Reaktor z wrzącą wodą

Czołg

Zbiornik REB jest na ogół zbiornikiem o dużych rozmiarach, głównie dlatego, że rdzenie REB mają dużą objętość i zwykle są dwukrotnie większe niż rdzenie PWR.

Przechowalnia

W wielu REB:

• obudowy bezpieczeństwa wyposażone są w system tłumienia ciśnienia / spinania, w szczególności z wykorzystaniem systemów barbotażowych
• obudowy znajdują się w atmosferze obojętnej, w zasadzie w atmosferze azotu.

Obwód chłodniczy skraplacza turbiny

Jak każdy typ reaktora termicznego (płomień jądrowy lub konwencjonalny), kondensator turbin parowych BWR jest chłodzony dużą ilością zimnej wody pompowanej z rzeki lub morza.

W pobliżu BWR chłodzonego rzeką lub rzeką znajduje się również wieża chłodnicza do chłodzenia wody używanej w obwodzie skraplacza turbin poprzez odparowanie wody z rzeki i wymianę ciepła z powietrzem zewnętrznym podczas przepływu rzeka lub rzeka nie wystarcza do zapewnienia chłodzenia jednofazowego.

Obwody zabezpieczające

Obwody bezpieczeństwa instalacji różnią się w zależności od modelu reaktora; nie jest łatwo podać uniwersalny opis wszystkich reaktorów w układzie wrzącej wody; możemy jednak powiedzieć:

• że chłodzenie odcinające jest w zasadzie zapewnione przez jednofazowe chłodzenie wody zawartej w zbiorniku z wykorzystaniem pierwotnych pętli recyrkulacyjnych, możliwie pasywnych (które mogą działać bez elektryczności); tak jest w przypadku reaktorów Mark ( elektrowni jądrowej Fukushima-Daiichi i innych elektrowni, zwłaszcza amerykańskich)
• że chłodnictwo awaryjne jest na ogół organizowane przez kondensację pary z powrotem skroplonej wody do zbiornika lub do skrzynki kondensacyjnej z w tym przypadku ponownym zatłoczeniem wody do zbiornika
• że istnieją obwody wstrzykiwania wody do zbiornika bezpieczeństwa, które są dość niezawodne w tym sensie, że mają de facto podobny charakter lub pochodzą z obwodów wody zasilającej reaktor; mogą to być na przykład obwody rozruchowe instalacji, które są zatem testowane przy każdym rozruchu; ponadto w BWR istnieje bardzo niezawodny pomiar poziomu w zbiorniku, który służy do sterowania wtryskiem bezpieczeństwa

Schemat obok pokazuje jako przykład obwody bezpieczeństwa zaprojektowane dla projektu SWR 1000 / KERENA. Podobnie jak w przypadku ESBWR, projekt SWR 1000 wprowadza dużą rezerwę wody bezciśnieniowej umieszczoną nad obudową i wykorzystywaną do pasywnego chłodzenia reaktora i obudowy bezpieczeństwa. Jest to prosta i bardzo skuteczna innowacja czy prawidłowo wdrożony (w czasie katastrofy w Fukushimie , operatorzy reaktora n O  1 pojawiła się nie wiedzieć, że musieli ręcznie otworzyć bramy IC ( Izolacja skraplacza ), który automatycznie zamknięte podczas awarii zasilania wywołane przez tsunami.Zawory te zostały otwarte zbyt późno, a następnie ponownie zamknięte, gdy według niektórych ekspertów byłoby lepiej pozostawić je otwarte, nawet po utracie całej wody chłodzącej z tych skraplaczy).

Dystrybucja globalnej floty

W 31 grudnia 2009The Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej wymieniono 92 reaktorów wrzącej wody w czasie pracy na świecie, czyli 21% światowej floty reaktorów który wyniósł 437. Podział według sektorów i przez kontynentu została przedstawiona w poniższej tabeli..

Ponadto trzy inne reaktory były w trakcie budowy, jeden w Japonii i dwa na Tajwanie, podczas gdy 55 budowano na całym świecie, wszystkie pozostałe to reaktory wodne ciśnieniowe .

Reaktory z wrzącą wodą zlokalizowane są w dziesięciu krajach: 35 w Stanach Zjednoczonych, 30 w Japonii, 7 w Szwecji, 4 na Tajwanie, 6 w Niemczech, 2 w Hiszpanii, 2 w Finlandii, 2 w Indiach, 2 w Meksyku i 2 w Szwajcarii . W ten sposób Stany Zjednoczone i Japonia mają blisko 70% floty reaktorów z wrzącą wodą.

