Plán modernizace bezpečnosti schválen pro první japonský BWR blok, který zažádal o znovuspuštění
Japonský Úřad pro jadernou regulaci NRA (Nuclear Regulatory Authority) schválil bezpečnostní opatření předložená společností TEPCO pro 7. blok jaderné elektrárny Kashiwazaki-Kariwa. Schválení přináší blok o krok blíže k restartu po havárii v jaderné elektrárně Fukušima Daiichi. TEPCO souběžně se 7. blokem žádá o schválení opatření i pro 6. blok, ale rozhodnutí ještě nepadlo.
Společnost TEPCO (Tokyo Electric Power Company) v září 2013 požádala NRA o schválení svého návrhu a plánu modernizace 6. a 7. bloku jaderné elektrárny Kashiwazaki-Kariwa. Oba bloky typu ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) byly prvními japonskými varnými reaktory (BWR – Boiling Water Reactor), které byly předloženy k restartu.
Společnost TEPCO následně předložila změny uvedeného plánu v prosinci 2018, červenci 2019, v září a říjnu tohoto roku. Oba bloky mají instalovaný elektrický výkon 1356 MWe a byly uvedeny do provozu v roce 1996 a 1997.
V říjnu 2017 NRA schválila návrh zprávy, která dospěla k závěru, že 6. a 7. blok splňují nové bezpečnostní standardy země. Dokument nařídil řadu bezpečnostních opatření, která mají být okamžitě přijata. Patří mezi ně seismické výztuže a výstavba hráze.
Dokument také uvádí seznam opatření, která je třeba přijmout, aby se zabránilo vážné nehodě v případě ztráty napájení elektrickou energií. Podle nových bezpečnostních požadavků musí být BWR vybaveny ventilačními systémy s požadovaným filtračním systémem.
NRA schválila plán společnosti TEPCO na implementaci těchto dodatečných bezpečnostních opatření v 7. bloku jaderné elektrárny Kashiwazaki-Kariwa. TEPCO plánuje dokončit všechny práce do prosince 2020.
Jaderná elektrárna Kashiwazaki-Kariwa nebyla ovlivněna zemětřesením a vlnou tsunami z března 2011, které poškodily jadernou elektrárnu Fukušima Daiichi. Všechny bloky byly odstaveny již od roku 2007 od zemětřesení Niigata-Chuetsu, které způsobily poškození areálu elektrárny, samotné bloky však zůstaly nepoškozeny. Od roku 2007 byly v areálu elektrárny prováděny práce na zlepšení odolnosti elektrárny proti zemětřesení.
Přestože společnost TEPCO dokončila práce na dalších nečinných blocích v areálu elektrárny, soustředí své zdroje na 6. a 7. blok. Znovuspuštění těchto dvou bloků by zvýšilo výnosy společnosti o odhadovaných 950 milionů dolarů (22 miliard korun) ročně.
Zdroj úvodní fotografie: TEPCO
Mohlo by vás zajímat:
Nevíte jestli je to dané jen průmyslovou historií/kulturou, nebo jsou přímé důvody proč u nás nejsou prakticky žádné BWR, zatímco v Japonsku jo? Tím jak u nás nejsou tak mi příjdou divné: řídící tyče zespoda, nějaká čudná recirkulace... Šlo při rozhodování hlavně o bezpečnost vs cena, že je třeba o okruh méně ale zase na turbínu jde radioaktivní pára? Ty Japonské JE se ještě chladí do moře místo chladících věží, to taky nemám páru jakou hraje roli.
Letem světem:
Typ chlazení nehraje roli, obyčejná kondenzační turbína na sytou páru.
BWR je světově a i v EU obvyklá věc, 30% výkonu.
Regulační tyče má zdola, protože v horní části nádoby reaktoru musí být separátor páry, dalšího se tam nic nevejde. Nepotřebuje to silná čerpadla (u PWR se kromě paliva musí překonat hydraulický odpor i parogenerátorů), stačí jednak malá čerpadla k promíchávání uvnitř reaktoru, jednak napáječky atd. pro přívod kondenzátu od turbíny. Pára moc radioaktivní není, turbínu jde pro údržbu otevřít. Aby to dobře bublalo, má to na stejný výkon větší objem aktivní zóny, než PWR.
Nádoba musí být zhruba dvakrát větší než PWR, do vnitrozemí ji prakticky nejde vcelku dopravit, což byl asi ruský důvod, proč se tomu nevěnovali, a tedy ani my.
Kvůli velkému množství vody to má kontejnment složitější než PWR, trochu se to projevilo ve Fukušimě.
Jen doplním, že BWR ikdyž ne typický je i ruský typ RBMK (například v Černobylu) a ještě jich spousta pracuje. (podle Wiki je 12 v provozu) V Německu také jsou například GUNDREMMINGEN-C spuštěn 1984. BWR by měli mít vyšší účinnost teoreticky, neboť chybí jeden výměník, na kterém je nutné udržovat teplotní spád, na VVER je to 30C (primár je o 30 C teplejší než pára v sekundáru).
Temelín má páru pro turbínu o teplotě 278 C, GUNDREMMINGEN-C má páru o teplotě 286 C. Nižší teploty u varných reaktorů ale souvisí se spoustou věcí, koroze, rozložení varu a podobně.
RBMK je v provozu už jen 10. 4× Kursk, 3× Leningrad a 3× Smolensk. Pak jsou ještě v provozu 3 reaktory EGP-6 11 MW v JE Bilibino, což je taková miniaturní verze RBMK.
Přeci jen bych to někdy rozlišoval, RBMK má neutronový moderátor z grafitových bloků a v něm tlakové trubky (kanály), ve kterých je palivo a vroucí voda, kdežto to, co běžně označuje BWR, je hrnec zpoloviny plný vody, která současně chladí palivo i moderuje neutrony. Např. BWR a PWR patří do skupiny LWR neboli lehkovodních reaktorů, RBMK ne. RBMK umí teoreticky běhat na neobohacený uran, to LWR neumějí.
Japonsko si to vyvíjelo samo, a od začátku pro účely pobřežních elektráren.
Velmoci kopírovali americký koncept, kde začátek byl hlavní využití pro pohon jaderných ponorek.
Z toho zároveň vyplývá, že kdyby tovární výroba malých reaktorů byla ekonomická, mohli to dělat už tenkrát. Takže dnes módní malé reaktory jen tak levnější nebudou ani náhodou, a musí nejspíš přijít s úplně jiným dizajnem.
Díky všem za odpovědi. To s větší nádobou kterou moc nejde transportovat po souši je zásadní faktor, to jsem nevěděl.
Na RBMK jsem uplně zapomněl! Vnímám ty nuance že nejde systematicky o BWR, ale mně opravdu zajímaly veškeré varné reaktory. Tepelný spád mezi primárem a sekundárem jsem taky netušil jakou má hodnotu, dobrý údaj.
A obavy o SMR sdílím také. Jsu fanda jádra, líbilo by se mi kdyby to vyšlo, ale jsu skeptický jak ohlehledně ekonomiky tak ohledně byrokratické průchodnosti.
Komentáře v diskuzi mohou pouze přihlášení uživatelé. Pokud ještě účet nemáte, je možné si jej vytvořit na stránce registrace. Pokud již účet máte, přihlaste se do něj níže.
V uživatelské sekci pak můžete najít poslední vaše komentáře.
Přihlásit se