Reaktor des kochenden Wassers

Der Reaktor des kochenden Wassers (BWR) ist ein Typ des leichten für die Generation der elektrischen Leistung verwendeten Wasserkernreaktoren. Es ist der zweite allgemeinste Typ des Elektrizität erzeugenden Kernreaktoren nach dem unter Druck gesetzten Wasserreaktor (PWR), auch ein Typ des leichten Wasserkernreaktoren. Der Hauptunterschied zwischen einem BWR und PWR ist, dass in einem BWR der Reaktorkern Wasser heizt, das sich Dampf zuwendet und dann eine Dampfturbine steuert. In einem PWR heizt der Reaktorkern Wasser, das nicht kocht. Dieses heiße Wasser tauscht dann Hitze mit einem niedrigeren Druck-Wassersystem aus, das sich Dampf zuwendet und die Turbine steuert. Der BWR wurde durch Idaho Nationales Laboratorium und General Electric Mitte der 1950er Jahre entwickelt. Der gegenwärtige Haupthersteller ist GE Hitachi Kernenergie, die sich auf das Design und den Aufbau dieses Typs des Reaktors spezialisiert.

Übersicht

1. Reaktordruck-Behälter (RPV)

2. Kernbrennstoff-Element

3. Kontrollstangen

4. Umwälzpumpen

5. Kontrollstange-Motoren

6. Dampf

7. Feedwater

8. Turbine des Hochdrucks (HPT)

9. Tiefdruck-Turbine

10. Generator

11. Erreger

12. Kondensator

13. Kühlmittel

14. Vorheizung

15. Feedwater pumpen

16. Kaltes Wasser pumpt

17. Konkrete Einschließung

18. Verbindung zum Elektrizitätsbratrost

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Der BWR verwendet demineralized Wasser als ein Kühlmittel und Neutronvorsitzender. Hitze wird durch die Atomspaltung im Reaktorkern erzeugt, und das veranlasst das kühl werdende Wasser, zu kochen, Dampf erzeugend. Der Dampf wird direkt verwendet, um eine Turbine zu steuern, nach der er in einem Kondensator abgekühlt wird und sich zurück zu flüssigem Wasser umgewandelt hat. Dieses Wasser wird dann in den Reaktorkern zurückgegeben, die Schleife vollendend. Das kühl werdende Wasser wird an ungefähr 75 atm aufrechterhalten (7.6 MPa, 1000-1100 psi), so dass es im Kern an ungefähr 285 °C (550 °F) kocht. Im Vergleich gibt es kein bedeutendes Kochen, das in einem PWR (Unter Druck gesetzter Wasserreaktor) wegen des Hochdrucks erlaubt ist, der in seiner primären Schleife — etwa 158 atm (16 MPa, 2300 psi) aufrechterhalten ist. Vor dem Fukushima I Kernunfälle, wie man schätzte, war die Kernschaden-Frequenz des Reaktors zwischen 10 und 10 (d. h., ein Kernschaden-Unfall pro alle 10,000 bis 10,000,000 Reaktorjahre).

Beschreibung von Hauptbestandteilen und Systemen

Kondensat und feedwater

Dampf, der über die Turbinenflüsse in unter den Tiefdruck-Turbinen gelegene Kondensatoren herrscht, wo der Dampf abgekühlt und in den flüssigen Staat (Kondensat) zurückgegeben wird. Das Kondensat wird dann durch feedwater Heizungen gepumpt, die seine Temperatur mit dem Förderungsdampf von verschiedenen Turbinenstufen erheben. Feedwater von den feedwater Heizungen geht in den Reaktordruck-Behälter (RPV) durch Schnauzen hoch auf dem Behälter ein, ganz über der Spitze der Kernbrennstoff-Bauteile (setzen diese Kernbrennstoff-Bauteile den "Kern" ein), aber unter dem Wasserspiegel.

Der feedwater tritt ins downcomer Gebiet und die Vereinigungen mit Wasser ein, das über die Wasserseparatoren herrscht. Der feedwater kühlt das durchtränkte Wasser von den Dampfseparatoren subab. Dieses Wasser überflutet jetzt unten das downcomer Gebiet, das vom Kern durch ein hohes Leichentuch getrennt wird. Das Wasser geht dann entweder Strahlpumpen oder innere Wiederumwälzpumpen durch, die zusätzliche pumpende Macht (hydraulischer Kopf) zur Verfügung stellen. Das Wasser setzt jetzt eine 180 Grad-Umdrehung zusammen und bewegt sich durch den niedrigeren Kernteller in den Kernkern, wo die Kraftstoffelemente das Wasser heizen. Wasser, das über die Kraftstoffkanäle am Spitzenführer herrscht, ist ungefähr 12 bis 15 % gesättigter Dampf (durch die Masse), typischer Kernfluss kann 45,000,000 kg/h (100,000,000 lb/h) mit 6,500,000 kg/h (14,500,000 lb/h) Dampffluss sein. Jedoch ist kerndurchschnittlicher leerer Bruchteil ein bedeutsam höherer Bruchteil (~40 %). Ähnliche Werte können in den öffentlich verfügbaren Technischen Spezifizierungen jedes Werks, Endsicherheitsanalyse-Bericht oder Kernbetriebsgrenze-Bericht gefunden werden.

Die Heizung vom Kern schafft einen Thermalkopf, der den Wiederumwälzpumpen beim Wiederzirkulieren vom Wasser innerhalb des RPV hilft. Ein BWR kann ohne Wiederumwälzpumpen entworfen werden und sich völlig auf den Thermalkopf verlassen, um das Wasser innerhalb des RPV in Umlauf wiederzusetzen. Der erzwungene Wiederumlauf-Kopf von den Wiederumwälzpumpen ist im Steuern der Macht jedoch sehr nützlich. Das Thermalmacht-Niveau wird durch die einfache Erhöhung leicht geändert, oder das Verringern des erzwungenen Wiederumlaufs fließt durch die Wiederumwälzpumpen.

