مفاعل الماء المغلي المتقدم

مفاعل الماء المغلي المتقدم ( ABWR ) هو مفاعل من الجيل الثالث يعمل بالماء المغلي . يُقدم هذا المفاعل حاليًا من قبل شركات GE Vernova و Hitachi Nuclear Energy (GVH) و Toshiba . يُولد مفاعل الماء المغلي المتقدم الطاقة الكهربائية باستخدام البخار لتشغيل توربين متصل بمولد كهربائي؛ حيث يُغلى البخار من الماء باستخدام الحرارة الناتجة عن تفاعلات الانشطار النووي داخل الوقود النووي. تُعتبر الوحدة السادسة من محطة كاشيوازاكي-كاريوا أول مفاعل من الجيل الثالث في العالم.

تُعدّ مفاعلات الماء المغلي (BWRs) ثاني أكثر أنواع مفاعلات الماء الخفيف شيوعًا ^{[ 1 ]} ، وتتميز بتصميم دورة مباشرة يستخدم عددًا أقل من مكونات إمداد البخار الكبيرة مقارنةً بمفاعلات الماء المضغوط (PWR) التي تعتمد على دورة غير مباشرة. ويُعتبر مفاعل الماء المغلي المغلي (ABWR) أحدث ما توصلت إليه التكنولوجيا في مجال مفاعلات الماء المغلي، وهو أول تصميم لمفاعلات الجيل الثالث يُبنى بالكامل، حيث تم إنجاز العديد من المفاعلات وتشغيلها. وقد بُنيت أولى هذه المفاعلات في اليابان ^{[ 2 ].} وتشير التقارير إلى أن المشاريع في كل من تايوان والولايات المتحدة قد تجاوزت ميزانيتها ^{[ 3 ] .}

يبلغ صافي إنتاج الطاقة الكهربائية لتصميم محطة ABWR القياسي حوالي1.35 جيجاواط  ، تم توليدها من حوالي3926  ميغاواط من الطاقة الحرارية.

يمثل مفاعل الماء المغلي المتقدم (ABWR) مسارًا تطوريًا لعائلة مفاعلات الماء المغلي (BWR)، مع العديد من التغييرات والتحسينات على تصميمات مفاعلات الماء المغلي السابقة.

تشمل المجالات الرئيسية للتحسين ما يلي:

