Войти
Модель Toshiba ABWR.Дизайн ядерного реактора Продвинутый реактор с кипящей водой (ABWR ) представляет собой реактор с кипящей водой поколения III . ABWR в настоящее время предлагается GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) и Toshiba. ABWR генерирует электроэнергию, используя пар для питания турбины, соединенной с генератором; пар кипятится из воды с использованием тепла, выделяемого в результате реакций деления ядерного топлива. Блок Кашивадзаки-Карива 6 считается первым в мире реактором третьего поколения.
Реакторы с кипящей водой (BWR) - вторая по распространенности форма легководного реактора с конструкцией прямого цикла, в которой используется меньше крупных компонентов подачи пара, чем в реакторе с водой под давлением (PWR), который использует непрямой цикл. ABWR - это современный современный реактор с кипящей водой и первый полностью построенный реактор поколения III с несколькими готовыми и работающими реакторами. Первые реакторы были построены вовремя и в рамках бюджета в Японии, другие строились там и на Тайване. ABWR были заказаны в США, в том числе два реактора на площадке Южно-Техасского проекта (хотя проект в настоящее время остановлен). Сообщается, что и проекты на Тайване, и в США имеют завышенный бюджет.
Стандартный проект установки ABWR имеет чистую электрическую мощность около 1,35 ГВт, вырабатываемую за счет около 3926 МВт тепловой энергии.
Поперечное сечение проекта ABWR в Великобритании из железобетонного изоляционного сосуда (RCCV) 
Сосуд под давлением от ABWR. 1: Активная зона реактора 2: Управляющие стержни 3: Внутренний водяной насос 4: Трубопровод пара к турбогенератору 5: Поток охлаждающей воды в активную зону ABWR представляет собой эволюционный путь для семейства BWR с многочисленными изменениями и улучшениями по сравнению с предыдущими Проекты BWR.
Основные области улучшения включают:
RPV и ядерной Система подачи пара (NSSS) имеет значительные улучшения, такие как замена RIP, устранение обычных контуров внешних рециркуляционных трубопроводов и насосов в защитной оболочке, которые, в свою очередь, приводят в действие струйные насосы, создающие принудительный поток в корпусе реактора. RIP обеспечивают значительные улучшения, связанные с надежностью, производительностью и техническим обслуживанием, включая снижение профессионального радиационного облучения, связанного с действиями по локализации во время остановок технического обслуживания. Эти насосы приводятся в действие двигателями с мокрым ротором, корпуса которых соединены с нижней частью корпуса реактора, что исключает необходимость использования внешних рециркуляционных труб большого диаметра, которые являются возможными путями утечки. 10 внутренних рециркуляционных насосов расположены в нижней части области сливного стакана кольцевого пространства (то есть между кожухом активной зоны и внутренней поверхностью корпуса реактора). Следовательно, внутренние рециркуляционные насосы исключают все струйные насосы в корпусе реактора, все большие насосы и трубопроводы с внешним контуром рециркуляции, запорные клапаны и сопла большого диаметра, которые проходят через корпус реактора и необходимы для всасывания воды из корпуса реактора и возврата ее в корпус реактора.. Таким образом, такая конструкция снижает наихудшую утечку ниже области активной зоны до фактического эквивалента утечки диаметром 2 дюйма (51 мм). Традиционная линейка продуктов BWR3-BWR6 имеет аналогичную потенциальную утечку диаметром 24 или более дюймов. Основным преимуществом этой конструкции является то, что она значительно снижает пропускную способность, требуемую для САОЗ.
Первые реакторы, в которых использовались насосы внутренней рециркуляции, были спроектированы компанией ASEA-Atom (ныне Westinghouse Electric Company путем слияний и поглощений, которая принадлежит Toshiba ) и производства Швеции. Эти заводы очень успешно работают уже много лет.
Внутренние насосы снижают требуемую мощность откачки для того же потока примерно до половины, чем требуется для системы струйных насосов с внешними контурами рециркуляции. Таким образом, помимо повышения безопасности и затрат за счет отказа от трубопроводов, повышается общий тепловой КПД установки. Отсутствие внешнего рециркуляционного трубопровода также снижает профессиональное облучение персонала во время технического обслуживания.
