Reator avançado de água fervente - Advanced boiling water reactor

Modelo do Toshiba ABWR.

O reator de água fervente avançado ( ABWR ) é um reator de água fervente Geração III . O ABWR é oferecido atualmente pela GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) e Toshiba . O ABWR gera energia elétrica usando vapor para alimentar uma turbina conectada a um gerador; o vapor é fervido da água usando o calor gerado por reações de fissão dentro do combustível nuclear. A unidade 6 de Kashiwazaki-Kariwa é considerada o primeiro reator de Geração III do mundo.

Os reatores de água fervente (BWRs) são a segunda forma mais comum de reator de água leve com um projeto de ciclo direto que usa menos grandes componentes de fornecimento de vapor do que o reator de água pressurizada (PWR), que emprega um ciclo indireto. O ABWR é o atual estado da arte em reatores de água fervente, e é o primeiro projeto de reator Geração III a ser totalmente construído, com vários reatores completos e em operação. Os primeiros reatores foram construídos dentro do prazo e do orçamento no Japão , com outros em construção lá e em Taiwan . ABWRs estavam encomendados nos Estados Unidos, incluindo dois reatores no local do Projeto South Texas . Os projetos em Taiwan e nos Estados Unidos estão acima do orçamento.

O projeto da planta ABWR padrão tem uma saída elétrica líquida de cerca de 1,35  GW , gerado a partir de cerca de3.926 MW de energia térmica.

Visão geral do design

Seção transversal do projeto UK ABWR Embarcação de contenção de concreto armado (RCCV)

Vaso de pressão do ABWR. 1: Núcleo do reator 2: Hastes de controle 3: Bomba de água interna 4: Tubulação de vapor para o gerador da turbina 5: Fluxo de água de resfriamento para o núcleo

O ABWR representa uma rota evolutiva para a família BWR, com inúmeras mudanças e melhorias nos designs anteriores do BWR.

As principais áreas de melhoria incluem:

