Unter Druck gesetzte Wasserreaktoren (PWRs) setzen die große Mehrheit aller Westkernkraftwerke ein und sind einer von drei Typen des leichten Wasserreaktors (LWR), die anderen Typen, die Reaktoren des kochenden Wassers (BWRs) und superkritische Wasserreaktoren (SCWRs) sind. In einem PWR wird das primäre Kühlmittel (Wasser) unter dem Hochdruck zum Reaktorkern gepumpt, wo es durch die durch die Spaltung von Atomen erzeugte Energie geheizt wird. Das erhitzte Wasser fließt dann in einen Dampfgenerator, wohin es seine Thermalenergie einem sekundären System überträgt, wo Dampf erzeugt wird und in Turbinen fließt, der abwechselnd einen elektrischen Generator spinnt. Im Gegensatz zu einem Reaktor des kochenden Wassers hält der Druck in der primären Kühlmittel-Schleife das Wasser davon ab, innerhalb des Reaktors zu kochen. Alle LWRs verwenden gewöhnliches leichtes Wasser sowohl als das Kühlmittel als auch als der Neutronvorsitzende.

PWRs wurden ursprünglich entworfen, um als Kernantrieb für Kernunterseeboote zu dienen, und wurden im ursprünglichen Design des zweiten kommerziellen Kraftwerks an der Shippingport Atomenergie-Station verwendet.

PWRs, die zurzeit in den Vereinigten Staaten funktionieren, werden als Generation als II Reaktoren betrachtet. Russlands VVER Reaktoren sind in die Vereinigten Staaten ähnlich. PWRs. Frankreich bedient viele PWRs, um den Hauptteil seiner Elektrizität zu erzeugen.

Geschichte

Das US-Armeekernkraft-Programm hat unter Druck gesetzte Wasserreaktoren von 1954 bis 1974 bedient.

Drei-Meile-Insel Kernkraftwerk hat am Anfang zwei unter Druck gesetzte Wasserreaktorwerke, TMI-1 und TMI-2 bedient. Das teilweise Schmelzen von TMI-2 hat 1979 im Wesentlichen das Wachstum in neuen Baukernkraftwerken in den Vereinigten Staaten beendet.

Design

Der Kernbrennstoff im Reaktorbehälter ist mit einer Spaltungskettenreaktion beschäftigt, die Hitze erzeugt, das Wasser in der primären Kühlmittel-Schleife durch die Wärmeleitung durch die Kraftstoffverkleidung heizend. Das heiße primäre Kühlmittel wird in einen Hitzeex-Wechsler genannt den Dampfgenerator gepumpt, wo es durch Hunderte oder Tausende von Tuben (gewöhnlich im Durchmesser) fließt. Hitze wird durch die Wände dieser Tuben zum niedrigeren Druck sekundäres auf der Platte-Seite des Ex-Wechslers gelegenes Kühlmittel übertragen, wo es zum unter Druck gesetzten Dampf verdampft. Die Übertragung der Hitze wird vollbracht, ohne die zwei Flüssigkeiten zu mischen, der wünschenswert ist, seitdem das primäre Kühlmittel radioaktiv werden könnte. Einige allgemeine Dampfgenerator-Maßnahmen sind U-Tuben oder einzelne Pass-Hitzeex-Wechsler.

In einem Kernkraftwerk wird der unter Druck gesetzte Dampf durch eine Dampfturbine gefüttert, die einen elektrischen Generator steuert, der mit dem elektrischen Bratrost für den Vertrieb verbunden ist. Nach dem Durchführen der Turbine wird das sekundäre Kühlmittel (Wasserdampf-Mischung) abgekühlt und in einem Kondensator kondensiert. Der Kondensator wandelt den Dampf zu einer Flüssigkeit um, so dass es zurück in den Dampfgenerator gepumpt werden kann, und ein Vakuum beim Turbinenausgang aufrechterhält, so dass der Druck-Fall über die Turbine, und folglich die aus dem Dampf herausgezogene Energie, maximiert werden. Bevor er in den Dampfgenerator gefüttert wird, wird der kondensierte Dampf (verwiesen auf als feedwater) manchmal vorgewärmt, um Temperaturschock zu minimieren.

