Reaktor wrzący (BWR) II. generacji

Reaktory wrzące (Boiling Water Reactor - BWR) są to reaktory termiczne, moderowane i chłodzone lekką wodą, w których woda wrze i para wodna wytwarzana jest bezpośrednio w reaktorze. Zostały one opracowane i były rozwijane w kilku krajach świata:

 USA i Japonia: konstrukcje BWR 1 ÷ 6 amerykańskiego koncernu General Electric (GE), następnie rozwinięte przez japońskie koncerny Toshiba i Hitachi;

 W Niemczech (RFN): konstrukcje koncernu Siemens (Kraftwerk Union - KWU);

Poniżej omówiono reaktory BWR II. generacji (BWR – 3÷6) wywodzące się konstrukcji amerykańskiego koncernu GE, rozwijane oraz budowane w USA i Japonii. W szczególności reaktory te były zainstalowane także w japońskiej Elektrowni Jądrowej (EJ) Fukushima Dai-ichi, która uległa katastrofalnej awarii w wyniku niezwykle silnego trzęsienia ziemi (o magnitudzie IX stopni w skali Richtera) i wywołanego tym trzęsieniem uderzenia potężnej fali tsunami (o wysokości sięgającej 15 m).

W EJ Fukushima Dai-ichi zainstalowane były następujące reaktory BWR:

 Blok 1 (uruchomiony w 1971 r.):

o moc: 460 MWe / 1380 MWt, o typ: BWR-3,

o obudowa bezpieczeństwa: Mark-I, o dostawca: GE,

o w czasie trzęsienia ziemi pracował na pełnej mocy, uległ awarii.

 Bloki 2 i 3 (uruchomione w latach 1974 -1976):

o moc: 784 MWe / 2381 MWt, o typ: BWR-4,

o obudowa bezpieczeństwa: Mark-I, o dostawca: GE,

o w czasie trzęsienia ziemi pracował na pełnej mocy, uległ awarii.

 Blok 4 (uruchomiony w 1978 r.):

o moc: 784 MWe/ 2381 MWt, o typ: BWR-4,

o obudowa bezpieczeństwa: Mark-I, o dostawca: Hitachi,

o obudowa bezpieczeństwa: Mark-I, o dostawca: Toshiba,

o w czasie trzęsienia ziemi był w remoncie (wychłodzony), nie uległ awarii.

 Blok 6 (uruchomiony w 1978 r.):

o moc: 1100 MWe / 3293 MWt, o typ: BWR-5,

o obudowa bezpieczeństwa: Mark-II, o dostawca: GE,

o w czasie trzęsienia ziemi był w remoncie (wychłodzony), nie uległ awarii.

Pierwszy duży jądrowy blok energetyczny z reaktorem BWR-2, który można uznać za prototyp reaktora BWR II. generacji, uruchomiono w 1969 w USA (Oyster Creek, 636 MWe).

Natomiast pierwsze seryjne bloki z reaktorami BWR II. generacji kolejnych typów uruchomiono:

 BWR-3: w USA (Dresden 2, 867 MWe, 1971 r.) i Japonii (Fukushima Dai-chi 1, 460 MWe, 1971 r.);

 BWR-4: w USA (Vermont Yankee, 620 MWe, 1972 r.);

 BWR-5: w Japonii (Tokai 2, 1100 MWe, 1978 r.);

 BWR-6: w Hiszpanii (Cofrentes, 992 MWe – obecnie 1092 MWe, 1978 r.).

Następnie w 1996 r. uruchomiono w Japonii 1-szy blok z reaktorem BWR III. generacji (Advanced BWR – ABWR): Kashiwazaki-Kariwa 6, 1356 MWe.

Konstrukcja samego reaktora typów od BWR-3 do BWR-6 nie zmieniała się istotnie, poniżej pokazano przekrój podłużny reaktora BWR-6. W odróżnieniu od reaktorów wodno-ciśnieniowych pręty regulacyjne i bezpieczeństwa wprowadzane są do rdzenia nie od góry lecz od dołu – za pomocą napędów z siłownikami hydraulicznymi.

Rys. 1.24. Przekrój reaktora BWR

1 – odpowietrzacz i zraszacz pokrywy reaktora 2 – zaczep do podnoszenia osuszacza pary 3 – zespół osuszacza pary

4 – wylot pary

5 – króciec wlotowy zraszacza rdzenia 6 – zespół separatora wilgoci

7 – króciec wlotowy wody zasilającej 8 – dysze rozprowadzania wody zasilającej 9 – króciec wlotowy niskociśnieniowego wtrysku

chłodziwa

10 – rurociąg zraszania rdzenia

11 – dysze rozprowadzające zraszania rdzenia 12 – górna konstrukcja prowadząca

13 – zespół pompy strumieniowej 14 – konstrukcja osłaniająca rdzeń 15 – zestawy paliwowe

16 – pręt regulacyjny 17 – płyta oporowa rdzenia

18 – króciec wlotowy wody recyrkulacyjnej do pompy strumieniowej

19 – króciec wylotowy wody recyrkulacyjnej 20 – konstrukcja wsporcza zbiornika reaktora 21 – ściana osłonowa

22 – napędy prętów regulacyjnych

23 – przewody hydrauliczne do napędów prętów regulacyjnych

24 – wyprowadzenie kanału pomiaru rozkładu strumienia neutronów w rdzeniu

Rys. 1.25. Schemat działania bloku energetycznego z reaktorem BWR [Boiling Water Reactor (BWR) Systems. USNRC Technical Training Center.]