• A adição de bombas internas do reator (RIP) montadas na parte inferior do vaso de pressão do reator (RPV) - 10 no total - que alcançam um desempenho melhorado enquanto eliminam grandes bombas de recirculação em contenção e as interfaces de tubulação complexas e de grande diâmetro associadas com o RPV ( por exemplo, o ciclo de recirculação encontrado em modelos BWR anteriores). Apenas o motor RIP está localizado fora do RPV no ABWR. De acordo com o Documento de Controle de Projeto Tier 1 (que é o documento oficialmente certificado da Comissão Reguladora Nuclear que geralmente descreve o projeto da planta), cada RIP tem uma capacidade nominal de6912 m ³ / h .
• As capacidades de ajuste da haste de controle foram complementadas com a adição de uma unidade eletro-hidráulica da haste de controle de movimento fino (FMCRD), permitindo o ajuste fino da posição usando um motor elétrico, sem perder a confiabilidade ou redundância dos sistemas hidráulicos tradicionais que são projetados para realizar desligamento rápido em2,80 s do recebimento de um sinal de inicialização, ou ARI (inserção de haste alternativa) em um período de tempo maior, mas ainda insignificante. O FMCRD também melhora a defesa em profundidade no caso de contingências hidráulicas primárias e ARI.
• Um Reactor Protection System (RPS) totalmente digital (com backups digitais redundantes, bem como backups manuais redundantes) garante um alto nível de confiabilidade e simplificação para detecção e resposta de condição de segurança. Este sistema inicia a inserção hidráulica rápida de hastes de controle para desligamento (conhecido como SCRAM pelos engenheiros nucleares) quando necessário. A lógica de desligamento rápido dois em quatro por parâmetro garante que desligamentos rápidos incômodos não sejam acionados por falhas de um único instrumento. RPS também pode acionar ARI, FMCRD rod run-in para desligar a reação em cadeia nuclear. A atuação do sistema de controle de líquido em espera (SLCS) é fornecida como lógica diversa no caso improvável de um Transiente Antecipado sem Scram.
• Os controles do reator totalmente digitais (com backup digital redundante e backups manuais redundantes (analógicos)) permitem que a sala de controle controle as operações e processos da planta de maneira fácil e rápida. Os barramentos de multiplexação digital redundantes separados e não relacionados à segurança permitem confiabilidade e diversidade de instrumentação e controle.
  • Em particular, o reator é automatizado para inicialização (ou seja, inicia a reação em cadeia nuclear e ascensão à energia) e para desligamento padrão usando apenas sistemas automáticos. É claro que os operadores humanos continuam sendo essenciais para o controle e supervisão do reator, mas muito do trabalho intenso de colocar o reator e sair da energia pode ser automatizado a critério do operador.
• O Sistema de Resfriamento de Núcleo de Emergência (ECCS) foi aprimorado em muitas áreas, fornecendo um nível muito alto de defesa em profundidade contra acidentes, contingências e incidentes.
  • O sistema geral foi dividido em 3 divisões; cada divisão é capaz - por si mesma - de reagir à Falha Limitadora / Acidente de Base de Projeto (DBA) maximamente contingente e encerrar o acidente antes da descoberta do núcleo, mesmo no caso de perda de energia externa e perda de água de alimentação adequada. Os BWRs anteriores tinham 2 divisões e a descoberta (mas nenhum dano no núcleo) estava prevista para ocorrer por um curto período de tempo no caso de um acidente grave, antes da resposta do ECCS.
  • Dezoito SORVs (válvulas de segurança de alívio de sobrepressão), oito dos quais fazem parte do ADS (sistema de despressurização automática), garantem que os eventos de sobrepressão de RPV sejam rapidamente mitigados e que, se necessário, que o reator possa ser despressurizado rapidamente a um nível onde a baixa pressão Inundador de núcleo (LPCF, o modo de alta capacidade do sistema de remoção de calor residual, que substitui o LPCI e o LPCS nos modelos BWR anteriores) pode ser usado.
  • Além disso, o LPCF pode injetar contra pressões de RPV muito mais altas, proporcionando um maior nível de segurança no caso de quebras de tamanho intermediário, que podem ser pequenas o suficiente para resultar em despressurização natural lenta, mas podem ser grandes o suficiente para resultar em cores pulverizadas / refrigerante de alta pressão as capacidades de resposta dos sistemas de injeção são superadas pelo tamanho do intervalo.
  • Embora o barramento de força Classe 1E (relacionado à segurança) ainda seja alimentado por 3 geradores a diesel de emergência altamente confiáveis ​​que são relacionados à segurança, um barramento de força adicional de Proteção ao Investimento da Planta usando uma turbina a gás de combustão está localizado no local para gerar eletricidade para fornecer defesa - em profundidade contra contingências de blecaute da estação, bem como para alimentar sistemas importantes, mas não críticos para a segurança, no caso de perda de energia externa.
  • Embora uma divisão do ECCS não tenha capacidades de inundação de alta pressão (HPCF), existe uma turbobomba de resfriamento de isolamento de núcleo de reator com classificação de segurança a vapor (RCIC) com classificação de alta pressão e extenso backup de bateria para sua instrumentação e sistemas de controle, garantindo que o resfriamento seja mantido mesmo no caso de um apagão completo da estação com falha de todos os 3 geradores a diesel de emergência, a turbina a gás de combustão, a bateria principal de reserva e as bombas de água de incêndio a diesel.
  • Existe uma almofada de concreto armado basáltico extremamente espessa sob o RPV que irá capturar e reter qualquer derretimento de núcleo aquecido que possa cair sobre aquela almofada em situações extraordinariamente contingentes. Além disso, existem vários elos fusíveis dentro da parede separando o wetwell do drywell inferior que inundam a almofada usando o abastecimento de água do wetwell, garantindo o resfriamento dessa área mesmo com a falha dos sistemas de mitigação padrão.
• A contenção foi significativamente melhorada em relação ao tipo Mark I convencional. Como o tipo Mark I convencional, é do tipo de supressão de pressão, projetado para lidar com o vapor evoluído em caso de um transiente, incidente ou acidente, direcionando o vapor usando tubos que vão para uma piscina de água fechada no wetwell (ou toro, no caso do Mark I), cuja baixa temperatura condensará o vapor de volta em água líquida. Isso manterá a pressão de contenção baixa. Notavelmente, a contenção ABWR típica tem numerosas camadas endurecidas entre o interior da contenção primária e a parede de blindagem externa e é de forma cúbica. Um grande aprimoramento é que o reator tem uma aceleração de terremoto de desligamento seguro padrão de 0,3 G; além disso, ele é projetado para resistir a um tornado com velocidade de vento de> 320 mph. O endurecimento sísmico é possível em áreas sujeitas a terremotos e foi feito na instalação Lungmen em Taiwan, que foi endurecido em 0,4  g em qualquer direção.
• O ABWR foi projetado para durar pelo menos 60 anos. O design comparativamente simples do ABWR também significa que nenhum gerador de vapor caro precisa ser substituído, diminuindo o custo total de operação.
• De acordo com a Avaliação de Risco Probabilístico do GEH , um evento de dano principal ocorreria não mais do que uma vez em seis milhões de anos, pois a frequência de dano principal (CDF) do ABWR é1,6 × 10 ⁻⁷ , o segundo em probabilidade CDF mais baixa para o ESBWR .

