Reactor cu apa în fierbere hitachi simplificat

HSBWR dezvoltat de Hitachi este un concept de reactor cu apa in fierbere din clasa de reactoare mici si medii. Acest concept tinteste la crearea unor serii de reactoare BWR cu o capacitate de pana la 600 MW. Reactorul HSBWR adopta circulatia naturala a agentului de racire precum si siguranta pasiva a sistemelor, pentru imbunatatirea eficientei economice, mentenantei si sigurantei in exploatare prin simplificare.

HSBWR este caracterizat prin:

1. Simplificarea sistemului prin adoptarea circulatiei naturale pentru recircularea agentului de racire.

2. Standardizarea constructiei reactorului cu o rezistenta seismica ridicata.

3. Standarde ridicate de siguranta cu un sistem automat de depresurizare si rezervoare la presiune joasa pentru sistemul de racire de urgenta al zonei active si un bazin exterior pentru indepartarea caldurii reziduale.

4. O perioada scurta de constructie prin adoptarea unei structuri de otel a vasului de presiune a reactorului

Trasaturile principale ale reactorului HSBWR cu respectarea acestor caracteristici sunt descrise in continuare:

1. Ansamblele combustibile sunt mai mici in comparatie cu cele existente la BWR cu o portiune incalzita de 3,1 m si o lungime totala de 3,7 m pentru a evita rezonanta seismica dintre zona activa si cladirea reactorului. Urmatorul reactor poate fi construit pe orice tip de teren de la moale la dur, ceea ce face posibila construirea unei instalatii standardizate sub pamant cu un nivel ridicat de protectie daca este necesar.

2. Densitatea volumetrica de putere a zonei active este de doar 34,2 kW/l iar perioada de operare intre 2 reincarcari este de 23 de luni.

3. Aranjarea componentelor interne ale reactorului este simpla, fara sisteme de recirculare fortata (reactorul functioneaza cu circulatie naturala a agentului de racire) si fara separatoare de abur.

4. In cazul pierderii accidentale a agentului de racire, zona activa nu va ramane descoperita,si in cazul in care agentul de racire ramane in vasul de presiune al reactorului si situatia in care agentul de racire este injectat de actionarea sistemelor de racire a zonei active.Sistemul automat de depresurizare (SAD) si rezervoarele functioneaza la presiune relativ joasa de 0,5 -1.0 MPa.

5. Caldura rezultata prin dezintegrare este absorbita in bazinul de suprimare timp de o zi dupa declansarea accidentului iar transmiterea caldurii prin anvelopa de otel catre bazinul exterior care o inconjoara, asigura transferul caldurii din anvelopa timp de trei zile, astfel incat operatorii au suficient timp pentru actiunile de restabilire.

6. Inundarea vasului de presiune al reactorului cu agent de racire provenit din rezervoare prin vasul de presiune si racirea directa a suprafetei externe va ajuta la pastrarea zonei active acoperita cu agent de racire si continuarea racirii zonei active, chiar si in cazul unui accident de fisurare a vasului de presiune.

7. Depresurizarea prin sistemul automat de depresurizare si injectarea de apa cu bor de la rezervor la o presiune de 0.5 -1 MPa pentru a scadea reactivitatea si a opri reactorul fara oprirea brusca a acestuia.

8. Anvelopa , cladirea reactorului si turbina sunt standardizate si compacte.

9. O perioada de constructie scurta de 32-36 de luni (depinzand de conditiile amplasamentului ), perioada care include si testele de pornire si pre-operare vor ajuta la asigurarea competitivitatii economice.

Figura 1. Vasul reactorului HSBWR

2. Descrierea sistemelor nucleare

2.1. Circuitul primar si caracteristicile sale principale

Schema vasului de presiune al reactorului (VPR) si configuratia sistemului sunt reprezentate in figurile 1, respectiv 2.

Pentru circularea agentului de racire se foloseste circulatia naturala; de exemplu: se elimina din sistem pompele de recirculare pentru a reduce numarul de componente actionate

KATAOKA, Y., et al.,"Planul Proiectului si Caracteristicile Termalo-Hidraulice ale Circulatie Naturale a Apei in Cazanul Reactorului",

Tehnologia Nucleara, Vol. 82, pp. 147-156(1988).

KATAOKA, Y., et al. "Planul Proiectului si Caracteristicile de Siguranta ale Circulatiei Naturale a Apei in Cazanul Reactorului",Tehnologia Nucleara, Vol. 91, pp. 16-27(1990).

MIKI, M., et al .,Dezvoltarea Circulatiei Naturale Mici si Medii a Apei in Cazanul Reactorului: HSBWR-600", Energia Termala si Nucleara, No. 39, pp. 839-853(1988){in japoneza}.

MURASE, M., et al., Planul Proiectului al Circulatiei Naturale a Apei in Cazanul Reactorului, HSBWR-600", Proc. International ENS/ANS Conf. sigurantei a reactoarele termice, Avignon, France, Vol. 2, pp. 483-492(1988).

NAITOH, M., et. al., Planul Proiectului si Caracteristicile Circulatiei Naturale a Apei in Cazanul Reactorului, HSBWR-600''' printat de IAEA Comitetul Tehnic de Intrunire Pentru Siguranta in Prezent si in Viitor a Racirii Apei in Reanctoare, Moscova, Rusia(1989)