Kärnkraft I Sovjetunionen

UTLANDS

FRÄN SVERIGES TEKNISKA ATTACHÉER SOVJETUNIONEN 9002

Kärnkraft i Sovjetunionen

Måns Tosteberg Martin Widengren teknisk-vetenskapliga attachékontoret i Moskva

SVERIGES TEKNISKA ATTACHÉER. UTLANDSRAPPORTER

De teknisk-vetenskapliga attachékontoren skriver varje år ett antal rapporter med information och analys av teknikområden som attachéerna bedömer vara av speciellt intresse för svensk industri.

Ett årligt abonnemang kan tecknas. Priset är 500 kronor per ämnesområde. Enstaka rapporter kostar 200 kronor.

Sammanlagt utkommer ca 40 utlandsrapporter under ett år.

Kontakta Åsa Ericson för prenumeration och/eller rapport- köp, tel 08-796 76 40.

Ämnesområden:

A Forskning och utveckling B Energi och naturresurser C Miljöteknik D Transportteknik E Informationsteknik F Bioteknik och biovetenskap G Processteknik och material *. Bygg- och anläggningsteknik Verkstadsteknik

UTLANDSRAPPORTER utges av Sveriges Tekniska Attachéer Box 5282,102 46 Stockholm Tel 08-796 76 40

Sveriges Tekniska Attachéer 1990 Utlandsrapport SOVJETUNIONEN 9002

Kärnkraft i Sovjetunionen

Olyckan i Tjernobyl och den nya öppna samhällsdebatten i Sovjetunionen !~ar tillsammans inneburit ett radikalt ändrat läge för kärnkraften i landet.

Bland förändringarna kan nämnas ett ökat säkerhetsmedvetande och satsning- ar syftande till att öka säkerheten, en grundläggande omorganisation av ledningen av kärnkraften, en kraftigt ökad insyn, en mängd nya internationella kontakter samt en kraftig och öppen opposition från allmänheten, som i flera fall också fått gehör för sina krav.

Den tunga satsningen på kärnkraft ligger dock fast, men i modifierad form. Denna politik motiveras på flera sätt, bl a med miljöskäl, med att kraftverken kan lokaliseras där de behövs och med att kärnkraften anses billig. I ett läge med ytterligt ansträngd energiproduktion blir en omfattande omläggning av energi- politiken ännu mer betungande.

Avsikten med rapporten är att ge en lättfattlig och heltäckande beskrivning av sovjetisk kärnkraft ur såväl energipolitisk som teknisk, ekonomisk och geografisk synvinkel. En strävan har varit att både beskriva den utveckling som lett fram till dagens situation och den (något oklara) framtiden.

Rapporten har sammanställts av Måns Tosteberg och Martin Widegren vid det teknisk-vetenskapliga attachékontoret i Moskva.

Fig 1. Kontrollrummet till block 1 vid kärnkraftverket i Ignalina.

Juni 1990 Utsändes till grupperna A och B ISSN 0280-1108 Innehållsförteckning

1. Sovjetunionens kärnkraftsprogram...... 1

1.1. Motiven för en utbyggnad av kärnkraften — 1

.1.2. Valet mellan WER och RBMK 1

1.3. Driftsstatistik...... ~~...... -.~~™-......

1.4. Den vidare utbyggnaden .—...... -....•...... 5 1.4.1. Regler för lokalisering av kärnkraftverk 5 1.4.2. Inskränkningar i planerna 6 1.4.3. Renoveringsarbeten 6 1.4.4. Utbyggnadsplaner 6

1.5. Attitydförändringar och opinionsbildning ...... 7 1.5.1. Myndigheter och opinion 7 1.5.2. Reaktorinneslutningar 8 1.5.3. Andra säkerhetshöjande åtgärder 8 1.5.4. Träningscentra för personalen 9 i. «o« .a roDicm •••••»••••••»»»••••••»•••»•»•»••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••••v«/ 1.6.1. Ledning och planering 9 1.6.2. Kvalitetsproblem 10 1.6.3. Personalproblem 10 1.6.4. Brister vid producerande verk 11

2. Grafitmodererade reaktorer 12

2.1. Utvecklingen av grafitmodererade reaktorer 12 2.1.1. Obninsk - det första kärnkraftverket 12 2.1.2. Nästa steg - Sibirskaja 13 2.1.3. Experimentreaktorerna i Belojarsk 15 2.1.4. Utvecklingen av större grafitreaktorer 16

2.2. Teknisk beskrivning av RBMK 17 2.2.1. Allmänt 17 2.2.2. Reaktorn 18 2.2.3. Säkerhetshöjande åtgärder 20 3. Vattenmodererade reaktorer ...... —...23

3.1. Utvecklingen av vattenmodererade reaktorer. 23 3.1.1. De första reaktorerna i Novovoronezj 23 3.1.2. WER-440 23 3.1.3. WER-1000 25 3.1.4. Försök med kokarreaktorer 25 3.1.5. Ny tryckvattenreaktor 25

3.2. Teknisk beskrivning av WER-1000 25 3.2.1. Allmänt 25 3.2.2. Reaktorn 27

3.3. Säkerhetshöjande åtgärder på WER 29

4. Bridreaktorer 31

4.1. Utvecklingen av bridreaktorerna 31 4.1.1. Allmänt 31 4.1.2. De första experimentreaktorerna 31 4.1.3. BOR-60 31 4.1.4. BN-350 i Sjevtjenko 32 4.1.5. BN-600 - första reaktorn av pool-typ 34 4.1.6. Det fortsatta bridreaktorprogrammet 35

4.2. Teknisk beskrivning av BN-600 36

5. Reaktorer för värmeproduktion 40

5.1. Allmänt , 40

5.2. Översikt 40

5.3. Kärnkraftvärmeverk 42 5.3.1. Bilibino - det första kärnkraftvärmeverket 42 5.3.2. Större kärnkraftvärmeverk 42

5.4. Kärnvärmeverk 42 5.4.1. Verket i Gorkij 42 5.4.2. AST-500 43 5.4.3. Små kärnvärmeverk 48

5.5. Produktion av högvärdig värme 48

6. Fusionskraft 51

O* A* /VUlIiaIll«***«M*tM«*****««*M*»*Mt«M«M**M««MttM«tMM*«*»tt*t««*»**W*«****>*«*H«**O J.

6.2. Det sovjetiska fusionsprogrammet...... 51 6.2.1. Magnetisk inneslutning 51

6.2.2. Tröghetsinneslutning 54

3. T-15 ...... 54

6.4. Internationellt samarbete ...... 57

7. Anrikning och kärnavfall 58

7.1. Anrikning 58

7.2. Kärnavfall...... 58 7.2.1. Låg- och medelaktivt avfall 58 7.2.2. Högaktivt avfall 59

8. Internationellt samarbete 61

8.1. Allmänt 61

8.2. Arbetsfördelning mellan SEV-länderna 63

8.3. MIR-nätet 64

8.4. Samarbete med andra länder 65 9. Myndigheter, industri och forskning ...... 67

9.1. Myndigheter 67 9.1.1. Minatomenergo i promysjlennosti 67 9.1.2. Minzdrav 68 9.1.3. Gospromatomnadzor 68 9.1.4. Goskomgidromet 68 '9.1.5. Goskompriroda 68 9.1.6. Rådet för information och förbindelser med allmänheten inomkärnenergiomradet 69

9.2. Forskningsinstitut 69 9.2.1. Vetenskapsakademien 69 9.2.1.1. Lebedevinstitutet för fysik i Moskva 69 9.2.1.2. Institutet för kärnforskning, Kiev 69 9.2.1.3. Institutet för kärnkraftsteknik, Minsk 70 9.2.2. GKAE 70 9.2.2.1. Kurtjatovinstitutet för atomenergi i Moskva 70 9.2.2.2. Institutet för teoretisk och experimentell fysik, Moskva 70 9.2.2.3. Institutet för fysik och energiteknik, Obninsk 70 9.2.2.4. Institutet för atomreaktorer, Dimitrovgrad 70 9.2.2.5. Institutet för kärnforskning, Dubna 70 9.2.2.6. Forskningsinstitutet för komplex kraftutrustning 71 9.2.3. Medicinska vetenskapsakademien 71 9.2.3.1 Institutet för radiologi, Kiev 71 9.2.4. Sovjetunionens atomenergi- och atomindustriministerium 71 9.2.4.1. VNIIAES 71

9.3. Kärnkraftsindustrin 72 9.3.1. Zjdanovfabriken i Izjorsk 72 9.3.2. Specialstålsfabriken i Kramatorsk 72 9.3.3. Kärnkraftsfabriken i Volgodonsk, P/O Atommasj 72 9.3.4. Leningrads metallfabrik LMZ 74 9.3.5. Charkovs turbinfabrik ChTZ 74 9.3.6. Turbinmotorfabriken i Ural UTMZ 74 9.3.7. Turbinskovelfabriken i Leningrad 74 9.3.8. Fabriken "Den röde pannskötaren" i Taganrog, TKZ 74 9.3.9. Maskinbyggnadsfabriken i Podolsk ZIO 75 9.3.10. Elektrosila 75 9.3.11. Atomenergoproekt, Moskva 75 9.3.12. Spetsatom 75

10. Sovjetiska kärnkraftverk...... 76

10.1. Obninsk 76 10.2. Sibirien 77 10.3. Belojarsk 77 10.4. Novovoronezj ...... ~ 78 10.5. Dimitrovgrad ...... 79 10.6. Kola 80 10.7. Sjevtjenko 81 10.8. Leningrad 81 10.9. Bilibino .—...~~—._ ~. .. -..82 10.10. Armenien 82 10.11. Kursk 83 10.12. Tjernobyl 34 10.13. Rovno 85 10.14. Södra Ukraina .~.~...... _...... ~.~.....~...... ~...... 86 10.15. Smolensk ...... 87 10.16. Ignalina 88

10.18. Zaporozje ...... 91 10.19. Balakovo 91

10.21. Chmelnitskij...... 93

10.24. Tatarien 94 f AAF If »{•»• QE 10.26. Kostroma...... 96 10.27. Krasnodar...... 97 10.28. Georgien 97 10.29. Azerbajdqan 97

M VlOvi X^UCSSrH •lll(HIIII»M*l«HIIN*IIIHMII«HMIIMIIIIIIHIIHU»IHItlllllllllllilllllfMIIVU 10.31. Minsk...... 98 10.32. Volgograd ...... 99 10.33. Charkov...... 99 10.34. Voronezj 99 10.35. Södra Ural 99 10.36. Archangelsk 100 10.27. Vitebsk 100 10.38. Tjigirin 101 10.39. Brjansk 101 10.40. Jaroslavl 101 10.41. Framtida kärnkraftsorter 102

11.1. Förkortningslista 103

11.2. Sovjetiska kärnkraftsreaktorer (1 juli 1989) 105

11.3. Karta över de sovjetiska kärnkraftsreaktorerna 113

12. Källförteckning 114

12.1. Tidskrifter 114

12.2. Böcker 115

12.4. Besök 117

12.5. Övrigt 117 1. Sovjetunionens kärnkraftsprogram

1.1. Motiven för en utbyggnad av kärnkraften

Från officiellt sovjetiskt håll pekar man först och främst på geografisk- ekonomiska skäl för en massiv utbyggnad av kärnkraften. En överväldi- ' gande del av de fossila bränslereserverna är belägna öster om Ural, medan huvuddelen av energikonsumenterna är koncentrerade till de europeiska delarna av landet.

För närvarande åtgår 40% av Sovjetunionens transportkapacitet på järnväg till att frakta fossila bränslen från landets östra delar till de västra. En satsning på kärnkraften, som kan lokaliseras förhållandevis nära användarna, är ett sätt att mildra obalansen.

I takt med att de lättillgängliga reserverna i den europeiska delen av landet minskar och utvinningen av gas och olja förläggs till alltmer ogästvänliga trakter, där utvinningskostnaderna rakar i höjden, stiger också kostnaderna för alternativen till kärnkraft. Detta ökar givetvis kärikraftens ekonomiska konkurrenskraft.

I bjärt kontrast mot den sovjetiska allmänhetens uppfattning, framhäver de ansvariga för utbyggnaden gärna kärnkraftens miljövänlighet. Den accelererande nedsmutsningen av luft, mark och vatten, som sedan några år flitigt behandlas i massmedia, har medfört att man helt enkelt inte anser sig har råd att avstå från en energikälla som, när den fungerar på rätt sätt, kan ersätta nedsmutsande förbränning av kol och olja.

Det är också tveklöst så, att Sovjetunionen med hänsyn till de tre nämnda positiva effekterna av en utbyggnad planerat så starkt för kärnkraft att man med hänsyn till nationens krisartade ekonomi försatt sig i en beroendesituation med ytterligt begränsade valmöjligheter.

Det traditionella kvantitetsfixerade synsättet på produktion och utveckling föreskriver en starkt ökande energikonsumtion för att höja levnads- standarden. Elbesparande åtgärder inom industri och samhälle, liksom försök att rena utsläppen från kraftverk baserade på fossila bränslen för att begränsa miljöförstöringen, är enligt detta synsätt oekonomiskt, jämfört med utbyggnad av kärnkrafter. Då möjligheterna att bygga ut vattenkraften begränsas av geografi och opinionstryck, återstår för den närmaste framtiden endast ett alternativ, kärnkraft.

1.2. Valet mellan WER och RBMK

Utvecklingen av kärnkraften i Sovjetunionen kommer under perioden fram till år 2000 huvudsakligen att baseras på installation av tryckvatten-

1 reaktorer av typen WER-1 000. Kursk-5 på 1 000 MW är nästan färdig- byggd och markerar därmed även det definitiva slutet pä eran av grafitmodererade och vattenkylda kanalkokarreaklorer av typ RBMK.

I enlighet med ett beslut, taget sommaren 1988, att inte färdigställa RBMK-reaktorer i tidiga byggnadostadier, avbröts arbetet på Smolensk- 4, Kursk-6 och Ignalina-3.

•Denna kursändring inleddes redan före Tjernobyl och det finns anledning att anta att säkerhetsfrågor har spelat en viktig roll. Det sägs ha funnits strömningar inom vetenskapsakademien som länge uttryckt tvivel på grafitreaktorernas konstruktion, strömningar som inte slagit igenom förrän på åttiotalet.

Före olyckan i Tjernobyl svarade RBMK-reaktorer för 57% av kärnkraft- verkens totala installerade effekt. För närvarande är sammansättningen: • RBMK 52% • WER 46% • BN 2%.

Ett skäl till att man länge föredrog grafitreaktorer av kanaltyp framför tryckvattenreaktorer är, att utrustningen till grafitreaktorema kunde tillverkas i vanliga maskinfabriker, medan de mer komplicerade tryck- tankarna för WER krävde högt specialiserade fabriksanläggningar. Därför var RBMK ekonomiskt mer attraktiva. Till WER-reaktorernas fördel talade dock det faktum att grafitreaktorema tog längre tid att bygga.

I takt med att Izjorskijfabriken i Leningrad byggdes om och Atommasj- fabriken i Volgodonsk ökade sin kapacitet, försköts dock tyngdpunkten sakta från RBMK till WER. De båda fabrikerna är specialiserade på reaktortankar och utrustning för det sovjetiska tryckvattenprogrammet.

Haveriet i Tjernobyl var alltså inte ensamt orsak till att man gått över till tryckvattenreaktorer, men det är otvivelaktigt så att det påskyndade processen. En annan uppenbar effekt är de kostsamma ombyggnader och modifikationer av de övriga grafitreaktorema, som man mer eller mindre tvingades till.

Ytterligare en aspekt på Sovjetunionens envisa satsning på grafitmodererade kanalkokarreaktorer, en konstruktion som man är i stort sett ensam om, är att reaktortypen är väl anpassad för plutoniumproduktion, eftersom man kan byta bränsle i varje kanal individuellt under drift.

Denna egenhet kan även vara förklaringen till att inga RBMK-reaktorer exporterats. I framtiden är det troligt att bridreaktorer kommer att överta denna militära ro'1. 1.3. Driftsstatistik

Det sovjetiska kärnkraftsprogrammets installerade effekt uppgick den 1 januari 1989 till cirka 35 400 MWe. Detta utgör drygt 10% av den totala installeradeeffek* ni sovjetisk elproduktion Utnyttjandegraden av denna effekt uppgick under 1988 till 71,4%. Unu., 1989 skall enligt planerna totalt 4 000 MWe installeras vid olika verk. I början av året stängdes de två reaktorerna i Armjanskaja AES, som ligger i ett jordbävningshotat områ- de..

Ar Totalt12» ökning Ar Totalt ökning i

1970 900 0 1980 12 500 2 500 \

1971 1 300 400 1981 15 400 2 900 j

1972 1700 400 1982 17 400 2 000 i

1973 3 200 1 500 1983 19 800 2 400 !

1974 3 600 400 1984 23 100 3 300 |

1975 4 600 1 000 1985 28 100 5 000 I

1976 6 000 1 400 1986 30100 2 000 I

1977 7 000 1 000 1987 34 400 4 300 \

1978 8 000 1 000 1988 35 400 1 000 I

1979 10 000 2 000 1989'3» 4 000 I

1990'4' 55 000 2000 85 000

1995'4' 70 000

Tabell 1. Total installerad kärnkraftseffekt (MWJ vid årets slut samt årligt tillskott <1). (1) Tabelluppgifterna är ungefärliga, men överensstämmer med officiell sovjetisk statistik i den mån sådan är tillgänglig.

(2) Experimentreaktorer med effekt understigande 100 MWB är exklu- derade. De små reaktorerna i Bilibino räknas inte som experimentreaktorer och inkluderas därför i statistiken. Däremot finns sedan början på sextiotalet sex stycken 100 MW-reaktorer i Sibirskaja AES som aldrig beaktas i sovjetisk statistik och en reaktor på 150 MW i Sjevtjenko som betecknas som försöksreaktor. De är därför inte inkluderade i tabellen. (3) 1989 års siffror anger uppskattningar i augusti 1989. (4) Planerna har under löpande femårsplan reviderats. Värt att notera är att den slutliga versionen av den 12:e femårsplanen (1986-1990), antagen i sin slutversion i juni 1986, utvisar en ökning av den installerade effekten till 68 000 MW01990.

I augusti 1989 var 44 större reaktorer i drift vid 15 olika kärnkraftverk i Sovjetunionen. Dessutom finns en försöksanläggning med kombinerad elproduktion (150 MW) och avsättning av havsvatten i Sjevtjenko, en installation av militär natur på drygt 600 MWe i Troitsk samt ett flertal experiment- och undervisningsreaktorer, varav hela åtta i Moskva.

År 1988 stod de sovjetiska kärnkraftverken för drygt 12% av landets elkraftproduktion. Fossila bränslen dominerade fortfarande med 75% och vattenkraften svarade för 13%. Kärnkraften är alltså på intet sätt domi- nerande i sovjetisk elkraftproduktion.

Ar Producerad elenergi Andel av total elproduktion i

1970 4 0,5% \ 1975 15 1,4% | 1976 25 2,3% \ 1977 35 3,0% I 1978 45 3,7% I 1979 55 4,4% I 1980 73 5,6% \ 1981 86 6,5% j 1982 96 7,0% ! 1983 110 7,8% ! 1984 135 9,0% i 1985 167 10,8% | 1986 161(1) 10,1% ! 1987 187 11,2% I 1988 216 12,7% | 1990 plan'2» 390 21,0% i 1995 plan 20,0% ! 2000 plan långsikt 30,0% |

Tabell 2. Elkraftproduktion vid sovjetiska kärnkraftverk (TWh). (1) En intressant jämförelse kan göras med årsplanen för 1986 som enligt Pravda (nov 1985) var 193 TWh. Bortfallet orsakat av haveriet i Tjemobyl beräknas till cirka 18 TWh. (2) Planmålen angivna i den 12:e femårsplanen (1986-1990). Sovjetisk elproduktionsstatistik, särskilt äldre, skiljer sig ofta beroende på källa. I tabellen ovan har Narodnoje Chozjastvo (Statistisk årsbok) och Ekonomitjeskaja Gazeta i huvudsak använts.

Antalet oplanerade reaktorstopp vid de sovjetiska kärnkraftverken under 1988 minskade med 27% jämfört med föregående år. Medeldosen för kärnkraftspersonal under 1988 var 0,66 rem. Maximalt tillåten dos är 50 mSv per år.

1.4. Den vidare utbyggnaden

1.4.1. Regler för lokalisering av kärnkraftverk För närvarande pågår arbete med precisering och omarbetning av Sovjet- unionens kärnkraftsprogram. Målet är i första hand att höja säkerheten vid redan existerande och framtida kärnkraftverk. Det innebär bl a att reglerna för var kärnkraftverk får byggas har skärpts och att kompletterande säkerhetshöjande program utarbetats för både tryckvatten- och kanalkokarreaktorerna.

Konkreta beslut om placering av kärnkraftverk tas på regeringsnivå. Före Tjernobylhaveriet präglades beslutsfattandet av relativ godtycklighet, för att därefter ha konkretiserats avsevärt. Alla beslut om uppförande av kärnkraftverk (AES), kärnkraftvärmeverk (ATETs) och kärnvärmeverk (AST) baserar sig nu på regler om närhet till städer, kulturminnesmärken, rekreationsområden, nation? .parker med mera. Därtill maximerar reglerna den totalt installerade effekten per verk.

AES ATETs AST :

Avstånd till stad med mer än 100 00 invånare, km 25 25 5 i

Max installerad effekt per verk, MW, resp MW, 8 000 2 000 :

Tabell 3. Regler för lokalisering av AES, ATETs och AST

Numera genomförs även reglementerade seismiska, geologiska, meteorologiska och hydrologiska undersökningar före beslut om en ny anläggning. Att finna miljöer som kan tillgodose behoven av kylvatten är ett allmänt problem, främst söder om Moskva där de flesta kärnkraftverken är belägna. 1.4.2. Inskränkningar i planerna

Skärpningen av regler har medfört att åtta hela verk och ytterligare några enskilda reaktorer i planerade och påbörjade kärnkraftverk och kärnvär- meverk skrinlagts, eller i praktiken omlokaliseras till andra regioner av landet. Detta gäller Armjanskaja, Krasnodarskaja, Gruzinskaja, Azer- bajdzjanskaja, Odesskaja, Minskaja, Charkovskaja och Tjigirinskaja AES.

.Det totala effektbortfallet på grund av beslut att inte bygga påbörjade eller planerade nya reaktorer och verk uppgick i början av 1989 till 28 000 MW. Utbyggnadsprogrammet har lindrigt sagt försenats. Den planerade effekt som försvunnit ska till fullo ersättas av nya kärnkraftverk, men kol- och vattenkraftverk får tills vidare överta ansvaret.

I och med stängningen av den andra och sista reaktorn i kärnkraftverket i Armenien, det enda av de ovan nämnda verken som var i drift, står de kaukasiska republikerna helt utan kärnkraftverk. Byggandet av verken i Azerbajdzjan och Georgien hade redan tidigare avbrutits.

Den kritiska elförsörjningssituationen har tvingat ett antal fabriker att övergå till kontinuerlig arbetsvecka, och anvisningar om reparation av elintensiv utrustning under vintern har spritts.

För att lindra situationen och samtidigt dra nytta av redan befintlig infrastruktur, har man beslutat att konstruera om Armjanskaja AES för gasdrift samt att skynda på konstruktionsarbetena på Rostovskaja AES, det närmast belägna kärnkraftverket och på så sätt tidigarelägga ladd- ningen av de båda första blocken där.

Enligt Sovjetunionens energiprogram skall landets RBMK-raktorer börja tas ur drift 1995, för att slutligen vara helt borta år 2005. Efter de kostsamma investeringar i säkerhetshöjande åtgärder som vidtagits, förefaller denna utsago vara mer av en förhoppning än någon definitiv av- vecklingsplan för RBMK-reaktorerna.

1.4.3. Renoveringsarbeten

Under perioden 1992-94 skall samtliga 14 block byggda under 70-talet och slutet av 60-talet renoveras och moderniseras. Säkerhetssystemen i de gamla blocken möter inte dagens strängare krav, varför man kommer att installera så kallade passiva kompletterande säkerhetssystem som inte beror av yttre eltillförsel. Därtill kommer blocken att förses med diagno- stik- och övervakningssystem för de viktigare rörkretsarna.

1.4.4. Utbyggnadsplaner

Det sovjetiska utbyggnadsprogrammet är omfattande. För närvarande är ett 15-tal reaktorer under byggnad och ytterligare några i förberedande anläggningsskeden. Sju helt nya verk är under uppförande. Den vidare utbyggnaden av kärnkraften fram till år 2000 kommer att förverkligas genom utvidgning av redan existerande och nyanläggning av 4—6 kärnkraftverk, så gott som uteslutande i de europeiska delarna av landet. Cirka 20 reaktorer planeras kunna tas i drift under den närmaste tioårsperioden, det vill säga fram till sekelskiftet. De planer som för närvarande utarbetas gäller verk som kommer att börja byggas 1993 och framöver.

. De minst anspråksfulla och därmed mest realistiska planerna utvisar 85 000 MW installerad elektrisk effekt vid år 2000. Vissa företrädare för kärkrailsindustrin hoppas fortfaranade på så mycket som 120 000 MWt.

En försiktig sammanräkning av den sammanlagda effekten hos planerade reaktorer indikerar ett betydligt lägre resultat. Vidare får man inte glömma, att ett antal äldre reaktorer måste tas ur drift. Det får därför, med hänsyn till de förseningar som drabbat det sovjetiska kärnkrafbprogram- meti sin helhet, anses som mycket tveksamt om man ens kan uppfylla de mindre ambitiöst satta planmålen.

Det är ekonomiskt fördelaktigt att utvidga redan existerande verk i jämförelse med att nyanlägga, eftersom infrastrukturen redan finns, mindre mark behöver tas i anspråk, de ekologiska effekterna blir mindre och så vidare.

Atomenergiministeriet anser att ytterligare 6 000 MW över tidigare satta planmål behöver installeras i Ukraina. Man avser därför att uppgradera Rovno, Chmelnitskij och Södra Ukraina med 2 000 MW vardera, varvid de första kärnkraftverken i Sovjetunionen på 6 000 MWc kommer att reali- seras. I sammanhanget bör nämnas att projekten har mött relativt hårt motstånd från ledamöter i den ukrainska vetenskapsakademin och massmedia.

De orter som är aktuella för kommande kärnkraftverk redovisas i appendix, kapitel 10. Ytterligare platser som man tänkt sig att exploatera för nya projekt är bland annat Sovjetiska Karelen, Lettland och Litauen (se avsnitt 10.4.1.).

