고도 비등수형 원자로

Advanced boiling water reactor
Toshiba ABWR의 모델.

고도 비등수형 원자로(ABWR)는 3세대 비등수형 원자로이다.ABWR은 현재 GE 히타치 원자력(GEH)과 도시바가 제공하고 있다.ABWR은 발전기에 연결된 터빈에 전력을 공급하기 위해 증기를 사용하여 전력을 생산합니다. 수증기는 핵연료 내에서 핵분열 반응에 의해 생성된 열을 사용하여 물로 끓여집니다.가시와자키 가리와 6호기는 세계 최초의 제3세대 원자로로 여겨진다.

비등수형 원자로(BWR)는 간접 사이클을 사용하는 가압수형 원자로(PWR)보다 적은 수의 대형 증기 공급 구성요소를 사용하는 직접 사이클 설계를 가진 두 번째로 일반적인[1] 형태의 경수로이다.ABWR은 비등수형[citation needed] 원자로의 최신 기술이며, 여러 개의 원자로가 완성되어 [citation needed]가동 중인 최초의[citation needed] III세대 원자로 설계이다.첫 번째 원자로는 일본에서 예산 내에서 제때 건설되었고, 다른 원자로들은 그곳에서 건설 중에 있다.ABWR은 사우스 텍사스 프로젝트 현장에 있는 2기의 [2]원자로를 포함하여 미국에서 주문되었다.대만과 미국의 프로젝트는 예산이 [3]초과된 것으로 알려졌다.

표준 ABWR 플랜트 설계는 약 3926 MW의 열 전력에서 발생하는 약 1.35 GW의 순 전력 출력을 가지고 있습니다.

설계의 개요

영국 ABWR 설계 철근콘크리트 격납용기(RCCV) 단면도
ABWR. 1: 원자로 노심 2: 제어봉 3: 내부 냉각수 펌프 4: 터빈 발전기로 가는 증기 배관 5: 노심으로 가는 냉각수 흐름

ABWR은 이전 BWR 설계에 대한 수많은 변경과 개선으로 BWR 패밀리의 진화 경로를 나타냅니다.

주요 개선 분야는 다음과 같습니다.

