Wraz z upadkiem Związku Radzieckiego zakończyła się błyskotliwa kariera reaktorów RBMK. Do tego czasu w ZSRR wybudowano 5 elektrowni jądrowych, w których pracowało 17 reaktorów tego typu, a ostatnią jednostkę RBMK uruchomiono w październiku 1990 r. na trzecim bloku Smoleńskiej Elektrowni Jądrowej. Od tego czasu jedynymi uruchamianymi na terenie Rosji reaktorami jądrowymi są opracowane w połowie lat ’60 ubiegłego wieku jednostki WWER. W tym miejscu możemy zadać sobie pytanie – dlaczego wcześniej przegrywały one rywalizację ze swoim sławnym konkurentem?
Pozwoliłem sobie przeanalizować 5 powodów, według których (moim zdaniem) mogli kierować się dyrektorzy radzieckich elektrowni jądrowych przy wyborze typu reaktora dla swoich jednostek. Aczkolwiek w ogólnie dostępnych materiałach na ten temat na pierwszym miejscu zazwyczaj pojawia się jeden i ten sam powód:
Produkcja plutonu.
239Pu – podstawowy materiał konstrukcyjny głowic jądrowych. Powstaje w każdym reaktorze jądrowym zasilanym paliwem uranowym. Jedyną przewagą reaktorów RBMK nad WWER (i innymi podobnymi) jest możliwość wyciągnięcia w odpowiednim momencie kasety paliwowej podczas jego pracy (pozostałe typy reaktorów w tym celu należałoby wyłączać). Cytując ministra Sławskiego (odpowiedzialnego za przemysł zbrojeniowy) „plutonu mamy pod dostatkiem”, reaktory RBMK nigdy nie były wykorzystywane do produkcji tego pierwiastka na potrzeby wojskowe. Podsumowując – argument popularny, ale nie prawdziwy.
Koszty budowy.
a) Reaktor WWER
Wszystkie zachodnie reaktory jądrowe posiadają obudowę bezpieczeństwa – czyli budynki w których znajdują się reaktory oraz osprzęt obiegu pierwotnego wody. Mają one postać szczelnych stalowych kopuł, których zadaniem jest ochrona środowiska przed zagrożeniami wewnętrznymi (rozszczelnienie instalacji z materiałami promieniotwórczymi i skażonymi radioaktywnie). Konstrukcja zewnętrzna wykonana jest z betonu sprężonego, odporna na duże zmiany ciśnienia oraz chroniąca wnętrze elektrowni przed zagrożeniami zewnętrznymi (w tym uderzenie samolotu). Pierwsze bloki z reaktorami WWER nie posiadały obudowy bezpieczeństwa w rozumieniu zachodnim – przede wszystkim ze względu na brak stalowej kopuły, a sam budynek z reaktorem i obiegiem pierwotnym wody zbudowany był modułowo ze zbrojonego betonu, co nie zapewniało wystarczającej ochrony przed nagłym wzrostem ciśnienia czy też zagrożeniami zewnętrznymi. Opracowano natomiast rozwiązania mocno ograniczające możliwość wystąpienia nagłych wzrostów ciśnienia w budynku. Z czasem budynki reaktorów WWER zostały udoskonalane w kierunku rozwiązań zachodnich, poprzez konstrukcję z betonu sprężonego oraz metalowej powłoki uszczelniającej. Według kosztorysów konstrukcyjnych – zabezpieczenia elektrowni jądrowych z reaktorami WWER stanowią około 40% kosztów jej budowy.
Wewnątrz budynku najdroższym elementem jest wykonany z odpornej na promieniowanie stali ferrytycznej zbiornik ciśnieniowy, w którym umieszczony jest rdzeń reaktora. W przypadku reaktora model V-230 (o mocy elektrycznej 413 MW) zbiornik ten ma średnicę wewnętrzną 3.56 m (grubość obudowy 10-20 mm) oraz wysokość 11,8 m. Wewnątrz zbiornika znajduje się rdzeń reaktora o średnicy 2,88 m oraz wysokości 2,46 m (16 m3 objętości). Model V-320 o mocy elektrycznej 960 MW posiada zbiornik o średnicy wewnętrznej 4,136 m (grubość obudowy 30 mm) przy wysokości 10,9 m. Rdzeń reaktora w tym przypadku to 3,12 m średnicy oraz 3,56 m wysokości (27 m3 objętości). Ostatnim wyróżniającym się skomplikowaniem elementem są poziome wytwornice pary (zachodnie odpowiedniki w reaktorach PWR pracują w układzie pionowym).
