EPR (usina nuclear)

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Fotomontagem do EPR em construção (à esquerda na imagem) na usina nuclear de Olkiluoto

EPR é o nome comercial de uma série de usinas nucleares. O EPR é um reator de água pressurizada de terceira geração (III +) desenvolvido pelas empresas francesas Framatome (parte do grupo Areva entre 2001 e 2017 ) e Électricité de France (EDF), bem como pela empresa alemã Siemens (divisão nuclear fundida com a Framatome desde 2001) tem sido. Anteriormente conhecido como European Pressurized Reactor ou European Pressurized Water Reactor e comercializado fora da Europa como Evolutionary Power Reactor , a abreviatura EPR é agora uma marca independente; a forma longa quase não é mais usada.

Como a série Framatome CP, o EPR recebeu pedidos de exportação depois que os modelos P4 e N4 anteriores foram construídos apenas na França. O primeiro EPR foi colocado online em 29 de junho de 2018 na China em Taishan . Em 2019, o segundo bloco em Taishan entrou em operação comercial. Três outras fábricas estavam em construção em 2019: desde 2005 na Finlândia Olkiluoto , desde 2007 na França Flamanville e desde 2018 o primeiro de dois blocos na Grã-Bretanha Hinkley Point .

História do desenvolvimento do EPR

Início do desenvolvimento

O desenvolvimento do EPR começou em 1989, quando a Framatome e a Siemens assinaram um acordo de cooperação para desenvolver um reator avançado de água pressurizada . Em 1991, a Électricité de France e as concessionárias alemãs também decidiram fundir seu trabalho de desenvolvimento. No início de 1992, a Alemanha e a França publicaram um Requisito de Utilidade Europeia (EUR) para um Reator Europeu de Água Pressurizada (EPR) . Em 1993, a Comissão de Segurança do Reator propôs desenvolver padrões de segurança comuns para futuros reatores de água pressurizada. As duas primeiras metas foram publicadas em fevereiro de 1994 e a maior parte delas foi publicada no final do mesmo ano.

Um dos focos das novas metas de segurança era o controle de acidentes de fusão nuclear . As usinas nucleares de segunda geração ainda não tinham equipamento de segurança suficiente para controlar o colapso completo do núcleo. Na França, a última vez que houve um acidente com colapso parcial na usina nuclear Saint-Laurent foi em 1980 . O acidente na usina nuclear de Fukushima Daiichi em 2011 também foi um colapso central. Para entender melhor o comportamento do material do núcleo fundido, o chamado cório , vários programas de pesquisa foram iniciados. Eles criaram a base física para o desenvolvimento de dispositivos de coleta apropriados para o cório, o chamado coletor de núcleo ( core catcher ).

Projeto de pesquisa COMAS

Como parte do projeto COMAS (Corium on Material Surfaces), o comportamento de propagação de núcleos fundidos prototípicos foi investigado de 1993 a 1999. Neste projeto de pesquisa financiado pela União Europeia e pelo Ministério Federal Alemão para Educação, Ciência, Pesquisa e Tecnologia (BMBF), o código LAVA foi desenvolvido para simular a propagação do derretimento. As descobertas sobre a propagação da lava da vulcanologia foram usadas e foram complementadas por modelos mais detalhados de transferência de calor e a reologia do cório. A validação foi realizada em cooperação entre a RWTH Aachen University e a Siempelkamp . Em preparação para os testes em grande escala, pequenos experimentos de laboratório foram realizados pela Siemens KWU. A série de testes começou com o experimento KATS-14: 176 kg de massa de óxido (85% Al ₂ O ₃ , 10% SiO ₂ , 5% FeO) e 154 kg de massa de ferro fluiu através de dois canais em placas de cordierita para validar a velocidade de propagação e o perfil de temperatura. Isso foi seguido pelo experimento real com COMAS EU-2b: A massa de teste de 630 kg, conhecida como Corium R , foi derramada em vários canais feitos de concreto, cerâmica e ferro fundido e medida no processo. Para simular a propagação do fundido, a configuração do teste em uma escala de 1: 6 correspondeu à versão EPR. A composição do fundido consistia em 31,1% de UO ₂ , 23,8% de ZrO ₂ , 18,8% de FeO, 15,1% de SiO ₂ , 5,7% de Cr ₂ O ₃ , 4,6% de Al ₂ O ₃ e 0,9% de CaO. Em todos os experimentos, o calor de fusão necessário foi fornecido por uma reação de termite .

Projeto de pesquisa VULCANO

Outras investigações do CEA aconteceram na França em 1997/1998 em Cadarache com os experimentos VULCANO. VULCANO significa Laboratório Versátil de UO ₂ para Análises e Observações de Corium e foi criado para expressar a versatilidade da série de testes. Em comparação com os experimentos COMAS, que ocorreram apenas em canais, o fluxo de cório do canal para a área de espalhamento foi investigado aqui. A superfície de expansão trapezoidal foi fornecida com um padrão quadriculado para permitir a medição da expansão com uma câmera. Uma vez que a propagação do cório no coletor de núcleo pode ser assegurada em uma taxa de fluxo alta, os testes concentraram-se em taxas de fluxo pequenas de menos de um litro por segundo. Nos testes iniciais da série VE, o háfnio foi usado como um substituto do urânio para ajustar o forno. Descobriu-se também que o derretimento nunca foi interrompido pela formação de crosta na frente.

O primeiro experimento “agudo” VE-U1 com dióxido de urânio ocorreu em 2 de dezembro de 1997. Com uma composição de 45% UO ₂ , 20% ZrO ₂ , 20% SiO ₂ , 13% Fe ₃ O ₄ e 2% Fe ₂ O _3, a fusão correspondia ao cório do EPR após deixar o poço do reator e fundir através o prato sacrificial. A faixa de temperatura do cório correspondeu a cerca de 900 K entre os componentes sólidos e líquidos, a temperatura na saída do forno foi mantida entre 2450 K e 2650 K. Uma quantidade de teste de 47 kg foi despejada no esgoto a 2,5 kg / se fluiu 1,2 metros descendo a rampa, com uma espessura de camada de 2-3 cm. A velocidade de propagação pode ser determinada em 10–20 cm / s. Após um exame mais detalhado, uma estrutura muito porosa do fundido solidificado pode ser determinada. Seguiram-se outras investigações. No experimento VE-U7, por exemplo, uma partição axialmente simétrica foi colocada no canal e na área de espalhamento. Isso tornou possível examinar dois substratos de suporte diferentes ao mesmo tempo. Enquanto uma metade era forrada com concreto de alta resistência , a outra metade era feita de dióxido de zircônio . A propagação do fundido na cerâmica foi examinada previamente usando o código LAVA, e boa concordância com o experimento também foi mostrada pouco antes de o cório solidificar.

Projeto de pesquisa ECOSTAR

O experimento DISCO investigou os efeitos de uma falha de alta pressão do vaso de pressão do reator

Doze instituições de pesquisa europeias e as empresas Framatome ANP e Becker Technologies participaram do projeto ECOSTAR ( Ex-Vessel Core Melt Stabilization Research ). O programa foi originalmente planejado para durar três anos, mas depois de dois anos um parceiro do projeto saiu, após o que o Centro de Pesquisa de Karlsruhe assumiu a coordenação e o programa foi estendido por um ano até o final de 2003. As investigações foram realizadas nos seguintes tópicos: Liberação do fundido do vaso de pressão do reator (RPV), sua propagação e a erosão do piso de concreto, bem como o resfriamento do fundido no coletor de núcleo. Os seguintes experimentos foram realizados em detalhes:

• Propagação do derretimento: Os experimentos do DISCO no Centro de Pesquisa de Karlsruhe determinaram a quantidade de cório que flui para a contenção no caso de uma falha de alta pressão do vaso de pressão do reator e não permanece no poço do reator. Para este propósito, um modelo 1:18 do poço do reator EPR foi examinado. Os experimentos foram realizados com água (DISCO-C) e metais densos derretidos na forma líquida (DISCO-H). Fraturas laterais, orifícios, fendas horizontais e rasgo na cúpula inferior foram sistematicamente examinados. Os experimentos a quente foram realizados com fundição de alumínio-ferro, vapor e um orifício central na cúpula inferior.
• Os experimentos KAJET foram realizados em erosão por jato. No caso de falha local do vaso de pressão do reator sob pressão, o cório pode ser pressionado para fora dele como um jato compacto, o que acelera a erosão das paredes de concreto. Para este propósito, a erosão do concreto por jatos de metal líquido a pressões de gás de 3-8 bar foi investigada no Centro de Pesquisa de Karlsruhe. O Corium foi simulado usando um fundido de alumínio-ferro com massa de até 160 kg, que foi aquecido a cerca de 2000 ° C por uma reação de termite. A maior taxa de erosão pode ser determinada em 10 mm / s; a profundidade da erosão no cenário do acidente era de cerca de 130 mm.
• O transporte do fundido também foi investigado no Centro de Pesquisa de Karlsruhe. No ECOKATS-1, 600 kg de fundido de óxido foram despejados a 2 l / s em uma superfície de concreto de 3 metros por 4 metros. O experimento foi usado como referência para os códigos de propagação LAVA, CORFLOW e THEMA. Esses códigos poderiam, portanto, ser usados ​​para o projeto e aprovação de usinas nucleares. No ECOKATS-2, uma grande massa de 3200 kg de óxido / metal fundido foi derramada a 20 l / s em uma superfície de concreto de 2 m × 2 m. Isso corresponde às condições de fluxo esperadas em um cenário de acidente. O derretimento se espalhou em menos de 60 segundos com 20 cm de espessura na superfície e se dissipou com fortes chamas de hidrogênio.
• O diagrama de fases da multi-componente UO ₂ -ZrO ₂ mistura -concrete e várias misturas de óxido foi examinada pelo CEA e o Instituto de Pesquisa Nuclear Checa. Framatome ANP investigou a interação de fusão e concreto em diferentes taxas de aquecimento em pequenos experimentos. O decaimento radioativo foi simulado por aquecimento permanente. Nenhuma formação de crosta pode ser observada aqui.
• A melhor maneira de resfriar o cório no coletor de núcleo também foi investigada. Nos testes VULCANO, especialmente VE-U7 e VE-U8, a formação de bolhas de gás resultou em uma superfície rugosa que melhoraria o resfriamento. No entanto, o derretimento no coletor do núcleo é cinco a dez vezes mais espesso. Se o fundido também for resfriado por baixo, a eficácia do resfriamento pode ser aumentada em 50 a 600%, como a Universidade Técnica Real de Estocolmo descobriu no experimento POMECO. Na experiência ECOKATS-2 descrita acima, o fundido de 20 cm de espessura foi derramado com água de cima. Apesar da explosão de gases e da superfície móvel, o processo de inundação não foi espetacular, sem reações violentas. O derretimento formou uma crosta superficial na qual minivulcões se formaram; nenhuma partícula foi ejetada. O resfriamento do banho ocorreu lentamente, o que indicou apenas uma pequena quantidade de entrada de água. O experimento mostrou que o derretimento só pode ser resfriado em uma extensão limitada por inundação de cima. Se o resfriamento também for aplicado por baixo, a maior parte do derretimento se desintegra. Isso foi mostrado no Centro de Pesquisa Karlsruhe em três experimentos CometPC com simulação do calor de decomposição : O derretimento de 800 kg solidificou em apenas 30 a 60 minutos, o que extinguiu os processos no fundido . Outras investigações foram realizadas com os testes DECOBI na Royal Technical University de Estocolmo, e um modelo teórico para isso foi desenvolvido na Universidade de Stuttgart .

Conclusão do desenvolvimento, início da construção das usinas

O projeto básico do sistema foi definido já em 1998. Em 2001 as empresas Siemens e Framatome fundiram suas atividades nucleares na empresa Framatome ANP . Em 2006, ela foi renomeada como AREVA NP . O trabalho no EPR foi concluído sob a égide da nova empresa. A tecnologia baseia-se principalmente na experiência adquirida na construção e operação de reatores de água pressurizada dos tipos Konvoi (Siemens) e N4 (Framatome) desenvolvidos pelas empresas-mãe . Não foram realizadas investigações adicionais sobre o processo do ciclo , uma vez que eram necessárias para o desenvolvimento do reator de água fervente geração 3 KERENA em Karlstein am Main na bancada de teste da INKA. A partir de 2003, apenas aspectos individuais do sistema foram desenvolvidos, para que o desenvolvimento pudesse ser concluído com sucesso nos próximos anos.

