Kaynar su reaktörü - Boiling water reactor

"BWR" Burada yönlendirir. Durum denklemi için , Benedict-Webb-Rubin denklemine bakınız .
Kaynar su reaktörünün (BWR) şematik diyagramı :
  1. Reaktör basınçlı kap
  2. nükleer yakıt elemanı
  3. Kontrol çubukları
  4. devridaim pompaları
  5. Kontrol çubuğu tahrikleri
  6. Buhar
  7. Besleme suyu
  8. Yüksek basınçlı türbin
  9. Alçak basınç türbini
  10. Jeneratör
  11. uyarıcı
  12. yoğunlaştırıcı
  13. Soğutucu
  14. Ön ısıtıcı
  15. Besleme suyu pompası
  16. Soğuk su pompası
  17. Beton muhafaza
  18. Elektrik şebekesine bağlantı

Bir kaynar su reaktörü ( BWR ) bir tür hafif su nükleer reaktör , elektrik üretimi için de kullanılır. Aynı zamanda bir tür hafif su nükleer reaktörü olan basınçlı su reaktöründen (PWR) sonra en yaygın elektrik üreten nükleer reaktör türüdür. Bir BWR ve PWR arasındaki temel fark, bir BWR'de reaktör çekirdeğinin suyu ısıtması, bu suyun buhara dönüşmesi ve ardından bir buhar türbinini çalıştırmasıdır. Bir PWR'de, reaktör çekirdeği kaynamayan suyu ısıtır. Bu sıcak su daha sonra buhara dönüşen ve türbini çalıştıran daha düşük basınçlı su sistemi ile ısı alışverişi yapar. BWR, 1950'lerin ortalarında Argonne Ulusal Laboratuvarı ve General Electric (GE) tarafından geliştirildi . Mevcut ana üretici, bu tip reaktörlerin tasarımı ve yapımında uzmanlaşmış GE Hitachi Nuclear Energy'dir .

genel bakış

Soğutma kuleli bir BWR'nin animasyonu .

Kaynar su reaktörü, soğutucu ve nötron moderatörü olarak demineralize su kullanır . Isı, reaktör çekirdeğindeki nükleer fisyon tarafından üretilir ve bu, soğutma suyunun kaynamasına ve buhar üretmesine neden olur. Buhar doğrudan bir türbini çalıştırmak için kullanılır , ardından bir yoğunlaştırıcıda soğutulur ve tekrar sıvı suya dönüştürülür. Bu su daha sonra reaktör çekirdeğine geri döndürülerek döngü tamamlanır. Soğutma suyu yaklaşık 75 atm'de (7.6 MPa , 1000–1100 psi ) tutulur , böylece çekirdekte yaklaşık 285 °C'de (550 °F) kaynar. Karşılaştırıldığında, bir basınçlı su reaktöründe (PWR) birincil devresinde muhafaza edilen yüksek basınç nedeniyle - yaklaşık 158 atm (16 MPa, 2300 psi) önemli bir kaynamaya izin verilmez . Çekirdek hasar frekans reaktörün 10 arasında olduğu tahmin edilmiştir -4 ve 10 -7 (yani, her 10.000 10,000,000 reaktör yıl başına bir çekirdek hasar kaza).

Bileşenler

Kondens ve besleme suyu

Çıkan buhar türbini akar kondansatörler buhar soğutuldu ve sıvı halde (kondensat) geri döndürülür, düşük basınçlı türbin, altında yer alan. Kondensat daha sonra çeşitli türbin aşamalarından ekstraksiyon buharı kullanılarak sıcaklığını yükselten besleme suyu ısıtıcılarından pompalanır . Besleme suyu ısıtıcılarından gelen besleme suyu, reaktör basınçlı kabına (RPV), kap üzerinde yüksekte, nükleer yakıt gruplarının (bu nükleer yakıt takımları "çekirdeği" oluşturur) üstünden, ancak su seviyesinin altında olan nozullardan girer .

Besleme suyu indirici veya halkalı bölgeye girer ve nem ayırıcılardan çıkan su ile birleşir. Besleme suyu, nem ayırıcılardan gelen doymuş suyu aşırı soğutur. Bu su şimdi, uzun bir örtü ile çekirdekten ayrılan indirici veya halka bölgesinden aşağı doğru akar. Su daha sonra ya jet pompalarından ya da ek pompalama gücü (hidrolik kafa) sağlayan dahili devridaim pompalarından geçer. Su şimdi 180 derecelik bir dönüş yapar ve alt çekirdek plakasından geçerek, yakıt elemanlarının suyu ısıttığı nükleer çekirdeğe doğru hareket eder. Üst kılavuzdaki yakıt kanallarından çıkan su, yaklaşık %15'lik bir buhar kalitesiyle doyurulur. Tipik çekirdek akışı, 6.500.000 kg/sa (14.500.000 lb/sa) buhar akışı ile 45.000.000 kg/sa (100.000.000 lb/sa) olabilir. Ancak, çekirdek ortalama boşluk oranı önemli ölçüde daha yüksek bir orandır (~%40). Bu tür değerler, her tesisin kamuya açık Teknik Spesifikasyonlarında, Nihai Güvenlik Analizi Raporunda veya Temel Çalışma Limitleri Raporunda bulunabilir.

Çekirdekten gelen ısıtma, devridaim pompalarının RPV'nin içindeki suyu devirdaim etmesine yardımcı olan bir termal kafa oluşturur. Bir BWR, devridaim pompası olmadan tasarlanabilir ve RPV'nin içindeki suyu devridaim etmek için tamamen termal kafaya güvenir. Devridaim pompalarından gelen cebri devridaim kafası, gücü kontrol etmede çok faydalıdır ve başka türlü mümkün olmayacak daha yüksek güç seviyelerinin elde edilmesini sağlar. Termik güç seviyesi, devridaim pompalarından geçen zorunlu devridaim akışını basitçe artırarak veya azaltarak kolayca değiştirilebilir.

Çekirdeğin üzerindeki iki fazlı sıvı (su ve buhar), örtünün içinde bulunan üst bölge olan yükselme alanına girer. Termal doğal devridaim pompalama kafasını artırmak için bu bölgenin yüksekliği arttırılabilir. Yükseltici alanın en üstünde nem ayırıcı bulunur. Siklon ayırıcılarda iki fazlı akışın döndürülmesiyle, buhar ayrılır ve yukarı doğru buhar kurutucuya doğru yükselirken su geride kalır ve yatay olarak aşağı inen veya halka bölgesine akar. İniş veya halka bölgesinde, besleme suyu akışı ile birleşir ve döngü tekrar eder.

Ayırıcının üzerinde yükselen doymuş buhar, chevron kurutucu yapısı ile kurutulur. "Islak" buhar, su damlacıklarının yavaşladığı ve indirici veya halka bölgesine yönlendirildiği dolambaçlı bir yoldan geçer. "Kuru" buhar daha sonra dört ana buhar hattından RPV'den çıkar ve türbine gider.

