Ядролық реактордың ESBWR дизайны және қауіпсіздік жүйелері

Кіріспе

Ядролық реактордың конструкциясы

Экономикалық оңайлатылған қайнау су реакторы (ESBWR) – бұл пассивті қауіпсіздікпен жабдықталған III+ буын реактор, ол оның алдыңғы түрі – оңайлатылған қайнау су реакторы (SBWR) және озық қайнау су реакторы (ABWR) негізінде жасалған. Олардың барлығы GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) компаниясының жобалары болып табылады және бұрынғы қайнау су реакторларының конструкцияларына негізделген.

Пассивті қауіпсіздік жүйесі

ESBWR-дегі пассивті ядролық қауіпсіздік жүйелері ешқандай сорғыларды пайдаланбай жұмыс істейді, бұл жобаның қауіпсіздігін, тұтастығын және сенімділігін арттырады, сонымен бірге реактордың жалпы құнын азайтады. Сонымен қатар, ол реактордың қысым ыдысы (RPV) ішіндегі салқындатқыш сұйықтықтың ағынын басқару үшін табиғи циркуляцияны қолданады; бұл реакторды күтіп-ұстау үшін аз жүйелерге әкеледі және қайта айналым желісінің үзілуі сияқты BWR-ге маңызды салдарлардың алдын алады. Бұл жүйелерге циркуляциялық сорғылар немесе оған байланысты құбырлар, қуат көздері, жылу алмастырғыштар, аспаптар немесе басқару құралдары қажет емес. ESBWR-дің пассивті қауіпсіздік жүйелері реактордан оқшаулау конденсаторы жүйесіне, гравитациямен басқарылатын салқындату жүйесіне және пассивті оқшаулау салқындату жүйесіне бөлінген ыдырау жылуын (ядролық ыдыраудан пайда болған) реактордан оқшаулаудан тыс су тоғандарына тиімді түрде беруге мүмкіндік беретін үш жүйенің комбинациясын қамтиды. Бұл жүйелер физиканың қарапайым заңдарына негізделген табиғи циркуляцияны пайдаланады, ондағы ыдырау жылуын оқшаулаудан тыс жерге көшіреді, ал реактордың ішінде су деңгейін сақтайды, ядролық отынды суға батырып, жеткілікті суытады. Реакторды салқындату сұйығының қысым шектері сақталған жағдайда, оқшаулау конденсаторы жүйесі (ICS) реактордан ыдырау жылуын алып тастау және оны оқшаулаудан тыс жерге ауыстыру үшін қолданылады. ICS жүйесі - реактордың қысым ыдысын реактор ғимаратының жоғарғы бөлігінде орналасқан жылу алмастырғышымен байланыстыратын жабық циклдік жүйе. Бу реактордан ICS құбырлары арқылы шығып, ICS жылу алмастырғыштарына жетеді, олар үлкен бассейнге батырады. Бу жылу алмастырғыштарда конденсацияланады, содан кейін тығыз конденсат реакторға төмен қарай ағып, салқындату циклін аяқтайды. Реакторды салқындатушы сұйықтық осы ағынды жолмен үздіксіз салқындатуды қамтамасыз ету және реактор өзегіне су қосу үшін цикл арқылы өткізіледі. Реакторды салқындату сұйығының қысым шектері сақталмаған және ядродағы су қоры жоғалып жатқан жағдайларда, Пассивті оқшаулау салқындату жүйесі (PCCS) және гравитациямен жұмыс істейтін салқындату жүйесі (GDCS) ядродағы су деңгейін ұстап тұру үшін бірлесіп жұмыс істейді және оны оқшаулаудан тыс жерге көшіру арқылы реактордан ыдыраған жылуды алып тастайды. Егер реактордың қысым ыдысы ішіндегі су деңгейі алдын ала белгіленген деңгейге дейін төмендесе, судың жоғалуынан реактор қысымдылығы төмендейді және GDCS іске қосылады. Ол реактордың үстіне орналасқан, реактордың қысым ыдысына қосылған, ішкі бөліктегі судың үлкен тоғандарынан тұрады. GDCS жүйесі іске қосылғанда, тартылыс күші суды бассейндерден реакторға ағып түсуге мәжбүрлейді. Су қоймалары ядролық отынның үстіңгі бөлігінен жоғары деңгейде ұстауға жеткілікті мөлшерде суды қамтамасыз ету үшін өлшенген. PCCS реактор ғимаратының жоғарғы бөлігінде орналасқан жылу алмастырғыштар жиынтығынан тұрады. Реактордан шыққан бу ыдыс конденсацияланатын ПККС жылу алмастырғыштарына барады. Конденсат PCCS жылу алмастырғыштарынан GDCS бассейндеріне ағып, циклды аяқтап, реактордың қысым ыдысына қайта ағылады. ICS және PCCS жылу алмастырғыштары 72 сағат реактордың ыдырау жылуды жою қабілетін қамтамасыз етуге жеткілікті көлемдегі су тоғанына батырылады. Бассейн атмосфераға желдетіледі және қоршаудың сыртында орналасқан. Бұл мүмкіндіктердің бірігіп, бассейнді төмен қысымдағы су көздерімен және орнатылған құбырлармен оңай толтыруға болады. Реактордың өзегі отынның үстіндегі қысымның төмендеуін азайту үшін, әдеттегі BWR қондырғыларына қарағанда қысқа, осылайша табиғи циркуляцияға мүмкіндік береді. Стандартталған SBWR-де 1132 отын таяқшасы бар және жылу қуаты 4500 МВт-қа тең. Номиналды қуат көлемі 1594 МВт-ға дейін және 1535 МВт-ға дейін, бұл жалпы зауыттың Карно тиімділігі шамамен 35% құрайды. Апат болған жағдайда, ESBWR 72 сағат бойы оператордың әрекеті немесе тіпті электр қуатысыз қауіпсіз, тұрақты күйде бола алады. ESBWR қауіпсіздік жүйелері станциялардың тоқ түсіп қалуы жағдайында қалыпты жұмыс істеуге арналған, бұл Фукусима Дайичи АЭС-індегі авариялық өзекті салқындату жүйелерінің дұрыс жұмыс істеуіне кедергі келтірді. Кеме астындағы құбырлар құрылымы (орталық ұстағыш) өте ауыр апат кезінде өзекті салқындатуға мүмкіндік береді. Бұл құбырлар сумен құйылған өзектің үстінен және астынан салқындатуды жеңілдетеді. ҰҚК қабылдаған қауіпсіздікті бағалаудың қорытынды есебінде ядроның бүліну жиілігі жылына 1.65 * 10−8 (яғни, шамамен 60 миллион жыл сайын) құрайды. ABWR сияқты, оқшаулау азотпен толтырылады, өрттерді болдырмау үшін, ал реактор тоқтатылғаннан кейін техникалық қызмет көрсету үшін азотты алып тастауға болады. Бұл BWR ағын жылдамдығын басқару арқылы басқарыла алмайтындықтан, оны реакторға кіретін судың температурасымен басқаруға болады.

