المحطة النووية الروسية من الجيل الثالث VVER-1000

تم تأسيس وزارة الطاقة الذرية الروسية فى 29 يناير 1992 خلفا لوزارة الصناعة والهندسة النووية للاتحاد السوفيتى (سابقا)، ثم تم إعادة تنظيمها تحت مسمى الوكالة الاتحادية للطاقة الذرية يوم 9 مارس 2004، ووفقا للقانون الذى اعتمده البرلمان الروسى فى نوفمبر 2007، والذى وقعه الرئيس بوتين فى أوائل ديسمبر من نفس العام، فقد تم تحويل الوكالة إلى مؤسسة الدولة الروسية Russian state corporation، وكذا تسمى مجموعة روس أتوم Rosatom Group، أوRosatom State Atomic Energy Corporation .
مجموعة "روس أتوم" تعمل فى مجال الصناعات النووية المدنية والعسكرية، وهذه المجموعة تضم العديد من الشركات الهندسية والمصانع والمعاهد البحثية، ومن بينها شركةOKB Gidropress، والحروف OKB هى اختصار للجملة الروسيةопытно- конструкторское бюро، وتعنى مكتب تصميم تجريبى Experimental design bureau، تأسست هذه الشركة بموجب مرسوم من مجلس مفوضى الشعب فى الاتحاد السوفيتى (سابقا) فى 28 يناير 1946.
شركة OKB Gidropress، هى شركة تصميمات هندسية ذات خبرة أكثر من 65 عام فى تصميم وتطوير المفاعلات من نوع VVER، ومولدات البخار النووية والمبادلات الحرارية لمفاعلات النيوترونات السريعة، ويتضمن سجلها تصميم 66 مفاعل.
المفاعلات النووية الروسية من نوع VVER، تسمى بالروسية Водо-Водяной Энергетический Реактор ВВЭР، وتنطق بالإنجليزية Vodo-Vodyanoy Energetic Reactor VVER، وهى تعنى "مفاعل قوى ماء كمبرد- ماء كمهدئ"، أو Water-cooled Water-moderated WWER Energy Reactor، فهى تستخدم الماء الخفيف كمبرد وكمهدئ للنيترونات، وهى مفاعلات ماء مضغوط PWR ، وتماثل المفاعلات الأمريكية والغربية بأستخدامها لوعاء ضغط، والموديلات المختلفة منها تغطى مدى واسع من انتاج الطاقة الكهربية، تبدأ بمفاعلات 300 ميجاوات وتتدرج حتى تصل الى مفاعلات 1500 ميجاوات.
الجيل الثالث من المفاعلات VVER-1000، هى أحد الخيارات المطروحة فى السوق العالمى أمام متخذ القرار المصرى، لإختيار الأنسب منها لتكون باكورة إحياء المشروع النووى المصرى على أرض الضبعة.
استمرت فترة تصميم الجيل الثالث من مفاعلات VVER-1000 من عام 1980 الى 2006، ويوجد منها عدة إصدارات وهى: V-412، وV-428، وV-446، والملامح الرئيسية هى:
القدرة الحرارية للمفاعل 3000 ميجاوات، والقدرة الكهربية الصافى 1011 ميجاوات، الدائرة الأبتدائية لتبريد المفاعل تحتوى على أربع دوائر تبريد، ومولدات البخار من النوع الأفقى، القطر الداخلى للمواسير التى تصل المفاعل بمولد البخار 850 mm، عدد قضبان التحكم 121، قلب المفاعل يحتوى على 163 حزمة وقود نووى، حزم الوقود سداسية الأضلاع، تخصيب الوقود 4.4%-2.4%، الوقود من اكسيد اليورانيوم UO2، متوسط معدل إحتراق الوقود 70 MW day/kgU لأعلى احتراق فى حزم الوقود، ضغط ماء التبريد عند مخرج وعاء الضغط 157 بار، ضغط البخار عند مخرج مولد البخار 62.7بار، لا توجد فتحات فى أسفل وعاء الضغط، كفاءة المحطة 33.7%، المحطة تعمل على الحمل الأساسى أو متابعة الحمل، عمليات التزود بالوقود Refueling من 12 حتى 24 شهر، وفترة إعادة تحميل الوقود تستغرق 14 يوم.
