levých" proudů. Svařováno vnější těleso spočívá mohutnými skříňovými patkami po stranách na základu soustrojí. Vnitřní těleso je vyrobeno kombinací ocelových odlititů a svařenou, k jeho plášti jaou ve spodku na vertikální oříruby připojeny skriňové konzoly, přeci které je pfenáaena váha vnitřního tělesa a kroutící moment na vnější těleso. Rozváděči kola jsou usazena do zesílených částí vnitřního tělesa, úprava věnců rozváděčích kol zajišíuje lepší odvádtní vlhkosti v průběhu expanze v místech neregulovaných odběrů páry. Ložiskové stojany jsou pevně uloženy na betonových ;?růvlacích mezi tělesy, v každám spojkovém poli turbiny je jen jedno víceklínová radiální ložisko, pouze VG spojkovém poli mezi turbinou a generátorem jsou dvě radiální ložiska (ložisko alternátoru je umístěno v jeho štítu). Ve stojanu mezi 7T •? VT částí je instalováno axiilní ložisko typu "Miche.ll". Vlastní ložiskové stojany jsou podloženy plochými broušenými výměnnými podložkami a opatřeny zvedacími arouby. Je proto možná bez demontáže 3tojanu provést výškové přestavení vyměněním podložek, Xento způcob uložení rotorové soustavy turbosoustrojí cpolu s vpředu popsaným uložením vnitřního tělesa dává předpoklad Ic minimálnímu ovlivnění provozu burbosoustrojí v případě deformace statorových částí.

• 231 NT roto^ svařovaný z kotoučů atálé pevnosti, má 4 stupně v každém proudu, první dvě řady oběžných lopatek Umístěny na společném kotouči stálé tlouštky. Patní průměry • jednotlivých stupňů se postupně zmenšují z 1850 mm u 1.stupně na 1750 min u 4» stupně. Bubnová část pro spojení jednotlivých kotoučů svařováním má průměr 1200 mni Zatímco oběžné lopatky prvních dvcu stupňů jsou upevněny v kotoučích kolíkovanými vidličkovými závěsy, u lopatek 3. a 4. stupně jsou jsou použity obloukové stromeČkové nožky. V rozváděcím kole posledního stupně jsou použity duté rozváděči lopatky, opatřené štěrbinami pro odsávání vodního filmu z povrchu lopatek. Oběžná lopatka koncového stupně má délku listu 1035 mm, Inímefc ol op a t kovaného oběžného kola určeného pro měření spektra vlastních frekvencí lopatek za rotace je v obr. 3. Před sahájením definitivního řešení turbiny byla realizována jednání a Leningradským závodem - LMZ, (který též používá u turbiny 1000 MW na oytou páru otáčky 3000 nin~ ) a cílem v Maximální možná míře integrovat konstrukci obou výrobců. V SSSR je \šak tato turbina řešena pro velmi odlišné podaínky při porovnáni a turbinou 1000 W podle technických podmínek č a. odběratele: - v klimatických podmínkách SSSR je uvažována jmenovitá teplota chladící vody 3tředně 12 °C, v ČSSR 21°C. Důsledkem je, že turbina LMZ je řešena pro jmenovitý tlak v kondenzátoru 4,0...5,5 kPa, turbina Škoda: 8 kPa. ilísto pďtitelcaové turbiny LMZ n výstupním průřezem 8 koncových stupňů ITT dílu 8x 11,3 = 90,4 m je turbina Skoda čtyřtělesová, s výstupním průřezem ô:: 9,65 = 57,96 n . - u turbiny LMZ \ue odebrat při třístupňovém ohřevu topné vody 70/150° max. 342 IM, u turbiny Skoda je max. odběr tepla 893 MW, v souladu s požadavkem odběratele.

- 232 Bylo proto možné sjednotit obě konstrukce pouze u závažných čáatí turbiny mimo průtočnou část. Řešili jome tuto možnost zakoupením know-how na: - regulační systém s tlakem regulační kapaliny 5 MPa od LMZ. Znamená to, že u turbiny Skoda budou použity regulační armatury (rychlozáverne a regulační ventily) provozně ověřené u turbin LMZ - radiální segmentové ložisko é 560 mn od Charkovakého závodu CHTZ. Statické a dynamické charakteristiky ložiska budou ověřeny na nove budovaném stendu v Ústředním výzkun? néra ústavu Skoda při vyšším zatížení. SJběsejní^jaroblémy^jpjarnícti_ JbiirJ&j^.elkých^jiýtoj^jQ

.sytou pái

Základním problémem u velkých parních turbin na sytou páru je volba otáček, t . j . "polovičních" nebo "plných". K rozhodnutí pro "poloviční" otáčky vedlo především v USA, kde má a í í kmitočet 60 Hz, několik důvodů: a/ obavy z přeběhů turboaouatrojí při náhlém odlehčení v důsledku „íoanoati prudké expanze kapalné fáze obsažené ve VT dílu turbiny, resp* v aeparátoru + přihřiváku b/ obavy z nsdměrné eroze lopatek turbiny při velkém obsahu vlhkoati ve VT dílu, reap, i v ITT dílu p ř i nesprávné funkci separátoru - přihřiváku. V další etat-í rozvoje jaderných elektráren přistupoval v USA i v Evropě další důvod: c/ rychlejší vývoj jednotkového výkonu reaktoru než vývoj rozn&rů lsonooveho ntupně turbin, který by vedl k použití většího počtu ITT dílů new č t y ř i u turbin na plné otáčky. Výhodou turbin na "poloviční" otáčky je právě možnoat anažšího zvládnutí uvedených problémů, neboí rotory lze di-

- 233 mensovat s ohledem ne značné zvýšení otáčok při přeběhu (např. o 25 %), erozi oběžných lopatek potlačit sníženL-n jejich obvodové rychloati a především lze teoreticky u půlotáčkové turbiny zvýšit - při dodržení modelové podobnosti výstupní průřez na čtyřnásobek v porovnání e geometricky podobným koncovým stupněm turbiny na plné otáčky při měřítku 1 : 2. Současně však je nutno uvést hlavní nevýhody turbin a polovičními otáčkami: při iděřítku 2 : 1 vyjdou geometrické rozměry rotorů a eta tor ůčfroj násobné a jejich hmotnosti onminásobné. Důsledkem je, že nelze použít celokovaná rotory, běžíně užívané ve stavbě turbin na plné otáčky, je nutno rotory bu3 svařovat, což vyžaduje opeciální technologii výroby nebo skládat je z hřídele a za tepla nasazenýcholopatkovaných disků. W£ rotory aají hmotnost nad 200 tun a průměr olopatkovaných disků koncových atupnů nafl 6000 EIEU To vylučuje dopravu rotoru po železnici a pokud n.Qal k dispozici vodní cesta, je nutno pro umožnění transportu demontovat oběšné lopatky např. dvou posledních stupňů před transportem, opět je namontovat v elektrárně - a v případě potřeby opravy rotoru ve výrobnín závodě realizovat tentýž postup oběiaa směry. Uvedené důvody způsobily, Že někteří přední výrobci v Evropě přecházejí u turbin výkonové třídy 1000 IvľvY na plné otáčky, téj. 3000 min" 1 /I/* Dalšín problémem je štěrbinová koroze-eroze, která je důsledkem působení mokré páry o relativná vysokém tlaku ve VT dílu turbiny. Dochází k "provrtání" těsněných rovin a nadmšrnénu opotřebení korozí celé průtočné části i telea turbin. Ukázalo ae, že nejlepším lékem proti tomuto jevu je použití nerezavějící oceli nejen k výrobě oběžných lopatek a rozváděčích kol, ale i celých těles. Dosažené výsledky jeou lepší než používání různých, technologicky náročných ochranných povlaků.

