Introduzione
Parte dell'elettricità fornita a case e aziende è generata da turbine a vapore in centrali nucleari a Reattore ad Acqua Bollente (BWR). Il vapore per azionare le turbine è prodotto nel nucleo del reattore nucleare.
Parti del Reattore ad Acqua Bollente (BWR)
Il nucleo del reattore è costituito da pellet di ossido di uranio raccolti in tubi chiamati barre di combustibile, disposti in un insieme chiamato fascio di combustibile. Quando il fascio di combustibile è circondato da un involucro rigido con altri componenti, viene chiamato assemblaggio di combustibile. Quattro assemblaggi di combustibile sono disposti in un modello quadrato chiamato cella di controllo in un tipico design del nucleo BWR. La cella di controllo è orientata verticalmente all'interno del mantello del nucleo. Una barra di controllo assorbente di neutroni all'intersezione dei quattro assemblaggi di combustibile nella cella di controllo viene utilizzata per controllare la reazione nucleare dei quattro assemblaggi di combustibile. La barra di controllo si muove verticalmente all'interno della cella di controllo. Più celle di controllo sono disposte all'interno di un involucro metallico creando il nucleo del reattore che produce il vapore per le turbine.
Assemblaggio del Combustibile del Reattore ad Acqua Bollente
Parti/Componenti
Pellet di Combustibile
Il pellet di combustibile è composto da vari rapporti di Uranio-238, Uranio-235, Gadolinio-155 e Gadolinio-157 in forma di ossido. I pellet di combustibile sono tipicamente lunghi circa 0,5 pollici e con un diametro di 0,45 pollici. I pellet di combustibile hanno bordi smussati per limitare l'interazione pellet-barra di combustibile durante l'espansione del pellet. L'Uranio-238 e l'Uranio-235 forniscono il combustibile per la reazione di fissione nucleare. L'Uranio-235 subisce fissione direttamente mentre l'Uranio-238 subisce una trasformazione nucleare in Plutonio-239 che subisce fissione direttamente. Il Gadolinio-155 e il Gadolinio-157 agiscono come assorbitori temporanei di neutroni, permettendo l'aggiunta dell'uranio necessario per far funzionare il reattore per 12-24 mesi. Senza l'aggiunta di Gadolinio, sarebbe necessario aggiungere ulteriori barre di controllo per garantire un funzionamento sicuro e la capacità di spegnimento del reattore.
Pellet di Combustibile
Barre di Combustibile
Barra di Combustibile Standard
La barra di combustibile standard consiste in un tubo cavo di circa 0,5 pollici di diametro e 160 pollici di lunghezza. La barra di combustibile è realizzata in Zircaloy-2 per le sue proprietà materiali e superiori proprietà di trasferimento del calore rispetto ad altre leghe di zirconio. Ogni barra di combustibile ha tappi superiori e inferiori in Zircaloy-2 saldati alle estremità della barra. I tappi terminali superiori e inferiori per otto (8) barre di combustibile sono filettati. Ogni barra di combustibile è riempita con elio a 44 psig (300 KPa) per migliorare il trasferimento di calore dal pellet di combustibile al rivestimento. Una barra di combustibile standard è progettata per resistere a una pressione interna di 1800 psia (1.24e4 KPa) e operare con pressioni esterne tra 1000 (68.e3 KPa) e 1100 psig (75.8e3 KPa).
Posizioni delle Barre
Barra di Combustibile a Lunghezza Parziale
Le Barre di Combustibile a Lunghezza Parziale sono barre di combustibile che si estendono solo per circa il 40% della lunghezza di una Barra di Combustibile Standard dal fondo del nucleo. La Barra di Combustibile Parziale consente la produzione di Plutonio-239 nelle barre di combustibile adiacenti alla regione riempita di vapore sopra la parte superiore della Barra di Combustibile Parziale. Il Plutonio-239 contribuisce alla produzione di calore del nucleo del reattore ed è creato dall'assorbimento di neutroni nell'Uranio-238.
Barra d'Acqua
Le barre d'acqua sono posizionate al centro del fascio per aumentare la produzione di potenza al centro del fascio di combustibile. Questo arrangiamento fornisce una combustione del combustibile più uniforme attraverso il fascio di combustibile e un maggiore margine ai limiti termici del combustibile. Il diametro esterno della barra d'acqua è maggiore di quello della Barra di Combustibile Standard. A seconda del design del combustibile, un fascio di combustibile potrebbe contenere da zero a tre barre d'acqua.
Parti del Fascio di Combustibile
a. Piastra di Fissaggio Superiore e Maniglia di Sollevamento
La piastra di fissaggio superiore fissa l'estremità superiore delle barre di combustibile nella posizione appropriata, supporta il canale e fornisce una maniglia con cui il fascio può essere sollevato e spostato. Le barre di combustibile con tappi filettati sono avvitate alla Piastra di Fissaggio Superiore per bloccare il fascio di combustibile in posizione.
