WikiDer > Реактор с кипящей водой

Boiling water reactor
"BWR" перенаправляется сюда. Относительно уравнения состояния см. Уравнение Бенедикта – Уэбба – Рубина.
Принципиальная схема кипящий реактор (BWR):
  1. Резервуар реактора
  2. Ядерный топливный элемент
  3. Стержни управления
  4. Рециркуляционные насосы
  5. Приводы управляющих стержней
  6. Пар
  7. Питательная вода
  8. Турбина высокого давления
  9. Турбина низкого давления
  10. Генератор
  11. Возбудитель
  12. Конденсатор
  13. Охлаждающая жидкость
  14. Подогреватель
  15. Насос питательной воды
  16. Насос холодной воды
  17. Бетонный корпус
  18. Подключение к электросети

А кипящий реактор (BWR) является разновидностью легкая вода ядерного реактора используется для выработки электроэнергии. Это второй по распространенности тип ядерных реакторов, вырабатывающих электроэнергию, после реактор с водой под давлением (PWR), который также является типом легководного ядерного реактора. Основное различие между BWR и PWR заключается в том, что в BWR активная зона реактора нагревает воду, которая превращается в пар, а затем приводит в действие паровую турбину. В PWR активная зона реактора нагревает воду, которая не кипит. Затем эта горячая вода обменивается теплом с системой водоснабжения более низкого давления, которая превращается в пар и приводит в движение турбину. BWR был разработан Аргоннская национальная лаборатория и General Electric (GE) в середине 1950-х гг. Основным нынешним производителем является GE Hitachi Nuclear Energy, которая специализируется на проектировании и строительстве реакторов этого типа.

Обзор

Анимация BWR с градирни.

Реактор с кипящей водой использует деминерализованная вода как охлаждающая жидкость и замедлитель нейтронов. При ядерном делении в активной зоне реактора выделяется тепло, которое вызывает кипение охлаждающей воды с образованием пара. Пар используется непосредственно для привода турбина, после чего охлаждают в конденсатор и превращается обратно в жидкую воду. Затем эта вода возвращается в активную зону реактора, завершая цикл. Охлаждающая вода поддерживается на уровне около 75 банкомат (7.6 МПа, 1000–1100 psi) так, чтобы он закипел в ядре примерно при 285 ° C (550 ° F). Для сравнения, в помещении не допускается значительное кипение. реактор с водой под давлением (PWR) из-за высокого давления, поддерживаемого в его первичном контуре - примерно 158 атм (16 МПа, 2300 фунтов на кв. Дюйм). В частота повреждения активной зоны реактора оценивается между 10−4 и 10−7 (т.е. одна авария с повреждением активной зоны на каждые 10 000–10 000 000 реакторно-лет).[1]

Компоненты

Конденсат и питательная вода

Пар выходит из турбина впадает в конденсаторы расположен под турбинами низкого давления, где пар охлаждается и возвращается в жидкое состояние (конденсат). Затем конденсат перекачивается через подогреватели питательной воды которые повышают его температуру за счет отбора пара из различных ступеней турбины. Питательная вода из подогревателей питательной воды поступает в корпус реактора (RPV) через сопла высоко на емкости, значительно выше верхней части ядерное топливо сборки (эти тепловыделяющие сборки составляют «активную зону»), но ниже уровня воды.

Питательная вода поступает в зону нисходящего стакана или кольцевого пространства и объединяется с водой, выходящей из влагоотделителей. Питательная вода переохлаждает насыщенную воду из влагоотделителей. Эта вода теперь стекает по сливному стакану или кольцевому пространству, которое отделено от активной зоны высоким кожухом. Затем вода проходит через струйные насосы или внутренние рециркуляционные насосы, которые обеспечивают дополнительную мощность перекачивания (гидравлический напор). Теперь вода поворачивается на 180 градусов и движется вверх через нижнюю пластину активной зоны в активную зону, где тепловыделяющие элементы нагревают воду. Вода, выходящая из топливных каналов в верхней направляющей, насыщена паром около 15%. Типичный поток в керне может составлять 45 000 000 кг / ч (100 000 000 фунтов / ч) при расходе пара 6 500 000 кг / ч (14 500 000 фунтов / ч). Однако средний средний пустая фракция - значительно более высокая фракция (~ 40%). Такие значения можно найти в общедоступных технических спецификациях каждого завода, окончательном отчете по анализу безопасности или отчете об основных эксплуатационных пределах.

Нагрев от активной зоны создает тепловую головку, которая помогает рециркуляционным насосам рециркулировать воду внутри корпуса реактора. BWR может быть спроектирован без рециркуляционных насосов и полностью полагаться на тепловую головку для рециркуляции воды внутри корпуса реактора. Однако напор с принудительной рециркуляцией от рециркуляционных насосов очень полезен для управления мощностью и позволяет достичь более высоких уровней мощности, которые иначе были бы невозможны. Уровень тепловой мощности легко изменять, просто увеличивая или уменьшая поток принудительной рециркуляции через рециркуляционные насосы.

Двухфазная жидкость (вода и пар) над активной зоной попадает в зону стояка, которая представляет собой верхнюю зону, находящуюся внутри кожуха. Высота этой области может быть увеличена для увеличения напора насоса с естественной рециркуляцией тепла. Вверху зоны стояка расположен влагоотделитель. За счет закрутки двухфазного потока в циклонных сепараторах пар отделяется и поднимается вверх по направлению к паровой сушилке, в то время как вода остается позади и течет горизонтально в зону нисходящего стакана или кольцевого пространства. В области сливного стакана или кольцевого пространства он объединяется с потоком питательной воды, и цикл повторяется.

Насыщенный пар, который поднимается над сепаратором, осушается шевронной сушилкой. «Влажный» пар проходит извилистый путь, по которому капли воды замедляются и направляются в область сливного стакана или кольцевого пространства. Затем «сухой» пар выходит из корпуса реактора через четыре основных паропровода и попадает в турбину.

