GE BWR

GE BWR
( Дженерал электрический реактор с кипящей водой )
GE BWR ; ( Дженерал электрический реактор с кипящей водой )
Поколение	Поколение I (BWR-1) ; Поколение II ; Поколение III ( ABWR ) ; Поколение III+ ( ESBWR )
Концепция реактора	Легководный реактор (LWR)
Реакторная линия	Реактор с кипящей водой (BWR)
Разработано	Дженерал Электрик
Производитель	Дженерал Электрик
Статус	Построено 83 реактора, в эксплуатации находится 67 реакторов. ; (По состоянию на август 2018 г. [ нужна ссылка ] )
Основные параметры активной зоны реактора
Топливо ( делящийся материал )	235 В / 235 Пу ( НОУ / МОХ )
Состояние топлива	Твердый
Энергетический спектр нейтронов	Термальный
Основной метод контроля	Стержни управления
Основной модератор	Легкая вода
Первичный теплоноситель	Жидкость (вода)
Использование реактора
Основное использование	Производство электроэнергии
Мощность (тепловая)	530 МВт тыс. (BWR-1) ; 1500 МВт тыс. (BWR-2) ; 2400 МВт тыс. (BWR-3) ; 3000 МВт тыс. (BWR-4) ; 3100 МВт тыс. (BWR-5) ; 3400 МВт тыс. (BWR-6) ; 4000 МВт тыс. (ABWR) ; 4500 МВт тыс. (ESBWR)
Мощность (электрическая)	160 МВт ( BWR-1) ; 650 МВт ( BWR-2) ; 460 МВт ( BWR-3) ; 784 МВт ( BWR-4) ; 1050 МВт ( BWR-5) ; 1150 МВт ( BWR-6) ; 1400 МВт эл. (ABWR) ; 1600 МВт эл. (ESBWR)

General Electric компании Линейка реакторов с кипящей водой BWR представляет собой конструкции относительно большого (~18%) ^[1] процент коммерческих реакторов деления во всем мире.

Прародителем линии BWR был реактор с кипящей водой Vallecitos (VBWR) мощностью 5 МВт, введенный в эксплуатацию в октябре 1957 года. В период с 1955 по 1972 год было представлено шесть итераций конструкции, от BWR-1 до BWR-6.

За ним последовал усовершенствованный реактор с кипящей водой (ABWR), представленный в 1990-х годах, и экономичный упрощенный реактор с кипящей водой (ESBWR), представленный в начале 2010-х годов.

По состоянию на август 2018 года построено 83 реактора этого проектного семейства, из них в эксплуатации находятся 67 реакторов. ^{[ нужна ссылка ]}.

Эта конструкция привлекла внимание всего мира после INES уровня 7 ядерной катастрофы на АЭС «Фукусима-дайити» 11 марта 2011 года. GE была основным подрядчиком атомной электростанции «Фукусима-дайити» в Японии, которая состояла из шести реакторов с кипящей водой конструкции GE. Реакторы для энергоблоков 1, 2 и 6 поставила компания General Electric, остальные три — Toshiba и Hitachi. Блок 1 представлял собой реактор с кипящей водой мощностью 460 МВт из версии конструкции BWR-3, введенной в 1965 году и построенной в июле 1967 года.

После того, как станция была серьезно повреждена в результате землетрясения и цунами в Тохоку , потеря охлаждения активной зоны реактора привела к трем ядерным расплавлениям, трем взрывам водорода и выбросу радиоактивного загрязнения на энергоблоках 1, 2 и 3 в период с 12 по 15 марта. Безопасная эксплуатация реакторов этого семейства конструкций зависит от непрерывного потока теплоносителя на протяжении всего периода эксплуатации и в течение длительного времени. ^{[ количественно ]} после прекращения эксплуатации.

История

Прародителем линии BWR был реактор с кипящей водой Vallecitos (VBWR) мощностью 5 МВт, введенный в эксплуатацию в октябре 1957 года.