Sytuacja ta wynika z następujących głównych przyczyn:

• REP wynikają bezpośrednio z reaktorów atomowych okrętów podwodnych . W konsekwencji, związana z tym technika była wyraźnie bardziej dojrzała niż ta z BWR w latach 60. i 70., podczas których nastąpił pierwszy rozwój energetyki jądrowej na świecie,
• BWR rozwijają się wolniej, co jest związane m.in. z trudnościami w uzyskaniu szczelnego płaszcza paliwa jądrowego, który będzie trwał w eksploatacji. Skutkowało to w szczególności negatywną oceną radiologiczną w eksploatacji oraz większym napromieniowaniem personelu niż w przypadku PWR. Ten punkt jest zresztą jednym z powodów wyboru sektora PWR we Francji w połowie lat 70. Ta sytuacja nie ma już znaczenia dzięki postępowi poczynionemu przez BWR, zwłaszcza w zakresie uszczelniania płaszcza. . W obecnej sytuacji porównawcza ocena radiologiczna jest wyważona, a nawet w wielu przypadkach raczej na korzyść BWR .

(Niższa gęstość mocy rdzenia BWR oznacza, że ​​paliwo jest bardziej hermetyczne w BWR niż w PWR; skutkuje to większą czystością obwodów i mniejszym napromieniowaniem personelu)

Obecne typy reaktorów wrzących i zmiany w sektorze

Reaktory ABWR

Reaktor ABWR

Reaktory ESBWR

Ciekawa ewolucja koncepcji BWR jest obecnie badana przez różnych producentów, polegająca na dalszym uproszczeniu systemu poprzez wyeliminowanie pierwotnych pomp recyrkulacyjnych i związanych z nimi pętli lub wypukłości zbiornika (w szczególności ESBWR ) reaktora ESBWR . Odpowiada to takiemu samemu rozwojowi jak w przypadku kotłów z wymuszoną lub naturalną recyrkulacją. Jest to znaczne uproszczenie, generujące znaczne dodatkowe oszczędności inwestycyjne, które nie zostało jeszcze osiągnięte na skalę przemysłową. .

Projekt KERENA firmy Areva

Projekt KERENA firmy AREVA jest kontynuacją projektu Siemens SWR 1000 , który sam w sobie jest ekstrapolacją mocy projektu SWR 600 .

Projekty SWR 600, potem SWR 1000, obecnie KERENA, koncentrują się na wzmocnieniu bezpieczeństwa poprzez:

• stworzenie dużej rezerwy zimnej wody znajdującej się nad obudową separacyjną zamiast basenów magazynujących paliwo, które są przemieszczane
• wdrożenie kilku pasywnych systemów do usuwania mocy resztkowej z rdzenia i kondensacji pary zabezpieczającej, wykorzystującej omawianą rezerwę wody

Reaktory wodne w stanie nadkrytycznym

Generacji Forum IV zachował pojęcie „ nadkrytycznym reaktora wodnego  ” (ResC) jako jeden pojęć jest opracowanie (technikę nadkrytycznym wody / pary dla wytwarzania energii elektrycznej jest już w odniesieniu do niektórych elektrowni cieplnych. Węgiel ) .

W energetyce jądrowej ma na celu wykorzystanie najlepszych technik BWR (kontrola umiaru, sprawność termodynamiczna) i PWR (ujemny współczynnik próżni, ale nie nadmiernie, aby nie ryzykować znacznego wznowienia reaktywności w przypadku załamania się pęcherzyki obecne w sercu). Wymaga to szczególnych środków ostrożności ze względu na bardziej korozyjne właściwości wody nadkrytycznej na stale węglowe narażone na radioaktywność.

Koncepcja reaktora wodnego w stanie nadkrytycznym jest de facto ewolucją reaktora REB w kierunku wysokich temperatur, a zatem w kierunku najlepszych wydajności termodynamicznych, ponieważ możliwa jest wówczas praca w parze przegrzanej.

W perspektywie należy wskazać na możliwość zwiększenia szybkości konwersji paliwa uranowego 238 na pluton 239 z być może osiągnięciem izogeneracji (czyli sytuacji, w której produkcja netto materiałów rozszczepialnych na końcu rdzenia życie byłoby równe lub bardzo zbliżone do tego zainwestowanego na początku jego życia).