Системы управления

Мощность реактора регулируется двумя способами: путем вставки или извлечения. стержни управления (управляющие лопасти) и изменяя расход воды через активная зона реактора.

Позиционирование (извлечение или вставка) регулирующих стержней - это нормальный метод управления мощностью при запуске BWR. При извлечении регулирующих стержней поглощение нейтронов в регулирующем материале уменьшается, а в топливе увеличивается, поэтому мощность реактора увеличивается. По мере того, как регулирующие стержни вставляются, поглощение нейтронов в регулирующем материале увеличивается, а в топливе уменьшается, поэтому мощность реактора уменьшается. В отличие от PWR, в BWR регулирующие стержни (карбид бора пластины) вставляются снизу для более однородного распределения мощности: в верхней части плотность воды ниже из-за образования пара, что снижает эффективность замедления нейтронов и снижает вероятность деления. При нормальной работе регулирующие стержни используются только для поддержания однородного распределения мощности в реакторе и компенсации расхода топлива, в то время как мощность регулируется посредством потока воды (см. Ниже).[2] В некоторых ранних реакторах BWR и предлагаемых конструкциях ESBWR (экономичный упрощенный BWR производства General Electric Hitachi) используется только естественная циркуляция с позиционированием регулирующих стержней для регулирования мощности от нуля до 100%, поскольку в них нет систем рециркуляции реактора.

Изменение (увеличение или уменьшение) потока воды через активную зону является обычным и удобным методом регулирования мощности от примерно 30% до 100% мощности реактора. При работе на так называемой «100% стержневой линии» мощность может изменяться от примерно 30% до 100% номинальной мощности путем изменения потока системы рециркуляции реактора путем изменения скорости рециркуляционных насосов или регулирующих клапанов потока. По мере увеличения потока воды через активную зону пузырьки пара («пустоты») быстрее удаляются из активной зоны, количество жидкой воды в активной зоне увеличивается, замедление нейтронов увеличивается, большее количество нейтронов замедляется и поглощается топливом. и мощность реактора увеличивается. По мере того как поток воды через активную зону уменьшается, паровые пустоты остаются в активной зоне дольше, количество жидкой воды в активной зоне уменьшается, замедление нейтронов уменьшается, меньше нейтронов поглощается топливом, а мощность реактора уменьшается.[3]

Давление в реакторе в BWR регулируется главной турбиной или главными перепускными клапанами пара. В отличие от PWR, где потребность турбины в паре устанавливается операторами вручную, в BWR клапаны турбины будут модулироваться для поддержания давления в реакторе на заданном уровне. В этом режиме управления турбина автоматически отслеживает изменения мощности реактора. Когда турбина отключена или отключается, главные клапаны перепуска / сброса пара открываются, чтобы направить пар непосредственно в конденсатор. Эти байпасные клапаны будут автоматически или вручную регулироваться по мере необходимости для поддержания давления в реакторе и управления скоростью нагрева и охлаждения реактора, в то время как пропаривание все еще продолжается.

Уровень воды в реакторе контролируется основной системой питательной воды. В диапазоне от 0,5% до 100% мощности питательная вода будет автоматически контролировать уровень воды в реакторе. В условиях низкой мощности регулятор питательной воды действует как простой ПИД-регулятор, наблюдая за уровнем воды в реакторе. В условиях высокой мощности контроллер переключается в режим управления «Трехэлементный», где контроллер отслеживает текущий уровень воды в реакторе, а также количество поступающей воды и количество пара, выходящего из реактора. Используя скорость впрыска воды и расхода пара, система управления питательной водой может быстро предвидеть отклонения уровня воды и реагировать на поддержание уровня воды в пределах нескольких дюймов от заданного значения. Если один из двух насосов питательной воды выйдет из строя во время работы, система питательной воды даст команду системе рециркуляции быстро уменьшить поток в активной зоне, эффективно снизив мощность реактора со 100% до 50% за несколько секунд. На этом уровне мощности один насос питательной воды может поддерживать основной уровень воды. Если вся питательная вода будет потеряна, реактор выйдет из строя, и система аварийного охлаждения активной зоны будет использована для восстановления уровня воды в реакторе.

Паровые турбины

Пар, производимый в активной зоне реактора, проходит через паросепараторы и сушильные плиты над активной зоной, а затем непосредственно в реактор. турбина, входящего в контур реактора. Поскольку вода вокруг активной зоны реактора всегда загрязнена следами радионуклиды, турбина должна быть экранирована во время нормальной работы, а радиологическая защита должна быть обеспечена во время технического обслуживания. Повышенные затраты, связанные с эксплуатацией и техническим обслуживанием BWR, как правило, уравновешивают экономию из-за более простой конструкции и большей тепловой эффективности BWR по сравнению с PWR. Большая часть радиоактивности в воде очень короткоживущая (в основном N-16 с 7-секундным период полураспада), так что в машинный зал можно будет войти вскоре после остановки реактора.

В паровых турбинах BWR используется турбина высокого давления, предназначенная для работы с насыщенным паром, и несколько турбин низкого давления. Турбина высокого давления получает пар непосредственно из реактора. Выхлоп турбины высокого давления проходит через пароперегреватель, который перегревает пар до температуры более 400 градусов по Фаренгейту для использования турбинами низкого давления. Выхлоп турбин низкого давления направляется в главный конденсатор. Пароперегреватели забирают часть пара из реактора и используют его в качестве источника тепла для повторного нагрева того, что выходит из выхлопных газов турбины высокого давления. Хотя подогреватели отводят пар от турбины, в конечном итоге подогреватели улучшают термодинамический КПД установки.

Активная зона реактора

Основные статьи: Активная зона ядерного реактора и Топливный стержень

Современная тепловыделяющая сборка BWR насчитывает от 74 до 100 топливные стержни, а в одном активная зона реакторавместимостью примерно 140 коротких тонн низкообогащенный уран. Количество тепловыделяющих сборок в конкретном реакторе зависит от желаемой выходной мощности реактора, размера активной зоны реактора и удельной мощности реактора.

