Reaktor wodny wrzący (BWR)
Amerykański ośrodek badawczy INEEL w Idaho Falls od 1949 roku zajmował się badaniem prototypowych jądrowych reaktorów energetycznych. Kiedy w 1953 roku opracowano model reaktora BWR (Boiling Water Reactor – Reaktor Wodny Wrzący) przeprowadzono szereg badań i testów mających na celu sprawdzenie, czy czynnik przechodzący przez rdzeń reaktora nie powoduje niestabilności. Czynnikiem tym jest woda, która przechodząc przez rdzeń reaktora bezpośrednio w nim ulega odparowaniu. Setki wykonanych prób, również z niekontrolowanym wzrostem mocy reaktora, zostały przeprowadzone z pozytywnym skutkiem. Już w 1955 roku reaktor tego typu zasilił w energię elektryczną liczące 1200 mieszkańców miasteczko Arco i rozwój tej technologii nabrał rozpędu.
Jak działa elektrownia z reaktorem wodnym wrzącym?
Elektrownię jądrową z reaktorem wodnym wrzącym przedstawia rysunek.
Zasadnicza budowa reaktora z wrzącą wodą nie jest skomplikowana: pręty paliwowe oddają ciepło bezpośrednio do wody, która wzdłuż nich przepływa. Wskutek tego woda zaczyna wrzeć – stąd bierze się nazwa reaktora. Powstająca w ten sposób para jest odprowadzana prosto do turbiny, stamtąd trafia do kondensatora (skraplacza pary), który ponownie ochładza ją do stanu ciekłego. A stąd woda trafia znów do reaktora.
Cechy charakterystyczne
Ciśnienie robocze w reaktorze z wrzącą wodą jest stosunkowo niskie i wynosi 70 barów ~69 atm. Dlatego też zbiornik ciśnieniowy musi być zaprojektowany jedynie na 90 barów ~89 atm. – wliczając w to „naddatek” ze względów bezpieczeństwa. Poza tym obieg wody zachodzi tylko pomiędzy turbiną i reaktorem.
Woda pracuje w reaktorze jako moderator (spowalniacz). Para ma mniejszą gęstość od wody, stąd też przy wzroście temperatury zmniejszają się jej właściwości spowalniające: im gorętszy staje się reaktor, tym bardziej sam się wyhamowuje, co stanowi korzystną właściwość zapewniającą bezpieczeństwo.
Woda w reaktorze zawiera substancje promieniotwórcze w postaci aktywnych produktów korozji materiału prętów paliwowych oraz krótkożyciowych izotopów tlenu, powstałych w reakcjach wychwytu neutronów. Wskutek separacji pary i wody zostają one jednak w większości zatrzymane w zbiorniku ciśnieniowym reaktora. Substancje promieniotwórcze w formie gazowej, które jednak para porywa ze sobą, odsysa się w kondensatorze i w ten sposób usuwa z obiegu chłodzącego. Stąd też maszynownia i turbina także są osłonięte i zabezpieczone przed wydostawaniem się substancji promieniotwórczych. Stosowane są również systemy zabezpieczające, które w razie awarii natychmiast odcinają dopływ pary do maszynowni.
Reaktor BWR – szczegóły
Charakterystyczną cechą reaktorów BWR jest posiadanie jednego obiegu w cyklu termodynamicznym, zwanym często obiegiem bezpośrednim. W porównaniu do reaktora PWR cały układ elektrowni ulega znacznemu uproszczeniu: wytwornica pary nie jest konieczna z uwagi na wspomniany powyżej jeden obieg, tak samo jak stabilizator ciśnienia, a jego zbędność w tym reaktorze spowodowana jest pożądaną obecnością pary wodnej jako ściśliwego medium o dużej objętości. Zbyteczne są również pompy cyrkulacyjne o dużych wydatkach, gdyż układ pracuje przy ciśnieniach o połowę niższych niż chłodziwo w reaktorze PWR. W rezultacie ściany całego zbiornika mogą być znacznie cieńsze, a produkcja samego zbiornika jest łatwiejsza, co ma wpływ na jego koszt. Moc z rdzenia odbierana jest znacznie bardziej efektywnie, gdyż doprowadza się do wrzenia wodę chłodzącą.