The passive nuclear safety systems in an ESBWR operate without using any pumps, which creates increased design safety, integrity, and reliability, while simultaneously reducing overall reactor cost. It also uses natural circulation to drive coolant flow within the reactor pressure vessel (RPV); this results in fewer systems to maintain, and precludes significant BWR casualties such as recirculation line breaks. There are no circulation pumps or associated piping, power supplies, heat exchangers, instrumentation, or controls needed for these systems. ESBWR's passive safety systems include a combination of three systems that allow for the efficient transfer of decay heat (created from nuclear decay) from the reactor to pools of water outside containmentthe Isolation Condenser System, the Gravity Driven Cooling System, and the Passive Containment Cooling System. These systems utilize natural circulation based on simple laws of physics to transfer the decay heat outside containment while maintaining water levels inside the reactor, keeping the nuclear fuel submerged in water and adequately cooled. In events where the reactor coolant pressure boundary remains intact, the Isolation Condenser System (ICS) is used to remove decay heat from the reactor and transfer it outside containment. The ICS system is a closed loop system that connects the reactor pressure vessel to a heat exchanger located in the upper elevation of the reactor building. Steam leaves the reactor through the ICS piping and travels to the ICS heat exchangers which are submerged in a large pool. The steam is condensed in the heat exchangers and the denser condensate then flows back down to the reactor to complete the cooling loop. Reactor coolant is cycled through this flow path to provide continuous cooling and to add water to the reactor core. In cases where the reactor coolant pressure boundary does not remain intact and water inventory in the core is being lost, the Passive Containment Cooling System (PCCS) and Gravity Driven Cooling System (GDCS) work in concert to maintain the water level in the core and remove decay heat from the reactor by transferring it outside containment. If the water level inside the reactor pressure vessel drops to a predetermined level, due to the loss of water inventory, the reactor is depressurized and the GDCS is initiated. It consists of large pools of water inside containment located above the reactor that are connected to the reactor pressure vessel. When the GDCS system is initiated, gravity forces water to flow from the pools into the reactor. The pools are sized to provide sufficient amounts of water to maintain the water at a level above the top of the nuclear fuel. After the reactor has been depressurized, the decay heat is transferred to the containment as water inside the reactor boils and exits the reactor pressure vessel into the containment in the form of steam. The PCCS consists of a set of heat exchangers located in the upper portion of the reactor building. The steam from the reactor rises through the containment to the PCCS heat exchangers where the steam is condensed. The condensate then drains from the PCCS heat exchangers back to the GDCS pools where it completes the cycle and drains back to the reactor pressure vessel. Both the ICS and PCCS heat exchangers are submerged in a pool of water large enough to provide 72 hours of reactor decay heat removal capability. The pool is vented to the atmosphere and is located outside of the containment. The combination of these features allows the pool to be refilled easily with low pressure water sources and installed piping. The reactor core is shorter than in conventional BWR plants to reduce the pressure drop over the fuel, thereby enabling natural circulation. There are 1,132 fuel rod bundles and the thermal power is 4,500 MWth in the standardized SBWR. The nominal output is rated at 1594 MWe gross and 1535 MWe net, yielding an overall plant Carnot efficiency of approximately 35%. In case of an accident, the ESBWR can remain in a safe, stable state for 72 hours without any operator action or even electrical power. ESBWR safety systems are designed to operate normally in the event of station blackout, which prevented proper functioning of the emergency core cooling systems at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. Below the vessel, there is a piping structure (core catcher) that allows for cooling of the core during any very severe accident. These pipes facilitate cooling above and below the molten core with water. The final safety evaluation report accepted by the NRC reports an overall core damage frequency of 1.65 * 10−8 per year (i. e., roughly once every 60 million years). Similarly to the ABWR, The containment is inerted with nitrogen before operation to prevent fires, and can be deinerted after reactor shutdown for maintenance. As this BWR can not be controlled using flow rate control as it lacks recirculation pumps, it can instead be controlled with the temperature of the feedwater entering the reactor.

