Ciśnieniowy reaktor wodny - Pressurized water reactor

Obraz Komisji Regulacji Jądrowych przedstawiający głowice zbiorników reaktora wodnego ciśnieniowego
Animacja elektrowni PWR z chłodniami kominowymi

Reaktorze wodnym ciśnieniowym ( PWR ) to rodzaj światła wody reaktora jądrowego . PWR stanowią zdecydowaną większość światowych elektrowni jądrowych (z godnymi uwagi wyjątkami w Wielkiej Brytanii, Japonii i Kanadzie). W PWR chłodziwo pierwotne ( woda ) jest pompowane pod wysokim ciśnieniem do rdzenia reaktora, gdzie jest ogrzewane energią uwalnianą przez rozszczepienie atomów. Podgrzana woda o wysokim ciśnieniu przepływa następnie do wytwornicy pary , gdzie przekazuje swoją energię cieplną wodzie o niższym ciśnieniu w układzie wtórnym, w którym wytwarzana jest para. Para następnie napędza turbiny, które napędzają generator elektryczny. W przeciwieństwie do reaktora z wrzącą wodą (BWR), ciśnienie w obiegu chłodziwa pierwotnego zapobiega wrzeniu wody w reaktorze. Wszystkie reaktory na lekką wodę używają zwykłej wody jako chłodziwa i moderatora neutronów . Większość używa od dwóch do czterech pionowo zamontowanych wytwornic pary; Reaktory VVER wykorzystują poziome wytwornice pary.

PWR zostały pierwotnie zaprojektowane do służenia jako jądrowy napęd morski dla atomowych okrętów podwodnych i zostały użyte w pierwotnym projekcie drugiej komercyjnej elektrowni w Shippingport Atomic Power Station .

Reaktory PWR działające obecnie w Stanach Zjednoczonych są uważane za reaktory II generacji . Rosyjskie reaktory VVER są podobne do amerykańskich PWR, ale VVER-1200 nie jest uważany za Generację II (patrz poniżej). Francja eksploatuje wiele PWR, aby wytworzyć większość swojej energii elektrycznej.

Historia

Hala reaktora i chłodnia kominowa Rancho Seco PWR (wycofana, 2004)

Kilkaset jednostek PWR jest wykorzystywanych do napędu morskiego lotniskowców , atomowych okrętów podwodnych i lodołamaczy . W Stanach Zjednoczonych zostały pierwotnie zaprojektowane w Oak Ridge National Laboratory do użytku jako atomowa elektrownia podwodna z w pełni działającą elektrownią podwodną znajdującą się w Idaho National Laboratory . Dalsze prace prowadziło Laboratorium Energii Atomowej Westinghouse Bettis . Pierwsza czysto komercyjna elektrownia jądrowa w elektrowni atomowej Shippingport została pierwotnie zaprojektowana jako reaktor wodny ciśnieniowy (chociaż pierwsza elektrownia podłączona do sieci znajdowała się w Obnińsku w ZSRR), pod naciskiem admirała Hymana G. Rickovera, że jest to opłacalna elektrownia komercyjna nie zawierałby żadnego z „szalonych cykli termodynamicznych, które wszyscy inni chcą zbudować”.

Program Energii Jądrowej Armii Stanów Zjednoczonych eksploatował reaktory wodne ciśnieniowe od 1954 do 1974 roku.

Stacja wytwarzania energii jądrowej Three Mile Island początkowo obsługiwała dwie elektrownie ciśnieniowe z reaktorem wodnym, TMI-1 i TMI-2. Częściowy załamaniu TMI-2 w 1979 roku w zasadzie zakończony wzrost budowy nowych elektrowni jądrowych w Stanach Zjednoczonych przez dwie dekady.

Jednostka Watts Bar 2 (Westinghouse 4-pętlowa PWR) pojawiła się online w 2016 roku.

Ciśnieniowy reaktor wodny ma kilka nowych ewolucyjnych konstrukcji reaktorów III generacji : AP1000 , VVER-1200, ACPR1000+, APR1400, Hualong One , IPWR-900 i EPR .

