GE BWR - GE BWR

Esquemático GE BWR dentro de uma contenção Mark I.

General Electric 's linha de produtos BWR de Reatores de água representa os desenhos de uma relativamente grande (~ 18%) porcentagem dos comerciais reatores de fissão em todo o mundo.

História

O progenitor da linha BWR foi o 5 MW Vallecitos Boiling Water Reactor (VBWR), colocado em operação em outubro de 1957.

BWR-1

• BWR Tipo 1 (BWR-1, BWR / 1): Em 1955, a GE desenvolveu seu projeto VBWR original no reator 197 MW Dresden 1 (6 × 6, 7 × 7), incorporando a primeira iteração do projeto BWR / 1 da GE. O Dresden 1 usava circulação forçada (por meio de bombas de recirculação externas) e um projeto exclusivo de transferência de calor de ciclo duplo (direto + indireto) que provou ser antieconômico. A GE desenvolveu ainda mais o projeto BWR-1 com o reator Big Rock Point de 70 MW (9 × 9, 11 × 11, 12 × 12), que (como todos os modelos GE BWR seguindo Dresden 1) usou o método de ciclo direto mais econômico de calor transferência, mas eliminadas com as bombas de recirculação externas em favor da circulação natural (uma estratégia incomum que apenas o reator Dodewaard de 55 MW adotou, embora esta técnica tenha sido ressuscitada para o mais novo Gen III + ESBWR ). O reator Humboldt Bay de 65 MW (6 × 6, 7 × 7) seguiu Big Rock Point, retornando ao método de circulação forçada mais eficiente (via bombas de recirculação externas). Esses projetos experimentais (todos os quais compartilhavam a classificação BWR-1, apesar de seus projetos divergentes) usaram feixes de barras de combustível em configurações 6 × 6, 7 × 7, 8 × 8, 9 × 9, 11 × 11 e 12 × 12, mas O feixe 9 × 9 da GE usado posteriormente em reatores BWR / 2–6 é diferente daquele usado na era BWR / 1. O BWR / 1 foi o primeiro projeto BWR com separação interna de vapor. Ele também tinha um condensador de isolamento e contenção de supressão de pressão.

BWR-2

• BWR Tipo 2 (BWR-2, BWR / 2): Introduzido em 1963,> 500 MW _e , normalmente em torno de 650 MW _e bruto ( Oyster Creek , Nine Mile Point 1 ). Incluiu um grande ciclo direto. 5 loops de recirculação, bombas de recirculação externas de velocidade variável (uma bomba por loop, a taxa de fluxo de cada bomba pode variar de 6.400 a 32.000 galões americanos por minuto (0,40 a 2,02 m ³ / s)). Este projeto, assim como o BWR / 3–6, seriam posteriormente classificados como reatores de Geração II por sua escala aumentada, recursos de segurança aprimorados, viabilidade comercial, lucratividade e longa vida útil.

BWR-3

• BWR Tipo 3 (BWR-3, BWR / 3): Introduzido em 1965, 800 MW ( Dresden 2–3 ). Primeiro uso de bombas de jato interno (bico único, 10 por circuito, 20 no total). 2 loops de recirculação, bombas de recirculação de velocidade variável (uma bomba por loop, cada bomba tinha um fluxo nominal de 45.200 galões americanos por minuto (2,85 m ³ / s)). Pulverização e inundação ECCS aprimorados, aspersores de água de alimentação aprimorados. Monticello e Pilgrim 1 tiveram classificações de potência significativamente mais baixas, apesar de também serem classificados como modelos BWR / 3.

BWR-4

Browns Ferry Unit 1 drywell e wetwell em construção, dentro de uma contenção Mark I

• BWR Tipo 4 (BWR-4, BWR / 4): Introduzido em 1966, 1100 MW ( Browns Ferry 1-3 ). Muito semelhante ao BWR / 3 em design com um sistema de recirculação idêntico, mas a densidade de potência foi aumentada em 20%. Disponível com contenção Mark I ou Mark II.

BWR-5

• BWR Tipo 5 (BWR-5, BWR / 5): Introduzido em 1969, 1100 MW ( LaSalle 1–2 ). Mesmo número de loops (2) e bombas a jato (20), mas as bombas a jato foram atualizadas para um design de cinco bicos. As bombas de velocidade variável foram substituídas por bombas de duas velocidades (cada uma avaliada em 35.400 galões americanos por minuto (2,23 m ³ / s) para uma pressão de descarga de 865 pés (264 m)) e uma válvula de controle de fluxo (ajustável de 22% aberto para 100% aberto com uma resposta de fluxo linear) foi adicionado a cada loop para uso na regulação do fluxo de recirculação (capaz de regular o fluxo de recirculação entre 35% e 100% com as bombas na configuração de velocidade rápida, ou entre 30% e 40% com as bombas na configuração de velocidade lenta). Controle de fluxo da válvula ECCS aprimorado. Disponível apenas com contenção Mark II.

