Усовершенствованный кипящий реактор ( ABWR ) — это кипящий реактор поколения III . В настоящее время ABWR предлагается компаниями GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) и Toshiba . ABWR вырабатывает электроэнергию, используя пар для питания турбины, подключенной к генератору; пар кипятится из воды с использованием тепла, выделяемого реакциями деления в ядерном топливе. Блок 6 АЭС «Кашивазаки-Карива» считается первым реактором поколения III в мире.
Реакторы с кипящей водой (BWR) являются второй по распространенности [1] формой легководных реакторов с прямым циклом, в которых используется меньше крупных компонентов подачи пара, чем в реакторах с водой под давлением (PWR), в которых используется косвенный цикл. ABWR является современным достижением в области реакторов с кипящей водой [ требуется цитата ] и является первым проектом реактора третьего поколения , который был полностью построен [ требуется цитата ] с несколькими завершенными и работающими реакторами. [ требуется цитата ] Первые реакторы были построены вовремя и в рамках бюджета в Японии , а другие строились там и на Тайване . ABWR были заказаны в Соединенных Штатах, включая два реактора на площадке проекта South Texas . [2] Сообщается, что проекты как на Тайване, так и в США превышают бюджет. [3]
Стандартная конструкция установки ABWR имеет чистую электрическую мощность около1,35 ГВт , вырабатывается примерно3926 МВт тепловой мощности.
Обзор дизайна
Поперечное сечение железобетонного защитного сосуда (RCCV) конструкции UK ABWRСосуд под давлением от ABWR. 1: Активная зона реактора 2: Управляющие стержни 3: Внутренний водяной насос 4: Паропровод к турбогенератору 5: Поток охлаждающей воды к активной зоне
ABWR представляет собой эволюционный путь семейства BWR с многочисленными изменениями и усовершенствованиями по сравнению с предыдущими конструкциями BWR.
Основные области улучшения включают в себя:
Добавление внутренних насосов реактора (RIP), установленных на дне корпуса реактора (RPV) – всего 10 – которые обеспечивают улучшенную производительность, исключая при этом большие рециркуляционные насосы в защитной оболочке и связанные с ними большие и сложные интерфейсы трубопроводов с RPV (например, контур рециркуляции, обнаруженный в более ранних моделях BWR). Только двигатель RIP расположен снаружи RPV в ABWR. Согласно Документу по контролю за проектированием уровня 1 (который является официально сертифицированным документом Комиссии по ядерному регулированию, в целом описывающим проект установки), каждый RIP имеет номинальную производительность6912 м 3 /ч .
Возможности регулировки стержня управления были расширены за счет добавления электрогидравлического привода стержня управления точным перемещением (FMCRD), что позволяет выполнять точную регулировку положения с помощью электродвигателя, не теряя при этом надежности или избыточности традиционных гидравлических систем, которые предназначены для выполнения быстрого отключения в2,80 с с момента получения инициирующего сигнала или ARI (альтернативная вставка стержня) в большем, но все еще незначительном временном периоде. FMCRD также улучшает защиту в глубину в случае первичных гидравлических и ARI непредвиденных обстоятельств.
Полностью цифровая система защиты реактора (RPS) (с избыточными цифровыми резервными копиями, а также избыточными ручными резервными копиями) обеспечивает высокий уровень надежности и упрощения для обнаружения и реагирования на условия безопасности. Эта система инициирует быстрое гидравлическое введение стержней управления для отключения (известное как SCRAM у ядерных инженеров) при необходимости. Логика быстрого отключения «два из четырех на параметр» гарантирует, что нежелательные быстрые отключения не будут вызваны отказами отдельных приборов. RPS также может запустить запуск стержней ARI, FMCRD для отключения ядерной цепной реакции. Срабатывание резервной системы управления жидкостью (SLCS) обеспечивается в виде разнообразной логики в маловероятном случае ожидаемого переходного процесса без аварийного отключения .
Полностью цифровое управление реактором (с резервным цифровым резервированием и резервным ручным (аналоговым) резервированием) позволяет диспетчерской легко и быстро управлять операциями и процессами завода. Отдельные резервные шины цифрового мультиплексирования, связанные с безопасностью и не связанные с безопасностью, обеспечивают надежность и разнообразие приборов и управления.
В частности, реактор автоматизирован для запуска (т. е. запуска ядерной цепной реакции и выхода на мощность) и для стандартного выключения с использованием только автоматических систем. Конечно, операторы-люди остаются важными для управления и контроля реактора, но большая часть хлопотной работы по выводу реактора на мощность и выходу с мощности может быть автоматизирована по усмотрению оператора.