Projekt

Obrazkowe wyjaśnienie transferu mocy w reaktorze wodnym ciśnieniowym. Chłodziwo główne jest w kolorze pomarańczowym, a chłodziwo wtórne (para i późniejsza woda zasilająca) jest w kolorze niebieskim.
Pierwotny układ chłodzenia przedstawiający zbiornik ciśnieniowy reaktora (czerwony), wytwornice pary (fioletowy), ciśnieniowy (niebieski) i pompy (zielony) w trzech obiegach chłodziwa Konstrukcja Hualong One

Paliwo jądrowe w zbiorniku ciśnieniowym reaktora jest zaangażowane w łańcuchową reakcję rozszczepienia , która wytwarza ciepło, podgrzewając wodę w obiegu pierwotnego chłodziwa poprzez przewodnictwo cieplne przez płaszcz paliwowy. Gorące chłodziwo obiegu pierwotnego jest pompowane do wymiennika ciepła zwanego generatorem pary , gdzie przepływa przez setki lub tysiące małych rurek. Ciepło jest przekazywane przez ścianki tych rur do chłodziwa wtórnego o niższym ciśnieniu, znajdującego się po stronie blachy wymiennika, gdzie chłodziwo odparowuje do pary pod ciśnieniem. Przenoszenie ciepła odbywa się bez mieszania dwóch płynów, aby zapobiec radioaktywności drugiego chłodziwa. Niektóre typowe układy generatorów pary to u-rurki lub jednoprzebiegowe wymienniki ciepła.

W elektrowni jądrowej para pod ciśnieniem jest podawana przez turbinę parową, która napędza generator elektryczny podłączony do sieci elektrycznej w celu przesyłu. Po przejściu przez turbinę chłodziwo wtórne (mieszanka wodno-parowa) jest schładzane i skraplane w skraplaczu . Skraplacz przekształca parę w ciecz, dzięki czemu może być pompowana z powrotem do wytwornicy pary, i utrzymuje próżnię na wylocie turbiny, dzięki czemu spadek ciśnienia w turbinie, a tym samym energia pobierana z pary, jest maksymalizowana. Przed wprowadzeniem do generatora pary skroplona para (nazywana wodą zasilającą) jest czasami wstępnie podgrzewana w celu zminimalizowania szoku termicznego.

Wytworzona para ma inne zastosowania poza wytwarzaniem energii. Na statkach jądrowych i okrętach podwodnych para jest podawana przez turbinę parową połączoną z zestawem przekładni redukcyjnych prędkości do wału służącego do napędu . Bezpośrednie działanie mechaniczne poprzez rozprężanie pary może być wykorzystane do katapulty samolotów napędzanych parą lub podobnych zastosowań. W niektórych krajach stosuje się ciepło sieciowe za pomocą pary, a ogrzewanie bezpośrednie stosuje się w zastosowaniach wewnętrznych zakładu.

Reaktor wodny ciśnieniowy (PWR) charakteryzuje się dwiema cechami w porównaniu z innymi typami reaktorów: oddzieleniem pętli chłodziwa od układu parowego oraz ciśnieniem wewnątrz głównej pętli chłodziwa. W PWR istnieją dwie oddzielne pętle chłodziwa (pierwotna i wtórna), które są wypełnione wodą demineralizowaną/dejonizowaną. W przeciwieństwie do tego reaktor z wrzącą wodą ma tylko jeden obieg chłodziwa, podczas gdy bardziej egzotyczne konstrukcje, takie jak reaktory rozrodcze, wykorzystują substancje inne niż woda jako chłodziwo i moderator (np. sód w stanie ciekłym jako chłodziwo lub grafit jako moderator). Ciśnienie w głównej pętli chłodziwa wynosi zwykle 15-16 megapaskali (150-160  bar ), co jest znacznie wyższe niż w innych reaktorach jądrowych i prawie dwukrotnie wyższe niż w reaktorze z wrzącą wodą (BWR). W wyniku tego występuje tylko miejscowe wrzenie, a para szybko ponownie skrapla się w płynie masowym. W przeciwieństwie do tego, w reaktorze z wrzącą wodą chłodziwo pierwotne jest przeznaczone do wrzenia.

