Úterý, Listopad 13

Reaktor HPR-1000 – vznik, technické údaje, bezpečnost

Reaktor HPR-1000 (Hualong Pressurized Reactor) známý také jako Hualong One a původně vyvíjen pod názvem ACC-1000 je čínský tlakovodní jaderný reaktor generace III o nominálním výkonu 1 150 MWe. Koncepce reaktoru je výsledkem sloučení designu čínského reaktoru ACP-1000 vyvíjeného státem vlastněnou společností CNNC (China National Nuclear Corporation) a reaktoru ACPR-1000 vyvíjého také státem vlastněnou firmou CGN (China General Nuclear Corporation).

Výstavba jaderné elektrárny Fuqing 5 (napravo) a 6 s reaktory typu HPR-1000. [1]

Vznik a vývoj reaktoru HPR-1000

Počátky projektování reaktoru HPR-1000 začínají už v 70. letech, kdy společnost CNNC začala pracovat na vlastním vývoji malého reaktoru založeného na ponorkových jaderných reaktorech. Výsledkem byl dvou-smyčkový reaktor CNP-300 s nominálním výkonem 300 MWe. V 90. letech společnost CNNC ve spolupráci s firmami Westinghouse a Framatome (později Areva, nyní opět Framatome) vytvořila reaktor CNP-600, který je zvětšenou tří-smyčkovou verzí reaktoru CNP-300. K dnešnímu dni je v provozu pouze šest bloků CNP-600 v jaderné elektrárně Čchin-šan (Qinshan) a Čchang-ťiang (Changjiang).

Další vývoj čínské jaderné energetiky se ubíral k vyvinutí pokročilejší verze jaderných reaktorů třetí generace. Společnost CNNC se tak zaměřila na vývoj pokročilé verze designu s názvem ACP-600, který má na rozdíl od reaktoru CNP-600 dvojitý kontejnment, vylepšené aktivní i pasivní bezpečnostní systémy a delší palivový cyklus. V říjnu 2011 společnost CNNC oznámila, další vylepšení svého dosavadního designu spočívající v navýšení výkonu na 1100 MWe. Tento výkonnější reaktor dostal označení ACP-1000 a jeho aktivní zóna se skládá ze 177 palivových souborů o délce 3,66 metrů.

Na druhé straně firma CGN působící do roku 2013 pod názvem CGNPC (China Guangdong Nuclear Power Holding Corporation) přímo spolupracovala s Arevou na vývoji reaktoru CPR-1000 založeného na francouzské technologii tří-smyčkových tlakovodních reaktorů M-310, jehož čtyři bloky stojí už od 80. let v čínských jaderných elektrárnách Daya Bay a Ling Ao. Ačkoliv se v Číně připravuje výstavba patnácti bloků CPR-1000, náleží veškerá práva duševního vlastnictví společnosti Areva. Z těchto důvodů CGN vyvinula vlastní pokročilou verzi tohoto reaktoru známou jako ACPR-1000 o výkonu 1100 MWe, u kterého Čína vlastní veškerá práva duševního vlastnictví. Aktivní zóna tohoto reaktoru obsahuje 157 palivových souborů a je vysoká 4,3 metry.

V roce 2013 centrální čínská vláda pověřila právě tyto dvě jaderné korporace CNNC a CGN, aby spojily modely svých pokročilých jaderných reaktorů do jednoho standardizovaného designu HPR-1000, který bude určen jednak pro široké nasazení v Číně, tak i pro export na mezinárodní trh. V dnešní době jsou v Číně ve výstavbě čtyři bloky reaktory HPR-1000 (Fu-čching 5 & 6; Fang-čcheng-kang 3 & 4) a další dva reaktory tohoto typu se staví v Pákistánu (Karáčí 2 & 3) . Kromě toho společnost CNNC v roce 2017 uzavřela kontrakt na výstavbu jednoho reaktoru s argentinskou vládou a ve stejném roce CGN spolu s francouzskou EDF zahájila hodnocení návrhu pro nový reaktor ve Velké Británii.

