Кипящий реактор ( BWR ) — это тип ядерного реактора на легкой воде , используемый для выработки электроэнергии. Это второй по распространенности тип ядерного реактора, вырабатывающего электроэнергию, после реактора с водой под давлением (PWR), который также является типом ядерного реактора на легкой воде.
Главное отличие 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 более низкого давления, которая превращает воду в пар, который приводит в действие турбину.
BWR был разработан Аргоннской национальной лабораторией и General Electric (GE) в середине 1950-х годов. Основным нынешним производителем является GE Hitachi Nuclear Energy , которая специализируется на проектировании и строительстве этого типа реакторов.
Кипящий реактор использует деминерализованную воду в качестве охладителя и замедлителя нейтронов . Тепло вырабатывается при ядерном делении в активной зоне реактора, и это заставляет охлаждающую воду кипеть, производя пар. Пар напрямую используется для привода турбины , после чего он охлаждается в конденсаторе и преобразуется обратно в жидкую воду. Затем эта вода возвращается в активную зону реактора, замыкая цикл. Охлаждающая вода 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 водо-водяном реакторе (PWR) не допускается значительное кипение из-за высокого давления, поддерживаемого в его первичном контуре — около 158 атм (16 МПа, 2300 фунтов на квадратный дюйм). Частота повреждения активной зоны реактора оценивалась в пределах от 10−4 до 10−7 ( т.е. одна авария с повреждением активной зоны на каждые 10 000–10 000 000 реакторо-лет). [1]
Пар, выходящий из турбины, поступает в конденсаторы , расположенные под турбинами низкого давления, где пар охлаждается и возвращается в жидкое состояние (конденсат). Затем конденсат прокачивается через подогреватели питательной воды , которые повышают его температуру с помощью пара отбора из различных ступеней турбины. Питательная вода из подогревателей питательной воды поступает в корпус реактора (КР) через сопла, расположенные высоко на корпусе, значительно выше верхней части ядерных топливных сборок (эти ядерные топливные сборки составляют «активную зону»), но ниже уровня воды.
Питательная вода поступает в опускную трубу или кольцевую зону и смешивается с водой, выходящей из влагоотделителей. Питательная вода переохлаждает насыщенную воду из влагоотделителей. Теперь эта вода течет вниз по опускной трубе или кольцевой зоне, которая отделена от активной зоны высоким кожухом. Затем вода проходит либо через струйные насосы, либо через внутренние рециркуляционные насосы, которые обеспечивают дополнительную мощность перекачки (гидравлический напор). Теперь вода делает поворот на 180 градусов и движется вверх через нижнюю пластину активной зоны в ядерную активную зону, где топливные элементы нагревают воду. Вода, выходящая из топливных каналов в верхней направляющей, насыщена паром с качеством около 15%. Типичный поток активной зоны может составлять 45 000 000 кг/ч (100 000 000 фунтов/ч) с расходом пара 6 500 000 кг/ч (14 500 000 фунтов/ч). Однако средняя доля пустот в ядре значительно выше (~40%). Такие значения можно найти в общедоступных технических спецификациях каждого завода, в окончательном отчете по анализу безопасности или в отчете по предельным эксплуатационным характеристикам ядре.
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 тепловой напор для рециркуляции воды внутри корпуса реактора. Однако принудительный рециркуляционный напор от рециркуляционных насосов очень полезен для управления мощностью и позволяет достигать более высоких уровней мощности, которые в противном случае были бы невозможны. Уровень тепловой мощности легко изменяется путем простого увеличения или уменьшения потока принудительной рециркуляции через рециркуляционные насосы.
Двухфазная жидкость (вода и пар) над ядром поступает в зону стояка, которая является верхней областью, содержащейся внутри кожуха. Высота этой области может быть увеличена для увеличения напора насоса тепловой естественной рециркуляции. В верхней части зоны стояка находится сепаратор влаги. Закручивая двухфазный поток в циклонных сепараторах, пар отделяется и поднимается вверх к паровой сушилке, в то время как вода остается позади и горизонтально вытекает в опускную трубу или кольцевую область. В опускной трубе или кольцевой области она объединяется с потоком питательной воды, и цикл повторяется.
