Европейский реактор с водой под давлением (EPR)

AP1000

AP1000 — двухконтурный двухпетлевой водо-водяной ядерный реактор с водой под давлением (PWR/ВВЭР), электрической мощностью порядка 1,1 ГВт, разработанный компанией Westinghouse Electric Company. Широко использует системы пассивной безопасности. Это реактор поколения 3+.

В декабре 2005 — январе 2006 года комиссия США по ядерному регулированию (Nuclear Regulatory Commission, NRC) впервые сертифицировала проект реактора AP1000. Получение сертификата означает, что подрядчики для будущих американских АЭС могут получить лицензию «Combined Construction and Operating License», чтобы начать строительство. AP1000 стал первым реактором поколения III+, получившим сертификат NRC.

Представляет собой эволюционное развитие проекта реактора AP600 (600 МВт), представляя собой более мощную модель с примерно такими же размерами.

Авторы проекта заявляют, что реактор AP1000 является наиболее дешевым среди других проектов реакторов 3-го поколения, поскольку в нём широко используются существующие технологии. В конструкции также уменьшено количество компонентов, в том числе труб, кабелей и электроприводной арматуры. Стандартизация и лицензирование типа также должно помочь сократить сроки и стоимость строительства. По сравнению с конструкцией реакторов PWR 2-го поколения от Westinghouse, AP1000 имеет:^[8]

· на 50 % меньше клапанов, связанных с системами безопасности

· на 35 % меньше насосов

· на 80 % меньше трубопроводов, связанных с системами безопасности

· на 85 % меньше управляющих кабелей

· на 45 % меньший строительный объём

Также они заявляют, что AP1000 занимает меньшую площадь, чем большинство существующих PWR, использует примерно в пять раз меньше бетона и арматуры, чем предыдущие проекты.^[8]

При проектировании реактора и АЭС использовалась вероятностная оценка рисков. По заявлению NRC, АЭС, использующие AP1000, имеют на порядок более высокую безопасность, чем АЭС, изученные в NUREG-1150. Максимальная частота повреждения активной зоны для АЭС с блоками AP1000 оценивается в 5,09 × 10⁻⁷в год.

Отработанное топливо, полученное после кампании в AP1000, хранится как минимум 5-10 лет в пристанционном бассейне на территории АЭС.^[11] Затем оно может быть перемещено в надземные сухие контейнеры для хранения так же, как это делают в настоящее время при эксплуатации других американских ядерных реакторов.

В 2008 Китай начал строительство 4 блоков по проекту AP1000-2005 — по два на АЭС Саньмень и АЭС Хайян. Субподрядчиком выступает SNPTC (State Nuclear Power Technology Corporation).

NRC одобрила строительство нескольких реакторов AP1000 в США:

· Блоки 3 и 4 на АЭС Вогл (Vogtle), Огаста, штат Джорджия (декабрь 2011)

· Блоки 2 и 3 на АЭС В. С. Саммер (V.C.Summer), округ Fairfield, Южная Каролина (декабрь 2011)

АЭС "В.С.Саммер" для блоков №№2-3 станции. На них предполагается установить реакторы AP-1000. Заявка была удовлетворена в конце марта 2012 года.

Сроки пуска блоков №№2-3 АЭС "В.С.Саммер" - между 2017 и 2019 годами.

Корпус реактора представляет собой цилиндрический сосуд с полусферическим днищем и съемной полусферической крышкой. Корпус реактора около 12 м в высоту, внутренний диаметр напротив активной зоны 3,988 м. Поверхности, которые могут находиться под поверхностью воды в процессе эксплуатации и при перегрузке топлива плакированы слоем коррозионностойкой стали. Проектный срок службы корпуса реактора составляет 60 лет. В течение этого времени обеспечивается надежная работа всех элементов первого контура с учетом расчетного давления 17,1 МПа и 343 oC.

Проектная тепловая мощность активной зоны реактора типа АР1000 составляет 3400 МВт. Проектом предусмотрен топливный цикл длинной в 18 месяцев. Коэффициент использования проектной мощности за проектный срок службы энергоблока составляет 93%. Глубина выгорания топлива до 60 МВт?сут/кг U.

Активная зона состоит из 157 топливных сборок типа 17?17, высотой 4,3 м. Проектом обеспечивается как минимум 15% запас до кризиса теплообмена в активной зоне и очень высокий отрицательный коэффициент реактивности.

Активная зона разделена на три радиальных региона, которые отличаются различным обогащением U235 от 2,35 до 4,8%.

В проекте АР1000 применена двухпетлевая система охлаждения первого контура. Каждая из петель состоит из парогенератора, двух циркуляционных насосов, одной горячей и двух холодных ниток. Также проект системы первого контура включает в себя компенсатор давления, автоматическую систему сброса давления, трубопроводы, арматуру и измерительную аппаратуру, необходимую для эксплуатационного контроля и срабатывания систем безопасности.