• تم إضافة 10 مضخات داخلية للمفاعل (RIP) مثبتة في قاع وعاء ضغط المفاعل (RPV)، مما يُحسّن الأداء ويُغني عن مضخات إعادة التدوير الكبيرة في حجرة الاحتواء وما يرتبط بها من وصلات أنابيب معقدة ذات أقطار كبيرة مع وعاء ضغط المفاعل (مثل حلقة إعادة التدوير الموجودة في نماذج مفاعلات الماء المغلي السابقة). يقع محرك المضخات الداخلية للمفاعل فقط خارج وعاء ضغط المفاعل في مفاعل الماء المغلي المتقدم (ABWR). ووفقًا لوثيقة التحكم في التصميم من المستوى الأول (وهي الوثيقة الرسمية المعتمدة من هيئة التنظيم النووي التي تصف تصميم المحطة بشكل عام)، تبلغ السعة الاسمية لكل مضخة داخلية للمفاعل 10 ...6912  م³ ^/ س .
• تم تعزيز إمكانيات ضبط قضيب التحكم بإضافة محرك تحكم دقيق الحركة كهروهيدروليكي (FMCRD)، مما يسمح بضبط دقيق للموضع باستخدام محرك كهربائي، دون فقدان موثوقية أو احتياطيات الأنظمة الهيدروليكية التقليدية المصممة لإنجاز إيقاف التشغيل السريع .2.80  ثانية من استلام إشارة البدء، أو إدخال قضيب بديل (ARI) خلال فترة زمنية أطول ولكنها لا تزال ضئيلة. كما يُحسّن نظام FMCRD من الدفاع المتعدد الطبقات في حالة الطوارئ الهيدروليكية الأساسية وحالات إدخال القضيب البديل.
• يضمن نظام حماية المفاعل الرقمي بالكامل (RPS) (مع نسخ احتياطية رقمية ويدوية) مستوى عالٍ من الموثوقية وتبسيطًا لكشف حالات السلامة والاستجابة لها. يبدأ هذا النظام عملية إدخال قضبان التحكم هيدروليكيًا بسرعة لإيقاف التشغيل (المعروفة اختصارًا بـ SCRAM لدى مهندسي الطاقة النووية) عند الحاجة. يضمن منطق الإيقاف السريع، الذي يعتمد على اثنين من أصل أربعة لكل مُعامل، عدم حدوث عمليات إيقاف سريعة غير ضرورية نتيجة أعطال في جهاز واحد. كما يمكن لنظام حماية المفاعل (RPS) تشغيل نظام ARI، أو بدء تشغيل قضبان FMCRD لإيقاف التفاعل النووي المتسلسل. يتم توفير نظام التحكم السائل الاحتياطي (SLCS) كمنطق بديل في حالة حدوث عطل عابر متوقع دون تفعيل نظام SCRAM ، وهو أمر نادر الحدوث .
• تتيح أنظمة التحكم الرقمية الكاملة للمفاعل (مع وجود نسخ احتياطية رقمية ونسخ احتياطية يدوية (تناظرية)) لغرفة التحكم إمكانية التحكم بسهولة وسرعة في عمليات المصنع. كما تتيح ناقلات الإرسال الرقمية المتعددة المنفصلة، ​​سواءً المتعلقة بالسلامة أو غير المتعلقة بها، موثوقية وتنوعًا في أجهزة القياس والتحكم.
  • على وجه الخصوص، يتم تشغيل المفاعل آليًا بالكامل لبدء التشغيل (أي بدء التفاعل النووي المتسلسل والوصول إلى الطاقة) ولإيقاف التشغيل القياسي باستخدام أنظمة آلية فقط. بالطبع، يظل المشغلون البشريون أساسيين للتحكم في المفاعل والإشراف عليه، ولكن يمكن أتمتة الكثير من المهام الروتينية المتعلقة بتشغيل المفاعل وإيقافه وفقًا لتقدير المشغل.
• تم تحسين نظام التبريد الأساسي للطوارئ (ECCS) في العديد من المجالات، مما يوفر مستوى عالٍ جدًا من الدفاع المتعمق ضد الحوادث والظروف الطارئة والحوادث.
  • قُسِّم النظام ككل إلى ثلاثة أقسام؛ كل قسم منها قادر - بمفرده - على الاستجابة لأقصى احتمالات عطل التصميم/الخطأ التصميمي (DBA) وإنهاء الحادث قبل انكشاف قلب المفاعل، حتى في حالة انقطاع الطاقة الخارجية وفقدان مياه التغذية المناسبة. كانت مفاعلات الماء المغلي السابقة تحتوي على قسمين، وكان من المتوقع حدوث انكشاف (دون إلحاق ضرر بقلب المفاعل) لفترة وجيزة في حالة وقوع حادث خطير، قبل استجابة نظام التبريد والتدفئة الطارئ (ECCS).
  • تضمن ثمانية عشر صمامًا لتخفيف الضغط الزائد (صمامات تخفيف الضغط الزائد الآمنة)، ثمانية منها جزء من نظام تخفيف الضغط التلقائي (ADS)، التخفيف السريع لأحداث الضغط الزائد في وعاء المفاعل النووي، وإذا لزم الأمر، يمكن تخفيف ضغط المفاعل بسرعة إلى مستوى يمكن فيه استخدام جهاز إغراق قلب المفاعل ذي الضغط المنخفض (LPCF، وهو الوضع عالي السعة لنظام إزالة الحرارة المتبقية ، والذي يحل محل LPCI وLPCS في نماذج BWR السابقة).
  • علاوة على ذلك، يمكن لتقنية LPCF الحقن ضد ضغوط RPV أعلى بكثير، مما يوفر مستوى متزايدًا من الأمان في حالة حدوث فواصل متوسطة الحجم، والتي قد تكون صغيرة بما يكفي لتؤدي إلى انخفاض الضغط الطبيعي البطيء ولكنها قد تكون كبيرة بما يكفي لتؤدي إلى تجاوز قدرات أنظمة حقن سائل التبريد/الرش عالي الضغط على الاستجابة بسبب حجم الفاصل.
  • على الرغم من أن ناقل الطاقة من الفئة 1E (المتعلقة بالسلامة) لا يزال يعمل بواسطة 3 مولدات ديزل للطوارئ عالية الموثوقية والمتعلقة بالسلامة، إلا أن ناقل طاقة إضافي لحماية استثمارات المصنع يستخدم توربين غاز احتراق موجود في الموقع لتوليد الكهرباء لتوفير دفاع متعمق ضد حالات انقطاع التيار الكهربائي في المحطة، وكذلك لتشغيل الأنظمة المهمة ولكن غير الحرجة للسلامة في حالة فقدان الطاقة خارج الموقع.
  • على الرغم من أن أحد أقسام نظام التبريد والتكييف في حالات الطوارئ لا يمتلك قدرات الفيضان عالي الضغط، إلا أن هناك مضخة توربينية تعمل بالبخار ومصنفة للسلامة لتبريد عزل قلب المفاعل (RCIC) مصنفة للضغط العالي ولديها بطارية احتياطية واسعة النطاق لأنظمة الأجهزة والتحكم الخاصة بها، مما يضمن استمرار التبريد حتى في حالة انقطاع التيار الكهربائي الكامل للمحطة مع تعطل جميع مولدات الديزل الثلاثة للطوارئ، وتوربين غاز الاحتراق، والبطارية الاحتياطية الرئيسية، ومضخات مياه إطفاء الحرائق التي تعمل بالديزل.
  • توجد قاعدة خرسانية مسلحة سميكة للغاية من البازلت أسفل وعاء المفاعل النووي، وهي مصممة لالتقاط أي مواد منصهرة ساخنة قد تسقط عليها في حالات استثنائية. إضافةً إلى ذلك، توجد عدة وصلات قابلة للانصهار داخل الجدار الفاصل بين حوض التصريف الرطب وحوض التصريف الجاف السفلي، تعمل على غمر القاعدة بمياه حوض التصريف الرطب، مما يضمن تبريد تلك المنطقة حتى في حال تعطل أنظمة التبريد التقليدية.
• لقد طرأ تحسين كبير على نظام الاحتواء مقارنةً بنظام مارك 1 التقليدي. وكما هو الحال في نظام مارك 1 التقليدي، فهو من نوع كبح الضغط، ومصمم للتعامل مع البخار المتصاعد في حالة حدوث أي طارئ أو حادث، وذلك بتوجيه البخار عبر أنابيب تصل إلى حوض مائي داخل البئر الرطب (أو الحلقة في حالة مارك 1)، حيث تعمل درجة الحرارة المنخفضة على تكثيف البخار وتحويله إلى ماء سائل. وهذا بدوره يحافظ على انخفاض ضغط الاحتواء. والجدير بالذكر أن نظام الاحتواء النموذجي لمفاعل الماء المغلي المتقدم (ABWR) يحتوي على طبقات مُقسّاة متعددة بين الجزء الداخلي من نظام الاحتواء الأساسي والجدار الخارجي الواقي، وهو مكعب الشكل. ومن أبرز التحسينات أن المفاعل يتمتع بتسارع زلزالي قياسي للإغلاق الآمن يبلغ 0.3G؛ كما أنه مصمم لتحمل إعصارًا  بسرعة رياح تزيد عن 320 ميلًا في الساعة. ويمكن تعزيز مقاومة المفاعل للزلازل في المناطق المعرضة لها، وقد تم ذلك في منشأة لونغمن في تايوان، حيث تم تعزيز مقاومته للزلازل حتى 0.4g في أي اتجاه. يتم ملء حاوية الاحتواء بالنيتروجين قبل التشغيل لمنع الحرائق، ويمكن إزالة الغازات منها بعد إيقاف تشغيل المفاعل لأغراض الصيانة. ^{[ 4 ]} 
• صُمم مفاعل الماء المغلي المتقدم (ABWR) ليدوم لمدة لا تقل عن 60 عامًا. كما أن تصميمه البسيط نسبيًا يعني عدم الحاجة إلى استبدال مولدات البخار باهظة الثمن، مما يقلل من التكلفة الإجمالية للتشغيل.
• وفقًا لتقييم المخاطر الاحتمالية لشركة GVH ، فإن حدث تلف قلب المفاعل لن يحدث أكثر من مرة واحدة كل ستة ملايين سنة، حيث أن معدل تكرار تلف قلب مفاعل ABWR هو1.6 × 10 ⁻⁷ ، ثاني أقل احتمال لتوزيع الاحتمال التراكمي بعد ESBWR .

