Экономичный упрощенный реактор с кипящей водой - Economic Simplified Boiling Water Reactor

Вид в разрезе GE-Hitachi Nuclear Energy конструкция реактора

В Экономичный упрощенный реактор с кипящей водой (ESBWR) это пассивно безопасный реактор поколения III + конструкция, заимствованная у его предшественника, упрощенного реактора с кипящей водой (SBWR), и Усовершенствованный реактор с кипящей водой (ABWR). Все они разработаны GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) и основаны на предыдущих Реактор кипящей воды конструкции.

Система пассивной безопасности

Пассивные системы безопасности в ESBWR работают без использования каких-либо насосов, что обеспечивает повышенную безопасность, целостность и надежность конструкции, одновременно снижая общую стоимость реактора. Он также использует естественную циркуляцию для управления потоком охлаждающей жидкости внутри корпус реактора (ДПЛА); 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 трех систем, которые обеспечивают эффективную передачу остаточного тепла (образовавшегося в результате ядерного распада) от реактора к бассейнам с водой вне защитной оболочки - Система изолирующего конденсатора, система охлаждения с гравитационным приводом и система охлаждения с пассивной защитной оболочкой. В этих системах используется естественная циркуляция, основанная на простых законах физики, для передачи тепла распада 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, тем самым обеспечивая естественную циркуляцию. Имеется 1132 пучка твэлов, тепловая мощность 4500 MWth в стандартизированном SBWR.[1] Номинальная мощность 1594 МВт брутто и 1535 МВт чистая, давая общее растение Эффективность 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 станции. 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 рассмотрения проекта NRC

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

В январе 2014 года GE Hitachi заплатила 2,7 миллиона долларов, чтобы разрешить судебный процесс, утверждая, что она подала в NRC ложные претензии по поводу проведенного ею анализа паровой сушилки.[9]

NRC предоставило одобрение в сентябре 2014 года.[10] Однако в сентябре 2015 года СРН отозвала Совместная лицензия на строительство и эксплуатацию заявка на первый предложенный блок ESBWR на Атомная генерирующая станция Гранд-Галф, по желанию собственника Entergy.[11]

31 мая 2017 г. Комиссия по ядерному регулированию объявила, что она санкционировала выдачу комбинированной лицензии для АЭС Северная Анна блок 3.[12] [13]

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ Феннерн, Ларри Э. (15 сентября 2006 г.). "Семинар ESBWR - Реактор, активная зона и нейтроника" (PDF). GE Energy / Nuclear. Министерство энергетики США. Архивировано из оригинал (PDF) на 2010-11-14. Получено 2012-03-14.
  2. ^ «Сертификат выданной конструкции - экономичный реактор с кипящей водой (ESBWR)». Комиссия по ядерному регулированию США. 19 февраля 2015 г.. Получено 2015-09-27.
  3. ^ «Заключительный отчет об оценке безопасности ESBWR» (PDF). Комиссия по ядерному регулированию. Получено 7 мая 2013.
  4. ^ «Пакет ML103470210 - Заключительные главы ESBWR FSER». Комиссия по ядерному регулированию. Получено 2012-03-14.
  5. ^ Джонсон, Майкл Р. (9 марта 2011 г.). «Окончательное одобрение проекта экономичного упрощенного реактора с кипящей водой» (PDF). Министерство энергетики США. Получено 2012-03-14.
  6. ^ «Период общественного обсуждения NRC заканчивается в связи с заявкой GE Hitachi Nuclear Energy на сертификацию реактора ESBWR» (Пресс-релиз). Genewscenter.com. 23 июня 2011. Архивировано с оригинал на 2012-03-24. Получено 2012-03-14.
  7. ^ «График рассмотрения заявки ESBWR». Комиссия по ядерному регулированию. 17 июля 2012 г.. Получено 2012-11-04.
  8. ^ «NRC сертифицирует новую конструкцию реактора GE-Hitachi» (PDF). Комиссия по ядерному регулированию. 16 сентября 2014 г.. Получено 2014-09-16.
  9. ^ «США штрафуют ядерную установку GE Hitachi за дефектную конструкцию реактора». Рейтер. 23 января 2014 г.. Получено 24 января 2014.
  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 г.. Получено 24 сентября 2015.
  12. ^ NRC выдаст компании Dominion лицензию на новый реактор для участка Северная Анна | 31 мая, 2017
  13. ^ Электростанция Северная Анна, блок 3 | NRC.gov

внешняя ссылка