Усовершенствованный реактор CANDU
Канадский проект ядерного реактора третьего поколения

Реактор Advanced CANDU ( ACR ), или ACR-1000 , был предложенным проектом ядерного реактора поколения III+ , разработанным компанией Atomic Energy of Canada Limited (AECL). Он объединил в себе особенности существующих реакторов CANDU с тяжелой водой под давлением (PHWR) с особенностями реакторов с водой под давлением с легким водяным охлаждением (PWR). От CANDU он взял замедлитель с тяжелой водой , что дало конструкции улучшенную нейтронную экономичность , которая позволила ему сжигать различные виды топлива. Он заменил контур охлаждения тяжелой водой на тот, который содержал обычную легкую воду, что снизило затраты. Название относится к его проектной мощности в классе 1000 МВт, с базовым значением около 1200 МВт. [1]

ACR-1000 был представлен как более дешевый вариант по сравнению с более крупной версией базового CANDU, который проектировался, CANDU 9. ACR был немного больше, но менее дорогим в строительстве и эксплуатации. Недостатком было то, что он не обладал гибкостью топлива, которую предлагала первоначальная конструкция CANDU, и больше не работал на чистом необогащенном уране. Это была небольшая цена, учитывая низкую стоимость услуг по обогащению и топлива в целом.

AECL подала заявку на ACR-1000 в нескольких предложениях по всему миру, но не выиграла ни одного конкурса. Последнее серьезное предложение касалось расширения атомной электростанции Дарлингтон на два реактора , но этот проект был отменен в 2009 году, когда его стоимость оценивалась в три раза выше, чем закладывалось в бюджет правительства. При отсутствии других перспектив продаж в 2011 году подразделение по проектированию реакторов AECL было продано SNC-Lavalin для предоставления услуг существующему парку CANDU. Разработка ACR была прекращена. [2]

Дизайн

КАНДУ

Первоначальный проект CANDU использовал тяжелую воду как замедлитель нейтронов и теплоноситель для первичного контура охлаждения. Считалось, что этот проект приведет к снижению общих эксплуатационных расходов из-за возможности использования природного урана в качестве топлива, что исключает необходимость обогащения. В то время считалось, что к 1980-м годам в эксплуатации будут сотни, а возможно и тысячи ядерных реакторов, и в этом случае стоимость обогащения станет значительной.

Кроме того, конструкция использовала как герметичные, так и негерметичные секции, последняя была известна как «каландрия», что, как считалось, снизит стоимость строительства по сравнению с конструкциями, которые использовали высоконапорные сердечники. В отличие от типичных конструкций с легкой водой, CANDU не требовал одного большого сосуда под давлением, который был одной из самых сложных частей других конструкций. Эта конструкция также позволяла заправлять его 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 гораздо больше в целом. Ожидалось, что эта дополнительная стоимость будет компенсирована более низкими капитальными затратами на другие элементы, а также более низкими эксплуатационными расходами. Ключевым компромиссом была стоимость топлива в эпоху, когда обогащенное урановое топливо было ограничено и дорого, и его цена, как ожидалось, значительно возрастет к 1980-м годам.

На практике эти преимущества не сработали. Ожидаемые высокие затраты на топливо так и не оправдались; когда строительство реакторов остановилось на отметке около 200 единиц по всему миру, вместо ожидаемых тысяч, затраты на топливо оставались стабильными, поскольку имелись достаточные возможности обогащения для используемого количества топлива. Это поставило CANDU в неожиданное положение, когда компания продавала себя в первую очередь за счет отсутствия необходимости в обогащении и возможности того, что это представляет меньший риск ядерного распространения .

АКР

ACR решает проблему высоких капитальных затрат на проект CANDU, в первую очередь, за счет использования топлива из низкообогащенного урана (НОУ). Это позволяет сделать активную зону реактора гораздо компактнее, примерно вдвое меньше, чем у CANDU той же мощности. Кроме того, он заменяет тяжелую воду в секции высокого давления каландра на обычную «легкую» воду. Это значительно снижает количество необходимой тяжелой воды и стоимость первичного контура охлаждения. Тяжелая вода остается в секции низкого давления каландра, где она по сути статична и используется только как замедлитель.

