Reator de água fervente - Boiling water reactor

"BWR" redireciona aqui. Para a equação de estado, consulte a equação de Benedict – Webb – Rubin .
Diagrama esquemático de um reator de água fervente (BWR):
  1. Vaso de pressão do reator
  2. Elemento de combustível nuclear
  3. Hastes de controle
  4. Bombas de recirculação
  5. Comandos de haste de controle
  6. Vapor
  7. Água de alimentação
  8. Turbina de alta pressão
  9. Turbina de baixa pressão
  10. Gerador
  11. Excitador
  12. Condensador
  13. Refrigerante
  14. Pré-aquecedor
  15. Bomba de água de alimentação
  16. Bomba de água fria
  17. Recinto de concreto
  18. Conexão à rede elétrica

Um reator de água fervente ( BWR ) é um tipo de reator nuclear de água leve usado para a geração de energia elétrica. É o segundo tipo mais comum de reator nuclear de geração de eletricidade depois do reator de água pressurizada (PWR), que também é um tipo de reator nuclear de água leve. A principal diferença entre um BWR e PWR é que, em um BWR, o núcleo do reator aquece a água, que se transforma em vapor e aciona uma turbina a vapor. Em um PWR, o núcleo do reator aquece a água, que não ferve. Essa água quente então troca calor com um sistema de água de baixa pressão, que se transforma em vapor e aciona a turbina. O BWR foi desenvolvido pelo Argonne National Laboratory e General Electric (GE) em meados da década de 1950. O principal fabricante atual é a GE Hitachi Nuclear Energy , especializada no projeto e construção desse tipo de reator.

Visão geral

Animação de um BWR com torres de resfriamento .

Um reator de água fervente usa água desmineralizada como refrigerante e moderador de nêutrons . O calor é produzido por fissão nuclear no núcleo do reator, e isso faz com que a água de resfriamento ferva, produzindo vapor. O vapor é usado diretamente para acionar uma turbina , após o qual é resfriado em um condensador e convertido novamente em água líquida. Essa água é então devolvida ao núcleo do reator, completando o ciclo. A água de resfriamento é mantida a cerca de 75 atm (7,6 MPa , 1000–1100 psi ) para que ferva no núcleo a cerca de 285 ° C (550 ° F). Em comparação, não há ebulição significativa permitida em um reator de água pressurizada (PWR) por causa da alta pressão mantida em seu circuito primário - aproximadamente 158 atm (16 MPa, 2300 psi). A frequência de dano ao núcleo do reator foi estimada entre 10 −4 e 10 −7 (ou seja, um acidente de dano ao núcleo a cada 10.000 a 10.000.000 anos de reator).

Componentes

Condensado e água de alimentação

O vapor que sai da turbina flui para condensadores localizados embaixo das turbinas de baixa pressão, onde o vapor é resfriado e devolvido ao estado líquido (condensado). O condensado é então bombeado através de aquecedores de água de alimentação que aumentam sua temperatura usando o vapor de extração de vários estágios da turbina. A água de alimentação dos aquecedores de água de alimentação entra no vaso de pressão do reator (RPV) através de bicos no alto do vaso, bem acima do topo dos conjuntos de combustível nuclear (esses conjuntos de combustível nuclear constituem o "núcleo"), mas abaixo do nível da água.

A água de alimentação entra no canal descendente ou na região do anular e se combina com a água que sai dos separadores de umidade. A água de alimentação resfria a água saturada dos separadores de umidade. Essa água agora flui para baixo na região inferior ou anular, que é separada do núcleo por uma cobertura alta. A água então passa por bombas a jato ou bombas de recirculação interna que fornecem potência de bombeamento adicional (cabeçote hidráulico). A água agora dá uma volta de 180 graus e sobe através da placa do núcleo inferior para o núcleo nuclear, onde os elementos de combustível aquecem a água. A água que sai dos canais de combustível na guia superior está saturada com uma qualidade de vapor de cerca de 15%. O fluxo de núcleo típico pode ser de 45.000.000 kg / h (100.000.000 lb / h) com fluxo de vapor de 6.500.000 kg / h (14.500.000 lb / h). No entanto, a fração de vazios média do núcleo é uma fração significativamente maior (~ 40%). Esses tipos de valores podem ser encontrados nas Especificações Técnicas, Relatório Final de Análise de Segurança ou Relatório de Limites Operacionais Básicos de cada planta, disponíveis publicamente.

O aquecimento do núcleo cria uma cabeça térmica que auxilia as bombas de recirculação na recirculação da água dentro do RPV. Um BWR pode ser projetado sem bombas de recirculação e depende inteiramente da cabeça térmica para recircular a água dentro do RPV. A cabeça de recirculação forçada das bombas de recirculação é muito útil no controle de energia, no entanto, e permite alcançar níveis de energia mais elevados que de outra forma não seriam possíveis. O nível de energia térmica é facilmente variado simplesmente aumentando ou diminuindo o fluxo de recirculação forçada através das bombas de recirculação.

O fluido de duas fases (água e vapor) acima do núcleo entra na área do riser, que é a região superior contida dentro da cobertura. A altura desta região pode ser aumentada para aumentar a cabeça de bombeamento de recirculação natural térmica. No topo da área do riser está o separador de umidade. Ao girar o fluxo de duas fases em separadores de ciclone, o vapor é separado e sobe em direção ao secador de vapor enquanto a água permanece para trás e flui horizontalmente para a região inferior ou anular. Na região inferior ou anular, ele se combina com o fluxo de água de alimentação e o ciclo se repete.

