Реактор с кипящей водой

Принципиальная схема кипящего реактора (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

Реактор с кипящей водой ( BWR ) является одним из видов легкой воды ядерного реактора , используется для выработки электроэнергии. Это второй по распространенности тип ядерных реакторов, вырабатывающих электроэнергию, после реактора с водой под давлением (PWR), который также является типом легководных ядерных реакторов. 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 водяной системой более низкого давления, которая превращается в пар и приводит в движение турбину. BWR был разработан Аргоннской национальной лабораторией иGeneral Electric (GE) в середине 1950-х годов. Основным производителем в настоящее время является компания GE Hitachi Nuclear Energy , которая специализируется на проектировании и строительстве этого типа реакторов.

Обзор [ править ]

Воспроизвести медиа

Анимация BWR с градирнями .

Реактор с кипящей водой использует деминерализованную воду в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов . При ядерном делении в активной зоне реактора вырабатывается тепло, которое вызывает кипение охлаждающей воды с образованием пара. Пар непосредственно используется для привода турбины , после чего он охлаждается в конденсаторе и снова превращается в жидкую воду. Затем эта вода возвращается в активную зону реактора, завершая цикл. Охлаждающая вода поддерживается на уровне около 75 атм (7,6 МПа , 1000–1100 фунтов на кв. Дюйм ), так что она кипит в активной зоне при температуре около 285 ° C (550 ° F). Для сравнения, в реакторе с водой под давлением не допускается значительное кипение.(PWR) из-за высокого давления, поддерживаемого в его первичном контуре - приблизительно 158 атм (16 МПа, 2300 фунтов на кв. Дюйм). Частота повреждения активной зоны реактора оценивалась в диапазоне от 10 ^-4 до 10 ^-7 (т.е. одна авария с повреждением активной зоны на каждые 10 000–10 000 000 реакторно-лет). ^[1]

Компоненты [ править ]

Конденсат и питательная вода [ править ]

Пар, выходящий из турбины, поступает в конденсаторы, расположенные под турбинами низкого давления, где пар охлаждается и возвращается в жидкое состояние (конденсат). Затем конденсат перекачивается через нагреватели питательной воды, которые повышают его температуру, используя отборный пар из различных ступеней турбины. Питательная вода из нагревателей питательной воды поступает в корпус реактора под давлением (КР) через сопла высоко на корпусе, значительно выше верха ядерных тепловыделяющих сборок (эти ядерные 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 средняя по керну пустотная доля- 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 [ править ]

Мощность реактора регулируется двумя способами: путем вставки или извлечения регулирующих стержней (управляющих лопаток) и путем изменения потока воды через активную зону реактора .

Позиционирование (извлечение или вставка) управляющих стержней является обычным методом 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 тяги управления ( карбид борапластины) 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 для поглощения топливом, и мощность реактора увеличивается. Поскольку поток воды через активную зону уменьшается, паровые пустоты в активной зоне остаются дольше, количество жидкой воды в активной зоне уменьшается,замедление нейтронов уменьшается, меньше нейтронов поглощается топливом, и 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 выходит из строя во время работы,система питательной воды даст команду системе рециркуляции быстро уменьшить поток в активной зоне, эффективно снижая 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 [ править ]

Пар, производимый в активной зоне реактора, проходит через паровые сепараторы и сушильные плиты над активной зоной, а затем непосредственно в турбину , которая является частью контура реактора. Поскольку вода вокруг активной зоны реактора всегда загрязнена следами радионуклидов , 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 недолговечна (в основном N-16 с периодом полураспада 7 секунд ), поэтому в машинный зал можно попасть 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 [ править ]

Современная тепловыделяющая сборка BWR содержит от 74 до 100 тепловыделяющих элементов , а в активной зоне реактора находится до примерно 800 сборок , вмещающих примерно до 140 коротких тонн низкообогащенного урана . Количество тепловыделяющих сборок в конкретном реакторе зависит от желаемой выходной мощности реактора, размера активной зоны реактора и удельной мощности реактора.

Системы безопасности [ править ]

Современный реактор имеет множество систем безопасности , спроектированных с учетом философии глубокоэшелонированной защиты , которая представляет собой философию проектирования, интегрированную во время строительства и ввода в эксплуатацию .