BWR-6

• BWR Tipo 6 (BWR-6, BWR / 6): Introduzido em 1972, disponível em configurações que variam de 600–1400 MW. Transição do feixe de combustível 7 × 7 para 8 × 8 com barras de combustível mais longas e mais finas que se encaixam na mesma pegada externa do feixe de combustível 7 × 7 anterior, redução do consumo de combustível (para 13,4 kW / pés (44 kW / m)), bombas a jato compactas aprimoradas com maior capacidade de circulação (disponível com 16–24 bombas a jato total, dependendo da configuração), maior capacidade dos separadores e secadores de vapor, maior capacidade de combustível, maior produção (aumento de 20% vs. BWR / 5 ao usar o vasos de pressão do mesmo tamanho), ECCS aprimorado, introduziu uma opção para uma sala de controle compacta e introduziu uma opção de sistema de proteção de sistema nuclear de estado sólido (apenas Clinton aceitou). Primeiro e único modelo disponível com contenção Mark III.

ABWR

• ABWR : Margens de segurança mais altas, sem loops de recirculação externos, bombas internas do reator. Ele também possui acionamentos de haste de controle de movimento fino.

ESBWR

• ESBWR : Segurança passiva, circulação natural (sem loops ou bombas), 1600 MW. Possui um inundador de gravidade, condensador de isolamento e resfriamento de contenção passiva.

Pacotes de barra de combustível

GE-2

• Pacote de combustível 7x7.

GE-3

• Pacote de combustível 7x7 aprimorado com 49 barras de combustível, uma das quais segmentada.

GE-4

• Feixe de combustível 8x8 com 63 barras de combustível e 1 barra de água.

GE-5

• Feixe de combustível 8x8 adaptado Feixes de combustível pré-pressurizado e barreira contendo 62 e duas barras de água.

GE-6 e 7

• Pré-pressurizado a 3ATM com hélio com uma barreira

GE-8

• Feixe de combustível 8x8 com 58 a 62 barras de combustível e 2-6 barras de água. Pré-pressurizado a 5ATM com hélio.

GE-9

Contenção

Esquemático GE BWR dentro de uma contenção Mark I.

Mark I

Esquemático BWR dentro da contenção de Mark I.

Um edifício de contenção de poço seco que se assemelha a uma lâmpada invertida acima do wetwell que é um toro de aço contendo água.

Mark II

BWR dentro de uma contenção Mark II.

Descrita como uma configuração "over-under" com o poço seco formando um cone truncado em uma laje de concreto. Abaixo está uma câmara de supressão cilíndrica feita de concreto, em vez de apenas chapa de metal.

Mark III

O sistema de contenção GE Mark III é um sistema de contenção de pressão de barreira única e contenção de fissão com múltiplas barreiras, consistindo no vaso de contenção mais seco e úmido (barreiras de pressão e fissão), a construção de blindagem externa do mesmo, o edifício auxiliar e o edifício de combustível, que normalmente é mantido sob pressão negativa, o que evita a saída dos produtos da fissão.

Características da contenção:

• Resposta sísmica melhorada
• Projeto de contenção de pressão mais baixa, mas volume significativamente maior do que Mark I e II
• Design de chicote de tubo aprimorado
• Combina a contenção seca ( tipo PWR ) com a contenção típica do tipo de supressão de pressão BWR

Vantagens

• Uma vantagem do projeto BWR (em comparação com PWR) é o acompanhamento de carga aprimorado em virtude da manipulação da haste de controle combinada com a alteração da taxa de fluxo de recirculação. A integração do regulador de pressão da turbina e sistema de controle com o sistema de controle de fluxo de recirculação permite mudanças automáticas de potência de até 25% da potência nominal sem alterar as configurações da haste de controle.
• As hastes de controle montadas na parte inferior com entrada inferior permitem o reabastecimento sem a remoção das hastes de controle e acionamentos, ao mesmo tempo que permitem o teste de acionamento com um navio aberto antes do carregamento de combustível.
• BWR permite menor fluxo de refrigerante primário do que PWR.
• As bombas de jato internas ao vaso do reator fornecem 2/3 do fluxo de recirculação, permitindo que o ciclo de fluxo de recirculação externo seja pequeno e compacto em comparação com os designs PWR contemporâneos.
• As bombas de jato de líquido refrigerante com perda reduzida fornecem 10% de energia semelhante às caldeiras.
• Os projetos BWR operam constantemente em cerca de metade da pressão do sistema primário dos projetos PWR, enquanto produzem a mesma quantidade e qualidade de vapor em um sistema compacto: 1020 psi (7 MPa) de pressão do vaso do reator e 288 ° C de temperatura para BWR, que é inferior a 2240 psi (14,4 MPa) e 326 ° C para PWR.
• O vapor é gerado no vaso de pressão do reator em um BWR, ao passo que é gerado no gerador de vapor em um segundo circuito em um PWR.
• O BWR permite a ebulição em massa, enquanto o PWR não.

Desvantagens

• O vapor gerado em um BWR contém traços de materiais radioativos, como resultado, grandes porções do Edifício da Turbina são compartimentadas para evitar a exposição à radiação para os trabalhadores. Os edifícios de turbinas PWR, por outro lado, são essencialmente iguais aos edifícios de turbinas de uma usina de combustível fóssil, com todos os equipamentos acessíveis o tempo todo.

Veja também

• Poder nuclear
• Reator Geração I
• Reator Geração II
• Reator Geração III
• Segurança nuclear nos EUA
• Economia de novas usinas nucleares
• Reator de água pressurizada
• Reator de água de moderação reduzida
• Reator de água pesada avançado
• Outros designs Gen III +:
  • AP1000
  • EPR
  • US-APWR
  • ACR
  • VVER-TOI
  • Reator de água fervente Kerena

Referências