GE BWR - GE BWR

Schematyczny GE BWR wewnątrz obudowy Mark I.

General Electric jest linia produktów BWR z wrzątkiem Reaktory reprezentuje projekty o stosunkowo dużych (~ 18%) odsetek komercyjnych reaktorów na całym świecie.

Historia

Protoplastą linii BWR był reaktor wrzącej wody Vallecitos o mocy 5 MW (VBWR), uruchomiony w październiku 1957 roku.

BWR-1

• BWR Type 1 (BWR-1, BWR/1): W 1955 GE rozwinęło swój oryginalny projekt VBWR do reaktora Dresden 1 o mocy 197 MW (6×6, 7×7), będącego ucieleśnieniem pierwszej iteracji projektu GE BWR/1. W Dreźnie 1 zastosowano wymuszony obieg (poprzez zewnętrzne pompy recyrkulacyjne) i unikalną dwucyklową (bezpośrednią i pośrednią) konstrukcję wymiany ciepła, która okazała się nieekonomiczna. Firma GE rozwinęła projekt BWR-1 z reaktorem Big Rock Point o mocy 70 MW (9×9, 11×11, 12×12), który (podobnie jak wszystkie modele GE BWR następujące po Dreźnie 1) wykorzystywał bardziej ekonomiczną metodę bezpośredniego obiegu ciepła transfer, ale usuwany z zewnętrznymi pompami recyrkulacyjnymi na rzecz obiegu naturalnego (niezwykła strategia, którą przyjął tylko reaktor Dodewaard o mocy 55 MW , chociaż ta technika została przywrócona dla najnowszego ESBWR Gen III+ ). Reaktor Humboldt Bay o mocy 65 MW (6×6, 7×7) podążył za Big Rock Point, wracając do bardziej wydajnej metody wymuszonego obiegu (za pośrednictwem zewnętrznych pomp recyrkulacyjnych). W tych eksperymentalnych projektach (z których wszystkie dzieliły klasyfikację BWR-1 pomimo ich rozbieżnych konstrukcji) stosowano wiązki prętów paliwowych w konfiguracjach 6×6, 7×7, 8×8, 9×9, 11×11 i 12×12, ale Wiązka 9×9 GE stosowana później w reaktorach BWR/2-6 różni się od tej stosowanej w erze BWR/1. BWR/1 był pierwszą konstrukcją BWR z wewnętrzną separacją pary. Posiadał również kondensator izolacyjny i zbiornik tłumiący ciśnienie.

BWR-2

• BWR Type 2 (BWR-2, BWR / 2): Wprowadzony w 1963 roku,> 500 MW _e , typowo około 650 MW _e brutto ( Oyster Creek , Nine Mile punkt 1 ). Zawiera duży cykl bezpośredni. 5 pętli recyrkulacyjnych, zewnętrzne pompy recyrkulacyjne o zmiennej prędkości (jedna pompa na pętlę, natężenie przepływu każdej pompy można zmieniać od 6400 do 32 000 galonów amerykańskich na minutę (0,40 do 2,02 m ³ /s)). Ten projekt, podobnie jak BWR/3–6, zostaną później sklasyfikowane jako reaktory II generacji ze względu na ich zwiększoną skalę, ulepszone funkcje bezpieczeństwa, opłacalność komercyjną, rentowność i długą żywotność.

BWR-3

• BWR Type 3 (BWR-3, BWR/3): wprowadzony w 1965, 800 MW ( Drezno 2-3 ). Pierwsze użycie wewnętrznych pomp strumieniowych (pojedyncza dysza, 10 na pętlę, łącznie 20). 2 pętle recyrkulacyjne, pompy recyrkulacyjne o zmiennej prędkości (jedna pompa na pętlę, każda pompa miała przepływ znamionowy 45 200 galonów amerykańskich na minutę (2,85 m ³ /s)). Ulepszone spryskiwanie i zalewanie ECCS, ulepszone bełkotki wody zasilającej. Monticello i Pilgrim 1 miały znacznie niższą moc znamionową, mimo że zostały również sklasyfikowane jako modele BWR/3.