Насыщенный пар, который поднимается над сепаратором, осушается шевронной структурой сушилки. «Влажный» пар проходит извилистый путь, где капли воды замедляются и направляются в опускную трубу или кольцевую область. «Сухой» пар затем выходит из корпуса реактора через четыре главных паропровода и поступает в турбину.
Регулирование мощности реактора осуществляется двумя способами: путем введения или извлечения регулирующих стержней (регулирующих лопаток) и путем изменения расхода воды через активную зону реактора .
Размещение (извлечение или вставка) регулирующих стержней является обычным методом управления мощностью при запуске BWR. При извлечении регулирующих стержней поглощение нейтронов в регулирующем материале уменьшается и увеличивается в топливе, поэтому мощность реактора увеличивается. При вставке регулирующих стержней поглощение нейтронов в регулирующем материале увеличивается и уменьшается в топливе, поэтому мощность реактора уменьшается. 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 делает замедление нейтронов менее эффективным и вероятность деления ниже. При нормальной работе регулирующие стержни используются только для поддержания однородного распределения мощности в реакторе и для компенсации расхода топлива, в то время как мощность регулируется через поток воды (см. ниже). [2] Некоторые ранние конструкции BWR и предлагаемые конструкции ESBWR (экономически упрощенный BWR, производимый General Electric Hitachi) используют только естественную циркуляцию с позиционированием регулирующих стержней для управления мощностью от нуля до 100%, поскольку они не имеют систем рециркуляции реактора.
Изменение (увеличение или уменьшение) расхода воды через активную зону является обычным и удобным методом управления мощностью от приблизительно 30% до 100% мощности реактора. При работе на так называемой «линии стержня 100%» мощность может изменяться от приблизительно 30% до 100% номинальной мощности путем изменения расхода системы рециркуляции реактора путем изменения скорости работы рециркуляционных насосов или модуляции клапанов регулирования расхода. По мере увеличения расхода воды через активную зону паровые пузырьки («пустоты») быстрее удаляются из активной зоны, количество жидкой воды в активной зоне увеличивается, замедление нейтронов увеличивается, больше нейтронов замедляется для поглощения топливом, и мощность реактора увеличивается. По мере уменьшения расхода воды через активную зону паровые пустоты остаются в активной зоне дольше, количество жидкой воды в активной зоне уменьшается, замедление нейтронов уменьшается, меньше нейтронов замедляется достаточно для поглощения топливом, и мощность реактора уменьшается. [3] Таким образом, BWR имеет отрицательный коэффициент пустотности .
Давление в реакторе в BWR контролируется главной турбиной или главными паровыми байпасными клапанами. В отличие от PWR, где потребность турбины в паре устанавливается вручную операторами, в BWR клапаны турбины будут модулироваться для поддержания давления в реакторе на заданном значении. В этом режиме управления выход турбины будет автоматически следовать изменениям мощности реактора. Когда турбина отключается или отключается, главные паровые байпасные/сбросные клапаны откроются, чтобы направить пар непосредственно в конденсатор. Эти байпасные клапаны будут автоматически или вручную модулироваться по мере необходимости для поддержания давления в реакторе и управления скоростями нагрева и охлаждения реактора, пока пар все еще продолжается.
Уровень воды в реакторе контролируется основной системой подачи воды. От мощности около 0,5% до 100% питательная вода будет автоматически контролировать уровень воды в реакторе. В условиях низкой мощности контроллер подачи воды действует как простой ПИД-регулятор, отслеживая уровень воды в реакторе. В условиях высокой мощности контроллер переключается в режим управления «Трехэлементный», в 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, чтобы поддерживать уровень воды в пределах нескольких дюймов от заданного значения. Если один из двух насосов подачи воды выходит из строя во время работы, система подачи воды даст команду системе рециркуляции быстро уменьшить поток активной зоны, эффективно снижая мощность реактора со 100% до 50% за несколько секунд. На этом уровне мощности один насос подачи воды может поддерживать уровень активной зоны. Если вся питательная вода будет потеряна, реактор будет остановлен, и для восстановления уровня воды в реакторе будет задействована система аварийного охлаждения активной зоны.
