先进沸水堆
外观
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先进沸水堆(英语:Advanced Boiling Water Reactor,简写ABWR;也译改良型沸水式反应堆),是一款符合第三代反应器规范的沸水反应堆。目前由通用电气(GEH)和东芝合作生产。如同以往的沸水式反应堆,先进沸水堆经由核分裂反应加热水蒸气,产生的水蒸汽用以推动蒸汽涡轮,再带动发电机组产生电力。
沸水式反应堆(BWR)是全世界应用数量第二多[1] 的轻水反应堆,由于使用直接循环的设计,可产生较使用间接循环的压水反应堆(PWR)更多的蒸气动力。先进沸水堆可谓沸水式反应堆设计的极致,而且是第三代反应器中,最早发展成熟,拥有从设计到建造等完整经验的机型。第一部机组在日本建造、使用,在台湾龙门核能发电厂也有机组正在建造中。美国也有部分电厂计划采用先进沸水堆。
根据先进沸水堆的基础设计,其输出功率为 1350 MWe(3926 MWth)。
认证与运转许可
[编辑]进步型沸水式反应器的最终设计版本于1997年通过美国核能管理委员会的认证,代表其在效能、运转效率、输出功率、安全性等各方面皆得到验证[2]。 并于2013年获得于英国的电厂兴建计划采用[3]。
设计概观
[编辑]相较于过去的沸水式反应堆,主要的改进项目有:
- 装设于反应器压力槽底部的10具内循环泵,免除原本外置式循环泵,需要的庞大空间与复杂的管路设计,同时达到更好的运转效能。
- 改善控制棒之控制机构设计,采用电子讯号搭配液压系统控制,并且允许使用电动马达微调控制燃料棒的位置。同时,具备可靠性与备份安全性,于需要紧急停机的状况发生时,可于2.8秒内关闭反应堆。
- 使用全数码化的反应堆保护系统,可以全面监控机组运转状况,使安全系统的设计更为简洁、明确。同时具备多重备份系统,确保在出现安全疑虑时能迅速执行紧急停止,并且减少因为错误讯息而产生误动作的几率。
- 提供全数码化的控制系统,同时保留手动控制系统作为备份用。并且将安全保护相关系统的仪表、控制盘面分开,提供更可靠、有效率的操作界面。值得一提的是,此控制系统俱有自动执行启动、关闭程序的能力,可以增加运转效率、减少人为疏忽。当然这一切还是在操作人员的监视下进行,必要时也可改为手动控制。
- 在紧急炉心冷却系统进行多方面的改进,提供非常高层次的事故、损害预防能力:
- 具备三组炉心紧急冷却系统方案,且皆为可独立运作的系统,确保于发生多重系统失效时,仍能快速冷却炉心,避免发生炉心事故。
- 具有18个紧急卸压阀,其中10个为自动控制的紧急卸压阀。于异常事件发生,且有必要的情况下,可以快速降低炉心压力,并搭配炉心注水系统,迅速冷却炉心。
- 高压炉心注水系统可以提高比以往更高的注水压力。
- 除了三具高可靠性的备用内燃机驱动发电机外,再增加一具燃气涡轮,即使在电厂全黑状态(完全失去电力供应),仍然能提供备用电力。
- 即使在炉心高压注水系统失效的情况下,仍然有一具蒸汽驱动的注水泵可用以冷却炉心。同时,除了高可靠性的备用发电机外,尚有充足的备用电池,提供多重备援电力来源。
- 使用极厚的混凝土底座,能够承受炉心熔毁时可能溢出的高热物质,将可能的场外损害降至最低。
- 采用较前一代更加强化的围阻体与压力容器,从最内层炉心到外层围阻体,共有多层特别设计的硬化层。经过特殊设计的蒸汽管道,有助于在发生意外时,让反应堆产生的蒸汽更容易冷却还原成液态水,减少容器内压力过高的可能性。 此反应堆的设计可以在加速度达0.3G的地震中安全停机,且可承受风速大于每小时320英里的暴风袭击。在地震较多的地区,可采用更加强化的基座设计,例如台湾的龙门核能发电厂于设计上可承受任意方向加速度达0.4G的地震。
- 设计的寿命至少60年。经过简化的设计也意味着,没有昂贵的组件需要更换,进而降低总运营成本。
建置案
[编辑]电厂 | 反应堆数量 | 额定负载容量 | 位置 | 营运者 | 开始兴建 | 完工(首次临界) | 经费(美元) | 备注 |
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柏崎刈羽核电厂 第6、7号机 | 2 | 1356MW | 日本新潟县柏崎市 | 东京电力 | 1992,1993 | 1996,1996 | 311大地震后停机进行检察与补强工程,目前再启动时间未定 | |
志贺核电厂第2号机 | 1 | 1358MW | 日本石川县志贺町 | 北陆电力 | 2001 | 2005 | 311大地震后停机进行检察,目前再启动时间未定 | |
滨冈核电厂第5号机 | 1 | 1267MW | 日本静冈县御前崎市 | 中部电力 | 2000 | 2005 | 2011年5月14日,滨冈5号机因位处海啸高风险区而被日本政府勒令停机,目前再启动时间未定 | |
岛根核电厂3号机 | 1 | 1373MW | 日本岛根县松江市 | Energia co. 中国电力 | 2007 | After 2011 | 2011年暂停建置 | |
龙门核能发电厂 | 2 | 1350MW | 中华民国新北市贡寮区 | 台湾电力公司 | 1999 | 未定 | $92亿 | 一号机、二号机都已完工,但未装填燃料之后封存 |
东通核电厂第1号机 | 3 | 1385MW | 日本青森县下北郡东通村 | 东北电力、东京电力 | 2010 | 2017年 | 位于疑似活断层危险区,继续兴建,已完工机组延后启动,日本政府再做详细地质调查,运转时间未定 | |
大间核电厂 | 1 | 1383MW | 日本青森县下北郡大间町 | J-Power 电源开发 | 2010 | 2014年 | 建设中,电源开发的首座核电厂,运转时间未定 | |
南德州计划 | 2 | 1358MW | 美国德州湾市 | NRG能源、东京电力、CPS能源 | $140亿 | 2011年3月取消[4] |
相关条目
[编辑]参考资料
[编辑]- ^ 存档副本. [2013-03-11]. (原始内容存档于2015-09-09).
- ^ Design Certification Information Page - ABWR. Design Certification Applications. Federal Government of the United States, U.S. Nuclear Regulatory Commission, Rockville, MD, USA. 2009-06-03 [2009-08-28]. (原始内容存档于2021-03-01).
- ^ ABWR set for UK design assessment. Nuclear Engineering International. 16 January 2013 [26 January 2013].[失效链接]
- ^ NRG ends project to build new nuclear reactors. [2013-03-11]. (原始内容存档于2016-04-09).
外部链接
[编辑]- GE Energy's official page for the ABWR (页面存档备份,存于互联网档案馆)
- NRC's Issued Design Certification page on the ABWR (页面存档备份,存于互联网档案馆)
- Engineered Safety Features in the ABWR (页面存档备份,存于互联网档案馆)
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