Reactor de agua hirvienda

"BWR" vuelve a dirigir aquí. Para la ecuación de estado, consulte Ecuación de Benedict-Webb-Rubin.

Diagrama esquemático de un reactor de agua hirvienda (BWR):

• 1. recipiente de presión del reactor
• 2. elemento de combustible nuclear
• 3. barras de control
• 4. bombas de recirculación de
• 5. control barra discos
• 6. vapor
• 7. agua de alimentación
• 8. turbina de alta presión
• 9. turbina de baja presión
• 10. generador de
• 11. excitador
• 12. el condensador
• 13. refrigerante
• 14. precalentador de
• 15. bomba de agua de alimentación de
• 16. bomba de agua de fría de
• 17. concreto recinto
• 18. conexión a red eléctrica

El reactor de agua hirvienda (BWR) es un tipo de agua ligera reactor nuclear utilizado para la generación de energía eléctrica. Es el segundo tipo más común de reactor nuclear de generación de electricidad después de la reactor de agua presurizada (PWR), también un tipo de reactor nuclear de agua ligera. La diferencia principal entre un BWR y PWR es que en un BWR, la núcleo del reactor calienta el agua, que se convierte en vapor y luego conduce una turbina de vapor. En un PWR, el núcleo del reactor calienta el agua, que no hierva. Esta agua caliente entonces intercambia calor con un sistema de agua bajo presión, que se convierte en vapor e impulsa la turbina. La BWR fue desarrollado por el Laboratorio Nacional de Idaho y General Electric (GE) a mediados de la década de 1950. Es el principal fabricante presente GE Hitachi Nuclear Energy, que se especializa en el diseño y la construcción de este tipo de reactor.

Resumen

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Animación de un BWR con Torres de enfriamiento.

El reactor de agua hirvienda (BWR) utiliza agua desmineralizada como refrigerante y Moderador de neutrones. Calor se produce por fisión nuclear en el núcleo del reactor, y esto hace que el agua a ebullición, produciendo vapor. El vapor se utiliza directamente para conducir un turbina de, después de que se enfría en un condensador y se convierte nuevamente en agua líquida. Esta agua y la devuelve al núcleo del reactor, completando el circuito. El agua de refrigeración se mantiene en aproximadamente 75 cajeros automáticos (7.6 MPa, 1000 – 1100 PSI) para que hierva en el núcleo a unos 285 ° C (550 ° F). En comparación, no es hervir significativo permitido en una reactor de agua presurizada (PWR) debido a la alta presión mantenida en su circuito primario, aproximadamente 158 atm (16 MPa, 2300 psi). El frecuencia de daño del núcleo el reactor fue estimado entre 10⁻⁴ y 10⁻⁷ (es decir, un núcleo daños accidente por cada años de reactor de 10.000 a 10.000.000).

Componentes

Condensado y agua de alimentación

Vapor saliendo de la turbina de fluye en condensadores encuentra por debajo de las turbinas de baja presión donde el vapor es enfriado y devuelto al estado líquido (condensado). El condensado entonces se bombea a través de calentadores de agua de alimentación Eleve su temperatura de extracción de vapor de varias etapas de turbina. Agua de alimentación de los calentadores de agua de alimentación entra en el recipiente de presión del reactor (RPV) a través de boquillas alta del barco, muy superior a la parte superior de la combustible nuclear conjuntos (los conjuntos de combustible nuclear constituyen el "núcleo") pero por debajo del nivel de agua.

El agua de alimentación entra en la región del bajante de aguas o anillo y combina con el agua saliendo de los separadores de humedad. El agua de alimentación subcools el agua saturada de los separadores de humedad. Esta agua ahora fluye por la región de bajante de aguas o anillo, que está separada del núcleo por una cubierta de alto. El agua entonces pasa a través de bombas de inyección o bombas de recirculación interna que proporcionan energía bombeo adicional (cabeza hidráulica). Ahora, el agua hace que gire 180 grados y se mueve hacia arriba a través de la placa base inferior a la base nuclear donde los elementos de combustible calientan el agua. Agua salir de los canales de combustible en la guía superior está saturado con una calidad de vapor de alrededor del 15%. Flujo de base típica puede ser 45.000.000 kg/h (100.000.000 lb/h) con flujo de vapor de 6.500.000 kg/h (14,500,000 lb/h). Sin embargo, base de la media fracción de vacío es una fracción significativamente más alta (~ 40%). Este tipo de valores puede encontrarse en cada planta especificaciones técnicas disponibles al público, Informe Final de análisis de seguridad o núcleo informe de límites de funcionamiento.

La calefacción de la base crea un cabezal térmico que ayuda a las bombas de recirculación en recirculación el agua dentro del RPV. Un BWR puede diseñarse con no bombas de recirculación y dependen totalmente de la cabeza térmica para recircular el agua dentro del RPV. Sin embargo, la cabeza de recirculación forzada de las bombas de recirculación es muy útil en el control de potencia y permite alcanzar mayores niveles de energía que de lo contrario no sería posibles. El nivel de potencia térmica es variado fácilmente simplemente aumentando o disminuyendo el flujo de recirculación forzada a través de las bombas de recirculación.

El fluido de dos fases (agua y vapor) sobre la base entra en el área de la canalización vertical, que es la región superior contenida dentro de la cubierta. La altura de esta región puede incrementarse para aumentar la recirculación natural termal cabeza de bombeo. En la parte superior de la canalización vertical del área es el separador de humedad. Agitando el flujo bifásico en los separadores ciclónicos, el vapor se separa y se levanta hacia arriba hacia el secador de vapor mientras que el agua se queda y fluye horizontalmente hacia fuera en la región del bajante de aguas o anillo. En la región del bajante de aguas o anillo, combina con el flujo de agua de alimentación y el ciclo se repite.