Reaktor

Zbiornik ciśnieniowy reaktora PWR

Płyn chłodzący

Lekka woda jest używana jako główny czynnik chłodzący w PWR. Woda wpływa przez dno rdzenia reaktora o temperaturze około 548  K (275 °C; 527°F) i jest podgrzewana, gdy przepływa w górę przez rdzeń reaktora do temperatury około 588 K (315 °C; 599 °F). Woda pozostaje płynna pomimo wysokiej temperatury ze względu na wysokie ciśnienie w głównym obiegu chłodziwa, zwykle około 155 barów (15,5  MPa 153  atm , 2250  psi ). Woda w PWR nie może przekroczyć temperatury 647 K (374°C; 705°F) ani ciśnienia 22,064 MPa (3200 psi lub 218 atm), ponieważ są to krytyczne punkty wody.

Presostat

Ciśnienie w obwodzie pierwotnym jest utrzymywane przez ciśnieniomierz, oddzielne naczynie, które jest połączone z obwodem pierwotnym i częściowo wypełnione wodą, która jest podgrzewana do temperatury nasycenia (punktu wrzenia) dla żądanego ciśnienia za pomocą zanurzonych grzałek elektrycznych. Aby osiągnąć ciśnienie 155 barów (15,5 MPa), temperatura presostatu jest utrzymywana na poziomie 345°C (653°F), co daje margines przechłodzenia (różnica między temperaturą presostatu a najwyższą temperaturą w rdzeniu reaktora) 30 °C (54 °F). Ponieważ 345°C to temperatura wrzenia wody pod ciśnieniem 155 barów, woda w stanie ciekłym znajduje się na granicy przemiany fazowej. Przejściowe zmiany temperatury w układzie chłodzenia reaktora powodują duże wahania objętości cieczy/pary w ciśnieniu, a całkowita objętość ciśnieniomierza ma na celu pochłanianie tych stanów przejściowych bez odsłaniania grzałek lub opróżniania ciśnieniomierza. Przejściowe zmiany ciśnienia w głównym układzie chłodziwa objawiają się jako zmiany temperatury w ciśnieniu i są kontrolowane za pomocą automatycznych grzałek i rozpylania wody, które odpowiednio podnoszą i obniżają temperaturę ciśnieniomierza.

Lakierki

Chłodziwo jest pompowane wokół obwodu pierwotnego za pomocą potężnych pomp. Pompy te mają wydajność ~ 100 000 galonów chłodziwa na minutę. Po odebraniu ciepła przechodzącego przez rdzeń reaktora, chłodziwo pierwotne przenosi ciepło w wytwornicy pary do wody w obwodzie wtórnym o niższym ciśnieniu, odparowując chłodziwo wtórne do pary nasyconej — w większości konstrukcji 6,2 MPa (60 atm, 900  psia ) , 275°C (530°F) — do stosowania w turbinie parowej. Schłodzone chłodziwo pierwotne jest następnie zawracane do zbiornika reaktora w celu ponownego ogrzania.

Moderator

Reaktory wodne ciśnieniowe, podobnie jak wszystkie konstrukcje reaktorów termicznych , wymagają spowolnienia neutronów szybkiego rozszczepienia (proces zwany moderacją lub termalizacją) w celu interakcji z paliwem jądrowym i podtrzymania reakcji łańcuchowej. W PWR woda chłodząca jest używana jako moderator , pozwalając neutronom na wielokrotne zderzenia z lekkimi atomami wodoru w wodzie, tracąc przy tym prędkość. To „moderowanie” neutronów będzie się działo częściej, gdy woda będzie gęstsza (będzie następować więcej kolizji). Użycie wody jako moderatora jest ważną cechą bezpieczeństwa PWR, ponieważ wzrost temperatury może powodować rozszerzanie się wody, dając większe „luki” między cząsteczkami wody i zmniejszając prawdopodobieństwo termalizacji – zmniejszając w ten sposób stopień, w jakim neutrony są spowolnione, a tym samym zmniejszają reaktywność w reaktorze. Dlatego jeśli reaktywność wzrośnie powyżej normy, zmniejszona moderacja neutronów spowoduje spowolnienie reakcji łańcuchowej, wytwarzając mniej ciepła. Ta właściwość, znana jako ujemny współczynnik temperaturowy reaktywności, sprawia, że ​​reaktory PWR są bardzo stabilne. Proces ten jest określany jako „samoregulacja”, tzn. im gorętszy staje się płyn chłodzący, tym mniej reaktywna staje się instalacja, wyłączając się nieznacznie w celu kompensacji i odwrotnie. W ten sposób roślina kontroluje się wokół zadanej temperatury ustawionej przez położenie drążków sterujących.