b) Reaktor RBMK
Wykorzystując celowo umieszczoną lukę w przepisach („reaktor powinien posiadać obudowę bezpieczeństwa, chyba że konstruktor udowodni, iż nie jest ona potrzebna”) reaktory RBMK nie posiadają obudowy bezpieczeństwa, co jest jednym z głównych powodów, dla których tego typu elektrowni nie budowano poza ZSRR. Dlatego też, w tym przypadku budynek hali reaktora wykonany był z prefabrykowanych płyt betonowych oraz stalowych belek. W przypadku reaktorów pierwszej generacji (Leningrad bloki 1 i 2, Kursk bloki 1 i 2 oraz Czarnobyl 1 i 2) były to pojedyncze konstrukcje o podstawie 50 x 59 m i wysokości 71 m. Natomiast druga generacja (Leningrad bloki 3 i 4, Kursk bloki 3 i 4, Czarnobyl bloki 3 i 4, Smoleńsk bloki 1 i 2) wyróżniają się bliźniaczą zabudową (bloki te budowano parami) a pojedynczy budynek miał podstawę o wymiarach 80 x 69 m i wysokość 71 m.
Jeśli reaktor WWER nazwiemy urządzeniem/aparatem, to reaktor RBMK powinniśmy nazwać budowlą. Podstawę reaktora, a zarazem ściany bocznej ochrony biologicznej stanowi żelbetonowa studnia o średnicy wewnętrznej 21,6 m, wysokości 25,5 m i grubości ścian 2 m (skrajne ściany na poniższym schemacie).
Na dnie studni umieszczony był element/schema „S” (w zależności od opisu również pod nazwą „C”) – była to stalowa konstrukcja w kształcie litery „X” o wymiarach 15 x 15 m i wysokości 5 m (na schemacie pokolorowana na żółto) oraz słupki o podstawie 1,25 m będące podporą dla elementu „L”. Waga elementu „S” to 95 t.
Na elemencie „S” spoczywał element „OR” (kolor jasnozielony na schemacie), stanowiący dolną ochronę biologiczną. Była to stalowa konstrukcja o podstawie w kształcie koła średnicy 14,5 m i wysokości wynoszącej 2 m. Element ten posiadał otwory technologiczne przeznaczone dla przewodów wodnych oraz prętów kontrolnych wprowadzanych od spodu rdzenia reaktora. Waga konstrukcji stalowej to 500 t, dodatkowo jego puste przestrzenie wypełnione są serpentynitem o wadze 400 t.
Element „OR” tworzył podstawę dla rdzenia reaktora – grafitowych bloczków o podstawie kwadratu 25 x 25 cm i wysokościach 20, 30, 40, 50 oraz 60 cm, z nawierconymi otworami technologicznymi, ułożonych w 2488 kolumn. Waga grafitu wynosiła 1700 t. W bloczkach znajdowały się kanały – rury ze stali nierdzewnej kwasoodpornej o średnicy 11 cm i grubości ścianki 5 mm. Rozmiar rdzenia to 11,8 m średnicy i 7 m wysokości (756 m3 objętości).
Rdzeń reaktora otoczony był elementem „KZ” (na schemacie otoczony ciemno zielonym kolorem) – stalowym płaszczem o średnicy 14,5 m, wysokości 10 m i wadze 77 t. Konstrukcja ta była od dołu przyspawana do elementu „OR” a od góry do elementu „E” tworząc szczelny zbiornik rdzenia reaktora.
Konstrukcja „KZ” była dodatkowo otoczona elementem „L” (na schemacie otoczony czerwonym kolorem) – stalową studnią, składającą się z 16 hermetycznych zbiorników wodnych. Średnica wewnętrzna konstrukcji 16,6 m, średnica zewnętrzna 19 m a wysokość 11 m. Waga konstrukcji stalowej to 575 t do czego należy doliczyć 700 t wody. Przestrzeń pomiędzy elementem „L” a betonową studnią reaktora wypełniona była piaskiem i serpentynitem.
Na konstrukcji „L” znajdowała się chyba najbardziej znana część reaktora RBMK, czyli element „E” nazywany również „Eleną” (otoczony pomarańczowym kolorem na schemacie). „Elena” pełniła rolę górnej ochrony biologicznej. Konstrukcyjnie był to element podobny do „OR”. Rozmiary – 17,65 m średnicy, wysokość 3 m a waga to 593 t stali oraz 1000 t zasypki z serpentynitu.
