Реактор с водой под давлением - Pressurized water reactor - Wikipedia

Комиссия по ядерному регулированию изображение крышек корпусов реакторов с водой под давлением
Анимация электростанции PWR с градирни

А реактор с водой под давлением (PWR) является разновидностью легководный ядерный реактор. PWR составляют подавляющее большинство мировых атомная электростанция (за исключением Японии и Канады). В PWR первичный охлаждающая жидкость (воды ) закачивается под высокое давление в активную зону реактора, где она нагревается за счет энергии, выделяемой деление атомов. Затем нагретая вода под высоким давлением поступает в парогенератор, где он передает свою тепловую энергию воде с более низким давлением вторичной системы, где вырабатывается пар. Затем пар приводит в движение турбины, которые вращают электрический генератор. В отличие от кипящий реактор (BWR) давление в контуре теплоносителя первого контура предотвращает кипение воды внутри реактора. Все легководные реакторы используют обычную воду в качестве теплоносителя и замедлитель нейтронов. Большинство из них используют от 2 до 4 вертикально установленных парогенераторов; ВВЭР в реакторах используются горизонтальные парогенераторы.

PWR изначально проектировались как ядерная морская двигательная установка за атомные подводные лодки и использовались в оригинальном проекте второй промышленной электростанции на г. Шиппорт Атомная Электростанция.

PWR, которые в настоящее время эксплуатируются в США, считаются Реакторы поколения II. России ВВЭР реакторы похожи на американские PWR, но ВВЭР-1200 не считается Вторым поколением (см. ниже). Франция эксплуатирует много PWR для выработки большей части электроэнергии.

История

Ранчо Секо Реакторный зал PWR и градирня (выводится из эксплуатации, 2004 г.)

Несколько сотен PWR используются для морских силовых установок в авианосцы, атомные подводные лодки и ледоколы. В США они изначально были разработаны в Национальная лаборатория Окриджа для использования в качестве атомной подводной энергетической установки с полностью действующей подводной энергетической установкой, расположенной на Национальная лаборатория Айдахо. Последующие работы проводились Westinghouse. Лаборатория атомной энергии Беттиса.[1] Первая чисто коммерческая атомная электростанция на Атомной электростанции Шиппорт изначально была спроектирована как реактор с водой под давлением (хотя первая электростанция, подключенная к сети, находилась в Обнинск, СССР)[2]по настоянию Адмирал Хайман Дж. Риковер что жизнеспособная коммерческая установка не будет включать ни одного из «сумасшедших термодинамических циклов, которые все остальные хотят построить».[3]

Соединенные Штаты Армейская программа ядерной энергетики эксплуатировал реакторы с водой под давлением с 1954 по 1974 год.

АЭС Три-Майл-Айленд первоначально эксплуатировались две реакторные установки с водой под давлением, ТМИ-1 и ТМИ-2.[4] В частичная авария ТМИ-2 в 1979 г. по существу положил конец росту строительства новых атомных электростанций в США на два десятилетия.[5]

Ватт-бар блок 2 (4-петлевой PWR Westinghouse) был введен в эксплуатацию в 2016 году.

Реактор с водой под давлением имеет несколько новых Реактор III поколения эволюционные конструкции: AP1000, ВВЭР-1200, АКПР1000 +, АПР1400, Hualong One и EPR.

Дизайн

Наглядное объяснение передачи энергии в реакторе с водой под давлением. Первичная охлаждающая жидкость оранжевого цвета, а вторичная охлаждающая жидкость (пар, а затем и питательная вода) синего цвета.
Система первичного охлаждения показывает корпус реактора (красный), парогенераторы (фиолетовый), компенсатор давления (синий) и насосы (зеленый) в трех контурах охлаждающей жидкости Hualong One дизайн