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

Системы заправки [ править ]

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 ФукусимеПосле инцидента с реактором это стало проблемой, потому что вода была потеряна из одного или нескольких бассейнов выдержки отработанного 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 [ править ]

Ранние концепции [ править ]

Концепция BWR была разработана несколько позже концепции PWR. Разработка BWR началась в начале 1950-х годов и была результатом сотрудничества General Electric (GE) и нескольких 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, а также кораблей, которые могут путешествовать по миру без дозаправки, послал своего инженера капитана Хаймана Риковера.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 первые исследовательские усилия США в области ядерной энергетики были посвящены PWR, который хорошо подходил для военно-морских судов (особенно для подводных лодок), поскольку космос был в дефиците, а 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. В частности, Сэмюэл Унтермайер II , исследователь из Аргоннской национальной лаборатории , предложил и руководил серией экспериментов: экспериментов BORAX - чтобы проверить, может ли реактор с кипящей водойбыло 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 приняла участие в сотрудничестве с ANL ^[5], чтобы 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 [ править ]

В первом поколении промышленных реакторов с кипящей водой происходило постепенное развитие уникальных и отличительных особенностей BWR: тор (используемый для гашения пара в случае переходного процесса, требующего гашения пара), а также сухой бокс, устранение теплообменника, паровой сушилки, отличительной общей планировки здания реактора и стандартизации систем управления и безопасности реактора. Первая, General Electric ( GE ), серия промышленных реакторов BWR прошла через 6 этапов итеративного проектирования, каждая из которых получила названия от BWR / 1 до BWR / 6. (BWR / 4, BWR / 5 и BWR / 6 являются наиболее распространенными типами в эксплуатации сегодня.) Подавляющее большинство BWR, находящихся в эксплуатации во всем мире, относятся к одному из этих этапов проектирования.

• BWR 1-го поколения: BWR / 1 с защитной оболочкой Mark I.
• 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. См. Список реакторов с кипящей водой .

Усовершенствованный реактор с кипящей водой [ править ]

Более новая конструкция BWR известна 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 регулирующих стержней, внутризонную откачку и ядерную безопасность, чтобы обеспечить улучшения по сравнению с исходной серией серийных серийных 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. Успех ABWR в Японии вызвал слияние подразделения General Electric с подразделением ядерной энергии Hitachi Corporation, в результате чего образовалась компания GE Hitachi Nuclear Energy , которая в настоящее время является крупнейшим в мире разработчиком конструкции BWR.

Упрощенный реактор с кипящей водой [ править ]

Параллельно с разработкой ABWR, General Electric также разработала другую концепцию, известную как упрощенный реактор с кипящей водой (SBWR). Этот меньший 600 МВт электрической реактор был известен его инкорпорация-впервые когда - либо в реакторе легкой воды ^{[ править ]} -of « пассивная безопасность принципы проектирования». Концепция пассивной безопасности означает, что реактор вместо того, чтобы требовать вмешательства активных систем, таких как насосы аварийного впрыска, для удержания реактора в пределах безопасности, был спроектирован так, чтобы возвращаться в безопасное состояние исключительно за счет действия естественных сил, если разработаны непредвиденные обстоятельства, связанные с безопасностью.

Например, если реактор станет слишком горячим, это вызовет срабатывание системы, которая высвободит растворимые поглотители нейтронов (обычно раствор борированных материалов или раствор буры ) или материалы, которые сильно препятствуют цепной реакции, поглощая нейтроны, в среду. активная зона 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 была 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 разработчики упрощенного кипящего реактораиспользовал 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 по крайней мере 48 часов после непредвиденного случая безопасности; следовательно, потребуется лишь периодическое пополнение резервуаров охлаждающей воды, расположенных полностью вне реактора, изолированных от системы охлаждения и предназначенных для отвода отработанного тепла реактора путем испарения. Упрощенный реактор с кипящей водой был подан ^{[ когда? ]} в Комиссию по ядерному регулированию США , однако он был отозван ^{[ когда? ]}до утверждения; Тем не менее, концепция оставалась интригующей для дизайнеров General Electric и служила основой для будущих разработок. ^{[ необходима цитата ]}

Экономичный упрощенный реактор с кипящей водой [ править ]

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  МВт. (4500 МВт тепл.). Этот проект экономичного упрощенного реактора с кипящей водой (ESBWR) был представлен на утверждение Комиссии по ядерному регулированию США в апреле 2005 г., а сертификат конструкции был предоставлен NRC в сентябре 2014 г. ^[8]

Сообщается, что эта конструкция рекламируется как имеющая вероятность повреждения активной зоны всего 3 × 10 ^-8 случаев повреждения активной зоны на реактор в год. ^{[ необходима цитата ]} То есть, должно быть 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 повреждения активной зоны на реактор в год. ^[9] Этот чрезвычайно низкий CDP для ESBWR намного превосходит другие большие LWR на рынке.

