Wprowadzenie
Część energii elektrycznej dostarczanej do domów i firm jest generowana przez turbiny parowe w elektrowniach jądrowych z reaktorami wrzącej wody (BWR). Para napędzająca turbiny jest produkowana w rdzeniu reaktora jądrowego.
Części Reaktora Wrzącej Wody (BWR)
Rdzeń reaktora składa się z peletek tlenku uranu umieszczonych w rurkach zwanych prętami paliwowymi, które są zorganizowane w układ zwany wiązką paliwową. Gdy wiązka paliwowa jest otoczona sztywną osłoną z innymi komponentami, nazywana jest zespołem paliwowym. Cztery zespoły paliwowe są ułożone w kwadratowy wzór zwany komórką kontrolną w typowym projekcie rdzenia BWR. Komórka kontrolna jest ustawiona pionowo wewnątrz osłony rdzenia. Pręt kontrolny pochłaniający neutrony na skrzyżowaniu czterech zespołów paliwowych w komórce kontrolnej służy do kontrolowania reakcji jądrowej czterech zespołów paliwowych. Pręt kontrolny porusza się pionowo wewnątrz komórki kontrolnej. Wiele komórek kontrolnych jest ułożonych wewnątrz metalowej osłony, tworząc rdzeń reaktora, który produkuje parę dla turbin.
Zespół Paliwowy Reaktora Wrzącej Wody
Części/Komponenty
Peletka Paliwowa
Peletka paliwowa składa się z różnych proporcji uranu-238, uranu-235, gadolinu-155 i gadolinu-157 w formie tlenku. Peletki paliwowe mają zazwyczaj około 1,27 cm długości i 1,14 cm średnicy. Peletki paliwowe mają fazowane krawędzie, aby ograniczyć interakcję peletki z prętem paliwowym podczas rozszerzania się peletki. Uran-238 i uran-235 dostarczają paliwa do reakcji rozszczepienia jądrowego. Uran-235 ulega bezpośredniemu rozszczepieniu, podczas gdy uran-238 przechodzi transformację jądrową do plutonu-239, który ulega bezpośredniemu rozszczepieniu. Gadolinium-155 i gadolinium-157 działają jako tymczasowy pochłaniacz neutronów, co pozwala na dodanie uranu potrzebnego do pracy reaktora przez 12-24 miesiące. Bez dodania gadolinu konieczne byłoby dodanie dodatkowych prętów kontrolnych, aby zapewnić bezpieczną pracę i możliwość wyłączenia reaktora.
Peletki Paliwowe
Pręty Paliwowe
Standardowy Pręt Paliwowy
Standardowy pręt paliwowy składa się z pustej rurki o średnicy około 1,27 cm i długości 406 cm. Pręt paliwowy jest wykonany z Zircaloy-2 ze względu na swoje właściwości materiałowe i doskonałe właściwości przewodzenia ciepła w porównaniu z innymi stopami cyrkonu. Każdy pręt paliwowy ma górne i dolne zatyczki z Zircaloy-2, które są spawane do końców pręta paliwowego. Górne i dolne zatyczki końcowe dla ośmiu (8) prętów paliwowych są gwintowane. Każdy pręt paliwowy jest wypełniony helem pod ciśnieniem 44 psig (300 KPa) w celu poprawy przewodzenia ciepła z peletki paliwowej do osłony. Standardowy pręt paliwowy jest zaprojektowany do wytrzymywania ciśnienia wewnętrznego 1800 psia (1,24e4 KPa) i pracy przy ciśnieniach zewnętrznych między 1000 (68.e3 KPa) a 1100 psig (75.8e3 KPa).
Pozycje Prętów
Pręt Paliwowy o Częściowej Długości
Pręty paliwowe o częściowej długości to pręty paliwowe, które sięgają tylko około 40% długości standardowego pręta paliwowego od dolnej części rdzenia. Pręt paliwowy o częściowej długości pozwala na produkcję plutonu-239 w prętach paliwowych sąsiadujących z obszarem wypełnionym parą powyżej górnej części pręta paliwowego o częściowej długości. Pluton-239 przyczynia się do produkcji ciepła w rdzeniu reaktora i jest tworzony przez absorpcję neutronów w uranie-238.