Пар, полученный в активной зоне реактора, проходит через сепараторы пара и сушильные пластины над активной зоной, а затем напрямую 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 во время обслуживания должна быть обеспечена радиационная защита. Повышенные затраты, связанные с эксплуатацией и обслуживанием BWR, как правило, компенсируют экономию за счет более простой конструкции и большей тепловой эффективности BWR по сравнению с PWR. Большая часть радиоактивности в воде очень кратковременна (в основном N-16 с периодом полураспада 7 секунд ), поэтому в машинный зал можно войти вскоре после остановки реактора.
Паровые турбины BWR используют турбину высокого давления, предназначенную 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 турбины и используют его в качестве источника тепла для повторного нагрева того, что выходит из выхлопа турбины высокого давления. В то время как пароперегреватели забирают пар из турбины, конечным результатом является то, что пароперегреватели повышают термодинамическую эффективность установки.
Современная топливная сборка BWR состоит из 74–100 топливных стержней , а в активной зоне реактора находится около 800 сборок , содержащих около 140 коротких тонн низкообогащенного урана . Количество топливных сборок в конкретном реакторе определяется исходя из требуемой выходной мощности реактора, размера активной зоны реактора и плотности мощности реактора.
Современный реактор имеет множество систем безопасности , разработанных с учетом философии глубокоэшелонированной защиты , которая представляет собой философию проектирования, интегрированную на всех этапах 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 прекратились, что может привести к повреждению активной зоны. Это тепло вырабатывается радиоактивным распадом продуктов деления и материалов, которые были активированы поглощением нейтронов . BWR содержат несколько систем безопасности для охлаждения активной зоны после аварийного отключения.
Топливные стержни реактора время от времени заменяют, перемещая их из корпуса реактора в бассейн выдержки отработанного топлива. Типичный топливный цикл длится 18–24 месяца, при этом около трети топливных сборок заменяются во время простоя для перегрузки топлива. Оставшиеся топливные 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 отработанного топлива находятся над реактором в типичных установках. Они защищены водой в несколько раз больше их высоты и хранятся в жестких массивах, в которых их геометрия контролируется, чтобы избежать критичности. Во время ядерной катастрофы на Фукусиме-1 это стало проблемой, поскольку вода была потеряна (так как она нагревалась отработанным топливом) из одного или нескольких бассейнов отработанного топлива, и землетрясение могло изменить геометрию. Тот факт, что оболочка топливных стержней представляет собой циркониевый сплав, также был проблемой, поскольку этот элемент может реагировать с паром при температурах выше 1500 К (1230 °C) с образованием водорода, [4] [5], который может воспламеняться от кислорода в воздухе. Обычно топливные стержни поддерживаются достаточно холодными в реакторе и бассейнах отработанного топлива, так что это не вызывает беспокойства, и оболочка остается неповрежденной в течение всего срока службы стержня.
Концепция BWR была разработана немного 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 три военных вида. Военно-морской флот, видя возможность превращения подводных лодок в постоянно действующие подводные транспортные средства и корабли, которые могли бы плавать вокруг света без дозаправки, отправил своего инженера, капитана Хаймана Риковера, для руководства своей программой ядерной энергетики. Риковер выбрал путь PWR для ВМС, 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 передачи тепла. Эта обеспокоенность привела к тому, что первые исследовательские усилия США в области ядерной энергетики были посвящены PWR, которые отлично подходили для военных судов (особенно подводных лодок), поскольку пространство было в дефиците, а PWR можно было сделать компактными и достаточно мощными, чтобы поместиться на таких судах.
Но другие исследователи хотели исследовать, действительно ли предполагаемая нестабильность, вызванная кипящей водой в активной зоне реактора, может вызвать нестабильность. Во время ранней разработки реактора небольшая группа инженеров случайно увеличила уровень мощности реактора на экспериментальном реакторе до такой степени, что вода быстро закипела. Это остановило реактор, указывая на полезное свойство самоторможения в чрезвычайных ситуациях. В частности, Сэмюэл Унтермайер II , исследователь из Аргоннской национальной лаборатории , предложил и руководил серией экспериментов: эксперименты BORAX — чтобы увидеть, будет ли кипящий реактор осуществим для использования в производстве энергии. Он обнаружил, что это было, после того как он подверг свои реакторы довольно интенсивным испытаниям, доказывающим принципы безопасности BWR. [6]
После этой серии испытаний GE подключилась и начала сотрудничать с Аргоннской национальной лабораторией [7] , чтобы вывести эту технологию на рынок. Более масштабные испытания проводились в конце 1950-х/начале/середине 1960-х годов, в которых только частично использовался непосредственно вырабатываемый (первичный) пар ядерной котельной системы для питания турбины и встроенные теплообменники для выработки вторичного пара для привода отдельных частей турбин. В литературе не указывается, почему это было так, но это было устранено в серийных моделях BWR.