Em 2005, foi concedida a licença de construção para o primeiro EPR na usina nuclear de Olkiluoto, na Finlândia. Com o pedido, o EPR foi capaz de registrar seu primeiro sucesso de exportação, que a França havia alcançado recentemente com os tipos de usinas de energia da série CP das décadas de 1970 e 1980. A grande contribuição alemã para o desenvolvimento do EPR também se reflete no canteiro de obras de Olkiluoto 3: das mais de 1.600 empresas no local (em 2011), cada segundo era da Alemanha. Em 2007, a construção de um EPR começou na França na usina nuclear de Flamanville . Ambos os reatores (2021) ainda não estão em operação comercial e já ultrapassaram em muito a data de conclusão original.

Em 2008, a construção de dois EPRs começou na usina nuclear de Taishan, na província chinesa de Guangdong . A Unidade 1 se tornou o primeiro EPR a entrar em operação comercial em 13 de dezembro de 2018. A operação comercial da Unidade 2 teve início em 7 de setembro de 2019.

No Reino Unido, a construção de dois EPRs em Hinkley Point foi iniciada em 2018 .

Geração III +

Uma extensa pesquisa foi realizada no EPR para melhor neutralizar o derretimento do núcleo. Desenvolvimentos semelhantes também ocorreram em outros países ao mesmo tempo, de modo que, como regra, as disposições são tomadas para isso em todos os reatores de energia modernos. As contra-medidas podem ser divididas em dois tipos:

• Resfriamento no vaso de pressão do reator ( resfriamento no vaso ): O vaso de pressão do reator é colocado sob a água do lado de fora para dissipar o calor pós-decaimento do cório através da parede do vaso de pressão do reator. Exemplos são o KERENA da Areva, o WWER-1000 da OKB Gidropress e o AP1000 da Westinghouse.
• Resfriamento fora do vaso de pressão do reator ( resfriamento ex-vaso ): Uma fusão da cúpula inferior é planejada para resfriar o cório em um dispositivo especial. A vantagem sobre o primeiro método é a forma mais barata do fundido, o que facilita o resfriamento. A desvantagem é o maior esforço. Embora este dispositivo (por cada fabricante como o coletor de núcleo e não o coletor de núcleo ) seja chamado, eles ainda têm o mesmo propósito. No ABWR, por exemplo, é utilizado um piso de concreto armado com fibras de basalto , sobre o qual o cório deve se espalhar e ser resfriado passivamente. Exemplos são o EPR da Areva, AES-91 da Atomstroiexport e o ABWR da Hitachi-GE .

ABWR em construção em Lungmen NPP , 2006

Em contraste com a Geração IV, os sistemas da Geração III +, como o EPR, são projetados para controlar os acidentes de fusão do núcleo, mas ainda dependem de medidas de emergência externas ( resposta de emergência externa ). As usinas nucleares anteriores, como as séries N4 ou Konvoi, por exemplo, requerem um suprimento externo de água no caso de uma perda completa do suprimento de energia e perda do dissipador de calor principal para dissipar o calor em decomposição. Com bombas móveis, a água é alimentada no lado secundário do gerador de vapor e evaporada. Para evitar esse procedimento, água suficiente teria que ser armazenada dentro do sistema para que ela pudesse ser transferida para um estado frio e subcrítico e o cório se solidificasse no coletor de núcleo. A diferença entre o EPR e a Geração IV se deve ao aumento dos estoques de água em relação à série N4 ou Konvoi, mas apenas de natureza semântica , uma vez que o aquecimento da água na bacia de inundação até a temperatura de saturação leva algumas horas; Tal como acontece com o AP1000, leva alguns dias para a evaporação completa. No EPR, existem quase 2.000 toneladas de água na bacia de inundação, além das cerca de 1600 toneladas no sistema de alimentação de emergência EFWS. Devido ao critério de projeto do EPR, segundo o qual um derretimento do núcleo pode ter apenas efeitos muito limitados no ambiente da planta, a diferença para a Geração IV também é insignificante. O Grupo de Trabalho de Risco e Segurança (RSWG) do Fórum Internacional Geração IV chegou à conclusão de que o padrão de segurança do EPR e do AP1000 é "excelente" e deve ser usado como referência para reatores futuros.

A rentabilidade das fábricas também melhorou. Com o EPR, isso é obtido principalmente por meio de uma capacidade de bloco mais alta, bem como de uma maior queima e eficiência do processo. Outros sistemas, como o AP1000, tentam obter uma vantagem de custo por meio de tecnologia de segurança simplificada. A tecnologia do reator também foi aprimorada: por exemplo, o EPR pode ser completamente carregado com elementos de combustível MOX se o cliente solicitar e, teoricamente, o tório também pode ser adicionado como combustível. Com o ABWR da GE Hitachi, o ciclo de incubação pode ser otimizado durante a operação, regulando o fluxo do refrigerante: no início do ciclo, apenas um baixo fluxo de massa é implementado, o que aumenta a proporção de bolhas de vapor e gera um espectro de nêutrons mais difícil e portanto, a taxa de conversão . Na fase posterior do ciclo do combustível, um maior fluxo de massa é então rolado através do núcleo, o que leva a um espectro de nêutrons mais suave e ao consumo do plutônio produzido. A taxa de conversão é mais alta do que com usinas nucleares mais antigas, mas ainda está abaixo de 1. Esses reatores não são chamados de criadores térmicos , mas de conversores ascendentes . A saída do bloco do EPR atualmente ainda é limitada por seu turbo gerador (veja abaixo); No futuro, pode-se esperar uma eficiência de processo em torno de 39%. Essa eficiência deve representar o máximo para um ciclo convencional; eficiências mais altas só são possíveis com um processo de vapor supercrítico . Os conceitos de reatores de água pressurizada e fervente estão, portanto, sendo combinados como parte da iniciativa Geração IV para criar o reator de água leve supercrítico .

Areva

O EPR é a primeira série de reatores de potência comercializados pela Areva NP, hoje Framatome . Nesse ínterim, a gama de produtos foi expandida para incluir sistemas adicionais, a fim de melhor cobrir vários requisitos do cliente:

• O KERENA é um desenvolvimento adicional dos reatores de água fervente 72 das unidades B e C da usina nuclear de Gundremmingen . Os sistemas de resfriamento de emergência funcionam de forma puramente passiva por meio de tubos de comunicação . Em Karlstein am Main, um modelo completo do sistema foi construído usando a bancada de teste INKA. Com uma potência de bloco de cerca de 1250 MW _e e tecnologia de segurança média, o KERENA cobre o segmento de médio porte.
• O ATMEA1 está sendo desenvolvido pela joint venture 50/50 de mesmo nome com a Mitsubishi Heavy Industries (MHI) e se destina a ser uma solução econômica para clientes financeiramente fracos. Este é um tipo de versão bastante reduzida do EPR: a redundância e os circuitos foram reduzidos de quatro para três, a contenção dupla foi substituída por uma simples e o sistema de resfriamento de emergência foi simplificado. O coletor de núcleo foi mantido, a produção do bloco é de cerca de 1100 MW _e . Em julho de 2015, não havia reator Atmea existente nem em construção.

Política energética da França

Torres de resfriamento da usina nuclear Chooz

As usinas nucleares da França são baseadas em quatro projetos diferentes. As primeiras são usinas do tipo CP0, CP1 e CP2, que têm uma capacidade de cerca de 900 MW _e e foram construídas principalmente entre 1970 e 1980. Em comparação com as séries CP0 e CP1, a redundância da série CP2 foi aumentada; a partir do CP1, a água também pode ser pulverizada para a contenção em emergências. Esses tipos de reatores foram exportados com muito sucesso, por exemplo, para as usinas nucleares Koeberg e Uljin ou para a série de reatores chineses CPR-1000. As seguintes séries P4 e P'4 fornecem cerca de 1300 MW _e saída, a usina nuclear Cattenom pertence a este tipo. O projeto do N4 foi modificado a partir deste em Civaux e Chooz com 1450 MW _e .

O EPR é a mais nova série de centrais nucleares francesas e, de acordo com a vontade do Comissariado à l'énergie atomique et aux énergies alternativas, substituirá os sistemas anteriores, alguns dos quais deverão permanecer na rede até 2050. O EPR pode ser operado com elementos de combustível até 100% MOX e, portanto, como um "queimador de plutônio". A partir de 2020 - dependendo do preço do urânio - haverá a possibilidade de usar o tório-232 no processo de criação e ração . Espera-se que até 27% do combustível consista em óxidos mistos Th / Pu ou Th / U no núcleo. O EPR é para 2030+ a partir de reatores nucleares Geração IV ser complementado, como os reatores reprodutores rápidos , a fissão para a possibilidade da fissão de expansão rápida (fr. Réacteurs à neutrons rapides, RNR ). O último EPR deverá então sair de operação antes do final do século, para que a eletricidade só seja gerada por criadores rápidos.

O EPR pode substituir os reatores de potência mais antigos da série CP com sua capacidade de bloco na proporção de 2: 1. As séries P4 e N4 teriam então que ser substituídas por reatores de Geração IV, já que esses sistemas só entraram em operação depois de 1986. Resta saber se isso pode ser alcançado em vista do alto preço unitário de um EPR. Além disso, após o desastre nuclear em Fukushima (março de 2011), o público e partes da política são significativamente mais críticos em relação à energia nuclear, de modo que permanece questionável se o EPR substituirá as usinas existentes em grande escala.

tecnologia

Processo circular

Esquema simplificado de um reator de
água pressurizada.
O trocador de calor do pré-aquecedor de água de alimentação, não mostrado aqui, segue a turbina de alta pressão .

O EPR é um reator de água pressurizada (PWR) com quatro circuitos primários. Como é usual com reatores de água pressurizada, o sistema consiste em uma parte nuclear e uma convencional, não nuclear. A parte nuclear ( ilha nuclear ) inclui a dupla contenção com o vaso de pressão do reator e os quatro circuitos primários, os edifícios para os sistemas de refrigeração de emergência e o edifício com as bacias de decaimento dos elementos combustíveis . A parte convencional, a ilha da turbina , contém a turbina a vapor com o gerador e o condensador.

Os componentes mais importantes foram adotados de forma modificada das séries N4 e Konvoi. O vaso de pressão do reator é baseado na série Konvoi, o gerador de vapor e as bombas de refrigeração nas usinas francesas da série N4

O refrigerante, água desmineralizada ( água desionizada), é conduzido nos circuitos primários sob uma pressão de 155 bar através das quatro linhas principais de refrigerante ( perna fria ) para o vaso de pressão do reator, onde flui para baixo na parede interna. Na parte inferior, a direção do fluxo é invertida para que o núcleo com os elementos de combustível flua por baixo e a água aqueça de cerca de 296 ° C a cerca de 328 ° C. De lá, ele flui através das quatro linhas principais de refrigerante do lado quente (Engl. Hot leg ) para os quatro geradores de vapor (Engl. Steam generator ), que são projetados como trocadores de calor de casco e tubo. Na direção do fluxo atrás dos geradores de vapor, há uma bomba centrífuga (bomba principal de refrigerante, bomba inglesa de refrigerante do reator ), que bombeia o refrigerante de volta para o vaso de pressão do reator. Para poder regular a pressão no circuito primário, um suporte de pressão é conectado a um circuito entre o lado quente e o gerador de vapor. O fluxo de massa através do núcleo é em torno de 23.135 kg / s a uma carga nominal de 4300 MW _th , 28.330 m³ / h são circulados por circuito.

O circuito primário tem apenas a tarefa de transferir o calor do reator nuclear para um circuito secundário, que é projetado como um ciclo de Clausius-Rankine . Como resultado, há uma transição de fase do meio de trabalho. Por uma questão de simplicidade, a água também é escolhida aqui. Nos quatro geradores de vapor, o vapor saturado é gerado a 78 bar de pressão e cerca de 293 ° C, que flui por meio de quatro linhas a 2.433 kg / s cada uma por meio de válvulas de segurança redundantes da contenção dupla para a casa da máquina e daí para a turbina a vapor onde o gerador de turbina gera energia elétrica. Após fluir pela turbina de alta pressão, o vapor passa por um trocador de calor para, então, ser alimentado nas três turbinas de baixa pressão. O vapor é condensado no tanque de água de alimentação dos seis condensadores; a água de resfriamento para isso é retirada do dissipador de calor principal ( dissipador de calor final ), mar ou rio com torre de resfriamento, em torno de 57 m³ / se aquecida por cerca de 12 ° C. Do tanque de armazenamento de água de alimentação , a água é alimentada no pré-aquecedor de água de alimentação em duas linhas com três bombas de água de alimentação - outra está disponível como reserva. A água é aquecida a cerca de 230 ° C em sete estágios antes de ser enviada de volta para os quatro geradores de vapor e o ciclo recomeça.

