Reaktor z wrzącą wodą

„BWR” przekierowuje tutaj. Aby zapoznać się z równaniem stanu, zobacz równanie Benedicta – Webba – Rubina .
Schemat ideowy reaktora z wrzącą wodą (BWR):
  1. Zbiornik ciśnieniowy reaktora
  2. Element paliwa jądrowego
  3. Pręty sterujące
  4. Pompy recyrkulacyjne
  5. Napędy prętów sterujących
  6. Para
  7. Woda zasilająca
  8. Turbina wysokiego ciśnienia
  9. Turbina niskiego ciśnienia
  10. Generator
  11. Wzbudnica
  12. Skraplacz
  13. Płyn chłodzący
  14. Podgrzewacz
  15. Pompa wody zasilającej
  16. Pompa zimnej wody
  17. Obudowa betonowa
  18. Podłączenie do sieci elektrycznej

Reaktor z wrzącą wodą ( BWR ) to rodzaj lekkowodnego reaktora jądrowego wykorzystywanego do wytwarzania energii elektrycznej. Jest to konstrukcja inna niż radziecki RBMK moderowany grafitem . Jest to drugi najczęstszy typ reaktora jądrowego wytwarzającego energię elektryczną po reaktorze wodnym ciśnieniowym (PWR), który jest również typem reaktora jądrowego lekkowodnego. Główna różnica między BWR a PWR polega na tym, że w BWR rdzeń reaktora podgrzewa wodę, która zamienia się w parę, a następnie napędza turbinę parową. W PWR rdzeń reaktora podgrzewa wodę, która się nie gotuje. Ta gorąca woda następnie wymienia ciepło z układem o niższym ciśnieniu, który zamienia wodę w parę napędzającą turbinę. BWR został opracowany przez Argonne National Laboratory i General Electric (GE) w połowie lat pięćdziesiątych. Głównym obecnym producentem jest firma GE Hitachi Nuclear Energy , która specjalizuje się w projektowaniu i budowie tego typu reaktorów.

Przegląd

Animacja BWR z wieżami chłodniczymi .

Reaktor z wrzącą wodą wykorzystuje wodę zdemineralizowaną jako chłodziwo i moderator neutronów . Ciepło jest wytwarzane w wyniku rozszczepienia jądrowego w rdzeniu reaktora, co powoduje wrzenie wody chłodzącej i wytwarzanie pary. Para jest bezpośrednio wykorzystywana do napędzania turbiny , po czym jest schładzana w skraplaczu i ponownie zamieniana w wodę w stanie ciekłym. Ta woda jest następnie zawracana do rdzenia reaktora, zamykając pętlę. Woda chłodząca jest utrzymywana na poziomie około 75 atm (7,6 MPa , 1000–1100 psi ), tak że wrze w rdzeniu w temperaturze około 285 ° C (550 ° F). Dla porównania, w ciśnieniowym reaktorze wodnym (PWR) nie dopuszcza się znacznego wrzenia ze względu na wysokie ciśnienie utrzymywane w jego pierwotnej pętli - około 158 atm (16 MPa, 2300 psi). Częstotliwość uszkodzeń rdzenia reaktora oszacowano na 10-4 do 10-7 ( tj. jeden wypadek uszkodzenia rdzenia na każde 10 000 do 10 000 000 lat pracy reaktora).

składniki

Kondensat i woda zasilająca

Para wychodząca z turbiny wpływa do skraplaczy umieszczonych pod turbinami niskiego ciśnienia, gdzie para jest schładzana i powraca do stanu ciekłego (kondensatu). Kondensat jest następnie pompowany przez podgrzewacze wody zasilającej , które podnoszą jego temperaturę za pomocą pary ekstrakcyjnej z różnych stopni turbiny. Woda zasilająca z podgrzewaczy wody zasilającej wpływa do zbiornika ciśnieniowego reaktora (RPV) przez dysze wysoko na zbiorniku, znacznie powyżej górnej części zespołów paliwa jądrowego (te zespoły paliwa jądrowego stanowią „rdzeń”), ale poniżej poziomu wody.

Woda zasilająca wpływa do obszaru opadu lub pierścienia i łączy się z wodą opuszczającą separatory wilgoci. Woda zasilająca dochładza nasyconą wodę z separatorów wilgoci. Ta woda płynie teraz w dół obszaru opadającego lub pierścienia, który jest oddzielony od rdzenia wysokim całunem. Woda przepływa następnie przez pompy strumieniowe lub wewnętrzne pompy recyrkulacyjne, które zapewniają dodatkową moc pompowania (głowica hydrauliczna). Woda wykonuje teraz obrót o 180 stopni i przesuwa się w górę przez dolną płytę rdzenia do rdzenia jądrowego, gdzie elementy paliwowe podgrzewają wodę. Woda wypływająca z kanałów paliwowych w górnej prowadnicy jest nasycona parą o jakości około 15%. Typowy przepływ rdzenia może wynosić 45 000 000 kg / h (100 000 000 funtów / h) przy przepływie pary 6 500 000 kg / h (14 500 000 funtów / h). Jednak średnia rdzeniowa frakcja pustych przestrzeni jest znacznie wyższą frakcją (~ 40%). Tego rodzaju wartości można znaleźć w publicznie dostępnych specyfikacjach technicznych każdego zakładu, końcowym raporcie analizy bezpieczeństwa lub raporcie podstawowych ograniczeń operacyjnych.

Ogrzewanie z rdzenia tworzy głowicę termiczną, która pomaga pompom recyrkulacyjnym w recyrkulacji wody wewnątrz RPV. BWR można zaprojektować bez pomp recyrkulacyjnych i całkowicie polegać na głowicy termicznej do recyrkulacji wody wewnątrz RPV. Wymuszona wysokość podnoszenia recyrkulacyjnego z pomp recyrkulacyjnych jest jednak bardzo przydatna w kontrolowaniu mocy i pozwala na osiągnięcie wyższych poziomów mocy, które w innym przypadku nie byłyby możliwe. Poziom mocy cieplnej można łatwo zmieniać, po prostu zwiększając lub zmniejszając wymuszony przepływ recyrkulacyjny przez pompy recyrkulacyjne.

Płyn dwufazowy (woda i para wodna) znajdujący się nad rdzeniem wpływa do obszaru wznośnika, który jest górnym obszarem zawartym wewnątrz osłony. Wysokość tego obszaru można zwiększyć, aby zwiększyć wysokość pompowania termicznej naturalnej recyrkulacji. W górnej części pionu znajduje się separator wilgoci. Poprzez zawirowanie przepływu dwufazowego w separatorach cyklonowych para jest oddzielana i unosi się w górę w kierunku suszarki parowej, podczas gdy woda pozostaje z tyłu i wypływa poziomo do obszaru opadania lub pierścienia. W obszarze opadania lub pierścienia łączy się z przepływem wody zasilającej i cykl się powtarza.