Система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) была улучшена во многих областях, обеспечивая очень высокий уровень глубокоэшелонированной защиты от аварий, непредвиденных обстоятельств и инцидентов.
Вся система разделена на 3 секции; каждая секция способна — сама по себе — реагировать на максимально возможную предельную неисправность/проектную аварию (DBA) и прекращать аварию до раскрытия активной зоны, даже в случае потери внешнего питания и потери надлежащей питательной воды. Предыдущие BWR имели 2 секции, и раскрытие (но не повреждение активной зоны) прогнозировалось на короткое время в случае серьезной аварии, до реагирования ECCS.
Восемнадцать предохранительных клапанов сброса избыточного давления (SORV), восемь из которых являются частью ADS (автоматической системы сброса давления), обеспечивают быстрое смягчение последствий превышения давления в корпусе реактора и, при необходимости, быстрый сброс давления в реакторе до уровня, при котором может быть использована система затопления активной зоны низкого давления (LPCF, режим высокой производительности системы отвода остаточного тепла, который заменяет LPCI и LPCS в предыдущих моделях BWR).
Кроме того, система LPCF может осуществлять впрыск при гораздо более высоких давлениях в корпусе реактора, обеспечивая повышенный уровень безопасности в случае разрывов среднего размера, которые могут быть достаточно малыми, чтобы привести к медленной естественной разгерметизации, но могут быть достаточно большими, чтобы привести к тому, что возможности реагирования систем орошения активной зоны/впрыска охлаждающей жидкости под высоким давлением будут превышены размером разрыва.
Хотя шина электропитания класса 1E (связанная с безопасностью) по-прежнему питается от трех высоконадежных аварийных дизель-генераторов, которые также связаны с безопасностью, на площадке расположена дополнительная шина электропитания Plant Investment Protection, использующая газовую турбину для сгорания, которая вырабатывает электроэнергию для обеспечения глубокой защиты от непредвиденных ситуаций, связанных с обесточиванием станции, а также для питания важных, но не критически важных для безопасности систем в случае потери внешнего электропитания.
Хотя одно из подразделений САОЗ не имеет мощностей по подаче воды под высоким давлением (HPCF), существует паровой турбонасос для охлаждения активной зоны реактора с классом безопасности, который рассчитан на высокое давление и имеет обширное резервное питание от аккумуляторных батарей для своих систем контроля и измерительных приборов, что гарантирует поддержание охлаждения даже в случае полного обесточивания станции с отказом всех 3 аварийных дизель-генераторов, газовой турбины сгорания, резервной батареи первичных источников питания и дизельных насосов пожаротушения.
Под корпусом реактора имеется чрезвычайно толстая базальтовая железобетонная подушка, которая будет как улавливать, так и удерживать любой расплавленный расплав активной зоны, который может упасть на эту подушку в чрезвычайных непредвиденных ситуациях. Кроме того, в стене, разделяющей мокрый колодец от нижнего сухого колодца, есть несколько плавких перемычек, которые затапливают подушку, используя водоснабжение мокрого колодца, обеспечивая охлаждение этой области даже при отказе стандартных систем смягчения.
Защитная оболочка была значительно улучшена по сравнению с обычным типом Mark I. Как и обычный тип Mark I, она относится к типу подавления давления, разработанному для обработки выделяющегося пара в случае переходного процесса, инцидента или аварии путем направления пара по трубам, которые идут в бассейн с водой, заключенный в мокром колодце (или торе в случае Mark I), низкая температура которого конденсирует пар обратно в жидкую воду. Это будет поддерживать низкое давление в защитной оболочке. Примечательно, что типичная защитная оболочка ABWR имеет многочисленные упрочненные слои между внутренней частью первичной защитной оболочки и внешней защитной стенкой и имеет кубическую форму. Одним из основных усовершенствований является то, что реактор имеет стандартное безопасное ускорение землетрясения при остановке 0,3G; кроме того, он рассчитан на то, чтобы выдерживать торнадо со скоростью ветра >320 миль в час. Сейсмическое упрочнение возможно в сейсмоопасных районах и было выполнено на объекте Lungmen на Тайване, который был упрочнен до 0,4 g в любом направлении. Контейнер инертизируется азотом перед эксплуатацией для предотвращения пожаров и может быть деинертизирован после остановки реактора для проведения технического обслуживания. [4]
ABWR рассчитан на срок службы не менее 60 лет. Сравнительно простая конструкция ABWR также означает, что не требуется замена дорогостоящих парогенераторов, что снижает общую стоимость эксплуатации.
