Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
Анимация электростанции PWR с градирнями

Под давлением реактор с водой ( PWR ) является одним из видов легкой воде ядерного реактора . PWR составляют подавляющее большинство мировых атомных электростанций (с заметными исключениями, которые составляют Япония и Канада). В PWR теплоноситель первого контура ( вода ) закачивается под высоким давлением в активную зону реактора, где он нагревается за счет энергии, выделяемой при делении атомов. Затем нагретая вода под высоким давлением поступает в парогенератор., где он передает свою тепловую энергию воде с более низким давлением вторичной системы, где вырабатывается пар. Затем пар приводит в движение турбины, которые вращают электрический генератор. В отличие от реактора с кипящей водой (BWR), давление в первом контуре теплоносителя предотвращает кипение воды внутри реактора. Все легководные реакторы используют обычную воду как в качестве теплоносителя, так и в качестве замедлителя нейтронов . Большинство из них используют от 2 до 4 вертикально установленных парогенераторов; В реакторах ВВЭР используются горизонтальные парогенераторы.

Изначально реакторы PWR были разработаны для использования в качестве ядерной морской силовой установки для атомных подводных лодок и использовались в первоначальном проекте второй коммерческой энергетической установки на АЭС Шиппорт .

PWR, которые в настоящее время эксплуатируются в Соединенных Штатах, считаются реакторами поколения II . Российские реакторы ВВЭР похожи на американские PWR, но ВВЭР-1200 не считается Вторым поколением (см. Ниже). Франция эксплуатирует много реакторов типа PWR для выработки большей части электроэнергии.

История [ править ]

Реакторный зал и градирня Rancho Seco PWR (выводится из эксплуатации, 2004 г.)

Несколько сотен PWR используются в качестве силовых установок на авианосцах , атомных подводных лодках и ледоколах . В США они были первоначально разработаны в Национальной лаборатории Ок-Ридж для использования в качестве атомной подводной энергетической установки с полностью работающей подводной энергетической установкой, расположенной в Национальной лаборатории Айдахо . Последующие работы проводились лабораторией Westinghouse Bettis Atomic Power Laboratory . [1] Первая чисто коммерческая атомная электростанция на АЭС «Шиппорт» изначально была спроектирована как реактор с водой под давлением (хотя первая электростанция, подключенная к сети, была в Обнинске , СССР), [2]по настоянию адмирала Хаймана Г. Риковера, что жизнеспособная коммерческая установка не будет включать ни одного из «сумасшедших термодинамических циклов, которые все остальные хотят построить». [3]

В рамках ядерно-энергетической программы армии США с 1954 по 1974 год использовались реакторы с водой под давлением.

Первоначально на АЭС «Три-Майл-Айленд» эксплуатировались два реактора с водой под давлением: TMI-1 и TMI-2. [4] частичное расплавление TMI-2 в 1979 году в основном завершилось рост в новом строительстве атомных электростанций в Соединенных Штатах в течение двух десятилетий. [5]

Блок 2 Watts Bar (4-петлевой PWR Westinghouse) был введен в эксплуатацию в 2016 году.

Реактор с водой под давлением имеет несколько новых эволюционных конструкций реакторов поколения III : AP1000 , ВВЭР-1200, ACPR1000 +, APR1400, Hualong One и EPR .

Дизайн [ править ]

Наглядное объяснение передачи энергии в реакторе с водой под давлением. Первичный хладагент обозначен оранжевым цветом, а вторичный хладагент (пар, а затем и питательная вода) - синим.
Система теплоносителя первого контура, показывающая корпус реактора (красный), парогенераторы (фиолетовый), компенсатор давления (синий) и насосы (зеленый) в трех контурах теплоносителя, конструкция Hualong One