Ядерное топливо в корпус реактора занимается цепная реакция деления, который производит тепло, нагревая воду в первом контуре теплоносителя за счет теплопроводности через оболочку твэла. Горячий теплоноситель первого контура закачивается в теплообменник называется парогенератор, где он протекает через сотни или тысячи маленьких трубок. Тепло передается через стенки этих труб к вторичному теплоносителю с более низким давлением, расположенным на стороне листа теплообменника, где теплоноситель испаряется в пар под давлением. Передача тепла осуществляется без смешивания двух жидкостей, чтобы предотвратить превращение теплоносителя второго контура в радиоактивный. Некоторые распространенные устройства парогенератора представляют собой U-образные трубы или однопроходные теплообменники.[нужна цитата ]

На атомной электростанции сжатый пар подается через паровую турбину, которая приводит в движение электрический генератор подключен к электросети для передачи. После прохождения турбины теплоноситель второго контура (пароводяная смесь) охлаждается и конденсируется в конденсатор. Конденсатор преобразует пар в жидкость, чтобы его можно было перекачивать обратно в парогенератор, и поддерживает вакуум на выходе турбины, так что перепад давления в турбине и, следовательно, энергия, извлекаемая из пара, максимизируются. Перед подачей в парогенератор конденсированный пар (называемый питательной водой) иногда предварительно нагревается, чтобы минимизировать тепловой удар.[6]

Образующийся пар может использоваться не только для выработки электроэнергии. На атомных кораблях и подводных лодках пар подается через паровую турбину, соединенную с набором редукторов скорости, на вал, используемый для движение. Прямое механическое воздействие за счет расширения пара может использоваться для паровых двигателей. катапульта самолета или аналогичные приложения. Районное отопление паром используется в некоторых странах, а прямой нагрев применяется во внутренних помещениях.[нужна цитата ]

По сравнению с реакторами других типов для реакторов с водой под давлением (PWR) характерны две особенности: отделение контура теплоносителя от паровой системы и давление внутри контура теплоносителя первого контура. В PWR есть два отдельных контура охлаждающей жидкости (первичный и вторичный), оба заполнены деминерализованной / деионизированной водой. Реактор с кипящей водой, напротив, имеет только один контур теплоносителя, в то время как более экзотические конструкции, такие как реакторы-размножители использовать в качестве охлаждающей жидкости и замедлителя вещества, отличные от воды (например, натрий в жидком состоянии в качестве охлаждающей жидкости или графит в качестве замедлителя). Давление в первом контуре теплоносителя обычно составляет 15–16 мегапаскали (150–160 бар ), что заметно выше, чем в других ядерные реакторы, и почти вдвое больше, чем у реактора с кипящей водой (BWR). Вследствие этого происходит только локальное кипение, и пар будет быстро повторно конденсироваться в объеме жидкости. Напротив, в реакторе с кипящей водой теплоноситель первого контура рассчитан на кипение.[7]

Реактор

PWR корпус реактора

Охлаждающая жидкость

Легкая вода используется в качестве теплоносителя первого контура в PWR. Вода поступает через дно активной зоны реактора примерно на 548 ° С.K (275 ° C; 527 ° F) и нагревается, когда он течет вверх через активную зону реактора до температуры около 588 K (315 ° C; 599 ° F). Вода остается жидкой, несмотря на высокую температуру из-за высокого давления в первом контуре теплоносителя, обычно около 155 бар (15.5 МПа 153 банкомат, 2,250 psi В воде критическая точка происходит при температуре около 647 К (374 ° C; 705 ° F) и 22,064 МПа (3200 фунтов на квадратный дюйм или 218 атм).[8]