ҰҚК жобалауды қарау процесі

2011 жылғы 9 наурызда ESBWR қауіпсіздік туралы оң бағалау есебі мен соңғы жоба мақұлдауы алынды. 2011 жылғы 7 маусымда NRC халықтың пікір білдіру кезеңін аяқтады. GE Hitachi-дің буды құрғату құрылғысына түсетін жүктемелерді модельдеудегі екі мәселе шешілгеннен кейін 2014 жылғы 16 қыркүйекте соңғы қағида жарияланды. 2014 жылғы қаңтарда GE Hitachi компаниясы буды құрғату құрылғысын талдау туралы NRC-ге жалған мәлімдеме жасады деген айып бойынша сотқа 2,7 миллион доллар төледі. NRC 2014 жылғы қыркүйекте жобаға мақұлдау берді.

Құрылыс және пайдалану лицензиясы

Алайда, 2015 жылдың қыркүйегінде Entergy иесінің өтініші бойынша NRC Grand Gulf атом электр станциясындағы алғашқы ұсынылған ESBWR блогы үшін біріктірілген құрылыс және пайдалану лицензиясына берілген өтінішті кері қайтарып алды. 2017 жылдың 31 мамырында Ядролық реттеу комиссиясы Солтүстік Анна атом электр станциясының 3-ші бөліміне біріктірілген лицензия беруге уәкілдік бергенін мәлімдеді.