reator de água pressurizada - Pressurized water reactor


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Nuclear Regulatory Commission imagem de cabeças recipiente de reactor de água pressurizada
Uma animação de uma estação de alimentação PWR com torres de refrigeração

Reatores de água pressurizada ( PWR ) constituem a grande maioria do mundo usinas nucleares (exceções notáveis sendo o Reino Unido, Japão e Canadá) e são um dos três tipos de reator de água leve (LWR), os outros tipos sendo Reatores de água (RBC) e scwr (SCWRs). Em um PWR, o primário do líquido refrigerante ( água ) é bombeado sob alta pressão para o núcleo do reactor, onde é aquecido pela energia libertada pela fissão de átomos. A água aquecida, então, flui para um gerador de vapor , onde ela transfere a sua energia térmica para um sistema secundário onde o vapor é gerado e flui para turbinas que, por sua vez, giram um gerador eléctrico. Em contraste com um reactor de água em ebulição, a pressão no circuito de arrefecimento primário evita que a água entre em ebulição dentro do reactor. Todos os LWR usar ordinária água tanto como refrigerante e moderador nuclear .

PWRs foram originalmente concebido para servir como propulsão marítima nuclear para submarinos nucleares e foram usados no projeto original da segunda usina comercial em Shippingport Atomic Power Station .

PWRs operando atualmente nos Estados Unidos são considerados Generation II reatores . Da Rússia VVER reatores são semelhantes aos US PWRs. France opera muitos PWRs para gerar a maior parte de sua eletricidade.

História

Rancho Seco PWR corredor reactor e torre de arrefecimento (a ser desactivadas, 2004)

Várias centenas de PWRs são usados para propulsão marinha no porta-aviões , submarinos nucleares e quebra-gelos . Nos EUA, eles foram originalmente concebidos para o Laboratório Nacional de Oak Ridge para o uso como uma usina de energia submarino nuclear com uma usina de energia submarino totalmente operacional localizado no Laboratório Nacional de Engenharia Idaho . Siga-on trabalho foi realizado pela Westinghouse Bettis poder atômico Laboratory . A primeira planta de energia nuclear puramente comercial em Shippingport Atomic Power Station foi originalmente concebido como um reactor de água à pressão (apesar da primeira unidade de alimentação ligada à rede foi em Obninsk , URSS), em insistência de Almirante Hyman Rickover que uma planta comercial viável incluiria nenhum dos "ciclos termodinâmicos loucas que toda a gente quer construir."

Os Estados Unidos Programa de Energia Nuclear Exército operado Reatores de água pressurizada 1954-1974.

Three Mile Usina Ilha Nuclear inicialmente operado duas plantas reator de água pressurizada, TMI-1 e TMI-2. O colapso parcial da TMI-2 em 1979 terminou essencialmente o crescimento em novas construções de usinas nucleares nos Estados Unidos por duas décadas.

O reactor de água pressurizada tem três novos reactores geração III modelos evolutivos: o AP-1000, VVER-1200, ACPR1000 +

desenhar

explicação pictórica de transferência de energia em um reator de água pressurizada. refrigerante primário é em cor de laranja e o refrigerante secundário (vapor de água de alimentação e mais tarde) é em azul.
Sistema de arrefecimento primário mostrando pressão do reactor (vermelho), os geradores de vapor (roxo), pressurizador (azul), e bombas (verde) no circuito do líquido de arrefecimento três Hualong Um desenho

Combustível nuclear na pressão do reactor é acoplado em uma reacção de cisão em cadeia , que produz calor, o aquecimento da água no circuito refrigerante primário por condução térmica através do revestimento de combustível. O refrigerante primário quente é bombeada para um trocador de calor chamado de gerador de vapor , onde flui através de centenas ou milhares de pequenos tubos. O calor é transferido através das paredes destes tubos para o refrigerante secundário pressão inferior localizada no lado da folha do permutador de onde o refrigerante evapora para o vapor pressurizado. A transferência de calor é realizada sem mistura dos dois fluidos para prevenir o refrigerante secundário a partir de cada vez radioactivos. Algumas disposições do gerador de vapor comum são u-tubos ou permutadores de calor de passagem única.