Obieg chłodziwa wewnątrz reaktora zrealizowany jest najczęściej za pomocą dwóch pomp recyrkulacyjnych i kilkunastu strumienicowych umieszczonych na obwodzie rdzenia. Pozwala to na zmniejszenie ilości przepompowywanej wody przez rdzeń, zmniejszając tym samym potrzeby zużycia energii elektrycznej elektrowni na potrzeby własne. Woda przepływająca przez rdzeń tylko częściowo odparowuje. Mieszanina parowo–wodna opuszczając górę rdzenia, przechodzi przez dwa stopnie separatora wilgoci (separator pary i osuszacz pary), gdzie jest pozbawiana cząsteczek wody zanim trafi do części obiegu, w którym para kierowana jest do turbiny.
Na wyjściu ze zbiornika reaktora uzyskuje się parę nasyconą o stosunkowo niskich parametrach, tj. temperaturze ok. 280 oC, ciśnieniu ok. 7 MPa i wilgotności ok. 0,3%. Znaczącym minusem reaktora tego typu jest fakt posiadania właśnie obiegu bezpośredniego – wpływa to na skażenie wszystkich urządzeń biorących udział w cyrkulacji czynnika roboczego, utrudnia to ich eksploatację i remonty. W reaktorze BWR przez rdzeń przepływa mniej wody niż w reaktorze PWR o takiej samej mocy cieplnej z uwagi na wyżej wspomniane utajone ciepło parowania. Zbiorniki tych reaktorów są z reguły większe niż reaktorów PWR tych samych mocy czego przyczyną jest mniejsza gęstość mocy w rdzeniu. Mniejsza gęstość mocy powoduje, że trzeba zastosować więcej paliwa jądrowego niż w przypadku reaktora PWR, jednak może ono przebywać w reaktorze dłużej, osiągając porównywalny poziom wypalenia z paliwem z reaktora PWR. Czas przeładunku też jest zwykle krótszy, co ma wpływ na czas obniżenia mocy dyspozycyjnej w systemie elektroenergetycznym spowodowanej odłączeniem elektrowni jądrowej z reaktorem tego typu od sieci.
Moc reaktora BWR można regulować zarówno poprzez pręty regulacyjne, jak i za pomocą pomp cyrkulacyjnych, zmieniając ilość przepływającej wody, w zależności od zmian występujących w systemie elektroenergetycznym. Analogicznie jak w reaktorach PWR uzyskiwana jest duża powierzchnia wymiany ciepła, rzędu 6000 m2, dzięki dużej ilości prętów paliwowych o niewielkiej średnicy i dużej długości. Rdzeń reaktora stanowi od 500 do 800 zestawów paliwowych, z których każdy zawiera 90-100 elementów paliwowych, co daje ok. 140 t paliwa jądrowego. W reaktorze BWR zespoły prętów paliwowych, inaczej niż w reaktorze PWR, umieszczane są w kasetach wykonanych ze stopu cyrkonu. Kasety są otwarte od góry i od dołu i tworzą kanał kierujący przepływ chłodziwa wzdłuż zespołu prętów paliwowych. Zabezpieczają także pręty podczas przeładunku. W reaktorze BWR kasety tworzą moduły składające się z 4 kaset umieszczonych między ramionami pręta regulacyjnego, wprowadzanego od dołu.
Reaktory te charakteryzuje również szczelna obudowa bezpieczeństwa, która została tak zaprojektowana, aby wytrzymać awarię rozerwania rurociągu wody zasilającej lub rurociągu parowego. Systemy bezpieczeństwa w razie awarii wtryskują wodę, aby chłodzić pręty paliwowe i odbierać z nich ciepło. Ciśnienie w obudowie jest zmniejszane poprzez skraplanie pary wodnej. Zastosowano również dodatkowy system chłodzący w postaci komór natryskowych otaczających zbiornik reaktora.
W skrócie
- Drugim rodzajem reaktorów z lekką wodą jest reaktor z wrzącą wodą.
- Ciśnienie w zbiorniku reaktora to połowa ciśnienia w reaktorze PWR;
- Paliwo jest podobne do paliwa reaktora PWR;
- Zaletą reaktora z wrzącą wodą jest stosunkowo prosta konstrukcja.
- Wada → zanieczyszczone substancjami radioaktywnymi turbiny, skraplacze i inne części układu parowego;
- Całkowite koszty inwestycji i koszty operacyjne są porównywalne z kosztami reaktora PWR.