Para nasycona, która unosi się nad separatorem, jest suszona przez suszarkę w kształcie jodełki. „Mokra” para przechodzi przez krętą ścieżkę, w której kropelki wody są spowalniane i kierowane do obszaru opadania lub pierścienia. Następnie „sucha” para opuszcza RPV czterema głównymi przewodami parowymi i trafia do turbiny.

Systemy kontrolne

Sterowanie mocą reaktora odbywa się na dwa sposoby: poprzez wsuwanie lub wysuwanie prętów sterujących (łopatek sterujących) oraz poprzez zmianę przepływu wody przez rdzeń reaktora .

Pozycjonowanie (wyciąganie lub wkładanie) prętów sterujących jest normalną metodą kontrolowania mocy podczas uruchamiania BWR. Gdy pręty kontrolne są wycofywane, absorpcja neutronów zmniejsza się w materiale kontrolnym i wzrasta w paliwie, więc moc reaktora wzrasta. Gdy pręty kontrolne są wkładane, absorpcja neutronów wzrasta w materiale kontrolnym i maleje w paliwie, więc moc reaktora maleje. W przeciwieństwie do PWR, w BWR pręty kontrolne ( z węglika boru ) są wkładane od dołu, aby zapewnić bardziej jednorodny rozkład mocy: w górnej części gęstość wody jest niższa z powodu tworzenia się pary, co powoduje moderację neutronów mniej wydajne, a prawdopodobieństwo rozszczepienia mniejsze. Podczas normalnej pracy pręty sterujące służą jedynie do utrzymania jednorodnego rozkładu mocy w reaktorze i kompensacji zużycia paliwa, podczas gdy moc jest kontrolowana przez przepływ wody (patrz poniżej). Niektóre wczesne reaktory BWR i proponowane projekty ESBWR (Economic Simplified BWR firmy General Electric Hitachi) wykorzystują wyłącznie naturalną cyrkulację z pozycją pręta sterującego w celu kontrolowania mocy od zera do 100%, ponieważ nie mają systemów recyrkulacji reaktora.

Zmiana (zwiększenie lub zmniejszenie) przepływu wody przez rdzeń jest normalną i wygodną metodą kontrolowania mocy od około 30% do 100% mocy reaktora. Podczas pracy na tak zwanej „linii prętowej 100%”, moc można zmieniać od około 30% do 100% mocy znamionowej, zmieniając przepływ w układzie recyrkulacji reaktora, zmieniając prędkość pomp recyrkulacyjnych lub modulując zawory sterujące przepływem. Wraz ze wzrostem przepływu wody przez rdzeń pęcherzyki pary („pustki”) są szybciej usuwane z rdzenia, zwiększa się ilość wody w stanie ciekłym w rdzeniu, wzrasta moderacja neutronów, więcej neutronów jest spowalnianych, aby były absorbowane przez paliwo, i moc reaktora wzrasta. W miarę zmniejszania się przepływu wody przez rdzeń puste przestrzenie pary pozostają dłużej w rdzeniu, zmniejsza się ilość wody w stanie ciekłym w rdzeniu, maleje moderacja neutronów, mniej neutronów jest spowalnianych na tyle, aby mogły zostać wchłonięte przez paliwo, a moc reaktora maleje. Zatem BWR ma ujemny współczynnik pustki .

Ciśnienie w reaktorze BWR jest kontrolowane przez główną turbinę lub główne zawory obejściowe pary. W przeciwieństwie do PWR, w którym zapotrzebowanie na parę turbiny jest ustawiane ręcznie przez operatorów, w BWR zawory turbiny będą modulować, aby utrzymać ciśnienie w reaktorze na zadanym poziomie. W tym trybie sterowania moc wyjściowa turbiny będzie automatycznie dostosowywać się do zmian mocy reaktora. Gdy turbina jest wyłączona lub wyłącza się, główne zawory obejściowe/zrzutowe pary otworzą się, kierując parę bezpośrednio do skraplacza. Te zawory obejściowe będą automatycznie lub ręcznie modulować w razie potrzeby, aby utrzymać ciśnienie w reaktorze i kontrolować szybkość nagrzewania i schładzania reaktora, podczas gdy parowanie jest nadal w toku.

Poziom wody w reaktorze jest kontrolowany przez główny system wody zasilającej. Od około 0,5% mocy do 100% mocy woda zasilająca będzie automatycznie kontrolować poziom wody w reaktorze. W warunkach niskiego poboru mocy regulator wody zasilającej działa jak prosty regulator PID, obserwując poziom wody w reaktorze. W warunkach dużej mocy sterownik przełącza się w tryb sterowania „Trójelementowego”, w którym sterownik obserwuje aktualny poziom wody w reaktorze, a także ilość wody wpływającej i ilość pary opuszczającej reaktor. Korzystając z wtrysku wody i natężenia przepływu pary, system sterowania wodą zasilającą może szybko przewidywać odchylenia poziomu wody i reagować, aby utrzymać poziom wody w granicach kilku cali od wartości zadanej. Jeśli jedna z dwóch pomp wody zasilającej ulegnie awarii podczas pracy, system wody zasilającej nakaże systemowi recyrkulacji szybkie zmniejszenie przepływu w rdzeniu, skutecznie zmniejszając moc reaktora ze 100% do 50% w ciągu kilku sekund. Przy tym poziomie mocy pojedyncza pompa wody zasilającej może utrzymać podstawowy poziom wody. Jeśli cała woda zasilająca zostanie utracona, reaktor ulegnie awarii, a awaryjny system chłodzenia rdzenia zostanie użyty do przywrócenia poziomu wody w reaktorze.

Turbiny parowe

Para wytwarzana w rdzeniu reaktora przechodzi przez separatory pary i płyty suszące nad rdzeniem, a następnie bezpośrednio do turbiny , która jest częścią obwodu reaktora. Ponieważ woda wokół rdzenia reaktora jest zawsze zanieczyszczona śladowymi ilościami radionuklidów w wyniku wychwytywania neutronów z wody, turbina musi być osłonięta podczas normalnej pracy, a ochrona radiologiczna musi być zapewniona podczas konserwacji. Zwiększone koszty związane z eksploatacją i konserwacją BWR zwykle równoważą oszczędności wynikające z prostszej konstrukcji i większej sprawności cieplnej BWR w porównaniu z PWR. Większość radioaktywności w wodzie jest bardzo krótkotrwała (głównie N-16, z 7-sekundowym okresem półtrwania ), więc do hali turbin można wejść wkrótce po wyłączeniu reaktora.

Turbiny parowe BWR wykorzystują turbinę wysokociśnieniową przeznaczoną do obsługi pary nasyconej oraz wiele turbin niskociśnieniowych. Turbina wysokiego ciśnienia odbiera parę bezpośrednio z reaktora. Spaliny z turbiny wysokociśnieniowej przechodzą przez podgrzewacz pary, który przegrzewa parę do ponad 400 stopni F, aby turbiny niskociśnieniowe mogły z niej korzystać. Spaliny z turbin niskiego ciśnienia są przesyłane do głównego skraplacza. Podgrzewacze parowe pobierają część pary z turbiny i wykorzystują ją jako źródło ciepła do ponownego podgrzania tego, co wydostaje się z wysokociśnieniowego wylotu turbiny. Podczas gdy przegrzewacze odbierają parę wodną z turbiny, wynikiem netto jest to, że przegrzewacze poprawiają sprawność termodynamiczną instalacji.

