Экономически упрощенный кипящий водо-водяной реактор: принципы работы и системы безопасности

Введение

Конструкция ядерного реактора

Экономичный упрощенный реактор с кипящей водой (ESBWR) – это пассивно безопасная конструкция реактора III+ поколения, разработанная на основе его предшественника, упрощенного реактора с кипящей водой (SBWR), и усовершенствованного реактора с кипящей водой (ABWR). Все они являются разработками компании GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) и основаны на более ранних проектах реакторов с кипящей водой.

Система пассивной безопасности

Системы пассивной ядерной 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 обеспечения потока теплоносителя в сосуде под давлением реактора (RPV); это приводит к уменьшению количества обслуживаемых систем и исключает серьезные аварии на BWR, такие как повреждения циркуляционных трубопроводов. Для этих систем не требуются циркуляционные насосы или связанные с ними трубопроводы, источники питания, теплообменники, приборы или системы управления. Системы пассивной безопасности ESBWR включают в себя комбинацию из трех систем, обеспечивающих эффективный отвод тепла распада (образующегося в результате ядерного распада) из реактора в бассейны воды за пределами защитной оболочки: систему изоляционного конденсатора, систему охлаждения под действием гравитации и систему пассивного охлаждения защитной оболочки. Эти системы используют естественную циркуляцию, основанную на простых законах физики, для передачи тепла распада за пределы защитной оболочки, поддерживая при этом уровень воды внутри реактора и обеспечивая погружение ядерного топлива в воду для его адекватного охлаждения. В случае сохранения целостности контура теплоносителя реактора используется система изоляционного конденсатора (ICS) для отвода тепла распада из реактора и передачи его за пределы защитной оболочки. Система ICS представляет собой замкнутый контур, соединяющий сосуд под давлением реактора с теплообменником, расположенным в верхней части здания реактора. Пар покидает реактор по трубопроводам ICS и поступает в теплообменники ICS, погруженные в большой бассейн. В теплообменниках происходит конденсация пара, а более плотный конденсат затем возвращается в реактор для завершения цикла охлаждения. Теплоноситель реактора циркулирует по этому пути для обеспечения непрерывного охлаждения и добавления воды в активную зону реактора. В случае нарушения целостности контура теплоносителя реактора и потери запаса воды в активной зоне совместно работают пассивная система охлаждения защитной оболочки (PCCS) и система охлаждения под действием гравитации (GDCS) для поддержания уровня воды в активной зоне и отвода тепла распада из реактора, передавая его за пределы защитной оболочки. Если уровень воды внутри сосуда под давлением реактора снижается до заданного значения из-за потери запаса воды, реактор депрессуризируется и запускается GDCS. Она состоит из больших бассейнов воды внутри защитной оболочки, расположенных над реактором и соединенных с сосудом под давлением реактора. При запуске системы GDCS сила тяжести заставляет воду течь из бассейнов в реактор. Объем бассейнов достаточен для поддержания уровня воды выше верхней границы ядерного топлива. После депрессуризации реактора тепло распада передается в защитную оболочку, когда вода внутри реактора закипает и выходит из сосуда под давлением реактора в защитную оболочку в виде пара. PCCS состоит из набора теплообменников, расположенных в верхней части здания реактора. Пар из реактора поднимается через защитную оболочку к теплообменникам PCCS, где происходит его конденсация. Конденсат затем стекает из теплообменников PCCS обратно в бассейны GDCS, где цикл завершается и вода возвращается в сосуд под давлением реактора. Теплообменники ICS и PCCS погружены в бассейн с водой, достаточный для обеспечения 72-часового отвода тепла распада реактора. Бассейн вентилируется в атмосферу и расположен за пределами защитной оболочки. Такая конструкция позволяет легко пополнять бассейн водой из источников с низким давлением и установленных трубопроводов. Активная зона реактора короче, чем в традиционных установках BWR, для снижения перепада давления на топливе, что обеспечивает естественную циркуляцию. В стандартизированном SBWR имеется 1132 топливных сборки, а тепловая мощность составляет 4500 МВт. Номинальная выходная мощность составляет 1594 МВт брутто и 1535 МВт нетто, что обеспечивает общую эффективность установки Карно около 35%. В случае аварии ESBWR может оставаться в безопасном и стабильном состоянии в течение 72 часов без вмешательства оператора или даже электропитания. Системы безопасности ESBWR рассчитаны на нормальную работу в условиях полной потери электроснабжения, что привело к неисправности систем аварийного охлаждения активной зоны на АЭС Фукусима-Даичи. Под сосудом расположен трубопроводный каркас (уловитель расплава), обеспечивающий охлаждение активной зоны при любой тяжелой аварии. Эти трубопроводы обеспечивают охлаждение над и под расплавленной активной зоной водой. В окончательном отчете по оценке безопасности, принятом NRC, указана общая частота повреждения активной зоны 1,65 * 10−8 в год (т.е. примерно раз в 60 миллионов лет). Подобно ABWR, защитная оболочка инертна азотом перед началом эксплуатации для предотвращения пожаров и может быть деинертна после остановки реактора для проведения технического обслуживания. Поскольку этот BWR не может управляться регулированием расхода, из-за отсутствия циркуляционных насосов, он может управляться температурой питательной воды, поступающей в реактор.

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.

Процесс рассмотрения проекта NRC

9 марта 2011 года ESBWR получил положительное заключение по оценке безопасности и окончательное одобрение проекта. 7 июня 2011 года NRC завершила период приема публичных комментариев. Окончательное правило было опубликовано 16 сентября 2014 года после решения двух оставшихся проблем, связанных с моделированием нагрузок на пароотделитель, выполненным GE Hitachi. В январе 2014 года GE Hitachi выплатила 2,7 миллиона долларов для урегулирования иска, утверждавшего, что компания предоставила NRC ложные сведения относительно анализа пароотделителя. NRC выдало одобрение проекта в сентябре 2014 года.

Разрешения на строительство и эксплуатацию

Однако в сентябре 2015 года по запросу владельца Entergy, NRC отозвал заявку на получение комбинированной лицензии на строительство и эксплуатацию первого предлагаемого энергоблока ESBWR на АЭС Гранд-Гальф. 31 мая 2017 года Комиссия по ядерному регулированию объявила об авторизации выдачи комбинированной лицензии для 3-го энергоблока АЭС Северная Анна.