BWR-4

Studnia sucha i studnia deszczowa Browns Ferry Unit 1 w budowie, w obrębie obudowy Mark I

• BWR Type 4 (BWR-4, BWR/4): Wprowadzony w 1966 r. 1100 MW ( Brows Ferry 1-3 ). W dużej mierze podobny do BWR/3 w konstrukcji z identycznym systemem recyrkulacji, ale gęstość mocy została zwiększona o 20%. Dostępne z zabezpieczeniem Mark I lub Mark II.

BWR-5

• BWR Type 5 (BWR-5, BWR/5): wprowadzony w 1969, 1100 MW ( LaSalle 1-2 ). Taka sama liczba pętli (2) i pomp strumieniowych (20), ale pompy strumieniowe zostały zmodernizowane do konstrukcji z pięcioma dyszami. Pompy o zmiennej prędkości zostały zastąpione pompami dwubiegowymi (każda o wydajności 35 400 galonów amerykańskich na minutę (2,23 m ³ /s) dla wysokości ciśnienia tłoczenia 865 stóp (264 m)) i zaworem kontroli przepływu (regulowanym od 22% otwarty do 100% otwarty z liniową odpowiedzią przepływu) został dodany do każdej pętli w celu regulacji przepływu recyrkulacji (zdolność do regulacji przepływu recyrkulacji w zakresie od 35% do 100% z pompami przy ustawieniu dużej prędkości lub między 30% a 40% z pompami ustawionymi na niską prędkość). Ulepszona kontrola przepływu zaworu ECCS. Dostępne tylko z zabezpieczeniem Mark II.

BWR-6

• BWR Type 6 (BWR-6, BWR/6): wprowadzony w 1972 roku, dostępny w konfiguracjach od 600 do 1400 MW. Przejście z pakietu paliwowego 7×7 na 8×8 z dłuższymi i cieńszymi prętami paliwowymi, które mieszczą się na tej samej powierzchni zewnętrznej, co poprzedni pakiet paliwowy 7×7, zmniejszone obciążenie paliwem (do 13,4 kW/ft (44 kW/m)), ulepszone kompaktowe pompy strumieniowe o większej wydajności cyrkulacji (dostępne łącznie z 16-24 pompami strumieniowymi w zależności od konfiguracji), zwiększona wydajność separatorów pary i osuszaczy, zwiększona pojemność paliwa, zwiększona wydajność (wzrost o 20% w porównaniu z BWR/5 przy zastosowaniu zbiorniki ciśnieniowe tej samej wielkości), ulepszony ECCS, wprowadził opcję kompaktowej sterowni i wprowadził opcję systemu ochrony systemu jądrowego w stanie stałym (tylko Clinton to przyjął). Pierwszy i jedyny model dostępny z zabezpieczeniem Mark III.

ABWR

• ABWR : Wyższe marginesy bezpieczeństwa, brak zewnętrznych pętli recyrkulacyjnych, wewnętrzne pompy reaktora. Posiada również precyzyjne napędy drążków sterujących ruchem.

ESBWR

• ESBWR : Bezpieczeństwo bierne, obieg naturalny (bez pętli i pomp), 1600 MW. Posiada zalew grawitacyjny, kondensator izolacyjny i pasywne chłodzenie obudowy bezpieczeństwa.

Wiązki prętów paliwowych

Wn-2

• Wiązka paliwowa 7x7.

Wn-3

• Ulepszona wiązka paliwowa 7x7 z 49 prętami paliwowymi, z których jeden jest podzielony na segmenty.

Wn-4

• Wiązka paliwowa 8x8 z 63 prętami paliwowymi i 1 prętem wodnym.

Wn-5

• Zmodernizuj wiązkę paliwową 8x8 Wiązki paliwowe sprężone i barierowe zawierające 62 i dwa pręty wodne.

Wn-6 i 7

• Pod ciśnieniem 3 ATM z helem z barierą

Wn-8

• Wiązka paliwowa 8x8 z 58 do 62 prętami paliwowymi i 2-6 prętami wodnymi. Pod ciśnieniem 5ATM z helem.

Wn-9

Powstrzymywanie

Schematyczny GE BWR wewnątrz obudowy Mark I.

Mark I

Schematyczny BWR wewnątrz obudowy Mark I.