1.5. Attitydförändringar och opinionsbildning

1.5.1. Myndigheter och opinion

Den omisskännliga teknikvänlighet som tidigare genomsyrade sovjetisk energiplanering har fått god konkurrens av miljöfrågor. Problemen diskuteras öppet, men samtidigt försvårar osmidiga styrmedel och centralise- ring konkreta åtgärder. Kärnkraft utgör dock något av ett undantag och en mycket betydelsefull skillnad jämfört med bara för några få år sedan, är att säkerhetsaspekterna skjutits i förgrunden på ett sätt som är något helt nytt för sovjetiska förhållanden.

Ansvariga kärnkraflsmyndigheter är numera mycket känsliga för opi- nionsyttringar. Man inser att allmänhetens rädsla för kärnkraft och dess skeptiska inställning till vad myndigheterna meddelar i massmedia är en god grogrund för protester och därmed ett potentiellt hot.

•Protester från allmänheten behandlas vanligen utförligt i massmedia och har vid ett flertal tillfallen visat sig effektiva. Bland annat lär lokalbefolk- ningens motstånd direkt ha hindrat konstruktionen av kärkraftvärme- verken i Minsk och Odessa.

Myndigheternas ovana att handskas med protester från allmänheten har tagit sig uttryck i ett stort intresse för hur man kommunicerar med allmänheten i andra länder. I juli 1989 besökte en delegation ledd av chefs- konstruktören för kärnkraftverk i Sovjetunionen, Valerij Kurotjkin, Stor- britannien för att studera hur oppositionens synpunkter kanaliseras där. Man studerar också förhållandena i Frankrike och Västtyskland.

1.5.2. Reaktorinneslutningar

Den sovjetiska säkerhetsfilosofi som länge låg till grund för konstruktionen av kärnkraftverk, innebar bland annat att en tät inneslutning runt reaktorn ansågs obehövlig. Men denna inställning modifierades tydligt redan före Tjernobylhaveriet och de tryckvattenreaktorer som tagits i drift sedan 1980 har sålunda utrustats med en reaktorinneslutning av samma typ som i Väst.

Även kommande bridreaktorer skall utrustas med inneslutning. Grafit- reaktorerna kommer dock inte att få någon inneslutning, eftersom installation av sådana runt alla de 17 RBMK-reaktorema skulle bli mycket kostsam.

1.5.3. Andra säkerhetshöjande åtgärder

Omfattande säkerhetshöjande åtgärder har vidtagits på de sovjetiska kärnkraftverken efter Tjernobylolyckan och ytterligare ett antal modifie- ringar av både existerande och planerade verk är under införande. Bland annat har skyddssystem, avkännings- och övervakningsutrustning för att tidigare kunna upptäcka sprickor samt nya nödstoppsystem utvecklats. Samtliga verk har utrustats med kompletterande stationära neutron- absorbenter.

För att höja kvaliteten på all teknisk utrustning som installeras har en statlig kvalitetskontroll, Gosprijomka, använts sedan 1987. Gosprijomka innebär testprocedurer för alla automatiska system före idrifttagande.

8 Defekter identifieras och ofta får 10-15% av komponenterna bytas ut. Erfarenheterna är goda.

Strålskyddet har också förbättrats som en följd av haveriet i Tjernobyl, och man har betydligt utvidgat kontrollen av strålningsnivåer vid alla kärn- kraftverk. Dessutom har man vidtagit åtgärder för att öka tillförlitlighe- ten hos de insamlade uppgifterna.

1.5.4. Träningscentra för personalen

Den tidigare skriande bristen på träningsmöjligheter för personalen på kärnkraftverk i Sovjetunionen avhjälps nu i viss mån genom anläggning av tre träningscentra. WER-1 000-personal skall tränas i kärnkraftver- ken i Zaporozje och Novovoronezj, medan RBMK-1 000-presonal får öva i Desnogorsk. Ett träningscentrum skall kunna erbjuda möjligheter till fullskaleövningar i varje tänkbar situation både för enskilda och för hela skift.

Alla brister i utbildningen är dock ännu inte åtgärdade och träningsförhål- landena för kärnkraftspersonalen är inte tillfredsställande. Övnings- utrustningen fungerar inte snabbt nog och datorer för flera övningsmo- ment fattas.

Kärnkraftverkssimulatorn i Desnogorsk, Smolenskaja AES, är i funktion sedan januari 1988, men uppges förfarande inte fungera som planerat. Utrustningen utgörs av en kontrollrumsmodell med träningsutrustning och -program. Centret skall ta emot 100 personer samtidigt och räknar med en genomströmning på cirka 1000 per år. För närvarande är bara ett verk, Novovoronesjskaja ÅES, försett med fullständig simulerings- och träningsutrustning för katastrofövningar.

För att få loss personal har verken fått ökade bidrag för att organisera ett sjunde skift, det så kallade reservskiftet, vid varje verk. Avsikten är att all personal skall sändas till träningscentra varje år.

1.6. Problem

1.6.1. Ledning och planering

Den sovjetiska satsningen på kärnkraft går inte helt smärtfritt. Åren 1981-1985 togs knappt 16 000 MWe i drift, vilket endast motsvarade cirka 60% av planmålet på 25 000 MWe. Inte heller under senare år har man kunnat uppfylla planmålen. Den så kallade fiowlinemetoden - man bygger flera reaktorer i taget vid samma kärnkraftverk - där varje reaktor skall bli klar på ungefär 60 månader, fungerar endast i begränsad omfatt- ning. Anledningarna är oftast bristande ledningsförmåga och brist på kvalificerad personal vid byggplatserna. Ibland ackompanjeras detta av försenade leveranser från maskintillverkarna. Resultaten blir dålig kvalitet och för- seningar, något som är typiskt för sovjetiska konstruktionsarbeten.

1.6.2. Kvalitetsproblem

Chefen för kärnkraftsäkerhet på Kurtjatovinstitutet i Moskva, Vladimir • Asmolov, ger sin syn på kvalitetsfrågan i en artikel i Izvestija (jan 1989): "Den största bristen inom kärnkraftsindustrin i Sovjetunionen är inte byggnadsmaterialens, monteringens och byggnadernas låga kvalitet. Det är heller inte den eftersläpande säkerhetsforskningen, våra ingenjörers dåliga utbildning eller de snåla anlslagen för samarbete med utlandet...... utan vår största brist, det är den konstant sjunkande kvalitetsnivån på utrustning i drift. I vår ekonomi, där kvantitetsindikatorer utgör de ojämförligt viktigaste styrinstrumenten, är det tillåtet att offra 'andra- handsindikatorer' för att förbättra de viktigare indikatorerna. Driftssä- kerhet är en andrahandsindikator".

Den sovjetiska pressen anger bristande disciplin och undermålig hantverksskicklighet som de vanligaste orsakerna till kvalitetsproblem. Ett exempel på detta är kärnkraftverket i Rostov, där den sovjetiska kärn- kraftsinspektionen, Gosatomenergonadzor, avslöjat stora brister.

Man skall dock ha i åtanke att kvalitetskontrollen vid kärnkraftbyggen är mycket omfattande jämfört med andra områden i det sovjetiska samhäl- let. De allra flesta bristerna upptäcks sålunda och leder därmed endast till förseningar.

1.6.3. Personalproblem

Det råder på många håll akut brist på utbildad, kvalificerad personal. Röster för att höja prestigen på jobb inom kärkraftsindustrin har höjts. Högre lön samt reglering av privilegier, arbetstid och pension krävs. Frågan har enligt många undervärderats länge.

Förmodligen mer i den ekonomiska perestojkans anda än i förhoppning att komma till rätta med personalproblemen, infördes Chozrastjot, driftseko- nomi med självfinansiering, vid Tjernobylskaja AES den 1 januari 1989. Det enda resultatet hittills av detta experiment är något höjd lön för vissa specialister.

Utbildning och kompetens anses av många bedömare vara otillräcklig hos i stort sett alla kategorier personal. Först på senare tid har urvalsproce- durer med tester i påfrestande, stressiga situationer tillämpats. Kata- strofutbildningen har varit otillräcklig.

10 L6.4. Brister vid producerande kärnkraftverk

Avsaknaden av väl fungerande datorer för övervaknings- och kontrollupp- gifter samt eftersläpande utveckling av diagnostikutrustning för bland annat sprickbildning i primärkretsen utgör de mest påtagliga orosmo- menten i de kärnkraftverk som är i drift. Först 1990-92 väntas färdiga system för diagnosticering vara klara. Vid Tjernobylskaja och Armjanska- ja AES har därför egna system utvecklats och installerats.

11 2. Grafitmodererade reaktorer

Det finns för närvarande 15 ^tora grafitmodererade RBMK-reaktorer i drift i Sovjetunionen. Den olycksdrabbade reaktorn i Tjernobyl var av denna typ. Olyckan har medfört att det tidigare utbyggnadsprogrammet reviderats och endast två ytterligare reaktorer som är under byggnad kommer att färdigställas. Olyckan har också lett till omfattande åtgärder syftande till att öka säkerheten vid stationerna.

Enligt Sovjetunionens energiprogram kommer en avveckling av RBMK- reaktorerna att inledas 1995 för att vara helt avslutad år 2005. Med tanke på detta förefaller de omfattande investeringar som gjorts för att höja sä- kerheten tämligen oöve"lagda.

2.1. Utvecklingen av grafitmodererade raktorer

2.1.1. Obninsk - det första kärnkraftverket Den första kommersiella sovjetiska reaktorn startades den 27 juni 1954 i staden Obninsk, knappt 10 mil sydväst om Moskva. Reaktorn, som var inhyst i en oansenlig fabriksliknande byggnad, var av kanaltyp samt vattenkyld och grafitmodererad.

Det kan vara intressant att något i detalj redogöra för Obninskreaktorn eftersom denna reaktor i mångt och mycket var avgörande för den framtida inriktningen av det sovjetiska kärnkraftsprogrammet.

Beslutet att bygga en reaktor för elproduktion i Obninsk togs i februari 1950. Skälet till att man valde en reaktor av kanaltyp i stället för av tryckvattentyp var troligen att man vid den tidpunkten inte ansåg sig till fullo behärska tekniken att tillverka tillräckligt hållfasta trycktankar.

Vattnets ingångstemperatur i reaktorn var 190=C, utgångstemperaturen 280°C och trycket 100 atm. Detta gjorde att man vid ingången till turbinerna kunde erhålla överhettad ånga med temperaturen 270°C och trycket 1,2 MPa. Den termiska effekten uppgick till 30 MW och den elektriska effekten var 5 MW. Man laddade reaktorn med 550 kg uran, anrikat till 5%.

Valet mellan naturligt och anrikat uran föregicks av diskussioner där ett av de viktigaste argumenten för användande av naturligt uran var att detta skulle ge ökade möjligheter till produktion av plutonium. Av tekniska skäl visade det sig dock vid den tidpunkten omöjligt och sedan dess baserar sig den sovjetiska kärnkraftsutvecklingen på användandet av låganrikat uran och termiska neutroner. Som konstruktionsmaterial för bränsleelementen användes rostfritt stål.

12 Erfarenheterna av Obninskreaktorn var så goda att de ansvariga beslöt sig för en fortsatt satsning på vattenkylda grafitmodererade kanalkokarreaktorer.

2.1.2. Nästa steg - Sibirskaja

I slutet av 50-talet byggdes en stor anläggning, officiellt kallad Sibirskaja ÄES, belägen i Troitsk. Denna station förbigås med nästan total tystnad 'i sovjetiska källor, beroende på dess militära anknytning. Anläggningen består av sex reaktorer på nominellt 100 MWe av samma typ som i Obninsk, avsedda dels för elproduktion och dels för plutoniumproduktion.

Figur 2. Kärnkraftverket i Troitsk

Reaktorerna har dock, till skillnad från den i Obninsk, tvåkretssystem och bränsleelementen är inkapslade i aluminiumlegeringar. Ångans temperatur när den lämnar reaktorn är 180-220°C. Dessutom installerades för första gången ett maskinellt system för byte av de utbrända bränsleele- menten, utvecklat av nuvarande chefen för Ignalinaverket, Chromtjenko. Den nominella effekten 600 MWe nåddes 1964.

Figur 3. Anatolij Ivanovitj Chromtjenko framför Ignalinaverket.

13 Figur 4. Den av A I Chromtjenko utvecklade apparaturen för byte av utbrända bränsleelement. I förgrunden skymtar härden. Bilden är tagen på Ignalina-1.

14 2.1.3. Experimentreaktorerna i Belojarsk

Utvecklingen av de större RBMK-reaktorerna skedde vid Belojarskverket i Ural. Här konstruerade man två reaktorer, på 100 och 200 MWt, som tegs i drift 1964 respektive 1967.

Dessa reaktorer, som aren vidareutveckling av Obninsk-reaktorn, det vill säga av kanalkokartyp med grafitmoderering, har den intressanta egen- skapen att de utnyttjar nukleär överhettning av ångan.

Belojarsk-1 hade totalt 998 arbetskanaler, 730 för generering av ånga och 268 för överhettning. Vid ingången till förångningskanalerna hade vattnet temperaturen 300'C och trycket 15 MPa. Vatten-ångblandningen läm- nade förångningskanalerna med 340'C. I överhettningskanalerna gick ångan in med 320'C, 11,5 MPa och lämnade reaktorn med temperaturen 500^510'C.

roTH

t _ f«wf- p\»it: 7 — fraphitc flack: 3 — fttiémt IT trrvicmy Irtlm^t: å—ttttm •«- ptatot, 5 — p*p<*1 é — *pp*t pl»*9: 7 — Ii uppf r flo*r: 9 — ém

Orsaken till att man i de senare varianterna frångick överhettningskon- ceptet, berodde på svårigheterna att reglera och kontrollera processen, samt det stora antalet rör av olika storlekar utsatta tor höga tryck. Dessutom leder en höjning av arbetstemperaturen i härden inte bara till ökade krav på värmeresistenta material, utan också sämre utnyttjande av

15 kärnbränslet. En annan detalj som är värd att beakta, är att kärnkraftver- ket i Belojarsk saknar inneslutning kring reaktorerna. Detta sågs som något positivt, främst av konstruktionstekniska skäl.

Vid konstruktionen av BeIojarsk-2 gjordes ytterligare föl-bättringar. Bland annat övergick man till ett enkretssystem, som for den överhettade ångan direkt in i turbinen.

- 2.1.4. Utvecklingen av större grafitreaktorer

De goda erfarenheterna av de grafitmodererade och vattenkylda kanalkokarreaktorerna i Belojarsk samt utvecklingen av nya värmeresistenta zirkoniumlegeringar för inkapslingen av brän?lestavarna, gjorde att man i slutet av 60-talet kände sig mogen att konstruera en reaktor på 1000 MWe. Man frångick dock som tidigare angivits den nukleära överhettning- en.

Den första RBMK-1 000 togs i drift 23 december 1973 vid Leningradska- ja AES. Denna reaktor är referensreaktor för serien, som nu omfattar 13 reaktorer i drift och två underbyggnad. Dessutom finns det två reaktorer av typen RBMK-1 500, med en potentiell elektrisk effekt om 1 500 MW, i drift. Båda ligger i Ignalina, Litauen.

Man hade förväntat förbättrade så kallade teknisk-ekonomiska parame- trar vid Ignalina, men de uteblev, varför man vid Kostromskaja AES, där RBMK-1 500 skulle ha installerats, valde WER-1 000 i stället.

Figur 6. Härden på Ignalina-1.

16 2.2. Teknisk beskrivning av RBMK

2.2.1. Allmänt

RBMK-reaktorerna är grafitmodererade och vattenkylda. Typbeteck- ningen RBMK (Reaktor bolsjoj mosjtjnosti kanalnogo tipa) är en rysk akronym för "reaktor med stor effekt av kanaltyp".

Satsningen på RBMK-reaktorerna motiveras av tre fördelar: • obegränsad storlek, det finns ingen trycktank som begränsar • bränslebyte under drift, medför hög utnyttjandegrad • möjlighet till intern överhettning ger högre verkningsgrad.

Utvärderingen av olyckan i Tjernobyl har resulterat i omfattande ombyggnader av både befintliga reaktorer och sådana som byggdes färdigt efter haveriet. Den följande beskrivningen hänför sig till de modifierade reaktorerna. Slutligen redogörs för de åtgärder som vidtagits efter Tjernobyl och motiven bakom dessa.

Det finns två varianter av RBMK-1 000. Generation ett utgörs av Lenin- grad-1,2,3,4, Kursk-1,2 och Tjernobyl-1,2. Till generation två hör Smo- lensk-1,2, Kursk-3,4, Tjernobyl-3 och de ännu ej idrifttagna Smolensk-3 och Kursk-5. Haveriet i Tjernobyl inträffade i reaktor nr 4. Ignalina-1,2 är av typen RBMK-1 500, som mest påminnerom RBMK-1 000-reaktorer av andra generationen.

Figur 7. RMBK-1 000/1:1/reaktor, 2/rörledningar för vatten 3/rörled- ningar för ånga/vatten, 4/ laddningsmaskin, 5/ ångseparator, 6/huvudcirkulationspump.

17 Bland skillnaderna märks att RBMK-1 000/11 har färre bränsleelement och fler styrstavar samt en kondensationsbassäng under reaktorn. Bas- sängen har till uppgift att minska utsläpp av ånga vid brott i rörsystemets nedre delar. Nedanstående beskrivning hänför sig till RBMK-1000/1.

RBMK-1 000

Termlsk effekt (MW): 3140 Elektrisk effekt (MW): 2x500 Kylvattenflöde (m»/h): 37 500 Inloppstemperatur (*C): 270 Utloppstemperatur/medelvärde (*C): 284 Härddiameter (m): 11,8 Härdhöjd (m): 7,0 Antal bränsleelement <": Anrikningsmedelvärde vid stationär drift«(%): 2,4 Medelutbränning (GWd/ton): 18,5 Ångflöde (ton/h): 5 468

Tabell 4. Data för RBMK-1 000. (1) Tidigare 1 693 i typ I och 1 661 i typ II. Nu varierar det mellan 1 604 och 1614 i typ I och 1579 och 1592 i typ II. (2) Höjt från 2,0 till 2,4%- Det tar emellertid tre-fyra år innan allt bränsle har hunnit bytas ut.

2.2.2. Reaktorn Reaktorbränslet utgörs av urandioxidkutsar inkapslade i zirkonium- niobrör som i sin tur är hopbuntade till bränsleelement. Dessa är placerade i bränsletrycktuber med en diameter av 88 mm.

Reaktorhärden består av en vertikal grafitcylinder. Grafltcylindern är uppbyggd av grafitblock (250x250x600mm). Totalt finns det 2 488 kanaler i cylindern varav omkring 1600 (se not 1 ovan) härbärgerar bränsleele- ment.

I de andra kanalerna löper styrstavar och instrumentering. Den totala grafitmassan uppgår till 1 700 ton.

Styrstavarna är av fyra olika typer (snabbstopp, automatisk effektregle- ring, styrning av effektfördelningen radiellt och axiellt) och sitter i kvadratisk geometri.

Deras antal har ökats med mellan 53 och 123 som ett led i strävan att höja säkerheten vid stationerna. Materialet är B4C. De förs in både nedifrån och uppifrån.

18 Figur 8. Närbild på härden. Man kan tydligt urskilja de olika typerna av kanaler för bränsleelement, styrstavar och instrumentering.

* "•|WP^" " T ' lit ,vUV ^*«?1 » _, ^ ^ Mk

Figur 9. Bränslestavar.

19 f\fc Alf IL

Figur 10. Principiellt kylschema för kärnkraftverk med RBMK-reaktorer: 1/reaktor, 2/ångseparator, 3/ huvudcirkulationspump, 4/ångtur- bin, 5/ matarvattenpump.

Bränslestavarna kyls med vatten, som pumpas runt i två identiska spegelvända primärkretsar av huvudcirkulationspumpar. I varje krets finns fyra pumpar, varav en hålls i reserv.

Vattnet värms till kokning i kanalerna. Utloppstrycket är 7 MPa. Ång- vattenblandningen som bildas (ånghaltens medelvärde är 14,5%) fors sedan till ångseparatorerna.

2.2.3. Säkerhetshöjande åtgärder

RBMK-reaktorns tre grundläggande svagheter ur säkerhetssynpunkt är den positiva ångblåskoefficienten, (som innebär att ökad ånghalt i kylvattnet leder till en effektökning, som leder till ytterligare ökad ånghalt och så vidare), den långsamt fungerande snabbstoppsutrustningen och bristfäl- lig utrustning för att återföra reaktorn i ofarligt tillstånd vid felaktiga beslut av personalen, den s k mänskliga faktorn.

Ytterligare nackdelar med RBMK-reaktorerna är förutom de höga bygg- kostnaderna dels den instabila effektfördelningen i reaktorn, som kräver kraftfulla reglersystem och vaksamhet hos personalen, dels det stora antalet kylledningar (cirka 2 000).

20 Figur 11. Kontrollrummet på lgnalina-1 med displayer för detaljöver- vakning av härdens element.

Sänkning av ångblåskoefficienten på redan existerande reaktorer har åstadkommits med hjälp av tre åtgärder: • installation av ytterligare absorbenter (mellan 53 och 123 vid Ignali- na2) " vidgade säkerhetsmarginaler för kärnprocessen vid normal drift (kompensering med styrstavar) * högre anrikningsgrad hos bränslet.

Sedan de två första åtgärderna blivit genomförda ligger ångblåskoeffi- cienten hos samtliga reaktorer i intervallet 0,8-1,4+0,2, utom hos RBMK- 1500 där den är 0,5+0,2 resp 0,3+0,2.

Före 1990 skall beslutet att höja anrikningsgraden från 2,0% till 2,4% förverkligas. På de block som är under byggnad kommer en lägre ångblås- koefficient (noll eller svagt negativ) att uppnås genom en minskning av grafitmängden i härden, i stället för installation av ytterligare absorbenter.

Vad gäller snabbstoppsutrustningen har man dels förbättrat dess konstruktion, dels minskat den tid det tar att skjuta in stavarna vid nödstopp. Stavarna kan nu föras in på 12 sekunder (förut 18 s) med en hastighet av 0,8 m/s under de första 3^4 m. Stavarna är dessutom stationärt införda 0,7 m i härden.

21 Nästa etapp pä vägen till säkrare RBMK-reaktorer går via snabbstopps- systemet BAZ (Bystrodejstvujusjtjaja Avarijnaja Zasjtjita) som skall installeras på samtliga RBMK-reaktorer under 1989.

Systemet har utvecklats och genomgått tester i full skala vid Ignalinaver- ket och Leningradskaja AES. I BAZ ingår 24 nödstoppsstavar som medger att reaktiviteten kan uppnå negativa värden på mindre än 2,5 s.

För närvarande håller man också på med att installera apparatur för kontroll av metallförslitning på huvudrörledningarna vid samtliga verk med RBMK-reaktorer.

Åtgärder som kan sägas mer direkt ha föranletts av de speciella omstän- digheter som rådde vid olyckstillfället i Tjeraobyl är följande:

Säkerhetsrutinerna har setts över och ändrats, nya blockeringar har införts, signal- och informationssystemen har förbättrats. Vid större manövrar, såsom snabba effektökningar eller effektminskningar, är det numera obligatoriskt med närvaro av representanter för den statliga kärnkraftsinspektionen.

Olyckan visade också stora brister i driftspersonalens utbildning och man har försökt förbättra den bland annat genom att anlägga speciella trä- ningscentra - i Smolensk för dem som arbetar med RBMK och i Novovo- ronezj för personal vid WER.

Teorikursen pågår i 45-60 dagar och avslutas med att kursdeltagarna tränas i olika akuta situationer som kan tänkas uppstå i kärnkraftverk. Dessutom avser man att införa "nödvändiga preciseringar av planindika- torerna" vid kärnkraftverken, vilket förhoppningsvis uppmuntrar kvali- tets- och säkerhetstänkande framför kvantitet.

22 3. Vattenmodererade reaktorer

3.1. Utvecklingen av vattenmodererade reaktorer

Tyngdpunkten i det sovjetiska kärnkraflsprogrammet ligger på tryckvattenreaktorer av typen WER. Efter utvärderingen av Tjernobyl sker den fortsatta utbyggnaden nästan uteslutande med WER-1 000.

För närvarande finns 14 i drift, 25 är under byggnad och ytterligare 31 reaktorer planeras. Av de mindre WER-440 finns åtta i drift inom landet.

3.1.1. De första reaktorerna i Novovoroneag

Parallellt med utvecklingen av RBMK-reaktorerna pågick också arbetet med att ta fram den sovjetiska varianten av en tryckvattenreaktor (WER). 1964 startades den första kommersiella reaktorn av denna typ i Novovoronezj, 5 mil söder om Voronezj.

Denna är av typen WER-210, vattenkyld och lättvattenmodererad, och med en termisk effekt av 760 MW som via tre turbiner ger 210 MW elektrisk effekt. Härden består av 348 bränslepatroner, där varje patron innehåller 91 zirkoniuminkapslade bränslestavar. Som bränsle används anrikad UO2.

Efter den lyckosamma starten av Novovoronezj-1 inleddes genast konstruktionsarbeten for det andra blocket, och i slutet av december 1969 togs Novovoronezj-2 i drift.

Denna reaktor har effekten 365 MW, trots att de fysiska dimensionerna på reaktortanken och härden praktiskt taget inte ändrats. Den ökade effekten erhölls som följd av tekniska förbättringar.

3.1.2. WER-440

I december 1971 var det så dags för starten av Novovoronezj-3. Denna reaktor var den första i WER-440-serien, och tillsammans med sin systerreaktor, Novovoronezj-4, utgör den referensreaktor för efterföljar- na.

Totalt omfattar serien, förutom det tjugotal reaktorer som byggts i Östeu- ropa och i Finland, åtta reaktorer. Enligt de ursprungliga planerna skulle tolv reaktorer ha byggts, men i och med nedläggningsbeslutet för Armjan- skaja AES, föll två bort och ytterligare två blev aldrig färdigbyggda.

23 Figur 12. En av två VVER-440 reaktorer i Jaslovske Bogunice i Tjeckoslovakien.

24 3.1.3. WER-1000 De nya tryckvattenreaktorerna som byggs är av typ WER-1 000, en större version av WER-440. Den första i landet, som också ligger i Novovoronezj, togs i drift i maj 1980.

Då man numera, efter Tjernobyl, har avbrutit satsningen på grafitmodererade reaktorer är det denna reaktortyp som kommer att utgöra basen för Sovjetunionens och Östeuropas, Rumänien undantaget, kärnkraftspro- gram åtminstone fram till sekelskiftet.

3.1.4. Försök med kokarreaktorer

Man har även gjort försök med kokarreaktorer (BWR), och 1965 anlades en experimentanläggning, VK-50, i Dimitrovgrad. Reaktorn, som har en nominell elektrisk effekt på 50 MW, moderniserades 1974 vilket möjligg- jorde ett ökat effektuttag, 65 MW.