Компенсатор давления

Основная статья: Компенсатор давления

Давление в первичном контуре поддерживается компенсатором давления, отдельным сосудом, который подключен к первичному контуру и частично заполнен водой, которая нагревается до температуры насыщения (точки кипения) до желаемого давления с помощью погружных электрических нагревателей. Для достижения давления 155 бар (15,5 МПа) температура в компенсаторе давления поддерживается на уровне 345 ° C (653 ° F), что дает запас по переохлаждению (разница между температурой в компенсаторе давления и максимальной температурой в активной зоне реактора) 30. ° С (54 ° F). Поскольку 345 ° C - это точка кипения воды при 155 барах, жидкая вода находится на границе фазового перехода. Температурные переходные процессы в системе теплоносителя реактора приводят к большим колебаниям объема жидкости / пара в компенсаторе давления, и общий объем компенсатора давления рассчитан на поглощение этих переходных процессов без открытия нагревателей или опорожнения компенсатора давления. Переходные процессы давления в системе теплоносителя первого контура проявляются как переходные колебания температуры в компенсаторе давления и контролируются с помощью автоматических нагревателей и распыления воды, которые соответственно повышают и понижают температуру компенсатора давления.[9]

Насосы

Охлаждающая жидкость перекачивается по первому контуру мощными насосами.[10] Эти насосы имеют производительность ~ 100 000 галлонов охлаждающей жидкости в минуту. После сбора тепла при прохождении через активную зону реактора теплоноситель первого контура передает тепло в парогенераторе воде во втором контуре с более низким давлением, испаряя теплоноситель второго контура в насыщенный пар - в большинстве конструкций 6,2 МПа (60 атм, 900 бар).пси ), 275 ° C (530 ° F) - для использования в паровой турбине. Затем охлажденный теплоноситель первого контура возвращается в корпус реактора для повторного нагрева.

Модератор

Основная статья: Пассивная ядерная безопасность

Реакторы с водой под давлением, как и все тепловой реактор конструкции требуют замедления быстрых нейтронов деления (процесс, называемый замедлением или термализацией), чтобы взаимодействовать с ядерным топливом и поддерживать цепную реакцию. В PWR охлаждающая вода используется как Модератор позволяя нейтронам претерпевать множественные столкновения с легкими атомами водорода в воде, теряя при этом скорость. Это «замедление» нейтронов будет происходить чаще, когда вода более плотная (произойдет больше столкновений). Использование воды в качестве замедлителя является важным элементом безопасности PWR, поскольку повышение температуры может вызвать расширение воды, что приведет к увеличению «зазоров» между молекулами воды и уменьшению вероятности термализации, тем самым уменьшая степень нейтронного воздействия. замедляются и, следовательно, снижают реактивность в реакторе. Следовательно, если реактивность увеличивается сверх нормы, уменьшенное замедление нейтронов вызовет замедление цепной реакции, выделяя меньше тепла. Это свойство, известное как отрицательное температурный коэффициент реактивности, делает реакторы PWR очень стабильными. Этот процесс называется «саморегулирующимся», то есть чем горячее становится охлаждающая жидкость, тем менее реактивной становится установка, слегка отключающаяся для компенсации и наоборот. Таким образом, установка контролирует себя около заданной температуры, установленной положением регулирующих стержней.

Напротив, РБМК Конструкция реактора, используемого в Чернобыле, в котором в качестве замедлителя используется графит вместо воды и используется кипящая вода в качестве теплоносителя, имеет большой положительный тепловой коэффициент реактивности, который увеличивает тепловыделение при повышении температуры охлаждающей воды. Это делает конструкцию РБМК менее устойчивой, чем реакторы с водой под давлением. В дополнение к своему свойству замедлять нейтроны при работе в качестве замедлителя, вода также имеет свойство поглощать нейтроны, хотя и в меньшей степени. Когда температура охлаждающей воды увеличивается, кипение увеличивается, что создает пустоты. Таким образом, меньше воды для поглощения тепловых нейтронов, которые уже были замедлены графитовым замедлителем, вызывая увеличение реактивности. Это свойство называется коэффициент пустоты реактивности, а в реакторе РБМК, таком как Чернобыль, пустотный коэффициент положительный и довольно большой, вызывая быстрые переходные процессы. Эта конструктивная характеристика реактора РБМК обычно рассматривается как одна из нескольких причин Чернобыльская катастрофа.[11]

Тяжелая вода имеет очень низкое поглощение нейтронов, поэтому тяжеловодные реакторы имеют положительный коэффициент пустот, хотя КАНДУ конструкция реактора смягчает эту проблему за счет использования необогащенного природного урана; Эти реакторы также имеют ряд систем пассивной безопасности, отсутствующих в исходной конструкции РБМК.