Kontrol sistemleri

Reaktör gücü iki yöntemle kontrol edilir: kontrol çubuklarını (kontrol kanatları) sokarak veya çekerek ve reaktör çekirdeğinden su akışını değiştirerek .

Kontrol çubuklarının konumlandırılması (çekilmesi veya takılması), bir BWR'yi başlatırken gücü kontrol etmek için normal yöntemdir. Kontrol çubukları geri çekildikçe, kontrol materyalinde nötron absorpsiyonu azalır ve yakıtta artar, dolayısıyla reaktör gücü artar. Kontrol çubukları yerleştirildiğinde, kontrol materyalinde nötron absorpsiyonu artar ve yakıtta azalır, dolayısıyla reaktör gücü azalır. PWR'den farklı olarak, bir BWR'de, gücün daha homojen bir dağılımını sağlamak için kontrol çubukları ( bor karbür plakalar) aşağıdan yerleştirilir: üst tarafta, buhar oluşumu nedeniyle suyun yoğunluğu daha düşüktür, bu da nötron ılımlılığını sağlar. daha az verimli ve fisyon olasılığı daha düşük. Normal çalışmada, kontrol çubukları sadece reaktörde homojen bir güç dağılımı sağlamak ve yakıt tüketimini telafi etmek için kullanılırken, güç su akışıyla kontrol edilir (aşağıya bakınız). Bazı erken BWR'ler ve önerilen ESBWR (General Electric Hitachi tarafından yapılan Ekonomik Basitleştirilmiş BWR) tasarımları, reaktör devridaim sistemlerine sahip olmadıkları için gücü sıfırdan %100'e kontrol etmek için yalnızca kontrol çubuğu konumlandırmalı doğal sirkülasyon kullanır.

Çekirdekten geçen suyun akışını değiştirmek (artırmak veya azaltmak), gücü yaklaşık %30 ila %100 reaktör gücü arasında kontrol etmek için normal ve uygun yöntemdir. Sözde "%100 çubuk hattı" üzerinde çalışırken, devridaim pompalarının veya modülasyonlu akış kontrol valflerinin hızı değiştirilerek reaktör devridaim sistemi akışının değiştirilmesiyle güç, nominal gücün yaklaşık %30'u ila %100'ü arasında değiştirilebilir. Çekirdekten su akışı arttıkça, buhar kabarcıkları ("boşluklar") çekirdekten daha hızlı çıkarılır, çekirdekteki sıvı su miktarı artar, nötron ılımlılığı artar, daha fazla nötronun yakıt tarafından emilmesi yavaşlar, ve reaktör gücü artar. Çekirdekten su akışı azaldıkça, çekirdekte buhar boşlukları daha uzun kalır, çekirdekteki sıvı su miktarı azalır, nötron ılımlılığı azalır, daha az nötron yakıt tarafından emilmek için yavaşlar ve reaktör gücü azalır. Böylece BWR negatif bir boşluk katsayısına sahiptir .

Bir BWR'deki reaktör basıncı, ana türbin veya ana buhar baypas valfleri tarafından kontrol edilir. Türbin buhar talebinin operatörler tarafından manuel olarak ayarlandığı bir PWR'den farklı olarak, bir BWR'de türbin valfleri, reaktör basıncını bir ayar noktasında tutmak için modülasyon yapacaktır. Bu kontrol modunda türbin, reaktör gücü değişikliklerini otomatik olarak takip edecektir. Türbin çevrimdışı olduğunda veya çalıştığında, ana buhar baypas/boşaltma valfleri, buharı doğrudan kondensere yönlendirmek için açılır. Bu baypas valfleri, buharlama devam ederken reaktör basıncını korumak ve reaktörün ısınma ve soğuma oranlarını kontrol etmek için gerektiği şekilde otomatik veya manuel olarak modüle edecektir.

Reaktör su seviyesi, ana besleme suyu sistemi tarafından kontrol edilir. Yaklaşık %0,5 güçten %100 güce kadar, besleme suyu reaktördeki su seviyesini otomatik olarak kontrol edecektir. Düşük güç koşullarında, besleme suyu kontrolörü, reaktör su seviyesini izleyerek basit bir PID kontrolü görevi görür. Yüksek güç koşullarında, kontrolör, kontrolörün reaktördeki mevcut su seviyesinin yanı sıra reaktöre giren su miktarına ve reaktörden çıkan buhar miktarına baktığı bir "Üç Eleman" kontrol moduna geçirilir. Besleme suyu kontrol sistemi, su enjeksiyonunu ve buhar akış oranlarını kullanarak, su seviyesi sapmalarını hızla tahmin edebilir ve su seviyesini birkaç inçlik ayar noktası içinde tutmaya yanıt verebilir. İki besleme suyu pompasından biri çalışma sırasında arızalanırsa, besleme suyu sistemi devridaim sistemine çekirdek akışını hızla düşürmesi için komut vererek birkaç saniye içinde reaktör gücünü %100'den %50'ye etkili bir şekilde düşürür. Bu güç seviyesinde, tek bir besleme suyu pompası, çekirdek su seviyesini koruyabilir. Besleme suyunun tamamı kaybolursa, reaktör tıkanır ve reaktör su seviyesini eski haline getirmek için Acil Durum Çekirdek Soğutma Sistemi kullanılır.

Buhar türbinleri

Reaktör çekirdeğinde üretilen buhar, çekirdeğin üzerindeki buhar ayırıcılardan ve kurutucu plakalardan geçer ve daha sonra doğrudan reaktör devresinin bir parçası olan türbine geçer . Bir reaktörün çekirdeğinin etrafındaki su, sudan nötron yakalanması nedeniyle her zaman eser miktarda radyonüklid ile kirlendiğinden , türbin normal çalışma sırasında korunmalı ve bakım sırasında radyolojik koruma sağlanmalıdır. Bir BWR'nin işletimi ve bakımı ile ilgili artan maliyet, bir PWR ile karşılaştırıldığında bir BWR'nin daha basit tasarımı ve daha yüksek termal verimliliği nedeniyle tasarrufları dengeleme eğilimindedir. Sudaki radyoaktivitenin çoğu çok kısa ömürlüdür (çoğunlukla 7 saniyelik yarı ömürle N-16 ), bu nedenle reaktör kapatıldıktan hemen sonra türbin salonuna girilebilir.