 

Hlavní technické parametry HPR-1000

Dodavatel CNNC, CGN
Typ reaktoru PWR
Počet smyček 3
Tepelný výkon 3 050 MWt
Hrubý el. výkon 1 090 MWe
Účinnost bloku ~ 36 %
Plánovaná životnost 60 let
Koeficient využitelnosti > 90%
Obohacení < 5 %
Průměrné vyhoření 45 MWd/kgU
Palivová kampaň 18 měsíců
Geometrie aktivní zóny čtvercová
Počet palivových souborů 177
Délka palivového souboru 3,66 m
Počet palivových proutků v souboru 264
Vstupní teplota do AZ 291,5 °C
Výstupní teplota z AZ 328,5 °C
Tlak v primárním okruhu 15,7 MPa
Průtok jednou smyčkou 22 840 m3/h
Nádoba reaktoru – výška 12,47 m
Nádoba reaktoru – vnitřní průměr 4,34 m
Kontejnment – typ dvojitý
Kontejnment – vnější výška 53 m
Kontejnment – vnitřní průměr 46,8 m
Kontejnment – vnějším průměr 53 m

 

Běžné bezpečnostní systémy jaderné elektrárny HPR-1000. [2]

Bezpečnostní systémy

Bezpečnostní systémy HPR-1000 kombinují bezpečnostní přístup založený na redundanci aktivních systémů s prvky pasivního odvodu tepla, které mají v případě ztráty elektrického proudu zajistit bezpečné odstavení reaktoru, udržení roztaveného koria uvnitř reaktorové nádoby a odvod zbytkového tepla jak z nádoby reaktoru, tak i z celého kontejnmentu.

Hlavní bezpečnostní systémy jsou poměrně standardní. Všechny tři smyčky mají zcela nezávislé napájení a každá je vybavena systémem pro doplňování borové vody v případě ztráty chladicí kapaliny. Tyto systémy se skládají ze standardního vysokotlakého a nízkotlakého podsystému doplňování chladící vody z bazénu s vyhořelým palivem (IRWST). Dále každá smyčka obsahuje nezávislý systém pro přímé chlazení aktivní zóny z akumulátorů bórové vody. Nechybí ani sprchový systém zajišťující rozstřik vody z IRWST, který snižuje tlak a teplotu uvnitř kontejnmentu.

Návrh HPR-1000 obsahuje také další tři bezpečnostní systémy, kterými se tento reaktor odlišuje od svých přímých předchůdců. První takovýto systém zajišťuje pasivní odvod tepla pomocí přirozené konvekce z primárního okruhu přes parogenerátor, který odvádí páru do externích výměníků tepla nacházející se ve dvou vodních bazénech a vrací kondenzát zpátky do sekundárního okruhu. Podobný systém má také ruský reaktor MIR-1200.

Druhé zdokonalení bezpečnostních systému spočívá v možnosti pasivně odvádět teplo pomocí vnitřních výměníků tepla uvnitř kontejnmentu. Tepelné výměníky mají podobu teplosměnných trubek instalovaných v horních polohách kontejnmentu. Jelikož se voda v teplosměnných trubkách vypařuje, tak díky výškovému rozdílu mezi nádrží a tepelným výměníkem je zajištěna přirozená cirkulace chladicí kapaliny.

Třetí systém řeší odvod tepla při tavení koria. Podobně jako u amerického reaktoru AP-1000 je u HPR-1000 použit konstrukční přístup udržení koria uvnitř reaktorové nádoby, který je založen na snaze zaplavit šachtu reaktoru vodou a umožnit tak var na stěnách spodní části reaktorové nádoby. Odvod tepla jednak zajišťuje přirozená cirkulace vody, ale i vstřikování chladiva do spodní části reaktorové nádoby. Tento systém se skládá ze dvou paralelních smyček, které čerpají vodu z IRWST pomocí čerpadel a pasivního subsystému, který v případě otevření pojistných ventilů bude dodávat vodu z vysokotlaké nádrže nacházející se v horních prostorách kontejnmentu.

Schéma bezpečnostních systémů reaktoru HPR-1000. [2]

Srovnání HPR-1000 s reaktory II. generace

Ačkoliv čínský reaktor HPR-1000 vznikl kombinací reaktoru ACP-1000 s reaktorem ACPR-1000 a řadíme ho do třetí generace, jeho konstrukce nepřímo vychází z francouzských respektive z amerických designů tří-smyčkových reaktorů výkonnostní řady 900 MWe, které řadíme do druhé generace jaderných reaktorů.

Tato podobnost vychází, jak už bylo naznačeno výše, jednak ze silné spolupráce společností Framatome a Westinghouse s čínskými jadernými korporacemi, tak i z přímého nákupu francouzské technologie jaderného reaktoru M310, který je založen na sérii jaderných reaktorů výkonnostní řady 900 MWe označované také jako CPY série. Avšak pro výstavbu prvního typu reaktoru této série CP0 si Framatome zakoupil v 70. letech licenci na tří-smyčkové (3-loop) jaderné reaktory od americké společnosti Westinghouse. Z těchto důvodů je základní design reaktoru HPR-1000 prakticky shodný (viz Tabulka 1) se starší generací tří-smyčkových reaktorů stavěných v USA.

