Реактор с кипящей водой

Реактор с кипящей водой ( BWR ) — это тип легководного ядерного реактора, используемого для выработки электроэнергии. Это второй по распространенности тип ядерного реактора, производящего электроэнергию, после реактора с водой под давлением (PWR), который также является типом легководного ядерного реактора.

Основное различие между BWR и PWR заключается в том, что в BWR активная зона реактора нагревает воду, которая превращается в пар, а затем приводит в движение паровую турбину. В PWR активная зона реактора нагревает воду, которая не кипит. Эта горячая вода затем обменивается теплом с системой более низкого давления, которая превращает воду в пар, который приводит в движение турбину.

BWR был разработан Аргоннской национальной лабораторией и компанией General Electric (GE) в середине 1950-х годов. Основным нынешним производителем является компания GE Hitachi Nuclear Energy , которая специализируется на проектировании и строительстве реакторов этого типа.

Обзор

Анимация BWR с градирнями .

Реактор с кипящей водой использует деминерализованную воду в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов . В результате ядерного деления в активной зоне реактора выделяется тепло, в результате чего охлаждающая вода закипает, образуя пар. Пар непосредственно используется для привода турбины , после чего охлаждается в конденсаторе и снова превращается в жидкую воду. Затем эта вода возвращается в активную зону реактора, завершая цикл. Охлаждающая вода поддерживается на уровне около 75 атм (7,6 МПа , 1000–1100 фунтов на квадратный дюйм ), так что она кипит в активной зоне при температуре около 285 ° C (550 ° F). (PWR) не допускается значительное кипение Для сравнения, в реакторе с водой под давлением из-за высокого давления, поддерживаемого в его первом контуре - примерно 158 атм (16 МПа, 2300 фунтов на квадратный дюйм). По оценкам, частота повреждения активной зоны реактора составляет от 10 ⁻⁴ и 10 ⁻⁷ (т.е. одна авария с повреждением активной зоны на каждые 10 000–10 000 000 реакторо-лет). ^{[ 1 ]}

Компоненты

Конденсат и питательная вода

Пар, выходящий из турбины , поступает в конденсаторы, расположенные под турбинами низкого давления, где пар охлаждается и возвращается в жидкое состояние (конденсат). Затем конденсат прокачивается через подогреватели питательной воды , которые повышают ее температуру за счет отбора пара из различных ступеней турбины. Питательная вода из подогревателей питательной воды поступает в корпус реактора (RPV) через сопла высоко на корпусе, значительно выше верхней части тепловыделяющих сборок (эти топливные сборки составляют «активную зону»), но ниже уровня воды.

Питательная вода поступает в сливную или кольцевую зону и соединяется с водой, выходящей из сепараторов влаги. Питательная вода переохлаждает насыщенную воду из влагоотделителей. Теперь эта вода стекает по сливной трубе или затрубному пространству, которое отделено от активной зоны высоким кожухом. Затем вода проходит либо через струйные насосы, либо через внутренние рециркуляционные насосы, которые обеспечивают дополнительную мощность перекачки (гидравлический напор). Теперь вода поворачивается на 180 градусов и движется вверх через нижнюю пластину активной зоны в активную зону, где топливные элементы нагревают воду. Вода, выходящая из топливных каналов у верхней направляющей, насыщена паром с качеством около 15%. Типичный поток активной зоны может составлять 45 000 000 кг/ч (100 000 000 фунтов/ч) при расходе пара 6 500 000 кг/ч (14 500 000 фунтов/ч). Однако среднее содержание пустот в активной зоне представляет собой значительно более высокую долю (~ 40%). Значения такого рода можно найти в общедоступных технических спецификациях каждого предприятия, итоговом отчете по анализу безопасности или отчете об основных эксплуатационных пределах.

Нагрев активной зоны создает тепловую напор, который помогает рециркуляционным насосам рециркулировать воду внутри корпуса реактора. BWR может быть спроектирован без рециркуляционных насосов и полностью полагаться на термоголовку для рециркуляции воды внутри корпуса реактора. Однако напор принудительной рециркуляции от рециркуляционных насосов очень полезен при контроле мощности и позволяет достичь более высоких уровней мощности, которые в противном случае были бы невозможны. Уровень тепловой мощности легко изменить, просто увеличивая или уменьшая поток принудительной рециркуляции через циркуляционные насосы.

Двухфазная жидкость (вода и пар) над активной зоной поступает в зону райзера, которая представляет собой верхнюю область, находящуюся внутри кожуха. Высота этой области может быть увеличена для увеличения напора нагнетания тепловой естественной рециркуляции. В верхней части стояка находится влагоотделитель. За счет закручивания двухфазного потока в циклонных сепараторах пар отделяется и поднимается вверх по направлению к паровой сушилке, в то время как вода остается позади и вытекает горизонтально в зону сливного стакана или кольцевого пространства. В зоне сливного стакана или затрубного пространства он соединяется с потоком питательной воды, и цикл повторяется.

Насыщенный пар, поднимающийся над сепаратором, осушается шевронной сушилкой. «Влажный» пар проходит извилистый путь, по которому капли воды замедляются и направляются в зону сливного стакана или кольцевого пространства. Затем «сухой» пар выходит из корпуса реактора через четыре главных паропровода и поступает в турбину.

Системы управления

Управление мощностью реактора осуществляется двумя способами: путем введения или извлечения стержней управления (регулирующих лопаток) и путем изменения расхода воды через активную зону реактора .

Расположение (извлечение или вставка) регулирующих стержней является обычным методом управления мощностью при запуске BWR. По мере извлечения регулирующих стержней поглощение нейтронов в управляющем материале уменьшается, а в топливе увеличивается, поэтому мощность реактора увеличивается. По мере введения регулирующих стержней поглощение нейтронов увеличивается в управляющем материале и уменьшается в топливе, поэтому мощность реактора снижается. В отличие от PWR, в BWR стержни управления ( пластины из карбида бора ) вставляются снизу, чтобы обеспечить более равномерное распределение мощности: в верхней части плотность воды ниже из-за образования пара, что затрудняет замедление нейтронов. менее эффективен и вероятность деления ниже. При нормальной работе стержни управления используются только для поддержания равномерного распределения мощности в реакторе и компенсации расхода топлива, а управление мощностью осуществляется за счет потока воды (см. ниже). ^{[ 2 ]} В некоторых ранних BWR и предлагаемых конструкциях ESBWR (Economic Simplified BWR производства General Electric Hitachi) используется только естественная циркуляция с расположением регулирующего стержня для управления мощностью от нуля до 100%, поскольку они не имеют систем рециркуляции реактора.

