Кипящий водный реактор: принцип работы и устройство

Кипящий ядерный реактор (BWR): принцип работы, отличия от PWR, прямое кипячение воды для выработки электроэнергии. Эффективность и безопасность АЭС.

26 мин чтения

100%

Источник: Boiling water reactor — Wikipedia

Сравнивайте с английским: нажмите на абзац — оригинал откроется в окне. Кнопка EN под абзацем показывает его прямо в тексте.

Содержание

Введение

Тип ядерного реактора, который напрямую превращает воду в пар.

Кипящий водяной реактор (BWR) – это тип водо-водяного ядерного реактора, используемый для выработки электроэнергии. Это второй по распространенности тип ядерного реактора для производства электроэнергии после реактора с водой под давлением (PWR), который также является типом водо-водяного ядерного реактора. Основное отличие между BWR и PWR заключается в том, что в BWR тепло, выделяемое активной зоной реактора, нагревает воду, которая превращается в пар и приводит в действие паровую турбину. В PWR активная зона реактора нагревает воду, которая не закипает. Эта горячая вода затем передает тепло системе с более низким давлением, которая превращает воду в пар, приводящий в действие турбину. Реактор BWR был разработан Аргоннской национальной лабораторией и General Electric (GE) в середине 1950-х годов. Основным современным производителем является GE Hitachi Nuclear Energy, специализирующаяся на проектировании и строительстве реакторов этого типа.

Обзор

В реакторе с кипящей водой используется деминерализованная вода в качестве теплоносителя и нейтронного замедлителя. Тепло выделяется в результате ядерного деления в активной зоне реактора, что приводит к кипению теплоносителя и образованию пара. Этот пар непосредственно используется для вращения турбины, после чего охлаждается в конденсаторе и преобразуется обратно в жидкую воду. Затем эта вода возвращается в активную зону реактора, завершая цикл. Давление теплоносителя поддерживается на уровне около 75 атм (7,6 МПа, 1000–1100 psi), чтобы обеспечить кипение в активной зоне при температуре около 285 °C (550 °F). Для сравнения, в реакторе с водой под давлением (PWR) значительное кипение недопустимо из-за высокого давления, поддерживаемого в его первом контуре – примерно 158 атм (16 МПа, 2300 psi). Частота повреждения активной зоны реактора оценивалась в диапазоне от 10−4 до 10−7 (то есть, одна авария с повреждением активной зоны на каждые 10 000–10 000 000 реактор-лет).

Конденсат и кормовая вода

Паровые потоки, выходящие из турбины, поступают в конденсаторы, расположенные под турбинами низкого давления, где пар охлаждается и возвращается в жидкое состояние (конденсат). Конденсат затем прокачивается через подогреватели питательной воды, которые повышают его температуру с помощью отводящего пара из различных ступеней турбины. Питательная вода из подогревателей поступает в реакторный сосуд под давлением (RPV) через сопла, расположенные высоко на сосуде, значительно выше верхней части ядерных топливных сборок (эти ядерные топливные сборки составляют "ядро"), но ниже уровня воды. Питательная вода в область нисходящего потока или кольцевом пространстве смешивается с водой, выходящей из сепараторов влаги. Питательная вода переохлаждает насыщенную воду из сепараторов влаги. Эта вода затем течет вниз по области нисходящего потока или кольцевому пространству, которая отделена от ядра высокой защитной оболочкой. Вода затем проходит через форсажные насосы или насосы внутренней циркуляции, которые обеспечивают дополнительную насосную мощность (гидравлический напор). Вода делает поворот на 180 градусов и поднимается через нижнюю опорную плиту в ядро, где топливные элементы нагревают воду. Вода, выходящая из топливных каналов в верхней части, насыщена паром примерно на 15%. Типичный расход воды через ядро может составлять 45 000 000 кг/ч (100 000 000 фунтов/ч), при этом расход пара составляет 6 500 000 кг/ч (14 500 000 фунтов/ч). Однако, средняя доля пара в ядре значительно выше (~40%). Эти значения можно найти в общедоступных технических спецификациях каждой установки, в окончательном отчете по анализу безопасности или в отчете об ограничениях на эксплуатацию ядра. Нагрев от ядра создает тепловой напор, который помогает насосам циркуляции в рециркуляции воды внутри RPV. Реактор BWR может быть спроектирован без насосов циркуляции и полностью полагаться на тепловой напор для рециркуляции воды внутри RPV. Однако, принудительный напор циркуляции от насосов циркуляции 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 принудительного расхода циркуляции через насосы циркуляции. Двухфазная жидкость (вода и пар) над ядром поступает в область восходящего потока, которая является верхней областью, расположенной внутри защитной оболочки. Высота этой области может быть увеличена для увеличения теплового напора естественной циркуляции. В верхней части области восходящего потока находится сепаратор влаги. За счет закручивания двухфазного потока в циклонах пар отделяется и поднимается вверх к паросушилке, в то время как вода остается позади и горизонтально вытекает в область нисходящего потока или кольцевое пространство. В области нисходящего потока или кольцевом пространстве она смешивается с потоком питательной воды, и цикл повторяется. Насыщенный пар, поднимающийся над сепаратором, высушивается шевронной сушильной конструкцией. "Влажный" пар проходит по извилистому пути, где капли воды замедляются и направляются в область нисходящего потока или кольцевое пространство. "Сухой" пар затем выходит из RPV через четыре главных паропровода и направляется в турбину.