Системы безопасности

Основная статья: Системы безопасности реакторов с кипящей водой

У современного реактора много системы безопасности которые разработаны с глубокая защита Философия, которая представляет собой философию дизайна, интегрированную во все этапы строительства и введение в эксплуатацию.

BWR похож на реактор с водой под давлением (PWR) в том смысле, что реактор будет продолжать выделять тепло даже после того, как реакции деления остановятся, что может сделать возможным повреждение активной зоны. Это тепло производится радиоактивный распад продуктов деления и материалов, которые были активированы поглощение нейтронов. BWR содержат несколько систем безопасности для охлаждения активной зоны после аварийного останова.

Системы заправки

Топливные стержни реактора иногда заменяют, снимая их с верхней части защитной оболочки. Типичный топливный цикл длится 18–24 месяца, при этом около одной трети топливных сборок заменяется во время перерыва в перегрузке. Остальные тепловыделяющие сборки перемещаются в новые места активной зоны, чтобы максимизировать эффективность и мощность, вырабатываемую в следующем топливном цикле.

Поскольку они горячие как радиоактивно, так и термически, это делается с помощью кранов и под водой. По этой причине бассейны хранения отработавшего топлива в типичных установках располагаются над реактором. Они защищены водой, в несколько раз превышающей их высоту, и хранятся в жестких массивах, геометрия которых контролируется во избежание критичности. в Фукусима В случае инцидента с реактором, это стало проблемой, поскольку вода была потеряна из одного или нескольких бассейнов выдержки отработавшего топлива, и землетрясение могло изменить геометрию. Тот факт, что оболочка топливных стержней представляет собой сплав циркония, также был проблематичным, поскольку этот элемент может реагировать с паром при экстремальных температурах с образованием водорода, который может воспламениться с кислородом в воздухе. Обычно топливные стержни в реакторе и бассейнах выдержки выдерживают в достаточно холодном состоянии, чтобы это не беспокоило, и оболочка остается неповрежденной в течение всего срока службы стержня.

Эволюция

Ранние концепции

Концепция BWR была разработана несколько позже концепции PWR. Разработка BWR началась в начале 1950-х годов и была результатом сотрудничества между General Electric (GE) и несколько национальных лабораторий США.

Исследования в области ядерной энергетики в США возглавляли 3 военные службы. Военно-морской флот, видя возможность превращения подводных лодок в постоянно действующие подводные аппараты, и кораблей, которые могут путешествовать по миру без дозаправки, послал своих инженеров, Капитан Хайман Риковер запустить свою ядерно-энергетическую программу. Риковер выбрал путь PWR для ВМФ, так как первые исследователи в области ядерной энергетики опасались, что прямое производство пара внутри реактора вызовет нестабильность, в то время как они знали, что использование воды под давлением определенно будет работать как средство теплопередача. Эта озабоченность привела к тому, что первая исследовательская работа США в области ядерной энергетики была посвящена реактору PWR, который хорошо подходил для военно-морских судов (особенно для подводных лодок), поскольку пространство было в дефиците, а реакторы PWR можно было сделать компактными и достаточно мощными, чтобы впишется в такое, во всяком случае.

Но другие исследователи хотели выяснить, действительно ли предполагаемая нестабильность, вызванная кипящей водой в активной зоне реактора, вызывает нестабильность. Во время ранней разработки реактора небольшая группа инженеров случайно увеличила уровень мощности реактора на экспериментальном реакторе до такой степени, что вода быстро закипела, что остановило реактор, указывая на полезное свойство саморегулирования в аварийных обстоятельствах. Особенно, Сэмюэл Унтермайер II, научный сотрудник Аргоннская национальная лаборатория, предложил и руководил серией экспериментов: BORAX эксперименты- посмотреть, есть ли кипящий реактор было бы целесообразно использовать в производстве энергии. Он обнаружил, что после довольно напряженных испытаний своих реакторов он подтвердил принципы безопасности BWR.[4]

После этой серии испытаний компания GE начала сотрудничать с ANL[5] вывести эту технологию на рынок. В конце 1950-х / начале / середине 1960-х проводились крупномасштабные испытания, в которых только частично использовался пар непосредственно генерируемого (первичного) ядерного котла для питания турбины, а также были встроены теплообменники для генерации вторичного пара для привода отдельных частей турбины. В литературе не указано, почему это было так, но на серийных моделях BWR это было устранено.

Первая серия производства

Эскиз в разрезе типичной защитной оболочки BWR Mark I.
Браунс Ферри Сухой колодец 1 и водяной колодец в стадии строительства, BWR / 4 с защитной оболочкой Mark I.
Смотрите также: GE BWR

Первое поколение промышленных реакторов с кипящей водой стало свидетелем постепенного развития уникальных и отличительных особенностей BWR: тор (используется для гашения пара в случае переходного процесса, требующего гашения пара), а также сухого бокса, удаления теплообменника, парового осушителя, отличительной общей планировки здания реактора и стандартизации управления реактором и системы безопасности. Первый, General Electric (GE), серия производственных реакторов BWR развивалась через 6 этапов итеративного проектирования, каждая из которых именовалась от BWR / 1 до BWR / 6. (BWR / 4, BWR / 5 и BWR / 6 являются наиболее распространенными типами на сегодняшний день.) Подавляющее большинство BWR, находящихся в эксплуатации во всем мире, относятся к одной из этих стадий проектирования.

  • BWR 1-го поколения: BWR / 1 с Марк I сдерживание.
  • BWR 2-го поколения: BWR / 2, BWR / 3 и некоторые BWR / 4 с защитой Mark I. Другие BWR / 4 и BWR / 5 с защитой Mark-II.
  • BWR 3-го поколения: BWR / 6 с защитной оболочкой Mark-III.