O EPR é comercializado com uma potência unitária de aproximadamente 1600 MW _e e uma eficiência térmica de 37%. Esses valores variam um pouco, dependendo da temperatura média da água de resfriamento disponível no local (mar, rio). A saída do reator térmico, por outro lado, é um parâmetro fixo porque forma a base de todas as análises de segurança ( incluindo possíveis cenários de acidentes) e o projeto dos componentes relevantes para a segurança. Além disso, o desempenho também é limitado pelo próprio processo termonuclear. A temperatura e a pressão na água de resfriamento são precisamente combinadas uma com a outra. Se a temperatura da água de resfriamento fosse aumentada na mesma pressão (puxando as hastes de controle ou reduzindo a concentração de ácido bórico na água), bolhas de vapor se formariam nos elementos de combustível, a capacidade moderadora da água diminuiria e o a produção térmica diminuiria ( coeficiente de bolha de vapor negativo ). Além disso, as bolhas de vapor prejudicam o transporte de calor para a água de resfriamento e levam ao superaquecimento dos conjuntos de combustível. Na prática, portanto, um aumento na produção geralmente ocorre no lado não nuclear da usina, por exemplo, B. aumentando a eficiência do gerador de turbina. Mas o progresso técnico também pode dar origem a uma nova margem de manobra. Z também poderia. B. com base em métodos de cálculo mais precisos da evidência de que os limites de projeto dos componentes de segurança determinados de maneira muito conservadora não são excedidos, mesmo com desempenho mais alto (temperatura e pressão).

Vaso de pressão do reator

Estrutura esquemática do vaso de pressão do reator com instrumentos

O vaso de pressão do reator é o coração da usina, uma vez que a massa é convertida diretamente em energia por meio da fissão nuclear induzida por nêutrons . Durante a fissão nuclear, núcleos atômicos pesados ​​se desintegram em produtos de fissão mais leves que têm um defeito de massa maior do que o nuclídeo inicial pesado. Como um reator de água leve , o EPR usa nêutrons térmicos ; a água no circuito primário serve tanto como moderador quanto como refrigerante. A moderação (frenagem) dos nêutrons aumenta a seção transversal para a fissão nuclear do combustível. Quando a temperatura no reator aumenta, mais bolhas de vapor se formam, o efeito moderador da água diminui, a seção transversal diminui e, conseqüentemente, o número de fissão nuclear ( coeficiente de bolha de vapor negativo ). Do ponto de vista da segurança, entretanto, esta propriedade impede qualquer aumento na produção da unidade, de forma que esta só pode ser aumentada ao longo da vida do sistema com turbinas a vapor melhores e trocadores de calor mais eficientes. Uma quantidade variável de ácido bórico é adicionada à água durante a operação. Como o boro é um absorvedor eficaz de nêutrons térmicos, a queima dos elementos do combustível pode ser compensada pela alteração da concentração de ácido bórico e a saída do reator pode ser mantida constante. Outro controle automático de potência resulta da dependência física da reatividade com a temperatura do combustível e do refrigerante. Um aumento na temperatura no reator também significa um aumento na temperatura do combustível: Isso aumenta a tendência do urânio-238, que é difícil de ser dividido por nêutrons térmicos, de absorver nêutrons.

O vaso de pressão do reator tem um diâmetro interno de 4,885 me uma espessura de parede de 250 mm. A cúpula inferior do vaso de pressão tem apenas 145 mm de espessura, a fim de servir como uma espécie de ponto de ruptura predeterminado no caso de derretimento do núcleo . Com a tampa do reator colocada, a altura total passa de 12,7 metros, com massa de 526 toneladas. O recipiente é feito de aço ferrite que é forjado em estruturas em forma de anel e depois soldado. A área que acomoda os oito flanges dos circuitos primários é forjada a partir de uma única peça para manter o número de soldas no vaso de pressão do reator o mais baixo possível. Por razões de proteção anticorrosiva, o interior é forrado com aço inoxidável . A água que flui através dos quatro lados frios do vaso de pressão do reator para dentro dele flui para baixo ao longo do lado interno da parede, a fim de resfriar o núcleo do lado de fora. Uma placa de distribuição de fluxo está localizada no chão sob a grade guia para direcionar a água uniformemente através do núcleo do reator. Este tem uma altura ativa de 4,2 metros e consiste em 241 combustível e 89 feixes de barras de controle. Depois de fluir pela grade guia superior, a água sai do vaso de pressão através dos quatro lados quentes para os circuitos primários. O núcleo é cercado por um refletor de nêutrons de 90 toneladas feito de aço inoxidável austenítico, que supostamente aumenta a queima e o fator de reprodução.

Sistema de medição de bolas

Tampa do reator e instrumentação

A tampa do vaso de pressão do reator, assim como as estruturas internas, é feita de aço inoxidável e tem 230 mm de espessura. Possui 89 aberturas para as hastes de controle, 16 aberturas para outros instrumentos, quatro aberturas para medições de vazão de refrigerante e uma abertura para medição de temperatura na tampa.

Como o projeto da instrumentação central foi adotado da série Konvoi, foi possível dispensar as aberturas no fundo do recipiente em contraste com os reatores N4. Das 16 aberturas para outros instrumentos, 12 são usadas para culatras de lança . Cada um deles tem três termopares (engl. Termopar ) para medir a temperatura de saída do núcleo, seis sensores no núcleo para medir continuamente o fluxo de nêutrons , bem como três a quatro sondas de medição de esfera , que medem o fluxo de nêutrons apenas em lotes, mas mais precisas e resolução superior. Eles contêm bolas feitas de uma liga de vanádio, que são sopradas pneumaticamente para o leitor após três minutos de irradiação no reator. Lá, a atividade das esferas é tipicamente determinada por três minutos em 36 pontos de medição de uma sonda, a fim de recalibrar os instrumentos para a medição contínua do fluxo de nêutrons no núcleo e para exibir a distribuição tridimensional da potência do reator. Há um total de 40 sondas de medição de esfera no vaso de pressão do reator. Fora do contêiner, existem outros instrumentos para medir o fluxo de nêutrons, a fim de medir a potência do núcleo e monitorar a subcriticalidade durante o descarregamento e carregamento do núcleo .

Núcleo do reator

Os elementos de combustível no núcleo do reator liberam calor como resultado da fissão nuclear e são combinados em feixes retangulares. No total, existem 241 feixes de combustível no vaso de pressão do reator, cada um dos quais consiste em 265 barras de combustível e 24 tubos de guia de barra de controle em um arranjo 17 × 17. Os feixes têm comprimento de 4,8 metros, comprimento de borda de 213,5 mm e massa de 735 kg. Os feixes são mantidos em forma por dez grades espaçadoras ; as grades também otimizam o fluxo de água de resfriamento ao redor dos conjuntos de combustível. As oito grades do meio são feitas de liga de zircônio , por razões de resistência as grades superior e inferior são feitas de liga de níquel . A grade inferior contém um filtro para proteger os elementos de combustível da contaminação do circuito primário com partículas (devido ao desgaste). A grade superior contém molas de lâmina em cada lado para manter os conjuntos de combustível em forma contra o fluxo. Enquanto as grades do meio são conectadas diretamente aos conjuntos de combustível, as grades superior e inferior são conectadas ao feixe de combustível com 24 espaçadores.

Carregamento de núcleo típico de um EPR

O total de 63.865 barras de combustível feitas de uma liga de zircônio M5 contém as pelotas de combustível de cerâmica feitas de urânio sinterizado ou óxido misto de plutônio-urânio. O urânio deve ser enriquecido em 1,9–3,3% para a carga inicial e 1,9–4,9% durante a operação. Quando carregado com óxidos mistos ( MOX ), a proporção de ²³⁹ Pu para ²³⁸ U corresponde à mesma energia equivalente que quando carregado com urânio enriquecido leve ( LEU ). O EPR pode ser carregado com qualquer proporção de mistura dos combustíveis, de 100% LEU a 100% MOX, tudo é possível. A Areva afirmou que a queima foi em torno de 70 gigawatts dias por tonelada de metal pesado (GWd / t), o fator genético exato ( taxa de conversão ) não foi publicado. Comparado a um sistema de comboio, que atinge cerca de 0,6, esse valor poderia ser aumentado com certeza, por um lado, pelo refletor de aço ao redor do núcleo, que reflete os nêutrons de volta para a zona ativa e, assim, reduz o vazamento; por outro lado, o núcleo poderia ser construído de forma mais compacta do que a série Konvoi, o que se reflete em uma densidade de potência mais alta. As dimensões do vaso de pressão do reator são praticamente idênticas às da série Konvoi, com o EPR apresentando maior potência térmica. Enquanto na série Konvoi cerca de 65% da energia térmica é liberada através da divisão do plutônio reprodutor, esse valor poderia ser aumentado para cerca de 80% no EPR devido ao maior fator de queima e de procriação. Os dados do CEA e do CNRS fornecem apenas uma taxa de conversão imprecisa de 0,6 para reatores de água pressurizada sem otimização e 0,9 para o EPR para conceitos com tório. Como esse valor está abaixo de 1, o EPR não é um criador térmico , mas, como o Hitachi ABWR, um conversor ascendente . Devido ao alto fator de reprodução, o EPR também pode desenvolver tório como combustível no processo de criação e alimentação . O elemento combustível U-238 será substituído (em parte) por ²³² Th. Em 3 de agosto de 2009, a Areva assinou um contrato-quadro de cinco anos com a Lightbridge Corporation para investigar o uso de tório no EPR, que pode ser prorrogado por mútuo acordo. Os testes com elementos de combustível Th / Pu ocorreram desde o 32º ciclo (a partir de 2002) na usina nuclear de Obrigheim até o seu descomissionamento. O projeto foi liderado pela Areva e pelo Institute for Transuranium Elements , e co- financiado pela Comunidade Européia .

Para reduzir o excesso de reatividade no núcleo, 2 a 8 por cento em peso de Gd ₂ O ₃ são adicionados aos novos elementos de combustível como um absorvedor de nêutrons. A duração do ciclo pode ser entre 12 e 24 meses, após os quais cerca de um terço dos elementos combustíveis são substituídos por novos. Um esquema de carregamento típico é mostrado na imagem à direita. A reatividade também deve ser reduzida para controle . O controle fino é feito adicionando ácido bórico (H ₃ BO ₃ ) aos circuitos primários. O boro tem uma seção transversal de alta absorção e reage no processo

¹⁰ B + n → ⁷ Li + ⁴ He + γ + 2,31 MeV

A proporção de ácido bórico na água de resfriamento é reduzida no decorrer do ciclo de operação para compensar a reatividade decrescente dos elementos de combustível juntamente com a quantidade decrescente de gadolínio. Uma vez que um átomo de boro é consumido por reação nuclear, um novo ácido deve ser constantemente adicionado aos circuitos, o que tornaria este método de controle completo antieconômico. A maior parte da redução da reatividade é, portanto, garantida pelos 89 feixes de barras de controle, cada um dos quais consiste em 24 barras de controle com um diâmetro de 9,68 mm. Os 1,34 metros superiores das hastes de controle raramente são movidos para a zona ativa do núcleo e contêm carboneto de boro (B ₄ C) como material absorvente. A mistura de metal AIC que absorve nêutrons está localizada nos 2,9 metros inferiores das hastes de controle. Este consiste em 80 por cento em peso de prata ( A g), 15% de índio ( I n) e 5% de cádmio ( C d). A vantagem desta composição é a capacidade da prata de capturar nêutrons por átomo em várias reações nucleares, por exemplo, por meio do seguinte caminho de reação:

¹⁰⁷ Ag + n → ¹⁰⁸ Ag → ¹⁰⁸ Cd + β ^- + 1,649 MeV

¹⁰⁸ Cd + n → ¹⁰⁹ Cd → ¹⁰⁹ Ag + ε + 0,214 MeV

¹⁰⁹ Ag + n → ¹¹⁰ Ag → ¹¹⁰ Cd + β ^- + 2,892 MeV

Os seguintes isótopos de cádmio são estáveis ​​até um número de massa de 114 (tecnologia de reator) e se decompõem em índio , que por sua vez reage ao estanho . Como o estanho tem uma pequena seção transversal de absorção, ele não pode ser usado efetivamente como um absorvedor de nêutrons e o átomo de prata é "usado". As bainhas das hastes de controle são feitas de aço inoxidável, dentro há hélio como gás de proteção. A maior proporção do peso do feixe de controle é, portanto, pelo estado de acionamento, os precipitados significativamente mais pesados ​​403 kg por feixe do que os 61,7 do próprio pacote de kg. A velocidade de acionamento do motor é 375 ou 750 milímetros por segundo, um reator a viagem será em 3, 5 segundos consideravelmente mais rápida.