Vilken effekt reaktorn körs med för närvarande är svårt att säga, uppgifterna varierar. Någon ytterligare reaktor av denna typ planeras inte i Sov- jetunionen.

3.1.5. Ny tryckvattenreaktor

En ny tryckvattenreaktor håller på att utvecklas i Sovjetunionen i samarbete med Siemens. Forskningen skall slutföras i mitten av 90-talet så att en ny generation kärnkraftverk med den nya reaktortypen kan påbörjas under den fjortonde femårsplanen 1996-2000.

3.2. Teknisk beskrivning av WER-1000

3.2.1. Allmänt WER (Vodo-Vodjanoj Energetitjeskij Reaktor), eller på svenska vatten- vatten energi reaktor, är den sovjetiska motsvarigheten till västerländska tryckvattenreaktorer (PWR).

WER-reaktorerna indelas i två grupper. Till den så kallade lilla serien hör det femte blocket i Novovoronezjskaja AES, block 1 och 2 i Juzjno- Ukrainskaja AES och Kalininskaja AES. Till den stora serien hör alla övriga. Den första i stora serien är block 1 i Zaporozjskaja AES.

Serierna skiljer sig främst i det att den andra har en ökad förmåga att motstå jordbävningar samt en förändrad konstruktion av primärkretsen.

25 .na

Figur 13. Svetsarbeten på en förångare av typen 1-1 000 avsedd för VVER-1 000.

VVER-1 000

Termisk effekt (MW): ....3 000 Elektrisk effekt (MW): ...2x500 Kylvattenflöde (m3/h): ..76 000 Tryck i primarkrets (MPa): 16,0 Antal primärslingor: 4 Inloppstemperatur (°C): 289 Utloppstemperatur/medelvärde (°C): 324 Härddiameter (m): 3,12 Hardhöjd(m): 3,50 Anrikningsmedelvärde vid stationär drift (%): .3,3-4,4 Medelutbrännlng (GWd/ton): 40 Ångtryck före turbin (MPa): 6,0 Anggeneratorkapacltet (ton/h): 1 469

Tabells. Data för VVER-1 000 (Novovoronezj-5):

26 3.2.2. Reaktorn

Reaktortanken är placerad i ett betongschakt. Runt schaktet har man placerat ånggeneratorer och cirkulationspumpar. Samtliga WER-1 000 kommer att utrustas med en hermetisk reaktorinneslutning som skall motstå det tryck som uppstår om allt kylvatten skulle läcka ut (0,49 MPa). Det är den första inneslutning av denna typ som byggts i Sovjetunionen - tidigare har man ansett att en sådan inte behövdes. För att sänka trycket i inneslutningen i händelse av ett haveri har ett sprinklersystem installerats.

Fig 14. Principiellt kylschema för kärnkraftverk med VVER-1000: 1) reaktor 2) huvudcirkulationspumpar 3) ånggeneratorer 4) ångturbiner 5) matarvattenpumpar.

Reaktortanken har, utan topplocket, en ytterdiameter på 4,5 m och en höjd på 11 m. Detta gör det möjligt att transportera reaktortanken påjärnväg. Som material har använts krom-molybden-vanadiumstål.

Som bränsle används urandioxidkutsar inkapslade i rör tillverkade av Zr och 1% Nb. Reaktorn laddas med ca 66 ton uran. Härden består av 151 hexagonala bränsleknippen som vart och ett innehåller 317 bränslesta- var, tolv spår där styrstavar kan skjutas in, och en kanal för kontroll av klyvningsprocessen. Styrstavarna, som är placerade i övre delen av reak-

27 tortanken, fungerar elek- tromagnetiskt, och om klyvningsprocessen snabbt måste avbrytas faller de av sin egen tyngd ner i här- den. Effekten regleras också genom koncentrationen av borsyra i kylvattnet.

Primärkretsen består av fyra primärslingor. Varje slinga innefattar en huvudcirkulationspump, en ång- generator samt ett rörsys- tem med diametern 850 mm av kolstål pläterat med rostfritt stål. Huvuddrku- lationspumparna är av centrifugaltyp med en kapacitet av 19 000 m3/h. För kylningen används avsaltat lättvatten under tryck.

Temperaturberoende vo- lymfluktuationer kompen- seras med hjälp av en 77 m3 stor tryckhållare med interna elpatroner. Pri- märkretsen innefattar också ett filter for rening av kylvattnet.

Nödkylsystemet består dels av ett passivt system, som fungerar även vid totalt energibortfall, dels av ett aktivt system, drivet av reservaggregat. Det passiva systemet utgörs av fyra behållare med vatten. Vid behov strömmar vattnet ner i reaktorn. Det aktiva systemet utgörs av låg- tryckspumpar som sprutar in borlösning i reaktorn.

Änggeneratorerna, av vilka det finns fyra, är av ho- Figur 15. Reaktortanken hos VVER-1000

28 risontaltyp och väger torra 265 ton. Varje ånggenerator producerar 1 469 ton mättad ånga i timmen. Ångan driver sedan två turbiner på 500 MW vardera. Nya WER-1 000-reaktorer utrustas dock med turbiner på I 000 MW.

3.3 Säkerhetshöjande åtgärder på WER-reaktorerna

Den nya medvetenheten om säkerhet vid kärnkraftverken har medfört att åtgärder vidtas även på stationerna utrustade med WER-reaktorer.

Förändringarna är i första hand ägnade att minska risken för brott i reaktorhöljet och de grövre rörledningarna, att höja effektiviteten i nöd- systemen, att konstruera ett system för lokalisering av läckor och att överhuvud taget höja den tekniska utrustningens tillförlitlighet.

Reaktorer av typen WER-1 000 byggs enligt det så kallade projekt U-87. Beslut har fattats om att revidera blockets konstruktion. Det omarbetade blocket, kallat AES-88, fick sin utformning fastställd i början av 1989. Ändringen skall ske på följande punkter: • bortledning av överflödig värme från härden vid fullständigt reaktorstopp • kylning av härden vid reaktorläckage • inneslutning och avkylning av en smältande härd • bortledande av radioaktiv ång-luftblandning genom filter vid läcka • ökat antal reglerstavar för att kunna kontrollera utvecklingen vid ex- plosion i ångledningaraa utan att införa neutronabsorberande vätska.

Till de åtgärder som håller på att genomföras hör, förutom den ovan nämnda reaktorinneslutningen, ett system för att genom sänkning av trycket i primärkretsen underlätta tillsättandet av borsyrelösning vid vissa typer av haverier.

WER-reaktorerna arbetar i princip vid negativa värden på ångblåskoef- ficienten. Sedan en reaktor laddats med en ny omgång bränsle avsedd för en lång driftperiod kan värdet emellertid bli lika med noll eller till och med något positivt. Trots att en sådan händelseutveckling synes mycket osan- nolik har det beslutats att reaktorerna måste startas med delvis införda reglerstavar.

Härigenom kan, med två bränslebyten per bränslecykel, dels den initiala koncentrationen av borsyra minskas, dels värdet på ångblåskoefficienten tvingas bli negativt. En annan åtgärd som vidtagits för att eliminera en möjlig orsak till positiv ångblåskoefficient är minskningen av antalet halvlånga styrstavar från sju till fyra. För att garantera icke-positiva värden pä ångblåskoefficienten, men även av ekonomiska skäl, håller en övergång till tre partiella bränslebyten under bränslets livscykel på att genomföras. Härvid höjs även anrikningsgraden till mellan 3,6% och 4,4% och nya reglerstavar, som efter en tid bränns bort, införs.

Arbete på en ytterligare förbättrad utformning av reaktorn bedrivs inom projektet AES-92, som enligt hittills uppgjorda riktlinjer skall medföra följande förbättringar: • kraftigt förenklad r*>aktorkonstruktion • höjd effekt hos de passiva kylsystemen • sankt energiintensitet i härden och höjd bränslereproduktionskoeffi- cient • förfinade styr- och diagnostiksystem.

Under nittiotalet kommer reaktorer att byggas enligt projektet AES-88 eller möjligen enligt AES-92. Det första AES-92 blocket förväntas tas i drift 1999.

För WER-440 innebär de säkerhetshöjande åtgärderna i praktiken att man bland annat: • kompletterar med tekniska hjälpmedel för att kunna kontrollera följ- derna av en läcka i primärkretsen • utvidgar nödsystemen • installerar reservmanöverbord.

Förmodligen kommer ännu ett projekt avseende WER-440 att påbörjas för att öka effekten till 500 MW och anpassa säkerhetskraven till samma nivå som för AES-88.

30 4. Bridreaktorer

I Sovjetunionen finns två stora bridreaktorer på 600 resp 350 MWe i drift i Belojarsk och Sjevtjenko. Dessutom finns en experimentreaktor i Dimit- rovgrad.

Två reaktorer med effekten 800 MWc är under byggnad i Belojarsk och Tjeljabinsk. Dessa skall tjäna som prototyp för den projekterade reaktorn med 1 600 MWt effekt i Obninsk. Det är inte troligt att Obninsk-reaktorn blir klar före sekelskiftet.

4.1 Utvecklingen av bridreaktorerna

4.1.1 Allmänt Sovjetiska forskare har lång erfarenhet av bridreaktorer. Arbetet med att konstruera dessa s k snabba reaktorer inleddes redan 1949, alltså innan Obninskreaktorn startades, då det stod klart att dessa reaktorer skulle möjliggöra en högre grad av bränslereproduktion samt utnyttjandet av inte bara 235U utan även 238U (naturligt uran) och torium.

4.1.2 De första experimentreaktorerna

Under femtiotalet byggdes en serie små experimentreaktorer med pre- fixen BR och BFS, också de i Obninsk. Den första reaktorn som utnyttjade flytande natrium i primärkretsen var BR-5. Utvärderingen av försöken med denna reaktor ledde till att man beslutade sig för att även i fortsätt- ningen använda natrium som kylmedium.

I de första experimentreaktorerna användes metalliskt uran och plutonium som bränsle. En rad nackdelar (låg smältpunkt, reagerar lätt med stål etcetera) fick dock de sovjetiska konstruktörerna att övergå till kera- miska bränsleelement av PuO2 och UO2.

4.1.3 BOR-60

Nästa steg på vägen var experimentreaktorn BOR-60, som färdigställdes 1969 i Dimitrovgrad. Det är en reaktor med 60 MWt och 12 MWe.

Reaktorn kyls av ett trekretssystem där primär- och sekundärkretsen utnyttjar natrium. Eftersom ångan i tertiärkretsen har temperaturen 500'C och trycket 9,0 MPa vid ingången till turbinen var det möjligt att utnyttja en serieproducerad turbin, avsedd för kraftverk med liten effekt.

31 •MM

Figur 16. Principschema förBOR-60: 1/ reaktor 2/ värmeväxlare (Na-Na) 3/ huvudcirkulationspump för primärkretsen 4/ ånggenerator 5/ buffertutrymme 6/ cirkulationspump för sekundärkretsen 7/ turbin 8/ kondensator 9/ kondensatorpump 10/ anordning för rening av kondensatet 11/ värmeväxlare 12) ventilator.

4.1.4 BN-350 i Sjevtjenko

Sovjetunionens första kommersiella bridreaktor, BN-350 (Bystryje Nej- trony, snabba neutroner), togs i bruk i juli 1973. Anläggningen, som är på 350 MW elektrisk effekt och av loop-typ, är belägen i Sjevtjenko på Mangysjlakhalvön i Kaspiska havet.

Kärnkraftverket är speciellt såtillvida att en stor del av effekten, drygt 200 MW, tas i anspråk för avsaltning av havsvatten. Varje dag avsaltas 85 000 ton saltvatten.

32 Figur 17. Tvärsnitt av reaktorn BN-350: 1/ reaktorm 2/ strålpropp 3/ vridbar strålpropp 4/ regleringsdon 5/ mekanism för upptagning av bränslepatroner 6/ laddningsbox 7/ laddningshiss 8/ strålskärm 9/ laddningsmekanism 10/ härd 11/ reaktorfundament 12/ strålskärm I inlopp natrium II utlopp natrium.

33 Verksamheten vid verket har varit problemfylld. Reaktorn stod stilla i nära två år, 1974-1975, då man var tvungen att byta ut ånggeneratorema och stora delar av rörssystemet sedan vatten strömmat in i den natrium- fyllda sekundärkretsen och en ångexplosion inträffat. Orsaken sades vara fabrikationsfel i form av mikrosprickor i ånggeneratorema. Problemen fortsatte dock även efter reparationerna och vid ytterligare två tillfallen inträffade läckor, dock utan några allvarliga följder.

Figur 18. Principschema för kärnkraftverket i Sjevtjenko: 1/ reaktor 2/ mellanliggande värmeväxlare 3/ cirkulationspump 4/ ånggenerator 5/ ångöverhettare 6/ cirkulationspump för sekundärkretsen 7/ ångturbin 8/ ventilator 9/ matarpump 10/ högtrycksförvärmare 11/ reduceringsventil 12/ kondensator 13/ pump 14/ filter 15/ dumptank 16/ elektromagnetiska pumpar.

4.1.5 BN-600 - första reaktorn av pool-typ

Det senaste kapitlet i sovjetisk bridreaktorhistoria skrevs 1980 då en reaktor med 600 MW elektrisk effekt togs i drift. Reaktorn, som har fått typbeteckningen BN-600 och är av pool-typ, är belägen i Belojarsk. När

34 reaktorn blev klar 1980 var den hela fem år försenad och konstruktionsarbeten hade pågått sedan 1968. Förseningen berodde sannolikt till stor del på de problem man hade med Sjevtjenkoreaktorn. Dessutom medförde den nya utformningen av primärkretsen en rad nya och tekniskt komplicerade frågor att lösa.

Bcai

Figur 19. Bridreaktor av loop- respektive pooltyp.

4.1.6 Det fortsatta bridreaktorprogrammet

Två reaktorer med en elektrisk effekt 800 MW av typen BN-800 är under byggnad. Den ena tillhör Belojarskaja AES och väntas stå färdig 1993. Vid Atommasj inleddes arbetet med själva reaktorn till Belojarsk-4 i september 1986.

Problem har dock förekommit med försenade leveranser av bland annat stora kvantiteter sömlösa, rostfria, tunnväggiga rör.

Den andra, som uppförs i Tjeljabinsk, skall tas i drift 1995. Verket, som åtminstone till en början endast kommer att ha denna reaktor, kallas Juzjno-Uralskaja AES. Man har för avsikt att med tiden inleda serietill- verkning av BN-800 vid Atommasj.

Erfarenheterna av dessa reaktorer kommer att tas till vara vid uppföran- det av den planerade reaktorn BN-1 600 på 1 600 MWe i Obninsk. Antag- ligen kommer den inte att tas i drift före år 2000.

35 BN-350 BN-600 BN-800 BN-1 600

Elektrisk effekt (MW): 121 3x200 800 2x800 i Typ: Loop Pool Pool Pool i Reproduceringskoefflcient: - 1.3-1.37 1.35 1.3-1.5 ! UUoppstemperatur Na ("C): 500 550 545 545 ! Angtemperatur(*C): 435 505 490 490 ! Ångtryck (MPa): 5.0 14.0 14.0 14.0 i Total mflngd Na (ton): 1900 i Tabell 6. Jämförande data för sovjetiska bridreaktorer.

Arbete har inletts för att utveckla nya generationer bridreaktorer, blan J dem även gaskylda, som skall uppvisa en förbättrad reproduceringskoef- ficient.

Som huvudargument för en satsning på bridreaktorer nämner sovjetiska forskare, liksom många andra, nödvändigheten att bredda kärnkraftens bränslebas. Det öppnar också möjligheter till utvinning av mindre rika ur an förekomster.

Så sent som i slutet av sjuttiotalet ansåg man det möjligt att utbyggnaden av kärnkraften redan från 1990 i huvudsak skulle kunna baseras på bridreaktorer.

Man har dock tvingats revidera denna uppfattning, bland annat som följd av de problem som användningen av natrium som kylmedium vållar. Det är knappast realistiskt att tro att bridreaktorer kommer att spela någon större roll förrän en bra bit in på nästa århundrade.

4.2 Teknisk beskrivning av BN-600

I maj 1980 togs i Belojarsk Sovjetunionens senaste bridreaktor i drift. Reaktorn har fatt typbeteckningen BN-600 och skiljer sig till viss del från sina föregångare BOR-60 och BN-350. Förutom att reaktorn är av så kallad pool-typ och har större effekt, har utbränningsdjupet ökats (10% i stället för 5% som hos BN-350), tiden mellan bränslebytena förlängts (150 dygn jämfört med 50) och natriumets utloppstemperatur höjts.

Detta har även förbättrat ångparametrarna, till 505'C och 14,0 MPa, vilket möjliggjort installation av standardturbiner. Tre turbiner på 200 MW vardera används vid elgenereringen.

36 Figur 20. Principschema för kärnkraftverk medBN-600: 1/ härd och reproduceringszon 2/ huvudcirkulationspumpar 3/ värmeväxlare 4/ ånggeneratorer 5/ kollektorer 6/ turbogenerator 7/ ventilator 8/ pumpar 9/ värmeväxlare 10/ kondensorer 11/ påfyllningssystem.

37 Elektrisk effekt (MW): 3x200 | Typ: POOl : Reaktorinneslutningens diameter (m): 12,8 i Reaktorinneslutningens höjd (m): 12.6 ! Hardens diameter (m): 2.06 ; Hardens höjd (m): 0.75 i Maximalt neutrontlöde (1016 st/cm3s): 0.77 i Brflnslepatroner I harden: 369 ! Branslepatroner 1 reproduceringszonen: 380 i Brdnslepatronernas form: hexagonal i Bränslepatronemas ISngd (m): 3.5 ; Antal styrstavar: 19 ; Antal nödstoppsstavar: 6 ! Antal stavar för automatisk reglering: 2 i Anrikning (235UI%): 21 och 33 i

Tabell 7. Dala förBN-600.

Värme transporteras bort från reaktorn i ett traditionellt trekretssystem, där primär- och sekundärkretsen innehåller flytande natrium och tertiär- kretsen ånga och vatten. Natriumet i primärkretsen kyls i värmeväxlare av natriumet i sekundärkrevsen. Natriumet i primärkretsen cirkulerar i tre parallella slingor som var och en inkluderar två värmeväxlare och en cirkulationspump av centrifugaltyp. Liknande pumpar finns även för sekundärkretsen. Ångan i tertiärkretsen upphettas sedan i ånggenerato- rer.

Själva reaktorn är cylindrisk med elliptisk botten och en konisk övre del. Materialet är rostfritt stål. Härden, med en volym av 2,5 m3, och reproduceringszonen är belägna nära mitten av reaktorn och består av hexagonala bränslepatroner. Bränslet i härden haren högre anrikningsgrad än brän- slet i reproduceringszonen.

38 Figur 21. Reaktorschema förBN-600: 1/ härd 2/ bränslepatroner 3/ pump för primärkretsen 4/ mittparti 5/ infönngsmekanism för styrstavar 6/ neutronledare.

39 5. Reaktorer för värmeproduktion

5.1 Allmänt

Ungefar 20% av årsproduktionen av fossila bränslen används för upp- värmning av bostäder. Totalt åtgår 30% för produktion av värme; detta är 1,5 gånger mer än vad som används för produktion av elenergi.

De största värmekonsumenterna är, liksom när det gäller elanvändarna, lokaliserade till de europeiska delarna av Sovjetunionen. Därför anses det mycket önskvärt att också använda kärnkraften för värmeproduktion, och man bedömer detta breddande av kärnkraftens användningsområde som en av de viktigaste uppgifterna i det långsiktiga lösandet av Sovjetunio- nens energiproblem.

5.2 Översikt

Det finns idag endast två små och aparta stationer avsedda för värmepro- duktion. Det rör sig om försöksreaktornARBU S i Dimitrovgrad på 12 MWt och de fyra grafitmodererade reaktorerna på vardera 12 MW# i bortre Sibirien.

Mer betydelsefulla är de aggregat för tillvaratagande av oreglerad spil- långa från turbiner som i november 1987 var installerade på 35 block fördelade på 13 AES. Dessa s k TFU hade en total effekt på över 3500 MW,. Till de verk som utrustats eller utrustas med TFU hör Kurskaja, Lenin- gradskaja, Tjernobylskaja, Novovoronezjskaja och Kolskaja. De skall ha en effekt på omkring 200 MWt vardera. En liten pilotanläggning på 25 MWt finns i Belojarsk.

För framtiden har man liksom på så många andra områden stora ambitio- ner. Till det närmaste årtiondet hör inrättandet av ett antal kärnkraftvär- meverk och kärnvärmeverk (ATETs resp AST).

Allmänhetens motstånd har emellertid lett till åtskilligt mindre an- språksfulla planer, framförallt i fråga om ATETs. Ursprungligen skulle nio WER-1 000-reaktorer ha installerats i Odessa, Minsk, Volgograd, Charkov och Jaroslavl. Byggena i Odessa, Minsk och Charkov har antingen avbrutits eller inställts och det återstår endast en reaktor under byggnad i Volgograd samt två planerade i samma stad och Jaroslavl.

Det första kärnyärmeverket med två AST-500-reaktorer har just blivit färdigt i Gorkij. Även här finns en utbredd opposition, och det är lång ifrån säkert att verket någonsin tas i drift. IAEA genomför fn en inspektion som, om den utfaller positivt, kommer att tjäna både som klarsignal och ett lugnande besked för opinionen.

40 Ytterligare två reaktorer är under uppförande i Voronezj. Det har klar- gjorts att driften vid Gorkij- och Voronezjverken delvis skall tjäna till att utröna AST-500-verkens ekonomiska och ekologiska egenskaper. På pla- neringsstadiet firns vidare tre kämvärmeverk i Archangelsk, Brjansk och Vitebsk med en modifierad AST-500 vardera. Planernas förverkligande kommer säkert att vara avhängigt av utvecklingen i Gorkij och Voronezj.

Figur 22. Transport av reaktorinneslutningen till en av Gorkijverkets AST-500.

I det längre perspektivet tänker man sig att hetvatten och ånga, förutom vid de nämnda stationstyperna, skall produceras vid kärnkraftverk för industriell värmeförsörjning (ASPT), kärnkraftverk för långväga värme- försörjning (ASDT) och energitekniska kärnkraftverk (AETS). ASPT liksom AST skall ha effekter på mellan 350 och 600 MWt och användas för att förse större städer med värme.

AETS är avsedd för produktion av så kallad högvärdig värme. Den kan användas för energiintensiv industriell tillverkning av olika slag, liksom för långväga värmeförsörjning.

41 5.3 Kärnkraftvärmeverk

5.3.1 Bilibino - det första kärnkraftvärmeverket

I Bilibino i Magadanskaja oblast i Sibirien byggdes i början av 70-talet en vattenkyld grafitmodererad anläggning på totalt 4x12 MW elektrisk effekt för kombinerad el- och värmeproduktion. Verket är en föregångare till nuvarande ATETs-er, till exempel det som uppförs i Volgograd.

5.3.2 Större kärnkraftvärmeverk

För större kärnkraftvärmeverk används en modifierad modell av tryck- vattenreaktorn WER-1 000. För värmeproduktionen används ett trekretssystem. Sovjetiska ekonomer anser att kärnkraftvärmeverk är lön- samma då rördragningssträckan understiger 50 kilometer.

Som redan nämnts återstår inte mycket av de tidigare storslagna planerna - en reaktor är under uppförande i Volgograd och två planeras: En i samma stad och en i Jaroslavl. Tekniska prestanda för dessa verk torde motsvara de som kärnkraftvärmeverket i Odessa skulle ha haft.

Värmeproduktion (MW): 1000 i Eget energibehov (%): 5,5 j Temperatur primårkrets (°C): 322/289 i Tryck primärkrets (MPa): 16 \ Angproduktlon (ton/h): 147 | Ånggeneratorer: 4 | Turbineffekt (MW): 2x500 i Rotorhastighei (rpm): 3 000 !

Tabell 8. Data för hämkraftvärmeverket i Odessa (per reaktor).

5.4 Kärnvärmeverk

5.4.1 Verket i Gorkij

I Gorkij har Sovjetunionens första kärnvärmeverk just byggts färdigt. Om verket tas i drift kommer dess två reaktorer på 500 MWt vardera att försörja 400 000 människor med fjärrvärme. Verket är beläget endast åtta km från staden. Reaktorerna är av typen AST-500, en modifierad tryckvattenreaktor. Ytterligare reaktorer av denna typ är under byggnad i Voronezj och planeras även för Archangelsk, Vitebsk och Brjansk.

42 5.4.2 AST-500

AST-500 kan sägas vara Sovjetunionens motsvarighet till den svenska SECURE-reaktorn. Den har utvecklats av Kurtjatovinstitutet i Moskva. Säkerheten har här varit det primära eftersom kärnvärmeverken är avsedda att placeras mycket nära användarna.

Effekten är självreglerande eftersom temperatur-, effekt- och ångblås- koefficien terna alla är negativa. Man utnyttjar ett trekretssystem där den mellersta slingan har lägre tryck än nätet (detta har man i drygt tio års tid framgångsrikt provat i Bilibino). Vattnet cirkulerar i primärkretsen endast genom naturlig konvektion. Ytterligare säkerhet ombesörjs av det förhållandevis låga trycket i primärkretsen, 20 kg/cm2.

Parametrarna på värmebäraren är relativt lågt satta samtidigt som man har en måttlig intensitet i den aktiva zonen. Dessutom är primärkretsen enhetligt sammanbunden med anslutande värmeväxlare. Det finns tre oberoende nödkylssystem för härden som alla arbetar med naturlig konvektion.

Jämfört med SECURE arbetar dock AST-500 med högre tryck och temperatur; de sovjetiska konstruktörerna har varit tvungna att anpassa sig till existerande standard för sovjetiska fjärrvärmenät.

43 Figur 23. Reaktorblocket hos AST-500: 1/ reaktor 2/ härd 3/ säkerhetsinneslutning 4/ rörledningshölje 5/ rörledningar för sekundärkretsen 6/ tryckkondensor 7/ drivdon för styrstavar 8/ strålskärm 9/ uppdragningsutrymme 10/ värmeväxlare 11/ uppdragningsrör 12/ schakt 13/ vridanordning.