- ĚU Z hlediska tepelné ekonomie je nutno volit termodynamicky optimální tlak při přihřívání páry před NT dílem. Závisí na volbš otáček, např. při vstupním tlaku 6 MP& před turbinou je optimální tlak přihřívání: / 2 / - cca l...l,5 MPa u půlotáčkových turbin - cCa 0,5... 0,8 MPa u turbin na plné otáčky. U pč&otáčkových turbin je volba optimálního tlaku přihřívání anáze realizovatelná než u turbin na plné otáčky G ohledem na možnost zpracování příslušného isoentropického opadu v HT čáati turbiny. S ohledem na tyto podmínky a moänorít provedení prutoč . né Části mají půlotáčkové turbiny termodynamickou účinnost o 0,5*..1,5 % vyšší než turbiny na plné otáčky. Závažným problémem je táž řeaení neparátoru - přihříváku z hlediska koncepce (horizontální nebo vertikální), poč tu v návaznosti na počet FJ? dílň turbiny a korozních problému* Řeaení u různých výrobců je velmi odlišné. Porovnání turbiny ŠKODA 1000 W s turbinami této výkonové Až do konce roku 1985 byli známi čtyři výrobci turbin výkonové třídy 1000 MW na otáčky 3000 ajLn-1i - svýcaraká Brown Boveri - BBC (elektrárna Leibstadt ve Švýcarsku), / 3 / - západoněmecká Kraftwerk Union - KWU (elektrárna Trilo ve Španělsku) - sovětský Leningradský závod - UnZ (elektrárna Rovenskaja v SSdR), / 4 / - Skoda (elektrárna Temelín). Poaátkem roku 1986 byla publikována informace o pátém výrobci. Je jím anglická firma G.E,C, která uzavřela kon-

- 235 trakt na dodávku dvou plnootáekových turbin o výkonu 985 W pro elektrárnu Guangdeng v 5LR» /5/ Srovnání lze provést pro řadu parauetrů. á ohledem na skutečnost, ae jsme jednali s řadou výrobců o iaošností-nákupů, licence, získali jaae velmi podrobné informace, a to převážně pro srovnatelné, zadané podmínky tepelného cyklu, se separátory a jednostupňovým přihříváním. Jsou uvedeny v přehledné tabulce na následující straně. Lze z ní odvodit následující závěry: - pro tlak v kondenzátoru 8 kPa je rozdíl něrné spotřeby tepla prvních 4 výrobců v rozmezí +2,5 kcal/kWh, t.j. s ohledem na rozdílnost výstupních průřezů a na aalá rozdíly v teschématu je u všech výrobců prakticky shodná; - v provozu k datu psaní tohoto referátu je turbina 10C0 MW firmy B30 v elektrárně Leibstadt: - turbina Skoda je konstruována a umožňuje ÍBXÍT.'lni odběr tepla pro teplárenské účely. Jde o největší odběr tepla ve světové praxi stavby parních turbin z jediná turbiny; - i v ostatních parametrech konstrukčního charakteru lze turbinu Skoda zařadit do horní poloviny poradí (rozměr koncového stupně obr. 3» typ rotoru, počet ložieek). Závěr: parní turbina Škoda 1000 MW je plně srovnatelná c turbinami tito výkonové třídy předních světových výrobců, v nosnosti odběru tepla pro teplárenství představuje špičkovou úroveň ve světové praxi stavby parních turbin.

JDOU

V závodě Energetické strojírenství k.p. Škoda ve stadiu přípravy výstavby 3 pokusné stendy:

1. iTová experimentální turbina, ve lcter^ bude modelováno • proudění v jednoai proudu VT dílu v něMtku průtočné části 1 : 1.

I BBC

Výr&bce Země

Tlak vstupní páry

Švýcarsko /MPa/

VT + 3 NT

Počet těles Tlak v kondenzátoru /kPa/ Qélka lopatky koncového stupně /mm/ Maximální patní průměr NT rotoru/mm/ Výstupní průřez jednoho /m~/ proudu NT dílu Počet výstupních proudů NT Celkový výstupní průřez /m*V všech proudů NT dílů

Rok uvedení do provozu

BIO

950

5.75 VT + 3 NT

mu

2050

8,95

9,12

6 53,70

3 /kcal/ kWh/

NSR

1080 1610

svařovaný

Typ NT rotoru Počet ložisek na 2 rotory

Přepočtená měrná spotřeba tepla v kondenzačním provozu pro tlak v kondenzátoru 8 MPA

5,8

KWU

6 54,72

LMZ

ŠKODA

G.E.C.

SSSR

CSSR

Velká Brit.

5.88 vx • w r VT + 3NT

5.88 VT + 3 NT

1 ~£\i\l» . •

1000

1800 11,2.., 8,80

8* • .6 90,4... 52,8

VT + 3 NT

o,o 1085 1650 9,66 6 57,96

945

iSéo 7,80 8. • • o 62,4... 46,80

celokovaný

celokovaný

svařovaný

celokovaný

3

4

3

4

2537

2542

2470... 2540

1984

1986

1986

2545 1992

1992

I

- 237 Cíleni prací je ověření proudění mokra páry a účinnosti Ví dílu G možností následného zdokonalování přeměny energie ve Ví dílu turbiny, který ne podílí cca 50 % m celkovém výkonu turbiny. 2* V oVlJsfí Běchovice je ve atadiu výroby průtočná čánt modelu KT dílu turbiny v měřítku cca 1 : 5. Experimentální turbina je řešena c rozdeleným hřídelem, který umožňuje oodděiené atanovení charakteristik prvních 3 otupňů a koncového ITT otupne v podmínkách parametrů proudící páry ohodnyc'i s parametry ve okutečné turbině. Cílem výzkumu bude opět ověření úcinnooti NT dílu ( a oddělením charakterifitik koncového atupně) c iaoaností následného zdokonalování pro další turbiny 1000 IäW. 3. Stend pro výzkum dynamického chování avazlcu přihříváku z hlediska interakce ovazku G proiidícira mediem. Cílem prací je potvrzení teoretických předpokladů o dynamickém chování svazku přihříváku. Další oblant prací bude zaměřena na zdokonalení tepelného cyklu zařízení, zvýšení korosní odolnosti sekundárního cyklu, zdokonalení diagnostických metod sledování 2ařízení v provozu a j* Konstruování průtočné části VI dílu turbiny a nodporou počítače Státnímu výzkumnému ústavu pro otavbu strojů byl zadán úkol: ve cpolupraci a výrobcea trubiny - využít výsledků dlouholetého teoretického a experimentálního výzkumM proudění mokré páry a zpracovat komplexní výpočtový poatup při řešení průtočné čátjti VT dílů, vybudovaný na dialogovém režimu mezi konDtruktírem a aamočinným počítačem /ô/. Postup je programově založen xxa cu.-dulové koncepci, kde jednotlivá moduly ae opojují v programové bloky, rosící dílčí problematiku. Mezičlánkem bylo vytvoření banky vypočtených hodnot, v níž JĽOU uloženy

hlavní vypočtená výsledky., lyto mohou, byt předávány jako vstupní údaje clo dalaích programů. Postup odpovídá svojí strukturou oyetéjiLŮiu, označeným. v zahraničí CAD (Computer Aided Deoign) a CAĽ. ;Couputer Aided Manufacturing-).. Umožňuj 3 Icons brulctériv-návr'iári vyřeš i t ve velicí krátké době radu alternativ průtočné Č^uti,. svol i t optimální variantu, vyhotovit pro ni na jcrealícÍĽ. zářízon í technickou •dokumentaci dílčích elementů průtočné uliati a nakreslit řez turbinou. Dále dává jio^noat vyhotovit ř í d í c í páaky pro HO obráběcí, stroj a vyrobit kovový model l i a t u lopatky. Pro řešení .raají zácadní vyanan č t y ř i bloky 1. Blok programů pro generování geonetrio průtočná o...rjti:. Při stanovení dálky lopatek se ř e š í rovnice r a d i á l n í rovnováhy v isezilopatkových íesech, Pro jednotlivá ntunno oe zadávé'.: průtočné mnoaetví, rozdeloní sntnlpickyc>, r^pádů, patních reakcí a odběrů, páry,, Dále se zadávají s t r a t y v rosvádšeť-ch a v obeäných lopntkácli v p5ľGhi?áfcé páře. korekce na přítoonoot kapalné fáso 0 narsa Jcapck na lopatky, i-ozloäení výstupních, úhlů. proudu na paťaía řesu rosvádšcich 0 oběaných lopatek;, aákon "aborconí" oběžných lopatek 0,, • R «= f (K), rejjp. výctupního úlilu proudu po radiále., Konečně c,e z-od.-xvi; geometrie těsnění rozváděčích kol a obežných lopatek, oijove vzdálenosti výpočtových řesů a p c tni praaěry průtočná cá.^íi v těchto řezech. Výpočtový postup umoHnuje fefiení oorlnincapaovoiic 'v'.. dílu. Vstupní parnnotry prouoovjtih polí do i^droťl.±yýc;i stupňů ao,iou být bur konstantu:', po radiálo nebo áoiou odpovídat výstupnr'n paruinetrůin z ? .'tic':házetiíoiho ntupxi«« Soti1 Čáotí výpočtu je urči e ní rozborů vodr.ľ'.ch krmiče :, vz.;ikejx-