O vapor saturado que sobe acima do separador é secado por uma estrutura de secador chevron. O vapor "úmido" passa por um caminho tortuoso onde as gotas de água são reduzidas e direcionadas para a região inferior ou anular. O vapor "seco" então sai do RPV através de quatro linhas principais de vapor e vai para a turbina.

Sistemas de controle

A potência do reator é controlada por dois métodos: inserindo ou retirando as hastes de controle (lâminas de controle) e alterando o fluxo de água através do núcleo do reator .

O posicionamento (retirada ou inserção) das hastes de controle é o método normal para controlar a potência ao iniciar um BWR. Conforme as hastes de controle são retiradas, a absorção de nêutrons diminui no material de controle e aumenta no combustível, de modo que a potência do reator aumenta. Conforme as hastes de controle são inseridas, a absorção de nêutrons aumenta no material de controle e diminui no combustível, de modo que a potência do reator diminui. Diferentemente do PWR, em um BWR as hastes de controle ( placas de carboneto de boro ) são inseridas por baixo para dar uma distribuição mais homogênea da potência: na parte superior a densidade da água é menor devido à formação de vapor, dificultando a moderação de nêutrons menos eficiente e a probabilidade de fissão menor. Em operação normal, as hastes de controle são utilizadas apenas para manter uma distribuição homogênea de potência no reator e compensar o consumo de combustível, enquanto a potência é controlada através do fluxo de água (veja abaixo). Alguns BWRs anteriores e os projetos ESBWR (Economic Simplified BWR feito pela General Electric Hitachi) propostos usam apenas circulação natural com posicionamento da haste de controle para controlar a potência de zero a 100%, porque eles não têm sistemas de recirculação do reator.

Alterar (aumentar ou diminuir) o fluxo de água através do núcleo é o método normal e conveniente para controlar a energia de aproximadamente 30% a 100% da energia do reator. Ao operar na chamada "linha de haste 100%", a potência pode ser variada de aproximadamente 30% a 100% da potência nominal, alterando o fluxo do sistema de recirculação do reator, variando a velocidade das bombas de recirculação ou modulando as válvulas de controle de fluxo. Conforme o fluxo de água através do núcleo é aumentado, as bolhas de vapor ("vazios") são removidas mais rapidamente do núcleo, a quantidade de água líquida no núcleo aumenta, a moderação de nêutrons aumenta, mais nêutrons são retardados para serem absorvidos pelo combustível, e a potência do reator aumenta. Conforme o fluxo de água através do núcleo diminui, os vazios de vapor permanecem mais tempo no núcleo, a quantidade de água líquida no núcleo diminui, a moderação de nêutrons diminui, menos nêutrons são retardados para serem absorvidos pelo combustível e a potência do reator diminui. Assim, o BWR tem um coeficiente de vazio negativo .

A pressão do reator em um BWR é controlada pela turbina principal ou pelas válvulas principais de desvio de vapor. Ao contrário de um PWR, onde a demanda de vapor da turbina é ajustada manualmente pelos operadores, em um BWR, as válvulas da turbina irão modular para manter a pressão do reator em um ponto de ajuste. Sob este modo de controle, a turbina seguirá automaticamente as mudanças de potência do reator. Quando a turbina está desligada ou desarma, as válvulas principais de desvio / descarga de vapor se abrem para direcionar o vapor diretamente para o condensador. Essas válvulas de desvio irão modular automática ou manualmente conforme necessário para manter a pressão do reator e controlar as taxas de aquecimento e resfriamento do reator enquanto a vaporização ainda está em andamento.

O nível de água do reator é controlado pelo sistema principal de alimentação de água. De cerca de 0,5% da potência a 100% da potência, a água de alimentação controlará automaticamente o nível de água no reator. Em condições de baixa potência, o controlador de água de alimentação atua como um controle PID simples, observando o nível de água do reator. Em condições de alta potência, o controlador é alternado para um modo de controle de "três elementos", onde o controlador observa o nível de água atual no reator, bem como a quantidade de água que entra e a quantidade de vapor que sai do reator. Ao usar a injeção de água e as taxas de fluxo de vapor, o sistema de controle de água de alimentação pode antecipar rapidamente os desvios do nível de água e responder para manter o nível de água dentro de alguns centímetros do ponto de ajuste. Se uma das duas bombas de água de alimentação falhar durante a operação, o sistema de água de alimentação comandará o sistema de recirculação para reduzir rapidamente o fluxo do núcleo, reduzindo efetivamente a potência do reator de 100% a 50% em alguns segundos. Nesse nível de potência, uma única bomba de água de alimentação pode manter o nível de água do núcleo. Se toda a água de alimentação for perdida, o reator entrará em pane e o Sistema de Resfriamento de Núcleo de Emergência será usado para restaurar o nível de água do reator.

Turbinas a vapor

O vapor produzido no núcleo do reator passa por separadores de vapor e placas de secagem acima do núcleo e, em seguida, diretamente para a turbina , que faz parte do circuito do reator. Como a água ao redor do núcleo de um reator está sempre contaminada com traços de radionuclídeos devido à captura de nêutrons da água, a turbina deve ser blindada durante a operação normal e proteção radiológica deve ser fornecida durante a manutenção. O aumento do custo relacionado à operação e manutenção de um BWR tende a equilibrar a economia devido ao design mais simples e maior eficiência térmica de um BWR quando comparado a um PWR. A maior parte da radioatividade na água tem vida muito curta (principalmente N-16, com meia-vida de 7 segundos ), de modo que a sala da turbina pode ser acessada logo após o desligamento do reator.