Ядерное топливо в корпусе реактора под давлением участвует в цепной реакции деления , в результате которой выделяется тепло, нагревая воду в первом контуре теплоносителя за счет теплопроводности через оболочку твэла. Горячий теплоноситель первого контура перекачивается в теплообменник, называемый парогенератором., где он протекает через сотни или тысячи маленьких трубок. Тепло передается через стенки этих труб к вторичному теплоносителю с более низким давлением, расположенным на стороне листа теплообменника, где теплоноситель испаряется в пар под давлением. Передача тепла осуществляется без смешивания двух жидкостей, чтобы предотвратить превращение теплоносителя второго контура в радиоактивный. Некоторые распространенные устройства парогенератора представляют собой U-образные трубы или однопроходные теплообменники. [ необходима цитата ]

На атомной электростанции сжатый пар подается через паровую турбину, которая приводит в действие электрический генератор, подключенный к электрической сети для передачи. После прохождения турбины теплоноситель второго контура (пароводяная смесь) охлаждается и конденсируется в конденсаторе . Конденсатор преобразует пар в жидкость, чтобы его можно было перекачивать обратно в парогенератор, и поддерживает вакуум на выходе турбины, так что перепад давления в турбине и, следовательно, энергия, извлекаемая из пара, максимизируются. Перед подачей в парогенератор конденсированный пар (называемый питательной водой) иногда предварительно нагревается, чтобы минимизировать тепловой удар. [6]

Образующийся пар может использоваться не только для выработки электроэнергии. На атомных кораблях и подводных лодках пар подается через паровую турбину, соединенную с набором редукторов скорости, на вал, используемый для движения . Прямое механическое воздействие за счет расширения пара может использоваться для катапульты самолета с паровым двигателем или аналогичных приложений. Централизованное паровое отопление используется в некоторых странах, а прямое отопление применяется во внутренних помещениях. [ необходима цитата ]

По сравнению с реакторами других типов для реакторов с водой под давлением (PWR) характерны две особенности: отделение контура теплоносителя от паровой системы и давление внутри контура теплоносителя первого контура. В PWR есть два отдельных контура охлаждающей жидкости (первичный и вторичный), которые оба заполнены деминерализованной / деионизированной водой. Реактор с кипящей водой, напротив, имеет только один контур теплоносителя, тогда как в более экзотических конструкциях, таких как реакторы-размножители, в качестве теплоносителя и замедлителя используются вещества, отличные от воды (например, натрий в жидком состоянии в качестве теплоносителя или графит в качестве замедлителя). Давление в первом контуре теплоносителя обычно составляет 15–16 мегапаскалей (150–160  бар ), что заметно выше, чем в других ядерных реакторах., и почти вдвое больше, чем у реактора с кипящей водой (BWR). Вследствие этого происходит только локальное кипение, и пар будет быстро повторно конденсироваться в объеме жидкости. Напротив, в реакторе с кипящей водой теплоноситель первого контура рассчитан на кипение. [7]

Реактор [ править ]

Корпус высокого давления реактора PWR

Охлаждающая жидкость [ править ]

Легкая вода используется в качестве теплоносителя первого контура в PWR. Вода поступает через нижнюю часть активной зоны реактора при температуре около 548  К (275 ° C; 527 ° F) и нагревается по мере продвижения вверх через активную зону реактора до температуры около 588 K (315 ° C; 599 ° F). Вода остается жидкой, несмотря на высокую температуру из-за высокого давления в контуре теплоносителя первого контура, обычно около 155 бар (15,5  МПа, 153  атм , 2250  фунтов на кв . Дюйм ). В воде критическая точка возникает при температуре около 647 К (374 ° C; 705 ° F) и 22,064 МПа (3200 фунтов на квадратный дюйм или 218 атм). [8]

Компрессор [ править ]

Основная статья: Компрессор

Давление в первичном контуре поддерживается компенсатором давления, отдельным сосудом, который подключен к первичному контуру и частично заполнен водой, которая нагревается до температуры насыщения (точки кипения) до желаемого давления с помощью погружных электрических нагревателей. Для достижения давления 155 бар (15,5 МПа) температура в компенсаторе давления поддерживается на уровне 345 ° C (653 ° F), что дает запас на переохлаждение (разница между температурой в компенсаторе давления и максимальной температурой в активной зоне реактора) 30. ° С (54 ° F). Поскольку 345 ° C - это точка кипения воды при 155 барах, жидкая вода находится на границе фазового перехода. Температурные переходные процессы в системе теплоносителя реактора приводят к большим колебаниям объема жидкости / пара в компенсаторе давления,и общий объем компенсатора давления рассчитан на поглощение этих переходных процессов без открытия нагревателей или опорожнения компенсатора давления. Переходные процессы давления в системе теплоносителя первого контура проявляются как переходные колебания температуры в компенсаторе давления и контролируются с помощью автоматических нагревателей и водяного орошения, которые соответственно повышают и понижают температуру в компенсаторе давления.[9]