PWR спроектированы таким образом, чтобы поддерживать их в недостаточно модерированном состоянии, а это означает, что есть место для увеличения объема или плотности воды для дальнейшего увеличения замедления, потому что если замедление было близко к насыщению, то уменьшение плотности замедлителя / теплоносителя могло бы значительно снизить поглощение нейтронов, в то время как незначительно снижая модерацию, делая коэффициент пустотности положительным. Кроме того, легкая вода на самом деле является несколько более сильным замедлителем нейтронов, чем тяжелая вода, хотя поглощение нейтронов тяжелой водой намного ниже. Благодаря этим двум фактам легководные реакторы имеют относительно небольшой объем замедлителя и, следовательно, имеют компактную активную зону. Дизайн нового поколения, реактор со сверхкритической водой, еще менее модерируется. Менее замедленный энергетический спектр нейтронов ухудшает отношение захвата / деления для 235U и особенно 239Pu, что означает, что большее количество делящихся ядер не может делиться при поглощении нейтронов и вместо этого захватывает нейтрон, превращаясь в более тяжелый неделящийся изотоп, теряя один или несколько нейтронов и увеличивая накопление тяжелых трансурановых актинидов, некоторые из которых имеют длительный период полураспада.

Топливо

Основная статья: Ядерное топливо
ТВЭЛ PWR Этот пучок твэлов от водо-водяного реактора атомного пассажирского и грузового корабля. NS Саванна. Разработан и построен Бэбкок и Уилкокс.

После обогащения диоксид урана (UO
2) порошок обжигается в условиях высокой температуры, спекание печь для создания твердых керамических таблеток из обогащенного диоксида урана. Затем цилиндрические гранулы покрывают коррозионно-стойким металлическим циркониевым сплавом. Циркалой которые залиты гелием для улучшения теплопроводности и обнаружения утечек. Циркалой выбран из-за его механических свойств и низкого поперечного сечения поглощения.[12] Готовые тепловыделяющие элементы группируются в тепловыделяющие сборки, называемые тепловыделяющими пучками, которые затем используются для создания активной зоны реактора. Типичный реактор PWR имеет тепловыделяющие сборки от 200 до 300 стержней каждая, а большой реактор будет иметь около 150–250 таких сборок с 80–100 тоннами урана в целом. Как правило, пучки твэлов состоят из топливных стержней, скомпонованных в пучки от 14 × 14 до 17 × 17. PWR производит от 900 до 1600 МВт.е. Пучки твэлов PWR имеют длину около 4 метров.[13]

Заправки большинства коммерческих реакторов PWR производятся в течение 18–24 месяцев. Приблизительно одна треть активной зоны заменяется при каждой дозаправке, хотя некоторые более современные схемы дозаправки могут сократить время дозаправки до нескольких дней и позволить дозаправку происходить с меньшей периодичностью.[14]

Контроль

В реакторах PWR мощность можно рассматривать как следующую потребность в паре (турбине) из-за обратной связи по реактивности от изменения температуры, вызванного увеличением или уменьшением потока пара. (Видеть: Отрицательный температурный коэффициент.) Регулирующие стержни из бора и кадмия используются для поддержания заданной температуры первичной системы. Чтобы снизить мощность, оператор дросселирует закрытие впускных клапанов турбины. Это приведет к меньшему потреблению пара из парогенераторов. Это приводит к увеличению температуры первичного контура. Более высокая температура приводит к снижению плотности теплоносителя первого контура реактора, что позволяет увеличить скорость нейтронов, тем самым уменьшить деление и снизить выходную мощность. Это снижение мощности в конечном итоге приведет к возврату температуры первичной системы к своему прежнему установившемуся значению. Оператор может контролировать установившееся состояние Рабочая Температура путем добавления борная кислота и / или движение управляющих стержней.