  • 원자로 압력용기(RPV) 하단에 장착된 원자로 내부 펌프(RIP)의 추가 – 총 10 - 원자로 격납건물 및 관련 대형 직경 및 복잡한 배관 인터페이스를 제거하면서 향상된 성능을 달성한다(예: 초기 BWR 모델에서 발견된 재순환 루프).ABWR 내의 RPV 외부에 있는 것은 RIP 모터뿐입니다.Tier 1 설계제어문서(발전소 설계를 일반적으로 기술하는 공식 인증 원자력규제위원회 문서)에 따르면 각 RIP의 공칭 용량은 6912m3/h이다.
  • 컨트롤 로드 조정 기능은 전기 유압식 FMCRD(Fine Motion Control Rod Drive)를 추가하여 보완되었으며, 전기 모터를 사용하여 미세 위치를 조정할 수 있는 동시에 2.80초 동안 고속 셧다운을 달성하도록 설계된 기존 유압 시스템의 신뢰성 또는 중복성을 잃지 않습니다.m 시작 신호 수신 또는 더 길지만 여전히 중요하지 않은 시간 내에 ARI(대체 로드 삽입)FMCRD는 또한 1차 유압 및 ARI 우발상황 발생 시 심층방어를 개선합니다.
  • 완전 디지털 Reactor Protection System(RPS; 원자로 보호 시스템)은 (용장 디지털 백업 및 용장 수동 백업을 통해) 안전 상태 검출 및 대응을 위한 높은 수준의 신뢰성과 심플화를 보장합니다.이 시스템은 필요할 때 정지(원자력 기술자에 의해 SCRAM으로 알려진)를 위한 제어봉의 신속한 유압 삽입을 개시한다.파라미터당 4개 중 2개 급속 종료 로직은 단일 계측기 고장으로 인해 불필요한 급속 종료가 트리거되지 않도록 보장합니다.RPS는 또한 ARI, FMCRD 로드 런인을 트리거하여 핵 연쇄 반응을 차단할 수 있습니다.대기 액체 제어 시스템(SLCS) 작동은 스크램 없는 예상 과도 현상 발생 시 다양한 로직으로 제공됩니다.
  • 완전 디지털 원자로 제어(중복 디지털 백업 및 다중 수동(아날로그) 백업 포함)를 통해 제어실은 플랜트 운영 및 프로세스를 쉽고 빠르게 제어할 수 있습니다.별도의 다중 안전 및 비안전 관련 디지털 멀티플렉싱 버스를 통해 계측 및 제어의 신뢰성과 다양성을 확보할 수 있습니다.
    • 특히 원자로는 시동(즉, 핵 연쇄 반응 개시 및 동력 상승) 및 자동 시스템만을 사용한 표준 정지를 위해 자동화된다.물론 인간 운전자는 원자로 제어와 감독에 필수적인 것으로 남아있지만, 원자로를 가동시키고 동력에서 하강하는 바쁜 작업의 대부분은 운전자의 재량에 따라 자동화될 수 있다.
  • 비상노심냉각시스템(ECCS)은 많은 부분에서 개선되어 사고, 우발상황 및 사고에 대해 매우 높은 수준의 심층방어를 제공하고 있습니다.
    • 전체 시스템은 3개의 중분류로 나뉘었다. 각 중분류 자체로는 최대 우발적 결함/설계 기준 사고(DBA)에 대응하고 오프사이트 전원 상실 및 적절한 급수 상실 시에도 노심 발견 전에 사고를 종료할 수 있다.이전의 BWR에는 2개의 분할이 있었으며, ECCS 대응 이전에 심각한 사고 발생 시 단시간 동안 (노심 손상이 없는) 미발견(uncovery)이 발생할 것으로 예측되었다.
    • ADS(자동감압시스템)의 일부인 18개의 SORV(안전과압완화밸브)는 RPV 과압현상을 신속하게 완화하며 필요한 경우 원자로가 저압노심플래더(LPCF)의 잔류열제거용량 모드까지 신속하게 감압할 수 있음을 보장한다.이전 BWR 모델의 LPCI 및 LPCS를 대체하는 val system)을 사용할 수 있습니다.
    • 또한, LPCF는 훨씬 더 높은 RPV 압력에 대해 주입할 수 있으며, 중간 크기 파손 시 안전 수준을 높일 수 있다. 이는 느린 자연 감압을 초래할 수 있을 만큼 작을 수 있지만 고압 코어스프레이/냉각제 주입 시스템의 응답 용량이 th에 의해 압도될 수 있을 만큼 충분히 클 수 있다.e 브레이크 크기.
    • 등급 1E(안전 관련) 전력 버스는 안전과 관련된 3개의 고신뢰 비상 디젤 발전기로 여전히 전력을 공급하지만, 연소 가스 터빈을 사용하는 발전소 투자 보호 전력 버스는 발전소 정전 사고에 대한 심층적인 방어 기능을 제공하기 위해 현장에 배치되어 있다.중요하지만 오프사이트 전원 상실 시 안전에 중요하지는 않은 시스템.
    • ECCS의 한 부문에는 고압 홍수(HPCF) 용량이 없지만 고압 정격의 RCIC 터보펌프가 존재하며 계측 및 제어 시스템을 위한 광범위한 배터리 백업이 있어 전체 스테이션 블렌드 발생 시에도 냉각이 유지된다.비상 디젤 발전기 3기, 연소 가스 터빈, 1차 배터리 백업 및 디젤 소방수 펌프의 고장으로 인한 ackout.
    • RPV 아래에는 매우 두꺼운 현무암 강화 콘크리트 패드가 존재하며, 이 패드에 떨어질 수 있는 가열된 노심 용융을 포착하여 유지합니다.또한 벽 내부에는 웨트웰의 급수를 사용하여 패드를 범람시키는 하부 드라이웰과 웨트웰을 분리하는 여러 개의 퓨즈 링크가 있어 표준 완화 시스템의 고장에도 해당 영역의 냉각을 보장합니다.
  • 격납용기는 기존의 Mark I 타입에 비해 대폭 개선되었습니다.기존의 Mark I 타입과 같이 압력 억제 타입으로, 웨트웰(또는 Mark I의 경우 토러스)에 둘러싸인 물웅덩이로 들어가는 파이프를 사용하여 증기를 배선함으로써 순간적, 사고 또는 사고 발생 시 증기를 처리하도록 설계되어 있으며, 낮은 온도는 증기 백 리에 응축된다.물이렇게 하면 격납용기 압력이 낮아집니다.특히, 일반적인 ABWR 격납용기는 1차 격납용기의 내부와 외부 차폐벽 사이에 다수의 경화층을 가지고 있으며, 모양은 입방체형이다.주요 기능 중 하나는 원자로가 0.3G의 표준 안전정지 지진 가속도를 가지고 있다는 것이다. 또한 320mph 이상의 풍속을 가진 토네이도에 견딜 수 있도록 설계되어 있다.지진 경화는 지진이 일어나기 쉬운 지역에서 가능하며 어느 방향으로든 0.4g이 굳어진 대만의 룽먼 시설에서 이루어졌습니다.
  • ABWR은 최소 60년간 설계되어 있습니다.ABWR의 설계가 비교적 간단하기 때문에 고가의 증기 발생기도 교체할 필요가 없어 총 운영 비용이 감소합니다.
  • GEH의 확률론적 위험 사정에 따르면 ABWR의 핵심 손상 빈도(CDF)는 1.6×10으로−7 ESBWR에 대한 가장 낮은 CDF 확률 중 두 번째이기 때문에 핵심 손상 사건은 600만 년에 한 번 이상 발생하지 않는다.

