ABWR от Hitachi AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 20.10.2014 Водяной кипящий реактор ABWR, предлагаемый альянсом GE/Hitachi, характеризуется в альянсе как "единственный в мире действующий реактор поколения III+". Конечно, данное определение субъективно. Единого мирового органа, ответственного за классификацию реакторов по поколениям, не существует. Это позволяет альянсу не замечать АЭС "Тяньвань" с российскими ВВЭР-1000 по проекту АЭС-91, которые также претендуют на отметку III+. Тем не менее, у ABWR действительно есть свои преимущества - по крайней мере, если сравнивать их с реакторами AP-1000 или EPR. В отличие от других современных западных проектов, ABWR уже построен.
Японский продукт Кипящая технология пришла в Японию в 60-ые годы из Соединённых Штатов. Первым блоком с реактором BWR-1 стал JPDR, первым блоком с BWR-2 - "Tsuruga-1". Блок "Shimane-1" с BWR-3 считается в Японии первым кипящим блоком с значительным уровнем локализации. Далеее в стране появились блоки с BWR-4, BWR-5 и, наконец, с ABWR. Первыми блоками с ABWR стали шестой и седьмой блоки АЭС "Kashiwazaki Kariwa" (вошли в строй в 1996-1997 годах). До аварии на Фукусиме, притормозившей развитие атомной энергетики в Японии, в этой стране успели построить два других блока с ABWR - "Hamaoka-5" и "Shika-2". Кроме того, два блока вышли на стадию строительства, а ещё несколько находились на этапе обсуждения и подготовки. Проект ABWR продвигает альянс GE/Hitachi, однако в японской корпорации называют ABWR своим детищем, разработанным в 1985 году в сотрудничестве с "различными иностранными партнёрами и при поддержке энергетических компаний, имеющих опыт эксплуатации блоков с BWR". Основные черты ABWR, с точки зрения "Hitachi", выглядят так: - это блок большой мощности и с повышенной эффективностью работы; - активная зона ABWR отличается "очень высокими" показателями по экономике; - привода СУЗ ABWR переработаны и усовершенствованы; - система КИПиА полностью переведена на цифру; - бетонный контейнмент ABWR способен выдерживать значительные нагрузки. Блок с ABWR Принципиальная схема блока с ABWR. Основные характеристики ABWR в сравнении с BWR-5
Длина лопатки в дюймах - 52 дюйма для ABWR и 43 дюйма для BWR-5. Компоновка реакторного здания ABWR. Системы безопасности ABWR базируются на принципе зашиты в глубину. После аварии на Фукусиме в проект были внесены изменения с целью повысить его безопасность при авариях с обесточиванием площадки и потерей отвода тепла к конечному потребителю. Основной упор при этом делался на диверсификацию методов обеспечения блока электроэнергией и охлаждения активной зоны и бассейна выдержки. Так, на блоках с ABWR используются одновременно дизель-генераторы как с водяным, так и с воздушным охлаждением. Системы безопасности ABWR для тяжёлых аварий. Контейнмент и насосы В проекте ABWR используется новый тип контейнмента RCCV, пришедший на смену унаследованным от американцев контейнментам "Mark". Контейнмент бетонный, изнутри покрыт стальным слоем. Внутренний диаметр 29 метров, высота - 36 метров, толщина стенок - 2 метра. Расчётное давление (design pressure) контейнмента 310 кПа. Расчётные температуры составляют 171°C для "сухой" части контейнмента (drywell) и 104°C для "мокрой" части (suppression chamber). Контейнмент RCCV. Общее число ГЦН в проекте ABWR - 10. Их место в контуре - непосредственно у днища корпуса реактора. Производительность насосов - до 8300 м3/ч. В случае отказа одного из насосов производительности девяти остальных достаточно для поддержания 100%-ного расхода через активную зону. Скорость вращения ротора насосов регулируется, что позволяет регулировать расход. ГЦН реактора ABWR. Реактор Внутри корпуса реактора ABWR находятся топливные сборки, стержни СУЗ, паросушитель (steam dryer), сепаратор пара (steam separator) и другие элементы. Расположение активной зоны и внутрикорпусных устройств выбрано так, чтобы минимизировать воздействие потока нейтронов на стенки корпуса и, следовательно, снизить риски охрупчивания. Для этой же цели в корпусной стали уменьшено содержание меди, серы и фосфора. Слева - изготовление корпуса реактора. Установка корпуса реактора на блоке "Shika-2" Корпус реактора и ВКУ Расположение корпуса реактора в реакторном здании ABWR Слева направо: сепаратор пара (steam separator), Ключевые слова: ABWR, Hitachi, Статьи Другие новости: С 20 по 31 октября на Ростовской АЭС будет проведена предпусковая целевая комплексная проверка энергоблока комиссией Ростехнадзора. Фоторепортаж с конференции "Теплофизика-2014" Конференция прошла 14-17 октября 2014 года. Михаил Гашев уволен по закону о люстрации Уволен также Владимир Холоша. |
Герой дня Валентин Романов: процесс живого общения ничем не заменить Экспериментальная база по ускорителям, имеющаяся в ФЭИ, обслуживает атомную отрасль с самых первых лет её существования. Первый ускоритель ЭГ-1 был поставлен в наш институт для проведения работ по обеспечению отрасли ядерными данными. ИНТЕРВЬЮ
Сергей Иванов МНЕНИЕ
Рудольф Баклушин |