BWR buhar türbinleri, doymuş buharı işlemek için tasarlanmış yüksek basınçlı bir türbin ve birden fazla düşük basınçlı türbin kullanır. Yüksek basınçlı türbin, buharı doğrudan reaktörden alır. Yüksek basınçlı türbin egzozu, düşük basınçlı türbinlerin kullanması için buharı 400 derece F'nin üzerine kızdıran bir buhar yeniden ısıtıcısından geçer. Alçak basınçlı türbinlerin egzozu ana kondensere gönderilir. Buharlı yeniden ısıtıcılar, türbin buharının bir kısmını alır ve bunu, yüksek basınçlı türbin egzozundan çıkanları yeniden ısıtmak için bir ısıtma kaynağı olarak kullanır. Yeniden ısıtıcılar türbinden buharı çekerken, net sonuç, ara ısıtıcıların tesisin termodinamik verimliliğini iyileştirmesidir.

reaktör çekirdeği

Ana maddeler: Nükleer reaktör çekirdeği ve Yakıt çubuğu

Modern bir BWR yakıt düzeneği 74 ila 100 yakıt çubuğundan oluşur ve bir reaktör çekirdeğinde yaklaşık 140 kısa ton düşük zenginleştirilmiş uranyum tutan yaklaşık 800'e kadar düzenek vardır . Belirli bir reaktördeki yakıt gruplarının sayısı, istenen reaktör güç çıkışı, reaktör çekirdek boyutu ve reaktör güç yoğunluğu ile ilgili hususlara dayanmaktadır.

Güvenlik sistemleri

Ana madde: Kaynar su reaktörü güvenlik sistemleri

Modern bir reaktör, inşaat ve devreye alma boyunca entegre edilmiş bir tasarım felsefesi olan derinlemesine savunma felsefesiyle tasarlanmış birçok güvenlik sistemine sahiptir .

Bir BWR, basınçlı su reaktörüne (PWR) benzer , çünkü reaktör, fisyon reaksiyonları durduktan sonra bile ısı üretmeye devam eder, bu da bir çekirdek hasarı olayını mümkün kılabilir. Bu ısı, fisyon ürünlerinin ve nötron absorpsiyonu ile aktive olan malzemelerin radyoaktif bozunmasıyla üretilir . BWR'ler, acil durum kapatmasından sonra çekirdeği soğutmak için birden fazla güvenlik sistemi içerir.

Yakıt ikmali sistemleri

Reaktör yakıt çubukları, zaman zaman, reaktör basınç kabından kullanılmış yakıt havuzuna hareket ettirilerek değiştirilir. Tipik bir yakıt çevrimi 18-24 ay sürer ve yakıt ikmali kesintisi sırasında yakıt gruplarının yaklaşık üçte biri değiştirilir. Kalan yakıt grupları, bir sonraki yakıt döngüsünde üretilen verimliliği ve gücü en üst düzeye çıkarmak için yeni çekirdek konumlarına karıştırılır.

Hem radyoaktif hem de termal olarak sıcak oldukları için bu, vinçlerle ve su altında yapılır. Bu nedenle kullanılmış yakıt depolama havuzları tipik tesislerde reaktörün üzerindedir. Yüksekliklerinin birkaç katı su ile korunurlar ve kritikliği önlemek için geometrilerinin kontrol edildiği katı dizilerde depolanırlar. Gelen Fukuşima Daiichi nükleer felaket su kesildi çünkü birinden (o harcanan yakıtın tarafından ısıtılmış gibi) veya daha fazla yakıt havuzları geçirdi ve deprem geometrisini değişmiş olabilirdi bu sorunlu hale geldi. Yakıt çubuklarının kaplamasının bir zirkonyum alaşımı olması da sorunluydu çünkü bu element 1.500 K (1.230 °C) üzerindeki sıcaklıklarda buharla reaksiyona girerek havadaki oksijenle tutuşabilen hidrojen üretebiliyordu. Normalde yakıt çubukları reaktörde ve kullanılmış yakıt havuzlarında yeterince soğuk tutulur ki bu bir sorun teşkil etmez ve kaplama çubuğun ömrü boyunca bozulmadan kalır.

Evrim

Erken kavramlar

BWR konsepti, PWR konseptinden biraz sonra geliştirildi. BWR'nin geliştirilmesi 1950'lerin başında başladı ve General Electric (GE) ile birkaç ABD ulusal laboratuvarı arasındaki bir işbirliğiydi .

ABD'de nükleer enerji araştırmaları 3 askeri servis tarafından yürütüldü. Denizaltıları tam zamanlı su altı araçlarına ve yakıt ikmali yapmadan dünyayı dolaşabilen gemilere dönüştürme olasılığını gören Donanma, nükleer enerji programlarını yürütmek için mühendislikteki adamlarını Kaptan Hyman Rickover'ı gönderdi. Nükleer enerji alanındaki ilk araştırmacılar, bir reaktör içinde doğrudan buhar üretiminin istikrarsızlığa neden olacağından korktukları ve basınçlı su kullanımının kesinlikle bir araç olarak çalışacağını bildikleri için, Rickover Donanma için PWR rotasına karar verdi. ısı transferi. Bu endişe, ABD'nin nükleer enerji konusundaki ilk araştırma çabasının, deniz gemileri (özellikle denizaltılar) için oldukça uygun olan PWR'ye adanmasına yol açtı, çünkü uzay çok değerliydi ve PWR'ler kompakt ve yeterince yüksek güçte yapılabilirdi. her halükarda buna uygun.

Ancak diğer araştırmacılar, bir reaktör çekirdeğinde kaynayan suyun neden olduğu varsayılan kararsızlığın gerçekten kararsızlığa neden olup olmayacağını araştırmak istedi. Erken reaktör geliştirme sırasında, küçük bir grup mühendis, deneysel bir reaktördeki reaktör güç seviyesini, suyun hızlı bir şekilde kaynamasına neden olacak şekilde yanlışlıkla artırdı, bu, acil durumlarda yararlı kendi kendini yönetme özelliğini gösteren reaktörü kapattı. Özellikle, Argonne Ulusal Laboratuvarı'nda bir araştırmacı olan Samuel Untermyer II , bir dizi deney önerdi ve denetledi: BORAX deneyleri — kaynar su reaktörünün enerji üretiminde kullanım için uygun olup olmadığını görmek için. Reaktörlerini oldukça yorucu testlere tabi tuttuktan sonra, BWR'nin güvenlik ilkelerini kanıtladığını buldu.

Bu test serisinin ardından GE, bu teknolojiyi pazara sunmak için dahil oldu ve ANL ile işbirliği yaptı . 1950'lerin sonları/ilk başları/ortaları boyunca, türbini beslemek için doğrudan üretilen (birincil) nükleer kazan sistemi buharının yalnızca kısmen kullanıldığı ve motorun ayrı parçalarını çalıştırmak için ikincil buhar üretimi için ısı eşanjörlerinin kullanıldığı daha büyük ölçekli testler yapıldı. türbinler. Literatür bunun neden böyle olduğunu göstermez, ancak BWR'nin üretim modellerinde ortadan kaldırılmıştır.