Согласно вероятностной оценке риска GEH , повреждение ядра произойдет не чаще, чем один раз в шесть миллионов лет, поскольку частота повреждения ядра (CDF) ABWR составляет1,6 × 10−7 , вторая по наименьшей вероятности CDF после ESBWR .
Корпус реактора и система подачи ядерного пара (NSSS) имеют значительные улучшения, такие как замена RIP, устранение обычных внешних контуров рециркуляционных трубопроводов и насосов в защитной оболочке, которые, в свою очередь, приводят в действие струйные насосы, создающие принудительный поток в корпусе реактора. RIP обеспечивают значительные улучшения, связанные с надежностью, производительностью и обслуживанием, включая снижение профессионального радиационного облучения, связанного с работами по защитной оболочке во время простоев для обслуживания. Эти насосы приводятся в действие двигателями с мокрым ротором, корпусы которых соединены с нижней частью корпуса реактора, и устраняют внешние рециркуляционные трубы большого диаметра, которые являются возможными путями утечки. 10 внутренних рециркуляционных насосов расположены в нижней части области опускного стакана кольцевого пространства (т. е. между кожухом активной зоны и внутренней поверхностью корпуса реактора). Следовательно, внутренние рециркуляционные насосы устраняют все струйные насосы в корпусе реактора, все большие насосы и трубопроводы внешнего контура рециркуляции, запорные клапаны и сопла большого диаметра, которые проникали в корпус реактора и требовались для всасывания воды из корпуса реактора и возврата ее обратно. Таким образом, эта конструкция уменьшает наихудшую утечку ниже области активной зоны до фактически эквивалентной утечке диаметром 2 дюйма (51 мм). Обычная линейка продуктов BWR3-BWR6 имеет аналогичную потенциальную утечку диаметром 24 дюйма или более. Главным преимуществом этой конструкции является то, что она значительно снижает требуемую пропускную способность ECCS.
Первые реакторы, использующие внутренние рециркуляционные насосы, были спроектированы компанией ASEA-Atom (теперь Westinghouse Electric Company путем слияний и поглощений, которая принадлежала Toshiba ) и построены в Швеции . Эти установки очень успешно работают уже много лет.
Внутренние насосы снижают требуемую мощность перекачки для того же потока примерно до половины того, что требуется для системы струйного насоса с внешними контурами рециркуляции. Таким образом, в дополнение к повышению безопасности и снижению затрат за счет устранения трубопровода, повышается общая тепловая эффективность установки. Устранение внешнего трубопровода рециркуляции также снижает профессиональное облучение персонала во время технического обслуживания.
Эксплуатационной особенностью конструкции ABWR являются электрические приводы стержней управления точным движением , впервые использованные в BWR компании AEG (позже Kraftwerk Union AG, теперь AREVA ). Более старые BWR используют гидравлическую систему поршней блокировки для перемещения стержней управления с шагом в шесть дюймов. Конструкция электрического стержня управления точным движением значительно улучшает положительное фактическое положение стержня управления и аналогичным образом снижает риск аварии привода стержня управления до такой степени, что не требуется ограничитель скорости у основания крестообразных лопаток стержня управления.
Сертификации и одобрения
Несколько отличающиеся версии ABWR предлагаются компаниями GE-Hitachi, Hitachi-GE и Toshiba. [5]
В июле 2016 года Toshiba отозвала продление сертификации конструкции ABWR в США, поскольку «становилось все более очевидным, что снижение цен на энергоносители в США не позволяет Toshiba ожидать дополнительных возможностей для проектов строительства ABWR». [9]
Места
ABWR имеет лицензию на работу в Японии, США и на Тайване, хотя большинство строительных проектов были остановлены или отложены.