- 239 cích v mokré páře na odtokových hranách rozváděčích a oběžných lopatek. Pro další výpočty aerodynamické, pevnostní a dynamici i ké* je nutno definovat geometrii rozváděčích a oběžných lopatek. Huní být splněny optimální podmínky pro realizaci proudového pole, které se vypočte řešením nepřímé úlohy. Po&tup je zaloiáen na výběru osvedčených lopatkových profilu pro základní řezy, jejichž geometrie je uložena v databance (katalogu profilů). 2; Blok programů pro optimalizaci průtočné části P zkompletování alternativních geometrií průtočné části ae vyšetřují jednotlivé varianty programy* zahrnutými v bloku programů pro optimalizaci. Je využito výslečků experimentálního výzkumu v parním tunelu, pro který je mokrá pára získána expanzí v předřazené parní turbině. Struktura takto vzniklé kapalné fáze ae svými parametry velmi podobáotruktuře kapalné fáze ve okutečné turbině. (V současné době je výzkum na této trati z-aměřen na vyšetřování energetických ztrát rozváděčích a oběžných lopatek v :přehřatá i v mokré páře, dříve se p-sváděl dlouhodobý výzkum kine tiky kondenzace v dýzách a v lopatkových mřížích a vyšetřoval se transport kapalné fáze o jemnou strukturou na obtékané povrchy) * Proudové pole se v programu předpokládá v obvodovém směru osově souměrné, stacionární, respektuje se stlačitélnost a vliv vazkosti je samostatně sledován v mezních vrstvách. Je možné vyšetřit i případy proudění teroodyna* micky nerovnovážné mokré páry s respektováním kine tiky kondenzace, • Jsou zahrnuty výpočtové postupy: , .,,, . • oj turbulentní transport kapalné fáze na obtékané povrchy IV typoôet paŕaaefcru jednofázové nezní vrstvy integrální

- 240c/ iapakční separace kapalné fáze v zakřivených Jkpatkových kanálech d/ trajektorie kapalné fáze v průtočné části, a výstupem výpóctéiiýoh hodnot na tiskárnu i na kreslící zařízení ě/ eroze obSaných lopatek (v závislosti na hodnotách dopadovó rychlosti kapiček né náběžné hrany oběžných lo- . patek). Programy pro pevnostní a dyaaaické výpočty oběžných lopatek a pro pevnostní výpočet rozváděčích kol umožňují provéot výpočet statické napjatosti v lopatce od přenášeného výkonu a od odstředivých sil # rozkroueení lopatky, výpočet vlastních frekvencí a tvaru kmitu volných lopatek i svazku lopatek. Při výpočtu rozváděčích kol byla .použita metoda konečných prvku* 3. Blok programu pro grafický výstup Tento blok obsahuje soubory programů pro vykreslení vypočtených hodnot ve formě diagraaů a progrmay pro vyhotovení technické dokumentace vybraných detailů průtočné části se zaměřením na rozváděči a oběžné lopatky. Je vyhotoven výkreo sestavení pre f ilů, pro řezy lopatek vykreslená na výkresu seetavy se vyhotovuje technická dokumentace lopatkových profilů. Obsahuje výkres a kóty geoaetrie lopatkového profilu, tabulku souřadnic profilů a hlavníhodnoty profilu, t.j, plocha, momenty setrvačnosti a poloha hlavních es profilu. Program umožňuje též kreslení řeeu celé průtočné části turbiny v libovolném měřítku, včetně samostatného vykreslení jednotlivých stupňů, V obr. 4 je kreslícím eařísením nakreslený řez VT dílem turbiny (kreslení trvá cca 30 minu$ šrafováiií též 30 Minut).

. Q.41 -

Blok programů pro technologický výstup Konečným produktem komplexního výpočtového progra mu je vyhotovení ř í d í c í pásky pro NG frézovací s t r o j , na níž oe vyrobí r.iodel l i s t u lopatky. (Vlastní výroba lopatek se rôalizuj© na běžných kopírovacích frézovacích s t r o j í c h ) . Soubor je dimenzován na 100 řezů. prof i l u . 7 obr. 5 je tímto způsobea vyroben l i s t lopatky koncového stupně VT dílu turbiny s délkou l i s t u 330

LITERATURA

- 242 -

/ I / Drahý, J . : Die 1000 W - Sattdampfturbine a i t -Heizdaapfentnahme der SKODÄ-Wérfce Plieni - Energetik, 34 Jgi* H.7, s i 245-249 / 2 / Hotooon G»> MuSCroft J . : Design of large ateam turbines for PvTR pc^eŕ s t a t i o n a , - GEG Engineering, 1984, Ko* 2 , s. 3-Ú / 3 / Stcilder P^Gi, Aôoraán^HÄé: Erfahrungen b e i der Itíbetriebcetz.ung aeo KernkraftwerLO ľ.eitúŕQdt/3"ihweizi - Referát ns kongresuVGB "Kraftweŕke 1985" /4/ Ryákov V.K. a d a l š í : Paroyaja turbina K - 1 0 0 0 - 60/3000 LMZ dlja AES. - Teploenergefeika; / 5 / Ii 250 lá Power s t a t i o n project i n China. - GEC Review, Vol. 2> 1986, Ho* It &• 63 /6/ Valha J . i Počítačové konstruování průtokových č á s t í parních turbin. - Sborník r e f e r á t ů aeainare ••Hávřh lopatkových strojů s využitím p o c í i a č e " , SVÚSS fiechovice, 1985, s* 21-46*

Text k obrágk&ni

- 243 -

Obr* 1. Zjednodušený odběrový diagram turbiny 1000 Wl, Jsou vysnačeny údaje pro maximální odběry /MAX/ a pro jadernou elektrárnu TEMELÍH P e l • elektriolťý výkon Pfc s výkon teplárenského odběru Mpg s výkon parogenerátorů Q = hmotnost topné vody Obr. 2. Podélný řes turbinou 1000 M Obr. 3. Koncový stupen turbiny Škoda, délka listu oběžné lopatky 1085 mm Obr; 4* -Řei VTdíleiir turbiny spracovaný počítačem na kreBlícíra zařízení Obr. 5.

Výroba listu lopatky a pomocí řídící páeky na WC frézovacím e t roj i

P., IMW]

100

- 244 -

200

300

800

P( IMW] Obr, 1

ObP. 3

Obr. 5

JADERltó TBfLiHENíJTVÍ Ing. Jan Knppel, Ing. J i ř í Valášek, C S c , Energoprojefct

Praha

a

l i 2í2^i2íií íi^5 vyvedení tepla z jaderně energotickýcl^sdrojů

Současný atav t e p l á r e n s t v í , reop. centralizovaného zásobování teplem v ČSSR je charakterizován existencí řady aouotav, kter.: se postupně zvětšují a eventuálně i propojují. Zdroje tepla v těchto soustavách pracují na bázi fosilních paliv. Vzhledem k omezení dostupnosti těchto paliv i z nutnoati omezit ekologické důsledky j e j i c h spalování je nutno orientovat další rezvej centralizovaného zásobování teplom na jaderná zdroje nejen pro d a l š í nárůst potřeby tepla ze soustav, ale i pro vytěsňování u r č i tá č á s t i fosilních p a l i v . Tato orientace znamená využít v první řadě možnost dodávok tepla ze zdrojů, které jaou j i ž provozovány nebo stavěny, a samozřejmě táž ze zdrojů, jejichž výstavba se připravuje é Potřeba využití těchto zdrojů pro dodávku tepla je tak významná, že otázka návaznosti využití jaderného zdroje pro dodávku tepla GQ stává i jedním z rozhodujících k r i t é r i í pro jeho lokalizaci* Obecně je třeba ř í c i , že ČSSR počítá s dodávkou tepla jak z jaderných elektráren, tak i z jaderných výtopen. U jaderných elektráren'ee přitom počítá se získáváním tepla pouze z neregulovaných odběrů t u r b í n . I když budo zásadně dávána přednost dodávco topic formou horké nebo teplé vody, nelze vyloučit potřebu dodávky páry, jak v některých případech zásobování oblastí D j i ž vybudovaným parním rozvoden, tak zejména v případech dodávky průmyslové páry. Po posouzení alternativních řešení dodávky páry z JE orientuje se ČSSR v poslední době v pří-

- 249 pravě na dodávku páry vyráběno expanzí horká vody a následne komprimované na potrebný tlak. 1.2 Záaady řešení vyvedení teola z JE V7ER 440 Vahledcm k tcmu, že nový pohled na využívání jaderných zdrojů, t . j . jejich použití i pro centralizované záuobování teplom, se začal v GtiSR uplatňovat teprve nedávno, došlo k tomu, že se u prvjiích jaderných elektráren s bloky WER 440 původně s dodávkou tepla nepočítalo, konstrukce j e jich zařízení nebyla tonuto požadavku přizpůsobena a pro dodávku tepla ae využívají možnosti stávajícího zařízení a konstrukce. Teprve u elektrárny Mochovce došlo k určitým konstrukčním úpravám, které zvýšily možnosti dodávek t e p l a . Maximální tepolný výkon, který je možni použitím turbín Škoda 220 i;IW vyvést neregulovanými odběry páry, je až 200 MV na jeden blok WER 440. Součaaný stav řešení odběrů tepla z jaderných elektráren v provozu a ve výstavbě: JE Jaslovaké^ Bohunice VI - 2 x _44_0_ Ml Předpokládá co vyrábět ve společné výměníkové s t a n i c i 280 M W v horké vodě o parametrech 150 /70 C a pro r e a l i z a c i dodávky tepla v páře se navrhuje termokompreae páry z esepaňdovaná horké vody na 0,16 MPa o výkonu do 131 W.