Der erzeugte Dampf hat anderen Nutzen außer der Energieerzeugung. In Kernschiffen und Unterseebooten wird der Dampf durch eine Dampfturbine gefüttert, die mit einer Reihe von Geschwindigkeitsuntersetzungsgetrieben zu einer für den Antrieb verwendeten Welle verbunden ist. Die direkte mechanische Handlung durch die Vergrößerung des Dampfs kann für einen dampfangetriebenen Flugzeugskatapult oder ähnliche Anwendungen verwendet werden. Die Fernheizung durch den Dampf wird in einigen Ländern verwendet, und direkte Heizung wird auf innere Pflanzenanwendungen angewandt.

Zwei Dinge sind für den unter Druck gesetzten Wasserreaktor (PWR) im Vergleich zu anderen Reaktortypen charakteristisch: Kühlmittel-Schleife-Trennung vom Dampfsystem und Druck innerhalb der primären Kühlmittel-Schleife. In einem PWR gibt es zwei getrennte Kühlmittel-Schleifen (primär und sekundär), die beide mit demineralized/deionized Wasser gefüllt werden. Ein Reaktor des kochenden Wassers hat im Vergleich nur eine Kühlmittel-Schleife, während exotischere Designs wie Züchter-Reaktoren Substanzen außer Wasser für das Kühlmittel und den Vorsitzenden (z.B Natrium in seinem flüssigen Staat als Kühlmittel oder Grafit als ein Vorsitzender) verwenden. Der Druck in der primären Kühlmittel-Schleife ist normalerweise, der namentlich höher ist als in anderen Kernreaktoren, und fast zweimal mehr als das eines Reaktors des kochenden Wassers (BWR). Als eine Wirkung davon kommt nur das lokalisierte Kochen vor, und Dampf wird sich schnell in der Hauptteil-Flüssigkeit wiederverdichten. Im Vergleich in einem Reaktor des kochenden Wassers wird das primäre Kühlmittel entworfen, um zu kochen.

PWR Reaktordesign

Kühlmittel

Leichtes Wasser wird als das primäre Kühlmittel in einem PWR verwendet. Es geht in den Boden des Reaktorkerns an ungefähr 275 °C (530 °F) ein und wird geheizt, weil es aufwärts durch den Reaktorkern zu einer Temperatur von ungefähr 315 °C (600 °F) fließt. Das Wasser bleibt Flüssigkeit trotz der hohen Temperatur wegen des Hochdrucks in der primären Kühlmittel-Schleife, gewöhnlich ungefähr 155 Bar (15.5 MPa 153 atm, 2,250 psig).

In Wasser kommt der kritische Punkt um 647 K (374 °C oder 705 °F) und 22.064 MPa (3200 PSIA oder 218 atm) vor.

Pressurizer

Der Druck im primären Stromkreis wird durch einen pressurizer, ein getrennter Behälter aufrechterhalten, der mit dem primären Stromkreis verbunden und teilweise mit Wasser gefüllt wird, das zur Sättigungstemperatur (Siedepunkt) für den gewünschten Druck durch untergetauchte elektrische Heizungen geheizt wird. Um einen Druck von 155 Bar zu erreichen, wird die pressurizer Temperatur an 345 °C aufrechterhalten, der einen kühl subwerdenden Rand (der Unterschied zwischen der pressurizer Temperatur und der höchsten Temperatur im Reaktorkern) 30 °C gibt. Thermalübergangsprozesse im Reaktorkühlmittel-System laufen auf große Anschläge auf das pressurizer flüssige Volumen hinaus, pressurizer Gesamtvolumen wird um das Aufsaugen dieser Übergangsprozesse entworfen, ohne die Heizungen aufzudecken oder den pressurizer zu entleeren. Druck-Übergangsprozesse im primären Kühlmittel-System erscheinen als Temperaturübergangsprozesse im pressurizer und werden durch den Gebrauch von automatischen Heizungen und Wasserspray kontrolliert, die erheben und pressurizer Temperatur beziehungsweise senken.

