Reaktory Wodne Wrzące (BWR)
K. Różycki, K. Samul
Instytut Problemów Jądrowych
Warszawa, 21 III 2011
1
Spis treści:
2
• Działanie reaktora
• Obudowa bezpieczeostwa
• Systemy zabezpieczeo
• Przykładowy przebieg awarii
Fukushima Daiichi – Parametry reaktorów
3
Reaktor Typ Obudowa Moc cieplna [MWt]
Moc elektryczna 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
BWR
4
rys: NRC
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
6
Zbieralnik pary
Separatory pary
Rdzeń
Elementy kontrolne
rys: GE via NRC
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;
7
rys: GE via NRC
Elementy kontrolne
• 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
rys: INEL
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
12
rys: GE via NRC
Obudowa typu MARK I
13
fot: TVA
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;
14
Za: Lahey & Moody, 1993
Ciepło powyłączeniowe
• Po wyłączeniu w reaktorze nadal wydzielają się znaczne ilości ciepła
• Konieczne jest zapewnienie jego odbioru
15
16
Odbiór ciepła po wyłączeniu – Bypass turbiny
17
Odbiór ciepła po wyłączeniu – Residual Heat Removal System
18
Układ awaryjny:Reactor Core Isolation Cooling
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.
25
rys: NRC
26
Za: Lahey & Moody, 1993
Możliwy sposób uszkodzenia obudowy bezpieczeostwa
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
28
• Zwiększona redundancja względem BWR-6;
• Pod reaktorem przewidziano misę na rdzeo;
• Kilka reaktorów pracuje na Dalekim Wschodzie;
• Kilka kolejnych w różnych etapach budowy.
ABWR
29
Rys: GE
„Chwytacz” rdzenia
Wetwell
Drywell
Pompa
ESBWR - Economic Simplified Boiling Water Reactor
30
• 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
ESBWR - przekrój
31
Rys: GE-H
Condensation pool
Drywell
Wetwell
„Chwytacz” rdzenia
ESBWR – pasywne chłodzenie
• Działanie operatora sprowadza się do otwarcia pirozaworów;
• Zapas wody w basenie wystarcza na 72h;
• Analogiczny system służy chłodzeniu obudowy.
32
Rys: GE-H
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 GE-Hitachi;
• 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
