Tlakovým reaktorem (PWR zkratka), nazývaný také tlak v reaktoru voda nebo PWR tlakovodní reaktor v anglickém jazyce, je jaderný reaktor nejběžnější ve světě:Leden 2021, dvě třetiny ze 444 jaderných reaktorů provozovaných na světě jsou technologie PWR, stejně jako jaderné lodě a ponorky .
Tento reaktor se skládá ze tří obvodů, které mu umožňují využívat energii dodávanou štěpením atomů uranu obsažených v jeho „jaderném jádru“.
V primárním okruhu používají PWR vodu jako chladicí kapalinu a jako moderátor , který je klasifikuje do rodiny lehkovodních reaktorů . Tato primární voda - která chladí jádro reaktoru - se udržuje pod vysokým tlakem (kolem 150 bar ), aby zůstala v kapalné formě.
Vody ze sekundárního okruhu se odpařuje na úrovni parních generátorů - což není případ varné reaktory (BWR), kde je pouze jeden okruh.
56 francouzských generátorů je PWR. Jedná se o technologii amerického původu vyvinutou ve francouzském Westinghouse , která se do roku 1969 spoléhala na jinou technologii, UNGG . Ten byl opuštěn z důvodu ziskovosti a bezpečnosti po zahájení tavení jádra v jaderné elektrárně Saint-Laurent .
Jaderné palivo z PWR je slabě obohacený oxid uranu : podíl štěpného U-235 izotopu se pohybuje od 3 do 5%, v závislosti na zemi. Palivo je ve formě přibližně 272 malých pelet (v = 1,35 cm ) naskládaných a držených v zirkaloyových pláštích zvaných tyče (v = 3,75 m ), natlakovaných heliem. 264 palivových tyčí je uspořádáno ve formě sestav, jejichž mechanická pevnost je zajištěna mřížkami. V závislosti na modelech PWR je do nádoby reaktoru vloženo 120 až 250 sestav .
V primárním okruhu voda (nazývaná lehká voda , na rozdíl od těžké vody D 2 O) pod tlakem je odpovědný za zpětné získávání tepla produkovaného srdcem: je to tato teplonosná kapalina, která cirkuluje v sestavách mezi tyčemi, kde dochází k řetězové reakci. Produkty jaderné reakce ( štěpné a transuranové produkty ) jsou uzavřeny s oxidem uranu uvnitř pláště tyčí, aby se zabránilo jejich šíření a kontaminaci primárního okruhu.
Voda v primárním okruhu funguje také jako moderátor: má schopnost zpomalit nebo termalizovat neutrony za účelem štěpení .
Jako každý typ tepelného reaktoru (jaderný nebo plamenový) je PWR chlazen velkým tokem studené vody čerpané z řeky nebo moře, které tvoří studený zdroj termodynamického cyklu. Většina reaktorů chlazených z říční vody je vybavena chladicí věží určenou k odvádění tepla z terciárního chladicího okruhu turbínových kondenzátorů.
Reaktor na tlakovou vodu (PWR) je technologie zrozená ve Spojených státech, poprvé používaná k pohonu ponorek . První jaderné elektrárny využívající tento typ reaktoru byly navrženy ve Spojených státech společností Westinghouse .
První závody PWR v Evropě byly postaveny na základě licence Westinghouse Francouzi a západními Němci, než byl jejich design postupně francouzský.
Nejnovějším vývojem evropských PWR je EPR neboli evropský tlakový reaktor . Ten ve Westinghouse je reaktor AP1000 .
Rusové navrhli variantu reaktoru na chlazení chladicí kapaliny moderujícího vodu známého jako reaktor VVER .
v Leden 2021, počet PWR reaktorů v provozu na světě činí 302, tj. dvě třetiny ze 444 reaktorů všech technologií; jejich instalovaný výkon dosáhl 287 GW , což je 72,8% celosvětového součtu, včetně 56 reaktorů ve Francii.