As turbinas a vapor BWR empregam uma turbina de alta pressão projetada para lidar com vapor saturado e várias turbinas de baixa pressão. A turbina de alta pressão recebe vapor diretamente do reator. A exaustão da turbina de alta pressão passa por um reaquecedor de vapor que superaquece o vapor a mais de 400 graus F para as turbinas de baixa pressão usarem. A exaustão das turbinas de baixa pressão é enviada ao condensador principal. Os reaquecedores a vapor pegam parte do vapor da turbina e o usam como fonte de aquecimento para reaquecer o que sai da exaustão da turbina de alta pressão. Enquanto os reaquecedores retiram o vapor da turbina, o resultado líquido é que os reaquecedores melhoram a eficiência termodinâmica da planta.

Núcleo do reator

Artigos principais: núcleo do reator nuclear e barra de combustível

Um conjunto de combustível BWR moderno compreende 74 a 100 barras de combustível , e há até aproximadamente 800 conjuntos em um núcleo de reator , contendo até cerca de 140 toneladas curtas de urânio pouco enriquecido . O número de conjuntos de combustível em um reator específico é baseado em considerações de saída de energia do reator desejada, tamanho do núcleo do reator e densidade de energia do reator.

Sistemas de segurança

Artigo principal: Sistemas de segurança do reator de água fervente

Um reator moderno tem muitos sistemas de segurança que são projetados com uma filosofia de defesa em profundidade , que é uma filosofia de projeto que está integrada em toda a construção e comissionamento .

Um BWR é semelhante a um reator de água pressurizada (PWR) em que o reator continuará a produzir calor mesmo após as reações de fissão terem parado, o que poderia tornar possível um incidente de dano ao núcleo. Este calor é produzido pelo decaimento radioativo de produtos de fissão e materiais que foram ativados pela absorção de nêutrons . Os BWRs contêm vários sistemas de segurança para resfriar o núcleo após o desligamento de emergência.

Sistemas de reabastecimento

As barras de combustível do reator são ocasionalmente substituídas ao movê-las do vaso de pressão do reator para o reservatório de combustível irradiado. Um ciclo de combustível típico dura de 18 a 24 meses, com cerca de um terço dos conjuntos de combustível sendo substituídos durante uma interrupção no reabastecimento. Os conjuntos de combustível restantes são embaralhados para novos locais centrais para maximizar a eficiência e a potência produzida no próximo ciclo de combustível.

Como são quentes tanto radioativa quanto termicamente, isso é feito por meio de guindastes e debaixo d'água. Por este motivo, as piscinas de armazenamento de combustível irradiado estão acima do reator em instalações típicas. Eles são protegidos por água várias vezes sua altura e armazenados em matrizes rígidas nas quais sua geometria é controlada para evitar criticidade. No desastre nuclear de Fukushima Daiichi, isso se tornou problemático porque a água foi perdida (pois era aquecida pelo combustível irradiado) de uma ou mais piscinas de combustível irradiado e o terremoto poderia ter alterado a geometria. O fato de o revestimento das barras de combustível ser uma liga de zircônio também foi problemático, uma vez que esse elemento pode reagir com o vapor a temperaturas acima de 1.500 K (1.230 ° C) para produzir hidrogênio, que pode inflamar com o oxigênio do ar. Normalmente, as barras de combustível são mantidas suficientemente resfriadas no reator e nos reservatórios de combustível irradiado, de forma que isso não seja uma preocupação, e o revestimento permanece intacto por toda a vida útil da barra.

Evolução

Conceitos iniciais

O conceito BWR foi desenvolvido um pouco depois do conceito PWR. O desenvolvimento do BWR começou no início dos anos 1950 e foi uma colaboração entre a General Electric (GE) e vários laboratórios nacionais dos Estados Unidos.

A pesquisa sobre energia nuclear nos Estados Unidos foi liderada por três forças militares. A Marinha, vendo a possibilidade de transformar submarinos em veículos subaquáticos em tempo integral, e navios que poderiam navegar ao redor do mundo sem reabastecimento, enviou seu homem da engenharia, o capitão Hyman Rickover para executar seu programa de energia nuclear. Rickover decidiu pela rota PWR para a Marinha, pois os primeiros pesquisadores no campo da energia nuclear temiam que a produção direta de vapor dentro de um reator causasse instabilidade, enquanto sabiam que o uso de água pressurizada funcionaria definitivamente como meio de transferência de calor. Essa preocupação levou ao primeiro esforço de pesquisa dos EUA em energia nuclear a ser dedicado ao PWR, que era altamente adequado para embarcações navais (submarinos, especialmente), já que o espaço era escasso e os PWRs podiam ser compactos e de alta potência o suficiente para caber em tal, em qualquer caso.

Mas outros pesquisadores queriam investigar se a suposta instabilidade causada pela água fervente em um núcleo de reator realmente causaria instabilidade. Durante o desenvolvimento inicial do reator, um pequeno grupo de engenheiros acidentalmente aumentou o nível de potência do reator em um reator experimental a tal ponto que a água ferveu rapidamente, desligando o reator, indicando a propriedade auto-moderadora útil em circunstâncias de emergência. Em particular, Samuel Untermyer II , pesquisador do Laboratório Nacional de Argonne , propôs e supervisionou uma série de experimentos: os experimentos BORAX - para ver se um reator de água fervente seria viável para uso na produção de energia. Ele descobriu que era, depois de submeter seus reatores a testes bastante extenuantes, provando os princípios de segurança do BWR.

Após essa série de testes, a GE se envolveu e colaborou com a ANL para trazer essa tecnologia ao mercado. Testes em larga escala foram conduzidos até o final da década de 1950 / início / meados da década de 1960 que apenas parcialmente usado vapor do sistema de caldeira nuclear gerado diretamente (primário) para alimentar a turbina e trocadores de calor incorporados para a geração de vapor secundário para conduzir partes separadas do turbinas. A literatura não indica por que esse foi o caso, mas foi eliminado nos modelos de produção do BWR.