Em uma estação de energia nuclear, o vapor sob pressão é alimentado através de uma turbina a vapor que acciona um gerador eléctrico ligado à rede eléctrica para a transmissão. Depois de passar pela turbina a (mistura de água-vapor) do líquido de arrefecimento secundário é arrefecido e condensado num condensador . O condensador converte o vapor de um líquido, de modo que ele pode ser bombeada de volta para o gerador de vapor, e mantém um vácuo à saída da turbina de modo que a queda de pressão através da turbina e, portanto, a energia extraída a partir do vapor, é maximizada. Antes de ser alimentado para o gerador de vapor, o vapor condensado (referidos como água de alimentação) é, por vezes, pré-aquecido, a fim de minimizar o choque térmico.

O vapor gerado tem outros usos além de geração de energia. Em navios e submarinos nucleares, o vapor é alimentado através de uma turbina a vapor, ligada a um conjunto de engrenagens de redução de velocidade para um veio utilizado para a propulsão . Acção mecânica directa por expansão do vapor pode ser usado para uma de vapor catapulta aviões ou aplicações semelhantes. Aquecimento urbano pelo vapor é usado em alguns países e aquecimento direto é aplicada a aplicativos internos da planta.

Duas coisas são característicos para o reactor de água à pressão (PWR) quando comparado com outros tipos de reactores: refrigerante circuito de separação do sistema de vapor e a pressão no interior do circuito de arrefecimento primário. Em um PWR, há dois circuitos de refrigeração separados (primárias e secundárias), as quais são ambas cheias com água desmineralizada / desionizada. Um reactor de água a ferver, por outro lado, tem apenas um circuito de fluido de arrefecimento, enquanto modelos mais exóticos tais como reactores regeneradores utilizar outras substâncias de água para líquido refrigerante e moderador (por exemplo de sódio, no seu estado líquido como refrigerante ou grafite como um moderador). A pressão no circuito de arrefecimento primário é tipicamente 15-16 MPa (150-160  bar ), o que é notavelmente mais elevada do que em outros reactores nucleares , e cerca de duas vezes a de um reactor de água a ferver (RBC). Como um efeito desta, ebulição única localizada ocorre e vapor irá recondensar prontamente no fluido a granel. Por outro lado, num reactor de água fervente, o refrigerante primário destina-se a ferver.

reator

Refrigerante

Água luz é utilizada como o refrigerante primário num PWR. A água entra através do fundo do núcleo do reactor a cerca de 548  K (275 ° C; 527 ° F) e é aquecido à medida que flui para cima através do núcleo do reactor a uma temperatura de cerca de 588 K (315 ° C; 599 ° F). A água que permanece líquida apesar da alta temperatura devido à alta pressão no circuito de arrefecimento primário, normalmente em torno de 155 bar (15,5  MPa 153  atm , 2250  psi ). Em água, a ponto crítico ocorre em cerca de 647 K (374 ° C; 705 ° F) e 22,064 MPa (3200 psi ou 218 atm).

pressurizador

A pressão no circuito primário é mantida por um pressurizador, um recipiente separado que está ligado ao circuito principal e parcialmente cheia com água, que é aquecida para a (ponto de ebulição) temperatura de saturação para a pressão desejada por meio de aquecedores eléctricos submersas. Para atingir uma pressão de 155 bars (15,5 MPa), a temperatura pressurizador é mantida a 345 ° C (653 ° F), o que dá uma margem de subarrefecimento (a diferença entre a temperatura do pressurizador e a temperatura mais elevada no núcleo do reactor) de 30 ° C (54 ° F). Como 345 ° C é o ponto de ebulição da água a 155 bar, a água líquida é na borda de uma mudança de fase. alterações térmicas transitórias no sistema de fluido de refrigeração resultam em grandes variações na pressurizador volume de líquido / vapor, e o volume total de pressurizador é concebida em torno de absorver esses transientes sem revelar os aquecedores ou esvaziar o pressurizador. transientes de pressão no sistema de arrefecimento primário como manifesto transientes de temperatura no pressurizador e são controlados através da utilização de aquecedores de água de pulverização automáticas e, o que levanta e baixa temperatura pressurizador, respectivamente.

