Кипящие конкуренты
May. 31st, 2015 04:54 pm![[identity profile]](https://www.dreamwidth.org/img/silk/identity/openid.png){kind=small}
tnenergy.livejournal.com posting in ![[community profile]](https://www.dreamwidth.org/img/silk/identity/community.png){kind=small}
engineering_ru![[livejournal.com profile]](https://www.dreamwidth.org/img/external/lj-userinfo.gif){kind=small}
tnenergy в Кипящие конкурентыЕсли вы взгляните на мировую ядерную энергетику - 438 работающих реактора с точки зрения расклада по типам, то увидите, что у классических реакторов с водой под давлением (PWR) существует заметный конкурет (90 штук против 260 PWR) — кипящие водяные реакторы или BWR
\
Корпус реактора ABWR размером 7х22 метра и тепловой мощностью в 4 гигаватта.
Кипящие водяные реакторы, как следует из названия, отличаются от самых массовых реакторов под давлением тем, что охлаждающая их вода начинает кипеть в активной зоне, пар сепарируется и идет прямо на турбину. Таким образом, система с BWR избавляется от сложных и дорогих парогенераторов. Последние в случае реакторов под давлением нужны для того, что бы отнимать тепло у циркулирующей через активную зону воды и испарять этим теплом другую воду - второго контура. Парогенераторы стоят не сильно дешевле, чем сам атомный реактор, устроены не то что бы кардинально проще, а кроме того, циркуляционные трубопроводы между реактором и парогенераторами - предмет особого контроля, ведь их разрыв может привести к катастрофическим последствиям. Есть и еще несколько важных преимуществ, которые я разберу ниже.
Схема устройства кипящего реактора
И реактора с водой под давлением.
Таким образом кипящие BWR - это попытка сделать ядерную энергетику проще и дешевле. Почему же бал правят PWR? Для ответа придется углубится в историю вопроса.
Модель реактора BWR/3 в полный размер.
Вода в водяных реакторах работает не только теплоотводом, но и замедлителем нейтронов. Из-за этого реактор, в котором возможно кипение воды в активной зоне оказывается очень чувствительным к расходу теплоносителя и сложным в управлении. Появляются запрещенные режимы по расходу теплоносителя через заданную зону, сложнее становится запуск и останов, вероятнее авария. Тем не менее несколько уничтоженных лабораторных реакторов позволили нащупать правильный путь, и в середине 50х известная компания General Electric в пику своим конкурентам Westinghouse и Combustion Engineering предложила рынку первый BWR.
Первый коммерческий BWR - АЭС Dresden-1 (в США, а не в Германии, как можно бы подумать).
Вся электростанция расположена в в шаровом контейменте.
Лично меня завораживает этот стиль.
В период бурного развития атомной энергетики в 60х - 80х, BWR-реакторы активно распространяются сначала по США, затем в Японии и Европе. GE активно развивает линейку, появляются дизайны и от шведской ASEA, немецкой KWU, японской Toshiba.
Разрез стандартного гигаваттника 70х-80х.
В итоге дизайн кипящих реакторов стабилизируется в следующем виде: в большом сосуде размещается активная зона (№15 на картинке выше) с плотностью энерговыделения примерно вдвое меньше, чем в реакторах с водой под давлением. Давление в корпусе поддерживается в районе 70-80 атмосфер, и при ~285 C вода начинает подкипать. Паросодержание в активной зоне составляет 10-15%, далее пароводяная смесь выносится вверх в сепаратор (6), где вода возвращается в АЗ, а пар поступает в осушитель (3) (избавляющий от последних капелек воды) и далее в паропровод на турбину. Циркуляция воды через АЗ поддерживается двумя внешними петлями(18,19) с электронасосами, которые нагнетают воду в расположенные внутри корпуса реактора струйные сопла. В силу расположения вверху корпуса пароводяных сепарирующих устройств управляющие элементы вводятся в АЗ снизу (22), и в отличии от PWR они представляют собой не стержни, ходящие внутри специальных каналов в тепловыделяющих сборках, а крестоподобные конструкции, перемещающиеся в зазорах между квадратными ТВС.
Сами ТВС схожи с такими у реакторов с водой под давлением, только в силу меньшего удельного энерговыделения и необходимости использовать более толстые оболочки они имеют увеличенные в диаметре твэлы в меньшем количестве (64 или 81 твэл в ТВС против ~280 у PWR).
BWR электростанция в подробностях. Сильнокликабельно.
Преимущества BWR
Первый контур реактора работает при давлении 70 атмосфер против 160 у реакторов под давлением.
Меньшие строительные объемы на мегаватт мощности.
