GE BWR

GE BWR
GE BWR
(일반 전기 비등수형 원자로)
시대제1세대(BWR-1)
제2세대
제3세대(ABWR)
제3세대+(ESB)WR)
원자로 개념경수로(LWR)
원자로 선로비등수형 원자로(BWR)
설계자제너럴 일렉트릭
제조자제너럴 일렉트릭
상황83기의 원자로 건설, 67기의 원자로 가동
(2018년 8월 기준)
원자로 노심의 주요 파라미터
연료(분열성 물질)235U/235Pu(LEU/MOX)
연료 상태단단한
중성자 에너지 스펙트럼온도
일차 제어 방식제어봉
프라이머리 모델레이터경수
1차 냉각수액체(물)
원자로 사용 현황
주요 용도발전
전력(열)530 MWth (BWR-1)
1500 MWth (BWR-2)
2400 MWth (BWR-3)
3000 MWth (BWR-4)
3100 MWth (BWR-5)
3400 MWth (BWR-6)
4000th MW(ABWR)
4500th MW(ESBWR)
전원(전기)160e MW(BWR-1)
650 MWe (BWR-2)
460 MWe (BWR-3)
784e MW(BWR-4)
1050 MWe (BWR-5)
1150e MW(BWR-6)
1400e MW(ABWR)
1600e MW(ESBWR)
Mark I 격납건물 내부의 GE BWR의 개략도.

제너럴 일렉트릭의 비등수형 원자로BWR 제품 라인은 전 세계 상업용 핵분열 원자로의 비교적 큰 비율(약 18%)[1]을 나타낸다.

BWR 라인의 시조는 5MW 발레시토스 비등수형 원자로(VBWR)로, 1957년 10월에 온라인이 되었다.1955년과 1972년 사이에 BWR-1에서 BWR-6까지 6개의 설계 반복이 도입되었다.

1990년대에 도입된 고급 비등수형 원자로(ABWR)와 2010년대 초에 도입된 경제 간이 비등수형 원자로(ESBWR)가 그 뒤를 이었다.

2018년 8월 현재 이 설계 계열의 원자로는 83기가 건설되었으며, 이 중 67기가 가동 중이다.

설계는 2011년 3월 11일 INES 레벨 7 후쿠시마 제1원자력발전소 참사의 여파로 세계의 주목을 받았다.GE는 일본 후쿠시마 제1원자력발전소의 주요 도급업체로 GE 설계 비등수형 원자로 6기로 구성됐다.1, 2, 6호기의 원자로는 제너럴 일렉트릭이, 나머지 3기는 도시바와 히타치가 공급했다.1호기는 1965년에 도입되어 1967년 7월에 건설된 BWR-3 설계 반복의 460 MW 비등수형 원자로였다.

도호쿠 대지진과 쓰나미로 발전소가 심각한 손상을 입은 후, 원자로 노심 냉각이 상실되어 3월 12일부터 15일까지 1, 2, 3호기의 원자로 용융, 3개의 수소 폭발, 방사능 오염이 방출되었다.이 원자로 설계군의 안전운전은 운전중 항상 그리고 운전정지 후 상당기간[quantify] 지속적인 냉각수 흐름에 좌우된다.

역사

BWR 라인의 시조는 5MW 발레시토스 비등수형 원자로(VBWR)로, 1957년 10월에 온라인이 되었다.

BWR-1

  • BWR 타입 1 (BWR-1, BWR/1) : 1955년 GE는 원래의 VBWR 설계를 197MW 드레스덴 1 (6×6, 7×7) 원자로로 개발하여 GE의 BWR/1 설계의 첫 반복을 구현했다.드레스덴 1은 (외부 재순환 펌프를 통한) 강제 순환과 비경제적인 것으로 판명된 독특한 이중 사이클(직접+간접) 열 전달 설계를 사용했습니다.GE는 70 MW Big Rock Point (9×9, 11×11, 12×12) 원자로와 함께 BWR-1 설계를 추가 개발하였다. 이 원자로는 (드레스덴 1 이후의 모든 GE BWR 모델과 마찬가지로) 보다 경제적인 직접 열 전달 방식을 사용하였으나 자연 순환을 위해 외부 재순환 펌프와 함께 폐기되었다 (55 MWa 코드만 해당).이 기술은 최신 III세대+ESBWR)에서 부활했지만 tor를 채택했습니다.65MW 험볼트 베이(6×6, 7×7) 원자로는 빅 록 포인트를 따라 더 효율적인 강제 순환 방법(외부 재순환 펌프를 통한)으로 돌아갔다.이러한 실험 설계(모두 BWR-1 분류를 공유함)는 6×6, 7×7, 8×8, 9×9, 11×11 및 12×12 구성에서 연료봉 번들을 사용했지만, 나중에 BWR/2–6 원자로에서 사용된 GE의 9×9 번들은 BWR/[2]1 시대에 사용된 것과 다르다.BWR/1은 내부 증기 분리가 있는 최초의 BWR 설계였다.그것은 또한 절연 응축기와 압력 [3]억제를 가지고 있었다.

