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GE BWR ( Reactor de agua en ebullición de General Electric )
GeneracionGeneración I (BWR-1)
Generación II
Generación III ( ABWR )
Generación III + ( ESBWR )
Concepto de reactorReactor de agua ligera (LWR)
Línea de reactoresReactor de agua hirviendo (BWR)
Diseñada porEnergia General
Fabricado porEnergia General
Estado83 reactores construidos, 67 reactores operativos
(A agosto de 2018 )
Principales parámetros del núcleo del reactor.
Combustible ( material fisionable )235 U / 235 Pu ( LEU / MOX )
Estado de combustibleSólido
Espectro de energía de neutronesTérmico
Método de control primarioBarras de control
Moderador principalAgua ligera
Refrigerante primarioAgua líquida)
Uso del reactor
Uso primarioGeneracion de electricidad
Energía (térmica)530 MW th (BWR-1)
1500 MW th (BWR-2)
2400 MW th (BWR-3)
3000 MW th (BWR-4)
3100 MW th (BWR-5)
3400 MW th (BWR-6)
4000 MW th (ABWR)
4500 MW th (ESBWR)
Energía (eléctrica)160 MW e (BWR-1)
650 MW e (BWR-2)
460 MW e (BWR-3)
784 MW e (BWR-4)
1050 MW e (BWR-5)
1150 MW e (BWR-6)
1400 MW e (ABWR)
1600 MW e (ESBWR)
Esquema GE BWR dentro de una contención Mark I.

General Electric 's línea de productos BWR de agua en ebullición Reactores representa los diseños de una proporción relativamente grande [ cuantificar ] porcentaje de los comerciales de los reactores de fisión de todo el mundo.

Historia [ editar ]

El progenitor de la línea BWR fue el reactor de agua en ebullición Vallecitos (VBWR) de 5 MW , que se puso en funcionamiento en octubre de 1957.

BWR-1 [ editar ]

  • BWR Tipo 1 (BWR-1, BWR / 1): En 1955, GE desarrolló su diseño VBWR original en el reactor Dresden 1 (6 × 6, 7 × 7) de 197 MW , que incorpora la primera iteración del diseño BWR / 1 de GE. Dresden 1 utilizó circulación forzada (a través de bombas de recirculación externas) y un diseño único de transferencia de calor de ciclo dual (directo + indirecto) que resultó ser antieconómico. GE desarrolló aún más el diseño BWR-1 con el reactor Big Rock Point de 70 MW (9 × 9, 11 × 11, 12 × 12), que (como todos los modelos GE BWR posteriores a Dresden 1) utilizó el método de calor de ciclo directo más económico. transferencia, pero dispuesta con las bombas de recirculación externas a favor de la circulación natural (una estrategia inusual que solo adoptó el reactor Dodewaard de 55 MW , aunque esta técnica ha resucitado para el Gen III + más nuevoESBWR ). El reactor de 65 MW Humboldt Bay (6 × 6, 7 × 7) siguió a Big Rock Point, volviendo al método de circulación forzada más eficiente (a través de bombas de recirculación externas). Estos diseños experimentales (todos los cuales compartían la clasificación BWR-1 a pesar de sus diseños divergentes) usaban haces de barras de combustible en configuraciones de 6 × 6, 7 × 7, 8 × 8, 9 × 9, 11 × 11 y 12 × 12, pero El paquete 9 × 9 de GE que se usó más tarde en los reactores BWR / 2-6 es diferente del que se usó en la era BWR / 1. [1] El BWR / 1 fue el primer diseño de BWR con separación de vapor interna. También tenía un condensador de aislamiento y contención de supresión de presión. [2]

BWR-2 [ editar ]

  • BWR Tipo 2 (BWR-2, BWR / 2): Introducido en 1963,> 500 MW e , típicamente alrededor de 650 MW e brutos ( Oyster Creek , Nine Mile Point 1 ). [3] [4] Incluido un gran ciclo directo. 5 circuitos de recirculación, bombas de recirculación externas de velocidad variable (una bomba por circuito, el caudal de cada bomba puede variar de 6.400 a 32.000 galones estadounidenses por minuto (0,40 a 2,02 m 3 / s)). Este diseño, así como el BWR / 3–6, se clasificarían posteriormente como reactores de Generación II por su mayor escala, características de seguridad mejoradas, viabilidad comercial, rentabilidad y larga vida útil. [2]

BWR-3 [ editar ]

  • BWR Tipo 3 (BWR-3, BWR / 3): introducido en 1965, 800 MW ( Dresde 2-3 ). [4] Primer uso de bombas de chorro interno (boquilla única, 10 por circuito, 20 en total). 2 circuitos de recirculación, bombas de recirculación de velocidad variable (una bomba por circuito, cada bomba tenía un caudal nominal de 45.200 galones estadounidenses por minuto (2,85 m 3 / s)). Rociado e inundación ECCS mejorados, rociadores de agua de alimentación mejorados. Monticello y Pilgrim 1 tenían clasificaciones de potencia significativamente más bajas a pesar de estar también clasificados como modelos BWR / 3.