:3L Výměníková stanice je situována mino výrobní blok a dimenzována na celkový tepelný výkon 240 MW (120 Mvi/ z jednoho bloku) při parametrech oběhové vody 150/70 C. Ke každému bloku J D O U přiřezeny 2 ohříváky pro prvý stupen ohřevu, řazené paralelně, dohřátí na konečnou teplotu 150 C se provádí u každého bloku v jednom ohříváku - páru pro dohřev oběhové vody lzo odebírat z jedné z obou turbín bloku.

- 25C

-

JE Dukovany, 4 x 44O_. JJW Pro zajištění odběru, tepla v horké vodě bude v první etapě u každé turbíny instalována 3-stupňová výměníkové stanice (III., IV. a V. neregulovaný odběr). Tepelný výkon výměníkové stariice, přiřazené ke každé z 8 turbin, bude 65 MV při paramotroch oběhové vody 143/70°c. Ve druhé etapě se uvažuje a doplněním výměníkových stanic o další ohřívací stupen (VI. neregulovaný odběr), číma jejich tepelný výkon vzroste na 105 M při parametrech oběhové vody l6O/7O°c. Maximální dodávka tepla a. JEDU při provozu všech 4 bloků bude 840 USU, přičemž trvale (při provozu 3 bloků) je mošno zajistit tepelný výkon 630 M . V EDU bylo rozhodnuto instalovat dvouúčelové ohříváky výrobce IBZKG vzhledem k snadnější přístupnosti při výměně kondenzátorových trubek (při jednoúčelových výměnicích by docházelo k neúměrnému prodluž >ování odstávky při přitrubkování kondenzátorů a zvyšován^ pracnosti údržbárskych prací). Velké problémy přináší i umístění féerpacích stnnic oběhových čerpadel, včetně vyvedení potrubí tepelných napáječů na území elektrárny* ! x .440 W! Na rozdíl od shora uVedcných elektráren, kdo oe o odběrem tepla původně neuvažovalo, podařilo oe v EMO zvětšit odběrové hrdlo u III. neregulovaného odběru a tím v e větší míře využít tohoto odběru pro dodávku tepla. V první etapě se bude dodávat teplo v horké vodě o parametroch 13O/7O°G - u každé turbíny bude instalována 2-stupňová výměníková stanice o tepelném výkonu 90 M (III. a V.neregulovaný odběr). V druhé etapě budou výměníkové stanice doplněny o další ohřívací atupeň (VI. neregulovaný odběr) - tím se zvýší parametry oběhové vody na 150/70 G a tepelný výkon výměníkové stanice na 120 MdV. Při dispozičním řešení jsou problémy obdobné jako u JE Dukovany, t.j. umístění výměníků,

- 251 čerpací stanice a vedení pobrubí ne. území elektrárny. Radiační bezpečnost je řešena tlakovou bariérou mezi oběhovou horkou vodou a odběrovou parou, kontrolou* . radioaktivity oběhové vody i odběrové" páry a kontrolou těonocti ohříváků prostřednictvím hladiny kondenzátu topné páry a kvality kaokádovaného kondenzátu. !«3. Zásady řešení vyvedení t_epla z JE VVER 1000 - JE Temelín Technická řešení výroby teola v horké vodě jsou v podatatě stejná, at 3e jedná o bloky WJL'R 440 ífflř, kde jsou k reaktoru přiřazena 2 turbosoustrojí Škoda 220 MW, nebo o bloky W E R 1000 W9 U ktorých je použito jedné turbíny Škoda 1000 W. Určité rozdíly mezi bloky W E R 440 a 1000 MW jsou v přístupech k dispozičnímu irešení vyvedení tepla, protože až u JE typu W E R 1000 byl požadavek na vyvedení tepelného výkonu plně respektován již v oblasti plánovacích, studijních, predprojektových a projektových prací, zatímco u JE W E R 440 se otázka vyvedení tepla dodatečně řeší v rámci stávajících diapozic, navržených původně pouze pro kondenzační výrobu. V JE Temelín, se turbína 1000 MW řeší na maximální možnost vyvedení tepelného výkonu, což při 3-stupňovém ohřevu dělá cca 900 MW při parametrech 15770 C i Z hlediska potřeb p/.íaluané lokality lze tedy navrhnout odběr v rozsahu o až cca 900 MW, přičemž se vlastní turbosoustrojí nemění (hrdla zůstávají stálého průměru, mezi hrdlem a potrubím se použije redukční kus). Pro JETE se zatím předpokládá vyvedení tepelného výkonu 306 MW v horké vodě o parametrech 150/70°C z 1 bloku (celkově 918 MW - uvažuje se s rezervou 1 bloku). Kromě toho & e studuje možnost výroby páry z horké valy expanzí v míatě potřeby a s následnou kompresí na potřebný tlak pro zásobování parních rozvodů tepla v Českých Budějovicích.

- 252 Horkovodní výměníková s-tanice je situována do přístavku strojovny a její velikost ae v případě jiných lokalit může měnit v závislosti na pošadnvcíoh potřeby tepla, p^ičcaž dispoziční řešení strojovny nůuic být shodné. 1.4 ^s^áy_íeseai^yyQáQ_xíí_ .tepjLa g _j adorných výtopen V (ÍSSR se předpokládá využití sovětských zkušeností v oblasti výtopen především menších tepelných výkonů, t.j. 100 a 200 MiV. Jaderné výtopny typu AST j3ou určeny k výrobě horké vody pro účely vytápění a teplé užitkové vody pro bytovou sféru a průmysl* Podmínky pro jejich provoz a ekonomické vyuaití v soustavě centralizovaného zásobování teplem jsou zcela odlišné od podmínek pro provoz jadernj'oh elektráren v daných soustavách. Výpočty ukazují, ae tepelný výkon jaderné výtopny by z ekonomických důvodů neměl být vyšší než 50 ýo z celkové potřeby tepla celé soustavy v zimním maximu. To pak vede k dostatečnému využití jaderných výtopen 4500 až 5500 h/r, samozřejmě v závislosti na délce topné sezóny dané oblasti. K tomu je třeba dodat,že v našich podmínkách se poměr instalovaného tepelného výkonu v jaderných výtopnách k potřebě tepla soustavy v zimním maximu ještě zmenšuje n činí zhruba 30 % po dobu využití cca 5000 h/r. Z toho plyne, že jaderná výtopna musí spolupracovat v soustavě ještě s dalšími zdroji tepla s tím, že tyto zdroje pokrývají špičky, zatímco jaderná výtopna základ diagramu potřeby tepla. Uízké parametry oběhové vody (parametry terciárního okruhu 15O/7O°c) dovolují konstruovat nízkopotenciální vodovodní reaktor s integrálnín uspořádáním hlavního (primárního) chladícího okruhu se samotížnou cirkulací, kde výměníky mezi primárním a sekundárním okruhem jsou umístěny, spolu s aktivní zónou, uvnitř reaktorové nádoby. Odvod tepla z reaktoru při normálních provozních stavech je zabezpečován přes integrální výměníky, sekundární tzv. vlo-

- 253 zený třísmyčkový okruh a výměníky oběhové vody do terciárního sítového okruhu a ke spotřebiteli, přičemž tlak na ntrc.ně oběhové vody je vyšší než ve vloženém okruhu. Jaderné výtopny je nožné situovat do vzdálenosti cca 2 km od plánované hranice sídlištní zástavby územního celku, přičemž ochranné pásmo má poloměr 1 km. 2 #

?tepe,3;flé napajječe Palivoenergetická situace a j e j í výhled si vyžaduje doplnění výstavby jaderných elektráren v ČSSR dálkovou dopravou t e p l a , pro niž je nutno již v současnosti připravovat tepelný konzum i v l a s t n í řešení tepelných napáječů. Základním rozhodnutím o dálkové dopravě v ČSSR je vládní usnesení č . 240/1979, podle něhož dochází k převodu s t á vajících kondenzačních velkoelektráren na kombinovanou výrobu elektřiny a tepla v souladu s celosvětovou tendencí a doporučením Evropské hospodářské komise Organizace Spojených národů, aby se do budoucna s ohledem na úsooru paliva všechny erergetické zdroje staiřěly mininálne dvouúčelové (elektřina,te^•lo). Tím prakticky mizí rozdíl mezi elektrárnou a teplárnou,protože elektrárna voiJe ového prioritního účelu jako zdroje olek triny bude vždy současně sloužit jako zdrej tepla prc oblast v okruhu technicky reálneho n ekonomicky přijatelného dosahu tepelných napáječů, 2.1 Zá,s_a dy_ Jlálkp v é d o p r av v^_,t ej>la S dopravou teplonooné látky horké (od 110 C) nebo teplé (do 110°C) vody jsou ve světě i u nás značné zkušenosti o. uvažuje se na velké vzdálenosti (deeútky až stovky kilometru) zejména z jaderných a geoter:aálních zdrojů. V ČSSR j sou v úspešnom prevozu delší dobu tepelná napáječe se zdrojů tepla - tepláron vzdálených od místa sisotřeby tcnla z ekologických i jiných důvodů. Jejich délka od teolár-