Zalety i wady

Zalety reaktora z wrzącą wodą

1. BWR są atrakcyjne z ekonomicznego punktu widzenia, a ich niższy koszt może zrekompensować dodatkowe koszty szkolenia operatorów, gdy tylko uruchomiona zostanie seria kilku reaktorów.
2. REB ma tylko jeden obwód, co jest gwarancją prostoty w porównaniu do REP. Np. 4-pętlowy PWR (typ N4 lub Konvoy lub EPR) zawiera oprócz zbiornika 5 dużych pojemności typu kocioł (4 wytwornice pary + ciśnieniomierz). W REB zbiornik jest z pewnością większy, ale zwymiarowany przy ciśnieniu znacznie 2 razy mniejszym. Co więcej, ze względu na mniejszą liczbę dużych elementów, dla tej samej dostarczanej energii elektrycznej, obudowa obudowy BWR jest mniejsza niż obudowa PWR.
3. Przekłada się to na koszt inwestycyjny całej jednostki (wyspa jądrowa + wyspa konwencjonalna) (inżynieria lądowa i komponenty), który jest o około 15 do 18% niższy dla BWR w porównaniu do PWR o równoważnej mocy. Ponieważ koszty paliwa i eksploatacji są podobne w obu sektorach, koszt energii elektrycznej z BWR jest nieco niższy niż koszt energii elektrycznej z PWR. Jednak różnica pozostaje bardzo niewielka.
4. Pierwotne ciśnienie robocze BWR jest znacznie o połowę niższe niż PWR (zwykle 78 do 80 barów w porównaniu do 155 barów). Temperatura pracy BWR jest od 25 do 30  °C niższa niż temperatura PWR na poziomie obwodu pierwotnego jako całości i ponad 50  °C w porównaniu ze sprężarką. Ten zakres pracy BWR jest korzystniejszy niż PWR pod względem korozji obwodów pierwotnych przez wodę zdemineralizowaną.
5. Zużycie energii elektrycznej niezbędnej do działania BWR jest mniejsze niż to konieczne do działania PWR (różnica wynika głównie z mocy pobieranej przez podstawowe pompy PWR, które są bardzo mocne). Moc wymagana dla bloku („zużycie własne”) jest rzędu 5,4% mocy netto dostarczanej do sieci dla PWR wobec 4,3% w przypadku BWR. W efekcie sprawność netto instalacji wzrasta o około 1,0% w wartości względnej (wartości te pochodzą ze statystyk pracy niemieckich elektrowni jądrowych Kernenergie Aktuell 2008, publikowanych przez Deutsches Atomforum eV).
6. Ze względu na brak generatorów pary i ciśnieniomierza, oprzyrządowanie BWR jest mniej spójne niż PWR (brak czujników poziomu GV / ciśnienia, brak powiązanej regulacji itp.).
7. BWR nie są testowane z rozpuszczonym kwasem borowym . Rzeczywiście, stałe utrzymywanie zawartości boru w zbiorniku zakładałoby przepływ wody zasilającej pozbawionej kwasu borowego, co wiązałoby się z niedopuszczalnym ryzykiem przedwczesnego zalania rdzenia czystą wodą. To:
   • eliminuje problem zarządzania zawartością kwasu borowego w obiegu pierwotnym, będącym źródłem poważnych obaw w reaktorach sterowanych rozpuszczonym kwasem borowym.
   • znacznie ogranicza ścieki płynne emitowane przez instalację.
   • eliminuje główne źródło produkcji trytu w reaktorach PWR, które jest głównym źródłem uwolnień radioaktywnych z tych reaktorów.
   • odpowiada bezpieczniejszemu projektowi, ponieważ w analizach bezpieczeństwa ryzyko utraty kontroli nad stężeniem boru w przypadku PWR jest jednym ze zdarzeń uznawanych za dominujące pod względem ryzyka; w przypadku BWR dodanie czystej wody do zbiornika podczas wypadku nie ma znaczenia; podobnie nie należy brać pod uwagę ryzyka krystalizacji kwasu borowego.
   • zmniejsza ryzyko korozji powodowanej przez kwas borowy, który był przyczyną poważnych problemów z niektórymi PWR. Wydarzenie elektrowni jądrowej Davis-Besse w 2002 roku. REP może być również kontrolowany bez użycia rozpuszczonego kwasu borowego, jak wykazało wiele badań i realizacji, ale w obecnej sytuacji w większości przypadków tak nie jest.
8. W razie wypadku związanego z utratą chłodziwa pierwotnego (APRP), w reaktorach wodnych konieczne jest wstrzyknięcie wody do naczynia w celu zapewnienia, że ​​paliwo jest trzymane pod wodą, aby zapobiec jego degradacji, która może posunąć się nawet do częściowego połączenie;
   • w przypadku BWR to wtryskiwanie wody do zbiornika odbywa się przede wszystkim przez stale pracujące w zakładzie pompy żywnościowe, których dostępność jest stale monitorowana.