Pressurizador

O pressurizador regula a pressão no circuito primário. Consiste em aço ferrite forjado e tem revestimento duplo para proteção contra corrosão. A espessura da parede do componente de 14,4 m de altura é de 140 mm, o volume interno é de 75 m³. Durante a operação, o pressurizador de 150 toneladas é enchido com 75 toneladas de água, resultando em uma massa total de 225 toneladas. Como todos os componentes do circuito primário, o pressurizador é projetado para uma pressão de 176 bar e uma temperatura de 362 ° C.

A pressão no circuito primário deve ser mantida sempre alta o suficiente para que o meio de resfriamento (água ou água deionizada ) não ferva apesar das altas temperaturas. O pressurizador só é enchido com água na parte inferior. A pressão é regulada com a ajuda da bolha de vapor na parte superior. Para poder aumentar a pressão, existem 108 elementos de aquecimento no piso, onde o pressurizador é conectado ao circuito primário por meio de um tubo. Estes podem evaporar parcialmente o meio de resfriamento no pressurizador, o que aumenta a pressão na bolha de vapor em sua ponta e, portanto, também a pressão dos circuitos primários. Se, por outro lado, a água for borrifada na parte superior do pressurizador, o vapor da bolha de vapor se condensa e a pressão é reduzida. Em comparação com suas versões anteriores (N4, Konvoi), o pressurizador tem um volume maior e pode, portanto, compensar melhor as flutuações de pressão operacional.

Para proteger o circuito primário de sobrepressão, o pressurizador é equipado com três válvulas de segurança, cada uma das quais pode dispensar até 300 toneladas de água por hora em um tanque de alívio. Além das válvulas de segurança, existem duas válvulas de alívio de pressão controláveis ​​manualmente com capacidade de 900 t / h cada. O tanque de alívio tem um disco de ruptura por meio do qual a água ou o vapor atinge a contenção e, finalmente, o tanque de inundação no fundo da contenção e pode ser alimentado de volta no sistema para resfriamento.

Gerador de vapor

Os quatro geradores de vapor transferem a energia térmica dos circuitos primários para o circuito secundário, cuja água é aqui evaporada. Cada um dos geradores de vapor de 520 t tem uma altura total de 23 me é feito de aço ferrite, exceto os tubos do trocador de calor. A água do circuito primário flui através da peça de base para os tubos em U de 5980 feitos de Inconel 690 . Estes têm um diâmetro externo de 19,05 mm e uma espessura de parede de apenas 1,09 mm. A água flui para cima dentro dos tubos em U na água de alimentação do circuito secundário e, em seguida, volta para a parte inferior e daí para o lado frio do circuito primário ( perna fria ). A água de alimentação do circuito secundário é alimentada na área superior do gerador de vapor e então desce pelas paredes internas. Na parte inferior, a água flui para o trocador de calor, onde é aquecida pelos tubos do Inconel. Uma placa divisória está localizada entre os lados ascendente e descendente dos tubos em U para evitar fluxos cruzados e aumentar a eficiência do trocador de calor. Apenas 10% da água de alimentação flui para o lado "frio" do trocador de calor, onde a água flui de volta para dentro dos tubos. Como resultado, há um maior gradiente de temperatura entre a água de alimentação e os feixes de tubos, o que aumenta a eficiência. O vapor saturado resultante é retirado para cima e passado através do separador de vapor e do secador de vapor na parte superior do gerador de vapor , o teor de água residual é então de 0,25%. O sistema de água de alimentação de emergência para o Sistema de Água de Alimentação de Emergência (EFWS) também está localizado entre o separador de vapor e o bico de água de alimentação .

Conjunto turbo

A turbina a vapor extrai entalpia do vapor saturado e o converte em energia rotacional , que é convertida em energia elétrica por um gerador . Todo o complexo é denominado conjunto turbo . Além do vaso de pressão do reator, a turbina a vapor é o segundo componente do EPR, que foi derivado da série Konvoi e não das usinas N4. O gerador de turbina do EPR é o mais potente do mundo, com uma potência de turbina de pelo menos 1720 MW _e .

O vapor é alimentado no prédio da máquina por meio dos quatro circuitos secundários. Antes de ser introduzido na turbina de alta pressão, ele passa pelas quatro linhas de alívio com válvulas de segurança, por meio das quais o vapor pode ser expelido para o meio ambiente em caso de emergência. A turbina de alta pressão de doze estágios lida com o fluxo de massa de todos os quatro circuitos sozinha e libera cerca de 40% da energia, após o que o vapor passa por dois trocadores de calor ( reaquecedores separadores de umidade, MSR ). Estes secam o vapor e aquecem novamente. Isso é feito com a ajuda do vapor superaquecido, que se ramifica por um lado na frente da turbina de alta pressão e por outro lado do sétimo estágio da turbina. Os trocadores de calor também aquecem a água de alimentação antes de fluir para o gerador de vapor, para isso, o vapor superaquecido é desviado do sexto e do sétimo estágios da turbina de alta pressão. O vapor reaquecido então flui para as três turbinas de baixa pressão, que liberam os 60% restantes da energia, e daí para os condensadores. Por razões de controle, a turbina também pode ser desviada com o auxílio de um desvio.

Esquema da turbina Siemens (acima) em comparação com o conjunto de turbina Arabelle

O eixo do conjunto turbo tem 68 m de comprimento e é forjado em aço inoxidável . Cada um dos quatro rotores é sustentado por dois rolamentos, de modo que há dois rolamentos entre os rotores. As lâminas da turbina de alta pressão são presas positivamente ao eixo e a peça de conexão do eixo é forjada nele. Cada uma das turbinas de baixa pressão usa nove estágios, a peça de conexão sendo encolhida no eixo . Os estágios de saída usam lâminas torcidas que, dependendo do comprimento da lâmina e da velocidade de rotação, se dobram de maneira aerodinâmica. Eles são as únicas lâminas da turbina que não são encamisadas. As lâminas do estágio final atingem um comprimento de lâmina de 1830 mm, a superfície de saída da turbina é de 30 m². Como cada estágio da turbina é projetado simetricamente, e o vapor é, portanto, expandido em ambas as direções ao longo do eixo, uma área total de saída de 180 m² é alcançada. As carcaças da turbina têm parede dupla e os componentes individuais são soldados uns aos outros.

O gerador sem escovas converte a energia rotacional do eixo, geralmente 1.500 rotações por minuto, em energia elétrica. O componente tem cerca de 17 metros de comprimento, pesa 250 toneladas e é resfriado a hidrogênio . Comparado ao ar, o gás hidrogênio tem menores perdas por atrito do gás e duas vezes mais capacidade de dissipação de calor. Um ventilador de vários estágios é montado no eixo do gerador, que transporta o gás hidrogênio axialmente através dos enrolamentos do rotor a 5 bar. O gás quente é então resfriado em um trocador de calor água-gás e passado pelo gerador novamente. A temperatura média está em torno de 40 ° C. Os componentes restantes são resfriados a água, a temperatura média aqui é de cerca de 45 ° C. O gerador de quatro pólos atinge um fator de potência de 0,9 e uma eficiência de cerca de 99%.

Todo o complexo pesa mais de 1100 toneladas. Enquanto o primeiro EPR em Olkiluoto foi equipado com um conjunto de turbinas Siemens, as usinas subsequentes serão equipadas com o complexo de turbinas Arabelle da General Electric (antiga Alstom ). O eixo é soldado aqui, o número de válvulas no trocador de calor é reduzido e a acessibilidade dos componentes é melhorada. A principal diferença, porém, é a instalação de uma turbina de média pressão por meio da qual o vapor é direcionado aos trocadores de calor antes de atingir as três turbinas de baixa pressão.

Conforme descrito acima, a eficiência líquida do sistema depende dos parâmetros do ciclo. Enquanto a Siemens fala de 37% de eficiência de processo, a Alstom declarou uma eficiência de mais de 38% para seu gerador de turbina Arabelle antes de sua aquisição pela General Electric. O conjunto turbo representa atualmente a restrição da produção da unidade de um EPR, de forma que novas melhorias podem ser esperadas aqui nos próximos anos. Isso também é evidente na vida útil projetada de apenas 30 anos para componentes substituíveis.

Capacitores

Após as três turbinas de baixa pressão, o vapor é alimentado nos condensadores, onde é condensado com a água do dissipador de calor principal. Para permitir uma condensação eficiente, os condensadores são operados com pressão negativa. Os condensadores consistem em seis unidades, cada turbina é conectada a duas unidades. O sistema também pode ser operado se apenas uma unidade condensadora estiver disponível para cada turbina e a outra estiver sendo inspecionada. A superfície total do trocador de calor é de 110.000 m², uma unidade pesa 250 toneladas. Para proteção contra corrosão, é uma liga de titânio usada. A purificação desse componente caro ocorre no processo Taprogge por bolas de borracha de esponja .

A água do dissipador principal é conduzida através de um túnel de sucção com uma abertura de entrada de 60 m² para a estação de bombeamento. Antes de chegar lá, é passado por grades grosseiras, dividido em quatro riachos e sugado por peneiras finas e cestos de corrente. Na estação de bombeamento, as quatro vazões são bombeadas para os condensadores por quatro bombas verticais, cada uma com vazão em torno de 13 m³ / s. Para resfriar todos os outros sistemas da usina nuclear, são necessários 4 m³ / s, o que leva a uma necessidade total de água de resfriamento de cerca de 57 m³ / s. A água de resfriamento é aquecida em aproximadamente 12 ° C e retornada ao dissipador de calor principal através do túnel de saída .

Tecnologia de segurança

visão global

Devido à alta densidade de energia da energia nuclear, medidas especiais de segurança são necessárias para permitir que a liberação de energia ocorra de maneira controlada. Uma vez que os acidentes nunca podem ser completamente excluídos, são necessárias medidas adicionais para limitar os efeitos. O padrão de segurança aplicável é especificado pelas autoridades supervisoras responsáveis. Os requisitos variam de país para país: A central nuclear de Mochovce não tem contenção , o que não é um obstáculo à operação na Eslováquia . O critério de projeto EPR é baseado nos requisitos das autoridades supervisoras francesas e alemãs de 1993, segundo os quais um colapso do núcleo pode ter um impacto muito limitado nas proximidades da planta. A evacuação da população só deve ser necessária nas imediações da usina, e nenhuma restrição de longo prazo sobre o consumo de alimentos cultivados localmente deve ser necessária. Requisitos adicionais, como segurança contra terremotos, são retirados dos Requisitos de Utilitários Europeus (EUR) .

Como em qualquer usina nuclear, a tecnologia de segurança no EPR é redundante e multicamadas ( defesa em profundidade ). Aqui estão todos os componentes que os materiais inerentemente radioativos entrando em contato (Inglês. Na chamada "ilha nuclear " da Islândia nuclear ) resumidos. Consiste em uma placa de fundação espessa desacoplada de concreto armado ( placa de base ) para suportar uma aceleração máxima do solo de 0,25 g. A contenção interna com os quatro circuitos primários, o tanque de armazenamento de água de reabastecimento em contenção (IRWST ) e o coletor de núcleo são construídos nesta placa de fundação no meio . Os circuitos primários são seletivamente conectados ao edifício por meio de amortecedores e separados uns dos outros por paredes de concreto. Tal como acontece com a série Konvoi, a contenção interna é forrada com um forro de aço de aproximadamente 6 mm de espessura para garantir estanqueidade adicional ao gás. Na parte superior estão os recombinadores catalíticos, que deveriam limitar o teor de hidrogênio na atmosfera a um máximo de 10% para evitar explosões de hidrogênio (como em 2011 na usina nuclear de Fukushima Daiichi ). A espessura da parede da contenção em concreto protendido é de 1,3 metros. A pressão de projeto da contenção interna é fornecida como 5,5 bar a 170 ° C, a taxa de vazamento de contenção ( taxa de vazamento máxima em inglês ) como 0,3% em volume por dia na pressão e temperatura de projeto. Acima disso, após um vão, existe outra contenção de 1,3 m de espessura em concreto armado . Há pressão negativa no intervalo de 1,8 metros de largura, quaisquer gases que possam escapar são extraídos e filtrados. O grau de separação do filtro é de cerca de 99,9%.

