Усовершенствованный реактор CANDU

Усовершенствованный реактор CANDU ( ACR ), или ACR-1000 , представлял собой поколения III+ проект ядерного реактора , разработанный компанией Atomic Energy of Canada Limited (AECL). Он объединил в себе характеристики существующих CANDU тяжеловодных реакторов под давлением (PHWR) с характеристиками легководных реакторов с водой под давлением (PWR). От CANDU был взят тяжеловодный замедлитель, который придал конструкции улучшенную нейтронную экономику , позволившую сжигать различные виды топлива. Он заменил контур охлаждения тяжелой воды на контур, содержащий обычную легкую воду, что позволило снизить затраты. Название относится к ее проектной мощности в классе 1000 МВт с базовой мощностью около 1200 МВт. ^{[ 1 ]}

ACR-1000 был представлен как более дешевый вариант по сравнению с более крупной версией разрабатываемого базового CANDU, CANDU 9. ACR был немного больше, но дешевле в сборке и эксплуатации. Обратной стороной было то, что он не обладал той гибкостью топлива, которую предлагала первоначальная конструкция CANDU, и больше не мог работать на чистом необогащенном уране. Это была небольшая цена, учитывая низкую стоимость услуг по обогащению и топлива в целом.

AECL подала заявку на ACR-1000 по нескольким предложениям по всему миру, но не выиграла ни одного конкурса. Последним серьезным предложением было расширение Дарлингтонской атомной электростанции с двумя реакторами , но этот проект был отменен в 2009 году, когда цена, по оценкам, в три раза превышала сумму, заложенную правительством. Не имея других перспектив продаж, в 2011 году подразделение по проектированию реакторов AECL было продано компании SNC-Lavalin для обслуживания существующего парка CANDU. Разработка ACR завершилась. ^{[ 2 ]}

Дизайн

ОПИУМ

В оригинальной конструкции CANDU тяжелая вода использовалась как замедлитель нейтронов , так и теплоноситель для первого контура охлаждения. Считалось, что эта конструкция приведет к снижению общих эксплуатационных затрат благодаря способности использовать природный уран в качестве топлива, устраняя необходимость в обогащении. В то время считалось, что к 1980-м годам в эксплуатации будут находиться сотни, а возможно, и тысячи ядерных реакторов, и в этом случае стоимость обогащения станет значительной.

Кроме того, в конструкции использовались как герметичные, так и негерметичные секции, последняя, известная как «каландрия», которая, как считалось, снизит затраты на строительство по сравнению с конструкциями, в которых использовались сердечники под высоким давлением. В отличие от типичных легководных конструкций, CANDU не требовал ни одного большого сосуда под давлением, который был одной из наиболее сложных частей других конструкций. Эта конструкция также позволяла дозаправляться топливом во время работы, улучшая коэффициент мощности , ключевой показатель общей производительности.

Однако использование природного урана также означало, что ядро было гораздо менее плотным по сравнению с другими конструкциями и в целом намного больше. Ожидалось, что эти дополнительные затраты будут компенсированы меньшими капитальными затратами по другим статьям, а также меньшими эксплуатационными расходами. Ключевым компромиссом была стоимость топлива в эпоху, когда обогащенное урановое топливо было ограниченным и дорогим, и ожидалось, что его цена значительно вырастет к 1980-м годам.

На практике эти преимущества не оправдались. Ожидаемые высокие затраты на топливо так и не оправдались; когда строительство реакторов остановилось на уровне около 200 единиц по всему миру вместо ожидаемых тысяч, затраты на топливо оставались стабильными, поскольку существовало достаточно возможностей по обогащению для количества используемого топлива. Это поставило CANDU в неожиданное положение, когда он продавал себя, прежде всего, из-за отсутствия необходимости в обогащении и возможности того, что это представляет меньший риск распространения ядерного оружия .

ACR

ACR решает проблему высоких капитальных затрат на конструкцию CANDU, главным образом, за счет использования топлива из низкообогащенного урана (НОУ). Это позволяет построить активную зону реактора намного компактнее, примерно вдвое меньше, чем у CANDU той же мощности. Дополнительно он заменяет тяжелый водный теплоноситель в секции высокого давления каландрии на обычную «легкую» воду. Это значительно снижает количество необходимой тяжелой воды и стоимость первого контура теплоносителя. Тяжелая вода остается в секции низкого давления каландрии, где она по существу статична и используется только в качестве замедлителя.

Устройства регулирования реактивности и безопасности расположены внутри замедлителя низкого давления. ACR также включает в себя характеристики конструкции CANDU, включая дозаправку топливом CANFLEX при включении двигателя ; длительное время жизни мгновенных нейтронов ; малая задержка реактивности; две быстрые, независимые системы безопасного отключения; и система аварийного охлаждения активной зоны.