شهد وعاء المفاعل النووي ونظام إمداد البخار النووي تحسينات كبيرة، منها استبدال أنابيب إعادة التدوير الداخلية (RIPs)، مما أدى إلى إلغاء حلقات أنابيب إعادة التدوير الخارجية التقليدية والمضخات الموجودة في حاوية الاحتواء والتي بدورها تُشغل مضخات نفاثة تُنتج تدفقًا قسريًا في وعاء المفاعل النووي. تُوفر أنابيب إعادة التدوير الداخلية تحسينات ملحوظة فيما يتعلق بالموثوقية والأداء والصيانة، بما في ذلك تقليل التعرض الإشعاعي المهني الناتج عن أنشطة الاحتواء أثناء فترات الصيانة. تعمل هذه المضخات بمحركات ذات دوارات رطبة، حيث تتصل أغلفة هذه المحركات بأسفل وعاء المفاعل النووي، مما يُلغي الحاجة إلى أنابيب إعادة التدوير الخارجية ذات الأقطار الكبيرة التي تُشكل مسارات محتملة للتسرب. تقع مضخات إعادة التدوير الداخلية العشر في أسفل منطقة أنبوب التغذية الحلقي (أي بين غلاف قلب المفاعل والسطح الداخلي لوعاء المفاعل النووي). نتيجةً لذلك، تُغني مضخات إعادة التدوير الداخلية عن جميع مضخات النفث في وعاء المفاعل النووي، وجميع مضخات وأنابيب حلقة إعادة التدوير الخارجية الكبيرة، وصمامات العزل، والفوهات ذات القطر الكبير التي كانت تخترق وعاء المفاعل النووي لسحب الماء منه وإعادته إليه. وبذلك، يُقلل هذا التصميم أسوأ تسرب أسفل منطقة القلب إلى ما يُعادل فعليًا تسربًا بقطر 51 مم (بوصتين) . ويُعاني خط إنتاج مفاعلات الماء المغلي التقليدية من طراز BWR3 إلى BWR6 من تسرب محتمل مماثل بقطر 60 سم (24 بوصة) أو أكثر. ومن أهم مزايا هذا التصميم أنه يُقلل بشكل كبير من سعة التدفق المطلوبة لنظام التبريد الطارئ. 