Изменение (увеличение или уменьшение) расхода воды через активную зону является нормальным и удобным способом управления мощностью примерно от 30% до 100% мощности реактора. При работе на так называемой «100%-ной штанговой линии» мощность можно изменять примерно от 30% до 100% номинальной мощности путем изменения расхода системы рециркуляции реактора путем изменения скорости рециркуляционных насосов или модулирующих клапанов регулирования расхода. По мере увеличения потока воды через активную зону пузырьки пара («пустоты») быстрее удаляются из активной зоны, количество жидкой воды в активной зоне увеличивается, замедление нейтронов увеличивается, большее количество нейтронов замедляется и поглощается топливом. и мощность реактора увеличивается. Поскольку поток воды через активную зону уменьшается, паровые пустоты остаются дольше в активной зоне, количество жидкой воды в активной зоне уменьшается, замедление нейтронов уменьшается, меньшее количество нейтронов замедляется настолько, что они могут быть поглощены топливом, и мощность реактора снижается. ^{[ 3 ]} Таким образом, BWR имеет отрицательный коэффициент пустотности .

Давление реактора в BWR контролируется главной турбиной или главными перепускными клапанами пара. В отличие от PWR, где потребность турбины в паре устанавливается вручную операторами, в BWR клапаны турбины будут модулироваться для поддержания давления в реакторе на заданном уровне. В этом режиме управления мощность турбины будет автоматически соответствовать изменениям мощности реактора. Когда турбина отключена или отключается, главные перепускные/сливные клапаны пара открываются и направляют пар непосредственно в конденсатор. Эти перепускные клапаны будут автоматически или вручную регулироваться по мере необходимости для поддержания давления в реакторе и контроля скорости нагрева и охлаждения реактора, пока пропаривание все еще продолжается.

Уровень воды в реакторе контролируется основной системой питательной воды. Питательная вода будет автоматически контролировать уровень воды в реакторе от мощности примерно от 0,5% до 100%. В условиях низкой мощности контроллер питательной воды действует как простой ПИД-регулятор, отслеживая уровень воды в реакторе. В условиях высокой мощности контроллер переводится в режим управления «Трехэлементный», где контроллер смотрит текущий уровень воды в реакторе, а также количество поступающей воды и количество пара, выходящего из реактора. Используя скорость впрыска воды и пара, система управления питательной водой может быстро предвидеть отклонения уровня воды и реагировать на поддержание уровня воды в пределах нескольких дюймов от заданного значения. Если один из двух насосов питательной воды выйдет из строя во время работы, система питательной воды даст команду системе рециркуляции быстро уменьшить поток активной зоны, эффективно снижая мощность реактора со 100% до 50% за несколько секунд. На этом уровне мощности один насос питательной воды может поддерживать уровень воды в активной зоне. Если вся питательная вода будет потеряна, реактор выйдет из строя, и для восстановления уровня воды в реакторе будет использована система аварийного охлаждения активной зоны.

Паровые турбины

Пар, образующийся в активной зоне реактора, проходит через паросепараторы и сушильные пластины над активной зоной, а затем непосредственно в турбину , которая является частью контура реактора. Поскольку вода вокруг активной зоны реактора всегда загрязнена следами радионуклидов из-за захвата нейтронов из воды, во время нормальной работы турбину необходимо экранировать, а во время технического обслуживания необходимо обеспечивать радиологическую защиту. Увеличение затрат, связанных с эксплуатацией и техническим обслуживанием BWR, как правило, уравновешивает экономию благодаря более простой конструкции и более высокому тепловому КПД BWR по сравнению с PWR. Большая часть радиоактивности в воде очень недолговечна (в основном N-16, с периодом полураспада 7 секунд ), поэтому в машинный зал можно войти вскоре после остановки реактора.

В паровых турбинах BWR используется турбина высокого давления, предназначенная для работы с насыщенным паром, и несколько турбин низкого давления. Турбина высокого давления получает пар непосредственно из реактора. Выхлоп турбины высокого давления проходит через паровой подогреватель, который перегревает пар до температуры более 400 градусов по Фаренгейту для использования турбинами низкого давления. Выхлоп турбин низкого давления направляется в главный конденсатор. Паровые подогреватели забирают часть пара турбины и используют его в качестве источника тепла для подогрева того, что выходит из выхлопных газов турбины высокого давления. Хотя промежуточные перегреватели забирают пар из турбины, конечным результатом является то, что промежуточные перегреватели улучшают термодинамический КПД электростанции.

Активная зона реактора

Современная тепловыделяющая сборка BWR состоит из от 74 до 100 топливных стержней находится примерно до 800 сборок , а в активной зоне реактора , вмещающих примерно 140 коротких тонн низкообогащенного урана . Количество тепловыделяющих сборок в конкретном реакторе зависит от желаемой выходной мощности реактора, размера активной зоны реактора и плотности мощности реактора.

Системы безопасности

Современный реактор имеет множество систем безопасности , разработанных с учетом философии глубокоэшелонированной защиты , которая представляет собой философию проектирования, которая интегрирована на протяжении всего строительства и ввода в эксплуатацию .

BWR похож на реактор с водой под давлением (PWR) в том, что реактор будет продолжать производить тепло даже после прекращения реакций деления, что может сделать возможным повреждение активной зоны. Это тепло образуется в результате радиоактивного распада продуктов деления и материалов, активированных поглощением нейтронов . BWR содержат несколько систем безопасности для охлаждения активной зоны после аварийного останова.

Системы заправки

Топливные стержни реактора иногда заменяют путем перемещения их из корпуса реактора в бассейн отработавшего топлива. Типичный топливный цикл длится 18–24 месяца, при этом около трети ТВС заменяется во время остановки дозаправки. Оставшиеся топливные сборки перемещаются в новые места активной зоны, чтобы максимизировать эффективность и мощность, вырабатываемую в следующем топливном цикле.

Поскольку они горячие как радиоактивно, так и термически, это делается с помощью кранов и под водой. По этой причине на типичных установках бассейны хранения отработавшего топлива располагаются над реактором. Они защищены водой, в несколько раз превышающей их высоту, и хранятся в жестких массивах, в которых их геометрия контролируется во избежание критичности. Во время ядерной катастрофы на Фукусиме-дайити это стало проблематичным, поскольку вода была потеряна (поскольку она была нагрета отработавшим топливом) из одного или нескольких бассейнов отработавшего топлива, и землетрясение могло изменить геометрию. Тот факт, что оболочка твэлов изготовлена из циркониевого сплава, также был проблематичным, поскольку этот элемент может реагировать с паром при температуре выше 1500 К (1230 ° C) с образованием водорода. ^{[ 4 ]}^{[ 5 ]} который может воспламениться от кислорода воздуха. Обычно топливные стержни в реакторе и бассейнах отработавшего топлива держат достаточно охлажденными, поэтому это не вызывает беспокойства, а оболочка остается неповрежденной в течение всего срока службы стержня.