Функциональной особенностью конструкции ABWR являются электрические точные приводы управляющих стержней, впервые использованные в BWR компании AEG (позже Kraftwerk Union AG, теперь AREVA ). Более старые модели BWR использовать гидравлическую систему блокировки для перемещения поршня регулирующих стержней с шагом шесть дюймов в. Конструкция электрического стержня управления точным перемещением значительно улучшает положительное фактическое положение стержня управления и аналогичным образом снижает риск аварии с приводом стержня управления до такой степени, что не требуется ограничитель скорости на основании крестообразных лопастей стержня управления.
GE-Hitachi, Hitachi-GE и Toshiba предлагают несколько другие версии ABWR.
В 1997 году GE-Hitachi US ABWR был разработан сертифицирован как окончательный проект в окончательной форме США Комиссия по ядерному регулированию, что означает, что его характеристики, эффективность, производительность и безопасность уже были проверены, что упрощает бюрократическую сборку по сравнению с несертифицированной конструкцией.
В 2013 году, после покупки. из Horizon Nuclear Power, Hitachi начали процесс общей оценки конструкции Hitachi-GE ABWR совместно с Управлением по ядерному регулированию Великобритании. Это было завершено в декабре 2017 года.
В июле 2016 года Toshiba отозвала продление сертификата проектирования в США для ABWR, поскольку «становится все более очевидным, что снижение цен на энергию в США не позволяет Toshiba ожидать дополнительных возможностей для строительных проектов ABWR. ".
ABWR имеет лицензию на работу в Японии, США и Тайване, хотя большинство строительных проектов было приостановлено или отложено.
Строительство ABWR на АЭС Лунгмен в Нью-Тайбэй, Тайвань.По состоянию на декабрь 2006 г. ABWR находились в эксплуатации в Японии: Кашивадзаки-Карива блоки 6 и 7, открытые в 1996 и 1997 годах, Хамаока блок 5, открытые в 2004 году и начавшие строительство в 2000 году, и Shika 2. коммерческие операции 15 марта 2006 г. Еще два частично построенных реактора находятся в Лунгмен на Тайване и еще один (АЭС Симанэ 3) в Японии. Работы на Лунгмене были остановлены в 2014 году. Работы на Симанэ были остановлены после землетрясения 2011 года
19 июня 2006 года NRG Energy подала письмо о намерениях в Комиссия по ядерному регулированию построит два реактора ABWR мощностью 1358 МВт на площадке Южно-Техасского проекта. 25 сентября 2007 г. NRG Energy и CPS Energy подали в NRC запрос на получение лицензии на строительство и эксплуатацию (COL) для этих станций. NRG Energy - коммерческий производитель, а CPS Energy - крупнейшая муниципальная коммунальная компания в стране. COL был утвержден NRC 9 февраля 2016 года. Из-за рыночных условий эти два запланированных блока могут никогда не быть построены, и у них не будет запланированной даты строительства.
Horizon Nuclear Power имел планы построить Hitachi-GE ABWR в Wylfa в Уэльсе и Oldbury в Англии. Оба проекта были приостановлены в марте 2012 года акционерами (RWE и E-ON ), чтобы выставить Horizon на продажу, и Hitachi станет новым собственник. «Приказ о согласии разработчиков» для Wylfa был принят в июне 2018 года, а в августе компания Bechtel была назначена руководителями проекта. Ожидается, что первый реактор будет запущен в середине 2020-х годов, а строительство в Олдбери должно начаться через несколько лет после этого. Однако 17 января 2019 года Horizon Nuclear Power объявила о приостановке обоих этих проектов по финансовым причинам.
По сравнению с сопоставимыми проектами, четыре ABWR в эксплуатации часто отключаются из-за технических проблем. Международное агентство по атомной энергии документирует это с помощью «коэффициента эксплуатации» (время подачи электроэнергии по отношению к общему времени с момента начала коммерческой эксплуатации). Первые две станции в Кашивадзаки-Карива (блоки 6 и 7) достигают эксплуатационных показателей общего срока службы 70%, что означает, что около 30% времени с момента ввода в эксплуатацию они не производили электричество. Например, в 2010 году Kashiwazaki-Kariwa 6 имела производственную мощность 80,9% и рабочую мощность 93% в 2011 году. Однако в 2008 году она не производила никакой энергии, поскольку установка была отключена для обслуживания и, следовательно, имела рабочий мощность 0% на этот год. В отличие от других современных атомных электростанций, таких как корейская OPR-1000 или немецкая Konvoi, рабочий коэффициент составляет около 90%.
