Forrásban lévő nyomás alatti vizes reaktor

A forrásban  lévő vizes reaktor ( BWR) a nyomás alatti vízhűtéses atomreaktor egyik típusa , amelyben a gőz közvetlenül a zónában keletkezik, és egy turbinába továbbítja .

Az ilyen típusú reaktorok mellett a grafit-víz típusú csatornás atomreaktorok , például az RBMK és az EGP-6 is forrásban lehetnek .

Megkülönböztető jellemzők

A nem forráspontú reaktorokkal működő atomerőművekben a primer körben a víz hőmérséklete a forráspont alatt van. Az elfogadható hatásfok eléréséhez szükséges hőmérsékleten (több mint 300 °C) ez csak nagy nyomáson lehetséges (a VVER-1000 reaktorokban az edényben az üzemi nyomás 160 atm), amihez szükséges a magas hőmérséklet kialakítása. erősségű edény. A szekunder körben telített és nem radioaktív vízgőz képződik 12-60 atm nyomáson, legfeljebb 330 °C hőmérsékleten. Forrásvizes reaktorokban a zónában gőz-víz keverék keletkezik. A primer körben a víznyomás körülbelül 70 atm. Ezen a nyomáson a víz a mag térfogatában 280 °C hőmérsékleten felforr. A forrásban lévő vizes reaktorok számos előnnyel rendelkeznek a nem forrásvizes reaktorokkal szemben. Forrásvizes reaktorokban a tartály alacsonyabb nyomáson üzemel, az atomerőművi körben nincs gőzfejlesztő .

A forrásban lévő vizes reaktorok sajátossága, hogy nem rendelkeznek bórszabályozással , a reakcióképesség lassú változásait (például az üzemanyag elégetését) csak a kereszt alakú kazetták közötti abszorberek kompenzálják. A bór szabályozása nem kivitelezhető a bór gőzben való jó oldhatósága miatt (a bór nagy része a turbinába kerül). A bórt csak az üzemanyag-utántöltés során vezetik be, hogy mély szubkritikusságot hozzon létre .

A legtöbb forrásvizes reaktorban a vezérlő- és védelmi rendszer (CPS) abszorberrudai az alján találhatók. Így hatékonyságuk jelentősen megnő, mivel az ilyen típusú reaktorokban a termikus neutronok maximális fluxusa a mag alsó részébe tolódik el . Egy ilyen séma az üzemanyag-utántöltésnél is kényelmesebb, és megszabadítja a reaktor felső részét a CPS hajtásoktól, így kényelmesebben lehet megszervezni a gőzleválasztást [1] .

Előnyök

• Gőzfejlesztők, nyomáskiegyenlítők hiánya
• A reaktor első köre 70 atmoszféra nyomáson működik, szemben a VVER 160 atmoszférájával
• Alacsonyabb üzemi hőmérséklet, beleértve a tüzelőanyag-rudak hőmérsékletét is
• A bórban történő neutronabszorpció elutasítása és a neutronok kissé gyengébb mérséklődése (a gőz miatt) miatt a plutónium termelése egy ilyen reaktorban magasabb lesz, mint a VVER-ben, és magasabb a felhasznált U238 frakciója is.

Hátrányok

• Az üzemanyag-utántöltés lehetetlensége a reaktor leállítása nélkül (nyomás alatti reaktoroknál; a csatorna típusú forrásvizes reaktorok (RBMK) lehetővé teszik a reaktor leállítása nélkül történő tankolást)
• Észrevehetően bonyolultabb szabályozás , tiltott üzemmódok jelenléte a teljesítmény/hűtőfolyadék áramlási sebesség síkjában, több visszacsatoló érzékelő szükségessége
• Olyan reaktortartályra van szükségünk, amelynek térfogata ~2-szer nagyobb, mint egy hasonló teljesítményű VVER-é. Annak ellenére, hogy kisebb nyomásra tervezték, nehezebb a gyártása és szállítása.
• A turbina vízaktiváló termékekkel való szennyeződése - rövid élettartamú N-17 és nyomokban trícium. Ez nagymértékben megnehezíti a rutinmunkát. Ezenkívül csapdákat kell felállítani a radioaktív korróziós termékek gőzhurokból történő eltávolítására.
• Kavitációs korrózió és radiolízis az üzemanyag-rudakban a radioaktivitásnak a turbinába és a kondenzátorba való eltávolításával, valamint a hidrogén és az oxigén eltávolításával a zónából (a robbanógáz robbanásának valós esetei a Hamaoka-1 Atomerőmű rendszerének károsodásával és Brunsbuttel Atomerőmű ismert )

