Международный реактор инновационный и безопасный - International Reactor Innovative and Secure
Международный реактор инноваций и безопасности (IRIS) это Реактор IV поколения дизайн разработан международной командой компаний, лабораторий и университетов и координируется Westinghouse. IRIS надеется открыть новые рынки для атомная энергия и сделай мост из Реактор III поколения к Реактор IV поколения технологии. Конструкция еще не связана с выходной мощностью реактора. Примечательно, что была предложена мощность 335 МВт, но ее можно было настроить до уровня 100 МВт.[1]
IRIS - это уменьшенная конструкция для Реактор с водой под давлением (PWR) со встроенной компоновкой системы теплоносителя реактора, то есть парогенераторы, компенсатор давления, механизмы привода регулирующих стержней и насосы теплоносителя реактора - все они расположены внутри корпуса реактора. Это приводит к тому, что он имеет сосуд высокого давления большего размера, чем обычный PWR, несмотря на более низкую номинальную мощность, размер более сопоставим с размером ABWR.
Многие из этих целей дизайна совпадают с задачами GNEP программа, запущенная администрацией Буша. Получив широкое международное признание, IRIS может стать очень значительной частью GNEP, предоставляя тип установки для стран-пользователей.
Авторы
В проекте участвует ряд организаций по всему миру, это список основных участников:
Автор | Страна | Взносы |
---|---|---|
Промышленность | ||
Westinghouse | Соединенные Штаты | Общая координация; ведущее проектирование активной зоны, анализ безопасности и лицензирование, коммерциализация |
BNFL | Великобритания | Топливный цикл |
Ansaldo Energia | Италия | Парогенераторы дизайн |
Ансальдо Камоцци | Италия | Парогенераторы изготовление |
ENSA | Испания | Сосуд под давлением и внутренности |
ЯДРО | Бразилия | Сдерживание |
ОКБМ | Россия | Тестирование, опреснение и когенерация централизованного теплоснабжения |
ЛАБОРАТОРИИ | ||
ORNL | Соединенные Штаты Америки | КИПиА, PRA, опреснение, защита, компенсатор давления |
CNEN | Бразилия | Анализ переходных процессов и безопасности, компенсатор давления, опреснение |
ИНИН | Мексика | PRA, нейтронное обеспечение |
LEI | Литва | Анализ безопасности, PRA, когенератор централизованного теплоснабжения |
ВДНХ | Италия | Тестирование, финансовая и кадровая поддержка |
УНИВЕРСИТЕТЫ | ||
Миланский политехнический университет | Италия | Анализ безопасности, экранирование, теплогидравлика, проектирование парогенераторов, усовершенствованная система управления |
Калифорнийский университет в Беркли | Соединенные Штаты Америки | Расширенные ядра, обслуживание, безопасность |
Токийский технологический институт | Япония | Расширенные ядра, PRA |
Загребский университет | Хорватия | Нейтроника, анализ безопасности |
Пизанский университет | Италия | Анализы защитной оболочки, анализы тяжелых аварий, нейтронная электроника |
Политехнический университет Турина | Италия | Исходный термин |
Римский университет | Италия | Система радиоактивных отходов |
Технологический институт Джорджии | Соединенные Штаты | Защита, конструкция топлива и контроль реактивности |
ПРОИЗВОДИТЕЛИ ЭНЕРГИИ | ||
Элетроядерный | Бразилия | Перспектива коммунальных услуг развивающихся стран |
Система охлаждения реактора
Система охлаждающей жидкости состоит из компенсатора давления, Парогенераторы, и насосы теплоносителя реактора (ГЦН). Все они расположены внутри реактора. сосуд под давлением, образуя очень маленькую короткую петлю, которая образует систему теплоносителя первого контура, см. рисунок справа для относительного расположения компонентов.
Компенсатор давления
В отличие от обычных PWR, компенсатор давления не содержится в отдельном резервуаре и соединен с первичной стороной, а скорее является верхней частью самого резервуара высокого давления. Водопроводная линия будет иметь некоторое заданное значение, а затем для контроля давления и уровня воды можно будет использовать распылители и бойлеры внутри компенсатора давления. Уникальным аспектом этого является то, что компенсатор давления имеет гораздо больший объем, чем существующие установки, что помогает поддерживать постоянное давление в аварийных ситуациях.
Парогенератор
Вода из вторичного контура (вода, которая превращается в пар и используется в турбине) поступает в нижнюю часть парогенераторов и проходит вверх через спиральный катушка наверх. Парогенераторы прямоточные, давление на трубках вторичной стороны больше (в трубках кипение не происходит). Вода вторичного контура может мигать на конце трубы парогенератора и выходить через паровую трубу. Здесь восемь парогенераторов, а также восемь паропроводов и трубопроводов питательной воды.
Насосы охлаждающей жидкости реактора (RCP)
Решение разместить ГРП внутри судна было довольно радикальным нововведением. При наличии восьми отдельных RCP в отличие от 2 или 4 типичных PWR, когда один насос выходит из строя, этот насос может быть остановлен и изолирован, а не работать до следующего отключения.
Основной
В прошлом предлагалось использовать более высокое обогащение для IRIS, что обеспечивает более длительный срок службы, но теперь конструкция требует обогащения на 4,95%. Уран, то же самое, что используется на существующих заводах. Топливо рассчитано на срок службы от 3 до 3,5 лет, и половина активной зоны будет перезагружена при простоях. Этот более длительный срок службы достигается за счет очень большого сердечника, работающего на установке с относительно низкой мощностью.