Primeira série de produção

Esboço de seção transversal de uma contenção BWR Mark I típica
Browns Ferry Unit 1 drywell e wetwell em construção, um BWR / 4 usando a contenção Mark I. No primeiro plano está a tampa do poço seco ou recipiente de contenção primária (PCV).
Veja também: GE BWR

A primeira geração de reatores de água fervente de produção viu o desenvolvimento incremental das características únicas e distintas do BWR: o toro (usado para extinguir o vapor no caso de um transiente requerendo a extinção do vapor), bem como o poço seco, a eliminação do trocador de calor, do secador de vapor, do layout geral distinto do prédio do reator e da padronização dos sistemas de controle e segurança do reator. A primeira, General Electric ( GE ), série de BWRs de produção evoluiu por meio de 6 fases de design iterativas, cada uma denominada BWR / 1 a BWR / 6. (BWR / 4s, BWR / 5s e BWR / 6s são os tipos mais comuns em serviço hoje.) A grande maioria dos BWRs em serviço em todo o mundo pertence a uma dessas fases de projeto.

  • BWR de 1ª geração: BWR / 1 com contenção Mark I.
  • BWRs de 2ª geração: BWR / 2, BWR / 3 e alguns BWR / 4 com contenção Mark I. Outro BWR / 4 e BWR / 5 com contenção Mark-II.
  • BWRs de 3ª geração: BWR / 6 com contenção Mark-III.

As variantes de contenção foram construídas usando concreto ou aço para a contenção primária, Drywell e Wetwell em várias combinações.

Além dos designs da GE, havia outros da ABB (Asea-Atom), MITSU, Toshiba e KWU (Kraftwerk Union). Consulte a lista de reatores de água fervente .

Reator avançado de água fervente

Seção transversal da embarcação de contenção de concreto armado do projeto UK ABWR
Artigo principal: Reator avançado de água fervente

Um projeto mais recente de BWR é conhecido como reator avançado de água fervente (ABWR). O ABWR foi desenvolvido no final dos anos 1980 e início dos anos 1990, e foi aprimorado até os dias atuais. O ABWR incorpora tecnologias avançadas no projeto, incluindo controle de computador, automação da planta, remoção da haste de controle, movimento e inserção, bombeamento no núcleo e segurança nuclear para fornecer melhorias em relação à série original de BWRs de produção, com uma saída de alta potência ( 1350 MWe por reator), e uma probabilidade significativamente reduzida de danos ao núcleo. Mais significativamente, o ABWR era um projeto completamente padronizado, que poderia ser feito para produção em série.

O ABWR foi aprovado pela Comissão Reguladora Nuclear dos Estados Unidos para produção como um projeto padronizado no início dos anos 1990. Posteriormente, vários ABWRs foram construídos no Japão. Um desenvolvimento estimulado pelo sucesso do ABWR no Japão é que a divisão de energia nuclear da General Electric se fundiu com a divisão de energia nuclear da Hitachi Corporation, formando a GE Hitachi Nuclear Energy , que agora é a maior desenvolvedora mundial do projeto BWR.

Reator de água fervente simplificado - nunca licenciado

Paralelamente ao desenvolvimento do ABWR, a General Electric também desenvolveu um conceito diferente, conhecido como reator simplificado de água fervente (SBWR). Este reator elétrico menor de 600 megawatts foi notável por sua incorporação - pela primeira vez em um reator de água leve - de princípios de design de " segurança passiva ". O conceito de segurança passiva significa que o reator, em vez de exigir a intervenção de sistemas ativos, como bombas de injeção de emergência, para manter o reator dentro das margens de segurança, foi projetado para retornar a um estado seguro apenas por meio da operação de forças naturais se um contingência relacionada à segurança desenvolvida.

Por exemplo, se o reator esquentasse muito, ele acionaria um sistema que liberaria absorvedores de nêutrons solúveis (geralmente uma solução de materiais borados, ou uma solução de bórax ), ou materiais que dificultam muito uma reação em cadeia pela absorção de nêutrons no núcleo do reator. O tanque contendo os absorvedores de nêutrons solúveis ficaria localizado acima do reator, e a solução de absorção, uma vez que o sistema fosse acionado, fluiria para o núcleo por meio da força da gravidade e levaria a reação a uma parada quase completa. Outro exemplo foi o sistema de Condensador de Isolamento , que se baseou no princípio da subida de água quente / vapor para levar o refrigerante quente para grandes trocadores de calor localizados acima do reator em tanques de água muito profundos, realizando assim a remoção do calor residual. Ainda outro exemplo foi a omissão de bombas de recirculação dentro do núcleo; essas bombas foram usadas em outros projetos BWR para manter a água de resfriamento em movimento; eram caros, de difícil acesso para consertar e ocasionalmente podiam falhar; de modo a melhorar a confiabilidade, o ABWR incorporou não menos que 10 dessas bombas de recirculação, de modo que, mesmo se várias falhassem, um número suficiente permaneceria em serviço para que um desligamento não programado não fosse necessário, e as bombas pudessem ser reparadas durante o próximo falha de reabastecimento. Em vez disso, os projetistas do reator simplificado de água fervente usaram a análise térmica para projetar o núcleo do reator de forma que a circulação natural (água fria cai, água quente sobe) levaria água ao centro do núcleo para ferver.