bombas

O refrigerante é bombeado em torno do circuito primário por bombas poderosas. Depois de apanhar calor à medida que passa através do núcleo do reactor, as transferências de líquido de arrefecimento primária de calor num gerador de vapor de água num circuito secundário de pressão mais baixa, a evaporação do líquido de arrefecimento secundário a vapor saturado - na maioria dos modelos de 6,2 MPa (60 atm, a 900  psia ) , 275 ° C (530 ° F) - para o uso na turbina a vapor. O refrigerante primário arrefecido é, então, devolvido para o recipiente de reactor para ser aquecido de novo.

mediador

Reactores de água pressurizada, como todos os reactor térmico desenhos, requerem os neutrões de fissão rápidos para ser retardado (um processo chamado de moderação ou térmico), a fim de interagir com o combustível nuclear e sustentar a reacção em cadeia. Em PWRs a água de arrefecimento é utilizado como um moderador , permitindo que os neutrões submetidos a múltiplas colisões com átomos de hidrogénio de luz na água, perdendo velocidade no processo. Este "moderação" de nêutrons vai acontecer mais frequentemente quando a água é mais densa (mais colisões irão ocorrer). A utilização de água como um moderador é uma característica de segurança importante da PWR, como um aumento da temperatura pode fazer com que a água se expanda, dando uma maior 'lacunas' entre as moléculas de água e reduzindo a probabilidade de thermalisation-reduzindo assim o grau em que neutrões são retardadas e, portanto, reduzindo a reactividade no reactor. Portanto, se reactividade aumenta além do normal, a moderação reduzida de neutrões fará com que a reacção em cadeia para retardar, produzindo menos calor. Esta propriedade, conhecida como o negativo coeficiente de temperatura de reactividade, faz reactores PWR muito estável. Este processo é referido como 'auto-regulação', isto é, quanto mais quente o refrigerante torna-se, a menos reactiva a planta torna-se, fechando-se ligeiramente para baixo para compensar e vice-versa. Assim, a planta controla-se em torno de uma dada temperatura definida pela posição das barras de controlo.

Em contraste, o RBMK desenho de reactor usado em Chernobyl, que utiliza grafite em vez de água como o moderador e usa água em ebulição como refrigerante, tem um grande coeficiente térmico positivo de reactividade, que aumenta a geração de calor quando a temperatura da água do líquido de arrefecimento aumenta. Isto torna a concepção RBMK menos estáveis do que os reactores pressurizados de água. Para além da sua propriedade de reduzir a velocidade neutrões quando servem como um moderador, a água também tem uma propriedade de absorção de neutrões, embora em menor grau. Quando a temperatura aumenta de água do líquido de arrefecimento, os aumentos de ebulição, o que cria vazios. Assim, há menos água para absorver neutrões térmicos que já tenham sido abrandado pelo moderador de grafite, causando um aumento na reactividade. Esta propriedade é chamada o coeficiente de vazio de reactividade, e em um reactor de RBMK como Chernobil, o coeficiente de vazio é positivo, e relativamente grande, fazendo com que os transientes rápidos. Esta característica de design do reactor RBMK é geralmente encarado como uma das diversas causas da Chernobil .

A água pesada tem muito baixa absorção de neutrões, de modo reactores de água pesada tendem a ter um coeficiente positivo vazio, embora a CANDU desenho do reactor minimiza este problema através da utilização não enriquecido, urânio natural; estes reatores também são projetados com uma série de sistemas de segurança passiva que não são encontrados na concepção RBMK originais.