44 Termisk effekt (MW): 500 r Antal kretsar: 3 :

Prmärkrets: Tryjk(ivlPa): 2,0 I Inloppstemperatur (*C) 131 ! Utloppstemperatur (*C): 208 j Stromningshastighet (kg/s): 1500 j Vattenvolym i reaktorn (m3): 175 j

Sekundärkrets: Tryck (MPa): 1.2 j Temperatur före värmeväxlare mellan primär- och sekundarkrets('C): 90 ! Temperatur efter värmeväxlare mellan primär- och sekundarkrets('C): 160 ! Strömningshastighet (kg/s): 1670 |

Nätet: Tryck inom stationen (MPa): 2,0 I Temperatur ut (*C): 150 ! Temperatur in (*C): 70 | Strömningshastighet (kg/s): 1480 |

Reaktorn: Massa uran (ton): 50 | Reaktortanken diam (mm): 5 320 | hJJjd (mm): 18 370 \ massa (ton): 630 ! Härden ekvivalent diam (mm): 2 784 ! höjd (mm): 30 00 j Medeleffekttäthet (kW/I): 26,9 j Antal bränsleelement: 121 i Bränsleelementens diameter (mm): 13,6 I Bränsletemperatur, medel (*C): 470 ! Anrikningsgrad (%): 1,6-2,0 \ Spec urankonsumtion (t/GW x år): 71-89 ! Period mellan bränslebyte (år): 2 |

i::::::::::::::::::::::::::: Tabell 9. Data förAST-500.

45 r

Barnan pravanting tha tpraad of ridioactivity — Fual alamant cladding II — Raactor vassal III - Raactor ihall IV — Imarmadiata circuit V — Pipalina to halting natwork

Layout of the AST-500 nuclear district-heating plant, showing (1) the reactor: (2) primary-circuit by-pass purification tystem:(3) boron solution injection system: (4) intermediate circuit pressurizer: (5) heat exchanger to heating network: (6) emergency cooling system lank; (7) heat consumers.

Figur 24. Principschema för kärnvärmeverk med AST-500.

Reaktorn har placerats i en skyddsinneslutning som i Gorkij väger 250 ton. Detta beroende på att man som en extra försiktighetsåtgärd vill skydda sig mot ett läckage på reaktortanken, något som anses ytterst osannolikt. I inneslutningen finns bland annat en förberedelseyta för färskt bränsle och en kylbassäng.

Säkerhetsavståndet för ett kärnvärmeverk från tättbefolkade områden var enligt tidigare regler två km men är nu fem km.

46 Evaooration of water trom tne Evaporation secomarv of water arcuit supples To atmosphere

Cooing tower

To the network I

UquK) absorber input I

Reactor automatic Automate cooing shutdown tngoerec by natural circulation bvansem temDeraiure or power

Figur 25. Säkerhetssystem hos AST-500.

ASWOO nudnrdnct twang pm J

. Fjärrvärmenätet i Nagornaja-distriktet i Gorkij kommer att kunna ändras tack vare det nya kärnvärmeverket. Det uppskattas att 300 konventionella fjärrvärmeverk kan stängas med motsvarande vinsten' form av minskad konsumtion av eldningsolja och bättre miljö. Verket kan täcka 80% av distrikt jts årsbehov och halva toppkapaci- teten på nätet.

47 5.4.3 Små kärnvärmeverk

Forskning pågår också kring kärnvärmeverk med mindre effekter, upp till 50 MWt. Dessa skulle kunna komma till användning i avlägsna och otillgängliga delar av landet.

Vid Institutet för kärnreaktorer i Dimitrovgrad har sedan 1979, som ett led i denna forskning, en reaktor på 12 MWt avsedd för värmeproduktion körts. Den har fatt namnet ARBUS. Det speciella med denna reaktor är att som kylmedium används monoisopropyldifenyl (C15H16). Man har också experimenterat med andra ämnen, bland annat gasol och hydroterfenyl. Man anser sig ha nått goda resultat, även om åtskilligt arbete återstår.

Det största problemet med ARBUS sägs vara att kylmediet vid de höga temperaturerna och i den radioaktiva miljön bryts ned i en process snarlik vanlig krackning. Detta innebär att man måste finna metoder för att avlägsna krackningsresterna ur primärkretsen, samtidigt som kylmedie- nivån hålls konstant. Fördelarna är främst hög säkerhet, med förhållan- devis låga tryck i primärkretsen, små problem med korrosion etc. Dess- utom är maxtemperaturen på ytan av bränslestavarna lägre än kylme- diets kokpunkt.

5.5 Produktion av högvärdig värme

En stor del av årsproduktionen av fossilt bränsle konsumeras direkt av den sovjetiska industrin, bland annat den kemiska industrin och järn- och stålindustrin, för framställning av s k högvärdig värme (500-1 000°C). Det forskas därför också kring reaktorer för produktion av högvärdig värme, och man anser att detta är ytterligare ett område där det finns stora möjligheter att öka användningen av kärnkraft och därigenom minska förbrukningen av konventionella bränslen.

Avsikten är att högvärdig värme skall produceras vid s k energitekniska kärnkraftverk (AETS). För detta ändamål är man i färd med att utveckla en gaskyld högtemperaturreaktor kallad VTGR, som man hoppas kommer att uppfylla de krav på säkerhet och temperatur som AETS-verken stäl- ler. Flera försöksreaktorer med olika effekt har redan byggts. Reaktorn saknar metalliskt material i härden, dess huvudkomponent är grafit med hermetiskt tillslutet keramiskt bränsle och som kylmedium tjänar helium.

Den nya reaktorn skall dels kunna nå hög temperatur, dels effektivt utnyttja kärnbränslet. Hög säkerhet säkerställs bl a genom att hela primärkretsen är innesluten i armerad betong och genom kontinuerligt bränslebyte. VTGR-reaktorn anses även kunna användas till ASPT och AES.

48 i

Figur 27. VTGR-reaktorn: 1/ reaktortank 2/ grafithölje 3/ korg 4/ styrstav 5/ övre skydd 6/ huvudgasledning 7/ reaktortank 8/ styrmekanism för styrstavsystemet 9/ ånggenerator 10/ ringskydd 11/ övre reflektor.

49 Dessutom utvecklas en heliumkyld grafitmodererad högtemperaturreak- tor, VG-400, för produktion av värme (upp till 950°C), ånga och elenergi för AETS med stor effekt.

Figur 28. Principskiss över VG-400: 1/ reaktorn 2,3/kemiteknologisk produktion 4/ ångturbin 5/ ånggenerator 6/ värmeväxlare 7/ till avlastningssystemet.

Enligt tidigare kärnkraflministern Lukonin skall två heliumkylda reaktorer byggas i Sovjetunionen före år 2000. Den andra är troligen den som utvecklas i samarbete med tre västtyska företag samt drifts- och säker- hetsexperter från både Västtyskland och Sverige. Reaktorn skall förutom elektricitet generera högvärdig värme för industriändamål. Reaktorn ska börja konstrueras i mitten av nittiotalet.

Slutligen utvecklas också en gaskyld högtemperaturbreeder, BGR-300, på 300 MW. En stor del av arbetet utförs inom ramen för SEVs teknisk- vetenskapliga samarbete.

50 6 Fusionskraft

6.1 Allmänt

De fysikaliska reaktioner som fusionsreaktorn grundas pä är väl kända. Medan principen sedan länge används i vätebomben är dess fredliga, kontrollerade nyttjande sedan ett trettiotal är tillbaka föremal förintensi v forskning runt om i världen.

Huvudsakligen studerar man reaktioner mellan olika väteisotoper. Insat- serna motiveras av att ett genombrott skulle ge tillgäng till en praktiskt taget outsinlig, nästan helt ren och relativt ofarlig energikälla. Mänga problem av bäde teknisk och vetenskaplig natur återstår emellertid att lösa och en fungerande fusionsreaktor är knappast att vänta före år 2000.

Fusionsreaktioner kan inte äga rum utan att två grundläggande krav uppfylls. Det första är att bränslet förekommer i plasmafas och att detta upphettas till en viss temperatur, i fallet deuterium-tritium till 1 x 10* K. Det andra är att Lawsons regel uppfylls, det vill säga att: nt > konst, där n = # partiklar per cm3 och t = den tid som koncentrationen n vidmakthålls (s).

För fallet D-T är konst=l x 10" s/cm3. Lawsons regel utgör ett krav för positivt energiutbyte.

6.2 Det sovjetiska fusionsprogrammet

Den sovjetiska fusionsforskningen åtnjuter ett mycket högt internationellt anseende. Sovjetiska forskare har på flera områden lämnat banbry- tande bidrag.

Två huvudriktningar har tagits i den experimentella utvecklingen i syfte att uppfylla Lawsons regel. Den ena går ut på att innesluta plasmat med ett magnetiskt fält, vilket emellertid innebär höga krav på parametern t, den andra på att små kulor av fruset väte bestrålas med antingen laser eller partiklar (tröghetsinneslutning).

6.2.1 Magnetisk inneslutning

Forskning bedrivs parallellt med flera olika konfigurationer baserade på principen med magnetisk inneslutning. Det rör sig främst om tokamaker, men även om bland annat stellaratorer och spegelmaskiner.

51 TOKAMAK är en rysk akronym f >r "TOroidalnaja KAmera s MAgnitny- mi Katusjkami", vilket betyder "toroidal kammare med magnetiska lind- ringar".

Forskning kring tokamaker bedrivs först och främst vid Kurtjatovins ti tu- tet i Moskva, men också vid Ioffe- och Jefreraovinstitutet i Leningrad. Tokamak-konfigurationen föreslogs 1958 av L Artsimovitj. Alla experi- mentanläggningar byggda före 1970 är sovjetiska. Idén har nu blivit allmänt accepterad i väst, och även där är de mest prestigeladdade projekten tokamaker.

Principen är enkel. Plasmat, som är inneslutet i en ring, leder en ström, vilket orsakar ett magnetfält som håller kvar plasmat. För att erhålla stabilitet krävs dock även ett yttre så kallat toroidalt magnetfält. Lind- ningar på toroidens utsida åstadkommer detta (se figur 30 på nästa upp- slag).

I A Figur 29. T-10.

52 Nedan följer en översikt över sovjetiska tokamaker:

Kurtjatovinstitutet i

T-3 1963 jontemperatur 4x10* K, t = 10 ms i Resultaten offentliggjordes 1968, vilket ledde till att \ forskning inleddes även i vast. \

T-4 storradie 0,90 m, efterföljare till T-3. i

T-7 1977 storradie 1,2 m, magnetfält 2,4 T, supraledande i magnetspolar. |

T-9 storradie 36 cm, magnetfält 1,5 T. i

T-10 1975 storradie 1,5 m, magnetfält 4,5 T, elekrontemp \ 9 x 107 K, högst i världen 1987, efterföljare till T-3. j

T-11 storradie 70 cm, magnetfält 1,2 T, \ neutralstråleupphettad. i

T-15 1988 storradie 2,4 m, magnetfält 5 T. Högfrekvens- och i neutralstråleupphettning (se vidare nedan). i

SFT 1987 ligger i Kurtjatovinstitutets avdelning i Troitsk. Mycket I kraftigt magnetfält och adiabatisk plasmakompression, i Identisk med T-14? |

Jefremovinstitutet

OTR (Opylnyj Tokamak Reaktor) Projekt. Supraledande j spolar, hybrid fissions-fusionsreaktor. i

loffeinstitutet

TUMAN-3 0,23 x 0,55 m, 0,5-1,0 T. Ingår i en grupp om fyra \ reaktorer som används för att studera olika metoder för j plasmaupphettning. i

Försök med andra konfigurationer grundade på principen med magnetisk inneslutning görs också. Vid loffeinstitutet försöker man erhålla fusionsreaktioner vid lägre jontemperaturer med hjälp av roterande plasma i institutets så kallad Tornado-reaktor. Stellaratorforskning bedrivs främst vid Charkovs fysikalisk-tekniska institut. Institutet har ett antal reaktorer, varav den största heter Uragan-3 (Orkan-3). Den har storradien en meter och magnetfältet 3 T. Plasmat värms ohmskt, med högfrekvens och neutralstråleinjektion. Spegelreaktorer studeras vid Kurtjatovinstitutet och i Novosibirsk, i AMBAL-projektet.

53 6.2.2 Tröghetsinneslutning

Tröghetsinneslutning kan åstadkommas med bestrålning, antingen med laser eller med tunga joner.

Forskning kring reaktorer baserade på tekniken med laser bedrivs vid Le- bedevinstitutet i Moskva. Den inleddes 1970 då reaktorn Kalmar (Bläck- fisken) stod färdig. Den står som prototyp för den större Delfin, som togs i bruk tidigast 1985. Delfin består av 108 neodymlasrar som riktas mot en deuterium-tritiumpellet.

All information rörande tunga jonlasrar är hemlig.

6.3 T-15

Med betydande fördröjning sattes den senaste sovjetiska tokamaken T-15 i tjänst den 28 december 1988. Den tillhör samma generation som de västeuropeiska TPTR, JET och JT-60.

Det uppges att man både uppnått de nödvändiga 100 miljoner K och tillräcklig täthet för att underhålla stabil fusion. Avsikten med reaktorn är att lära sig att styra plasmat som ett redskap i framtida kommersiella reaktorer.

Reaktorn utmärker sig främst genom sitt supraledande magnetiska system. Systemet grundar sig på en kopparkabel, genom vilken det löper 150 000 mycket tunna supraledande kanaler gjorda av Nb3Sn och två kanaler med flytande helium vid temperaturen 5 K. Denna temperatur krävs för att upprätthålla det supraledande tillståndet.

Sovjetiska forskare har kommit till slutsatsen att supraledande magneter är nödvändiga för att åstadkomma de starka magnetfält som tokamaker- na kräver.

Man använder endast rent väteplasma (inget tritium) för att undvika kraftiga neutronströmmar, vilket skulle orsaka alltför kraftig uppvärm- ning av supraledaren och medföljande förlust av den supraledande effekten, men även andra skador.

Högfrekvensuppvärmning med 24 gyrotroner om 250 kW och med frekvensen 80 GHz samt neutralstråleuppvärmning med frusna väteisotop- droppar med diametern 1 mm som injiceras med hög hastighet används.

Hela anläggningen väger 1500 ton, varav 100 ton faller på det supraledande systemet.

54 Figur 30. Schematisk bild av T-15:1 principskiss, II skiss över mag- netspolarna, III komponentschema. 1/ plasma 2/ toroidformad vakuumkammare 3/ toroidformade supraledande magneter 4/ poloidala magneter 5/ styrmagneter 6/ kryogenutrustning 7/ spole 8/ magnetledning 9/ skydd för reaktorhallen 10/ metallväggar till vakuumkammaren 11/ öppning för tillförsel av höpfrekvensuppvärmning till plasmat.

55 • Data för T-15

plasmatvärsnitt cirkulart i storradie (m) 2,4 \ liilradie (m) 0.7 i jontemperatur (keV) 10-12 | toroidal magnetfattstyrfca (T) 5.8 | plasmaström (MA) 1.4-2.3 j icke-ohmsk upphettning (MW) 10-15 ! lawsontai (s/cm3) 10u i

Olika etapper i monteringsarbetet av T-15.

56 6.4 Internationellt samarbete

Tbkamakforskning bedrivs inte bara i Sovjetunionen, utan även i USA, Japan och Västeuropa. Det finns ett stort sovjetiskt intresse för internationellt samarbete kring nästa fas i utvecklingen. Intresset betingas bland annat av de oerhörda investeringar som kommer att behövas.

Under IAEAs ledning har projekteringen av en internationell termo- nukleär experimentreaktor inletts. Den betecknas ITER. I samarbetet deltar USA, Sovjetunionen, Japan och den västeuropeiska samarbetsor- ganisationen Euratom.

57 7 Anrikning och kärnavfall

7.1 Anrikning

Det finns tio anrikningsanläggningar i Sovjetunionen. Bland dessa kan nämnas anläggningarna i Krasnoyarsk, Navoi (i Uzbekistan), Angarsk och Verch Nejvinskij (nära Sverdlovsk). Åtminstone anläggningarna i Kras- nojarsk och Angarsk används förutom för sovjetiskt uran även för att anrika uran avsett för västländer. Uranet levereras antingen som uran- koncentrat eller uranhexafluorid på fartyg till hamnarna i Riga och Leningrad, där omlastning till järnväg sker.

7.2 Kärnavfall

7.2.1 Låg- och medelaktivt avfall

Det finns 35 stationer för förvaring av låg- och medelaktivt avfall i Sovjet- unionen. Många eller alla drivs av företaget Radon. Stationer finns bland annat i Volgograd, Charkov, Tjeljabinsk och Riga. Många ligger vidkärn- kraftverken.

På ett WER-1 OOO-block bildas 10-15 000 m3 flytande avfall per år, innehållande upp till 50 ton salter. Motsvarande för ett RBMK-block är 100 000 m3 med 100 ton salt. Saltet består i båda fallen huvudsakligen av natriumnitrat, men i fallet med WER-1 000 är upp till 30% borater.

Radioaktivt avfall i flytande form samlas upp i en behållare och förångas 5—100 gånger, varvid halten radioaktiva nuklider går ned 100 000 gånger. Efter att kondensatet gått igenom ytterligare rening i filter återanvänds det. Det genom processen extraherade radioaktiva avfallet sänds til) tidsbegränsad förvaring i betongbehållare klädda med rostfritt stål med volymen 200-5 000 m3.

Därefter, för att avfallet skall kunna transporteras och förvaras länge, bitumeniseras det, vilket innebär att vattnet avlägsnas och återstoden blandas med bitumen. Bitumeniseringsanläggningar används för närva- rande på Leningrads och Ignalinas kärnkraftverk. De håller också på att införas på bland annat verken i Kalinin, Zaporozje och Voronezj.

I dag förvaras det bitumeniserade avfallet på kärnkraftverken i förva- ringsutrymmen av betong. I framtiden, när regionala slutförvaringssta- tioner byggts, kommer det att transporteras till slutförvaring.

Från det fasta radioaktiva avfallet skiljs metaller som efter deaktivering återanvänds. Återstoden placeras i kärl av armerad betong. Försök pågår

58 för närvarande med en ugn och en press för att göra avfallet mindre skrymmande. Kärnkraftverken skall under de kommande åren förses med dylika. I framtiden kommer även fast avfall att transporteras till de regionala slutförvaringsstationerna.

Gasformigt radioaktivt avfall renas i filter av olika typer, bland annat gjorda av ytterst tunna syntetfiber och glasfiber.

7.2.2 Högaktivt avfall

De sovjetiska principerna för hur utbränt kärnbränsle skall hanteras skiljer sig inte mycket från de i väst vedertagna. Det utbrända bränslet flyttas först från reaktorn till en vattentank, där det lagras i minst tre år. Därefter förs det vidare till torra lagringsplatser på stationsområdet, där det lagras ytterligare omkring 40 år. Sedan transporteras det i speciella järnvägsvagnar till upparbetning.

Transportcontainrarna är av två typer, dels TK-10 som rymmer 3 ton uran, dels TK-13. Den senare, som är det huvudsakliga transportmedlet för WER-1 000-reaktorerna, är utarbetad helt i enlighet med IAEAs regler och rymmer 6 ton uran.

't 5

Figur 31. Container TK-10. Med last väger containern 98,6 ton: 1/ tank 2/ utvidgningskärl 3/ neutronstrålningsskydd 4/ tapp 5/ tak 6/ kopplingsanordning.

59 \ . ^ .7 ^T . • • i n r P r • - • . ill, .

Figur 32. Container TK-13. Vikt med last 116 ton: 1/ neutronstrålningsskydd 2/ tank 3/ tapp 4/ tak 5/ kopplingsanordning.

Av Sovjetunionens årliga produktion av högaktivt kärnbränsle transporteras drygt 1 000 ton till en förvaringsanläggning inte långt från Krasno- jarsk i centrala Sibirien. Här uppförs en civil upparbetningsanläggning och en underjordisk förvaringsanläggning som skall vara klara 1997. Platsen går under den intetsägande beteckningen "plats nr 27" (plosjtjad- ka nomer 27). Anläggningen är avsedd för hela SEV.

Ungefar 300 ton från WER-440, men också från isbrytare och ubåtar, skickas i stället till upparbetningsanläggningen Tjeljabinsk-40 utanför Tjeljabinsk i Ural. Anläggningen uppfördes i slutet av fyrtiotalet för att producera plutonium för militärt bruk. 1978 konverterades en av instal- lationerna vid Tjeljabinsk-40 till en civil upparbetningsanläggning, den enda i Sovjetunionen.

Här återvinns uran-235, plutonium och även mindre mängder av andra isotoper. Avfallet glasas in och förvaras i ovanjordiska betongbehållare 30-40 år. Under denna tid hoppas man hitta passande geologiska forma- tioner för avfallets slutliga förvaring. Studier av sådana, till exempel bergssalt, lera och granit samt lämpliga utformningar av stationerna pågår.

Det återvunna uranet används till WER- och RBMK-reaktorer, medan plutoniet går till bridreaktorer.

60 8 Internationellt samarbete

8.1 Allmänt

Sovjetunionens internationella samarbete på kärnteknologiområdet har tidigare inskränkt sig till export av kärnkraftverk till Östeuropa och Finland samt forskningssamarbete med Östeuropa och vissa länder i tredje världen, bland annat Egypten, Ghana, Libyen, Kuba och Vietnam.

Den attitydförändring som bland annat föranletts av haveriet i Tjernobyl har dock sedan 1988 givit konkreta resultat i form av avtal om informa- tionsutbyte och samarbete med en rad västländer.

De motiv som anförts för utbyggnaden i Sovjetunionen äger giltighet även för de övriga SEV-länderna. Med undantag för Polen med dess rika stenkolsfyndigheter, har de östeuropeiska länderna små möjligheter att öka utvinningen av högvärdiga fossila bränslen i den takt som krävs.

Den hastigt accelererande miljöförstöringen medför också att man gärna ser att värmekraftverken minskar användningen av brunkol och andra lågvärdiga bränslen. Samtidigt ökar utvinningskostnaderna för fossila bränslen, och man vill befria sig från beroendet av den sovjetiska oljan. Alla dessa faktorer samverkar till att kärnkraften framstår som det enda realistiska alternativet, åtminstone på kort sikt.

SEV-länderna, utom Tjeckoslovakien och Rumänien, anslöt sig tidigt till satsningen på de sovjetiska lättvattenreaktorerna. Politiska skäl i kombi- nation med en knapphet på hårdvaluta torde ha bidragit till beslutet.

Sovjetunionen har givetvis också ett ekonomiskt intresse av att exporte- ra sin kärnkrafts teknologi. Sedan 1966, då Rheinsberg i DDR togs i drift, har sovjetisk-konstruerade WER-reaktorer uppförts i DDR, Ungern, Bulgarien och Tjeckoslovakien. Sovjetiska reaktorer är under byggnad i Polen och på Kuba.

I Tjeckoslovakien försökte man på egen hand utveckla en tungvattenreaktor men lyckades inte. 1968 gav man upp ansträngningarna och anslöt sig till WER-reaktorn. Rumänien har satsat på kanadensiska CANDU-reaktorer och är därmed det enda SEV-land som köpt kärnkraftsteknologi från väst. Fem CANDU-reaktorer på 660 MWe vardera är under uppförande. Jugoslavien har en tryckvattenreaktor av amerikansk tillverkning med elektrisk effekt om 632 MW.

Finland är det enda land utanför SEV-gemenskapen som lagt en order på ett kärnkraftverk i Sovjetunionen. De två WER-440-reaktorer som upp- förts i Loviisa har dock modifierats för att klara finska säkerhetskrav. Bland annat har de en reaktorinneslutning som normalt saknas.

61 Det nuvarande östeuropeiska samarbetet regleras i huvudsak av avtalet om internationell specialisering och kooperation i produktionen samt ömsesidiga leveranser av utrustning till kärnkraftverk från 1981-90, undertecknat 1979, det så kallade komplexprogrammet från 1985 och det program för byggande av kärnkraftverk som togs vid SEVs 42 :a session i Bukarest 1986.

1979 års avtal är ett av de största överhuvudtaget inom SEV. Komplex- programmets mål var en grundläggande kvalitetsförbättring av SEV- ländernas energihushållning. Enligt programmet skall också gemensam forskning kring reaktorer för värmeproduktion, brid- och fusionsreakto- rer bedrivas. Vid SEV-mötet 1986 beslutades att utöka SEV-ländernas, Sovjetunionen exkluderat, installerade effekt till 50 000 MW, år 2000. Detta skulle betyda att kärnkraften då kommer att svara för 30-40% av elenergiproduktionen.

Utvecklingen skall även i framtiden baseras på tryckvattenreaktorerna WER-440 och WER-1 000. WER-440 utgör första etappen av utbyggnadsprogrammet. 1987 fanns 19 sådana reaktorer i drift i SEV-länderna. Nästa etapp kommer att baseras på WER-1 000. Den första reaktorn av denna typ har tagits i drift i Kozloduj i Bulgarien.

Figur 33. Kärnkraftverket i Kozloduj i Bulgarien.

1987 var den totala installerade effekten 8 400 MWe, en siffra som inte torde ha ökat nämnvärt. Det finns anledning att tvivla på möjligheten att

62 uppnå de framtida målen. Bland annat har signaler kommit från Polen om en långsammare utbyggnadstakt, föranledd av bristande finansiella och personella resurser, kombinerat med en inte alltför positivt inställd opinion.

Även bilaterala avtal sluts. Ett viktigt sådant är det från 1981 mellan Sovjetunionen och Rumänien om att gemensamt uppföra Juzjno-Ukrain- skaja ÄES. Till projektet hör en specialledning till Rumänien och Bulga- rien som skall föra över 2 000 MW.

8.2 Arbetsfördelning mellan SEV-ländema

Som ständigt samarbetsorgan fungerar SEV-organisationen Interatom- energo. Syftet är att samordna medlemsländernas tillverkning av reaktorkomponenter och säkra leveranser av utrustning till Östeuropa. Orga- nisationen bildades 1973 och har sitt säte i Moskva. Enligt avtalen av 1979, 1985 och 1986 har följande arbetsfördelning överenskommits:

Bulgarien: - viss transport- och produktionsutrustning - biologiska skyddsåtgärder - pumputrustningar

Ungern: - rening och avjonisering av kylvatten - verktyg för reparation av primärkretsen - anordningar för bränslehantering - viss elektroteknisk utrustning

DDR: - kranar - utrustning för transport av radioaktiva material - viss teknologisk utrustning

Polen: - värmeväxlare - kontrollsystem för strålningssäkerhet - tryckhållare

Rumänien: - huvudcirkulationspumpar - vattenbehållare för nödkylning av härden - kranar för laster upp till 320 ton - traverskranar för turbinhallar - högspänningstransformatorer

Tjeckoslovakien: - tyngre utrustning för WER-440 (bl a trycktankar) och nästa generations kärnkraftverk - ånggeneratorer

Jugoslavien: - matarpumpar och specialpumpar.