Насосы [ править ]

Охлаждающая жидкость перекачивается по первому контуру мощными насосами. [10] Эти насосы имеют скорость ~ 100 000 галлонов охлаждающей жидкости в минуту. После сбора тепла при прохождении через активную зону реактора теплоноситель первого контура передает тепло в парогенераторе воде во вторичном контуре с более низким давлением, испаряя теплоноситель второго контура в насыщенный пар - в большинстве конструкций 6,2 МПа (60 атм, 900  фунтов на кв. Дюйм ) , 275 ° C (530 ° F) - для использования в паровой турбине. Затем охлажденный теплоноситель первого контура возвращается в корпус реактора для повторного нагрева.

Модератор [ править ]

Основная статья: Пассивная ядерная безопасность

Реакторы с водой под давлением, как и все конструкции тепловых реакторов , требуют замедления быстрых нейтронов деления (процесс, называемый замедлением или термализацией), чтобы взаимодействовать с ядерным топливом и поддерживать цепную реакцию. В PWR охлаждающая вода используется в качестве замедлителя.позволяя нейтронам претерпевать множественные столкновения с легкими атомами водорода в воде, теряя при этом скорость. Это «замедление» нейтронов будет происходить чаще, когда вода более плотная (произойдет больше столкновений). Использование воды в качестве замедлителя является важным элементом безопасности PWR, поскольку повышение температуры может вызвать расширение воды, что приведет к увеличению «зазоров» между молекулами воды и уменьшению вероятности термализации, тем самым уменьшая степень нейтронного воздействия. замедляются и, следовательно, снижают реактивность в реакторе. Следовательно, если реактивность превышает норму, уменьшенное замедление нейтронов вызовет замедление цепной реакции, выделяя меньше тепла. Это свойство, известное как отрицательный температурный коэффициентреактивности, делает реакторы PWR очень стабильными. Этот процесс называется «саморегулирующимся», то есть чем горячее становится хладагент, тем менее реактивным становится установка, слегка отключающаяся для компенсации и наоборот. Таким образом, установка контролирует себя около заданной температуры, установленной положением регулирующих стержней.

Напротив, конструкция реактора РБМК, используемая в Чернобыле, в которой в качестве замедлителя используется графит вместо воды и используется кипящая вода в качестве теплоносителя, имеет большой положительный тепловой коэффициент реактивности, который увеличивает тепловыделение при повышении температуры охлаждающей воды. Это делает конструкцию РБМК менее устойчивой, чем реакторы с водой под давлением. В дополнение к своему свойству замедлять нейтроны при использовании в качестве замедлителя, вода также имеет свойство поглощать нейтроны, хотя и в меньшей степени. Когда температура охлаждающей воды увеличивается, кипение увеличивается, что создает пустоты. Таким образом, меньше воды для поглощения тепловых нейтронов, которые уже были замедлены графитовым замедлителем, вызывая увеличение реактивности. Это свойство называется пустотным коэффициентом.реактивности, а в реакторе РБМК, таком как Чернобыль, пустотный коэффициент положительный и довольно большой, вызывая быстрые переходные процессы. Эта конструктивная характеристика реактора РБМК обычно рассматривается как одна из нескольких причин чернобыльской катастрофы . [11]

Тяжелая вода имеет очень низкое поглощение нейтронов, поэтому реакторы с тяжелой водой обычно имеют положительный коэффициент пустотности, хотя конструкция реактора CANDU смягчает эту проблему за счет использования необогащенного природного урана; Эти реакторы также имеют ряд систем пассивной безопасности, отсутствующих в исходной конструкции РБМК.