Steam exiting the turbine flows into condensers located underneath the low pressure turbines, where the steam is cooled and returned to the liquid state (condensate). The condensate is then pumped through feedwater heaters that raise its temperature using extraction steam from various turbine stages. Feedwater from the feedwater heaters enters the reactor pressure vessel (RPV) through nozzles high on the vessel, well above the top of the nuclear fuel assemblies (these nuclear fuel assemblies constitute the "core") but below the water level. The feedwater enters into the downcomer or annulus region and combines with water exiting the moisture separators. The feedwater subcools the saturated water from the moisture separators. This water now flows down the downcomer or annulus region, which is separated from the core by a tall shroud. The water then goes through either jet pumps or internal recirculation pumps that provide additional pumping power (hydraulic head). The water now makes a 180 degree turn and moves up through the lower core plate into the nuclear core, where the fuel elements heat the water. Water exiting the fuel channels at the top guide is saturated with a steam quality of about 15%. Typical core flow may be 45,000,000 kg/h (100,000,000 lb/h) with 6,500,000 kg/h (14,500,000 lb/h) steam flow. However, core average void fraction is a significantly higher fraction (~40%). These sort of values may be found in each plant's publicly available Technical Specifications, Final Safety Analysis Report, or Core Operating Limits Report. The heating from the core creates a thermal head that assists the recirculation pumps in recirculating the water inside of the RPV. A BWR can be designed with no recirculation pumps and rely entirely on the thermal head to recirculate the water inside of the RPV. The forced recirculation head from the recirculation pumps is very useful in controlling power, however, and allows achieving higher power levels that would not otherwise be possible. The thermal power level is easily varied by simply increasing or decreasing the forced recirculation flow through the recirculation pumps. The two phase fluid (water and steam) above the core enters the riser area, which is the upper region contained inside of the shroud. The height of this region may be increased to increase the thermal natural recirculation pumping head. At the top of the riser area is the moisture separator. By swirling the two phase flow in cyclone separators, the steam is separated and rises upwards towards the steam dryer while the water remains behind and flows horizontally out into the downcomer or annulus region. In the downcomer or annulus region, it combines with the feedwater flow and the cycle repeats. The saturated steam that rises above the separator is dried by a chevron dryer structure. The "wet" steam goes through a tortuous path where the water droplets are slowed and directed out into the downcomer or annulus region. The "dry" steam then exits the RPV through four main steam lines and goes to the turbine.

Системы управления

Мощность реактора контролируется двумя способами: введением или выводом регулирующих стержней (контрольных лопаток) и изменением расхода воды через активную зону реактора. Нормальным способом управления мощностью при запуске кипящего реактора (BWR) является установка (вывод или введение) регулирующих стержней. При выводе регулирующих стержней поглощение нейтронов в материале стержней уменьшается, а в топливе увеличивается, следовательно, мощность реактора возрастает. При введении регулирующих стержней поглощение нейтронов в материале стержней увеличивается, а в топливе уменьшается, следовательно, мощность реактора снижается. В отличие от водо-водяного реактора (PWR), в BWR регулирующие стержни (пластины из карбида бора) вводятся снизу для обеспечения более однородного распределения мощности: в верхней части плотность воды ниже из-за парообразования, что снижает эффективность замедления нейтронов и вероятность деления. В нормальном режиме работы регулирующие стержни используются только для поддержания однородного распределения мощности в реакторе и компенсации выгорания топлива, в то время как мощность регулируется расходом воды (см. ниже). Некоторые ранние BWR и предлагаемые проекты ESBWR (Economic Simplified BWR, разработанные 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 нормальным и удобным способом управления мощностью в диапазоне примерно от 30% до 100% номинальной мощности реактора. При работе на так называемой "штанговой линии 100%" мощность может изменяться примерно от 30% до 100% номинальной мощности путем изменения расхода системы рециркуляции реактора путем изменения скорости циркуляционных насосов или модуляции регулирующих клапанов расхода. При увеличении расхода воды через активную зону пузырьки пара ("пустоты") быстрее удаляются из активной зоны, количество жидкой воды в активной зоне увеличивается, замедление нейтронов усиливается, больше нейтронов замедляются для поглощения топливом, и мощность реактора возрастает. При уменьшении расхода воды через активную зону паровые пустоты дольше остаются в активной зоне, количество жидкой воды в активной зоне уменьшается, замедление нейтронов ослабевает, меньше нейтронов замедляются настолько, чтобы быть поглощенными топливом, и мощность реактора снижается. Таким образом, BWR имеет отрицательный коэффициент пустотности. Давление в реакторе BWR контролируется главной турбиной или главными обходными клапанами пара. В отличие от PWR, где потребность турбины в паре задается операторами вручную, в BWR клапаны турбины модулируются для поддержания давления в реакторе на заданном уровне. В этом режиме управления выходная мощность турбины автоматически следует за изменениями мощности реактора. При отключении или аварийной остановке турбины открываются главные обходные/сбросные клапаны для направления пара непосредственно в конденсатор. Эти обходные клапаны автоматически или вручную модулируются по мере необходимости для поддержания давления в реакторе и контроля скорости нагрева и охлаждения реактора во время парообразования. Уровень воды в реакторе контролируется основной системой подачи воды. От примерно 0,5% до 100% мощности подача воды автоматически контролирует уровень воды в реакторе. В условиях малой мощности контроллер подачи воды действует как простой ПИД-регулятор, отслеживая уровень воды в реакторе. В условиях высокой мощности контроллер переключается в режим управления "Тремя элементами", где контроллер учитывает текущий уровень воды в реакторе, а также количество поступающей воды и количество выходящего пара. Используя скорости подачи воды и расхода пара, система управления подачей воды может быстро предвидеть отклонения уровня воды и реагировать для поддержания уровня воды в пределах нескольких дюймов от заданного значения. В случае отказа одного из двух насосов подачи воды во время работы система подачи воды подаст команду системе рециркуляции быстро снизить расход в активной зоне, эффективно снизив мощность реактора со 100% до 50% за несколько секунд. При таком уровне мощности один насос подачи воды может поддерживать уровень воды в активной зоне. При полной потере подачи воды реактор аварийно останавливается, и система аварийного охлаждения активной зоны используется для восстановления уровня воды в реакторе.