RPV 및 핵증기공급시스템(NSSSS)은 RIP의 대체, 기존 외부 재순환 배관 루프 및 배기열차 내 펌프의 제거와 같은 중요한 개선사항을 가지고 있으며, 이는 다시 제트 펌프를 구동하여 RPV의 강제 흐름을 생성한다. RIP는 신뢰성, 성능 및 메인테와 관련된 상당한 개선을 제공한다.유지보수가 중단되는 동안 격납활동과 관련된 직업상 방사선 피폭 감소를 포함한 낸스.이러한 펌프는 하우징이 RPV 하단에 연결된 습식 로터 모터에 의해 구동되며 누출 경로 가능성이 있는 큰 직경의 외부 재순환 파이프를 제거합니다.10개의 내부 재순환 펌프는 고리형 다운코머 영역 하단(즉, 코어 쉬라우드와 RPV 내부 표면 사이)에 위치합니다.따라서 내부 재순환 펌프는 RPV 내의 모든 제트 펌프, 모든 대형 외부 재순환 루프 펌프 및 배관, 격리 밸브 및 RPV를 관통하여 물을 흡입하여 RPV로 반환해야 하는 대경 노즐을 제거한다.따라서 이 설계는 코어 영역 아래의 최악의 누출을 줄여 직경 2인치(51mm) 누출과 효과적으로 맞먹습니다.기존의 BWR3-BWR6 제품 라인은 직경이 24인치 이상인 유사한 잠재적 누출이 있습니다.이 설계의 주요 장점은 ECC에 필요한 흐름 용량을 대폭 줄인다는 것입니다.

내부 재순환 펌프를 사용한 최초의 원자로는 ASEA-Atom(현재의 Westinghouse Electric Company, 도시바가 소유하고 있던 합병 및 인수를 통해 설계되었으며 스웨덴에 건설되었다.이 공장들은 수년간 매우 성공적으로 가동되어 왔다.

내부 펌프는 외부 재순환 루프가 있는 제트 펌프 시스템에 필요한 펌핑 출력을 약 절반으로 줄입니다.따라서 배관 제거에 따른 안전성 및 비용 개선과 더불어 전체 플랜트 열 효율이 향상됩니다.또한 외부 재순환 배관을 제거함으로써 유지관리 중 인력에 대한 직업상 방사선 피폭을 줄일 수 있습니다.

ABWR 설계의 작동 기능은 AEG(나중에 Kraftwerk Union AG, 현재 AREVA)의 BWR에 처음 사용되는 전동 미세 모션 제어 로드 드라이브입니다.구형 BWR은 유압 잠금 피스톤 시스템을 사용하여 컨트롤 로드를 6인치 단위로 이동합니다.전자식 미세 모션 컨트롤 로드 설계는 실제 컨트롤 로드 포지티브 위치를 크게 향상시키며, 이와 유사하게 십자형 컨트롤 로드 블레이드 베이스에 속도 제한 장치가 필요하지 않을 정도로 컨트롤 로드 구동 사고 위험을 줄여줍니다.