   • w przypadku PWR są to dostępne akumulatory ciśnieniowe lub pompy rezerwowe.
9. Główne pętle pierwotne reaktora PWR podłączonego do naczynia i orurowanie odciągu pary w reaktorze PWR mają dość porównywalną średnicę, ale:
   • z jednej strony, w przypadku zerwania pętli PWR, masowe natężenie przepływu w początkowych fazach awarii (w wodzie, a następnie w mieszaniu dwufazowym) jest znacznie większe niż w przypadku BWR, gdzie przepływ jest początkowo w parze i gdzie orurowanie znajduje się w górnej części zbiornika
   • z drugiej strony znacznie łatwiej jest zastosować lokalne ograniczenie na poziomie wylotu pary na zbiorniku w przypadku BWR niż na pętlach wodnych PWR redukujących parę lub dwufazowy przepływ masowy, które należy uwzględnić w zdarzenie zerwania . Te elementy oznaczają, na przykład, że akumulatory ciśnienia gazu niezbędne w PWR do szybkiego ponownego zalania serca w przypadku pęknięcia pierwotnych pętli, nie są konieczne w BWR. Orurowanie wody zasilającej BWR - o znacznie mniejszej średnicy niż kolektor parowy - może zawierać zawór zwrotny umieszczony w pobliżu ściany zbiornika, praktycznie eliminując ryzyko odwodnienia rdzenia w przypadku pęknięcia.
10. Oprócz systemów pracujących w normalnej sytuacji, jak wspomniano w poprzednim punkcie (w przypadku BWR woda zasilająca stanowi de facto system wtrysku wody bezpieczeństwa do zbiornika w trybie ciągłej pracy), istnieje zarówno w obu BWR, jak i PWR, systemy wtrysku bezpieczeństwa w zbiorniku, których poziomy niezawodności są dość równoważne w różnych sektorach. Jednak:
    • z jednej strony w przypadku PWR ciśnienie, do którego te systemy muszą dostarczyć w celu uzyskania wtrysku, może być większe niż w przypadku BWR, nawet jeśli w większości wypadków ciśnienie pierwotne spada (szczególnie w przypadku średnic większy niż 1 cal),
    • z drugiej strony w przypadku BWR systemy te wtryskują bezpośrednio do zbiornika (z tego prostego powodu, że nie ma wyboru ...), a nie w innym punkcie obwodu pierwotnego i zazwyczaj w pętlach, jak w wielu PWR; układ bezpośredniego wtrysku do zbiornika jest korzystny w tym sensie, że eliminuje dość dużą liczbę wspólnych trybów, szczególnie w przypadku awarii obwodów połączonych z głównymi pętlami pierwotnymi (pewna liczba PWR, takich jak Babcok techniki lub pochodne (ABB), mają jednak bezpośredni bezpieczny wtrysk do zbiornika, na przykład: elektrownia jądrowa Mülheim-Kärlich w Niemczech lub elektrownia jądrowa Oconee w Stanach Zjednoczonych.
11. Obudowa REB znajduje się na ogół w atmosferze obojętnej, co ma tę zaletę, że w przypadku poważnego wypadku eliminuje ryzyko pożaru podczas normalnej eksploatacji oraz wszelkie reakcje chemiczne z wodorem emitowanym w wyniku reakcji woda-cyrkon. Jednak taki układ stwarza niedogodności operacyjne/konserwacyjne w dostępie do przedziału silnika i wiąże się ze zwiększonym ryzykiem uduszenia operatorów, jednak łagodzonym przez fakt, że pewna liczba ciężkich elementów wymagających znacznej konserwacji, takich jak główny pokład przeładunkowy. przykład są umieszczone na zewnątrz obudowy. Uwaga również:
    • że umieszczenie w obojętnej atmosferze jest obecnie preferencyjnym wyborem, ale nie jest konieczne
    • że w razie potrzeby głośniki REP można również umieścić w neutralnej atmosferze
    • że doświadczenia Fukushimy w marcu 2011 roku pokazały, że nie można wykluczyć ryzyka spalania wodoru w razie poważnego wypadku...
12. Możliwości zmiany moderacji w rdzeniach REB są przynajmniej potencjalnie większe niż w przypadku REP. W konsekwencji możliwości zwiększenia stopnia konwersji uranu 238 do rozszczepialnego plutonu 239 są potencjalnie większe w przypadku BWR niż w przypadku PWR. Ogólnie rzecz biorąc, BWR lepiej wykorzystują uran niż PWR, co może okazać się interesujące w przypadku długotrwałego niedoboru naturalnych źródeł uranu, ale możliwości istnieją również w przypadku REP.
13. Realizacja cyklu toru 232 // uranu 233 jest potencjalnie możliwa w reaktorze typu REB. Tak jest również w przypadku reaktora typu PWR, ale w mniej dogodny sposób a priori, ponieważ umiar jest „naturalnie mniejszy” w przypadku BWR.