Pumpen

Das Kühlmittel wird um den primären Stromkreis durch starke Pumpen gepumpt, die bis zu 6 MW jeder verbrauchen können. Nach dem Aufnehmen der Hitze, weil es den Reaktorkern, die primäre Kühlmittel-Übertragungshitze in einem Dampfgenerator zu Wasser in einem niedrigeren Druck sekundärer Stromkreis durchführt, das sekundäre Kühlmittel zum durchtränkten Dampf — in den meisten Designs 6.2 MPa (60 atm, 900 psia), 275 °C (530 °F) — für den Gebrauch in der Dampfturbine verdampfend. Das abgekühlte primäre Kühlmittel wird dann in den wieder zu heizenden Reaktorbehälter zurückgegeben.

Vorsitzender

Unter Druck gesetzte Wasserreaktoren, wie alle Thermalreaktordesigns, verlangen, dass die schnellen Spaltungsneutronen verlangsamt werden (ein Prozess genannt Mäßigung oder thermalization), um mit dem Kernbrennstoff aufeinander zu wirken und die Kettenreaktion zu stützen. In PWRs wird das Kühlmittel-Wasser als ein Vorsitzender verwendet, indem es die Neutronen vielfache Kollisionen mit leichten Wasserstoffatomen im Wasser erleben lässt, Geschwindigkeit beim Prozess verlierend. Dieses "Moderieren" von Neutronen wird öfter geschehen, wenn das Wasser dichter ist (mehr Kollisionen werden vorkommen). Der Gebrauch von Wasser als ein Vorsitzender ist eine wichtige Sicherheitseigenschaft von PWRs, weil eine Zunahme in der Temperatur das Wasser veranlassen kann, sich auszubreiten, größere 'Lücken' zwischen den Wassermolekülen gebend und die Wahrscheinlichkeit von thermalisation - dadurch das Reduzieren des Ausmaßes reduzierend, in dem Neutronen verlangsamt werden und folglich das Reduzieren der Reaktionsfähigkeit im Reaktor. Deshalb, wenn Reaktionsfähigkeit außer dem normalen zunimmt, wird die reduzierte Mäßigung von Neutronen die Kettenreaktion verursachen, sich zu verlangsamen, weniger Hitze erzeugend. Dieses Eigentum, das als der negative Temperaturkoeffizient der Reaktionsfähigkeit bekannt ist, macht PWR Reaktoren sehr stabil. Dieser Prozess wird 'Selbstregulierend' genannt, d. h. je heißer das Kühlmittel wird, desto weniger reaktiv das Werk wird, sich ein bisschen schließend, um zu ersetzen, und umgekehrt. So beherrscht sich das Werk um eine gegebene durch die Position der Kontrollstangen gesetzte Temperatur.

Im Gegensatz hat das RBMK Reaktordesign an Tschernobyl verwendet, das Grafit statt Wassers als der Vorsitzende verwendet und kochendes Wasser als das Kühlmittel verwendet, hat einen großen positiven Thermalkoeffizienten der Reaktionsfähigkeit, die Hitzegeneration vergrößert, wenn Kühlmittel-Wassertemperaturen zunehmen. Das macht das RBMK Design weniger stabil als unter Druck gesetzte Wasserreaktoren. Zusätzlich zu seinem Eigentum, Neutronen zu verlangsamen, wenn es als ein Vorsitzender dient, hat Wasser auch ein Eigentum von fesselnden Neutronen, obgleich zu einem kleineren Grad. Wenn die Kühlmittel-Wassertemperatur, die kochenden Zunahmen zunimmt, der Leere schafft. So gibt es weniger Wasser, um Thermalneutronen zu absorbieren, die bereits durch den Grafit-Vorsitzenden verlangsamt worden sind, eine Zunahme in der Reaktionsfähigkeit verursachend. Dieses Eigentum wird den leeren Koeffizienten der Reaktionsfähigkeit, und in einem RBMK Reaktor wie Tschernobyl genannt, der leere Koeffizient ist positiv, und ziemlich groß, schnelle Übergangsprozesse verursachend.

Diese Designeigenschaft des RBMK Reaktors wird allgemein als eine von mehreren Ursachen der Katastrophe von Tschernobyl gesehen.