63 Sovjetunionen tillverkar alla typer av utrustning för WER-440 och WER-1 000, cch svarar för cirka 50% av utrustningen vid de verk som byggs inom ramen för 1979 års samarbetsavtal.

Avtalen innebär för övrigt också att Östländerna skall bidra vid utrustan- det av sovjetiska kärnkraftverk. Exempelvis har Polen, Ungern och Tjeckoslovakien bidragit vid uppförandet av Chmelnitskaja AES.

f'7

Figur 34. Tillverkning av reaktorkomponenter vid Shkodafabriken i Tjeckoslovakien.

8.3 Mir-nätet

Sovjetunionen och de andra östeuropeiska staterna har sedan länge en gemensam "kraflbörs", belägen i Prag. Den anslutna effekten till detta gemensamma nät, "Mir", var i slutet av 1986 156 000 MW. Kärnkraftver- ken i Tjernobyl, Smolensk, Södra Ukraina och troligen Chmelnitskaja AES är anslutna till Mir-nätet med 750 kV-ledningar.

Mir-nätet har kritiserats, bland annat från ungerskt håll, för driftstör- ningar och effektbrist. Detta beroende på olika åsikter hos länderna rörande sättet att distribuera effekten. Ett ytterligare problem är att frekvensen ibland är så låg som 49 H?, vilket ställt till med problem.

Över Mir-nätet sker också större delen av den sovjetiska elexporten. 1987 uppgick den till 35 TWh, varav en knapp tredjedel gick till Ungern och ungefar hälften till övriga Östeuropa.

64 1982 1985 1986 1987 I

Totalt: 22.1 29,3 30,2 34,9 \

Bulgarien 4.5 4.5 5,0 4,5 I Ungern 8.1 10,5 10.0 10,5 i DDR 1.8 1.8 1.5 1.8 i Polen 0.3 0,8 2.5 3.8 j Finland 3,5 4,2 4,6 4,7 I Tjeckoslovakien 2,2 4,0 1,9 3,7 ! Turkiet 0 0,7 0.7 0,6 ; Rumänien 0 2,0 2,8 4.3 |

Tabell 10. Sovjetisk elexport (TWh) till olika länder.

8.4 Samarbete med andra länder

Den radikalt förändrade inställningen till internationella kontakter som efterhand vunnit insteg efter Tjernobylolyckan har givit en rad konkreta resultat. Det rör sig i första rummet om bilaterala avtal. Sådana har tecknats med bland annat Sverige, USA, Storbritannien, franska och västtyska bolag och DDR. De är i allmänhet inriktade på säkerhet.

Med USA finns ett avtal med US Nuclear Regulatory Commission om in- formationsutbyte om design, konstruktion, driftteknik och säkerhet samt en Joint Soviet-US Coordination Committee on Civil Nuclear Reactor Safety av 1988.

Med Sverige finns ett avtal från juni 1989. Enligt avtalet skall dels kärnkraftverkshaverier snabbt meddelas, dels skall parterna utbyta information om kärnreaktorer. Avtalet stipulerar vidare hur utbytet skall ske.

I april 1989 öppnade WANO, World Association of Nuclear Operators, sitt fjärde regionala kontor i Moskva. Medlemmar i detta centrum är företag och organisationer från åtta länder - Bulgarien, Ungern, DDR, Kuba, Polen, Sovjetunionen, Tjeckoslovakien och Finland. De andra kontoren ligger i Atlanta, Paris och Tokyo. Ett samordningskontor finns i London.

Syftet med centret är att höja kärnkraftverkens tillförlitlighet och säker- het. Man kommer att jämföra erfarenheter och utbyta information om alla aspekter på kärnkraft, såsom utrustning, kontrollsystem och personalut- bildning. Chefen för moskvaavdelningen heter Boris Prusjinskij. I maj 1989 hölls den världsomspännande organisationens konstituerande möte Moskva.

65 Spekulationer är i omlopp om ett förestående kinesiskt köp av ett kärn- kraftverk från Sovjetunionen. En trolig lokalisering är Liaoning-provinsen i nordöstra Kina. De huvudsakliga hindren tycks vara dels att provinsen själv måste finansiera köpet, dels att myndigheterna i Peking ställer sig tveksamma till huruvida rimliga säkerhetskrav kan uppfyllas.

66 9. Myndigheter, industri och forskning

9.1 Myndigheter

I detta avsnitt behandlas kortfattat den statliga organisationen och ansvarsfördelningen.

9.1.1 Minatomenergo i promysjlennosti

Olyckan vid Tjernobyl föranledde många förändringar inom kärnkrafts- området, bland annat en omfattande omorganisation. I juni 1986 bildades ett nytt ministerium — Minatomenergo (Ministerstvo Atomnoj Energetiki, Atomenergiministeriet). Avsikten var att strama upp ledningen och för- bättra driften av kärnkraften.

Alla kärnkraftverk underställdes ministeriet, som svarar för såväl projektering som uppförande och drift av landets kärnkraftverk.

Ministeriet bildades genom att bryta ut relevanta delar av Energiministe- riet (Minenergo). Även vissa delar av kärnkraftsindustrin kom att lyda under ministeriet. Man kan allmänt säga att demarkationslinjen gent- emot Minenergo går där elektriciteten släpps in på nätet.

GKAE (Gosudarstvennyj komitet po ispolzovaniju atomnoj energii SSSR, Sovjetunionens statskommitté för kärnkraftens användande) svarar för forskning, utveckling och projektering kring kärnprocesserna och den utrustning som krävs för att utnyttja dem, det vill säga kring primärkret- sen. Statskommittén är därför huvudman för ett flertal institut.

GKAE var en självständig enhet under ministerrådet till för ett par år sedan då den blev en avdelningi det medeltunga maskinbyggnadsministeriet. GKAEs ordförande, A N Protsenko, är i enlighet med detta också förste viceminister i ovanämnda ministerium.

Ansvaret för hanteringen av kärnbränslecykeln, däribland således också utbränt kärnbränsle, har en avdelningi det medel tunga maskinbyggnadsministeriet Minsredmasj på samma organisationsnivå som GKAE. Chef är förste viceministern B V Nikipelov. Emellertid tycks även VNIIAES ha uppgifter som berör slutförvaring av utbränt kärnbränsle.

Avfallshanteringen åtnjuter inte riktigt samma glasnost som i allmänhet kännetecknar kärnkraftsområdet sedan en tid tillbaka.

Vid de folkdeputerades första kongress sommaren 1989 beslutades att ytterligare en radikal omorganisation skall genomföras. GKAE, Minatom- energo och det medeltunga maskinbyggnadsministeriet skall slås samman till ett nytt ministerium, ministeriet för atomenergin och kärnkrafts- industrin (Ministerstvo atomnoj energetiki i pruinyslennosti SSSR).

67 Det är ännu oklart hur det nya ministeriet kommer att organiseras, men det förefaller självklart att det kommer att omfatta alla de verksamheter inom kärnkraftsområdet som tidigare legat på GKAE, Minatomenergo och Minsredmasj. Till minister är redan utsedd Minatomenergos nuvarande minister Vitalij Konovalov.

9.1.2 Minzdrav

Minzdrav (Ministerstvo zdravoochranenija SSSR, Hälsovårdsministe- riet) har ansvar för strålskyddet för anställda vid kärnkraftverk och befolkningen i dess närhet. Hälsovårdsminister är sedan februari 1987 Jevgenij Tjazov, mottagare av Nobels fredspris 1985.

9.1.3 Gospromatomnadzor

Enligt beslut vid den första sessionen förra sommaren med de folkdeputerades kongress skall diverse tillsynsmyndigheter inom industrin slås samman till den nya myndigheten Gospromatomnadzor.

Bland de sammanslagna myndigheterna återfinns Gosatomenergonad- zor, den sovjetiska motsvarigheten till SKI. Dess uppgift var att tillse att regler och föreskrifter följs vid projektering, byggande och drift av kärn- kraftverk.

Samma uppgifter, men med hela industrin som verksamhetsfält, kommer den nya myndigheten att ha. Ordförande i Gospromatomnadzor blir Gos- atomenergonadzors nuvarande ordförande Vadim Malysjev.

9.1.4 Goskomgidromet

Goskomgidromet (Gosudarstvennyj komitet po gidrometeorologii i kontrolju prirodnoj sredy, Statskommittén för hydrologi och meteorologi samt miljövård) ansvarar bland annat för naturskydd och då även strålnings- miljön.

9.1.5 Goskompriroda

Goskompriroda (Statskommittén för miljövård) motsvarar Statens natur- vårdsverk. Den bildades i januari 1988 och har ungefär 500 anställda. Ordföranden heter Nikolaj Vorontsov.

På kommitténs ansvar faller nationalparker, flora, fauna och kontroll av utsläpp. Goskomprirodas överstyrelse för inspektion och kontroll har rätt att stoppa produktion och utdöma böter vid miljöbrott.

68 9.1.6 Rådet för information och förbindelser med allmänheten inom kärnenergiområdet

Rådet, som på ryska heter Mezjvedomstvennyj Sovet po informatsii i svjazjam s obsjtjestvennostjiu v oblasti atomnoj energii, grundades våren 1989.1 rådet ingår företrädare förbi a GKAE, Gosatomenergonadzor, Gos- komgidromet, Goskompriroda, Goskomobraz (Statliga kommittén för utbildning), Goskom po televideniju i radiovesjtjaniju (Statliga TV- och radiokommittén), Vetenskapsakademien och Minatomenergo.

Det häri uppgift att analysera folkopinionen och organisera informations- arbetet i frågor rörande utnyttjande av kärnteknik, säkerhet, ekologi och ekonomi. Rådets verkställande organ är Centret för information till all- mänheten om kärnenergi (Tsentr obsjtjestvennoj informatsii po atomnoj energii). I syfte att uppfylla rådets uppgifter utger centret en informa- tionsbulletin om sovjetisk och utländsk kärnkraft.

9.2 Forskningsinstitut

9.2.1 Vetenskapsakademien Vetenskapsakademien har stort inflytande inom kärnkraftsområdet, inte bara genom de institut den förfogar över, utan också därför att flera av dess medlemmar har betydelsefulla poster inom kärnkraftsindustrins organisation. Ett belysande exempel utgör vicepresidenten i akademien Velichov som också är chef för det berömda Kurtjatovinstitutet. Under akademien lyder:

9.2.1.1 Lebedevinstitutet för fysik i Moskva Fizitjeskij institut imeni P N Lebedeva, FIAN, är det största och äldsta fysikinstitutet i Sovjetunionen. Institutet grundades redan 1725 i S:t Petersburg och flyttade först 1934 till Moskva.

Här forskar man bland annat inom kärnfysik, röntgenstrålning, kosmisk strålning och teoretisk partikelfysik. Forskning som har bäring på Sovjet- unionens kärnkraftsprogram utgör dock bara en liten del av institutets verksamhet och bland områden man också intresserar sig för kan nämnas supraledare, lasrar, olinjär optik, spektroskopi och teoretisk biofysik.

9.2.1.2 Institutet för kärnforskning, Kiev Institut jadernych issledovanij, Ual, lyder under Ukrainas vetenskapsakademi. Huvudinriktningarna för institutets forskning är studiet av atomkärnors struktur, kärnreaktionsmekanismer, fasta tillståndets fysik, plasmafysik samt materialteknik.

69 9.2.1.3 Institutet för kärnkraftsteknik, Minsk Institut jadernoj energetiki, UaE, tillhör den vitryska vetenskapsakademien. Institutets arbete inriktar sig huvudsakligen på att finna nya vännebärare med bättre prestanda än de som nu används. Detta är ett led i utvecklingen av gaskylda högtemperaturreaktorer. N2O4 är en gas som man länge studerat.

9.2.2 GKAE, Statskommittén för atomenergins utnyttjande 9.2.2.1 Kurtjatovinstitutet för atomenergi i Moskva Institut atomnoj energii imeni I V Kurtjatova, IAE, är det största sovjetiska institutet för kärnteknisk forskning. Det grundades av IV Kurtjatov, en av pionjärerna inom sovjetisk kärnkraftsforskning. Vid institutet sker utveckling av olika reaktortyper, teoretiska och experimentella arbeten inom plasmafysik samt grundläggande teoretisk forskning.

Man förfogar över en omfattande experimentell utrustning, bland annat ett flertal experimentreaktorer. Institutet är världsberömt för sin fusions- forskning och den hittills största fusionsanläggningen i Sovjetunionen, Tokamak-15, är placerad här.

Institutet var underställt Vetenskapsakademien till 1964, då det övertogs av GKAE. Chef för institutets reaktoravdelning är Viktor Sidorenko.

9.2.2.2 Institutet för teoretisk och experimentell fysik, Moskva Bland de områden man ägnar sig åt vid Nautjno-issledovatelskij institut teoretitjeskoj i eksperimentalnoj fiziki, ITEF, kan nämnas teoretisk fysik, strålfysik, kärnfysik, högenergifysik och tungvattenreaktorer. Man har också varit med om att konstruera flera acceleratorer. Institutet var även till viss del inblandat i det tjeckiska försöket med en tungvattenreaktor i Bohunice på 150 MWe, en reaktor som nu är avställd.

9.2.2.3 Institutet för fysik och energiteknik, Obninsk Obninskij fiziko-energetitjeskij institut, FEI, är främst känt för sin forskning om snabba reaktorer, men även reaktordesign, värmeledning, fasta tillståndets fysik och reaktorfysik är områden man ägnar sig åt. Nämnas kan att några av de viktigaste prototyperna för senare generationer av breederreaktorer, till exempel BFS-1 och BR-5, utvecklades vid institutet.

9.2.2.4 Institutet för atomreaktorer, Dimitrovgrad Nautjno-issledovatelskij institut atomnych reaktorov imeni V I Lenina, NIIAR, är ett av de mest kända i Sovjetunionen. Forskningen ägnas framför allt användning och förbättring av reaktorer. Institutet förfogar över flera experimentreaktorer, till exempel SM-2, VK-50, MIR och BOR- 60.

9.2.2.5 Institutet för kärnforskning, Dubna Institutet, på ryska benämnt Objedinjonnyj institut jadernych issledovanij. OlJal, grundades 1956 som ett led i on överenskommelse mellan

70 Sovjetunionen och elva andra socialistiska länder om samarbete inom kärnfysiken. Det leds av ett råd där alla deltagande länder är represente- rade. Varje land bidrar finansiellt till institutets verksamhet.

Det är for närvarande mest känt för sina neutronpulsreaktorer (IBR-1 och IBR-2). Enligt uppgifter i pressen hämmas arbetet vid institutet av att nya experimentella installationer blivit försenade och av att en modern data- bas saknas. Totalt arbetar över 7 000 forskare från öst vid institutet samt årligen uppemot 2 000 gästforskare.

9.2.2.6 Forskningsinstitutet för komplex kraftutrustning Institutet, på ryska kallat Nil kompleksnqj energetitjeskoj technologii, arbetar med uran-grafitreaktorer och främst med att förbättra RBMK- reaktorn, i synnerhet ur säkerhetssynpunkt. Chefen heter Jevgenij Ada- mov.

9.2.3 Medicinska vetenskapsakademien

9.2.3.1 Institutet för radiologi, Kiev Institutet bildades efter Tjernobyl och har främst som uppgift att utröna låga stråldosers effekt på människor. Genom databehandling av det enorma statistiska material som nu finns, hoppas man kunna klarlägga hittills okända samband.

9.2.4 Sovjetunionens atomenergi- och atomindustriministerium

9.2.4.1 VNIIAES Det allunionella institutet för forskning kring drift av kärnkraftverk (Vsesojuznyj nautjno-issledovatelskij institut po ekspluatatsii atomn3rch elektrostantsij) grundades 1979 för att möta ett behov av teknisk-vetenskaplig ledning av driften av landets kärnkraftverk. Till VNIIAES' huvud- uppgifter hör: • ananlys och spridande av erfarenheter om driften av kärnkraftverk, studier av olika arbetsmoder, bland annat med hjälp av simuleringar • forskning och utveckling i syfte att höja kärnkraftverkens tillförlitlig- het, säkerhet och utbyte.

Institutet har också huvudansvaret för att bland annat utveckla simula- torutrustning till kärnkraftspersonalens utbildningsanstalter, utveckling av automatiserad styrutrustning, diagnostiseringsutrustning, slut- förvaring av radioaktivt avfall och skapandet av ett system för automatisk kontroll av strålningsnivåer.

Institutet har en filial i Jerevan där man i huvudsak utvecklar simulator- utrustning och en i Elektrogorsk, nära Moskva, där man sysslar med kärnfysik i allmänhet. Dessutom finns ett antal avdelningar på olika håll.

71 Institutets chef är Armen Abagjan. Intensivt samarbete bedrivs med SEV, men även med en rad västländer och såväl IAEA som WANO.

9.3 Kärnkraftsindustrin

9.3.1 Zjdanovfabriken i Izjorsk (P/O Izjorskij zavod imeni A A Zjdanova)

Fabriken tillhör Minatomenergo och tillverkar reaktorutrust aing till kärnkraftverk. Tidigare tillverkades RBMK-utrustning men produktionen har lagts om och åtminstone några reaktortankar till WER-l 000 har byggts.

9.3.2 Specialstålsfabriken i Kramatorsk (Kramatorskij zavod Energomasjspetsstal)

Fabriken tillverkar högkvalitativt stål, reaktor-, ångturbin- och genera- torutrustning samt tjockväggade rör for kärnkraftverk.

9.3.3 Kärnkraftsfabriken i Volgodonsk, P/O Atommasj (Volgodonskoje P/O atomnogo energetitjeskogo masjinostrojenija imeni L I Brezjneva)

Fabriken bedriver standardiserad reaktortillverkning. Bland annat tillverkas kompletta utrustningar for primärkretsen till WER-l 000, till exempel reaktortankar, utrustning till reaktorns styr- och säkerhetssys- tem, ånggeneratorer, tryckkompensatorer, vätskebehållare till reaktorns haveriskyddssystem, biologisk skyddsutrustning, utrustning till reaktorns betongschakt, slussar etcetera.

Förutom till WER-l 000 tillverkas reaktorer och kringutrustning av typen AST-500 och all utrustning till BN-800. Fabriken går fortfarande endast med halv kapacitet. Den tillhör Minatomenergo.

72 Figur 35. Ugn med rörlig härd för värmebehandling av komponenter till kärnkraftverk på Atommasj.

Figur 36. Härdningskomplex på Atommasj.

73 9.3.4 Leningrads metallfabrik LMZ (P/O turbostrojenija "Leningradskij metalliijeskij zavod" LMZ)

Fabriken tillverkar ångturbiner av typen K-l 000-60/3 000 till WER- 1 000 och av typen K-800-130 till BN-800.

9.3.5 Charkovs turbinfabrik ChTZ (P/O atomnogo turbostrojenija Charkovskij turbinnyj zavod imeni S M Kirova ChTZ)

Fabriken är Sovjetunionens ojämförligt största tillverkare av turbiner för kärnkraftverk. Över 95% av den installerade effekten på sovjetiska kärnkraftverk tillgodoses av turbiner härifrån. Fabriken tillverkar dessutom bland annat ång- och gasturbiner samt hydrauliska turbiner.

9.3.6 Turbinmotorfabriken i Ural UTMZ (Uralskij turbomotornyj zavod imeni K Je Vorosjilova)

Fabriken tillverkar turbinen TK-450/500-60 för kärnkraftvärmeverken (ATETs).

Fabrik Beteckning maxeffekt frekvens längd \ (MW) (varv/min) (m) |

ChTZ K-1 000-60/1 500-2 1 114 1500 50,4 I KT-1 070-60/1 500-3 1082 1500 SI ,6 I K-750-65/3 000 810 3 000 40,6 ; K-1 100-60/1 500-4 1 114 1500 50,4 j LMZ K-1 000-60/3 000 1074 3 000 51,6 i UTMZ TK-450/500-60/3 000 500 3 000 33,9 |

Tabell 11. Vid det tunga maskinbyggnadsministeriets fabriker tillverkas cvanståendeångturbiner förAES.

9.3.7 Turbinskovelfabriken i Leningrad LZTL (P/O "Leningradskij zavod turbinnych lopatok" imeni pjatidesjatiletija SSSR)

Fabriken tillverkar turbinskovlar.

9.3.8 Fabriken "Den röde pannskötaren" i Taganrog, TKZ (Taganrogskij zavod "Krasnyj kotelsjtjik")

Fabriken gör bland annat värmeväxlare for kärnkraftverk.

74 9.3.9 Maskinbyggnadsfabriken i Podolsk ZIO (Podolskij masjinostroitelnyj zavod imeni Ordzjonikidze)

Vid fabriken tillverkas ånggeneratorer, ångseparatorer, värmeväxlings- utrustning och rör belagda med rostfritt stål. Man bedriver också forskning på att effektivisera ångseparatorerna för kärnkraftverk.

9.3.10 Elektrosila (Leningradskoje proizvodstvennoje elektromasjinostrojitelnoje objedinenije "Elektrosila" imeni S M Kirova)

Fabriken, som tillhör ministeriet för den elektrotekniska industrin, tillverkar turbogeneratorer för bland annat kärnkraftverk. Man bedriver också forskning kring supraledande kryoturbogeneratorer. För att av- lasta fabriken har ministeriet beslutat att inleda parallell tillverkning av vissa turbogeneratorer avsedda för konventionella kraftverk i Charkov och Sibirien.

9.3.11 Atomenergoprojekt, Moskva

Atomenergoprojekt, som sorterar under Minatomenergo, är ett konstruk- tionsinstitut för projektering av hela kärnkraftverk och val av dera» lokalisering. Institutet svarar även för att bygga och renovera.

9.3.12 Spetsatom

Företaget Spetsatom utarbetar, producerar och testar robotutrustning ior användning under extrema villkor. Det är lokaliserat till Pripjat, inte långt ifrån Tjernobyl och skapades speciellt för att demontera uttjänta kärnkraftverk. Företaget tillämpar självfinansiering och man förväntar sig stora inkomster. Huvuduppgifterna är: • att reparera fel • att hantera nödsituationer • att utföra moderniseringar • att träna personal för att arbeta vid förhöjda strålningsnivåer • att utveckla och testa robotar och fjärrstyrd utrustning för arbete i radioaktivt smittade områden.

Generaldirektören heter Jurij Samojlenkc. Företaget har ungefär 1 000 anställda. Arbetet med attläggaNovovoronezjskaja-1 i malpåse har redan inletts och snart tar man itu även med Belojarskaja AES.

75 10 Sovjetiska kärnkraftverk

10.1 Obninsk

Obninsk är beläget ett tiotal mil sydväst om Moskva. Staden genomflyts av Protva, en biflod till Oka. Det var här som Sovjetunionens första reaktor för kommersiell elproduktion togs i drifl i slutet av juni 1954. Obninsk har sedan dess vuxit snabbt och jämfört med slutet av femtiotalet har invånar- antalet ökat sexfalt och uppgår nu till 100 000.

Figur 37. Reaktorhallen i Obninsk.

Obninsk-l, som i sovjetisk litteratur benämns "Världens första kärnkraft- verk" (ett epitet som den i viss mån förtjänar; Oak Ridge-reaktorn från 1951 var betydligt mindre och får betecknas som en renodlad forsknings- installation), är fortfarande i drift och levererar elenergi till nätet. Planer har åtminstone funnits på att här även bygga en stor breeder, BN-1 600, men än så länge har inga konstruktionsarbeten inletts.

76 Obninsk är även en av de viktigaste platserna för reaktorforskning i Sovjetunionen och här ligger ett flertal institut. Institutet för fysik och energiteknik (FEI) är kanske mest känt, främst för sin forskning kring snabba reaktorer.

10.2 Sibirien

I Sibirien byggdes i slutet av femtiotalet en serie om sex reaktorer, var och en med en nominell elektrisk effekt på 100 MW. Dessa reaktorer nämns endast i förbigående i sovjetisk litteratur, och deras exakta geografiska läge anges inte. Enligt amerikanska källor är kärnkraftverket, som i Sovjetunionen kallas Sibirskaja AES, beläget i Troitsk, cirka 11 mil söder om Tjeljabinsk i Ural.

Skälet till den sovjetiska tystnaden torde vara installationens militära natur och i en av de ytterst få passager där några detaljer om kärnkraft- verket ges sägs: "Sibirskaja AES är ett klassiskt exempel på utnyttjandet av bortförd värme för erhållande av elektricitet i samband med plutoniumproduktion."

10.3 Belojarsk

Belojarskverket är beläget inte långt ifrån byn Zaretjnyj (egentligen Zaretjnyj Sverdlovsk), fern mil öster om miljonstaden Sverdlovsk, vid östra stranden av Belojarsk vattenreservoar. Vattenreservoaren används som kylsjö.

I Zaretjnyj bor de flesta av dem som arbetar vid verket. I sovjetisk litteratur framhävs den som ett mönster för andra orter av liknande typ, så kallade atomstäder, vilka vuxit upp kring kärnkraftverk.

Belojarskaja AES är det enda kärnkraftverket i Sovjetunionen, förutom experimentinstallationerna i Dimitrovgrad, med reaktorer av olika typer. Här finns sålunda reaktorer för snabba och termiska neutroner sida vid sida.

Den första reaktorn, grafitmodererad och av kanaltyp, på 100 MW, togs i drift 1964 och stängdes 1983. Det är den första kommersiella reaktorn som avställts i Sovjetunionen. Nedmonteringsarbetena påbörjades 1989, varefter resterna skall förseglas. Belojarsk-2 på 200 MWa tas enligt planerna ur drift under 1989.

Uppgifter om den tidigare nedtystade branden på verket under nyårshel- gen 1978-79 har publicerats. På nyårsafton uppstod kortslutning i en

77 elkal*»l, vilket antände isoleringen och en häftig brand uppstod. Den spred sig snabbt till reaktorutrymmet i block nummer 2, där takbjälkarna och taket av armerad betong snart gav efter och störtade in. Mer än 1 200 personer bekämpade branden.

Styrstavarna sänktes dock ner i tid i härden på verkets båda reaktorer, som sedan hölls i drift på underkritisk nivå och man undvek radioaktiva utsläpp. Slutligen fick man kontroll över elden. Inga meddelanden om olyckan nådde massmedia i Sovjetunionen.

Som en följd av branden installerades en rad nya brandbekämpningssys- tem och brandstyrkan utökades betydligt.

Verkets betydelse växte då Sovjetunionens hittills största bridreaktor började byggas 1969. Reaktorn, av typ BN-600, togs sent omsider i drift i april 1980 (enligt en tidigare tidtabell skulle reaktorn tagits i drift redan 1975, men planerna reviderades efter hand) och har sedan försett den tunga industrin i Sverdlovsk med omnejd med elkraft. Säkerheten vid BN- 600-reaktorn uppges enligt utländsk expertis vara mycket god.