БВР-1

BWR Тип 1 (BWR-1, BWR/1): В 1955 году GE разработала свою первоначальную конструкцию VBWR в реактор Dresden 1 (6×6, 7×7) мощностью 197 МВт, воплощающий первую итерацию конструкции BWR/1 компании GE. В Дрездене 1 использовалась принудительная циркуляция (через внешние рециркуляционные насосы) и уникальная конструкция теплопередачи с двойным циклом (прямой + косвенный), которая оказалась неэкономичной. GE продолжила разработку конструкции BWR-1 с реактором Big Rock Point (9×9, 11×11, 12×12) мощностью 70 МВт, который (как и все модели GE BWR после Дрездена 1) использовал более экономичный метод нагрева с прямым циклом. передача, но размещена с внешними рециркуляционными насосами в пользу естественной циркуляции (необычная стратегия, которую использовал только реактор Додеваарда мощностью 55 МВт , хотя этот метод был возрожден для новейшего поколения III + ESBWR ). (6×6, 7×7) мощностью 65 МВт Реактор Гумбольдт-Бэй последовал за Биг-Рок-Пойнт, вернувшись к более эффективному методу принудительной циркуляции (с помощью внешних рециркуляционных насосов). В этих экспериментальных конструкциях (все они имели классификацию BWR-1, несмотря на различия в конструкции) использовались пучки твэлов в конфигурациях 6×6, 7×7, 8×8, 9×9, 11×11 и 12×12, но Пакет 9×9 компании GE, который позже использовался в реакторах BWR/2–6, отличается от того, который использовался в эпоху BWR/1. ^[2] BWR/1 был первой конструкцией BWR с внутренней сепарацией пара. Он также имел изолирующий конденсатор и защитную оболочку для подавления давления. ^[3]

БВР-2

BWR Тип 2 (BWR-2, BWR/2): введен в 1963 году, >500 МВт _эл. , обычно около 650 МВт _эл. брутто ( Ойстер-Крик , Найн-Майл-Пойнт 1 ). ^[4]^[5] Включен большой прямой цикл. 5 контуров рециркуляции, внешние рециркуляционные насосы с регулируемой скоростью (один насос на контур, расход каждого насоса может варьироваться от 6400 до 32 000 галлонов США в минуту (от 0,40 до 2,02 м3). ³/с)). Эта конструкция, как и BWR/3–6, позже будет классифицирована как реакторы поколения II из-за их увеличенного размера, улучшенных функций безопасности, коммерческой жизнеспособности, рентабельности и длительного срока службы. ^[3]

БВР-3

BWR Тип 3 (BWR-3, BWR/3): введен в 1965 году, мощность 800 МВт ( Дрезден 2–3 ). ^[5] Первое использование внутренних струйных насосов (одинарное сопло, 10 на контур, всего 20). 2 контура рециркуляции, рециркуляционные насосы с регулируемой скоростью (по одному насосу на контур, номинальный расход каждого насоса составляет 45 200 галлонов США в минуту (2,85 м3). ³/с)). Улучшенное распыление и заливание САОЗ, усовершенствованные барботеры питательной воды. Monticello и Pilgrim 1 имели значительно более низкую номинальную мощность, несмотря на то, что их также классифицировали как модели BWR/3.

БВР-4

BWR Тип 4 (BWR-4, BWR/4): введен в 1966 году, мощность 1100 МВт ( Browns Ferry 1–3 ). По конструкции во многом аналогичен BWR/3 с идентичной системой рециркуляции, но удельная мощность увеличена на 20%. ^[5] Доступен с защитной оболочкой Mark I или Mark II.

БВР-5

BWR Тип 5 (BWR-5, BWR/5): введен в 1969 году, 1100 МВт ( LaSalle 1–2 ). Такое же количество петель (2) и струйных насосов (20), но струйные насосы были модернизированы до пятисопловой конструкции. Насосы с регулируемой скоростью были заменены двухскоростными насосами (каждый рассчитан на производительность 35 400 галлонов США в минуту (2,23 м3). ³/с) для напора нагнетания 865 футов (264 м)), а к каждому контуру был добавлен клапан регулирования расхода (регулируемый от 22% открытия до 100% открытия с линейной реакцией потока) для использования в регулировании рециркуляционного потока ( способны регулировать поток рециркуляции в пределах от 35 % до 100 % при работе насосов на высокой скорости или от 30 % до 40 % при работе насосов на низкой скорости). Улучшено управление потоком клапана САОЗ. Доступно только с защитной оболочкой Mark II.

