Reactorul presurizat cu apă (PWR acronim), numit reactor de presiune a apei sau PWR reactor cu apă sub presiune , în limba engleză, este sistemul reactor nuclear cel mai frecvent din lume:Ianuarie 2021, două treimi din cele 444 de reactoare nucleare care funcționează în lume sunt tehnologie PWR, precum și nave nucleare și submarine .
Acest reactor este alcătuit din trei circuite, care îi permit să utilizeze energia furnizată de fisiunea atomilor de uraniu conținute în „nucleul său nuclear”.
În circuitul primar , PWR utilizează apa ca agent de răcire și acționează ca un moderator , care le clasifică în familia reactoarelor de apă ușoară . Această apă primară - care refrigerează miezul reactorului - este menținută sub presiune ridicată (în jur de 150 bari ) pentru a rămâne sub formă lichidă.
Apa din circuitul secundar este vaporizat la nivelul generatoarelor de abur - ceea ce nu este cazul în care fierbe reactoare cu apă (BWR) acolo unde există doar un singur circuit.
Cele 56 de reactoare franceze sunt PWR. Aceasta este o tehnologie de origine americană dezvoltată de Westinghouse , Franța bazându-se până în 1969 pe o altă tehnologie, UNGG . Acesta din urmă a fost abandonat din motive de profitabilitate și siguranță după începerea unei topiri de bază la centrala nucleară Saint-Laurent .
Combustibilul nuclear al unui PWR este slab oxid de uraniu îmbogățit : proporția fisionabil U-235 izotop variază între 3 și 5% , în funcție de țară. Combustibilul este sub formă de aproximativ 272 de pelete mici (h = 1,35 cm ) stivuite și ținute în învelișuri din zircaloy numite tije (h = 3,75 m ), presurizate cu heliu. 264 tije de combustibil sunt aranjate sub formă de ansambluri a căror rezistență mecanică este asigurată de rețele. În funcție de modelele PWR, între 120 și 250 de ansambluri sunt încărcate în vasul reactorului.
În circuitul primar, apa (numită apă ușoară , spre deosebire de apa grea D 2 O) sub presiune este responsabil pentru recuperarea căldurii produse de inimă: este acest fluid de transfer de căldură care circulă în cadrul ansamblurilor dintre tijele în care are loc reacția în lanț. Produsele reacției nucleare ( fisiune și produse transuranice ) sunt limitate cu oxidul de uraniu din interiorul placării tijei pentru a preveni diseminarea și contaminarea circuitului primar.
Apa din circuitul primar acționează, de asemenea, ca moderator: are capacitatea de a încetini sau termaliza neutronii pentru fisiune .
La fel ca orice tip de reactor termic (nuclear sau cu flacără), un PWR este răcit de un flux mare de apă rece pompată dintr-un râu sau mare care constituie sursa rece a ciclului termodinamic. Majoritatea reactoarelor răcite din apa râului sunt echipate cu un turn de refrigerare destinat eliminării căldurii din circuitul de refrigerare terțiar al condensatoarelor turbinei.
Reactorul cu apă sub presiune (PWR) este o tehnologie născută în Statele Unite, folosită pentru prima dată pentru propulsia submarinelor . Primele centrale nucleare care foloseau acest tip de reactor au fost proiectate în Statele Unite de către Westinghouse .
Primele fabrici PWR din Europa au fost construite sub licență Westinghouse de către francezi și germani de vest, înainte ca proiectarea lor să fie progresiv franceză.
Cea mai recentă evoluție a PWR-urilor europene este EPR sau reactorul european sub presiune . Cel de la Westinghouse este reactorul AP1000 .
La rândul lor, rușii au proiectat o variantă a reactorului cu putere de răcire moderator de apă, cunoscut sub numele de reactorul VVER .
În Ianuarie 2021, numărul de reactoare PWR în funcțiune în lume se ridică la 302, adică două treimi din cele 444 de reactoare ale tuturor tehnologiilor; capacitatea lor instalată a atins 287 GW , sau 72,8% din totalul mondial, inclusiv cele 56 de reactoare din Franța.