Bränsleelementen och ånggeneratorerna har moderniserats, kolfilter för avskiljning av radioaktivt stoft och effektiva eldsläckningssystem har installerats. Drifttiden mellan två bränslebyten har förlängts med 50%.

Belojarskverket, som för övrigt är uppkallat efter Igor Kurtjatov, en av pionjärerna inom sovjetisk reaktorforskning, kommer även i framtiden spela en stor roll i det sovjetiska bridreaktorprograminet.

Konstruktionsarbeten pågår med en bridreaktor på 800 MWe, BN-800, en reaktor som man så småningom avser börja serietillverka. Det är mening- en att en produktionslinje skall inrättas vid Atommasj i Volgodonsk. BN- 800-reaktorn byggs dock av Atomteploelektroprojekt med prefabricerade komponenter som monteras på plats.

Verket har dessutom blivit ett centrum för provning av ny utrustning for kärnkraftsindustrin och för utbildning av sovjetiska kärnkraflsexperter. Under 1987 påbörjades byggandet av ett träningscentrum.

10.4 Novovoronezj

Platsen valdes för att lösa den något prekära energisituation som det energimässigt fattiga Voronezj oblast upplevde på 50-talet, då utbyggnaden av koleldade kraftverk (kolet togs från Donetsk) inte lyckades hålla jämna steg med den kraftiga utvecklingen av industrin i området. Ar 1957 började man så bygga Novovoronezjskaja AES på en plats som från början varit avsedd för ett koleldat kraftverk.

78 Novovoronezj ligger på östra stranden av Don, vid en vacker flodkrök några mil nedströms Voronezj, en stad med knappt 900 000 invånare. Ett stickspår från järnvägslinjen mot Donetsk har byggts till byn, och vid denna från början oansenliga plats har under de senaste 35 åren ett av Sovjetunionens viktigaste kärnkraftscentra vuxit fram.

Verkets olika reaktorer är i sig minnesmärken över den sovjetiska tryck- vattenreaktorns utveckling. Här finns allt från de första reaktorerna av denna typ, WER-210 och WER-365, över den första serietillverkade reaktorn på 440 MW,, fram till WER-1 000, den reaktor som under den närmaste framtiden kommer att utgöra hörnstenen i den försatta utbyggnaden av kärnkraften.

Nedmontering av den första reaktorn, som stängdes för flera år sedan, och malpåseförfarande inleddes 1988 av Spetsatom. Novovoronezj-2 avses stängas under 1990.

Kylvattnet tas från Don, vars flöde här inte är speciellt stort, och den tillåtna temperaturökningen nedströms verket är 5°C sommartid och 3°C vintertid. Som kuriosa kan nämnas att en fiskodling har uppförts vid kylvattenutloppet.

Novovoronezj är referensverk för WER-serien, och man har här byggt ett utbildningscentrum för personal som arbetar med WER. Novovoronezj är ett av de kärnkraftverk som man gärna visar upp för utländska gäster. Här har hållits ett flertal internationella konferenser, bland annat inom IAEAs ram.

10.5 Dimitrovgrad

Dimitrovgrad ligger i Uljanovsk oblast vid Kujbysjevreservoaren strax norr om Togliatti. Dimitrovgrad är ett viktigt centrum för sovjetisk kärnkraftsforskning och här finns bland annat Institutet för atomreaktorer, NIIAR. Dimitrovgrad grundades 1919 och hette fram till 1972 Mele- kess. Staden har 124 000 invånare.

Den första experimentreaktorn vid NIIAR som lät tala om sig var SM-2, avsedd för utprovning av material i radioaktiv miljö. Nästa reaktor som konstruerades var VK-50, Sovjetunionens hittills enda vattenmodererade kokarreaktor (BWR). Den nådde nominell effekt (50 MWe) 20 december 1965.

Nästa experimentreaktor togs i drift ett år senare. Det var en heterogen reaktor av kanaltyp placerad i en va t ten fylld bassäng. Den fick det symboliska namnet MIR, fred. I slutet av 1969 togs så BOR-60, Sovjet- unionens vid den tiden största bridreaktor i drift. Den har en elektrisk effekt på 12 MW.

79 Institutet fir fortfarande framstående på sitt område, och den senaste i raden av reaktorer är ARBUS, en reaktor för värmeproduktion med organiskt kylmedium. Den började leverera värme i november 1979, efter att tidigare ha producerat elenergi, och svarar sedan dess för uppvärm- ningen av institutet.

10.6 Kola

Kärnkraftverket på Kola är beläget på en smal halvö som skjuter ut i sjön Imandras södra ände, ett tiotal mil från gruvstaden Kirovsk. Denna placering gör det möjligt att ta kylvatten från en del av sjön och sedan återbörda det uppvärmda vattnet till en annan del. Sjöns yta är 812,5 km2 och vattenvolymen 10,86 km3

Kärnkraftverket konsumerar 40 m3 kylvatten per sekund. När vattnet släpps tillbaka är det 13 grader varmare, vilket gör att sjöns södra ände aldrig fryser till.

Vissa experter menar att de normala temperaturförhållandena endast störs hos 7 km2- dvs mindre än 1%. Detta skulle göra att en vidare utbyggnad av kärnkraftverket inte hindras av bristande kylresurser, något som ibland medfört problem på andra håll i Sovjetunionen.

Anläggandet av kärnkraftverket på Kola har ansetts nödvändigt på grund av de begränsade energitillgångarna på halvön. Vattenkraften var i stort sett färdigutbyggd och en fortsatt satsning på fossileldade kraftverk hade medfört stora transportkostnader (även här användes i huvudsak Do- netsk-kol). Beslutet att bygga Kolskaja ÅES fattades i mars 1964 och tre år senare satte man spaden i jorden.

Den första reaktorn av typ WER-440 togs dock inte i drift förrän 1973. Detta delvis beroende på svåra klimatförhållanden. Vintern på dessa breddgrader är lång och svår. Snön ligger från oktober till maj och Imandra är istäckt åtta månader om året. Isen kan vara upp till en meter tjock. Årsmedeltemperaturen är 0,2°C och tjälen går ned 2-2,5 m i marken. Dessutom visade det sig att platsen man valt för kärnkraftverket var mycket sumpig, vilket försenade bygget.

En andra reaktor (sovjetiska reaktorer anläggs företrädesvis i par) börja- de lämna kraft till nätet 1974.

Efter det att ytterligare två reaktorer av samma typ tagits i drift i början av 80-talet har verket för närvarande en total elektrisk effekt på 1760 MW. Driften vid verket rapporteras flyta utomordentligt bra och man har inte haft ett enda oplanerat driftstopp sedan starten. Produktionsplaner- na överuppfylls och produktionskostnaderna per energienhet har kontinuerligt sjunkit.

80 Förberedande arbete för en tredje etapp med två reaktorer på vardera 1 000 MW har inletts vid kärnkraftverket. Kola-5 och -6 avses stå färdiga 1995 respektive 1998.

De kommer att förses med hel inneslutning av samma typ som i Sverige, till skillnad från WER-440, som bara har själva reaktorn inkapslad.

Man förutser en ökning av elkonsumtionen på Kolahalvön i takt med att gruvindustri och metallurgisk industri utvecklas.

De som arbetar vid verket bor i byn Poljarnyje Zori, någon mil söder om Imandra. Byn, som ligger vid floden Nivå, räknar 15 000 invånare. Av de 3 000 anställda servar 850 på olika sätt de 2150 som jobbar på själva verket.

I likhet med Novovoronezj finns det en fiskodling vid kylvattenutloppet. Vid fiskodlingen har man i tio år fött upp foreller.

10.7 Sjevtjenko

Sjevtjenko (fram till 1964 Aktau) ligger vid Kaspiska havets östra strand i Mangysjlak oblast. Fram till 1963, då man här plötsligt upptäckte rika olje- och gasfyndigheter, var staden en bland många andra oansenliga kazachstanska städer, men efter fynden har den vuxit snabbt.

Staden har nu 159 000 innevånare. Ett av problemen har varit den knappa tillgången på färskvatten. Allt färskvatten erhålls genom avsaltning av havsvatten.

Sedan 1973 fungerar nu en kombinerad elproduktions- och avsaltningsan- läggning i Sjevtjenko. Reaktorn är en BN-350, som är en bridreaktor av looptyp. Av de 350 MWa som verket utvecklar används större delen till avsättningen. Totalt produceras 85 000 ton färskvatten om dygnet, en mängd som sägs täcka stadens behov. Tusentals svanar och flamingos håller till i kylvattendammen.

Reaktorn var färdig hösten 1972 och i november samma år nåddes kriticitet. Turbinerna kopplades in och avsaltningsanläggningen började fungera 16 juli 1973.

10.8 Leningrad

Ungefar 10 mil väster om Leningrad, vid ån Kovasjis utlopp i Finska Viken, är Leningrads kärnkraftverk beläget. Kylvattnet hämtas från

81 Finska Viken. Vid kärnkraftverket har det vuxit upp en stad, Sosnovyj Bor, Tallskogen, som nu har cirka 50 000 invånare. Under åren 1973-81 har här fyra reaktorer med en total effekt om 4000 MW tagits i drift, alla av typen RBMK-1 000. Leningradverket är även referensverk för RMBK- 1 000-serien.

Ett större renoveringsprogram för verket skall utföras under den 13:e femårsplanen (1991-95). Som förberedelse för detta, var reaktor nummer 1 avstängd under juni-november 1989 för översyn och utbyte av 40% av de 16 m långa zirkoniumrören i bränslekanalerna. Avslutande reparationer sker under 1990.

10.9 Bilibino

Bilibinskaja ATETs brukar framhävas som eU empel på att även små kärnkraftverk, lokaliserade på platser långt från Förenade elnätet, kan visa sig ekonomiskt försvarbara. I normalfallet, om man räknar på WER, anses det att ett kärnkraftverk i de europeiska delarna av Sovjetunionen måste vara på minst 400 MWe för att kunna konkurrera med fossileldade kraftverk.

Bilibinoverket är på endast 48 MW,, men har trots detta betytt mycket för utvecklingen på den otillgängliga men mineralrika Tjukotkahalvön. Bili- bino är kanske mest känt for sin diamantutvinning. Staden ligger i Magadanskaja oblast på 68° nordlig bredd, alltså norr om polcirkeln.

Verket började anläggas 1966 då regionen hade underskott på elkraft och sedan 1976 förses Magadanskaja oblast med elkraft och det regionala centret Bilibino med värme.

Bilibino var Sovjetunionens första kärnkraftvärmeverk, en försöksan- läggning som banat väg för större kraftvärmeverk av denna typ.

Moderniseringsarbeten lär ha påbörjats i syfte att fördubbla den nuvarande kapaciteten på 48 MWe, och för att öka el- och värmeleveranserna till Tjukotka.

10.10 Armenien

Kärnkraftverket är beläget strax nordost om staden Oktemberjan (fram till 1932 Sardarabad) i västra delen av Araratdalen, cirka 25 km från Jerevan, huvudstad i Armenien. Det ligger på 1100 m höjd, vilket gör det till Sovjetunionens högst belägna kärnkraftverk. Avståndet till turlcska gränsen är endast halvannan mil. Närmaste by är Metsamor, där ocksä en stor del av driftpersonalen bor.

82 Armjanskaja-1 började byggas 1964, och Armjanskaja-2 1970. Verket är beläget i en jordbävningshotad del av Sovjetunionen. När man planerade verket kalkylerade man och konstruerade verket med tanke på att jordbävningar upp till 8-9 enheter på Richterskalan skulle kunna inträffa i området.

Detta förklarar varför byggnationen av Armjanskaja AES tog väsentligt längre tid än byggnationen av systerverket Kola. Därför installerades också ett särskilt seismiskt skyddssystem som stänger av verket då vibra- tionerna når 6 enheter. Reaktorerna i den första etappen togs i drift först 1976 respektive 1980.

Den förhållandevis våldsamnr- r. jävningen den 7 december 1988 nådde i en serie stötar upp till 5,P < 'ifeter vid kraftverket varför driften tilläts löpa normalt. En expertgrupp från Moskva reste till verket omedelbart efter jordbävningen. •'• :i bestod av reaktor- och mekanikingenjörer, elektriker, termot/\ ^ker och byggnadsingenjörer. De undersökte all utrustning nogf..- .. men inga skador kunde upptäckas.

Redan före j -.oävningen fördes diskussioner om verkets placering och man hade fcr avsikt att stänga de båda första reaktorerna 1990 respektive 1991, samt beslutade att den påbörjade andra etappen skulle avbrytas. I början av januari 1989 beslutade Sovjetunionens ministerråd med stöd av partiets centralkommitté i Armenien, det interparlamentala vetenskapliga och tekniska rådet för kärnkraftsfrågor och Vetenskapsakademin att stänga verkets båda reaktorer i förtid.

Kraftverkschefen instämde och sade att beslutet var välgrundat. Huvud- anledningen var verkets utomordentligt olämpliga placering. Den första reaktorn stängdes således den 25 februari och den andra den 18 mars 1989. Samtidigt fick en rad ministerier i uppdrag att garantera säkerhe- ten under omprofileringen till naturgasdrift.

Verket hann producera 48,5 TWh under sin livstid och stod för 1/3 av Armeniens elförsörjning.

10.H Kursk

Kurskaja AES, byggt för att leverera elkraft åt industrin i det snabbt expanderande industriella komplexet KMA, Kursk magnetiska anomali, är belägen några mil från Kursk vid byn Kurtjatov. Denna by har som på så många ar dra håll vuxit upp kring kärnkraftverket och här bor och arbetar stöi.e delen av driftpersonalen. Kurtjatov växer kraftigt, och man beräknar att då samtliga tre etapper byggts klart kommer invånarantalet att uppgå till drygt 80 000. Kylvatten tas från floden Sejm, på vars strand kärnkraftverket är beläget.

83 Byggandet av första etappen inleddes i december 1970.1 december 1976 togs Kursk-1 i drift. Kursk-1 är, liksom verkets övriga reaktorer, av typen RBMK-1 000. Nominell effekt nåddes knappt ett år senare, i oktober 1977.

En andra etapp har också tagits i drift. Byggandet av den tredje etappen inleddes, men i enlighet med ett beslut att avbryta arbetet på RBMK- reaktorer som inte avancerat alltför långt, har färdigställandet av Kurek- 6 avbrutits. Det femte blocket avses dock färdigställas.

10.12 Tjernobyl

Efter explosionen och den efterföljande grafitbranden i reaktor 4 får Tjernobyl betecknas som ett av världens mest omskrivna kärnkraftverk. Före de olyckliga händelserna i april 1986 var det dock få som visste dess exakta geografiska placering. Tjernobyl AES ligger cirka 12 mil norr om Kiev i Ukraina. Kylvattnet hämtas från Pripjat, en biflod till Dnjepr.

Vid själva kärnkraftverket anlade man en stad för de anställda, som sammanlagt uppgick till cirka 4 000. Den fick också namnet Pripjat och här bodde före olyckan mer än 20 000 människor. Slavutitj, den efter haveriet helt nybyggda atombyn för verkspersonalen, stod färdig 1989. Byn Tjerno- byl ligger några kilometer söder om verket.

Dekontamineringsarbetena fortskrider, men man har under 1989 gått över till normal drift med sextimmars skift.

En intressant artikel i Literaturna Ukraina den 27 mars 1986, alltså före olyckan, berättar om problem vid byggandet av Tjernobyl. I artikeln redogörs för brister i leveranser av material och utrustning, vilket artikel- författaren menar beror på att tidsplanen var orealistisk och för kompri- merad. De första fyra reaktorerna byggdes på rekordtid och turbinerna började generera elenergi tidigare än planerat.

Artikeln följdes sedan upp av Literaturnaja Gazeta den 25 september. Här sägs det att tvivel om kärnkraftverkets placering hade uttryckts redan när projektet befann sig på ritbordet. Platsen vid Pripjat, Dnjeprs största biflod son? förser Kiev med dricksvatten, ansågs illa vald.

Artikelförfattaren menar att det faktum att man efter haveriet tvingades till stora utgifter för att skydda Kievs dricksvatten visar att man kanske borde varit mer lyhörd för kritiken.

Arbetena med den tredje etappen, det vill säga Tjernobyl-5 och -6, avbröts 1987, tvärtemot vad som avsågs direkt efter olyckan. Strålningsförhållan- dena vid byggplatsen är dock fortfarande sådana att det blir alltför dyrt att färdigställa reaktorerna.

84 Personalens årsmedeldos ligger nu dock långt under gällande internationell standard på 50 mSv. Tjernobyl-3, den reaktor som var närmast Tjer- nobyl-4, återstartades i början av december 1987. Den första etappens reaktorer togs i drift redan i slutet av 1986.

Orsaken till att man forcerade idrifttagandet av reaktorerna 1 och 2 efter haveriet sades vara den svåra elektricitetssituationen i Ukraina inför hösten och vintern 1986/87.

10.13 Rovno

Rovenskaja AES och Kuznetsovsk, byn där driftpersonalen bor, är belägna på stranden av floden Styr, drygt tio mil nordnordväst om Rovno. Rovno har 228 000 invånare och ligger i norra Ukraina.

Konstruktionsarbetena med första etappen av Rovenskaja AES inleddes 1973. Totalt omfattar första etappen två WER-440 och en WER-1 000, en något ovanlig konfiguration.

Rovno-3 togs i drift i december 1986, avsevärt försenad, och man har också börjat arbetena med nästföljande reaktor. Även här var orsaken till förseningen oregelbundna och ryckiga leveranser. Rovno-3 är en prototyp i WER-1 000-serien. Det är den åttonde reaktorn av denna typ i landet, och enligt kärnkraftverkets chef skiljer den sig från de tidigare genom att utrustningen i högre grad är datorstyrd. Denna reaktor har också ett mer komplett kontrollsystem än de tidigare två.

I Rovno har dessutom en prototyp för en ny höghastighetsturbin på 1 000 MW. och 3 000 rpm tagits i drift. Rovno-3 sköts av personal som till största delen hämtats från de två tidigare reaktorerna, medan dessa i sin tur bemannas av yngre ingenjörer.

Ett speciellt kyl torn har byggts vid kärnkraftverket. Tornet är 150 m högt, har en basdiameter på 120 m och kyler 100 000 m3 vatten i timmen.

I början av december 1988 genomfördes en säkerhetsinspektion av det tredje blocket med deltagande av bland annat IAEA-experter. Man be- dömde verkets säkerhet, utbildningsnivån hos personalen, ledingsorgani- sationen och förebyggandet av olyckstillbud. Kommissionens totalbedöm- ning blev "klart godkänt" med internationella mått mätt, och de förslag till förbättringar som framfördes skall enligt planerna vara beaktade senast 1991.

Rovnos oblastsovjet förbjöd i början av juli 1989 fortsatt uppförande av block nummer 5 och 6. Håligheter i marken under byggnadsplatsen, orsakade av grundvattensti ömmar, har resulterat i att fundamentet till

85 ett av blocken har satt sig och andra byggnader har skadats. Därtill råder det redan nu brist på kylvatten. Trots detta har Minatomenergo fortsatt arbetena och planerar att avhjälpa vattenbristen med en 240 km lång rörledning från floden Dnestr.

10.14 Södra Ukraina

Södra Ukrainas kärnkraftverk, Juzjno-Ukrainskaja AES, började byggas 1975 på stranden av Södra Bug, inte långt från Nikolajev. Det är en stad med drygt en halv miljon invånare vid Bugs utlopp i Svarta havet.

Verket kommer enligt för närvarande något oklara planer att totalt omfatta tre etapper om två WER-1000-reaktorer.

Södra Ukraina-1 togs i drift i slutet av december 1982 och nästa reaktor drygt två år senare. En påfallande stor del av de sovjetiska reaktorerna tas i drift i december, en följd av att planerna löper årsvis.

Andra etappens första block, Södra Ukraina-3, skulle enligt tidigare planer varit klart i början av 1986. Man drabbades dock av kraftiga förseningar och väntas bli klara först i slutet av 1989.

Ett stort elkraftproducerande komplex håller på att utvecklas med Juzjno- Ukrainskaja AES som en av komponenterna. Reaktorerna kommer att köras i tandem med näraliggande pumpkraftverk, för att på så sätt göra elproduktionen mer flexibel och möjlig att anpassa till dygnsvisa belastningstoppar. Uppförandet av det första pumpkraftverket har inletts nära Tasjlykreservoaren.

Verket är liksom Chmelnitskaja AES till viss del ett samarbetsprojekt mellan SEV-länderna och det är troligt att den antingen levererar, eller kommer att leverera, elkraft till Mirnätet, SEV-ländernas gemensamma elnät.

En rapport om driftstörningar vid verket berättar om ett tillbud strax före midnatt, 10 november 1988, då elförsörjningsutrustningtn till manöver- organen för första reaktorns ånggenerator fattade eld.

Skyddssystemen slog av generatorn och stoppade ångturbinen. Operatö- rerna lyckades släcka elden innan brandmän hann till platsen.

Reaktorn finns 100-150 m från olycksplatsen och är innesluten, varför någon fara för radioaktiva utsläpp aldrig förelåg, enligt statskommittén för säkerhet inom kärkraftsindustrin.

86 10.15 Smolensk

Smolenskaja AES är beläget nära Desnogorsk, drygt tio mil sydost om Smolensk. Konstruktionsarbeten inleddes 1973. Smolensk har 341 000 invånare och är oblasthuvudstad. Kylvattnet tas från en vattenreservoar som skapats genom uppdämning av floden Desna.

Ursprungligen planerade man för RBMK-1500-reaktorer, men frångick sedan det beslutet, möjligen beroende på bristande kylkapacitet. Nu är två RBMK-1000 i drift. Ytterligare två planerades ursprungligen.

I enlighet med beslutet, taget under sommaren 1988, att inte färdigstäl- la RBMK-reaktorer i tidiga byggnadsstadier avbröts konstruktionen av Smolensk-4. Beslutet gällde även Kursk-6 och Ignalina-3.

Det tredje och därmed sista blocket avses kunna tas i drift under slutet av 1989. På grund av de utökade säkerhetskraven efter Tjernobyl har kost- naden överstigit planen avsevärt.

Det största problemet är dock att nio olika organisationer ansvarar för ändringarna i konstruktionsplanen, att ändringarna ofta genomförs i ett sent stadium av byggnadsarbetet och att det inte finns någon gemensam plan för tillförsel av de ytterligare nödvändiga byggnadsmaterialen.

En artikel i Trud den 19 september 1985 gav vissa intressanta uppgifter om vad som ibland kan dölja sig bakom skinande fasader av idrifttagen effekt.

Enligt Trud kunde man endast köra den nya 1 000 MW-reaktorn (Smo- lensk-2) med halv effekt eftersom den nya 750 kV-kraftledningen till Kaluga, Tula och Vladimir ännu inte var klar. Ledningen var flera månader försenad.

Detta problem begränsade sig inte bara till Smolensk. En försiktig upp- skattning gav vid handen att totalt 1500 MW, av sovjetisk kärnkraftsef- fekt vid denna tidpunkt inte kunde utnyttjas av liknande skäl.

Ett centrum för träning av personal vid kärnkraftverk har byggts i närheten av Smolensk. Denna anläggning är utformad som ett kontroll- rum i vilket olika avvikelser från normal drift kan simuleras och tränas.

87 10.16 Ignalina

iU....iiU

Figur 38. Ignalinskaja AES.

Figur 39. Modell av ignalinas block 1 och 2.

Av speciellt intresse för Sverige är Ignalinskaja AES, det närmaste av de sovjetiska kärnkraftverken. Verket är beläget vid Vireksjteåns utlopp i Druksiaisjön, nära byn Snieckus i östra Litauen. Här finns de enda reaktorernas med effektuttaget 1 500 MWe. De har dock i princip samma grundkonstruktion som RBMK-1000. Det ökade effektuttaget har möj- liggjorts genom installation av s k termiska intensifikatorer i bränsleele- menten, dvs genom en effektivare kylning. Reaktordimensionerna har dock inte ökats.

Den företa reaktorn nådde full effekt i maj 1985 och skulle enligt de ursprungliga planerna följas av ytterligare tre Mock, alla av typ RBMK- 1600. Ignalina-2 togs i drift cirka sex månader senare in vad som var avsett Detta berodde på att extra säkerhetsåtgärder vidtagits mot bakgrund av haveriet i Tjernobyl.

Bland annat har vissa ändringar gjorts i den urprungliga utformningen av bränslekanalerna, för att försäkra sig om att man omedelbart skall kunna stoppa kedjereaktionen. Liknande åtgärder har sedan även vidtagits vid den första reaktorn. Båda reaktorerna kan nu stängas av, även om det inte skulle finnas något vatten i dem.

Byggnadsarbetet på block tre och fyra påbörjades 1985. Lokala biologer hävdade att flora och fauna i den sjö om 70 km2 som skulle ta emot kylvattnet skulle komma att fä irreparabla skador. Opinionen mot kärn- kraftverkets placering blev allt starkare och åsikterna vann även gehör hos de lokala myndigheterna.

Under våren 1987 kom det i viss mån väntade beskedet att fjärde blocket inte skulle färdigställas, något som från officiellt håll sades vara avhäng- igt just bristande kylkapadtet.

Efter drygt ett år avbröts även byggandet av Ignalina-3, som tills dess kostat mer än 30 miljoner rubel, i enlighet med beslutet att allmänt avbryta byggandet av RBMK-reaktorer i tidiga byggnadsstadier. Huvud- anledningarna är den negativa inverkan på miljön, som kylvattenutsläp- pen från ytterligare en reaktor skulle medföra, samt höjda säkerhetskrav och kostnader.

Omgivningen inom en radie av 30 km övervakas med avseende på strålning av ett laboratorium kopplat till säkerhetsavdelningen. Inom en radie på 8 km runt verket finns elva övervakningsposter som kontinuerligt kontrollerar luft och vatten. Femton av laboratoriets anställda vakar över vatten, löv, bär, växter, svamp med mera.

För att motverka dygnsvisa belastningstoppar uppför man i Kasjadoris, nära Ignalinaverket, ett pumpkraftverk som skall köras i tanaem med kärnkraftverkets turbiner. Två av pumpkraftverkets från början planerade åtta turbiner är färdiga, men ännu inte tagna i drift. En av anledningarna är kritiken från ekologisk expertis och miljörörelse, som inte vill att fler turbiner skall byggas.

Litauen är trots de båda avbrutna reaktorerna nettoexportör av elkraft, främst till Vitryssland. Elkraften från Ignalina blev speciellt viktig för Vitryssland efter elbortfallet i samband med att Tjernobyl havererade.

89 Ignalinaverket tycks vara otursförfoljt, vilket tillsammans med miljö- aspekter oroar allmänheten. Under slutet av 1988 inträffade en rad hän- delser som gav upphov till skriverier.

