Поиск

Полнотекстовый поиск:
Где искать:
везде
только в названии
только в тексте
Выводить:
описание
слова в тексте
только заголовок

Рекомендуем ознакомиться

Физика->Курсовая работа
Метод расчёта - используется сетевой метод расчета В основе метода лежит способ постепенного упрощения структуры системы путем суммирования влияния от...полностью>>
Физика->Курсовая работа
Основные направления экономического и социального развития предусматривают интенсивное развитие автоматизации и роботизации всего народного хозяйства ...полностью>>
Физика->Дипломная работа
Теплові електростанції України становлять основу електроенергетики України Споруджені в 60 - 80 рр ТЕС мають 99 конденсаційних енергоблоків потужністю...полностью>>
Физика->Контрольная работа
Плоская электромагнитная волна, поляризованная в плоскости YoZ, распространяется вдоль оси Z в неограниченной среде с параметрами , и Амплитудное знач...полностью>>

Главная > Реферат >Физика

Сохрани ссылку в одной из сетей:

Реферат

Кипящий ядерный реактор

Томский Государственный университет

Физико-математический факультет

Гр. З9Т

Выполнил Гурьев И.В.______________

Проверил Сорокин В.И._____________

Содержание:

  • 1 Описание

    • 1.1 Сравнение с другими реакторами

    • 1.2 Feedwater

    • 1.3 Системы управления

    • 1.4 Запуск («идущ критически»)

    • 1.5 Система защиты SCRAM реактора

    • 1.6 Термально допустимые пределы

    • 1.7 Турбины пара

    • 1.8 Безопасность

    • 1.9 Размер

  • 2 Преимущества

  • 3 Недостатки

  • 4 Перечень BWRs

    • 4.1 США. Коммерчески атомные электростанции кипящего реактора

    • 4.2 Другое коммерчески BWRs

    • 4.3 Экспериментально и другое BWRs

    • 4.4 Next-generation конструкции

Описание

BWR характеризует двухфазовой жидкой подачей (вода и пар) в верхнюю часть сердечника реактора. Светлая вода (т.е., общее distilled water) будет рабочей жидкостью используемой для того чтобы дирижировать жару далеко от ядерного топлива. Вода вокруг элементов топлива также «термализует» нейтроны, т.е., уменьшает их кинетическую энергию, которая обязательно для того чтобы улучшить вероятность расщепления fissile топлива. Fissile материал топлива, such as изотопы U-235 и Pu-239, имеет большие профили захвата для термально нейтронов.

Сравнение с другими реакторами

Светлая вода будет обычной водой. В сравнении, некоторая другая water-cooled польза типов реактора тяжелая вода, such as сделанное канадское CANDU серия реактора. В тяжелой воде, изотоп дейтерия водопода заменяет ть общие атомы водопода в молекулах воды (d2O вместо h2O, молекулярный вес 20 вместо 18).

Реактор надутой воды (PWR) был первым типом реактора light-water начатым из-за своего применения к submarine движению вперед. Вольнонаемная мотивировка для BWR уменьшает цены для прикладных программ через компоненты упрощения конструкции и более низка давления. Не будут военноморских реакторов типа BWR. Описание BWRs ниже описывает вольнонаемные заводы реактора в такая же вода использовала для реактора охлаждая также использована в Цикл Rankine генераторы турбины.

In contrast to реакторы надутой воды то использует первичное и вторичная петля, в вольнонаемном BWRs пар идя к турбине которая приводит электрический генератор в действие произведена в сердечник реактора rather than внутри генераторы пара или обменники жары. Справедливо одиночная цепь в civilian BWR в вода на более низком давлении (атмосферном давлении около 75 времен) сравненном к PWR TAK, CTO она закипит в сердечнике на около 285°C. Реактор конструирован для того чтобы работать при пар состоя из 12-15% массы двухфазовой подачи хладоагента (качества выхода) в верхнюю часть сердечника, resulting in меньше умеренность, более низкая нейтрон эффективность и понижает плотность мощности чем в нижней части сердечника. В сравнении, не значительно кипеть позволенного в PWR из-за high pressure поддерживаемого в своей главным образом петле (атмосферном давлении около 158 времен).

