?

Log in

Previous Entry | Next Entry

Кипящие конкуренты

Если вы взгляните на мировую ядерную энергетику - 438 работающих реактора с точки зрения расклада по типам, то увидите, что у классических реакторов с водой под давлением (PWR) существует заметный конкурет (90 штук против 260 PWR) — кипящие водяные реакторы или BWR


\
Корпус реактора ABWR размером 7х22 метра и тепловой мощностью в 4 гигаватта.

Кипящие водяные реакторы, как следует из названия, отличаются от самых массовых реакторов под давлением тем, что охлаждающая их вода начинает кипеть в активной зоне, пар сепарируется и идет прямо на турбину. Таким образом, система с BWR избавляется от сложных и дорогих парогенераторов. Последние в случае реакторов под давлением нужны для того, что бы отнимать тепло у циркулирующей через активную зону воды и испарять этим теплом другую воду - второго контура. Парогенераторы стоят не сильно дешевле, чем сам атомный реактор, устроены не то что бы кардинально проще, а кроме того, циркуляционные трубопроводы между реактором и парогенераторами - предмет особого контроля, ведь их разрыв может привести к катастрофическим последствиям. Есть и еще несколько важных преимуществ, которые я разберу ниже.

Схема устройства кипящего реактора


И реактора с водой под давлением.

Таким образом кипящие BWR - это попытка сделать ядерную энергетику проще и дешевле. Почему же бал правят PWR? Для ответа придется углубится в историю вопроса.


Модель реактора BWR/3 в полный размер.

Вода в водяных реакторах работает не только теплоотводом, но и замедлителем нейтронов. Из-за этого реактор, в котором возможно кипение воды в активной зоне оказывается очень чувствительным к расходу теплоносителя и сложным в управлении. Появляются запрещенные режимы по расходу теплоносителя через заданную зону, сложнее становится запуск и останов, вероятнее авария. Тем не менее несколько уничтоженных лабораторных реакторов позволили нащупать правильный путь, и в середине 50х известная компания General Electric в пику своим конкурентам Westinghouse и Combustion Engineering предложила рынку первый BWR.


Первый коммерческий BWR - АЭС Dresden-1 (в США, а не в Германии, как можно бы подумать).


Вся электростанция расположена в в шаровом контейменте.


Лично меня завораживает этот стиль.

В период бурного развития атомной энергетики в 60х - 80х, BWR-реакторы активно распространяются сначала по США, затем в Японии и Европе. GE активно развивает линейку, появляются дизайны и от шведской ASEA, немецкой KWU, японской Toshiba.


Разрез стандартного гигаваттника 70х-80х.

В итоге дизайн кипящих реакторов стабилизируется в следующем виде: в большом сосуде размещается активная зона (№15 на картинке выше) с плотностью энерговыделения примерно вдвое меньше, чем в реакторах с водой под давлением. Давление в корпусе поддерживается в районе 70-80 атмосфер, и при ~285 C вода начинает подкипать. Паросодержание в активной зоне составляет 10-15%, далее пароводяная смесь выносится вверх в сепаратор (6), где вода возвращается в АЗ, а пар поступает в осушитель (3) (избавляющий от последних капелек воды) и далее в паропровод на турбину. Циркуляция воды через АЗ поддерживается двумя внешними петлями(18,19) с электронасосами, которые нагнетают воду в расположенные внутри корпуса реактора струйные сопла. В силу расположения вверху корпуса пароводяных сепарирующих устройств управляющие элементы вводятся в АЗ снизу (22), и в отличии от PWR они представляют собой не стержни, ходящие внутри специальных каналов в тепловыделяющих сборках, а крестоподобные конструкции, перемещающиеся в зазорах между квадратными ТВС.

Сами ТВС схожи с такими у реакторов с водой под давлением, только в силу меньшего удельного энерговыделения и необходимости использовать более толстые оболочки они имеют увеличенные в диаметре твэлы в меньшем количестве (64 или 81 твэл в ТВС против ~280 у PWR).


BWR электростанция в подробностях. Сильнокликабельно.

Преимущества BWR


  • Первый контур реактора работает при давлении 70 атмосфер против 160 у реакторов под давлением.