Регулировка реактивности для поддержания 100% мощности по мере сгорания топлива в большинстве коммерческих реакторов типа PWR обычно достигается путем изменения концентрации борной кислоты, растворенной в теплоносителе первого контура. Бор легко поглощает нейтроны, и поэтому увеличение или уменьшение его концентрации в теплоносителе реактора будет соответственно влиять на активность нейтронов. Для удаления воды из первичного контура высокого давления и повторной закачки воды обратно с разными концентрациями борной кислоты требуется вся система управления, включающая насосы высокого давления (обычно называемые системой зарядки и сброса). Управляющие стержни реактора, вставленные через головку корпуса реактора непосредственно в пучки твэлов, перемещаются по следующим причинам: для запуска реактора, для остановки первичных ядерных реакций в реакторе, для адаптации к кратковременным переходным процессам, таким как изменения нагружать турбину,

Регулирующие стержни также могут использоваться для компенсации ядерный яд инвентарь и компенсировать ядерное топливо истощение. Однако эти эффекты обычно компенсируются изменением концентрации борной кислоты в теплоносителе первого контура.

В отличие, BWR не содержат бора в теплоносителе реактора и регулируют мощность реактора, регулируя расход теплоносителя реактора.

Преимущества

Реакторы PWR очень стабильны из-за их тенденции вырабатывать меньшую мощность при повышении температуры; это упрощает эксплуатацию реактора с точки зрения устойчивости.

Контур турбинного цикла PWR отделен от первичного цикла, поэтому вода во вторичном контуре не загрязнена радиоактивными материалами.

PWR могут пассивно остановить реактор в случае отключения электроэнергии за пределами площадки, чтобы немедленно остановить первичную ядерную реакцию. Управляющие стержни удерживаются электромагнитами и падают под действием силы тяжести при потере тока; полная установка безопасно отключает первичную ядерную реакцию.

Технологии PWR приветствуются странами, стремящимися создать ядерный флот; Компактные реакторы хорошо подходят для атомных подводных лодок и других атомных кораблей.

Недостатки

Чтобы оставаться жидкой при высоких температурах, охлаждающая вода должна находиться под высоким давлением. Для этого требуются высокопрочные трубопроводы и тяжелый сосуд высокого давления, что увеличивает затраты на строительство. Более высокое давление может усилить последствия авария с потерей теплоносителя.[15] В корпус реактора изготавливается из высокопрочной стали, но по мере работы установки нейтронный поток из реактора делает эту сталь менее пластичной. В конце концов пластичность стали достигать пределов, определенных применимыми стандартами для котлов и сосудов высокого давления, и сосуд высокого давления необходимо отремонтировать или заменить. Это может быть непрактичным или экономичным и, таким образом, определяет срок службы растения.

Также необходимы дополнительные компоненты высокого давления, такие как насосы охлаждающей жидкости реактора, компенсатор давления, парогенераторы и т. Д. Это также увеличивает капитальные затраты и сложность электростанции PWR.

Водяной теплоноситель высокой температуры с борная кислота растворенный в нем разъедает углеродистая сталь (но нет нержавеющая сталь ); это может вызвать циркуляцию продуктов радиоактивной коррозии в первом контуре теплоносителя. Это не только ограничивает срок службы реактора, но и системы, которые отфильтровывают продукты коррозии и регулируют концентрацию борной кислоты, значительно увеличивают общую стоимость реактора и уменьшают радиационное воздействие. В одном случае это привело к сильной коррозии приводных механизмов управляющих стержней, когда раствор борной кислоты просочился через уплотнение между самим механизмом и первичной системой.[16][17]