При проектировании АР1000 было уделено большое внимание снижению влияния "человеческого фактора". Это достигается применением пассивного принципа срабатывания систем безопасности (в случае аварии не требуется вмешательство персонала в течение как минимум 72 часов), большого количества автоматических процедур и эргономического дизайна органов управления.

Система контроля и управления энергоблока проекта АР1000 полностью автоматизирована и выполнена в соответствии с принципом глубокоэшелонированной защиты и имеет следующие преимущества перед большинством действующих энергоблоков:

· большинство систем не относятся к системам безопасности – срабатывание систем безопасности основано на пассивном принципе;

· система энергоблока основана на микропроцессорной технологии;

· возможность введение в действие пассивных систем безопасности от ключа управления;

· компактный, современного дизайна блочный пульт управления.

Главной отличительной особенностью АР1000 является широкое использование в их проектах для аварийного охлаждения активной зоны и контайнмента пассивных систем и инженерных средств безопасности, выполнение которыми требуемых функций безопасности в период после срабатывания зависит только от действия естественных сил природы, таких как сила тяжести, естественная циркуляция, конвекция, испарение и конденсация. Пассивные системы безопасности в случае обесточивания обеспечивают охлаждение активной зоны и контейнмента на протяжении 72 часов без вмешательства со стороны оператора. Все потребности в электроснабжении систем, важных для безопасности, удовлетворяются за счет аккумуляторных батарей класса 1Е, что устраняет необходимость в источниках надежного электроснабжения на площадке АЭС и значительно снижает зависимость от внешнего энергоснабжения.

При проектировании реакторной установки АР1000 применялся подход многоуровневой защиты, в результате чего была получена чрезвычайно низкая вероятность разрушения активной зоны.

Дополнительно безопасность достигается за счет разнообразия функций, выполняемых пассивными системами безопасности. Например, в случае отказов всех теплообменников системы пассивного отвода остаточных тепловыделений (PRHR) остаточные тепловыделения отводятся благодаря действию пассивной системы охлаждения реактора (впрыск бора и автоматическое снижение давления (пассивный feed and bleed).

В АР1000 используются регулирующие стержни с пониженной реактивностью (так называемые "серые" стержни) для регулирования общей реактивности в течении топливной кампании без изменения концентрации бора. Использование "серых" стержней совместно с автоматической системой слежения за нагрузкой значительно упрощает конструкцию РУ благодаря исключению оборудования связанного с обработкой бора (таких как различные испарители, насосы, задвижки и т.д.).

Проект РУ АР1000 удовлетворяет требования регулирующих органов США и Европы в плане соответствия детерминистическим и вероятностным критериям безопасности с большим запасом.

В проекте использованы хорошо зарекомендовавшие себя и простые в обслуживании парогенераторы, циркуляционные насосы и турбогенераторная установка. Цифровая система диагностики и управления позволяет избежать непредусмотренных срабатываний аварийной защиты. Это позволяет снизить количество срабатываний аварийной защиты (менее чем 1 раз на год) и обеспечить стабильную и надежную работу энергоблока.

Учитывая вышесказанное, а также принимая во внимание малую длительность периодических планово-предупредительных ремонтов и перегрузки топлива (17 суток) и длительность топливного цикла от 18 до 24 месяцев, предполагаемый коэффициент использования проектной мощности за проектный срок службы энергоблока составит 93%.

Компоновка оборудования обеспечивает свободный доступ для обслуживания.

Проектный срок службы энергоблока составляет 60 лет.

МИНУСЫ

«Внутриконтейнментный водяной бак» по мысли разработчиков должен обеспечить отведение тепла от реактора в случае аварии через сложную систему труб, клапанов и теплообменников. По замыслу разработчиков, в случае расплавления активной зоны реактора вода из этого бака должна залить пространство вокруг реактора, тем самым охлаждая металлический корпус реактора.

Вестингауз предложил использовать не двойную, а одинарную стальную защитную оболочку (контайнмент), чтобы сделать её элементом системы пассивного теплоотвода. В случае аварии тепло реакторного помещения должно передаваться защитной оболочке, и далее уноситься в атмосферу за счёт естественной циркуляции воздуха. Если в момент аварии целостность однослойной защитной оболочки нарушается, то с потоками воздуха в окружающую среду будет выноситься не только тепло аварийного реактора, но и все находящиеся там радиоактивные вещества – получается «радиоактивная труба».

Европейский реактор с водой под давлением (EPR)

Проект EPR-1600 представляет собой эволюционное развитие проектов "Konvoi" и N4 и основывается на опыте эксплуатации 77 блоков во Франции и Германии. В списке задач, поставленных перед EPR, входит обеспечение примерно половины атомной генерации во Франции, начиная с 2035 года.
Срок службы EPR-1600 составляет 60 лет, электрическая мощность - 1650 МВт(эл.). Стоимость строительства блока с EPR-1600 (в версии от EdF) оценивается как 4 млрд евро в ценах 2008 года.
Выбор АЭС "Фламанвилль" как площадки для размещения первого во Франции блока с EPR-1600 был сделан в 2004 году.
В настоящее время, EdF выбрала четыре государства, где компания хотела бы построить блоки со своей версией EPR-1600:

Соединённое Королевство - здесь EdF и группа AREVA совместно подали заявку на лицензирование проекта EPR; планируется строительство 4 блоков с EPR, причём ввод первого намечен на 2017 год;
Соединённые Штаты - создано совместное предприятие между EdF и "Constellation Energy" для развития блоков с EPR, подана заявка на комбинированную лицензию для нового блока с EPR на АЭС "Калверт Клиффс";
Китай - создано СП с китайским (гуандунским) холдингом CGNPC для строительства двух блоков с EPR-1600 на новой АЭС "Тайшань";
Италия - заключено соглашение с ENEL о создании консорциума с распределением долей 50/50 о строительстве в Италии не менее 4 блоков с EPR-1600.