Меньшие рабочие температуры, в т.ч. в твэлах.
Отсутсвие парогенераторов, компенсаторов давления и даже главных циркуляционных насосов (в ESBWR)
Меньшее количество трубопроводов большого диаметра под большим давлением и ассоциированным с этим риском потери теплоносителя.
BWR не использует борную кислоту в режиме на мощности для регулирования реактивности.
За счет отказа от поглощения нейтронов в боре, и чуть более слабого замедления нейтронов (из-за пара), наработка плутония в таком реакторе будет выше, чем в ВВЭР и доля использованного U238 тоже выше.
Минусы BWR
Заметно более сложное управление, наличие запрещенных режимов в плокости мощность/расход теплоносителя, необходимость бОльшего количества датчиков обратной связи.
Нужен корпус реактора в ~2 раза бОльший по объему, чем у ВВЭР сравнимой мощности. Не смотря на то, что расчитан он на меньшее давление, он сложнее в изготовлении и транспортировке.
Загрязнение турбины продуктами активации воды - короткоживущим N-17 и следами трития. Это довольно сильно усложняет регламентные работы. Кроме того, необходимо ставить ловушки для извлечения из паровых петель радиоактивных продуктов корозии.
Усложнение системы аварийного ввода поглощающих стержней - поскольку они вводятся вниз, то пассивная система уже не просто электромагнитные защелки и пружины, а аккумуляторы давления.
Кавитационная корозия и радиолиз в твэлах с выносом радиактивности в турбину и конденсатор, а так же с выносом водорода и кислорода из АЗ (реальные случаи взрывов гремучего газа с повреждением системы на АЭС Хамаока-1 и АЭС Брунсбютель).
Нижнее расположение СУЗ, с соотвествующими сложностями по коррозии, доступу для обслуживания, механизмам аварийного введения.
Эволюционное развитие BWR в 70х-80х было направленно на упрощение конструкции, ускорение строительство - в целом на получение экономических преимуществ. Если посмотреть на сегодняшний расклад по удельным затратам на строительство, по срокам строительства, то можно увидеть значительное преимущество самого молодого реактора линейки ESBWR над PWR конкурентами.
Кстати, сроки строительства ABWR реально выдерживались в 40 месяцев, а у PWR нигде не были меньше 55 месяцев.
Однако, в 80х, особенно после аварии на Чернобыльской АЭС ужесточающиеся требования по возможностям удержания радиоактивных продуктов внутри корпуса реактора или хотя бы конфаймента (т.е. герметичного здания реактора) входят в противоречие с простотой “реактора-трубы”. Любой разрыв твэла приводит к разносу продуктов деления по всему контуру, которые оседают в турбине и конденсаторе. Атомнадзоры многих стран начинают смотреть на эту простоту всю хуже и хуже. В 90х от проектов кипящих реакторов отказываются немцы и шведы, и на рынке остаются основатели линии GE и японцы Toshiba и Hitachi. Остальные страны, умеющие проектировать и строить атомные реакторы выбирают PWR, в том числе Китай - бенефециар большинства новых атомных строек 21 века.
Намозоливший глаза разрез здания первого блока АЭС Фукусима. Картинка из GE'шных мануалов.
11 марта 2011 года смертоносный удар технологии кипящий реакторов наносит авария на АЭС Фукусима, где сразу 3 BWR оставшись без охлаждения получают проплавление АЗ и разрушение корпуса реактора и конфаймента в результате взрывов водорода. Несмотря на то, что кипящая природа этих реакторов имеет мало отношения к причинам произошедшего (старые PWR вряд ли повели бы себя лучше), на фоне общего падения интереса к строительству АЭС перспективы новых строек BWR обнулились.
ESBWR - полуторагигаваттный реактор без насосов и с рекорно-пассивными системами безопасности.
Тем не менее, 15 мая этого года NRC (атомный надзор США) выдал лицензию на строительство первого блока с реактором ESBWR. Хотя, само строительство пока никто начинать не собирается, эта лицензия - признание безопасности нового дизайна в линейке BWR. В следующей статье я расскажу про этот замечательный реактор, который может стать как великолепным надгробным камнем для всех кипящих, так и кардинальным разворотом в этой истории.
![[personal profile]](https://www.dreamwidth.org/img/silk/identity/user.png){kind=small}
no subject
Date: 2015-05-31 05:39 pm (UTC)Я так и написал.
>Основной нуклид, который дает наибольший вклад в дозовую нагрузку для персонала, ---- N-16 (период полураспада 7 sec., с энергией гамма кванта 6.1 Mev), а не N-17 (период полураспада 4 sec.).