Эволюция

Ранние концепции

Концепция BWR была разработана несколько позже, чем концепция PWR. Разработка BWR началась в начале 1950-х годов и была результатом сотрудничества General Electric (GE) и нескольких национальных лабораторий США.

Исследования в области ядерной энергетики в США проводились тремя военными службами. Военно-морской флот, увидев возможность превратить подводные лодки в полноценные подводные аппараты и корабли, которые могли бы путешествовать по всему миру без дозаправки, направил своего инженера, капитана Хаймана Риковера, для реализации своей ядерно-энергетической программы. Риковер выбрал вариант PWR для ВМФ, поскольку первые исследователи в области ядерной энергетики опасались, что прямое производство пара внутри реактора вызовет нестабильность, хотя они знали, что использование воды под давлением определенно будет работать как средство теплопередача. Эта обеспокоенность привела к тому, что первые исследования в области ядерной энергетики в США были посвящены PWR, который хорошо подходил для военно-морских кораблей (особенно подводных лодок), поскольку пространство было в дефиците, а PWR можно было сделать компактным и достаточно мощным, чтобы помещаются в такие сосуды.

Но другие исследователи хотели выяснить, действительно ли предполагаемая нестабильность, вызванная кипящей водой в активной зоне реактора, может вызвать нестабильность. На ранних стадиях разработки реактора небольшая группа инженеров случайно увеличила уровень мощности экспериментального реактора до такой степени, что вода быстро закипела. Это остановило реактор, что указывает на его полезное свойство самозамедления в чрезвычайных ситуациях. В частности, Сэмюэл Унтермайер II , исследователь Аргоннской национальной лаборатории , предложил и курировал серию экспериментов: эксперименты BORAX — чтобы увидеть, реактор с кипящей водой можно ли использовать для производства энергии. Он обнаружил, что после того, как его реакторы подверглись весьма напряженным испытаниям, это доказало принципы безопасности BWR. ^{[ 6 ]}

После этой серии испытаний компания GE подключилась к сотрудничеству с Аргоннской национальной лабораторией. ^{[ 7 ]} вывести эту технологию на рынок. Крупномасштабные испытания проводились в конце 1950-х / начале / середине 1960-х годов, в ходе которых лишь частично использовался непосредственно вырабатываемый (первичный) пар системы ядерного котла для питания турбины и были встроены теплообменники для производства вторичного пара для привода отдельных частей турбин. . В литературе не указано, почему это произошло, но на серийных моделях BWR это было устранено.

Первая серия производства

Эскиз типичной защитной оболочки BWR Mark I в разрезе

Browns Ferry Строящиеся сухой и мокрый колодцы 1 Unit, BWR / 4 с защитной оболочкой Mark I. На переднем плане — крышка сухого колодца или первичной защитной оболочки (PCV).

В первом поколении промышленных кипящих реакторов наблюдалось постепенное развитие уникальных и отличительных особенностей BWR: тора (используемого для гашения пара в случае переходного процесса, требующего гашения пара), а также сухого блока, исключения теплообменника, паровой сушилки, своеобразной генеральной планировки реакторного здания, унификации систем управления и безопасности реактора. Первая , General Electric ( GE серия серийных BWR ), развивалась в течение 6 итеративных этапов проектирования, каждый из которых назывался от BWR/1 до BWR/6. (BWR/4, BWR/5 и BWR/6 являются наиболее распространенными типами, эксплуатируемыми сегодня.) Подавляющее большинство BWR, находящихся в эксплуатации во всем мире, относятся к одной из этих стадий проектирования.

BWR 1-го поколения: BWR/1 с Mark I. защитной оболочкой
BWR 2-го поколения: BWR/2, BWR/3 и некоторые BWR/4 с защитной оболочкой Mark I. Другие BWR/4 и BWR/5 с защитной оболочкой Mark-II.
BWR 3-го поколения: BWR/6 с защитной оболочкой Mark-III.

Варианты защитной оболочки были построены с использованием бетона или стали для первичной защитной оболочки, сухого и влажного колодца в различных комбинациях. ^{[ 8 ]}

Помимо разработок GE, были и другие разработки ABB (Asea-Atom), MITSU, Toshiba и KWU (Kraftwerk Union). См. Список реакторов с кипящей водой .

Усовершенствованный реактор с кипящей водой

Новая конструкция BWR известна как усовершенствованный реактор с кипящей водой (ABWR). ABWR был разработан в конце 1980-х — начале 1990-х годов и до сих пор совершенствуется. В конструкции ABWR использованы передовые технологии, в том числе компьютерное управление, автоматизация установки, удаление, перемещение и установка регулирующих стержней, внутризонная накачка и ядерная безопасность, что обеспечивает улучшения по сравнению с исходной серией серийных BWR с высокой выходной мощностью ( 1350 МВт на реактор), а также существенно снижена вероятность повреждения активной зоны. Самое главное, что ABWR представлял собой полностью стандартизированную конструкцию, которую можно было изготавливать для серийного производства. ^{[ 9 ]}

ABWR был одобрен Комиссией по ядерному регулированию США для производства в качестве стандартизированной конструкции в начале 1990-х годов. Впоследствии в Японии было построено множество ABWR. Одним из событий, вызванных успехом ABWR в Японии, является то, что подразделение ядерной энергетики General Electric объединилось с подразделением ядерной энергетики Hitachi Corporation, образовав GE Hitachi Nuclear Energy , которая в настоящее время является основным мировым разработчиком конструкции BWR.

Упрощенный реактор с кипящей водой - не лицензирован.

Параллельно с разработкой ABWR компания General Electric также разработала другую концепцию, известную как упрощенный реактор с кипящей водой (SBWR). Этот меньший по размеру электрический реактор мощностью 600 мегаватт был примечателен тем, что впервые был встроен в легководный реактор. ^{[ нужна ссылка ]}— принципов проектирования « пассивной безопасности ». Концепция пассивной безопасности означает, что реактор, вместо того, чтобы требовать вмешательства активных систем, таких как аварийные нагнетательные насосы, для поддержания реактора в пределах безопасности, вместо этого был спроектирован так, чтобы возвращаться в безопасное состояние исключительно за счет действия естественных сил, если возникла нештатная ситуация, связанная с безопасностью.