Die zwei Phase-Flüssigkeit (Wasser und Dampf) über dem Kern geht ins Steiger-Gebiet ein, das das obere Gebiet enthalten innerhalb des Leichentuches ist. Die Höhe dieses Gebiets kann vergrößert werden, um den natürlichen Thermalwiederumlauf-Pumpen-Kopf zu vergrößern. An der Oberseite vom Steiger ist Gebiet der Wasserseparator. Durch das Wirbeln des zwei Phase-Flusses in Zyklon-Separatoren wird der Dampf getrennt und erhebt sich aufwärts zum Dampftrockner, während das Wasser hinten bleibt und horizontal ins downcomer Gebiet fließt. Im downcomer Gebiet verbindet es sich mit dem Feedwater-Fluss und den Zyklus-Wiederholungen.

Der durchtränkte Dampf, der sich über dem Separator erhebt, wird durch eine Chevron-Trockner-Struktur ausgetrocknet. Der Dampf herrscht dann über den RPV durch vier Hauptdampflinien und geht zur Turbine.

Regelsysteme

Reaktormacht wird über zwei Methoden kontrolliert: Durch das Einfügen oder das Zurücktreten von Kontrollstangen und durch das Ändern vom Wasser fließen durch den Reaktorkern.

Die Positionierung (das Zurücktreten oder Einfügen) Kontrollstangen ist die normale Methode, um Macht zu kontrollieren, wenn sie einen BWR in Gang bringt. Weil Kontrollstangen, Neutronabsorptionsabnahmen im Kontrollmaterial und Zunahmen im Brennstoff, so Reaktormacht-Zunahmen zurückgezogen werden. Weil Kontrollstangen, Neutronabsorptionszunahmen im Kontrollmaterial und Abnahmen im Brennstoff, so Reaktormacht-Abnahmen eingefügt werden. Einige früh BWRs und der vorgeschlagene ESBWR (Wirtschaftlicher Vereinfachter BWR, der von General Electric Hitachi gemacht ist), verwenden Designs nur natürlichen Umlauf mit der Kontrollstange-Positionierung, um Macht von der Null bis 100 % zu kontrollieren, weil sie Reaktorwiederumlauf-Systeme nicht haben. Feine Reaktionsfähigkeitsanpassung würde durch das Modulieren des Wiederumlauf-Flusses des Reaktorbehälters vollbracht.

Wenn er

sich (Erhöhung oder das Verringern) ändert, ist der Fluss von Wasser durch den Kern die normale und günstige Methode, um Macht zu kontrollieren. Wenn man auf der so genannten "100-%-Stange-Linie funktioniert," kann Macht von etwa 30 % bis 100 % der steuerpflichtigen Macht durch das Ändern des Reaktorwiederumlauf-Systemflusses durch das Verändern der Geschwindigkeit der Wiederumwälzpumpen geändert werden. Da der Fluss von Wasser durch den Kern vergrößert wird, werden Dampfluftblasen ("Leere") vom Kern, dem Betrag von flüssigem Wasser in den Kernzunahmen, Neutronmäßigungszunahmen schneller entfernt, mehr Neutronen werden verlangsamt, um vom Brennstoff und den Reaktormacht-Zunahmen gefesselt zu sein. Da der Fluss von Wasser durch den Kern vermindert wird, bleibt Dampfleere länger im Kern, dem Betrag von flüssigem Wasser in den Kernabnahmen, Neutronmäßigungsabnahmen, weniger Neutronen werden verlangsamt, um vom Brennstoff und den Reaktormacht-Abnahmen gefesselt zu sein.

Dampfturbinen

Im Reaktorkern erzeugter Dampf führt Dampfseparatoren und Trockner-Teller über dem Kern und dann direkt zur Turbine durch, die ein Teil des Reaktorstromkreises ist. Weil das Wasser um den Kern eines Reaktors immer mit Spuren von Radionukliden verseucht wird, muss die Turbine während der normalen Operation beschirmt werden, und radiologischer Schutz muss während der Wartung zur Verfügung gestellt werden. Die vergrößerten Kosten, die mit der Operation und Wartung eines BWR verbunden sind, neigen dazu, die Ersparnisse wegen des einfacheren Designs und der größeren Thermalleistungsfähigkeit eines BWR im Vergleich zu einem PWR zu erwägen. Der grösste Teil der Radioaktivität im Wasser ist sehr kurzlebig (größtenteils N-16, mit einer 7 Sekunde Halbwertzeit), so kann in den Turbinensaal eingegangen werden, kurz nachdem der Reaktor geschlossen wird.

Größe

Ein moderner BWR Kraftstoffzusammenbau umfasst 74 bis 100 Kraftstoffstangen, und es gibt bis zu etwa 800 Bauteilen in einem Reaktorkern, bis zu etwa 140 Tonnen Uran haltend. Die Zahl von Kraftstoffbauteilen in einem spezifischen Reaktor basiert auf Rücksichten der gewünschten Reaktormacht-Produktion, Reaktorkerngröße und Reaktormacht-Dichte.

Sicherheitssysteme

Ein moderner Reaktor hat viele Sicherheitssysteme, die mit einer Verteidigung eingehend Philosophie entworfen werden, die eine Designphilosophie ist, die überall im Aufbau und Beauftragen integriert wird.

Ein BWR ist einem unter Druck gesetzten Wasserreaktor (PWR) ähnlich, in dem der Reaktor fortsetzen wird, Hitze sogar zu erzeugen, nachdem die Spaltungsreaktionen angehalten haben, der ein Kernschaden-Ereignis möglich machen konnte. Diese Hitze wird durch den radioaktiven Zerfall von Spaltungsprodukten und Materialien erzeugt, die durch die Neutronabsorption aktiviert worden sind. BWRs enthalten vielfache Sicherheitssysteme, für den Kern abzukühlen, nachdem Notfall zugemacht hat.

Das Tanken von Systemen

Die Reaktorkraftstoffstangen werden gelegentlich durch das Entfernen von ihnen von der Spitze des ersetzt

Eindämmungsbehälter.