Топливный пучок представляет собой вариант 43-элементной конструкции CANFLEX (CANFLEX-ACR). Использование НОУ-топлива с центральным элементом, поглощающим нейтроны, позволяет снизить коэффициент реактивности пустот теплоносителя до номинально небольшого отрицательного значения. Это также приводит к более высокому выгоранию по сравнению с традиционными конструкциями CANDU.

Системы безопасности

Конструкция ACR-1000 в настоящее время требует наличия множества систем безопасности, большинство из которых являются эволюционными производными систем, используемых в конструкции реактора CANDU 6. Для каждого ACR требуется, чтобы SDS1 и SDS2 были онлайн и полностью работоспособны, прежде чем они смогут работать на любом уровне мощности. ^{[ 3 ]}

Система аварийного отключения 1 (SDS1): SDS1 предназначен для быстрого и автоматического прекращения работы реактора. Стержни-поглотители нейтронов (стержни управления, останавливающие цепную ядерную реакцию ) хранятся внутри изолированных каналов, расположенных непосредственно над корпусом реактора (каландрий), и управляются посредством трехканальной логической схемы. При срабатывании любых 2-х из 3-х контуров цепи (в связи с необходимостью аварийного отключения реактора) муфты постоянного тока, удерживающие каждый стержень управления в положении хранения, обесточиваются. В результате каждый стержень управления вставляется в каландрию, и тепловая мощность реактора снижается на 90% в течение 2 секунд.

Система аварийного отключения 2 (SDS2): SDS2 также предназначен для быстрого и автоматического прекращения работы реактора. Раствор нитрата гадолиния (Gd(NO ₃ ) ₃ ), поглощающая нейтроны жидкость, останавливающая цепную ядерную реакцию, хранится внутри каналов, подающих в узлы горизонтальных сопел. Каждая форсунка имеет клапан с электронным управлением, все из которых управляются трехканальной логической схемой. При активации любых 2 из 3 контуров (в связи с необходимостью аварийного отключения реактора) каждый из этих клапанов открывается и через сопла впрыскивается раствор Gd(NO ₃ ) ₃ для смешивания с тяжеловодным замедлителем. в корпусе реактора (каландрии). В результате тепловая мощность реактора снижается на 90% за 2 секунды.

Резервная водная система (ЗВС): RWS состоит из резервуара для воды, расположенного на большой высоте в здании реактора. Это обеспечивает воду для использования в охлаждении ACR, который пострадал от аварии с потерей охлаждающей жидкости (LOCA). RWS также может подавать аварийную воду (самотеком) в парогенераторы, систему замедлителя, систему охлаждения щитов или систему теплопередачи любого ACR.

Система аварийного электроснабжения (САЭ): Система EPS предназначена для обеспечения каждого блока ACR необходимой электрической мощностью, необходимой для выполнения всех функций безопасности как в рабочих, так и в аварийных условиях. Он содержит сейсмостойкие резервные резервные генераторы, батареи и распределительное распределительное устройство.

Система охлаждающей воды (КСВ): CWS обеспечивает всю необходимую легкую воду (H ₂ O), необходимую для выполнения всех функций, связанных с системой безопасности, как в рабочих, так и в аварийных условиях. Все части системы, связанные с безопасностью, сейсмостойки и содержат резервные подразделения. ^{[ нужна ссылка ]}

Эксплуатационные расходы

ACR имеет запланированный коэффициент использования мощности более 93%. Это достигается за счет трехлетней плановой частоты отключений с плановой продолжительностью 21 день и вынужденным отключением 1,5% в год. Разделение квадрантов обеспечивает гибкость оперативного обслуживания и управления простоями. Высокая степень автоматизации тестирования систем безопасности также снижает затраты.

Заброшенность

Брюс Пауэр рассматривал возможность использования ACR в 2007 году в Западной Канаде как для выработки электроэнергии, так и для выработки пара, который будет использоваться при переработке нефтеносных песков . В 2011 году Брюс Пауэр решил не продолжать этот проект. ^{[ 4 ]}

В 2008 году провинция Нью-Брансуик приняла предложение о технико-экономическом обосновании строительства ACR-1000 в Пойнт-Лепро . Это привело к официальному предложению со стороны команды Candu, состоящей из AECL, GE Canada , Hitachi Canada, Babcock & Wilcox Canada и SNC-Lavalin Nuclear, которая предложила использовать ACR-1000 мощностью 1085 МВт. Из этой заявки больше ничего не вышло. Позже оно было заменено предложением Areva в середине 2010 года, срок действия которого также истек. ^{[ 2 ]}

Компания AECL продвигала ACR-1000 как часть процесса общего проектирования в Великобритании, но отказалась от нее в апреле 2008 года. Цитируется, что генеральный директор Хью МакДиармид заявил: «Мы твердо убеждены, что наш лучший курс действий — обеспечить успех ACR-1000 в глобальный рынок должен сосредоточиться в первую очередь на его создании здесь, дома». ^{[ 5 ]}