- 254 ny po okr-g zásobovanoho mčsta měří mnoho kilometrů (běžný akční radius ně n t akých teoeIných síti Siní 10, 12 i. více kiloaeu-rů od zdroje tepla ve nectě po hydraulicky nejvzdálenějšího odběratele). Tak např. tepelný napáječ 2 x J3 350 z teplárny Dolní Suchá po okraj seata Havířova něří přes 4 kin (provoz od roku 1958)f tepelný napáječ 2 x Je 600 z teplárny Konořany do raše t n Moc t měří přec 6 ku (provoz od roku 1962), tepelný napáječ 2 2 Ja 500 % Koaořan do Litvínova 12 km a do Chonutova 19 kra - záoobování trojnestí teplem z jedné teplárny. Obdobně z kondenzační elektrárny Opatovice nad Labem, jejíž část již byla přestavěna n? teplárnu, ae záf3obují teplem . nšata Hradec Králová a Pardubice, jejichž okraje jsou od teplárny vzdáleny 10 kxi, tepelnými napáječi 2 ;c DII 500 (města leží na opačných atranácli od teplárny). V současné době 00 přenášený tepelný výkon každého z těchto napáječů zdvojnásobuje pří- .stavbou třetího potrubí Dlí 700 a dc budoucna se další zvýšení uvažuje výstavbou přečerpávací stanice na okraji každého raěsta. Ve výstavbě je tepelný napáječ pro zásobování teplen města Trnavy z jaderné elektrárny V 1 v JaElovckých Ľohunicích, v projektové přípravě je dálková doprava tepla z elektrárny Mělník pro zásobování hlavního meata Prahy tepelným napáječon 2 x DH 1200 v délce cca 30 km (Mělník - Třeboradice)* v předprojektové přípravo dodávka tepla z JELukovany přea 40 km do Lrna atd. Z hlediska jaderných energetických zdrojů přistupuje ve srovnání teplonosných látek vody a vodní páry k energetické principiální výhodnosti vody i její výhodnost z hlediska radioaktivity, nebot přirozený terciární okruh u vody jakc teplonosné látky je vsdy tlakovč vyääí než sekundární (parní) okruh. 0 ^eplonosné látce vodě pro účely nes takého zásobování teplen (vytápěni, větrání, teplá užitková voda) bylo ve svutS rozhodnuto již zr.čátken tohoto století,pouze historický vývoj v obdoV.í mezi světovými válkani nn území dnešní ČS8R zapříčinil, ŽG náne v provozu větší oočot městských parních tepelných sítí nes

- 255 kdekoliv jinde ve avětě. CLloavětová palivoencrgetická aituace a hlav.- o'akutečnorit, že se při teplonosné látce horké vodě vyrobí pro a 30 kWh elektřiny navíc na dodaný tepelný GJ než v případě teplonosné látky vodní páry, opravňuje k plánovité racionalizační přoatovbš stávajících mSctckých parních tepelných sítí na vodní (doba splacení vychází podle dosud provedených studií od 1 roku do 6 let), aby b^la piipravenost tepelného konzu&u pro širší nástup jaderných energetických zdrojů na přelomu atoleti. Při tom lze parní potrubí vhodně využít, jak jo uvedeno ve /3/. Z tohoto vyplývá, tendence stavět pro prúiiyslové odběratele čictě technologické páry místní zdroje a vytápění meat (i priliiyšlových závodů) do budoucna řešit dálkovou dopravou tepla, jak lze doložit příklady ze SS3R nebo příklady ze Švádcíke, Švýoflraka, Spolkové ropubllfcy SSnooka atd. 2.2 Technické řešení tepelných napáječů V ČSSR jo rozcah potrubí tepelných aítí zajištěn z donácídh dodávek běžné do DW 1200 a do tlakové úrovně 2,5 MPa (v Praze je v provogu f o palná oíí a potrubím DK 1000). Uzavír::cí armatury (šoupátkc) a oaové (ucpávkové) ko-nponzátory dodává SIGMA Dolní Benešov. Větší průměry potrubí (do Dlí 1400,event. Dii 1600) jnou i v ČSoR řešitelné ze aroubovicově svařovaných trúbok (Východoslovenské železiarne Košice) a již dnes lae oprávněna přoápokládat v uvedeném roztíahu tuzeaaké dodávky rr:.iatur (kulové uzávory) a ucpavkov/ch korapenzátorů. Oaové vlno : .vé kompenzátory ae v ČSSR vyrábějí zatín do DW 600 (Závody Vítězného únor? Hrndec Králové),ovšen z devizového ocelového plechu. Nejlevnějším provedením tepelných aítí v ČSSR z inveatičního hlediska je vedení potrubí na nízkých oloupeíoh tSaně nad zoraí (ain. 30 c;n od apodního okraje tepelné izolace k povrchu terénu), pro něž v posledních letech rnzíno výraa "pozeianí vedení".

- 256Oprávněnoat pozejiiiiího vedení pro tepelné napáječe je názorně patrne z cenového porovnání pro podmínky ČStíR: za stejný investiční náklad jako na podzemní (kanllové) vedeni je možné při pozemnín vedení realizovat dopravu tepelného výkonu 1500 až 3000 MW, zatímco při podzemním vedení (v neprůlozných kanálech) pouze 350 až 700 MW. Kro dálkovou dopravu tepla je nutno pozenní vedení uvažovat jako základní koncepci nejon z uvedeného investičního důvódu»ale hlsTUiě z hlodiaka prevozní apolehlivosti a rychle opravitelnouti, Pozenní vedení tepelných sítí lze stovebho provádět na společných podpěrách (pro přívodní a vratné potrubí), na canoatatných sloupcích (monolitických, prefabrikovaných, do vrtaných dar atd.) i na pilotách, pro něž je. výhodné používat moderní potrubní kalotová ložiska se součinitelem kluzného tření menším než 0,1 (výrobce Závody valivých ložisek Dolný Kubín), Záaadne je nutné používat O G O V O U kompenzaci teplotních dilatací potrubí ncjai a hledioka záboru zeměděiaké půdy (prootoru) a estetického, ale hlavně z hlediaka provozního. Osové kompenzátory představují vřazené (míctní) hadraulické odpory, které činí podle průměru potrubí 2 až 7,5 % z tlakových ztrát v přímen potrubí, zatímco ohýbané konpenzátory U za jinak otejných podmínek činí 19,4 až 70 %>. Při osové kompenzaci ne aoučacně uapoří 10 až 13 % trubek, uapoří oe tepelné izolace a cmíží ae tepelné straty. 2

«3 ^ačl-9J:\QJlýAQJ?-c:lflýpA. napaječů_ do kraj_iny.

Jednou z mála nevýhod pozemního vedoní je narušení atruktury krajiny a jejího celkového rázu. Řešení tohoto problému apocívá ve dvou základních otázkách: - vhodné traoování ootrubí v krajině v aouladu se strukturou krajiny a reliéfon,

- 257 - přiměřené začlenění potrubí do krajiny doprovodnou technickou zelení. Otázku vhodného trasování potrubí v krajině jo možné řešit jako aoučáat biologického plánování v krajině, která vychází z ekologicko-rfyziognomické typizace krajiny, stanovení biologické rovnováhy a ekologické regionalizaco* Nejdůležitějším podkladem bude druhotná struktura krajiny a atav biologické rovnováhy v krajině, které umožní stanovit hlavní záaady pro trasování potrubí v toiikterém ekologickém regiónu, případně typu krajiny. Takto bude nožné využít traau potrubí ko zlepšení struktury krajiny (za předpokladu, 2e bude mít doprovodnou technickou zeleň) zvýšenia podílu rozptýlené a pásové zeleně, vytvořením ekologicky vhodných koridorů mezi původními prvky krajiny a vhodným prostorovým rozdělením krajinyt Otázku přiměřeného začlenění potrubí do krajiny je možné řešit biotochnickými úpravami v souladu s charakterem trasy, reliéfom a strukturou krajiny. Je potřebné vypracovat vždy biotechnický projekt doprovodné technické zeleně, stanovit její základní proatorové (šířka, výška, vzdálenost) parametry* udělat typizaci zeleně podle druhu traay a typu krajiny* Pozemní vedení tepelných napáječů, reap, tepelných aítí tedy vhodným komplexním řešením začlenění do krajiny z architektonického i biologického hlediska (výběr živého plotu nejen vzhledově, ale i biotechnickými úpravami) nejen že nenaruší přírodní ráz krajiny, cle v mnoha případech nůše naopak přispět k jeho zlepšení, k zlepšení druhotné struktury a stavu biologické rovnováhy v krajině, proapět zvěři a ptactvu. Tak jako obecně pro tepelné sítě, pro dopravu tepla platí zásada, že -no B teplem nikdy noamímo vracet a máme jít prostorem Q C O největší tepelnou hustotou (ČSlí 3S 33'SO),