Weil sie sowohl radioaktiv als auch thermisch heiß sind, wird das über Kräne und unter Wasser getan. Aus diesem Grund sind die verausgabten Kraftstofflagerungslachen über dem Reaktor in typischen Installationen. Sie werden durch borated Wasser mehrere Male ihre Höhe beschirmt, und in der starren Reihe versorgt, in der ihre Geometrie kontrolliert wird, um criticality zu vermeiden. Im Reaktorereignis von Fukushima ist das problematisch geworden, weil Wasser von ein oder mehr verausgabte Kraftstofflachen verloren wurde und das Erdbeben die Geometrie verändert haben könnte. Die Tatsache, dass die Verkleidung der Kraftstoffstangen eine Zirkonium-Legierung ist, war auch problematisch, da dieses Element mit Wasser bei äußersten Temperaturen reagieren kann, um Wasserstoff und Sauerstoff zu erzeugen, und sich in Luft entzünden kann. Normalerweise werden die Kraftstoffstangen genug kühl im Reaktor behalten und haben Kraftstoffteiche ausgegeben, dass das nicht eine Sorge ist, und die Verkleidung intakt für das Leben der Stange bleibt.

Evolution des BWR

Frühe Konzepte

Das BWR Konzept wurde ein bisschen später entwickelt als das PWR Konzept. Die Entwicklung des BWR hat am Anfang der 1950er Jahre angefangen, und war eine Kollaboration zwischen GE und mehreren nationalen US-Laboratorien.

Die Forschung in die Kernkraft in den Vereinigten Staaten wurde durch die 3 Wehrpflichten geführt. Die Marine, die Möglichkeit sehend, Unterseeboote in Vollzeitunterwasserfahrzeuge und Schiffe zu verwandeln, die um die Welt ohne das Auftanken dämpfen konnten, hat ihren Mann in der Technik, Kapitän Hyman Rickover gesandt, um ihr Kernkraft-Programm zu führen. Rickover hat sich für den PWR Weg für die Marine entschieden, weil die frühen Forscher im Feld der Kernkraft gefürchtet haben, dass die direkte Produktion des Dampfs innerhalb eines Reaktors Instabilität verursachen würde, während sie gewusst haben, dass der Gebrauch von unter Druck gesetztem Wasser als ein Mittel der Wärmeübertragung endgültig arbeiten würde. Diese Sorge hat zu Vereinigten Staaten erster Forschungsanstrengung in der Kernkraft geführt, die dem PWR wird widmet, dem für Marinebehälter (Unterseeboote, besonders) hoch angepasst wurde, wie Raum an einer Prämie war, und PWRs kompakt und Hochleistungs-genug gemacht werden konnte, um solchen auf jeden Fall einzufügen.

Aber andere Forscher haben nachforschen wollen, ob die angenommene Instabilität, die durch kochendes Wasser in einem Reaktorkern verursacht ist, wirklich Instabilität verursachen würde. Insbesondere Samuel Untermyer II, ein Forscher an Idaho National Laboratory (INL), hat vorgeschlagen und hat eine Reihe von Experimenten beaufsichtigt: Die BORAX-Experimente — um zu sehen, ob ein Reaktor des kochenden Wassers für den Gebrauch in der Energieproduktion ausführbar sein würde. Er hat gefunden, dass es, nach dem Unterwerfen seiner Reaktoren zu ziemlich anstrengenden Tests war, die Sicherheitsgrundsätze des BWR beweisend.

Im Anschluss an diese Reihe von Tests wurde GE beteiligt und hat mit INL zusammengearbeitet, um dieser Technologie dazu zu bringen, einzukaufen. Tests der größeren Skala wurden durch das späte 1950s/early/mid-1960s geführt, das nur teilweise direkt erzeugten (primären) Kernboiler-Systemdampf verwendet hat, um die Turbine und vereinigten Hitzeex-Wechsler für die Generation des sekundären Dampfs zu füttern, um getrennte Teile der Turbinen zu steuern. Die Literatur zeigt nicht an, warum das der Fall gewesen ist, aber sie wurde auf Produktionsmodellen des BWR beseitigt.

Die erste Reihe der Produktion BWRs (BWR/1-BWR/6)

Die erste Generation von Produktionsreaktoren des kochenden Wassers hat die zusätzliche Entwicklung der einzigartigen und unterscheidenden Merkmale des BWR gesehen: Der Ring (hat gepflegt, Dampf im Falle eines vergänglichen Verlangens des Löschens des Dampfs zu löschen), sowie der drywell, die Beseitigung des Hitzeex-Wechslers, des Dampftrockners, des kennzeichnenden allgemeinen Lay-Outs des Reaktorgebäudes und der Standardisierung von Reaktorkontroll- und Sicherheitssystemen. Das erste, General Electric, die Reihe der Produktion BWRs haben sich durch 6 wiederholende Designphasen, jeder genannter BWR/1 durch BWR/6 entwickelt. (BWR/4s, BWR/5s und BWR/6s sind die allgemeinsten Typen im Betrieb heute.) Die große Mehrheit von BWRs im Betrieb weltweit gehören einer dieser Designphasen.

  • 1. Generation BWR: BWR/1 mit der Eindämmung von I Zeichen.
  • 2. Generation BWRs: BWR/2, BWR/3 und ein BWR/4 mit der Eindämmung von I Zeichen. Anderer BWR/4 und BWR/5 mit der Eindämmung des Zeichens-II.
  • 3. Generation BWRs: BWR/6 mit der Eindämmung des Zeichens-III.

Eindämmungsvarianten wurden mit entweder dem Beton oder Stahl für die Primäre Eindämmung, Drywell und Wetwell in verschiedenen Kombinationen gebaut.

Abgesondert von den GE Designs gab es andere durch ABB, MITSU, Toshiba und KWU. Sieh Liste von Reaktoren des kochenden Wassers.

Der fortgeschrittene Reaktor des kochenden Wassers (ABWR)

Ein neueres Design von BWR ist als Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) bekannt. Der ABWR wurde gegen Ende der 1980er Jahre und Anfang der 1990er Jahre entwickelt, und ist weiter zum heutigen Tag verbessert worden. Der ABWR vereinigt fortgeschrittene Technologien im Design, einschließlich Computerkontrolle, Pflanzenautomation, Kontrollstange-Eliminierung, Bewegung, und Einfügung, Pumpens im Kern und Kernsicherheit, um Verbesserungen über die ursprüngliche Reihe der Produktion BWRs, mit einer hohen Macht-Produktion (1350 MWe pro Reaktor), und eine bedeutsam gesenkte Wahrscheinlichkeit des Kernschadens zu liefern. Am bedeutsamsten war der ABWR ein völlig standardisiertes Design, das für die Reihe-Produktion gemacht werden konnte.