По состоянию на декабрь 2006 года [обновлять]в Японии действовало четыре реактора ABWR: блоки 6 и 7 Kashiwazaki-Kariwa , которые были открыты в 1996 и 1997 годах, блок 5 Hamaoka , открытый в 2004 году после начала строительства в 2000 году, и Shika 2, начавший коммерческую эксплуатацию 15 марта 2006 года. Еще два частично построенных реактора находятся в Lungmen на Тайване , и еще один ( АЭС Shimane 3) в Японии. Работа на Lungmen была остановлена в 2014 году. Работа на Shimane была остановлена после землетрясения 2011 года [10]
Соединенные Штаты
19 июня 2006 года NRG Energy подала в Комиссию по ядерному регулированию письмо о намерениях построить два реактора ABWR мощностью 1358 МВт на площадке проекта South Texas . [11] 25 сентября 2007 года NRG Energy и CPS Energy подали в NRC запрос на получение лицензии на строительство и эксплуатацию (COL) для этих установок. NRG Energy является коммерческим производителем, а CPS Energy — крупнейшей муниципальной коммунальной компанией в стране. COL была одобрена NRC 9 февраля 2016 года. [12] Из-за рыночных условий эти два запланированных блока могут никогда не быть построены и не имеют запланированной даты строительства. [13]
Великобритания
Horizon Nuclear Power планировала построить Hitachi-GE ABWR в Уилфе в Уэльсе [14] и Олдбери в Англии. [15] [5] Оба проекта были приостановлены в марте 2012 года акционерами ( RWE и E-ON ) [16], чтобы выставить Horizon на продажу, а новым владельцем стала Hitachi . «Приказ о согласии на разработку» для Уилфы был принят в июне 2018 года, а в августе Bechtel были назначены руководителями проекта. Первый реактор ожидался в середине 2020-х годов, а строительство в Олдбери должно было начаться через несколько лет после этого. [17] Однако 17 января 2019 года Horizon Nuclear Power объявила о приостановке обоих этих проектов по финансовым причинам. [18] [19]
Надежность
По сравнению с аналогичными конструкциями, четыре работающих реактора ABWR часто останавливаются из-за технических проблем. [20] Международное агентство по атомной энергии документирует это с помощью «эксплуатационного коэффициента» (время подачи электроэнергии относительно общего времени с начала коммерческой эксплуатации). Первые две станции в Касивадзаки-Карива (блоки 6 и 7) достигают общих эксплуатационных коэффициентов срока службы 70%, что означает, что около 30% времени с момента ввода в эксплуатацию они не производили электроэнергию. [21] [22] Например, в 2010 году эксплуатационная мощность Касивадзаки-Карива 6 составляла 80,9%, а эксплуатационная мощность — 93% в 2011 году. [23] Однако в 2008 году он не производил никакой электроэнергии, поскольку установка была отключена для технического обслуживания, и, следовательно, имела эксплуатационную мощность 0% в тот год. [23] В отличие от этого, другие современные атомные электростанции, такие как корейская OPR-1000 или немецкая Konvoi, показывают коэффициент эксплуатации около 90%. [24]
Выходную мощность двух новых ABWR на электростанциях Хамаока и Сика пришлось снизить из-за технических проблем в паровой турбине электростанций . [25] После снижения мощности обеих электростанций они по-прежнему имеют повышенное время простоя и показывают коэффициент эксплуатации за весь срок службы менее 50%. [26] [27]
Развертывания
Конструкция ABWR-II
Было рассмотрено несколько вариантов проекта с выходной мощностью от 600 до 1800 МВт. [35] Наиболее разработанным вариантом проекта является ABWR-II, начатый в 1991 году, увеличенный ABWR мощностью 1718 МВт., призванный сделать ядерную генерацию более конкурентоспособной в конце 2010-х годов. [36] Ни один из этих проектов не был реализован.
Новые проекты надеялись достичь 20% сокращения эксплуатационных расходов, 30% сокращения капитальных затрат и плотного графика строительства в 30 месяцев. Проект должен был обеспечить большую гибкость в выборе ядерного топлива. [37]
^ «Глобальная панель управления базой данных реакторов – Всемирная ядерная ассоциация». world-nuclear.org .
^ "NRG завершает проект по строительству новых ядерных реакторов". The Dallas Morning New. 19 апреля 2011 г. Архивировано из оригинала 9 апреля 2016 г. Получено 14 марта 2015 г.
^ Рафф, Джули (5 сентября 2010 г.). «6,1 млн долларов потрачено на прекращение ядерной сделки». mySA .
^ «Книга общего описания ABWR» (PDF) . Nuclear.gepower.com .
^ ab «Bechtel будет управлять проектом Wylfa Newydd» . Мировые ядерные новости. 22 августа 2018 года . Проверено 23 августа 2018 г.
^ "ABWR установлен для оценки проекта в Великобритании". Nuclear Engineering International. 16 января 2013 г. Получено 26 января 2013 г.[ постоянная мертвая ссылка ]
^ "Проект Hitachi-GE ABWR одобрен для использования в Великобритании". World Nuclear News. 14 декабря 2017 г. Получено 3 января 2018 г.
