ABR-1400 - APR-1400

Unidade 1 e unidade 2 dos reatores da usina nuclear de Barakah APR-1400 nos Emirados Árabes Unidos

O APR-1400 (para Advanced Power Reactor 1400  MW de eletricidade) é um reator nuclear avançado de água pressurizada projetado pela Korea Electric Power Corporation (KEPCO). Originalmente conhecido como Reator Coreano de Próxima Geração (KNGR), este reator de Geração III foi desenvolvido a partir do projeto OPR-1000 anterior e também incorpora recursos do projeto do Sistema 80+ de Engenharia de Combustão dos EUA (CE) . Atualmente na Coreia do Sul existem duas unidades em operação ( Shin Kori unidades 3 e 4) e 4 unidades em construção ( Shin Hanul unidades 1 e 2, Shin Kori unidades 5 e 6). Uma unidade está concluída e em operação comercial nos Emirados Árabes Unidos em Barakah , com mais três em construção em Barakah.

História

O projeto do APR-1400 começou em 1992 e foi certificado pelo Instituto Coreano de Segurança Nuclear em maio de 2002. O pedido de certificação do projeto foi apresentado à Comissão Reguladora Nuclear (NRC) em dezembro de 2014 e em março de 2015 foi aceito para revisão técnica para determinar se o projeto do reator atende aos requisitos básicos de segurança dos EUA. Em setembro de 2018, o NRC emitiu seu relatório final de avaliação de segurança e aprovação de projeto padrão, encontrando o projeto tecnicamente aceitável e válido por 15 anos. Em abril de 2019, o NRC aprovou uma regra para certificar o design do padrão APR-1400. A regra entra em vigor 120 dias após sua publicação no Federal Register .

Em outubro de 2017, a organização de Requisitos de Utilidade Europeia (EUR) aprovou alterações no design APR-1400 para resfriamento de emergência, permitindo que o design fosse construído em países fora da Europa com a certificação EUR.

Em setembro de 2018, a US Nuclear Regulatory Commission deu a APR-1400 Standard Design Approval e, em setembro de 2019, recebeu um certificado de projeto válido por 15 anos.

Localizações

Shin Hanul [2] + {2}

Shin Kori (1) + [3]

Barakah (1) + [3]

Localizações de unidades APR-1400

•  Ativo (número de unidades)
•  Em construção [número de unidades]

Coreia do Sul

Os primeiros reatores comerciais APR-1400 em Shin Kori foram aprovados em setembro de 2007, com construção iniciada em outubro de 2008 (Unidade 3) e agosto de 2009 (Unidade 4). O Shin Kori-3 foi inicialmente programado para iniciar a operação no final de 2013, mas os cronogramas para as Unidades 3 e 4 foram atrasados ​​em aproximadamente um ano para substituir o cabeamento de controle relacionado à segurança, que falhou em alguns testes. A construção de mais duas unidades APR-1400 em Shin Kori , Coreia (Unidades 5 e 6) estava prevista para começar em 2014, mas em dezembro de 2016 os planos não haviam sido finalizados.

A construção de dois novos APR-1400s, Shin Hanul Unidades 1 e 2, começou em maio de 2012 (Unidade 1) e junho de 2013 (Unidade 2), com a Unidade 1 prevista para ser concluída em abril de 2017. Mais dois APR-1400s em Shin Hanul foram aprovados em 2014, com início de construção em 2017.

Após a eleição do Presidente Moon Jae-in em maio de 2017, a KHNP suspendeu o trabalho de design no Shin Hanul-3 e -4, e o trabalho de construção foi suspenso no Shin Kori-5 e -6 em julho de 2017 por um período de três meses, enquanto um Comitê nomeado pelo governo se reuniu para discutir a futura política de energia nuclear do país. O presidente Moon assinou um acordo em março de 2017 pedindo a eliminação da energia nuclear durante a campanha para presidente. Em outubro de 2017, o comitê recomendou prosseguir com a construção do Shin Kori-5 e -6. O presidente Moon anunciou que apoiava a decisão do comitê, mas acrescentou que nenhuma nova construção seria permitida, lançando dúvidas sobre o destino de Shin Hanul-3 e -4.