Rdzeń reaktora

Główne artykuły: rdzeń reaktora jądrowego i pręt paliwowy

Nowoczesny zespół paliwowy BWR składa się z 74 do 100 prętów paliwowych , aw rdzeniu reaktora znajduje się do około 800 zespołów , w których mieści się około 140 ton nisko wzbogaconego uranu . Liczba zespołów paliwowych w konkretnym reaktorze opiera się na rozważaniach dotyczących pożądanej mocy wyjściowej reaktora, wielkości rdzenia reaktora i gęstości mocy reaktora.

Systemy bezpieczeństwa

Główny artykuł: Systemy bezpieczeństwa reaktora z wrzącą wodą

Nowoczesny reaktor ma wiele systemów bezpieczeństwa zaprojektowanych z myślą o głębokiej obronie , która jest filozofią projektowania zintegrowaną podczas budowy i uruchamiania .

BWR jest podobny do reaktora wodnego ciśnieniowego (PWR) pod tym względem, że reaktor będzie nadal wytwarzał ciepło nawet po ustaniu reakcji rozszczepienia, co może spowodować uszkodzenie rdzenia. Ciepło to jest wytwarzane w wyniku radioaktywnego rozpadu produktów rozszczepienia i materiałów, które zostały aktywowane przez absorpcję neutronów . BWR zawierają wiele systemów bezpieczeństwa do chłodzenia rdzenia po awaryjnym wyłączeniu.

Systemy tankowania

Pręty paliwowe reaktora są czasami wymieniane poprzez przeniesienie ich ze zbiornika ciśnieniowego reaktora do zbiornika wypalonego paliwa. Typowy cykl paliwowy trwa od 18 do 24 miesięcy, przy czym około jedna trzecia zespołów paliwowych jest wymieniana podczas przerwy w tankowaniu. Pozostałe zespoły paliwowe są przenoszone do nowych głównych lokalizacji, aby zmaksymalizować wydajność i moc wytwarzaną w następnym cyklu paliwowym.

Ponieważ są gorące zarówno radioaktywnie, jak i termicznie, odbywa się to za pomocą dźwigów i pod wodą. Z tego powodu baseny do przechowywania wypalonego paliwa znajdują się nad reaktorem w typowych instalacjach. Są osłonięte wodą kilka razy większą niż ich wysokość i przechowywane w sztywnych układach, w których ich geometria jest kontrolowana, aby uniknąć krytyczności. W katastrofie nuklearnej Fukushima Daiichi stało się to problematyczne, ponieważ woda została utracona (ponieważ została podgrzana przez wypalone paliwo) z jednego lub kilku zbiorników zużytego paliwa, a trzęsienie ziemi mogło zmienić geometrię. Fakt, że okładzina prętów paliwowych jest stopem cyrkonu, był również problematyczny, ponieważ pierwiastek ten może reagować z parą wodną w temperaturach powyżej 1500 K (1230 ° C), tworząc wodór, który może zapalić się z tlenem w powietrzu. Zwykle pręty paliwowe są utrzymywane w wystarczająco chłodnym miejscu w reaktorze i basenach wypalonego paliwa, więc nie stanowi to problemu, a okładzina pozostaje nienaruszona przez cały okres eksploatacji pręta.

Ewolucja

Wczesne koncepcje

Koncepcja BWR została opracowana nieco później niż koncepcja PWR. Rozwój BWR rozpoczął się na początku lat pięćdziesiątych i był wynikiem współpracy między General Electric (GE) i kilkoma laboratoriami krajowymi w USA.

Badaniami nad energetyką jądrową w USA kierowały trzy służby wojskowe. Marynarka wojenna, widząc możliwość przekształcenia okrętów podwodnych w pełnoetatowe pojazdy podwodne i statki, które mogłyby krążyć po całym świecie bez tankowania, wysłała swojego inżyniera, kapitana Hymana Rickovera, aby prowadził ich program energii jądrowej. Rickover zdecydował się na PWR dla Marynarki Wojennej, ponieważ pierwsi badacze w dziedzinie energii jądrowej obawiali się, że bezpośrednia produkcja pary w reaktorze spowoduje niestabilność, podczas gdy wiedzieli, że użycie wody pod ciśnieniem ostatecznie zadziała jako środek przenoszenie ciepła. Ta obawa doprowadziła do tego, że pierwszy amerykański wysiłek badawczy w dziedzinie energii jądrowej został poświęcony PWR, który doskonale nadawał się do okrętów wojennych (zwłaszcza okrętów podwodnych), ponieważ przestrzeń była na wagę złota, a PWR można było uczynić kompaktowymi i wystarczająco mocnymi, aby pasować do takich naczyń.

Ale inni badacze chcieli zbadać, czy domniemana niestabilność spowodowana wrzącą wodą w rdzeniu reaktora naprawdę spowodowałaby niestabilność. Podczas wczesnego rozwoju reaktora niewielka grupa inżynierów przypadkowo zwiększyła poziom mocy reaktora w reaktorze eksperymentalnym do takiego stopnia, że ​​woda szybko się zagotowała. Spowodowało to wyłączenie reaktora, wskazując użyteczną właściwość samomoderującą w sytuacjach awaryjnych. W szczególności Samuel Untermyer II , naukowiec z Argonne National Laboratory , zaproponował i nadzorował serię eksperymentów: eksperymenty BORAX — aby sprawdzić, czy reaktor z wrzącą wodą byłby możliwy do wykorzystania w produkcji energii. Stwierdził, że po poddaniu swoich reaktorów dość wyczerpującym testom, potwierdziło to zasady bezpieczeństwa BWR.

Po tej serii testów firma GE zaangażowała się i współpracowała z Argonne National Laboratory w celu wprowadzenia tej technologii na rynek. Testy na większą skalę przeprowadzono w późnych latach pięćdziesiątych/początku/połowie lat sześćdziesiątych, w których tylko częściowo wykorzystywano bezpośrednio wytwarzaną (pierwotną) parę z kotłów jądrowych do zasilania turbiny i wbudowane wymienniki ciepła do wytwarzania pary wtórnej do napędzania oddzielnych części turbiny. Literatura nie wskazuje, dlaczego tak się stało, ale zostało to wyeliminowane w modelach produkcyjnych BWR.