O RPV e o Sistema de Abastecimento de Vapor Nuclear (NSSS) apresentam melhorias significativas, como a substituição dos RIPs, eliminando laços de tubulação de recirculação externa convencional e bombas na contenção que por sua vez acionam bombas a jato produzindo fluxo forçado no RPV. Os RIPs fornecem melhorias significativas relacionadas à confiabilidade, desempenho e manutenção, incluindo uma redução na exposição à radiação ocupacional relacionada às atividades de contenção durante as interrupções de manutenção. Essas bombas são acionadas por motores de rotor úmido com as carcaças conectadas à parte inferior do RPV e eliminando tubos de recirculação externos de grande diâmetro que são possíveis caminhos de vazamento. As 10 bombas de recirculação interna estão localizadas na parte inferior da região inferior do anel (isto é, entre a cobertura do núcleo e a superfície interna do RPV). Consequentemente, as bombas de recirculação interna eliminam todas as bombas de jato no RPV, todas as grandes bombas de circuito de recirculação externas e tubulações, as válvulas de isolamento e os bicos de grande diâmetro que penetraram no RPV e precisaram aspirar a água e devolvê-la ao RPV . Este projeto, portanto, reduz o pior vazamento abaixo da região do núcleo para efetivamente equivalente a um vazamento de 2 polegadas de diâmetro (51 mm). A linha de produtos BWR3-BWR6 convencional tem um vazamento potencial análogo de 24 ou mais polegadas de diâmetro. Um grande benefício desse projeto é que ele reduz bastante a capacidade de fluxo exigida do ECCS.

Os primeiros reatores a usar bombas de recirculação internas foram projetados pela ASEA-Atom (agora Westinghouse Electric Company por meio de fusões e aquisições, que pertencia à Toshiba ) e construídos na Suécia . Essas fábricas têm operado com muito sucesso por muitos anos.

As bombas internas reduzem a potência de bombeamento necessária para o mesmo fluxo para cerca de metade daquela exigida com o sistema de bomba a jato com loops de recirculação externos. Assim, além das melhorias de segurança e custo devido à eliminação da tubulação, a eficiência térmica geral da planta é aumentada. A eliminação da tubulação de recirculação externa também reduz a exposição à radiação ocupacional do pessoal durante a manutenção.

Uma característica operacional no projeto ABWR são os acionamentos elétricos da haste de controle de movimento fino , usados ​​pela primeira vez nos BWRs da AEG (mais tarde Kraftwerk Union AG, agora AREVA ). BWRs mais antigos usam um sistema de pistão de travamento hidráulico para mover as hastes de controle em incrementos de seis polegadas. O projeto da haste de controle de movimento fino elétrico aumenta muito a posição real positiva da haste de controle e, de forma semelhante, reduz o risco de um acidente de acionamento da haste de controle a ponto de nenhum limitador de velocidade ser necessário na base das lâminas cruciformes da haste de controle.

Certificações e aprovações

Versões ligeiramente diferentes do ABWR são oferecidas pela GE-Hitachi, Hitachi-GE e Toshiba.

Em 1997, o projeto GE-Hitachi US ABWR foi certificado como um projeto final na forma final pela US Nuclear Regulatory Commission , o que significa que seu desempenho, eficiência, produção e segurança já foram verificados, tornando-o burocraticamente mais fácil de construí-lo do que um design não certificado.

Em 2013, após a compra da Horizon Nuclear Power , a Hitachi iniciou o processo de avaliação do projeto genérico do Hitachi-GE ABWR com o UK Office for Nuclear Regulation . Isso foi concluído em dezembro de 2017.

Em julho de 2016, a Toshiba retirou a renovação da certificação de design dos EUA para o ABWR porque "está cada vez mais claro que as quedas nos preços da energia nos EUA impedem a Toshiba de esperar oportunidades adicionais para projetos de construção do ABWR".

Localizações

O ABWR está licenciado para operar no Japão, Estados Unidos e Taiwan, embora a maioria dos projetos de construção tenha sido interrompida ou arquivada.

Japão e Taiwan

Construção de ABWR na Usina Nuclear de Lungmen na cidade de New Taipei , Taiwan .