PWR спроектированы таким образом, чтобы поддерживать их в недостаточно модерированном состоянии, а это означает, что есть место для увеличения объема или плотности воды для дальнейшего увеличения замедления, потому что если замедление было близко к насыщению, то уменьшение плотности замедлителя / теплоносителя могло бы значительно снизить поглощение нейтронов, в то время как лишь незначительно уменьшая модерацию, делая коэффициент пустотности положительным. Кроме того, легкая вода на самом деле является несколько более сильным замедлителем нейтронов, чем тяжелая вода, хотя поглощение нейтронов тяжелой водой намного ниже. Благодаря этим двум фактам легководные реакторы имеют относительно небольшой объем замедлителя и, следовательно, имеют компактную активную зону. Еще одна конструкция следующего поколения, реактор со сверхкритической водой , имеет еще меньше замедлителей. Менее замедленный энергетический спектр нейтронов ухудшает отношение захвата / деления для235 U и особенно 239 Pu, что означает, что большее количество делящихся ядер не может делиться при поглощении нейтронов и вместо этого захватывает нейтрон, превращаясь в более тяжелый неделящийся изотоп, теряя один или несколько нейтронов и увеличивая накопление тяжелых трансурановых актинидов, некоторые из которых имеют длинную половину жизни.

Топливо [ править ]

Основная статья: Ядерное топливо
Пучок твэлов PWR Этот пучок твэлов от реактора с водой под давлением ядерного пассажирского и грузового корабля NS Savannah . Разработан и построен Babcock & Wilcox .

После обогащения диоксид урана ( UO
2) порошок обжигается в высокотемпературной печи для спекания для создания твердых керамических таблеток из обогащенного диоксида урана. Затем цилиндрические гранулы покрывают коррозионно-стойким металлическим циркониевым сплавом Zircaloy, который заполняют гелием для улучшения теплопроводности и обнаружения утечек. Циркалой выбран из-за его механических свойств и низкого поперечного сечения поглощения. [12]Готовые тепловыделяющие элементы группируются в тепловыделяющие сборки, называемые тепловыделяющими пучками, которые затем используются для создания активной зоны реактора. Типичный реактор PWR имеет тепловыделяющие сборки от 200 до 300 стержней каждая, а большой реактор будет иметь около 150–250 таких сборок с 80–100 тоннами урана в целом. Как правило, пучки твэлов состоят из топливных стержней, скомпонованных в пучки от 14 × 14 до 17 × 17. PWR вырабатывает от 900 до 1600 МВт эл . Пучки твэлов PWR имеют длину около 4 метров. [13]

Заправка большинства коммерческих реакторов PWR осуществляется с циклом 18–24 месяца. Приблизительно одна треть активной зоны заменяется при каждой дозаправке, хотя некоторые более современные схемы дозаправки могут сократить время дозаправки до нескольких дней и позволить дозаправку происходить с меньшей периодичностью. [14]

Контроль [ править ]

В реакторах PWR мощность можно рассматривать как следующую потребность в паре (турбине) из-за обратной связи по реактивности от изменения температуры, вызванного увеличением или уменьшением потока пара. (См .: Отрицательный температурный коэффициент.) Регулирующие стержни из бора и кадмия используются для поддержания заданной температуры первичной системы. Чтобы снизить мощность, оператор дросселирует закрытие впускных клапанов турбины. Это приведет к меньшему потреблению пара из парогенераторов. Это приводит к увеличению температуры первичного контура. Более высокая температура приводит к снижению плотности теплоносителя первого контура реактора, что позволяет увеличить скорость нейтронов, тем самым уменьшить деление и снизить выходную мощность. Это снижение мощности в конечном итоге приведет к возврату температуры первичной системы к своему прежнему установившемуся значению. Оператор может контролировать установившуюся рабочую температуру , добавляя борную кислоту и / или перемещая регулирующие стержни.