Reactor power is controlled via two methods: by inserting or withdrawing control rods (control blades) and by changing the water flow through the reactor core. Positioning (withdrawing or inserting) control rods is the normal method for controlling power when starting up a BWR. As control rods are withdrawn, neutron absorption decreases in the control material and increases in the fuel, so reactor power increases. As control rods are inserted, neutron absorption increases in the control material and decreases in the fuel, so reactor power decreases. Differently from the PWR, in a BWR the control rods (boron carbide plates) are inserted from below to give a more homogeneous distribution of the power: in the upper side the density of the water is lower due to vapour formation, making the neutron moderation less efficient and the fission probability lower. In normal operation, the control rods are only used to keep a homogeneous power distribution in the reactor and to compensate for the consumption of the fuel, while the power is controlled through the water flow (see below). Some early BWRs and the proposed ESBWR (Economic Simplified BWR made by General Electric Hitachi) designs use only natural circulation with control rod positioning to control power from zero to 100% because they do not have reactor recirculation systems. Changing (increasing or decreasing) the flow of water through the core is the normal and convenient method for controlling power from approximately 30% to 100% reactor power. When operating on the so called "100% rod line", power may be varied from approximately 30% to 100% of rated power by changing the reactor recirculation system flow by varying the speed of the recirculation pumps or modulating flow control valves. As flow of water through the core is increased, steam bubbles ("voids") are more quickly removed from the core, the amount of liquid water in the core increases, neutron moderation increases, more neutrons are slowed to be absorbed by the fuel, and reactor power increases. As flow of water through the core is decreased, steam voids remain longer in the core, the amount of liquid water in the core decreases, neutron moderation decreases, fewer neutrons are slowed enough to be absorbed by the fuel, and reactor power decreases. Thus the BWR has a negative void coefficient. Reactor pressure in a BWR is controlled by the main turbine or main steam bypass valves. Unlike a PWR, where the turbine steam demand is set manually by the operators, in a BWR, the turbine valves will modulate to maintain reactor pressure at a setpoint. Under this control mode, the turbine output will automatically follow reactor power changes. When the turbine is offline or trips, the main steam bypass/dump valves will open to direct steam directly to the condenser. These bypass valves will automatically or manually modulate as necessary to maintain reactor pressure and control the reactor's heatup and cooldown rates while steaming is still in progress. Reactor water level is controlled by the main feedwater system. From about 0.5% power to 100% power, feedwater will automatically control the water level in the reactor. At low power conditions, the feedwater controller acts as a simple PID control by watching reactor water level. At high power conditions, the controller is switched to a "Three Element" control mode, where the controller looks at the current water level in the reactor, as well as the amount of water going in and the amount of steam leaving the reactor. By using the water injection and steam flow rates, the feed water control system can rapidly anticipate water level deviations and respond to maintain water level within a few inches of set point. If one of the two feedwater pumps fails during operation, the feedwater system will command the recirculation system to rapidly reduce core flow, effectively reducing reactor power from 100% to 50% in a few seconds. At this power level a single feedwater pump can maintain the core water level. If all feedwater is lost, the reactor will scram and the Emergency Core Cooling System is used to restore reactor water level.

Паровые турбины

Парообразование в активной зоне реактора происходит через пароотделители и сушильные пластины над активной зоной, а затем непосредственно в турбину, которая является частью реакторного контура. Поскольку вода вокруг активной зоны реактора всегда содержит следы радионуклидов из-за захвата нейтронов водой, турбина должна быть экранирована во время нормальной эксплуатации, а при техническом обслуживании необходимо обеспечить радиационную защиту. Увеличенные затраты на эксплуатацию и техническое обслуживание кипящего реактора (БВР) обычно компенсируются экономией, обусловленной более простой конструкцией и более высокой тепловой эффективностью БВР по сравнению с водо-водяным реактором (ВВР). Большая часть радиоактивности в воде имеет очень короткий период полураспада (в основном N 16, с периодом полураспада 7 секунд), поэтому в турбинный зал можно войти вскоре после остановки реактора. Паровые турбины БВР используют турбину высокого давления, предназначенную для работы с насыщенным паром, и несколько турбин низкого давления. Турбина высокого давления получает пар непосредственно от реактора. Выхлоп турбины высокого давления проходит через паровой перегреватель, который перегревает пар до температуры выше 400 градусов по Фаренгейту для использования турбинами низкого давления. Выхлоп турбин низкого давления направляется в главный конденсатор. Паровые перегреватели используют часть пара турбины в качестве источника тепла для перегрева выхлопа турбины высокого давления. Хотя перегреватели отводят пар от турбины, конечным результатом является повышение термодинамической эффективности станции.

Ядро реактора

Современная топливная сборка BWR состоит из 74–100 тепловыделяющих элементов, а в активной зоне реактора может находиться до 800 таких сборок, содержащих до 140 коротких тонн низкообогащенного урана. Количество топливных сборок в конкретном реакторе определяется исходя из требуемой мощности реактора, размеров активной зоны и удельной мощности реактора.

Системы безопасности

Современный реактор оснащен множеством систем безопасности, разработанных в соответствии с принципом многоуровневой защиты, который является основополагающей философией проектирования, интегрированной на всех этапах строительства и пуско-наладки. Реактор кипящего типа (BWR) аналогичен реактору с водой под давлением (PWR) тем, что продолжает выделять тепло даже после прекращения цепной реакции, что может привести к инциденту с повреждением активной зоны. Это тепло образуется в результате радиоактивного распада продуктов деления и материалов, активированных поглощением нейтронов. Реакторы BWR имеют несколько систем безопасности, предназначенных для охлаждения активной зоны после аварийной остановки.

