Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
Вид в разрезе конструкции ESBWR GE-Hitachi Nuclear Energy

Экономический упрощенный реактор с кипящей водой ( ESBWR ) представляет собой пассивно безопасное поколение III + реактор конструкция , полученная из его предшественника, упрощенный кипящий реактор (реактор типа SBWR) и от Advanced кипящого водяного реактора (ABWR). Все они разработаны GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) и основаны на предыдущих проектах реакторов с кипящей водой .

Система пассивной безопасности [ править ]

В пассивной ядерной безопасности системы в качестве ESBWR работать без использования каких - либо насосов, что создает повышенную безопасность конструкции, целостность и надежность, при одновременном снижении общей стоимости реактора. Он также использует естественную циркуляцию для управления потоком теплоносителя внутри корпуса реактора высокого давления (КР); это приводит к меньшему количеству систем, нуждающихся в обслуживании, и исключает значительные потери в 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.

Пассивные системы безопасности ESBWR включают в себя комбинацию из трех систем, которые обеспечивают эффективную передачу остаточного тепла (созданного в результате ядерного распада) от реактора к бассейнам с водой вне защитной оболочки - изолирующей конденсаторной системы, гравитационной системы охлаждения и пассивной локализации. Система охлаждения . Эти системы используют естественную циркуляцию, основанную на простых законах физики, для передачи остаточного тепла за пределы защитной оболочки при поддержании уровня воды внутри реактора, сохраняя ядерное топливо погруженным в воду и соответствующим образом охлажденным.

В случаях, когда граница давления теплоносителя реактора остается нетронутой, система изолирующего конденсатора (ICS) используется для отвода остаточного тепла из реактора и передачи его за пределы защитной оболочки. Система ICS представляет собой систему с замкнутым контуром, которая соединяет корпус реактора под давлением с теплообменником, расположенным на верхнем фасаде здания реактора. Пар покидает реактор через трубопровод ICS и направляется к теплообменникам ICS, которые погружены в большой бассейн. Пар конденсируется в теплообменниках, а более плотный конденсат затем стекает обратно в реактор, завершая цикл охлаждения. Охлаждающая жидкость реактора циркулирует по этому пути потока для обеспечения непрерывного охлаждения и добавления воды в активную зону реактора.

В случаях, когда граница давления теплоносителя реактора не остается неповрежденной и запасы воды в активной зоне теряются, система охлаждения с пассивной защитной оболочкой (PCCS) и система охлаждения с гравитационным приводом (GDCS) работают совместно 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 под давлением падает до заданного уровня из-за потери запасов воды, давление в реакторе сбрасывается, и запускается GDCS. Он состоит из больших бассейнов с водой внутри защитной оболочки, расположенных над реактором, которые соединены с корпусом реактора. Когда система GDCS запускается, сила тяжести заставляет воду течь из бассейнов в реактор. Размеры бассейнов обеспечивают достаточное количество воды для поддержания уровня воды выше верхней части ядерного топлива. После сброса давления в реакторе остаточное тепло передается в защитную оболочку, когда вода внутри реактора закипает и выходит из корпуса реактора в защитную оболочку в виде пара.

АСУ ТП 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 сосуд высокого давления реактора.

Теплообменники ICS и PCCS погружены в бассейн с водой, достаточно большой, чтобы обеспечить 72-часовой отвод остаточного тепла реактора. Бассейн сброшен в атмосферу и расположен за пределами защитной оболочки. Комбинация этих характеристик позволяет легко пополнять бассейн за счет источников воды низкого давления и установленных трубопроводов.

Активная зона реактора короче, чем в обычных установках BWR, чтобы уменьшить перепад давления над топливом, что обеспечивает естественную циркуляцию. Есть 1,132 пучков твэлов и тепловая мощность 4500 МВт в стандартизированном реакторе типа SBWR. [1] Номинальная мощность составляет 1594 МВт брутто и 1535 МВт нетто, что дает общий КПД станции Карно примерно 35%. [2]

В случае аварии ESBWR может оставаться в безопасном, стабильном состоянии в течение 72 часов без каких-либо действий оператора или даже без электроэнергии. Системы безопасности ESBWR предназначены для нормальной работы в случае отключения электроэнергии на станции, что препятствовало нормальному функционированию систем аварийного охлаждения активной зоны на АЭС « Фукусима-дайити» . Под резервуаром находится конструкция трубопровода, которая позволяет охлаждать активную зону во время любой очень серьезной аварии. Эти трубы облегчают охлаждение водой над и под расплавленной активной зоной. В окончательном отчете об оценке безопасности, принятом NRC, общая частота повреждения активной зоны составляет 1,65 * 10 -8 в год (т. Е. Примерно раз в 60 миллионов лет). [3]

