Reaktory Wodne Wrzące (BWR)

Transkrypt

1 Reaktory Wodne Wrzące (BWR) K. Różycki, K. Samul Instytut Problemów Jądrowych Warszawa, 21 III

2 Spis treści: Działanie reaktora Obudowa bezpieczeostwa Systemy zabezpieczeo Przykładowy przebieg awarii 2

3 Fukushima Daiichi Parametry reaktorów Reaktor Typ Obudowa Moc cieplna [MWt] Moc elektryczna brutto [MWe] Daiichi 1 BWR-3 Mark-I Daiichi 2 BWR-4 Mark-I Daiichi 3 BWR-4 Mark-I Daiichi 4 BWR-4 Mark-I Daiichi 5 BWR-4 Mark-I Daiichi 6 BWR-5 Mark-II Rok podłączenia do sieci Źródło: IAEA 3

4 BWR rys: NRC 4

5 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

6 Zbiornik reaktora Zbieralnik pary Separatory pary Rdzeń Elementy kontrolne rys: GE via NRC 6

7 Pręty paliwowe Paliwem jest UO 2 wzbogacony do 3-4%; Pastylki z paliwa zamknięte są w cyrkonowych koszulkach tworząc pręty; Pręty załadowane są do kaset ze ściankami z cyrkonu; rys: GE via NRC 7

8 Elementy kontrolne rys: INEL 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

9 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

10 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

11 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

12 Obudowa typu MARK I rys: GE via NRC 12

13 Obudowa typu MARK I fot: TVA 13

14 Możliwy wygląd obudowy reaktorów 3, 4 i 5 Za: Lahey & Moody, 1993 Reaktory 1, 2 i 6 zostały dostarczone przez General Electric. Dostarczycielem reaktorów 3, 4 i 5 były Toshiba i Hitachi; 14

15 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 16

17 Odbiór ciepła po wyłączeniu Residual Heat Removal System 17

18 Układ awaryjny: Reactor Core Isolation Cooling 18

19 Automatic Depressurization System 19

20 Low Pressure Core Injection 20

21 Core Spray 21

22 Awaria utraty zasilania Zasilanie pochodzi z: Sieci elektroenergetycznej Generatorów diesla (2x) Akumulatorów (tylko najważniejsze systemy) Całkowita utrata zasilania stanowi jeden z najtrudniejszych scenariuszy. 22

23 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

24 Uszkodzenie paliwa Brak wody skutkuje przegrzaniem koszulek. Koszulki zaczynają reagowad z parą wodną Zr + 2H 2 O ZrO 2 + 2H 2 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

25 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. rys: NRC 25

26 Możliwy sposób uszkodzenia obudowy bezpieczeostwa Za: Lahey & Moody,

27 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

28 ABWR Advanced Boiling Water Reactor Zwiększona redundancja względem BWR-6; Pod reaktorem przewidziano misę na rdzeo; Kilka reaktorów pracuje na Dalekim Wschodzie; Kilka kolejnych w różnych etapach budowy. 28

29 ABWR Drywell Pompa Wetwell Rys: GE Chwytacz rdzenia 29

30 ESBWR - Economic Simplified Boiling Water Reactor Obecnie projekt przechodzi licencjonowanie w US NRC; Moc około 1500 MWe; Pasywne układy zabezpieczeo, wymagające zasilania jedynie do uruchomienia; Prawdopodobieostwo stopienia rdzenia szacowane na /rok 30

31 ESBWR - przekrój Condensation pool Drywell Wetwell Chwytacz rdzenia Rys: GE-H 31

32 ESBWR pasywne chłodzenie Działanie operatora sprowadza się do otwarcia pirozaworów; Zapas wody w basenie wystarcza na 72h; Analogiczny system służy chłodzeniu obudowy. Rys: GE-H 32

33 Dziękujemy za uwagę! 33

34 Źródła rysunków: Rysunki na stronach: 5, 11, własne; 4, 25 US Nuclear Regulatory Commision; 6-7, 12, 29, Materiały promocyjne firm General Electric i GE- Hitachi; 8 Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, SCDAP/RELAP5-3D Code Manual, INEEL/EXT V2 13 Tennessee Valley Authority; 14, 26 Lahey & Moody, The Thermal-Hydraulics of a Boiling Water Nuclear Reactor, American Nuclear Society 1993; 34