V reaktoru s tlakovou vodou, je zajištěno řízení reakce, v krátké době, a zapojování nebo řídicích tyčí v palivových souborů, a ve střednědobém horizontu měněním boru koncentrace ve vodě z primárního okruhu .
Typické provozní parametry vody primárního okruhu uvedené v případě řady N4 1450 MWe , nejnovější z francouzských reaktorů, jsou následující:
Na výstupu z generátorů páry má sekundární vodní pára následující průměrné vlastnosti:
Vysokotlaká vodní pára je expandována ve vysokotlakém (HP) tělese turbíny, poté je přehřátá a poté pokračuje v expanzi v nízkotlakých (LP) tělesech. Turbína pohání alternátor, který vyrábí elektřinu .
Celková účinnost přeměny tepla na elektřinu je přibližně 35,1% v případě ložiska N4 a 33% v případě dřívějších modelů.
Na výstupu z turbíny prochází vodní pára kondenzátorem, aby se vrátil do kapalného stavu a poté z vody extrahoval určité nekondenzovatelné plyny (například kyslík ). Tato voda se poté znovu ohřeje, než se vrátí do parních generátorů.
Ve většině říčních nebo říčních elektráren se teplo z vody v sekundárním okruhu přenáší do terciárního okruhu, který se skládá hlavně z chladicí věže , ve které je voda distribuována do jemných kapiček, což na jedné straně umožňuje dobrá výměna mezi vodou a vzduchem, a proto přivádí vodu na teplotu blízkou teplotě okolního vzduchu (viz vlhká teplota ) a na druhé straně saturuje tok vody vodními parami. vzduch proudící zdola nahoru ve věži. Část proudu vody se odpařuje ve věži (přibližně 500 až 1 000 l / s v závislosti na aktuálních klimatických podmínkách, tj. Hromadný tok řádově srovnatelný s tokem páry produkované parogenerátory řídicí jednotky) zbytek padá jako déšť v povodí umístěném pod věží, kde je čerpáno, a vrací se zpět k ochlazení kondenzátoru. Odpařená voda je nahrazena vodou pocházející z řeky nebo řeky. Terciární voda používaná k chlazení kondenzátorů turbín elektrárny je čerpána před chladicí věží do řeky nebo do řeky.
Některé reaktory jsou chlazeny nasáváním vody a jejím vypouštěním přímo do řeky nebo řeky , což významně zvyšuje teplotu těchto řek, což v horkých obdobích a / nebo při nízkém průtoku těchto řek může vést provozovatele ke snížení úrovně výkonu, nebo dokonce je zastavit.
Rovněž neexistuje chlazení vzduchem pro reaktory chlazené mořskou vodou, což zvyšuje teplotu alespoň místně při odmítnutí přibližně o 10 ° C.
V případě tlakovodního reaktoru může správná volba provozních podmínek (teplota moderátoru a paliva) a geometrie sítě v aktivní zóně (podrobný nákres paliva a kanálů moderátoru) vést k samovolnému stabilní reaktor.
Příklad: reaktor je zpočátku ve stabilním provozu při 100% výkonu, ke snížení na 50% výkonu požadovaného turbínou dochází poměrně rychle (několik minut). To má za následek snížení sekundárního toku páry, což způsobí zvýšení primární výstupní teploty generátorů páry, což způsobí zvýšení teploty vody v jádru. Pokles reaktivity způsobený zvýšením teploty moderátoru vede ke snížení výkonu reaktoru. Primární tok zůstává konstantní. Po několika minutách se získá nový stabilní stav:
Příklad samoregulačního přechodového jevu
|
s:
Tvap = teplota páry
h = konstantní
W = výkon
tedy h = 4,444% / ° C
° C
V tomto příkladu se snížení výkonu ze 100% na 50% dosáhne za cenu zvýšení průměrné primární teploty o 11,7 ° C samoregulací reaktoru bez jakéhokoli manévru s absorbenty pro řízení reaktivity nebo se změnou primárního tok. Výstupní teplota srdce je téměř nezměněna. Tlak par se zvýší přibližně o 28 bar. Expanze primární vody způsobí vstup vody do tlakovače.