Например, если реактор станет слишком горячим, это приведет к срабатыванию системы, которая высвободит растворимые поглотители нейтронов (обычно растворы борированных материалов или раствор буры ) или материалы, которые сильно затрудняют цепную реакцию, поглощая нейтроны, в реактор. активная зона реактора. Резервуар, содержащий растворимые поглотители нейтронов, будет расположен над реактором, и поглотительный раствор после запуска системы потечет в активную зону под действием силы тяжести и приведет к почти полной остановке реакции. Другим примером была система изолирующего конденсатора , которая основывалась на принципе подъема горячей воды/пара для подачи горячего теплоносителя в большие теплообменники, расположенные над реактором в очень глубоких резервуарах с водой, тем самым обеспечивая отвод остаточного тепла. Еще одним примером было отсутствие рециркуляционных насосов в активной зоне; эти насосы использовались в других конструкциях BWR для поддержания движения охлаждающей воды; они были дорогими, их трудно было отремонтировать, и иногда они могли выйти из строя; В целях повышения надежности в ABWR было включено не менее 10 таких рециркуляционных насосов, так что даже в случае выхода из строя нескольких из них достаточное количество останется работоспособным, так что внеплановый останов не потребуется, и насосы можно будет отремонтировать в течение следующего перерыв в заправке. Вместо этого дизайнеры В упрощенном реакторе с кипящей водой для проектирования активной зоны реактора использовался термический анализ таким образом, чтобы естественная циркуляция (холодная вода опускалась, горячая вода поднималась) доставляла воду в центр активной зоны для кипячения.

Конечным результатом применения средств пассивной безопасности SBWR будет реактор, который не потребует вмешательства человека в случае серьезной непредвиденной ситуации безопасности в течение как минимум 48 часов после возникновения непредвиденной ситуации безопасности; следовательно, потребуется лишь периодическое пополнение резервуаров охлаждающей воды, расположенных полностью за пределами реактора, изолированных от системы охлаждения и предназначенных для удаления отработанного тепла реактора путем испарения. упрощенный реактор с кипящей водой. Представлен ^{[ когда? ]} США в Комиссию по ядерному регулированию , однако оно было отозвано. ^{[ когда? ]} до одобрения; тем не менее, эта концепция оставалась интригующей для дизайнеров General Electric и послужила основой будущих разработок. ^{[ нужна ссылка ]}

Экономичный упрощенный реактор с кипящей водой

В период, начиная с конца 1990-х годов, инженеры GE предложили объединить особенности конструкции усовершенствованного реактора с кипящей водой с отличительными характеристиками безопасности упрощенной конструкции реактора с кипящей водой, а также увеличить полученную конструкцию до большей мощности - 1600 МВт. (4500 МВттепл.). Проект экономичного упрощенного реактора с кипящей водой (ESBWR) был представлен Комиссии по ядерному регулированию США на утверждение в апреле 2005 года, а сертификация конструкции была предоставлена NRC в сентябре 2014 года. ^{[ 10 ]}

Сообщается, что эта конструкция рекламируется как имеющая вероятность повреждения активной зоны всего 3×10. ⁻⁸ случаев повреждения активной зоны за реакторо-год. ^{[ нужна ссылка ]} То есть, должно быть 3 миллиона работающих ESBWR, прежде чем можно будет ожидать хотя бы одного события, повреждающего активную зону, в течение их 100-летнего срока службы. Более ранние конструкции BWR, BWR/4, имели вероятность повреждения активной зоны до 1×10. ⁻⁵ случаев повреждения активной зоны за реакторо-год. ^{[ 11 ]} Этот чрезвычайно низкий CDP для ESBWR намного превосходит другие крупные LWR, представленные на рынке.