- 258 měla by jednoznačně platit pro dálkovou dopravu tepla zásada co nejkratšího vedení, co nejkratší trasy. Je to otázka nejen energetická (úspora tlakových a tepelných ztrát) a materiálová, ale i otázka záboru půdy, u e zcela jasné, že by to měla být přímka, resp4 trasa, která se jí co nejvíce blíží. 7 praxi jsou s otázkou vedení trasy aatím potíže, zejména se zemědělci a bohužel výsledkem nebývá vždy národohospodářsky optimální trasa, nebot v současnosti zemědělci aají pró avé ne;vždy oprávněné argumenty na pouoc zákon o ochraně zemědělské půdy a i vládní usnesení z roku 1982. 2 tohoto pohledu bude nutné v rámci resortu PMPE připravit příslušné materiály, aby se otázka trasování tepelných napáječů při dálkové dopravě tepla dostala na ste^-ŕ nou úroveň jako otázka zemědělská a aby výsledná (se zemědělci projednaná) trasa neměla větší zábor půdy, než projektantem z národohospodářského hlediska navrhovaná. Obecně nutno z hlediska závažnosti trasování nahlížet na dálkovou dopravu tepla minimálně tak jako na trasování dálniční sítě. 2»4 gkjjn^omieL .dálkové dopravy,, tepla Radiační bezpečnost obyvatelstva a hlavně potíže s výběrem staveniší pro velké energetické zdroje i deficit vodních zdrojů určují nutnost výstavby jaderných energetických zdrojů ve značné vzdálenosti od oblasti tepelné potřeby. To vyžaduje výstavbu tepelných napáječů o značné délce a příslušné zvýšení počátečních nákladů na tepelné s í t ě . Avšak tato okolnost ae nemusí uvažovat jako překážka rozvoje teplárenství z jaderných zdrojů. I při značné vzdálenosti zdroje tepla (teplárny) od hranice města jsou měrné náklady na t e pelné napáječe např. v SSSR 3 až 4krát n i ž š í než náklady na vytvoření palivové základny a příslušných komunikací pro dopravu paliva, potřebné v případě neteplárenského ř e š e n í .

- 259 Doprava tepla (včetně dálkové) není technickým pro; blémeia, nýbrž ekonomickým n pi i některých způsobech řešení též estetickým. ak již bylo ahora uvedeno, energeticky i ekonomicky je horká nebo teplá voda jako teplonosná látka výhodnější než vodní pára, Z tohoto pohledu lze přímo konstatovat,že pro dálkovou dopravu tepla je vodní pára nevhodná. Z uvedeného důvodu je v dalším uvažován?, doprn.va tepla (zejnéna dálková) pouze tcplonosnou látkou horkou nebo teplou vodou, která navíc jako jediná možností kvalitativní regulace (změna teploty podle střední denní teploty venkovní, ho vzduchu) umožňuje šetřit teplem ve velkém, Qentralizováné zásobování teplem odpovídá rozvojovému ameru, který ae již plně uplatnil a prosadil v různj/ch technických oborech, jako napřu, zásobování vodou, plynem, elektřinou. I zde dochází čím dál tím více k dopravě na velké vzdálenosti* Invoatiční náklady na tepelné aíta činí zhruba 35 i> z investičních nákladů na celou teplárenskou aouetnvu* Je-li ovšom zdrojem tepla pouze výtop.ic, je toto procento vyšší, ^nveotiční náklady na tepelné sítě ovlivňují i vadálunoot zdrojů tepla od zásobované obiasti% od centro konzumu* Zvšfeaování této vzdálenosti ae vady příznivě projevovalo na čiatotě ovzduší teplem záaobované oblasti, uraoaňovalo zpravidla i vhodnější výběr staveniště zdroja tepla, zejména z hledioka jeho napejóní na vlečku GSD i zdroj vody a odsun popílku a atruaky. Cona tepla, dodávaného obecně aouatavou centralizovaného zásobování teplo i, se skládá z výrobní ceny teple na pr-?iiu zdroje a z nákladů na dopravu teola od zdroje k odběratelům. Podíl nákladů na výrobu tepla eicc převažuje, Činí prumornš 85 %, avšak zbývajících průuěrných 15 % na dopravu tepla je významným podílem, který ae snaží odborníci atáie co nejvíce

- 260 snižovat. Dokladem toho jsou celé řady konstrukcí tepelných aítí v jednotlivých zemích} zejména různé druhy bezkanálových tepelných cítí. Háklady na dopravu obecně sestávají z nákladů na ener-» gii, jíš ae teplonosná látka dopravuje potrubími tepelné aítěf z nákladů na tepelné ztráty, z nákladů nt obsluhu a údržbu tepelné aíte, z nákladů na generální opravy a z odpisů příslušných investičních nákladů (podle vyhlášky federálního ministerstva financí č. 94/30 Sb. ze dne 17.6.1980 o odpisování základních prostředků, vydané ve Sbírce zákonů částka 24, činí roční odpisová sazba pro parní i vodní tepelné síta bez ohledu na provedení - podaenní, pozemní, nadzemní - vady 3,3 % ) . Podíl z celkových (100 ,i) nákladů na dopravu tepla, který je přímo úměrný investičním nákladům na tepelnou síí, činí asi 70 %, Uvedená čísla jsou pochopitelně hrubá, informativní pro vytvoření názoru, Je však z nich patrné, jak asi inveotiční náklady tía tepelné sítě ovlivňují investjční náklady na celou soustavu centrslizováného zásobování teplem i vlastní cenu dopravovaného tepla, rcsp» vůbec hospodárnost centralizovaného zásobování teplem. V dalším as tedy rozumí pod dálkovou dopravou tepla skutečně pouze doprava od zdroje po okraj zásobované oblasti a jako zásadní koncupce konstrukčního řešení tepelných napáječů se uvaíuje ÍV7. pozemní Ví'loňí, která je vůbec investičně nejlevnějším provedením tepelných sítí. Celkové provozní náklady na dálkovou dopravu tepla teplonoanou látkou horkou vodou 150/70 C a vliv využití maxima pro podmínky 3SSR při poze;nnír.i vedení podle shora stručně uvedených zásad (viz obr. 1 aa 3) vyplývají z následující tabulky č. 1. Rozborem hodnoti uvedenýbh v tabB č. 1 lze získat hodnoty tab. č. 2, které demonstrují procentuální vliv jednotlivých

- 2S1 složek na jenu dálkové dopravy tepla a zejnéna dokládají jednoznačný vliv ročního dopravovaného množství tepla (GJ.r ), reap, vliv využití maxima (h.r" ), 2 ceny na dopravu tepla lze ve vztahu k výrobní ceně tepla uvažovat pouhým násobením nožnou vzdálenost dálkové dopravy, anebo naopak z dané vzdálenoati a z potřebného ročního množství tepelné energie lze uvazovat o •reálnooti dálkové dopravy. Tyto úvahy jsou samozřejmě pouze pro první inforraaci, pro zíakání prvního názoru. Konečné rozhodovací je podstatně složitější, ne boč zde důležitou roli vedle technických a ekonomických otázek začínají cín dál tím více hrát otázky ekologie a vlaatního paliva. Tyto otázky zatím nelze ekonomicky jednoduše vyjádřit, ale jejich převaha v konečnén rozhodování v celém světě narůatá. Ekononii dálková dopravy tepla z jaderných energetických zdrojů (elektráren) lzo ohrnout zhruba do S základních činitelů: - ciěrné náklady na výstavbu tepelných napáječů

[

- doba vyušiti maximální dopravní achopnosti tepelného napa j o če _. r -i 1

In. [h.r- J,

- hydraulické ztráty vznikající při dálkové dopravě tepla

4 hl

[.MPa I ;

- tepelná z t r á t y opojené G dálkovou dopravou tepla

Qz

\'i®ij , re-spi. (i [GJ*r~ J »

- nožne•t zlepsoní čistoty ovzduší a ochrany životního proutředí oblaati zásobované teplem z dálkových zdrojů tepla; - úiožnoat náhrrdy drahých dovážených ušlechtilých paliv.