Преимущества [ править ]

• 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.
• Меньше крупных металлических и общих компонентов из-за отсутствия парогенераторов и компенсатора давления, а также связанных с ними насосов первого контура. (У старых BWR есть внешние контуры рециркуляции, но даже этот трубопровод устранен в современных BWR, таких как ABWR .) Это также упрощает работу с 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 в случае возникновения такой неисправности средний PWR с меньшей вероятностью выдержит повреждение активной зоны, чем средний BWR, из-за устойчивости и резервирования системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) .
• 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 борную кислоту для контроля выгорания при делении, чтобы избежать образования трития (загрязнения турбин) ^[2], что снижает вероятность коррозии внутри 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. Davis-Besse . Поскольку в реакторах BWR борная кислота не используется, эти непредвиденные обстоятельства устраняются .)
• Управления мощностью путем уменьшения плотности замедлителя (пузырьки пара в воде) , а не добавлением поглотителей нейтронов (борной кислоты в PWR) приводит к селекции из U-238 быстрыми нейтронами, производя делящегося Pu-239. ^[2]
  • Этот эффект усиливается в реакторах с кипящей водой с пониженным замедлением , в результате чего получается легководный реактор с улучшенным использованием топлива и уменьшенным количеством долгоживущих радиоактивных отходов, более характерных для натриевых реакторов-размножителей.
• BWR обычно имеют резервирование N- 2 в своих основных системах, связанных с безопасностью, которые обычно состоят из четырех «цепей» 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, как Франция .
  • Вводятся дополнительные семейства PWR. Например, Мицубиси APWR , Areva в Американо ЭПР и Westinghouse в AP1000 / AP600 добавит разнообразие и сложность уже разнообразной толпы, и , возможно , причиной клиентов , ищущих стабильность и предсказуемость искать другие проекты, 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 конструкции большой мощности, используемой на судах с ядерными двигателями; поскольку военно-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 стандартизирована в основном по BWR.
  • Два реактора Мексики - это BWR.
  • Япония экспериментировала как с PWR, так и с BWR, но в последнее время большинство построек были с BWR, особенно с ABWR.
  • В открытом конкурсе CEGB в начале 1960-х годов на стандартную конструкцию энергетических реакторов второго поколения в Великобритании PWR даже не добрался до финального раунда, что было разборкой между BWR (предпочтительнее также из-за его легко понимаемой конструкции. что касается предсказуемости и «скучности») и AGR , уникального британского дизайна; местный дизайн победил, возможно, по техническим причинам, возможно, из-за близости всеобщих выборов. В 1980 - е годы CEGB построил PWR, Sizewell B .

Недостатки [ править ]

• 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.
• Более крупный корпус реактора под давлением, 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 короткоживущими продуктами 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 незначительное беспокойство, так как большая часть радиационного потока связана с азотом-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 ядерной 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 в случае потери мощности. Это преимущество частично нивелируется тем фактом, что гидравлические силы обеспечивают гораздо большие силы вставки стержня, чем сила тяжести, и, как следствие,Управляющие стержни BWR гораздо реже заклинивают в частично вставленном положении из-за повреждения каналов регулирующих стержней в случае повреждения активной зоны. Регулирующие стержни с нижним входом также позволяют производить заправку топливом без снятия регулирующих стержней и приводов, а также проводить испытания систем регулирующих стержней с открытым сосудом высокого давления во время заправки.

Техническая и справочная информация [ править ]

Этот раздел требует внимания специалиста в области ядерных технологий . Конкретная проблема заключается в следующем: технический раздел, по утверждениям редактора, содержит определенные фактические неточности. См. Подробности на странице обсуждения . WikiProject Nuclear Technology может помочь нанять эксперта. ( Декабрь 2014 г. )

Запуск ("критическое состояние") [ править ]

Запуск реактора ( критичность ) достигается путем извлечения регулирующих стержней из активной зоны для повышения реактивности активной зоны до уровня, при котором очевидно, что ядерная цепная реакция является самоподдерживающейся. Это называется «критическим». Извлечение управляющих стержней выполняется медленно, чтобы тщательно контролировать состояние активной зоны по мере приближения реактора к критичности. Когда 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 ESBWRкак 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.) Как результат,В 1977 году компания GE разработала свод правил под названием BPWS (последовательность снятия положения в бане), который помогает минимизировать влияние 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 ". Затем противоборствующая группа (B или A) в определенной последовательности перемещается в позиции 02, затем 04, 08, 16 и, наконец, полностью вытесняется (48). Следуя последовательности запуска, соответствующей BPWS, Система ручного 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]

Температурные поля [ править ]

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; имеется административный контроль , обеспечивающий некоторую погрешность и запас прочности для этих лицензированных лимитов. Типичное компьютерное моделирование разделяет активную зону реактора на 24-25 осевых плоскостей ; соответствующие величины (запасы, выгорание, мощность, история пустот ) отслеживаются для каждого «узла» в активной зоне реактора (764 тепловыделяющих сборок x 25 узлов / сборка = 19100 узловых расчетов / количество).