Сравнение с другими типами

Преимущества BWR

Корпус реактора и связанные с ним компоненты работают при значительно более низком давлении, около 70–75 бар (1020–1090 фунтов на квадратный дюйм) по сравнению с примерно 155 барами (2250 фунтов на квадратный дюйм) в PWR.
Сосуд под давлением подвергается значительно меньшему облучению по сравнению с PWR и поэтому не становится таким хрупким с возрастом.
Работает при более низкой температуре ядерного топлива, в основном за счет теплопередачи за счет скрытой теплоты испарения , в отличие от явного тепла в PWR.
Меньше крупных металлических и габаритных компонентов из-за отсутствия парогенераторов и корпуса компенсатора, а также соответствующих насосов первого контура. , даже этот трубопровод отсутствует (Старые BWR имеют внешние контуры рециркуляции, но в современных BWR, таких как ABWR .) Это также упрощает эксплуатацию BWR.
Меньший риск (вероятность) разрыва, вызывающего потерю теплоносителя, по сравнению с PWR, а также меньший риск повреждения активной зоны в случае возникновения такого разрыва. Это связано с меньшим количеством труб, меньшим количеством труб большого диаметра, меньшим количеством сварных швов и отсутствием трубок парогенератора.
Оценки NRC предельного потенциала неисправности показывают, что в случае возникновения такой неисправности средний BWR с меньшей вероятностью получит повреждение активной зоны, чем средний PWR, из-за надежности и резервирования системы аварийного охлаждения активной зоны (ECCS) .
Измерение уровня воды в резервуаре под давлением одинаково как для нормальных, так и для аварийных операций, что позволяет легко и интуитивно оценить аварийные условия.
Может работать при более низких уровнях удельной мощности активной зоны, используя естественную циркуляцию без принудительного потока.
BWR может быть спроектирован для работы только с естественной циркуляцией, без необходимости использования рециркуляционных насосов. (В новой конструкции ESBWR используется естественная циркуляция.)
В реакторах BWR не используется борная кислота для контроля выгорания при делении, чтобы избежать образования трития (загрязнения турбин), ^{[ 2 ]} что снижает вероятность коррозии внутри корпуса реактора и трубопроводов. (В реакторах PWR необходимо тщательно контролировать коррозию, вызываемую борной кислотой; было продемонстрировано, что коррозия головки корпуса реактора может возникнуть, если головка корпуса реактора не обслуживается должным образом. См. Davis-Besse . Поскольку в реакторах BWR не используется борная кислота, эти непредвиденные обстоятельства исключены. .)
Регулирование мощности за счет уменьшения плотности замедлителя (пузырьков пара в воде) вместо добавления поглотителей нейтронов (борной кислоты в PWR) приводит к воспроизведению U-238 быстрыми нейтронами с образованием делящегося Pu-239. ^{[ 2 ]}
- Этот эффект усиливается в реакторах с кипящей водой с пониженной замедлительностью , в результате чего получается легководный реактор с улучшенным использованием топлива и уменьшенным количеством долгоживущих радиоактивных отходов, более характерных для натриевых реакторов-размножителей.
BWR обычно имеют резервирование N -2 в своих основных системах, связанных с безопасностью, которые обычно состоят из четырех «потоков» компонентов. Обычно это означает, что до двух из четырех компонентов системы безопасности могут выйти из строя, но система все равно будет работать, если потребуется.
Благодаря единственному основному поставщику (GE/Hitachi) нынешний парк BWR имеет предсказуемую, единообразную конструкцию, которая, хотя и не полностью стандартизирована, в целом очень похожа друг на друга. Конструкции ABWR/ESBWR полностью стандартизированы. Отсутствие стандартизации остается проблемой для PWR, поскольку, по крайней мере, в Соединенных Штатах, в нынешнем парке PWR представлены три семейства конструкций (Combustion Engineering, Westinghouse и Babcock & Wilcox), и внутри этих семейств есть весьма разные конструкции. конструкции. Тем не менее, некоторые страны могут достичь высокого уровня стандартизации с PWR, например, Франция .
- Вводятся дополнительные семейства PWR. Например, APWR компании Areva компании Mitsubishi, US- EPR и AP1000 / AP600 компании Westinghouse добавят разнообразия и сложности и без того разнообразной толпе и, возможно, побудят клиентов, стремящихся к стабильности и предсказуемости, искать другие конструкции, такие как BWR.
BWR чрезмерно представлены в импорте, когда страна-импортер не имеет ядерного военно-морского флота (PWR отдают предпочтение ядерным военно-морским государствам из-за их компактной конструкции высокой мощности, используемой на атомных судах; поскольку военно-морские реакторы обычно не экспортируются, они вызывают национальные навыки, которые необходимо развивать в области проектирования, строительства и эксплуатации PWR). Это может быть связано с тем, что BWR идеально подходят для мирного использования, такого как производство электроэнергии, технологическое/промышленное/центральное отопление и опреснение , из-за низкой стоимости, простоты и безопасности, которые достигаются за счет большего размера и незначительной более низкий тепловой КПД.
- Швеция стандартизируется в основном на BWR.
- Два реактора Мексики являются реакторами BWR.
- Япония экспериментировала как с реакторами PWR, так и с реакторами BWR, но в последнее время в большинстве построенных реакторов использовались реакторы BWR, особенно ABWR.
- В открытом конкурсе CEGB в начале 1960-х годов на стандартную конструкцию энергетических реакторов 2-го поколения в Великобритании PWR даже не дошел до финального раунда, который представлял собой схватку между BWR (предпочтительным также из-за его легко понятной конструкции). что касается предсказуемости и «скучности») и AGR , уникальной британской разработки; местный дизайн победил, возможно, по техническим причинам, возможно, из-за близости всеобщих выборов. ^{[ нужна ссылка ]} В 1980-х годах CEGB построил PWR Sizewell B.

Недостатки BWR

BWR требуют более сложных расчетов по управлению расходом ядерного топлива в процессе эксплуатации из-за «двухфазного (вода и пар) течения жидкости» в верхней части активной зоны. Это также требует большего количества приборов в активной зоне реактора.
Корпус реактора большего размера, чем у PWR аналогичной мощности, с соответственно более высокой стоимостью, особенно для старых моделей, в которых все еще используется главный парогенератор и связанные с ним трубопроводы.
Загрязнение турбины короткоживущими продуктами активации . Это означает, что во время нормальной работы требуется защита и контроль доступа вокруг паровой турбины из-за уровней радиации, возникающих из-за пара, поступающего непосредственно из активной зоны реактора. Это умеренно незначительная проблема, поскольку большая часть потока радиации обусловлена азотом-16 (активация кислорода в воде), период полураспада которого составляет 7,1 секунды, что позволяет войти в камеру турбины в течение нескольких минут после остановки. Обширный опыт показывает, что техническое обслуживание турбины, конденсата и питательной воды при остановке BWR может выполняться, по существу, как на электростанции, работающей на ископаемом топливе. ^{[ нужна ссылка ]}
Хотя нынешние BWR считаются ^{[ 1 ]} Поскольку вероятность повреждения активной зоны из-за ограничивающей неисправности «1 на 100 000 реактор-год» ниже, чем у нынешнего парка реакторов PWR (из-за повышенной надежности и дублирования САОЗ), были высказаны опасения по поводу способности реактора выдерживать давление. построенная, немодифицированная защитная оболочка Mark I – ее может быть недостаточно для сдерживания давления, создаваемого ограничивающим разломом в сочетании с полным отказом САОЗ, что приводит к чрезвычайно серьезному повреждению активной зоны. В этом сценарии двойного отказа, который до ядерной аварии на Фукусиме-1 считался крайне маловероятным , немодифицированная защитная оболочка Mark I может допустить некоторую степень радиоактивного выброса. Предполагается, что это будет смягчено модификацией условий содержания Mark I; а именно, добавление системы дымовой трубы, которая, если давление в защитной оболочке превышает критические заданные значения, должна обеспечить упорядоченный сброс газов, создающих давление, после того, как газы пройдут через фильтры с активированным углем, предназначенные для улавливания радионуклидов. ^{[ 12 ]}

Проблемы со стержнем управления

В современных конструкциях BWR стержни управления вставляются снизу. Существует два доступных источника гидравлической энергии, которые могут привести стержни управления в активную зону реактора BWR в аварийных условиях. Для каждого регулирующего стержня имеется отдельный гидроаккумулятор высокого давления, а также давление внутри корпуса реактора. Либо специальный аккумулятор (по одному на каждый стержень), либо давление реактора позволяет полностью вставить каждый стержень. В большинстве других типов реакторов используются регулирующие стержни с верхним входом, которые удерживаются в выдвинутом положении с помощью электромагнитов, заставляя их падать в реактор под действием силы тяжести в случае потери мощности. Это преимущество частично компенсируется тем фактом, что гидравлические силы обеспечивают гораздо большие силы введения стержней, чем сила тяжести, и, как следствие, стержни управления BWR гораздо менее склонны к заклиниванию в частично вставленном положении из-за повреждения каналов стержней управления в активной зоне. событие повреждения. СУЗ с нижним вводом позволяют осуществлять также перегрузку топлива без снятия стержней и приводов, а также испытание систем стержней с открытым баллоном под давлением во время заправки.

