stringtranslate.com

Экономичный упрощенный кипящий реактор

Вид в разрезе конструкции защитной оболочки реактора ESBWR компании GE-Hitachi Nuclear Energy

Экономичный упрощенный кипящий реактор ( ESBWR ) — это пассивно безопасная конструкция реактора поколения III+, полученная на основе своего предшественника, упрощенного кипящего реактора (SBWR) и усовершенствованного кипящего реактора (ABWR). Все они являются разработками GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) и основаны на предыдущих конструкциях кипящих реакторов .

Система пассивной безопасности

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 управления потоком охлаждающей жидкости в корпусе реактора высокого давления (RPV); это приводит к меньшему количеству систем для обслуживания и исключает значительные потери BWR, такие как разрывы линии рециркуляции. Для этих систем не требуются циркуляционные насосы или связанные с ними трубопроводы, источники питания, теплообменники, приборы или элементы управления.

Пассивные системы безопасности ESBWR включают комбинацию из трех систем, которые обеспечивают эффективную передачу остаточного тепла (образующегося в результате ядерного распада) из реактора в бассейны с водой за пределами защитной оболочки – система изоляционного конденсатора, система охлаждения под действием гравитации и система охлаждения пассивной защитной оболочки . Эти системы используют естественную циркуляцию, основанную на простых законах физики, для передачи остаточного тепла за пределы защитной оболочки, поддерживая при этом уровень воды внутри реактора, сохраняя ядерное топливо погруженным в воду и достаточно охлажденным.

В случаях, когда граница давления теплоносителя реактора остается нетронутой, система изоляционного конденсатора (ICS) используется для удаления остаточного тепла из реактора и передачи его за пределы защитной оболочки. Система ICS представляет собой замкнутую систему, которая соединяет корпус реактора под давлением с теплообменником, расположенным на верхнем уровне здания реактора. Пар покидает реактор через трубопровод 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, обеспечивая непрерывное охлаждение и добавляя воду в активную зону реактора.

В случаях, когда граница давления теплоносителя реактора не остается нетронутой и запас воды в активной зоне теряется, система пассивного охлаждения защитной оболочки (PCCS) и система гравитационного охлаждения (GDCS) работают совместно, поддерживая уровень воды в активной зоне и отводя остаточное тепло из реактора путем его передачи за пределы защитной оболочки.

Если уровень воды внутри корпуса реактора падает до заданного уровня из-за потери запаса воды, реактор разгерметизируется и запускается GDCS. Она состоит из больших бассейнов воды внутри защитной оболочки, расположенных над реактором, которые соединены с корпусом реактора. Когда система GDCS запускается, гравитация заставляет воду течь из бассейнов в реактор. Бассейны имеют размер, обеспечивающий достаточное количество воды для поддержания воды на уровне выше верхней части ядерного топлива. После разгерметизации реактора остаточное тепло передается в защитную оболочку, поскольку вода внутри реактора кипит и выходит из корпуса реактора в защитную оболочку в виде пара.

PCCS состоит из набора теплообменников, расположенных в верхней части здания реактора. Пар из реактора поднимается через защитную оболочку к теплообменникам PCCS, где пар конденсируется. Затем конденсат стекает из теплообменников PCCS обратно в бассейны GDCS, где он завершает цикл и стекает обратно в корпус реактора.

Оба теплообменника ICS и PCCS погружены в бассейн с водой, достаточно большой, чтобы обеспечить 72 часа отвода тепла от реактора. Бассейн вентилируется в атмосферу и находится за пределами защитной оболочки. Сочетание этих особенностей позволяет легко наполнять бассейн с помощью источников воды низкого давления и установленных трубопроводов.

Активная зона реактора короче, чем в обычных установках BWR, чтобы уменьшить падение давления на топливе, тем самым обеспечивая естественную циркуляцию. В стандартизированном SBWR имеется 1132 пучка топливных стержней, а тепловая мощность составляет 4500 МВт . [1] Номинальная мощность оценивается в 1594 МВт брутто и 1535 МВт нетто, что дает общую эффективность Карно установки приблизительно 35%. [2]

В случае аварии ESBWR может оставаться в безопасном, стабильном состоянии в течение 72 часов без каких-либо действий оператора или даже электропитания. Системы безопасности ESBWR спроектированы для нормальной работы в случае обесточивания станции, что помешало нормальному функционированию аварийных систем охлаждения активной зоны на АЭС « Фукусима-1» . Под корпусом находится трубопроводная система (уловитель активной зоны), которая позволяет охлаждать активную зону во время любой очень серьезной аварии. Эти трубы способствуют охлаждению выше и ниже расплавленной активной зоны водой. В окончательном отчете по оценке безопасности, принятом NRC, сообщается об общей частоте повреждения активной зоны 1,65 * 10 −8 в год (т. е. примерно раз в 60 миллионов лет). [3]