V praxi působení na ovládací lišty umožňuje přesněji respektovat program primární teploty (obecně mírně stoupající s výkonem), který zamezuje nadměrnému zvýšení tlaku sekundárních par, omezuje vstup vody do tlakovače a ohřevu teploty na vstupu do nádrže, ale je myslitelné, že jelikož samotná přirozená odezva reaktoru umožňuje regulovat výkon, je tak usnadněna činnost operátorů nebo automatizací.
Jediným štěpným materiálem je 235 U. Zobrazená čísla jsou řádově. 100 fissions z uranu 235 uvolnění v průměru 250 neutronů , které vedou k následujícím reakcím:
Aby bylo možné řídit výkon reaktoru, musí být řetězová reakce neustále pod kontrolou. Tepelná energie reaktoru se vyrábí hlavně štěpením atomů štěpného paliva (asi 90%). Druhá část je uvolňována produkty radioaktivního štěpení (méně než 10%), které po návratu do stabilního stavu emitují teplo a záření.
Čas rozkladu štěpných produktů nelze změnit. Výkon reaktoru je proto modifikován zvyšováním nebo snižováním počtu neutronů účastnících se řetězové reakce. K tomu používáme dva fyzikální jevy: umírněnost a zachycení.
Zachycení lze provést přidáním kyseliny borité do vody v primárním okruhu. Zachycením neutronů z rozpadů se jim brání v udržení řetězové reakce ( neutronový jed ). Řídicí tyče, také absorbující neutrony, mohou být vloženy nebo odstraněny do reaktoru za účelem zachycení více či méně neutronů. Automatické vypnutí reaktoru je způsobeno pádem těchto regulačních tyčí.
Přidání kyseliny borité do primárního okruhu je relativně pomalé (15 minut) a slouží ke kompenzaci pomalých jevů, jako je otrava xenonem / samariem nebo opotřebení paliva. Ovládací pruhy (nebo shluky) se používají k nastavení síly srdce během rychlejších přechodných jevů. Zasunutí klastrů má negativní účinek na to, že způsobí významnou deformaci průtoku (rozložení výkonu reaktoru jako funkce výšky).
Aby řetězová reakce proběhla v PWR reaktoru, je nutné neutrony termalizovat jejich zpomalením. Umírňovací schopnost vody závisí na její teplotě. Takže v určitém limitu lze výkon změnit změnou teploty.
Primární čerpadla a smyčkyPrimární čerpadla jsou vysoce výkonná spirálově odstředivá čerpadla (téměř 7 MWe na čerpadlo), která dosahují výtlaku kolem 100 m při jmenovitém průtoku (kolem 24 000 m 3 / h ). 24 500 m 3 / ha 106 m manometrické hlavy v případě ložiska N4. Jedná se o „plněná“ čerpadla, protože výkon motoru je příliš vysoký na to, aby toleroval mokrý rotor, plně utěsněný design. Primární čerpadla jsou obecně jednorychlostní (rotace závisí na frekvenci sítě v případě synchronního motoru ). Tento vysoký výkon se však používá k ohřevu primárního okruhu od studeného odstavení do dosažení předepsaných podmínek divergence. Hlavní primární čerpadla jsou vybavena setrvačníkem, který je určen ke zmírnění poklesu průtoku v případě výpadku elektrického proudu do čerpadla, čímž je poskytnut čas potřebný pro pokles absorpčních prostředků k zastavení řetězové reakce. V případě úplného odstavení primárních čerpadel je cirkulace vody zajištěna teplotním rozdílem (a tedy hustotou) mezi horkou větví, ohřátou jádrem a studenou větví, chlazenou parními generátory. Tento termosifonový provoz zaručuje chlazení jádra v případě poruchy všech primárních čerpadel.
