Okres ponad 55 lat doswiadczen z eksploatacji reaktorow lekkowodnych PWR i BWR pozwala stwierdzic ze podstawowe ich niedoskonalosci polegaja na tym ze:
-Zbyt mala i oszczednosciowa pojemnosc zbiornika reaktora powoduje znaczne napromieniowanie scianek zbiornika reaktora skutkujace kruchoscia popromienna co prowadzi do ograniczenia okresu bezpiecznej eksploatacji i podwyzsza ryzyko pekniecia zbiornika i stopienia rdzenia reaktora. Osłony termiczne i radiacyjne zbiornika reaktora zdecydowanie zmniejszaja degradacje materialu zbiornika i mozliwosc wystapienia awarii. Nalezy uzywac odpornych stopow niskokobaltowych.
- Im wyzsza jest srednia gestosc mocy w rdzeniu reaktora tym mniejszy jest margines miedzy norminalnym punktem pracy a sytuacja grozaca uszkodzeniem rdzenia a takze wiekszy jest problem z panowaniem nad moca powylaczeniowa
- Rozbudowywanie i narastanie systemu sterowania i zabezpieczen powoduje ze system jest coraz bardziej niespojny i niemozliwy do przetestowania. Dopiero podczas awarii okazuje sie ze systemy ktore mialy byc calkowicie niezalezne sa jednak zalezne, systemy redudantne nie sa redudantne, a zdarzenie niby niemozliwe jednak zachodza. Wielokrotne aktywne systemy odbioru mocy powylaczeniowej znacznie komplikuja cala instalacje.
- Zbyt mala byla pojemnosc zbiornikow do awaryjnego chlodzenia reaktora i dochodzilo do oproznienia zbiornika w sytuacji gdy dysponowanie wieksza iloscia wody dawalo calkowita kontrole nad sytuacja potencjalnie awaryjna. Dochodzilo jednak co calkowitego odciecia dostaw energi do czesci a nawet calosci systemow sterowania.
- Obecnośc systemu katalitycznego spalenia wodoru w atmosferze obudowy calkowicie eliminuje mozliwosc wybuchu wodoru uwolnionego z reakcji wody z rozgrzanym cyrkonem przegrzanych koszulek i przegrzanego paliwa. Koszt takiego systemu jest mikroskopijny na tle kosztu calej inwestcyji. Takze koszt prostej instalacji łapacza stopionego rdzenia jest bardzo maly.
- Zbyt słabe i malo szczelne byly obudowy bezpieczenstwa reaktora
- Prace wykonywane na placu budowy sa bardzo slabej jakosci na tle prac wykonywanych w fabrykach i w fabrykach nalezy montowac co tylko jest mozliwe. Takze szerokie stosowanie modularyzacji radykalnie skraca czas budowy elektrowni
Dwupetlowy reaktor PWR typu AP1000 o mocy 1117 MWe koncernu Westinghouse zaprojektowano z uwzglednieniem powyzszych wnioskow z analizy niedoskonalosci reaktorow. Koncern uparcie dażył do zrealizowania projektu zdecydowanie ulepszonego reaktora wodnego ciśnieniowego PWR blisko dwie dekady. Szacowane maksymalne prawdopodobienstwo uszkodzenia rdzenia wynosi 5 x 10e-7 na rok a prawdopodobieństwo dużych uwolnień radioaktywnosci 6 x 10E-9.
Zmniejszono gestosc mocy w rdzeniu. Zmniejszono radiacyjne narazenie zbiornika reaktora, ktorego trwalosc wynosi conajmniej 60 lat. Zwiekszono pojemnosc zbiornikow wody do chlodzenia awaryjnego i mozliwosc jej uzycia w kazdej sytuacji. Reaktor ma zdolnosc biernego rozproszenia mocy powylaczeniowej dzieki wykorzystaniu podstawowych praw fizyki co pozwolilo na znaczne ograniczenie ilosci elementow systemu i zastosowanie systemu sterowania i bezpieczenstwa spojnego i mozliwego do testowania. W porownaniu do reaktora II generacji reaktor AP1000
- ma 35% mniej pomp
- ma 50% mniej zaworow odpowiedzialnych za bezpieczenstwo
- ma 80% mniej rurociagow odpowiedzialnych za bezpieczenstwo
- ma 85% mniej kabli sterowniczych
- ma o 45% mniejsza objetosc budynkow ktore musza byc odporne sejsmicznie.
- ma przemyslany w drobiazgach i sprawdzony zintegrowany układ głowicy zbiornika reaktora pozwalajacy na szybka wymiane paliwa i zapewniajacy mala ekspozycje pracownikow na promieniowanie podczas przeladowania paliwa
Prawie wszystkie instalacje bezpieczeństwa mieszcza sie wewnatrz obudowy bezpieczeństwa bowiem sa bardziej zwarte i kompaktowe. AP1000 szeroko wykorzystuje zalety technologii modularnej w projektowaniu i budowie. Przetestowane w fabryce moduly instaluje sie jako całościowy element. Moduły wyposażenia skladaja sie z pomp, zaworów, rur i urzadzeń pomiarowych przymocowanych do gotowej samonośnej stalowej kratownicy instalowanej na budowie.
Elektrownia z reaktorem AP 1000 zajmuje znacznie mniej terenu. Dzieki wykonaniu maksimum prac w fabrykach czas budowy i licencjonowania elektrowni ma byc skrocony do zaledwie 5 lat.
Elektrownia Sanmen Nuclear Power Plant w Zhejiang [na zdjeciu ] ma miec szesc blokow z reaktorami AP 1000. Budowe rozpoczeto w w 2008 roku a pierwszy reaktor ma zaczac prace juz w tym roku a pozostale w 2014 roku. W styczniu 2013 podano ze po montazu wszystkich elementow w obudowie bezpieczenstwa calkowicie ja zamknieto.
Elektrownia Haiyang Nuclear Power Plant w Shandong takze ma miec szesc blokow. Budowe rozpoczeto w 2008 roku. Bloki maja rozpoczac prace w okresie lat 2014-2015.
Uzyta technika modelowania i obrazowania trójwymiarowego korzysta z bazy danych, która zawiera wszystkie elementy bloku. Trójwymiarowy obraz przedstawia stan obiektu w każdej chwili okresu budowy. Caly harmonogram budowy składa sie z zaledwie około 6000 działań i etapów krytycznych. W harmonogramie uzyto takze algorytm Critical Path Methode niejako zmuszajacy do podejmowania odpowiednich dzialan we wlasciwym czasie.
Brak komentarzy:
Prześlij komentarz