Процесс проверки дизайна NRC [ править ]

ESBWR получил положительный отчет об оценке безопасности [4] и окончательное утверждение проекта [5] 9 марта 2011 года. 7 июня 2011 года NRC завершил период общественного обсуждения. [6] Окончательное правило было выпущено 16 сентября 2014 г. после решения двух нерешенных проблем, связанных с моделированием нагрузок на паровую сушилку GE-Hitachi. [7] [8]

В январе 2014 года GE Hitachi заплатила 2,7 миллиона долларов за урегулирование судебного иска, в котором утверждала, что она подала в NRC ложные заявления о своем анализе паровой сушилки. [9]

NRC предоставило одобрение в сентябре 2014 года. [10] Однако в сентябре 2015 года NRC отозвала заявку на получение комбинированной лицензии на строительство и эксплуатацию первого предложенного блока ESBWR на атомной генерирующей станции Grand Gulf по запросу владельца Entergy . [11]

31 мая 2017 года Комиссия по ядерному регулированию объявила, что санкционировала выдачу комбинированной лицензии для блока 3 атомной электростанции Северная Анна [12] [13]

См. Также [ править ]

  • Атомная энергия
  • Ядерная безопасность в США
  • Экономика атомных электростанций
  • Реактор III поколения
  • Европейский реактор под давлением
  • Программа «Атомная энергетика 2010»

Ссылки [ править ]

  1. ^ Fennern, Ларри Е. (15 сентября 2006). "Семинар ESBWR - Реактор, активная зона и нейтроника" (PDF) . GE Energy / Nuclear . Министерство энергетики США. Архивировано из оригинального (PDF) 14 ноября 2010 года . Проверено 14 марта 2012 .
  2. ^ «Сертификация выданного проекта - экономичный упрощенный реактор с кипящей водой (ESBWR)» . Комиссия по ядерному регулированию США. 19 февраля 2015 . Проверено 27 сентября 2015 .
  3. ^ "Заключительный отчет по оценке безопасности ESBWR" (PDF) . Комиссия по ядерному регулированию . Дата обращения 7 мая 2013 .
  4. ^ "Пакет ML103470210 - Заключительные главы ESBWR FSER" . Комиссия по ядерному регулированию . Проверено 14 марта 2012 .
  5. Джонсон, Майкл Р. (9 марта 2011 г.). «Окончательное одобрение проекта экономичного упрощенного реактора с кипящей водой» (PDF) . Министерство энергетики США . Проверено 14 марта 2012 .
  6. ^ «Период общественного обсуждения NRC заканчивается по заявке GE Hitachi Nuclear Energy на сертификацию реактора ESBWR» (пресс-релиз). Genewscenter.com. 23 июня 2011 года Архивировано из оригинала на 2012-03-24 . Проверено 14 марта 2012 .
  7. ^ «График проверки приложения ESBWR» . Комиссия по ядерному регулированию . 17 июля 2012 . Проверено 4 ноября 2012 .
  8. ^ "NRC сертифицирует новую конструкцию реактора GE-Hitachi" (PDF) . Комиссия по ядерному регулированию . 16 сентября 2014 . Проверено 16 сентября 2014 .
  9. ^ "США штрафуют ядерную установку GE Hitachi за дефектную конструкцию реактора" . Рейтер. 23 января 2014 . Проверено 24 января 2014 года .
  10. ^ http://www.world-nuclear-news.org/NN-Design-approval-for-the-ESBWR-1709201401.html
  11. ^ «US Entergy официально отказывается от приложения ESBWR» . Nuclear Engineering International. 24 сентября 2015 . Проверено 24 сентября 2015 года .
  12. ^ NRC выдаст Доминиону новую лицензию на реактор для участка Северная Анна | 31 мая, 2017
  13. ^ Электростанция Северная Анна, блок 3 | NRC.gov

Внешние ссылки [ править ]

  • Веб-сайт GE Energy ESBWR
  • Отчет о состоянии 100 - Экономичный реактор с кипящей водой (ESBWR) [ постоянная мертвая ссылка ] , ARIS, МАГАТЭ, 01-08-2011
  • Статья журнала POWER о ESBWR
  • Страница обзора NRC ESBWR
  • Вероятностная оценка риска ESBWR
  • Документ управления проектом ESBWR, ред. 10
  • Обзор конструкции опубликован в ANS Nuclear News (2006).