БВР-6

BWR Тип 6 (BWR-6, BWR/6): введен в эксплуатацию в 1972 году, доступен в конфигурациях мощностью от 600 до 1400 МВт. Переход от топливного пакета 7×7 к топливному блоку 8×8 с более длинными и тонкими твэлами, которые занимают ту же внешнюю площадь, что и предыдущий топливный блок 7×7, снижен расход топлива (до 13,4 кВт/фут (44 кВт/м)), улучшенные компактные струйные насосы с более высокой циркуляционной производительностью (доступны с общим числом 16–24 струйных насосов в зависимости от комплектации), увеличенная мощность паросепараторов и осушителей, увеличенный запас топлива, повышенная производительность (увеличение на 20% по сравнению с BWR/5 при использовании сосуды под давлением того же размера), улучшенная САОЗ, введен вариант компактной диспетчерской и введен вариант твердотельной системы защиты ядерной системы (только Клинтон воспользовался этим). Первая и единственная модель, доступная с защитной оболочкой Mark III.

ABWR

ABWR : более высокий запас прочности, отсутствие внешних контуров рециркуляции, внутренние насосы реактора. Он также оснащен точными приводами стержней управления движением.

ЭСБВОР

ESBWR : Пассивная безопасность, естественная циркуляция (без петель и насосов), 1600 МВт. Он оснащен гравитационным затоплением, изолирующим конденсатором и пассивным охлаждением защитной оболочки. ^[3]

Связки топливных стержней

ГЭ-2

Топливный комплект 7х7. ^[2]

ГЭ-3

Усовершенствованный топливный пучок 7х7 с 49 твэлами, один из которых сегментированный. ^[2]

ГЭ-4

Топливный пучок 8х8 с 63 твэлами и 1 водяным стержнем. ^[2]

ГЭ-5

Модернизация топливной связки 8x8. Топливные связки с предварительным давлением и барьерные топливные связки, содержащие 62 и два водяных стержня. ^[2]

ГЭ-6 и 7

Предварительное давление 3 стандартных атмосферы (300 кПа) с гелием с барьером.

ГЭ-8

Топливный пучок 8х8 с 58–62 твэлами и 2–6 водяными стержнями. ^[2] Предварительное давление 5 стандартных атмосфер (510 кПа) с гелием.

ГЭ-9

Сдерживание

Марк I

сухого колодца Здание содержания , напоминающее перевернутую лампочку над водяным колодцем, который представляет собой стальной тор, содержащий воду.

Марк II

Описывается как конфигурация «сверху вниз», при которой сухой колодец образует усеченный конус на бетонной плите. Ниже представлена цилиндрическая камера подавления, сделанная из бетона, а не из листового металла.

Марк III

Система защитной оболочки GE Mark III представляет собой единую барьерную систему защитной оболочки под давлением и многобарьерную систему защитной оболочки деления, состоящую из защитной оболочки плюс связанных с ней сухих и мокрых колодцев (барьеры давления и деления), внешнего защитного здания, вспомогательного здания и топливное здание, все из которых обычно поддерживаются при отрицательном давлении, что предотвращает выход продуктов деления. ^{[ нужна ссылка ]}

Особенности содержания:

Улучшенная сейсмическая реакция ^{[ нужны разъяснения ]}
Конструкция защитной оболочки с более низким давлением, но значительно больший объем, чем у Mark I и II.
Улучшенная конструкция штуцера трубы. ^{[ нужны разъяснения ]}
Сочетает сухую защитную оболочку ( типа PWR ) с типичной защитной оболочкой типа BWR с подавлением давления.