Wady reaktora z wrzącą wodą

Jako kontrapunkt do zalet wymienionych powyżej, REB mają kilka wad w porównaniu do PWR:

1. Energii (elektrycznej) jednostka PWR jest raczej większa niż BWR, ale różnica jest bardzo ważne, a nie przekracza 15% (na przykład 1550  MW dla ESBWR i 1650  MW dla EPR - z możliwością wyboru w 1,800  MW ).
2. Kontrola reaktywności reaktorów BWR jest bardziej złożona w porównaniu z reaktorami PWR, głównie z tego powodu, że w wodzie/parze krążącej w rdzeniu reaktorów BWR występuje wysokie podciśnienie, mimo że woda jest obecna w rdzeniu reaktora REP. jest w pełni płynny przy pierwszym zamówieniu. Konieczność posiadania ujemnego współczynnika podciśnienia ze względów bezpieczeństwa implikuje znaczne wznowienie reaktywności w przypadku zapadnięcia się pęcherzyków pary obecnych w rdzeniu w następstwie np. gwałtownego zmniejszenia natężenia przepływu pary wydobywanej z reaktora (z zamknięciem zawory parowe). W rzędzie wielkości efekt ten jest rzędu 4000 cfm, który musi być zatem skompensowany wzrostem temperatury i manewrowaniem prętami.
3. Kara dla BWR wynika z konieczności posiadania szczególnie szczelnego płaszcza paliwowego. Skoro tak, ponieważ gęstość mocy rdzenia BWR jest w przybliżeniu połowę PWR (o gęstości mocy w rdzeniu BWR nie przekracza 50  mW / m 3 , aby wielkości), to jest w rzeczywistości szczelność zapewniona w czasie normalnej pracy. Temperatura rdzenia paliwa jest niższa w BWR niż w PWR Ponadto w przypadku zaobserwowania utraty szczelności płaszcza podczas eksploatacji, która wiąże się z potencjalną obecnością produktów rozszczepienia (PF) (w szczególności gazowych, ale nie tylko) w turbinowej części obiegu, w której przepływa woda i para pierwotna, nie ma bezpośrednich poważnych konsekwencji dla reaktora generatora naziemnego; Niezbędne jest jednak szybkie odcięcie odciągu pary, co można wykonać za pomocą wystarczającej liczby zaworów odcinających na parze - których w razie potrzeby może być dużo - bez znaczącej kary za normalną pracę instalacji.
4. Wytwarzana para jest radioaktywna, co utrudnia dostęp do turbinowni podczas pracy; jednak po wyłączeniu, biorąc pod uwagę, że główne korpusy utworzone przez napromieniowanie wodą mają bardzo krótki czas (mniej niż 10 sekund), nie ma prawdziwego problemu z czynnościami konserwacyjnymi. Z wyjątkiem przypadkowych przypadków, w których naruszona zostałaby szczelność płaszcza paliwowego i gdzie, na przykład, gazowe produkty rozszczepienia byłyby następnie przenoszone do turbiny i skraplacza. Hala turbin BWR jest zatem obszarem kontrolowanym jądrowo w bardziej rygorystycznym i bardziej złożonym sposobie dostępu i wentylacji niż hala maszyn w PWR.
5. Przy danej równej mocy BWR ma większą liczbę elementów paliwowych (zwykle 4 razy więcej) i absorbenty kontrolne. Ładowanie rdzenia REB jest zatem dłuższe niż rdzenia REP.
6. Mechanizmy manewrowania absorbentami kontrolującymi reaktywność są umieszczone w dolnej części zbiornika, jak to ma miejsce w wielu bateriach basenowych. Wkładanie absorbentów do serca w przypadku zatrzymania awaryjnego nie jest po prostu grawitacją, jak w przypadku PWR lub zwykle odcięcie zasilania elektrycznego do elektromagnesu, aby spowodować upadek. Każdy absorbent wyposażony jest w oleopneumatyczny system wprowadzania do serca, którego niezawodność jest wysoka (jest to system „pasywny”), ale który jest bardziej złożony niż system konwencjonalnie stosowany w PWR. Badane architektury BWR eliminują te kary, dostarczając absorbenty manewrowane przez pokrywę statku i spadające grawitacyjnie, takie jak na przykład opracowywany rosyjski reaktor VK300, ale nie osiągnięto jeszcze etapu wdrożenia przemysłowego.
7. Wykładziny wewnętrzne zbiorników są bardziej skomplikowane niż w przypadku PWR, głównie ze względu na konieczność zorganizowania:
   • separacja pary
   • recyrkulacja wody nasyconej Należy jednak pamiętać, że ta względna złożoność zbiornika wewnętrznego staje się zaletą, jeśli chodzi o radzenie sobie z pierwszymi momentami awarii rury związanej ze zbiornikiem, ponieważ w tej hipotezie cała wewnętrzna objętość zbiornika ipso facto znajduje się w szerokiej komunikacji i równowaga ciśnieniowa, co nie ma miejsca w przypadku wielu PWR lub tych różnych przypadków wypadków, w zależności od tego, czy rozważane naruszenie jest powiązane z pętlą „gorącą” czy „zimną” (pętla w pętli zimnej jest bardziej penalizująca)
8. Oprzyrządowanie wewnątrz zbiornika jest nieco bardziej skomplikowane w przypadku BWR niż PWR
9. Przepusty na dnie zbiornika reprezentowane przez przepusty dla mechanizmów napędowych stanowią większą słabość systemu niż w przypadku PWR, ponieważ znaczny wyciek lub wyrwanie na tym poziomie zwiększa ryzyko odwodnienia rdzenia. Należy zauważyć, że REB w badaniach eliminują tę wadę (rosyjski projekt VK300)
10. Zarządzanie gazami do radiolizy wody w rdzeniu (produkcja wodoru) jest bardziej niewygodne w BWR niż w PWR, co w przeszłości prowadziło do różnych incydentów; punkt ten, związany m.in. ze szczegółowym rysunkiem wnętrza górnego zbiornika, jest regulowany, jednak bez większych trudności
11. Gospodarka wodna po stronie turbiny jest bardziej rygorystyczna i złożona niż w przypadku PWR, ponieważ jest to woda pierwotna; na przykład :
    • filtracja i oczyszczanie wody przed powrotem do zbiornika jest bardziej rygorystyczne niż w przypadku wody wtórnej z PWR
    • turbiny muszą być całkowicie lub kontrolowane szczelnie (nieskraplające się gazy wydobywane z potencjalnie radioaktywnej turbiny itp.)
12. W BWR częściowo parowa forma moderatora (ciekła woda parująca w górnej strefie rdzenia) jest mniej korzystna (i mniej łatwa do kontrolowania i modelowania) z punktu widzenia sprzężenia zwrotnego do skoku mocy niż w PWR. Modelowanie zjawisk termicznych hydraulicznych i neutronowych w BWR jest znacznie bardziej skomplikowane niż w przypadku PWR, BWR Utrudnia to zwłaszcza przy dążeniu do zwiększenia mocy.
13. Obecność obwodu wtórnego pomiędzy rdzeniem a turbiną, jak to ma miejsce w przypadku PWR, stanowi dodatkową barierę w przypadku incydentu/wypadku. Podczas pracy turbina znajduje się w zamkniętej przestrzeni
14. W przypadku braku źródła zimna umieszczonego geometrycznie nad rdzeniem (w szczególności w przypadku Westinghouse GV ), naturalna cyrkulacja przez termosyfon nie jest możliwa. W przypadku utraty pomp recyrkulacyjnych chłodzenie odbywa się zatem tylko poprzez odprowadzenie pary do toroidu „tłumiącego ciśnienie”, co w konsekwencji powoduje utratę masy wody, która musi być w stanie skompensować, pod groźbą doprowadzenia do topnienia serca. Jednak ta poważna wada została wyeliminowana w ostatnich projektach BWR, takich jak ESBWR lub KERENA, w których odprowadzanie oparów jest kierowane do skraplacza wewnątrz obudowy ( skraplacz izolacyjny ) i zawracane grawitacyjnie do zbiornika.