Спасибо, буду знать.
>Далее продукты коррозии. Это--- Co-60, Mn-54, Cr-51, Mn-56, Ni-65 Которые тоже вносят свой вклад в дозовую нагрузку.
Кстати, я собираюсь писать статью, сравнивающую ядерный и термоядерный реактор с т.з. радиоактивного наследия. Можно будет за факт-чекингом обращаться?
>Да и интересно, как 1.5 ГВТ реактор может работать без принудительной циркуляции, только за счет естественной циркуляции. Заинтригован...
Пока читаю мануал, надеюсь на неделе изложить идеи Генеральных Электриков.
no subject
Date: 2015-05-31 05:55 pm (UTC)По отношению к простым ядерным реакторам. Есть три источника, с которыми взаимодествуют нейтроны:
а. Теплоноситель
б. Конструкционные материалы
в. Ядерное топливо.
Берете "типичный" (representative) нейтронный поток и считаете взаимодействие с вышеизложенными средами. (Так называемые Bateman equations) Получаете целый букет различных изотопов и анализируете.
Насчет мануала GE,...Ээээ
Да здесь просто с точки зрения обычного теплообмена возникают вопросы.
Почитайте Петухова "Теплообмен в ядерных энергетических реакторах"
З.Ы. Надеюсь, Вы не обиделись.
no subject
Date: 2015-05-31 05:59 pm (UTC)Ну, проекты-то есть, и для них есть довольно подробные расчеты активации.
>Берете "типичный" (representative) нейтронный поток и считаете взаимодействие с вышеизложенными средами. (Так называемые Bateman equations) Получаете целый букет различных изотопов и анализируете.
Нет, у меня другой подход - берем статью из уважаемого журнала с результатами таких расчетов и читаем. :)
>Насчет мануала GE,...Ээээ Да здесь просто с точки зрения обычного теплообмена возникают вопросы.
Возможно. Но поскольку реактор лицензирован, очевидно, что на уровне физики он более менее качественно разобран. Тем интереснее.
>Почитайте Петухова "Теплообмен в ядерных энергетических реакторах"
Спасибо, почитаю.
>З.Ы. Надеюсь, Вы не обиделись.
Пока точно не с чего. :)
no subject
Date: 2015-05-31 06:08 pm (UTC)Ну или широкоизвестный "обычный" вариант "--- Хочешь сделать что-то хорошо, сделай это сам. ;)
no subject
Date: 2015-05-31 06:12 pm (UTC)Когда я сталкиваюсь с темой в области профессиональной компетенции (электроника, электричество), то часто и считаю.
no subject
Date: 2015-05-31 07:05 pm (UTC)Но представить, что у гипотетической турбины вдруг пошли протечки и водичка, насышенная внизу-представленными изотопами капает на пол или заливается в какие-то щели, я думаю можно ;)
Думаю излишне говорит, что это не есть гут.
PWR в этом случае представлен двухконтурной установкой, что с точки зрения дозовых нагрузок, с точки зрения барьеров безопасности более щадящий к человеку ;)
no subject
Date: 2015-05-31 07:27 pm (UTC)Интересно, что у РБМК турбогенераторы не в укрытиях, как там у персонала с дозовой нагрузкой?
no subject
Date: 2015-05-31 08:41 pm (UTC)А насчет РБМК... Я без понятия ;-)
no subject
Date: 2015-05-31 06:18 pm (UTC)Поэтому сразу дам таблицы основных радионуклидов --продуктов активации для стандартного легководного реактора:
1. Теплоноситель (обычная вода)
Нуклиды- N-16, N-17, F--18, O-19, N-13
2. Продукты коррозии
Нуклиды- Co-60, Co-58, Fe-55, Fe-59, Cr-51, Mn-54, Mn-56, Cu-64, Zn-65, Ni-65, Zr-95, Zr-97
3. Продукты деления
Их две группы
Газообразные продукты деления
и продукты деления в виде частиц
no subject
Date: 2015-05-31 06:23 pm (UTC)Kr-85m, Kr-85, Kr-87, Kr-88, Xe-131m, Xe-133m, Xe-133, Xe-135m, Xe-135, Xe-138
Продукты деления в виде частиц:
Rb-88, Sr-89, Sr-90, Sr-91, Sr-92, Y-90, Y-91, Mo-99, I-131, I-132, I-133, I-134, I-135, Cs-136, Cs-137, Cs-138, Ba-134m, Ba-139, Ba-140, La-140, Ce-144
З.Ы. Насчет деления там их эээ много ( знаменитая двухгорбая кривая)
Представлено только основные, которые имеют значения с точки зрения дозовых нагрузок