Выходная мощность двух новых ABWR на электростанциях Хамаока и Шика пришлось снизить из-за технических проблем в секции электростанций паровые турбины. После дросселирования обеих электростанций время простоя у них по-прежнему увеличивается, а коэффициент эксплуатации за срок службы составляет менее 50%.
| Блок реактора | Полезная выходная мощность. (запланированная полезная выходная мощность) | Коммерческая эксплуатация. начало | Эксплуатационный коэффициент с начала ввода в эксплуатацию. по 2011 год |
|---|---|---|---|
| ХАМАОКА-5 | 1212 МВт (1325 МВт) | 18.01. 2005 | 46,7% |
| КАШИВАЗАКИ КАРИВА-6 | 1315 МВт | 07.11.1996 | 72% |
| КАШИВАЗАКИ КАРИВА-7 | 1315 МВт | 02.07.1996 | 68,5% |
| ШИКА-2 | 1108 МВт (1304 МВт) | 15.03.2006 | 47,1% |
| Название завода | Количество реакторов | Номинальная мощность | Местоположение | Оператор | Строительство начато | Год завершения (первая критичность) | Стоимость (долл. США) | Примечания |
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| АЭС Кашивадзаки-Карива | 2 | 1356 МВт | Кашивадзаки, Япония | TEPCO | 1992,1993 | 1996,1996 | Первые шаги После землетрясения 11 марта 2011 г. все перезапущенные блоки были остановлены, и проводятся работы по повышению безопасности. По состоянию на октябрь 2017 года ни один блок не был перезапущен, а наиболее ранняя предлагаемая дата перезапуска - апрель 2019 года (для реакторов 6 и 7, использующих ABWR). | |
| Атомная электростанция Шика | 1 | 1358 МВт | Шика, Япония | Hokuriku Electric Power Company | 2001 | 2005 | Станция в настоящее время не производит электроэнергию после ядерной катастрофы на Фукусима-дайити 2011 года. | |
| Атомная электростанция Хамаока | 1 | 1267 МВт | Омаэдзаки, Япония | Чуден | 2000 | 2005 | 14 мая 2011 года Хамаока 5 была остановлена просьба правительства Японии. | |
| АЭС Симанэ Реактор 3 | 1 | 1373 МВт | Мацуэ, Япония | Chugoku Electric Power Company | 2007 | Строительство приостановлено в 2011 году | ||
| Longmen Nuclear Power Станция | 2 | 1350 МВт | Городок Гунляо, Китайская Республика | Тайваньская энергетическая компания | 1997 | После 2017 года | 9,2 миллиарда долларов | Строительство остановлено в 2014 году |
| АЭС Хигасидори | 3 | 1385 МВт | Хигасидори, Япония | Tohoku Electric Power и TEPCO | Нет четких планов | |||
| Атомная электростанция Ома | 1 | 1383 МВт | Ома, Япония | J-Power | 2010 | После 2021 года | В декабре 2014 года компания J-Power подала заявку на проверку безопасности на атомной электростанции Ома, запуск которой запланирован на 2021 год. | |
| Проект Южного Техаса | 2 | 1358 МВт | Бэй-Сити, Техас, США | NRG Energy, TEPCO и CPS Energy | 14 миллиардов долларов | Лицензия выдана 2016 г., строительство в настоящее время не запланировано |
Несколько вариантов конструкции га Рассмотрены варианты с выходной мощностью от 600 до 1800 МВт. Наиболее развитым вариантом конструкции является ABWR-II, начатый в 1991 году, увеличенный ABWR мощностью 1718 МВт, предназначенный для повышения конкурентоспособности атомной энергетики в конце 2010-х годов. Ни один из этих проектов не был развернут.
Новые конструкции позволили снизить эксплуатационные расходы на 20%, капитальные затраты на 30% и сократить запланированный график строительства продолжительностью 30 месяцев. Конструкция позволит более гибко выбирать ядерное топливо.