Техническая и справочная информация

Запуск («критический»)

Запуск реактора ( критичность ) достигается путем извлечения стержней управления из активной зоны для повышения реактивности активной зоны до уровня, при котором становится очевидным, что цепная ядерная реакция является самоподдерживающейся. Это известно как «критическое состояние». Вывод стержней управления осуществляется медленно, чтобы тщательно контролировать состояние активной зоны по мере приближения реактора к критичности. Когда наблюдается переход реактора в слегка сверхкритическое состояние, то есть мощность реактора увеличивается сама по себе, реактор объявляется критическим.

Движение штанги осуществляется с помощью систем управления приводом штанг. В новых BWR, таких как ABWR и ESBWR, а также во всех немецких и шведских BWR используется система точного управления стержнями, которая позволяет управлять несколькими стержнями очень плавными движениями. Это позволяет оператору реактора равномерно увеличивать реактивность активной зоны до тех пор, пока реактор не станет критическим. В более старых конструкциях BWR используется система ручного управления, которая обычно ограничивается одновременным управлением одним или четырьмя стержнями управления и только посредством серии положений с надрезами и фиксированными интервалами между этими положениями. Из-за ограничений системы ручного управления во время запуска активная зона может быть переведена в состояние, когда движение одного стержня управления может вызвать большое нелинейное изменение реактивности, что может привести к нагреву топливных элементов до такой степени, что они выйти из строя (расплавиться, воспламениться, ослабнуть и т. д.). В результате в 1977 году компания GE разработала набор правил под названием BPWS (Последовательность вывода из накрененного положения), которые помогают минимизировать эффект любого движения одного стержня управления и предотвратить повреждение топлива в случае аварии с падением стержня управления. BPWS разделяет стержни управления на четыре группы: A1, A2, B1 и B2. Затем либо все стержни управления A, либо стержни управления B полностью выдвигаются в определенной последовательности, чтобы создать « « шахматная доска ». Затем противостоящая группа (B или A) вытягивается в определенной последовательности до позиций 02, затем 04, 08, 16 и, наконец, до конца (48). Следуя последовательности запуска, совместимой с BPWS, Система ручного управления может использоваться для равномерного и безопасного поднятия всей активной зоны до критического уровня и предотвращения превышения энерговыделения любых топливных стержней 280 кал/г во время любого постулируемого события, которое потенциально может повредить топливо. ^{[ 13 ]}

Тепловые запасы

Во время работы BWR отслеживаются несколько расчетных/измеренных величин:

Максимальный критический коэффициент мощности, ограничивающий фракцию, или MFLCPR;
Фракция, ограничивающая линейную скорость тепловыделения, или FLLHGR;
Средняя планарно-линейная скорость тепловыделения, или APLHGR;
Рекомендация по предварительному кондиционированию временного оперативного управления (PCIOMR);

Во время нормальной работы значения MFLCPR, FLLHGR и APLHGR должны быть меньше 1,0; Административный контроль существует, чтобы гарантировать некоторую погрешность и запас безопасности в пределах этих лицензированных пределов. Типичное компьютерное моделирование делит активную зону реактора на 24–25 осевых плоскостей ; соответствующие количества (запасы, выгорание, мощность, пустотная история) отслеживаются для каждого «узла» в активной зоне реактора (764 ТВС x 25 узлов/сборка = 19100 узловых расчетов/количество).

Максимальный коэффициент критической мощности, ограничивающий фракцию (MFLCPR)

В частности, MFLCPR показывает, насколько близок ведущий пакет топлива к «высыханию» (или «отступлению от пузырькового кипения» для PWR). Переходное кипение — это нестабильная переходная область, в которой пузырьковое кипение имеет тенденцию к пленочному кипению . Капля воды, танцующая на раскаленной сковороде, является примером пленочного кипения. При пленочном кипении объем изолирующего пара отделяет нагретую поверхность от охлаждающей жидкости; это приводит к резкому повышению температуры нагретой поверхности и снова достижению равновесного теплообмена с охлаждающей жидкостью. Другими словами, пар полуизолирует нагретую поверхность, и температура поверхности повышается, позволяя теплу достигать охлаждающей жидкости (за счет конвекции и радиационной теплопередачи). Ядерное топливо может быть повреждено пленочным кипением; это может привести к перегреву и выходу из строя топливной оболочки.

MFLCPR отслеживается с помощью эмпирической корреляции, сформулированной поставщиками топлива BWR (GE, Westinghouse, AREVA-NP). У поставщиков есть испытательные стенды, на которых они моделируют ядерное тепло с помощью резистивного нагрева и экспериментально определяют, какие условия потока теплоносителя, мощности ТВС и давления реактора будут находиться в области переходного кипения или за ее пределами для конкретной конструкции топлива. По сути, производители делают модель ТВС, но питают ее резистивными нагревателями. Эти макеты топливных сборок помещаются на испытательный стенд, где снимаются данные при определенных мощностях, расходах и давлениях. Экспериментальные данные консервативно применяются к топливу BWR, чтобы гарантировать, что переход к пленочному кипению не происходит во время нормальной или переходной эксплуатации. Типичный лицензионный предел SLMCPR/MCPRSL (Safety Limit MCPR) для активной зоны BWR обоснован расчетом, который доказывает, что 99,9% топливных стержней в активной зоне BWR не войдут в переход к пленочному кипению во время нормальной эксплуатации или ожидаемых эксплуатационных событий. ^{[ 14 ]} Поскольку BWR представляет собой кипящую воду, а пар не передает тепло так же хорошо, как жидкая вода, MFLCPR обычно происходит в верхней части топливной сборки, где объем пара самый высокий.

Фракция, ограничивающая линейную скорость тепловыделения (FLLHGR)

FLLHGR (FDLRX, MFLPD) — ограничение мощности твэлов в активной зоне реактора. Для нового топлива этот предел обычно составляет около 13 кВт/фут (43 кВт/м) топливного стержня. Этот предел гарантирует, что центральная температура топливных таблеток в стержнях не превысит температуру плавления топливного материала ( оксидов урана / гадолиния ) в случае ожидаемого наихудшего возможного переходного режима/аварийной ситуации на электростанции. Чтобы проиллюстрировать реакцию LHGR в переходном режиме, представьте себе быстрое закрытие клапанов, которые пропускают пар к турбинам на полной мощности. Это приводит к немедленному прекращению потока пара и немедленному повышению давления в BWR. Это повышение давления эффективно мгновенно переохлаждает теплоноситель реактора; пустоты (пар) схлопываются в твердую воду. Когда пустоты в реакторе схлопываются, усиливается реакция деления (больше тепловых нейтронов); мощность резко возрастает (на 120%), пока не прекращается автоматическим включением стержней управления. Таким образом, когда реактор быстро изолируется от турбины, давление в корпусе быстро возрастает, что приводит к разрушению водяного пара, что вызывает скачок мощности, который прекращается системой защиты реактора. Если бы твэл работал при мощности 13,0 кВт/фут до переходного процесса, коллапс пустоты привел бы к увеличению его мощности. Предел FLLHGR установлен для того, чтобы гарантировать, что топливный стержень с максимальной мощностью не расплавится, если его мощность будет быстро увеличена после переходного процесса наддува. Соблюдение предела LHGR предотвращает плавление топлива в переходном режиме повышения давления.