Równoważne aspekty reaktorów BWR i PWR

Pod względem pewnej liczby punktów oba kursy można uznać za równoważne

1. Szybkość spalania paliwa: Chociaż neutronika i termohydraulika BWR są a priori bardziej złożone niż PWR, szybkości spalania paliwa osiągane przez BWR są de facto prawie takie same jak w przypadku PWR
2. Zmiany mocy w przypadku BWR uzyskuje się poprzez zmianę natężenia przepływu w pętlach recyrkulacyjnych, co samo w sobie nie jest bardzo proste. W przypadku PWR, gdzie regulacja na pierwszy rzut oka może wydawać się łatwiejsza, obciążenie następcze było przedmiotem wielu badań i ma wiele ograniczeń.
3. Ogólna dostępność. Porównania publikowane przez zakłady energetyczne nie wykazują istotnych różnic w zakresie ogólnej dostępności jednostek PWR w porównaniu z jednostkami BWR.
4. Na przykład przemysł jądrowy w krajach takich jak Japonia, które mają na swoim terytorium oba typy reaktorów PWR i BWR, znajduje się w dobrej sytuacji konkurencyjnej w stosunku do światowego rynku reaktorów lekkowodnych.

Porównawcza sprawność termodynamiczna

W BWR nie ma wymiany ciepła między pierwotnym obiegiem wody ciekłej a wtórnym obiegiem pary wodnej, jak w PWR .