Två smärre bränder uppstod i block nummer 2, varefter reaktorn tillfälligt stängdes av. En kabel självantände under kontrollrumsgolvet. Ett auto- matiskt brandsläckningssystem, som utlöstes 10 sekunder efter larmet, hade efter 5-10 minuter bekämpat branden fullständigt Knappt fyra minuter efter larmet kopplades blocket bort av ett automatisk säkerhets- system och reaktorns effekt sänktes till 60%.

Ett 24-timmars åskväder i slutet av november 1988 förstörde eldistri- butionsutrustning vilket föranledde det automatiska övervakningssyste- met att åter stänga av reaktor nummer 2. De radioaktiva utsläppen rapporterades ligga inom de tillåtna gränserna. Enligt det tekniska regle- mentet kunde reaktorn återstartas efter 48 timmar. Reaktor nummer 1 var för tillfallet avstängd för översyn.

Geologer som undersökte grundvattnet i verkets närområde fann i december 1988 en dumpningsplats för radioaktivt avfall. Den var helt oskyddad, varför regn och snö tilläts urlaka de uppskattningsvis 900 m3 avfall som lagrats och smitta ner grundvattnet.

Vidare slogs det andra blocket av igen genom ett fel på ventilationssyste- met, varefter det var dags för det första blocket när en transformator gick sönder och dess smörjmedel fattade eld. De radioaktiva utsläppen över- steg dock inte gränsvärdena.

10.17 Kalinin

Kalininskaja AES är beläget vid byn Udomlja, ett femtontal mil nordväst om Kalinin (fram till 1931 Tver), en stad med ungefär en halv miljon invånare. Några närmare uppgifter om lokaliseringen finns inte publice- rade, men troligen hämtas kylvattnet från ån Voltjina. Byggnadsarbete- na inleddes 1974.

Kalinin-2 togs i drift den 22 december 1986. Den andra reaktorn byggdes på kortare tid än den första, trots att den blev sex månader försenad. Detta berodde som vanligt på oregelbundna leveranser och dålig organisation av arbetet.

De organisatoriska problemen fortsätter att plåga kärnkraftverket. På grund av brist på konstruktionsmaterial kan inte maskinparken utnyttjas till fullo. Totalt lär 13 000 personer arbeta med verkets nästa reaktor.

90 10.18 Zaporozje

Zaporozjskaja AES beräknas stå färdigt i sin helhet med sex WER-1000- reaktorer 1990. Det fir beläget nära byn Energodar, på södra stranden av Kachovskoje vattenreservoar, cirka 20 mil från Dnjeprs utflöde i Svarta havet. Staden Zaporozje liger vid norra anden av reservoaren.

Zaporozjskaja AES är det första verk där man använder den sä kallade flowline-metoden vid bygget Konstruktionen sker med hjälp av prefabricerade element och den första reaktorn byggdes nyckelfardig pä endast 57 månader. Zaporozje är dessutom pilotverk för de nya höghastighetsturbi- nerna på 1000 MW.

Zaporozje-3 var kraftigt försenad när den togs i drift i december 1986. Skalet uppgavs vara att haveriet i Tjernobyl tagits som ursäkt för att sänka arbetstakten med hänvisning till höga kvalitetskrav. Dessutom le- vererades undermåliga delar till datorutrustningen. Därefter har leve- ranserna tydligt försenats allt mer för varje block och kvaliteten på utrustningen sjunker konstant.

Enligt reglerna skall all utrustning ha levererats 1,5 år före montage. Flowline-metoden uppges inte fungera tillfredställande på grund av bristande planering i ledningen.

Förseningarna har lett till störningar i elförsörjningen i Ukraina. Energi- slukande industrier fick skära ner på arbetet under morgnar och kvällar. I juli 1988 färdigställdes dock betongfundamentet för reaktorinneslutningen i Zaporozje-6, det sista blocket, på rekordtid. För första gången i Sovjetunionen genomfördes arbetet på halva den planerade tiden, det vill säga 20 dagar.

Block nummer 5 stod färdigbyggt i oktober 1988. Gosatomenergonadzor beslutade då att säkerhetsarbeten för ytterligare 15 miljoner rubel skulle utföras innan testkörningarna kunde påbörjas. Reaktorn laddades i juni 1989, fem månader efter planen, och började leverera kraft en månad senare.

Uppförandet av en träningsanläggning för personalen påbörjades 1987.

10.19 Balakovo

Balakovskaja AES har uppförts vid Volga inte långt från staden Balakovo i Saratovskaja oblast. Vid verket har efter sedvanligt mönster en ort där drift- och byggpertonal är bosatta vuxit upp. Här har den fått namnet Privolzjskij.

91 Den första reaktorn pä 1 000 MWa av typen WER-1 000 togs i dnR pä julafton 1985, ett är försenad. Det var den första serieproducerade reaktorn med denna kapacitet. Den byggdes i enlighet med de resultat man erhäUit med prototyper installerade i Zaporozje. För första gängen i Sov- jetunionen laddades en reaktor helt maskinellt.

Verket, som totalt kommer att fä sex reaktorer av »»mm» typ, byggs med flowline-metoden. När arbetet med ett block närmar sig slutet flyttar fler och fler byggnads- och monteringsarbetare över till nästa. Pä sä sätt skall man kunna färdigställa ett block varje är. Liksom i Kalinin bar dock inte urvals- och utbildningsprogrammen för byggnadsarbetarna kunnat motsvara metodens krav.

Vid en intervju (juni 1988) klagade chefen för Gosatomenergonadzors inspekterat vid Balakovskaja AES över ytterligare tvä grundläggande brister vid verket: bristen på utbildad personal - underhällspersonal saknas akut - och den laga tillförlitligheten hos den installerade utrust- ni, n.

Personalbristen orsakas av att en stabilisering av arbetarkollektiven hela tiden motverkas av stora brister i den sociala servicesektorn. Till att börja med saknar ungefar 1.000 arbetare lägenheter och sanitära inrättningar. Vad gäller den tekniska utrustningen, levererad av bland annat Taganrog Krasnyj Kotelsjtjik och Podolsk Ordzjonikidze-verken, finns det otaliga klagomål att framföra.

Vid Balakovskaja ÄES genomfördes i juni 1987 Sovjetunionens första rivilforsvarscvning i samband med ett fingerat haveri.

10.20 Gorkij

Figur 40. Huvudbyggnaden på Gorkljverket med dess båda AST-500.

I staden Gorkij med knappt 1,5 miljoner invånare, 40 mil öster om Moskva, kommer förmodligen snart Sovjetunionens första kärnvärmeverk börja leverera 150-gradigt hetvatten. Gorkovskaja AST är belägen endast 8 km från staden, på samma sida som de nya bostadsområdena Kuznetjicha och

92 Verchnyje Petjory, och det år dessa, med en sammanlagd befolkning pä 300 000, som när båda reaktorerna tagits i drift ska få hela sin uppvärm- ning baserad på kärnkraft.

Kylvatten kommer att tas vare sig från Volga eller Oka, utan uteslutande från stadens eget vattensystem. Ingen risk för radioaktiva utsläpp i detta uppges föreligga, men noggrann övervakning kommer ändå att ske.

Reaktorerna levereras av Atommasj i Volgodonsk, ocb de tunga tryck- tankarna på 250 ton transporteras till Gorlrij på Volga. Reaktorerna är av typen AST-500, en variant av WER.

Efter oro bland Gorkijborna beslöt experter från Kurtjatovinstitutet och IAEA att under 1989 inbjuda en expertgrupp från IAEA till verket för att bedöma reaktorplanen, byggnadskvaliten, utbildningsnivån hos personalen och den förmodade strålningssituationen.

En grupp internationella experter anlände i början av sommaren för att inspektera anläggningen under en ettårsperiod. Om expertgruppen ger klartecken kan verket börja leverera kraft och värme 1990.

10.21 Chmelnitskij

Detta verk, som ibland kallas det Västukrainska kärnkraftverket, byggs gemensamt av SEV-länderna inte långt från Slavuta i norra delen av Chmelnitskij oblast i Ukraina. Kylvatten hämtas från älven Goryn, som liksom Styr (Rovenskaja AES) mynnar i Pripjat.

Konstruktionsarbeten inleddes 1976 och verket skulle ha börjat leverera elektricitet under 1985, men blev hela två år försenat. En viss del av förseningen beror på att personal togs i anspråk för haveriarbeten vid Tjernobyl.

En del av elkraften kommer att exporteras till Östeuropa över SEV- ländernas gemensamma elnät, Mir. Enligt Pravda kommer årligen under en tjugoårsperiod från Chmelnitskij att levereras 2,4 TWh till Ungern, 6 TWh till Polen och 3,6 TWh till Tjeckoslovakien.

10.22 Rostov

Kärnkraftverket är beläget i Tsymljansk, några fa kilometer norr om Volgodonsk i Rostovskaja oblast. Kylvattnet hämtas från den stora Tsyml- janskojereservoaren. Konstruktionsarbetena inleddes 1978.

93 Totalt kommer här anläggas sex WER-1 000. I januari 1989 beslöt Sovjetunionen ministerråd att färdigställandet av de båda första blocken, som är kraftigt försenade, skulle påskyndas, eftersom elektricitetsbrist väntades uppstå i Kaukasus efter stängningen av kärnkraftverket i Armenien. De skall nu kunna tas i drift 1989 respektive 1991.

Reaktorerna är något mindre än sina föregångare, beroende tekniska förbättringar. De tillverkas vid det närbelägna Atommasj i Volgodcnsk, och alla tester med reaktorn kan göras där.

Förseningarna antas delvis bero på problem vid Atommasj, men den viktigaste orsaken till den kraftiga förseningen är dock att bygget i mitten av 1986 helt stoppades för en tid efter det att Gosatomenergonadzor, den sovjetiska kärnkraftsinspektionen, riktat stark kritik mot bristande hantverksskicklighet.

Dessutom hade man flagrant brutit mot gällande regler och på flera punkter avvikit från ritningar och tekniska krav. Gosatomenergonadzor hade redan vid två tillfallen i februari varnat partikommittén och arbets- ledningen, men detta hade inte givit några resultat.

Även här ställer ryckiga och ofullständiga leveranser av material och utrustning till med stora problem. Dessutom råder det brist på arbetare och stora kranar.

10.23 Basjkirien

Basjkirskaja AES är beläget i den nordvästra delen av Basjkirskaja ASSR. Basort för bygget är Neftjekamsk, en oljestad med 107 000 invånare belägen 8 km från floden Karna, varifrån kylvattnet hämtas. En järnvägs- linje, enligt uppgift 40 km lång, förbinder nu Neftjekamsk med platsen för det framtida kärnkraftverket. Kärnkraftverket kommer att få minst fyra reaktorer om 1 000 MW, alla av typen WER.

Det saknas uppgifter om hur långt arbetena fortskridit eller när första reaktorn beräknas börja leverera elenergi.

10.24 Ihtarien

Tatarskaja AES byggs vid floden Kamas nedre lopp. Verket ligger i närheten av byn Kamskaja Poljana, inte långt från Nizjnjekamsk, basort för bygget. Nizjnjekamsk, där drygt 190 000 människor bor, är en hamn- stad vid Karna. Kärnkraftverket kommer vid full kapacitet att leverera 6 000 MW€. Alla reaktorer blir även här av WER-typ. Den första reaktorn beräknas tas i drift 1990.

94 Figur 41. P/otester mot byggandet av Tatarskaja AES. På plakaten står det "Ned med kärnkraftverket!'.

En reservoar för kylningen av kärnkraftverket, begränsad av en 12 m hög damm och med en yta av 24 km3, byggs vid en flodkrök i Karna. Det nybyggda Atomograd nära verket har för närvaranade 40 000 invånare.

Uppförandet har på senare tid mött protester bland annat i form av den första antikänikraftsmarschen i Sovjetunionens historia. Vissa forskare anser att platsen är olämplig ur såväl geologisk, hydrologisk som seismisk synvinkel. I mars 1989 inträffade ett jordskalv med stötar upp till 6 på Richterskalan i området, orsakat av bland annat de oregelbundenheter i marken som uppstått efter utvinning av enorma mängder olja och gas.

10.25 Krim

Krymskaja AES är beläget vid stranden avAzovska sjön på norra delen av Kertjhalvön. En stad har också anlagts med anledning av arbetena på verket i närheten. Staden har fått namnet Kirill Sjelkin.

Anläggandet av kärnkraftverket började redan 1980. Från början avisera- des fyra WER-reaktorer, alla på 1000 MWa. Högljudda protester från allmänhet, lokal och unioneli expertis mot placeringen av verket förekom- mer sedan 1988. Bland annat har 125 000 namnunderskrifter samlats in.

Enligt ett uttalande av Vitalij Masol, vice ministerrådsordförande i Ukraina, bestämdes i slutet av juli 1988 att Krymskaja AES skulle begränsas till en etapp, det vill säga två reaktorer.

Verket skall ta kylvatten från Azovska sjön, vilket dess motståndare menar kommer att påskynda den hotande fbrsaltningen. Vidare är Krim-

95 halvön ett unikt rekreaktionsområde och bland befolkningen finns en förhållandevis stark motvilja mot ytterligare industrialisering. Därför bortfaller följaktligen också kommande elektricitetsbrist som argument för bygget.

En rådgivande statlig undersökningskommission, tillsatt för att kontrollera konstruktionssäkerheten, fann att jordbävningar i området inte alls kan uteslutas. Verket fir planerat att kunna motstå jordbävningar med skalv upp till 7 enheter på Richterskalan. Rapporter från Sovjetunionens ledande jordbävningsforskare säger att man inte helt kan utesluta stötar på upp till 9 enheter vid en eventuell jordbävning i området Under verket finns dessutom ett lerskikt, som under bygget har mättats med grundvat- ten. Hur detta skikt reagerar på en jordbävning kan man inte med bestämdhet förutsäga.

Interdepartementala rådet i kärnkraflsfrågor uttalade senare med 4/5 majoritet att riskerna är för stora Den rådgivande kommissionen antog också 9 som en maximal gräns för jordbävningar i området.

Kommissionen består av experter från den Ukrainska vetenskapsakademin. Den har inte till uppgift att bestämma huruvida verket skall byggas eller ej, utan bara att uppskatta säkerheten vid det kommande verket. Olamp'igheten i att att uppfora ett kärnkraftverk på Krim bekräftades sedan också av en ekologisk och socio-ekonomisk undersökning.

Minatomenergo protesterade givetvis häftigt och anser att verket bör byggas klart. Kraftverksdirektören instämde och menade att den seismiska situationen inte utgör något skäl att helt överge projektet.

I december 1988 avslöjade dåvarande kärnkraftsminister Lukonin att samtal förs med en rad utländska firmor om undersökningar av verkets närområde med avseende på risken för jordbävningar. Det sista ordet har nu Sovjetunionens ministerråd.

Det första steget, det vill säga två 1000 MW-set, beräknas kosta ungefar 1 miljard rubel. Om klartecken kommer, hoppas man kunna ta den första reaktorn i drift under 1990.

10.26 Kostroma

Det exakta läget för verket är okänt. IVoligt är dock att det ligger uppströms Volga, åt Jaroslavl-hållet.

Turerna har varit många kringKostromskaja AES. Från början planerade man for installation av stora RBMK-1 500. Dessa planer lades dock på hyllan och man inledde arbetet med att bygga fyra RBMK-1 000. Kon- struktionen av Kostroma-1 påbörjades 1981, men först under den tolfte

96 femårsplanen 1986-90 har arbetet tagit fart, i samband med att det blev klart att man överhuvud taget inte skall bygga RBMK-, utan två WER 1000-reaktorer.

10.27 Krasnodar

Konstruktionsarbetepa kom igång på det här kärnkraftverket vid foten av Kaukasus nordliga utlöpare. Anläggningen, som man spenderat 20 miljoner rubel på, existerar dock inte längre såsom tilltänfct kärnkraftverk, som det uttrycktes i beslutet från Bränsle- och energikomplexbyrån, underordnad Sovjetunionens ministerråd.

Bostadsområden for byggnadsarbetare och den blivande personalen på kärnkraftverket med 700 invånare lämnades över till lokala foretag när beslutet om att konstruktionen skulle avbrytas kom i april-maj 1988. Stor betydelse för beslutet hade påtryckningar från allmänheten och lokala parti- och förvaltningsorgan, men också jordbävningsrisken i området.

10.28 Georgien

Diskussioner om Georgiens första kärnkraftverk inleddes i mitten av 80- talet En plats cirka 10 mil öster om Suchumi utvaldes och inledande byggnadsarbeten tog vid. Det fanns planer på fyra WER-1000-reaktorer, varav de två första skulle stå färdiga 1995.

Under 1988 blev det först klart att den andra etappen inte längre var aktuell, varefter även ett beslut om att avbryta projektet tillkännagavs.

10.29 Azerbtydzjan

Beslut om uppförande av Azerbajdzjanskaja AES för att förse Apsjerons industriregion med kraft togs under den 11 :e femårsplanen 1981-85, varefter förberedande arbeten inleddes, vägar drogs och en tillfällig bosättning anlades. Kärnkraftverket med fyra WER-1000-reaktorer skulle byggas i Sangatjaly, 5 mil söder om Baku. Den första reaktorn avsågs tas i drift omkring 1S93.

Under 1987, efter kompletterande undersökningar, förstod man att upp- förandet av ett kärnkraftverk inte långt från Baku med två miljoner invånare, i ett jordbävningshotat område, inte var önskvärt. I oktober 1988 beslöts efter påtryckningar från de lokala sovjeterna att arbetet skulle avbrytas och att man skall uppföra ett gaskraftverk på platsen.

97 10.30 Odessa

Odesskaja ATETfe byggdes vid Dnjestr, 25 km söder om Odessa. I anslutning anJades en ny ort, Teplodar, för driftpersonalen. Konstruktionsarbe- tena inleddes 1980.

Detta verk, som skulle bli det första kärnkraflvärmeverket (bortsett från den lilla anläggningen i Bilibino) i Sovjetunionen, planerades bestå av två reaktorer på 1000 MWt av typen WER. Kärnkraftvärmeverket avsågs utrustas med fyra 500 MW turbiner av typen TK-500-60, tillverkade vid Turbinfabriken i Sverdlovsk. I planerna fungerade Odesskaja ATETs som pilotverk för efterföljande verk av liknande typ.

Man förklarade valet av atomenergi för Odessas el- och värmeförsörjning med att området saknar kol- och oljefyndigheter. Verket i Odessa skulle göra det möjligt att stänga 500 panncentraler och därigenom spara motsvarande 2 miljoner ton standardbränsle om året.

En abrupt, men kanske inte helt oväntad vändning inträffade när Vitalij Masol, vice ministerrådsordförande i Ukraina, i ett uttalande i juli 1988 meddelade att kärnkraftverken i Odessa och Charkov inte skulle byggas färdigt och att Krim skulle begränsas till en etapp.

10.31 Minsk

Minskaja ATElfe, som fått namnet Brezjnev, planerades sörja för en fjärdedel av Vitrysslands elbehov. Dessutom skulle verket svara för en stor del av uppvärmningen av Minsk, republikhuvudstad med 1,6 miljoner invånare. Kärnkraftverket byggdes på en plats 37 km från Minsk.

Beslut om att verket, vars första block skulle stå färdigt att tas i drift under 1989, inte skall färdigställas med kärnreaktor som energikälla togs i augusti 1988 och konstruktionsarbetena upphörde i september. Som anledning angavs allmänhetens oro och resultaten av en översyn av projektet efter olyckan i Tjernobyl.

Partiets centralkommitté i Vitryssland och republikens ministerråd före- slog dock Sovjetunionens regering att kraftvärmeverket skulle omprofile- ras från kärnkraft till naturgas. Gaskraftvärmeverket, som kommer att tas i drift 1993, får sex block som skall ge lika mycket värme som de förkastade kärnreaktorerna.

98 10.32 \blgograd

Volgograds kärnkraftvärmeverk började byggas under 1987. Inga andra uppgifter är kända.

10.33 Charkov

Kärnkraftvärmeverket i Charkov skulle börjat byggas redan 1986, men byggstarten uppsköts undan för undan på grund av protester från allmän- heten. En statlig kommission beslöt dock i februari 1988 att verket skulle byggas. Den exakta placeringen i närheten av staden var dock ännu inte avgjord, utan geologiska, hydrologiska och meteorologiska undersökning- ar pågick.

Vitalij Masol, vice ministerrådsordförande i Ukraina, lät i slutet av juli samma år meddela att planer på ett kärnkraftvärmeverk i Charkov inte längre förelåg.

10.34 \bronezj

Voronezjskaja AST ligger 5 km från staden Voronezj, vid stranden av Voronezjreservoaren. Verket, som utrustas med två reaktorer av typen AST-500, kommer att försörja drygt 300 000 av stadens 890 000 invånare med fjärrvärme och varmvatten.

Speciell hänsyn sägs ha tagits till säkerhetsaspekterna, eftersom verket kommer att ligga nära befolkningscentra. Reaktorerna har dubbla inne- slutningar. Ett antal andra säkerhetssystem skall se till att radioaktivt vatten inte kommer in i själva uppvärmningsslingan, inte ens vid haverier.

Lokalbefolkningen har vid mer än ett tillfälle uttryckt sin oro över verket.

10.35 Södra Ural

Byggnadsplatsen har inte valts av en slump. Den ligger vid en före detta försvarsmaterielfabrik, uppförd i slutet av 40-talet och början av 50-talet nära Kysjtym i södra Ural. Här fanns en reaktor och radiokemisk utrustning med vilkas hjälp man framställde plutonium till Sovjetunionens första atombomb.

99 Den 29 september 1957 uppstod ett fel i kylsystemet till en 300 m3stor betongtank med 70-80 ton högradioaktivt avfall. Vatten förångades och temperaturen steg, vilket resulterade i att ättiksyrat nitratsalt explode- rade. Tanken förstördes och en del av fissionsprodukterna strömmade ut.

Olyckan, som tidigare hemlighållits av myndigheterna, ledde till att stora mängder radioaktivt vatten rann via en å till sjön Karatjaj, som inte awattnas.

Av ungefär 20 miljoner utsläppta curie bildade 10% en stoftpelare av små radioaktiva partiklar som fördes av vinden över delar av de tre oblasterna Tjeljabinsk, Sverdlovsk och Tjumen. Under uppröjningsarbetet gjöts ned- smittat avfall - huvuddelen föll ned i direkt anslutning till explosionsplat- sen — in i betong och grävdes ner i marken. Ungefär 80% av det kontami- nerade området är nu dock åter "användbart för ekonomisk aktivitet".

Det är tänkt att kärnkraftverket skall bidra vid rening av det förorenat vattnet genom att använda detta som kylvatten, vilket då kan renas i forångningsprocessen. Verket skall också avhjälpa den brist på elkraft som råder i området.

Verket får en serieproducerad BN-800-reaktor. Prototypen till den upp- förs samtidigt i Belojarsk. Byggnadsarbetena fortskrider under ledning av en expertgrupp stationerad i Tjeljabinsk. Reaktorn kommer förmodligen inte att tas i drift förrän i mitten av nittiotalet.

10.36 Archangelsk

Kärnvärmeverket i Archangelsk skall bli av samma typ som de i Gorkij och Voronezj. Verket kommer dock inte att börja byggas förrän efter det att Gorkovskaja och Voronezjskaja AST tagits i drift. Viss infrastruktur som vägar och bostäder m m skall dock ha uppförts på den tänkta byggplatsen.

Allmänhetens tveksamma inställning till planerna har kommit till uttryck i massmedia.

10.37 Mtebsk

Den föreslagna platsen för kärnvärmeverket är belägen i ett hittills orört område med flera sjöar mellan Ignalina och Smolensk. I Vitebsk bor 350 000 människor. För verkets kylvattenförsörjning planerar man att nyttja floden Zapadnaja Dvina, vars vattennivå dock redan rapporteras ha sjunkit betänkligt. Enligt planerna tänker man också bygga en stad för personalen som ska arbeta med byggandet och driften av verket.

100 Protester från bland annat allmänheten och partiets oblastkommitté in- begriper argument som den redan nu rådande akuta bristen på arbets- kraft, i området, närheten till två andra kärnkraftverk och ekologiska problem.

10.38 Tjigirin

okraflverket avsågs uppföras i Tjerkassy Oblast, nära oblastens viktigaste dricksvattenreservoar. Projektet initierades 1985, men efter påtryckningar från allmänheten och våldsamma diskussioner i press och television uppmanade Ukrainas ministerråd i augusti 1988 sin unionella motsvarighet att besluta om att lägga ner projektet.

I maj följande år togs beslutet att inte bygga Tjigirinskaja AES, trots att vice atomenergiministern Lapsjin vidhöll att den utvalda platsen fyllde alla krav på säkerhet som kan ställas för anläggandet av ett kärnkraft- verk.

Man riktar nu istället sina blickar mot en annan, icke namngiven ort och tänker kompensera det flyttade verket med efTekthöjningar i Rovno, Södra Ukraina och Chmelnitskij för att kunna tillgodose republikens framtida elbehov.

10.39 Brjansk

Planer utarbetas under 1989 på ett kärnvärmeverk med AST-500-reaktorer i närheten av Brjansk, oblasthuvudstad på gränsen mot Vitryssland och Ukraina med knappt en halv miljon invånare. I övrigt finns inga fler upplysningar om detta projekt.

10.40 Jaroslavl

En grupp vetenskapsmän inom kärnkraftsområdet besökte i oktober 1988 Jaroslavl på begäran av lokalbefolkningen för att bedöma riskerna med att bygga ett kärkraflvärmeverk i området. Ytterligare prövningar utlo- vades innan beslut om eventuellt bygge tas.

101 10.41 Framtida kärnkraftsorter

Lettland: I Lettlands utvecklingsplan för tidsperioden fram till år 2000, som aviseras av republikens ministerråd, ingår inte något kärnkraftverk. Sedan mitten av 60-talet har det dock rått eflektbrist och för närvarande importeras över hälften av kraften från Leningrads oblast, Estland och Litauen.

Således vände sig 1982 Latvenergo, Lettlands huvudkraftdirektorat, till republikens ministerråd med en begäran att man skulle utse två lämpliga orter för uppförande av kärnkraftverk i närheten av Liepaja. Minenergo SSSR gav sitt tillstånd men någon plats utsågs aldrig och ministerrådets beslut blev ogiltigt.

På begäran av de unionella statskommitéerna för planering och byggande, Gosplan och Gosstroj, bad Minatomenergo SSSR i maj 1988 de lettiska myndigheterna att välja ut en lämplig plats för ett kärnkraftverk. Minis- terrådet uppdrog åt republikens vetenskapsakademi och Latvenergo att framlägga alternativ. Inget definitivt beslut är ännu så vitt man vet taget.