طلمبة التبريد الرئيسية من النوع الرأسى vertical centrifugal one-stage pump، والمحرك الكهربائى هو من النوع الرأسى الغير متزامن مزدوج السرعة، الطلمبة تستخدم المياه لتبريد وتشحيم كراسى التحميل.
حجم الضاغط 79 متر مكعب، وحجم المياه داخل الضاغط 55 متر مكعب، القدرة الكهربية للمسخنات 2520 كيلووات.
تم تصميم هذه المفاعلات طبقا للمعايير الروسية ومعايير الوكالة الدولية للطاقة الذرية، والمعايير الأوروبية الغربية وكذا متطلبات العملاء، عمر المحطة 60 عام..
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 ذات طبقتين من الخرسانة.
تم اضافة نظم أمان سلبية Passive Safety Systems.
صمم نظام تبريد لقلب المفاعل فى حالة الطوارئ Emergency Core Cooling Systems ECCS، لمواجهة جميع حالات تسرب مياه قلب المفاعل نتيجة حادثة LOCA.
نظرا لمتطلبات بعض الدول لإدخال تعديلات على بعض نظم ومكونات المحطة النووية، ظهر التمييز AES، وهو اختصار ل Atomnaja Electrostancija ، وترجمتها "محطة كهرباء ذرية".
التطوير والتحديث الذى تم على مفاعلات الجيل الثالث الروسية، أدى الى ظهور المحطة النووية AES-91، والمحطة النووية AES-92، والتعديلات والتحديثات كانت طفيفة فى أنظمة توليد الطاقة، لكن التعديلات الرئيسية كانت فى أنظمة الأمان والمخطط العام للمحطة.
المحطة AES-91 كانت نتاج تطوير وتعديلات بناء على متطلبات هيئة الرقابة النووية الفنلندية، وكذا متطلبات الأمان الغربية، والمتطلبات الفنلندية كانت نتيجة تجربة 35 عام فى تشغيل وصيانة المحطة الفنلندية Loviisa VVER-440 روسية الصنع.
تم تطوير AES-91 (أو VVER-1000 / V-428) بواسطة مكتب التصميمات سانت بطرسبرج لمشروعات الطاقة الذرية Saint-Petersburg Atom-energy-projects، وتم تطوير AES-92 (أو VVER-1000 / V-412 و 466) بواسطة مكتب التصميمات موسكو لمشروعات الطاقة الذرية Moscow Atom-energy-projects.
المحطة النووية موديل AES-91، حاليا يوجد منها عدد 2 محطة تعمل فى الصين منذ عام 2007 فى موقع Tianwan، والمفاعل النووى إصدار V-428، كما أن هناك محطتين موديل AES-91تحت الإنشاء فى نفس الموقع والمفاعلين من الإصدار V-428M، وكذا توجد محطة نووية موديل AES-92 تعمل فى الهند منذ عام 2014 فى موقع Koodankulam، والمفاعل النووى إصدار V-412، وفى نفس الموقع توجد محطة نووية أخرى موديل AES-92 تحت الإنشاء، كما توجد محطة نووية بها مفاعل إصدار V-446 تعمل فى موقع بوشهر الإيرانى منذ عام 2013.
المحطة النووية AES-91 وتحتوى على مفاعل إصدار V-428، كانت متطابقة مع متطلبات الصين، وهى تلبى توصيات الوكالة الدولية للطاقة الذرية لتطوير وتحسين منظومة الأمان، وتعتبر أول وحدة روسية بها "لاقط لقلب المفاعل" Core-catcher، ولاقط قلب المفاعل يستخدم لإحتواء قلب المفاعل المنصهر نتيجة حادثة فقد مياه التبريد LOCA، ويتكون من مواد تتألف أساسا من الصلب وأكسيد الحديد السيراميك والألومينا، كما أن هذه المحطة لديها نظم حماية إضافية للزلازل، ويتم ايقاف تشغيل المحطة الآمن عند عجلة زلزالية قدرها 0.1g، ومعامل السعة للمحطة لا يقل عن 92%، وكان تقرير الوكالة الدولية للطاقة الذرية، قد أشار الى أن محطة "Tianwan" هى الأكثر أمانا على المستوى العالمى.