ACR-1000 был представлен в рамках запроса предложений (RFP) Онтарио на установку Дарлингтон B. В конечном итоге AECL оказалась единственной компанией, подавшей официальную заявку на постройку двухреакторной установки ACR-1000. В предложениях требовалось, чтобы в планах были учтены все непредвиденные обстоятельства, связанные с перерасходом времени и бюджета. В результате предложение составило 26 миллиардов долларов на общую мощность 2400 МВт, или более 10 800 долларов за киловатт. Это было в три раза больше, чем ожидалось, и было названо «шокирующе высоким». Поскольку это была единственная заявка, Министерство энергетики и инфраструктуры решило отменить проект расширения в 2009 году. ^{[ 6 ]}

В 2011 году, не имея перспектив продаж, правительство Канады продало реакторное подразделение AECL компании SNC-Lavalin . В 2014 году SNC объявила о партнерстве с Китайской национальной ядерной корпорацией (CNNC) для поддержки продаж и строительства существующих проектов CANDU. Среди них был план использования двух реакторов CANDU-6 в схеме переработки под названием Advanced Fuel CANDU Reactor (AFCR). ^{[ 7 ]}^{[ 8 ]} Однако этим планам не суждено было осуществиться. Впоследствии SNC и CNNC объявили о сотрудничестве в области тяжеловодного реактора, также основанного на устаревшей технологии CANDU и не имеющего отношения к усовершенствованному тяжеловодному реактору, разрабатываемому в Индии. ^{[ 9 ]}

См. также

Трубчатый реактор Каролинас-Вирджиния - прототип тяжеловодного реактора с топливом ~ 2% U235.
Другие конструкции поколения III
- ЭПР
- АП1000
- ЭСБВОР
- ABWR
- США-APWR

Ссылки

^ «Реакторы CANDU – ACR-1000» . Архивировано из оригинала 1 августа 2013 г. Проверено 24 марта 2013 г.
^ Jump up to: ^а ^б «Атомная энергетика в Канаде» . Всемирная ядерная ассоциация . Сентябрь 2016.
^ CANDU 6 - Системы безопасности - Специальные системы безопасности. Архивировано 27 сентября 2007 г., в Wayback Machine.
^ «Брюс Пауэр не будет рассматривать ядерный вариант в Альберте» . Брюс Пауэр . Архивировано из оригинала 27 июня 2013 года . Проверено 11 октября 2013 г.
^ Финерен, Дэниел (7 апреля 2008 г.). «Канадская компания AECL выходит из исследования ядерного реактора в Великобритании» . Рейтер .
^ Гамильтон, Тайлер (14 июля 2009 г.). «Стоимость 26 миллиардов долларов положила конец ядерной заявке» . Торонто Стар .
^ Маротт, Бертран (22 сентября 2016 г.). «SNC-Lavalin заключила сделку по строительству ядерных реакторов в Китае» . Глобус и почта .
^ Хор-Лейси, Ян (11 ноября 2014 г.). «AFCR и топливный цикл Китая» . Мировые ядерные новости .
^ «SNC-Lavalin заключила контракт с China National Nuclear Power на предпроектные работы по предлагаемому проекту нового строительства двухблочного усовершенствованного тяжеловодного реактора в Китае» . 2019-12-02.

Внешние ссылки

[1] «Реакторы CANDU – ACR-1000» . Архивировано из оригинала 1 августа 2013 г. Проверено 24 марта 2013 г.

[world-2] Jump up to: ^а ^б «Атомная энергетика в Канаде» . Всемирная ядерная ассоциация . Сентябрь 2016.

[3] CANDU 6 - Системы безопасности - Специальные системы безопасности. Архивировано 27 сентября 2007 г., в Wayback Machine.

[4] «Брюс Пауэр не будет рассматривать ядерный вариант в Альберте» . Брюс Пауэр . Архивировано из оригинала 27 июня 2013 года . Проверено 11 октября 2013 г.

[5] Финерен, Дэниел (7 апреля 2008 г.). «Канадская компания AECL выходит из исследования ядерного реактора в Великобритании» . Рейтер .

[6] Гамильтон, Тайлер (14 июля 2009 г.). «Стоимость 26 миллиардов долларов положила конец ядерной заявке» . Торонто Стар .

[7] Маротт, Бертран (22 сентября 2016 г.). «SNC-Lavalin заключила сделку по строительству ядерных реакторов в Китае» . Глобус и почта .

[8] Хор-Лейси, Ян (11 ноября 2014 г.). «AFCR и топливный цикл Китая» . Мировые ядерные новости .

[9] «SNC-Lavalin заключила контракт с China National Nuclear Power на предпроектные работы по предлагаемому проекту нового строительства двухблочного усовершенствованного тяжеловодного реактора в Китае» . 2019-12-02.

[ 1 ]

[ 2 ]

[ 3 ]

[ 4 ]

[ 5 ]

[ 6 ]

[ 7 ]

[ 8 ]

[ 9 ]