Într-un reactor cu apă sub presiune, controlul reacției este asigurat, pe termen scurt, prin introducerea sau extragerea tijelor de control în ansamblurile de combustibil și, pe termen mediu, prin variația concentrației de bor din apa din circuitul primar .
Parametrii de funcționare tipici ai apei din circuitul primar, furnizați în cazul seriei 1.450 MWe N4 , cel mai recent dintre reactoarele franceze, sunt după cum urmează:
La ieșirea generatoarelor de abur, vaporii de apă secundari au următoarele caracteristici medii:
Vaporul de apă de înaltă presiune este extins în corpul de presiune înaltă (HP) al turbinei, apoi este supraîncălzit înainte de a continua să se extindă în corpurile de presiune scăzută (LP). Turbina acționează un alternator care produce electricitate .
Eficiența generală a transformării căldurii în energie electrică este de aproximativ 35,1% în cazul rulmentului N4 și de 33% în cazul modelelor anterioare.
La ieșirea turbinei, vaporii de apă trec printr-un condensator pentru a reveni la starea lichidă, apoi pentru a extrage anumite gaze necondensabile (cum ar fi oxigenul ) din apă. Această apă este apoi reîncălzită înainte de a reveni la generatoarele de abur.
În majoritatea centralelor fluviale sau fluviale, căldura din apa din circuitul secundar este transferată către un circuit terțiar, constând în principal dintr-un turn de refrigerare , în care apa este distribuită în picături fine, ceea ce permite pe de o parte un bun schimb între apă și aer și, prin urmare, aduce apa la o temperatură apropiată de cea a aerului ambiant (vezi temperatura umedă ) și, pe de altă parte, saturează fluxul de apă cu vapori de apă. aerul care curge de jos în sus în turn. O parte din debitul de apă se evaporă în turn, (aproximativ 500 până la 1000 L / s în funcție de condițiile climatice ale momentului, adică un debit masic de un ordin comparabil cu debitul de abur produs de generatoarele de abur de unitatea de control) restul cade ca ploaie în bazinul situat sub turnul unde este pompat și revine la răcirea condensatorului. Apa evaporată este înlocuită de apa care vine din râu sau râu. Apa terțiară utilizată pentru răcirea condensatoarelor turbinelor centralei este pompată în amonte de turnul de răcire în râu sau râu.
Unele reactoare sunt răcite prin tragerea apei și descărcarea acesteia direct într-un râu sau un râu , ceea ce crește semnificativ temperatura acestor râuri, ceea ce în perioadele fierbinți și / sau debitul scăzut al acestor râuri poate determina operatorul să-și scadă nivelul de putere sau chiar pentru a-i opri.
De asemenea, nu există răcire cu aer pentru reactoarele răcite de apă de mare, ceea ce crește temperatura cel puțin local la respingerea a aproximativ 10 ° C.
În cazul reactorului cu apă sub presiune, alegerea corectă a condițiilor de funcționare (temperatura moderatorului și a combustibilului) și a geometriei rețelei din nucleu (desen detaliat al combustibilului și a canalelor moderatorului) poate duce la funcționare.reactor stabil.
Exemplu: reactorul fiind inițial în funcțiune stabilă la 100% putere, o reducere la 50% a puterii cerute de turbină are loc destul de repede (câteva minute). Rezultă o scădere a debitului secundar de abur care determină o creștere a temperaturii primare de ieșire a generatoarelor de abur care determină o creștere a temperaturii apei din miez. Scăderea reactivității cauzată de creșterea temperaturii moderatorului duce la o scădere a puterii reactorului. Debitul primar rămâne constant. După câteva minute se obține o nouă stare stabilă:
Exemplu de tranzitoriu de putere autoreglat
|
cu:
Tvap = temperatura aburului
h = constantă
W = putere
deci h = 4,444% / ° C
° C
În acest exemplu, reducerea puterii de la 100% la 50% se obține la costul unei creșteri a temperaturii medii primare de 11,7 ° C prin autoreglare a reactorului fără nici o manevră a absorbanților de control al reactivității sau a schimbării primarului curgere. Temperatura de ieșire a inimii este aproape neschimbată. Presiunea vaporilor este crescută cu aproximativ 28 bari. Extinderea apei primare determină pătrunderea apei în presurizator.