صُممت أولى المفاعلات التي تستخدم مضخات إعادة التدوير الداخلية بواسطة شركة ASEA-Atom (التي أصبحت الآن شركة Westinghouse Electric Company من خلال عمليات الدمج والاستحواذ، والتي كانت مملوكة لشركة Toshiba ) وتم بناؤها في السويد . وقد عملت هذه المحطات بنجاح كبير لسنوات عديدة.

تُقلل المضخات الداخلية من طاقة الضخ المطلوبة لنفس التدفق إلى حوالي نصف الطاقة المطلوبة مع نظام المضخات النفاثة المزود بحلقات إعادة تدوير خارجية. وبالتالي، فبالإضافة إلى تحسينات السلامة وخفض التكاليف الناتجة عن إلغاء الأنابيب، ترتفع الكفاءة الحرارية الإجمالية للمحطة. كما يُقلل إلغاء أنابيب إعادة التدوير الخارجية من تعرض العاملين للإشعاع أثناء الصيانة.

من الميزات التشغيلية في تصميم مفاعل الماء المغلي المتقدم (ABWR) محركات قضبان التحكم الكهربائية الدقيقة ، والتي استُخدمت لأول مرة في مفاعلات الماء المغلي (BWR) التابعة لشركة AEG (التي أصبحت لاحقًا Kraftwerk Union AG، والآن AREVA ). تستخدم مفاعلات الماء المغلي القديمة نظام مكبس قفل هيدروليكي لتحريك قضبان التحكم بزيادات قدرها ست بوصات. يُحسّن تصميم قضبان التحكم الكهربائية الدقيقة بشكل كبير من دقة تحديد موضع قضيب التحكم، ويقلل بالمثل من خطر وقوع حادث في محرك قضيب التحكم، لدرجة أنه لا حاجة إلى مُحدد سرعة عند قاعدة شفرات قضيب التحكم الصليبية.

تُقدم شركة GE Vernova Hitachi وشركة Hitachi-GE (الجزء التابع لشركة GE Vernova Hitachi الذي يعمل في اليابان) وشركة Toshiba إصدارات مختلفة قليلاً من ABWR. ^{[ 5 ]}

في عام 1997، تم اعتماد تصميم مفاعل الماء المتقدم المعزز (ABWR) التابع لشركة جنرال إلكتريك وهيتاشي الأمريكية كتصميم نهائي في شكله النهائي من قبل هيئة التنظيم النووي الأمريكية ، مما يعني أنه تم التحقق من أدائه وكفاءته وإنتاجه وسلامته بالفعل، مما يجعل بناءه أسهل من الناحية البيروقراطية مقارنة بتصميم غير معتمد. ^{[ 6 ]}