- 262 ÍĽI vyšší je hodnota ' • ^ t i n v ě t š i nuaí být dopravovaný tepelný vkon P,. > reap, roční dopravované množatví tepla Q- = P,.. 1 sn,, aby se kapitálová aloaka celkových dopravních nákladů co rejvíce potlačila. Rozhodující je hodnota Q , která určuje výši poměrných nákladů na jednotku dodaného tepla. V určitéra rozsahu je závioloat "^t^na průměru potrubí tepelného napáječe prakticky lineární

M-4, '- { CO)

avšak dopravní achopnoot přx téže rychloati proudění je funkcí kvadratickou r

H

Zvětšení průměru potrubí z 0,j na |)» tedy zvýší náklady z /%; f na "ťm Pz alt! dopravní fjchopnoat se zvětší

Hydraulické z t r á t y a roatoucín průjaěreu potrub?'. r e l a t i v n ě kieaají* ale náklady na čerpaéí práci presto vzrůobají, zatímco na tepelné ztráty klcaají. Hydraulické a tepelné z t r á ty p ř i teplonoané látce vodě ne jar u na sobě prakticky sávinlé (na rozdíl od vodní páry). Úbytek teploty teplonosné l á t ky jo při dálkové dopravě tepla f kdy oe jedná o relativně velká mnoaotvx tepla, prakticky zanedbatelný. Parametry oblaatnich teplárcnckých soustav Na tab. 3 jo uvedena pi'unosova tepelná kapacita (Mř) tepolnj^ch napáječů větších průměrů pro soustavy 15O/7O°C, 13O/7O°C a 110/40°C, resp. propuctnor;t potrubí při teplonoané látce horká nebo teplé vodě ( t* Q ) . Průměry potrubí M 800 až DN 1200 jo aožné považovat za běžné, DH 1400 ná satira největší provozovaný tepelný napáječ na světě

- 263 (Moskva), avšak ve studiích dálková dopravy tepla z jaderných elektráren ae prc ČoSR uvažuje výhledově D]j 1600 (ve Spolková republice líěmecka se pro tzv. Fernwärneschiene uvažuje jako prakticky použitelný průašr potrubí Dlí 2000 - hospodárný teoretický průměr však vychází US 3200).

S ohledem na atále stoupající ceny energie ve svate se i pro československé podmínky projevuje podle předběžných studijních úvah tendence nižších teplot oběhové vody. Hospodá.vaky nevycházejí vyšší teploty oběhové vody z jaderných elektráren než 150°c (13O/7O°G, 150/^0°C), naopak až do vzdáilenoati 80 kin IB jeví ekonomicky výhodnější investovat v ě t š í čáatky do tepelných napáječů, a tím snižovat náklady závěrných elektráren a proto vyšly teploty 110/60GC a teprve pro 100 km vyšly teploty oběhové vody 13O/6O°C (dodávka tepelného výkonu 700 M W z jednoho bloku WER 1000 MW). Dálková doprava tepla z jaderných elektráren bude postupně narůstat podle lokality a připravenosti konzumu v j e j í oblaati. Uvažuje-li se s výstavbou 4 bloků WER 1000 W na jednom s t a v e n i š t i , lze do budoucna uvažovat, že takovýto energetický zdroj bude schopen při onížení elé výkonu o asi 15 % dodat ve špičce tepelný výkon takřka 4000 Mi (odpovídá stávajícím konvenčním teplárnou v SSSR). Tento výkon by se ne měl vyvádět pochopitelně pouze jedním tepelným napáječem, ten* jednín Qiaěrem, nýbrž by Q e měl vyvést všemi 4 světovými stranami. Pod tímto pohledem je třeba chápat údaje tab, 3» reap, představy dalšího vývoje zásobování teplem z jaderných elektráren.

Investiční náklady a spotřebu oceli na dálkovou dopravu tepla lze snižovat celou .radou opatření. Při konkrétním řešení dochází k uplatnění kvalitnějších materiálů, což znamená

- 264 někdy snísoní tloušíky ctěny potrubí takřka o čtvrtinu. Dále je to po projednání traay a veřejnoprávními orgány a ostat ními partnery volni pečlivé navržení např. rozmístění přečerpávacích o ta nic na mezilehlých bodech traay tepelných napáječů a ouecnŠ tepelných sítí, čímž lze vedle maximálního využití materiálu potrubí z pevnostního hlediska docílit i tzv. onorgutický efelct, noboí součet součinů dopravovaného množství a dopravních výšek v jednotlivých přečerpávacích stanicích je (i v tepelných napáječích při odběrech tepla p© trase aí z přívodního nebo vratného potrubí) vždy iaer.?í> než kdyby se realizovala pouze oběhová čerpadla ve zdroji tepla ( C Cr.H "*r: G H_). Přečerpávací stanice mohou být zapojeny v

J>

1

Z

Z

bud v přívodním nebo vratném potrubí tepelné s í t ě , event, v obou potrubích (přívodním a vratném) podle celkové situace, reliéfu krajiny atd. V tepelných sítích by měla být snaha umístit přečerpávací s t a n i c i co nejdále od zdroje tepla, aby G bylo co nejmenší. Zákonitě nutným bude i uplatnění stnnic dvojí hladiny konstantního statického tl^fcu, které umožní v siístních t e pelných č i t í c h napojení odběratelů nojjednodušším a nejlevnějším způsobem pomocí tlakově závinlých předávacích stanic. Z uvedených důvodů i z provozního důvodu, aby se s n í ž i l únik teplonosné látky ze soustavy netěsnostmi , se v ČSSR uvažuje tlaková úroveň i oblastních teplárenských soustav do 2,5 MPa. 4, Plošné a do ob ování teplem (měst, rozptýlené. _.jsJLp_tay_by._a. y.oijflip.). Aby bylo mc^né dálkovou dopravou tepla z jaderných energetických z'rojů vytvíanit co největší množství fosilního paliva, je nutné dálkovou dopravu tepla chápat ne pouze jako " t r a n s i t " z jednoho místa (zdroje) přes velkou vzdálenost do druhého mí Ľ t p (.-"konzumu), nýbrž jako "plošné zásobování" c využitím i tepla z vratného potrubí zejména pro vesnice a drobná měcta, v nich , riocud tepelné sítě nejsou a Jíde většinou lze otopné soustavy v objektech v o l i t a instalovat. Je nutné

- 265 aplikovat např. skandinávské zkušenosti, nejen osvědčené provozní zkušenosti z Dánska, ale i jejich současné snahy (a zákonná opatrer-í) o využití nízkopotenciálního tepla náhradou za topný olej. V Dánsku jsou jednoduchým a levným prováděním jak tepelných sítí,tak zejména předávacích stanic centralizovane teplem zásobována ůeien města včetně rozsáhlých předmestrkých oblaatí (satelitu) s výlučně přízemními rodinnými domky, ale i vesnice. (Podle dánského vzoru se i v GSSR v jižních Sechách podařilo realizovat zásobování teplem všech obyvatel městečka Zliv (i bývalá selská typicky jihočeská stavení) z tepelné aítě, kterou si obyvatelé vybudovali svépomocí v akci Z. Místní národní výbor zaplatil jenom materiál a svářeče, neboí potrubí tepelných sítí smějí svařovat pouze státně zkoušení 3vařeči) ílešení předávacích stanic je nesmírně jednoduché, mnohdy v nich nejsou uplatněna šoupátka nebo ventily, ale obyčejné kohouty, které však nejen fungují, ale i těsní. Předávací stanice je rozměrově malá (nelže hovořit o prostoru, nýbrž spíše o ploše), nezabírá více místa než např. rozvodná deska elektroinstalace pro byt (viz předávací stanice ve Zlivi). Regulace dodávky tepla je rovněž jednoduchá a měření tepla - přestože Dánsko má světově známé firrjy, dodávající měřicí a regulační přístroje, např. firma Danfoss nebo Glorius se většinou provádí u odběrateli pouze měřením ninoäství protekla vody jako teolonosné látky normálními vodoměry),které se však zásadně instalují vždy dva, jeden pro větší průtočné množství (topná období) a druhý pro menší průtočné množství (letní období), aby měření bylo pokud možno přesné. Teploty oběhové vody ae měří (registrují) pouze ve zdroji tepla. V celém Dánsku se jako to?lonos»:á látka používá zásadně tonlá voda o nejvyšší teplotě 110 C s výjimkou staré části hlavního nasta Dánska Koebenhavn (Kodaň). (Ve Švédsku se uvažuje alternativa zásobování hlavního města Stockholmu z jaderného

