Войти
Вырезанный вид GE-Hitachi Nuclear Energy конструкция реактора экономичный упрощенный реактор с кипящей водой (ESBWR ) представляет собой пассивно безопасный реактор поколения III +, основанный на его предшественник, упрощенный реактор с кипящей водой (SBWR) и от усовершенствованного реактора с кипящей водой (ABWR). Все они разработаны GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) и основаны на предыдущих проектах Реактор с кипящей водой.
Пассивная Системы безопасности в ESBWR работают без использования каких-либо насосов, что обеспечивает повышенную безопасность, целостность и надежность конструкции при одновременном снижении общей стоимости реактора. Он также использует естественную циркуляцию для управления потоком теплоносителя в корпусе высокого давления реактора (КР); это приводит к меньшему количеству систем, нуждающихся в обслуживании, и исключает значительные повреждения 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 (образованного в результате ядерного распада) от реактора к бассейнам с водой вне защитной оболочки - изолирующая конденсаторная система, Система охлаждения с гравитационным приводом и система охлаждения с пассивной защитной оболочкой. 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 изоляционного 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 уровне 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, чтобы поддерживать уровень воды в активной зоне и отвод остаточного тепла из реактора путем вывода его за пределы защитной оболочки.
Если уровень воды внутри корпуса реактора под давлением падает до заданного уровня из-за потери запасов воды, в реакторе сбрасывается давление 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. В стандартизированном SBWR имеется 1132 пучка твэлов, а тепловая мощность составляет 4500 МВтт. Номинальная мощность составляет 1594 МВт брутто и 1535 МВт нетто, что дает общий КПД установки Карно примерно 35%.
In 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 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 в год (т.е. примерно раз в 60 миллионов лет).
ESBWR получил положительный отчет об оценке безопасности и окончательное утверждение проекта 9 марта 2011 г. 7 июня 2011 г. NRC завершил период общественного обсуждения. Окончательное правило было издано 16 сентября 2014 г. после того, как были решены две нерешенные проблемы с моделированием нагрузок на паровую сушилку GE-Hitachi.
В январе 2014 г. GE Hitachi заплатила 2,7 миллиона долларов для разрешения судебного иска, утверждая, что она подала ложные претензии в NRC по поводу проведенного им анализа паровой сушилки.
NRC предоставило разрешение в сентябре 2014 года. Однако в сентябре 2015 года NRC отозвала заявку на получение лицензии на строительство и эксплуатацию первая предложенная установка ESBWR на АЭС Гранд Галф по запросу владельца Entergy.
31 мая 2017 года Комиссия по ядерному регулированию объявила, что она разрешила выдачу комбинированной лицензии для АЭС Северная Анна блок 3.
Энергетический портал 
Портал ядерных технологий 