Первое поколение промышленных кипящих реакторов стало свидетелем постепенного развития уникальных и отличительных особенностей BWR: тора (используемого для гашения пара в случае переходного процесса, требующего гашения пара), а также сухого колодца, устранения теплообменника, паровой сушилки, отличительной общей компоновки здания реактора и стандартизации систем управления и безопасности реактора. Первая серия промышленных BWR компании General Electric ( GE ) прошла 6 итеративных этапов проектирования, каждый из которых обозначался как BWR/1 — BWR/6. (BWR/4, BWR/5 и BWR/6 являются наиболее распространенными типами, находящимися в эксплуатации сегодня.) Подавляющее большинство BWR, находящихся в эксплуатации по всему миру, относятся к одному из этих этапов проектирования.
Варианты защитной оболочки были построены с использованием бетона или стали для первичной защитной оболочки, сухого колодца и мокрого колодца в различных комбинациях. [8]
Помимо проектов GE были и другие от ABB (Asea-Atom), MITSU, Toshiba и KWU (Kraftwerk Union). См. Список реакторов с кипящей водой .
Более новая конструкция BWR известна как усовершенствованный кипящий реактор (ABWR). ABWR был разработан в конце 1980-х и начале 1990-х годов и был усовершенствован до настоящего времени. ABWR включает в себя передовые технологии в конструкции, включая компьютерное управление, автоматизацию установки, удаление стержней управления, перемещение и вставку, внутриреакторную насосную установку и ядерную безопасность, чтобы обеспечить улучшения по сравнению с исходной серией производства BWR, с высокой выходной мощностью (1350 МВт на реактор) и значительно сниженной вероятностью повреждения активной зоны. Самое главное, ABWR был полностью стандартизированным дизайном, который мог быть изготовлен для серийного производства. [9]
ABWR был одобрен Комиссией по ядерному регулированию США для производства в качестве стандартизированной конструкции в начале 1990-х годов. Впоследствии в Японии было построено множество ABWR. Одним из событий, вызванных успехом ABWR в Японии, стало слияние подразделения ядерной энергетики General Electric с подразделением ядерной энергетики Hitachi Corporation, в результате чего образовалась GE Hitachi Nuclear Energy , которая в настоящее время является крупнейшим мировым разработчиком конструкции BWR.
Параллельно с разработкой ABWR компания General Electric также разработала другую концепцию, известную как упрощенный кипящий реактор (SBWR). Этот меньший электрический реактор мощностью 600 мегаватт был примечателен тем, что впервые в легководном реакторе [ требуется ссылка ] был реализован принцип « пассивной безопасности ». Концепция пассивной безопасности означает, что реактор, вместо того чтобы требовать вмешательства активных систем, таких как насосы аварийного впрыска, чтобы удерживать реактор в пределах безопасности, был спроектирован так, чтобы возвращаться в безопасное состояние исключительно за счет действия естественных сил в случае возникновения непредвиденной ситуации, связанной с безопасностью.
Например, если реактор становился слишком горячим, это запускало систему, которая выпускала растворимые поглотители нейтронов (обычно раствор борированных материалов или раствор буры ) или материалы, которые сильно затрудняют цепную реакцию, поглощая нейтроны, в активную зону реактора. Резервуар, содержащий растворимые поглотители нейтронов, располагался над реактором, а поглощающий раствор после срабатывания системы поступал в активную зону под действием силы тяжести и приводил к почти полной остановке реакции. Другим примером была система конденсатора изоляции, которая основывалась на принципе подъема горячей воды/пара для подачи горячего охладителя в большие теплообменники, расположенные над реактором в очень глубоких баках с водой, тем самым обеспечивая отвод остаточного тепла. Еще одним примером было 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 могли выходить из строя; Чтобы повысить надежность, ABWR включил не менее 10 таких рециркуляционных насосов, так что даже если несколько из них выйдут из строя, достаточное количество останется работоспособным, чтобы не было необходимости в незапланированном отключении, и насосы можно будет отремонтировать во время следующего отключения для перегрузки топлива. Вместо этого проектировщики упрощенного кипящего реактора использовали тепловой анализ для проектирования активной зоны реактора таким образом, чтобы естественная циркуляция (холодная вода опускается, горячая вода поднимается) доставляла воду в центр активной зоны для ее кипения.