Максимальная доля, ограничивающая коэффициент критической мощности (MFLCPR) [ править ]

В частности, MFLCPR показывает, насколько близок ведущий пучок твэлов к «высыханию» (или «отклонению от пузырькового кипения» для PWR). Переходное кипение - это нестабильная переходная область, в которой пузырьковое кипение имеет тенденцию к пленочному кипению . 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 (за счет конвекции и радиационной передачи тепла).

MFLCPR отслеживается 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, где снимаются точки данных при определенных мощностях, расходах, давлениях. Ядерное топливоможет 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 является наибольшим.

Доля, ограничивающая линейную скорость тепловыделения (FLLHGR) [ править ]

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 будет превышать температуру плавления топливного материала ( урана / гадолиния).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) [ править ]

APLHGR, представляющий собой среднее значение линейной скорости тепловыделения (LHGR), меры остаточного тепла, присутствующего в топливных пучках, представляет собой запас прочности, связанный с возможностью отказа топлива во время LBLOCA (потери при большом разрыве - авария теплоносителя - массивный разрыв трубы, ведущий к катастрофической потере давления теплоносителя внутри реактора, что считается наиболее опасной «проектной аварией» с точки зрения вероятностной оценки риска и ядерной безопасности), что, как ожидается, приведет к временному обнажению активной зоны; это высыхание активной зоны называется «открытием» активной зоны, поскольку активная зона теряет теплоотводящую крышку теплоносителя, в случае BWR, легкой воды. Если активная зона остается открытой 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 системы отказоустойчивой 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».

Рекомендация по промежуточному операционному управлению предварительной подготовкой (PCIOMR) [ править ]

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 [ править ]

Для получения списка действующих и снятых с эксплуатации BWR см. Список BWR .

Экспериментальные и другие типы [ править ]

Экспериментальные и другие некоммерческие BWR включают:

• BORAX эксперименты
• EBWR (экспериментальный реактор с кипящей водой)
• СЛ-1 (уничтожен при аварии 1961 г.)

Дизайн нового поколения [ править ]

• Усовершенствованный реактор с кипящей водой (ABWR)
• Упрощенный реактор с кипящей водой (ESBWR)
• Areva Kerena (на базе Siemens SWR 1000, Siemens продала свой ядерный бизнес компании Areva)
• Toshiba ABWR (не имеет отношения к GE-Hitachi ABWR, основана на конструкции Asea (теперь входит в состав ABB) BWR 90+, ABB вышла из ядерного бизнеса, и теперь эта конструкция принадлежит Toshiba через серию слияний и продаж ядерного бизнеса. Asea → ABB → Westinghouse → Toshiba)

См. Также [ править ]

• Системы безопасности реакторов с кипящей водой
• BORAX эксперименты
• Смягчение последствий изменения климата
• Здание содержания
• АЭС Фукусима-дайити , 3 реактора BWR повреждены после цунами 2011 года
• Список ядерных реакторов
• Программа «Атомная энергетика 2010»
• Реактор с водой под давлением
• Сэмюэл Унтермайер II

Ссылки и примечания [ править ]

Внешние ссылки [ править ]

Викискладе есть медиафайлы по теме реакторов с кипящей водой .

• Реакторы с кипящей водой, Комиссия по ядерному регулированию США
• Обзор систем BWR. Показывает защитную оболочку Mark I / II / III и показывает компоненты BWR6.
• Advanced BWR General Description (содержание, с активными ссылками на текст).
• «Технические детали и особенности Advanced BWR» . Архивировано 16 июня 2008 года . Проверено 26 декабря 2004 .CS1 maint: bot: исходный статус URL неизвестен ( ссылка )
• Чоппин, Грегори Р .; Лильензин, Ян-Олов ; Ридберг, Янв (2002). «Глава 20: Ядерные энергетические реакторы» (PDF) . Радиохимия и ядерная химия . Баттерворт-Хайнеманн . ISBN 978-0-7506-7463-8. Описывает различные типы реакторов.
• Технические характеристики GE BWR / 4: Правила безопасности , Рациональные правила безопасности .
• Технические характеристики GE BWR / 6: Правила безопасности , Рациональные правила безопасности .
• Сайт Nuclear Tourist