Der ABWR wurde von der amerikanischen Kerndurchführungskommission für die Produktion als ein standardisiertes Design am Anfang der 1990er Jahre genehmigt. Nachher wurden zahlreiche ABWRs in Japan gebaut. Eine Entwicklung, die durch den Erfolg des ABWR in Japan gespornt ist, besteht darin, dass sich die Kernenergie-Abteilung von GE mit der Kernenergie-Abteilung von Hitachi Corporation verschmolzen hat, sich GE Hitachi formend, wer jetzt der Hauptweltentwickler des BWR Designs ist.

Der vereinfachte Reaktor des kochenden Wassers (SBWR)

General Electric (GE) hat auch ein verschiedenes Konzept für einen neuen Reaktor des kochenden Wassers (BWR) zur gleichen Zeit als der ABWR entwickelt, der als der vereinfachte Reaktor des kochenden Wassers (SBWR) bekannt ist. Das kleiner (600 Megawatt elektrisch (MWe) pro Reaktor) war für seine Integration — zum ersten Mal jemals in einem leichten Wasserreaktor — der "passiven Sicherheit" Designgrundsätze bemerkenswert. Das Konzept der passiven Sicherheit bedeutet, dass der Reaktor, anstatt das Eingreifen von aktiven Systemen wie Noteinspritzung zu verlangen, die Pumpen, um den Reaktor innerhalb von Sicherheitsspannen zu behalten, stattdessen entworfen wurden, um in einen sicheren Staat allein durch die Operation von Naturerscheinungen zurückzugeben, wenn sich eine sicherheitszusammenhängende Eventualität entwickelt hat.

Zum Beispiel, wenn der Reaktor zu heiß würde, würde er ein System auslösen, das auflösbare Neutronabsorber (allgemein eine Lösung von borated Materialien oder eine Lösung von Borax), oder Materialien veröffentlichen würde, die außerordentlich eine Kettenreaktion durch fesselnde Neutronen in den Reaktorkern behindern. Die Zisterne, die die auflösbaren Neutronabsorber enthält, würde über dem Reaktor und der Absorptionslösung gelegen, einmal wurde das System ausgelöst, würde in den Kern durch die Kraft des Ernstes fließen, und die Reaktion zu einem nah-ganzen Halt bringen. Ein anderes Beispiel war das Isolierungskondensator-System, das sich auf den Grundsatz von heißem Wasser/Dampf verlassen hat, das sich erhebt, um heißes Kühlmittel in große Hitzeex-Wechsler zu bringen, die über dem Reaktor in sehr tiefen Zisternen von Wasser gelegen sind, so restliche Hitzeeliminierung vollbringend. Und doch war ein anderes Beispiel die Weglassung von Wiederumwälzpumpen innerhalb des Kerns; diese Pumpen wurden in anderen BWR Designs verwendet, um fortzusetzen, das Wasserbewegen abzukühlen; sie waren teuer, um hart bis Reparatur zu reichen, und konnten gelegentlich scheitern; um Zuverlässigkeit zu verbessern, hat der ABWR nicht weniger als 10 dieser Wiederumwälzpumpen vereinigt, so dass, selbst wenn mehrere erfolglos eine ausreichende Anzahl verwendbar bleiben würde, so dass eine nicht geplante Stilllegung, und die Pumpen nicht notwendig sein würde, während des folgenden auftankenden Ausfalls repariert werden konnte. Statt dessen haben die Entwerfer des Vereinfachten Reaktors des Kochenden Wassers Thermalanalyse verwendet, um zu entwickeln, der Reaktor entkernen solch, dass natürlicher Umlauf (kalte Wasserfälle, heiße Wasseranstiege) Wasser zum Zentrum des Kerns dazu bringen würde, gekocht zu werden.

Das äußerste Ergebnis der passiven Sicherheitseigenschaften des SBWR würde ein Reaktor sein, der menschliches Eingreifen im Falle einer Hauptsicherheitseventualität seit mindestens 48 Stunden im Anschluss an die Sicherheitseventualität nicht verlangen würde; darauf würde es nur das periodische Nachfüllen verlangen, Wasserzisternen gelegen völlig außerhalb des Reaktors abzukühlen, der vom Kühlsystem isoliert ist und entworfen ist, um überflüssige Reaktorhitze durch die Eindampfung zu entfernen. Der Vereinfachte Reaktor des Kochenden Wassers wurde der USA-Kerndurchführungskommission jedoch vorgelegt, es wurde vor der Billigung zurückgezogen; dennoch hat das Konzept den Entwerfern des General Electric intrigieren müssen, und hat als die Basis von zukünftigen Entwicklungen gedient.

Der vereinfachte Wirtschaftsreaktor des kochenden Wassers (ESBWR)

Während einer Periode, die gegen Ende der 1990er Jahre beginnt, haben GE Ingenieure vorgehabt, die Eigenschaften des fortgeschrittenen Reaktordesigns des kochenden Wassers mit den kennzeichnenden Sicherheitseigenschaften des vereinfachten Reaktordesigns des kochenden Wassers, zusammen damit zu verbinden, das resultierende Design zu einer größeren Größe von 1,600 MWe (4,500 MWth) hoch zu schrauben. Dieses Vereinfachte Wirtschaftsreaktordesign des Kochenden Wassers ist der amerikanischen Kerndurchführungskommission zur Ansicht und Billigung vorgelegt worden, und die nachfolgende Konstruktionsrezension ist nahe Vollziehung.

Wie verlautet ist dieses Design angekündigt worden als, eine Kernschaden-Wahrscheinlichkeit nur 3×10 Kernschaden-Ereignisse pro reaktorjährigen zu haben. (D. h. es würde 3 Millionen ESBWRs geben müssen, die funktionieren, bevor man ein einzelnes Kern-Zerstörendereignis während ihrer 100-jährigen Lebenszeiten erwarten würde. Frühere Designs des BWR (der BWR/4) hatten Kernschaden-Wahrscheinlichkeiten so hoch wie 1×10 Kernschaden-Ereignisse pro reaktorjährigen.) Das außerordentlich niedrig überschreitet CDP für den ESBWR weit den anderen großen LWRs auf dem Markt.