Natomiast konstrukcja reaktora RBMK stosowana w Czarnobylu, w której jako moderator wykorzystuje grafit zamiast wody i wrzącą wodę jako chłodziwo, ma duży dodatni termiczny współczynnik reaktywności, który zwiększa wytwarzanie ciepła, gdy temperatura wody chłodzącej wzrasta. To sprawia, że ​​konstrukcja RBMK jest mniej stabilna niż reaktory wodne ciśnieniowe. Oprócz właściwości spowalniania neutronów, gdy służy jako moderator, woda ma również właściwość pochłaniania neutronów, choć w mniejszym stopniu. Wraz ze wzrostem temperatury wody chłodzącej wzrasta wrzenie, co powoduje powstawanie pustych przestrzeni. W ten sposób jest mniej wody do pochłaniania neutronów termicznych, które zostały już spowolnione przez moderator grafitowy, powodując wzrost reaktywności. Ta właściwość nazywa się pustym współczynnikiem reaktywności, a w reaktorze RBMK takim jak Czarnobyl, pusty współczynnik jest dodatni i dość duży, powodując szybkie stany nieustalone. Ta charakterystyczna konstrukcja reaktora RBMK jest ogólnie postrzegana jako jedna z kilku przyczyn katastrofy w Czarnobylu .

Ciężka woda ma bardzo niską absorpcję neutronów, więc reaktory na ciężką wodę mają zwykle dodatni współczynnik pustej przestrzeni, chociaż konstrukcja reaktora CANDU łagodzi ten problem, stosując niewzbogacony, naturalny uran; te reaktory są również zaprojektowane z wieloma pasywnymi systemami bezpieczeństwa, których nie ma w oryginalnym projekcie RBMK.

Reduktory PWR są zaprojektowane do utrzymywania w stanie niedostatecznie moderowanym, co oznacza, że ​​jest miejsce na zwiększenie objętości lub gęstości wody w celu dalszego zwiększenia umiaru, ponieważ gdyby umiar był zbliżony do nasycenia, wówczas zmniejszenie gęstości moderatora/chłodziwa mogłoby znacznie zmniejszyć absorpcję neutronów, podczas gdy zmniejszenie moderacji tylko nieznacznie, dzięki czemu współczynnik pustki będzie dodatni. Ponadto lekka woda jest w rzeczywistości nieco silniejszym moderatorem neutronów niż ciężka woda, chociaż absorpcja neutronów w ciężkiej wodzie jest znacznie niższa. Z powodu tych dwóch faktów reaktory na lekką wodę mają stosunkowo małą objętość moderatora, a zatem mają zwarte rdzenie. Jeden projekt nowej generacji, reaktor wodny w stanie nadkrytycznym , jest jeszcze mniej moderowany. Mniej umiarkowane widmo energii neutronów pogarsza stosunek wychwytywania/rozszczepiania dla 235 U, a zwłaszcza 239 Pu, co oznacza, że ​​więcej jąder rozszczepialnych nie ulega rozszczepieniu na absorpcji neutronów i zamiast tego wychwytuje neutron, aby stać się cięższym nierozszczepialnym izotopem, tracąc jeden lub więcej neutronów i zwiększenie akumulacji ciężkich aktynowców transuranowych, z których niektóre mają długi okres półtrwania.

Paliwo

Wiązka paliwowa PWR Wiązka paliwowa pochodzi z reaktora wodnego ciśnieniowego nuklearnego statku pasażerskiego i towarowego NS Savannah . Zaprojektowany i zbudowany przez Babcock & Wilcox .