BWR-2

  • BWR 타입 2(BWR-2, BWR/2): 1963년에 도입되어 500e MW 이상, 통상은 총 약 650e MW(Oyster Creek, Nine Mile Point [4][5]1)대규모 다이렉트 사이클 포함.5개의 재순환 루프, 가변 속도 외부 재순환 펌프(루프당 1개의 펌프, 각 펌프의 유속은 분당 6,400 ~ 32,000 US 갤런(0.40 ~ 2.023 m/s)으로 변화할 수 있습니다.이 설계는 BWR/3-6뿐만 아니라 나중에 규모 증가, 안전 기능 개선, 상업적 생존 가능성, 수익성 및 긴 [3]수명 때문에 모두 2세대 원자로로 분류될 것이다.

BWR-3

  • BWR 타입 3(BWR-3, BWR/3): 1965년에 도입된 800 MW(드레스덴 2-3).[5]내부 제트 펌프의 최초 사용(단일 노즐, 루프당 10개, 총 20개).2개의 재순환 루프, 가변 속도 재순환 펌프(루프당 1개의 펌프, 각 펌프의 정격 유량은 45,200 US 갤런/분(2.853 m/s)이었다).ECCS 스프레이 및 플래드 개선, 급수 스파저 개선.몬티셀로필그림 1은 BWR/3 모델로도 분류되었지만 전력 정격이 상당히 낮았습니다.

BWR-4

브라운스 페리 1호기 Mark I 격납건물 내 건조 및 습식 우물 건설 중
  • BWR 타입 4(BWR-4, BWR/4): 1966년에 도입된 1100 MW(브라우즈 페리 1-3).동일한 재순환 시스템의 설계상 BWR/3와 거의 유사하지만 전력 밀도가 20% [5]증가했습니다.Mark I 또는 Mark II 컨테이너와 함께 사용할 수 있습니다.

BWR-5

  • BWR 타입 5 (BWR-5, BWR/5) : 1969년 1100 MW (LaSalle 1-2)에 도입.루프(2)와 제트 펌프(20)의 수는 동일하지만 제트 펌프는 5개의 노즐 설계로 업그레이드되었습니다.가변 속도 펌프는 2단 펌프(각각 정격 분당 35,400 US 갤런(2.233 m/s)의 토출 압력 헤드에 대해 264 m)로 교체되었으며, 각 루프에 흐름 조절을 위해 흐름 제어 밸브(선형 흐름 응답으로 22% 개방에서 100% 개방으로 조정 가능)가 추가되었다(재순환 가능).펌프가 고속일 경우 35%~100% 사이, 저속일 경우 30~40% 사이).ECCS 밸브의 흐름 제어가 향상되었습니다.Mark II 격납건물에서만 사용할 수 있습니다.

BWR-6

  • BWR 타입 6 (BWR-6, BWR/6) : 1972년에 도입, 600–1400 MW의 범위에서 사용 가능. 이전의 7×7 연료 다발과 동일한 외부 풋프린트 내에 들어가는 더 길고 얇은 연료 로드와 함께 7×7에서 8×8 연료 다발로 전환, 연료 듀티 감소(13.4K/FT)용량(구성에 따라 총 제트 펌프 16–24개로 사용 가능), 증기 분리기와 건조기의 용량 증가, 연료 용량 증가, 출력 증가(동일한 크기의 압력 용기를 사용할 경우 BWR/5 대비 20% 증가), ECCS 개선, 소형 제어실 옵션 도입 및 고체 핵 시스템 도입m 보호 시스템 옵션(클린턴만 사용).Mark III 격납 건물과 함께 사용할 수 있는 최초이자 유일한 모델.

ABWR

  • ABWR: 높은 안전 여유, 외부 재순환 루프 없음, 원자로 내부 펌프.미세 모션 컨트롤 로드 드라이브도 탑재되어 있습니다.

ESBWR

  • ESBWR: 수동 안전, 자연 순환(루프나 펌프 없음), 1600 MW. 중력 플래더, 절연 콘덴서,[3] 수동 격납 냉각 기능을 갖추고 있습니다.

연료봉 번들

GE-2

  • 7x7 연료 [2]번들

GE-3

  • 개선된 7x7 연료 번들로 49개의 연료봉 중 하나가 [2]세그먼트화되어 있습니다.

GE-4

  • 8x8 연료 번들, 63개의 연료봉과 1개의 워터봉.[2]

GE-5

  • 개폐 8x8 연료 번들 프리프레셔화 및 배리어 연료 번들 62개 및 워터 [2]로드 2개가 들어 있습니다.