Pierwsza seria produkcji

Szkic przekroju typowego zabezpieczenia BWR Mark I
Browns Ferry Unit 1 drywell i wetwell w budowie, BWR / 4 wykorzystujący obudowę Mark I. Na pierwszym planie jest pokrywa suchej studni lub pierwotnego pojemnika zabezpieczającego (PCV).
Zobacz też: GE BWR

Pierwsza generacja produkcyjnych reaktorów z wrzącą wodą była świadkiem stopniowego rozwoju unikalnych i charakterystycznych cech BWR: torusa ( używanego do gaszenia pary w przypadku stanu nieustalonego wymagającego gaszenia pary), a także drywell, eliminacji wymiennika ciepła, suszarki parowej, charakterystyczny ogólny układ budynku reaktora oraz standaryzację systemów sterowania i bezpieczeństwa reaktora. Pierwsza, General Electric ( GE ), seria produkowanych BWR ewoluowała przez 6 iteracyjnych faz projektowania, z których każda była określana jako BWR/1 do BWR/6. (BWR/4s, BWR/5s i BWR/6s to obecnie najpowszechniejsze typy BWR). Zdecydowana większość BWR w służbie na całym świecie należy do jednej z tych faz projektowania.

  • BWR pierwszej generacji: BWR/1 z zabezpieczeniem Mark I.
  • BWR drugiej generacji: BWR/2, BWR/3 i niektóre BWR/4 z zabezpieczeniem Mark I. Inne BWR/4 i BWR/5 z zabezpieczeniem Mark-II.
  • BWR trzeciej generacji: BWR / 6 z zabezpieczeniem Mark-III.

Warianty przechowawcze zostały zbudowane przy użyciu betonu lub stali dla Podstawowej Przechowalni, Drywell i Wetwell w różnych kombinacjach.

Oprócz projektów GE były to projekty ABB (Asea-Atom), MITSU, Toshiba i KWU (Kraftwerk Union). Zobacz listę reaktorów z wrzącą wodą .

Zaawansowany reaktor z wrzącą wodą

Przekrój żelbetowego zbiornika ochronnego projektu ABWR w Wielkiej Brytanii
Główny artykuł: Zaawansowany reaktor z wrzącą wodą

Nowszy projekt BWR jest znany jako zaawansowany reaktor z wrzącą wodą (ABWR). ABWR został opracowany na przełomie lat 80. i 90. XX wieku i jest udoskonalany do dnia dzisiejszego. ABWR obejmuje zaawansowane technologie w projekcie, w tym sterowanie komputerowe, automatyzację instalacji, usuwanie prętów sterujących, ruch i wkładanie, pompowanie w rdzeniu i bezpieczeństwo jądrowe, aby zapewnić ulepszenia w stosunku do oryginalnych serii produkcyjnych BWR, z wysoką mocą wyjściową ( 1350 MWe na reaktor) oraz znacznie zmniejszone prawdopodobieństwo uszkodzenia rdzenia. Co najważniejsze, ABWR był całkowicie znormalizowaną konstrukcją, którą można było wykonać do produkcji seryjnej.

ABWR został zatwierdzony przez Komisję Dozoru Jądrowego Stanów Zjednoczonych do produkcji jako znormalizowany projekt na początku lat 90. Następnie w Japonii zbudowano liczne ABWR. Sukces ABWR w Japonii przyczynił się do tego, że dział energii jądrowej General Electric połączył się z działem energii jądrowej Hitachi Corporation, tworząc GE Hitachi Nuclear Energy , która jest obecnie głównym światowym twórcą projektu BWR.

Uproszczony reaktor z wrzącą wodą - nigdy nie licencjonowany

Równolegle z rozwojem ABWR, General Electric opracował również inną koncepcję, znaną jako uproszczony reaktor z wrzącą wodą (SBWR). Ten mniejszy elektryczny o mocy 600 megawatów wyróżniał się włączeniem - po raz pierwszy w reaktorze lekkowodnym [ potrzebne źródło ] - zasad projektowania „ bezpieczeństwa pasywnego ”. Pojęcie bezpieczeństwa biernego oznacza, że ​​reaktor zamiast wymagać interwencji systemów aktywnych, takich jak awaryjne pompy wtryskowe, w celu utrzymania go w marginesie bezpieczeństwa, został zaprojektowany w taki sposób, aby powracał do stanu bezpiecznego wyłącznie poprzez działanie sił natury, jeżeli rozwinęła się sytuacja awaryjna związana z bezpieczeństwem.

Na przykład, jeśli reaktor stałby się zbyt gorący, uruchomiłby się system, który uwolniłby rozpuszczalne absorbery neutronów (zwykle roztwór materiałów borowych lub roztwór boraksu ) lub materiały, które znacznie utrudniają reakcję łańcuchową poprzez pochłanianie neutronów, do reaktora. rdzeń reaktora. Zbiornik zawierający rozpuszczalne absorbery neutronów znajdowałby się nad reaktorem, a roztwór absorpcyjny, po uruchomieniu systemu, wpływałby do rdzenia dzięki sile grawitacji i doprowadzałby reakcję do niemal całkowitego zatrzymania. Innym przykładem był system skraplacza izolującego, który opierał się na zasadzie podnoszenia gorącej wody/pary w celu doprowadzenia gorącego chłodziwa do dużych wymienników ciepła umieszczonych nad reaktorem w bardzo głębokich zbiornikach wody, osiągając w ten sposób usuwanie ciepła resztkowego. Jeszcze innym przykładem było pominięcie pomp recyrkulacyjnych w rdzeniu; pompy te były używane w innych konstrukcjach BWR do utrzymywania ruchu wody chłodzącej; były drogie, trudno dostępne w naprawie i czasami mogły zawieść; w celu poprawy niezawodności ABWR zainstalował co najmniej 10 takich pomp recyrkulacyjnych, tak aby nawet w przypadku awarii kilku z nich wystarczająca ich liczba pozostała zdatna do użytku, aby nieplanowane wyłączenie nie było konieczne, a pompy mogły zostać naprawione w następnym przerwa w tankowaniu. Zamiast tego projektanci uproszczonego reaktora z wrzącą wodą wykorzystali analizę termiczną do zaprojektowania rdzenia reaktora w taki sposób, aby naturalna cyrkulacja (spadek zimnej wody, wzrost gorącej wody) doprowadzała wodę do środka rdzenia w celu zagotowania.

Ostatecznym rezultatem biernych zabezpieczeń SBWR byłby reaktor, który nie wymagałby interwencji człowieka w przypadku poważnej sytuacji awaryjnej związanej z bezpieczeństwem przez co najmniej 48 godzin po wystąpieniu sytuacji awaryjnej; stąd wymagałoby to jedynie okresowego uzupełniania zbiorników wody chłodzącej znajdujących się całkowicie poza reaktorem, odizolowanych od układu chłodzenia i zaprojektowanych do odprowadzania ciepła odpadowego z reaktora poprzez odparowanie. Uproszczony reaktor z wrzącą wodą został przedstawiony [ kiedy? ] do Komisji Dozoru Jądrowego Stanów Zjednoczonych , została jednak wycofana [ kiedy? ] przed zatwierdzeniem; mimo to koncepcja pozostawała intrygująca dla projektantów General Electric i służyła jako podstawa przyszłych rozwiązań. [ potrzebne źródło ]

Ekonomiczny uproszczony reaktor z wrzącą wodą

Główny artykuł: Ekonomiczny uproszczony reaktor z wrzącą wodą

W okresie rozpoczynającym się pod koniec lat 90. inżynierowie GE zaproponowali połączenie cech zaawansowanego projektu reaktora z wrzącą wodą z charakterystycznymi cechami bezpieczeństwa uproszczonej konstrukcji reaktora z wrzącą wodą, wraz ze skalowaniem powstałego projektu do większego rozmiaru 1600 MWe (4500 MWt). Ten ekonomiczny uproszczony projekt reaktora z wrzącą wodą (ESBWR) został przedłożony do zatwierdzenia przez amerykańską Komisję Dozoru Jądrowego w kwietniu 2005 r., a we wrześniu 2014 r. NRC przyznała certyfikat projektu.