Výrazné rozdíly lze nalézt ve zvýšeném tepelném výkonu reaktoru a v bezpečnostních systémech, které na rozdíl od reaktorů II. generace kladou důraz na pasivní a inherentní bezpečnost. Z těchto důvodů musí HPR-1000 zvládnout havárie zahrnující jednak ztrátu chladiva tak i tavení aktivní zóny a zmírnit následky těchto těžkých havárií pro samotné okolí elektrárny. Proto je kontejnment reaktoru HPR-1000 na rozdíl od svých francouzských a amerických předchůdců vybaven dvouplášťovou ochrannou obálkou. Ta je tvořena vnitřní stěnou z předpjatého betonu a vnější železobetonovou stěnou poskytující ochranu proti vnějším rizikům.

 

Vybrané parametry reaktorů HPR-1000, CPY a 3-loop.

  HPR-1000 CPY 3-loop
Počet smyček 3 3 3
Tepelný výkon 3 050 MWt 2 785 MWt 2 785 MWt
Hrubý el. výkon 1090 MWe 950 MWe 950 MWe
Účinnost bloku ~36 % ~34 % ~34 %
Plánovaná životnost 60 let 40 let 40 let
Počet palivových souborů 177 157 157
Délka palivového souboru 3,66 m 3,66 m 3,66 m
Vstupní teplota do AZ 291,5 °C 285 °C 291,7 °C
Výstupní teplota z AZ 328,5 °C 320 °C 326,6 °C
Tlak v primárním okruhu 15,7 MPa 15,5 MPa 15,5 MPa
Průměr reaktorové nádoby 3,96 m 3,96 m 3,96 m
Výška reaktorové nádoby 12,3 m 12,3 m 12,3 m
Celkový počet bloků [k září 2018] 6 34 13

 

Tomáš Krupička

 

Zdroje:
[1] IAEA Releases Projections on Global Nuclear Power Capacity Through 2050 [online], International Atomic Energy Agency, 2017 [cit. 22. 9. 2018]. Dostupné z: https://www.iaea.org/newscenter/news/iaea-releases-projections-on-global-nuclear-power-capacity-through-2050
[2] XING, J., SONG D., WU, Y., HPR1000: Advanced Pressurized Water Reactor with Active and Passive Safety, Engineering, Volume 2, Issue 1, March 2016, str. 79-87, ISSN: 2095-8099
[3] THOMAS, STEVE, China’s nuclear export drive: Trojan Horse or Marshall Plan?, Energy Policy, Volume 101, February 2017, str. 683-691, ISSN: 0301-4215
[4] UK HPR1000, Generic Design Assessment (GDA) website [online], ukhpr1000.co.uk, 2017 [cit. 22. 9. 2018]. Dostupné z: http://www.ukhpr1000.co.uk/documents-library/step-2/
[5] Nuclear Power in China [online], world-nuclear.org, 2018 [cit. 22. 9. 2018]. Dostupné z: http://www.world-nuclear.org/information-library/country-profiles/countries-a-f/china-nuclear-power.aspx
[6] The Westinghouse Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant [online], NC State University, 1984 [cit. 22. 9. 2018]. Dostupné z: http://www4.ncsu.edu/~doster/NE405/Manuals/PWR_Manual.pdf
[7] Chinese reactor design evolution [online], Nuclear Engineering International, 2014 [cit. 22. 9. 2018]. Dostupné z: http://www.neimagazine.com/features/featurechinese-reactor-design-evolution-4272370/
[8] HPR1000 Powering the Future [online], CNNC China Zhongyuan Engineering Corp., [cit. 22. 9. 2018]. Dostupné z: http://www.czec.com.cn/en/technology/hpr1000.html

 

Tento článek byl napsán ve spolupráci se studenty oboru Jaderná energetická zařízení Fakulty strojní ČVUT v Praze.

One Comment

  • loudil

    Ano stavba mnohých čínských bloků se připravuje, ovšem kde to vázne ?? Poslední „klasický“ jaderný blok se v Číně začal stavět už 23.prosince 2016 a když nepočítáme experimentální 600 MW rychlý reaktor Xiapu z loňska, pak už skoro 2 roky !! v Číně žádné nové „lití betonu“ nebylo. Sám bych uvítal vysvětlení tohoto zvláštního stavu. Podle dřívějších oznámených plánů měla totiž Čína až do roku 2020 ročně zahajovat stavbu 4 až 6 nových reaktorů. Tento plán se hrubě neplní. Proč ??

Napsat komentář

Vaše emailová adresa nebude zveřejněna. Vyžadované informace jsou označeny *

This site uses Akismet to reduce spam. Learn how your comment data is processed.