인정 및 승인

GE-Hitachi, Hitachi-GE 및 [4]Toshiba는 약간 다른 ABWR 버전을 제공합니다.

1997년 미국 원자력규제위원회로부터 최종 설계로 인정받은 GE-Hitachi-U.BWR 설계는 성능, 효율성, 출력 및 안전성이 이미 검증되었기 때문에 인증되지 않은 [5]설계보다 관료적으로 구축이 용이해졌다.

2013년, Hitachi는 Horizon 원자력 발전소를 매입한 후, 영국 원자력 [6]규제 사무국과 함께 Hitachi-GE ABWR의 일반 설계 평가 프로세스를 시작했습니다.이것은 2017년 [7]12월에 완성되었습니다.

2016년 7월 도시바는 "미국에서의 에너지 가격 하락으로 도시바가 ABWR 건설 프로젝트에 대한 추가 기회를 기대할 수 없다는 것이 점점 분명해졌기 때문에 ABWR에 대한 미국 설계 인증 갱신을 철회했다."[8]

장소

ABWR은 일본, 미국, 대만에서 운영 허가를 받았지만 대부분의 건설 프로젝트는 중단되거나 보류되었습니다.

일본과 대만

대만 신타이베이시 룽먼 원자력발전소 ABWR 건설.

2006년 12월 현재 일본에서는 1996년과 1997년에 개업한 가시와자키 가리와 6, 7호기, 2000년에 착공한 하마오카 5호기, 2006년 3월 15일에 시카 2호기 등 4기의 ABWR이 가동되고 있다.대만의 룽먼에 2기의 부분적으로 건설된 원자로와 일본의 시마네 원전 3호기에 1기가 더 있다.Lungmen에 대한 작업은 2014년에 중단되었습니다.2011년[9] 지진 후 시마네호 작업 중단

미국

2006년 6월 19일 NRG Energy는 미국 원자력규제위원회에 사우스텍사스 프로젝트 [10]현장에 1358MWe ABWR 2기를 건설하기 위한 의향서를 제출했다.2007년 9월 25일, NRG 에너지와 CPS 에너지는 이러한 발전소에 대한 건설 및 운전 면허(COL) 요청을 NRC에 제출했다.NRG Energy는 상업용 발전기이며, CPS Energy는 국내 최대 시유틸리티입니다.COL은 2016년 [11]2월 9일 NRC에 의해 승인되었다.시장 상황으로 인해 이 두 개의 계획된 유닛은 절대 제작되지 않을 수도 있고 계획된 건설 [12]날짜가 없습니다.

영국

호라이즌 원자력 발전소는 웨일스의[13] 와일파와 영국의 [14][4]올드베리에 히타치-GE ABWR을 건설할 계획이었다.당시 주주(RWE 및 E-ON)[15]가 Horizon을 매각하기 위해 2012년 3월 두 프로젝트를 일시 중단하고 Hitachi가 새 소유주가 되었습니다.Wylfa에 대한 '개발 동의 명령'은 2018년 6월에 승인되었으며, 8월에는 Bechtel이 프로젝트 매니저로 선임되었습니다.첫 번째 원자로는 2020년대 중반에 온라인으로 가동될 것으로 예상되었으며,[16] 올드베리의 건설은 몇 년 후에 시작될 것으로 예상된다.그러나 2019년 1월 17일, Horizon Nuclear Power는 재정적인 [17][18]이유로 이 두 프로젝트의 중단을 발표했다.

신뢰성.

동등한 설계와 비교하여 가동 중인 4개의 ABWR은 기술적 [19]문제로 인해 셧다운되는 경우가 많습니다.국제원자력기구(IAEA)는 '작동계수'(상업운전이 시작된 이후 총 시간 대비 전력공급 시간)를 사용하여 이를 문서화하고 있다.가시와자키 가리와(블록 6, 7)의 첫 2기의 발전소는 총수명가동계수가 70%에 달해, 시운전 후 약 30%가 전기를 [20][21]생산하지 못하고 있었다.예를 들면, 2010년에는 가시와자키 가리와 6의 운전 능력이 80.9%, [22]2011년에는 93%였다.그러나 2008년에는 유지보수를 위해 설치가 오프라인 상태였기 때문에 전원이 공급되지 않았고, 따라서 그 [22]해에는 0%의 가동능력을 가지고 있었습니다.반면 한국의 OPR-1000이나 독일의 Konvoi와 같은 다른 현대식 원자력 발전소는 [23]약 90%의 운전 계수를 보이고 있다.