Budynek izolacyjny studni suchej, który przypomina odwróconą żarówkę nad studnią, która jest stalowym torusem zawierającym wodę.

Marek II

BWR wewnątrz obudowy Mark II.

Opisana jako konfiguracja „nad-pod” z suchą studnią tworzącą ścięty stożek na płycie betonowej. Poniżej znajduje się cylindryczna komora tłumiąca wykonana z betonu, a nie tylko z blachy.

Marka III

GE Mark III Containment-system to system obudowy ciśnieniowej z pojedynczą barierą i wielobarierowy system ochrony przed rozszczepieniem, składający się ze zbiornika bezpieczeństwa oraz powiązanej studni suchej i mokrej (bariery ciśnieniowe i rozszczepialne), jego zewnętrznej osłony, budynku pomocniczego i budowa paliwa, z których wszystkie są zwykle utrzymywane w podciśnieniu, które zapobiega wydostawaniu się produktów rozszczepienia.

Cechy obudowy:

• Poprawiona reakcja sejsmiczna
• Konstrukcja obudowy o niższym ciśnieniu, ale znacznie większa objętość niż Mark I i II
• Ulepszona konstrukcja bicza do rur
• Łączy hermetyczność suchą ( typ PWR ) z typową hermetyzacją typu BWR z tłumieniem ciśnienia

Zalety

• Jedną z zalet konstrukcji BWR (w porównaniu z PWR) jest lepsze podążanie za obciążeniem dzięki manipulacji prętem sterującym w połączeniu ze zmianą natężenia przepływu recyrkulacji. Integracja regulatora ciśnienia turbiny i systemu sterowania z systemem kontroli przepływu recyrkulacyjnego umożliwia automatyczne zmiany mocy do 25% mocy znamionowej bez zmiany ustawień drążka sterującego.
• Pręty sterujące montowane od dołu umożliwiają tankowanie bez demontażu prętów sterujących i napędów, a także umożliwiają testowanie jazdy z otwartym zbiornikiem przed załadowaniem paliwa.
• BWR pozwala na niższy przepływ chłodziwa pierwotnego niż PWR.
• Pompy strumieniowe znajdujące się wewnątrz zbiornika reaktora zapewniają 2/3 przepływu recyrkulacji, dzięki czemu zewnętrzna pętla przepływu recyrkulacji jest mała i kompaktowa w porównaniu ze współczesnymi konstrukcjami PWR.
• W przypadku utraty chłodziwa pompy strumieniowe zapewniają 10% mocy podobnej do kotłów.
• Konstrukcje BWR działają stale przy około połowie pierwotnego ciśnienia w systemie konstrukcji PWR, wytwarzając taką samą ilość i jakość pary w kompaktowym systemie: ciśnienie w zbiorniku reaktora 1020 psi (7 MPa) i temperatura 288°C dla BWR, która jest niższa niż 2240 psi (14,4 MPa) i 326 °C dla PWR.
• Para wytwarzana jest w zbiorniku ciśnieniowym reaktora w BWR, natomiast w wytwornicy pary w drugiej pętli w PWR.
• BWR pozwala na gotowanie luzem, podczas gdy PWR nie.

Niedogodności

• Para wytwarzana w BWR zawiera śladowe ilości materiałów radioaktywnych, w wyniku czego duże części budynku turbiny są podzielone na sekcje, aby zapobiec narażeniu pracowników na promieniowanie. Z drugiej strony, budynki turbinowe PWR są zasadniczo takie same jak budynki turbinowe elektrowni na paliwa kopalne, z całym wyposażeniem dostępnym przez cały czas.

Zobacz też

• Energia atomowa
• Reaktor I generacji
• Reaktor II generacji
• Reaktor III generacji
• Bezpieczeństwo jądrowe w USA
• Ekonomika nowych elektrowni jądrowych
• Ciśnieniowy reaktor wodny
• Reaktor wodny o zredukowanej moderacji
• Zaawansowany reaktor na ciężką wodę
• Inne projekty Gen III+:
  • AP1000
  • EPR
  • US-APWR
  • ACR
  • WWER-TOI
  • Reaktor wody wrzącej Kerena

Bibliografia