Системы дозаправки

Реакторные топливные стержни периодически заменяют, перемещая их из реакторного сосуда под давлением в бассейн выдержанного ядерного топлива. Типичный топливный цикл длится 18–24 месяца, при этом заменяется около трети топливных сборок во время плановой остановки реактора для дозаправки. Оставшиеся топливные сборки перераспределяются по новым позициям в активной зоне для максимизации эффективности и мощности, вырабатываемой в следующем топливном цикле. Поскольку они горячи как радиоактивно, так и тепловыделяюще, это делается с помощью кранов и под водой. Поэтому бассейны для хранения выдержанного ядерного топлива обычно располагаются над реактором. Они защищены слоем воды, в несколько раз превышающим их высоту, и хранятся в жестких решетках, где их геометрия контролируется для предотвращения достижения критичности. Во время аварии на Фукусиме-1 это стало проблемой, поскольку вода была потеряна (из-за нагрева выдержанным ядерным топливом) из одного или нескольких бассейнов выдержанного ядерного топлива, а землетрясение могло нарушить их геометрию. Также проблематичным был тот факт, что оболочка топливных стержней изготовлена из циркониевого сплава, поскольку этот элемент может реагировать с паром при высоких температурах, образуя водород, который может воспламениться при контакте с кислородом воздуха. Обычно топливные стержни поддерживаются достаточно охлажденными как в реакторе, так и в бассейнах выдержанного ядерного топлива, чтобы это не вызывало опасений, и оболочка остается неповрежденной на протяжении всего срока службы стержня.

Ранние концепции

Концепция BWR была разработана несколько позже, чем концепция PWR. Разработка BWR началась в начале 1950-х годов и стала результатом сотрудничества между General Electric (GE) и несколькими национальными лабораториями США. Исследования в области ядерной энергетики в США курировались тремя видами вооруженных сил. ВМС, видя возможность превращения подводных лодок в подводные аппараты, способные непрерывно находиться под водой, и кораблей, способных совершать кругосветные плавания без дозаправки, направили своего инженера, капитана Хаймана Риковера, возглавить их ядерную энергетическую программу. Риковер выбрал PWR для ВМС, поскольку первые исследователи в области ядерной энергетики опасались, что прямое производство пара внутри реактора приведет к нестабильности, в то время как они были уверены, что использование воды под давлением будет надежным способом теплопередачи. Эта обеспокоенность привела к тому, что первые американские исследования в области ядерной энергетики были посвящены PWR, который особенно хорошо подходил для военно-морских судов (особенно подводных лодок), поскольку пространство было ограничено, и PWR можно было сделать компактными и достаточно мощными для установки на такие суда. Однако другие исследователи хотели выяснить, действительно ли предполагаемая нестабильность, вызванная кипением воды в активной зоне реактора, может привести к нестабильности. В ходе ранней разработки реакторов небольшая группа инженеров случайно увеличила мощность экспериментального реактора до такой степени, что вода быстро закипела. Это привело к остановке реактора, что продемонстрировало полезное свойство саморегулирования в аварийных ситуациях. В частности, Самуэль Унтермайер II, исследователь из Аргоннской национальной лаборатории, предложил и руководил серией экспериментов BORAX, чтобы выяснить, возможно ли использование реактора с кипящей водой для производства энергии. Он пришел к выводу, что это возможно, подвергнув свои реакторы серьезным испытаниям и доказав принципы безопасности BWR. После этой серии испытаний GE включилась в работу и сотрудничала с Аргоннской национальной лабораторией для вывода этой технологии на рынок. В конце 1950-х – начале/середине 1960-х годов были проведены более масштабные испытания, в ходе которых для питания турбины использовался лишь частично непосредственно генерируемый (первичный) пар ядерной котельной, а также использовались теплообменники для генерации вторичного пара для привода отдельных частей турбин. Причины этого в литературе не указаны, но в серийных моделях BWR от этой схемы отказались.

The BWR concept was developed slightly later than the PWR concept. Development of the BWR started in the early 1950s, and was a collaboration between General Electric (GE) and several US national laboratories. Research into nuclear power in the US was led by the three military services. The Navy, seeing the possibility of turning submarines into full time underwater vehicles, and ships that could steam around the world without refueling, sent their man in engineering, Captain Hyman Rickover to run their nuclear power program. Rickover decided on the PWR route for the Navy, as the early researchers in the field of nuclear power feared that the direct production of steam within a reactor would cause instability, while they knew that the use of pressurized water would definitively work as a means of heat transfer. This concern led to the US's first research effort in nuclear power being devoted to the PWR, which was highly suited for naval vessels (submarines, especially), as space was at a premium, and PWRs could be made compact and high power enough to fit into such vessels. But other researchers wanted to investigate whether the supposed instability caused by boiling water in a reactor core would really cause instability. During early reactor development, a small group of engineers accidentally increased the reactor power level on an experimental reactor to such an extent that the water quickly boiled. This shut down the reactor, indicating the useful self moderating property in emergency circumstances. In particular, Samuel Untermyer II, a researcher at Argonne National Laboratory, proposed and oversaw a series of experiments: the BORAX experiments—to see if a boiling water reactor would be feasible for use in energy production. He found that it was, after subjecting his reactors to quite strenuous tests, proving the safety principles of the BWR. Following this series of tests, GE got involved and collaborated with Argonne National Laboratory to bring this technology to market. Larger scale tests were conducted through the late 1950s/early/mid 1960s that only partially used directly generated (primary) nuclear boiler system steam to feed the turbine and incorporated heat exchangers for the generation of secondary steam to drive separate parts of the turbines. The literature does not indicate why this was the case, but it was eliminated on production models of the BWR.