발전소의 [24]증기 터빈 부분의 기술적인 문제로 인해 하마오카 발전소와 시카 발전소의 2개의 새로운 ABWR의 출력 출력을 낮추어야 했다.두 발전소의 속도를 줄인 후에도 여전히 다운타임이 증가하여 수명 운영 계수가 50% [25][26]미만으로 나타납니다.

원자로[27] 블록 순출력전력
(계획순출력전력)		 상업 운영
개시하다		 시운전 개시 후의 운용[28] 계수
2011년까지
하마오카-5 1212 MW (1325 MW) 18.01.2005 46,7%
가시와자키 가리와-6 1315 MW 07.11.1996 72 %[22]
가시와자키 가리와-7 02.07.1996 68,5%
SHIKA-2 1108 MW(1304 MW) 15.03.2006 47,1%

도입

플랜트명 원자로 수 정격 용량 위치 교환입니다. 건설 시작 완료 연도(최초 중요도) 비용(USD) 메모들
가시와자키 가리와 원자력 발전소 2 1356 MW 가시와자키, 일본 도쿄 전력 1992,1993 1996,1996 첫 번째 설치2011년 3월 11일 지진 후 재가동된 모든 장치가 정지되고 안전 개선이 이루어지고 있다.2017년 10월 현재, 어떠한 장치도 재가동되지 않았으며, 제안된 가장 이른 재가동 날짜는 2019년 4월이다(ABWR을 [29][30][31]사용하는 6호기와 7호기의 경우).
시카 원자력 발전소 1 1358 MW 일본 시카 호쿠리쿠 전력 2001 2005 이 발전소는 2011년 후쿠시마 제1원전 참사 이후 현재 전기를 생산하지 못하고 있다.
하마오카 원자력 발전소 1267 MW 오마에자키, 일본 츄덴 2000 2011년 5월 14일, 하마오카 5호는 일본 정부의 요청에 의해 폐쇄되었다.
시마네 원전 3호기 1373 MW 마쓰에, 일본 주고쿠 전력 2007 2011년 공사 중단
폐먼 원자력 발전소 2 1350 MW 공랴오 진 타이완 전력회사 1997 2017년 이후 92억달러 2014년 공사 중단
히가시도리 원자력 발전소 3 1385 MW 히가시도리, 일본 도호쿠 전력 도쿄 전력 확실한 계획이 없다
오마 원자력 발전소 1 1383 MW 오마, 일본 J-Power 2010 2026 J파워는 2014년 12월 2026년 [32]가동 예정인 오마 원자력발전소에 안전점검을 신청했다.
사우스텍사스 프로젝트 2 1358 MW 베이시티, 텍사스, 미국 NRG 에너지, 도쿄전력 및 CPS 에너지 140억달러 2016년 라이선스 부여, 현재 건설 예정 없음[33]

ABWR-II 설계

600 ~ 1800 MWe의 [34]출력으로 다양한 설계 변형이 검토되었다.가장 개발된 설계 변형은 1991년에 시작된 ABWR-II로, 2010년대 [35]후반 원자력 발전의 경쟁력을 높이기 위해 1718 MWe ABWR을 확대했다.이러한 설계는 아직 도입되지 않았습니다.

새로운 설계에서는 운영 비용 20% 절감, 자본 비용 30% 절감, 30개월의 빡빡한 계획 공사 일정을 달성하고자 했습니다.이 설계는 핵연료의 [36]선택에 있어 더 많은 유연성을 허용할 것이다.

「 」를 참조해 주세요.

기타 제3세대 이상 설계

레퍼런스

  1. ^ "Reactor Database Global Dashboard – World Nuclear Association". world-nuclear.org.
  2. ^ "NRG ends project to build new nuclear reactors". The Dallas Morning New. April 19, 2011. Retrieved March 14, 2015.
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외부 링크