Реактор с кипящей водой

BWR (13)

Boiling Water Reactor (BWR)

Кипящий ядерный реактор. Ядерный реактор, в котором пароводяную смесь получают в активной зоне.Отличительные особенности В АЭС с некипящими реакторами температура воды в первом контуре ниже температуры кипения. При необходимых для получения приемлемого коэффициента полезного действия температурах (больше 300 °C) это возможно только при высоких давлениях (в реакторах ВВЭР-1000 рабочее давление в корпусе 160 атм), что требует создания высокопрочного корпуса. Насыщенный водяной пар под давлением 12—60 атм при температуре до 330 °C вырабатывается во втором контуре. В кипящих реакторах пароводяную смесь получают в активной зоне. Давление воды в первом контуре составляет около 70 атм. При этом давлении вода закипает в объёме активной зоны при температуре 280 °C. Кипящие реакторы обладают рядом достоинств по сравнению с некипящими. В кипящих реакторах корпус работает при более низком давлении, в схеме АЭС нет парогенератора. Особенность кипящих реакторов заключается в том, что у них отсутствует борное регулирование, компенсация медленных изменений реактивности (например, выгорания топлива) производится только межкассетными поглотителями, выполненными в виде креста.

Применение Примеры кипящих реакторов: РБМК (СССР, Россия) BWR (Boiled water reactor) (США) Перегрев водяного пара до температуры 510 °C осуществлён в канальных реакторах Белоярской АЭС. В отличие от корпусных кипящих реакторов, основным замедлителем в реакторе Белоярской АЭС служит графит, и кипение воды в каналах не вызывает опасных колебаний мощности.

Источник

Реактор кипящей воды — Boiling water reactor

1. Резервуар реактора
2. Ядерный топливный элемент
3. Управляющие стержни
4. Рециркуляционные насосы
5. Приводы управляющих стержней
6. Стим
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 системой водоснабжения более низкого давления, которая превращается в пар и приводит в движение турбину. BWR был разработан Аргоннской национальной лабораторией и компанией General 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.

СОДЕРЖАНИЕ

Обзор

Реактор с кипящей водой использует деминерализованную воду в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов . При ядерном делении в активной зоне реактора выделяется 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, замыкая петлю. Температура охлаждающей воды поддерживается на уровне около 75 атм (7,6 МПа , 1000–1100 фунтов на квадратный дюйм ), так что она кипит в активной зоне при температуре около 285 ° C (550 ° F). Для сравнения, в реакторе с водой под давлением (PWR) не допускается значительное кипение 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).

Компоненты

Конденсат и питательная вода

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 за счет отборного пара из различных ступеней турбины. Питательная вода из нагревателей питательной воды поступает в корпус реактора под давлением (КР) через сопла высоко на корпусе, значительно выше верхней части 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 вниз по сливному стакану или по 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 фракция значительно выше (

40%). Такие значения можно найти в общедоступных технических спецификациях каждого завода, в окончательном отчете по анализу безопасности или в отчете об основных эксплуатационных пределах.

Нагрев от активной зоны создает тепловой напор, который помогает рециркуляционным насосам рециркулировать воду внутри корпуса реактора. BWR может быть спроектирован без рециркуляционных насосов и полностью полагаться на термоголовку 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 в противном случае 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 внутри кожуха. Высота этой области может быть увеличена для увеличения напора насоса с естественной тепловой рециркуляцией. Вверху зоны стояка расположен влагоотделитель. Посредством 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, поднимающийся 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 контроля

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 — 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 снижается. В отличие от PWR, в BWR регулирующие стержни ( пластины из карбида бора ) вставляются снизу, чтобы обеспечить более однородное распределение мощности: в верхней части плотность воды ниже из-за образования пара, что замедляет нейтроны. менее эффективен и вероятность деления ниже. При нормальной работе регулирующие стержни используются только для поддержания однородного распределения мощности в реакторе и компенсации расхода топлива, в то время как мощность регулируется через поток воды (см. Ниже). Некоторые ранние реакторы BWR и предлагаемые конструкции ESBWR (экономичный упрощенный BWR производства General Electric Hitachi) используют только естественную циркуляцию с позиционированием регулирующих стержней для управления мощностью от нуля до 100%, поскольку в них нет систем рециркуляции реактора.

Изменение (увеличение или уменьшение) потока воды через активную зону — это нормальный и удобный метод 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 модулирующего 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. 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, и мощность реактора уменьшается. Таким образом, BWR имеет отрицательный коэффициент пустотности .

Давление в реакторе 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 контроллер питательной воды действует как простой ПИД-регулятор, наблюдая за уровнем воды в реакторе. В условиях высокой мощности контроллер переключается в трехэлементный режим управления, при котором 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 подает команду системе рециркуляции на быстрое снижение потока 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 для восстановления уровня воды в реакторе будет использована система аварийного охлаждения активной зоны.

Паровые турбины

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 из-за захвата нейтронов из воды, 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 более чем 400 градусов по Фаренгейту для использования турбинами низкого давления. Выхлоп турбин низкого давления направляется в главный конденсатор. Пароперегреватели забирают часть пара турбины и используют его в качестве источника тепла для повторного нагрева того, что выходит из выхлопа турбины высокого давления. В то время как подогреватели отбирают пар от турбины, в конечном итоге подогреватели повышают термодинамическую эффективность установки.

Активная зона реактора

Современная тепловыделяющая сборка BWR включает от 74 до 100 тепловыделяющих стержней , а в активной зоне реактора находится примерно до 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

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

Топливные стержни реактора иногда заменяют путем их перемещения из корпуса реактора в бассейн выдержки отработавшего топлива. Типичный топливный цикл длится 18–24 месяца, при этом около одной трети тепловыделяющих 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, в которых их геометрия контролируется, чтобы избежать критичности. Во время ядерной катастрофы на Фукусима-дайити это стало проблемой, потому что вода была потеряна (поскольку она нагревалась отработавшим топливом) из одного или нескольких бассейнов с отработавшим топливом, 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 температурах выше 1500 К (1230 ° C) с образованием водорода, который может воспламениться с кислородом в воздухе. Обычно тепловыделяющие стержни в реакторе и бассейнах выдержки выдерживают в достаточно холодном состоянии, так что это не вызывает беспокойства, 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 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 и кораблей, которые могут путешествовать по миру без дозаправки, послал своего инженера, капитана Хаймана Риковера, для реализации своей ядерно-энергетической программы. Риковер выбрал путь PWR для ВМФ, поскольку 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 космос был 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. На ранней стадии 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 условиях. В частности, Сэмюэл Унтермайер II , исследователь из Аргоннской национальной лаборатории , предложил и руководил серией экспериментов: экспериментов BORAX — чтобы увидеть, можно ли использовать реактор с кипящей водой для производства энергии. Он обнаружил, что после довольно напряженных испытаний своих реакторов он подтвердил принципы безопасности BWR.

После этой серии испытаний компания GE приняла участие в сотрудничестве с ANL, чтобы вывести эту технологию на рынок. В конце 1950-х / начале / середине 1960-х проводились более 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 приведения в действие отдельных частей системы. турбины. В литературе не указано, почему это произошло, но на серийных моделях BWR это было устранено.

Источник