Feedwater

Пар выходя от турбины пропускает в конденсаторы расположенные под турбинами низка давления где пар охлажен и возвращен к жидкостному положению (конденсатному). Конденсат после этого нагнетен до подогреватели feedwater повышают свою температуру использующ пар извлечения от различных этапов турбины. Feedwater от подогревателей feedwater входит в сосуд под давлением реактора (RPV) через сопла высоко на сосуде, значительно выше верхняя часть агрегатов ядерного топлива (эти агрегаты ядерного топлива образовывают «сердечник») но под уровнем воды.

Feedwater входит в в зону downcomer и совмещает при вода выходя сепараторы воды. Subcools feedwater насыщенная вода от сепараторов пара. Эта вода теперь пропускает вниз с зоны downcomer, которая отделена от сердечника высокорослым кожухом. Вода после этого идет до или насосы двигателя или внутренне насосы рециркуляции обеспечивают дополнительную нагнетая силу (гидровлическую головку). Вода теперь делает поворот 180 градусов и двигает вверх через более низкую плиту сердечника в ядерный сердечник где элементы топлива нагрюют воду. Вода выходя каналы топлива на верхний направляющий выступ около от 12 до 15% насыщенный пар (массой), типичная подача сердечника может быть 100E6 lb/hr с подачей пара 14.5E6 lb/hr. Однако, сердечник-средняя пустая часть будет значительно более высокой частью (~40%). Эти вид значений могут быть найдены в имеющихся технические данные каждого завода общественно, окончательном отчете о анализа безопасности, или пределы сердечника работая сообщают.

Топление от сердечника создает термально головку помогает насосам рециркуляции в рециркулировать воду внутри RPV. BWR можно конструировать без насосов рециркуляции и положиться вс на термально головке для того чтобы рециркулировать воду внутри RPV. Forced головка рециркуляции от насосов рециркуляции очень полезна в контрольныа полномочия, однако. Термально уровень силы легко поменян просто увеличивать или уменьшающ forced рециркуляцию flow

through насосы рециркуляции.

Двухфазовая жидкость (вода и пар) над сердечником входит в зоной рослости, которая будет верхняя зона, котор содержат внутри кожуха. Высота этой зоны может быть увеличена для того чтобы увеличить головку термально естественной рециркуляции нагнетая. Вверху рослость зоной будет сепаратор воды. Путем завихряться двухфазовая подача в сепараторы циклончика, пар отделен и поднимает вверх к сушильщику пара пока вода остает задней и пропускает горизонтально вне в зону downcomer. В зоне downcomer, оно совмещает с подачей feedwater и повторениями цикла.

Насыщенный пар поднимает над сепаратором высушен структурой сушильщика шеврона. Пар после этого выходит RPV через 4 главным образом линии пара и идет к турбине.

Системы управления

Сила реактора controlled через 2 метода: путем вводить или разделять штанги управления и путем изменять воду flow through сердечник реактора.

Располагать (разделяющ или вводящ) штанги управления будет нормальным методом для контрольныа полномочия начиная вверх по BWR. По мере того как штанги управления разделены, абсорбциа нейтрона уменьшает в материале управления и увеличивает в топливе, поэтому сила реактора увеличивает. По мере того как штанги управления введены, абсорбциа нейтрона увеличивает в материале управления и уменьшает в топливе, поэтому сила реактора уменьшает. Некоторое предыдущее BWRs и предложенные конструкции ESBWR (хозяйственного упрощанного BWR) используют только естественную циркуляцию при штанга управления располагая к контрольные полномочия от нул до 100% потому что они не имеют системы рециркуляции реактора.