Existem cinco edifícios separados espacialmente em torno da contenção interna. As quatro linhas do sistema de resfriamento de emergência estão localizadas nas duas unidades voltadas para a sala das máquinas e nas unidades à esquerda e à direita do reator. Nessas unidades, conhecidas como edifícios de salvaguarda , todos os componentes do sistema de resfriamento de emergência são alojados em redundância quádrupla. Em contraste com a série N4 ou série Konvoi, onde os sistemas de resfriamento de emergência são 2 × 100% ou 4 × 50% redundantes, o EPR tem uma redundância quádrupla completa com 4 × 100%. A operação de uma única linha de resfriamento de emergência é suficiente para colocar o sistema em um estado frio e subcrítico. O prédio em frente à sala das máquinas abriga a piscina de resfriamento e o depósito de combustível. A sala de controle da planta está localizada no andar acima do prédio de segurança, de frente para a sala de máquinas. Com exceção dos dois edifícios de segurança à esquerda e à direita da contenção interna, todas as instalações nucleares são protegidas contra violência externa com uma contenção de 1,3 m de espessura feita de concreto armado . Além do prédio protegido para a piscina de resfriamento e depósito de combustível, também existem edifícios auxiliares nos quais, por exemplo, caminhões são carregados e descarregados com elementos combustíveis ou outros resíduos radioativos.

A fonte de alimentação de emergência está localizada fora da contenção. Dois geradores de energia de emergência com 7,7 MW cada estão alojados em dois edifícios separados espacialmente a alguma distância do prédio do reator, enquanto os geradores de energia de emergência na série N4 / Konvoi estão alojados em um edifício. Se todos os quatro geradores de energia de emergência falharem, haverá mais dois, cada um com cerca de 1 MW, distribuídos pelos dois edifícios. Estes geradores a diesel de blecaute de estação (SBO-DG) podem fornecer eletricidade aos EFWS e LHSI nos edifícios de segurança 1 e 4. Os geradores de energia de emergência internos são separados um do outro por paredes. Esses edifícios são à prova de terremotos e ondas de detonação (até 10 kPa), mas, ao contrário das séries N4 e Konvoi, eles não são resistentes a impactos de aeronaves. A proteção contra impactos de aeronaves só é fornecida pela separação espacial. Cada gerador de emergência tem combustível suficiente para funcionar por até 72 horas sem reabastecimento.

O chamado risco residual, ou seja, a falha múltipla de vários sistemas de segurança devido a defeitos técnicos sem interferência externa, é determinado com a ajuda de uma análise de segurança probabilística, como na aviação. A maior probabilidade permitida de uma frequência de dano central (CDF ) e a probabilidade de liberação de uma grande quantidade de material radioativo ( grande frequência de liberação, LRF ) são especificadas pelas autoridades de supervisão. Por exemplo, a Areva e a EdF fornecem uma probabilidade de 6,1 × 10 ^-7 / ano para um acidente de colapso do núcleo para o EPR , que está abaixo do valor especificado pelos Requisitos de Utilidade Europeia (EUR) . O valor máximo aqui é 10 ^-5 ano / e 10 ^-6 ano / para uma fusão do núcleo, com efeitos sobre a saúde limitados sobre o meio ambiente. Comparado com a proteção da usina contra inundações, esse valor é muito baixo: na Grã-Bretanha, por exemplo, uma usina nuclear pode ser inundada uma vez a cada 10.000 anos (1 × 10 ⁻⁴ / ano). Um valor um pouco menor de 1: 14.000 anos está sendo considerado (7,1 × ^10-5 / ano). A probabilidade de um incidente depende muito de fatores externos e erro humano.

Subsistemas

O conceito de segurança do EPR contém diferentes subsistemas em diferentes posições na usina, que estão listados aqui. Esses sistemas estão localizados na contenção interna:

Esquema do edifício de segurança com os subsistemas

• Tanque de armazenamento de água para reabastecimento em contenção (IRWST) : O tanque de inundação está localizado no EPR dentro das contenções e contém 2.000 t de água misturada com ácido bórico. Em contraste com a série N4 / Konvoi, não há necessidade de mudar da alimentação do acumulador de pressão para o modo de inundação e recirculação do núcleo.
• Core-Catcher (CC) : O core catcher do EPR tem uma área de espalhamento de 170 m². Estritamente falando, o coletor de núcleo consiste em um tampão de alumínio com uma cobertura de concreto sob a fossa do reator, o canal de fluxo para a área de espalhamento e a própria área de espalhamento . As paredes da fossa do reator e o canal de fluxo são feitas de dióxido de zircônio e têm uma cobertura de concreto de até 50 cm de espessura como camada sacrificial (incluindo concreto sacrificial fornecido). O piso e as paredes laterais da área de espalhamento são feitos de ferro fundido e são fornecidos com uma camada sacrificial de 10 cm de espessura de concreto. Quando o cório chega ao coletor de núcleo, dois fios de controle pré-tensionados são destruídos pelo calor (por razões de redundância) e a água do IRWST é conduzida sob a superfície de espalhamento por meio de tubos de comunicação . Lá, o coletor de núcleo flui através de canais de resfriamento de baixo, a água então flui para estes através das paredes laterais. A água da evaporação é alimentada na área superior da contenção por meio de uma chaminé.
• Alívio de pressão filtrada ( ventilação ) : No caso de certas avarias (ver abaixo), a evaporação da água leva a um aumento da pressão na contenção. Normalmente, borrifar água fria na contenção aliviaria a pressão. Se o sistema de pulverização não estiver disponível devido a uma falha ou falha de todos os geradores a diesel, o alívio da pressão para a atmosfera é possível. Com a ajuda de vários sistemas de filtro, a maioria das substâncias radioativas são retidas (exceção: gases nobres). No entanto, este sistema não é um padrão na EPR, mas só é instalado a pedido do cliente. Um sistema de ventilação está atualmente planejado apenas para o EPR na Finlândia.

Os seguintes componentes do sistema estão localizados nos quatro edifícios de segurança:

• Sistema de Injeção de Segurança / Sistema de Remoção de Calor Residual (SIS / RHRS) : O sistema para a alimentação de segurança nos circuitos primários também é responsável pela remoção do calor de decomposição após o sistema ter sido desligado. Distribuído por todos os quatro edifícios de segurança, um SIS / RHRS é atribuído a cada circuito primário. O sistema consiste em dois componentes, um para alimentação de alta e baixa pressão. Isso significa que há redundância de 4 × 100% em cada pressão de alimentação.
  • Sistema de injeção de segurança de cabeça média (MHSI) : O
  sistema de injeção de pressão média pode alimentar água na ramificação fria do vaso de pressão do reator de uma pressão de 85 a 97 bar. Para poder reagir mais rapidamente em caso de acidente com perda de refrigerante, existe um tanque coletor de 47 m³ com pressão de 45–50 bar em frente ao ponto de alimentação. Como resultado, a bomba só precisa acumular parte da pressão necessária antes que a alimentação possa começar. O MHSI sempre suga a água da bacia de inundação (IRWST) e a bombeia para o vaso de pressão do reator.
• Sistema de injeção de segurança de baixa pressão (LHSI) : Se a pressão nos circuitos primários cair para 20 bar ou menos, o sistema de resfriamento de emergência muda para o sistema de alimentação de baixa pressão. Este sistema também suga a água da bacia de inundação (IRWST) e a transporta por meio de um trocador de calor para a seção fria do vaso de pressão do reator. Após um acidente com perda de refrigerante, a água também pode ser alimentada no tubo quente. O trocador de calor de cada LHSI é conectado ao Component Cooling Water System (CCWS) , que transfere o calor para o dissipador de calor principal. No caso de tempos de inatividade mais longos ou uma troca de elemento de combustível, o calor de decaimento é removido com a ajuda dos circuitos LHSI-CCWS-ESWS, razão pela qual esses circuitos também são chamados de sistemas de remoção de calor residual (RHRS) .

Os seguintes sistemas são protegidos pela contenção externa e estão localizados em frente à sala de controle:

• Sistema de boro de emergência (EBS) : O sistema de boro de emergência é usado se o desligamento de emergência do reator falhar. Para isso, o ácido bórico é pressionado no vaso de pressão do reator a uma pressão de até 260 bar por meio de duas linhas com três bombas, a fim de tornar o reator subcrítico . Por causa das duas strings, o sistema tem redundância 2 × 100%.
• Sistema de Resfriamento e Purificação da Piscina de Combustível (FPCPS) : O sistema de resfriamento e limpeza da piscina de resfriamento consiste em dois sistemas:
  • Sistema de resfriamento de piscina de combustível (FPCS) : Descarrega o calor de decomposição da piscina de resfriamento para o CCWS e é projetado com redundância dupla; duas bombas estão disponíveis para cada uma das duas linhas de resfriamento. Para emergências existe uma terceira linha de resfriamento que possui apenas uma bomba e também pode transferir o calor para o CCWS.
  • Sistema de purificação de piscina de combustível (FPPS) : consiste em vários circuitos que purificam a água da piscina acima do reator, a água da piscina de resfriamento e a água da piscina de inundação. O sistema também pode bombear água para dentro ou para fora da piscina acima do reator ou da piscina de resfriamento.

Os seguintes sistemas estão localizados fora do confinamento:

• Sistema de Água de Serviço Essencial (ESWS) : O sistema está alojado no local da usina e tem redundância quádrupla, com uma linha sendo atribuída a cada edifício de segurança. O sistema capta o calor do CCWS por meio de trocadores de calor e o transfere para o dissipador de calor principal. Duas linhas também possuem trocadores de calor dentro da bacia de inundação (IRWST) para que também possa ser resfriada.

período de carência

Conforme mencionado acima, em certos cenários de acidentes, as usinas nucleares requerem um suprimento externo de água para dissipar o calor de decomposição. O tempo decorrido entre a ocorrência do acidente e a necessidade de abastecimento externo de água é denominado período de espera. Quanto tempo está disponível para o pessoal e o corpo de bombeiros da empresa para isso depende do tipo de sistema: No caso dos reatores de água fervente da linha de construção 72, por exemplo, o estoque de água do tanque de água de alimentação é alimentado passivamente em o vaso de pressão do reator, de modo que o reator seja resfriado por pelo menos 2 horas. Durante esse tempo, um suprimento externo de água deve ser construído, caso contrário, o núcleo ficará seco e derreterá após esse tempo ter decorrido . Nas usinas nucleares modernas, esse período foi aumentado significativamente para garantir que a alimentação seja realizada em tempo hábil, mesmo em condições adversas.

Exceto para o coletor de núcleo para um acidente de fusão de núcleo, o EPR usa principalmente sistemas de segurança ativa. Por exemplo, com o AP1000, mais atenção foi dada aos sistemas passivos. Os sistemas passivos não requerem nenhum fornecimento externo de energia. O acionamento de um componente de segurança passivo é freqüentemente irreversível e não deve ocorrer no momento errado ou na situação errada. Os sistemas ativos, por outro lado, permitem uma adaptação direcionada à respectiva situação, mas requerem energia elétrica para funcionar. Uma falha completa no fornecimento de energia elétrica tem uma influência mais forte nos períodos de espera.

Os tempos de espera dos vários cenários de acidentes podem ser estimados pela fórmula de aproximação para o calor de decaimento ao longo do tempo integrado e definido igual à capacidade de calor do inventário de água. Como uma suposição conservadora, apenas o calor de evaporação da água de 2,26 MJ / kg é levado em consideração, a pressão e a capacidade térmica não são levadas em consideração. Espera-se uma produção central de 4500 MW _th e um _{ciclo de} elemento de combustível de 11 meses. O inventário de água do sistema de água de alimentação de emergência é assumido em 1600 t (1634 t em termos reais), um possível abastecimento de água do sistema de extinção de incêndio é ignorado. Em cenários de derretimento do núcleo, apenas o atraso causado pela placa sacrificial é levado em consideração; o tempo necessário para o núcleo derreter junto e a cúpula inferior derreter também é ignorado.