O resultado final dos recursos de segurança passivos do SBWR seria um reator que não exigiria intervenção humana no caso de uma grande contingência de segurança por pelo menos 48 horas após a contingência de segurança; portanto, seria necessário apenas reabastecimento periódico dos tanques de água de resfriamento localizados completamente fora do reator, isolados do sistema de resfriamento e projetados para remover o calor residual do reator por meio da evaporação. O reator simplificado de água fervente foi submetido à Comissão Reguladora Nuclear dos Estados Unidos , no entanto, foi retirado antes da aprovação; ainda assim, o conceito permaneceu intrigante para os projetistas da General Electric e serviu como base para desenvolvimentos futuros.

Reator de água fervente simplificado econômico

Artigo principal: Reator de água fervente econômico simplificado

Durante um período que começou no final da década de 1990, os engenheiros da GE propuseram combinar os recursos do projeto avançado do reator de água fervente com os recursos de segurança distintos do projeto simplificado do reator de água fervente, juntamente com a ampliação do projeto resultante para um tamanho maior de 1.600  MWe (4.500 MWth). Este projeto do reator econômico simplificado de água fervente (ESBWR) foi submetido à US Nuclear Regulatory Commission para aprovação em abril de 2005, e a certificação do projeto foi concedida pelo NRC em setembro de 2014.

Alegadamente, este projeto foi anunciado como tendo uma probabilidade de dano ao núcleo de apenas 3 × 10 -8 eventos de dano ao núcleo por reator-ano. Ou seja, seriam necessários 3 milhões de ESBWRs operando antes que se esperasse um único evento de dano ao núcleo durante seus 100 anos de vida. Projetos anteriores do BWR, o BWR / 4, tinham probabilidades de dano ao núcleo tão altas quanto 1 × 10-5 eventos de dano ao núcleo por reator-ano. Este CDP extraordinariamente baixo para o ESBWR excede em muito os outros grandes LWRs no mercado.

Comparação com outros tipos

Vantagens do BWR

  • O vaso do reator e os componentes associados operam a uma pressão substancialmente mais baixa de cerca de 70-75 bar (1.020-1.090 psi) em comparação com cerca de 155 bar (2.250 psi) em um PWR.
  • O vaso de pressão está sujeito a significativamente menos irradiação em comparação com um PWR e, portanto, não se torna tão quebradiço com a idade.
  • Opera a uma temperatura mais baixa do combustível nuclear, em grande parte devido à transferência de calor pelo calor latente de vaporização, em oposição ao calor sensível em PWRs.
  • Menos componentes metálicos e gerais grandes devido à falta de geradores de vapor e de um vaso pressurizador, bem como das bombas do circuito primário associadas. (BWRs mais antigos têm loops de recirculação externos, mas mesmo essa tubulação é eliminada em BWRs modernos, como o ABWR .) Isso também torna os BWRs mais simples de operar.
  • Menor risco (probabilidade) de uma ruptura causar perda de refrigerante em comparação com um PWR e menor risco de danos ao núcleo caso tal ruptura ocorra. Isso se deve a menos tubos, menos tubos de grande diâmetro, menos soldas e nenhum tubo gerador de vapor.
  • As avaliações do NRC de limitar os potenciais de falha indicam se tal falha ocorreu, o PWR médio seria menos provável de sustentar danos ao núcleo do que o BWR médio devido à robustez e redundância do Sistema de Resfriamento de Núcleo de Emergência (ECCS) .
  • A medição do nível de água no vaso de pressão é a mesma para operações normais e de emergência, o que resulta em uma avaliação fácil e intuitiva das condições de emergência.
  • Pode operar em níveis mais baixos de densidade de potência central usando circulação natural sem fluxo forçado.
  • Um BWR pode ser projetado para operar usando apenas a circulação natural, de forma que as bombas de recirculação sejam totalmente eliminadas. (O novo design ESBWR usa circulação natural.)
  • Os BWRs não usam ácido bórico para controlar a queima da fissão para evitar a produção de trítio (contaminação das turbinas), levando a menos possibilidade de corrosão dentro do vaso do reator e da tubulação. (A corrosão do ácido bórico deve ser cuidadosamente monitorada em PWRs; foi demonstrado que a corrosão da cabeça do vaso do reator pode ocorrer se a cabeça do vaso do reator não for mantida adequadamente. Consulte Davis-Besse . Como os BWRs não utilizam ácido bórico, essas contingências são eliminadas .)
  • O controle de potência por redução da densidade moderadora (bolhas de vapor na água) em vez da adição de absorvedores de nêutrons (ácido bórico em PWR) leva à geração de U-238 por nêutrons rápidos, produzindo o Pu-239 físsil.
    • Este efeito é amplificado em reatores de água fervente de moderação reduzida , resultando em um reator de água leve com melhor utilização de combustível e menor resíduo radioativo de vida longa, mais característico de reatores reprodutores de sódio.
  • Os BWRs geralmente têm redundância N -2 em seus principais sistemas relacionados à segurança, que normalmente consistem em quatro "trens" de componentes. Isso geralmente significa que até dois dos quatro componentes de um sistema de segurança podem falhar e o sistema ainda funcionará se solicitado.
  • Devido ao seu único fornecedor principal (GE / Hitachi), a frota atual de BWRs tem designs uniformes e previsíveis que, embora não completamente padronizados, geralmente são muito semelhantes entre si. Os projetos ABWR / ESBWR são totalmente padronizados. A falta de padronização continua sendo um problema com os PWRs, já que, pelo menos nos Estados Unidos, existem três famílias de projetos representadas entre a frota PWR atual (Combustion Engineering, Westinghouse e Babcock & Wilcox), dentro dessas famílias, há projetos bastante divergentes . Ainda assim, alguns países podem alcançar um alto nível de padronização com os PWRs, como a França .
    • Famílias adicionais de PWRs estão sendo introduzidas. Por exemplo, o APWR da Mitsubishi , o US- EPR da Areva e o AP1000 / AP600 da Westinghouse irão adicionar diversidade e complexidade a um público já diverso e possivelmente fazer com que os clientes que buscam estabilidade e previsibilidade busquem outros projetos, como o BWR.
  • BWRs estão sobrerrepresentados nas importações, quando o país importador não tem uma marinha nuclear (PWRs são favorecidos por estados navais nucleares devido ao seu design compacto e de alta potência usado em embarcações movidas a energia nuclear; uma vez que os reatores navais geralmente não são exportados, eles causam habilidade nacional a ser desenvolvida em projeto, construção e operação de PWR). Isso pode ser devido ao fato de que os BWRs são ideais para usos pacíficos, como geração de energia, aquecimento de processo / industrial / distrital e dessalinização, devido ao baixo custo, simplicidade e foco na segurança, que custam um tamanho maior e um pouco menor eficiência térmica.
    • A Suécia é padronizada principalmente em BWRs.
    • Os dois reatores do México são BWRs.
    • O Japão fez experiências com PWRs e BWRs, mas a maioria das compilações ultimamente tem sido de BWRs, especificamente ABWRs.
    • Na competição aberta do CEGB no início dos anos 1960 para um projeto padrão para reatores de energia de 2ª geração do Reino Unido, o PWR nem chegou à rodada final, que foi um confronto direto entre o BWR (preferido também por seu projeto de fácil compreensão quanto a ser previsível e "enfadonho") e o AGR , um design exclusivamente britânico; o desenho indígena venceu, possivelmente por méritos técnicos, possivelmente devido à proximidade de uma eleição geral. Na década de 1980 o CEGB construiu um PWR, Sizewell B .