Изменять (увеличивающ или уменьшающ) подачу воды через сердечник будет нормальным и удобным методом для контрольныа полномочия. Работая на so-called «линии 100% штанги,» сила может быть поменяна от приблизительно 70% к 100% rated силы путем изменять подачу системы рециркуляции реактора путем менять скорость насосов рециркуляции. По мере того как подача воды через сердечник увеличена, пузыри пара («свободные пространства») более быстро извлечутся от сердечника, количества жидкостной воды в увеличениях сердечника, увеличениях умеренности нейтрона, больше нейтронов замедлены быть поглощенным топливом, и увеличениями силы реактора. По мере того как подача воды через сердечник уменьшита, свободные пространства пара остают более длиной в сердечнике, количестве жидкостной воды в уменшениях сердечника, уменшениях умеренности нейтрона, немногие нейтроны замедлены быть поглощенным топливом, и уменшениями силы реактора.

Запуск («идущ критически»)

GE начал комплект правил в вызванных 70's помощью BPWS (накрененной последовательности разведения положения) той уменьшаю стоимость зазубрины и идти критически с асимметричными картинами.

Система защиты SCRAM реактора

В зависимости от уровня силы реактора (т.е. восходят или на силу) обстоятельства где все штанги управления автоматически введут, которые примут реактор к уровням силы жары спада в пределах 10 секунд. В виду того что ~ 0.6% нейтронов испущено от продукт распада («задержанных» нейтронов), которые будут born секундами/MINUTами после расщепления, все расщепление нельзя прекратить мгновенно. Автоматическое SCRAMs (SCRAM = немедленно ввод всех штаног управления) начато на:

  1. Низкий уровень воды реактора признаковой:

    1. потеря аварии хладоагента (т.е. ЛОКУСЫ)

    2. потеря правильного feedwater

    3. cEtc.

  2. Высокое давление drywell (главным образом сдерживания)

    1. indicative потери аварии хладоагента

  3. GLAVNое закрытие клапана изоляции пара (MSIV)

    1. indicative главным образом пролома линии пара

  4. Закрытие клапана стопа турбины или клапана управлением турбины

    1. если системы защиты турбины желают перестать допущение пара, то реактор SCRAM in anticipation of переходный процесс давления увеличил бы реактивность (свободные пространства сброса давления кипя)

    2. сброс нагрузки генератора также причинит закрытие клапанов турбины и реактора SCRAM

  5. Потеря силы Offsite

    1. во время нормальной деятельности, система защиты реактора (RPS) приведена в действие силой offsite

      1. потеря силы offsite раскрыла бы все релеих в RPS раскрыла бы причинять все сигналы SCRAM прийти внутри резервно

      2. также причинил MSIV закрыть в виду того что RPS failsafe; завод принимает главным образом пролом пара сопадающий с потерей силы offsite