Construção de coletor de núcleo e bacia de inundação

Inundação passiva do coletor de núcleo

Estrutura do CHRS

Inundação ativa do coletor de núcleo e poço do reator pelo CHRS

• Desligamento normal da planta : Neste caso o reator torna-se subcrítico devido à retração das hastes de controle. O calor de decomposição agora é liberado através do gerador de vapor para o circuito secundário, onde a turbina é desligada, e então liberado pelos condensadores para o dissipador de calor principal. A partir de uma temperatura do gerador de vapor abaixo de 120 ° C, este caminho não está mais disponível e a pressão nos circuitos primários é reduzida por meio do pressurizador até que o Sistema de Injeção de Segurança / Sistema de Remoção de Calor Residual (SIS / RHRS) possa iniciar. A uma pressão de 85 a 97 bar, o sistema de média pressão é utilizado para alimentar, abaixo de 20 bar, o sistema de baixa pressão. Ambos retiram a água de resfriamento da bacia de inundação (IRWST) e a alimentam no vaso de pressão do reator. A água sai dos circuitos primários através das linhas do Sistema de Controle de Volume e Químico (CVCS) de volta para a bacia de inundação. Somente quando o sistema de baixa pressão (LHSI) é iniciado, o calor de decaimento é transferido para o dissipador de calor principal por meio dos circuitos LHSI-CCWS-ESWS. A energia para isso é retirada da rede pública.
• Quebra de uma linha principal de refrigerante : Este é o acidente de projeto para N4 e sistemas de comboio e é referido em inglês como um acidente de perda de refrigerante (LOCA) . No EPR, a quebra de uma linha principal de refrigerante leva ao desligamento do reator e ao acionamento das bombas do Sistema de Injeção de Segurança de Cabeça Média (MHSI) . A alimentação pode ser iniciada a partir de uma pressão de entrega de aproximadamente 40 bar, já que a diferença de pressão para a pressão de alimentação de aproximadamente 90 bar pode ser compensada pelos 4 tanques coletores. Com o esvaziamento crescente dos tanques coletores, a pressão de alimentação total é atingida pelas bombas, enquanto a pressão no circuito continua a cair devido ao vazamento. A partir de 20 bar, como no caso acima, o LHSI assume a alimentação e a dissipação de calor. Devido à bacia de inundação na contenção, não há necessidade de mudar da alimentação do acumulador de pressão para o modo de inundação e recirculação do núcleo. Não importa se a água sai do circuito primário através do CVCS, do pressurizador ou do ponto de interrupção. A energia para isso é retirada da rede pública.
• Perda por acidente com líquido de arrefecimento e perda da fonte de alimentação externa, apenas um gerador de emergência é iniciado : Este caso está além do escopo do projeto para sistemas de comboio. No entanto, deve-se levar em consideração que a série N4 possui 2 × 100% de redundância, ou seja, a falha de 3 geradores de energia de emergência só é possível com sistemas de comboio. No caso das usinas nucleares N4, apenas um gerador de emergência estaria disponível (controlável) ou nenhum (além do escopo do projeto). O EPR não altera nada em relação ao cenário anterior, apenas a energia é fornecida pela unidade restante e apenas funciona um edifício de segurança com 100% de capacidade de refrigeração.
• Falha do dissipador de calor principal : Neste cenário, o calor de decomposição não pode mais ser dissipado após o desligamento do reator . Neste caso, a água de alimentação é bombeada para o gerador de vapor, evaporada e descarregada ao ar livre. Do ponto de vista conservador, apenas a água que já está no gerador de vapor está disponível aqui. De acordo com a Areva, se as bombas de água de alimentação falharem, levará pelo menos 30 minutos para o gerador de vapor secar. O Sistema de Alimentação de Água de Emergência (EFWS) é então usado: um total de 1600 t de água é alimentado em todos os quatro geradores de vapor para evaporar e ser descarregado para fora, na frente da turbina. Durante este tempo, a brigada de incêndio da planta pode se conectar às válvulas de sucção do tanque de água EFWS e bombas móveis para iniciar a alimentação de emergência após os EFWTs terem sido esvaziados. Se uma alimentação de emergência não for possível até então, os circuitos primários são despressurizados e a água da bacia de inundação é rolada através do núcleo. A ventilação através de um filtro de radionuclídeo é necessária cerca de 12 horas após o início da evaporação da água do IRWST , razão pela qual a vizinhança imediata da usina deve ser evacuada. Se, depois de 141 horas, a água ainda não puder ser bombeada para a bacia de inundação por meio de fontes externas, a fim de resfriar o sistema usando o método de alimentação e sangria , um incidente além da base do projeto ocorre porque o derretimento do núcleo ocorre e o coletores de núcleo não são mais resfriados podem.
• Falha no fornecimento de energia e no dissipador de calor principal : Este é um acidente de projeto na Finlândia . A autoridade supervisora ​​finlandesa STUK exige que os elementos de combustível não sofram nenhum dano significativo. Se medidas de pessoal forem necessárias para estabilizar tal situação, tempo suficiente deve estar disponível e a adequação do método deve ser comprovada. Nesse caso, após o desligamento do reator, a água que já está no gerador de vapor só irá evaporar por 30 minutos. Uma vez que não há eletricidade disponível para o EFWS após esse período, alguns funcionários têm que deixar a sala de controle e iniciar as duas unidades de emergência a diesel manualmente, a fim de alimentar o estoque de água nos edifícios de segurança 1 e 4 no gerador de vapor designado. Uma vez que as válvulas entre os EFWTs estão abertas, todo o inventário de água também está disponível aqui. Tanques de água e bombas móveis podem ser conectados às válvulas de sucção do EFWS para iniciar a alimentação de emergência após o esvaziamento dos EFWTs. Obviamente, esse tempo foi suficiente para o STUK, para que o EPR da Finlândia recebesse a licença de projeto. Para efeito de comparação: os tempos de preparação e implementação exigidos nos sistemas alemães são de cerca de 2 horas. Se uma alimentação de emergência não for possível até lá, os circuitos primários são despressurizados e ocorre o derretimento do núcleo. Após o vaso de pressão do reator ter derretido, o cório permanece no poço do reator por cerca de uma hora até que a “rolha” derreta e o fundido vaze para o coletor de núcleo. O calor destrói os fios de controle pré-tensionados e a água do IRWST é conduzida sob a superfície de espalhamento por meio de tubos de comunicação para resfriar o coletor de núcleo e o cório. Cerca de 12 horas após o início da evaporação da água do IRWST, a ventilação através de um filtro de radionuclídeo é necessária, razão pela qual as imediações da usina devem ser evacuadas. Se, após um certo tempo após o início do acidente, nenhuma água puder ser bombeada para a bacia de inundação por meio de fontes externas, um incidente além do planejado ocorre porque o coletor de núcleo não pode mais ser resfriado.
• Quebra da linha principal de refrigerante e falha no fornecimento de energia : Neste cenário, o inventário de água do gerador de vapor e do EFWS não está disponível porque o circuito primário está despressurizado devido ao vazamento. Opcionalmente, o dissipador de calor principal também pode não estar mais disponível, o que não alteraria os efeitos. Nesse caso, um derretimento do núcleo é inevitável e o período de espera é o mais baixo, já que apenas 2.000 t de água na bacia de inundação podem dissipar o calor de decomposição. Aqui, também, após o vaso de pressão do reator ter derretido , o cório permanece no poço do reator por cerca de uma hora até que a placa sacrificial ( tampão de fusão ) derreta e o derretimento vaze para o coletor de núcleo. Após cerca de 13 horas, a ventilação através do filtro de radionuclídeo sobre a chaminé de exaustão de 100 metros de altura é necessária, razão pela qual a vizinhança da usina deve ser evacuada. Se nenhuma água puder ser bombeada para a bacia de inundação após esse tempo ter decorrido, um incidente além do planejado ocorre porque o coletor de núcleo não pode mais ser resfriado. Em todos os cenários de derretimento do núcleo, a situação pode ser estabilizada se pelo menos um dos edifícios de segurança externos puder retomar as operações para resfriar a bacia de inundação. O calor é transferido para o dissipador de calor principal através dos circuitos CHRS-CCWS-ESWS ou diretamente através do Essential Service Water System (ESWS) . O Sistema de Remoção de Calor de Contenção (CHRS) borrifará água na parte superior da contenção para condensar parcialmente o vapor, o que diminui a pressão na contenção. As partículas radioativas também são lavadas, o que reduz a exposição à radiação do ambiente durante a ventilação. Se o cório no coletor de núcleo cair abaixo da temperatura de evaporação, a água não é mais pulverizada no contêiner, mas bombeada diretamente para o coletor de núcleo a fim de inundar completamente o poço do reator e o coletor de núcleo.

O reservatório de combustível irradiado está localizado entre a contenção interna e externa e também deve ser resfriado. Uma vez que o período de espera em caso de falha de energia depende fortemente do carregamento da bacia, as informações fornecidas pela Areva e EdF à Nuclear Technologies , que está conduzindo a revisão por pares no Reino Unido como parte da Avaliação Independente de Segurança Nuclear ( INSA), é citado aqui . Aqui, a saída do reator é considerada muito conservadora com 4900 MW _th e calor residual da bacia de resfriamento de 22,3 MW durante o carregamento, 6,8 MW no início do ciclo e 2,7 MW no final. A informação tem margem de segurança de 15%. O ciclo é considerado como sendo de 18 meses, com 100% de carregamento com elementos de combustível MOX. O período de espera na troca dos elementos do combustível é puramente teórico, uma vez que os trabalhos de manutenção e reparo também são realizados na usina durante esse período. A caixa baixa é baseada em um vazamento no tubo do Sistema de Resfriamento da Piscina de Combustível (FPCS) , que reduz o nível de água na piscina de resfriamento.

Os tempos de espera da bacia de decomposição são comparáveis ​​aos do reator nuclear. A alimentação de emergência em caso de falha de energia ocorre aqui através do sistema de extinção de incêndio. Se houver energia elétrica disponível, a água também pode circular entre as piscinas de inundação e de resfriamento por meio do Sistema de purificação de piscinas de combustível (FPPS) . Uma vez que a bacia de decaimento está localizada entre a contenção interna e externa, os gases radioativos que escapam no entreferro são sugados e filtrados.

Os tempos de espera do EPR para vários cenários de acidentes são médios consoante a situação: Um AP1000 da Westinghouse tem um IRWST com 2236 m³ de água, com potência térmica nominal de 3400 MW. A própria Westinghouse especifica um período de espera de 72 horas. A limitação aqui está no sistema de resfriamento de contenção, pois a água do teto do sistema evaporou após 72 horas (3 dias) e deve ser reabastecida por bombas. Isso significa que a usina deve sobreviver por pelo menos 30 dias sem um dissipador de calor principal. Sem o resfriamento do recipiente, levará cerca de 24 horas para atingir a pressão projetada e a ventilação é essencial. Os elementos do combustível no combustível irradiado permanecem cobertos pela água por até 72 horas sem resfriamento. O ESBWR da GE Hitachi também pode ser resfriado passivamente por até 40 horas antes que a água evapore no Sistema de Resfriamento por Contenção Passiva (PCCS) .

Tecnologia de controle

Cerca de 150 a 300 pessoas trabalham na usina durante a operação de energia. O sistema é controlado a partir da sala de controle , localizada acima dos dois prédios de segurança voltados para o prédio da turbina. O centro de controle é assim protegido do ciclo nuclear pela contenção dupla e da violência externa pela contenção externa. A tecnologia de controle é digital e derivada da série N4. É dividido em três chamados "níveis": Nível 0 compreende todas as chaves e sensores, Nível 1 o controle do reator e sistemas de segurança, Nível 2 a interface do usuário . A interface do usuário é conectada aos subsistemas por meio de um sistema de barramento , com todas as conexões sendo redundantes e diversificadas . Por exemplo, os sistemas de resfriamento de emergência e o EFWS têm, cada um, quatro sistemas de controle independentes. O Teleperm XS da Areva NP é usado como tecnologia de controle. Para exibir o status do sistema e gerenciamento de incidentes, o Teleperm XS possui um Sistema de Exibição Qualificado (QDS) especial, que permite ao operador do reator intervir e controlar na sala de controle dentro de certos limites. O sistema usa processadores Intel Pentium M em placas - mãe no formato AT . Sobre interfaces PS / 2 , por exemplo, as entradas de um teclado são feitas. Os Widgets da interface gráfica do usuário são criados em um computador com o openSUSE que contém o ambiente de desenvolvimento QDS. O download ocorre via Ethernet quando o computador é inicializado. Outro PC Linux com a unidade de serviço QDS deve estar disponível para instalação , onde um usuário pode selecionar o programa desejado. O computador também é responsável pelo handshake , pelo monitoramento do download e pelos autotestes, bem como pelo registro de todas as atividades da tela. Não é necessário para operações em andamento.