Primární smyčky jsou trubky s velkým průměrem (téměř 0,75 m ) a tloušťkou kolem 7 cm, která nevykazuje velkou flexibilitu; konstrukce spojovacích prvků parních generátorů a primárních čerpadel umožňuje rozšíření smyček.
Parní generátoryParní generátory jsou nejčastěji výparníky se svislými U trubkami a recirkulací produkující suchou nasycenou páru díky fázi sušení v horní části. Parní generátory typu Babcok jsou však přímé trubky a jednoprůchodové a generátory ruských elektráren VVER mají vodorovnou osu, což je příznivé uspořádání z hlediska odolnosti proti zemětřesení.
TlakovačTlakovač tvoří expanzní nádobu primárního okruhu, která kompenzuje expanzi vody v důsledku její tepelné roztažnosti a zajišťuje kontrolu tlaku 155 barů v primárním okruhu. Teplota vody v tlakovacím zařízení se udržuje na 345,80 ° C díky řadě elektrických topných tyčí umístěných ve spodní části (jako běžné ohřívače vody). Je připojen k horké smyčce primárního okruhu. Rovněž nese bezpečnostní ventily primárního okruhu.
PWR je vybaven řadou obvodů určených k provádění několika pomocných funkcí hlavní funkce získávání tepla z aktivní zóny a jeho přenosu do parogenerátorů. Tyto okruhy jsou označeny skupinami tří písmen. Jsou prezentovány podle níže uvedených kategorií.
Chladicí okruhyObjemový a chemický řídicí obvod (RCV); tento obvod zajišťuje zejména:
Na obvody a další pomocné funkce byly v průběhu času aplikovány různé úrovně a režimy redundance, s vědomím, že v PWR v provozu ve Francii je počet bezpečnostních front a priori roven počtu smyček (bezpečnostní linky ve skutečnosti proudí zpět do studená větev za primárními čerpadly, takže pokud není zvláštní uspořádání, existuje tolik bezpečnostních vstřikovacích potrubí, kolik je smyček, ale například mohou být dvě vstřikovací čerpadla paralelně pro stejnou funkci na jednom vedení).
Problém propouštění je tedy ve své obecnosti komplikovaný. Pro ilustraci otázky jako příklad: v určitých případech nejsou 4 injekční linky určitých projektů dimenzovány tak, aby zajistily 100% funkce a mluvíme například o redundanci 4krát 50% ve srovnání s organizací ve 3 krát 100%.
Proto nejprve vytvoříme celkový design založený na:
Během provozu může být tlakovodní reaktor v jedné z následujících situací:
Srovnávací charakteristiky čtyř typů reaktorů provozovaných ve Francii jsou uvedeny v následující tabulce.
Sekce | Indikátor | Jednotka | 900 MWe | 1300 MWe | 1 450 MWe | EPR |
---|---|---|---|---|---|---|
Napájení | Čistá elektrická energie | MW | 915 | 1320 | 1450 | 1600 |
Hrubá elektrická energie | MW | 965 | 1370 | 1530 | 1700 | |
Jmenovitý tepelný výkon | MWt | 2785 | 3 817 | 4250 | 4,324 | |
Výtěžek | % | 31.6 až 33.1 | 34,1 až 35 | 35,7 až 35,9 | 37 | |
Rychlost otáčení sady turbogenerátoru | ot / min | 1 500 | 1 500 | 1 500 | 1 500 | |
Ohrada | Typ | jednoduchý | dvojnásobek | dvojnásobek | dvojnásobek | |