El vapor saturado que se eleva sobre el separador se seca por una estructura del secador de chevron. El vapor "húmedo" va por un camino tortuoso donde las gotitas de agua se ralentizó y dirigidas hacia fuera en la región del bajante de aguas o anillo. El vapor "seco" luego sale la RPV a través de cuatro líneas de vapor principal y va a la turbina.

Sistemas de control

Potencia del reactor se controla mediante dos métodos: por introducir o retirar barras de control y cambiando el flujo de agua a través de la núcleo del reactor.

Barras de control de posicionamiento (retirar o insertar) es el método normal para el control de energía al comenzar encima de un BWR. Barras de control se retiran, absorción de neutrón disminuye en el material de control y aumenta en el combustible, por lo que aumenta la potencia del reactor. Como se insertan barras de control, absorción de neutrones aumenta en el material de control y disminuye en el combustible, por lo que disminuye la potencia del reactor. A diferencia de lo PWR, en un BWR el (barras de controlcarburo de boro placas) se insertan por debajo para dar una distribución más homogénea de la energía: en la parte superior la densidad del agua es menor debido a la formación de vapor, haciendo menor la moderación de neutrones menos eficiente y la probabilidad de la fisión. En operación normal, las barras de control se utilizan sólo para mantener una distribución homogénea en el reactor y compensar el consumo de combustible, mientras que el poder está controlado por el flujo de agua (véase abajo). Algunos temprano BWR y la propuesta ESBWR (económico simplificado BWR de General Electric Hitachi) diseños utilizan circulación natural con colocación de barra de control para controlar el poder del cero al 100% porque no tienen sistemas de recirculación del reactor.

Cambiando (aumentando o disminuyendo) el flujo de agua a través de la base es el método normal y conveniente para el control de potencia de aproximadamente 30% a 100% de potencia del reactor. Cuando operan en la llamada "línea de barra de 100%", poder puede variar de aproximadamente de 30% a 100% de potencia cambiando el flujo de sistema de recirculación de reactor variando la velocidad de las bombas de recirculación o modulación de válvulas de control de flujo. Medida que se aumenta el flujo de agua a través del núcleo, burbujas de vapor ("vacíos") son más rápidamente eliminado de la base, la cantidad de agua líquida en los aumentos de la base, aumentos de la moderación de neutrones, más neutrones se retrasó para ser absorbidos por el combustible y aumenta la potencia del reactor. Como se disminuye el flujo de agua a través del núcleo, vapor vacíos permanecen más tiempo en la base, la cantidad de agua líquida en el núcleo disminuye, disminuye de moderación de neutrones, neutrones menos se retrasó para ser absorbidos por el combustible y disminuye la potencia del reactor.

Presión del reactor en un BWR es controlada por la turbina principal o válvulas de derivación de vapor principal. A diferencia de un PWR, donde se encuentra la demanda de vapor de la turbina manualmente por los operadores, en un BWR, las válvulas de la turbina se modulan para mantener la presión del reactor en un valor deseado. Bajo este modo de control, la turbina seguirá automáticamente cambios de energía del reactor. Cuando la turbina está conectada o viajes, abrirá las válvulas de by-pass de la descarga de vapor a vapor directo directamente al condensador. Estos voluntad de válvulas de derivación automáticamente o manualmente modulan según sea necesario para mantener la presión del reactor y controlar las tasas de calentamiento y enfriamiento de los reactores mientras que el vapor está aún en curso.

Nivel de agua del reactor es controlada por el sistema de agua de alimentación principal. De aproximadamente el 0,5% potencia al 100% de potencia, alimentación controlará automáticamente el nivel del agua en el reactor. En condiciones de baja potencia, el regulador de agua de alimentación actúa como un control PID simple mirando el nivel de agua del reactor. En condiciones de alta potencia, el controlador se cambia a un modo de control de "Tres elementos", donde busca el controlador en el nivel actual de agua en el reactor, así como la cantidad de agua en y la cantidad de vapor saliendo del reactor. Mediante la inyección de agua y caudales de vapor, el sistema de control de agua de alimentación puede anticipar desviaciones de nivel de agua rápidamente y responder para mantener el nivel de agua dentro de unas pocas pulgadas del punto de ajuste. Si una de las dos bombas de agua de alimentación falla durante la operación, el sistema de agua de alimentación mando el sistema de recirculación para reducir rápidamente el flujo de base, reduce efectivamente la potencia del reactor de 100% al 50% en unos pocos segundos. En este nivel de potencia una bomba de agua de alimentación solo puede mantener el nivel de agua del núcleo. Si se pierde la alimentación de todos, se scram del reactor y el sistema de refrigeración de central de emergencia se utiliza para restaurar el nivel de agua del reactor.

Turbinas de vapor

Vapor producido en el reactor central pasa a través de separadores de vapor y secador planchas encima de la base y luego directamente a la turbina de, que forma parte del circuito del reactor. Porque el agua alrededor del núcleo de un reactor siempre está contaminada con restos de radionúclidos, la turbina debe ser blindada durante el funcionamiento normal, y se debe proveer protección radiológica durante el mantenimiento. El aumento de los costos relacionados con la operación y mantenimiento de un BWR tiende a balancear los ahorros debido al diseño más simple y una mayor eficiencia térmica de un BWR en comparación con un PWR. La mayoría de la radiactividad en el agua es de muy corta duración (sobre todo N-16, con un 7-segundo Half-Life), por lo que la sala de turbinas puede introducirse pronto después de que el reactor se apaga.