Em comunicado conjunto, as autoridades supervisoras da Finlândia, França e Grã-Bretanha criticaram o desenho da tecnologia de controle, pois, em sua opinião, os sistemas de segurança para controle em caso de eventos extraordinários estavam intimamente interligados com o sistema de controle para operação normal. Os desejos foram então atendidos pelo consórcio fabricante, de forma que o Health and Safety Executive (HSE), como autoridade controladora da Nuclear Installations Inspectorate (NII), aprovou a tecnologia de controle no final de 2010. Os sensores e interruptores na sala de emergência agora são complementados por um sistema de backup com fio analógico (HBS). De acordo com os planos anteriores, o EPR dos EUA deve continuar a ser controlado exclusivamente digitalmente, a Comissão Reguladora Nuclear não relatou quaisquer preocupações a esse respeito.

A capacidade de seguimento de carga do EPR, que é importante para o gerenciamento da usina , é especificada da seguinte forma:

• Na faixa de pico de carga entre 60% e 100% da carga nominal com 5% / min durante 80% do ciclo de combustível
• Na faixa de baixa carga com 25% a 60% da carga nominal com 2,5% / min durante 80% do ciclo de combustível
• Você pode dirigir por até dois dias com potência média sem perder a flexibilidade; só então a capacidade de acompanhamento de carga diminui
• Na potência média, a reserva de impulso do conjunto turbo pode contribuir para a capacidade de carga seguinte:
  • Uma etapa de 10% da potência nominal com uma rampa de 5% / min
  • Uma rampa com 10% / min para um ciclo de energia curto

Uma vez que apenas tanta energia elétrica pode ser alimentada em uma rede de distribuição elétrica conforme a necessidade dos consumidores, a reserva de impulso do conjunto turbo é usada para controlar pequenas flutuações. Uma vez que as usinas nucleares na França também cobrem a faixa de carga média, a França tem uma das maiores redes de oleodutos da Europa, portanto, várias usinas podem, em conjunto, compensar as flutuações na demanda.

Versões

EPR padrão

O EPR padrão é a versão originalmente desenvolvida para a Alemanha e a França. A França quer usá-lo para substituir suas usinas nucleares da série CP mais antigas. A concessionária italiana Enel assinou um acordo com a EdF em 30 de novembro de 2007 para participar da construção de seis EPRs na França, com a Enel tendo uma participação de 12,5%. Além disso, o governo italiano do primeiro-ministro Berlusconi planejava construir de quatro a cinco de seus próprios EPRs. No entanto, isso foi impedido por um referendo. O primeiro EPR na França está sendo construído em Flamanville. Os detalhes técnicos e problemas ao construir a versão são descritos acima.

França França :

• Usina Nuclear de Flamanville
  • Unidade 3 (início da construção 2007, comissionamento planejado para 2020)
• Usina Nuclear Penly
  • Bloco 3 (projeto de construção abandonado)

República Popular da China República Popular da China :

• Usina Nuclear de Taishan
  • Bloco 1 (construção iniciada em 2009, operação comercial desde 13 de dezembro de 2018)
  • Bloco 2 (construção iniciada em 2010, operação comercial desde 7 de setembro de 2019)

Índia Índia :

• Central Nuclear Jaitapur
  • Bloco 1 (início da construção previsto para 2013, projeto de construção 2015 abandonado)
  • Bloco 2 (início da construção previsto para 2013, projeto de construção abandonado em 2015)

Em março de 2015, a Areva anunciou que seguiria uma nova estratégia de negócios. Isso não envolve a construção de novos reatores. Isso também se aplica aos reatores em Jaitapur.

FIN-EPR

Com base em estudos da Universidade Técnica de Lappeenranta (LUT), segundo os quais a eletricidade proveniente da energia nuclear é a solução mais barata, o fornecedor de energia Teollisuuden Voima Oy (TVO) candidatou-se a um novo edifício em novembro de 2000, o qual foi aprovado pelo Parlamento finlandês em maio de 2002. TVO então selecionou o Areva EPR. Desde março de 2007, mais duas usinas nucleares estão na licitação, que foram aprovadas pelo Parlamento finlandês em julho de 2010. A principal diferença entre o FIN-EPR e a versão padrão é a queima reduzida de 45 GWd / t.

Finlândia Finlândia :

• Usina Nuclear de Olkiluoto
  • Unidade 3 (início da construção de 2005, comissionamento em 27 de março de 2021, término do carregamento com hastes do reator em 1 de abril de 2021, sincronização de rede planejada para outubro de 2021, operação comercial planejada para fevereiro de 2022)

REINO UNIDO

O Reino Unido obtém cerca de 18% de suas necessidades de eletricidade de usinas nucleares e tem planejado uma expansão significativa desde 2006. As empresas Électricité de France (EdF), Horizon Nuclear Power e NuGeneration puderam concorrer a canteiros de obras em oito locais diferentes. Está previsto um total de cerca de 19 GW de capacidade de geração, o que corresponde a uma duplicação da participação da energia nuclear. Em 18 de julho de 2011, o Parlamento do Reino Unido aprovou o maior programa de construção de nova usina nuclear na Europa. Apenas dez dias depois, a EdF solicitou uma licença de construção para a usina nuclear de Hinkley Point C depois que o município aprovou o projeto de construção. A licença de construção foi concedida em março de 2013.

No entanto, devido a considerações econômicas, a construção não é segura. Os custos de construção de cerca de 16 bilhões de libras (aproximadamente 19 bilhões de euros) estão planejados para os dois reatores com uma produção total de 3650 MW, o que significa que a construção sem subsídios estatais para o EdF não pareceria economicamente viável. Portanto, a EdF negociou com o governo sobre um preço de compra de eletricidade garantido . Um acordo foi anunciado em outubro de 2013, mas a aprovação da UE é necessária devido ao subsídio do projeto. Para tornar o projeto rentável, o governo britânico garantiu uma tarifa feed-in de 92,5 libras / MWh mais compensação anual pela inflação (atualmente 108 euros / MWh) por 35 anos. Isso é quase o dobro do preço médio da eletricidade no Reino Unido. Isso é aproximadamente equivalente a um subsídio de £ 4 milhões por dia, ou £ 50 bilhões ao longo de 35 anos.

Os reatores nucleares devem entrar em operação em 2023 e devem funcionar por 60 anos.

Reino Unido Reino Unido :

• Usina Nuclear Hinkley Point C
  • Unidade 1 (início da construção em 11 de dezembro de 2018, período de construção planejado de 10 anos)
  • Bloco 2 (início da construção em 12 de dezembro de 2019)
• Usina nuclear Sizewell C
  • Bloco 1
  • Bloco 2

EPR dos EUA

Como as empresas de eletricidade nos Estados Unidos estavam planejando construir novas usinas nucleares, a Areva solicitou a certificação de projeto do EPR pela Comissão Reguladora Nuclear em 11 de dezembro de 2007 . Os possíveis locais de construção são Nine Mile Point , Bell Bend , Calvert Cliffs e Callaway . No entanto , em Nine Mile Point, Callaway e Calvert Cliffs, o pedido de licença combinada (COL ) foi suspenso a pedido do operador. O projeto para a nova usina nuclear Bell Bend foi cancelado em setembro de 2016 depois que a Areva suspendeu a certificação EPR dos EUA. A principal diferença entre o US EPR e a versão padrão é, além do gerador, a maior estabilidade até uma aceleração de solo de 0,3 g.

construção

Processo de aprovação

A construção de uma usina nuclear é demorada e cara. Além de um investidor, geralmente uma empresa de fornecimento de energia, a construção requer uma licença de projeto para o modelo do reator emitida pela autoridade nacional para a segurança do reator, bem como a aprovação política para a construção da usina. A licença de projeto pode ser concedida geralmente a todos os sistemas de um tipo, como é o caso na Grã-Bretanha, ou dependendo do local de construção. A American Nuclear Regulatory Commission (NRC), por exemplo, começa com a Revisão de Aceitação , na qual itens básicos como cronogramas etc. são acordados. Segue-se a revisão de segurança , na qual é verificado se o projeto atende aos requisitos de segurança do legislador. A revisão ambiental subsequente depende da localização e leva em consideração as temperaturas da água e define outros limites necessários para a operação. Segue-se uma audiência pública obrigatória dos residentes, que geralmente é seguida da concessão da licença de construção e funcionamento. Todo o processo leva cerca de seis anos. Na Grã-Bretanha, o processo está dividido: aqui, o projeto do reator é examinado primeiro em geral para determinar se ele atende aos requisitos de segurança da legislatura e, em seguida, a licença de projeto é concedida. Para obter a licença de construção, no entanto, deve ser apresentado um pedido separado, no qual se verifica a idoneidade do estaleiro, o que demora cerca de 18 meses. A aprovação política também difere de estado para estado: enquanto na França e nos EUA a licença geral para construir uma usina nuclear é suficiente, na Finlândia cada novo edifício deve ser aprovado pelo parlamento finlandês . No Reino Unido, tanto o Parlamento do Reino Unido quanto a comunidade local devem aprovar a construção.

Processo de construção

Canteiro de obras do Olkiluoto 3, em 2009

Superados os obstáculos administrativos, o que pode levar mais de seis anos, a construção do EPR pode começar. A terraplenagem para preparar o canteiro de obras leva cerca de um ano. Durante esse período, são escavados os túneis de abastecimento e drenagem da água de resfriamento (água do mar ou rio). Oficialmente em construção, de acordo com as diretrizes da Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA), a usina está apenas (Inglês. Com a introdução do primeiro concreto de concreto ) na moldagem das fundações e no estabelecimento da usina nuclear unidade.

Após a conclusão da placa de base da seção da usina nuclear (ilha nuclear inglesa ), inicia-se a construção do revestimento interno de aço. Os segmentos de anel são soldados no canteiro de obras, que são empilhados uns sobre os outros na placa de base com guindastes e soldados entre si. Um anel tem um diâmetro de 42 metros, uma altura de cerca de cinco metros e um peso total de 218 toneladas. Como o revestimento de aço foi adquirido da série Konvoi e não está disponível nas usinas francesas, houve vários atrasos em sua produção. Ao mesmo tempo, a contenção interna e externa estão sendo construídas, com o revestimento de aço sempre sendo puxado para cima com antecedência. Antes da cúpula de contenção ser colocada, a ponte rolante interna ( guindaste polar ) deve ser usada. A cúpula também é soldada no local da obra, colocada em posição com um guindaste e ali soldada à mão. A cúpula tem uma circunferência de 147 metros, um peso de 270 toneladas e é a maior até agora para uma usina nuclear. Em seguida, a contenção interna feita de concreto protendido é concluída primeiro e a construção em concreto da contenção com a contenção externa feita de concreto armado . Nesse momento, mais de 100 km de cabos já haviam sido colocados. A instalação dos componentes começa enquanto a contenção está sendo concluída. As tubulações dos sistemas de segurança, como o Essential Water Service System, estão sendo instaladas e iniciada a instalação das baterias de emergência. Para isso, existe uma abertura circular entre a contenção e o ambiente por onde os componentes podem ser alcançados. O vaso de pressão do reator, o gerador de vapor e o pressurizador também passam por eles. Os componentes são içados por um guindaste de canteiro de obras e colocados em um veículo ferroviário. Este passa por trilhos que se estendem de um andaime preso ao edifício, passando por uma abertura circular, até o interior da contenção. No interior, os componentes são levantados novamente pela ponte rolante, colocados em seus respectivos lugares e aí instalados. Depois de instalada a cúpula de aço, terá início também a instalação dos geradores de energia de emergência nos edifícios correspondentes. A nacela com o conjunto turbo está sendo construída paralelamente à seção da usina nuclear e está quase concluída neste momento. Em seguida, a bacia de inundação (IRWST) é preenchida com água em uma base de teste e esta é drenada novamente. Agora começa o desengraxamento intensivo do forro: poeira e graxa são removidos com uma solução aquosa e, em seguida, a superfície é passivada . Após o enxágue com água desmineralizada, o forro é examinado quanto a manchas de corrosão remanescentes, que são removidas mecanicamente. Nesse ínterim, a ponte rolante do depósito de combustível é colocada em operação para que todas as instalações também possam ser realizadas aqui. Quando as cúpulas dos dois contêineres também estiverem prontas, a chaminé é colocada inteira no prédio e aí fixada. Após a conclusão da construção, os acessórios internos são instalados, os cabos são colocados e outros acessórios são instalados. Por exemplo, a função do Sistema de Transporte do Melt Plug é verificada. Isso pode levantar e remover o "tampão" no poço do reator para tornar o poço do reator acessível através do coletor de núcleo. Isso permite que o vaso de pressão do reator seja inspecionado em intervalos de manutenção. Neste momento, já foram colocados mais de 1000 km de cabos, o que corresponde a 70% do comprimento total do cabo. Assim que a usina estiver concluída, ela será carregada com combustível nuclear pela primeira vez e amplamente testada. Uma vez eliminados todos os defeitos de construção descobertos pelo cliente e pela autoridade supervisora ​​responsável durante a inspeção final, a usina nuclear é aceita pela autoridade supervisora ​​e o EPR é sincronizado com a rede.

