روسيا وتكنولوجيا الطاقة النووية (4)

المفاعلات النووية الروسية من نوع VVER، تستخدم الماء الخفيف كمبرد وكمهدئ للنيترونات، وهى مفاعلات ماء مضغوط PWR ، وتماثل المفاعلات الأمريكية والغربية بأستخدامها لوعاء ضغط، وهى من تصميم الشركة الروسية OKB Gidropress ، والموديلات المختلفة منها تغطى مدى واسع من انتاج الطاقة الكهربية، تبدأ بمفاعلات 400 ميجاوات وتتدرج حتى تصل الى مفاعلات 1500 ميجاوات.
عام 1957، كان بدء إنشاء أول مفاعل من نوع VVER، فهو "نموذج أولى" prototype موديلVVER-210 ، وفى 30 سبتمبر 1964 تم تشغيل المفاعل، بقدرة كهربية 210 ميجاوات، وعدد مولدات البخار 6، ومولدات البخار من النوع الأفقى، كل مولد بخار فى دائرة مستقلة، عدد حزم الوقو 312، حزمة الوقود تحتوى على 126 قضيب وقود، عدد حزم قضبان التحكم 37، هذا المفاعل ظل يعمل حتى تم ايقافه فى 16 فبراير 1988، ونظرا لنجاح تجربة تشغيل هذا المفاعلات، فلم تتوقف عمليات التطوير والتحديث، والتى أدت الى ظهور أجيال منها، وتمكنت روسيا من تصديرها لدول العالم.
الجيل الأول من مفاعلات VVER ، فترة التصميم من 1954 الى 1966
يوجد من نوع VVER-440 عدة أنواع هى: V-179، وV-230، و.V-270
المفاعلVER-440 ، ذات قدرة كهربية 440 ميجاوات، يحتوى على 6 دوائر تبريد.
المفاعل V-179، بدأ تصميمه عام 1966 وبدأ تشغيله عام .1971
قطر قلب المفاعل 3 متر وارتفاعه 2.5 متر، وموضوع داخل وعاء ضغط اسطوانى من الصلب، قطره 4.3 متر.
مفاعلات VVER-440، ونتيجة قرب حزم الوقود النووى من جدار وعاء الضغط، فإن هذه المفاعلات تعانى من مشكلة تأثير النيوترونات على جدار وعاء الضغط الصلب، مما يتسبب فى هشاشته، وهى قضية حيوية وهامة بالنسبة لأمان المفاعل.
وعاء الضغط لمفاعلات VVER-440، عبارة عن حلقات من الصلب ملحومة، وكعلاج لمشكلة تأثير النيترونات على جدار وعاء الضغط، فقد طورت المفاعلات التى تم تصميمها فى الثمانيات، واستبدلت حزم الوقود القريبة من جدار وعاء الضغط بحزم من قضبان الصلب.
الجيل الثانى من مفاعلات VVER، فترة التصميم من 1966 الى 1980
يوجد من نوع VVER-440 نوع هو: V-213.
يوجد من نوع VVER-1000 عدة أنواع هى: V-187، وV-302، وV-320، وV-338، وV-392B.
المفاعل VVER-1000، القدرة الكهربية 1000 ميجاوات، ويحتوى على 4 دوائر تبريد.
مفاعلات الجيل الثانى هى تطوير لمفاعلات الجيل الأول، وقد تم تصميم هذه المفاعلات طبقا لبنود الأحكام العامة الروسية لأمان المحطات النووية، والذى صدرعام 1973.
الأضافات كانت فى أنظمة الأمان النووى، فهو يحتوى على أنظمة إضافية لتبريد قلب المفاعل فى حالة الطوارئ Emergency Core Cooling Systems ECCS ، وقد صمم لمواجهة حدوث أكبر تسرب لمياه تبريد قلب المفاعل Max. LOCA، وأنظمة التغذية المائية المساعدةAuxiliary Feed-Water Systems AFWS فى حالة الطوارئ، بالإضافة الى أنظمة مجابهة الحوادث وحصرها فى مكانها وعدم انتشارها.
نظم الأمان صممت لتكون مستقلة عن نظم الأجهزة والتحكم، والتكرارية لهذه النظم أصبحت 3x100%.
يوجد نظام لتقليل الضغط من خلال مكثف الفقاعات bubble condenser ، وتوجد غرفة تحكم منعزلة لإدارة تشغيل المحطة اثناء الطوارئ، وتم ادخال تطوير فى أجهزة الحماية من الحريق.
