Reactor nuclear de generația a III-a

Această intrare sau secțiune pe tema energiei nucleare nu menționează sursele necesare sau cei prezenți sunt insuficienți . Puteți îmbunătăți această intrare adăugând citate din surse de încredere în conformitate cu liniile directoare privind utilizarea surselor .

Reactoarele din generația a III-a sunt reactoare care încorporează îmbunătățiri dezvoltate în timpul vieții reactoarelor din generația a II-a. Acestea includ o tehnologie îmbunătățită a combustibilului, o eficiență termică superioară, sisteme de siguranță îmbunătățite semnificativ (inclusiv siguranța nucleară pasivă) și proiecte standardizate pentru a reduce costurile de întreținere și de capital. Aceste îmbunătățiri derivă din experimentele efectuate în timpul duratei de viață utilă a reactoarelor nucleare din generația a II- a actuală, fără introducerea unor modificări radicale, cum ar fi înlocuirea răcitorului de apă-moderator cu alte lichide de răcire ( heliu , sodiu și / sau plumb - bismut topit, și săruri minerale topite). Primul reactor de generația III care a intrat în funcțiune a fost Kashiwazaki 6 (un ABWR) în 1996.

Datorită perioadei prelungite de stagnare în construcția de reactoare noi și popularității continue (dar în scădere) a proiectelor de generația II / II + în construcții noi, au fost construite relativ puține reactoare de a treia generație. Proiectele din generația IV sunt încă în curs de dezvoltare începând cu 2020.

Combustibilul

Ca combustibil nuclear, ei folosesc oxid de uraniu îmbogățit în procente variabile între 4 și 6% sau amestecuri de oxizi de uraniu și plutoniu ( combustibil MOX ).

Procesele de ardere sunt mai eficiente decât anterior, în sensul că masa deșeurilor pe kWh produsă este mai mică, dar reziduurile sunt mai radiotoxice decât în ​​reactoarele de generație anterioară ^[1] . În plus, având în vedere dimensiunea plantei mai mari, o singură instalație produce o masă mai mare de deșeuri.

La fel ca în reactoarele de generația II, combustibilul se găsește sub formă de pelete mici conținute în tije, compuse în mod normal din aliaje de zirconiu . Pentru a controla puterea și a opri reactorul, sunt utilizate tije din aliaj de argint , cadmiu și indiu .

Siguranță operațională îmbunătățită

Ținta de siguranță pentru aceste reactoare este de 10 ⁸ ani / reactor fără incidente cu daune grave ale miezului. ^{[ fără sursă ]}

Printre îmbunătățirile progresive, pot fi enumerate unele sisteme de siguranță pasivă și siguranță activă în circuitul frigorific, cum ar fi de exemplu introducerea țevilor concentrice interne cu îmbinări sudate (pentru a absorbi dilatarea termică), conținute în țevi de oțel mai groase, cu o cavitate de apă naturală, și cu îmbinările țevilor exterioare strânse cu șuruburi. ^{[ fără sursă ]}

În centralele electrice mai recente, cum ar fi franceza N4 ^[2] , insula nucleară este protejată de două clădiri de izolare concentrice. Cel mai interior asigură izolația în cazul scurgerilor din miez, datorită și căptușelii interne din oțel. Cavitatea intermediară a fost concepută ca o protecție în cazul în care scurgerile se produc prin fisuri în interiorul izolației: aerul ar fi aspirat și trimis la filtre absolute. În cele din urmă, clădirea de izolare exterioară are ca scop protejarea insulei nucleare de accidentele din afara clădirii reactorului.

Dintre diferitele sisteme de protecție internă, trebuie menționat sistemul de pulverizare al clădirii de izolare, conceput pentru condensarea și răcirea interiorului reactorului în urma unor accidente grave. Evident, sistemul de injecție de urgență este prezent în reactor, un sistem format la rândul său din sisteme de înaltă, medie și joasă presiune.

Variante de proiect

Această secțiune despre subiectul tehnologiei este doar o schiță . Contribuiți la îmbunătățirea acestuia în conformitate cu convențiile Wikipedia . Urmați sfaturile de proiectare de referință .

În ceea ce privește prima generație a 2-a și a 4-a, există multe tipuri de reactoare de generația a treia, fiecare născut dintr-o evoluție a reactoarelor generației anterioare. În special, pot fi identificate unele lanțuri de aprovizionare

• Evoluțiile lanțului PWR: sunt reactoare precum EPR sau AP1000
• Evoluția lanțului de aprovizionare BWR: sunt reactoare precum ABWR sau ESBWR
• Evoluția lanțului PHWR: sunt reactoare precum ACR
• Evoluția lanțului de aprovizionare GCR: de exemplu GT-MHR

Reactorul nuclear de prima generație III a intrat în funcțiune în Japonia în 1996 și este de tipul ABWR ( Advanced Boiling Water Reactor ), dezvoltat de General Electric începând cu a doua generație BWR ^[3]

În multe proiecte (de exemplu, EPR), containerul exterior este conceput ca un perete dublu, cel mai interior din beton armat precomprimat și cel mai exterior din beton armat . Proiectanții lor consideră că aceste clădiri de izolare sunt capabile să reziste atât impacturilor avioanelor, cât și cutremurelor de cea mai mare intensitate.