  • Меньшие строительные объемы на мегаватт мощности.


  • Меньшие рабочие температуры, в т.ч. в твэлах.


  • Отсутсвие парогенераторов, компенсаторов давления и даже главных циркуляционных насосов (в ESBWR)


  • Меньшее количество трубопроводов большого диаметра под большим давлением и ассоциированным с этим риском потери теплоносителя.


  • BWR не использует борную кислоту в режиме на мощности для регулирования реактивности.


  • За счет отказа от поглощения нейтронов в боре, и чуть более слабого замедления нейтронов (из-за пара), наработка плутония в таком реакторе будет выше, чем в ВВЭР и доля использованного U238 тоже выше.


Минусы BWR


  • Заметно более сложное управление, наличие запрещенных режимов в плокости мощность/расход теплоносителя, необходимость бОльшего количества датчиков обратной связи.


  • Нужен корпус реактора в ~2 раза бОльший по объему, чем у ВВЭР сравнимой мощности. Не смотря на то, что расчитан он на меньшее давление, он сложнее в изготовлении и транспортировке.


  • Загрязнение турбины продуктами активации воды - короткоживущим N-17 и следами трития. Это довольно сильно усложняет регламентные работы. Кроме того, необходимо ставить ловушки для извлечения из паровых петель радиоактивных продуктов корозии.


  • Усложнение системы аварийного ввода поглощающих стержней - поскольку они вводятся вниз, то пассивная система уже не просто электромагнитные защелки и пружины, а аккумуляторы давления.


  • Кавитационная корозия и радиолиз в твэлах с выносом радиактивности в турбину и конденсатор, а так же с выносом водорода и кислорода из АЗ (реальные случаи взрывов гремучего газа с повреждением системы на АЭС Хамаока-1 и АЭС Брунсбютель).


  • Нижнее расположение СУЗ, с соотвествующими сложностями по коррозии, доступу для обслуживания, механизмам аварийного введения.


Эволюционное развитие BWR в 70х-80х было направленно на упрощение конструкции, ускорение строительство - в целом на получение экономических преимуществ. Если посмотреть на сегодняшний расклад по удельным затратам на строительство, по срокам строительства, то можно увидеть значительное преимущество самого молодого реактора линейки ESBWR над PWR конкурентами.

Кстати, сроки строительства ABWR реально выдерживались в 40 месяцев, а у PWR нигде не были меньше 55 месяцев.

Однако, в 80х, особенно после аварии на Чернобыльской АЭС ужесточающиеся требования по возможностям удержания радиоактивных продуктов внутри корпуса реактора или хотя бы конфаймента (т.е. герметичного здания реактора) входят в противоречие с простотой “реактора-трубы”. Любой разрыв твэла приводит к разносу продуктов деления по всему контуру, которые оседают в турбине и конденсаторе. Атомнадзоры многих стран начинают смотреть на эту простоту всю хуже и хуже. В 90х от проектов кипящих реакторов отказываются немцы и шведы, и на рынке остаются основатели линии GE и японцы Toshiba и Hitachi. Остальные страны, умеющие проектировать и строить атомные реакторы выбирают PWR, в том числе Китай - бенефециар большинства новых атомных строек 21 века.


Намозоливший глаза разрез здания первого блока АЭС Фукусима. Картинка из GE'шных мануалов.

11 марта 2011 года смертоносный удар технологии кипящий реакторов наносит авария на АЭС Фукусима, где сразу 3 BWR оставшись без охлаждения получают проплавление АЗ и разрушение корпуса реактора  и конфаймента в результате взрывов водорода. Несмотря на то, что кипящая природа этих реакторов имеет мало отношения к причинам произошедшего (старые PWR вряд ли повели бы себя лучше), на фоне общего падения интереса к строительству АЭС перспективы новых строек BWR обнулились.


ESBWR - полуторагигаваттный реактор без насосов и с рекорно-пассивными системами безопасности.

Тем не менее, 15 мая этого года NRC (атомный надзор США) выдал лицензию на строительство первого блока с реактором ESBWR. Хотя, само строительство пока никто начинать не собирается, эта лицензия - признание безопасности нового дизайна в линейке BWR. В следующей статье я расскажу про этот замечательный реактор, который может стать как великолепным надгробным камнем для всех кипящих, так и кардинальным разворотом в этой истории.