Parti Etichettate dell'Assemblaggio del Combustibile
b. Piastra di Fissaggio Inferiore e Pezzo di Nasello
La piastra di fissaggio inferiore fissa la posizione dell'estremità inferiore delle barre di combustibile e supporta il peso del fascio. La sua estremità inferiore centra il fascio nel supporto del combustibile del nucleo (cioè, assicura che il fascio si posizioni correttamente nel nucleo) e fornisce l'ingresso per il flusso del refrigerante nel fascio. Il pezzo di nasello della piastra di fissaggio inferiore si adatta perfettamente al pezzo di supporto del combustibile e dirige il flusso del refrigerante attraverso l'assemblaggio del combustibile. Le barre di combustibile con tappi filettati sono avvitate alla Piastra di Fissaggio Inferiore per bloccare il fascio di combustibile in posizione
c. Distanziatori del Combustibile
La funzione del distanziatore è di mantenere le barre di combustibile nella posizione corretta. I distanziatori forniscono il supporto laterale necessario per sopprimere la vibrazione delle barre di combustibile e l'usura da sfregamento associata alla vibrazione.
d. Molle a Dito
Le molle a dito sono incorporate all'estremità inferiore del fascio di combustibile per fornire un contatto positivo tra la piastra di fissaggio inferiore e il canale del combustibile. Questo arrangiamento minimizza qualsiasi cambiamento nel flusso del canale durante la vita utile dell'assemblaggio del combustibile.
Canale del Combustibile
Un canale del combustibile ha diversi scopi:
- Distribuzione del flusso.
- Superficie di appoggio per i rulli della lama della barra di controllo.
- Migliorata rigidità del fascio di combustibile.
- Protezione delle barre di combustibile durante la manipolazione del combustibile.
- Agisce come massa termica durante condizioni di incidente di perdita di refrigerante (LOCA).
Il canale del combustibile racchiude il fascio di combustibile. Il canale del combustibile fornisce una barriera per separare due percorsi di flusso paralleli. Circa il 90% del refrigerante scorre all'interno del canale del combustibile per rimuovere il calore dalle barre di combustibile. Circa il 10% del flusso del refrigerante è diretto alla regione tra gli assemblaggi di combustibile. Il flusso di bypass è necessario per raffreddare le barre di controllo e la strumentazione nucleare.
Canale del Combustibile BWR
Barre di Controllo
Le barre di controllo sono progettate per un'inserzione sufficientemente rapida per evitare danni al combustibile da qualsiasi transitorio operativo anomalo. La posizione della barra di controllo da completamente inserita a completamente ritirata contribuisce alla quantità di potenza prodotta negli assemblaggi di combustibile adiacenti. Quando la barra di controllo è completamente inserita, gli assemblaggi di combustibile adiacenti non sono in grado di sostenere una reazione a catena di fissione. Una tipica barra di controllo consiste in un array cruciforme di tubi in acciaio inossidabile riempiti con una forma in polvere di carburo di boro (B4C) veleno.
Barre di Combustibile PWR e Barra di Controllo
Come Funzionano gli Assemblaggi di Combustibile
L'acqua che entra nell'assemblaggio di combustibile attraverso il pezzo di nasello nella piastra di fissaggio inferiore collide con neutroni di fissione ad alta energia e assorbe il calore prodotto dalla fissione. Man mano che l'acqua sale nel fascio di combustibile, si verificano collisioni successive e man mano che più calore dalla fissione viene assorbito, la temperatura dell'acqua sale fino al punto di ebollizione. In cima al fascio di combustibile, l'acqua lascia la piastra di fissaggio superiore e il canale come vapore e viene diretta fuori dal nucleo del reattore. L'acqua viene costantemente pompata all'assemblaggio di combustibile per compensare l'acqua che lascia il fascio di combustibile come vapore. Quasi ogni neutrone di fissione subisce collisioni multiple con il refrigerante, causando la diminuzione del livello di energia del neutrone fino al punto in cui il neutrone può essere assorbito dall'Uranio-235 o dal Plutonio-239. Alcuni neutroni ad alta energia fuoriescono dal nucleo del reattore e alcuni neutroni vengono assorbiti in materiali del nucleo diversi dal combustibile. Una percentuale dei neutroni assorbiti nel combustibile subisce fissione nucleare e nascono circa 2,5 neutroni ad alta energia. I neutroni ad alta energia dalla fissione collidono con l'acqua e il processo si ripete.
Variazioni di Design degli Assemblaggi di Combustibile
GE-2 - Fascio di combustibile 7x7.
GE-3 - Fascio di combustibile 7x7 migliorato con 49 barre di combustibile, una delle quali è segmentata.
GE-4 - Fascio di combustibile 8x8 con 63 barre di combustibile e 1 barra d'acqua.
GE-5 - Retrofit del fascio di combustibile 8x8 pre-pressurizzato con elio e con fasci di combustibile barriera contenenti 62 barre di combustibile e due barre d'acqua.
GE-6 & 7 - pre-pressurizzato a 3 atmosfere standard (300 KPa) con elio con combustibile barriera
GE-8 - Array 8x8 con 58 a 62 barre di combustibile e 2-6 barre d'acqua. Pre-pressurizzato a 5 atmosfere standard (510 KPa) con elio.