Vorteile und Nachteile

Vorteile

  • Der Reaktorbehälter und die vereinigten Bestandteile funktionieren an einem wesentlich niedrigeren Druck (ungefähr 75mal atmosphärischer Druck) im Vergleich zu einem PWR (ungefähr 158mal atmosphärischer Druck).
  • Druck-Behälter ist bedeutsam weniger Ausstrahlen im Vergleich zu einem PWR unterworfen, und wird als spröde mit dem Alter so nicht.
  • Funktioniert bei einer niedrigeren Kernbrennstoff-Temperatur.
  • Weniger Bestandteile wegen keiner Dampfgeneratoren und keines pressurizer Behälters. (Ältere BWRs haben Außenwiederumlauf-Schleifen, aber sogar diese Rohrleitung wird in modernem BWRs wie der ABWR beseitigt.)
  • Niedrigere Gefahr (Wahrscheinlichkeit) eines Bruch-Verursachen-Verlustes des Kühlmittels im Vergleich zu einem PWR und niedrigere Gefahr des Kernschadens sollte solch ein Bruch vorkommen. Das ist wegen weniger Pfeifen, weniger großer Diameter-Pfeifen, weniger Schweißstellen und keiner Dampfgenerator-Tuben.
  • NRC Bewertungen, Schuld-Potenziale zu beschränken, zeigen an, ob solch eine Schuld vorgekommen ist, würde der durchschnittliche BWR mit geringerer Wahrscheinlichkeit Kernschaden stützen als der durchschnittliche PWR wegen der Robustheit und Überfülle von Emergency Core Cooling System (ECCS).
  • Das Messen des Wasserspiegels im Druck-Behälter ist dasselbe sowohl für normale als auch für Notoperationen, der auf leichte und intuitive Bewertung von Notbedingungen hinausläuft.
  • Kann an niedrigeren Kernmacht-Dichte-Niveaus mit dem natürlichen Umlauf ohne erzwungenen Fluss funktionieren.
  • Ein BWR kann entworfen werden, um das Verwenden nur natürlicher Umlauf zu bedienen, so dass Wiederumwälzpumpen völlig beseitigt werden. (Das neue ESBWR Design verwendet natürlichen Umlauf.)
  • BWRs verwenden Borsäure nicht, um Spaltungsbrandwunde zu kontrollieren, zu weniger Möglichkeit der Korrosion innerhalb des Reaktorbehälters und der Rohrleitung führend. (Die Korrosion von Borsäure muss in PWRs sorgfältig kontrolliert werden; es ist demonstriert worden, dass Reaktorbehälter-Hauptkorrosion vorkommen kann, wenn der Reaktorbehälter-Kopf nicht richtig unterstützt wird. Sieh Davis-Besse. Da BWRs Borsäure nicht verwerten, werden diese Eventualitäten beseitigt.)
  • BWRs haben allgemein n-2 Überfülle auf ihren sicherheitszusammenhängenden Hauptsystemen, die normalerweise aus vier "Zügen" von Bestandteilen bestehen. Das bedeutet allgemein, dass bis zu zwei der vier Bestandteile eines Sicherheitssystems scheitern können und das System noch, wenn besucht, leisten wird.
  • Wegen ihres einzelnen Hauptverkäufers (GE/Hitachi) hat die aktuelle Flotte von BWRs voraussagbare, gleichförmige Designs das, während nicht völlig standardisiert, allgemein einander sehr ähnlich sind. Die ABWR/ESBWR Designs werden völlig standardisiert. Fehlen Sie der Standardisierung bleibt ein Problem mit PWRs als mindestens in den Vereinigten Staaten, es gibt drei Designfamilien, die unter der PWR aktuellen Flotte (Verbrennen-Technik, Westinghouse und Babcock & Wilcox) innerhalb dieser Familien vertreten sind, es gibt ziemlich auseinander gehende Designs.
  • Zusätzliche Familien von PWRs werden vorgestellt. Zum Beispiel werden der APWR von Mitsubishi, der US-EPR von Areva und der AP1000/AP600 von Westinghouse Ungleichheit und Kompliziertheit zu einer bereits verschiedenen Menge hinzufügen, und vielleicht Kunden veranlassen, die Stabilität und Voraussagbarkeit suchen, andere Designs wie der BWR zu suchen.
  • BWRs werden in Importen übervertreten, wenn die Importieren-Nation keinen eine Kernmarine hat (PWRs werden durch Kernmarinestaaten wegen ihres Kompakt-, auf Atombehältern verwendeten Hochleistungsdesigns bevorzugt; da Marinereaktoren allgemein nicht exportiert werden, veranlassen sie nationale Sachkenntnis, im PWR Design, Aufbau entwickelt zu werden, und Operation), noch der Wunsch, Kernwaffen zu entwickeln (führt der zu einer gekennzeichneten Vorliebe für den CANDU Reaktortyp wegen Besonderheiten dieses Typs). Das kann sein auf Grund dessen, dass BWRs für den friedlichen Gebrauch wie Energieerzeugung, Prozess/industrielle/Fernheizung und desalinization, wegen niedriger Kosten, Einfachheit und Sicherheitsfokus ideal angepasst wird, die auf Kosten der größeren Größe und ein bisschen niedrigeren Thermalleistungsfähigkeit kommen.
  • Schweden wird hauptsächlich auf BWRs standardisiert.
  • Mexikos nur zwei Reaktoren sind BWRs.
  • Japan hat sowohl mit PWRs als auch mit BWRs experimentiert, aber die meisten bauen bezüglich des späten sind von BWRs, spezifisch ABWRs gewesen.
  • Im CEGB offene Konkurrenz am Anfang der 1960er Jahre für ein Standarddesign für Macht-Reaktoren der 2. Generation des Vereinigten Königreichs hat der PWR es zur Endrunde nicht sogar gemacht, die eine Kraftprobe zwischen dem BWR (bevorzugt für sein leicht verstandenes Design war sowie um voraussagbar und "langweilig" zu sein), und der AGCR, ein einzigartig britisches Design; das einheimische Design hat vielleicht auf technischen Verdiensten vielleicht wegen der Nähe allgemeiner Wahlen gewonnen.