İlk seri üretim

Tipik bir BWR Mark I muhafazasının kesit çizimi
Browns Ferry Unit 1 kuru kuyu ve su kuyusu yapım aşamasında, Mark I muhafazasını kullanan bir BWR/4. Ön planda, kuru kuyu veya birincil muhafaza kabının (PCV) kapağı bulunur.
Ayrıca bakınız: GE BWR

Birinci nesil üretim kaynar su reaktörleri, BWR'nin benzersiz ve ayırt edici özelliklerinin aşamalı gelişimini gördü: torus (buharın söndürülmesini gerektiren geçici bir durumda buharı söndürmek için kullanılır) ve kuru hazne, eleme ısı eşanjörü, buharlı kurutucu, reaktör binasının kendine özgü genel düzeni ve reaktör kontrol ve güvenlik sistemlerinin standardizasyonu. İlk, General Electric ( GE ), seri üretim BWR'leri, her biri BWR/1 ila BWR/6 olarak adlandırılan 6 yinelemeli tasarım aşamasında gelişti. (BWR/4s, BWR/5s ve BWR/6s günümüzde hizmette olan en yaygın tiplerdir.) Dünya genelinde hizmette olan BWR'lerin büyük çoğunluğu bu tasarım aşamalarından birine aittir.

  • 1. nesil BWR: Mark I muhafazalı BWR/1 .
  • 2. nesil BWR'ler: BWR/2, BWR/3 ve Mark I muhafazalı bazı BWR/4. Mark-II muhafazalı diğer BWR/4 ve BWR/5.
  • 3. nesil BWR'ler: Mark-III muhafazalı BWR/6.

Muhafaza varyantları, Birincil Muhafaza, Drywell ve Wetwell için çeşitli kombinasyonlarda beton veya çelik kullanılarak yapılmıştır.

GE tasarımları dışında ABB (Asea-Atom), MITSU, Toshiba ve KWU (Kraftwerk Union) tarafından üretilen tasarımlar da vardı. Kaynar su reaktörlerinin listesine bakınız .

Gelişmiş kaynar su reaktörü

UK ABWR tasarımı Betonarme Konteyner Gemisinin enine kesiti
Ana madde: Gelişmiş kaynar su reaktörü

BWR'nin daha yeni bir tasarımı, gelişmiş kaynar su reaktörü (ABWR) olarak bilinir . ABWR, 1980'lerin sonunda ve 1990'ların başında geliştirildi ve günümüze kadar daha da geliştirildi. ABWR, bilgisayar kontrolü, tesis otomasyonu, kontrol çubuğunun çıkarılması, hareket ve yerleştirme, çekirdek içi pompalama ve nükleer güvenlik dahil olmak üzere tasarımda yüksek güç çıkışı ile orijinal üretim BWR'leri üzerinde iyileştirmeler sağlamak için gelişmiş teknolojileri içerir ( Reaktör başına 1350 MWe) ve önemli ölçüde azaltılmış bir çekirdek hasarı olasılığı. En önemlisi, ABWR, seri üretim için yapılabilecek tamamen standartlaştırılmış bir tasarımdı.

ABWR, 1990'ların başında standart bir tasarım olarak üretim için Amerika Birleşik Devletleri Nükleer Düzenleme Komisyonu tarafından onaylandı. Daha sonra, Japonya'da çok sayıda ABWR inşa edildi. ABWR'nin Japonya'daki başarısının teşvik ettiği bir gelişme, General Electric'in nükleer enerji bölümünün Hitachi Corporation'ın nükleer enerji bölümü ile birleşmesi ve şu anda BWR tasarımının dünya çapındaki en büyük geliştiricisi olan GE Hitachi Nuclear Energy'nin oluşturulmasıdır .

Basitleştirilmiş kaynar su reaktörü - hiçbir zaman lisanslı değil

ABWR'nin geliştirilmesine paralel olarak General Electric, basitleştirilmiş kaynar su reaktörü (SBWR) olarak bilinen farklı bir konsept de geliştirdi . Bu daha küçük 600 megawatt'lık elektrik reaktörü, " pasif güvenlik " tasarım ilkelerine sahip - bir hafif su reaktöründe ilk kez - dahil edilmesiyle dikkat çekiciydi . Pasif güvenlik kavramı, reaktörü güvenlik sınırları içinde tutmak için acil durum enjeksiyon pompaları gibi aktif sistemlerin müdahalesini gerektirmek yerine, bir güvenlikle ilgili beklenmedik durum geliştirildi.

Örneğin, reaktör çok ısınırsa, çözünür nötron soğurucularını (genellikle borlu malzemelerin bir çözeltisi veya bir boraks çözeltisi ) veya nötronları emerek bir zincir reaksiyonunu büyük ölçüde engelleyen malzemeleri serbest bırakacak bir sistemi tetikler . reaktör çekirdeği. Çözünür nötron emicileri içeren tank, reaktörün üzerine yerleştirilecek ve sistem tetiklendiğinde absorpsiyon çözeltisi yerçekimi kuvvetiyle çekirdeğe akacak ve reaksiyonu neredeyse tamamen durduracaktır. Diğer bir örnek ise, sıcak su/buharın yükselmesi prensibine dayanan ve sıcak soğutucuyu, çok derin su tanklarında reaktörün üzerinde bulunan büyük ısı eşanjörlerine getirmek ve böylece artık ısının uzaklaştırılmasını sağlayan İzolasyon Kondenser sistemiydi . Yine bir başka örnek, çekirdek içinde devridaim pompalarının olmamasıydı; bu pompalar, soğutma suyunun hareket etmesini sağlamak için diğer BWR tasarımlarında kullanıldı; pahalıydılar, tamir edilmesi zordu ve bazen başarısız olabiliyorlardı; güvenilirliği artırmak için, ABWR, bu devridaim pompalarından en az 10 tanesini içeriyordu, böylece birkaç tanesi arızalansa bile, plansız bir kapatmanın gerekli olmaması için yeterli sayıda hizmet verilebilir durumda kalacak ve pompalar bir sonraki pompalar sırasında tamir edilebilecekti. yakıt ikmali kesintisi. Bunun yerine, basitleştirilmiş kaynar su reaktörünün tasarımcıları , reaktör çekirdeğini, doğal sirkülasyon (soğuk su düşüşleri, sıcak su yükselmeleri) kaynatılacak çekirdeğin merkezine su getirecek şekilde tasarlamak için termal analiz kullandılar.

SBWR'nin pasif güvenlik özelliklerinin nihai sonucu, büyük bir güvenlik acil durumunda, güvenlik olasılığını takiben en az 48 saat boyunca insan müdahalesi gerektirmeyen bir reaktör olacaktır; bu nedenle, yalnızca tamamen reaktörün dışında bulunan, soğutma sisteminden izole edilmiş ve buharlaşma yoluyla reaktör atık ısısını uzaklaştırmak üzere tasarlanmış soğutma suyu tanklarının periyodik olarak yeniden doldurulmasını gerektirecektir. Basitleştirilmiş kaynar su reaktörü ABD sunuldu Nükleer Düzenleme Komisyonu , ancak onay öncesinde geri çekildi; yine de konsept General Electric tasarımcıları için ilgi çekici olmaya devam etti ve gelecekteki gelişmelerin temeli olarak hizmet etti.