Wydajność termodynamiczna BWR jest nieco lepsza niż PWR , pozostając bardzo podobną z następujących powodów:

• dwa typy reaktorów wytwarzają suchą parę nasyconą w bardzo podobnych temperaturach; możliwość przegrzania pary w celu zwiększenia sprawności termodynamicznej nie została wdrożona przemysłowo ani przez PWR, ani przez BWR, podczas gdy w tym drugim przypadku warunki wymiany ciepła byłyby lepsze a priori

• ciśnienie wytwarzanej pary nasyconej można łatwiej regulować do wartości optymalnej pod względem sprawności termodynamicznej cyklu w parze nasyconej, tj. około 80 bar w przypadku BWR, ponieważ jest to ciśnienie, przy którym reaktor pracuje wtedy nawet że w przypadku PWR, aby uzyskać taką samą prężność pary, konieczne jest działanie pierwotnego obiegu reaktora w wyższej temperaturze (zwykle około 25 do 30  °C ), a zatem przy znacznie wyższym pierwotnym ciśnieniu, aby wspomniany obieg był ciekły w danych temperaturach. Zazwyczaj ciśnienie robocze obwodu pierwotnego PWR (155 barów) jest zatem dwukrotnie wyższe niż w BWR. Należy zauważyć, że w reaktorze EPR (PWR) wzrosła – w porównaniu do poprzednich generacji PWR – wartość ciśnienia pary wytworzonej przy pełnej mocy do 78 bar, co zasadniczo odpowiada wartości optymalnej dla sprawności obiegu pary nasyconej, jak to się robi dość powszechnie – można by powiedzieć „naturalnie” – wszystkie reaktory BWR

• własne zużycie energii elektrycznej niezbędnej do działania BWR jest mniejsze niż niezbędne do działania PWR (różnica wynika głównie z mocy zużywanej przez pompy pierwotne PWR, które są bardzo mocne ze względu na prędkości przepływu w pętle). Moc wymagana dla bloku jest rzędu 5,4% mocy netto dostarczanej do sieci dla PWR wobec 4,3% w przypadku BWR. W efekcie sprawność netto instalacji wzrasta o około 1,0% w wartości względnej (wartości te pochodzą ze statystyk pracy niemieckich elektrowni jądrowych Kernenergie Aktuell 2008, publikowanych przez Deutsches Atomforum eV).

Uwagi dotyczące porównania BWR i PWR w przypadku zastosowania generatora naziemnego

Ćwiczenie porównawcze jest bardzo trudne; oba kanały mają zalety i wady.

Porównanie należy przeprowadzić z uwzględnieniem możliwej ewolucji pojęć. Pod tym względem sektor REB, który poczynił ogromne postępy w ciągu ostatnich 20 lat, ma margines postępu raczej większy niż sektor PWR.

Przeważają aspekty ekonomiczne i pod tym względem zarówno w budownictwie, jak iz punktu widzenia oszczędności paliw, sektor REB jest raczej w lepszej sytuacji.

Poważne awarie i incydenty jądrowe

Poważny incydent w Forsmark (2006)

W dniu 25 lipca 2006 r. bardzo poważny wypadek dotknął elektrownię Forsmark w Szwecji, wyposażoną w 3 reaktory z wrzącą wodą. Całkowita i długotrwała utrata energii elektrycznej zasilającej jeden z 3 reaktorów jest przyczyną potencjalnej wagi tego zdarzenia.

Energia do uszkodzonego wafla została odzyskana przed wystąpieniem odwodnienia rdzenia.

Co równie ważne, wydarzenie to nie kwestionuje powyższych wniosków w zakresie bezwzględnego i porównawczego bezpieczeństwa BWR i PWR, ponieważ pytanie, jakie stawia to wydarzenie, to przede wszystkim niezawodność zapasowych jednostek diesla i ogólniej, że niezawodność źródła i dostawy energii elektrycznej.

Pewne jest, że reaktor jądrowy w dłuższej perspektywie nie może obejść się bez dostaw energii elektrycznej. Należy zapewnić wszelkie niezbędne rozwiązania i związane z nimi redundancje, aby utrata zasilania była mało prawdopodobna. Dostępne źródła zasilania rezerwowego powinny być okresowo testowane. Dotyczy to w takim samym stopniu PWR, jak i BWR.

