reaktory wodne wrzące (bwr) - skfiz. 6/prezentacja 28 iii 2011.pdf · pdf filerdzenia...

Click here to load reader

Post on 28-Feb-2019

212 views

Category:

Documents

0 download

Embed Size (px)

TRANSCRIPT

Reaktory Wodne Wrzce (BWR)

K. Rycki, K. Samul

Instytut Problemw Jdrowych

Warszawa, 21 III 2011

1

Spis treci:

2

Dziaanie reaktora

Obudowa bezpieczeostwa

Systemy zabezpieczeo

Przykadowy przebieg awarii

Fukushima Daiichi Parametry reaktorw

3

Reaktor Typ Obudowa Moc cieplna [MWt]

Moc elektryczna brutto [MWe]

Rok podczenia 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

rdo: IAEA

BWR

4

rys: NRC

Zbiornik reaktora

Podczas przejcia przez rdzeo odparowuje okoo 20% wody.

Para oddzielana jest od wody w separatorze.

Pozostaa woda jest zawracana ponownie do rdzenia poprzez pompy strumieniowe

5

Zbiornik reaktora

6

Zbieralnik pary

Separatory pary

Rdze

Elementy kontrolne

rys: GE via NRC

Prty paliwowe

Paliwem jest UO2 wzbogacony do 3-4%;

Pastylki z paliwa zamknite s w cyrkonowych koszulkach tworzc prty;

Prty zaadowane s do kaset ze ciankami z cyrkonu;

7

rys: GE via NRC

Elementy kontrolne

Elementy kontrolne wykonane s z pochaniajcego neutrony wgliku boru

Wprowadza si je do rdzenia hydraulicznie od dou

Po awaryjnym wyczeniu zostaj one zablokowane w rdzeniu

8

rys: INEL

Regulacja mocy

Reaktor do pracy potrzebuje moderatora

Woda jest dobrym moderatorem podczas gdy para zym (maa gstod)

W reaktorze istnieje silne ujemne sprzenie zwrotne reaktor jest stabilny

Moc daje si regulowad w szerokim zakresie za pomoc pomp recyrkulacyjnych

9

Obudowa bezpieczeostwa

Ma za zadanie zapobiec uwolnieniu produktw rozszczepienia do rodowiska

Musi wytrzymywad znaczne cinienia

Istniej dwie filozofie konstrukcji

Duy zbiornik cinieniowy ze stali lub elbetu;

May zbiornik z wbudowanym ukadem zmniejszania cinienia.

10

Obudowa typu MARK I

Obudowa dzieli si na dwie czci:

Grn (drywell)

Doln w ksztacie torusa (wetwell)

Czd dolna (torus) mieci zapas wody

Reszta budynku pozostaje poza obudow

11

Obudowa typu MARK I

12

rys: GE via NRC

Obudowa typu MARK I

13

fot: TVA

Moliwy wygld obudowy reaktorw 3, 4 i 5

Reaktory 1, 2 i 6 zostay dostarczone przez General Electric.

Dostarczycielem reaktorw 3, 4 i 5 byy Toshiba i Hitachi;

14

Za: Lahey & Moody, 1993

Ciepo powyczeniowe

Po wyczeniu w reaktorze nadal wydzielaj si znaczne iloci ciepa

Konieczne jest zapewnienie jego odbioru

15

16

Odbir ciepa po wyczeniu Bypass turbiny

17

Odbir ciepa po wyczeniu Residual Heat Removal System

18

Ukad 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

Generatorw diesla (2x)

Akumulatorw (tylko najwaniejsze systemy)

Cakowita utrata zasilania stanowi jeden z najtrudniejszych scenariuszy.

22

Awaria utraty zasilania

Ukad RCIC dziaa przez okoo 6 h.

Po wyczerpaniu baterii, dalsza regulacja pracy turbiny jest niemoliwa.

Poziom wody w reaktorze zaczyna opadad

Dochodzi do odsonicia rdzenia

23

Uszkodzenie paliwa

Brak wody skutkuje przegrzaniem koszulek.

Koszulki zaczynaj reagowad z par wodn

Zr + 2H2O ZrO2 + 2H2

Reakcja jest egzotermiczna i dodanie wody chwilowo moe pogorszyd sytuacj.

Wydzielany wodr nie ulega zaponowi, gdy obudowa bezpieczeostwa wypeniona jest azotem.

Przy braku wody przez duszy czas, rdzeo zaczyna si topid.

24

Topienie rdzenia

Topienie koncentruje si w rodku rdzenia.

Stopiona strefa otoczona jest skorup z zestalonego materiau.

Jeeli incydent postpuje, stopiony materia przemieszcza si na dno zbiornika.

25

rys: NRC

26

Za: Lahey & Moody, 1993

Moliwy sposb uszkodzenia obudowy bezpieczeostwa

Problem blackoutu we wspczesnych reaktorach BWR

Redundancja wiksza ilod ukadw wzajemnie si rezerwujcych zwiksza pewnod dziaania.

Dua pojemnod cieplna daje wicej czasu na odpowiednie dziaania.

Naturalna cyrkulacja ogrzewana woda zaczyna cyrkulowad samoistnie.

27

ABWR Advanced Boiling Water Reactor

28

Zwikszona redundancja wzgldem BWR-6;

Pod reaktorem przewidziano mis na rdzeo;

Kilka reaktorw pracuje na Dalekim Wschodzie;

Kilka kolejnych w rnych 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 okoo 1500 MWe;

Pasywne ukady zabezpieczeo, wymagajce zasilania jedynie do uruchomienia;

Prawdopodobieostwo stopienia rdzenia szacowane na 310-8/rok

ESBWR - przekrj

31

Rys: GE-H

Condensation pool

Drywell

Wetwell

Chwytacz rdzenia

ESBWR pasywne chodzenie

Dziaanie operatora sprowadza si do otwarcia pirozaworw;

Zapas wody w basenie wystarcza na 72h;

Analogiczny system suy chodzeniu obudowy.

32

Rys: GE-H

Dzikujemy za uwag!

33

rda rysunkw:Rysunki na stronach:

5, 11, 15-21 wasne;

4, 25 US Nuclear Regulatory Commision;

6-7, 12, 29, 31-32 Materiay 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