Ekonomik basitleştirilmiş kaynar su reaktörü

Ana madde: Ekonomik Basitleştirilmiş Kaynar Su Reaktörü

1990'ların sonlarında başlayan bir dönemde, GE mühendisleri, gelişmiş kaynar su reaktör tasarımının özelliklerini basitleştirilmiş kaynar su reaktör tasarımının ayırt edici güvenlik özellikleriyle birleştirmeyi ve ortaya çıkan tasarımı 1.600 MWe'lik daha büyük bir boyuta yükseltmeyi  önerdiler. (4500 MWth). Bu Ekonomik Basitleştirilmiş Kaynar Su Reaktörü (ESBWR) tasarımı, Nisan 2005'te onay için ABD Nükleer Düzenleme Komisyonu'na sunuldu ve Eylül 2014'te NRC tarafından tasarım sertifikası verildi.

Bildirildiğine göre, bu tasarımın, reaktör yılı başına yalnızca 3×10 -8 çekirdek hasar olayı çekirdek hasar olasılığına sahip olduğu ilan edildi . Yani, 100 yıllık ömürleri boyunca tek bir çekirdek hasarlı olay beklemeden önce çalışan 3 milyon ESBWR olması gerekir. BWR'nin önceki tasarımları olan BWR/4, reaktör yılı başına 1 × 10 −5 çekirdek hasar olayı kadar yüksek çekirdek hasar olasılıklarına sahipti . ESBWR için bu olağanüstü düşük CDP, piyasadaki diğer büyük LWR'leri çok aşıyor.

Diğer türlerle karşılaştırma

BWR'nin Avantajları

  • Reaktör kabı ve ilgili bileşenler, bir PWR'deki yaklaşık 155 bar (2.250 psi) ile karşılaştırıldığında yaklaşık 70-75 bar (1.020-1.090 psi) gibi önemli ölçüde daha düşük bir basınçta çalışır.
  • Basınçlı kap, bir PWR'ye kıyasla önemli ölçüde daha az ışınlamaya tabidir ve bu nedenle yaşla birlikte kırılgan hale gelmez.
  • PWR'lerdeki duyulur ısının aksine, büyük ölçüde gizli buharlaşma ısısı tarafından ısı transferi nedeniyle daha düşük bir nükleer yakıt sıcaklığında çalışır .
  • Buhar jeneratörleri ve basınçlandırma kabının yanı sıra ilgili birincil devre pompalarının olmaması nedeniyle daha az büyük metal ve genel bileşen. (Eski BWR'lerin harici devridaim döngüleri vardır, ancak bu borular bile ABWR gibi modern BWR'lerde ortadan kaldırılmıştır .) Bu ayrıca BWR'lerin çalışmasını daha basit hale getirir.
  • PWR'ye kıyasla soğutma sıvısı kaybına neden olan daha düşük bir kopma riski (olasılığı) ve böyle bir kopma meydana geldiğinde daha düşük çekirdek hasarı riski. Bunun nedeni daha az boru, daha az geniş çaplı boru, daha az kaynak ve buhar jeneratörü borularının olmamasıdır.
  • Sınırlayıcı arıza potansiyellerine ilişkin NRC değerlendirmeleri, böyle bir arıza meydana gelirse, Acil Çekirdek Soğutma Sisteminin (ECCS) sağlamlığı ve yedekliliği nedeniyle ortalama PWR'nin çekirdek hasarını sürdürme olasılığının ortalama BWR'den daha düşük olacağını gösterir .
  • Basınçlı kaptaki su seviyesinin ölçülmesi hem normal hem de acil durum operasyonları için aynıdır, bu da acil durum koşullarının kolay ve sezgisel olarak değerlendirilmesini sağlar.
  • Zorla akış olmadan doğal sirkülasyon kullanarak daha düşük çekirdek güç yoğunluğu seviyelerinde çalışabilir.
  • Bir BWR, devridaim pompalarının tamamen ortadan kaldırılması için yalnızca doğal sirkülasyon kullanılarak çalışacak şekilde tasarlanabilir. (Yeni ESBWR tasarımı doğal sirkülasyon kullanır.)
  • BWR'ler , trityum üretimini (türbinlerin kirlenmesi) önlemek için fisyon yanmasını kontrol etmek için borik asit kullanmazlar , bu da reaktör kabı ve boru tesisatı içinde daha az korozyon olasılığına yol açar. (PWR'lerde borik asitten kaynaklanan korozyon dikkatle izlenmelidir; reaktör kabı başlığının bakımı düzgün yapılmadığında reaktör kabı kafası korozyonunun meydana gelebileceği gösterilmiştir. Bkz. Davis-Besse . BWR'ler borik asit kullanmadığından, bu beklenmedik durumlar ortadan kaldırılmıştır. .)
  • Güç moderatör yoğunluğunun azaltılması ile kontrol (buhar su içinde kabarcıklar) yerine tarafından nötron emici ilavesi (PWR borik asit) potansiyel üreme Pu-239 bölünebilir üreten hızlı nötronlar tarafından U-238.
    • Bu etki, azaltılmış ılımlı kaynar su reaktörlerinde güçlendirilir , bu da, geliştirilmiş yakıt kullanımına sahip bir hafif su reaktörü ve sodyum yetiştirici reaktörlerin daha karakteristik özelliği olan uzun ömürlü radyoaktif atıkların azalmasıyla sonuçlanır.
  • BWR'ler genellikle , normalde dört "tren" bileşenden oluşan ana güvenlikle ilgili sistemlerinde N- 2 yedekliliğine sahiptir . Bu genellikle bir güvenlik sisteminin dört bileşeninden en fazla iki tanesinin arızalanabileceği ve gerektiğinde sistemin çalışmaya devam edeceği anlamına gelir.
  • Tek ana satıcısı (GE/Hitachi) nedeniyle, mevcut BWR filosu, tamamen standartlaştırılmamış olsa da genellikle birbirine çok benzeyen öngörülebilir, tek tip tasarımlara sahiptir. ABWR/ESBWR tasarımları tamamen standartlaştırılmıştır. En azından Amerika Birleşik Devletleri'nde, mevcut PWR filosunda temsil edilen üç tasarım ailesi (Combustion Engineering, Westinghouse ve Babcock & Wilcox) olduğundan, standardizasyon eksikliği PWR'lerle ilgili bir sorun olmaya devam ediyor, bu aileler içinde oldukça farklı tasarımlar var. . Yine de, Fransa gibi bazı ülkeler PWR'lerle yüksek bir standardizasyon düzeyine ulaşabilir .
    • Ek PWR aileleri tanıtılmaktadır. Örneğin, Mitsubishi APWR , Areva'nın ABD- EPR ve Westinghouse AP1000 / AP600 zaten çeşitli kalabalığa çeşitlilik ve karmaşıklık katacak ve muhtemelen neden istikrar ve öngörülebilirlik arayan müşterilerin bu tür BWR gibi diğer tasarımlar, aramaya.
  • İthalatçı ülkenin nükleer bir donanmasına sahip olmadığı durumlarda, BWR'ler ithalatta aşırı temsil edilmektedir (PWR'ler, nükleer güçle çalışan gemilerde kullanılan kompakt, yüksek güçlü tasarımları nedeniyle nükleer deniz devletleri tarafından tercih edilmektedir; deniz reaktörleri genellikle ihraç edilmediğinden, PWR tasarımı, inşası ve işletiminde geliştirilecek ulusal beceri). Bunun nedeni, BWR'lerin düşük maliyet, basitlik ve güvenlik odağı nedeniyle elektrik üretimi, proses/endüstriyel/bölgesel ısıtma ve tuzdan arındırma gibi barışçıl kullanımlar için ideal olarak uygun olmaları olabilir. daha düşük termal verimlilik.
    • İsveç , esas olarak BWR'lerde standardize edilmiştir.
    • Meksika'nın iki reaktörü BWR'dir.
    • Japonya hem PWR'leri hem de BWR'leri denedi, ancak son zamanlardaki yapıların çoğu BWR'lerden, özellikle ABWR'lerden oluşuyor.
    • In CEGB UK 2. nesil güç reaktörleri için standart tasarım için 1960'ların başında açık rekabet, PWR bile kolay anlaşılır tasarım için de tercih BWR arasında bir güç gösterisi oldu son turda, (bunu yapmadığını öngörülebilir ve "sıkıcı") ve benzersiz bir İngiliz tasarımı olan AGR ; yerli tasarım, muhtemelen teknik açıdan, muhtemelen bir genel seçimin yakınlığı nedeniyle kazandı. 1980'lerde CEGB bir PWR, Sizewell B inşa etti .