Podobno ten projekt był reklamowany jako mający prawdopodobieństwo uszkodzenia rdzenia wynoszące tylko 3 × 10-8 zdarzeń uszkodzenia rdzenia na rok reaktora. [ Potrzebne źródło ] Oznacza to, że musiałyby działać 3 miliony ESBWR, zanim można by się spodziewać pojedynczego zdarzenia powodującego uszkodzenie rdzenia podczas ich 100-letniego życia. Wcześniejsze projekty BWR, BWR / 4, miały prawdopodobieństwo uszkodzenia rdzenia sięgające 1 × 10-5 zdarzeń uszkodzenia rdzenia na rok reaktora. Ten wyjątkowo niski CDP dla ESBWR znacznie przewyższa inne duże LWR na rynku.

Porównanie z innymi typami

Zalety BWR

  • Zbiornik reaktora i powiązane elementy działają przy znacznie niższym ciśnieniu około 70–75 barów (1020–1090 psi) w porównaniu do około 155 barów (2250 psi) w PWR.
  • Zbiornik ciśnieniowy podlega znacznie mniejszemu napromieniowaniu w porównaniu z PWR, dzięki czemu nie staje się tak kruchy z wiekiem.
  • Działa przy niższej temperaturze paliwa jądrowego, głównie dzięki przenoszeniu ciepła przez utajone ciepło parowania , w przeciwieństwie do ciepła jawnego w PWR.
  • Mniej dużych elementów metalowych i ogólnych ze względu na brak generatorów pary i zbiornika ciśnieniowego, a także powiązanych pomp obiegu pierwotnego. (Starsze BWR mają zewnętrzne pętle recyrkulacyjne, ale nawet te orurowanie jest wyeliminowane w nowoczesnych BWR, takich jak ABWR ) . To również sprawia, że ​​BWR są prostsze w obsłudze.
  • Mniejsze ryzyko (prawdopodobieństwo) pęknięcia powodującego utratę chłodziwa w porównaniu z PWR oraz mniejsze ryzyko uszkodzenia rdzenia w przypadku wystąpienia takiego pęknięcia. Wynika to z mniejszej liczby rur, mniejszej liczby rur o dużej średnicy, mniejszej liczby spoin i braku rur generatora pary.
  • Oceny NRC dotyczące ograniczających potencjałów awarii wskazują, że gdyby taka awaria wystąpiła, prawdopodobieństwo uszkodzenia rdzenia przeciętnego BWR byłoby mniejsze niż przeciętnego PWR ze względu na solidność i nadmiarowość awaryjnego systemu chłodzenia rdzenia (ECCS ) .
  • Pomiar poziomu wody w zbiorniku ciśnieniowym jest taki sam dla pracy normalnej jak i awaryjnej, co skutkuje łatwą i intuicyjną oceną sytuacji awaryjnej.
  • Może działać przy niższych poziomach gęstości mocy rdzenia, wykorzystując naturalny obieg bez wymuszonego przepływu.
  • BWR można zaprojektować tak, aby działał wyłącznie z naturalnym obiegiem, tak aby pompy recyrkulacyjne zostały całkowicie wyeliminowane. (Nowa konstrukcja ESBWR wykorzystuje naturalną cyrkulację.)
  • BWR nie wykorzystują kwasu borowego do kontrolowania wypalania rozszczepienia, aby uniknąć wytwarzania trytu (zanieczyszczenie turbin), co prowadzi do mniejszego prawdopodobieństwa korozji w zbiorniku reaktora i rurociągach. (Korozja spowodowana kwasem borowym musi być uważnie monitorowana w reaktorach PWR; wykazano, że korozja głowicy zbiornika reaktora może wystąpić, jeśli głowica zbiornika reaktora nie jest odpowiednio konserwowana. Patrz Davis-Besse. Ponieważ reaktory BWR nie wykorzystują kwasu borowego, te nieprzewidziane zdarzenia są eliminowane .)
  • Sterowanie mocą poprzez zmniejszenie gęstości moderatora (pęcherzyki pary w wodzie) zamiast dodawania absorberów neutronów (kwasu borowego w PWR) prowadzi do rozmnażania U -238 przez neutrony szybkie, z wytworzeniem rozszczepialnego Pu-239.
    • Efekt ten jest wzmacniany w reaktorach z wrzącą wodą ze zmniejszoną moderacją , w wyniku czego powstaje reaktor lekkowodny z lepszym wykorzystaniem paliwa i zmniejszoną ilością długożyciowych odpadów radioaktywnych, bardziej charakterystycznych dla reaktorów rozpłodowych sodowych.
  • BWR na ogół mają redundancję N -2 w swoich głównych systemach związanych z bezpieczeństwem, które zwykle składają się z czterech „ciągów” komponentów. Ogólnie oznacza to, że maksymalnie dwa z czterech elementów systemu bezpieczeństwa mogą ulec awarii, a system nadal będzie działał, jeśli zostanie wezwany.
  • Ze względu na jednego głównego dostawcę (GE/Hitachi), obecna flota BWR ma przewidywalne, jednolite projekty, które, choć nie w pełni ustandaryzowane, generalnie są do siebie bardzo podobne. Projekty ABWR/ESBWR są całkowicie znormalizowane. Brak standaryzacji pozostaje problemem w przypadku PWR, ponieważ przynajmniej w Stanach Zjednoczonych istnieją trzy rodziny projektowe reprezentowane w obecnej flocie PWR (Combustion Engineering, Westinghouse i Babcock & Wilcox), aw ramach tych rodzin istnieją dość rozbieżne projekty. Mimo to niektóre kraje mogłyby osiągnąć wysoki poziom standaryzacji dzięki PWR, na przykład Francja .
    • Wprowadzane są dodatkowe rodziny PWR. Na przykład APWR firmy Mitsubishi , US- EPR firmy Areva i AP1000 / AP600 firmy Westinghouse zwiększą różnorodność i złożoność już zróżnicowanego tłumu i prawdopodobnie skłonią klientów poszukujących stabilności i przewidywalności do poszukiwania innych konstrukcji, takich jak BWR.
  • BWR są nadreprezentowane w imporcie, gdy kraj importujący nie ma floty atomowej (reaktory PWR są preferowane przez nuklearne państwa morskie ze względu na ich zwartą konstrukcję o dużej mocy stosowaną na statkach o napędzie atomowym; ponieważ reaktory morskie na ogół nie są eksportowane, powodują krajowe umiejętności do rozwijania w zakresie projektowania, budowy i eksploatacji PWR). Może to wynikać z faktu, że BWR idealnie nadają się do zastosowań pokojowych, takich jak wytwarzanie energii, ciepłownictwo procesowe/przemysłowe/osiedlowe oraz odsalanie, ze względu na niski koszt, prostotę i skupienie się na bezpieczeństwie, które odbywają się kosztem większych rozmiarów i nieco niższa sprawność cieplna.
    • Szwecja jest znormalizowana głównie na BWR.
    • Dwa reaktory w Meksyku to BWR.
    • Japonia eksperymentowała zarówno z PWR, jak i BWR, ale ostatnio większość kompilacji dotyczyła BWR, w szczególności ABWR.
    • W otwartym konkursie CEGB we wczesnych latach 60-tych na standardowy projekt dla brytyjskich reaktorów energetycznych drugiej generacji, PWR nie dotarł nawet do rundy finałowej, która była pojedynkiem między BWR (preferowany również ze względu na łatwy do zrozumienia projekt jeśli chodzi o bycie przewidywalnym i „nudnym”) oraz AGR , wyjątkowo brytyjski projekt; rdzenny projekt wygrał, prawdopodobnie ze względów technicznych, prawdopodobnie ze względu na bliskość wyborów powszechnych. [ potrzebne źródło ] W latach 80- tych CEGB zbudowało PWR, Sizewell B.