Desvantagens do BWR

  • Os BWRs requerem cálculos mais complexos para gerenciar o consumo de combustível nuclear durante a operação devido ao "fluxo de fluido de duas fases (água e vapor)" na parte superior do núcleo. Isso também requer mais instrumentação no núcleo do reator.
  • Vaso de pressão do reator maior do que para um PWR de potência semelhante, com custo correspondentemente mais alto, em particular para modelos mais antigos que ainda usam um gerador de vapor principal e tubulação associada.
  • Contaminação da turbina por produtos de ativação de curta duração . Isso significa que a blindagem e o controle de acesso ao redor da turbina a vapor são necessários durante as operações normais devido aos níveis de radiação decorrentes do vapor que entra diretamente do núcleo do reator. Esta é uma preocupação moderadamente menor, já que a maior parte do fluxo de radiação é devido ao Nitrogênio-16 (ativação do oxigênio na água), que tem meia-vida de 7,1 segundos, permitindo que a câmara da turbina entre em poucos minutos após o desligamento. Uma vasta experiência demonstra que a manutenção de desligamento na turbina, condensado e componentes de água de alimentação de um BWR pode ser realizada essencialmente como uma planta de combustível fóssil.
  • Embora se diga que a atual frota de BWRs é menos provável de sofrer danos ao núcleo da falha limitadora de "1 em 100.000 reator-ano" do que a atual frota de PWRs (devido ao aumento da robustez e redundância do ECCS), houve preocupações levantadas sobre a capacidade de contenção de pressão da contenção Mark I não modificada e construída - que tal pode ser insuficiente para conter as pressões geradas por uma falha de limitação combinada com a falha ECCS completa que resulta em danos ao núcleo extremamente graves. Neste cenário de falha dupla, considerado extremamente improvável antes dos acidentes nucleares de Fukushima I , uma contenção Mark I não modificada pode permitir que algum grau de liberação radioativa ocorra. Supõe-se que isso seja mitigado pela modificação da contenção de Mark I; a saber, a adição de um sistema de chaminé de gás externo que, se a pressão de contenção exceder os pontos de ajuste críticos, deve permitir a descarga ordenada de gases pressurizantes após os gases passarem por filtros de carvão ativado projetados para reter radionuclídeos.

Problemas da haste de controle

  • As hastes de controle são inseridas por baixo para os projetos BWR atuais. Existem duas fontes de energia hidráulica disponíveis que podem conduzir as hastes de controle ao núcleo para um BWR em condições de emergência. Há um acumulador hidráulico de alta pressão dedicado e também a pressão dentro do vaso de pressão do reator disponível para cada haste de controle. Tanto o acumulador dedicado (um por haste) quanto a pressão do reator são capazes de inserir totalmente cada haste. A maioria dos outros tipos de reatores usa hastes de controle de entrada superior que são mantidas na posição retirada por eletroímãs, fazendo com que caiam no reator por gravidade se houver perda de energia. Esta vantagem é parcialmente compensada pelo fato de que as forças hidráulicas fornecem forças de inserção da haste muito maiores do que a gravidade e, como consequência, as hastes de controle BWR são muito menos propensas a travar em uma posição parcialmente inserida devido a danos aos canais da haste de controle em um núcleo evento de dano. As hastes de controle de entrada inferior também permitem o reabastecimento sem a remoção das hastes de controle e acionamentos, bem como o teste dos sistemas de haste de controle com um vaso de pressão aberto durante o reabastecimento.

Informações técnicas e de base

Start-up ("tornando-se crítico")

A inicialização do reator ( criticidade ) é obtida retirando as hastes de controle do núcleo para elevar a reatividade do núcleo a um nível em que seja evidente que a reação em cadeia nuclear é autossustentável. Isso é conhecido como "tornar-se crítico". A retirada da haste de controle é realizada lentamente, para monitorar cuidadosamente as condições do núcleo conforme o reator se aproxima da criticidade. Quando é observado que o reator se torna ligeiramente supercrítico, ou seja, a potência do reator está aumentando por conta própria, o reator é declarado crítico.