Варианты защитной оболочки были построены с использованием бетона или стали для первичной защитной оболочки, Drywell и Wetwell в различных комбинациях.[6]

Помимо проектов GE, были и другие разработки ABB, MITSU, Toshiba и KWU. Увидеть Перечень кипящих реакторов.

Усовершенствованный реактор с кипящей водой

Поперечное сечение железобетонной изолирующей емкости проекта UK ABWR
Основная статья: Усовершенствованный реактор с кипящей водой

Новый дизайн BWR известен как усовершенствованный реактор с кипящей водой (ABWR). ABWR был разработан в конце 1980-х - начале 1990-х годов и был усовершенствован до настоящего времени. ABWR включает в себя передовые технологии в конструкции, включая компьютерное управление, автоматизацию установки, снятие, перемещение и вставку управляющих стержней, внутризонную откачку и ядерную безопасность, чтобы обеспечить улучшения по сравнению с исходной серией производственных BWR с высокой выходной мощностью ( 1350 МВт на реактор), а также значительно снизилась вероятность повреждения активной зоны. Что наиболее важно, ABWR представлял собой полностью стандартизированную конструкцию, которую можно было производить для серийного производства.[7]

ABWR был одобрен Комиссией по ядерному регулированию США для производства в качестве стандартной конструкции в начале 1990-х годов. Впоследствии в Японии было построено множество ABWR. Одним из событий, вызванных успехом ABWR в Японии, является то, что подразделение ядерной энергии General Electric слилось с подразделением ядерной энергии Hitachi Corporation, образовав GE Hitachi Nuclear Energy, которая в настоящее время является крупнейшим в мире разработчиком конструкции BWR.

Упрощенный реактор с кипящей водой

Параллельно с разработкой ABWR General Electric также разработала другую концепцию, известную как упрощенный реактор с кипящей водой (SBWR). Этот меньший 600 мегаватт электрический реактор был известен своим включением - впервые в легководном реакторе[нужна цитата]—Of "пассивная безопасностьПринципы проектирования. Концепция пассивной безопасности означает, что реактор, вместо того, чтобы требовать вмешательства активных систем, таких как насосы аварийной закачки, для удержания реактора в пределах безопасности, был спроектирован так, чтобы возвращаться в безопасное состояние исключительно за счет эксплуатации стихийных бедствий, если возникнет непредвиденная ситуация, связанная с безопасностью.

Например, если реактор станет слишком горячим, это вызовет срабатывание системы, которая высвободит растворимые поглотители нейтронов (обычно раствор борированных материалов или раствор бура) или материалы, которые сильно препятствуют цепной реакции, поглощая нейтроны, в активную зону реактора. Резервуар, содержащий растворимые поглотители нейтронов, будет расположен над реактором, и после срабатывания системы абсорбционный раствор будет течь в активную зону под действием силы тяжести и практически полностью останавливать реакцию. Другим примером был Система изоляционного конденсатора, который основан на принципе подъема горячей воды / пара для подачи горячего хладагента в большие теплообменники, расположенные над реактором в очень глубоких резервуарах с водой, тем самым обеспечивая отвод остаточного тепла. Еще один пример - отсутствие рециркуляционных насосов в активной зоне; эти насосы использовались в других конструкциях BWR для поддержания движения охлаждающей воды; они были дорогими, труднодоступными для ремонта и иногда выходили из строя; чтобы повысить надежность, ABWR включал не менее 10 таких рециркуляционных насосов, так что даже в случае выхода из строя нескольких, достаточное количество оставалось бы пригодным для обслуживания, так что незапланированный останов не потребовался бы, и насосы можно было бы отремонтировать во время следующего отключение дозаправки. Вместо этого дизайнеры упрощенный реактор с кипящей водой использовал термический анализ для проектирования активной зоны реактора таким образом, чтобы естественная циркуляция (холодная вода падает, горячая вода поднимается) приводила воду к центру активной зоны для кипячения.

Конечным результатом пассивных средств безопасности SBWR был бы реактор, который не потребовал бы вмешательства человека в случае серьезного непредвиденного обстоятельства, связанного с безопасностью, в течение как минимум 48 часов после непредвиденного случая безопасности; следовательно, потребуется лишь периодическое наполнение резервуаров охлаждающей воды, расположенных полностью вне реактора, изолированных от системы охлаждения и предназначенных для отвода отработанного тепла реактора путем испарения. В упрощенный реактор с кипящей водой был отправлен в США Комиссия по ядерному регулированиюоднако он был отозван до утверждения; Тем не менее, концепция оставалась интригующей для дизайнеров General Electric и служила основой для будущих разработок.

Экономичный упрощенный кипящий реактор

Основная статья: Экономичный упрощенный реактор с кипящей водой

В период, начавшийся в конце 1990-х годов, инженеры GE предложили объединить особенности усовершенствованной конструкции реактора с кипящей водой с отличительными характеристиками безопасности упрощенной конструкции реактора с кипящей водой, а также расширить получившуюся конструкцию до большего размера - 1600 единиц.МВт (4500 МВт тепл.). Эта Экономичный упрощенный реактор с кипящей водой (ESBWR) проект был представлен на утверждение Комиссии по ядерному регулированию США в апреле 2005 года, а сертификат конструкции был предоставлен NRC в сентябре 2014 года.[8]

Как сообщается, этот дизайн рекламировался как имеющий вероятность повреждения активной зоны всего 3 × 10−8 событий повреждения активной зоны на реактор в год.[нужна цитата] То есть, потребуется 3 миллиона работающих ESBWR, прежде чем можно будет ожидать единственного события с повреждением активной зоны в течение их 100-летнего срока службы. Более ранние конструкции BWR, BWR / 4, имели вероятность повреждения активной зоны до 1 × 10−5 событий с повреждением активной зоны на реактор в год.[9] Этот чрезвычайно низкий CDP для ESBWR намного превосходит другие большие LWR на рынке.