EPR – это модель, разработанная на основе французского N4 и немецкого KONVOI - разработок второго поколения, запущенных в эксплуатацию во Франции и Германии (Hainz 2004).

Целью, поставленной при разработке EPR, было усовершенствование уровня безопасности реактора (в частности, снижение вероятности возникновения аварии в 10 раз), снижения количества сложных аварий путем ограничения их влияния на собственное оборудование, а также уменьшение стоимости.

Однако по сравнению со своими предшественниками, реактор EPR имеет несколько особенностей, в которых снижается уровень безопасности:

· Размер реакторного здания был уменьшен за счет упрощения схемы аварийного охлаждения активной зоны.

· По сравнению с N4 тепловая мощность реактора была увеличена на 15% через изменение конструкции парогенераторов, позволяя основным насосам охлаждающего контура работать с более высокой мощностью.

· Система безопасности реактора EPR уступает KONVOI из-за менее совершенной системы аварийного охлаждения активной зоны.

Несколько других усовершенствований преподаются как повышающие уровень безопасности:

резервуар для хранения воды для дозаправки (IRWST) располагается в нижней части корпуса реактора. В случае аварии с потерей теплоносителя, он способен переключаться на режим безопасного впрыскивания. В этом случае можно избежать создания некоторых причин аварий. Однако вероятность достижения полной безопасности достаточно мала. Задачей «ловушки» в активной зоне реактора является предупреждение аварии с расплавлением активной зоны. Однако еще до того, как «ловушка» вступает в действие,

по нескольким причинам может произойти сильнейший взрыв, последствием которого будет разрушение части реактора. Кроме того, взрыв может произойти и позже, когда продукты расплавления активной зоны соприкоснутся с водой, предназначенной для охлаждения плавящейся активной зоны. Даже если этого не произойдет, остается неясным, как именно произойдет охлаждение расплавленной активной зоны, ведь на поверхности продукта плавления может застыть твердый слой, предотвращающий отвод

тепла.

Конструкция системы отвода тепла взята из N4. Она не допускает возникновения избыточного давления. Эта система должна оставаться работоспособной на протяжении длительного времени. Информация об авариях, произошедших с данной системой, недоступна.

Система предотвращения водородного взрыва за счет снижения концентрации водорода внутри защитной оболочки. Такие системы функционируют во многих реакторах западного дизайна с водой под давлением. Вероятно, они эффективны в снижении риска взрыва, но не могут исключить его полностью.

EPR оснащен цифровой инструментально-контрольной системой. Применение на практике данной системы сильно зависит от разработчика, поэтому достаточно сложно контролировать правильный ввод системы в эксплуатацию. Подобная система была установлена на АЭС Некар-1 типа PWR в 2001 году в Германии; система дала сбой и на протяжении некоторого времени аварийное отключение реактора было невозможно.

Цифровая система была также установлена на PWR АЭС Сайзвэл в Великобритании, при вводе АЭС в эксплуатацию, что в апреле 1998 г. привело к серьезному снижению эффективности защитной системы реактора.

Защитная система от авианалетов эквивалентна системе германской KONVOI и не достигаетнового, более высокого уровня безопасности. Несмотря на изменения, EPR повторяет все проблемы, присущие PWR второго поколения,

которые и до сих пор так и не решены. Согласно документам регулирующих органов Финляндии, в реакторах EPR в сборных фильтрах засоряются выходные отверстия, хотя патенты Французских экспертов утверждают, что это не является значимым фактором при сравнении имеющихся конструкций реакторов. Выходные отверстия были изучены финскими экспертами много лет назад, но и сейчас являются источником проблем для EPR (NUCWEEK 11_04).

В конечном счете, нет гарантии того, что уровень безопасности EPR по сравнению с реакторами N4 и KONVOI существенно выше; в частности, снижение вероятности расплавления активной зоны в 10 раз - не доказано. Более того, есть серьезные сомнения

эффективности «ловушки».

Что такое APR1400?

APR-1400 является усовершенствованным водо-водяным реактором с электрической мощность 1400 МВт разработанный в Корее. На основе собственных технологий и опыта проектирования, строительства, эксплуатации ректоров OPR1OOO, APR 1400 имеет повышенную безопасность, экономичность, а также удобен в эксплуатации и технического обслуживания.

Первичный контур

Дата добавления: 2015-10-30