Kokende vannreaktor

En kokende vannreaktor ( BWR ) er en type lettvanns atomreaktor (LWR på engelsk), designet av General Electric på midten av 1950-tallet, og hvor vanlig vann brukes som kjølemiddel og moderator. Dette når kokingen i kjernen, og danner damp som brukes til å drive turbinen som beveger den elektriske generatoren .

Operasjon

Driftsskjema for en BWR. 1 = reaktorbeholder; 2 = Fisjonselement; 3 = Kontrollstenger; 4 = Sirkulasjonspumper; 5 = Styrestangmotorer; 6 = Damp; 7 = Vanninntak; 8 = Høytrykksturbin; 9 = Lavtrykksturbin; 10 = Elektrisk generator; 11 = Elektrisk generator exciter; 12 = Dampkondensator; 13 = Kaldt vann til kondensatoren; 14 = Forvarmer; 15 = Vannsirkulasjonspumpe; 16 = Kondensator kaldtvannspumpe; 17 = Betongkammer; 18 = Tilkobling til det elektriske nettverket

I en BWR-type reaktor brukes bare én krets der kjernebrenselet (2) koker vannet og produserer damp. Sistnevnte stiger opp til en serie separatorer og tørkere som skiller den fra kjølevannstrømmen, og reduserer fuktighetsinnholdet i dampen, noe som øker kvaliteten . Den tørre dampen strømmer deretter i retning av turbinen (8, 9) som driver den elektriske generatoren (10). Etter dette passerer dampen som forlater turbinen gjennom en kondensator (12) som avkjøler den, og får igjen flytende vann, som drives av pumper (15) tilbake i fartøyet (1) som inneholder kjernen. Siden det strømmer damp fra reaktoren, oppfører den seg som en konvensjonell varmemotor . Inne i fartøyet er det fuktutskillere og tørkere som interne elementer for å fjerne fuktighet fra dampen, og forhindre erosjon av turbinbladene. ^{[ referanse nødvendig ]}

Kontroller

Kraften til reaktoren styres av to metoder:

Kontroll med kontrollfelter

Å variere posisjonen til borkontrollstavene (3) (ved å fjerne eller sette dem inn i drivstoffet) er den vanlige metoden for effektkontroll ved start av reaktoren og ved drift av opptil 70 % av reaktoreffekten. Når kontrollstengene trekkes tilbake, reduseres nøytronabsorpsjonen i kontrollstengene, og øker i drivstoffet. Derfor øker kraften til reaktoren. På den annen side, ved å innføre kontrollstavene, øker og avtar absorpsjonen av nøytroner i disse i brenselet på en slik måte at kraften i reaktoren reduseres.

Kontroll av vannstrøm

Å variere (øke eller redusere) vannstrømmen gjennom kjernen er den vanligste kontrollmetoden når anlegget er i drift mellom 70 % og 96,89 % av reaktoreffekten. Når strømmen av vann gjennom kjernen økes, fjernes dampboblene ("hulrom") raskere fra kjernen, og øker derved mengden flytende vann i kjernen, og øker dermed nøytronmoderasjonen. Dette betyr at det vil være flere nøytroner som bremser ned og kan absorberes av det spaltbare brenselet, og følgelig vil kraften til reaktoren øke. Når vannstrømmen gjennom kjernen avtar, skjer den omvendte prosessen: damphulene forblir i kjernen lenger, mengden flytende vann i kjernen avtar, moderasjonen av nøytroner avtar, så det er færre nøytroner som bremser ned og er absorberes av brenselet, og derfor reduseres kraften til reaktoren. Dette er en svært relevant egenskap ved BWR-designet for kjernefysisk sikkerhet siden en ukontrollert økning i reaktorens kraft generelt gir opphav til høyere vannkoking og derfor en reduksjon i reaktorens kraft, noe som kan få henne av.

Design

Opplegg

Vann/dampkretsen har et trykk på rundt 75 atmosfærer , og derfor koker vannet i kjernen ved en temperatur på rundt 285 °C. Nevnte trykk er relativt lavt sammenlignet med det for trykkvannsreaktorer. Reaktoren er designet for å operere med 12-15 % vann i den øvre delen av kjernen i form av damp, noe som gir mindre moderering, lavere nøytroneffektivitet og lavere effekttetthet enn i den nedre delen av kjernen. I motsetning til dette, i tilfellet med en trykkvannsreaktor (PWR), er koking neppe tillatt på grunn av det høye trykket som opprettholdes i dens primære krets (omtrent 158 ganger atmosfærisk trykk).

På grunn av at vannet som går gjennom kjernen i en reaktor alltid er forurenset med spor av radioisotoper , kreves det at turbinen er skjermet under normal drift, og strålevern er også nødvendig ved vedlikeholdsarbeid på turbinen, mens i resten av reaktortypene krever kun beskyttelse i vedlikeholdet av reaktoren. De økte kostnadene forbundet med drift og vedlikehold av en BWR oppveies av en enklere design og høyere termisk effektivitet enn en PWR. Mesteparten av radioaktiviteten i vannet i primærkretsen har kort levetid (det er stort sett ¹⁶N med en halveringstid på 7 sekunder), derfor er det mulig å gå inn i turbinrommet kort tid etter at reaktoren er stoppet.

drivstoffelement.