Регулировка реактивности для поддержания 100% мощности при сгорании топлива в большинстве коммерческих реакторов типа PWR обычно достигается за счет изменения концентрации борной кислоты, растворенной в теплоносителе первого контура. Бор легко поглощает нейтроны, и поэтому увеличение или уменьшение его концентрации в теплоносителе реактора будет соответственно влиять на активность нейтронов. Для удаления воды из первичного контура высокого давления и повторной закачки воды обратно с разными концентрациями борной кислоты требуется вся система управления, включающая насосы высокого давления (обычно называемые системой зарядки и сброса). Регулирующие стержни реактора, вставленные через головку корпуса реактора непосредственно в пучки твэлов, перемещаются по следующим причинам: для запуска реактора, для остановки первичных ядерных реакций в реакторе,для адаптации к кратковременным переходным процессам, таким как изменения нагрузки на турбину,

Управляющие стержни также могут использоваться для компенсации количества ядерных ядов и компенсации истощения ядерного топлива . Однако эти эффекты обычно компенсируются изменением концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура.

Напротив, BWR не содержат бора в теплоносителе реактора и регулируют мощность реактора, регулируя расход теплоносителя реактора.

Преимущества [ править ]

Реакторы PWR очень стабильны из-за их тенденции вырабатывать меньшую мощность при повышении температуры; это упрощает эксплуатацию реактора с точки зрения устойчивости.

Контур турбинного цикла PWR отделен от первичного цикла, поэтому вода во вторичном контуре не загрязнена радиоактивными материалами.

PWR могут пассивно остановить реактор в случае отключения электроэнергии за пределами площадки, чтобы немедленно остановить первичную ядерную реакцию. Управляющие стержни удерживаются электромагнитами и падают под действием силы тяжести при потере тока; полная установка безопасно отключает первичную ядерную реакцию.

Технологии PWR приветствуются странами, стремящимися создать ядерный флот; Компактные реакторы хорошо подходят для атомных подводных лодок и других атомных кораблей.

Недостатки [ править ]

Чтобы охлаждающая вода оставалась жидкой при высоких температурах, она должна находиться под высоким давлением. Для этого требуются высокопрочные трубопроводы и тяжелый сосуд высокого давления, что увеличивает затраты на строительство. Более высокое давление может усилить последствия аварии с потерей теплоносителя . [15] Корпус реактора изготовлен из высокопрочной стали, но во время работы установки нейтронный поток из реактора делает эту сталь менее пластичной. В конце концов пластичность стали достигнет пределов, определенных применимыми стандартами на котлы и сосуды высокого давления, и сосуд высокого давления необходимо отремонтировать или заменить. Это может быть непрактичным или экономичным и, таким образом, определяет срок службы растения.

Также необходимы дополнительные компоненты высокого давления, такие как насосы охлаждающей жидкости реактора, компенсатор давления, парогенераторы и т. Д. Это также увеличивает капитальные затраты и сложность электростанции PWR.

Высокотемпературный водяной теплоноситель с растворенной в нем борной кислотой вызывает коррозию углеродистой стали (но не нержавеющей стали ); это может вызвать циркуляцию продуктов радиоактивной коррозии в первом контуре теплоносителя. Это не только ограничивает срок службы реактора, но и системы, которые отфильтровывают продукты коррозии и регулируют концентрацию борной кислоты, значительно увеличивают общую стоимость реактора и уменьшают радиационное воздействие. В одном случае это привело к сильной коррозии приводных механизмов управляющих стержней, когда раствор борной кислоты просочился через уплотнение между самим механизмом и первичной системой. [16] [17]

Из-за требования загрузки первого контура теплоносителя реактора с водой под давлением бором нежелательное образование вторичного радиоактивного трития в воде более чем в 25 раз больше, чем в реакторах с кипящей водой аналогичной мощности, из-за отсутствия в них элемента, замедляющего нейтроны. контур охлаждающей жидкости. Тритий образуется в результате поглощения быстрого нейтрона ядром атома бора-10, который впоследствии расщепляется на атом лития-7 и трития. Реакторы с водой под давлением ежегодно выбрасывают в окружающую среду несколько сотен кюри трития в рамках нормальной работы. https://www.nrc.gov/reactors/operating/ops-experience/tritium/faqs.html

В природном уране всего 0,7% урана-235, изотопа, необходимого для тепловых реакторов. Это вызывает необходимость обогащения уранового топлива, что значительно увеличивает затраты на производство топлива.

