Улучшенный кипящий водяной реактор

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Это текущая версия страницы, сохранённая 109.252.73.167 (обсуждение) в 05:15, 17 июля 2023 (→Эксплуатация: уточнение). Вы просматриваете постоянную ссылку на эту версию.
(разн.) ← Предыдущая версия | Текущая версия (разн.) | Следующая версия → (разн.)
Перейти к навигации Перейти к поиску
Активная зона ABWR
1 - ядро реактора
2 - управляющие стержни
3 - внутренний водяной насос
4 - выход пара
5 - вход воды

Улу́чшенный кипя́щий я́дерный реа́ктор (англ. Advanced Boiling Water Reactor (ABWR)) — третье поколение кипящих ядерных реакторов (англ. Boiling Water Reactor (BWR)), в которых пароводяную смесь получают в активной зоне.

ABWR имеют многочисленные улучшения и изменения, по сравнению с реакторами второго поколения BWR. Они включают в себя улучшенную топливную технологию, лучшие тепловую эффективность и систему пассивной безопасности, сокращение стоимости строительства и обслуживания. Улучшения в технологии привели к увеличению сроков эксплуатации реактора до 60 лет, по сравнению с 40 годами для реакторов второго поколения.

Мощность стандартного блока ABWR составляет 1350 МВт.

Первый ABWR был построен в 1996 году в Японии на электростанции Касивадзаки-Карива (яп. 柏崎刈羽原子力発電所)[1]. Реакторы этого типа строились в Японии, на Тайване, в США. Конкуренцию им составляют реакторы ESBWR (Economic Simplified BWR) (Экономичный упрощенный кипящий ядерный реактор) и реакторы поколения 3+.

В настоящее время реакторы этого типа предлагаются компаниями GE Hitachi Nuclear Energy и Toshiba.

Отличительные особенности

[править | править код]

По сравнению с предыдущим поколением реактор этого типа отличают следующие особенности[2]:

  • Добавление 10 насосов рециркуляции в нижней части корпуса реактора, улучшает производительность системы охлаждения при избавлении от сложных трубопроводных соединений: петель рециркуляции в прежних BWR. Производительность каждого 6912 м³/ч.
  • Система управления регулирующими стержнями теперь оснащена системой точного привода, что улучшает точность перемещений стержня без потери функции быстрого аварийного ввода стержней в активную зону, что необходимо для безопасности.
  • Цифровая система управления защитой с многократным резервированием позволяет идентифицировать случаи ложных срабатываний датчиков более точно.
  • Улучшенная система очистки теплоносителя — отвечает за полное удаление поглотителей нейтронов из циркулирующей воды.
  • Улучшенная система аварийного охлаждения реактора.

Эксплуатация

[править | править код]

АЭС, на которых установлены реакторы этого типа

Были запланированы

Примечания

[править | править код]
  1. ↑ TOSHIBA - Advanced Boiling Water Reactor - Introduction Архивная копия от 20 сентября 2008 на Wayback Machine (англ.)
  2. ↑ ABWR - GE-Hitachi (англ.). nuclearstreet.com (18 февраля 2011). Дата обращения: 5 сентября 2018. Архивировано 6 сентября 2018 года.
Источник — https://ru.wikipedia.org/w/index.php?title=Улучшенный_кипящий_водяной_реактор&oldid=131755090