في عام 2013، وبعد استحواذها على شركة هورايزون للطاقة النووية ، بدأت هيتاشي عملية تقييم التصميم العام لمفاعل الماء المغلي المتقدم (ABWR) من هيتاشي-جنرال إلكتريك مع مكتب التنظيم النووي في المملكة المتحدة . ^{[ 7 ]} وقد اكتملت هذه العملية في ديسمبر 2017. ^{[ 8 ]}

في يوليو 2016، سحبت شركة توشيبا تجديد شهادة التصميم الأمريكية لمفاعل الماء المغلي المتقدم (ABWR) لأنه "أصبح من الواضح بشكل متزايد أن انخفاض أسعار الطاقة في الولايات المتحدة يمنع توشيبا من توقع فرص إضافية لمشاريع بناء مفاعل الماء المغلي المتقدم". ^{[ 9 ]}

حصلت شركة ABWR على ترخيص للعمل في اليابان والولايات المتحدة وتايوان، على الرغم من توقف أو تجميد معظم مشاريع البناء.

اليابان وتايوان

اعتبارًا من ديسمبر 2006 كانت أربعة مفاعلات نووية من نوع ABWR قيد التشغيل في اليابان: وحدتا كاشيوازاكي-كاريوا 6 و7، اللتان افتُتحتا عامي 1996 و1997، ووحدة هاماأوكا 5، التي افتُتحت عام 2004 بعد بدء بنائها عام 2000، ووحدة شيكا 2 التي بدأت عملياتها التجارية في 15 مارس 2006. يوجد مفاعلان آخران قيد الإنشاء جزئيًا في لونغمن بتايوان ، ومفاعل ثالث ( محطة شيماني للطاقة النووية 3) في اليابان. توقف العمل في لونغمن عام 2014 ، بينما توقف العمل في شيماني بعد زلزال عام 2011. ^{[ 10 ]}

بالمقارنة مع التصاميم المماثلة، غالبًا ما يتم إيقاف تشغيل مفاعلات الماء المغلي المتقدمة الأربعة العاملة بسبب مشاكل فنية. ^{[ 20 ]} وتوثق الوكالة الدولية للطاقة الذرية ذلك من خلال "عامل التشغيل" (نسبة الوقت الذي يتم فيه تغذية الكهرباء إلى إجمالي الوقت منذ بدء التشغيل التجاري). يصل عامل التشغيل الإجمالي للمحطتين الأوليين في كاشيوازاكي-كاريوا (المبنى 6 و7) إلى 70%، مما يعني أنهما لم تنتجا الكهرباء لحوالي 30% من الوقت منذ بدء التشغيل. ^{[ 21 ] [ 22 ]} على سبيل المثال، في عام 2010، بلغت الطاقة التشغيلية للمبنى 6 في كاشيوازاكي-كاريوا 80.9%، و93% في عام 2011. ^{[ 23 ]} ومع ذلك، لم ينتج أي طاقة في عام 2008 نظرًا لتوقف المنشأة عن العمل للصيانة، وبالتالي بلغت طاقتها التشغيلية 0% في ذلك العام. ^{[ 23 ]} في المقابل، تُظهر محطات الطاقة النووية الحديثة الأخرى مثل محطة OPR-1000 الكورية أو محطة Konvoi الألمانية عوامل تشغيل تبلغ حوالي 90%. ^{[ 24 ]}

اضطرت محطتا هاماوكا وشيكا إلى خفض قدرة إنتاج مفاعلي الماء المغلي المتقدم (ABWR) الجديدين بسبب مشاكل فنية في قسم التوربينات البخارية . ^{[ 25 ]} وبعد خفض قدرة المحطتين، لا تزال فترات توقفهما طويلة، ويبلغ معامل التشغيل طوال عمرهما التشغيلي أقل من 50%. ^{[ 26 ] [ 27 ]}

• الطاقة النووية
• السلامة النووية في الولايات المتحدة
• اقتصاديات محطات الطاقة النووية الجديدة
• مفاعل الماء المضغوط
• مفاعل الماء المعتدل المخفض
• مفاعل الماء الثقيل المتقدم

• الصفحة الرسمية لشركة جنرال إلكتريك للطاقة الخاصة بـ ABWR
• صفحة شهادة التصميم الصادرة عن هيئة التنظيم النووي على موقع ABWR
• ميزات السلامة المصممة هندسيًا في ABWR