Pręt Wodny
Pręty wodne są umieszczane w centrum wiązki, aby zwiększyć produkcję mocy w centrum wiązki paliwowej. Takie rozmieszczenie zapewnia bardziej równomierne spalanie paliwa w całej wiązce paliwowej i większy margines do termicznych ograniczeń paliwa. Zewnętrzna średnica pręta wodnego jest większa niż standardowego pręta paliwowego. W zależności od projektu paliwa, wiązka paliwowa może zawierać od zera do trzech prętów wodnych.
Części Wiązki Paliwowej
a. Górna Płyta Wiążąca i Uchwyt
Górna płyta wiążąca ustala górny koniec prętów paliwowych w odpowiedniej pozycji, wspiera kanał i zapewnia uchwyt, za pomocą którego można podnosić i przenosić wiązkę. Pręty paliwowe z gwintowanymi zatyczkami są przykręcane do górnej płyty wiążącej, aby zablokować wiązkę paliwową na miejscu.
Oznaczone Części Zespołu Paliwowego
b. Dolna Płyta Wiążąca i Nosek
Dolna płyta wiążąca ustala pozycję dolnego końca prętów paliwowych i wspiera ciężar wiązki. Jej dolny koniec centrowa wiązkę w podporze paliwowej rdzenia (tj. zapewnia, że wiązka prawidłowo siedzi w rdzeniu) i zapewnia wejście dla przepływu chłodziwa do wiązki. Nosek dolnej płyty wiążącej pasuje dokładnie do elementu wspierającego paliwo i kieruje przepływ chłodziwa w górę przez zespół paliwowy. Pręty paliwowe z gwintowanymi zatyczkami są przykręcane do dolnej płyty wiążącej, aby zablokować wiązkę paliwową na miejscu.
c. Przekładki Paliwowe
Funkcją przekładki jest utrzymanie prętów paliwowych w odpowiedniej lokalizacji. Przekładki zapewniają boczne wsparcie potrzebne do tłumienia drgań prętów paliwowych i zużycia związanego z drganiami.
d. Sprężyny Palcowe
Sprężyny palcowe są wbudowane w dolny koniec wiązki paliwowej, aby zapewnić pozytywny kontakt między dolną płytą wiążącą a kanałem paliwowym. Takie rozmieszczenie minimalizuje wszelkie zmiany w przepływie kanału przez cały okres eksploatacji zespołu paliwowego.
Kanał Paliwowy
Kanał paliwowy ma kilka celów:
- Dystrybucja przepływu.
- Powierzchnia nośna dla rolek ostrza pręta kontrolnego.
- Poprawiona sztywność wiązki paliwowej.
- Ochrona prętów paliwowych podczas obsługi paliwa.
- Działa jako masa termiczna podczas warunków awarii utraty chłodziwa (LOCA).
Kanał paliwowy otacza wiązkę paliwową. Kanał paliwowy zapewnia barierę oddzielającą dwie równoległe ścieżki przepływu. Około 90% chłodziwa przepływa wewnątrz kanału paliwowego, aby usunąć ciepło z prętów paliwowych. Około 10% przepływu chłodziwa jest kierowane do obszaru między zespołami paliwowymi. Przepływ obejściowy jest wymagany do chłodzenia prętów kontrolnych i instrumentacji jądrowej.
Kanał Paliwowy BWR
Pręty Kontrolne
Pręty kontrolne są zaprojektowane do wystarczająco szybkiego wprowadzenia, aby uniknąć uszkodzenia paliwa w przypadku jakiejkolwiek nieprawidłowej operacji. Pozycja pręta kontrolnego od całkowicie wprowadzonego do całkowicie wycofanego wpływa na ilość mocy produkowanej w sąsiednich zespołach paliwowych. Gdy pręt kontrolny jest całkowicie wprowadzony, sąsiednie zespoły paliwowe nie są w stanie utrzymać reakcji łańcuchowej rozszczepienia. Typowy pręt kontrolny składa się z krzyżowego układu rur ze stali nierdzewnej wypełnionych sproszkowaną formą boru węglika (B4C).