Термально допустимые пределы

Отслежены 3 высчитали/измеренные количества пока работающ BWR, MFLCPR (максимальную часть ограничивая коэффициент критически силы), FLLHGR (часть ограничивая линейный тариф тепловыделения), APLHGR (средний плоскостной линейный тариф тепловыделения). Все 3 этих количеств необходимо держать меньш чем 1.0 во время нормальной деятельности; управленческое управление должны in place убедить некоторого допустимого предела к этим лицензированным пределам. Типичные имитации компьютера разделяют сердечник реактора в 24-25 осевых плоскостей; уместные количества (допустимые пределы, burnup, сила, пустая история) отслежены для каждого «узла» в сердечнике реактора (764 заправляют топливом узлы X 25 агрегатов/агрегат = 19100 узловых вычислений/количество). MFLCPR представляет как близко leading пачка топлива будет «сух-вне» или «отклонения от кипеть nucleate.» Кипеть перехода будет неустойчивая переходная зона где nucleate кипя клонит к кипеть пленки. Падением воды танцуя на горячий сковороды будет пример кипеть пленки. Во время пленки кипеть том изолируя пара отделяет нагретую поверхность от охлаждая жидкости; это причиняет температуру нагретой поверхности к увеличению drastically к еще раз достигает передачу тепла уравновешения с охлаждая жидкостью. In other words, пар semi-изолирует нагретые подъемы поверхностных и температуры поверхности для того чтобы позволить жару получить к охлаждая жидкости (через конвекцию и радиационную передачу тепла). MFLCPR проконтролировано с эпирической корреляцией сформулирована поставщиками топлива BWR (GE, Westinghouse, AREVA-NP). Поставщики имеют испытательные установки где они имитируют ядерную жару с сопротивляющим топлением и обусловливают экспериментально что условия хладоагента пропускают, сила агрегата топлива, и давление реактор будет внутри из зоны кипеть перехода для определенной конструкции топлива. In essence, поставщики делают модель из агрегата топлива но приводят ее в действие с сопротивляющими подогревателями. Эти mock агрегаты топлива положены в test stand куда частные значения приняты на специфически силы, подачи, давления. Оно очевидно что ядерное топливо смогло быть повреждено кипеть пленки; это причинило бы плакирование топлива перегреть и потерпеть неудачу. Экспериментально данные консервативно приложены к топливу BWR для того чтобы обеспечить что переход к пленке кипя не происходит во время нормальной или переходной деятельности. Типичный предел SLMCPR/MCPRSL (предела MCPR безопасности) лицензируя для сердечника BWR фундирован вычислением доказывает что 99.9% штаног топлива в сердечнике BWR не впишут переход к пленке кипя в случае самых плохих по возможности переходного процесса/scram завода предвидимые, что произошли. В виду того что BWR будет кипя водой, и пар не возвращает жару также, как вода, MFCLPR типично происходит вверху агрегат топлива, где том пара самыми высокими. FLLHGR (FLDRX, MFLPD) будет пределом на силе штанги топлива в сердечнике реактора. Для нового топлива, этот предел типично вокруг 13 Kw/foot штанги топлива. Этот предел обеспечивает что температура оси лепешек топлива в штангах не превысит точку плавления материала топлива (окиси урана/gadolinium) в случае самых плохих по возможности переходного процесса/scram завода предвидимые, что произошла. Для того чтобы проиллюстрировать реакцию LHGR в переходном процессе представьте быстро закрытие клапанов впускают пар к турбинам на полной мощи. Это причиняет немедленно cessation подачи пара и немедленно подъем в давлении BWR. Этот подъем в давления subcools эффективно хладоагент реактора мгновенно; свободные пространства (пар) рушатся в твердую воду. Когда свободные пространства рушатся в реакторе, реакция расщепления ободрена (более термально нейтроны); сила увеличивает drastically (120%) до тех пор пока она не прекратить автоматическим вводом штаног управления. Так, когда реактор изолирован от турбины быстро, давление в сосуде поднимает быстро, который рушится водяной пар, который причиняет отклонение силы которое прекращено системой защиты реактора. Если штырь топлива работал на 13.0 Kw/foot до переходного процесса, то пустой сброс давления причинил бы свою силу поднять. Предел FLLHGR должен in place обеспечить что самая высокая приведенная в действие штанга топлива не расплавит если своя сила быстро была увеличена после переходного процесса наддува. Abiding пределом LHGR исключает плавить топлива в переходном процессе наддува. APLHGR средним LHGR будет допустимым пределом связанным при топливо плавя во время ЛОКУСЫ (потерю аварии хладоагента - надавите повреждение границы). Завод BWR был конструирован с системами защиты обречени-дня обеспечат герметичность топлива реактора в случае массивнейшего разрыв трубопровода и быстро разгерметизации сосуда, который расчехлил бы топливо. Эти системы защиты имеют емкости они могут отрегулировать и необходимо что жара, котор хранят в агрегатах топлива в лбой момент overwhelm системы защиты. APLHGR проконтролировано для того чтобы обеспечить что реактор не управляется на уровне средняя мощность нанес бы поражение главным образом системам сдерживания. Когда сердечник [перезаряженного] a лицензирован для того чтобы работать, поставщик/licensee топлива имитируют переходные процессы с моделями компьютера. Их подход должен сымитировать переходные процессы наихудшего случая в положениях реактора самых уязвимых.