هذه المفاعلات غير مزودة ب "لاقط لقلب المفاعل" Core-catcher.
يوجد من نوع VVER-1000 عدة أنواع هى: V-412، وV-428، وV-446.
القدرة الكهربية 1000 ميجاوات، وتحتوى على 4 دوائر تبريد.
الجيل الثالث هو تطوير للجيل الثانى، وذلك طبقا للمعايير الروسية ومعايير الوكالة الدولية للطاقة الذرية، والمعايير الأوروبية الغربية وكذا متطلبات العملاء.
تم ادخال تحسين فى مواد تصنيع مكونات الدائرة الابتدائية والثانوية، وادخال تعديلات لسهولة فحص وصيانة مكونات المحطة.
مكونات الجزيرة النووية، أصبحت داخل وعاء احتواء خرسانى.
تم اضافة نظم أمان سلبية Passive.
صمم نظام تبريد قلب المفاعل فى حالة الطوارئ Emergency Core Cooling Systems ECCS، لمواجهة جميع حالات تسرب مياه قلب المفاعل نتيجة حادثة LOCA.
الجيل الثالث "+" من مفاعلات VVER، فترة التصميم بدأت 2006
يوجد من VVER-1000 نوع هو: .V-466B
يوجد من VVER-1200 عدة أنواع هى: V-392M، وV-491، وV-501.
وقد تم تصميم هذه المفاعلات طبقا لبنود الأحكام العامة الروسية لأمان المحطات النووية، والذى صدرعام 1997، والتى تتطابق مع توصيات المجموعة الدولية للأمان النووى INSAG.
هذا الجيل من المفاعلات مزود ب "لاقط لقلب المفاعل" Core-catcher.
الوحدة النووية يشار اليه بالحروفAES ، وهى اختصار ل Atomnaja Electrostancija ، وترجمتها "محطة كهرباء ذرية"، ونظرا لمتطلبات بعض الدول لإدخال تعديلات على بعض نظم ومكونات المحطة، ظهر هذا التمييز.
الوحدة النووية AES-92 وتحتوى على مفاعل V-392، قدرته 1000 ميجاوات، من الجيل الثالث، وهو العرض المقدم لبلغاريا لمحطة Belene، وكذا أرمينيا، وهو يلبى جميع متطلبات الأمان، وذلك طبقا للتوصيات الصادرة عن وكالة الطاقة الذرية، والأكواد والمعايير الأوروبية الغربية، وتوصيات المجموعة الدولية للأمان النووى INSAG، وقد تم تأكيدها من خلال تحليل خاص لأبرز خبراء "هيئة كهرباء فرنسا" EDF استنادا إلى متطلبات الهيئات الأوروبية المعترف بها.
الدائرة الأبتدائية لتبريد المفاعل تحتوى على أربع دوائر تبريد، ومولدات البخار من النوع الأفقى، والقدرة الحرارية للمفاعل 3010 ميجاوات، والقدرة الكهربية الصافى 1011 ميجاوات، عمليات التزود بالوقود Refueling السنوية تأخذ 14 يوم، وعمر المحطة 60 سنة.
الوحدة النووية AES-91 وتحتوى على مفاعل VVER-1000/428، وقدرة المفاعل 1000 ميجاوات، هى من الجيل الثالث، وذلك طبقا للمتطلبات الصينية، وهى تلبى توصيات الوكالة الدولية للطاقة الذرية لتطوير وتحسين منظومة الأمان، وكانت بداية التعاون النووى بين روسيا والصين، وهذا التصميم تم خصيصا للصين، وكانت قيمة التعاقد 3.3 مليار دولار للوحدة، وتقرير الوكالة للطاقة الذرية، أشار الى أن محطة "Tianwan" هى الأكثر أمانا على المستوى العالمى.
الوحدة النووية AES-92وتحتوى على مفاعل VVER-1000/412، والمفاعل قدرة 1000 ميجاوات، هى من الجيل الثالث، وطبقا للمتطلبات الهندية، فان نظم الأجهزة والتحكم صناعة غربية.
فى الوحدات النووية AES-91و AES-92، والمخصصين للصين والهند، نجد نظم الأجهزة والتحكم صناعة غربية، وعمر المحطة 40 سنة، وتصميم مكونات الوحدتين تقريبا متشابه، إلا أن وعاء الضغط للمفاعل فى AES-91 أطول قليلا، ونجد أن نظم التبريد ونظم الآمان فى الوحدتين مختلفتين.