Schweres Wasser hat sehr niedrige Neutronabsorption, so haben schwere Wasserreaktoren wie CANDU-Reaktoren auch einen positiven leeren Koeffizienten, obwohl es nicht so groß ist wie dieser eines RBMK wie Tschernobyl; diese Reaktoren werden mit mehreren im ursprünglichen RBMK Design nicht gefundenen Sicherheitssystemen entworfen, die entworfen werden, um zu behandeln oder darauf, wie erforderlich, zu reagieren.

PWRs werden entworfen, um in einem Undermoderated-Staat aufrechterhalten zu werden, bedeutend, dass es Zimmer für das vergrößerte Wasservolumen oder die Dichte gibt, um weiter Mäßigung, weil zu vergrößern, wenn Mäßigung nahe Sättigung war, dann konnte die Verminderung der Dichte des Vorsitzenden/Kühlmittels Neutronabsorption bedeutsam reduzieren, während sie Mäßigung nur ein bisschen reduziert hat, den leeren Koeffizienten positiv machend. Außerdem ist leichtes Wasser wirklich ein etwas stärkerer Vorsitzender von Neutronen als schweres Wasser, obwohl die Neutronabsorption des schweren Wassers viel niedriger ist. Wegen dieser zwei Tatsachen haben leichte Wasserreaktoren ein relativ kleines Vorsitzender-Volumen und haben deshalb Kompaktkerne. Ein folgendes Generationsdesign, der superkritische Wasserreaktor, wird noch weniger gemäßigt. Ein weniger gemäßigtes Neutronenergiespektrum macht wirklich das Verhältnis der Festnahme/Spaltung für U und besonders Pu schlechter, bedeutend, dass mehr spaltbare Kerne zur Spaltung auf der Neutronabsorption scheitern und stattdessen das Neutron gewinnen, um ein schwereres nichtspaltbares Isotop zu werden, ein oder mehr Neutronen vergeudend und Anhäufung von schwerem transuranic actinides vergrößernd, von denen einige lange Halbwertzeiten haben.

Brennstoff

Nach der Bereicherung das Uran-Dioxyd (UO) wird Puder in einer hohen Temperatur, sintering Brennofen angezündet, um harte, keramische Kügelchen des bereicherten Uran-Dioxyds zu schaffen. Die zylindrischen Kügelchen sind dann in einer gegen die Korrosion widerstandsfähigen Zirkonium-Metalllegierung Zircaloy gekleidet, die mit Helium hintergefüllt werden, um Hitzeleitung zu helfen und Leckage zu entdecken. Zircaloy wird wegen seiner mechanischen Eigenschaften und seiner niedrigen Absorptionskreuz-Abteilung gewählt. Die beendeten Kraftstoffstangen werden in Kraftstoffbauteilen, genannt Kraftstoffbündel gruppiert, die dann verwendet werden, um den Kern des Reaktors zu bauen. Ein typischer PWR hat Kraftstoffbauteile von 200 bis 300 Stangen jeder, und ein großer Reaktor würde ungefähr 150-250 solche Bauteile mit 80-100 Tonnen Uran insgesamt haben. Allgemein bestehen die Kraftstoffbündel aus Kraftstoffstangen gestopft 14 × 14 bis 17 × 17. Ein PWR erzeugt auf der Ordnung von 900 bis 1,600 MW. PWR Kraftstoffbündel sind ungefähr 4 Meter in der Länge.

Refuelings für den grössten Teil von kommerziellen PWRs ist auf einem Zyklus des 18-24 Monats. Etwa ein Drittel des Kerns wird jeder das Auftanken ersetzt, obwohl einige modernere auftankende Schemas abnehmen können, tanken Zeit zu ein paar Tagen und erlauben aufzutanken, um auf einer kürzeren Periodizität vorzukommen.

Kontrolle

In der PWRs Reaktormacht kann als folgender Dampf (Turbine) Nachfrage wegen des Reaktionsfähigkeitsfeed-Backs der durch den vergrößerten oder verminderten Dampffluss verursachten Temperaturänderung angesehen werden. (Sieh: Negativer Temperaturkoeffizient.) Bor und Kontrollstangen werden verwendet, um primäre Systemtemperatur am gewünschten Punkt aufrechtzuerhalten. Um Macht zu vermindern, erdrosselt der Maschinenbediener geschlossene Turbineneinlassventile. Das würde auf weniger Dampf hinauslaufen, der von den Dampfgeneratoren wird zieht. Das läuft auf die primäre Schleife hinaus, die auf die Temperatur zunimmt. Die höhere Temperatur verursacht weniger Spaltung und vermindert Macht. Diese Abnahme der Macht wird schließlich auf primäre Systemtemperatur hinauslaufen, die zu seinem vorherigen unveränderlichen Zustandwert zurückkehrt. Der Maschinenbediener kann die unveränderliche Zustandbetriebstemperatur durch die Hinzufügung von Borsäure und/oder Bewegung von Kontrollstangen kontrollieren.