„Elena” dodatkowo była otoczona elementem „D” (kolor niebieski na schemacie” – była to dwuwarstwowa osłona ze stali wypełniona wodą. Średnica zewnętrzna 19 m, średnica wewnętrzna niecałe 18 m a wysokość ponad 3 m. Waga konstrukcji to 150 t stali oraz 100 t wody.
Element „G” to dobrze znana ze zdjęć górna płyta reaktora, na której znajdują się okute żelazem betonowe bloczki o wadze 50-60 kg. Widoczne na niektórych bloczkach kolory służą do identyfikacji rodzaju znajdujących się pod nimi prętów kontrolnych.
Reaktor RBMK to również tysiące różnego rodzaju rur i rurek przez które przepływa woda oraz para wodna. Poniższy obrazek przedstawia obieg wody w reaktorze – po bokach na dole kolorem żółtym oznaczone są główne pompy cyrkulacyjne, wtłaczające zimną wodę od spodu reaktora, gdzie woda ulega nagrzaniu (kolor czerwony) i skąd jest transportowana do separatorów pary (podwójne czerwone zbiorniki u góry z lewej i prawej strony rdzenia). Para wodna kierowana jest do turbin generatorów (kolor morski) a woda po ochłodzeniu wraca do pomp.
Podsumowując – reaktory WWER wymagały dużo mniejszych nakładów materiałowych, jednakże przy dużo większej złożoności aparatury. Natomiast reaktory RBMK to stalowo-betonowe kolosy dopełnione grafitem, serpentynitem oraz piaskiem. Musimy pamiętać jednak, że w centralnie sterowanej gospodarce ZSRR w przeciwieństwie do dostępności koszty materiałowe nie miały większego znaczenia.
Koszty eksploatacji
Nie da się ukryć, że reaktory RBMK pracowały na dużo tańszym „naturalnym” uranie o wzbogaceniu 1,8 %, przy czym w konstrukcjach drugiej generacji wymagano wzbogacenia do 2% a od 1986 r. do 2,4%. Podczas pracy reaktora w jego rdzeniu znajdowało się 192 t paliwa w postaci pastylek z tlenku uranu. Ponieważ w tak dużym reaktorze paliwo nie wypalało się równomiernie, średni czas przebywania zestawu paliwowego w rdzeniu wynosił 2-3 lat (rekord w Leningradzkiej elektrowni to ponad 10 lat dla niektórych pojedynczych zestawów).
Reaktory WWER wymagają natomiast wzbogaconego uranu (2,5-3,6% w przypadku V-230 oraz 3,3-4,4% w przypadku V-320). Co wymaga użycia wirówek do wzbogacania uranu, wykorzystywanych w ZSRR głównie do produkcji głowic jądrowych. Oczywiście ze względu na rozmiar rdzenia mamy do czynienia z mniejszymi ilościami paliwa – 47,6 t dla V-230 i 79,9 t dla V-320. Wypalone paliwo wymienia się co 12-18 miesięcy.
Inaczej pod względem ekonomicznym kształtuje się ilość wymaganego personelu obsługi, w tym dobrze wykwalifikowanych inżynierów. W czterech blokach Czarnobylskiej Elektrowni Jądrowej zatrudnionych było około 5855 pracowników. Dla porównania, średnie zatrudnienie w elektrowni z dwoma reaktorami WWER wynosi 960 pracowników, a z trzema reaktorami – 1640 pracowników.
Bezpieczeństwo
Główny konstruktor reaktorów RBMK, Nikołaj Dolleżał uważał budowanie elektrowni jądrowych w pobliżu dużych skupisk ludności, a w szczególności na zachodnich obszarach ZSRR za zbyt niebezpieczne. Negatywny wpływ na środowisko, według jego szacunków był aż 40 razy większy w porównaniu do działających w Nowoworonieżu jednostek WWER. Jednakże dyrektor Instytutu Kurczatowa, Anatolij Aleksandrow obawy swojego „kolegi” uważał za mocno przesadzone.