Sovjetiska Karelen: Enligt Helsingin Sanomat (augusti 1988) studerar de sovjetiska kärnkraftsmyndigheterna möjligheterna att bygga ett kärn- kraftverk i sovjetiska Karelen. Närmare bestämt avser man orten Karhu- maekd, på ryska Medvezjegorsk, norr om sjön Onega, cirka 100 km från den finska gränsen.

Verket, vars sex reaktorer avses komma att generera 6 000 MW,, skall enligt planerna kunna tas i drift före år 2000. Tidigare rapporterades det om ett fyra-reaktorers verk på Kolahalvön, i närheten av Murmansk.

Litauen: Bland annat i Litauen diskuteras möjligheterna att bygga små, kompakta, självreglerande s k modul reaktorer med en effekt på 100-150 MW, vardera.

Chabarovskij kraj: På atomenergiministeriet har planer presenterats för en delegation från Chabarovskij kraj i sydöstra Sovjetunionen på placering av ett kärnkraftverk i detta område, som lider av brist på elektricitet. Delegationen bestod av både förespråkare och motståndare till utbyggnaden av kärnkraft.

Av från början 28 möjliga byggnadsställen utvaldes ett vid södra stranden av sjön Everon i centrum av krajen, nära den 200-åriga staden Kondon. I anslutning till verket avser man uppföra en ny ort med 30-50 000 invåna- re. Det definitiva beslutet om byggstart kommer att tas efter det att ett tjugotal organ undersökt platsen och enats om och utarbetat miljöåtgär- der, vilket betyder tidigast om ett år.

102 11 Appendix

U.I Förkortningslista

AES atomnaja elektritjeskaja stantsija kärnkraftverk för elproduktion

AETS Atomnaja EnergoTechnologitjeskaja Stantsija kärnkraftverk för produktion av högvärdig värme

AN Akademija Nauk vetenskapsakademien

ASDT Atomnaja Stantsija Dalnego Teplosnabzjenija kärnkraftverk för långvaga värmeförsörjning

ASPT Atomnaja Stantsija Promysjlennogo kärnkraftverk för industriell Teplosnabzjenija värmeförsörjning

AST Atomnaja Stantsija Teplosnabzjenija kärnvärmeverk

ATETS Atomnaja TeploElektroTsentral kärnkraftvärmeverk

Atommasj Vokjodonskoje proizvodstvennoje objedinenije reaktorfabriken i Volgodonsk atomnogo energetitjeskogo masjinostrojenija imeni LI Brezjneva

BAZ Bystrodejstvujusjtjaja avarijnaja zasjtjita snabbstoppssystem

BGR Bystryj Gazovyj Reaktor gaskyld högtemperaturbreeder

BN Bystryje Nejtrony snabba neutroner

BR Bystrodejstvujusjijij Reaktor snabbverkande reaktor

103 GKAE Gosudarstvennyj komitet po ispolzovaniju Sovjetunionens statskommitté atomnoj energii SSSR för kamkraftens användande

Gosatomenergonadzor Gosudarstvennyi komitet SSSR Sovjetiska kamkraftsinspektionen po nadzoru za bezopasnym vedenijem rabot v atomnoj energetke

Goskomgldromet Gosudarstvennyj komitet SSSR po Statskommittén för hydrotogi gidiometeorologii i kontrolju prirodnoj sredy och meteorologi samt miljövård

Gosfcomprlroda Gosudarstvennyj komitet SSSR Statskommittén för miljövård po ochrane prirody

INTOR INtemational TOkamak Reactor internationellt fusionsprojekt under lAEAs ledning

(TER Intematsionalnyj Termojademyj samma som INTOR Eksperimentalnyj Reaktor

MAGATE Mezjdunarodnoje AGenstvo IAEA po ATomnoj Energii

Minatomenergo I promysjlennosti Ministerstvo atomnoj energetiki Ministeriet för atomenergi promysjlennosti SSSR och kärnkraftsindustri

Mlnenergo Ministerstvo energetiki i elektrofikatsii SSSR Energiministeriet

Minzdrav Ministerstvo zdravoochranenija SSSR Hälsovårdsministeriet

OTR Opytnyj Tokamak Reaktor försöksreaktor avtokamaktyp

RBMK Reaktor Bolsjoj Mosjtjnosti Kanalnogo Tipa reaktor med stor effekt av kanaltyp

SAOR Sistema Avarijnogo Ochlazjdenija Reaktora reaktomödkylssystem

SEV Sovet Ekonomitjeskoj Vzaimopomosjtji COMECON

104 suz Sistema Upravlenija i Zasjtjity styr- och skyddssystem

TFU TeptoFikatsionnaja Ustanovka aggregat för tillvaratagande av oreglerad spillånga

TOKAMAK TOrokJalnaja KAmera toroidal kammare med magnetiska s MAgnitnymi Katusjkami lindningar, ett slags fusionsreaktor

VAOAES Vsemirnaja Assosiatsija Organizatsij, WANO Ekspkiatirujusjtjich Atomnych Etektritjeskich Stantsij

VG grafit modererad högtemperaturreaktor

VNIIAES Vsesojuznyj Nautjno-lssledovatelskij Institut Allunionella institutet för forskning po ekspluatatsii atomnych elektrostantsij kring drift av kärnkraftverk

VTGR Vysokotemperaturnyj Gazovyj Reaktor gaskyld högtemeraturreaktor

WER Vodo-Vodjanoj Energetitjeskij Reaktor tryckvattenreaktor

WANO World Association of Nuclear Operators

11.2 Sovjetiska kärnkraftreaktorer (1 juli 1989)

Verk Block Status Reaktor1' Effekt2» 1 drift1'

Sovjetunionen

1. Obninskaja AES 1 i dr AM-1 5 27 jun 54 2 plan BN-1 600 2 000*

2. Sibirskaja AES 1 i dr 4) 1004» sep 58 (Troitsk) 2 i dr 100 59 3 i dr 100 60 4 i dr 100 60 5 i dr 100 61 6 i dr 100 63

105 3. Betojarskaja AES 1 avst AMB-100 w 26 apr 64-83 (Zaretjnyj 2 idr AMB-200 200 29 dec 67-89 Sverdlovsk) 3 idr BN-600 600 8apr80 4 byggs BN-800 93

4. Novovoronezjskaja AES 1 avst WER-210 « 1oW 64-84* 2 idr WER-365 365 29 dec 69-90 3 idr WER-440 417 27 dec 71 4 idr WER-440 417 28 dec 72 5 idr WER-1 000 1000 30 maj 80

5. Uljanovskije AES 1 idr VK-50 50« 20okt65 (Dimitrovgrad") 2 idr BOR-6C 12 dec 69 3 idr ARBUS") 12, 19 nov 79

6. Kolskaja AES 1 idr WER-440 440 29 jun 73 (Poljarnyje Zori) 2 idr WER-440 440 9 dec 74 3 idr WER-440 440 24 mar 81 4 idr WER-440 440 13okt84 5 plan WER-1 000 95 6 plan WER-1 000 98

7. Sjevtjenkovskaja AES idr BN-350 15010» 16 jul 73

8. Leningradskaja AES 1 idr RBMK-1 000 1000 23 dec 73 (Sosnovyj Bor) 2 idr RBMK-1 000 1000 11 jul 75 3 idr RBMK-1 000 1000 jan80 4 idr RBMK-1 000 1000 22 jun 81

9. Bilibinskaja AES11» 1 idr EGP-6 1211> 12jan74 2 idr EGP-6 12 30 dec 74 3 idr EGP-6 12 30 dec 75 4 idr EGP-6 12 27 dec 76

10. Armjanskaja AES 1 avst WER-440 12) 28 dec 76 (Oktemberjan) -25feb89 2 avst WER-440 12) 6 jan 80 -18 mar 89 3 avbr WER-440 klar 90 4 avbr WER-440 klar 90

11. Kurskaja AES 1 idr RBMK-1 000 1000 20 dec 76 (Kurtjatov) 2 idr RBMK-1 000 1000 dec 78 3 idr RBMK-1 000 1000 19 ok183 4 idr RBMK-1 000 1000 2 dec 85 5 byggs RBMK-1 000 6 avbr RBMK-1 000

106 12. Tjemobylskaja AES13> 1 idr RBMK-1 000 1000 29 sep 77 (Slavutitj) 2 idr RBMK-1 000 1000 22 dec 78 3 i or RBMK-1 000 1000 dec 81 4 avst RBMK-1 000 dec 84 -26apr86 5 avbr RBMK-1 000 6 avk- RBMK-1 000

13. Rovenskaja AES 1 lär WER-440 392 22 dec 80 (Kuznetsovsk) 2 idr WER-440 416 22 dec 81 3 idr WER-1 000 1000 24 dec 86 4 byggs WER-1 000 Mar 89 5 plan WER-1 000 95 6 plan WER-1 000 95

14. Juzjno-Ukrainskaja AES 1 idr WER-1 000 1000 22 dec 82 (Nikolajev) 2 idr WER-1 000 1000 6jan85 3 byggs WER-1 000 klar 89 4 byggs WER-1 000 klar 89 5 plan' WER-1 000 6 plan* WER-1 000

15. Smotenskaja AES 1 idr RBMK-1 000 1000 25 dec 82 (Desnogorsk) 2 idr RBMK-1 000 1000 maj 85 3 byggs RBMK-1 000 klar 89 4 avbr RBMK-1 000 klar 91

16. Ignalinskaja AES 1 idr RBMK-1 500 1500 31 dec 83 (Snieckus) 2 idr RBMK-1 500 1500 19aug87 3 avbr RBMK-1 500 4 avbr RBMK-1 500

17. Kalininskaja AES 1 idr WER-1 000 1000 9 maj 84 (Udomlja) 2 idr WER-1 000 1000 11 dec 86 3 byggs WER-1 000 90 4 byggs WER-1 000 90

18. Zaporozjskaja AES 1 idr WER-1 000 1000 10 dec 84 (Energodar) 2 idr WER-1 000 1000 2 jul 85 3 idr WER-1 000 1000 10 dec 86 4 idr WER-1 000 1000 18 dec 87 5 ladd WER-1 000 jul 89 6 byggs WER-1 000 klar 90

19. Balakovskaja AES 1 idr WER-1 000 1000 24 dec 85 (Privolzjskij) 2 idr WER-1 000 1000 7okt87 3 idr WER-1 000 1000 27 dec 88 4 byggs WER-1 000 klar 90 5 plan WER-1 000 klar 95 6 plan WER-1 000 klar 95

107 20. Goikovskaja AST 1 byggs AST-500 klar 90 2 byggs AST-500

21 ChmelnrtskajaAES 1 i dr WER-1 000 1000 25 dec 87 (Slavuta) 2 byggs WER-1 000 3 byggs WER-1 000 4 byggs WER-1 000 5 plan- WER-1000 6 plan* WER-1 000

22. Rostovskaja AES 1 byggs WER-1 000 Mar 89 (Tsjmljansk) 2 byggs WER-1 000 klar 91 3 byggs WER-1 000 klar 92 4 byggs WER-1 000 klar 93 5 plan WER-1 000 klai95 6 plan WER-1 000 klar 95

23. Basjkirskaja AES 1 byggs WER-1 000 (Neftekamsk) 2 byggs WER-1 000 3 byggs WER-1 000 4 byggs WER-1 000

24. Tatarskaja AES 1 byggs WER-1 000 klar 90 (Nizjnekamsk) 2 byggs WER-1 000 klar 91 3 byggs WER-1 000 klar 92 4 byggs WER-1 000 klar 92 5 plan WER-1 000 klar 95 6 plan WER-1 000 klar 95

25. Krymskaja AES 1 byggs WER-1 000 klar slutet 89 (Aktasj) 2 byggs WER-1 000 klar 90 3 insta WER-1 000 klar 95 4 instä WER-1 000 klar 95

26. Kostromskaja AES 1 byggs WER-1 000 2 byggs WER-1 000

27. Krasnodarskaja AES 1 instä WER-1 000 2 insta WER-1 000

28. Gruzinskaja AES 1 avbr WER-1 000 klar 95 2 avbr WER-1 000 klar 95 3* insta WER-1 000 4* insta WER-1 000

29. Azerbajdzjanskaja AES 1 avbr WER-1 000 klar 93 (Sangatjaly) 2 avbr WER-1 000 3 insta WER-1 000 4 insta WER-1 000

108 30. Odesskaja ATETs 1 avbr WER-1 000 Mar 90 (Teptodar) 2 avbr WER-1 000 Mar 90

31. Minskaja ATETs 1 avbr WER-1 000 Mar 89 2 insta WER-1 000 Mar 95

1 WER-1 000 32. voigograaskaja A111 s byggs* klar904alet 2 plan WER-1 000

33. Charkovskaja ATETs 1 avbr WER-1 000 Mar 92 2 insta WER-1 000

34. Voronezjskaja AST 1 byggs AST-500 2 byggs AST-500

35. Juzjno-Uralskaja AES 1 byggs BN-800 Mar 95 (Tjeljabinsk)

36. Archangelskaja AST 1 plan AST-500

37. VitebskajaAST 1 plan AST-500

38. Tjigirinskaja AES 1 insta WER-1 000 2 insta WER-1 000

39. Brjanskaja AST 1 plan AST-500

40. Jaroslavlskaja ATETs 1 plan WER-1 000

DDR

1. Rheinsberg 1 i dr WER-70 70 66

2. Bruno Leuschner 1 i dr WER-440 440 73 2 i dr WER-440 440 74 3 i dr WER-440 440 78 4 i dr WER-44C 440 79 5 i dr WER-440 440 89 6 byggs WER-440 7 byggs WER-440 8 byggs WER-440

3. Stendal 1 byggs WER-1 000 2 byggs WER-1 000

109 Bulgarien

1. Kozkxfci 1 idr WER-440 440 74 2 idr WER-440 440 75 3 idr WER-440 440 80 4 idr WER-440 440 82 5 idr WER-1000 1000 87 6 byggs WER-1000

2. Betene 1 byggs WER-1 000 2 plan WER-1 000 3 plan WER-1 000 4 plan WER-1 000

Finland

1. Loviisa 1 idr WER-440 445 jun 77 2 idr WER-440 445 jan81

Tjeckoslovakien

1. B-1 Bohunitse 1 idr WER-440 440 78 2 idr WER-440 440 79

2. B-2 Bohunitse 1 idr WER-440 440 84 2 idr WER-440 440 85

3. B-3 Dukovany 1 idr WER-440 440 85 2 idr WER-440 440 86 3 idr WER-440 440 86 4 idr WER-440 440 87

4. Mochovtse 1 byggs WER-440 2 byggs WER-440 3 byggs WER-440 4 byggs WER-440

5. Temelin 1 byggs WER-1000 2 byggs WER-1000 3 byggs WER-1000 4 byggs WER-1000

110 Ungern

1. Paks i i dr WER-440 440 82 2 idr WER-440 440 84 3 i dr WER-440 440 86 4 idr WER-440 440 87 5 byggs WER-1000 6 byggs WER-1000

Polen

1. Zamowiec 1 byggs WER-1000 2 byggs WER-1000 3 plan WER-1000 4 plan WER-1000

2. Kujawy 1 plan WER-1 000 2 plan WER-1 000 3 plan WER-1000 4 plan WER-1 000

3. Warta 1 plan WER-1 000 2 plan WER-1 000 3 plan WER-1 000 4 plan WER-1 000

Kuba

1. Jurugua 1 byggs WER-440 2 byggs WER-440

Noter

* Ej bekräftad uppgift. ^AM, AMB och RBMK ar ofika varianter av grafitmodererade, vattenkylda reaktorer; VK och EGP ar kokarreaktorer; WER ar tryckkokarreaktorer; BR. BOR och BN ar bridreaktorer; AST står för varmeproducerande reaktor medan ATETs ar en cogeneratonreaktor. "Maxeffekten angiven. Medeleffekten i drift ar normalt märkbart lagre, men varierar avsevart mellan olika verk. 'Har har, i görligaste mån, ängens tidpunkten för den så kallade "energetrtjeskij pusk", det v» saga nar reaktorn började leverera efcraft eder värme. 41 Reaktorerna Ar grafitmodererade och vattenkylda. Inga typbeteckningar ar dock kända. Den sammanlagda effekten skall enligt sovjetiska källor "betydligt" ha överstigit 600 MW.

* Reaktoreffekten var 100 MWa. * Reaktorn gav 210 MW,. Vid ett kort experiment i januari 1969 ökades effekten till 280 MW.

111 *> Hette Melekess fram till 1972. *> Reaktoreffekten ökades från 50 till 65 MW 1973-74. 91 En experimentreaktor för hetvattenproduktion som använder C,5H16, ett organiskt ämne, som kylmedium. *°> Reaktorn ger 350 MW, men större delen går åt till avsaltning av havsvatten. "»Är egentligen en ATETs det vill saga ett kämkraftvårmeverk, men betecknas AES. Man har talat om modemiseringsarbeten, som så småningom skall höja effekten till totalt 96 MW. 12> Reaktor 1 och 2 gav vardera 407,5 MW.. 131 Vid haveriet i reaktor 4 den 26 april 1986 stängdes de tre övriga reaktorerna av. Tjemobyl-1 och -2 återstartades 1 oktober respektive 5 november samma år, medan Tjemobyl-3 togs i drift igen först i december 1987.

112 11.3 Karta över de sovjetiska kärnkraftreaktorernas placering

iVanT-qndak*)* «* IfMllaakala juaakaja Mtla T Arcfcaa**lak*js^vka MT p Cr t* i • xalinlaakaja Ml MR*

f »r)aaaka)a MT loatraskaja Ml OSaaakataJOR* . ."

lasaknlaakaja OS -I »oiuuaijakaji)ak«)ai MT « Oorkovakaja MT lapemjakaia MS f] »WOWBTB jaka)a MC „. Tatarafcala M» "^ • Majklrakaja MX

aalojankaja MS

AMrba)d«)aaaka)a MS # T f

Kärnkraftverket, Bilibinskaja AES, finns inte med på kartan. Det är beläget i den ostsibiriskz gruvstaden Bilibino på Tjukotka.

113 12 Källförteckning

Denna rapport är en uppdaterad, omarbetad och utvidgad version av STATTs utlandsrapport "Kärnkraft i Sovjetunionen", SU-8703, författad av Joakim Cerwall, Stockholm, december 1987. övriga källor, av vilka sovjetisk dags- och fackpress utgör den absoluta merparten, kan gruppe- ras enligt nedan, men listan gör inga som helst anspråk på att vara komplett.

12.1 Tidskrifter

Atomnaja Energija, Energoatomizdat, Moskva

Bakgrund, Analysgruppen vid KSU

BBC Monitoring, Summary of World Broadcasts, BBC Monitoring, Caversham Park, Reading, England

Energetitjeskoje stroitelstvo, Energoatomizdat, Moskva

Energija, Nauka, Moskva

Informatsionnyj bjulleten, Mezjvedomstvennyj sovet po informatsii i svjazjam s obsjtjestvennostju v oblasti atomnoj energii, Moskva

New Scientist, 8/7,22/7 1989

Nauka i Zjizn, Znanije, Moskva

Nauka v SSSR, Nauka, Nauka v SSSR, Moskva

Novyj Mir, Izvestija, Moskva

114 Ny teknik Nytt inom kärnkraften, nr 38, extranummer om Tjernobyl- olyckan 19860612, RKS, Stockholm

Sobranije postanovienij pravitelstva SSSR, Upravlenije delami soveta ministrov SSSR, Moskva

Soviet Export, V/O Vnesjtorgreklama, Moskva

Teploenergetika, Energoatomizdat, Moskva

Vi i Vattenfall, 5/89

12.2 Böcker

The Accident at the Chernobyl' Nuclear Power Plant and its Conse- quences, GKAE, 1986

Atlas SSSR, GUGK, Moskva 1983

Atomnaja Energija - kratkaja entsiklopedija, Bolsjaja Sovetskaja Ent- siklopedija, Moskva 1958

Atomnyje elektritjeskije stantsii, Energoatomizdat, Moskva 1985

Directory of Soviet Officials, Science and Education, CIA, Washing- ton DC 1987

Energetika SSSR v 1986-1990 godach, Energoatomizdat, Moskva 1987

Fördjupad strålskyddsutbildning, Lars Wahlström, ICRP Riksfilosofi, RKS, Stockholm 1985

115 Kanalnyj Jadernyj Energetitjeskij Reaktor, Atomizdat, Moskva 1980 Kompendium i grundläggande reaktorfysik, Per I Persson, RKS, Stockholm 1983

Narodnoje Chozjajstvo, Rnansy i Statistika, Moskva

Obespetjenije bezopasnosti pri ekspluatatsii atomnych stantsij, Mini- sterstvo Energetiki i Elektrofikatsii SSSR, Moskva 1984

Pravila jadernoj bezopasnosti atomnych elektrostantsij, Atomizdat, GKAE och Gosatomnadzor 1974

Science and Technology in the USSR, ed Michael J Berry, Longman Group UK Ltd, Luton 1988

Strålningsbiologi, Karl J Johansson, RKS, Stockholm 1984

S.rålningsfysik och strålskärmning, Jan Elkest, RKS, Stockholm 1985

Summary Report on the Post-Accident Review Meeting on the Cher- nobyl Accident, IAEA, Wien 1986

Tolkning av strålningsmiljömätningar, Per Drake, RKS, Stockholm 1985

12.3 Dagspress

Ur dagspressen har material hämtats ur följande tidningar: Gudok, Izvestija, Komsomolskaja pravda, Literaturnaja gazeta, Meditsinskaja gazeta, Moskovskije novosti, Pravda, Strojitelnaja gazeta, Sovetskaja Rossija, Sotsialistitjeskaja Industrija, Sovetskaja Kultura, Trud, Eko- nomitjeskaja gazeta, Moskovskaja pravda, Sovetskaja Belorussija och Pravda Ukrainy.

116 12.4 Besök

I rapporten ingår material inhämtat vid besök på Ignalinaverket, Li- tauens vetenskapsakademi, GKAE och VDNCh (Utställningen över folkhushållets landvinningar i Moskva).

12.5 Övrigt

Atomnaja energetika v SSSR, Sovremennoje sostojanije i perspektivy razvitija, N F Lukonin, ministr atomnoj energetiki SSSR, (tal)

Division of Public Relations, IAEA, Wien

Goskompriroda - Statskommittén för miljövård börjar ta form, skrivelse av Bo Libert, lantbruksråd vid Sveriges ambassad i Moskva 19880817

Material från WANO/Moskva, bl a Press-reliz, rukovoditel VAO AES, "Perspektivy VAO AES", A L Lapsjin, zamestitel ministra atomnoj energetiki SSSR, Outline programme for the WANO inaugural meeting in Moscow 15-16 May 1989

Reklammaterial från Atommasjs avdelning för utrikeskontakter (Otdel vnesjnich svjazej), VNIIAES, Interatomenergo, Minenergo, utställ- ningen Interatomkontrol på VONCh 1989

Skrivelse rörande teknisk-vetenskapligt samarbete mellan Sovjet- unionen och Kina, 890614, Bengt G Bengtsson, Peking

TASS

117 SVERIGES TEKNISKA ATTACHÉER.

USA (Washington) Kina Italien Sven-Olof Reftmark Bengt G Bengtsson Daniel Mascanzom Office of the Science & Technology Office of Science & Technology Consolato Generale Counselor Swedish Embassy Ufficio Tecnico-Scientifico Swedish Embassy San Li Tun Via Gonzaga, 7 600 New Hampshire Ave NW BEIJING 1-20123 MILANO WASHINGTON DC 20037 Tel: 00986 (1)532 33 31 Tel:00939-(2)-87 9813 Tel: 0091 (202) 337 51 80 Telefax: 00986(1) 532 38 03 Telefax: 00939(2)720 016 22 Telefax: 0091(202) 337 61 08 Telex: 850 222 61 Telex: 23-24 83 47 Frankrike Indien Kurt Nordfors USA (Los Angeles) Arne Palmkvist Service scientifique et technique Eva Nilsson Office of Science & Technology Ambassade de Suéde Swedish Attaché of Technology A - 3/2, Vasant Vihar 17 rue Barbet-de-Jouy 10880 Wilshire Boulevard Suite 914 NEW DELHI- 110 057 F-75007 PARIS LOS ANGELES CA 90024 Tel: 00991(11) 60 43 69, 67 72 89 Tel: 00933-0)4555 92 15 Tel: 0091(213)47505 89 Telefax: 00991(11) 67 25 14 Telefax-, 00933-(1) 45 50 26 43 Telefax: 0091(2131 475 22 15 Telex: 81-316 56 98 Telex: 42-20 36 42 USA (San Francisco) Philippe Charas Sovjetunionen EG (Bryssel) Swedish Attaché of Technology Rolf Griinbaum Göran Belfrage 120 Montgomery Street Suite 2165 Technical & Scientific Section Conseiller Technique et Scientifique SAN FRANCISCO CA 94104 Swedish Embassy de Suede auprés des Communautés Tel: 0091(415)982 72 01 UL Mosfilmovskaja 60 Européennes Telefax: 0091-(415) 982 73 62 MOSKVA 6, Rond-Point Robert Schumon Telex-25-91 02 40 18 11 Tel: (095)-l 47 9009* B-1040 BRYSSEL Telex: 64-41 32 51 Tel: 00932-(2)237 01 11 USA Detroit) "samtalsbeställning 0018 Telefax: 00932(2) 230 39 87 Gunnar Arvidsson Swedish Attaché of Technology Västtyskland Storbritannien 101 North Mam, Suite 570 Ellerth Ericsson Bo Ekström ANN ARBOR, Ml 48104 Attaché fur Technik und Office of Science & Tel: 0091(313) 662-5990 Wissenschaff Technology Telefax: 0091(313) 662-5041 Schwedische Botschaft Swedish Embassy Japan An der Heussallee 2—10 11 Montagu Place Sten Bergman D-5300 BONN 1 LONDON W1H 2 AL Office of the Science & Tel: 00949-(228) 26 00 20 Tel: 00944(1) 724 21 01 Technology Counsellor Telefax: 00949(228)22 38 37 Telefax: 00944(1) 724 41 74 Swedish Embassy Telex: 41-8866 67 Telex: 51-29 74 40 Sweden Center Bldg, 3rd fl 11—9 Roppongi 6 cnome Minato-ku TOKYO 106 Tel: 00981 (3)470 41 81 Telefax: 00981 (3)470 4185 1 'V** -t. SVERIGES TEKNISKA ATTACHÉER. *' SMfelsen Svenges Teknisk Vetenskapliga Aitachevprksamhei

Box 5282, 10246 Stockholm. Telefon 08-7967640.