Turbinas de vapor de la BWR utilizan una turbina de alta presión diseñado para manejar vapor saturado y múltiples turbinas de baja presión. La turbina de alta presión recibe vapor directamente en el reactor. El escape de la turbina de alta presión pasa a través de un Recalentador de vapor que sobrecalienta el vapor a más de 400 grados F para las turbinas de baja presión a utilizar. Los gases de escape de las turbinas de baja presión se envían al condensador principal. Los recalentadores de vapor toman algunos de vapor del reactor y utilizan como una fuente de calor para recalentar lo que sale de los gases de escape de la turbina de alta presión. Mientras que los recalentadores de calor vapor de la turbina, el resultado neto es que los recalentadores de calor mejoran la eficiencia termodinámica de la planta.

Núcleo del reactor

Artículos principales: Núcleo del reactor nuclear y Barra de combustible

Un conjunto de combustible BWR moderno compone de 74 a 100 barras de combustibley hay hasta aproximadamente 800 asambleas en un núcleo del reactor, sosteniendo hasta aproximadamente 140 corto toneladas de uranio de bajo enriquecimiento. El número de elementos de combustible en un reactor específico se basa en consideraciones de reactor deseada potencia, tamaño del núcleo del reactor y densidad de potencia del reactor.

Sistemas de seguridad

Artículo principal: Sistemas de seguridad de reactores de agua hirviendo

Un reactor moderno tiene muchos sistemas de seguridad que están diseñados con una defensa en profundidad filosofía, que es una filosofía de diseño que se integra a lo largo de la construcción y puesta en marcha.

Un BWR es similar a un reactor de agua presurizada (PWR) en que el reactor seguirá produciendo calor incluso después de que hayan detenido las reacciones de fisión, que podría posibilitar un incidente de daño base. Este calor es producido por la decaimiento radiactivo de productos de la fisión y los materiales que han sido activados por absorción de neutrones. BWR contiene múltiples sistemas de seguridad para la refrigeración del núcleo después de parada de emergencia.

Sistemas de recargas

Las barras de combustible del reactor se reemplazan de vez en cuando mediante la eliminación de la parte superior de la vasija de contención. Un ciclo de combustible típica dura 18-24 meses, con un tercio de elementos combustibles sustituidos durante una recarga. Las restantes asambleas de combustible se barajan a nuevas ubicaciones de la base para maximizar la eficiencia y la energía producida en el próximo ciclo de combustible.

Porque son caliente radiactivo y térmicamente, esto se hace mediante grúas y debajo del agua. Por esta razón el almacenamiento de combustible gastado son sobre el reactor en instalaciones típicas. Están protegidos por el agua varias veces su altura y almacenados en arreglos de discos rígidos en el cual su geometría es controlado para evitar la criticidad. En Fukushima incidente del reactor esto llegó a ser problemático porque perdió el agua de piscinas de combustible gastado y el terremoto podría haber alterado la geometría. El hecho de que el revestimiento de las barras de combustible es una aleación de circonio también era problemático, ya que este elemento puede reaccionar con el vapor en las temperaturas extremas para producir hidrógeno, que puede encender con el oxígeno en el aire. Normalmente las barras de combustible se mantienen suficientemente frías en el reactor y pasado piscinas de combustible que esta no es una preocupación, y el revestimiento se mantiene intacto durante la vida útil de la varilla.

Evolución

Primeros conceptos

El concepto BWR fue desarrollado un poco más tarde que el concepto PWR. Desarrollo de la BWR desde principios de los años 1950 y fue una colaboración entre General Electric (GE) y varios laboratorios nacionales de los Estados Unidos.

Investigación en energía nuclear en los Estados Unidos fue conducida por los 3 servicios militares. La marina de guerra, viendo la posibilidad de convertir a submarinos en tiempo completo vehículos submarinos y barcos que podrían vapor alrededor del mundo sin reaprovisionar de combustible, envió a su hombre en ingeniería, Capitán Hyman Rickover para ejecutar su programa de energía nuclear. Rickover decidía en la ruta PWR para la marina de guerra, como los primeros investigadores en el campo de la energía nuclear temían que la producción directa de vapor en un reactor causaría inestabilidad, mientras que sabían que el uso de agua a presión definitivamente funcionaría como un medio de transferencia de calor. Esta preocupación llevó a los Estados Unidos del primer esfuerzo de investigación en energía nuclear siendo dedicado al PWR, que era muy adecuado para los recipientes navales (submarinos, especialmente), como espacio en un premio, y PWRs podrían hacerse compacto y alta potencia para encajar en tal, en cualquier caso.

Pero otros investigadores querían investigar si la supuesta inestabilidad causada por el agua hirviendo en un núcleo del reactor realmente causaría inestabilidad. Durante el desarrollo temprano del reactor, un pequeño grupo de ingenieros accidentalmente aumentó el nivel de potencia del reactor en un reactor experimental de tal manera que el agua rápidamente hervido, este cierre el reactor, lo que indica la propiedad auto moderación útil en circunstancias de emergencia. En particular, Samuel Untermyer II, investigador en el Laboratorio Nacional Argonne, propuso y dirigió una serie de experimentos: el Experimentos del BÓRAX— a ver si un reactor de agua hirvienda sería factible para su uso en la producción de energía. Él encontró que era, después de someter sus reactores a pruebas bastante extenuantes, demostrando los principios de seguridad de la BWR.

Tras esta serie de pruebas, GE consiguió implicada y colaborada con LABORATORIO NACIONAL DE IDAHO para llevar esta tecnología al mercado. Se realizaron pruebas de gran escala a través de finales de los años 1950/principios/mediados de 1960 que utiliza sólo parcialmente vapor de caldera nuclear (primario) directamente generados por sistema para alimentar la turbina e intercambiadores de calor incorporados para la generación de vapor secundario a piezas separadas de accionamiento de las turbinas. La literatura no indican por qué éste era el caso, pero fue eliminado en los modelos de producción de la BWR.