Средняя планарная линейная скорость тепловыделения (APLHGR)

APLHGR, представляющий собой среднее значение линейной скорости тепловыделения (LHGR), меры остаточного тепла, присутствующего в топливных пучках, представляет собой запас безопасности, связанный с возможностью возникновения отказа топлива во время LBLOCA (потери при больших потерях). авария с теплоносителем – массивный разрыв трубы, приводящий к катастрофической потере давления теплоносителя внутри реактора, считающийся наиболее угрожающей «проектной аварией» в вероятностной оценке риска и ядерной безопасности ), который, как ожидается, приведет к временному облучению теплоносителя ядро; это событие высыхания активной зоны называется «обнажением» активной зоны, поскольку активная зона теряет теплоотводящую оболочку из теплоносителя, в случае BWR - легкой воды. Если активная зона остается открытой слишком долго, может произойти отказ топлива; Для целей проектирования предполагается, что отказ топлива происходит, когда температура непокрытого топлива достигает критической температуры (1100 °C, 2200 °F). В конструкциях BWR предусмотрены отказоустойчивые системы защиты для быстрого охлаждения и обеспечения безопасности открытого топлива до того, как оно достигнет этой температуры; эти отказоустойчивые системы известны как Система аварийного охлаждения активной зоны . САОЗ спроектирована так, чтобы быстро затопить корпус реактора, распылить воду на саму активную зону и в этом случае достаточно охладить топливо реактора. Однако, как и любая система, САОЗ в данном случае имеет пределы своей охлаждающей способности, и существует вероятность того, что топливо может быть разработано так, чтобы выделять столько остаточного тепла, что САОЗ будет перегружена и не сможет успешно охладить его.

Чтобы этого не произошло, необходимо, чтобы остаточное тепло, накопленное в топливных сборках, в любой момент времени не перегружало САОЗ. Таким образом, инженерами GE был разработан показатель остаточного тепловыделения, известный как LHGR, и на основе этого показателя получен APLHGR. APLHGR контролируется, чтобы гарантировать, что реактор не работает на среднем уровне мощности, который может привести к выходу из строя первичных систем защитной оболочки. Когда перезаправляемая активная зона получает лицензию на эксплуатацию, поставщик топлива/лицензиат моделирует события с помощью компьютерных моделей. Их подход заключается в моделировании наихудших событий, когда реактор находится в наиболее уязвимом состоянии.

APLHGR в отрасли обычно произносится как «Apple Hugger».

Список реакторов BWR

Список действующих и выведенных из эксплуатации BWR см. в разделе «Список BWR» .

Экспериментальные и другие типы

Экспериментальные и другие некоммерческие BWR включают:

Эксперименты с БОРАКСОМ
EBWR (Экспериментальный реактор с кипящей водой)
СЛ-1 (разрушен во время аварии в 1961 г.)

Дизайн нового поколения

Усовершенствованный реактор с кипящей водой (ABWR)
Экономичный упрощенный реактор с кипящей водой (ESBWR)
Areva Kerena (на базе Siemens SWR 1000 компания Siemens продала свой атомный бизнес компании Areva)
Toshiba ABWR (не имеет отношения к GE-Hitachi ABWR, на основе конструкции Asea (теперь часть ABB) BWR 90+, компания ABB вышла из атомного бизнеса, и теперь эта конструкция принадлежит Toshiba в результате серии слияний и продаж ядерного бизнеса. Asea →ABB→Westinghouse→Toshiba)

См. также

Системы безопасности кипящих реакторов
Эксперименты с БОРАКСОМ
Смягчение последствий изменения климата
Здание содержания
Атомная электростанция Фукусима-дайити , 3 реактора BWR повреждены после цунами 2011 года
Список ядерных реакторов
Программа «Атомная энергетика 2010»
Реактор с водой под давлением
Сэмюэл Унтермайер II

Ссылки и примечания

^ Перейти обратно: ^а ^б Сьюзан Дингман; Джефф ЛаЧанс; Аллен Канип; Мэри Друэн (31 декабря 1995 г.). «Перспективы частоты повреждений активной зоны для станций BWR 3/4 и 4-петлевых установок Westinghouse на основе результатов IPE» . Osti.gov . Проверено 2 августа 2013 г.
^ Перейти обратно: ^а ^б ^с Бонин, Бернхард; Кляйн, Этьен (2012). Ядерная энергетика, объясненная физиками .
^ Джеймс В. Морган, Exelon Nuclear (15 ноября 2007 г.). «Обновите свои рециркуляционные насосы BWR с помощью приводов с регулируемой скоростью» . Энергетика: бизнес и технологии для глобальной генерирующей индустрии. Архивировано из оригинала 2 октября 2011 года . Проверено 20 марта 2011 г.
^ Куан, П.; Хэнсон, диджей; Одар, Ф. (1991). Управление добавлением воды в деградировавшую активную зону . ОСТИ 5642843 .
^ Хаскин, FE; Кэмп, Алабама (1994). Перспективы безопасности реактора (NUREG/CR-6042) (Курс безопасности реактора R-800), 1-е издание . Белтсвилл, Мэриленд: Комиссия по ядерному регулированию США. п. 3.1–5 . Проверено 23 ноября 2010 г.
^ Симулятор кипящего реактора с пассивными системами безопасности - МАГАТЭ (PDF (11 МБ)) , МАГАТЭ , октябрь 2009 г., стр. 14 , получено 8 июня 2012 г.
^ «Ядерные реакторы строятся, строятся или планируются в Соединенных Штатах по состоянию на 30 июня 1970 года» . 1970. дои : 10.2172/4115425 . {{cite journal}}: Для цитирования журнала требуется |journal= ( помощь )
^ Национальные лаборатории Сандии (июль 2006 г.), Исследование целостности защитной оболочки в национальных лабораториях Сандии – обзор (PDF) , Комиссия по ядерному регулированию США, NUREG/CR-6906, SAND2006-2274P , получено 13 марта 2011 г.
^ GE Hitachi Nuclear Energy (2010). «Информационный бюллетень по усовершенствованному реактору с кипящей водой (ABWR)» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 2 октября 2015 г. Проверено 20 июня 2020 г.
^ «Выдана сертификация конструкции – экономичный упрощенный реактор с кипящей водой (ESBWR)» .
^ Хиндс, Дэвид; Маслак, Крис (январь 2006 г.). «Ядерная энергия следующего поколения: ESBWR» (PDF) . Ядерные новости . 49 (1). Ла-Грейндж-Парк, Иллинойс, Соединенные Штаты Америки: Американское ядерное общество: 35–40. ISSN 0029-5574 . Архивировано из оригинала (PDF) 4 июля 2010 г. Проверено 4 апреля 2009 г.
^ КОММЕНТАРИЙ КЕЙДЗИ ТАКЕУЧИ : Решающие вентиляционные отверстия не устанавливались до 1990-х годов Asahi.com
^ NEDO-21231, «Последовательность вывода банковских позиций», Январь 1977 года. Корпорация General Electric.
^ http://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0523/ML052340664.pdf NUREG-0800, (67:234) Глава 4, Раздел 4.4, Версия 1, Тепловое и гидравлическое проектирование Стандартного плана проверки для проверки отчетов по обоснованию безопасности атомных электростанций. Издание LWR. (10 страниц, 31.07.1981)