Турбины пара

Пар произвел в пропусках сердечника реактора через сепараторы пара и плиты сушильщика над сердечником и после этого сразу к турбине, которая будет частью цепи реактора. Потому что вода вокруг сердечника реактора всегда загрязнена с следами радионуклидов, турбину необходимо защищать во время нормальной деятельности, и радиологическое предохранение необходимо обеспечить во время обслуживания. Увеличенная цена отнесенная к деятельности и обслуживанию BWR клонит сбалансировать сбереженияа из-за более просто конструкции и большой термально эффективности BWR when compared with PWR. Большая часть из радиоактивности в воде очень недолговечна (главным образом N-16, с 7 вторых полувыведение), поэтому зала турбины смогите быть о скоро после того как реактор выключен.

Безопасность

Как реактор надутой воды, сердечник реактора BWR продолжается произвести жару от радиоактивного спада после расщепление реакции останавливали, делающ ядерный meltdown по возможности в случаеесли все системы безопасности терпели неудачу и сердечники не получает хладоагент. Также как реактор надутой воды, boiling-water реактор имеет недостаток пустой коэффициент, that is, термально выход уменьшает по мере того как пропорция пара к жидкостной воде увеличивает внутри реактора. Однако, не похоже на реактору надутой воды который не содержит никакой пар в сердечнике реактора, неожиданное увеличение в давлении пара BWR (причиненном, например, засорением подачи пара от реактора) приведет к в неожиданном уменшении в пропорции пара к жидкостной воде внутри реактора. Увеличенный коэффициент воды к пару ведет к увеличенному нейтрону умеренность, которая в свою очередь причинит увеличение в выходной мощности реактора. Из-за этого влияния в BWRs, работая компоненты и системы безопасности конструированы для того чтобы обеспечить что никакой credible, постулированный отказ не может причинить увеличение давления и силы которое превышает возможность систем безопасности к быстро выключению реактор прежде чем повреждение к топливу или к компонентам содержа хладоагент реактора может произойти.

В случае аварийной ситуации выводит все системы из строя безопасности, каждый реактор окружен a здание сдерживания конструировал расгерметизировать реактор от окружающей среды.

Размер

Самомоднейший агрегат топлива BWR состоит из от 74 до 100 штаног топлива, и up to приблизительно 800 агрегатов в сердечнике реактора, задерживая до приблизительно 140 тонн урана. Число агрегатов топлива в специфически реакторе основано на рассмотрении заданных выходной мощности реактора, размера сердечника реактора и плотности мощности реактора.

Вызывают в настоящее время поколение BWRs, in operation в японии, предварительными кипящими реакторами (ABWR).

Преимущества

  • Сосуд реактора и associated компоненты работают на существенн более низком давлении (атмосферном давлении около 75 времен) сравненном к PWR (атмосферному давлению около 158 времен).

  • Сосуд под давлением subject to значительно меньше облучение сравненное к PWR, и поэтому не становит как хрупко с временем.

  • Работает на более низкой температуре ядерного топлива.

  • Немногие компоненты из-за никаких генераторов пара и никакого сосуда pressurizer. (Более старое BWRs имеет внешние петли рециркуляции, но даже этот тубопровод исключен в самомоднейшем BWRs, such as ABWR.)

  • Более низкий риск (вероятность) повреждения причиняя потерю хладоагента сравненную к PWR, и более низкий риск строгой аварии ESLI такое повреждение происходит. Это из-за немногих труб, немногих труб большого диаметра, немногих сварок и никаких пробок генератора пара.