W porównaniu do zachodnich konstrukcji PWR, pierwsze wersje reaktorów WWER posiadały system awaryjnego chłodzenia, który nie zakładał możliwości całkowitego rozerwania pierwotnej instalacji rurowej. Jednakże w tej konfrontacji jednostki te miały bardzo ważną zaletę – dużą ilość wody obiegu pierwotnego oraz wtórnego w stosunku do mocy cieplnej rdzenia, co czyniło je bardziej odpornymi na błędy operatorów, zapewniającą bardziej „miękkie” zachowanie w przypadku incydentów, wydłużając czas na reakcję zespołu zmianowego. W nowoczesnych reaktorach WWER wprowadzono wiele modyfikacji poprawiających bezpieczeństwo ich użytkowania – pełne obudowy bezpieczeństwa, zdwojone pętle pierwotnego obiegu wody i systemy zraszania ograniczające ciśnienie w hali reaktora. Jednostki tego typu nie ulegały żadnym poważnym awariom, aczkolwiek miały miejsce różnego rodzaju incydenty w postaci rozszczelnień i wycieków skażonej wody, co jednak nie miało negatywnego wpływu na środowisko, ograniczając ewentualne zagrożenia do wnętrza elektrowni.
Ogólnie dostępna literatura wymienia trzy generacje reaktorów RBMK, a dotyczące ich zmiany były powiązane z ewolucją radzieckich przepisów bezpieczeństwa jądrowego w elektrowniach atomowych. Pierwsze szczegółowe zasady w tej dziedzinie zostały opublikowane w 1974 r. podczas gdy na terenie działało już kilka eksperymentalnych elektrowni jądrowych, w Leningradzkiej Elektrowni Jądrowej działał pierwszy reaktor RBMK, a kolejne były w budowie.
Wszystkie powstające przed 1974 r. jednostki RBMK zaliczamy do pierwszej generacji, a są to bloki: Leningrad-1, Leningrad-2, Kursk-1, Kursk-2, Czarnobyl-1 oraz Czarnobyl-2. W latach 1974-1982 projektowane są bloki drugiej generacji – Leningrad-3, Leningrad-4, Kursk-3, Kursk-4, Czarnobyl-3, Czarnobyl-4, Smoleńsk-1 oraz Smoleńsk-2. Pierwsza aktualizacja radzieckich przepisów bezpieczeństwa jądrowego w elektrowniach jądrowych miała miejsce w 1982 r. Od tego czasu mamy do czynienia z projektami RBMK trzeciej generacji, do której moglibyśmy zaliczyć bloki: Smoleńsk-3, Smoleńsk-4, Czarnobyl-5, Czarnobyl-6, Kursk-5 oraz Kursk-6. Jednakże z wymienionej szóstki, ukończono i oddano do eksploatacji jedynie trzeci blok Smoleńskiej Elektrowni Jądrowej.
Podchodząc bardziej szczegółowo do ewolucji reaktorów RBMK zamiast na generacjach powinniśmy skupić się na projektach poszczególnych bloków.
Bloki pierwszy oraz drugi Leningradzkiej Elektrowni Jądrowej możemy nazywać prototypami jednostek RBMK, gdyż ich eksploatacja wykazała wiele uchybień projektowych. Dlatego też kolejny projekt, według którego budowano pozostałe bloki pierwszej generacji uwzględniał wiele zmian, takich jak: wzbogacenie paliwa uranowego do 2%, dodanie automatycznego lokalnego regulatora mocy (LAR), zmiana przepływomierzy, zmiana zaworów na wejściach do kanałów paliwowych, od strony „wizualnej” zbliżono do siebie budynki reaktorów, a same reaktory wewnątrz budynków obrócono o 900. Trzeci projekt zakładał budowanie bloków w układzie bliźniaczym, dodanie 2 pięter z awaryjnymi basenami chłodniczymi o pojemności 3200 m3 pod reaktorem (co spowodowało konieczność podniesienie konstrukcji samego reaktora o 6 m), zastosowano nowe systemy lokalizacji awarii oraz chłodzenia rdzenia i zmieniono położenie zaworów zapewniających dostęp wody do rdzenia w przypadku awarii. Według tego projektu wybudowano trzeci oraz czwarty blok Leningradzkiej Elektrowni Jądrowej. Czwarty projekt według którego powstały bloki Kursk-3, Kursk-4, Czarnobyl-3, Czarnobyl-4, Smoleńsk-1 oraz Smoleńsk-2 zawierał poprawki w zakresie uszczelnienia obiegu wody w reaktorze, oraz redukcję liczby przewodów wodnych do separatorów pary – każdy z dwóch o mniejszej średnicy zastąpiony został jednym o większej średnicy. Jedyny ukończony blok trzeciej generacji – Smoleńsk-3 to projekt w którym uwzględniono kolejne poprawki uszczelniające obieg wody w reaktorze a także uproszczono basen awaryjny do jednopiętrowego. Obok głównej linii rozwojowo-projektowej możemy wyróżnić dwa bloki elektrowni Ignalina z reaktorami o mocy elektrycznej 1500 MW, gdzie zastosowano wydajniejsze generatory prądu, zastosowano inne turbiny oraz separatory pary, ponadto zwiększono ilość zapasowych generatorów diesla. Ponadto w Ignalińskiej Elektrowni Jądrowej po raz pierwszy zastosowano 12 strefową automatykę regulatorów zamiast dotychczasowo stosowanej 7 strefowej co znacznie ułatwiło obsługę reaktorów. Według ciekawego projektu budowany był piąty blok Kurskiej Elektrowni Jądrowej – gdzie obok kolejnych poprawek w kierunku szczelności oraz zwiększeniu liczby prętów kontrolnych planowano wykorzystać bloczki grafitowe o podstawie w kształcie ośmiokąta co drastycznie zmniejszało stosunek objętości moderatora (grafitu) do objętości paliwa zwiększając bezpieczeństwo jądrowe reaktora.