În practică, o acțiune asupra barelor de control face posibilă respectarea mai precisă a programului de temperatură primară (în general ușor în creștere cu puterea) care evită o creștere excesivă a presiunii secundare a vaporilor, limitează intrarea apei în presurizor și încălzirea a temperaturii de intrare a rezervorului, dar este de conceput că, întrucât răspunsul natural al reactorului singur face posibilă reglarea puterii, acțiunea operatorilor sau a automatismelor este astfel facilitată.
Se presupune că singurul material fisibil este de 235 U. Numerele afișate sunt ordine de mărime. 100 de fisiuni ale uraniului 235 eliberează în medie 250 de neutroni , care dau naștere următoarelor reacții:
În orice moment, reacția în lanț trebuie controlată pentru a controla puterea reactorului. Puterea termică a reactorului este produsă în principal prin fisiunea atomilor de combustibil fisionabili (aproximativ 90%). Cealaltă parte este eliberată de produsele de fisiune radioactivă (mai puțin de 10%), care emit căldură și radiații atunci când revin la o stare stabilă.
Timpul de descompunere a produselor de fisiune nu poate fi modificat. Prin urmare, puterea reactorului este modificată prin creșterea sau scăderea numărului de neutroni care participă la reacția în lanț. Pentru a face acest lucru folosim două fenomene fizice: moderarea și captarea.
Captarea poate fi efectuată prin adăugarea de acid boric în apa din circuitul primar. Prin captarea neutronilor rezultați din dezintegrări, aceștia sunt împiedicați să susțină reacția în lanț ( otravă cu neutroni ). Tijele de control, de asemenea, absorbante de neutroni, pot fi introduse sau îndepărtate în reactor pentru a capta mai mulți sau mai puțini neutroni. Oprirea automată a reactorului este cauzată de căderea acestor tije de control.
Adăugarea acidului boric în circuitul primar este relativ lentă (15 minute) și servește la compensarea fenomenelor lente, cum ar fi otrăvirea cu Xenon / Samarium sau uzura combustibilului. Barele de control (sau grupurile) sunt utilizate pentru a regla puterea inimii în timpul tranzitorilor mai rapizi. Inserarea clusterelor are efect negativ de a provoca o deformare semnificativă a debitului (distribuția puterii reactorului în funcție de înălțime).
Pentru ca reacția în lanț să apară într-un reactor PWR, este necesar să se termalizeze neutronii încetinindu-i. Puterea moderatoare a apei depinde de temperatura acesteia. Deci, într-o anumită limită, puterea poate fi schimbată prin schimbarea temperaturii.
Pompe și bucle primarePompele primare sunt foarte mare putere-helico centrifugale pompe (aproape 7 MWe per pompă) în curs de dezvoltare un cap de aproximativ 100 m la debit nominal (aproximativ 24.000 m 3 / h ). 24.500 m 3 / h și 106 m cap manometric în cazul rulmentului N4. Acestea sunt pompe „umplute”, deoarece puterea motorului este prea mare pentru a tolera un rotor umed, cu design complet etanș. Pompele primare sunt în general rotație cu o singură viteză (rotația depinde de frecvența rețelei în cazul unui motor sincron ). Această putere mare este totuși utilizată pentru încălzirea circuitului primar de la oprirea la rece până la atingerea condițiilor de divergență prescrise. Principalele pompe primare sunt echipate cu un volant menit să modereze scăderea debitului în cazul unei întreruperi de energie electrică a pompei, oferind astfel timpul necesar pentru căderea absorbanților pentru a opri reacția în lanț. În cazul opririi totale a pompelor primare, circulația apei este asigurată de diferența de temperatură (și, prin urmare, densitatea) dintre ramura fierbinte, încălzită de miez și ramura rece, răcită de generatoarele de abur. Această operațiune cu termosifon garantează răcirea miezului în cazul defectării tuturor pompelor primare.