Wypadki w Fukushimie (2011)

Trzęsienie ziemi w Japonii z 11 marca 2011 r., które dotknęło elektrownie Onagawa , Fukushima Daiichi , Fukushima Daini . Centralna Fukushima Daiichi najbardziej dotknięte dłuższy utraty systemów zabezpieczenia mocy, co doprowadziło do wybuchu w budynku reaktora n o  1 i 3, i spowodował częściowe stopienie rdzeni reaktora 1, 2 i 3 (według ASN Urząd ds. Bezpieczeństwa Jądrowego)

Uwagi i referencje

Uwagi

1. EBR-1 to skrót od „Experimental Breeder Reactor-I”

Bibliografia

• Jean-Marc Delhaye, Termohydraulika reaktorów , 2008, ( patrz w bibliografii )

1. s.  27
2. s.  28

• Louis Patarin, Jądrowy cykl paliwowy , 2002, ( patrz w bibliografii )

1. str.  67
2. str.  68

• Pierre Cachera, Reaktory wrzącej wody , Techniques de l'Ingénieur, 10 stycznia 2000, ( Czytaj online )

1. ust. 2.2
2. Parag 1.4

1. (w) „  Experimental Breeder Reactor-I  ” na www.inl.gov/ (dostęp 26 marca 2011 )
2. (w) „  Atoms for Peace  ” na www.iaea.org (dostęp 26 marca 2011 )
3. (w) „  Zarys historii energii jądrowej  ” na www.world-nuclear.org/ (dostęp 26 marca 2011 )
4. (w) „  Historia bezpieczeństwa elektrowni jądrowych  ” na http://users.owt.com/smsrpm (dostęp 26 marca 2011 )
5. „  Wrzące reaktory wodne  ” , na www.asn.f (dostęp 14 kwietnia 2011 )
6. (w) PL Rittenhouse, „  Metalurgia zycaloy-2  ” na www.osti.gov/ ,15 listopada 1960(dostęp 16 kwietnia 2011 )
7. [PDF] (en) Peter Rudling, Alfred Strasser, Friedrich Garzarolli, „  Spawanie stopów cyrkonu  ” , Advanced Nuclear Technology International (Szwecja),październik 2007(dostęp 16 kwietnia 2011 ) s.  12
8. (w) PL Rittenhouse, „  Wytwarzanie paliwa jądrowego  ” [ archiwum26 lipca 2011] , pod adresem http://world-nuclear.org/ (dostęp 16 kwietnia 2011 r. )
9. (en) Mary Eagleson, „  Zwięzła chemia encyklopedii  ” (dostęp 16 kwietnia 2011 )
10. „  Cezus Montreuil-Juigné: tablice z cyrkonu  ” (dostęp 19 kwietnia 2011 )
11. [PDF] (en) Peter Rudling, Alfred Strasser, Friedrich Garzarolli, „  Spawanie stopów cyrkonu  ” , Advanced Nuclear Technology International (Szwecja),październik 2007(dostęp 16 kwietnia 2011 ) s.  13
12. (w) "  Badanie po napromieniowaniu próbek zużytego paliwa - zarys JPDR-I  " na www.oecd-nea.org (dostęp 19 kwietnia 2011 )
13. (w) (w) "  Badanie po napromieniowaniu próbek zużytego paliwa - Tsuruga-1  " na www.oecd-nea.org (dostęp 19 kwietnia 2011 )
14. spędzony Nuclear Fuel zrzutów z reaktorów w USA (1993) , s.  81
15. Zrzuty zużytego paliwa jądrowego z reaktorów amerykańskich (1993) , s.  83
16. Zrzuty zużytego paliwa jądrowego z reaktorów amerykańskich (1993) , s.  115-116
17. Zrzuty zużytego paliwa jądrowego z reaktorów amerykańskich (1993) , s.  82
18. Arte (2013), Raport pt. „Fukushima, kronika katastrofy” 2013-03-07, z rekonstrukcji wykonanej w Japonii w 2012 r., Japonia, 2012, 47 min, pierwsza emisja: 7 marca 2013, 10 :52, druga transmisja: 16 marca 2013, 16:50
19. (w) „  Reaktory w eksploatacji, 31 grudnia 2009  ” na www-pub.iaea.org/ (dostęp 30 marca 2011 )

Zobacz również

Powiązane artykuły

• Elektrownia jądrowa
• Silnik atomowy
• Energia jądrowa i debata o energetyce jądrowej
• Lista reaktorów jądrowych
• Lista jednostek pomiaru radioaktywności
• Reaktor jądrowy
• Ciśnieniowy reaktor wodny
• EPR

Linki zewnętrzne

Bibliografia

• Jean-Marc Delhaye, Reactor Thermohydraulics , Les Ulis (Essonne- Francja), Narodowy Instytut Nauk i Technik Jądrowych - EDP sciences,2008, 208  pkt. ( ISBN  978-2-86883-823-0 , informacja BNF n O  FRBNF41287051 )
• Louis Patarin, Jądrowy cykl paliwowy , Les Ulis (Essonne- Francja), EDP sciences,2002, 224  s. ( ISBN  2-86883-620-8 , informacja BNF n O  FRBNF38952552 )
• (en) Energy Information Administration, zrzuty zużytego paliwa jądrowego z reaktorów amerykańskich 1993 , Darby (UE), Diane Publishing Company,Luty 1995( ISBN  0-7881-2070-0 )