Преимущества

  • Корпус реактора и связанные с ним компоненты работают при существенно более низком давлении примерно 70–75 бар (1020–1 090 фунтов на квадратный дюйм) по сравнению с примерно 155 барами (2250 фунтов на квадратный дюйм) в PWR.
  • Сосуд под давлением подвергается значительно меньшему облучению по сравнению с PWR, поэтому с возрастом он становится менее хрупким.
  • Работает при более низкой температуре ядерного топлива, в основном из-за теплопередачи за счет скрытой теплоты испарения, в отличие от явной теплоты в PWR.
  • Меньшее количество компонентов из-за отсутствия парогенераторов и компенсатора давления, а также связанных с ними насосов первого контура. (Более старые реакторы BWR имеют внешние контуры рециркуляции, но даже этот трубопровод исключен в современных реакторах BWR, таких как ABWR.) Это также упрощает эксплуатацию BWR.
  • Более низкий риск (вероятность) разрыва, вызывающего потерю теплоносителя, по сравнению с PWR, и меньший риск повреждения активной зоны в случае такого разрыва. Это связано с меньшим количеством труб, меньшим количеством труб большого диаметра, меньшим количеством сварных швов и отсутствием трубок парогенератора.
  • Оценки NRC предельных потенциалов неисправности показывают, что если такая неисправность произошла, средний BWR с меньшей вероятностью выдержит повреждение активной зоны, чем средний PWR, из-за устойчивости и избыточности Система аварийного охлаждения активной зоны (САОР).
  • Измерение уровня воды в сосуде под давлением одинаково для нормальных и аварийных операций, что позволяет легко и интуитивно оценить аварийные условия.
  • Может работать при более низких уровнях удельной мощности сердечника с использованием естественной циркуляции без принудительного потока.
  • BWR может быть спроектирован для работы только с естественной циркуляцией, так что рециркуляционные насосы полностью исключены. (В новой конструкции ESBWR используется естественная циркуляция.)
  • BWR не используют борная кислота для контроля выгорания при делении, чтобы избежать образования трития (загрязнения турбин),[2] что снижает вероятность коррозии корпуса реактора и трубопроводов. (Коррозию от борной кислоты в реакторах PWR необходимо тщательно контролировать; было продемонстрировано, что коррозия крышки корпуса реактора может возникнуть, если крышка корпуса реактора не обслуживается должным образом. См. Дэвис-Бесс. Поскольку в BWR не используется борная кислота, эти непредвиденные обстоятельства устранены.)
  • Регулирование мощности за счет уменьшения плотности замедлителя (пузырьки пара в воде) вместо добавления поглотителей нейтронов (борная кислота в PWR) приводит к разведение U-238 быстрыми нейтронами, образуя делящийся Pu-239.[2]
    • Этот эффект усиливается в реакторы с кипящей водой пониженной модерации, что привело к созданию легководного реактора с улучшенным использованием топлива и уменьшением количества долгоживущих радиоактивных отходов, более характерных для натриевых реакторов-размножителей.
  • BWR обычно имеют N-2 резервирования своих основных систем, связанных с безопасностью, которые обычно состоят из четырех «цепочек» компонентов. Обычно это означает, что до двух из четырех компонентов системы безопасности могут выйти из строя, и система все равно будет работать, если потребуется.
  • Благодаря единственному крупному поставщику (GE / Hitachi) текущий парк реакторов BWR имеет предсказуемую, единообразную конструкцию, которая, хотя и не полностью стандартизирована, в целом очень похожа друг на друга. Конструкции ABWR / ESBWR полностью стандартизированы.Отсутствие стандартизации остается проблемой для PWR, поскольку, по крайней мере, в Соединенных Штатах существует три проектных семейства, представленных в текущем парке PWR (Combustion Engineering, Westinghouse и Babcock & Wilcox), внутри этих семейств имеются довольно разные конструкции. . Тем не менее, некоторые страны могут достичь высокого уровня стандартизации с PWR, например Франция.
    • Вводятся дополнительные семейства PWR. Например, Mitsubishi APWR, США-EPR, и Westinghouse AP1000/AP600 добавит разнообразия и сложности и без того разнообразной толпе и, возможно, заставит заказчиков, ищущих стабильности и предсказуемости, искать другие конструкции, такие как BWR.
  • BWR чрезмерно представлены в импорте, когда страна-импортер не имеет ядерного военно-морского флота (PWR предпочитают ядерные военно-морские державы из-за их компактной, мощной конструкции, используемой на судах с ядерными двигателями; поскольку морские реакторы обычно не экспортируются, они вызывают национальные навыки, которые необходимо развивать в области проектирования, строительства и эксплуатации PWR). Это может быть связано с тем, что BWR идеально подходят для мирных целей, таких как производство электроэнергии, технологическое / промышленное / централизованное отопление и опреснение, из-за низкой стоимости, простоты и безопасности, которые достигаются за счет большего размера и незначительной более низкий тепловой КПД.
    • Швеция стандартизирован в основном для BWR.
    • Мексика два реактора - это BWR.
    • Япония экспериментировали как с PWR, так и с BWR, но большинство сборок в последнее время были с BWR, особенно с ABWR.
    • в CEGB В ходе открытого конкурса в начале 1960-х годов на стандартный проект энергетических реакторов 2-го поколения в Великобритании, PWR даже не добрался до финального раунда, что было разборкой между BWR (предпочтительным из-за его легко понимаемой конструкции, а также из-за того, что предсказуемо и "скучно") и AGR, уникальный британский дизайн; местный дизайн победил, возможно, по техническим причинам, возможно, из-за близости всеобщих выборов. В 1980-х CEGB построил PWR, Sizewell B.