Comments

( 27 comments — Leave a comment )
plaksiva9tr9pka
May. 31st, 2015 05:55 pm (UTC)
Действительно, попроще. Насколько они менее безопасны чем PWR? А есть численные оценки вероятности аварий с радиационным заражением?
tnenergy
May. 31st, 2015 06:09 pm (UTC)
Есть расчетная частота повреждения активной зоны - для первого поколения примерно 10^-5 реакторолет на одно событие, дальше вплоть до 10^-7 реакторолет для ESBWR. Как понятно 3 сплавленных АЗ в Фукусиме немножко противоречат теории (можно считать, что все BWR наработали ~3000 реакторолет).

Edited at 2015-05-31 06:10 pm (UTC)
Константин Русаков
May. 31st, 2015 08:27 pm (UTC)
А как в расчете надежности учтено гениальное расположение фукусимы?
tnenergy
May. 31st, 2015 08:40 pm (UTC)
Думаю, расчетчики вероятностей аварии закладывались на более адеквадных проектировщиков станции и персонал. Собственно, все "постфукусимские" пересчеты рисков и связаны с инъекцией реальности в теорию.
Михаил Николаев
Jul. 19th, 2015 12:06 am (UTC)
Цифры что вы привели это требования МАГАТЭ для соответствующих аварий относительно всех коммерческих реакторов. Сколько там реально посчитано для каждого реактора - надо смотреть :) А так, формально _численно_ - все работающие на данный момент равны по безопасности, все они имеют вероятности меньше названных, иначе их никто не разрешил бы строить; и вопрос не имеет смысла :)

Вот вклад отдельного типа аварий (аварии с потерей теплоносителя, с потерей электропитания, реактивностные и тд) в эти 10^-7 или 10^-5 - это вопрос который есть смысл рассматривать. И проанализировать какие именно события составляют максимальную долю, и чем они опасны. У меня где то были сравнительные цифры для БНов и ВВЭРов, но сейчас нет доступа к этой литературе.

Edited at 2015-07-19 12:07 am (UTC)
tnenergy
Jul. 19th, 2015 07:36 am (UTC)
Тут интересны именно тонкости ВАБ для кипящих по сравнению с ВВЭР. Я вот пытаюсь найти эту тему, что бы понять, смысл изменений систем безопасности ESBWR, но что-то не ловится.
predeli_rosta
Jun. 2nd, 2015 12:39 am (UTC)
К слову
Есть серьезные шансы на строительство ESBWR в Индии. Как и во Вьетнаме. Плюс в настоящее время в Литве проект АЭС таки на базе ABWR рассматривается. Хотя реальный шанс на строительство это Индия и Вьетнам.

Edited at 2015-06-02 12:45 am (UTC)
tnenergy
Jun. 2nd, 2015 07:34 am (UTC)
Re: К слову
Да и Fermi 3 в США имеет ненулевые шансы. Но это все шансы - реальное строительство нигде не идет, хотя по формальным признакам должны хватать, как горячие пирожки.
predeli_rosta
Jun. 4th, 2015 02:53 am (UTC)
Re: К слову
Ну тут такая тема. На площадке Каввада в Индии новостей нет, но стройки пару недель какие-то поехали на площадку идущие. Пишут что именно подготовительные работы к строительству пошли. На нее ESBWR планировались. Вьетнам тоже - площадка японцам выделена ведь. Недавно в Ханое как раз ESBWR обсуждали как вариант для строительства.

Мне как раз японские "кипятильники" 3 и 3+ поколения нравятся. На месте многих бедных на энергетические мощности стран я бы всерьез к ним присматривался и строил. Тем более с учетом единичной мощности ESBWR...
tnenergy
Jun. 4th, 2015 07:53 am (UTC)
Re: К слову
С Индией есть нерешенная проблема законодательства, которая перекладывает всю финансовую ответственность за аварию на изготовителей оборудования. Из-за этого там уже 3 года все новые стройки АЭС в замороженном состоянии. Не знаю, может GE Hitachi удалось договорится?