Primera serie de producción

Sección sketch de una típica marca BWR contención

Vea también: BWR GE

La primera generación de reactores de agua de ebullición producción vio el desarrollo incremental de las características únicas y distintivas de la BWR: la Toro (utilizado para saciar el vapor en caso de un transitorio que requiere enfriamiento de vapor), así como el drywell, la eliminación del intercambiador de calor, el secador de vapor, el distintivo diseño general del edificio del reactor y la estandarización de los sistemas de control y seguridad del reactor. La primera, (General ElectricGE), serie de producción BWR evolucionó a través de 6 fases de diseño iterativo, uno denominado BWR/1 a BWR/6. (BWR/4s, BWR/5s y BWR/6 son los tipos más comunes en servicio hoy.) La gran mayoría de BWR en servicio en todo el mundo pertenece a una de estas fases de diseño.

• 1ª generación BWR: BWR/1 con Mark I contención.
• 2ª generación BWR: BWR/2, BWR/3 y BWR/4 con la marca contención. Otros BWR/4 y BWR/5 con contención Mark-II.
• 3ª generación BWR: BWR/6 con contención Mark-III.

Browns Ferry Unidad 1 drywell y pozo en construcción, un BWR/4 uso de la marca contención

Variantes de contención fueron construidas usando concreto o de acero de contención primaria, Drywell y pozo en varias combinaciones.

Aparte de la GE diseños allí eran otros por ABB, MITSU, Toshiba y KWU. Ver Lista de reactores de agua que hierve.

Avanzado de reactor de agua hirvienda

Artículo principal: Avanzado de Reactor de agua hirvienda

Un nuevo diseño de la BWR es conocido como el Avanzado de Reactor de agua hirvienda (ABWR). El ABWR fue desarrollado en la década de 1980 y principios de 1990 y ha sido mejorado hasta la actualidad. El ABWR incorpora tecnologías avanzadas en el diseño, incluyendo control de computadora, automatización de la planta, eliminación de la barra de control, movimiento, inserción, en el núcleo de bombeo y seguridad nuclear para ofrecer mejoras en la serie original de producción BWR, con una salida de alta potencia (MW 1350 por reactor) y una probabilidad significativamente inferior de base. Más significativamente, el ABWR fue un diseño completamente estandarizado, que se podría hacer para producción en serie.

El ABWR fue aprobado por la Comisión Reguladora Nuclear de Estados Unidos para la producción como un diseño estandarizado en la década de 1990. Posteriormente, numerosos ABWRs fueron construidos en Japón. Un desarrollo impulsado por el éxito del ABWR en Japón es que División de energía nuclear General Electric se fusionó con la división de energía nuclear Hitachi Corporation, formando GE Hitachi Nuclear Energy, que ahora es el principal desarrollador en todo el mundo del diseño BWR.

Reactor de agua hirvienda simplificado

Paralelo al desarrollo del ABWR, General Electric también desarrolló un concepto diferente, conocido como el reactor de agua hirvienda simplificado (SBWR). Este menor 600 megavatios eléctricos reactor fue notable por su incorporación, por primera vez en un reactor de agua ligera— de los principios de diseño "seguridad pasiva". El concepto de seguridad pasiva significa que el reactor, en lugar de requerir la intervención de sistemas activos, tales como bombas de inyección de emergencia, para mantener el reactor dentro de márgenes de seguridad, fue diseñado en su lugar para volver a un estado seguro únicamente a través de la operación de las fuerzas naturales si una contingencia de seguridad desarrollada.

Por ejemplo, si el reactor tiene demasiado caliente, desencadenaría un sistema que liberaría a los amortiguadores del neutrón soluble (generalmente una solución de materiales boratados, o una solución de Bórax), o de materiales que dificultan enormemente una reacción en cadena mediante la absorción de neutrones, en el núcleo del reactor. El tanque que contiene los absorbentes de neutrones soluble se ubicaría por encima del reactor, y la solución de absorción, una vez que se activó el sistema, de flujo en el núcleo a través de la fuerza de la gravedad y llevar la reacción a una parada casi total. Otro ejemplo fue la Sistema de condensador de aislamiento, que se basó en el principio de agua caliente/vapor refrigerante caliente para grandes intercambiadores de calor ubicados encima del reactor en tanques muy profundos de agua, logrando así la eliminación de calor residual. Sin embargo, otro ejemplo fue la omisión de las bombas de recirculación dentro de la base; Estas bombas fueron utilizadas en otros diseños BWR para mantener refrigeración agua en movimiento; eran caros, difíciles de alcanzar para reparar y puede dejar de vez en cuando; con el fin de mejorar la fiabilidad, el ABWR incorpora nada menos que 10 de estas bombas de recirculación, que aunque varios fallidos, un número suficiente seguiría siendo útil para que una parada no programada no sería necesaria, y las bombas podían ser reparadas en la siguiente recarga. En cambio, los diseñadores de la reactor de agua hirvienda simplificado utiliza análisis térmico para el núcleo del reactor de diseño tal que la circulación natural (caídas de agua fría, agua caliente se eleva) traería agua al centro de la base para ser hervido.

El resultado final de las características de seguridad pasiva de la SBWR sería un reactor que no requiere intervención humana en el caso de una contingencia mayor seguridad durante al menos 48 horas después de la contingencia de seguridad; desde allí, sólo requiere recarga periódica de tanques de agua ubicados totalmente fuera del reactor, aislado del sistema de enfriamiento y diseñado para eliminar el calor residual del reactor a través de la evaporación. El reactor de agua hirvienda simplificado fue enviado a los Estados Unidos Comisión reguladora nuclear, sin embargo, se retiró antes de la aprobación; todavía, el concepto seguía siendo intrigante a los diseñadores de General Electric y sirve como base para futuros desarrollos.