Nachteile

  • Komplizierte Berechnungen für den Betriebsverbrauch von Kernbrennstoff während der Operation wegen der "zwei Phase (Wasser und Dampf) Flüssigkeitsströmung" im oberen Teil des Kerns. Das verlangt mehr Instrumentierung im Reaktorkern. Die Neuerung von Computern macht jedoch das weniger von einem Problem.
  • Der viel größere Druck-Behälter als für einen PWR der ähnlichen Macht, mit entsprechend höher Kosten. (Jedoch werden die gesamten Kosten reduziert, weil ein moderner BWR keine Hauptdampfgeneratoren und vereinigte Rohrleitung hat.)
  • Verunreinigung der Turbine durch kurzlebige Aktivierungsprodukte. Das bedeutet, dass die Abschirmung und Zugriffskontrolle um die Dampfturbine während normaler Operationen wegen der Strahlenniveaus erforderlich ist, die aus dem Dampf entstehen, der direkt vom Reaktorkern hereingeht. Das ist eine gemäßigt geringe Sorge, wie der grösste Teil des Strahlungsflusses wegen des Stickstoffs 16 ist, der eine Halbwertzeit in Sekunden messen ließ, dem Turbinenraum erlaubend, innerhalb von Minuten der Stilllegung eingetreten zu werden.
  • Obwohl, wie man sagt, die gegenwärtige Flotte von BWRs mit geringerer Wahrscheinlichkeit Kernschaden von "1 in 100,000 reaktorjähriger" Begrenzungsschuld leidet als die gegenwärtige Flotte von PWRs, (wegen der vergrößerten ECCS Robustheit und Überfülle), hat es Sorgen gegeben, die über die Druck-Eindämmungsfähigkeit als - gebaute, unmodifizierte I-Zeichen-Eindämmung ausgedrückt sind - dass solcher ungenügend sein kann, um Druck zu enthalten, der durch eine Begrenzungsschuld erzeugt ist, die mit dem ganzen ECCS Misserfolg verbunden ist, der auf äußerst strengen Kernschaden hinausläuft. In diesem doppelten Misserfolg-Drehbuch, angenommen, vor dem Fukushima I Kernunfälle sehr unwahrscheinlich zu sein, kann eine unmodifizierte I-Zeichen-Eindämmung etwas Grad der radioaktiven Ausgabe erlauben vorzukommen. Das soll durch die Modifizierung der I-Zeichen-Eindämmung gelindert werden; nämlich, die Hinzufügung eines outgas schobern System auf, das, wenn Eindämmungsdruck kritischen setpoints überschreitet, die regelmäßige Entladung erlauben soll, Benzin unter Druck zu setzen, nachdem das Benzin durchgeht, haben Aktivkohlefilter vorgehabt, Radionuklide zu fangen.
  • Ein BWR verlangt das aktive Abkühlen auf die Dauer von mehreren Stunden zu mehreren Tagen im Anschluss an die Stilllegung abhängig von seiner Macht-Geschichte. Die volle Einfügung von BWRs-Kontrollstangen schließt sicher die primäre Kernreaktion. Jedoch wird der radioaktive Zerfall der Spaltungsprodukte im Brennstoff fortsetzen, Zerfall-Hitze an einer allmählich abnehmenden Rate aktiv zu erzeugen, das Pumpen verlangend, Wasser seit einer anfänglichen Periode abzukühlen, um zu verhindern, des Brennstoffs heißzulaufen. Wenn das aktive Abkühlen während dieser Poststilllegungsperiode scheitert, kann der Reaktor noch zu einer Temperatur hoch genug heißlaufen, dass das Zirkonium in der Kraftstoffverkleidung mit Wasser und Dampf reagieren wird, Wasserstoffbenzin erzeugend. In diesem Ereignis gibt es eine hohe Gefahr von Wasserstoffexplosionen, Strukturschaden am Reaktor und/oder den vereinigten Sicherheitssystemen und/oder der Aussetzung von hoch radioaktiven Brennstäben drohend, die im Reaktorgebäude versorgt werden können (etwa 15 Tonnen des Brennstoffs wird jedes Jahr wieder gefüllt, um normale BWR Operation aufrechtzuerhalten), wie zufällig, mit dem Fukushima I Kernunfälle.
  • Kontrollstangen werden von unten für BWR aktuelle Designs eingefügt. Es gibt zwei verfügbare hydraulische Macht-Quellen, die die Kontrollstangen in den Kern für einen BWR unter Notbedingungen steuern können. Es gibt einen hingebungsvollen Hochdruck hydraulischer Akkumulator und auch der Druck innerhalb des für jede Kontrollstange verfügbaren Reaktordruck-Behälters. Irgendein der hingebungsvolle Akkumulator (ein pro Stange) oder Reaktordruck ist dazu fähig, völlig jede Stange einzufügen. Die meisten anderen Reaktortypen verwenden Spitzenzugang-Kontrollstangen, die in der zurückgezogenen Position durch Elektromagneten gehalten werden, sie veranlassend, in den Reaktor durch den Ernst zu fallen, wenn Macht verloren wird.

Technische und Hintergrundinformation

Anlauf ("kritisch" gehend)

Reaktor springt auf (criticality) wird durch das Zurücktreten von Kontrollstangen vom Kern erreicht, um Kernreaktionsfähigkeit zu einem Niveau zu erheben, wo es offensichtlich ist, dass die Kernkettenreaktion selbststützt. Das ist als das "kritische Gehen" bekannt. Kontrollstange-Abzug wird langsam durchgeführt, um Kernbedingungen sorgfältig zu kontrollieren, weil sich der Reaktor criticality nähert. Wenn, wie man beobachtet, der Reaktor ein bisschen superkritisch wird, d. h. nimmt Reaktormacht selbstständig zu, der Reaktor wird kritisch erklärt.