I en moderne BWR består hvert brenselelement av mellom 74 og 100 brenselstaver, og det er mer enn 800 slike elementer i reaktorkjernen, totalt ca. 140 tonn uran . Antall brenselelementer i en bestemt reaktor avhenger av kraften som skal genereres, størrelsen på kjernen og krafttettheten som er projisert ^{for reaktoren .}

I BWRer må kontrollstavene innføres fra bunnen av reaktorkaret.

Som i trykkvannsreaktoren, har kjernen i BWR-reaktorer, når kjernereaksjonen er stoppet, restvarme tilstede i kjølevannet som må fjernes ved nedstengingskjøling. I tilfelle en større katastrofe, med en vedvarende "blackout"-situasjon (mangel på strømforsyning i mer enn 2 timer, etter å ha brukt nøddieselgeneratorene og nødbatteriene), slik som den som skjedde i Fukushima- ulykken i 2011, kan forårsake total eller delvis nedsmelting av kjernen i tilfelle alle sikkerhetssystemer sviktet og kjernen ikke mottok kjølevæske. I likhet med PWR har kokende vannreaktoren en negativ tomrom (eller tomrom) koeffisient, det vil si at den genererte kraften avtar når forholdet mellom damp og vann i reaktorkjernen øker. Men i motsetning til det som skjer i PWR, som ikke har en dampfase i reaktorkjernen, vil en økning i damptrykket (forårsaket for eksempel ved å hindre sirkulasjonen av damp fra reaktoren) resultere i en plutselig reduksjon i forholdet mellom damp og vann inne i reaktoren. Denne økningen i vann vil føre til ytterligere nøytronmoderering og følgelig en økning i reaktorens effekt. På grunn av denne effekten på BWR, er arbeidskomponentene og sikkerhetssystemene utformet slik at ingen mulig feil kan forårsake en økning i trykk og kraft utover sikkerhetssystemenes evne til å stenge reaktoren før den stopper. kan forårsake skade på drivstoffet eller komponenter som inneholder kjølevæsken.

Fordeler

Reaktorbeholderen og dens tilknyttede komponenter opererer ved bemerkelsesverdig lavt trykk (omtrent 75 ganger atmosfæretrykk) sammenlignet med en PWR (omtrent 158 ganger atmosfærisk trykk).
Reaktorkaret utsettes for betydelig mindre bestråling sammenlignet med en PWR, og blir derfor ikke like sprø med alderen.
Den opererer med lavere kjernebrenseltemperatur.
Ytelsen til denne typen reaktorer er litt høyere enn for PWR-reaktorer på grunn av eliminering av varmeveksleren mellom primær- og sekundærkretsene som sistnevnte trenger.
Reaktoren har en negativ effekttilbakekoblingskoeffisient sterkt dominert av void-tilbakekoblingskoeffisienten (fraksjon av damp i reaktoren). Dette resulterer i et egensikkerhetstrekk ved denne typen reaktorer der en hendelse som vil resultere i en økning i kraft i reaktoren vil resultere i en økning i andelen av damp i reaktoren. På grunn av den negative tomromskoeffisienten vil dette resultere i en tendens til å redusere reaktorens kraft. Denne egenskapen, lagt til temperaturtilbakekoblingskoeffisienten, som også er negativ, gjør BWR-er svært stabile og kontrollerbare reaktorer.

Ulemper

Komplekse driftsberegninger for å håndtere bruken av kjernebrensel i brenselelementer under kraftproduksjon på grunn av bifasisk strømning (væske og damp) i den øvre sonen av kjernen (knapt et problem med moderne datamaskiner), og det trengs flere instrumenter på innsiden av kjernen.
Det krever en mye større trykkbeholder enn en PWR med tilsvarende effekt, noe som resulterer i høyere kostnader. (Men de totale kostnadene reduseres fordi moderne BWR-er ikke har dampgeneratorer og tilhørende rør)
Turbinforurensning av fisjonsprodukter (ikke et problem med moderne drivstoffteknologi)
Det er nødvendig å beskytte og kontrollere tilgangen til dampturbiner under normal drift på grunn av nivåene av stråling som kommer fra dampen, som kommer direkte fra reaktorkjernen. Det må også tas ekstra forholdsregler under vedlikehold av turbiner sammenlignet med PWR-er.
Kontrollstavene må settes inn nedenfra, og kunne derfor ikke falle ned i reaktoren under sin egen vekt ved totalt tap av kraft (i de fleste andre typer reaktorer er kontrollstavene opphengt av mekaniske festesystemer, designet slik at at hvis det er et totalt tap av kraft, vil de falle under sin egen vekt). Kontrollstavinnføringssystemet under reaktoren er designet for å kunne fungere selv uten strøm, ved hjelp av fjærer som er i stand til å heve stavene umiddelbart ved problemer ved anlegget. ^{[ referanse nødvendig ]}
Full innsetting av kontrollstavene stopper effektivt den primære kjernereaksjonen. Imidlertid fortsetter kjernefysisk brensel å generere restvarme ved radioaktivt forfall med en hastighet på omtrent 7 % av reaktorens totale effekt, noe som krever ett til tre år med kjølevæskepumping for å stabilisere reaktoren ved lav temperatur. Hvis kjølingen svikter på det tidspunktet reaktoren stenges, kan reaktoren overopphetes til temperaturer over 2200 grader, noe som fører til at vannet brytes ned til hydrogen og oksygen. I dette scenariet er det høy eksplosjonsfare, som kan true reaktorens strukturelle integritet. ^{[ referanse nødvendig ]}