Reactor de agua hirvienda simplificado económico

Artículo principal: Reactor de agua hirvienda simplificado económico

Durante un período que comienza en la década de 1990, los ingenieros GE propusieron combinar las características de la reactor de agua hirvienda avanzado diseño con las características de seguridad característicos de la reactor de agua hirvienda simplificado diseño, junto con ampliar el diseño resultante a un tamaño más grande de 1.600MWe (4.500 MWT). Esto Reactor de agua hirvienda simplificado económico Diseño (ESBWR) se presentó a nosotros Nuclear Regulatory Commission para su aprobación en abril de 2005, y diseño certificación fue otorgada por el NRC en septiembre de 2014.

Al parecer, este diseño ha sido anunciado como un probabilidad de daño del núcleo de sólo 3 × 10⁻⁸ eventos de daño base por reactor y año. Es decir, sería necesario que ESBWRs 3 millones antes de esperar un evento perjudicial base durante su vida de 100 años de funcionamiento. Diseños anteriores de la BWR, la BWR/4, tenían probabilidades de daño de base tan altas como 1 × 10⁻⁵ eventos de daño base por reactor y año. Este CDP extraordinariamente bajo para el ESBWR supera con creces los otros reactores grandes en el mercado.

Ventajas y desventajas

Ventajas

• La vasija del reactor y sus componentes asociados operan a una presión más baja sustancialmente de unos 70-75 bares (1.020 – 1.090 psi) en comparación con aproximadamente 155 bares (2.250 psi) en un PWR.
• Recipiente de presión está sujeto a significativamente menos irradiación comparada a un PWR y así no se hace tan frágil con la edad.
• Opera a una temperatura más baja de combustible nuclear.
• Menos componentes no generadores de vapor y ningún buque presionador. (BWR mayores tiene bucles de recirculación externa, pero incluso esta tubería se elimina en la BWR modernos, tales como la ABWR.) Esto también simplifica BWR operar.
• Menor riesgo (probabilidad) de una ruptura que causa la pérdida de refrigerante en comparación con un PWR y menor riesgo de daño del núcleo debe ocurrir tal ruptura. Esto es debido a menos tubos, tubos de gran diámetro menos, menos soldaduras y ningunos tubos de generador de vapor.
• Evaluaciones de NRC de limitar potenciales fallas indican si tal falla ocurrió, la BWR promedio sería menos probable sostener daño base que el promedio PWR debido a la robustez y redundancia de la Núcleo de emergencia refrigeración (ECCS).
• Medir el nivel de agua en el recipiente de presión es la misma para operaciones normales y de emergencias, que se traduce en fácil e intuitiva evaluación de condiciones de emergencia.
• Pueden operar a niveles de densidad potencia de base inferiores mediante circulación natural sin flujo forzado.
• Un BWR puede ser diseñado para funcionar utilizando solamente la circulación natural que bombas de recirculación se eliminan totalmente. (El nuevo diseño ESBWR utiliza circulación natural).
• BWR no utilice ácido bórico para controlar la fisión burn-up para evitar la producción de tritio (contaminación de las turbinas), llevando a la menor posibilidad de corrosión dentro de la vasija del reactor y las tuberías. (Corrosión de ácido bórico debe ser cuidadosamente monitoreada en PWRs, se ha demostrado que reactor buque cabeza puede corroer si la vasija del reactor no se mantienen correctamente. Ver Davis-Besse. Desde BWR no utilizar ácido bórico, estas contingencias son eliminadas.)
• El control de la energía por la reducción de la densidad del moderador (burbujas de vapor en el agua) en vez de por la adición de absorbentes de neutrones (el ácido bórico en PWR) conduce a crianza de U-238 por neutrones rápidos, produciendo Pu-239 fisible.
• BWR generalmente tienen N-2 redundancia en sus sistemas principales relacionados con la seguridad, que normalmente consisten en cuatro "trenes" de componentes. Esto generalmente significa que hasta dos de los cuatro componentes de seguridad puede fallar el sistema y el sistema realizará aún si.
• Debido a su único proveedor principales (GE Hitachi), la flota actual de BWR tiene diseños predecibles y uniformes que, aunque no totalmente estandarizado, generalmente son muy similares a uno otro. Los diseños ABWR/ESBWR están totalmente estandarizados. Falta de estandarización sigue siendo un problema con PWRs, como, al menos en los Estados Unidos, hay tres familias de diseño representadas entre la flota actual de PWR (Combustion Engineering, Westinghouse y Babcock & Wilcox), dentro de estas familias, hay diseños muy divergentes. Sin embargo, algunos países podrían alcanzar un alto nivel de estandarización con PWRs, como Francia.
  • Familias de PWRs se están introduciendo. Por ejemplo, Mitsubishi APWR, - De Areva Estados UnidosEPRy de Westinghouse AP1000/AP600 agregará diversidad y complejidad a una multitud ya diversa y posiblemente causar que los clientes que buscan estabilidad y previsibilidad a buscar otros diseños, tales como la BWR.
• BWR está sobre-representadas en las importaciones, cuando el país importador no tiene una marina de guerra nuclear (PWRs están favorecidos por Estados nucleares navales debido a su diseño compacto y alta potencia utilizados en los buques de propulsión nuclear, desde reactores navales no se exportan generalmente, ocasionan habilidad nacional a desarrollarse en diseño, construcción y operación de PWR). Esto puede ser debido a que los BWR es ideales para usos pacíficos como la generación de energía, districto de industrial de proceso de calentamiento y desalinización, por bajo costo, simplicidad, y seguridad, que a expensas de mayor tamaño y ligeramente menor eficiencia térmica.
  • Suecia es estandarizado en BWR.
  • De México dos reactores son BWR.
  • Japón experimentó con PWR y BWR, pero la mayoría construye como últimamente ha sido de BWR, específicamente ABWRs.
  • En CEGB concurso en la década de 1960 para un diseño estándar para reactores de energía de 2 º generación de UK, lo PWR no incluso llegar a la final redondo, que fue un enfrentamiento entre el BWR (preferido por su diseño fácil de entender, así como por ser predecible y "aburrido") y la AGR, un diseño único británico; ganó el diseño indígena, posiblemente por méritos técnicos, posiblemente debido a la proximidad de una elección general. En la década de 1980 la CEGB construyó un PWR, Sizewell B.