Конечным результатом пассивных функций безопасности SBWR станет реактор, который не потребует вмешательства человека в случае возникновения серьезной непредвиденной ситуации безопасности в течение как минимум 48 часов после возникновения непредвиденной ситуации безопасности; следовательно, потребуется только периодическое пополнение резервуаров охлаждающей воды, расположенных полностью снаружи реактора, изолированных от системы охлаждения и предназначенных для удаления отработанного тепла реактора путем испарения. Упрощенный кипящий реактор был представлен [ когда? ] в Комиссию по ядерному регулированию США , однако он был отозван [ когда? ] до одобрения; тем не менее, концепция оставалась интригующей для конструкторов General Electric и послужила основой для будущих разработок. [ необходима цитата ]
В период, начавшийся в конце 1990-х годов, инженеры GE предложили объединить особенности усовершенствованной конструкции кипящего реактора с отличительными характеристиками безопасности упрощенной конструкции кипящего реактора, а также масштабировать полученную конструкцию до большего размера 1600 МВт (4500 МВт). Эта конструкция экономичного упрощенного кипящего реактора (ESBWR) была представлена на утверждение Комиссии по ядерному регулированию США в апреле 2005 года, а сертификация конструкции была выдана NRC в сентябре 2014 года. [10]
Как сообщается, эта конструкция была объявлена как имеющая вероятность повреждения активной зоны всего 3×10−8 событий повреждения активной зоны на реактор-год. [ требуется ссылка ] То есть, должно быть 3 миллиона работающих ESBWR, прежде чем можно было бы ожидать единственного события повреждения 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-год. [11] Этот необычайно низкий CDP для ESBWR намного превосходит другие крупные LWR на рынке.
Запуск реактора ( критичность ) достигается путем извлечения стержней управления из активной зоны для повышения реактивности активной зоны до уровня, при котором становится очевидным, что ядерная цепная реакция является самоподдерживающейся. Это известно как «переход к критичности». Извлечение стержней управления выполняется медленно, чтобы тщательно контролировать состояние активной зоны по мере приближения реактора к критичности. Когда наблюдается, что реактор становится слегка сверхкритическим, то есть мощность реактора увеличивается сама по себе, реактор объявляется критическим.
Движение стержней осуществляется с помощью систем управления приводом стержней. Более новые BWR, такие как ABWR и ESBWR , а также все немецкие и шведские BWR используют систему привода стержней Fine Motion Control, которая позволяет управлять несколькими стержнями с помощью очень плавных движений. Это позволяет оператору реактора равномерно увеличивать реактивность активной зоны до тех пор, пока реактор не станет критическим. Более старые конструкции BWR используют ручную систему управления, которая обычно ограничивается управлением одним или четырьмя стержнями управления одновременно и только через ряд выемчатых положений с фиксированными интервалами между этими положениями. Из-за ограничений системы ручного управления во время запуска возможно, что активная зона может быть помещена в состояние, когда движение одного стержня управления может вызвать большое нелинейное изменение реактивности, что может нагреть топливные элементы до точки их выхода из строя (расплавления, воспламенения, ослабления и т. д.). В результате GE разработала набор правил в 1977 году под названием BPWS (Banked Position Withdrawal Sequence), которые помогают минимизировать эффект любого отдельного движения стержня управления и предотвратить повреждение топлива в случае аварии падения стержня управления. BPWS разделяет стержни управления на четыре группы: A1, A2, B1 и B2. Затем либо все стержни управления A, либо стержни управления B полностью вытягиваются в определенной последовательности, чтобы создать « шахматный » рисунок. Затем противоположная группа (B или A) вытягивается в определенной последовательности в положения 02, затем 04, 08, 16 и, наконец, полностью вытягивается (48). Следуя последовательности запуска, соответствующей BPWS, система ручного управления может использоваться для равномерного и безопасного подъема всей активной зоны до критического уровня и предотвращения превышения любыми топливными стержнями энерговыделения 280 кал/г во время любого постулируемого события, которое может потенциально повредить топливо. [13]
При эксплуатации BWR отслеживаются несколько расчетных/измеренных величин:
MFLCPR, FLLHGR и APLHGR должны поддерживаться на уровне менее 1,0 во время нормальной эксплуатации; административный контроль обеспечивает некоторую погрешность и запас прочности для этих лицензированных пределов. Типичные компьютерные симуляции делят активную зону реактора на 24–25 аксиальных плоскостей ; соответствующие величины (запасы, выгорание, мощность, история пустот ) отслеживаются для каждого «узла» в активной зоне реактора (764 топливных сборки x 25 узлов/сборка = 19100 узловых расчетов/количество).