Wady BWR

  • BWR wymagają bardziej złożonych obliczeń do zarządzania zużyciem paliwa jądrowego podczas pracy ze względu na „przepływ płynu dwufazowego (wody i pary)” w górnej części rdzenia. Wymaga to również większej liczby oprzyrządowania w rdzeniu reaktora.
  • Większy zbiornik ciśnieniowy reaktora niż w przypadku PWR o podobnej mocy, przy odpowiednio wyższych kosztach, w szczególności w przypadku starszych modeli, które nadal wykorzystują główny generator pary i powiązane rurociągi.
  • Zanieczyszczenie turbiny krótkotrwałymi produktami aktywacji . Oznacza to, że podczas normalnej pracy wymagane jest ekranowanie i kontrola dostępu wokół turbiny parowej ze względu na poziomy promieniowania wynikające z pary wchodzącej bezpośrednio z rdzenia reaktora. Jest to umiarkowanie niewielki problem, ponieważ większość strumienia promieniowania pochodzi z azotu-16 (aktywacja tlenu w wodzie), którego okres półtrwania wynosi 7,1 sekundy, co pozwala na wejście do komory turbiny w ciągu kilku minut od wyłączenia. Bogate doświadczenie pokazuje, że konserwacja wyłączania elementów turbiny, kondensatu i wody zasilającej BWR może być wykonywana zasadniczo jako elektrownia zasilana paliwami kopalnymi. [ potrzebne źródło ]
  • Chociaż teraźniejszość [ kiedy? ] flota BWR mówi [ przez kogo? ] jest mniej prawdopodobne, że dozna uszkodzenia rdzenia z powodu błędu ograniczającego „1 na 100 000 reaktoro-roku” niż obecna flota PWR (ze względu na zwiększoną solidność i nadmiarowość ECCS), pojawiły się obawy co do zdolności utrzymania ciśnienia tak -zbudowane, niezmodyfikowane zabezpieczenie Mark I – że takie może być niewystarczające do powstrzymania ciśnień generowanych przez błąd ograniczający w połączeniu z całkowitą awarią ECCS, która skutkuje bardzo poważnym uszkodzeniem rdzenia. W tym scenariuszu podwójnej awarii, uważanym za niezwykle mało prawdopodobny przed awariami jądrowymi w Fukushimie I , niezmodyfikowana obudowa Mark I może pozwolić na wystąpienie pewnego stopnia uwolnienia radioaktywnego. Ma to zostać złagodzone przez modyfikację zabezpieczenia Mark I; mianowicie dodanie systemu komina odlotowego, który w przypadku przekroczenia krytycznych wartości zadanych ciśnienia ma umożliwiać uporządkowane odprowadzanie gazów pod ciśnieniem po przejściu gazów przez filtry z węglem aktywnym przeznaczone do wychwytywania radionuklidów.

Problemy z prętem sterującym

  • Pręty sterujące są wkładane od dołu dla aktualnych projektów BWR. Istnieją dwa dostępne hydrauliczne źródła zasilania, które mogą wbić pręty sterujące w rdzeń BWR w warunkach awaryjnych. Istnieje dedykowany wysokociśnieniowy akumulator hydrauliczny, a także ciśnienie wewnątrz zbiornika ciśnieniowego reaktora dostępne dla każdego drążka sterującego. Dedykowany akumulator (jeden na pręt) lub ciśnienie w reaktorze są w stanie całkowicie włożyć każdy pręt. Większość innych typów reaktorów wykorzystuje pręty kontrolne z górnym wejściem, które są utrzymywane w pozycji wycofanej przez elektromagnesy, powodując ich wpadnięcie do reaktora pod wpływem grawitacji w przypadku utraty zasilania. Ta zaleta jest częściowo równoważona przez fakt, że siły hydrauliczne zapewniają znacznie większe siły wkładania pręta niż grawitacja, w wyniku czego drążki sterujące BWR są znacznie mniej podatne na zakleszczenie w pozycji częściowo wsuniętej z powodu uszkodzenia kanałów prętów sterujących w rdzeniu zdarzenie uszkodzenia. Drążki sterujące z wejściem od dołu umożliwiają również tankowanie bez demontażu drążków i napędów, a także testowanie układów drążków sterujących przy otwartym zbiorniku ciśnieniowym podczas tankowania.

Informacje techniczne i ogólne

Uruchomienie („przejście krytyczne”)

Rozruch reaktora ( krytyczność ) uzyskuje się poprzez wysunięcie prętów kontrolnych z rdzenia w celu podniesienia reaktywności rdzenia do poziomu, przy którym oczywiste jest, że jądrowa reakcja łańcuchowa jest samowystarczalna. Nazywa się to „krytycznym podejściem”. Wyciąganie pręta kontrolnego odbywa się powoli, aby dokładnie monitorować stan rdzenia, gdy reaktor zbliża się do krytyczności. Kiedy obserwuje się, że reaktor staje się nieco nadkrytyczny, to znaczy, że moc reaktora sama rośnie, reaktor zostaje uznany za krytyczny.