Desventajas

• BWR requiere cálculos más complejos para la gestión de consumo de combustible nuclear durante la operación debido a "dos fase (agua y vapor) fluido" en la parte superior de la base. Esto también requiere más instrumentación en el núcleo del reactor.
• Recipiente de presión más grande que para un PWR de potencia similar, con coste proporcionalmente mayor, en particular para los modelos más antiguos que todavía uso un generador de vapor y tubería asociada.
• Contaminación de la turbina, por breve productos de activación. Esto significa que la protección y control de acceso alrededor de la turbina de vapor son necesarios durante las operaciones normales debido a los niveles de radiación derivados del vapor entrando directamente desde el núcleo del reactor. Esta es una preocupación moderada menor, ya que la mayor parte del flujo de radiación es Nitrógeno-16 (activación de oxígeno en el agua), que tiene una vida media de 7 segundos, permitiendo que la cámara de turbina para introducirse en pocos minutos de parada.
• Aunque la flota actual de BWR se dice que es menos probable que sufran daños de base de la falla limitante de "reactor 1 en 100.000 años" que la actual flota de PWRs, (debido a la mayor robustez de la ECCS y redundancia) ha habido preocupaciones sobre la capacidad de contención de la presión de la marca conforme a la obra, sin modificar contención – que tal puede ser insuficiente para contener las presiones generadas por una falla límite combinada con completa falta de ECCS que resulta en daño de base muy grave. En este caso de doble falta, asume que es muy poco probable antes del Fukushima I accidentes nucleares, una marca contención puede permitir cierto grado de liberación radiactiva para ocurrir. Esto se supone que es mitigado por la modificación de la marca y contención; es decir, la adición de un sistema de pila de outgas que, si la presión de contención superior crítica puntos de referencia, se supone que permite la descarga ordenada de presurizar gases después de que los gases pasan por filtros de carbón activado diseñados para retener radionúclidos.
• Barras de control se insertan desde abajo para los actuales diseños BWR. Existen dos fuentes de energía hidráulica disponible que pueden conducir a las barras de control en la base para un BWR bajo condiciones de emergencia. Se dispone de un acumulador hidráulico de alta presión dedicado y también la presión dentro del recipiente de presión del reactor a cada barra de control. La presión del reactor o acumulador dedicado (uno por varilla) es capaz de insertar completamente cada varilla. Más otros tipos de reactor usan barras de control de entrada superior que están en la posición de retirada por electroimanes, haciéndolos caer en el reactor por gravedad si se pierde la energía.

Técnica y antecedentes

Arranque ("yendo crítico")

Reactor de arranque)criticidad de los) se consigue retirando las barras de control de la base para aumentar la reactividad del núcleo a un nivel donde es evidente que la reacción en cadena nuclear es autosustentable. Esto se conoce como "yendo crítico". Retiro de la barra de control se realiza lentamente, en cuanto a vigilar cuidadosamente las condiciones de base como la criticidad de los enfoques de reactor. Cuando se observa el reactor para convertirse en algo muy crítico, es decir, potencia reactor está aumentando en sus el propios, el reactor es declarado crítico.

Movimiento de la varilla se realiza utilizando sistemas de control de coche de barra. BWR más nuevos tales como el ABWR y ESBWR como todo alemán y sueco BWR utilizan el sistema de impulsión de la barra de Control de movimiento fino, que permite que varias barras que se controlan con movimientos muy suaves. Esto permite que un operador de reactor aumentar uniformemente la reactividad del núcleo hasta que el reactor está crítico. Más viejos diseños BWR utilizan un sistema de control manual, que se limita generalmente al control de uno o cuatro barras de control en un momento y sólo a través de una serie de posiciones con muescas con intervalos fijos entre estas posiciones. Debido a las limitaciones del sistema de control manual es posible mientras puesta que el núcleo puede colocarse en una condición donde una barra de control solo puede causar una gran reactividad desigual el cambio que potencialmente puede desafiar a márgenes de diseño térmico del combustible. Como resultado, GE desarrolló un conjunto de reglas en BPWS llamados 1977 (secuencia de retiro de posición bancarizados) que ayudan a minimizar el valor de cualquier barra de mando único y evitar daños de combustible en el caso de un accidente de caída de barra de control. BPWS separa barras de control en cuatro grupos, A1, A2, B1 y B2. Entonces, todo el control de varillas o barras de control B se tiraron completo en una secuencia definida para crear un patrón de "checkboard". A continuación el grupo de oposición (B o A) se tira en una secuencia definida de posiciones 02, y 04, 08, 16, y finalmente completo hacia fuera (48), hasta que el reactor entra en el rango de operación donde termal límites son ya no delimitadores. Siguiendo una secuencia de arranque compatible con BPWS, puede utilizarse el sistema de control manual para uniformemente y seguridad elevar el centro de todo a crítica y evitar cualquier barras de combustible superior a 280 cal/gm liberación de energía durante cualquier evento postulado que podría potencialmente dañar el combustible.