Устройства регулирования и безопасности реактивности расположены внутри замедлителя низкого давления. ACR также включает характеристики конструкции CANDU, включая дозаправку на мощности топливом CANFLEX ; длительное время жизни мгновенных нейтронов ; небольшую задержку реактивности; две быстрые, независимые системы аварийного отключения; и аварийную систему охлаждения активной зоны.

Топливный пучок представляет собой вариант 43-элементной конструкции CANFLEX (CANFLEX-ACR). Использование топлива LEU с поглощающим нейтроны центральным элементом позволяет снизить коэффициент реактивности теплоносителя до номинально малого отрицательного значения. Это также приводит к более высокой глубине выгорания, чем традиционные конструкции CANDU.

Системы безопасности

В настоящее время конструкция ACR-1000 требует различных систем безопасности, большинство из которых являются эволюционными производными систем, используемых в конструкции реактора CANDU 6. Для каждого ACR требуется, чтобы как SDS1, так и SDS2 были включены и полностью работоспособны, прежде чем они будут работать на любом уровне мощности. [3]

Система аварийного отключения 1 (SDS1): SDS1 предназначена для быстрого и автоматического прекращения работы реактора. Стержни, поглощающие нейтроны (стержни управления, останавливающие ядерную цепную реакцию ), хранятся внутри изолированных каналов, расположенных непосредственно над корпусом реактора (каландром), и управляются с помощью трехканальной логической схемы. Когда активируются любые 2 из 3 контуров (из-за обнаружения необходимости аварийного отключения реактора), муфты постоянного тока, которые удерживают каждый стержень управления в положении хранения, обесточиваются. В результате каждый стержень управления вставляется в каландром, и тепловая мощность реактора снижается на 90% в течение 2 секунд.

Система аварийного отключения 2 (SDS2): SDS2 также предназначена для быстрого и автоматического прекращения работы реактора. Раствор нитрата гадолиния (Gd(NO 3 ) 3 ), поглощающая нейтроны жидкость, которая останавливает ядерную цепную реакцию, хранится внутри каналов, которые поступают в горизонтальные сопловые сборки. Каждое сопло имеет электронно-управляемый клапан, все из которых управляются с помощью трехканальной логической схемы. Когда активируются любые 2 из 3 контуров (из-за обнаружения необходимости аварийного отключения реактора), каждый из этих клапанов открывается, и раствор Gd(NO 3 ) 3 впрыскивается через сопла для смешивания с жидким замедлителем на основе тяжелой воды в корпусе реактора (каландре). В результате тепловая мощность реактора снижается на 90% в течение 2 секунд.

Резервная система водоснабжения (RWS): RWS состоит из водяного бака, расположенного на большой высоте в здании реактора. Это обеспечивает воду для использования при охлаждении ACR, в котором произошла авария с потерей теплоносителя (LOCA). RWS также может обеспечить аварийную воду (посредством гравитационной подачи) для парогенераторов, системы замедлителя, системы охлаждения щита или системы транспортировки тепла любого ACR.

Система аварийного электропитания (EPS): Система EPS предназначена для обеспечения каждого блока ACR необходимой электроэнергией, необходимой для выполнения всех функций безопасности как в рабочих, так и в аварийных условиях. Она содержит сейсмически квалифицированные, резервные генераторы, аккумуляторы и распределительное устройство.

Система охлаждающей воды (CWS): CWS обеспечивает всю необходимую легкую воду (H 2 O), требуемую для выполнения всех функций, связанных с системой безопасности, как в рабочих, так и в аварийных условиях. Все части системы, связанные с безопасностью, сейсмически квалифицированы и содержат избыточные подразделения. [ необходима цитата ]

Эксплуатационные расходы

ACR имеет запланированный коэффициент мощности на весь срок службы более 93%. Это достигается за счет трехлетней плановой частоты отключения с 21-дневной продолжительностью планового отключения и 1,5% в год вынужденного отключения. Разделение квадрантов обеспечивает гибкость для оперативного обслуживания и управления отключениями. Высокая степень автоматизации тестирования систем безопасности также снижает затраты.