Из-за необходимости загрузки первого контура теплоносителя реактора с водой под давлением бором нежелательная радиоактивная вторичная тритий Производство в воде более чем в 25 раз больше, чем в кипящих реакторах аналогичной мощности, из-за отсутствия у них замедлителя нейтронов в контуре теплоносителя. Тритий образуется в результате поглощения быстрого нейтрона ядром атома бора-10, который впоследствии расщепляется на атом лития-7 и трития. Реакторы с водой под давлением ежегодно выбрасывают несколько сотен кюри трития в окружающую среду при нормальной эксплуатации. https://www.nrc.gov/reactors/operating/ops-experience/tritium/faqs.html

В природном уране всего 0,7% урана-235, изотопа, необходимого для тепловых реакторов. Это вызывает необходимость обогащения уранового топлива, что значительно увеличивает затраты на производство топлива.

Поскольку вода действует как замедлитель нейтронов, невозможно построить реактор на быстрых нейтронах с конструкцией PWR. А водяной реактор пониженного замедления однако может достичь коэффициент разведения больше единицы, хотя такая конструкция реактора имеет свои недостатки.[18]

Смотрите также

Примечания

  1. ^ "Риковер: установка курса атомного флота". ORNL Обзор. Национальная лаборатория Окриджа, Департамент энергетики США. Архивировано из оригинал на 2007-10-21. Получено 2008-05-21.
  2. ^ «Ядерный топливный цикл России». world-nuclear.org. Всемирная ядерная ассоциация. Май 2018. Получено 2018-09-17. В 1954 году первый в мире атомный электрогенератор начал работу в закрытом тогда городе Обнинске в Физико-энергетическом институте (ФЭИ или ФЭИ).
  3. ^ Роквелл, Теодор (1992). Эффект Риковера. Издательство Военно-морского института. п. 162. ISBN  978-1557507020.
  4. ^ Моисей 1990, стр. 69–71.
  5. ^ «50 лет атомной энергии» (PDF). МАГАТЭ. Получено 2008-12-29.
  6. ^ Glasstone & Senonske 1994, стр. 769
  7. ^ Duderstadt & Hamilton, 1976, стр. 91–92.
  8. ^ Международная ассоциация свойств воды и пара, 2007 г.
  9. ^ Glasstone & Senonske 1994, стр. 767
  10. ^ Тонг 1988, стр. 175
  11. ^ Моисей 1990, стр. 92–94.
  12. ^ Сорок, C.B.A .; PJ Karditsas. «Использование циркониевых сплавов в плавке» (PDF). EURATOM / UKAEA Fusion Association, Culham Science Center. Архивировано из оригинал (PDF) 25 февраля 2009 г.. Получено 2008-05-21.
  13. ^ Glasstone & Sesonske 1994, стр. 21
  14. ^ Duderstadt & Hamilton 1976, стр. 598
  15. ^ Тонг 1988, стр. 216–217.
  16. ^ "Дэвис-Бесс: Реактор с дырой в голове" (PDF). UCS - Старение ядерных установок. Союз неравнодушных ученых. Получено 2008-07-01.
  17. ^ Уолд, Мэтью (1 мая 2003 г.). «Чрезвычайная утечка в реакторе привлекает внимание отрасли». Нью-Йорк Таймс. Получено 2009-09-10.
  18. ^ Duderstadt & Hamilton 1976, стр. 86

Рекомендации

  • Дудерштадт, Джеймс Дж.; Гамильтон, Луи Дж. (1976). Анализ ядерных реакторов. Вайли. ISBN  978-0471223634.
  • Гласстон, Самуэль; Сесонкс, Александр (1994). Ядерная реакторная техника. Чепмен и Холл. ISBN  978-0412985218.
  • Моисей, Дэвид (1990). Реакторные аварии. Международные специальные публикации Nuclear Engineering. С. 92–94. ISBN  978-0408061988.
  • Тонг, Л. (1988). Принципы совершенствования конструкции легководных реакторов. Полушарие. ISBN  978-0891164166.

внешняя ссылка