Первая серия производства

Первое поколение серийно выпускаемых реакторов с кипящей водой ознаменовалось постепенной разработкой уникальных и характерных особенностей BWR: торуса (используемого для конденсации пара в случае аварийной ситуации, требующей конденсации пара), а также сухого колодца, отсутствия теплообменника, сепаратора пара, характерной общей компоновки здания реактора и стандартизации систем управления и защиты реактора. Первая серийная модель BWR производства General Electric (GE) прошла через 6 итеративных этапов проектирования, каждый из которых обозначался как BWR/1 – BWR/6. (BWR/4, BWR/5 и BWR/6 – наиболее распространенные типы, находящиеся в эксплуатации на сегодняшний день.) Подавляющее большинство BWR, эксплуатируемых во всем мире, относятся к одному из этих этапов проектирования. Реакторы BWR 1-го поколения: BWR/1 с защитной оболочкой типа Mark I. Реакторы BWR 2-го поколения: BWR/2, BWR/3 и некоторые BWR/4 с защитной оболочкой типа Mark I. Другие BWR/4 и BWR/5 с защитной оболочкой типа Mark II. Реакторы BWR 3-го поколения: BWR/6 с защитной оболочкой типа Mark III. Варианты защитной оболочки строились с использованием бетона или стали для первичной защитной оболочки, сухого и влажного колодцев в различных комбинациях. Помимо разработок GE, существовали также проекты компаний ABB (Asea Atom), MITSU, Toshiba и KWU (Kraftwerk Union). См. Список реакторов с кипящей водой.

Усовершенствованный реактор с кипящей водой

Более новая конструкция БВР известна как реактор с передовой кипящей водой (ABWR). ABWR был разработан в конце 1980-х – начале 1990-х годов и с тех пор постоянно совершенствуется. В конструкцию ABWR включены передовые технологии, такие как компьютерное управление, автоматизация станции, управление выведением, перемещением и введением регулирующих стержней, насосная циркуляция теплоносителя в активной зоне и системы ядерной безопасности, что обеспечивает улучшения по сравнению с первоначальной серией серийно выпускаемых БВР, высокую электрическую мощность (1350 МВт на реактор) и значительно сниженную вероятность повреждения активной зоны. Важно отметить, что ABWR представлял собой полностью стандартизированную конструкцию, пригодную для серийного производства. В начале 1990-х годов Комиссия по ядерному регулированию США одобрила ABWR для серийного производства в качестве стандартизированной конструкции. Впоследствии в Японии было построено множество ABWR. Успех ABWR в Японии послужил стимулом для слияния ядерного энергетического подразделения General Electric с ядерным энергетическим подразделением Hitachi Corporation, в результате чего образовалась компания GE Hitachi Nuclear Energy, которая в настоящее время является ведущим мировым разработчиком конструкции БВР.

Упрощенный реактор с кипящей водой - никогда не лицензировался

Параллельно с разработкой АБВР, General Electric также разработала другую концепцию, известную как упрощенный реактор кипящей воды (SBWR). Этот более компактный реактор электрической мощностью 600 МВт отличался тем, что впервые в истории реакторов на легкой воде в нем были реализованы принципы "пассивной безопасности". Концепция пассивной безопасности подразумевает, что реактор, в отличие от необходимости вмешательства активных систем, таких как аварийные насосы подачи воды, для поддержания параметров в пределах безопасных значений, был спроектирован таким образом, чтобы возвращаться в безопасное состояние исключительно за счет действия природных сил в случае возникновения ситуации, связанной с безопасностью. Например, если реактор перегревался, это активировало бы систему, которая выпускала бы растворимые поглотители нейтронов (обычно раствор борных соединений или боракса) – вещества, значительно замедляющие цепную реакцию путем поглощения нейтронов – в активную зону реактора. Резервуар с растворимыми поглотителями нейтронов располагался бы над реактором, и раствор, после запуска системы, под действием силы тяжести поступал бы в активную зону, практически полностью останавливая реакцию. Другим примером является система изоляционного конденсатора, которая использовала принцип подъема горячей воды/пара для подачи горячего теплоносителя в большие теплообменники, расположенные над реактором в глубоких резервуарах с водой, тем самым обеспечивая отвод остаточного тепла. Еще одним примером является отсутствие циркуляционных насосов внутри активной зоны; эти насосы использовались в других конструкциях BWR для поддержания циркуляции охлаждающей воды, они были дорогими, сложными в обслуживании и могли выходить из строя. Для повышения надежности в АБВР было установлено не менее 10 таких циркуляционных насосов, чтобы даже при выходе из строя нескольких, достаточное количество оставалось работоспособным, предотвращая незапланированную остановку реактора и позволяя проводить ремонт насосов во время следующей перезагрузки. Вместо этого, конструкторы упрощенного реактора кипящей воды использовали тепловой анализ для проектирования активной зоны реактора таким образом, чтобы естественная циркуляция (холодная вода опускается, горячая поднимается) обеспечивала подачу воды к центру активной зоны для кипения. В конечном итоге, пассивные системы безопасности SBWR должны были обеспечить работу реактора без вмешательства человека в случае серьезной аварийной ситуации в течение не менее 48 часов после ее возникновения; после этого требовалось бы лишь периодическое пополнение резервуаров с охлаждающей водой, расположенных полностью за пределами реактора, изолированных от системы охлаждения и предназначенных для отвода отработанного тепла реактора путем испарения. Упрощенный реактор кипящей воды был представлен в Комиссию по ядерному регулированию США, однако был отозван до получения одобрения. Тем не менее, эта концепция оставалась интересной для конструкторов General Electric и послужила основой для дальнейших разработок.