BWR-4 [ editar ]

Browns Ferry Unit 1 pozo seco y pozo húmedo en construcción, dentro de una contención Mark I
  • BWR Tipo 4 (BWR-4, BWR / 4): introducido en 1966, 1100 MW ( Browns Ferry 1–3 ). Muy similar al BWR / 3 en diseño con un sistema de recirculación idéntico, pero la densidad de potencia se incrementó en un 20%. [4] Disponible con contención Mark I o Mark II.

BWR-5 [ editar ]

  • BWR Tipo 5 (BWR-5, BWR / 5): Introducido en 1969, 1100 MW ( LaSalle 1–2 ). El mismo número de lazos (2) y bombas de chorro (20), pero las bombas de chorro se actualizaron a un diseño de cinco boquillas. Las bombas de velocidad variable se reemplazaron por bombas de dos velocidades (cada una con una capacidad nominal de 35,400 galones estadounidenses por minuto (2,23 m 3 / s) para una carga de presión de descarga de 865 pies (264 m)) y una válvula de control de flujo (ajustable desde 22% abierto al 100% abierto con una respuesta de flujo lineal) se agregó a cada circuito para su uso en la regulación del flujo de recirculación (capaz de regular el flujo de recirculación entre 35% y 100% con las bombas en la configuración de velocidad rápida, o entre 30% y 40% con las bombas en el ajuste de velocidad lenta). Control de flujo de la válvula ECCS mejorado. Solo disponible con contención Mark II.

BWR-6 [ editar ]

  • BWR Tipo 6 (BWR-6, BWR / 6): Introducido en 1972, disponible en configuraciones que van desde 600–1400 MW. Pasó de un haz de combustible de 7 × 7 a 8 × 8 con barras de combustible más largas y delgadas que encajan dentro de la misma huella externa que el haz de combustible 7 × 7 anterior, servicio de combustible reducido (a 13,4 kW / pie (44 kW / m)), bombas de chorro compactas mejoradas con mayor capacidad de circulación (disponibles con 16-24 bombas de chorro en total según la configuración), mayor capacidad de los separadores de vapor y secadores, mayor capacidad de combustible, mayor rendimiento (aumento del 20% en comparación con BWR / 5 cuando se usa el recipientes a presión del mismo tamaño), ECCS mejorado, introdujo una opción para una sala de control compacta e introdujo una opción de sistema de protección del sistema nuclear de estado sólido (solo Clinton tomó esto). Primer y único modelo disponible con contención Mark III.

ABWR [ editar ]

  • ABWR : mayores márgenes de seguridad, sin bucles de recirculación externos, bombas internas del reactor. También tiene unidades de varilla de control de movimiento fino.

ESBWR [ editar ]

  • ESBWR : seguridad pasiva, circulación natural (sin lazos ni bombas), 1600 MW. Tiene un flotador de gravedad, un condensador de aislamiento y un sistema de refrigeración de contención pasiva. [2]

Paquetes de barras de combustible [ editar ]

GE-2 [ editar ]

  • Haz de combustible 7x7. [1]

GE-3 [ editar ]

  • Haz de combustible 7x7 mejorado con 49 barras de combustible, una de las cuales está segmentada. [1]

GE-4 [ editar ]

  • Haz de combustible 8x8 con 63 barras de combustible y 1 barra de agua. [1]

GE-5 [ editar ]

  • Reacondicionamiento de haz de combustible de 8x8 haces de combustible prepresurizados y de barrera que contienen 62 y dos barras de agua. [1]

GE-6 y 7 [ editar ]

  • Prepresurizado a 3ATM con helio con barrera

GE-8 [ editar ]

  • Haz de combustible 8x8 con 58 a 62 barras de combustible y 2-6 barras de agua. [1] Prepresurizado a 5ATM con helio.

GE-9 [ editar ]

Contención [ editar ]

Ver también: Sistemas de seguridad para reactores de agua hirviendo
Esquema GE BWR dentro de una contención Mark I.

Marque I [ editar ]

BWR esquemático dentro de la contención Mark I.

Un edificio de contención de pozo seco que se asemeja a una bombilla invertida sobre el pozo de agua, que es un toro de acero que contiene agua.

Mark II [ editar ]

BWR dentro de una contención Mark II.