  • Измерять уровень воды в сосуде под давлением этим же как для нормального, так и для аварийных режимов, который приводит к в легкой и интуитивной оценке аварийных условий.

  • Смогите работать на более низких уровнях плотности мощности сердечника использующ естественную циркуляцию без forced подачи.

  • BWR может быть конструирован для того чтобы работать использующ только естественную циркуляцию TAK, CTO насосы рециркуляции будут исключены вс. (Новая конструкция ESBWR использует естественную циркуляцию.)

Недостатки

  • Сложные вычисления для управляя потребления ядерного топлива во время деятельности из-за «двухфазовой (вода и пар) жидкой подачи» в верхнюю часть сердечника. Это требует больше измерительного оборудования в сердечнике реактора. Рационализаторство компьютеров, однако, делает это более менее вопроса.

  • Гораздо большле сосуд под давлением чем для PWR подобной силы, с соответственно более высокой ценой. (Однако, общая цена уменьшена потому что самомоднейший BWR не имеет никакие GLAVNые генераторы пара и associated тубопровод.)

  • Загрязнение турбины недолговечными продуктами активации. Это намеревается что управление защищать и доступа вокруг турбины пара необходимо во время нормальных деятельностей из-за уровней радиации возникая от пара входя в сразу от сердечника реактора.

  • Штанги управления введены from below для в настоящее время конструкции BWR. 2 имеющихся гидровлических источника питания могут управлять штангами управления в сердечник для BWR под аварийными условиями. Будет преданный high pressure гидровлический аккумулятор и также давление внутри сосуда под давлением реактора имеющегося к каждой штанге управления. Или преданный аккумулятор (одно в штангу) или давление реактора способны полно вводить каждую штангу. Большинств другие типы реактора используют верхние штанги управлением входа задержаны в братом назад положении электромагнитами, причиняя их упасть в реактор силой тяжести если сила потеряна.


Загрузить файл

Похожие страницы:

  1. Ядерная энергетика (3)

    Реферат >> Экология
    ... кипящие реакторы, уран-графитовые с водяным теплоносителем, уран-графитовые с ядерным перегревом пара, реакторы ... ядерных реакторов. Например, в США основными являются водо-водяные реакторы под давлением и кипящие реакторы; в Канаде — тяжеловодный реактор ...
  2. Ядерная энергетика (2)

    Реферат >> Физика
    ... АЭС с водо-водяным реактором «кипящего» типа мощностью 50 МВт, реактор собран по одноконтурной ... и повреждения тепловыделяющих элементов. Устройство энергетических ядерных реакторов Энергетический ядерный реактор – это устройство, в котором осуществляется ...
  3. Атомная электростанция

    Реферат >> Физика
    ... — в эксплуатации находятся пять кипящих ядерных реакторов (BWR) и два продвинутых кипящих ядерных реакторов (ABWR), суммарная мощность которых ...
  4. Общая энергетика. Энергетические ресурсы земли и их использование

    Книга >> Промышленность, производство
    ... кипящим слоем, с естественной или принудительной циркуляцией и др. Принципиальная схема АЭС с ядерным реактором ... на переработку. 3.2.2. Ядерные реакторы 3.2.2.1. Принцип работы и классификация ядерных реакторов Энергетический ядерный реактор - это устройство ...
  5. Автоматизация энергоблока АЭС с ВВЭР-

    Дипломная работа >> Физика
    ... режима 1.2.3 Трубный пучок кипящего теплообменника 1.2.4 Пример для ... теплообменных установках — ПГ. В ядерных реакторах помимо теплофизических и физико-химических процессов ... для кипящих реакторов, так и для собственно ПГ. Для кипящих реакторов необходимо ...

Хочу больше похожих работ...

Generated in 0.0019121170043945