Po wzbogaceniu dwutlenek uranu ( UO
2
) proszek wypalany jest w wysokotemperaturowym piecu spiekalniczym w celu wytworzenia twardych, ceramicznych granulek wzbogaconego dwutlenku uranu. Cylindryczne granulki są następnie pokrywane odpornym na korozję stopem cyrkonu cyrkonu, który jest wypełniany helem w celu ułatwienia przewodzenia ciepła i wykrywania wycieków. Zircaloy jest wybierany ze względu na jego właściwości mechaniczne i niski przekrój absorpcji. Gotowe pręty paliwowe są pogrupowane w zespoły paliwowe, zwane wiązkami paliwowymi, które są następnie wykorzystywane do budowy rdzenia reaktora. Typowy reaktor PWR ma zespoły paliwowe składające się z 200 do 300 prętów każdy, a duży reaktor miałby około 150-250 takich zespołów, zawierających łącznie 80-100 ton uranu. Generalnie, zestawy paliwowe składają się z prętów paliwowych w pakiecie 14 × 14 do 17 × 17. PWR produkuje rzędu 900 do 1600 MW e . Wiązki paliwowe PWR mają około 4 metry długości.

Tankowanie dla większości komercyjnych PWR odbywa się w cyklu 18-24 miesięcy. Około jedna trzecia rdzenia jest wymieniana przy każdym tankowaniu, chociaż niektóre bardziej nowoczesne schematy tankowania mogą skrócić czas tankowania do kilku dni i umożliwić tankowanie w krótszych odstępach czasu.

Kontrola

W reaktorach PWR moc reaktora może być postrzegana jako podążanie za zapotrzebowaniem na parę (turbinę) ze względu na reaktywność sprzężenia zwrotnego zmiany temperatury spowodowanej zwiększonym lub zmniejszonym przepływem pary. (Patrz: Ujemny współczynnik temperaturowy .) Pręty kontrolne z boru i kadmu służą do utrzymania temperatury systemu pierwotnego na żądanym punkcie. Aby zmniejszyć moc, operator zamyka zawory wlotowe turbiny. Spowodowałoby to pobieranie mniejszej ilości pary z generatorów pary. Powoduje to wzrost temperatury w pętli pierwotnej. Wyższa temperatura powoduje zmniejszenie gęstości wody chłodzącej reaktor pierwotny, umożliwiając wyższe prędkości neutronów, a tym samym mniejsze rozszczepienie i zmniejszoną moc wyjściową. Ten spadek mocy ostatecznie spowoduje powrót temperatury systemu pierwotnego do poprzedniej wartości stanu ustalonego. Operator może kontrolować stałą temperaturę roboczą poprzez dodanie kwasu borowego i/lub ruch prętów sterujących.

Regulacja reaktywności w celu utrzymania 100% mocy podczas spalania paliwa w większości komercyjnych PWR jest zwykle osiągana przez zmianę stężenia kwasu borowego rozpuszczonego w chłodziwie reaktora pierwotnego. Bor z łatwością absorbuje neutrony i zwiększanie lub zmniejszanie jego stężenia w chłodziwie reaktora wpłynie zatem odpowiednio na aktywność neutronową. Cały system sterowania obejmujący pompy wysokociśnieniowe (zwykle nazywany układem ładowania i spuszczania) jest wymagany do usunięcia wody z głównej pętli wysokiego ciśnienia i ponownego wstrzyknięcia wody o różnych stężeniach kwasu borowego. Pręty sterujące reaktora, wprowadzane przez głowicę zbiornika reaktora bezpośrednio do wiązek paliwa, są przemieszczane z następujących powodów: aby uruchomić reaktor, aby wyłączyć pierwotne reakcje jądrowe w reaktorze, aby pomieścić krótkotrwałe stany nieustalone, takie jak zmiany załadować turbinę,

Pręty kontrolne mogą być również używane do kompensowania zapasów trucizn jądrowych i kompensowania wyczerpania paliwa jądrowego . Jednak efekty te są zwykle niwelowane przez zmianę stężenia kwasu borowego w chłodziwie.

W przeciwieństwie do tego, reaktory BWR nie zawierają boru w chłodziwie reaktora i kontrolują moc reaktora poprzez regulację natężenia przepływu chłodziwa reaktora.