O movimento da haste é realizado usando sistemas de controle de acionamento da haste. BWRs mais novos, como o ABWR e o ESBWR , bem como todos os BWRs alemães e suecos, usam o sistema Fine Motion Control Rod Drive, que permite que várias hastes sejam controladas com movimentos muito suaves. Isso permite que o operador do reator aumente uniformemente a reatividade do núcleo até que o reator seja crítico. Projetos de BWR mais antigos usam um sistema de controle manual, que geralmente é limitado a controlar uma ou quatro hastes de controle por vez, e apenas por meio de uma série de posições entalhadas com intervalos fixos entre essas posições. Devido às limitações do sistema de controle manual, é possível durante a inicialização que o núcleo possa ser colocado em uma condição em que o movimento de uma única haste de controle pode causar uma grande mudança de reatividade não linear, o que poderia aquecer os elementos de combustível ao ponto em que eles falhar (derreter, inflamar, enfraquecer, etc.). Como resultado, a GE desenvolveu um conjunto de regras em 1977 chamado BPWS (Banked Position Withdrawal Sequence) que ajuda a minimizar o efeito de qualquer movimento da haste de controle único e evita danos de combustível no caso de um acidente de queda da haste de controle. BPWS separa as hastes de controle em quatro grupos, A1, A2, B1 e B2. Em seguida, todas as barras de controle A ou B são puxadas totalmente para fora em uma sequência definida para criar um padrão de " tabuleiro de xadrez ". Em seguida, o grupo oposto (B ou A) é puxado em uma sequência definida para as posições 02, em seguida 04, 08, 16 e, por fim, totalmente para fora (48). Seguindo uma sequência de inicialização compatível com BPWS, o sistema de controle manual pode ser usado para elevar uniformemente e com segurança todo o núcleo para o ponto crítico e evitar que as barras de combustível excedam 280 cal / gm liberação de energia durante qualquer evento postulado que poderia danificar o combustível.

Margens térmicas

Várias quantidades calculadas / medidas são rastreadas durante a operação de um BWR:

  • Razão de potência crítica de limite máximo de fração, ou MFLCPR;
  • Taxa de geração de calor linear de limitação de fração, ou FLLHGR;
  • Taxa média de geração de calor linear planar, ou APLHGR;
  • Recomendação de gerenciamento operacional provisório de pré-condicionamento ou PCIOMR;

MFLCPR, FLLHGR e APLHGR devem ser mantidos abaixo de 1,0 durante a operação normal; controles administrativos estão em vigor para garantir alguma margem de erro e margem de segurança para esses limites licenciados . Simulações de computador típicas dividem o núcleo do reator em 24-25 planos axiais ; quantidades relevantes (margens, queima, energia, histórico de vazio ) são rastreadas para cada "nó" no núcleo do reator (764 conjuntos de combustível x 25 nós / conjunto = 19100 cálculos nodais / quantidade).

Razão de potência crítica de limitação de fração máxima (MFLCPR)

Especificamente, MFLCPR representa o quão perto o pacote de combustível principal está de "secar" (ou "partida da ebulição nucleada" para um PWR). A ebulição de transição é a região transitória instável onde a ebulição nucleada tende à ebulição do filme . Uma gota d'água dançando em uma frigideira quente é um exemplo de filme fervendo. Durante a ebulição do filme, um volume de vapor isolante separa a superfície aquecida do fluido de resfriamento; isso faz com que a temperatura da superfície aquecida aumente drasticamente para mais uma vez atingir a transferência de calor de equilíbrio com o fluido de resfriamento. Em outras palavras, o vapor semi-isola a superfície aquecida e a temperatura da superfície aumenta para permitir que o calor chegue ao fluido de resfriamento (por convecção e transferência de calor por radiação). O combustível nuclear pode ser danificado pela ebulição do filme; isso faria com que o revestimento do combustível superaquecesse e falhasse.

O MFLCPR é monitorado com uma correlação empírica que é formulada por fornecedores de combustível BWR (GE, Westinghouse, AREVA-NP). Os fornecedores têm equipamentos de teste onde simulam o calor nuclear com aquecimento resistivo e determinam experimentalmente quais condições de fluxo de refrigerante, energia de montagem de combustível e pressão do reator estarão dentro / fora da região de ebulição de transição para um projeto de combustível específico. Em essência, os fornecedores fazem um modelo do conjunto de combustível, mas o alimentam com aquecedores resistivos. Esses conjuntos simulados de combustível são colocados em uma bancada de teste, onde os pontos de dados são obtidos em potências, fluxos e pressões específicos. Os dados experimentais são aplicados de forma conservadora ao combustível BWR para garantir que a transição para a ebulição do filme não ocorra durante a operação normal ou transitória. O limite de licenciamento típico de SLMCPR / MCPRSL (Limite de segurança MCPR) para um núcleo BWR é substanciado por um cálculo que prova que 99,9% das barras de combustível em um núcleo BWR não entrarão na transição para ebulição do filme durante a operação normal ou ocorrências operacionais antecipadas. Como o BWR é água fervente e o vapor não transfere calor tão bem quanto a água líquida, o MFLCPR normalmente ocorre no topo de um conjunto de combustível, onde o volume de vapor é o mais alto.