Em abril de 2020, Shin-Kori 1 e 2 e Shin-Hanul 1 estão operacionais, enquanto Shin-Hanul 2 está sendo carregado com combustível.

Emirados Árabes Unidos

Em dezembro de 2009, um consórcio liderado pela KEPCO obteve o contrato para construir quatro reatores APR-1400 em Barakah , nos Emirados Árabes Unidos. A construção da Unidade Barakah 1 começou em julho de 2012, a Unidade 2 iniciou a construção em maio de 2013, a Unidade 3 iniciou a construção em setembro de 2014 e a Unidade 4 começou a construção em setembro de 2015. O Bloco 1 começou a produzir energia em 1 de agosto de 2020 e entrou em operação comercial em 6 de abril de 2021.

Reino Unido

NuGeneration (NuGen) foi formada como uma joint venture entre Engie , Iberdrola e Scottish and Southern Energy (SSE) para desenvolver a Estação de Energia Nuclear de Moorside em Cumbria ; os planos iniciais previam três unidades Westinghouse AP1000 . A SSE foi comprada pela Engie e pela Iberdrola em 2011, e a participação da Iberdrola, por sua vez, foi comprada pela Toshiba em 2013. Após a falência da subsidiária da Toshiba Westinghouse Electric Corporation em março de 2017, Engie saiu da NuGen em julho, deixando a Toshiba como a único proprietário da NuGen. Em dezembro de 2017, a NuGen anunciou que a Kepco foi nomeada o licitante preferencial para adquirir a NuGen da Toshiba. Em julho de 2018, o status de licitante preferencial da Kepco foi encerrado, em resposta às dificuldades de financiamento do empreendimento.

Resumo

Notas

Projeto

O APR-1400 é um reator avançado de água leve evolucionário baseado no projeto OPR-1000 anterior . Nas condições coreanas, o reator produziu 1455 MW de energia elétrica bruta com uma capacidade de energia térmica de 3983 MW (4000 MW nominais).

O projeto foi desenvolvido para atender a 43 requisitos de projeto, com os principais desenvolvimentos sendo a evolução da capacidade, aumento da vida útil e segurança aprimorada. As melhorias de design também se concentram em atender aos objetivos econômicos e aos requisitos de licenciamento. Comparado com o OPR-1000, os principais recursos são:

• Energia elétrica líquida: 1400 MW (aumento de 40%)
• Vida útil do projeto: 60 anos (aumento de 50%)
• Base do projeto sísmico: 0,3g (aumento de 50%)
• Frequência de dano do núcleo: menos de 10 ⁻⁵ / ano (redução de 10x)
• Conjuntos de combustível do núcleo: 241 (aumento de 36%)

Várias outras mudanças foram incorporadas, como mudança para I / C digital completo e implementação de novos sistemas no Sistema de Injeção de Segurança (SIT).

Testemunho

O núcleo do reator do APR-1400 consiste em 241 conjuntos de combustível, 93 conjuntos de elemento de controle e 61 conjuntos de instrumentação em núcleo. Cada conjunto de combustível tem 236 barras de combustível em uma matriz de 16 x 16 (algum espaço é ocupado por tubos-guia para elementos de controle) contendo dióxido de urânio (enriquecimento médio de 2,6 w / o), que é capaz de produzir uma densidade de potência volumétrica média de 100,9 W / cm ^ 3. Até 30% do núcleo também pode ser carregado com combustível de óxido misto com pequenas modificações. O núcleo é projetado para um ciclo operacional de 18 meses com uma queima de descarga de até 60.000 MWD / MTU, com uma margem térmica de 10%. Para os conjuntos de elementos de controle, 76 hastes de pelotas de carboneto de boro são usadas nas hastes de controle de resistência total, enquanto 17 Inconel -625 é usado nas hastes de controle de resistência de peça.