Em dezembro de 2006, quatro ABWRs estavam em operação no Japão: unidades Kashiwazaki-Kariwa 6 e 7, que foram inauguradas em 1996 e 1997, unidade 5 de Hamaoka , inaugurada em 2004, tendo iniciado a construção em 2000, e Shika 2 iniciou operações comerciais em 15 de março, 2006. Outros dois reatores parcialmente construídos estão em Lungmen, em Taiwan , e mais um ( Shimane Nuclear Power Plant 3) no Japão. Trabalho em Lungmen interrompido em 2014. Trabalho em Shimane interrompido após o terremoto de 2011

Estados Unidos

Em 19 de junho de 2006, a NRG Energy protocolou uma Carta de Intenções com a Comissão Reguladora Nuclear para construir dois ABWRs de 1358 MWe no local do Projeto South Texas . Em 25 de setembro de 2007, a NRG Energy e a CPS Energy submeteram um pedido de Licença de Construção e Operação (COL) para essas usinas junto ao NRC. A NRG Energy é uma geradora comercial e a CPS Energy é a maior empresa de serviços públicos municipais do país. O COL foi aprovado pelo NRC em 9 de fevereiro de 2016. Devido às condições de mercado, essas duas unidades planejadas nunca poderão ser construídas e não têm uma data de construção prevista.

Reino Unido

A Horizon Nuclear Power tinha planos de construir ABWRs Hitachi-GE em Wylfa, no País de Gales, e Oldbury, na Inglaterra. Ambos os projetos foram interrompidos em março de 2012 pelos acionistas da época ( RWE e E-ON ) para colocar a Horizon à venda, com a Hitachi se tornando a nova proprietária. O 'Pedido de Consentimento de Desenvolvimento' para Wylfa foi aceito em junho de 2018 e em agosto a Bechtel foi nomeada como gerente de projeto. O primeiro reator era esperado online em meados de 2020, com a construção em Oldbury prevista para começar alguns anos depois. No entanto, em 17 de janeiro de 2019, a Horizon Nuclear Power anunciou a suspensão de ambos os projetos por razões financeiras.

Confiabilidade

Em comparação com projetos comparáveis, os quatro ABWRs em operação são frequentemente desligados devido a problemas técnicos. A Agência Internacional de Energia Atômica documenta isso com o 'fator operacional' (o tempo com alimentação de eletricidade em relação ao tempo total desde o início da operação comercial). As duas primeiras fábricas em Kashiwazaki-Kariwa (blocos 6 e 7) atingem fatores operacionais de vida útil total de 70%, o que significa que cerca de 30% do tempo, desde o comissionamento, não estavam produzindo eletricidade. Por exemplo, em 2010, Kashiwazaki-Kariwa 6 tinha uma capacidade operacional de 80,9% e uma capacidade operacional de 93% em 2011. No entanto, em 2008 não produziu energia porque a instalação estava desligada para manutenção e, portanto, tinha uma capacidade operacional capacidade de 0% para esse ano. Em contraste, outras usinas nucleares modernas, como a coreana OPR-1000 ou a alemã Konvoi, apresentam fatores operacionais de cerca de 90%.

A potência de saída dos dois novos ABWRs nas usinas de Hamaoka e Shika teve que ser reduzida devido a problemas técnicos na seção da turbina a vapor das usinas . Depois de reduzir o fluxo de ambas as usinas, elas ainda têm um tempo de inatividade elevado e mostram um fator de operação vitalício abaixo de 50%.

Implantações

Projeto ABWR-II

Uma série de variantes de projeto foram consideradas, com saídas de energia variando de 600 a 1800 MWe. A variante de projeto mais desenvolvida é o ABWR-II, iniciado em 1991, um 1718 MWe ABWR ampliado, destinado a tornar a geração de energia nuclear mais competitiva no final dos anos 2010. Nenhum desses projetos foi implantado.

Os novos projetos esperavam alcançar reduções de 20% nos custos operacionais, redução de 30% nos custos de capital e um cronograma de construção planejado apertado de 30 meses. O projeto permitiria mais flexibilidade nas escolhas de combustíveis nucleares.

Veja também

• Poder nuclear
• Segurança nuclear nos EUA
• Economia de novas usinas nucleares
• Reator de água pressurizada
• Reator de água de moderação reduzida
• Reator de água pesada avançado

Outros designs Gen III +

• EPR
• AP1000
• ESBWR
• US-APWR
• VVER-TOI
• ACR

Referências

links externos

• Página oficial da GE Energy para o ABWR
• Página de certificação de design emitido pelo NRC no ABWR
• Recursos de segurança projetados no ABWR