Buclele primare sunt țevi cu un diametru mare (aproape 0,75 m ) și o grosime de aproximativ 7 cm, care nu prezintă prea multă flexibilitate; proiectarea elementelor de fixare ale generatoarelor de abur și ale pompelor primare tolerează extinderea buclelor.
Generatoare de aburGeneratoarele de abur sunt de cele mai multe ori evaporatoare cu tuburi U verticale și recirculare, producând abur saturat uscat, grație unei etape de separare de uscare în partea superioară. Cu toate acestea, generatoarele de abur de tip Babcok sunt tuburi drepte și cu un singur pasaj, iar generatoarele centralelor electrice VVER din Rusia au o axă orizontală, o dispunere favorabilă din punct de vedere al rezistenței la cutremur.
PresurizatorPresurizatorul constituie vasul de expansiune al circuitului primar, care compensează expansiunea apei datorită expansiunii sale termice și asigură controlul presiunii de 155 bari în circuitul primar. Temperatura apei din presurizor este menținută la 345,80 ° C datorită unei serii de bare de încălzire electrice situate în partea inferioară (cum ar fi încălzitoarele de apă obișnuite). Este conectat la o buclă fierbinte a circuitului primar. De asemenea, transportă supapele de siguranță ale circuitului primar.
Un PWR este echipat cu numeroase circuite destinate să îndeplinească mai multe funcții auxiliare ale funcției principale de extragere a căldurii din miez și transferarea acesteia către generatoarele de abur. Aceste circuite sunt desemnate prin grupuri de trei litere. Acestea sunt prezentate pe categorii mai jos.
Circuite frigorificeCircuit de control volumetric și chimic (RCV); acest circuit asigură în special:
Diferite niveluri și moduri de redundanță au fost aplicate de-a lungul timpului circuitelor și altor funcții auxiliare, știind că în PWR-urile aflate în funcțiune în Franța numărul cozilor de siguranță este a priori egal cu numărul de bucle (liniile de siguranță se alimentează de fapt în ramificația rece în aval de pompele primare, deci, dacă nu există un aranjament special, există atât de multe linii de injecție de siguranță pe cât există bucle, dar de exemplu pot exista două pompe de injecție în paralel pentru aceeași funcție pe o singură linie).
În ansamblu, problema concedierilor este, prin urmare, complicată. Pentru a ilustra întrebarea cu titlu de exemplu: în anumite cazuri, cele 4 linii de injecție ale anumitor proiecte nu sunt dimensionate pentru a asigura 100% din funcție și vorbim, de exemplu, de o redundanță de 4 ori 50% pentru a compara cu o organizație la 3 de 100%.
Prin urmare, lansăm mai întâi un design general bazat pe:
În timpul funcționării, reactorul cu apă sub presiune se poate afla în una dintre următoarele situații:
Caracteristicile comparative ale celor patru tipuri de reactoare operate în Franța sunt date în tabelul de mai jos.
