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.
Энциклопедичный YouTube
-
1/4Просмотров:27 646485228 0421 410 716
-
Чернобыль. Впервые! Когда, где и почему началось разрушение 4-ого реактора ЧАЭС
-
Введение в теплоэнергетику. Атом
-
Ядерный буксир, Эвакуация МКС, Бросить шар в сквозную дыру в Земле: Космосправочная #14
-
Пятый энергоблок Чернобыльской АЭС. Сталк с МШ \ 5th Power unit of Chernobyl NPP. Stalk with Msh
Субтитры
Отличительные особенности
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
АЭС, на которых установлены реакторы этого типа
- АЭС Касивадзаки-Карива (Япония): блоки 6 и 7
- АЭС Хамаока (Япония): блок 5
- АЭС Сика (Япония): блок 2
Были запланированы
- АЭС Симане (Япония): блок 3
- АЭС Ома (Япония): блок 1
- АЭС Лунгмень (Тайвань): блоки 1 и 2
Примечания
- ↑ TOSHIBA - Advanced Boiling Water Reactor - Introduction Архивная копия от 20 сентября 2008 на Wayback Machine (англ.)
- ↑ ABWR - GE-Hitachi (англ.). nuclearstreet.com (18 февраля 2011). Дата обращения: 5 сентября 2018. Архивировано 6 сентября 2018 года.
| Лёгководный |
| ||||||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Тяжёловодный по теплоносителю |
| ||||||||||||||
| Графит по теплоносителю |
| ||||||||||||||
| Отсутствует (на быстрых нейтронах) |
| ||||||||||||||
| Другие |
| ||||||||||||||
| другие теплоносители | |||||||||||||||
| Инженерия | |||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Материалы | |||||||
| Ядерная энергетика |
| ||||||
| Ядерная медицина |
| ||||||
| Ядерное оружие |
| ||||||
Эта страница в последний раз была отредактирована 17 июля 2023 в 05:15.
Обычно почти сразу, изредка в течении часа.