Недостатки

  • BWR требуют более сложных расчетов для управления расходом ядерного топлива во время эксплуатации из-за «двухфазного (вода и пар) потока жидкости» в верхней части активной зоны. Это также требует дополнительных приборов в активной зоне реактора.
  • Емкость под давлением большего размера, чем для PWR аналогичной мощности, с соответственно более высокой стоимостью, особенно для более старых моделей, в которых все еще используется основной парогенератор и связанные с ним трубопроводы.
  • Загрязнение турбины кратковременным продукты активации. Это означает, что экранирование и контроль доступа вокруг паровой турбины требуются во время нормальной работы из-за уровней излучения, возникающих от пара, поступающего непосредственно из активной зоны реактора. Это умеренно незначительная проблема, поскольку большая часть радиационного потока связана с Азот-16 (активация кислорода в воде), период полураспада которого составляет 7,1 секунды, что позволяет войти в камеру турбины в течение нескольких минут после отключения. Обширный опыт показывает, что техническое обслуживание при остановке турбины, конденсата и компонентов питательной воды BWR может проводиться по существу как установка, работающая на ископаемом топливе.
  • Хотя у нынешнего парка реакторных реакторов с меньшей вероятностью повреждается активная зона из-за ограничивающего отказа «1 из 100 000 реактор в год», чем у нынешнего парка реакторных реакторов (из-за повышенной надежности и резервирования САОЗ), высказывались опасения по поводу способность удерживать давление неизмененной защитной оболочки Mark I в том виде, в котором она построена, - что этого может быть недостаточно для сдерживания давления, создаваемого ограничивающим отказом в сочетании с полным отказом САОЗ, что приводит к чрезвычайно серьезному повреждению активной зоны. В этом сценарии двойного отказа, который считается крайне маловероятным до Ядерные аварии на Фукусиме I, немодифицированная защитная оболочка Mark I может допустить некоторую степень радиоактивного выброса. Предполагается, что это будет смягчено модификацией защитной оболочки Mark I. а именно, добавление системы дымовой трубы для отходящих газов, которая, если давление в защитной оболочке превышает критические заданные значения, должна обеспечивать упорядоченный выпуск газов под давлением после прохождения газов через фильтры с активированным углем, предназначенные для улавливания радионуклидов.[10]
  • Регулирующие стержни вставляются снизу для текущих конструкций BWR. Имеется два доступных источника гидравлической энергии, которые могут загонять регулирующие стержни в активную зону для BWR в аварийных условиях. Имеется специальный гидроаккумулятор высокого давления, а также давление внутри корпуса реактора, доступное для каждого регулирующего стержня. Либо специальный аккумулятор (по одному на стержень), либо давление в реакторе способны полностью вставить каждый стержень. В большинстве других типов реакторов используются управляющие стержни с верхним вводом, которые удерживаются в выдвинутом положении электромагнитами, заставляя их падать в реактор под действием силы тяжести при потере мощности. Это преимущество частично компенсируется тем фактом, что гидравлические силы обеспечивают гораздо большие силы вставки стержня, чем сила тяжести, и, как следствие, регулирующие стержни BWR с гораздо меньшей вероятностью заклинивают в частично вставленном положении из-за повреждения каналов регулирующих стержней в сердечнике. событие повреждения. Регулирующие стержни с нижним вводом также позволяют производить дозаправку без снятия регулирующих стержней и приводов, а также испытывать системы регулирующих стержней с открытым сосудом высокого давления во время дозаправки.

Техническая и справочная информация

Запуск ("критическое состояние")

Запуск реактора (критичность) достигается извлечением регулирующих стержней из активной зоны для повышения реактивности активной зоны до уровня, при котором очевидно, что ядерная цепная реакция самодостаточен. Это называется «критическим». Извлечение управляющих стержней выполняется медленно, чтобы тщательно контролировать состояние активной зоны по мере приближения реактора к критичности. Когда наблюдается, что реактор становится слегка сверхкритическим, то есть мощность реактора увеличивается сама по себе, реактор объявляется критическим.

Движение штанги осуществляется с помощью систем управления приводом штанги. Новые BWR, такие как ABWR и ESBWR как и все немецкие и шведские BWR, используют систему привода штанги Fine Motion Control, которая позволяет управлять несколькими штангами с очень плавными движениями. Это позволяет оператору реактора равномерно увеличивать реактивность активной зоны до тех пор, пока реактор не станет критическим. В более старых конструкциях BWR используется система ручного управления, которая обычно ограничивается одновременным управлением одним или четырьмя стержнями управления и только через ряд положений с надрезом с фиксированными интервалами между этими положениями. Из-за ограничений системы ручного управления возможно при запуске, что активная зона может быть переведена в такое состояние, когда перемещение одного регулирующего стержня может вызвать большое нелинейное изменение реактивности, которое может нагреть топливные элементы до такой степени, что они выйти из строя (растопить, воспламенить, ослабить и т. д.). В результате в 1977 году компания GE разработала набор правил под названием BPWS (Последовательность вывода регулирующего стержня), который помогает минимизировать эффект любого движения одного стержня управления и предотвратить повреждение топлива в случае аварии при падении стержня управления. BPWS разделяет стержни управления на четыре группы: A1, A2, B1 и B2. Затем либо все стержни управления A, либо стержни B полностью вытягиваются в определенной последовательности, чтобы создать "шахматная доска"шаблон. Затем противостоящая группа (B или A) вытягивается в определенной последовательности в позиции 02, затем 04, 08, 16 и, наконец, полностью вытесняется (48). Следуя последовательности запуска, соответствующей BPWS, руководство Система управления может использоваться для равномерного и безопасного подъема всей активной зоны до критического уровня и предотвращения высвобождения энергии топливными стержнями выше 280 кал / г во время любого постулируемого события, которое может потенциально повредить топливо.[11]

Температурный запас

При эксплуатации BWR отслеживаются несколько расчетных / измеренных величин:

  • Максимальный коэффициент предельной критической мощности, или MFLCPR;
  • Линейная скорость тепловыделения, ограничивающая фракцию, или FLLHGR;
  • Средняя планарно-линейная скорость тепловыделения или APLHGR;
  • Предварительная подготовка рекомендаций по временному операционному управлению или PCIOMR;

MFLCPR, FLLHGR и APLHGR должны быть меньше 1,0 во время нормальной работы; административный контроль существуют, чтобы заверить некоторых погрешность и запас прочности к этим лицензированный пределы. Типичный компьютерное моделирование разделить активную зону реактора на 24–25 осевой самолеты; соответствующие величины (маржа, выгорание, мощность, пустота история) отслеживаются для каждого «узла» в активной зоне реактора (764 ТВС x 25 узлов / сборка = 19100 узловых расчетов / количество).