Преимущества

Одним из преимуществ конструкции BWR (по сравнению с PWR) является улучшенное отслеживание нагрузки за счет манипулирования регулирующим стержнем в сочетании с изменением скорости рециркуляционного потока. Интеграция системы регулятора и управления давлением турбины с системой управления рециркуляционным потоком позволяет автоматически изменять мощность до 25% от номинальной без изменения настроек стержней управления. ^{[ нужна ссылка ]}
Установленные снизу регулирующие стержни с нижним входом позволяют осуществлять дозаправку без снятия регулирующих стержней и приводов, а также позволяют проводить испытания на ходу с открытым резервуаром перед загрузкой топлива.
BWR допускает меньший расход теплоносителя первого контура, чем PWR. ^{[ нужны разъяснения ]}
Струйные насосы, расположенные внутри корпуса реактора, обеспечивают 2/3 рециркуляционного потока, что позволяет сделать внешний контур рециркуляции небольшим и компактным по сравнению с современными конструкциями PWR.
При потере теплоносителя струйные насосы обеспечивают 10% мощности, аналогично котлам.
Конструкции BWR постоянно работают примерно при половине давления в первичной системе, чем конструкции PWR, производя при этом такое же количество и качество пара в компактной системе: давление в корпусе реактора 1020 фунтов на квадратный дюйм (7 МПа) и температура 288 ° C для BWR, что ниже 2240. фунтов на квадратный дюйм (14,4 МПа) и 326 °C для PWR.
Пар генерируется в корпусе реактора под давлением в BWR, тогда как он генерируется в парогенераторе во втором контуре в PWR.
BWR допускает кипячение в больших количествах ^{[ нужны разъяснения ]} а PWR - нет.

Недостатки

Пар, образующийся в реакторе BWR, содержит следовые количества радиоактивных материалов, в результате чего большие части машинного здания разделены на отсеки, чтобы предотвратить радиационное облучение рабочих. С другой стороны, турбинные здания PWR по сути аналогичны турбинному зданию электростанции, работающей на ископаемом топливе, со всем оборудованием, доступным в любое время.

См. также

Ссылки

^ «Атомные энергетические реакторы в мире – издание 2015 г.» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) . Проверено 26 октября 2017 г.
^ Jump up to: ^а ^б ^с ^д ^и ^ж Мур, РС; Нотц, К.Дж. (1989). «Мур, Р.С. и К.Дж. Нотц. Физические характеристики топливных сборок GE (General Electric) BWR (реактор с кипящей водой). США: N.p., 1989. Web. doi:10.2172/5898210» . Веб-сайтornl.gov. дои : 10.2172/5898210 . Проверено 5 апреля 2017 г. . {{cite journal}}: Для цитирования журнала требуется |journal= ( помощь )
^ Jump up to: ^а ^б ^с Хилко, Джеймс М.; Пельтье, Роберт (1 ноября 2010 г.). «Эволюция ESBWR» . Журнал СИЛА . Проверено 24 марта 2018 г.
^ «Основы реактора с кипящей водой» (PDF) . Edf.com . Проверено 11 января 2014 г.
^ Jump up to: ^а ^б ^с «Общее описание реактора с кипящей водой BWR/6» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 5 февраля 2018 года . Проверено 24 марта 2018 г.

[IAEA_reactors_stats-1] «Атомные энергетические реакторы в мире – издание 2015 г.» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) . Проверено 26 октября 2017 г.

[PCofGE-2] Jump up to: ^а ^б ^с ^д ^и ^ж Мур, РС; Нотц, К.Дж. (1989). «Мур, Р.С. и К.Дж. Нотц. Физические характеристики топливных сборок GE (General Electric) BWR (реактор с кипящей водой). США: N.p., 1989. Web. doi:10.2172/5898210» . Веб-сайтornl.gov. дои : 10.2172/5898210 . Проверено 5 апреля 2017 г. . {{cite journal}}: Для цитирования журнала требуется |journal= ( помощь )

[evolution-3] Jump up to: ^а ^б ^с Хилко, Джеймс М.; Пельтье, Роберт (1 ноября 2010 г.). «Эволюция ESBWR» . Журнал СИЛА . Проверено 24 марта 2018 г.

[4] «Основы реактора с кипящей водой» (PDF) . Edf.com . Проверено 11 января 2014 г.

[ge6-5] Jump up to: ^а ^б ^с «Общее описание реактора с кипящей водой BWR/6» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 5 февраля 2018 года . Проверено 24 марта 2018 г.

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]