Реактивность почти полностью контролируется регулирующими стержнями и выгорающими ядами. Это устраняет необходимость в Бор в первичной воде, что является плюсом для химии растений.
Сдерживание
Контейнер IRIS имеет сферическую форму и должен составлять примерно 22–27 метров в поперечнике. Это по сравнению с высотой 58 метров и диаметром 40 метров для типичного PWR мощностью 600 МВт. Кроме того, две трети защитной оболочки будут находиться под землей, что придаст ей более низкий профиль в дополнение к ее и без того очень небольшой площади. Хотя защитная оболочка будет меньше, чем у типовых установок, она также будет рассчитана на более высокое максимальное давление, что приведет к увеличению затрат.
Преимущества
Большинство преимуществ новой конструкции IRIS связаны с безопасностью, хотя Westinghouse утверждает, что IRIS также сможет поставлять мощность по конкурентоспособным ценам.
Из-за Эффект масштаба современные атомные станции, как правило, строятся с большей электрической мощностью, например, Европейский реактор под давлением, которая увеличила мощность до 1600 МВт на новых станциях. IRIS, с другой стороны, предназначен для использования в странах, где не очень большие электрические сети, в основном в развивающихся странах. Из-за ограничений мощности отдельных электростанций по сравнению с общим размером сети, станции, мощность которых превышает определенный процент размера сети, в таких ситуациях невозможны.
По мнению Westinghouse, из-за упрощения и большей безопасности, несмотря на его размер, анализ оценил целевую общую стоимость электроэнергии примерно в 4 / кВтч. Учитывая его небольшую мощность и физический размер, ожидается, что объекты, состоящие из нескольких блоков, могут работать эффективно, по оценкам Westinghouse, объект из трех блоков может быть построен за 9 лет с максимальным оттоком денежных средств в 300 миллионов долларов. Например, одним из способов экономии средств является потребность в одной диспетчерской, из которой можно управлять всеми установками на объекте, состоящем из нескольких единиц.
Помимо экономики, IRIS имеет еще несколько преимуществ:
- Меньшее проникновение в сосуд высокого давления - благодаря наличию регулирующих стержней и всех приводных механизмов внутри судна устраняется необходимость в десятках небольших проходок, которые чрезвычайно дороги. Используются только проходки для входящего и выходящего вторичного теплоносителя и для систем аварийной безопасности.
- Большая операционная маржа - эксплуатационные запасы, как правило, являются мерой значения по сравнению с тем, каким должно быть это значение для выхода из строя топлива. IRIS эффективно получает гораздо более низкие эксплуатационные запасы за счет наличия ядра с гораздо более низкой удельной мощностью, в то время как ядро в основном имеет тот же размер, что и текущий PWR, тепловая мощность намного меньше, что значительно снижает вероятность достижения пленочное кипячение и потерпеть неудачу в аварии.
- Снижение доз облучения рабочих - из-за замкнутости всех компонентов RCS и большей защиты (большей массой воды) расчетные дозы для рабочих станции будут ниже, чем в существующих проектах.
- Сотрудничество и исследования - включение в проект такого количества университетов и лабораторий, как ожидается, принесет ряд преимуществ: один способствует расширению академических знаний, доступных для новых заводов, другой заключается в том, что исследователи из многих разных стран, имеющие опыт работы с IRIS, будут полезны, когда они развернуты, потому что цель проекта - в конечном итоге построить АЭС в странах, где в настоящее время нет АЭС.
- Понижен частота повреждения активной зоны (CDF) - в результате всех индивидуальных инноваций, повышающих безопасность и Вероятностная оценка риска исследование, уточняющее чистый риск безопасности, IRIS имеет самый низкий CDF (который является количественной мерой вероятности серьезной аварии в активной зоне), связанный с любой предлагаемой станцией из 10−8.
- Маркетинг и лицензирование - При значительно улучшенной безопасности должно быть быстрое и легкое лицензирование, связанное с проектированием, и оно могло бы занять большую часть растущего рынка малых атомных электростанций, на который также нацелены другие проекты, такие как Российская плавучая атомная электростанция.
Недостатки и критика
В сравнении с Реакторы поколения III, есть намного больше инноваций, которые могут потребовать дополнительных инвестиций и исследований. Все преимущества реактора невозможно доказать, пока не будет построен завод.
Смотрите также
Рекомендации
- Карелли, Марио Д .; Conway, L.E .; Ориани, Л .; Петрович, Б .; Lombardi, C.V .; Ricotti, M.E .; Barroso, A.C.O .; Collado, J.M .; Cinotti, L .; Todreas, N.E .; Grgić, D .; Moraes, M.M .; Boroughs, R.D .; Ninokata, H .; Ingersoll, D.T .; Ориоло, Ф. (13 ноября 2003 г.), «Конструкция и особенности безопасности реактора IRIS» (PDF), Ядерная инженерия и дизайн, 230 (1–3): 151–167, Дои:10.1016 / j.nucengdes.2003.11.022, заархивировано из оригинал (PDF) 11 мая 2006 г., получено 12 июня, 2007
- Обзор проекта
- Официальный веб-сайт IRIS