Подобно ABWR, защитная оболочка инертизируется азотом перед эксплуатацией для предотвращения пожаров и может быть деинертизирована после остановки реактора для обслуживания. Поскольку этот BWR не может управляться с помощью управления расходом, поскольку у него нет рециркуляционных насосов, вместо этого его можно контролировать с помощью температуры питательной воды, поступающей в реактор. [4]

Процесс рассмотрения проекта NRC

ESBWR получил положительный отчет об оценке безопасности [5] и окончательное утверждение проекта [6] 9 марта 2011 года. 7 июня 2011 года NRC завершил период общественного обсуждения. [7] Окончательное постановление было выпущено 16 сентября 2014 года после того, как были решены две нерешенные проблемы с моделированием нагрузок на паровую сушилку компанией GE-Hitachi. [8] [9]

В январе 2014 года компания GE Hitachi заплатила 2,7 миллиона долларов для урегулирования судебного иска, в котором утверждалось, что компания предоставила NRC ложные сведения об анализе паровой сушилки. [10]

NRC одобрила проект в сентябре 2014 года. [11]

Лицензии на строительство и эксплуатацию

Однако в сентябре 2015 года по просьбе владельца Entergy Комиссия по ядерному регулированию отозвала заявку на получение комбинированной лицензии на строительство и эксплуатацию для первого предлагаемого блока ESBWR на атомной электростанции Grand Gulf Nuclear Generating Station . [12]

31 мая 2017 года Комиссия по ядерному регулированию объявила, что она санкционировала выдачу комбинированной лицензии для атомной электростанции North Anna Nuclear Generating Station, блок 3. [13] [14] Проект был приостановлен позднее в 2017 году до начала строительства. [15]

Смотрите также

Другие конструкции поколения III+

Ссылки

  1. ^ Феннерн, Ларри Э. (15 сентября 2006 г.). "ESBWR Seminar - Reactor, Core & Neutronics" (PDF) . GE Energy / Nuclear . Министерство энергетики США. Архивировано из оригинала (PDF) 2010-11-14 . Получено 2012-03-14 .
  2. ^ "Выдан сертификат на проектирование — экономичный упрощенный кипящий реактор (ESBWR)". Комиссия по ядерному регулированию США. 19 февраля 2015 г. Получено 27 сентября 2015 г.
  3. ^ "ESBWR Final Safety Evaluation Report" (PDF) . Nuclear Regulatory Commission . Получено 7 мая 2013 г. .
  4. ^ https://nuclear.gepower.com/content/dam/gepower-nuclear/global/en_US/documents/ESBWR_General%20Description%20Book.pdf [ пустой URL-адрес PDF ]
  5. ^ "Пакет ML103470210 - ESBWR FSER Final Chapters". Комиссия по ядерному регулированию . Получено 2012-03-14 .
  6. ^ Джонсон, Майкл Р. (9 марта 2011 г.). "Окончательное утверждение проекта экономичного упрощенного кипящего реактора" (PDF) . Министерство энергетики США . Получено 14.03.2012 .
  7. ^ "Заканчивается период публичного обсуждения NRC заявки GE Hitachi Nuclear Energy на сертификацию реактора ESBWR" (пресс-релиз). Genewscenter.com. 23 июня 2011 г. Архивировано из оригинала 24.03.2012 . Получено 14.03.2012 .
  8. ^ "ESBWR Application Review Schedule". Комиссия по ядерному регулированию . 17 июля 2012 г. Получено 04.11.2012 .
  9. ^ "NRC сертифицирует конструкцию нового реактора GE-Hitachi" (PDF) . Комиссия по ядерному регулированию . 16 сентября 2014 г. . Получено 16 сентября 2014 г. .
  10. ^ "США оштрафовали ядерный блок GE Hitachi за дефектную конструкцию реактора". Reuters. 23 января 2014 г. Получено 24 января 2014 г.
  11. ^ "Утверждение проекта ESBWR". Архивировано из оригинала 2014-10-13.
  12. ^ "US Entergy официально отказывается от заявки ESBWR". Nuclear Engineering International. 24 сентября 2015 г. Получено 24 сентября 2015 г.
  13. ^ NRC выдаст новую лицензию на реактор компании Dominion для площадки North Anna | 31 мая 2017 г.
  14. ^ Электростанция Норт-Анна, блок 3 | NRC.gov
  15. ^ «На фоне неудач в ядерной энергетике коммунальное предприятие Вирджинии приостанавливает планы по строительству нового реактора». Energy News Network. 6 сентября 2017 г. Получено 30 июля 2019 г.

Внешние ссылки