Márgenes termales

Varias cantidades calcular/medir son rastreadas mientras opera un BWR:

• Fracción máxima de limitar la relación de poder críticos, o MFLCPR;
• Limitar la tasa de generación de calor lineal o FLLHGR; de la fracción
• Promedio de tasa de generación de calor Linear Planar o APLHGR;
• Acondicionamiento previo recomendación de funcionamiento provisional de la administración, o PCIOMR;

MFLCPR, FLLHGR y APLHGR deben mantenerse inferior a 1.0 durante la operación normal; controles administrativos están en su lugar para asegurar a algunos margen de error y margen de seguridad a estos con licencia límites. Típico simulaciones de computadora dividir el núcleo del reactor en 24 – 25 axial planos; cantidades relevantes (márgenes, quemado, energía, vacío historia) se realiza un seguimiento de cada "nodo" en el núcleo del reactor (764 nodos y ensamblado de conjuntos x 25 de combustible = 19100 cálculos nodales/cantidad).

Fracción máxima limitación de la relación de poder esencial (MFLCPR)

Específicamente, MFLCPR representa cómo está cercano el principal combustible es "seco-hacia fuera" (o "salida de ebullición nuclea" para un PWR). Transición de ebullición es la región transitoria inestable donde la ebullición nuclea tiende hacia ebullición de película. Una gota de agua en una sartén bien caliente es un ejemplo de ebullición de película. Durante la película hervir un volumen de vapor aislante separa la superficie caliente el líquido de enfriamiento; Esto provoca que la temperatura de la superficie caliente para aumentar drásticamente para llegar nuevamente a transferencia de calor de equilibrio con el líquido de enfriamiento. En otras palabras, vapor semi-aísla la superficie caliente y temperatura de la superficie se eleva para que el calor para el enfriamiento líquido (a través de convección y transferencia de calor radiativa).

MFLCPR se controla con una correlación empírica formulada por vendedores de combustible BWR (GE, Westinghouse, AREVA-NP). Los vendedores tienen bancos de pruebas donde simular nuclear calor con calefacción resistiva y determinar experimentalmente lo que condiciones de flujo de refrigerante, combustible conjunto potencia y presión del reactor en/fuera de la región de ebullición de transición para un diseño particular de combustible. En esencia, los vendedores hacen un modelo de la Asamblea de combustible pero energía con calentadores resistivos. Estas asambleas de combustible falso se ponen en un banco de prueba donde se toman los puntos de datos a poderes específicos, flujos, presiones. Es obvio que combustible nuclear podría ser dañada por ebullición de película; Esto haría que el revestimiento del combustible se recaliente y falle. Datos experimentales conservador se aplican al combustible BWR para asegurar que la transición a la ebullición de película no se produce durante la operación normal o transitoria. Típico límite de licencias de SLMCPR/MCPRSL (seguridad límite MCPR) para una base del BWR es verificada por un cálculo que pruebe que el 99,9% de las barras de combustible en una base BWR no entrará en la transición al cine hirviendo durante el funcionamiento normal o esperado ocurrencias operacionales. Puesto que los BWR es agua hirviendo y vapor no transfiere calor como agua líquida, MFLCPR normalmente se produce en la parte superior de un conjunto de combustible, donde el volumen de vapor es el más alto.

Fracción de limitar la tasa de generación de calor lineal (FLLHGR)

FLLHGR (FDLRX, MFLPD) es un límite de potencia de barra de combustible en el núcleo del reactor. Para combustible, este límite es típicamente alrededor de 13 kW/ft (43 kW/m) de la barra de combustible. Este límite se asegura que la temperatura de la línea central de los pellets de combustible en las barras no sobrepasará el punto de fusión de la material combustible (uranio/gadolinio óxidos) en el caso de la planta posible peor transitoria/scram anticipado para ocurrir. Para ilustrar la respuesta de LHGR en transitorio imaginar el rápido cierre de las válvulas que admite vapor a las turbinas a plena potencia. Esto causa el cese inmediato del flujo de vapor y un aumento inmediato en la presión de la BWR. Este aumento de presión subcools con eficacia el refrigerante del reactor instantáneamente; los vacíos (vapor) colapsan en agua sólida. Cuando los vacíos se colapsan en el reactor, la reacción de fisión es animado (más neutrones termales); energía aumenta drásticamente (120%) hasta que se termina por la inserción automática de las barras de control. Por lo tanto, cuando el reactor está aislado de la turbina rápidamente, presión en el recipiente se levanta rápidamente, que derrumba el vapor de agua, que causa una excursión de potencia que se termina por el sistema de protección del Reactor. Si un pin de combustible estaba operando en 13.0 kW/ft antes de la transitoria, el colapso vacío causaría su energía para levantarse. El límite FLLHGR es para asegurar que la barra de combustible accionada más alta no se derrita si su poder se incrementó rápidamente después de un transeúnte de la presurización. Respetando el límite LHGR imposibilita la fusión de combustible en un transeúnte de la presurización.

Tasa de generación de calor lineal plana promedio (APLHGR)