Pręty Paliwowe PWR i Pręt Kontrolny
Jak Działają Zespoły Paliwowe
Woda wchodząca do zespołu paliwowego przez nos w dolnej płycie wiążącej zderza się z neutronami rozszczepienia o wysokiej energii i pochłania ciepło wytwarzane podczas rozszczepienia. W miarę jak woda wznosi się w wiązce paliwowej, następują kolejne zderzenia, a gdy więcej ciepła z rozszczepienia jest pochłaniane, temperatura wody wzrasta do punktu wrzenia. Na szczycie wiązki paliwowej woda opuszcza górną płytę wiążącą i kanał jako para i jest kierowana poza rdzeń reaktora. Woda jest stale pompowana do zespołu paliwowego, aby uzupełnić wodę opuszczającą wiązkę paliwową jako para. Prawie każdy neutron rozszczepienia doświadcza wielu zderzeń z chłodziwem, co powoduje, że poziom energii neutronu spada do punktu, w którym neutron może być pochłonięty przez uran-235 lub pluton-239. Niektóre neutrony o wysokiej energii wyciekają z rdzenia reaktora, a niektóre neutrony są pochłaniane w materiałach rdzenia innych niż paliwo. Część neutronów pochłoniętych w paliwie doświadcza rozszczepienia jądrowego i rodzi się około 2,5 neutronów o wysokiej energii. Neutrony o wysokiej energii z rozszczepienia zderzają się z wodą i proces się powtarza.
Wariacje Projektowe Zespołów Paliwowych
GE-2 - wiązka paliwowa 7x7.
GE-3 - Ulepszona wiązka paliwowa 7x7 z 49 prętami paliwowymi, z których jeden jest segmentowany.
GE-4 - wiązka paliwowa 8x8 z 63 prętami paliwowymi i 1 prętem wodnym.
GE-5 - Retrofitowana wiązka paliwowa 8x8 wstępnie sprężona helem z wiązkami paliwowymi z barierą zawierającymi 62 pręty paliwowe i dwa pręty wodne.
GE-6 & 7 - wstępnie sprężone przy 3 standardowych atmosferach (300 KPa) z barierą paliwową
GE-8 - układ 8x8 z 58 do 62 prętami paliwowymi i 2-6 prętami wodnymi. Wstępnie sprężone przy 5 standardowych atmosferach (510 KPa) z helem.
GE-10 - układ 8x8 z 60 prętami paliwowymi pełnej długości i jednym dużym centralnym prętem wodnym.
GE-11 & 13 - układ 9x9 z 66 prętami paliwowymi pełnej długości, 8 prętami o częściowej długości i dwoma dużymi centralnymi prętami wodnymi.
GE-12 & 14 - układ 10x10 z 78 prętami paliwowymi pełnej długości, 14 prętami o częściowej długości i dwoma dużymi centralnymi prętami wodnymi.
GNF-2 - wiązka paliwowa 10X10 z dwoma prętami wodnymi i prętami paliwowymi o dwóch długościach; około 40% i 70% standardowego pręta paliwowego.
GNF-3 - wiązka paliwowa 10X10 z jednym dużym centralnym prętem wodnym i prętami paliwowymi o dwóch długościach; około 40% i 70% standardowego pręta paliwowego.
Triton11 - wiązka paliwowa 11X11 z trzema prętami wodnymi i prętami paliwowymi o dwóch długościach; około 33% i 67% standardowego pręta paliwowego.
Pręty paliwowe - W niektórych projektach wnętrze pręta paliwowego jest pokryte czystym cyrkonem, aby pochłaniać siłę rozszerzających się peletek paliwowych. Niektóre pręty paliwowe są wykonane z Zircalloy-4 lub zaawansowanych stopów cyrkonu.
