Если 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.
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 BWRЗаметно 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.
Как обычно - заходите в блог, там много новостей.
Комментарии
Кипящий реактор неплох в плане простоты, но есть и трабла в случае его перегрева, если вода тю-тю и не успеть заглушить, то можно доиграться до температурного заклинивания управляющих стержней, а значит вероятность превратить реактор в Фукусиму-2 - будет достаточно высока, особенно с пендосовским топливом.
Помоему все ок у них с топливом.
А если насосы встанут? Достаточно обесточивания системы на 20 минут и - Здравствуй Фукусима-2, т.к. если вода дойдёт до критической температуры, то она ВСЕ ЗАВИСИМОСТИ от давления все-равно вскипит, но уже со взрывом, когда 1 литр воды будет равносилен 90 грамм тротила по фугасности, а если сработают защитные клапана и заранее спустят пар - это приведёт к очень быстрому перегреву активной зоны и её расплавлению. Так-что для безоасной эксплуатации реактора надо, чтобы он имел возможность охлаждения самотёком в течении 20 минут и возможностью ручной остановки его работы.
Ну во-1 это не имеет никакого отношения к топливу, а во-2 у PWR те же самые проблемы. И решается одинаково - системы пассивного (гравитационного) залива борированной водой, водо-воздушные теплообменники, отводящие тепло от стоящего реактора (гуглим "СПОТ ВВЭР").
Если бы на месте фукусимы стояли бы современные, что BWR, что PWR - скорее всего аварии не случилось бы, хотя японцы щелкали клювом в случае 2-3 блока больше суток, может быть они бы и 3 суток, которые продержаться современные пассивные охлаждалки без людской помощи, способны были прощелкать.
Да, баранов там много и слишком надеются на автоматику, порою нужен "ручник".
А что у этих замечательных игрушек с перспективами замыкания топливного цикла.
Мне варианты с теплоносителем в виде натрия нравятся больше, а расплав свинца еще больше.
У BWR, как и у PWR - ничего. Есть всякие промежуточные решения с повышение Кв, например реакторы на сверхкритической воде, у которых Кв может достигать ~0.9.
>Мне варианты с теплоносителем в виде натрия нравятся больше, а расплав свинца еще больше.
Пока довольно далеко до становления их, как основы атомной энергетики.
Если все так просто, то что раньше мешало такой построить?
Вы про что?
Устройство ESBWR
А! Ну дык это проект 2000х, только-только вот лицензированный. Его хотели раньше еще в Японии начать строить, но после фукусимы это стало теоретическим вопросом.
Кстати, девайс очень высокотехнологичный, на самом деле. Я пока до конца не разобрался, но какое-то там хитрое решение, позволяющее обойти нестабильности реактора.
Не в курсе, есть вариант кипящего котла на Pu240? Он хорошо греется, альфой правда сыплет знатно, но всё-же?
Pu240 имеет коэфф размножения в бесконечной среде меньше 1, т.е. не поддерживает цепную реакцию. На нем сложно сделать реактор любого типа. Но можно его жечь в быстрых.
Кстати, на MOXе BWRы работали только в путь. Что очень не нравилось окружающим, типа разрушение твэла приводит к загрязнению плутонием всей станции сразу.
Ну и хрен с ним, с коэффициентом, лишь-бы спалить, а-то уж больно неудобный изотоп плутония...
Бекман говорит, что все изотопы плутония поддерживают цепную реакцию и имеют критическую массу. Как же на самом деле?
Что там нового-то чего не было 40 лет назад?
И как он может без насосов работать? Ведь у нас же сообщающиеся сосуды.
По моим прикидкам, нужен водяной столб в 1600+ метров (160 атмосфер), чтобы закачать воду в реактор.
Новое там в области гидродинамики активной зоны. 40 лет назад не было 3Д кодов, что бы это посчитать.
Питательный насос конденсата там разумеется есть, а вот рециркуляционных нет. У нас же в пар превращается 10 процентов воды, проходящей через АЗ, остальное надо снова туда загнать, и скорость потока поддерживать, что бы не начались коллебания мощности.
Интересно, а можно сделать так, чтобы пузырьки поднимали жидкость на верх для увеличения скорости потока.
Гм... предлагаете сделать турбулентный подбор?! Идея интересная, но материалы из которых всё это изготовленно начнут разрушаться.
90 против 260 - это не конкуренция. Это задворки рынка.
Просто мы и французы в свое время решили эти направления не развивать (у нас был РБМК, тоже кипящий, кстати, а французы сосредоточились на PWR), отсюда и отрыв.
Если BWR так хорошо, почему же СССР и Франция отказались от такого типа, и выбрали более дорогой, сложный, долгий в строительстве?
Не знаю, почему отказались французы, а у нас причин было несколько:
1. Уже существовала линейка РБМК, которые имели примерно те же плюсы и минусы.
2. Линейка ВВЭР вышла из лодочных реакторов, а там кипящие неприменимы. Соотвественно все специалисты по корпусным водяным реакторам имели опыт именно по реакторам под давлением.
3. Довольно негативный опыт работы на опытном BWR ВК-50 в НИИАР.
В целом, можно резюмировать как сочетание случайности и отсутсвие людей и ресурсов что бы тащить еще одно направление. У американцев же GE запрыгивала в атомную лодку по своей инициативе, и выбирала перспективное, как им казалось, направление, а не которое сверху спустили.
А кто в штатах делает реакторы для подводных лодок?
Да там много было подрядчиков, как минимум и Westighouse и GE.
Т.е. GE разрабатывало дванаправления реаторов или они кипящие на лодки пихают?
Насколько я понимаю - GE было изготовителем, и стало им в 70х. А разработчики там были государственные лаборатории.
Кипящие на лодках неприменимы из-за необходимости маневрировать мощностью.
есть ещё Бичтел (реакторы для авианосцев)
Вспомнил еще аспект - в СССР реакторы проектировались с условием возможности перевозки по ЖД, а у BWR получаются реакторы больше размером на ту же мощность.
да-уж, две лошадиные задницы :(
баржи - наше будущее )))
....
интересно, благодарю
Жалкие поделки по сравнению даже с ВВЭРом.
А так ничё, с их уровнем понимания жизни даже технологичьненько.
"даже с ВВЭРом" - а что круче-то?
Ну как я могу целому Лектору... новый БН, конечно.
Да и до того было что не поделкой назвать.
Я так понимаю, что в этих реакторах положительный паровой коэфециент реактивности, в отличие от ВВЭР и это не есть хорошо.
Отрицательный там КПР. Из-за этого изменение паровыделения приводит к неприятной раскачке мощности.
TMI тоже ведь BWR был?
вроде как PWR, который каг-бы безопаснее BWR-а
Боюсь, что гугло-ссылка сдохнет через пару недель.
Спасибо, поправил на прямую.