Munkakörülmények

A forrásban lévő vizes reaktor stabil működéséhez olyan üzemmódot kell kiválasztani, amelyben a tömeggőztartalom nem halad meg egy bizonyos értéket. Magas tömeggőztartalom-értékeknél a reaktor működése instabil lehet. Ez az instabilitás azzal magyarázható, hogy a gőz kiszorítja a vizet a magból, és ez megnöveli a neutron moderációs hosszát L S . Ha a forrás túl heves, az L S értéke annyira megnő, hogy a reaktor negatív reakcióképességet kap , és a reaktor teljesítménye csökkenni kezd.

A teljesítmény csökkentése csökkenti a forrás intenzitását, a tömeggőztartalmat, és ezáltal a lassítás hosszát. Egy ilyen folyamat eredményeként felszabadul a reaktivitás, ami után a reaktor teljesítménye és a forrás intenzitása növekedni kezd. A reaktor tervezésére és üzemeltetőire veszélyes teljesítmény-ingadozás lép fel.

Ha a gőztartalom a megengedett szint alatt van, akkor ilyen veszélyes teljesítmény-ingadozások nem lépnek fel, a reaktor önszabályoz, stacioner üzemmódot biztosítva. Így a teljesítményszint csökkenése és a forralás intenzitásának csökkenése reaktivitást szabadít fel, amely biztosítja a teljesítményszint visszatérését az eredetihez. A víz gőztartalma a mag kimeneténél a teljesítménysűrűségtől függ. Ezért a megengedhető gőztartalom, amely alatt a forrásvizes reaktor stabil működése biztosított, korlátozza a reaktor teljesítményét adott zónaméretekkel. Egy ilyen korlátozás mellett kevesebb energiát vesznek el egy egységnyi térfogatú forrásban lévő reaktorból, mint egy nem forráspontú reaktor térfogategységéből. Ez a forrásban lévő vizes reaktorok jelentős hátránya.

A fentiek igazak a magra, amelyben a víz-moderátor térfogata túlzott mértékű az optimális mennyiségéhez képest, amelyet a víz térfogatának és az üzemanyag térfogatának arányából határozunk meg. Ebben az esetben a magban a neutron-moderátor víz mennyiségének a forrás miatti csökkenése közelebb hozza a moderátor és az üzemanyag térfogatának arányát az optimálishoz, és az üzemanyag terjedési tulajdonságainak növekedéséhez vezet.

Zsúfolt mag esetében, amelyben forrás hiányában is viszonylag kevés a víz, a forrás megjelenése a vízen a neutronmérséklés hiánya és a tenyésztési tulajdonságok romlása miatti teljesítménycsökkenéssel jár együtt. olyan üzemanyag közeg.

Irodalom

• Petunin V.P. Nukleáris létesítmények hőenergiája M.: Atomizdat, 1960.
• Levin VE Atommagfizika és atomreaktorok. 4. kiadás — M.: Atomizdat, 1979.

Jegyzetek

1. ↑ Bartolomey G. G., Bat G. A., Baibakov V. D., Alkhutov M. S. A nukleáris reaktorok elméletének és számítási módszereinek alapjai / Szerk. G. A. Batya. - M. : Energoizdat, 1982. - S. 426. - 511 p.