Zalety

Reaktory PWR są bardzo stabilne ze względu na ich tendencję do wytwarzania mniejszej mocy wraz ze wzrostem temperatury; to sprawia, że ​​reaktor jest łatwiejszy w obsłudze z punktu widzenia stabilności.

Pętla obiegu turbiny PWR jest oddzielona od pętli pierwotnej, dzięki czemu woda w pętli wtórnej nie jest zanieczyszczona materiałami radioaktywnymi.

PWR mogą pasywnie przetrząsać reaktor w przypadku utraty zasilania poza siedzibą, aby natychmiast zatrzymać pierwotną reakcję jądrową. Pręty sterujące są utrzymywane przez elektromagnesy i spadają grawitacyjnie w przypadku utraty prądu; pełne wprowadzenie bezpiecznie wyłącza pierwotną reakcję jądrową.

Technologia PWR jest preferowana przez narody dążące do rozwoju marynarki nuklearnej; kompaktowe reaktory dobrze pasują do atomowych okrętów podwodnych i innych atomowych statków.

Niedogodności

Woda chłodząca musi być pod wysokim ciśnieniem, aby pozostała płynna w wysokich temperaturach. Wymaga to orurowania o wysokiej wytrzymałości i ciężkiego zbiornika ciśnieniowego, a tym samym zwiększa koszty budowy. Wyższe ciśnienie może zwiększyć konsekwencje wypadku z utratą chłodziwa . Zbiorniku ciśnieniowym reaktora jest wykonana z żeliwa stali, ale, ponieważ pracuje ona, strumień neutronów z reaktora powoduje to stal staje się mniej ciągliwe. Ostatecznie ciągliwość stali osiągnie granice określone przez obowiązujące normy dotyczące kotłów i zbiorników ciśnieniowych, a zbiornik ciśnieniowy musi zostać naprawiony lub wymieniony. Może to nie być praktyczne ani ekonomiczne, a więc determinuje żywotność rośliny.

Potrzebne są również dodatkowe elementy wysokociśnieniowe, takie jak pompy chłodziwa reaktora, ciśnieniomierz i wytwornice pary. Zwiększa to również koszt kapitału i złożoność elektrowni PWR.

Wysokotemperaturowy płyn chłodzący z rozpuszczonym kwasem borowym działa korodująco na stal węglową (ale nie stal nierdzewną ); może to spowodować krążenie radioaktywnych produktów korozji w głównym obiegu chłodziwa. To nie tylko ogranicza żywotność reaktora, ale systemy filtrujące produkty korozji i regulujące stężenie kwasu borowego znacznie zwiększają całkowity koszt reaktora i ekspozycję na promieniowanie. W jednym przypadku spowodowało to poważną korozję mechanizmów napędowych drążka sterującego, gdy roztwór kwasu borowego wyciekł przez uszczelnienie między samym mechanizmem a układem głównym.

Ze względu na wymóg ładowania borem obiegu pierwotnego chłodziwa reaktora wodnego ciśnieniowego, niepożądana produkcja radioaktywnego trytu wtórnego w wodzie jest ponad 25-krotnie większa niż w reaktorach z wodą wrzącą o podobnej mocy, ze względu na brak w nich pierwiastka moderującego neutrony. pętla chłodziwa. Tryt powstaje w wyniku absorpcji prędkiego neutronu w jądrze atomu boru-10, który następnie rozpada się na atom litu-7 i trytu. Ciśnieniowe reaktory wodne co roku emitują do środowiska kilkaset kiurów trytu w ramach normalnej pracy.

Naturalny uran to tylko 0,7% uranu-235, izotopu niezbędnego do reaktorów termicznych. Powoduje to konieczność wzbogacania paliwa uranowego, co znacznie podnosi koszty produkcji paliwa.

Ponieważ woda pełni rolę moderatora neutronów, nie jest możliwe zbudowanie reaktora na neutrony prędkie o konstrukcji PWR. Zredukowana wodą reaktor umiar może jednak osiągnąć hodowli współczynnik większy od jedności, choć ten projekt reaktora ma wady własnych.

Zobacz też

Uwagi

Bibliografia

Zewnętrzne linki