Secțiune | Indicator | Unitate | 900 MWe | 1.300 MWe | 1.450 MWe | EPR |
---|---|---|---|---|---|---|
Putere | Puterea electrică netă | MW | 915 | 1320 | 1.450 | 1.600 |
Puterea electrică brută | MW | 965 | 1370 | 1.530 | 1.700 | |
Puterea termică nominală | MWt | 2.785 | 3.817 | 4.250 | 4.324 | |
Randament | % | 31,6-33,1 | 34,1 - 35 | 35,7 - 35,9 | 37 | |
Viteza de rotație a setului turbo-generator | rpm | 1.500 | 1.500 | 1.500 | 1.500 | |
Incintă de izolare | Tip | simplu | dubla | dubla | dubla | |
Carcasă interioară: beton precomprimat | Beton precomprimat | Beton precomprimat | Beton precomprimat | Beton precomprimat | ||
Etanșarea pielii | cu | fără | fără | cu | ||
Diametru intern | m | 37 | 47,8 | 43,8 | 48 | |
Înălțimea interioară la centru | m | 55,88 | 55,56 | 57,48 | 48 | |
grosimea peretelui | m | 0,9 | 1.2 | 1.2 | 1.3 | |
Volumul intern brut total | m 3 | 58.000 | 83.700 | 86.000 | 90.000 | |
Carcasă exterioară: beton armat | Beton armat | Beton armat | Beton armat | |||
grosimea peretelui | m | 0,55 | 0,55 | 1.3 | ||
Circuitul primar | Presiune de lucru | MPa | 15.5 | 15.5 | 15.5 | 15.5 |
Temperatura apei la intrarea rezervorului | ° C | 286 | 292,8 | 292.2 | 295.6 | |
Temperatura apei la ieșirea rezervorului | ° C | 323.2 | 328,7 | 329.6 | 330.2 | |
Numărul de bucle | 3 | 4 | 4 | 4 | ||
Volumul circuitului primar (cu presurizator) | m 3 | 271 | 399 | 406 | 460 | |
Rezervor | Diametru intern | mm | 4.003 | 4 394 | 4.486 | 4 885 |
Inaltimea totala | m | 13.2 | 13.6 | 13,645 | 13.105 | |
Grosimea peretelui la nivelul inimii | mm | 200 | 220 | 225 | 250 | |
Material oțel | 16MND5 | 16MND5 | 16MND5 | 16MND5 | ||
Masa goală totală | t | 332 | 435 | 462 | 520 | |
Generator de aburi | Număr | 3 | 4 | 4 | 4 | |
Presiunea aburului la ieșirea la sarcină maximă | bar abs | 58 | 64,8 | 72,8 | 77.4 | |
Temperatura de ieșire GV | ° C | 273 | 281 | 288 | 293 | |
Debitul de abur pe vela mare | t / h | 1.820 | 1.909 | 2 164 | 2 197 | |
Suprafață de schimb | m 2 | 4 746 | 6.940 | 7.308 | 7 960 | |
Inaltimea totala | m | 20.6 | 22.3 | 21.9 | 24.2 | |
Masa totală (fără apă) | t | 302 | 438 | 421 | ||
Inima | Combustibil: pelete cilindrice UO 2 | |||||
Înălțimea activă a creioanelor | mm | 3.660 | 4.270 | 4.270 | 4.200 | |
Diametrul peletelor | mm | 8.2 | 8.2 | 8.2 | 8.2 | |
Diametrul exterior al tijelor | mm | 9.5 | 9.5 | 9.5 | 9.5 | |
Creioane care învelesc materiale | Zircaloy | Zircaloy | Zircaloy | M5 | ||
Numărul de creioane pe ansamblu | 264 | 264 | 264 | 265 | ||
Numărul ansamblurilor de combustibil din miez | 157 | 193 | 205 | 241 | ||
Puterea liniară medie la puterea nominală | L / cm | 178 | 170,5 | 179.6 | 155 | |
Controlul reactivității | Numărul de clustere de control | 57 | 65 | 73 | 89 | |
Material absorbant | Ag.In.Cd | Clustere hibride Ag.In.Cd și B4C | ||||
Pompa primară | Debitul nominal pe pompă | m 3 / h | 21.250 | 23,325 | 24.500 | 27 195 |
Putere de cuplare la cald | kW | 5.400 | 5.910 | 6.600 | 8.000 | |
Înălțimea totală manometrică | m | 90,7 | 96,6 | 106 la 190,2 | 98.1 |
O centrală nucleară echipată cu PWR este organizată în jurul mai multor clădiri, dintre care principalele sunt detaliate mai jos.
Incinta, formată dintr-un perete dublu de beton pentru reactoarele de 1300 și 1450 MWe, și dintr-un singur perete de beton acoperit de o piele de metal pe suprafața sa internă pentru reactoarele de 900 MWe, participă la izolarea materialelor radioactive. Ca atare, este denumită în mod obișnuit a treia barieră de izolare ; placarea combustibilului (zircaloy) și carcasa circuitului primar (oțel) constituind respectiv prima și a doua barieră.
Atașat la clădirea reactorului, clădirea pentru combustibil servește în principal ca un blocaj de acces pentru combustibil.