Aceste reactoare încorporează sisteme de pompare redundante, schimbătoare de căldură avansate din aliaj inconel și alte componente care au fost îmbunătățite de-a lungul anilor. Au un circuit dublu de răcire a apei, unul intern la presiune ridicată, în contact cu reactorul și altul extern cu apă clocotită, care devenind vapori de apă furnizează presiune turbinelor . Deoarece necesită cantități mari de apă pentru răcirea condensatoarelor, acestea se găsesc adesea lângă lacuri sau la mare.

Generația III +

Unele modele industriale mai avansate care încorporează adesea îmbunătățiri atât în ​​materie de siguranță, cât și de accesibilitate, dar sunt mai puțin revoluționare decât prototipurile reactoarelor nucleare din generația IV și care păstrează elemente „evolutive” sunt denumite generația III + . Un prototip al acestora este Reactorul de apă de fierbere simplificat economic ( ESBWR ), care se bazează pe principiile modelelor BWR.

• Reactor avansat CANDU (ACR)
• AP1000 - bazat pe AP600 redimensionat la o dimensiune mai mare
• Reactorul european sub presiune (EPR) - o dezvoltare evolutivă a reactoarelor KONVOI ale Diviziei de generare a energiei Framatome N4 și Siemens .

• Reactor de apă de fierbere simplificat economic ( ESBWR ) - bazat pe ABWR
• APR-1400 - un proiect avansat PWR derivat din US System 80+ care stă la baza reactorului coreean de generație următoare (KNGR) ^[4]

Prototipuri în construcție

Unele prototipuri ale generației a III-a de reactoare includ EPR , bazat pe clasa PWR , și reactorul nuclear cu apă de fierbere avansată sau ABWR , bazat pe BWR .

A treia unitate a uzinei finlandeze din Olkiluoto și a treia unitate a uzinei franceze din Flamanville sunt singurele două reactoare EPR în construcție din lume (din martie 2009). Autorizat în 2002, șantierul Olkiluoto a început în 2005 și se așteaptă să se închidă în 2021 cu o întârziere de 12 ani.

Dezavantajul costului de construcție

Adoptarea a numeroase noi măsuri de siguranță duce la o creștere a costurilor de construcție a reactoarelor de generația III, care a crescut puterea electrică netă nominală a fiecărei unități, ajungând până la 1 600 MW .

De exemplu, costul de construcție al reactorului EPR - franco-german (de design clasic), în construcție la Olkiluoto în Finlanda , este de peste 5 miliarde și două sute de milioane de euro (a se vedea articolul EPR ), în timp ce costul unei a treia generații a reactorului japonez-american Westinghouse-Toshiba AP-1000, proiectat cu o utilizare extinsă a clădirilor prefabricate, are un cost estimat al MW instalat egal cu jumătate din cel al reactorului EPR, pentru un cost al instalației de unul miliarde și patru sute de milioane de euro. ^{[ fără sursă ]}

Eficiență mai mare în utilizarea combustibilului

În general, generația III, care implică investiții mai mari, își bazează competitivitatea economică mai mult pe capacitatea de a arde cantități mai mari de combustibil producând mai puține deșeuri ^{[ fără sursă ]} , obținând astfel mai multă energie din un singur kg de uraniu utilizat.

De fapt, reactorul EPR, în fața unui cost de capital mult mai mare (mai mult decât dublu), garantează totuși în faza operațională o producție electrică mai mare de MW pentru fiecare tonă de uraniu introdusă datorită arderii mai mari . reducând în același timp cantitatea de deșeuri emise cu aproape douăzeci la sută. ^{[ Citație necesară ]} Această ardere crescută, adică arderea nivelului de combustibil, conduce totuși la o radioactivitate mai mare a deșeurilor. Pentru multinaționala Areva , care în prezent (2010) are în construcție unele reactoare EPR, creșterea radioactivității este de 15%, în timp ce pentru Greenpeace este de cel puțin 100% ^[5] .

Notă

Elemente conexe

• CANDU
• Reactor de fisiune nucleară
• Reactor nuclear de a doua generație
• Reactoare nucleare de generația IV
• Siguranța nucleară

linkuri externe

• Baza de cunoștințe privind reactoarele nucleare der AIEA , pe iaea.org .
• Hârtie cu reactoare avansate la Centrul de informații despre uraniu .

Portalul Energiei Nucleare

Portal de inginerie