Pręty kontrolne - Niektóre projekty wykorzystują hafn lub stopy srebra-indu-kadmium
Zalety Reaktora Wrzącej Wody (BWR)
- Naczynie reaktora i związane z nim komponenty działają przy znacznie niższym ciśnieniu około 1,000–1,100 psi (6.9e3 – 7.5e3 Kpa) w porównaniu do około 2,250 psi (15e3 KPa) w reaktorze ciśnieniowym (PWR).
- Naczynie ciśnieniowe jest poddawane znacznie mniejszemu napromieniowaniu w porównaniu do PWR, więc nie staje się tak kruche z wiekiem.
- Działa przy niższej temperaturze paliwa jądrowego, głównie dzięki przewodzeniu ciepła przez utajone ciepło parowania, w przeciwieństwie do ciepła jawnego w PWR.
- Niższe ryzyko (prawdopodobieństwo) pęknięcia powodującego utratę chłodziwa w porównaniu do PWR i niższe ryzyko uszkodzenia rdzenia w przypadku takiego pęknięcia. Jest to spowodowane mniejszą liczbą rur, mniejszą liczbą rur o dużej średnicy, mniejszą liczbą spawów i brakiem rur generatora pary.
- BWR zazwyczaj mają redundancję N-2 w swoich głównych systemach związanych z bezpieczeństwem, które zazwyczaj składają się z czterech „torów” komponentów. Oznacza to, że do dwóch z czterech komponentów systemu bezpieczeństwa może ulec awarii, a system nadal będzie działał, jeśli zostanie wezwany.
Wady Reaktora Wrzącej Wody (BWR)
- BWR wymagają bardziej skomplikowanych obliczeń do zarządzania zużyciem paliwa jądrowego podczas pracy z powodu „dwufazowego (woda i para) przepływu płynu” w górnej części rdzenia. Wymaga to również większej ilości instrumentacji w rdzeniu reaktora.
- Większe naczynie ciśnieniowe reaktora niż w przypadku PWR o podobnej mocy, z odpowiednio wyższym kosztem, dla starszych modeli, które nadal używają głównego generatora pary i związanych z nim rur.
- Zanieczyszczenie turbiny przez krótko żyjące produkty aktywacji. Oznacza to, że podczas normalnej pracy wymagane jest osłanianie i kontrola dostępu wokół turbiny parowej z powodu poziomów promieniowania wynikających z pary wchodzącej bezpośrednio z rdzenia reaktora. Jest to umiarkowanie mały problem, ponieważ większość strumienia promieniowania jest spowodowana azotem-16 (aktywacja tlenu w wodzie), który ma okres półtrwania 7,1 sekundy, co pozwala na wejście do komory turbiny w ciągu kilku minut od wyłączenia. Rozległe doświadczenie pokazuje, że konserwacja wyłączająca na turbinie, kondensacie i komponentach wody zasilającej BWR może być wykonywana zasadniczo jak w elektrowni na paliwa kopalne.
- Podnoszono obawy dotyczące zdolności do utrzymania ciśnienia przez niezmodyfikowaną obudowę Mark I – że taka może być niewystarczająca do utrzymania ciśnień generowanych przez ograniczający błąd w połączeniu z całkowitą awarią systemu awaryjnego chłodzenia rdzenia (ECCS), co skutkuje niezwykle poważnym uszkodzeniem rdzenia. W tym scenariuszu podwójnej awarii, uważanym za niezwykle mało prawdopodobny przed wypadkami jądrowymi w Fukushimie I, niezmodyfikowana obudowa Mark I może pozwolić na pewien stopień uwolnienia radioaktywnego. Ma to być złagodzone przez modyfikację obudowy Mark I; mianowicie dodanie systemu stosu wydechowego, który, jeśli ciśnienie w obudowie przekroczy krytyczne punkty nastawy, ma umożliwić uporządkowane odprowadzanie gazów pod ciśnieniem po przejściu przez filtry z węglem aktywnym zaprojektowane do zatrzymywania radionuklidów.