الوحدة AES-92، تعتمد أكثر على نظم ألآمان السلبية Passive، والوحدة AES-91 لديها نظم حماية إضافية للزلزالية.
الوحدة النووية AES-91 وتحتوى على مفاعل V-428 ، تعتبر أول وحدة روسية بها "لاقط لقلب المفاعل".Core-catcher
فى محطة Temelin التشيكية والتى بها وحدتين من نوع V-320، تم استبدال جمع الأجهزة والتحكم الروسية بأخرى من شركة وستنجهاوس، وكذا عناصر الوقود من وستنجهاوس.
اختيار أوكرانيا للمفاعل VVER1000/392B، للوحدتين Khmelnitsky3-4، يرجع ان هذا المفاعل يعمل بنظم آمان سلبية Passive أضافية أكثر من المفاعل VVER-1000/320، والمتواجد فى الوحدتين Khmelnitsky1-2، وهذه النظم الإضافية هى:
نظام سلبى Passive يقوم بأعادة الاغراق لقلب المفاعل بالمياه Passive Core Re-flooding Additional System، ففى حالة فقد مياه تبريد الدائرة الابتدائية، مع تعطل نظام تبريد قلب المفاعل فى حالة الطوارئ ECCS، يقوم النظام بإمداد قلب المفاعل بالمياه ومحلول حمض البوريك بهدف تبريد الوقود على المدى الطويل.
نظام سلبى لإزالة حرارة قلب المفاعلPassive Heat Removal System ، فى حالة تعطل جميع مصادر الطاقة الكهربية، يقوم النظام بإزالة الحرارة المتبقية فى قلب المفاعل وهو يعمل لفترات طويلة، ولو حدث تسرب لمياه الدائرة الابتدائية، فالنظام يعمل مع نظام خزانات المرحلة الثانية لنظام ال .ECCS
نظام خزانات المرحلة الثانية لنظام ال ECCS ، Emergency Core Cooling System (ECCS) Second Stage Accumulator System
نظام حقن البورون السريع Quick Boron Entry System
الوحدات النوويةAES-2006 والتى تحتوى على مفاعل من نوع VVER1200، هى تطوير لوحدات الجيل الثالث AES-92 والتى تحتوى على مفاعل V-392، فأصبح عمر المحطة 50 سنة وقابل للزيادة الى 60 سنة، وكفاءة المحطة ارتفعت الى 36.56% بدلا من 31.6% .
مقارنة مفاعلات VVER-1200 مع المفاعل V-392، فأنها تحتوى على نفس عدد حزم الوقود النووى وهى 163 حزمة، لكن وعاء الضغط أوسع، مع زيادة فى الضغط والحرارة، وكذا إحتراق الوقود أعلى، فهو يصل الى 70 جيجاوات يوميا لكل طن مترى، وذلك بدلا من 43-55 جيجاوات يوميا لكل طن مترى، وتم تنفيذ هذه الوحدات فى المحطة الروسية Novovoronezh ومحطة Leningrad، وفى كلتا الوحدتين كانت نظم الأجهزة والتحكم من شركة آريفا تيلى بيرم Areva Teleperm الفرنسية.
الوحدة النوويةAES-2006 وتحتوى على مفاعل V-491، قدرة 1200 ميجاوات، من الجيل الثالث "+"، يتم تنفيذها فى محطة Ostrovets روسيا البيضاء، تكاليف الوحدتين 9.4 مليار دولار، ومن المتوقع ان تكون فترة الإنشاءات 60 شهر.
الوحدة النموذجية من AES-2006 ستتضمن مفاعلين "توأم" من مفاعلات VVER، ومعامل السعة لها 90%، وفترة الإنشاء 54 شهر.
مشروع المستقبل هو مفاعلات VVER-1300، ويسمى ال VVER-TOI، ويهدف المشروع لتصميم مفاعل نموذجى قياسى، فهو يعتبر الأمثل من الناحية التكنولوجية والاقتصادية، وهو يعتمد أساسا على تطوير الوحدة النوويةAES-2006/V-392M ، وهو يمثل مزيد من التطور لتصميم المفاعل VVER-1200، ومفاعلات هذا المشروع هى V-510، و V-509.
اشكركم لحسن متابعتكم، والى ان نلتقى، اترككم فى رعاية الله وأمنه.