>Мне как раз японские "кипятильники" 3 и 3+ поколения нравятся. На месте многих бедных на энергетические мощности стран я бы всерьез к ним присматривался и строил. Тем более с учетом единичной мощности ESBWR...

По моей статье видно, наверное, что мне тоже нравятся. Но экологические минусы видимо перевешивают. Есть еще такой аспект, что бедные (или хитрые) страны с удовольствием обращаются к Росатому, который строит в кредит, ну или к китайцам, которые тоже могут в кредит и еще кучу ништяков принести.
predeli_rosta
Jun. 4th, 2015 10:26 am (UTC)
Re: К слову
Ну суета на площадке точно есть. насчет же законов индийских - там вроде как разбираются с правом, ибо индийцы пока сами еще не поняли что приняли, но вроде как процесс идет....
sambatis
Jun. 6th, 2015 09:59 pm (UTC)
Тут из заднего ряда интересуются ....
....схему Грэнд Галфа можно выложить в большем разрешении, ато мелкий шрифт нечитабельный ?
tnenergy
Jun. 6th, 2015 11:06 pm (UTC)
Re: Тут из заднего ряда интересуются ....
Можно взять вот здесь
archibaldfigly
Jun. 8th, 2015 01:10 pm (UTC)
У кипящих реакторов
есть еще один большой минус - они плохо поддаются расчетам. В первую очередь, причина тому в плохом знании теплофизических параметров активной зоны - температуры и плотности воды в объеме активной зоны, столь же подробно и надежно, как в PWR. А это сразу принципиально усложняет обоснование безопасности работы АЭС.

Методика расчетов BWR потому есть тайна за семью печатями. Ни одна фирма, сопровождающая BWR, не поделится этой тайной.
the_lb
Jun. 13th, 2015 01:56 pm (UTC)
С учетом низких параметров пара - а есть характеристики кпд у кипящих и под давлением?
tnenergy
Jun. 13th, 2015 02:14 pm (UTC)
Они даже в тексте есть - у обоих типов примерно 31-33%
the_lb
Jun. 13th, 2015 02:29 pm (UTC)
хотя да, вода-то на выходе из ВВЭР может и 320 градусов, а вот пар на выходе из ПГ только 280.
tnenergy
Jun. 13th, 2015 04:06 pm (UTC)
Да, именно так. Я тоже сначала удивился.
the_lb
Jun. 13th, 2015 05:46 pm (UTC)
даешь жидкометаллический теплоноситель!
Михаил Николаев
Jul. 19th, 2015 12:09 am (UTC)
По последним инсайдерским данным © французы разрабатывают и хотят строить двухконтурный натрий-натрий БР с кипящим натрием во втором контуре, вот как :) Подробной информации нет.
tnenergy
Jul. 19th, 2015 07:35 am (UTC)
Температура кипения натрия - 883 С, сразу возникает вопрос, из чего у низ будут оболочки твэлов. ASTRID смотрится гораздо более традиционным. чем такая жесть.

Edited at 2015-07-19 08:52 am (UTC)
zloradskij
Aug. 16th, 2015 09:22 pm (UTC)
а когда напишете про ESBWR ?
tnenergy
Aug. 16th, 2015 09:25 pm (UTC)
Да у меня лежит написанная на половину статья про него, но как-то совсем скучновато выходит. Хочу разбавить японскими проектами кипятильников со спектральным регулированием, но как-то не очень получается.
talgaton
Oct. 18th, 2015 10:30 pm (UTC)
назвать ядерный реактор "кипятильником" можно только с высоты ИТЭР :)
Alexander Grinko
Jun. 21st, 2016 09:37 am (UTC)
BWR/3
А где этот макет реактора BWR/3 стоит?
tnenergy
Jun. 21st, 2016 05:03 pm (UTC)
Re: BWR/3
Где-то в Японии.
Alexander Grinko
Jun. 22nd, 2016 05:27 am (UTC)
спасибо! будем искать :)
( 27 comments — Leave a comment )

Profile

tnenergy
Ядерная энергия

Latest Month

February 2017
S M T W T F S
   1234
567891011
12131415161718
19202122232425
262728    
Powered by LiveJournal.com