Advanced CANDU реактор (ACR) , или ACR-1000 , является Generation III + ядерный реактор разработан атомной энергии Канады Limited (AECL). Он сочетает в себе характеристики существующих реакторов с тяжелой водой под давлением (PHWR) CANDU с характеристиками реакторов с водой под давлением с водяным охлаждением (PWR). От CANDU используется тяжеловодный замедлитель, который обеспечивает улучшенную нейтронную экономию.что позволяет ему сжигать самые разные виды топлива. Он заменяет контур охлаждения тяжелой воды на контур, содержащий обычную легкую воду, что снижает затраты. Название относится к его проектной мощности в классе 1000 МВт при базовой линии около 1200 МВт. [1]
ACR-1000 был представлен как более дешевый вариант по сравнению с более крупной версией базового CANDU, которая разрабатывалась, CANDU 9. ACR был немного больше, но дешевле в сборке и эксплуатации. Обратной стороной было то, что у него не было той гибкости топлива, которую предлагала первоначальная конструкция CANDU, и он больше не работал на чистом необогащенном уране. Это была небольшая цена, учитывая низкую стоимость услуг по обогащению и топлива в целом.
AECL предлагала ACR-1000 по нескольким предложениям по всему миру, но не выиграла ни одного конкурса. Последнее серьезное предложение касалось двухреакторного расширения Дарлингтонской атомной электростанции , но этот проект был отменен в 2009 году, когда его цена была оценена в три раза больше, чем планировалось правительством. При отсутствии других перспектив продаж в 2011 году подразделение по проектированию реакторов AECL было продано компании SNC-Lavalin для обслуживания существующего парка CANDU. Разработка ACR закончилась. [2]
Дизайн
КАНДУ
В оригинальной конструкции CANDU тяжелая вода использовалась как замедлитель нейтронов и как теплоноситель для первого контура охлаждения. Считалось, что такая конструкция приведет к снижению общих эксплуатационных расходов благодаря возможности использовать природный уран в качестве топлива, устраняя необходимость в обогащении. В то время считалось, что к 1980-м годам будут работать сотни, а возможно, и тысячи ядерных реакторов, и в этом случае стоимость обогащения станет значительной.
Кроме того, в конструкции использовались секции как под давлением, так и без давления, последняя из которых была известна как «каландрия», которая, как предполагалось, снизила затраты на строительство по сравнению с конструкциями, в которых использовались сердечники под высоким давлением. В отличие от типичных легководных конструкций, CANDU не требовал единственного большого сосуда высокого давления, который был одной из наиболее сложных частей других конструкций. Эта конструкция также позволяла заправлять его во время работы, улучшая коэффициент мощности , ключевой показатель общей производительности.
Однако использование природного урана также означало, что активная зона была намного менее плотной по сравнению с другими конструкциями и в целом была намного больше. Ожидалось, что эти дополнительные расходы будут компенсированы более низкими капитальными затратами по другим статьям, а также более низкими эксплуатационными расходами. Ключевым компромиссом была стоимость топлива в эпоху, когда обогащенное урановое топливо было ограниченным и дорогим, и ожидалось, что его цена значительно вырастет к 1980-м годам.
На практике эти преимущества не сработали. Ожидаемые высокие затраты на топливо так и не оправдались; когда строительство реактора остановилось на отметке около 200 единиц по всему миру вместо ожидаемых тысяч, затраты на топливо оставались стабильными, поскольку имелась достаточная возможность обогащения для используемого количества топлива. Это поставило CANDU в неожиданное положение: она продавала себя в первую очередь из-за отсутствия необходимости в обогащении и возможности того, что это снижает риск распространения ядерного оружия .
ACR
ACR решает проблему высоких капитальных затрат на конструкцию CANDU, прежде всего, за счет использования топлива из низкообогащенного урана (НОУ). Это позволяет построить активную зону реактора намного компактнее, примерно вдвое меньше, чем у CANDU той же мощности. Кроме того, он заменяет теплоноситель тяжелой воды в секции высокого давления каландрии на обычную «легкую» воду. Это значительно снижает количество необходимой тяжелой воды и стоимость контура теплоносителя первого контура. Тяжелая вода остается в секции низкого давления каландрии, где она практически статична и используется только в качестве замедлителя.