Максимальный коэффициент предельной критической мощности (MFLCPR)

В частности, MFLCPR показывает, насколько близок ведущий пучок твэлов к «высыханию» (или «отклонению от пузырькового кипения» для PWR). Переход кипения - нестабильная переходная область, в которой пузырьковое кипение стремится к пленочное кипячение. Капля воды, танцующая на раскаленной сковороде, - это пример пленочного кипячения. При пленочном кипении объем изоляционного пара отделяет нагретую поверхность от охлаждающей жидкости; это вызывает резкое повышение температуры нагретой поверхности, чтобы снова достичь равновесия теплопередачи с охлаждающей жидкостью. Другими словами, пар полуизолирует нагретую поверхность, и температура поверхности повышается, позволяя теплу проникать в охлаждающую жидкость (посредством конвекции и радиационной теплопередачи).

MFLCPR контролируется с помощью эмпирической корреляции, которая формулируется поставщиками топлива BWR (GE, Westinghouse, AREVA-NP). У поставщиков есть испытательные стенды, на которых они моделируют ядерное тепло с резистивным нагревом и экспериментально определяют, какие условия потока теплоносителя, мощности тепловыделяющей сборки и давления в реакторе будут в / из переходной области кипения для конкретной конструкции топлива. По сути, производители делают модель ТВС, но питают ее резистивными нагревателями. Эти макеты тепловыделяющих сборок помещаются на испытательный стенд, на котором снимаются точки данных при определенных мощностях, расходах, давлениях. Ядерное топливо может быть поврежден пленочным кипячением; это может привести к перегреву и выходу оболочки из строя. Экспериментальные данные консервативно применяются к топливу BWR, чтобы гарантировать, что переход к пленочному кипению не произойдет во время нормальной или переходной работы. Типичный лицензионный лимит SLMCPR / MCPRSL (Safety Limit MCPR) для активной зоны BWR подтвержден расчетом, который доказывает, что 99,9% топливных стержней в активной зоне BWR не перейдут к пленочному кипению во время нормальной эксплуатации или ожидаемых при эксплуатации событий.[12] Поскольку BWR представляет собой кипящую воду, а пар не передает тепло так же хорошо, как жидкая вода, MFLCPR обычно возникает в верхней части топливной сборки, где объем пара самый высокий.

Линейная скорость тепловыделения с ограничением фракции (FLLHGR)

FLLHGR (FDLRX, MFLPD) - ограничение мощности твэлов в активной зоне реактора. Для нового топлива этот предел обычно составляет около 13 кВт / фут (43 кВт / м) твэла. Этот предел гарантирует, что средняя температура топливных таблеток в стержнях не превысит температуру плавления топливный материал (уран/гадолиний оксидов) в случае наихудшего возможного переходного процесса / аварийного останова завода. Чтобы проиллюстрировать реакцию LHGR в переходном режиме, представьте себе быстрое закрытие клапанов, которые пропускают пар к турбинам на полной мощности. Это вызывает немедленное прекращение подачи пара и немедленное повышение давления в BWR. Это повышение давления обеспечивает мгновенное переохлаждение теплоносителя реактора; пустоты (пар) схлопываются в твердую воду. Когда пустоты в реакторе схлопываются, поощряется реакция деления (больше тепловых нейтронов); мощность резко возрастает (120%) до тех пор, пока она не прекращается автоматическим вводом управляющих стержней. Таким образом, когда реактор быстро изолирован от турбины, давление в корпусе быстро растет, что приводит к сжатию водяного пара, что вызывает скачок мощности, который прекращается системой защиты реактора. Если топливный стержень работал на 13,0 кВт / фут до переходного процесса, схлопывание пустоты привело бы к увеличению его мощности. Предел FLLHGR установлен, чтобы гарантировать, что топливный стержень с самой высокой мощностью не расплавится, если его мощность была быстро увеличена после переходного процесса повышения давления. Соблюдение предела LHGR исключает плавление топлива в переходном режиме повышения давления.

Средняя планарно-линейная мощность тепловыделения (APLHGR)

APLHGR, являясь средним значением линейной скорости тепловыделения (LHGR), показателем остаточного тепла, присутствующего в топливных пучках, является запасом прочности, связанным с возможностью отказа топлива во время LBLOCA (авария с крупным разрывом и потерей теплоносителя - массивный разрыв трубы, ведущий к катастрофической потере давления теплоносителя внутри реактора, что считается наиболее опасной «проектной аварией» в вероятностная оценка риска и ядерная безопасность и физическая безопасность), что, как ожидается, приведет к временному обнажению активной зоны; это высыхание активной зоны называется "вскрытием" активной зоны, поскольку активная зона теряет теплоотводящую крышку теплоносителя, в случае BWR, легкой воды. Если активную зону открывать слишком долго, может произойти отказ топлива; для целей проектирования предполагается, что отказ топлива происходит, когда температура открытого топлива достигает критической температуры (1100 ° C, 2200 ° F). Конструкции BWR включают отказоустойчивый системы защиты для быстрого охлаждения и обеспечения безопасности открытого топлива до того, как оно достигнет этой температуры; эти отказоустойчивые системы известны как Система аварийного охлаждения активной зоны. Система САОЗ предназначена для быстрого затопления корпуса реактора под давлением, распыления воды на саму активную зону и достаточного охлаждения топлива реактора в этом случае. Однако, как и любая система, САОЗ в данном случае имеет ограничения по своей охлаждающей способности, и существует вероятность того, что топливо может быть спроектировано так, чтобы выделять такое количество остаточного тепла, что САОЗ будет перегружено и не сможет успешно его охладить.