Внешние ссылки

Реакторы с кипящей водой, Комиссия по ядерному регулированию США
Обзор систем BWR. Показывает защитную оболочку Mark I/II/III и показывает компоненты BWR6.
Расширенное общее описание BWR (оглавление с активными ссылками на текст).
«Технические детали и особенности усовершенствованных реакторов BWR» . Архивировано из оригинала 16 июня 2008 г. Проверено 26 декабря 2004 г. {{cite web}}: CS1 maint: bot: исходный статус URL неизвестен ( ссылка )
Чоппин, Грегори Р.; Лильензин, Ян-Олов ; Ридберг, Ян (2002). «Глава 20: Атомные энергетические реакторы» (PDF) . Радиохимия и ядерная химия . Баттерворт-Хайнеманн . ISBN 978-0-7506-7463-8 . Описывает различные типы реакторов.
Технические характеристики GE BWR/4: Правила безопасности , Обоснование правил безопасности .
Технические характеристики GE BWR/6: Правила безопасности , Обоснование правил безопасности .
Сайт ядерного туриста

[:0-1] Перейти обратно: ^а ^б Сьюзан Дингман; Джефф ЛаЧанс; Аллен Канип; Мэри Друэн (31 декабря 1995 г.). «Перспективы частоты повреждений активной зоны для станций BWR 3/4 и 4-петлевых установок Westinghouse на основе результатов IPE» . Osti.gov . Проверено 2 августа 2013 г.

[bonin-2] Перейти обратно: ^а ^б ^с Бонин, Бернхард; Кляйн, Этьен (2012). Ядерная энергетика, объясненная физиками .

[3] Джеймс В. Морган, Exelon Nuclear (15 ноября 2007 г.). «Обновите свои рециркуляционные насосы BWR с помощью приводов с регулируемой скоростью» . Энергетика: бизнес и технологии для глобальной генерирующей индустрии. Архивировано из оригинала 2 октября 2011 года . Проверено 20 марта 2011 г.

[4] Куан, П.; Хэнсон, диджей; Одар, Ф. (1991). Управление добавлением воды в деградировавшую активную зону . ОСТИ 5642843 .

[HaskinStages-5] Хаскин, FE; Кэмп, Алабама (1994). Перспективы безопасности реактора (NUREG/CR-6042) (Курс безопасности реактора R-800), 1-е издание . Белтсвилл, Мэриленд: Комиссия по ядерному регулированию США. п. 3.1–5 . Проверено 23 ноября 2010 г.

[anl-6] Симулятор кипящего реактора с пассивными системами безопасности - МАГАТЭ (PDF (11 МБ)) , МАГАТЭ , октябрь 2009 г., стр. 14 , получено 8 июня 2012 г.

[7] «Ядерные реакторы строятся, строятся или планируются в Соединенных Штатах по состоянию на 30 июня 1970 года» . 1970. дои : 10.2172/4115425 . {{cite journal}}: Для цитирования журнала требуется |journal= ( помощь )

[SAND2006-2274P-8] Национальные лаборатории Сандии (июль 2006 г.), Исследование целостности защитной оболочки в национальных лабораториях Сандии – обзор (PDF) , Комиссия по ядерному регулированию США, NUREG/CR-6906, SAND2006-2274P , получено 13 марта 2011 г.

[ABWR_fact_sheet-9] GE Hitachi Nuclear Energy (2010). «Информационный бюллетень по усовершенствованному реактору с кипящей водой (ABWR)» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 2 октября 2015 г. Проверено 20 июня 2020 г.

[10] «Выдана сертификация конструкции – экономичный упрощенный реактор с кипящей водой (ESBWR)» .

[NuclearNews-ESBWR-11] Хиндс, Дэвид; Маслак, Крис (январь 2006 г.). «Ядерная энергия следующего поколения: ESBWR» (PDF) . Ядерные новости . 49 (1). Ла-Грейндж-Парк, Иллинойс, Соединенные Штаты Америки: Американское ядерное общество: 35–40. ISSN 0029-5574 . Архивировано из оригинала (PDF) 4 июля 2010 г. Проверено 4 апреля 2009 г.

[12] КОММЕНТАРИЙ КЕЙДЗИ ТАКЕУЧИ : Решающие вентиляционные отверстия не устанавливались до 1990-х годов Asahi.com

[13] NEDO-21231, «Последовательность вывода банковских позиций», Январь 1977 года. Корпорация General Electric.

[NUREG0800-14] ttp://pbadupws.nrc.gov/docs/ML0523/ML052340664.pdf NUREG-0800, (67:234) Глава 4, Раздел 4.4, Версия 1, Тепловое и гидравлическое проектирование Стандартного плана проверки для проверки отчетов по обоснованию безопасности атомных электростанций. Издание LWR. (10 страниц, 31.07.1981)

[ 1 ]

[ 2 ]

[ 3 ]

[ 4 ]

[ 5 ]

[ 6 ]

[ 7 ]

[ 8 ]

[ 9 ]

[ 10 ]

[ 11 ]

[ 12 ]

[ 13 ]

[ 14 ]