В частности, MFLCPR показывает, насколько близок ведущий топливный пучок к «высыханию» (или «отходу от пузырькового кипения» для PWR). Переходное кипение — это нестабильная переходная область, в которой пузырьковое кипение стремится к пленочному кипению . Капля воды, танцующая на горячей сковороде, является примером пленочного кипения. Во время пленочного кипения объем изолирующего пара отделяет нагретую поверхность от охлаждающей жидкости; это приводит к резкому повышению температуры нагретой поверхности, чтобы снова достичь равновесной теплопередачи с охлаждающей жидкостью. Другими словами, пар полуизолирует нагретую поверхность, и температура поверхности повышается, позволяя теплу попасть в охлаждающую жидкость (через конвекцию и лучистую теплопередачу). Ядерное топливо может быть повреждено пленочным кипением; это приведет к перегреву оболочки твэла и ее выходу из строя.
MFLCPR контролируется с помощью эмпирической корреляции, которая формулируется поставщиками топлива BWR (GE, Westinghouse, AREVA-NP). Поставщики имеют испытательные стенды, где они имитируют ядерное тепло с помощью резистивного нагрева и экспериментально определяют, какие условия потока теплоносителя, мощности топливной сборки и давления реактора будут находиться в/из области переходного кипения для конкретной конструкции топлива. По сути, поставщики создают модель топливной сборки, но питают ее резистивными нагревателями. Эти макетные топливные сборки помещаются на испытательный стенд, где берутся точки данных при определенных мощностях, расходах, давлениях. Экспериментальные данные консервативно применяются к топливу BWR, чтобы гарантировать, что переход к пленочному кипению не произойдет во время нормальной или переходной работы. Типичный лицензионный предел SLMCPR/MCPRSL (предел безопасности MCPR) для активной зоны BWR обоснован расчетом, который доказывает, что 99,9% топливных стержней в активной зоне BWR не войдут в переход к пленочному кипению во время нормальной работы или ожидаемых эксплуатационных событий. [14] Поскольку BWR представляет собой кипящую воду, а пар не переносит тепло так же хорошо, как жидкая вода, MFLCPR обычно происходит в верхней части топливной сборки, где объем пара наибольший.
FLLHGR (FDLRX, MFLPD) — это ограничение мощности топливного стержня в активной зоне реактора. Для нового топлива этот предел обычно составляет около 13 кВт/фут (43 кВт/м) топливного стержня. Этот предел гарантирует, что осевая температура топливных таблеток в стержнях не превысит температуру плавления топливного материала ( оксиды урана / гадолиния ) в случае наихудшего возможного переходного процесса/аварийной остановки установки, которые могут произойти. Чтобы проиллюстрировать реакцию LHGR в переходном режиме, представьте себе быстрое закрытие клапанов, которые впускают пар в турбины на полной мощности. Это вызывает немедленное прекращение потока пара и немедленное повышение давления в BWR. Это повышение давления эффективно мгновенно переохлаждает теплоноситель реактора; пустоты (пар) разрушаются в твердую воду. Когда пустоты в реакторе разрушаются, стимулируется реакция деления (больше тепловых нейтронов); мощность резко возрастает (120%), пока не будет остановлена автоматической вставкой регулирующих стержней. Итак, когда реактор быстро изолируется от турбины, давление в корпусе быстро растет, что приводит к коллапсу 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 приведет к увеличению его мощности. Предел FLLHGR установлен для того, чтобы гарантировать, что топливный стержень с самой высокой мощностью не расплавится, если его мощность будет быстро увеличена после переходного процесса повышения давления. Соблюдение предела LHGR исключает расплавление топлива в переходном процессе повышения давления.