Reaktionsfähigkeitsanpassung, um 100-%-Macht als der Brennstoff aufrechtzuerhalten, wird im grössten Teil von kommerziellen PWRs ganz verbrannt wird normalerweise durch das Verändern der Konzentration von im primären Reaktorkühlmittel aufgelöster Borsäure erreicht. Bor absorbiert sogleich Neutronen und Erhöhung, oder das Verringern seiner Konzentration im Reaktorkühlmittel wird deshalb die Neutrontätigkeit entsprechend betreffen. Ein komplettes Regelsystem, das Pumpen des Hochdrucks einschließt (hat gewöhnlich die Aufladung und das Reinfall-System genannt), ist erforderlich, Wasser vom Hochdruck primäre Schleife zu entfernen und das Wasser zurück in mit sich unterscheidenden Konzentrationen von Borsäure wiedereinzuspritzen. Die Reaktorkontrollstangen, die durch den Reaktorbehälter Kopf direkt in die Kraftstoffbündel eingefügt sind, werden aus den folgenden Gründen bewegt:

• Den Reaktor in Gang zu bringen.
• Die primären Kernreaktionen im Reaktor zu schließen.
• Kurzfristige Übergangsprozesse wie Änderungen unterzubringen, um auf der Turbine zu laden.

Die Kontrollstangen können auch verwendet werden:

• Den Kerngift-Warenbestand zu ersetzen.
• Die Kernbrennstoff-Erschöpfung zu ersetzen.

aber diese Effekten werden mehr gewöhnlich durch das Ändern des primären Kühlmittels saure Borkonzentration angepasst.

Im Gegensatz haben BWRs kein Bor im Reaktorkühlmittel und kontrollieren die Reaktormacht durch die Anpassung des Reaktorkühlmittel-Durchflusses

Vorteile

• PWR Reaktoren sind wegen ihrer Tendenz sehr stabil, weniger Macht zu erzeugen, als Temperaturen zunehmen; das macht den Reaktor leichter, von einer Stabilitätseinstellung zu funktionieren.
• PWR Turbinenzyklus-Schleife ist von der primären Schleife getrennt, so wird das Wasser in der sekundären Schleife durch radioaktive Materialien nicht verseucht.
• PWRs kann der Reaktor passiv abhauen, falls offsite Macht verloren wird, um die primäre Kernreaktion sofort aufzuhören. Die Kontrollstangen werden durch Elektromagneten und Fall durch den Ernst gehalten, wenn Strom verloren wird; volle Einfügung schließt sicher die primäre Kernreaktion.
• PWR Technologie wird von Nationen bevorzugt, die sich bemühen, eine Kernmarine, die Kompaktreaktoren passend gut in Kernunterseebooten und anderen Kernschiffen zu entwickeln.