BWR'nin Dezavantajları

  • BWR'ler, çekirdeğin üst kısmındaki "iki fazlı (su ve buhar) sıvı akışı" nedeniyle çalışma sırasında nükleer yakıt tüketimini yönetmek için daha karmaşık hesaplamalar gerektirir. Bu aynı zamanda reaktör çekirdeğinde daha fazla enstrümantasyon gerektirir.
  • Benzer güce sahip bir PWR'ye göre daha büyük reaktör basınçlı kap, özellikle hala bir ana buhar jeneratörü ve ilgili boruları kullanan eski modeller için buna bağlı olarak daha yüksek maliyetle.
  • Kısa ömürlü aktivasyon ürünleri ile türbinin kirlenmesi . Bu, doğrudan reaktör çekirdeğinden giren buhardan kaynaklanan radyasyon seviyeleri nedeniyle normal işlemler sırasında buhar türbini etrafındaki koruma ve erişim kontrolünün gerekli olduğu anlamına gelir. Radyasyon akışının çoğu , 7,1 saniyelik bir yarı ömre sahip Nitrojen-16'dan (sudaki oksijenin aktivasyonu) kaynaklandığından, bu orta derecede küçük bir endişedir ve türbin odasına kapatıldıktan birkaç dakika sonra girilmesine izin verir. Kapsamlı deneyim, bir BWR'nin türbin, yoğuşma ve besleme suyu bileşenlerindeki kapatma bakımının esasen bir fosil yakıt tesisi olarak gerçekleştirilebileceğini göstermektedir.
  • Mevcut BWR filosunun, mevcut PWR filosuna göre (artan ECCS sağlamlığı ve yedekliliği nedeniyle) "100.000 reaktör-yılında 1" sınırlayıcı hatadan çekirdek hasara uğrama olasılığının daha düşük olduğu söylense de, hakkında endişeler dile getirildi. son derece ciddi çekirdek hasarı ile sonuçlanan tam ECCS arızası ile birlikte sınırlayıcı bir arıza tarafından oluşturulan basınçları içermek için yetersiz olabilecek şekilde inşa edilmiş, değiştirilmemiş Mark I muhafazasının basınç tutma kabiliyeti. Fukushima I nükleer kazalarından önce son derece olası olmadığı varsayılan bu çifte başarısızlık senaryosunda, değiştirilmemiş bir Mark I muhafazası bir dereceye kadar radyoaktif salınımın gerçekleşmesine izin verebilir. Bunun, Mark I muhafazasının değiştirilmesiyle hafifletilmesi gerekiyor; yani, muhafaza basıncı kritik ayar noktalarını aşarsa, gazlar radyonüklidleri yakalamak için tasarlanmış aktif karbon filtrelerinden geçtikten sonra basınçlı gazların düzenli olarak boşaltılmasına izin vermesi beklenen bir gaz baca sisteminin eklenmesi.

Kontrol çubuğu sorunları

  • Mevcut BWR tasarımları için kontrol çubukları aşağıdan eklenir. Acil durumlarda bir BWR için kontrol çubuklarını çekirdeğe sürebilen mevcut iki hidrolik güç kaynağı vardır. Her kontrol çubuğu için özel bir yüksek basınçlı hidrolik akümülatör ve ayrıca reaktör basınç kabının içindeki basınç mevcuttur. Ya özel akümülatör (çubuk başına bir tane) ya da reaktör basıncı her çubuğu tam olarak yerleştirebilir. Diğer reaktör türlerinin çoğu, elektromıknatıslar tarafından geri çekilmiş konumda tutulan ve güç kesilirse yerçekimi ile reaktöre düşmelerine neden olan üstten giriş kontrol çubuklarını kullanır. Bu avantaj, hidrolik kuvvetlerin yerçekiminden çok daha büyük çubuk yerleştirme kuvvetleri sağlaması gerçeğiyle kısmen dengelenir ve sonuç olarak, bir çekirdekteki kontrol çubuğu kanallarına verilen hasar nedeniyle BWR kontrol çubuklarının kısmen yerleştirilmiş bir konumda sıkışma olasılığı çok daha düşüktür. hasar olayı. Alttan girişli kontrol çubukları ayrıca, kontrol çubukları ve tahrikleri çıkarılmadan yakıt ikmali yapılmasına ve yakıt ikmali sırasında kontrol çubuğu sistemlerinin açık bir basınçlı kapla test edilmesine olanak tanır.

Teknik ve arka plan bilgileri

Başlangıç ​​("kritik hale geliyor")

Reaktör başlatma ( kritiklik ), çekirdek reaktivitesini nükleer zincir reaksiyonunun kendi kendini sürdürdüğünün açık olduğu bir seviyeye yükseltmek için kontrol çubuklarının çekirdekten çekilmesiyle sağlanır . Bu, "eleştiri yapmak" olarak bilinir. Kontrol çubuğunun geri çekilmesi, reaktör kritikliğe yaklaşırken çekirdek koşullarını dikkatlice izlemek için yavaş bir şekilde gerçekleştirilir. Reaktörün biraz süper kritik hale geldiği, yani reaktör gücünün kendi kendine arttığı gözlemlendiğinde, reaktör kritik olarak ilan edilir.