Ruch żerdzi odbywa się za pomocą układów sterowania napędem żerdzi. Nowsze BWR, takie jak ABWR i ESBWR , a także wszystkie niemieckie i szwedzkie BWR wykorzystują system Fine Motion Control Rod Drive, który umożliwia sterowanie wieloma prętami za pomocą bardzo płynnych ruchów. Pozwala to operatorowi reaktora równomiernie zwiększać reaktywność rdzenia, aż reaktor osiągnie stan krytyczny. Starsze konstrukcje BWR wykorzystują ręczny system sterowania, który zwykle ogranicza się do jednoczesnego sterowania jednym lub czterema drążkami sterującymi i tylko poprzez szereg karbowanych pozycji ze stałymi odstępami między tymi pozycjami. Ze względu na ograniczenia układu sterowania ręcznego możliwe jest, że podczas rozruchu rdzeń może zostać wprowadzony w stan, w którym ruch pojedynczego drążka sterującego może spowodować dużą nieliniową zmianę reaktywności, co może doprowadzić do nagrzania elementów paliwowych do temperatury zawieść (stopić, zapalić, osłabić itp.). W rezultacie firma GE opracowała w 1977 r. zestaw zasad o nazwie BPWS (Sekwencja wycofywania pozycji przechylonej), które pomagają zminimalizować skutki pojedynczego ruchu drążka sterującego i zapobiegają uszkodzeniu paliwa w przypadku upadku drążka sterującego. BPWS dzieli pręty kontrolne na cztery grupy, A1, A2, B1 i B2. Następnie wszystkie pręty kontrolne A lub pręty kontrolne B są całkowicie wyciągane w określonej kolejności, aby utworzyć wzór „ szachownicy ”. Następnie grupa przeciwna (B lub A) jest wciągana w określonej kolejności do pozycji 02, następnie 04, 08, 16, a na końcu do pełna (48). Postępując zgodnie z sekwencją rozruchową zgodną z BPWS, ręczny system sterowania może być wykorzystany do równomiernego i bezpiecznego podniesienia całego rdzenia do wartości krytycznej i zapobieżenia przekroczeniu przez pręty paliwowe uwolnienia energii 280 cal/g podczas dowolnego postulowanego zdarzenia, które mogłoby potencjalnie uszkodzić paliwo.

Marginesy termiczne

Podczas obsługi BWR śledzonych jest kilka obliczonych/zmierzonych wielkości:

  • Maksymalny współczynnik mocy krytycznej ograniczający frakcję lub MFLCPR;
  • Fraction Limiting Linear Heat Generation Rate lub FLLHGR;
  • Średnia planarna liniowa szybkość wytwarzania ciepła lub APLHGR;
  • Zalecenie dotyczące tymczasowego zarządzania operacyjnego wstępnego przygotowania lub PCIOMR;

MFLCPR, FLLHGR i APLHGR muszą być mniejsze niż 1,0 podczas normalnej pracy; stosowane są kontrole administracyjne , aby zapewnić pewien margines błędu i margines bezpieczeństwa dla tych licencjonowanych limitów. Typowe symulacje komputerowe dzielą rdzeń reaktora na 24–25 płaszczyzn osiowych ; odpowiednie ilości (marginesy, spalanie, moc, pustych przestrzeni ) są śledzone dla każdego „węzła” w rdzeniu reaktora (764 zespołów paliwowych x 25 węzłów/zespół = 19100 obliczeń węzłowych/ilość).

Maksymalny ułamek ograniczający współczynnik mocy krytycznej (MFLCPR)

W szczególności MFLCPR reprezentuje, jak blisko wiodącego pakietu paliwa jest „wysuszenie” (lub „odejście od wrzenia zarodków” dla PWR). Wrzenie przejściowe to niestabilny obszar przejściowy, w którym wrzenie zarodkowe ma tendencję do wrzenia filmu . Kropla wody tańcząca na gorącej patelni jest przykładem wrzenia filmu. Podczas wrzenia filmu objętość pary izolującej oddziela ogrzewaną powierzchnię od płynu chłodzącego; powoduje to drastyczny wzrost temperatury ogrzewanej powierzchni, aby ponownie osiągnąć równowagę wymiany ciepła z płynem chłodzącym. Innymi słowy, para częściowo izoluje ogrzewaną powierzchnię, a temperatura powierzchni wzrasta, aby ciepło mogło dostać się do płynu chłodzącego (poprzez konwekcję i radiacyjne przenoszenie ciepła). Paliwo jądrowe może zostać uszkodzone przez gotowanie filmu; mogłoby to spowodować przegrzanie i uszkodzenie okładziny paliwowej.

MFLCPR jest monitorowany za pomocą korelacji empirycznej formułowanej przez dostawców paliwa BWR (GE, Westinghouse, AREVA-NP). Sprzedawcy mają stanowiska testowe, na których symulują ciepło jądrowe za pomocą ogrzewania rezystancyjnego i określają eksperymentalnie, jakie warunki przepływu chłodziwa, moc zespołu paliwowego i ciśnienie w reaktorze będą wchodzić i wychodzić z obszaru wrzenia przejściowego dla określonego projektu paliwa. Zasadniczo sprzedawcy tworzą model zespołu paliwowego, ale zasilają go grzejnikami rezystancyjnymi. Te pozorowane zespoły paliwowe są umieszczane na stanowisku testowym, w którym pobierane są punkty danych przy określonych mocach, przepływach i ciśnieniach. Dane eksperymentalne są ostrożnie stosowane do paliwa BWR, aby zapewnić, że przejście do wrzenia filmu nie nastąpi podczas normalnej lub przejściowej pracy. Typowy limit licencyjny SLMCPR/MCPRSL (Safety Limit MCPR) dla rdzenia BWR jest potwierdzony obliczeniami, które dowodzą, że 99,9% prętów paliwowych w rdzeniu BWR nie wejdzie w stan wrzenia filmu podczas normalnej pracy lub przewidywanych zdarzeń operacyjnych. Ponieważ BWR to wrząca woda, a para nie przenosi ciepła tak dobrze jak woda w stanie ciekłym, MFLCPR zwykle występuje na górze zespołu paliwowego, gdzie objętość pary jest największa.

Frakcja ograniczająca liniową szybkość wytwarzania ciepła (FLLHGR)

FLLHGR (FDLRX, MFLPD) to ograniczenie mocy pręta paliwowego w rdzeniu reaktora. W przypadku nowego paliwa limit ten wynosi zazwyczaj około 13 kW/ft (43 kW/m) pręta paliwowego. Ta granica zapewnia, że ​​temperatura linii środkowej granulek paliwa w prętach nie przekroczy temperatury topnienia materiału paliwowego ( tlenków uranu / gadolinu ) w przypadku najgorszego możliwego przewidywanego wystąpienia stanu przejściowego/kolizji. Aby zilustrować reakcję LHGR w stanach przejściowych, wyobraź sobie szybkie zamknięcie zaworów, które wpuszczają parę do turbin z pełną mocą. Powoduje to natychmiastowe ustanie przepływu pary i natychmiastowy wzrost ciśnienia BWR. Ten wzrost ciśnienia skutecznie natychmiast dochładza chłodziwo reaktora; puste przestrzenie (para) zapadają się w stałą wodę. Kiedy puste przestrzenie zapadają się w reaktorze, pobudzana jest reakcja rozszczepienia (więcej neutronów termicznych); moc wzrasta drastycznie (120%), aż do jej zakończenia przez automatyczne włożenie drążków sterujących. Tak więc, gdy reaktor jest szybko odłączany od turbiny, ciśnienie w zbiorniku gwałtownie wzrasta, co powoduje zapadnięcie się pary wodnej, co powoduje skok mocy, który jest przerywany przez system ochrony reaktora. Gdyby kołek paliwowy działał z mocą 13,0 kW/ft przed wystąpieniem stanu nieustalonego, zapadnięcie się pustki spowodowałoby wzrost jego mocy. Ograniczenie FLLHGR ma na celu zapewnienie, że pręt paliwowy o największej mocy nie stopi się, jeśli jego moc zostanie gwałtownie zwiększona po przejściowym zwiększeniu ciśnienia. Przestrzeganie limitu LHGR wyklucza stopienie paliwa w stanie przejściowym ciśnienia.