Ze względu na ogromną ilość parametrów otrzymywanych z czujników różnego rodzaju aparatury w blokach RBMK (około 14 tysięcy punktów pomiarowych) do ich gromadzenia zaprojektowano system komputerowy SKALA (w oparciu o system KARAT znany z reaktorów serii AMB). Były to urządzenia zbudowane w oparciu o tranzystory i układy małej skali integracji, z pamięcią ferrytową a dane wprowadzano i przechowywano za pomocą taśm magnetycznych i kart perforowanych. Jednostka nie posiadała odpowiedniej wydajności zapewniającej błyskawiczny dostęp do wymaganych ze względu na bezpieczeństwo jądrowe parametrów. Projektowanie następcy systemu SKALA – SKALA Mikro rozpoczęto dopiero w 1986 r. a pierwsze uruchomienie miało miejsce na pierwszym oraz drugim bloku Kurskiej Elektrowni Jądrowej w 2002 r. Jest to system mikroprocesorowy umożliwiający między innymi trójwymiarową wizualizację procesów zachodzących w reaktorze.
Odnośnie awarii w elektrowniach z reaktorami RBMK najbardziej znaną wydaje się uszkodzenie kanału paliwowego na bloku Leningrad-1 w 1975 r. trochę mniej znanymi zdarzeniami są uszkodzenie kanału paliwowego na bloku Czarnobyl-1 w 1982 r. oraz pęknięcia betonu pomieszczeń separatorów pary w blokach Czarnobyl-3 oraz Czarnobyl-4 (lata 1983/84). Na koniec należy wspomnieć o eksplozji reaktora czwartego bloku Czarnobylskiej Elektrowni Jądrowej w 1986 r. przy czym, w tym przypadku mówimy o katastrofie jądrowej a nie (nawet poważnej) awarii.
Wybór, którego tak naprawdę nie było
Najbardziej skomplikowanym elementem reaktorów WWER jest wysokiej jakości zbiornik ciśnieniowy. Na przełomie lat 60 i 70 w ZSRR istniał tylko jeden zakład (w Leningradzie) potrafiący wykonać tego typu konstrukcję przy czasie produkcji wynoszącym około roku. Plany radzieckiego rządu zakładały oddanie do sieci 8 GW energii elektrycznej pochodzącej z elektrowni jądrowych do końca 1977 r. co przy wykorzystania reaktorów WWER było niemożliwe. Dopiero w 1976 r. rozpoczęto budowę dużego zakładu Atommasz na terenie miasta Wołgodońsk, którego głównym zadaniem miała być konstrukcja aparatury potrzebnej do budowy elektrowni jądrowych. Uruchomienie fabryki zaplanowano na 1980 r. przy czym zakładany czas produkcji ośmiu zbiorników rocznie miał się wydłużyć do 2,5 roku. Niespodziewanie jak na radzieckie warunki pierwszy zbiornik udało się wyprodukować już w 1981 r. który został wykorzystany do konstrukcji reaktora WWER-1000 w elektrowni Nowoworonież.
Podsumowując w ZSRR budowano przede wszystkim elektrownie jądrowe z reaktorami typu RBMK, ponieważ nie dysponowano odpowiednio wydajnym zapleczem technicznym, potrzebnym do masowej konstrukcji innego typu jednostek.