Vnitřní kryt: předpjatý beton | Předpjatý beton | Předpjatý beton | Předpjatý beton | Předpjatý beton | ||
Těsnění kůže | s | bez | bez | s | ||
Vnitřní průměr | m | 37 | 47.8 | 43.8 | 48 | |
Vnitřní výška ve středu | m | 55,88 | 55,56 | 57,48 | 48 | |
tloušťka stěny | m | 0,9 | 1.2 | 1.2 | 1.3 | |
Celkový hrubý domácí objem | m 3 | 58 000 | 83 700 | 86 000 | 90 000 | |
Vnější plášť: železobeton | Železobeton | Železobeton | Železobeton | |||
tloušťka stěny | m | 0,55 | 0,55 | 1.3 | ||
Primární okruh | Pracovní tlak | MPa | 15.5 | 15.5 | 15.5 | 15.5 |
Teplota vody na vstupu do nádrže | ° C | 286 | 292,8 | 292,2 | 295,6 | |
Teplota vody na výstupu z nádrže | ° C | 323.2 | 328,7 | 329,6 | 330.2 | |
Počet smyček | 3 | 4 | 4 | 4 | ||
Objem primárního okruhu (s tlakovačem) | m 3 | 271 | 399 | 406 | 460 | |
Nádrž | Vnitřní průměr | mm | 4 003 | 4394 | 4 486 | 4 885 |
Celková výška | m | 13.2 | 13.6 | 13 645 | 13.105 | |
Tloušťka stěny na úrovni srdce | mm | 200 | 220 | 225 | 250 | |
Materiál ocel | 16MND5 | 16MND5 | 16MND5 | 16MND5 | ||
Celková prázdná hmotnost | t | 332 | 435 | 462 | 520 | |
Parní generátor | Číslo | 3 | 4 | 4 | 4 | |
Tlak páry na výstupu plné náplně | bar abs | 58 | 64.8 | 72,8 | 77,4 | |
GV výstupní teplota | ° C | 273 | 281 | 288 | 293 | |
Průtok páry na hlavní plachtu | t / h | 1820 | 1909 | 2 164 | 2 197 | |
Výměnný povrch | m 2 | 4 746 | 6 940 | 7 308 | 7960 | |
Celková výška | m | 20.6 | 22.3 | 21.9 | 24.2 | |
Celková hmotnost (bez vody) | t | 302 | 438 | 421 | ||
Srdce | Palivo: UO 2 válcové pelety | |||||
Aktivní výška tužek | mm | 3660 | 4 270 | 4 270 | 4200 | |
Průměr pelet | mm | 8.2 | 8.2 | 8.2 | 8.2 | |
Vnější průměr tyčí | mm | 9.5 | 9.5 | 9.5 | 9.5 | |
Plášťové materiály na tužky | Zircaloy | Zircaloy | Zircaloy | M5 | ||
Počet tužek na sestavu | 264 | 264 | 264 | 265 | ||
Počet palivových souborů v jádru | 157 | 193 | 205 | 241 | ||
Průměrný lineární výkon při jmenovitém výkonu | W / cm | 178 | 170,5 | 179,6 | 155 | |
Kontrola reaktivity | Počet kontrolních klastrů | 57 | 65 | 73 | 89 | |
Absorpční materiál | Ag.In.Cd | Hybridní klastry Ag.In.Cd a B4C | ||||
Primární čerpadlo | Jmenovitý průtok na čerpadlo | m 3 / h | 21 250 | 23 325 | 24 500 | 27 195 |
Horká spojovací síla | kW | 5 400 | 5 910 | 6 600 | 8 000 | |
Celková manometrická výška | m | 90.7 | 96.6 | 106 až 190,2 | 98,1 |
Jaderná elektrárna vybavena PWR je organizován kolem několika budov, hlavní z nich, z nichž jsou podrobně popsány níže.
Ohrada, složená z dvojité betonové stěny pro reaktory 1300 a 1450 MWe, a jediné betonové stěny pokryté kovovým pláštěm na vnitřní ploše reaktorů 900 MWe, přispívá k zadržení materiálů. Jako takový se běžně označuje jako třetí izolační bariéra ; palivový plášť (zirkaloy) a plášť primárního okruhu (ocel) tvořící první a druhou bariéru.
Palivová budova připojená k budově reaktoru slouží hlavně jako přístupová přechodová komora pro palivo.