APLHGR, siendo un promedio del lineal calor generación tasa (LHGR), una medida del calor de decaimiento presente en los paquetes de combustible, es un margen de seguridad asociado con el potencial para la falta de combustible ocurrir durante un LBLOCA (rotura grande accidente de pérdida de refrigerante – una ruptura de la tubería masiva catastrófica pérdida de presión del refrigerante en el reactor, considerado el más amenazador "diseño base accidente" en evaluación probabilística del riesgo y seguridad nuclear), que se prevé llevar a la exposición temporal de la base; Este evento de secado de la base se denomina núcleo "uncovery", para el núcleo pierde su cubierta de eliminación de calor del refrigerante, en el caso de un BWR, de agua ligera. Si la base es destapada por mucho tiempo, falta de combustible puede ocurrir; con el propósito de diseño, falta de combustible se supone que ocurre cuando la temperatura del combustible al descubierto alcanza una temperatura crítica (1100 ° C, 2200 ° F). Incorporan diseños BWR a prueba de fallos sistemas de protección se enfríe rápidamente y hacer seguro el combustible al descubierto antes de que llegar a esta temperatura; Estos sistemas a prueba de fallos se conocen como el Sistema de refrigeración de emergencia del núcleo. El ECCS está diseñada para inundar rápidamente la vasija de presión del reactor, rocíe agua sobre la base de sí mismo y suficientemente enfriar el combustible del reactor en este evento. Sin embargo, como cualquier sistema, las ECCS tiene límites, en este caso, a su capacidad de enfriamiento y hay una posibilidad de que el combustible podría ser diseñado que produce tanto calor que la ECCS abrumado y podría no enfriarlo con éxito del decaimiento.

Con el fin de evitar que esto suceda, se requiere que el calor de decaimiento almacenado en las Asambleas de combustible en cualquier momento no abrumar la ECCS. Como tal, la medida de la generación de calor de decaimiento denominada LHGR fue desarrollada por ingenieros de GE, y de esta medida, APLHGR se deriva. APLHGR se monitorea para asegurar que el reactor no funciona a un nivel de potencia media que derrotaría a los sistemas de contención primaria. Cuando una base de refueled tiene licencia para operar, el combustible proveedor o licenciatario simular eventos con modelos de la computadora. Su enfoque es simular eventos caso peor cuando el reactor está en su estado más vulnerable.

APLHGR se pronuncia comúnmente como "Apple Hugger" en la industria.

Acondicionamiento previo recomendación de gestión operativo provisional (PCIOMR)

PCIOMR es un conjunto de reglas y límites para evitar daños del revestimiento debido a la interacción revestido de pellets. Durante el primer calentamiento nuclear, pelotillas de combustible nuclear pueden agrietar. Los bordes irregulares de la pelotilla pueden frotar e interactuar con la pared de revestimiento interior. Aumento de potencia en la pelotilla del combustible, el material de cerámica del combustible se expande más rápido que el revestimiento del combustible y los bordes irregulares de la pelotilla del combustible comienzan a presionar en el revestimiento, puede provocar una perforación. Para evitar que esto ocurra, se tomaron dos medidas correctivas. La primera es la inclusión de una capa de barrera delgada contra las paredes internas del revestimiento que son resistentes a la perforación debido a las interacciones revestido de pellet combustible, y el segundo es un conjunto de reglas creadas bajo PCIOMR.

Las normas PCIOMR requieren inicial "condicionamiento" de combustible. Esto significa, para el primer calentamiento nuclear de cada elemento de combustible, que poder de paquete locales se debe aumentado muy lentamente para evitar el resquebrajamiento de los pellets de combustible y limitar las diferencias en las tasas de expansión térmica del combustible. Reglas PCIOMR también limitan el cambio máximo poder local (en kW/ft * hr), evitar tirar controlar barras debajo de las puntas de las barras de control adyacente y requieren control barra secuencias a analizar contra base de modelado de software para evitar interacciones revestido de pellets. Análisis PCIOMR mirar de poder local picos y transitorios de xenón que podrían ser causadas por cambios de posición de la barra de control o cambios de energía rápida para garantizar que las tasas locales de la energía nunca excedan grados máximos.

Lista de BWR

Ver una lista de BWR operacional y desarmado, Lista de BWR.

Experimental y otros tipos

Experimental y otros BWR no comerciales incluye:

• Experimentos del BÓRAX
• EBWR (Reactor de agua hirvienda experimental)
• SL-1 (destruido durante el accidente en 1961)

Diseños de última generación

• Avanzado de Reactor de agua hirvienda (ABWR)
• Reactor de agua hirvienda simplificado económico (ESBWR)
• Areva Kerena (Basado en 1000 de SWR de Siemens, Siemens vendió su negocio nuclear de Areva)
• ABWR de Toshiba (No relacionada con GE-Hitachi ABWR, basado en Asea (ahora parte de ABB) de diseño BWR 90 +, ABB sale el negocio nuclear y el diseño es ahora propiedad de Toshiba a través de una serie de fusiones y desinversión del negocio nuclear. ASEA→ABB→Westinghouse→Toshiba)

Véase también

• Sistemas de seguridad de reactores de agua hirviendo
• Experimentos del BÓRAX
• Edificio de contención
• Lista de reactores nucleares
• Mitigación del calentamiento global
• Programa de energía nuclear 2010
• Reactor de agua presurizada
• Samuel Untermyer II
• Fukushima I planta de Energía Nuclear, 3 BWR dañado después de tsunami 2011

Acoplamientos externos

• Reactores de agua hirvienda, Comisión Reguladora Nuclear de Estados Unidos
• Resumen de sistemas BWR. Muestra de contención/II/III de marca y muestra los componentes de BWR6.
• Descripción General de BWR avanzado (tabla de contenido, con enlaces activos a texto).
• "detalles técnicos y características de la BWR avanzado". Archivado de la original en 2008-06-16. 2004-12-26.  Maint CS1: BOT: estado original-url () desconocidoenlace)
• Choppin, Gregory R.; Liljenzin, enero-Olov; Rydberg, Jan (2002). "Capítulo 20: reactores de Energía Nuclear" (PDF). Radiochemistry y química Nuclear. Butterworth-Heinemann. ISBN 978-0-7506-7463-8.  Describe diferentes tipos de reactores.
• GE BWR/4 Especificaciones técnicas: Normas de seguridad, Racional de las normas de seguridad.
• GE BWR/6 especificaciones técnicas: Normas de seguridad, Racional de las normas de seguridad.
• El sitio web turístico Nuclear

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