Parallel to the development of the ABWR, General Electric also developed a different concept, known as the simplified boiling water reactor (SBWR). This smaller 600 megawatt electrical reactor was notable for its incorporation—for the first time ever in a light water reactor—of "passive safety" design principles. The concept of passive safety means that the reactor, rather than requiring the intervention of active systems, such as emergency injection pumps, to keep the reactor within safety margins, was instead designed to return to a safe state solely through operation of natural forces if a safety related contingency developed. For example, if the reactor got too hot, it would trigger a system that would release soluble neutron absorbers (generally a solution of borated materials, or a solution of borax), or materials that greatly hamper a chain reaction by absorbing neutrons, into the reactor core. The tank containing the soluble neutron absorbers would be located above the reactor, and the absorption solution, once the system was triggered, would flow into the core through force of gravity, and bring the reaction to a near complete stop. Another example was the Isolation Condenser system, which relied on the principle of hot water/steam rising to bring hot coolant into large heat exchangers located above the reactor in very deep tanks of water, thus accomplishing residual heat removal. Yet another example was the omission of recirculation pumps within the core; these pumps were used in other BWR designs to keep cooling water moving; they were expensive, hard to reach to repair, and could occasionally fail; so as to improve reliability, the ABWR incorporated no less than 10 of these recirculation pumps, so that even if several failed, a sufficient number would remain serviceable so that an unscheduled shutdown would not be necessary, and the pumps could be repaired during the next refueling outage. Instead, the designers of the simplified boiling water reactor used thermal analysis to design the reactor core such that natural circulation (cold water falls, hot water rises) would bring water to the center of the core to be boiled. The ultimate result of the passive safety features of the SBWR would be a reactor that would not require human intervention in the event of a major safety contingency for at least 48 hours following the safety contingency; thence, it would only require periodic refilling of cooling water tanks located completely outside of the reactor, isolated from the cooling system, and designed to remove reactor waste heat through evaporation. The simplified boiling water reactor was submitted to the United States Nuclear Regulatory Commission, however, it was withdrawn prior to approval; still, the concept remained intriguing to General Electric's designers, and served as the basis of future developments.

Экономический упрощенный реактор с кипящей водой

В течение периода, начавшегося в конце 1990-х годов, инженеры GE предложили объединить характеристики передовой конструкции реактора с кипящей водой с уникальными особенностями безопасности упрощенной конструкции реактора с кипящей водой, а также увеличить мощность полученной конструкции до 1600 МВт (4500 МВт). Этот проект Экономичного упрощенного реактора с кипящей водой (ESBWR) был представлен в Комиссию по ядерному регулированию США для утверждения в апреле 2005 года, а сертификация проекта была получена от NRC в сентябре 2014 года. По сообщениям, эта конструкция рекламировалась как имеющая вероятность повреждения активной зоны всего 3 × 10−8 случаев повреждения активной зоны в год эксплуатации реактора. Это означает, что для ожидания одного случая повреждения активной зоны в течение 100 лет эксплуатации потребуется работа 3 миллионов реакторов ESBWR. Более ранние конструкции BWR, BWR/4, имели вероятность повреждения активной зоны до 1 × 10−5 случаев в год эксплуатации реактора. Этот исключительно низкий показатель вероятности повреждения активной зоны (CDP) для ESBWR значительно превосходит показатели других крупных водо-водяных реакторов на рынке.

Проблемы с контрольной палочкой

Для современных конструкций BWR контрольные стержни вставляются снизу. Существует два доступных источника гидравлической энергии, которые могут приводить в действие контрольные стержни, вставляя их в активную зону BWR в аварийных условиях. Это специализированный гидравлический аккумулятор высокого давления и давление внутри реакторного сосуда, доступное для каждого контрольного стержня. Как специализированный аккумулятор (один на каждый стержень), так и давление в реакторе способны полностью вставить каждый стержень. Большинство других типов реакторов используют контрольные стержни верхнего входа, которые удерживаются в поднятом положении электромагнитами, что приводит к их падению в реактор под действием силы тяжести при потере питания. Это преимущество частично нивелируется тем, что гидравлические силы обеспечивают значительно большее усилие вставки стержней, чем сила тяжести, и, как следствие, контрольные стержни BWR гораздо реже заклинивают в частично вставленном положении из-за повреждения каналов управления в случае повреждения активной зоны. Контрольные стержни нижнего входа также позволяют проводить дозаправку без извлечения контрольных стержней и приводов, а также тестировать системы управления стержнями с открытым реакторным сосудом во время дозаправки.

Запуск ("находится в критическом состоянии")

Запуск реактора (достижение критичности) достигается путем вывода управляющих стержней из активной зоны для повышения реактивности активной зоны до уровня, при котором становится очевидным, что ядерная цепная реакция является самоподдерживающейся. Это называется "выходом на критичность". Вывод управляющих стержней выполняется медленно, чтобы тщательно контролировать состояние активной зоны по мере приближения реактора к критичности. Когда наблюдается, что реактор становится слегка сверхкритичным, то есть мощность реактора увеличивается самостоятельно, реактор объявляется критическим. Движение стержней осуществляется с помощью систем управления приводами стержней. Более новые BWR, такие как ABWR и ESBWR, а также все немецкие и шведские BWR используют систему управления приводами стержней с точным позиционированием (Fine Motion Control Rod Drive system), которая позволяет управлять несколькими стержнями с очень плавными движениями. Это позволяет оператору реактора равномерно увеличивать реактивность активной зоны до достижения критичности. В более старых конструкциях BWR используется система ручного управления, которая обычно ограничивается управлением одним или четырьмя управляющими стержнями одновременно и только посредством серии фиксированных позиций с заданными интервалами между ними. Из-за ограничений системы ручного управления при запуске существует вероятность того, что активная зона может быть приведена в состояние, когда перемещение одного управляющего стержня может вызвать значительное нелинейное изменение реактивности, что может привести к нагреву тепловыделяющих элементов до точки их разрушения (плавления, воспламенения, ослабления и т.д.). В результате, в 1977 году GE разработала набор правил под названием BPWS (Banked Position Withdrawal Sequence), которые помогают минимизировать влияние перемещения любого отдельного управляющего стержня и предотвратить повреждение топлива в случае аварии с падением управляющего стержня. BPWS разделяет управляющие стержни на четыре группы: A1, A2, B1 и B2. Затем либо все стержни группы A, либо стержни группы B полностью выводятся в определенной последовательности, создавая рисунок "шахматной доски". Далее, противоположная группа (B или A) выводится в определенной последовательности на позиции 02, затем 04, 08, 16 и, наконец, полностью (48). Соблюдая последовательность запуска, соответствующую требованиям BPWS, система ручного управления может быть использована для равномерного и безопасного вывода всей активной зоны на критический уровень и предотвращения превышения тепловыделением в топливных стержнях 280 ккал/гм во время любого предполагаемого события, которое может потенциально повредить топливо.