APLHGR, будучи средним значением линейной скорости тепловыделения (LHGR), меры остаточного тепла, присутствующего в пучках твэлов, является запасом прочности, связанным с возможностью отказа топлива во время LBLOCA ( крупномасштабная авария с потерей теплоносителя — массивный разрыв трубы, приводящий к катастрофической потере давления теплоносителя внутри реактора, считающийся наиболее опасной «проектной аварией» в вероятностной оценке риска и ядерной безопасности ), что, как ожидается, приведет к временному оголению активной зоны; это событие высыхания активной зоны называется «раскрытием» активной зоны, поскольку активная зона теряет теплоотводящую оболочку из теплоносителя, в случае BWR — легкой воды. Если активная зона остается непокрытой слишком долго, может произойти отказ топлива; для целей проектирования предполагается, что отказ топлива происходит, когда температура непокрытого топлива достигает критической температуры (1100 °C, 2200 °F). Конструкции BWR включают отказоустойчивые системы защиты для быстрого охлаждения и обеспечения безопасности открытого топлива до того, как оно достигнет этой температуры; эти отказоустойчивые системы известны как система аварийного охлаждения активной зоны . ECCS разработана для быстрого затопления корпуса реактора, распыления воды на саму активную зону и достаточного охлаждения топлива реактора в этом случае. Однако, как и любая система, ECCS имеет ограничения в этом случае по своей охлаждающей способности, и существует вероятность, что топливо может быть спроектировано таким образом, что будет вырабатывать так много остаточного тепла, что ECCS будет перегружена и не сможет успешно его охладить.
Чтобы этого не произошло, необходимо, чтобы остаточное тепло, хранящееся в топливных сборках, в любой момент времени не перегружало ECCS. Таким образом, мера генерации остаточного тепла, известная как LHGR, была разработана инженерами GE, и из этой меры выведен APLHGR. APLHGR контролируется, чтобы гарантировать, что реактор не работает на среднем уровне мощности, который может вывести из строя основные системы локализации. Когда заправленная активная зона лицензируется для эксплуатации, поставщик топлива/лицензиат моделирует события с помощью компьютерных моделей. Их подход заключается в моделировании наихудших событий, когда реактор находится в наиболее уязвимом состоянии.
В отрасли APLHGR обычно произносят как «Apple Hugger».
PCIOMR — это набор правил и ограничений для предотвращения повреждения оболочки из-за взаимодействия таблетки с оболочкой. Во время первого ядерного нагрева таблетки ядерного топлива могут треснуть. Неровные края таблетки могут тереться и взаимодействовать с внутренней стенкой оболочки. Во время увеличения мощности в топливной таблетке керамический топливный материал расширяется быстрее, чем оболочка топлива, и неровные края топливной таблетки начинают вдавливаться в оболочку, что может привести к перфорации. Чтобы предотвратить это, были предприняты два корректирующих действия. Первое — включение тонкого барьерного слоя на внутренних стенках оболочки топлива, которые устойчивы к перфорации из-за взаимодействия таблетки с оболочкой, а второе — набор правил, созданных в рамках PCIOMR.
Правила PCIOMR требуют первоначального «кондиционирования» нового топлива. Это означает, что для первого ядерного разогрева каждого топливного элемента локальная мощность пучка должна увеличиваться очень медленно, 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 стержней управления ниже кончиков соседних стержней управления и требуют, чтобы последовательности стержней управления анализировались с помощью программного обеспечения для моделирования активной зоны, чтобы предотвратить взаимодействие стержней с оболочкой. Анализ PCIOMR рассматривает локальные пики мощности и переходные процессы ксенона, которые могут быть вызваны изменениями положения стержней управления или быстрыми изменениями мощности, чтобы гарантировать, что локальные показатели мощности никогда не превысят максимальные значения.
Список действующих и выведенных из эксплуатации BWR см. в разделе Список BWR .
Экспериментальные и другие некоммерческие BWR включают в себя:
{{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь )
{{cite web}}: CS1 maint: бот: исходный статус URL неизвестен ( ссылка )