PWRs destinam-se a ser mantido num estado undermoderated, o que significa que não há espaço para aumento do volume de água ou densidade para aumentar ainda mais a moderação, porque se moderação estavam perto de saturação, em seguida, uma redução na densidade do moderador / líquido de arrefecimento pode reduzir significativamente enquanto que a absorção de neutrões reduzindo moderação apenas ligeiramente, fazendo com que o coeficiente de vazio positivo. Além disso, água luz é realmente um moderador um pouco mais forte de nêutrons do que água pesada, embora a absorção de nêutrons de água pesada é muito menor. Devido a estes dois factos, reactores de água leve tem um volume relativamente pequeno moderador e, por conseguinte, têm núcleos compactos. Uma concepção geração seguinte, o reactor de água supercrítica , é ainda menos moderado. Um espectro de energia de nêutrons menos moderado faz piorar a relação de captura / fissão para 235 L e, especialmente, 239 Pu, o que significa que mais núcleos físseis deixar de fissão na absorção de nêutrons e em vez capturar o nêutron se tornar um mais pesado nonfissile isótopo, desperdiçando uma ou mais nêutrons e aumentar a acumulação de actinides transuranianos pesados, alguns dos quais com meias-vidas longas.

Combustível

Combustível PWR junte Este feixe de combustível é a partir de um reactor de água à pressão do passageiro e carga do navio nuclear NS savana . Projetado e construído pela Babcock & Wilcox .

Após o enriquecimento, o dióxido de urânio ( UO
2
) o pó é disparado a uma alta temperatura,a sinterizaçãodo forno para criar disco, as partículas de cerâmica de dióxido de urânio enriquecido. Os peletes cilíndricos são então revestidos em uma liga de zircónio de metal resistente à corrosãozircaloyque são preenchidos com hélio para auxiliar a condução de calor e detectar fugas. Zircaloyé escolhida devido às suas propriedades mecânicas e a sua secção transversal baixa absorção. As barras de combustível acabados são agrupados em conjuntos de combustível, chamados feixes de combustível, que são então utilizados para construir o núcleo do reactor. A PWR típico tem conjuntos de combustível de 200 a 300 varas cada, e um grande reator teria cerca de 150-250 tais conjuntos com 80-100 toneladas de urânio em tudo. Geralmente, os feixes de combustível consistir em barras de combustível empacotado 14 × 17 × 14 a 17. Um PWR produz na ordem de 900 a 1600 MWe. Pacotes de combustível PWR são cerca de 4 metros de comprimento.

Reabastecimentos para a maioria dos PWRs comerciais está em um ciclo de 18-24 meses. Aproximadamente um terço do núcleo é substituído a cada reabastecimento, embora alguns esquemas de reabastecimento mais modernas podem reduzir o tempo de reabastecer a alguns dias e permitir o reabastecimento para ocorrer em uma periodicidade mais curta.

Ao controle

Em PWRs alimentação do reactor pode ser visto como a seguir vapor (turbina) demanda devido ao feedback reactividade da mudança de temperatura causada pelo fluxo de vapor aumentada ou diminuída. (Ver: coeficiente de temperatura negativo .) De boro e de controlo hastes são usados para manter a temperatura do sistema principal no ponto desejado. A fim de diminuir a potência, o operador controla o fluxo de válvulas de admissão da turbina fechados. Isso resultaria em menos vapor a ser tirada dos geradores de vapor. Isto resulta no circuito primário aumentando em temperatura. A temperatura mais elevada faz com que a densidade da água do líquido de refrigeração primário reactor para diminuir, o que permite velocidades de neutrões mais altos, assim, menos de fissão e diminuição da potência de saída. Esta diminuição do poder acabará por resultar na temperatura do sistema primário de retornar ao seu valor de estado estacionário anterior. O operador pode controlar o estado de equilíbrio de temperatura de operação por adição de ácido bórico e / ou o movimento das hastes de controlo.

ajuste reactividade para manter a potência de 100%, como o combustível é queimado na maioria dos PWRs comerciais é normalmente conseguido através da variação da concentração de ácido bórico dissolvido no líquido de arrefecimento do reactor principal. Boro prontamente absorve neutrões e aumentando ou diminuindo a sua concentração no fluido de refrigeração vai, portanto, afectar a actividade de neutrões correspondente. Um sistema de controlo de todo envolvendo bombas de alta pressão (geralmente chamado o carregamento e sistema de descida) é necessária para remover a água do circuito primário de alta pressão e re-injectar a água de volta com diferentes concentrações de ácido bórico. As barras de controlo do reactor, inserido através da cabeça do recipiente do reactor directamente para os feixes de combustível, são movidos pelas seguintes razões: a iniciar-se o reactor, para desligar as reacções nucleares primárias no reactor, para acomodar transitórios de curta duração, tais como alterações para carregar na turbina,