GE-6 및 7

  • 장벽이 있는 헬륨을 사용하여 3개의 표준 대기(300kPa)에서 사전 가압

GE-8

  • 58~62개의 연료봉과 2~6개의 [2]물봉이 있는 8x8 연료다발.헬륨을 사용하여 5개의 표준 대기(510kPa)에서 사전 가압.

GE-9

콘테인먼트

Mark I 격납건물 내부의 GE BWR의 개략도.

마크 I

마크 I 격납 건물 내부의 개략적인 BWR.

물을 포함한 강철 토러스인 웨트웰 위에 반전된 전구를 닮은 드라이웰 격납 건물.

마크 II

Mark II 격납건물 내부의 BWR.

콘크리트 슬래브 위에 잘린 원뿔을 형성하는 드라이웰이 있는 "오버 언더" 구성으로 설명됩니다.아래는 판금뿐만 아니라 콘크리트로 만든 원통형 억제실입니다.

마크 III

GE Mark III 격납 시스템은 단일 격납용기 및 다중 격납용기이며, 격납용기 및 관련 건식 및 습식 격납용기(압력 및 핵분열 격납용기), 외부 차폐 건물, 보조 건물 및 연료 건물로 구성되며, 일반적으로 모두 음으로 유지된다.핵분열 [citation needed]생성물의 유출을 막는 압력

콘테인먼트의 특징:

  • 내진[clarification needed] 응답 개선
  • 저압 배기열 대책 설계, 그러나 Mark I 및 II보다 훨씬 큰 부피
  • 파이프 휘핑[clarification needed] 설계 개선
  • 건조 격납용기(PWR형)와 일반적인 BWR 압력 억제형 격납용기를 결합합니다.

이점

  • (PWR에 비해) BWR 설계의 장점 중 하나는 재순환 유량의 변경과 결합된 제어봉 조작에 의해 부하 추종성이 향상된다는 것입니다.터빈 압력 레귤레이터 및 컨트롤 시스템이 재순환 유량 제어 시스템과 통합되어 컨트롤 로드 [citation needed]설정을 변경하지 않고도 정격 전력의 최대 25%까지 자동으로 전력을 변경할 수 있습니다.
  • 하단 엔트리 하단 장착 제어봉은 제어봉과 구동장치를 제거하지 않고 연료를 재충전할 수 있으며 연료 적재 전에 열린 용기로 주행 테스트를 수행할 수도 있습니다.
  • BWR은 [clarification needed]PWR보다 낮은 1차 냉각수 흐름을 허용합니다.
  • 원자로용기 내부의 제트펌프는 재순환 흐름의 2/3rds를 제공하여 외부 재순환 흐름 루프가 현재의 PWR 설계에 비해 작고 콤팩트할 수 있도록 한다.
  • 냉각수 제트 펌프는 보일러와 유사한 10%의 전력을 공급합니다.
  • BWR 설계는 소형 시스템에서 1020psi(7 MPa)의 원자로 용기 압력과 2240psi(14.4 MPa)보다 낮은 288 °C 온도, PWR의 326 °C와 같은 양 및 품질의 증기를 발생시키면서 PWR 설계의 약 절반에서 지속적으로 작동한다.
  • 수증기는 BWR의 원자로 압력용기에서 발생하며, 수증기는 PWR의 두 번째 루프에 있는 증기발생기에서 발생한다.
  • BWR은 벌크[clarification needed] 비등을 허용하지만 PWR은 허용하지 않습니다.

단점들

  • BWR에서 발생하는 증기에는 미량의 방사성 물질이 포함되어 있어 터빈 건물의 상당 부분이 작업자에 대한 방사선 피폭을 방지하기 위해 구분되어 있다.반면, PWR 터빈 건물은 화석 연료 발전소의 터빈 건물과 본질적으로 동일하며 항상 모든 장비에 접근할 수 있습니다.

「 」를 참조해 주세요.

레퍼런스

  1. ^ "Nuclear Power Reactors in the World – 2015 Edition" (PDF). International Atomic Energy Agency (IAEA). Retrieved 26 October 2017.
  2. ^ a b c d e f Moore, R.S.; Notz, K.J. (1989). "Moore, R.S., and K.J. Notz. Physical Characteristics of GE (General Electric) BWR (boiling-Water Reactor) Fuel Assemblies. United States: N. p., 1989. Web. doi:10.2172/5898210". Web.ornl.gov. doi:10.2172/5898210. Retrieved 5 April 2017. {{cite journal}}:Cite 저널 요구 사항 journal=(도움말)
  3. ^ a b c Hylko, James M.; Peltier, Robert (1 November 2010). "The Evolution of the ESBWR". POWER Magazine. Retrieved 24 March 2018.
  4. ^ "Boiling Water Reactor Basics" (PDF). Edf.com. Retrieved 11 January 2014.
  5. ^ a b c "BWR/6 General Description of a Boiling Water Reactor" (PDF). Retrieved 24 March 2018.