Поскольку вода действует как замедлитель нейтронов, невозможно построить реактор на быстрых нейтронах с конструкцией PWR. Однако в реакторе с пониженным замедлителем воды коэффициент воспроизводства может быть больше единицы, хотя эта конструкция реактора имеет свои собственные недостатки. [18]

См. Также [ править ]

  • Реактор с кипящей водой
  • Список реакторов PWR
  • Системы ядерной безопасности
  • KEPCO Advanced Power Reactor 1400 (APR-1400)
  • Росатом ВВЭР-1200 (или АЭС-2006)
  • Areva EPR
  • Westinghouse Advanced Passive 1000 (AP1000)
  • Китайский Hualong One (или HPR1000)

Примечания [ править ]

  1. ^ «Риковер: установка курса ядерного флота» . Обзор ORNL . Национальная лаборатория Окриджа , Министерство энергетики США . Архивировано из оригинала на 2007-10-21 . Проверено 21 мая 2008 .
  2. ^ «Ядерный топливный цикл России» . world-nuclear.org . Всемирная ядерная ассоциация . Май 2018 . Проверено 17 сентября 2018 . В 1954 году первый в мире атомный электрогенератор начал работу в закрытом тогда городе Обнинске в Физико-энергетическом институте (ФЭИ или ФЭИ).
  3. ^ Роквелл, Теодор (1992). Эффект Риковера . Издательство Военно-морского института. п. 162. ISBN. 978-1557507020.
  4. ^ Моси 1990, стр. 69-71
  5. ^ «50 лет ядерной энергии» (PDF) . МАГАТЭ . Проверено 29 декабря 2008 .
  6. ^ Glasstone & Senonske 1994, стр. 769
  7. ^ Duderstadt & Hamilton 1976, стр. 91-92
  8. ^ Международная ассоциация свойств воды и пара, 2007.
  9. ^ Glasstone & Senonske 1994, стр. 767
  10. Перейти ↑ Tong 1988, pp. 175
  11. ^ Моси 1990, стр. 92-94
  12. ^ Сорок, CBA; PJ Karditsas. «Использование циркониевых сплавов в термоядерных технологиях» (PDF) . EURATOM / UKAEA Fusion Association, Culham Science Center. Архивировано из оригинального (PDF) 25 февраля 2009 года . Проверено 21 мая 2008 .
  13. ^ Glasstone & Sesonske 1994, стр. 21
  14. ^ Duderstadt & Hamilton 1976, стр. 598
  15. Перейти ↑ Tong 1988, pp. 216–217
  16. ^ "Дэвис-Бесс: Реактор с дырой в голове" (PDF) . UCS - Старение ядерных установок . Союз неравнодушных ученых . Проверено 1 июля 2008 .
  17. Перейти ↑ Wald, Matthew (1 мая 2003 г.). «Чрезвычайная утечка в реакторе привлекает внимание промышленности» . Нью-Йорк Таймс . Проверено 10 сентября 2009 .
  18. ^ Duderstadt & Hamilton 1976, стр. 86

Ссылки [ править ]

  • Дудерштадт, Джеймс Дж .; Гамильтон, Луи Дж. (1976). Анализ ядерных реакторов . Вайли. ISBN 978-0471223634.
  • Гласстон, Самуэль; Сесонкс, Александр (1994). Ядерная реакторная техника . Чепмен и Холл. ISBN 978-0412985218.
  • Моисей, Дэвид (1990). Реакторные аварии . Международные специальные публикации Nuclear Engineering. С. 92–94. ISBN 978-0408061988.
  • Тонг, LS (1988). Принципы совершенствования конструкции легководных реакторов . Полушарие. ISBN 978-0891164166.

Внешние ссылки [ править ]

  • Ядерная наука и инженерия в MIT OpenCourseWare .
  • Архив документов на веб-сайте Комиссии по ядерному регулированию США.
  • Принципы работы реактора с водой под давлением (видео на YouTube).
  • Расход топлива реактора с водой под давлением .