Reactor start up (criticality) is achieved by withdrawing control rods from the core to raise core reactivity to a level where it is evident that the nuclear chain reaction is self sustaining. This is known as "going critical". Control rod withdrawal is performed slowly, as to carefully monitor core conditions as the reactor approaches criticality. When the reactor is observed to become slightly super critical, that is, reactor power is increasing on its own, the reactor is declared critical. Rod motion is performed using rod drive control systems. Newer BWRs such as the ABWR and ESBWR as well as all German and Swedish BWRs use the Fine Motion Control Rod Drive system, which allows multiple rods to be controlled with very smooth motions. This allows a reactor operator to evenly increase the core's reactivity until the reactor is critical. Older BWR designs use a manual control system, which is usually limited to controlling one or four control rods at a time, and only through a series of notched positions with fixed intervals between these positions. Due to the limitations of the manual control system, it is possible while starting up that the core can be placed into a condition where movement of a single control rod can cause a large nonlinear reactivity change, which could heat fuel elements to the point they fail (melt, ignite, weaken, etc.). As a result, GE developed a set of rules in 1977 called BPWS (Banked Position Withdrawal Sequence) which help minimize the effect of any single control rod movement and prevent fuel damage in the case of a control rod drop accident. BPWS separates control rods into four groups, A1, A2, B1, and B2. Then, either all of the A control rods or B control rods are pulled full out in a defined sequence to create a "checkerboard" pattern. Next, the opposing group (B or A) is pulled in a defined sequence to positions 02, then 04, 08, 16, and finally full out (48). By following a BPWS compliant start up sequence, the manual control system can be used to evenly and safely raise the entire core to critical, and prevent any fuel rods from exceeding 280 cal/gm energy release during any postulated event which could potentially damage the fuel.

Максимальная доля, ограничивающая критическое соотношение мощности (MFLCPR)

В частности, MFLCPR отражает, насколько близко ведущий топливный пучок находится к "высыханию" (или "выходу из нуклеатного кипения" для PWR). Переходное кипение – это неустойчивая переходная область, в которой нуклеатное кипение переходит в пленочное кипение. Капля воды, танцующая на горячей сковороде, является примером пленочного кипения. Во время пленочного кипения объем изолирующего пара отделяет нагреваемую поверхность от охлаждающей жидкости, что приводит к резкому повышению температуры нагреваемой поверхности до достижения повторного равновесного теплообмена с охлаждающей жидкостью. Иными словами, пар частично изолирует нагреваемую поверхность, и температура поверхности повышается, чтобы тепло могло достигать охлаждающей жидкости (путем конвекции и теплового излучения). Ядерное топливо может быть повреждено пленочным кипением, что приведет к перегреву и разрушению топливной оболочки. MFLCPR контролируется с помощью эмпирической корреляции, разработанной поставщиками топлива для BWR (GE, Westinghouse, AREVA NP). Эти поставщики используют испытательные стенды, где имитируют ядерное тепло с помощью резистивного нагрева и экспериментально определяют, при каких условиях расхода теплоносителя, мощности топливной сборки и давления реактора происходит переход в/из переходной области кипения для конкретной конструкции топлива. По сути, поставщики создают модель топливной сборки, но питают ее резистивными нагревателями. Эти макетные топливные сборки устанавливаются на испытательный стенд, где снимаются показания при определенных значениях мощности, расхода и давления. Экспериментальные данные консервативно применяются к топливу BWR, чтобы гарантировать, что переход к пленочному кипению не произойдет во время нормальной или аварийной эксплуатации. Типичный предел лицензирования SLMCPR/MCPRSL (Safety Limit MCPR) для активной зоны BWR обосновывается расчетом, который доказывает, что 99,9% топливных стержней в активной зоне BWR не перейдут в режим пленочного кипения во время нормальной эксплуатации или прогнозируемых эксплуатационных событий. Поскольку BWR использует кипящую воду, а пар передает тепло хуже, чем жидкая вода, MFLCPR обычно возникает в верхней части топливной сборки, где объем пара наибольший.

Specifically, MFLCPR represents how close the leading fuel bundle is to "dry out" (or "departure from nucleate boiling" for a PWR). Transition boiling is the unstable transient region where nucleate boiling tends toward film boiling. A water drop dancing on a hot frying pan is an example of film boiling. During film boiling a volume of insulating vapor separates the heated surface from the cooling fluid; this causes the temperature of the heated surface to increase drastically to once again reach equilibrium heat transfer with the cooling fluid. In other words, steam semi insulates the heated surface and surface temperature rises to allow heat to get to the cooling fluid (through convection and radiative heat transfer). Nuclear fuel could be damaged by film boiling; this would cause the fuel cladding to overheat and fail. MFLCPR is monitored with an empirical correlation that is formulated by vendors of BWR fuel (GE, Westinghouse, AREVA NP). The vendors have test rigs where they simulate nuclear heat with resistive heating and determine experimentally what conditions of coolant flow, fuel assembly power, and reactor pressure will be in/out of the transition boiling region for a particular fuel design. In essence, the vendors make a model of the fuel assembly but power it with resistive heaters. These mock fuel assemblies are put into a test stand where data points are taken at specific powers, flows, pressures. Experimental data is conservatively applied to BWR fuel to ensure that the transition to film boiling does not occur during normal or transient operation. Typical SLMCPR/MCPRSL (Safety Limit MCPR) licensing limit for a BWR core is substantiated by a calculation that proves that 99.9% of fuel rods in a BWR core will not enter the transition to film boiling during normal operation or anticipated operational occurrences. Since the BWR is boiling water, and steam does not transfer heat as well as liquid water, MFLCPR typically occurs at the top of a fuel assembly, where steam volume is the highest.