Średnia planarna liniowa szybkość wytwarzania ciepła (APLHGR)

APLHGR, będący średnią liniowej szybkości wytwarzania ciepła (LHGR), miary ciepła rozpadu obecnego w wiązkach paliwowych, stanowi margines bezpieczeństwa związany z możliwością wystąpienia awarii paliwa podczas LBLOCA (duża strata przerwania- awaria chłodziwa - masowe pęknięcie rury prowadzące do katastrofalnej utraty ciśnienia chłodziwa w reaktorze, uważane za najgroźniejszy „wypadek projektowy” w probabilistycznej ocenie ryzyka i bezpieczeństwie jądrowym ), które zgodnie z przewidywaniami doprowadzi do tymczasowego narażenia rdzeń; to zdarzenie wysychania rdzenia jest określane jako „odkrycie” rdzenia, ponieważ rdzeń traci odprowadzającą ciepło warstwę chłodziwa, w przypadku BWR lekkiej wody. Jeśli rdzeń jest odkryty zbyt długo, może wystąpić awaria paliwa; do celów projektowych zakłada się, że awaria paliwa ma miejsce, gdy temperatura odkrytego paliwa osiągnie temperaturę krytyczną (1100 °C, 2200 °F). Konstrukcje BWR zawierają niezawodne systemy zabezpieczające, które szybko schładzają i zabezpieczają odkryte paliwo przed osiągnięciem tej temperatury; te systemy odporne na awarie są znane jako awaryjny system chłodzenia rdzenia . ECCS ma na celu szybkie zalanie zbiornika ciśnieniowego reaktora, rozpylenie wody na sam rdzeń i wystarczające schłodzenie paliwa reaktora w takim przypadku. Jednak, jak każdy system, ECCS ma w tym przypadku ograniczenia swojej wydajności chłodzenia i istnieje możliwość, że można zaprojektować paliwo, które wytwarza tak dużo ciepła rozpadu, że ECCS byłby przytłoczony i nie mógłby go skutecznie schłodzić.

Aby temu zapobiec, wymagane jest, aby ciepło rozpadu zmagazynowane w zespołach paliwowych w dowolnym momencie nie przytłaczało ECCS. W związku z tym inżynierowie GE opracowali miarę wydzielania ciepła rozpadu, znaną jako LHGR, iz tej miary wywodzi się APLHGR. APLHGR jest monitorowany, aby upewnić się, że reaktor nie działa na średnim poziomie mocy, który mógłby zniszczyć podstawowe systemy bezpieczeństwa. Kiedy zatankowany rdzeń ma licencję na działanie, sprzedawca paliwa / licencjobiorca symuluje zdarzenia za pomocą modeli komputerowych. Ich podejście polega na symulowaniu najgorszych przypadków, gdy reaktor znajduje się w najbardziej wrażliwym stanie.

APLHGR jest powszechnie wymawiane w branży jako „Apple Hugger”.

Tymczasowe zalecenie dotyczące zarządzania operacjami wstępnego przygotowania (PCIOMR)

PCIOMR to zbiór zasad i ograniczeń, które mają zapobiegać uszkodzeniom płaszcza w wyniku interakcji peletu z płaszczem. Podczas pierwszego rozgrzewania jądrowego peletki paliwa jądrowego mogą pęknąć. Postrzępione krawędzie peletu mogą ocierać się i wchodzić w interakcje z wewnętrzną ścianą okładziny. Podczas wzrostu mocy peletu paliwowego, ceramiczny materiał paliwowy rozszerza się szybciej niż płaszcz paliwowy, a postrzępione krawędzie peletu paliwowego zaczynają wciskać się w płaszcz, potencjalnie powodując perforację. Aby temu zapobiec, podjęto dwa działania naprawcze. Pierwszym z nich jest włączenie cienkiej warstwy barierowej na wewnętrzne ściany płaszcza paliwowego, które są odporne na perforację w wyniku interakcji peletu z płaszczem, a drugim jest zestaw zasad stworzonych w ramach PCIOMR.

Zasady PCIOMR wymagają wstępnego „kondycjonowania” nowego paliwa. Oznacza to, że przy pierwszym podgrzaniu jądrowym każdego elementu paliwowego moc lokalnej wiązki musi być zwiększana bardzo powoli, aby zapobiec pękaniu peletek paliwa i ograniczyć różnice w szybkości rozszerzalności cieplnej paliwa. Zasady PCIOMR ograniczają również maksymalną lokalną zmianę mocy (w kW/ft*h), zapobiegają wciąganiu prętów sterujących poniżej końcówek sąsiednich prętów sterujących i wymagają analizy sekwencji prętów sterujących z oprogramowaniem do modelowania rdzenia, aby zapobiec interakcjom peletek. Analiza PCIOMR sprawdza lokalne szczyty mocy i stany przejściowe ksenonu, które mogą być spowodowane zmianami pozycji drążka sterującego lub gwałtownymi zmianami mocy, aby zapewnić, że lokalne wartości mocy nigdy nie przekroczą maksymalnych wartości znamionowych.

Lista BWR

Aby zapoznać się z listą działających i wycofanych z eksploatacji BWR, patrz Lista BWR .

Eksperymentalne i inne typy

Eksperymentalne i inne niekomercyjne BWR obejmują:

Projekty nowej generacji

  • Zaawansowany reaktor wrzącej wody (ABWR)
  • Ekonomiczny uproszczony reaktor z wrzącą wodą (ESBWR)
  • Areva Kerena (w oparciu o Siemens SWR 1000, Siemens sprzedał swoją działalność jądrową firmie Areva)
  • Toshiba ABWR (niezwiązany z GE-Hitachi ABWR, oparty na projekcie Asea (obecnie część ABB) BWR 90+, ABB opuścił biznes jądrowy, a projekt jest teraz własnością Toshiby w wyniku serii fuzji i zbycia biznesu jądrowego. Asea →ABB→Westinghouse→Toshiba)

Zobacz też

Referencje i notatki

Linki zewnętrzne

Pobrano z „ https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=Boiling_water_reactor&oldid=1127713339 ”