Stange-Bewegung wird mit Stange-Laufwerk-Regelsystemen durchgeführt. Neuere BWRs wie der ABWR und ESBWR sowie der ganze deutsche und schwedische BWRs verwenden das System der Fine Motion Control Rod Drive, das vielfachen Stangen erlaubt, mit sehr glatten Bewegungen kontrolliert zu werden. Das erlaubt einem Reaktormaschinenbediener, die Reaktionsfähigkeit des Kerns gleichmäßig zu vergrößern, bis der Reaktor kritisch ist. Ältere BWR Designs verwenden ein manuelles Regelsystem, das gewöhnlich auf das Steuern einer oder vier Kontrollstangen auf einmal, und nur durch eine Reihe von eingekerbten Positionen mit festen Zwischenräumen zwischen diesen Positionen beschränkt wird. Wegen der Beschränkungen des manuellen Regelsystems ist es beim Start-möglich, dass der Kern in eine Bedingung gelegt werden kann, wo eine einzelne Kontrollstange eine große unebene Reaktionsfähigkeitsänderung verursachen kann, die die Thermaldesignränder des Brennstoffs potenziell herausfordern kann. Infolgedessen hat GE eine Reihe von Regeln in den 1970er Jahren genannt BPWS entwickelt (Bei einer Bank hinterlegte Positionsabzug-Folge), welche Hilfe den Wert jeder einzelnen Kontrollstange minimieren und Kraftstoffschaden im Fall von einem Kontrollstange-Fall-Unfall verhindern. Durch den folgenden eine BPWS entgegenkommende Anlauf-Folge kann das manuelle Regelsystem an gleichmäßig gewöhnt sein und sicher den kompletten Kern zum kritischen erheben.

Thermalränder

Mehrere berechnete/gemessene Mengen werden verfolgt, während man einen BWR bedient:

  • Maximaler Bruchteil, der kritisches Macht-Verhältnis oder MFLCPR beschränkt;
  • Bruchteil, der geradlinige Hitzegenerationsrate oder FLLHGR beschränkt;
  • Durchschnittliche planare geradlinige Hitzegenerationsrate oder APLHGR;
  • Das Vorbedingen der Zwischenbetriebsverwaltungsempfehlung oder PCIOMR;

MFLCPR, FLLHGR und APLHGR müssen weniger als 1.0 während der normalen Operation behalten werden; Verwaltungssteuerungen sind im Platz, einen Rand des Fehlers und Rand der Sicherheit zu diesen lizenzierten Grenzen zu sichern. Typische Computersimulationen teilen den Reaktorkern in 24-25 axiale Flugzeuge; relevante Mengen (Ränder, burnup, Macht, leere Geschichte) werden für jeden "Knoten" im Reaktorkern (764 Kraftstoffbauteile x 25 Knoten/Zusammenbau = 19100 Knotenberechnungen/Menge) verfolgt.

Maximaler Bruchteil, der kritisches Macht-Verhältnis beschränkt (MFLCPR)

Spezifisch vertritt MFLCPR, wie nahe das Hauptkraftstoffbündel (oder "Abfahrt von nucleate "trocknen" soll, der" für einen PWR kocht). Das Übergang-Kochen ist das nicht stabile vergängliche Gebiet, wo das Nucleate-Kochen zum Filmkochen neigt. Ein Wasserfall, der auf einer heißen Pfanne tanzt, ist ein Beispiel des Filmkochens. Während des Films, der ein Volumen kocht, Dampf zu isolieren, trennt die erhitzte Oberfläche von der kühl werdenden Flüssigkeit; das veranlasst die Temperatur der erhitzten Oberfläche, drastisch zuzunehmen, um wieder Gleichgewicht-Wärmeübertragung mit der kühl werdenden Flüssigkeit zu erreichen. Mit anderen Worten halbisoliert Dampf die erhitzten Oberflächen- und Oberflächentemperaturanstiege, um Hitze zu erlauben, zur kühl werdenden Flüssigkeit (durch die Konvektion und Strahlungswärmeübertragung) zu kommen.

MFLCPR wird mit einer empirischen Korrelation kontrolliert, die von Verkäufern des BWR Brennstoffs (GE, Westinghouse, AREVA-NP) formuliert wird. Die Verkäufer haben Testbohrtürme, wo sie Kernhitze mit der widerspenstigen Heizung vortäuschen und experimentell bestimmen, was Bedingungen des Kühlmittel-Flusses, der Kraftstoffzusammenbau-Macht und des Reaktordrucks in/aus dem Übergang-Kochen-Gebiet für ein besonderes Kraftstoffdesign sein werden. Hauptsächlich machen die Verkäufer ein Modell des Kraftstoffzusammenbaues, aber treiben ihn mit widerspenstigen Heizungen an. Diese nachgemachten Kraftstoffbauteile werden in einen Teststandplatz gestellt, wo Datenpunkte an spezifischen Mächten, Flüssen, Druck genommen werden. Es ist offensichtlich, dass Kernbrennstoff durch das Filmkochen beschädigt werden konnte; das würde die Kraftstoffverkleidung veranlassen, heißzulaufen und zu scheitern. Experimentelle Angaben werden auf den BWR Brennstoff konservativ angewandt, um sicherzustellen, dass der Übergang zum Filmkochen während der normalen oder vergänglichen Operation nicht vorkommt. Typischer SLMCPR/MCPRSL (Sicherheitsgrenze MCPR) das Genehmigen der Grenze für einen BWR Kern wird durch eine Berechnung begründet, die beweist, dass 99.4 % von Kraftstoffstangen in einem BWR Kern in den Übergang zum Film nicht eingehen werden, der im Falle des schlechtestmöglichen Werks VERGÄNGLICH/ABHAUEND vorausgesehen kocht vorzukommen. Da der BWR kochendes Wasser ist, und Dampf Hitze sowie flüssiges Wasser nicht überträgt, kommt MFLCPR normalerweise an der Oberseite von einem Kraftstoffzusammenbau vor, wo Dampfvolumen am höchsten ist.

