Экономичный упрощенный реактор с кипящей водой ( ESBWR ) представляет собой пассивно безопасную конструкцию реактора поколения III+, созданную на основе его предшественника, упрощенного реактора с кипящей водой (SBWR) и усовершенствованного реактора с кипящей водой (ABWR). Все они разработаны GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) и основаны на предыдущих конструкциях реакторов с кипящей водой .
Пассивные системы ядерной безопасности в ESBWR работают без использования каких-либо насосов, что повышает безопасность, целостность и надежность конструкции, одновременно снижая общую стоимость реактора. Он также использует естественную циркуляцию для обеспечения потока теплоносителя внутри корпуса реактора (RPV); это приводит к уменьшению количества систем, требующих обслуживания, и предотвращает значительные аварии BWR, такие как разрывы линий рециркуляции. Для этих систем не требуются циркуляционные насосы или связанные с ними трубопроводы, источники питания, теплообменники, контрольно-измерительные приборы или средства управления.
Системы пассивной безопасности ESBWR включают комбинацию трех систем, которые позволяют эффективно передавать остаточное тепло (образующееся в результате ядерного распада) от реактора к резервуарам с водой вне защитной оболочки - систему изолирующего конденсатора, систему гравитационного охлаждения и пассивную защитную оболочку. Система охлаждения . Эти системы используют естественную циркуляцию, основанную на простых законах физики, для передачи остаточного тепла за пределы защитной оболочки, сохраняя при этом уровень воды внутри реактора, сохраняя ядерное топливо погруженным в воду и адекватно охлажденным.
В случаях, когда граница давления теплоносителя реактора остается неповрежденной, система изолирующего конденсатора (ICS) используется для отвода остаточного тепла из реактора и передачи его за пределы защитной оболочки. Система ICS представляет собой систему замкнутого цикла, которая соединяет корпус реактора с теплообменником, расположенным на верхнем этаже реакторного здания. Пар покидает реактор через трубопроводы ICS и поступает в теплообменники ICS, которые погружены в большой бассейн. Пар конденсируется в теплообменниках, а более плотный конденсат затем стекает обратно в реактор, завершая контур охлаждения. Теплоноситель реактора циркулирует по этому пути потока для обеспечения непрерывного охлаждения и добавления воды в активную зону реактора.
В тех случаях, когда граница давления теплоносителя реактора не остается неизменной и количество воды в активной зоне теряется, система пассивного охлаждения (PCCS) и система гравитационного охлаждения (GDCS) работают согласованно для поддержания уровня воды в активной зоне и удалить остаточное тепло из реактора, переведя его за пределы защитной оболочки.
Если уровень воды внутри корпуса реактора падает до заданного уровня из-за потери запасов воды, происходит разгерметизация реактора и запускается ГДКС. Он состоит из больших бассейнов воды внутри защитной оболочки, расположенных над реактором, которые соединены с корпусом реактора под давлением. Когда система GDCS запускается, сила тяжести заставляет воду перетекать из бассейнов в реактор. Размеры бассейнов обеспечивают достаточное количество воды для поддержания уровня воды выше верхней части ядерного топлива. После разгерметизации реактора остаточное тепло передается в защитную оболочку, поскольку вода внутри реактора кипит и выходит из корпуса реактора под давлением в защитную оболочку в виде пара.
АСУ ТП состоит из набора теплообменников, расположенных в верхней части реакторного здания. Пар из реактора поднимается через защитную оболочку к теплообменникам PCCS, где пар конденсируется. Затем конденсат стекает из теплообменников PCCS обратно в бассейны GDCS, где завершает цикл и стекает обратно в корпус реактора.
Теплообменники ICS и PCCS погружены в резервуар с водой, достаточно большой, чтобы обеспечить возможность отвода остаточного тепла реактора в течение 72 часов. Бассейн выбрасывается в атмосферу и расположен за пределами защитной оболочки. Комбинация этих функций позволяет легко наполнять бассейн с помощью источников воды низкого давления и установленных трубопроводов.
Активная зона реактора короче, чем в обычных установках BWR, чтобы уменьшить перепад давления на топливе и тем самым обеспечить естественную циркуляцию. В стандартизированном SBWR имеется 1132 пучка твэлов, а тепловая мощность составляет 4500 МВттепл . [1] Номинальная мощность составляет 1594 МВт брутто и 1535 МВт нетто, что дает общий КПД установки по Карно примерно 35%. [2]
В случае аварии ESBWR может оставаться в безопасном и стабильном состоянии в течение 72 часов без каких-либо действий оператора или даже без подачи электроэнергии. Системы безопасности ESBWR предназначены для нормальной работы в случае отключения электроэнергии на станции, что помешало нормальному функционированию систем аварийного охлаждения активной зоны на АЭС «Фукусима-дайити» . Под корпусом находится трубопроводная конструкция (уловитель активной зоны), позволяющая охлаждать активную зону во время любой очень тяжелой аварии. Эти трубы облегчают охлаждение водой над и под расплавленной активной зоной. В окончательном отчете об оценке безопасности, принятом NRC, сообщается, что общая частота повреждений активной зоны составляет 1,65 * 10 −8 в год (т. е. примерно раз в 60 миллионов лет). [3]
Как и в случае с ABWR, защитная оболочка инертируется азотом перед эксплуатацией для предотвращения пожара и может быть удалена из инертности после остановки реактора для технического обслуживания. Поскольку этим BWR нельзя управлять с помощью регулирования расхода из-за отсутствия рециркуляционных насосов, вместо этого его можно контролировать с помощью температуры питательной воды, поступающей в реактор. [4]
ESBWR получил положительный отчет об оценке безопасности [5] и окончательное одобрение проекта [6] 9 марта 2011 г. 7 июня 2011 г. NRC завершил период общественного обсуждения. [7] Окончательное правило было опубликовано 16 сентября 2014 г. после того, как были решены две нерешенные проблемы, связанные с моделированием нагрузок на паровую сушилку GE-Hitachi. [8] [9]
В январе 2014 года GE Hitachi заплатила 2,7 миллиона долларов для урегулирования иска, в котором утверждалось, что она подала ложные претензии NRC по поводу анализа паровой сушилки. [10]
NRC предоставил одобрение проекта в сентябре 2014 года. [11]
Однако в сентябре 2015 года по запросу владельца Entergy NRC отозвала заявку на совмещенную лицензию на строительство и эксплуатацию первого предложенного блока ESBWR на атомной электростанции Гранд-Галф . [12]
31 мая 2017 года Комиссия по ядерному регулированию объявила, что разрешила выдачу комбинированной лицензии для энергоблока №3 АЭС «Северная Анна». [13] [14]