Primário

Como o OPR-1000 e os designs CE anteriores, o APR-1400 tem dois circuitos de refrigeração do reator. Em cada circuito, o refrigerante primário aquecido sai do vaso de pressão do reator (RPV) através de uma perna quente, passando por um gerador de vapor (SG), retornando ao vaso do reator através de duas pernas frias, cada uma equipada com uma bomba de refrigeração do reator (RCP). No circuito 2, existe um pressurizador (PZR) na perna quente, onde uma bolha de vapor é mantida durante a operação. Os loops são dispostos simetricamente, de modo que as pernas quentes são diametralmente opostas na circunferência do RPV. Como os geradores de vapor são elevados em relação ao RPV, a convecção natural fará com que o refrigerante do reator circule no caso de mau funcionamento do RCP. O pressurizador é equipado com uma válvula de alívio operada por piloto que não apenas protege contra a sobrepressão do Sistema de Refrigeração do Reator, mas também permite a despressurização manual no caso de perda total da água de alimentação.

Secundário

Cada gerador de vapor tem 13.102 tubos Inconel 690; este material melhora a resistência à corrosão sob tensão em comparação com o Inconel 600 usado em projetos anteriores. Como o projeto do sistema de evolução tardia 80+, o projeto do gerador de vapor incorpora um economizador de água de alimentação integral, que pré-aquece a água de alimentação antes de ser introduzida no SG. Comparado com o projeto OPR-1000, o gerador de vapor apresenta um estoque de água de alimentação secundária maior, estendendo o tempo de secagem e proporcionando mais tempo para intervenção manual do operador, caso seja necessário. A margem de conexão do tubo de design é de 10%, o que significa que a unidade pode operar em potência total com até 10% dos tubos SG conectados. Cada uma das duas linhas principais de vapor do gerador de vapor contém cinco válvulas de segurança, uma válvula de alívio de vapor principal e uma válvula de isolamento .

APR +

O APR-1400 foi desenvolvido com o design APR +, que recebeu sua certificação de tipo oficial em 14 de agosto de 2014, após sete anos em desenvolvimento. O projeto do reator apresenta segurança aprimorada e, entre outros, "uma frequência de danos no núcleo de uma ordem de magnitude inferior à calculada para o projeto APR1400 que ele suplanta". O núcleo APR + usa 257 conjuntos de combustível (16 a mais que APR-1400) para aumentar a produção para 1550 MW de eletricidade bruta. Certos recursos de segurança, como geradores de backup, foram aumentados de dois para quatro sistemas redundantes independentes.

Veja também

• Energia nuclear na Coreia do Sul
• Energia nuclear nos Emirados Árabes Unidos

Referências

links externos

• Kim, Han-Gon (28 de outubro de 2009). As características de projeto do Advanced Power Reactor 1400 (PDF) . Korea Hydro & Nuclear Power Co (Relatório). IAEA . Retirado em 13 de agosto de 2017 .
• "Reatores Nucleares Avançados" . Associação Nuclear Mundial . Dezembro de 2014 . Retirado em 4 de março de 2015 .
• "Relatório de status 83 - Advanced Power Reactor 1400 MWe (APR1400)" (PDF) . Associação Internacional de Energia Atômica . 11 de abril de 2011 . Retirado em 4 de março de 2015 .
• "APR + (Advanced Power Reactor Plus)" (PDF) . Associação Internacional de Energia Atômica . 6 de novembro de 2013 . Retirado em 4 de março de 2015 .
• Euan Mearns, Andy Dawson (18 de dezembro de 2017). "Uma visão geral do KEPCO APR1400" . Energia é importante . Retirado em 18 de dezembro de 2017 .