Nachteile

• Das Kühlmittel-Wasser muss hoch unter Druck gesetzt werden, um Flüssigkeit bei hohen Temperaturen zu bleiben. Das verlangt hohe Kraft-Rohrleitung und einen schweren Druck-Behälter und vergrößert folglich Aufbaukosten. Der höhere Druck kann die Folgen eines Unfalls des Verlustes des Kühlmittels vergrößern. Der Reaktordruck-Behälter wird von hämmerbarem Stahl verfertigt, aber, weil das Werk bedient wird, veranlasst der Neutronfluss vom Reaktor diesen Stahl, weniger hämmerbar zu werden. Schließlich wird die Dehnbarkeit des Stahls Grenzen erreichen, die durch den anwendbaren Boiler und Druck-Behälter Standards bestimmt sind, und der Druck-Behälter muss repariert oder ersetzt werden. Das könnte nicht praktisch oder wirtschaftlich sein, und bestimmt so das Leben des Werks.
• Folgende Stilllegung der primären Kernreaktion, die Spaltungsprodukte setzen fort, Zerfall-Hitze an am Anfang ungefähr 7 % des Vollmacht-Niveaus zu erzeugen, das 1 bis 3 Jahre von gepumptem Wasser verlangt kühl werdend. Wenn das Abkühlen während dieser Poststilllegungsperiode scheitert, kann der Reaktor noch heißlaufen und Schmelzen. Auf den Verlust des Kühlmittels kann die Zerfall-Hitze die Stangen über 2200 Grad Celsius erheben, woraufhin das heiße Zirkonium-Legierungsmetall, das verwendet ist, für die Kernbrennstoff-Stangen spontan zu umgeben, im Kontakt mit dem kühl werdenden Wasser oder Dampf explodiert, der zur Trennung von Wasser in seine konstituierenden Elemente (Wasserstoff und Sauerstoff) führt. In diesem Ereignis gibt es eine hohe Gefahr von Wasserstoffexplosionen, Strukturschaden und/oder der Aussetzung von hoch radioaktiven versorgten Kraftstoffstangen in der Umgebung außerhalb des Werks in Lachen (etwa 15 Tonnen des Brennstoffs drohend, wird jedes Jahr wieder gefüllt, um normale PWR Operation aufrechtzuerhalten).
• Zusätzliche Bestandteile des Hochdrucks wie Reaktorkühlmittel Pumpen, pressurizer, Dampfgeneratoren, sind auch usw. erforderlich. Das vergrößert auch die Kapitalkosten und Kompliziertheit eines PWR Kraftwerks.
• Das hohe Temperaturwasserkühlmittel mit darin aufgelöster Borsäure ist zu Flussstahl (aber nicht rostfreier Stahl) zerfressend; das kann radioaktive Korrosionsprodukte veranlassen, in der primären Kühlmittel-Schleife zu zirkulieren. Das beschränkt nicht nur die Lebenszeit des Reaktors, aber die Systeme, die die Korrosionsprodukte herausfiltern und die saure Borkonzentration anpassen, tragen bedeutsam zu den gesamten Kosten des Reaktors und zur Strahlenaussetzung bei. Gelegentlich ist das auf strenge Korrosion hinausgelaufen, um Stange-Laufwerk-Mechanismen zu kontrollieren, als die saure Borlösung durch das Siegel zwischen dem Mechanismus selbst und dem primären System geleckt hat.
• Natürliches Uran ist nur 0.7 % Uran 235, das für Thermalreaktoren notwendige Isotop. Das macht es notwendig, den Uran-Brennstoff zu bereichern, der die Kosten der Kraftstoffproduktion vergrößert. Wenn schweres Wasser verwendet wird, ist es möglich, den Reaktor mit natürlichem Uran zu bedienen, aber die Produktion von schwerem Wasser verlangt große Beträge der Energie und ist folglich teuer.
• Weil Wasser als ein Neutronvorsitzender handelt, ist es nicht möglich, einen schnellen Neutronreaktor mit einem PWR Design zu bauen. Ein reduzierter Mäßigungswasserreaktor kann jedoch ein Fortpflanzungsverhältnis erreichen, das größer ist als Einheit, obwohl dieses Reaktordesign Nachteile seines eigenen hat.
• PWR Designs sind normalerweise eine Sorge für die Kernproliferation, weil sie bereicherte Brennstoffe verwenden und Plutonium erzeugen. (CANDU Reaktoren haben weniger von einer Kernproliferationssorge, obwohl Tritium als ein Nebenprodukt erzeugen Sie)

Siehe auch

• Reaktor des kochenden Wassers
• Liste von PWR Reaktoren
• Kernsicherheitssysteme

Folgende Generationsdesigns

• European Pressurized Reactor (EPR)
• Westinghouse Fortgeschrittene Passive 1000 (AP1000)

Zeichen

Links

• Kernwissenschaft und Technik an MIT OpenCourseWare.
• Dokument archiviert an der Website der USA-Kerndurchführungskommission.
• Das Funktionieren von Grundsätzen eines Unter Druck gesetzten Wasserreaktors (Video von YouTube).