Zasada działania bloku energetycznego z reaktorem BWR przedstawiona jest na Rys. 1.25.

Woda przepływa przez rdzeń reaktora od dołu ku górze omywając elementy paliwowe odbiera od nich ciepło i wrze, w efekcie wytwarzana jest nasycona para wodna, która następnie osuszana jest na dwustopniowym separatorze wilgoci znajdującym się powyżej rdzenia, gdzie usuwane są kropelki wody. Osuszona para podawana jest z reaktora do turbiny, w której rozprężając się (na kolejnych stopniach) powoduje ruch obrotowy wirnika napędzającego elektryczny generator synchroniczny. Po rozprężeniu w turbinie para skraplana jest w skraplaczu chłodzonym wodą z chłodzącą pobieraną z rzeki lub z morza albo cyrkulującą w układzie zamkniętym z chłodnią kominową. Kondensat podawany jest reaktora jako woda zasilające. Cyrkulacja chłodziwa przez rdzeń reaktora jest wspomagana i regulowana przez układ recyrkulacyjny z pompą strumieniową. Istotnym elementem jest też układ chłodzenia powyłączeniowego, zapewniający odprowadzenie z rdzenia reaktora ciepła powyłączeniowego do ostatecznego ujścia ciepła (do akwenu chłodzącego lub atmosfery), poprzez układ tzw. wody ruchowej.

Najbardziej bodaj charakterystyczną cechą kolejnych typów reaktora BWR (BWR-1÷6) jest konstrukcja ich obudowy bezpieczeństwa, która ewoluowała – od sferycznej suchej obudowy (typowej dla reaktorów wodno-ciśnieniowych – PWR) stosowanej w prototypowych konstrukcjach I. i II. generacji, poprzez kolejne typy mokrych obudów z kondensatorami wodnymi, oznaczanych jako typy Mark I÷III (Rys. 1.26), zastosowanych w seryjnych blokach BWR-3÷6. Także reaktory BWR generacji III (ABWR) i III+ (SBWR) wyposażone są w obudowy bezpieczeństwa typu mokrego, z kondensatorami wodnymi – lecz o odmiennej konstrukcji.

Rys. 1.26. Ewolucja konstrukcji obudów bezpieczeństwa reaktorów BWR [The ABWR Plant General Description. GE Hitachi.]

Pierwszą z mokrych obudów bezpieczeństwa była obudowa oznaczona jako typ Mark-I, stosowana w reaktorach BWR-3 i BWR-4 – wszystkie cztery bloki EJ Fukushima Dai-ichi, które uległy awarii wyposażone były właśnie w taką obudowę. Wewnętrzną obudowę bezpieczeństwa (zwaną obudową pierwotną) tego typu stanowi stalowy zbiornik o kształcie gruszki (tzw. „sucha studnia” – dry-well), połączony rurociągami z toroidalnym zbiornikiem kondensatora wodnego (tzw. „mokra studnia” – wet-well) umieszczonym poniżej górnej

„suchej” części obudowy. W razie awaryjnego rozszczelnienia obiegu chłodzenia reaktora wewnątrz obudowy bezpieczeństwa, mieszanina parowo-gazowa przepływa z górnej części obudowy do kondensatora wodnego, w który para ulega kondensacji – co powoduje obniżenie ciśnienia, zaś radioaktywne aerozole są wypłukiwane i zatrzymane w wodzie.

Obudowę wewnętrzną (pierwotną) otacza obudowa zewnętrzna (wtórna), na którą składa się konstrukcja żelbetowa budynku reaktora i hala przemysłowa wieńcząca ten budynek.

Obudowa bezpieczeństwa typu Mark-II, stosowana w reaktorach BWR-5 (m.in. na 6-tym bloku EJ Fukushima Dai-ichi), ma mniej skomplikowany układ – obudowę pierwotną stanowi stożkowa konstrukcja żelbetowa z wykładziną stalową i stalową pokrywą u góry. Część sucha obudowy połączona jest systemem pionowych rur z kondensatorem wodnym znajdującym się u dołu obudowy.

Z kolei obudowa bezpieczeństwa typu Mark-III, zastosowana w reaktorach BWR-6 i niektórych BWR-5, to cylindryczna dwu-powłokowa konstrukcja, przy czym powłoka wewnętrzna (pierwotna) jest stalowa, zaś powłoka zewnętrzna (wtórna) jest żelbetowa. Na dole obudowy pierwotnej znajduje się także kondensator wodny – w tym przypadku kondensator ten połączony jest z „suchą” częścią obudowy bezpieczeństwa poziomymi