Taxa de geração de calor linear de limitação de fração (FLLHGR)

FLLHGR (FDLRX, MFLPD) é um limite na potência da barra de combustível no núcleo do reator. Para combustível novo, esse limite é normalmente em torno de 13 kW / pés (43 kW / m) de barra de combustível. Este limite garante que a temperatura central dos pellets de combustível nas hastes não excederá o ponto de fusão do material combustível ( óxidos de urânio / gadolínio ) no caso de ocorrer o pior transiente / scram possível da planta. Para ilustrar a resposta do LHGR em transiente imagine o rápido fechamento das válvulas que admitem vapor para as turbinas em plena potência. Isso causa a interrupção imediata do fluxo de vapor e um aumento imediato na pressão de BWR. Este aumento na pressão resfria efetivamente o refrigerante do reator instantaneamente; os vazios (vapor) colapsam em água sólida. Quando os vazios colapsam no reator, a reação de fissão é encorajada (mais nêutrons térmicos); a potência aumenta drasticamente (120%) até que seja encerrada pela inserção automática das hastes de controle. Assim, quando o reator é isolado da turbina rapidamente, a pressão no vaso aumenta rapidamente, o que causa o colapso do vapor d'água, o que causa uma excursão de energia que é encerrada pelo Sistema de Proteção do Reator. Se um pino de combustível estava operando a 13,0 kW / pés antes do transiente, o colapso do vazio faria com que sua potência aumentasse. O limite FLLHGR está em vigor para garantir que a barra de combustível de maior potência não derreta se sua potência for rapidamente aumentada após um transiente de pressurização. Obedecer ao limite LHGR impede o derretimento do combustível em um transiente de pressurização.

Taxa média de geração de calor linear planar (APLHGR)

APLHGR, sendo uma média da Taxa de Geração de Calor Linear (LHGR), uma medida do calor de decomposição presente nos pacotes de combustível, é uma margem de segurança associada ao potencial de falha de combustível para ocorrer durante um LBLOCA (perda de ruptura grande- acidente de refrigerante - uma ruptura maciça de tubo levando à perda catastrófica de pressão do refrigerante dentro do reator, considerado o "acidente de base do projeto" mais ameaçador na avaliação de risco probabilística e segurança e proteção nuclear ), que deve levar à exposição temporária de o nucleo; esse evento de secagem do núcleo é denominado de "descoberta" do núcleo, pois o núcleo perde sua capa de remoção de calor de refrigerante, no caso de um BWR, água leve. Se o núcleo ficar descoberto por muito tempo, pode ocorrer falha de combustível; para fins de projeto, presume-se que a falha de combustível ocorre quando a temperatura do combustível descoberto atinge uma temperatura crítica (1100 ° C, 2200 ° F). Os projetos da BWR incorporam sistemas de proteção à prova de falhas para resfriar rapidamente e tornar seguro o combustível descoberto antes que ele atinja essa temperatura; esses sistemas à prova de falhas são conhecidos como Sistema de resfriamento de núcleo de emergência . O ECCS é projetado para inundar rapidamente o vaso de pressão do reator, borrifar água no próprio núcleo e resfriar suficientemente o combustível do reator neste caso. No entanto, como qualquer sistema, o ECCS tem limites, neste caso, para sua capacidade de resfriamento, e existe a possibilidade de que o combustível possa ser projetado para produzir tanto calor de decomposição que o ECCS seria sobrecarregado e não poderia resfriá-lo com sucesso.

Para evitar que isso aconteça, é necessário que o calor de decomposição armazenado nos conjuntos de combustível a qualquer momento não sobrecarregue o ECCS. Como tal, a medida de geração de calor de decaimento conhecida como LHGR foi desenvolvida pelos engenheiros da GE e, dessa medida, APLHGR é derivado. O APLHGR é monitorado para garantir que o reator não seja operado em um nível de energia médio que anularia os sistemas de contenção primários. Quando um núcleo reabastecido é licenciado para operar, o fornecedor / licenciado de combustível simula eventos com modelos de computador. A abordagem deles é simular os eventos do pior caso, quando o reator está em seu estado mais vulnerável.

APLHGR é comumente pronunciado como "Apple Hugger" na indústria.

Recomendação de gerenciamento operacional provisório de pré-condicionamento (PCIOMR)

PCIOMR é um conjunto de regras e limites para evitar danos ao revestimento devido à interação pelota-revestimento. Durante o primeiro aquecimento nuclear, os pellets de combustível nuclear podem rachar. As bordas denteadas do pelete podem esfregar e interagir com a parede interna do revestimento. Durante os aumentos de potência no pelete de combustível, o material combustível cerâmico se expande mais rápido do que o revestimento do combustível e as bordas denteadas do pelete de combustível começam a pressionar no revestimento, causando potencialmente uma perfuração. Para evitar que isso ocorra, duas ações corretivas foram tomadas. O primeiro é a inclusão de uma fina camada de barreira contra as paredes internas do revestimento do combustível, que são resistentes à perfuração devido às interações pelete-revestimento, e o segundo é um conjunto de regras criadas sob PCIOMR.

As regras PCIOMR exigem "condicionamento" inicial de novo combustível. Isso significa que, para o primeiro aquecimento nuclear de cada elemento do combustível, a potência do feixe local deve ser aumentada muito lentamente para evitar rachaduras nas pelotas de combustível e limitar as diferenças nas taxas de expansão térmica do combustível. As regras PCIOMR também limitam a mudança máxima de potência local (em kW / ft * hr), evitam puxar as hastes de controle abaixo das pontas das hastes de controle adjacentes e exigem que as sequências das hastes de controle sejam analisadas em relação ao software de modelagem de núcleo para evitar interações peletizadas. A análise PCIOMR observa os picos de energia locais e transientes de xenônio que podem ser causados ​​por mudanças de posição da haste de controle ou mudanças rápidas de energia para garantir que as taxas de energia locais nunca excedam as classificações máximas.

Lista de BWRs

Para obter uma lista de BWRs operacionais e desativados, consulte Lista de BWRs .

Experimental e outros tipos

BWRs experimentais e outros não comerciais incluem:

Projetos de última geração

Veja também

Referências e notas

links externos