Reaktory Wodne Wrzące (BWR)
advertisement
Reaktory Wodne Wrzące (BWR) K. Różycki, K. Samul Instytut Problemów Jądrowych Warszawa, 21 III 2011 1 Spis treści: • • • • Działanie reaktora Obudowa bezpieczeostwa Systemy zabezpieczeo Przykładowy przebieg awarii 2 Fukushima Daiichi – Parametry reaktorów Reaktor Typ Obudowa Moc cieplna Moc elektryczna [MWt] brutto [MWe] Rok podłączenia do sieci Daiichi 1 BWR-3 Mark-I 1380 460 1970 Daiichi 2 BWR-4 Mark-I 2381 784 1973 Daiichi 3 BWR-4 Mark-I 2381 784 1974 Daiichi 4 BWR-4 Mark-I 2381 784 1978 Daiichi 5 BWR-4 Mark-I 2381 784 1977 Daiichi 6 BWR-5 Mark-II 3293 1100 1979 Źródło: IAEA 3 BWR rys: NRC 4 Zbiornik reaktora • Podczas przejścia przez rdzeo odparowuje około 20% wody. • Para oddzielana jest od wody w separatorze. • Pozostała woda jest zawracana ponownie do rdzenia poprzez pompy strumieniowe 5 Zbiornik reaktora Zbieralnik pary Separatory pary Rdzeń Elementy kontrolne rys: GE via NRC 6 Pręty paliwowe • Paliwem jest UO2 wzbogacony do 3-4%; • Pastylki z paliwa zamknięte są w cyrkonowych koszulkach tworząc pręty; • Pręty załadowane są do kaset ze ściankami z cyrkonu; rys: GE via NRC 7 Elementy kontrolne rys: INEL • Elementy kontrolne wykonane są z pochłaniającego neutrony węgliku boru • Wprowadza się je do rdzenia hydraulicznie od dołu • Po awaryjnym wyłączeniu zostają one zablokowane w rdzeniu 8 Regulacja mocy • Reaktor do pracy potrzebuje moderatora • Woda jest dobrym moderatorem podczas gdy para – złym (mała gęstośd) • W reaktorze istnieje silne ujemne sprzężenie zwrotne – reaktor jest stabilny • Moc daje się regulowad w szerokim zakresie za pomocą pomp recyrkulacyjnych 9 Obudowa bezpieczeostwa • Ma za zadanie zapobiec uwolnieniu produktów rozszczepienia do środowiska • Musi wytrzymywad znaczne ciśnienia • Istnieją dwie filozofie konstrukcji – Duży zbiornik ciśnieniowy ze stali lub żelbetu; – Mały zbiornik z wbudowanym układem zmniejszania ciśnienia. 10 Obudowa typu MARK I • Obudowa dzieli się na dwie części: – Górną (drywell) – Dolną w kształcie torusa (wetwell) • Częśd dolna (torus) mieści zapas wody • Reszta budynku pozostaje poza obudową 11 Obudowa typu MARK I rys: GE via NRC 12 Obudowa typu MARK I fot: TVA 13 Możliwy wygląd obudowy reaktorów 3, 4 i 5 • Reaktory 1, 2 i 6 zostały dostarczone przez General Electric. • Dostarczycielem reaktorów 3, 4 i 5 były Toshiba i Hitachi; Za: Lahey & Moody, 1993 14 Ciepło powyłączeniowe • Po wyłączeniu w reaktorze nadal wydzielają się znaczne ilości ciepła • Konieczne jest zapewnienie jego odbioru 15 Odbiór ciepła po wyłączeniu – Bypass turbiny 16 Odbiór ciepła po wyłączeniu – Residual Heat Removal System 17 Układ awaryjny: Reactor Core Isolation Cooling 18 Automatic Depressurization System 19 Low Pressure Core Injection 20 Core Spray 21 Awaria utraty zasilania Zasilanie pochodzi z: • Sieci elektroenergetycznej • Generatorów diesla (2x) • Akumulatorów (tylko najważniejsze systemy) Całkowita utrata zasilania stanowi jeden z najtrudniejszych scenariuszy. 22 Awaria utraty zasilania • Układ RCIC działa przez około 6 h. • Po wyczerpaniu baterii, dalsza regulacja pracy turbiny jest niemożliwa. • Poziom wody w reaktorze zaczyna opadad • Dochodzi do odsłonięcia rdzenia 23 Uszkodzenie paliwa • Brak wody skutkuje przegrzaniem koszulek. • Koszulki zaczynają reagowad z parą wodną Zr + 2H2O → ZrO2 + 2H2↑ • Reakcja jest egzotermiczna i dodanie wody chwilowo może pogorszyd sytuację. • Wydzielany wodór nie ulega zapłonowi, gdyż obudowa bezpieczeostwa wypełniona jest azotem. • Przy braku wody przez dłuższy czas, rdzeo zaczyna się topid. 24 Topienie rdzenia • Topienie koncentruje się w środku rdzenia. • Stopiona strefa otoczona jest skorupą z zestalonego materiału. • Jeżeli incydent postępuje, stopiony materiał przemieszcza się na dno zbiornika. rys: NRC 25 Możliwy sposób uszkodzenia obudowy bezpieczeostwa Za: Lahey & Moody, 1993 26 Problem blackoutu we współczesnych reaktorach BWR • Redundancja – większa ilośd układów wzajemnie się rezerwujących zwiększa pewnośd działania. • Duża pojemnośd cieplna – daje więcej czasu na odpowiednie działania. • Naturalna cyrkulacja – ogrzewana woda zaczyna cyrkulowad samoistnie. 27 ABWR Advanced Boiling Water Reactor • Zwiększona redundancja względem BWR-6; • Pod reaktorem przewidziano misę na rdzeo; • Kilka reaktorów pracuje na Dalekim Wschodzie; • Kilka kolejnych w różnych etapach budowy. 28 ABWR Drywell Pompa Wetwell „Chwytacz” rdzenia Rys: GE 29 ESBWR - Economic Simplified Boiling Water Reactor • Obecnie projekt przechodzi licencjonowanie w US NRC; • Moc około 1500 MWe; • Pasywne układy zabezpieczeo, wymagające zasilania jedynie do uruchomienia; • Prawdopodobieostwo stopienia rdzenia szacowane na 3∙10-8/rok 30 ESBWR - przekrój Condensation pool Drywell Wetwell „Chwytacz” rdzenia Rys: GE-H 31 ESBWR – pasywne chłodzenie • Działanie operatora sprowadza się do otwarcia pirozaworów; • Zapas wody w basenie wystarcza na 72h; • Analogiczny system służy chłodzeniu obudowy. Rys: GE-H 32 Dziękujemy za uwagę! 33 Źródła rysunków: Rysunki na stronach: • 5, 11, 15-21 – własne; • 4, 25 – US Nuclear Regulatory Commision; • 6-7, 12, 29, 31-32 – Materiały promocyjne firm General Electric i GEHitachi; • 8 – Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, SCDAP/RELAP5-3D Code Manual, INEEL/EXT-02-00589-V2 • 13 – Tennessee Valley Authority; • 14, 26 –Lahey & Moody, The Thermal-Hydraulics of a Boiling Water Nuclear Reactor, American Nuclear Society 1993; 34