As barras de controlo também pode ser utilizado para compensar veneno nuclear inventário e para compensar combustível nuclear esgotamento. No entanto, estes efeitos são mais geralmente acomodados pela alteração da concentração de ácido bórico de arrefecimento primário.

Em contraste, RBC não têm de boro no líquido de arrefecimento do reactor e controlar a alimentação do reactor, ajustando o caudal de fluido de refrigeração.

vantagens

reactores PWR são muito estável devido à sua tendência para uma menor produção de energia com o aumento das temperaturas; isso faz com que o reactor mais fácil de operar do ponto de vista da estabilidade.

PWR circuito ciclo de turbina é separado do circuito primário, de modo que a água no circuito secundário não é contaminado por materiais radioactivos.

PWRs pode passivamente scram o reactor em caso que o poder externo é perdido para parar imediatamente a reação nuclear primário. As hastes de controle são detidos por eletroímãs e queda pela gravidade quando a corrente está perdido; inserção total fecha com segurança para baixo a reação nuclear primário.

tecnologia PWR é favorecido por nações que procuram desenvolver uma marinha nuclear; os reatores compactos encaixam bem em submarinos nucleares e outros navios nucleares.

desvantagens

A água de arrefecimento deve ser altamente pressurizado para permanecer líquido a altas temperaturas. Isto requer tubagem de alta resistência e de um recipiente de pressão forte e, portanto, aumenta os custos de construção. A maior pressão pode aumentar as consequências de um acidente de perda de refrigerante . A pressão do reactor é fabricado a partir de aço fundido, mas, como a planta é operado, o fluxo de neutrões a partir do reactor de aço faz com que este se torne menos dúctil. Eventualmente, a ductilidade do aço irá atingir limites determinados pelas normas de caldeiras e vasos de pressão aplicáveis, e o recipiente de pressão tem de ser reparado ou substituído. Isto pode não ser prático ou econômico, e assim determina a vida da planta.

Também são necessários componentes adicionais de alta pressão tais como bombas de arrefecimento do reactor, pressurizador, geradores de vapor, etc. Isso também aumenta o custo de capital e da complexidade de uma usina PWR.

O líquido de arrefecimento de água a alta temperatura com ácido bórico dissolvido em é corrosivo para o aço de carbono (mas não de aço inoxidável ); isso pode causar corrosão produtos radioactivos para circular no circuito refrigerante primário. Isto não só limita a vida útil do reactor, mas os sistemas que filtram os produtos de corrosão e ajustar a concentração de ácido bórico adicionar significativamente para o custo global do reactor e a exposição à radiação. Em um exemplo, isto resultou na corrosão severa para controlar mecanismos de accionamento da haste quando a solução de ácido bórico vazado através da vedação entre o mecanismo em si e o sistema primário.

urânio natural é apenas 0,7% de urânio-235, o isótopo necessário para reactores térmicos. Isso torna necessário para enriquecer o combustível de urânio, o que aumenta significativamente os custos de produção de combustível.

Porque a água atua como um moderador de nêutrons, não é possível construir um reactor de neutrões rápidos com um design PWR. Um reactor de água moderação reduzida pode, contudo, conseguir um rácio de reprodução maior do que a unidade, embora esta concepção do reactor tem desvantagens próprias.

Veja também

projetos de próxima geração

Notas

Referências

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  • Glasstone, Samuel; Sesonkse, Alexander (1994). Engenharia Nuclear Reactor . Chapman and Hall. ISBN  978-0412985218 .
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  • Tong, LS (1988). Princípios de Design de melhoria para reactores a água natural . Hemisfério. ISBN  978-0891164166 .

links externos

feijões