GE-10 - Array 8x8 di 60 barre di combustibile a lunghezza intera e una grande barra d'acqua centrale.
GE-11 & 13 - Array 9x9 di 66 barre di combustibile a lunghezza intera, 8 barre a lunghezza parziale e due grandi barre d'acqua centrali.
GE-12 & 14 - Array 10x10 di 78 barre di combustibile a lunghezza intera, 14 barre a lunghezza parziale e due grandi barre d'acqua centrali.
GNF-2 - Fascio di combustibile 10X10 con due barre d'acqua e barre di combustibile parziali di due lunghezze; circa il 40% e il 70% della barra di combustibile standard.
GNF-3 - Fascio di combustibile 10X10 con una singola grande barra d'acqua centrale e barre di combustibile parziali di due lunghezze; circa il 40% e il 70% della barra di combustibile standard.
Triton11 - Fascio di combustibile 11X11 con tre barre d'acqua e barre di combustibile parziali di due lunghezze; circa il 33% e il 67% della barra di combustibile standard.
Barre di combustibile - In alcuni design, l'interno della barra di combustibile è rivestito con zirconio puro per assorbire la forza dei pellet di combustibile in espansione. Alcune barre di combustibile sono realizzate in Zircalloy-4 o leghe avanzate di zirconio.
Barre di controllo - Alcuni design utilizzano leghe di afnio o argento-indio-cadmio
Vantaggi del Reattore ad Acqua Bollente (BWR)
- Il recipiente del reattore e i componenti associati operano a una pressione sostanzialmente inferiore di circa 1.000–1.100 psi (6.9e3 – 7.5e3 Kpa) rispetto a circa 2.250 psi (15e3 KPa) in un Reattore ad Acqua Pressurizzata (PWR).
- Il recipiente a pressione è soggetto a un'irradiazione significativamente inferiore rispetto a un PWR e quindi non diventa fragile con l'età.
- Opera a una temperatura del combustibile nucleare inferiore, principalmente a causa del trasferimento di calore tramite il calore latente di vaporizzazione, rispetto al calore sensibile nei PWR.
- Rischio inferiore (probabilità) di una rottura che causa la perdita di refrigerante rispetto a un PWR, e rischio inferiore di danni al nucleo in caso di tale rottura. Ciò è dovuto a meno tubi, meno tubi di grande diametro, meno saldature e nessun tubo del generatore di vapore.
- I BWR hanno tipicamente una ridondanza N-2 sui loro principali sistemi di sicurezza, che normalmente consistono in quattro "treni" di componenti. Ciò significa che fino a due dei quattro componenti di un sistema di sicurezza possono fallire e il sistema funzionerà comunque se richiesto.
Svantaggi del Reattore ad Acqua Bollente (BWR)
- I BWR richiedono calcoli più complessi per gestire il consumo di combustibile nucleare durante il funzionamento a causa del "flusso di fluido a due fasi (acqua e vapore)" nella parte superiore del nucleo. Ciò richiede anche più strumentazione nel nucleo del reattore.
- Recipiente a pressione del reattore più grande rispetto a un PWR di potenza simile, con costi corrispondentemente più alti, per i modelli più vecchi che utilizzano ancora un generatore di vapore principale e tubazioni associate.
- Contaminazione della turbina da prodotti di attivazione a breve vita. Ciò significa che sono necessari schermature e controllo degli accessi intorno alla turbina a vapore durante le operazioni normali a causa dei livelli di radiazione derivanti dal vapore che entra direttamente dal nucleo del reattore. Questo è un problema moderatamente minore, poiché la maggior parte del flusso di radiazioni è dovuto all'Azoto-16 (attivazione dell'ossigeno nell'acqua), che ha un'emivita di 7,1 secondi, permettendo l'ingresso nella camera della turbina entro pochi minuti dallo spegnimento. L'esperienza estesa dimostra che la manutenzione dello spegnimento sulla turbina, sul condensato e sui componenti dell'acqua di alimentazione di un BWR può essere eseguita essenzialmente come in una centrale a combustibili fossili.
- Sono state sollevate preoccupazioni sulla capacità di contenimento della pressione del contenimento Mark I non modificato, che potrebbe essere insufficiente per contenere le pressioni generate da un guasto limitante combinato con il completo fallimento del Sistema di Raffreddamento di Emergenza del Nucleo (ECCS) che risulta in danni estremamente gravi al nucleo. In questo scenario di doppio fallimento, ritenuto estremamente improbabile prima degli incidenti nucleari di Fukushima I, un contenimento Mark I non modificato può consentire un certo grado di rilascio radioattivo. Questo dovrebbe essere mitigato dalla modifica del contenimento Mark I; vale a dire, l'aggiunta di un sistema di scarico dei gas che, se la pressione del contenimento supera i punti critici, dovrebbe consentire lo scarico ordinato dei gas pressurizzanti dopo che i gas passano attraverso filtri a carbone attivo progettati per intrappolare i radionuclidi.