Pode levar mais de 10 anos desde a decisão de uma empresa de fornecimento de energia de estabelecer um EPR até o primeiro quilowatt-hora alimentado na rede. A concessão de licenças de construção apenas na Grã-Bretanha leva pelo menos 18 meses, os seguintes trabalhos de terraplenagem quase um ano, mais pelo menos 5 anos para a construção da usina. Quase mais um ano se passa antes que a rede seja sincronizada. Os tempos de construção listados na tabela à direita estão relacionados à definição da AIEA, portanto, a construção começa quando a fundação é lançada.

Mais de 4.000 pessoas de diferentes países trabalham no canteiro de obras da EPR, pois os fornecedores estão espalhados por todo o mundo. Por exemplo, os segmentos do vaso de pressão do reator de Flamanville 3 são forjados pela Japan Steel Works em Muroran e combinados no vaso de pressão acabado pela Mitsubishi Heavy Industries em Kobe . Os geradores de vapor de Taishan e os vasos de pressão do reator são fabricados no local pela Shanghai Electric Heavy Industries Group Corporation (SEC) e pela Dongfang Electric Corporation (DEC), respectivamente . A própria Areva normalmente fabrica apenas uma proporção insignificante dos componentes, geralmente os geradores de vapor e pressurizadores. A principal contribuição é de caráter pessoal, por isso 500 funcionários da França, 300 da Alemanha e 300 da China estão trabalhando apenas no canteiro de obras em Taishan. Empresas alemãs também estão envolvidas como fornecedores, por exemplo, a Babcock Noell fabricou o revestimento de aço para Olkiluoto 3 e a Siempelkamp Nukleartechnik fabricou o coletor de núcleo.

Excesso de custos e prazos durante a construção

Em 2005, a licença de construção para o primeiro EPR na usina nuclear de Olkiluoto, na Finlândia, foi concedida e a conclusão estava programada para 2009. No entanto, a conclusão está constantemente sendo atrasada. Em setembro de 2014, a previsão de entrada em operação foi novamente adiada e agora é dada para o final de 2018. Os custos foram estimados originalmente em 3 bilhões de euros para o sistema turnkey. Esses custos de construção provavelmente mais do que triplicarão no momento da conclusão - mesmo sem juros e perda de receita devido ao atraso de 9 anos. Mais recentemente, os custos esperados foram de 8,5 bilhões de euros no comissionamento em 2015.

Em 2007, a construção de um EPR começou na França na usina nuclear de Flamanville . Seus custos originalmente planejados de 3,3 bilhões de euros aumentaram para 9 bilhões de euros; a produção de eletricidade foi anunciada para 2017 no final de 2014; foi originalmente planejado para meados de 2012. De acordo com o presidente da ASN, Pierre-Franck Chevet, as anomalias encontradas são "muito graves" e podem levar a rachaduras. Caso os prognósticos fossem confirmados por um exame mais atento, só haveria a possibilidade de substituição de todo o vaso de pressão, o que significaria um atraso de vários anos e aumento significativo de custos, ou o abandono do projeto da usina. Além de Flamanville, cinco outros EPRs planejados ou em construção também podem ser afetados pelos problemas, incluindo: nos EUA, China (Taishan) e Grã-Bretanha (Hinkley Point).

Em 2008, a construção da usina nuclear de Taishan na província chinesa de Guangdong começou com dois blocos EPR. Segundo a Areva, essas serão erguidas mais rapidamente porque contam com a experiência adquirida em Olkiluoto e Flamanville. A data de conclusão também foi adiada várias vezes na China.

Problemas técnicos na construção

Dos quatro sistemas EPR em construção, dois apresentam problemas técnicos recorrentes. A Autoridade Francesa de Segurança Nuclear (ASN) relata sobre um vaso de pressão que já foi instalado no teto de aço da usina de Flamanville. O conteúdo de carbono neste teto de aço é muito alto. Em testes de resistência, o valor ficou cerca de 40% abaixo da norma. Fissuras finas podem então se formar mais tarde. O chefe da ASN, Pierre-Franck Chevet, disse: “É um defeito de fabricação que eu descreveria como sério ou muito sério porque afeta um componente crucial, a caldeira. A atenção que prestamos a ele é correspondentemente grande. "

economia

A rentabilidade de uma usina resulta dos custos de produção de eletricidade , bem como das receitas geradas no mercado ou na troca de eletricidade. Os custos de produção de eletricidade resultam, por sua vez, dos custos de investimento e dos custos de desmontagem de uma usina, bem como dos custos operacionais fixos e variáveis. O manual prático para a indústria de energia indicava para uma central nuclear operada em carga básica com uma potência de 1.600 MW e um preço de compra de 4,2 bilhões de euros quando comissionada em 2004, custos de geração de eletricidade de 50,2 euros / MWh. Uma vez que os custos de investimento em particular dobraram aproximadamente desde então (veja abaixo), os custos de geração de eletricidade aumentaram significativamente. De acordo com a informação atual, situam-se entre 70 e 110 euros / MWh e, portanto, bastante acima do preço de mercado da energia elétrica.

Custos de investimento

Como sempre acontece com a geração de eletricidade por usinas nucleares, o EPR também tem custos de investimento comparativamente altos; estes devem ser compensados ​​por baixos custos operacionais durante o período operacional. Os custos de investimento do EPR são bastante elevados: originalmente esperava-se um pouco mais de 3 bilhões de euros por bloco, mas H. Böck do Instituto Atômico da Universidade de Tecnologia de Viena assumiu em 2009 que o preço real seria superior a 5 bilhões de euros. Os projetos atuais na Europa giram em torno de 8,5 a 10,5 bilhões de euros em 2015 (ver tabela). De acordo com a Areva, as usinas na China podem ser 40% mais baratas do que os reatores na França. Pode haver várias razões para isso: Por um lado, o renminbi está significativamente desvalorizado em relação ao euro, em 48%, de acordo com o índice Big Mac . Componentes fabricados na China se beneficiam disso e custam menos. Por outro lado, a China tem consideravelmente mais experiência de construção na construção de centrais nucleares: o revestimento de aço de Taishan 1 foi concluído dentro do prazo e do orçamento, o que não foi possível em Olkiluoto 3 e Flamanville 3.

A tabela a seguir fornece uma visão geral dos projetos EPR e seus custos.

Custos de geração

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Em princípio, os custos de geração de uma usina são sempre calculados de acordo com o mesmo esquema: Com base nos custos de investimento específicos, a utilização e a vida útil da usina, são adicionados os custos incorridos durante a operação da usina.

Os custos de geração de uma usina nuclear são compostos de custos operacionais, custos de manutenção, combustível e custos de descarte. Em alguns estudos, como em "Comparação dos custos de geração de eletricidade" da Universidade Técnica de Lappeenranta (LUT) por Risto Tarjanne e Aija Kivistö de 2008, os custos de descarte também estão incluídos nos custos de operação e manutenção. Eles estão listados separadamente abaixo:

• Custos de capital : Um item de custo significativo ao operar uma usina nuclear são os custos de capital para a construção da usina, que geralmente são cobertos por capital próprio e dívida. Na contratação de capital externo, três fatores são decisivos: o valor do empréstimo, sua taxa de juros e sua duração. Todos os estudos baseiam-se em empréstimos a anuidades , o que aumenta os custos de geração em valor constante durante o período de amortização (neste caso em 2,0 cêntimos de euro / kWh). Por exemplo, o estudo LUT citado acima assume um período de depreciação de 40 anos, taxa de juros real de 5% e financiamento de dívida de 100%. O estudo também destaca que o financiamento integral de uma usina com capital emprestado é uma premissa conservadora , assim como a taxa de juros de 5%, que era cerca de 2% superior ao padrão de mercado da época (2011). Como as EVUs geralmente têm classificação A, as taxas de juros são relativamente baixas. As taxas de juros continuaram a cair na última década devido à política monetária frouxa do BCE. Em janeiro de 2020, os títulos da EDF com prazo remanescente de 29 anos renderão apenas 1,272%. Se for aplicado o método do valor de capital a ser utilizado, o desconto da receita futura da venda de energia elétrica no momento da construção resulta em valores presentes consideravelmente mais elevados. A rentabilidade do investimento aumenta maciçamente no momento da decisão de investimento. No estudo, os custos de investimento foram fixados em 2750 € / kW, a produção em 1500 MW, o que resultou em custos de investimento para uma unidade central de 4,125 milhões de euros. No entanto, esses números agora estão desatualizados. Em 2013, os custos de investimento para os reatores em construção na Europa em Olkiluoto e Flamanville rondam os 5200-5300 € / kW e, portanto, cerca de duas vezes mais elevados do que os assumidos no estudo de 2008. As usinas planejadas no local de Hinkley Point são de cerca de 5800 € / kW (ver tabela acima). Os custos de capital aumentam em conformidade no mesmo rácio para 3,8–4,0 cêntimos de euro / kWh (Olkiluoto e Flamanville) e 4,3 cêntimos de euro / kWh (Hinkley Point).
• Custos operacionais : São custos incorridos durante a operação do sistema, entre outros. para pessoal, inspeções e requisitos de energia durante os tempos ociosos. Devido à sua maior capacidade da unidade em comparação com as usinas anteriores, o EPR pode obter efeitos de economia devido ao efeito de degressão - mais produção de eletricidade com menos pessoal e menos componentes por quilowatt-hora. O Departamento de Energia dos Estados Unidos (DoE) relata custos de geração de 1 ct / kWh para usinas nucleares existentes (ou seja, depreciadas) nos EUA. No entanto, este valor também inclui os custos de descarte americanos.
• Custos de manutenção : Os custos de manutenção ocorrem quando os componentes precisam ser substituídos ou o sistema é atualizado com um novo gerador de vapor ou um novo turbo gerador. Em comparação com os modelos anteriores, o EPR tem 16% menos peças de bomba e turbina, 23% menos componentes nos trocadores de calor, 30% menos tanques e 26% menos válvulas. A Areva afirma, portanto, uma economia de 35% nos custos de manutenção. O estudo LUT dá custos de operação e manutenção de 1 ct / kWh, que também inclui custos de descarte. O Nuclear Energy Institute (NEI) concede 1,49 cêntimos / kWh (1,1 € cêntimos / kWh) para custos de operação e manutenção dos reactores de potência existentes nos EUA.
• Custos de combustível : A participação de ²³⁵ U no combustível nuclear EPR deve estar entre 1,9 e 4,9%. O preço do óxido de urânio (V, VI) e do trabalho de separação de urânio pode ser consultado diariamente na bolsa. O uso de elementos combustíveis MOX acarreta custos de combustível significativamente mais elevados, que dependem da origem do plutônio.

No estudo da Universidade Técnica de Lappeenranta, por exemplo, os custos de geração são calculados no período de depreciação de 3,5 ct / kWh, uma vez que a depreciação se estende por 25 anos e os custos de investimento são menores.

A própria Areva indica que os custos de produção são pelo menos 10% menores do que nas usinas nucleares existentes, com 1.500 MW _e desempenho. Esses cálculos não incluem os custos de descarte, reprocessamento e armazenamento final dos produtos da fissão radioativa.

Tabelas de dados

Nota: As informações referem-se ao primeiro EPR na central nuclear de Olkiluoto

Links da web

• Reator EPR ™: o site do fabricante do reator de altíssima potência para o EPR da Areva
• Versão pública do envio do UK EPR ™ GDA Ao clicar nas guias e expandir a estrutura em árvore, todos os documentos técnicos do UK EPR necessários para aprovação podem ser visualizados

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