Partea principală a acestei clădiri este piscina de dezactivare . În acesta din urmă, combustibilul uzat este stocat înainte de eliminarea acestuia. O regulă este să lăsați orice se întâmplă întotdeauna suficient spațiu în această piscină pentru a stoca tot combustibilul conținut în nucleu (în cazul unui incident sau accident).
Apa din piscină conține 2.500 ppm de acid boric , pentru a continua să neutralizeze neutronii emiși de nucleele elementelor fisionabile, dar care sunt prea puțini pentru a susține fisiunea nucleară. În plus, fiecare element combustibil este plasat într-o celulă, iar distanța dintre ele împiedică obținerea unei mase critice. Prin urmare, reacția în lanț nu poate reporni într-o piscină.
Întotdeauna atașat la clădirea reactorului și la clădirea combustibilului, BAN conține toate circuitele utile pentru funcționarea reactorului (chimia apei tratate etc.) sau pentru tratarea diferiților efluenți, susceptibili să conțină produse radioactive. Prin urmare, această clădire este o zonă controlată din punct de vedere al radioactivității (etanșare dinamică, ventilație filtrată etc. ).
Această clădire conține, de asemenea, sisteme de rezervă utilizate în caz de incident sau accident (pentru unități de 900 MW ).
Pentru centralele electrice de 900 MWe , această clădire este împărțită de două unități.
Această clădire conține toate echipamentele electrice necesare pentru buna funcționare a unei unități și a echipamentelor sale de rezervă.
Această clădire găzduiește, de asemenea, camera principală de control, precum și un panou de rezervă, care permite închiderea unității în condiții de siguranță în cazul în care camera de control nu este disponibilă.
Pentru centralele electrice de 900 MWe , această clădire este împărțită de două unități. Pentru etapele P4, P'4 (1300 MWe ) și N4 (1450 MWe ), există o clădire pe secțiune.
Sala mașinilor conține întregul circuit secundar al unității (turbina, condensatorul, încălzitoarele, pompele etc. ), precum și auxiliarii săi (lubrifierea turbinei etc. ).
Pentru centralele de 900 MWe de aterizare CP0 și CP1, sala de mașini este împărțită în două tranșe; pe de altă parte, sala de mașini este separată pentru centralele nucleare CP2 (cazul Chinon , Cruas și Saint-Laurent ).
Această clădire există doar pentru etapele de 1.300 MWe (P4 și P'4) și 1.450 MWe (N4). Circuitele de rezervă utilizate în caz de accident sunt amplasate acolo (RIS, EAS și ASG). Această clădire este poziționată sub BL. Include piese într-o zonă controlată și piese în afara unei zone controlate
Într-un reactor cu apă sub presiune, multe sisteme și echipamente (în special cele importante pentru siguranță) sunt redundante, în special cele legate de circuitele primare și secundare, pentru a reduce riscul de avarie.
28 martie 1979Când accidentul nuclear de la Three Mile Island (SUA), o serie de incidente provocat de fuziune parte a inimii reactorului n o 2, având ca rezultat eliberarea în mediu a unei mici cantități de radioactivitate. Accidentul a fost clasificat la nivelul 5 pe scara INES .
Incident grav Davis-BesseÎn Martie 2002, operatorul centralei nucleare Davis-Besse (Statele Unite) a descoperit, în timpul unei verificări efectuate în timpul opririi reactorului, că acidul boric prezent în circuitul primar al reactorului a dizolvat local aproape întreaga grosime a traversările capacului rezervorului. O breșă ar fi putut inunda incinta reactorului cu apă radioactivă, ar fi deteriorat echipamentul și ar putea provoca daune combustibilului ( topire parțială ) prin pierderea de refrigerare. Acest incident a fost clasificat ca al 5- lea cel mai periculos de către NRC, care l-a clasificat și la nivelul 3 pe scara INES. După reparații și modernizări care au costat 600 de milioane de dolari, reactorul a fost repornit în 2004. FirstEnergy a amendat 5 milioane de dolari NRC în 2005. De asemenea, compania a fost obligată să plătească o a doua amendă de 28 de milioane de dolari de către Departamentul de Justiție al Statelor Unite .