Bruchteil, der geradlinige Hitzegenerationsrate beschränkt (FLLHGR)

FLLHGR (FDLRX, MFLPD) ist eine Grenze auf der Kraftstoffstange-Macht im Reaktorkern. Für den neuen Brennstoff ist diese Grenze normalerweise ungefähr 13 kW/ft (43 Kilowatt/M) der Kraftstoffstange. Diese Grenze stellt sicher, dass die Mittelachse-Temperatur der Kraftstoffkügelchen in den Stangen den Schmelzpunkt des Kraftstoffmaterials (Oxyde des Urans/Gadoliniums) im Falle des schlechtestmöglichen Werks vergänglich/abhauend vorausgesehen nicht überschreiten wird vorzukommen. Um die Antwort von LHGR im Übergangsprozeß zu illustrieren, stellen sich den schnellen Verschluss der Klappen vor, die Dampf zu den Turbinen an der Vollmacht zulassen. Das verursacht die unmittelbare Beendigung des Dampfflusses und einen unmittelbaren Anstieg des BWR Drucks. Dieser Anstieg des Drucks kühlt effektiv das Reaktorkühlmittel sofort subab; die Leere (Dampf) Zusammenbruch in festes Wasser. Wenn der Leere-Zusammenbruch im Reaktor, die Spaltungsreaktion (mehr Thermalneutronen) gefördert wird; Macht nimmt drastisch (120 %) zu, bis sie durch die automatische Einfügung der Kontrollstangen begrenzt wird. Also, wenn der Reaktor von der Turbine schnell isoliert wird, erhebt sich der Druck im Behälter schnell, der der Wasserdampf zusammenbricht, der einen Macht-Ausflug verursacht, der durch das Reaktorschutzsystem begrenzt wird. Wenn eine Kraftstoffnadel an 13.0 kW/ft vor dem Übergangsprozeß funktionieren würde, würde der leere Zusammenbruch seine Macht verursachen sich zu erheben. Die FLLHGR-Grenze ist im Platz sicherzustellen, dass die höchste angetriebene Kraftstoffstange nicht schmelzen wird, wenn seine Macht im Anschluss an eine vergängliche Druckbeaufschlagung schnell vergrößert wurde. Das Bleiben durch die LHGR-Grenze schließt aus, des Brennstoffs in einer vergänglichen Druckbeaufschlagung zu schmelzen.

Durchschnittliche planare geradlinige Hitzegenerationsrate (APLHGR)

APLHGR, ein Durchschnitt von Linear Heat Generation Rate (LHGR), ein Maß der Zerfall-Hitzegegenwart in den Kraftstoffbündeln seiend, ist ein Rand der Sicherheit, die mit dem Potenzial für den Kraftstoffmisserfolg vereinigt ist, während eines LBLOCA vorzukommen (Unfall des Verlustes des Kühlmittels der großen Brechung - ein massiver Pfeife-Bruch, der zu katastrophalem Verlust des Kühlmittel-Drucks innerhalb des Reaktors führt, hat den drohendesten "Designbasisunfall" in der Probabilistic-Risikobewertung und Kernsicherheit gedacht), der, wie man voraussieht, zur vorläufigen Aussetzung des Kerns führt; dieses trocknende Kernereignis wird Kern "uncovery" genannt, weil der Kern seinen hitzeentfernenden Deckel des Kühlmittels, im Fall von einem BWR, leichtem Wasser verliert. Wenn der Kern für den zu langen Kraftstoffmisserfolg aufgedeckt wird, kann vorkommen; zum Zweck des Designs, wie man annimmt, kommt Kraftstoffmisserfolg vor, wenn die Temperatur des unbedeckten Brennstoffs eine kritische Temperatur (1100 °C, 2200 °F) erreicht. BWR Designs vereinigen ausfallsichere Schutzsysteme, um schnell abzukühlen und sicher der unbedeckte Brennstoff davor zu machen, diese Temperatur erreichend; diese ausfallsicheren Systeme sind als das Notkernkühlsystem bekannt. Der ECCS wird entworfen, um den Reaktordruck-Behälter schnell zu überschwemmen, Wasser auf dem Kern selbst, und genug kühl der Reaktorbrennstoff in diesem Ereignis zu zerstäuben. Jedoch, wie jedes System, hat der ECCS Grenzen in diesem Fall zu seiner kühl werdenden Kapazität, und es gibt eine Möglichkeit, dass Brennstoff entworfen werden konnte, der so viel Zerfall-Hitze erzeugt, dass der ECCS überwältigt würde und es erfolgreich nicht abkühlen konnte.

Um das davon abzuhalten zu geschehen, ist es erforderlich, dass die Zerfall-Hitze, die in den Kraftstoffbauteilen zu irgendeiner Zeit versorgt ist, den ECCS nicht überwältigt. Als solcher, das Maß der bekannten Zerfall-Hitzegeneration weil wurde LHGR von den Ingenieuren von GE, und von diesem Maß entwickelt, APLHGR wird abgeleitet. APLHGR wird kontrolliert, um sicherzustellen, dass der Reaktor an einem durchschnittlichen Macht-Niveau nicht bedient wird, das die primären Eindämmungssysteme vereiteln würde. Wenn ein getankter Kern lizenziert wird zu funktionieren, der Kraftstoffverkäufer/Lizenznehmer täuschen Ereignisse mit Computermodellen vor. Ihre Annäherung soll Grenzfall-Ereignisse vortäuschen, wenn der Reaktor in seinem verwundbarsten Staat ist.

APLHGR wird als "Apple Hugger" in der Industrie allgemein ausgesprochen.

Pre-Conditioning Interim Operating Management Recommendation (PCIOMR)

PCIOMR vertritt den quantitativen in der Kraftstofffertigung notwendigen Rand, um Wechselwirkung der Kügelchen-Verkleidung davon abzuhalten, während des BWR Anlaufs vorzukommen - die Kernbrennstoff-Kügelchen innerhalb der Kraftstoffstangen schwellen mehr als die Kraftstoffstange-Verkleidung während des Reaktoranlaufs.

Liste von BWRs

Für eine Liste von betrieblichem und stillgelegtem BWRs, sieh Liste von BWRs.

Experimenteller und anderer BWRs

Experimentelle und andere nichtkommerzielle BWRs schließen ein:

  • BORAX experimentiert
  • SL-1 (zerstört während des Unfalls 1961)

Designs der folgenden Generation

  • Advanced Boiling Water Reactor (ABWR)
  • Economic Simplified Boiling Water Reactor (ESBWR)

Siehe auch

  • Reaktorsicherheitssysteme des kochenden Wassers
  • BORAX-Experimente
  • Eindämmung, die baut
  • Liste von Kernreaktoren
  • Milderung der Erderwärmung
  • Kernkraft-2010-Programm
  • Unter Druck gesetzter Wasserreaktor
  • Samuel Untermyer II
  • SL-1 Unfall und Lehren
  • Fukushima I Kernkraftwerk, 3 BWRs beschädigt nach 2011 Tsunami

Verweisungen und Zeichen

Außenverbindungen


Unter Druck gesetzter Wasserreaktor / Fortgeschrittener gasabgekühlter Reaktor
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