- 266 zčlrc;1© iia vEdálenoot l60 km a přívodní teplotou 120°C). Teplota vratné valy se pohybuje v rozmaží 40 as 50°C. Bývá vždy i n i ž š í , což so napr* v Odense ř e š í příkladnou teplárenskou t a r i f n í politikou: v r a c í - l i odběratel vodu o teplotě nižší než 40 0 (suluvně aá dohodnuto 40 C), neúčtuje nu dodavatel teplo, které odběratel takto z topné vocly navíc využije* Tím je odběratel zainteresován na maximálním využití tepla z topné vody a vychlazuje co nojvíce vratnou vodu, číraž se zmenší jinošství oběhové vody v tepelné a í t i , reap, je možné na tutéž tepelnou cíí připojit další odběratele, t . j . zvýšit j e j í kapacitu (vyšší využití vložených finančních prostředků) nebo jinými alovy zlevnit tepelnou s í í , a znenšit i tepelné z t r á t y . Chladnější voda je výhodná pro vícovýrobu elektrické energie v kombinovaném (teplárenském) cyíclu. Z těchto důvodů hlpvně dávají Dánové přednost vodoměrům při měření dodávky telila v předávací s t a n i c i . Při použití kalorimetrii, které jaou i p ř í l i š drahé, tento záje:?: .u odběratelů není| odběrat e l i je v t orat o případě lhostejno, o jakén potenciálu teple využije. Jako otopná tělesa používají většinou deskové nebo žebrové litinové radiátory, ale i ocelové. Otopná tělesa zapojují spodem (přívodní i vratné potrubí), čímž dosahují nižší povrchové toploty (40 G), ale v ě t š í množství topné vody. Pokud SG ve větších předávacích stanicích používají směšovací čerpadla, jsou vestavěna do potrubí. Potrubí se v předávacích stanicích tooelně neizolují, jsou však důsledně a velmi pečlivu opatřena hliníkovými nátěry. Bytová zástavba je v Dánsku většinou nízkopodlažní. V Odenso jsou např. převážně jednoposchodové dony, v Aarhusu v průměru dvou- aa třípodlažní. Z této skutečnosti, ale z e j ména z toho, že rozsáhlé nišotské satelity s přízemními rodinnýni domky v zahradách jsou zásobovány centralizovane teplem, lze oprávněnu uauzovat,že i v ÔS8R se musí j i ž dnes hospodář-

-* 267 oky vyplatit zásobovat vilovou zástavba, rodinné domky, nutno vsak celou soustavu ř e š i t co nejjednodušeji a tudíž i nejlevněji* jak to konečně konkrétně, oro naše podmínky jednoznačně dokazuje soustava jihočeského městečka Zliv.

Literatura,:

- 268

/!/

Valášek, J . :

Dálková doprava tepla; Energetika, 1980, č . 12

/2/

Haldor, W.G.,

Anraot-Phetteplace, G # : long distance heat transmission vU-th steam and hot water; Referát na "International Total Energy Congress", Koebcnhavn (Dánsko), říjen 1976

/3/

Valášek, J , :

Přestavba parních teplárenských soustav na vodní (s teplonoanou látkou horkou nebo teplou vodou); Sborník z konference "Využití tepla z jaderných energetických zdrojů", Praha, prosinec 1976

A/

Valášek, J . :

Probléray projektování tepelných s í t í ; Sborník materiálů z V»Listovských rozprav "Teplárenství", Technické iauzeuía v Brně, 1978, 3.107 - 122

/5/

Rušička, í.!., Valášek, J , : Nadpovrchové vedenie tepelných s i e t i v krajine; Sborník 2. konference B raezinárodní účastí "Konstrukce a výstavba tepelných a í t í " , Praha, září 1974

/6/

Valášek, J .

Začlenění pozemního vedení tepelných napáječů do krajiny; Sborník konference s mezinárodní účast í "Dálková doprava tepla", Praha, ř í j e n 1979

/!/

Valášek, J»

Warnetransport liber grosse Entfernungen; Energietechnik, 1981, č . 5 , a. 186 - 190

- 269 in der. GS'M En,t.wur.f der: V/ärmeveraor.gung fiir. r|x. g; 31 ad t - und Gebäudetechnik,1981, č. Í, s. 139 - 141 Interqonneotion of d i s t r i c t heating gy&tfe.iaB for the integration of ind u s t r i a l and power generation waste

heat;

Referát SRN R 31 na celosvětovém semináři EHK-OSK, Hanburg, listopad 1978 §&$ 38 3350

SJáeobování teplew. Věeobeené záaady navrhováni

Valášek, J»:

Přečerpávací stanice a stanice dvojí hladiny konstantního atrtiokébo tlaku: Konference s mezinárodní ú č a s t i "Dálková doprava tejjla", Praha,' ř í j e n 19T3

/12/ Moraveová-Gavriněvová» N«: Optimalizace teploty otopné vody pro dálkový přenoe tepla z jaderných elektráren a bloky WER 1000; Diplomová práccjČVUT-FEL, 1980 /13/ Fiala* J . f Valášek, J#i Nové směry v projektování teplárenských soustav; Inveationí výstavba, 11/1978 /14/ 5'IK - Hoapodářské inforjaace ae eahraniiií 9/1975 /15/ Valášek, J . Í

Moderní rozvodné cyetáiay k pienosu tepla; Sborník konference "Využití netradičních zdrojů energie", Praha, aáří 1977

/16/ Valášek, J . :

Transport de chalcur a grande distance dana la Rcpublique socialiste tchecoslovaque et plan -•''alimentation en

- 270 chalour do la capitale do Prague par la centrále de Mělník; Celosvetový seminář EHK-QS1T "Kombinovaná výroba elektřiny a teola", Hamburg, listopad 1-J78 /17/ Valášek, J.:

Tepelná sítě. Vybrané atatě z přednášek pro postgraduální studiua Teplárenatví na ČVUT Praha, 1982

- 271 Obr.l

- 272 -

Obr.2

- 273 -

ObpJ

TAB.l

Jme ovitá avôtlos potrubí tepel ého napáječe

2x

800

2x

1000

2x DM 1200

Y;

Přel áSený tepelýkon

MW

353 až 715

628 až 1256

826 až 2386

1163 až 3913

1542 až 5022

při využití maxima . 2500 h.r"( .,, 0,26 až 0,16 4000 h.r , . •'?'. 0,16 až 0,23 6000 h.r" x ;>•; 0,10 až 0,15

0,20 až 0,34 0,12 až 0,21 0,C8 az 0,14

0,17 až 0,32 0,10 až 0,20 0,07 až 0,13

L29

]L52

JL76

947

4651

5385

ný

994 až 2035 .

Celkové roSní dopravní náiclady „

Měrné celíc ové roční dopravní nékla'

•

•

Střední rocnitepelná. • •*; ztráta kW.km .f.

• t

Roční tepelné ztráta i /8500 h.tf~V. GJ.km^.r" 1 . . .;

.'•'•3

Čerpací výkon itW.km"

1

Čerpací práce 1 /65OO h.r" / MV/h.kaf^.r""1

. ;•:";•

i'-. 1

162 až 13I0

288 až 2300

1052 až 8550

1060 až 15000

454

Q2 3740

2960 až 24400

rolcraô.tab, 1 bOú

n o Sní dodivlca teplo, , lOTiJ.r" 1 při využití 2500 h.r~, 4C00 h.r't 6000 h.r"'1'

2x tfU 1000

3180 až 6450 5550 až 11100 0946 až 18315 5080 a£ 10300 9040 a2 18090 14310 až 29300 7625 až 15440 13565 až 27130 21470 až 43960

Investiční nóiclad

Kapitálová oložKB rt,2Z5Á> /anuita/ z ITJ 10 3 K£fl.lcia" i .ŕ' 1

2x Iftí 1200

11

480

625

750

Koční tepelné . atráty /32 Kčs.GJ"V 10 3 Kča.km""1.!-"1 126

148

172

Serpací práce 1 /0,21 Kís.kWh" / 3 1 1 103

Zabraný prostor /včetně doprovodné zeleno/ ha. km-1

220 až 1780

0,7

190 až 3140

0,75

620 až 5ICO

c, a

TAB. 2

Jmonovi. t.(l s v ě t li,at potrubí t o i .Iného napo.ieSe

2x Ml 800

t1 roční .opravní náklady :,a lem, íft

100

Kapitálová složi:a /•* IN/, *

58 až 20

Tepelné . ztráty, Čerpací práce.

15*3 až

%

rrocentiiálnX p o d í l rofiních tepelnýoh strát roční dodávky tepla % při využití "••. maxima ,£.* 2500 h.r"3r 4000 h.r"r '... 6000 h.r L

2x ftl 1000

100

53,7

16

2>: DM 1200

100

48,,6 aŽ 12,4

5,3

12,7 nž 3,8

11,,1 až 2,9

74,7

33,6 až 80,2

40, a2 84,7

0«,l aÄ 0,06 0,07 a í 0,04 0,05 oä 0,025

0,0e až 0,04 0,06 až 0,03 0,05 a2 0,025 0,04 ež 0,018 0,03 a2 0,017 0,025 «2 0,012

ľ ťo im a t no ti t a přenoaový toiiulny výkon t e pa Iný ch napoječíi