المحطة النووية AES-92وتحتوى على مفاعل إصدار V-412، هى من متطلبات الهند، وتعتمد أكثر على نظم الأمان السلبية Passive.
المحطات النووية AES-91و AES-92، والمخصصتين للصين والهند، نجدها تعتمد على نظم أجهزة وتحكم صناعة غربية، وعمر المحطة 40 سنة، وتصميم مكونات الوحدتين تقريبا متشابه، إلا أن وعاء الضغط للمفاعل فى المحطة AES-91 أطول قليلا، ونجد أن نظم التبريد ونظم الآمان فى الوحدتين مختلفتين.
المحطة النووية AES-92 وتحتوى على مفاعل إصدار V-392، هو 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.
اختيار أوكرانيا للمفاعل VVER1000/392B، يرجع ان هذا المفاعل يعمل بنظم آمان سلبية Passive أضافية أكثر، وهذه النظم الإضافية هى:
نظام سلبى Passive يقوم بأعادة الإغراق 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 . Emergency Core Cooling System ECCS
نظام مراكم (خزانات) المرحلة الثانية Second Stage Accumulator System لنظام ال ECCS
نظام حقن البورون السريع Quick Boron Entry System
الى جانب التطوير الذى تم للارتقاء بالمستوى التكنولوجى وتحسين الاقتصاديات، فالتصميمات التى تمت قد أخذت فى الأعتبار مفهوم لإدارة الحوادث وهو "ما وراء حوادث أسس التصميم" BDBA beyond design basis accident، وهى الإدارة القائمة على مزيج متوازن من أنظمة الأمان السلبية والإيجابية.
المحطة النوويةVVER-91/99 (VVER 1000) ، هى تطوير للمحطة النووية AES-91، وهى تستخدم نظم الأمان الايجابية Active System فى حالة حوادث أسس التصميم DBA، وتستخدم مزيج من نظم الأمان السلبية والايجابية active/passive systems، فى حالة BDBA.
تصميم المحطة VVER-91/99، متطابق مع المعايير الأوروبية والدولية الحديثة، فهى مرحلة أخرى من التطور الذى يؤخذ بعين الاعتبار التشدد فى متطلبات الأمان الدولية، وقد مكنت التدابير المناسبة فى تحسين مؤشرات التصميم الاحتمالية probabilistic design indices، وذلك طبقا للمعيار الأوروبى، مثال على ذلك، فإن إحتمال إنصهار قلب المفاعل أصبح أقل من 10-6، والملامح الرئيسية لهذه المحطة هى:
يوجد بها أربعة مسارات لنظم الأمان منفصلين.
وعاء إحتواء مزدوج Double containment، يتكون من طبقتين، حيث الغلاف الخارجى مصنع من الخرسانة المسلحة، وقطره الداخلى 50.8 متر وسمكه 1.5 متر، والغلاف الداخلى من الخرسانة المسلحة سابقة الإجهاد، والمسافة بين الغلاف الخارجى والغلاف الداخلى 2.2 متر، وعاء الإحتواء يتحمل سقوط طائرة 5.7 طن.
عمر المحطة 60 عام.
تستخدم نظم إدارة الحوادث الشديدة Severe Accident Management، منها وجود المحفزات السلبية الآلية Passive Autocatalytic Recombiners (PARs)، والتى تستخدم لإعادة تجميع الهيدروجين، وكذا وجود لاقط لقلب المفاعل core catcher، وخلافه.
تستخدم نظام سلبى Passive System لإزالة الحرارة من وعاء الإحتواء فى حالة الحوادث BDBA.
فى حالة الحوادث، يمكن للمحطة الاستقلال التام عن مصادر إمدادات الطاقة من خارج الموقع لمدة 72 ساعة.
تتحمل عجلة زلزالية قدرها 0.25g.
استنتاج عام
اعتمادا على متطلبات العملاء وموافقة الهيئات النووية الوطنية الروسية، فإننا نجد أن نظم الأمان مختلفة فى المفاعلات النووية الروسية من الجيل الثالث، وبالتالى، فإن طلب العميل لإضافة أنظمة أمان ايجابية وسلبية يمكن تنفيذها فى تصميم المحطة النووية ومخططها العام.
اشكركم لحسن متابعتكم، والى أن نلتقى، اترككم فى رعاية الله وأمنه.