Часть, ограничивающая линейную скорость производства тепла (FLLHGR)

FLLHGR (FDLRX, MFLPD) – это предел мощности топливного стержня в активной зоне реактора. Для нового топлива этот предел обычно составляет около 13 кВт/фут (43 кВт/м) на топливный стержень. Этот предел обеспечивает, чтобы температура в центре топливных таблеток в стержнях не превышала температуру плавления топливного материала (оксидов урана/гадолиния) в случае наиболее неблагоприятного переходного процесса/аварийной остановки, который может произойти. Чтобы проиллюстрировать реакцию LHGR при переходном процессе, представьте быстрое закрытие клапанов, подающих пар на турбины при полной мощности. Это приводит к немедленному прекращению потока пара и немедленному повышению давления в реакторе BWR. Это повышение давления эффективно мгновенно переохлаждает теплоноситель реактора; паровые пустоты схлопываются в жидкую воду. Когда паровые пустоты схлопываются в реакторе, реакция деления усиливается (за счет увеличения числа тепловых нейтронов); мощность резко возрастает (до 120%) до тех пор, пока не будет прекращена автоматическим введением регулирующих стержней. Таким образом, при быстром отключении реактора от турбины давление в корпусе быстро возрастает, что приводит к схлопыванию паровых пустот и, как следствие, к скачку мощности, который прерывается системой защиты реактора. Если топливный элемент работал на мощности 13,0 кВт/фут до начала переходного процесса, схлопывание пустот привело бы к увеличению его мощности. Предел FLLHGR установлен для того, чтобы гарантировать, что топливный стержень с наибольшей мощностью не расплавится, если его мощность резко возрастет после переходного процесса, вызванного повышением давления. Соблюдение предела LHGR предотвращает плавление топлива при переходном процессе, вызванном повышением давления.

Средняя плоская линейная скорость производства тепла (APLHGR)

APLHGR, являясь средним значением скорости линейного тепловыделения (LHGR), характеризующей тепло, выделяющееся при распаде ядер в топливных сборках, представляет собой запас безопасности, связанный с потенциальным повреждением топлива во время LBLOCA (авария с большой потерей теплоносителя – масштабный разрыв трубопровода, приводящий к катастрофической потере давления теплоносителя внутри реактора, рассматриваемая как наиболее опасная "проектная авария" при вероятностной оценке риска и обеспечении ядерной безопасности), которая может привести к кратковременному обнажению активной зоны; это событие высыхания активной зоны называется "открытием" активной зоны, поскольку она лишается теплоотводящего слоя теплоносителя, в случае BWR – легкой воды. Если активная зона остается открытой слишком долго, может произойти повреждение топлива; в целях проектирования считается, что повреждение топлива происходит, когда температура обнаженного топлива достигает критической температуры (1100 °C, 2200 °F). Конструкция BWR включает в себя системы аварийной защиты, предназначенные для быстрого охлаждения и обеспечения безопасности обнаженного топлива до достижения этой температуры; эти системы безопасности известны как система аварийного охлаждения активной зоны (ECCS). ECCS предназначена для быстрого заполнения реакторного сосуда под давлением, распыления воды непосредственно на активную зону и достаточного охлаждения топлива реактора в данной ситуации. Однако, как и любая система, ECCS имеет пределы, в данном случае – по мощности охлаждения, и существует вероятность, что может быть разработано топливо, выделяющее настолько много тепла распада, что ECCS окажется не в состоянии эффективно его охладить. Чтобы предотвратить это, необходимо, чтобы тепло распада, содержащееся в топливных сборках в любой момент времени, не превышало возможности ECCS. Таким образом, показатель тепловыделения при распаде, известный как LHGR, был разработан инженерами GE, а APLHGR выводится из этого показателя. APLHGR контролируется для обеспечения того, чтобы реактор не работал на среднем уровне мощности, который мог бы вывести из строя первичные системы защиты. При выдаче лицензии на эксплуатацию загруженной активной зоны поставщик топлива/лицензиат моделирует аварийные ситуации с помощью компьютерных моделей. Их подход заключается в моделировании наихудших сценариев, когда реактор находится в наиболее уязвимом состоянии. В отрасли APLHGR обычно называют "Apple Hugger".

APLHGR, being an average of the Linear Heat Generation Rate (LHGR), a measure of the decay heat present in the fuel bundles, is a margin of safety associated with the potential for fuel failure to occur during a LBLOCA (large break loss of coolant accident – a massive pipe rupture leading to catastrophic loss of coolant pressure within the reactor, considered the most threatening "design basis accident" in probabilistic risk assessment and nuclear safety and security), which is anticipated to lead to the temporary exposure of the core; this core drying out event is termed core "uncovery", for the core loses its heat removing cover of coolant, in the case of a BWR, light water. If the core is uncovered for too long, fuel failure can occur; for the purpose of design, fuel failure is assumed to occur when the temperature of the uncovered fuel reaches a critical temperature (1100 °C, 2200 °F). BWR designs incorporate failsafe protection systems to rapidly cool and make safe the uncovered fuel prior to it reaching this temperature; these failsafe systems are known as the Emergency Core Cooling System. The ECCS is designed to rapidly flood the reactor pressure vessel, spray water on the core itself, and sufficiently cool the reactor fuel in this event. However, like any system, the ECCS has limits, in this case, to its cooling capacity, and there is a possibility that fuel could be designed that produces so much decay heat that the ECCS would be overwhelmed and could not cool it down successfully. So as to prevent this from happening, it is required that the decay heat stored in the fuel assemblies at any one time does not overwhelm the ECCS. As such, the measure of decay heat generation known as LHGR was developed by GE's engineers, and from this measure, APLHGR is derived. APLHGR is monitored to ensure that the reactor is not operated at an average power level that would defeat the primary containment systems. When a refueled core is licensed to operate, the fuel vendor/licensee simulate events with computer models. Their approach is to simulate worst case events when the reactor is in its most vulnerable state. APLHGR is commonly pronounced as "Apple Hugger" in the industry.

Список BWR

Для списка действующих и выведенных из эксплуатации кипящих ядерных реакторов, смотрите Список кипящих ядерных реакторов.