Descrito como una configuración "sobre-debajo" con el pozo seco formando un cono truncado sobre una losa de hormigón. A continuación se muestra una cámara de supresión cilíndrica hecha de hormigón en lugar de simplemente chapa metálica.

Mark III [ editar ]

El sistema de contención GE Mark III es un sistema de contención de presión de barrera única y de contención de fisión de múltiples barreras, que consta del recipiente de contención más los pozos secos y húmedos asociados (barreras de presión y de fisión), el edificio de escudo externo del mismo, el edificio auxiliar y la construcción de combustible, todos los cuales normalmente se mantienen a presión negativa, lo que evita la salida de productos de fisión. [ cita requerida ]

Características de la contención:

  • Respuesta sísmica mejorada [ aclaración necesaria ]
  • Diseño de contención de menor presión, pero volumen significativamente mayor que Mark I y II
  • Diseño de látigo de tubería mejorado [se necesita aclaración ]
  • Combina la contención seca ( tipo PWR ) con la contención típica del tipo de supresión de presión BWR

Ventajas [ editar ]

  • Una ventaja del diseño BWR (en comparación con PWR) es un mejor seguimiento de la carga en virtud de la manipulación de la barra de control combinada con el cambio del caudal de recirculación. La integración del regulador de presión de la turbina y el sistema de control con el sistema de control de flujo de recirculación permite cambios automáticos de potencia de hasta el 25% de la potencia nominal sin alterar la configuración de la varilla de control. [ cita requerida ]
  • Las barras de control montadas en la parte inferior de entrada inferior permiten repostar sin quitar las barras de control y los impulsores, al tiempo que permiten la prueba de manejo con un recipiente abierto antes de cargar el combustible.
  • BWR permite un flujo de refrigerante primario más bajo que PWR. [ aclaración necesaria ]
  • Las bombas de chorro internas a la vasija del reactor proporcionan 2/3 del flujo de recirculación, lo que permite que el circuito de flujo de recirculación externo sea pequeño y compacto en comparación con los diseños PWR actuales.
  • Bajo pérdida de refrigerante, las bombas de chorro proporcionan un 10% de potencia similar a las calderas.
  • Los diseños de BWR operan constantemente a aproximadamente la mitad de la presión del sistema primario de los diseños de PWR mientras producen la misma cantidad y calidad de vapor en un sistema compacto: presión de la vasija del reactor de 1020 psi (7 MPa) y temperatura de 288 ° C para BWR que es inferior a 2240 psi (14,4 MPa) y 326 ° C para PWR.
  • El vapor se genera en la vasija de presión del reactor en un BWR, mientras que se genera en el generador de vapor en un segundo bucle en un PWR.
  • BWR permite la ebullición a granel [se necesita aclaración ] mientras que PWR no.

Desventajas [ editar ]

  • El vapor generado en un BWR contiene trazas de materiales radiactivos, como resultado, grandes porciones del edificio de turbinas están compartimentadas para evitar la exposición de los trabajadores a la radiación. Los edificios de turbinas PWR, por otro lado, son esencialmente los mismos que los edificios de turbinas de una planta de energía de combustibles fósiles con todos los equipos accesibles en todo momento.

Ver también [ editar ]

  • La energía nuclear
  • Reactor de generación I
  • Reactor de segunda generación
  • Reactor de generación III
  • Seguridad nuclear en EE. UU.
  • Economía de las nuevas centrales nucleares
  • Reactor de agua a presión
  • Reactor de agua de moderación reducida
  • Reactor avanzado de agua pesada
  • Otros diseños Gen III +:
    • AP1000
    • EPR
    • US-APWR
    • ACR
    • VVER-TOI
    • Reactor de agua hirviendo de Kerena

Referencias [ editar ]

  1. ^ a b c d e f Moore, RS; Notz, KJ (1989). "Moore, RS y KJ Notz. Características físicas de los conjuntos de combustible GE (General Electric) BWR (reactor de agua en ebullición). Estados Unidos: N. p., 1989. Web. Doi: 10.2172 / 5898210" . Web.ornl.gov. doi : 10.2172 / 5898210 . Consultado el 5 de abril de 2017 . Cite journal requires |journal= (help)
  2. ↑ a b c Hylko, James M .; Peltier, Robert (1 de noviembre de 2010). "La evolución de la ESBWR" . Revista POWER . Consultado el 24 de marzo de 2018 .
  3. ^ "Conceptos básicos del reactor de agua hirviendo" (PDF) . Edf.com . Consultado el 11 de enero de 2014 .
  4. ^ a b c "Descripción general BWR / 6 de un reactor de agua hirviendo" (PDF) . Consultado el 24 de marzo de 2018 .