Чтобы этого не произошло, необходимо, чтобы остаточное тепло, накопленное в топливных сборках, в любой момент времени не превышало САОЗ. Таким образом, мера остаточного тепловыделения, известная как LHGR, была разработана инженерами GE, и из этой меры выводится APLHGR. APLHGR контролируется, чтобы гарантировать, что реактор не работает на среднем уровне мощности, который нарушит работу систем первичной защитной оболочки. Когда заправляемая активная зона получает лицензию на эксплуатацию, поставщик топлива / лицензиат моделирует события с помощью компьютерных моделей. Их подход заключается в моделировании наихудшего случая, когда реактор находится в наиболее уязвимом состоянии.

APLHGR обычно произносится в отрасли как «Apple Hugger».

Рекомендации по промежуточному операционному управлению предварительным условием (PCIOMR)

PCIOMR - это набор правил и ограничений для предотвращения повреждения оболочки из-за взаимодействия гранулы с оболочкой. Во время первого ядерного нагрева таблетки ядерного топлива могут треснуть. Неровные края гранулы могут тереться и взаимодействовать с внутренней стенкой облицовки. Во время увеличения мощности топливной таблетки керамический топливный материал расширяется быстрее, чем топливная оболочка, и зазубренные края топливной таблетки начинают вдавливаться в оболочку, потенциально вызывая перфорацию. Чтобы этого не произошло, были предприняты два корректирующих действия. Первый - это включение тонкого барьерного слоя на внутренние стенки оболочки твэла, которые устойчивы к перфорации из-за взаимодействий между таблетками и оболочкой, а второй - это набор правил, созданных в рамках PCIOMR.

Правила PCIOMR требуют первоначальной «подготовки» нового топлива. Это означает, что для первого ядерного нагрева каждого тепловыделяющего элемента необходимо очень медленно наращивать локальную мощность пучка, чтобы предотвратить растрескивание топливных таблеток и ограничить различия в скоростях теплового расширения топлива. Правила PCIOMR также ограничивают максимальное локальное изменение мощности (в кВт / фут * час), предотвращают вытягивание управляющих стержней ниже концов соседних управляющих стержней и требуют, чтобы последовательности управляющих стержней анализировались с помощью программного обеспечения для моделирования активной зоны, чтобы предотвратить взаимодействие гранул с оболочкой. Анализ PCIOMR рассматривает локальные пики мощности и переходные процессы ксенона, которые могут быть вызваны изменениями положения управляющих стержней или быстрыми изменениями мощности, чтобы гарантировать, что локальные значения мощности никогда не превышают максимальные значения.

Список BWR

Список действующих и снятых с эксплуатации BWR см. Список BWR.

Экспериментальные и другие виды

Экспериментальные и другие некоммерческие BWR включают:

Дизайн нового поколения

Смотрите также

Ссылки и примечания

  1. ^ Сьюзан Дингман; Джефф ЛаШанс; Аллен Канип; Мэри Друин. «Перспективы частоты повреждения активной зоны для BWR 3/4 и 4-петлевых АЭС Westinghouse на основе результатов IPE». Osti.gov. Получено 2013-08-02.
  2. ^ а б c Бонин, Бернхард; Кляйн, Этьен (2012). Le Nucléaire Expliciqué par des Physiciens.
  3. ^ Джеймс У. Морган, Exelon Nuclear (15 ноября 2007 г.). «Обновите рециркуляционные насосы BWR с помощью приводов с регулируемой скоростью». Власть: бизнес и технологии для глобальной генерирующей отрасли. Получено 20 марта 2011.
  4. ^ Имитатор реактора с кипящей водой с системами пассивной безопасности - МАГАТЭ (PDF (11 МБ)), МАГАТЭ, Октябрь 2009 г., стр. 14, получено 8 июн 2012
  5. ^ https://www.osti.gov/servlets/purl/4115425
  6. ^ Sandia National Laboratories (июль 2006 г.), Исследование целостности условий содержания в национальных лабораториях Сандиа - обзор (PDF), Комиссия по ядерному регулированию США, NUREG / CR-6906, SAND2006-2274P, получено 13 марта 2011
  7. ^ GE Hitachi Nuclear Energy (2010). «Информационный бюллетень по усовершенствованному реактору с кипящей водой (ABWR)» (PDF). В архиве (PDF) с оригинала 2 октября 2015 г.. Получено 20 июн 2020.
  8. ^ https://www.nrc.gov/reactors/new-reactors/design-cert/esbwr.html
  9. ^ Хайндс, Дэвид; Маслак, Крис (январь 2006 г.). «Ядерная энергия нового поколения: ESBWR» (PDF). Ядерные новости. Парк Ла Грейндж, Иллинойс, Соединенные Штаты Америки: Американское ядерное общество. 49 (1): 35–40. ISSN 0029-5574. Архивировано из оригинал (PDF) на 2010-07-04. Получено 2009-04-04.
  10. ^ КЭЙДЗИ ТАКЕУЧИ КОММЕНТАРИЙ: Решающие вентиляционные отверстия не устанавливались до 1990-х годов. Asahi.com
  11. ^ NEDO-21231, «Последовательность вывода банковских позиций», январь 1977 г., General Electric Corporation
  12. ^ [1] NUREG-0800, (67: 234) Глава 4, Раздел 4.4, Ред. 1, Тепловое и гидравлическое проектирование, Стандартного плана обзора для обзора отчетов по анализу безопасности атомных электростанций. LWR Edition. (10 стр., 31.07.1981)

внешние ссылки