Hlavní částí této budovy je deaktivační bazén . V druhém případě je vyhořelé palivo skladováno před jeho likvidací. Pravidlem je ponechat cokoli, co se stane, vždy dostatek prostoru v tomto bazénu k uložení veškerého paliva obsaženého v aktivní zóně (v případě nehody nebo nehody).
Bazénové vody obsahuje 2500 ppm z kyseliny borité , aby i nadále k neutralizaci neutronů vysílaných jádrech štěpných prvků, které jsou však příliš málo pro udržení jaderného štěpení. Kromě toho je každý palivový prvek umístěn v článku a vzdálenost mezi nimi brání získání kritického množství. Řetězová reakce proto nemůže znovu začít v bazénu.
BAN, který je vždy připojen k budově reaktoru a budově paliva, obsahuje všechny okruhy užitečné pro provoz reaktoru (chemie upravené vody atd.) Nebo pro úpravu různých odpadních vod, které pravděpodobně obsahují radioaktivní produkty. Tato budova je tedy kontrolovanou oblastí z hlediska radioaktivity (dynamické utěsnění, filtrovaná ventilace atd. ).
Tato budova také obsahuje záložní systémy používané v případě nehody nebo nehody (pro jednotky 900 MW ).
Pro elektrárny o výkonu 900 MWe sdílí tuto budovu dva bloky.
Tato budova obsahuje veškerá elektrická zařízení nezbytná pro správnou funkci jednotky a její záložní zařízení.
V této budově je také hlavní dispečink a záložní panel, který umožňuje bezpečné vypnutí jednotky, pokud dispečink není k dispozici.
Pro elektrárny o výkonu 900 MWe sdílí tuto budovu dva bloky. Pro stupně P4, P'4 (1300 MWe ) a N4 (1450 MWe ) je na jeden úsek jedna budova.
Ve strojovně je celý sekundární okruh jednotky (turbína, kondenzátor, ohřívače, čerpadla atd. ) A jeho příslušenství (mazání turbíny atd. ).
U zařízení 900 MWe z přistání CP0 a CP1, strojovna je sdílena dvěma tranší; na druhé straně je strojovna oddělená od jaderných elektráren CP2 (případ Chinon , Cruas a Saint-Laurent ).
Tato budova existuje pouze pro stupně 1300 MWe (P4 a P'4) a 1450 MWe (N4). Jsou zde umístěny záložní obvody používané v případě nehody (RIS, EAS a ASG). Tato budova je umístěna pod BL. Zahrnuje části v kontrolované oblasti a části mimo kontrolovanou oblast
V tlakovodním reaktoru je mnoho systémů a zařízení (zejména těch důležitých pro bezpečnost) nadbytečných, zejména těch, které jsou spojeny s primárním a sekundárním okruhem, aby se snížilo riziko poruchy.
The 28. března 1979Když se jaderné havárie na TMI (US), série událostí způsobil fúzní část srdce reaktoru n o 2, což má za následek uvolnění do životního prostředí malé množství radioaktivity. Nehoda byla klasifikována na úrovni 5 na stupnici INES .
Davis-Besse vážný incidentv Březen 2002, provozovatel jaderné elektrárny Davis-Besse (USA) zjistil během kontroly prováděné během odstavení reaktoru, že kyselina boritá přítomná v primárním okruhu reaktoru lokálně rozpustila téměř celou tloušťku přechody víka nádrže. Porušení mohlo zaplavit skříň reaktoru radioaktivní vodou, poškodit zařízení a případně způsobit poškození paliva ( částečné roztavení ) ztrátou chlazení. Tento incident byl klasifikován jako 5 th nejnebezpečnější NRC, který také kvalifikovaly na úrovni 3 podle stupnice INES. Po opravách a modernizacích, které stály 600 milionů USD, byl reaktor znovu spuštěn v roce 2004. Společnost FirstEnergy pokutovala NRC 5 milionů USD v roce 2005. Americké ministerstvo spravedlnosti bylo společnosti uloženo zaplatit druhou pokutu ve výši 28 milionů USD .