Устройства регулирования и безопасности реактивности расположены внутри замедлителя низкого давления. ACR также включает в себя характеристики конструкции CANDU, в том числе заправку на ходу топливом CANFLEX ; длительное время жизни мгновенных нейтронов ; малая реактивность; две быстрые, независимые системы аварийного отключения; и система аварийного охлаждения активной зоны.
Топливный пучок представляет собой вариант 43-элементной конструкции CANFLEX (CANFLEX-ACR). Использование НОУ-топлива с центральным элементом, поглощающим нейтроны, позволяет снизить коэффициент реактивности пустот теплоносителя до номинально небольшого отрицательного значения. Это также приводит к более высокому выгоранию по сравнению с традиционными конструкциями CANDU.
Системы безопасности
Конструкция ACR-1000 в настоящее время требует множества систем безопасности, большинство из которых являются эволюционными производными систем, используемых в конструкции реактора CANDU 6. Каждый ACR требует, чтобы SDS1 и SDS2 были подключены к сети и были полностью готовы к работе, прежде чем они смогут работать на любом уровне мощности. [3]
Система аварийного останова 1 (SDS1): SDS1 предназначена для быстрого и автоматического прекращения работы реактора. Поглощающие нейтроны стержни (стержни управления, которые останавливают ядерную цепную реакцию ) хранятся в изолированных каналах, расположенных непосредственно над корпусом реактора (каландрии), и управляются с помощью трехканальной логической схемы. Когда активируются любые 2 из 3 цепей (из-за определения необходимости аварийного отключения реактора), управляемые постоянным током муфты, удерживающие каждый управляющий стержень в положении хранения, обесточиваются. В результате каждый регулирующий стержень вставляется в каландрию, и тепловая мощность реактора снижается на 90% в течение 2 секунд.
Система аварийного останова 2 (SDS2): SDS2 также предназначена для быстрого и автоматического прекращения работы реактора. Раствор нитрата гадолиния (Gd (NO 3 ) 3 ), жидкость, поглощающая нейтроны, которая останавливает ядерную цепную реакцию, хранится внутри каналов, которые поступают в горизонтальные узлы сопел. Каждая форсунка имеет клапан с электронным управлением, каждый из которых управляется трехканальной логической схемой. Когда активируются любые 2 из 3 контуров контура (из-за определения необходимости аварийного отключения реактора), каждый из этих клапанов открывается, и через сопла вводится раствор Gd (NO 3 ) 3 для смешивания с жидкостью-замедлителем тяжелой воды в корпусе реактора (каландрии). В результате тепловая мощность реактора снижается на 90% за 2 секунды.
Резервная система водоснабжения (RWS): RWS состоит из резервуара для воды, расположенного на большой высоте в здании реактора. Это обеспечивает воду для использования в охлаждении ACR, в котором произошла авария с потерей теплоносителя (LOCA). RWS также может подавать аварийную воду (самотеком) в парогенераторы, систему замедлителя, систему охлаждения щита или систему теплопередачи любого ACR.
Система аварийного электроснабжения (EPS): Система EPS предназначена для обеспечения каждого блока ACR необходимой электроэнергией, необходимой для выполнения всех функций безопасности как в рабочих, так и в аварийных условиях. Он содержит сейсмически квалифицированные резервные резервные генераторы, батареи и распределительное устройство.
Система охлаждающей воды (CWS): CWS обеспечивает всю необходимую легкую воду (H 2 O), необходимую для выполнения всех функций, связанных с системой безопасности, как в рабочих, так и в аварийных условиях. Все части системы, связанные с безопасностью, имеют сейсмическую квалификацию и содержат избыточные секции. [ необходима цитата ]
Эксплуатационные расходы
ACR имеет плановый коэффициент использования мощности в течение всего срока службы более 93%. Это достигается за счет трехлетней плановой частоты отключений с плановой продолжительностью отключения 21 день и вынужденным отключением на 1,5% в год. Разделение квадрантов обеспечивает гибкость для оперативного обслуживания и управления отключениями. Высокая степень автоматизации тестирования систем безопасности также снижает затраты.