Оставление

Bruce Power рассматривала ACR в 2007 году для развертывания в Западной Канаде, как для выработки электроэнергии, так и для выработки пара, который будет использоваться при переработке нефтяных песков . В 2011 году Bruce Power решила не продвигать этот проект. [4]

В 2008 году провинция Нью-Брансуик приняла предложение о проведении технико-экономического обоснования для ACR-1000 в Пойнт-Лепро . Это привело к официальной заявке от Team Candu, состоящей из AECL, GE Canada , Hitachi Canada, Babcock & Wilcox Canada и SNC-Lavalin Nuclear, которая предложила использовать 1085 МВт ACR-1000. Из этой заявки ничего больше не вышло. Позднее она была заменена заявкой от середины 2010 года от Areva, которая также утратила силу. [2]

Компания AECL продвигала ACR-1000 как часть британского процесса разработки Generic Design Process, но вышла из него в апреле 2008 года. Генеральный директор Хью МакДиармид заявил: «Мы твердо убеждены, что наилучшим способом обеспечить успех ACR-1000 на мировом рынке является сосредоточение внимания в первую очередь на его продвижении здесь, на родине». [5]

ACR-1000 был представлен как часть запроса предложений (RFP) Онтарио для установки Darlington B. В конечном итоге, AECL была единственной компанией, которая подала официальную заявку с двухреакторной установкой ACR-1000. Заявки требовали, чтобы все непредвиденные обстоятельства, связанные с перерасходом времени и бюджета, были учтены в планах. Итоговая заявка составила 26 миллиардов долларов за общую сумму 2400 МВт, или более 10 800 долларов за киловатт. Это в три раза больше ожидаемой суммы и было названо «шокирующе высокой». Поскольку это была единственная заявка, Министерство энергетики и инфраструктуры решило отменить проект расширения в 2009 году. [6]

В 2011 году, не имея перспектив продаж, канадское правительство 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 конструкций CANDU. Среди них был план использования двух их реакторов CANDU-6 в схеме переработки под названием Advanced Fuel CANDU Reactor (AFCR). [7] [8] Однако эти планы не были реализованы. Впоследствии SNC и CNNC объявили о сотрудничестве по тяжеловодному реактору, также основанному на устаревшей технологии CANDU и не связанному с усовершенствованным тяжеловодным реактором, разрабатываемым в Индии. [9]

Смотрите также

Ссылки

  1. ^ "CANDU Reactors – ACR-1000". Архивировано из оригинала 2013-08-01 . Получено 2013-03-24 .
  2. ^ ab "Ядерная энергетика в Канаде". Всемирная ядерная ассоциация . Сентябрь 2016 г.
  3. ^ CANDU 6 – Системы безопасности – Специальные системы безопасности Архивировано 27 сентября 2007 г. на Wayback Machine
  4. ^ "Брюс Пауэр не будет продолжать ядерную опцию в Альберте". Брюс Пауэр . Архивировано из оригинала 27 июня 2013 года . Получено 11 октября 2013 года .
  5. ^ Финерен, Дэниел (7 апреля 2008 г.). «Канадская AECL выходит из исследования ядерного реактора в Великобритании». Reuters .
  6. ↑ Гамильтон, Тайлер (14 июля 2009 г.). «Стоимость ядерной программы в 26 млрд долларов погубила ее». Toronto Star .
  7. ^ Маротт, Бертран (22.09.2016). «SNC-Lavalin заключает сделку о строительстве ядерных реакторов в Китае». The Globe and Mail .
  8. ^ Хор-Лейси, Ян (11 ноября 2014 г.). «AFCR и топливный цикл Китая». World Nuclear News .
  9. ^ "SNC-Lavalin получила контракт от China National Nuclear Power на предпроектные работы для предлагаемого проекта строительства нового двухблочного усовершенствованного тяжеловодного реактора в Китае". 2019-12-02.
  • Канадская комиссия по ядерной безопасности
  • Канадское ядерное общество
  • Канадская ядерная ассоциация
Взято с "https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=Расширенный_реактор_CANDU&oldid=1255399985"