461 2

11.7. ROZWÓJ ENERGETYKI JĄDROWEJ

spłynięcia stopionego rdzenia na dno zbiornika. Na skutek ciepła powyłączeniowego następuje stopienie i otwarcie zaworu topliwego, czego efektem jest grawitacyjny spływ wody z komór mokrych.

11.7.4.4. Reaktor energetyczny ESBWR [11.11]

Projekt wodnego reaktora wrzącego firmy General Electric (GE) oznaczonego skrótem ESBWR (ang. Economic Simplified Boiling Water Reactor - Ekonomiczny Uproszczony Wodny Reaktor Wrzący) został oficjalne zarejestrowany przez NRC w grudniu 2005 roku w celu przeprowadzenia procesu certyfikacji. Łączy on w sobie ulepszenia w dziedzinie bezpieczeństwa z uproszczeniem projektu i standaryzacją elementów, dzięki czemu może być podstawą do budowy bezpieczniejszych i bardziej niezawodnych elektrowni jądrowych przy niższych nakładach inwestycyjnych w porównaniu do elektrowni pracujących obecnie.

Projekt ESBWR został zainicjowany na początku lat dziewięćdziesiątych XX wieku, kiedy firma GE pracowała nad projektem uproszczonego wodnego reaktora wrzącego (SBWR). Pierwotny projekt został wstrzymany, ponieważ moc bloku SBWR okazała się zbyt mała, aby uzyskać odpowiednie korzyści ekonomiczne z nowo budowanych bloków. Program ten okazał się jednak sukcesem, ponieważ przyczynił się do rozwinięcia pasywnych technologii bezpieczeństwa, które zastosowano w projekcie ESBWR. Na podstawie opanowanych rozwiązań technicznych i wyników testów pierwotnego projektu SBWR oraz dzięki wykorzystaniu doświadczenia budowlanego i eksploatacyjnego zdobytego przy reaktorze ABWR zespół projektowy ESBWR przygotował standaryzowany projekt uproszczonego reaktora, cechujący się atrakcyjnymi wskaźnikami ekonomicznymi. Układy technologiczne bloku energetycznego z reaktorem ESBWR zostały znacznie uproszczone, dzięki czemu zmniejszono niezbędny personel operacyjny i utrzymania ruchu, zwiększono niezawodność operacyjną oraz poprawiono bezpieczeństwo i ochronę fizyczną obiektu. Udało się zrealizować naturalną cyrkulację, dzięki zwiększeniu wysokości zbiornika reaktora oraz zmniejszeniu wysokości elementów paliwowych (w porównaniu z obecnie pracującymi blokami jądrowymi).

Blok ESBWR opiera się na sprawdzonym projekcie i technologii bloku ABWR, a projekt układów bezpieczeństwa reaktora ESBWR został przystosowany do większej mocy - 1500 MW. Składają się na nie układy wysoko- i niskociśnieniowe, a w tym grawitacyjny (pasywny) układ chłodzenia. Te pierwsze służą do usuwania ciepła powyłączeniowego, a w przypadku maksymalnej awarii proj ektowej (MAP - ucieczka chłodziwa z reaktora) woda ze zbiorników układu pasywnego spływa grawitacyjnie do zbiornika reaktora. Pojemność tych zbiorników wystarcza do zapewnienia poziomu wody powyżej 1 metra nad rdzeniem przez co najmniej 72 godziny, bez konieczności interwencji operatora, co w praktyce gwarantuje, że rdzeń nie zostanie odkryty na wypadek takiej awarii. Usuwanie ciepła z obudowy bezpieczeństwa jest realizowane za pomocą sześciu pasywnych pętli niskociśnieniowych.

461