Перспективы
В 2007 году Брюс Пауэр рассмотрел вопрос о развертывании ACR в Западной Канаде как для выработки электроэнергии, так и для производства пара для обработки нефтеносных песков . В 2011 году Брюс Пауэр решил не продвигаться вперед с этим проектом. [4]
В 2008 году провинция Нью-Брансуик приняла предложение о проведении технико-экономического обоснования для ACR-1000 в Пойнт-Лепро . Это привело к официальному предложению команды Candu, состоящей из AECL, GE Canada , Hitachi Canada, Babcock & Wilcox Canada и SNC-Lavalin Nuclear, которая предложила использовать ACR-1000 мощностью 1085 МВт. Больше ничего из этого предложения не вышло. Позже оно было заменено заявкой в середине 2010 г., предложенной Areva, но эта заявка также не действовала. [2]
AECL рекламировала ACR-1000 как часть британского процесса типового проектирования, но в апреле 2008 года отказалась от этого предложения. Генеральный директор Хью МакДиармид заявил: «Мы очень твердо уверены в том, что наш лучший курс действий для обеспечения успеха ACR-1000 в глобальный рынок должен в первую очередь сосредоточиться на его создании здесь, у себя дома ». [5]
ACR-1000 был представлен как часть запроса предложений (RFP) Онтарио для установки Darlington B. В конце концов, AECL была единственной компанией, разместившей официальное предложение на двухреакторную установку ACR-1000. Предложения требовали, чтобы в планах учитывались все непредвиденные обстоятельства, связанные с перерасходом времени и бюджета. Итоговая ставка составила 26 миллиардов долларов на общую сумму 2400 МВт, или более 10 800 долларов за киловатт. Это было в три раза больше, чем ожидалось, и было названо «шокирующе высоким». Поскольку это было единственное предложение, Министерство энергетики и инфраструктуры решило отменить проект расширения в 2009 году [6].
В 2011 году, когда не осталось никаких перспектив продаж, канадское правительство продало реакторное подразделение AECL компании SNC-Lavalin . В 2014 году SNC объявила о партнерстве с Китайской национальной ядерной корпорацией (CNNC) для поддержки продаж и строительства существующих конструкций CANDU. Среди них - план Китая по использованию своих двух реакторов CANDU-6 в схеме рециркуляции под названием Advanced Fuel CANDU Reactor (AFCR). [7] [8]
Смотрите также
- Трубный реактор Каролина-Вирджиния - прототип тяжеловодного реактора, работающего на ~ 2% U235.
- Другие конструкции поколения III
- EPR
- AP1000
- ESBWR
- ABWR
- США-APWR
Рекомендации
- ^ "Реакторы CANDU - ACR-1000" . Архивировано из оригинала на 2013-08-01 . Проверено 24 марта 2013 .
- ^ а б «Атомная энергетика в Канаде» . Всемирная ядерная ассоциация . Сентябрь 2016 г.
- ↑ CANDU 6 - Системы безопасности - Специальные системы безопасности. Архивировано 27 сентября 2007 г., на Wayback Machine.
- ^ «Брюс Пауэр не будет реализовывать ядерный вариант в Альберте» . Брюс Пауэр . Архивировано из оригинального 27 июня 2013 года . Проверено 11 октября 2013 года .
- ^ Финерен, Дэниел (7 апреля 2008 г.). «Канадский AECL выходит из исследования ядерного реактора в Великобритании» . Рейтер .
- ^ Гамильтон, Тайлер (14 июля 2009 г.). «Цена в 26 миллиардов долларов убила ядерную заявку» . Торонто Стар .
- ^ Маротт, Бертран (22 сентября 2016 г.). «СНС-Лавалин заключает сделку по строительству ядерных реакторов в Китае» . Глобус и почта .
- ^ Хор-Лейси, Ян (11 ноября 2014 г.). «AFCR и топливный цикл Китая» . Мировые ядерные новости .
Внешние ссылки
- Канадская комиссия по ядерной безопасности
- Канадское ядерное общество
- Канадская ядерная ассоциация