^ "Toshiba отзывает заявку на сертификацию ABWR". World Nuclear News. 1 июля 2016 г. Получено 5 июля 2016 г.
^ "Строительство японского реактора возобновится". World Nuclear News. 1 октября 2012 г. Получено 18 июня 2019 г.
^ "Nuclear Engineering International". 23 июня 2006 г. Архивировано из оригинала 17 мая 2007 г. Получено 18 июня 2019 г.
^ Блум, Джордан (10 февраля 2016 г.). "Регуляторы одобряют новые ядерные реакторы около Хьюстона - HoustonChronicle.com". Houston Chronicle .
^ "Федералы одобряют новые ядерные реакторы около Хьюстона". 9 февраля 2016 г. Архивировано из оригинала 7 апреля 2019 г. Получено 18 июня 2019 г.
^ «Wylfa Newydd - О нашем сайте» . www.horizonnuclearpower.com .
^ "RWE и E.On останавливают ядерные планы Великобритании в Уилфе и Олдбери". BBC. 29 марта 2012 г. Получено 29 марта 2012 г.
^ "Сайт атомной электростанции Олдбери – Horizon Nuclear Power". www.horizonnuclearpower.com . Получено 3 октября 2018 г. .
^ "Horizon приостанавливает строительство новых атомных электростанций в Великобритании". Hitachi в Европе . 17 января 2019 г. Получено 10 апреля 2019 г.
^ Vaughan, Adam (17 января 2019 г.). «Hitachi списывает атомную электростанцию стоимостью 16 млрд фунтов стерлингов в Уэльсе». The Guardian . ISSN 0261-3077 . Получено 17 января 2019 г. .
^ Томас, Стив (май 2018 г.). Недостатки усовершенствованного кипящего реактора (ABWR), предложенного для атомной электростанции Wylfa (PDF) (Отчет). Greenpeace. Архивировано из оригинала (PDF) 20 апреля 2019 г. Получено 20 апреля 2019 г.
^ "IAEA". www.iaea.org . Архивировано из оригинала 4 июня 2011 г.
^ Информационная система энергетических реакторов МАГАТЭ : Япония: Ядерные энергетические реакторы – Алфавитный указатель. Архивировано 18 июля 2011 г. на Wayback Machine (на английском языке)
^ "ENTRAC". entrac.iaea.org . Архивировано из оригинала 6 июня 2019 г. . Получено 18 июня 2019 г. .
^ «Tepco может попросить американскую коммунальную компанию провести инспекцию АЭС Касивадзаки-Карива». 30 октября 2014 г. Получено 7 февраля 2017 г. – через Japan Times Online.
↑ Reuters: Акции Tepco падают после победы новичка, выступающего против ядерной энергетики, на выборах в Японии, дата доступа: 4 декабря 2016 г.
^ «Tepco рассматривает возможность перезапуска гигантской атомной электростанции Касивадзаки-Карива в 2019 году» . Джапан Таймс . 22 апреля 2017 года . Проверено 16 октября 2017 г.
^ "J-Power продвигается вперед с атомной электростанцией Ома, несмотря на местную напряженность". The Japan Times . 16 декабря 2014 г. Архивировано из оригинала 4 марта 2017 г. Получено 3 марта 2017 г.
^ "NRG завершает проект по строительству новых ядерных реакторов". Dallas News . 19 апреля 2011 г. Архивировано из оригинала 19 июня 2019 г. Получено 18 июня 2019 г.
^ "Ядерная энергетика в Японии". Всемирная ядерная ассоциация. 22 октября 2012 г. Архивировано из оригинала 20 февраля 2012 г. Получено 31 октября 2012 г.
^ Katsumi Yamada1; Satoko Tajima; Masaaki Tsubaki; Hideo Soneda (15–19 сентября 2003 г.). "ABWR Design and Its Evolution – Primary System Design of ABWR and ABWR-II" (PDF) . Pintassilgo2.ipen.br . Международная конференция по глобальной окружающей среде и передовым атомным электростанциям. GENES4/ANP2003, 15–19 сентября 2003 г., Киото, ЯПОНИЯ – Доклад 1161 . Получено 31 октября 2012 г. .{{cite journal}}: CS1 maint: числовые имена: список авторов ( ссылка )[ постоянная мертвая ссылка ]
^ "Архивная копия" (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 18 июля 2013 г. . Получено 9 мая 2013 г. .{{cite web}}: CS1 maint: архивная копия как заголовок ( ссылка )