Çubuk hareketi, çubuk tahrik kontrol sistemleri kullanılarak gerçekleştirilir. ABWR ve ESBWR gibi daha yeni BWR'lerin yanı sıra tüm Alman ve İsveçli BWR'ler, çok sayıda çubuğun çok yumuşak hareketlerle kontrol edilmesini sağlayan Hassas Hareket Kontrol Çubuk Tahrik sistemini kullanır. Bu, bir reaktör operatörünün, reaktör kritik olana kadar çekirdeğin reaktivitesini eşit şekilde artırmasını sağlar. Daha eski BWR tasarımları, genellikle bir seferde bir veya dört kontrol çubuğunu kontrol etmekle ve yalnızca bu konumlar arasında sabit aralıklarla bir dizi çentikli konum aracılığıyla kontrol etmekle sınırlı olan bir manuel kontrol sistemi kullanır. Manuel kontrol sisteminin sınırlamaları nedeniyle, çalıştırma sırasında çekirdeğin, tek bir kontrol çubuğunun hareketinin büyük bir doğrusal olmayan reaktivite değişikliğine neden olabileceği ve yakıt elemanlarını ısıttıkları noktaya kadar ısıtabileceği bir duruma yerleştirilmesi mümkündür. başarısız olur (erir, tutuşturur, zayıflatır vb.). Sonuç olarak GE, 1977'de BPWS (Yatırılmış Konum Geri Çekme Sırası) adı verilen ve herhangi bir tek kontrol çubuğu hareketinin etkisini en aza indirmeye yardımcı olan ve bir kontrol çubuğu düşme kazası durumunda yakıt hasarını önleyen bir dizi kural geliştirdi. BPWS, kontrol çubuklarını A1, A2, B1 ve B2 olmak üzere dört gruba ayırır. Ardından, A kontrol çubuklarının tümü veya B kontrol çubuklarının tümü, bir " dama tahtası " deseni oluşturmak için tanımlanmış bir sırayla tamamen dışarı çekilir . Daha sonra, karşıt grup (B veya A) tanımlı bir sırayla 02, sonra 04, 08, 16 ve son olarak dolu (48) konumlarına çekilir. BPWS uyumlu bir başlatma sırasını takip ederek, manuel kontrol sistemi, tüm çekirdeği eşit ve güvenli bir şekilde kritik seviyeye yükseltmek ve herhangi bir olası olay sırasında herhangi bir yakıt çubuğunun 280 cal/gm enerji salınımını aşmasını önlemek için kullanılabilir. yakıt.

Termal marjlar

Bir BWR çalıştırılırken birkaç hesaplanan/ölçülen miktar izlenir:

  • Maksimum Kesir Sınırlayıcı Kritik Güç Oranı veya MFLCPR;
  • Fraksiyon Sınırlayıcı Lineer Isı Üretim Oranı veya FLLHGR;
  • Ortalama Düzlemsel Doğrusal Isı Üretim Oranı veya APLHGR;
  • Ön Koşullandırma Geçici İşletme Yönetimi Tavsiyesi veya PCIOMR;

MFLCPR, FLLHGR ve APLHGR normal çalışma sırasında 1,0'dan düşük tutulmalıdır; Bu lisanslı limitler için bir miktar hata payı ve güvenlik payı sağlamak için idari kontroller mevcuttur . Tipik bilgisayar simülasyonları , reaktör çekirdeğini 24-25 eksenel düzleme böler ; ilgili miktarlar (marjlar, yanma, güç, boşluk geçmişi) reaktör çekirdeğindeki her "düğüm" için izlenir (764 yakıt grubu x 25 düğüm/montaj = 19100 düğüm hesaplaması/miktar).

Kritik güç oranını sınırlayan maksimum kesir (MFLCPR)

Spesifik olarak, MFLCPR, önde gelen yakıt demetinin "kurumaya" (veya bir PWR için "çekirdek kaynamasından ayrılmaya") ne kadar yakın olduğunu temsil eder. Geçiş kaynaması , çekirdek kaynamasının film kaynamasına yöneldiği kararsız geçici bölgedir . Sıcak bir tavada dans eden bir su damlası, film kaynamasına bir örnektir. Film kaynatma sırasında, bir hacim yalıtkan buhar, ısıtılmış yüzeyi soğutma sıvısından ayırır; bu, ısıtılan yüzeyin sıcaklığının, soğutma sıvısı ile bir kez daha denge ısı transferine ulaşması için büyük ölçüde artmasına neden olur. Başka bir deyişle, buhar, ısıtılan yüzeyi yarı yalıtır ve ısının soğutma sıvısına (konveksiyon ve ışınımsal ısı transferi yoluyla) ulaşmasını sağlamak için yüzey sıcaklığı yükselir. Nükleer yakıt , filmin kaynatılmasıyla zarar görebilir; bu, yakıt kaplamasının aşırı ısınmasına ve arızalanmasına neden olur.

MFLCPR, BWR yakıt satıcıları (GE, Westinghouse, AREVA-NP) tarafından formüle edilen ampirik bir korelasyon ile izlenir. Satıcıların, dirençli ısıtma ile nükleer ısıyı simüle ettikleri ve belirli bir yakıt tasarımı için hangi soğutucu akış koşullarının, yakıt montaj gücü ve reaktör basıncının geçiş kaynama bölgesinde olacağını deneysel olarak belirledikleri test donanımları vardır. Özünde, satıcılar yakıt düzeneğinin bir modelini yaparlar, ancak buna dirençli ısıtıcılarla güç verirler. Bu sahte yakıt tertibatları, belirli güçlerde, akışlarda, basınçlarda veri noktalarının alındığı bir test standına konur. Normal veya geçici çalışma sırasında film kaynamasına geçişin olmamasını sağlamak için deneysel veriler muhafazakar bir şekilde BWR yakıtına uygulanır. Bir BWR çekirdeği için tipik SLMCPR/MCPRSL (Güvenlik Sınırı MCPR) lisans sınırı, bir BWR çekirdeğindeki yakıt çubuklarının %99,9'unun normal çalışma veya beklenen operasyonel oluşumlar sırasında film kaynamasına geçişe girmeyeceğini kanıtlayan bir hesaplama ile doğrulanır. BWR kaynar su olduğundan ve buhar sıvı su kadar ısıyı da aktarmadığından, MFLCPR tipik olarak buhar hacminin en yüksek olduğu bir yakıt düzeneğinin tepesinde meydana gelir.

Fraksiyon sınırlayıcı lineer ısı üretim oranı (FLLHGR)

FLLHGR (FDLRX, MFLPD), reaktör çekirdeğindeki yakıt çubuğu gücünün bir sınırıdır. Yeni yakıt için bu sınır tipik olarak yaklaşık 13 kW/ft (43 kW/m) yakıt çubuğudur. Bu sınır , gerçekleşmesi beklenen olası en kötü tesis geçişi/kargaşası durumunda , çubuklardaki yakıt peletlerinin merkez hattı sıcaklığının yakıt malzemesinin ( uranyum / gadolinyum oksitler) erime noktasını aşmamasını sağlar . Geçici olarak LHGR'nin tepkisini göstermek için, türbinlere tam güçte buhar veren valflerin hızlı kapanmasını hayal edin. Bu, buhar akışının hemen kesilmesine ve BWR basıncında ani bir artışa neden olur. Basınçtaki bu artış, reaktör soğutucusunu anında etkili bir şekilde aşırı soğutur; boşluklar (buhar) katı suya çöker. Reaktördeki boşluklar çöktüğünde, fisyon reaksiyonu teşvik edilir (daha fazla termal nötron); güç, kontrol çubuklarının otomatik olarak yerleştirilmesiyle sonlandırılana kadar büyük ölçüde (%120) artar. Böylece, reaktör türbinden hızla izole edildiğinde, kaptaki basınç hızla yükselir, bu da su buharını çökertir, bu da Reaktör Koruma Sistemi tarafından sonlandırılan bir güç dalgalanmasına neden olur. Geçici olaydan önce bir yakıt pimi 13,0 kW/ft'de çalışıyorsa, boşluk çökmesi gücünün artmasına neden olur. FLLHGR sınırı, bir basınçlandırma geçişinin ardından gücü hızla artırılırsa, en yüksek güçlü yakıt çubuğunun erimemesini sağlamak için mevcuttur. LHGR limitine uymak, geçici bir basınçlandırmada yakıtın erimesini engeller.

Ortalama düzlemsel doğrusal ısı üretim hızı (APLHGR)

APLHGR, yakıt demetlerinde mevcut olan bozunma ısısının bir ölçüsü olan Doğrusal Isı Üretim Oranının (LHGR) bir ortalaması olup, bir LBLOCA (büyük kırılma kaybı- soğutma sıvısı kazası - olası risk değerlendirmesinde ve nükleer güvenlik ve güvenlikte en tehdit edici "tasarım temelli kaza" olarak kabul edilen ve reaktör içinde soğutma sıvısı basıncının feci bir şekilde kaybına yol açan büyük bir boru yırtılması ), çekirdek; bu çekirdek kuruma olayı, çekirdek "açığa çıkma" olarak adlandırılır, çünkü çekirdek, bir BWR, hafif su durumunda, soğutucunun ısıyı uzaklaştıran kapağını kaybeder. Çekirdek çok uzun süre açıkta kalırsa yakıt arızası meydana gelebilir; tasarım amacıyla, kaplanmamış yakıtın sıcaklığı kritik bir sıcaklığa (1100 °C, 2200 °F) ulaştığında yakıt arızasının meydana geldiği varsayılır. BWR tasarımları , kaplanmamış yakıtı bu sıcaklığa ulaşmadan önce hızla soğutmak ve güvenli hale getirmek için arıza emniyetli koruma sistemleri içerir; bu arıza emniyetli sistemler, Acil Durum Çekirdek Soğutma Sistemi olarak bilinir . ECCS, reaktör basınçlı kabını hızla doldurmak, çekirdeğin üzerine su püskürtmek ve bu durumda reaktör yakıtını yeterince soğutmak için tasarlanmıştır. Bununla birlikte, herhangi bir sistem gibi, ECCS'nin bu durumda soğutma kapasitesiyle ilgili sınırları vardır ve ECCS'nin boğulacağı ve başarılı bir şekilde soğutamayacağı kadar çok bozunma ısısı üreten yakıtın tasarlanma olasılığı vardır.

Bunun olmasını önlemek için herhangi bir anda yakıt düzeneklerinde depolanan bozunma ısısının ECCS'yi boğmaması gerekmektedir. Bu nedenle, LHGR olarak bilinen bozunma ısısı üretimi ölçümü GE mühendisleri tarafından geliştirilmiştir ve bu ölçümden APLHGR türetilmiştir. APLHGR, reaktörün birincil muhafaza sistemlerini yenecek ortalama bir güç seviyesinde çalıştırılmadığından emin olmak için izlenir. Yakıt ikmali yapılan bir çekirdeğin çalışması için lisans verildiğinde, yakıt satıcısı/lisans sahibi olayları bilgisayar modelleriyle simüle eder. Yaklaşımları, reaktör en savunmasız durumdayken en kötü durum olaylarını simüle etmektir.

APLHGR, endüstride yaygın olarak "Apple Hugger" olarak telaffuz edilir.

Ön Koşullandırma Geçici İşletme Yönetimi Tavsiyesi (PCIOMR)

PCIOMR, pelet kaplama etkileşimi nedeniyle kaplama hasarını önlemek için bir dizi kural ve sınırdır. İlk nükleer ısınma sırasında nükleer yakıt peletleri çatlayabilir. Peletin pürüzlü kenarları, iç kaplama duvarına sürtünebilir ve etkileşime girebilir. Yakıt peletindeki güç artışları sırasında, seramik yakıt malzemesi yakıt kaplamasından daha hızlı genişler ve yakıt peletinin pürüzlü kenarları kaplamaya baskı yaparak potansiyel olarak bir delinmeye neden olur. Bunun olmasını önlemek için iki düzeltici önlem alındı. Birincisi, pelet-kaplı etkileşimler nedeniyle delinmeye karşı dirençli olan yakıt kaplamasının iç duvarlarına karşı ince bir bariyer tabakasının eklenmesi, ikincisi ise PCIOMR altında oluşturulan bir dizi kuraldır.

PCIOMR kuralları, yeni yakıtın ilk "şartlandırılmasını" gerektirir. Bu, her bir yakıt elemanının ilk nükleer ısınması için, yakıt peletlerinin çatlamasını önlemek ve yakıtın termal genleşme oranlarındaki farklılıkları sınırlamak için yerel demet gücünün çok yavaş arttırılması gerektiği anlamına gelir. PCIOMR kuralları ayrıca maksimum yerel güç değişimini (kW/ft*sa cinsinden) sınırlar, kontrol çubuklarının bitişik kontrol çubuklarının uçlarının altına çekilmesini önler ve pelet kaplı etkileşimleri önlemek için çekirdek modelleme yazılımına karşı kontrol çubuğu dizilerinin analiz edilmesini gerektirir. PCIOMR analizi, yerel güç oranlarının asla maksimum değerleri aşmamasını sağlamak için kontrol çubuğu konumu değişikliklerinden veya hızlı güç değişikliklerinden kaynaklanabilecek yerel güç tepe noktalarına ve ksenon geçişlerine bakar.

BWR'lerin listesi

Operasyonel ve hizmet dışı bırakılan BWR'lerin bir listesi için, BWR'lerin Listesi'ne bakın .

Deneysel ve diğer türler

Deneysel ve diğer ticari olmayan BWR'ler şunları içerir:

Yeni nesil tasarımlar

Ayrıca bakınız

Referanslar ve notlar

Dış bağlantılar