O reator de água pressurizada (sigla PWR), também chamado de reator de pressão de água ou reator de água pressurizada PWR em inglês, é o sistema de reator nuclear mais comum no mundo:Janeiro de 2021, dois terços dos 444 reatores nucleares em operação no mundo são de tecnologia PWR, bem como navios nucleares e submarinos .
Este reator é composto por três circuitos, que permitem utilizar a energia fornecida pela fissão dos átomos de urânio contidos em seu “núcleo nuclear”.
No circuito primário , os PWRs utilizam a água como refrigerante e para atuar como moderador , o que os classifica na família dos reatores de água leve . Essa água primária - que resfria o núcleo do reator - é mantida sob alta pressão (cerca de 150 bar ) para permanecer na forma líquida.
A água do circuito secundário é vaporizada ao nível dos geradores de vapor - o que não acontece nos reatores de água a ferver (BWR), onde existe apenas um circuito.
Os 56 reatores geradores franceses são PWRs. Trata-se de uma tecnologia de origem americana desenvolvida pela Westinghouse , na França tendo até 1969 contado com outra tecnologia, a UNGG . Este último foi abandonado por razões de lucratividade e segurança após o início de um derretimento de núcleo na usina nuclear de Saint-Laurent .
O combustível nuclear de um PWR é óxido de urânio fracamente enriquecido : a proporção do isótopo U-235 físsil varia de 3 a 5% dependendo do país. O combustível está na forma de aproximadamente 272 pequenos pellets (h = 1,35 cm ) empilhados e mantidos em bainhas de zircaloy denominadas hastes (h = 3,75 m ), pressurizadas com hélio. 264 barras de combustível são dispostas na forma de conjuntos cuja resistência mecânica é garantida por grades. Dependendo dos modelos PWR, entre 120 e 250 conjuntos são carregados no vaso do reator.
No circuito primário, a água (chamada de água leve , em oposição à água pesada D 2 O) sob pressão é responsável por recuperar o calor produzido pelo coração: é esse fluido de transferência de calor que circula nas montagens entre as hastes onde ocorre a reação em cadeia. Os produtos da reação nuclear ( produtos de fissão e transurânicos ) são confinados com o óxido de urânio dentro do revestimento da haste para evitar sua disseminação e contaminação do circuito primário.
O circuito primário de água também atua como moderador: tem a capacidade de retardar ou termalizar nêutrons para a fissão .
Como qualquer tipo de reator térmico (nuclear ou de chama), um PWR é resfriado por um grande fluxo de água fria bombeada de um rio ou mar que constitui a fonte fria do ciclo termodinâmico. A maioria dos reatores resfriados com água do rio é equipada com uma torre de refrigeração destinada a remover o calor do circuito terciário de refrigeração dos condensadores da turbina.
O reator de água pressurizada (PWR) é uma tecnologia nascida nos Estados Unidos, inicialmente utilizada para a propulsão de submarinos . As primeiras usinas nucleares com esse tipo de reator foram projetadas nos Estados Unidos pela Westinghouse .
As primeiras fábricas PWR na Europa foram construídas sob uma licença Westinghouse pelos franceses e alemães ocidentais, antes de seu projeto ser progressivamente francês.
A mais recente evolução dos PWRs europeus é o EPR, ou reator pressurizado europeu . O que está em Westinghouse é o reator AP1000 .
Os russos, por sua vez, projetaram uma variante do reator de energia refrigerante com moderação de água, conhecido como reator VVER .
Dentro Janeiro de 2021, o número de reatores PWR em operação no mundo é de 302, ou seja, dois terços dos 444 reatores de todas as tecnologias; sua capacidade instalada atingiu 287 GW , ou 72,8% do total mundial, incluindo os 56 reatores na França.
Em um reator de água pressurizada, o controle da reação é garantido, em curto prazo, pela inserção ou extração de hastes de controle nos conjuntos de combustível e, em médio prazo, pela variação da concentração de boro na água do circuito primário .
Os parâmetros operacionais típicos do circuito primário de água dados no caso da série 1.450 MWe N4 , o mais recente dos reatores franceses, são os seguintes:
Na saída dos geradores de vapor, o vapor d'água secundário possui as seguintes características médias:
O vapor de água de alta pressão é expandido no corpo de alta pressão (HP) da turbina, então superaquecido antes de continuar a se expandir nos corpos de baixa pressão (LP). A turbina aciona um alternador que produz eletricidade .
A eficiência geral de conversão de calor em eletricidade é de aproximadamente 35,1% no caso do rolamento N4 e 33% no caso dos modelos anteriores.
Na saída da turbina, o vapor d'água passa por um condensador para retornar ao estado líquido, a seguir para extrair certos gases não condensáveis (como o oxigênio ) da água. Essa água é então reaquecida antes de retornar aos geradores de vapor.
Na maioria das usinas de rios ou rios, o calor da água do circuito secundário é transferido para um circuito terciário, constituído principalmente por uma torre de refrigeração , na qual a água é distribuída em gotículas finas, o que possibilita o acendimento por um lado, uma boa troca entre água e ar e, portanto, traz a água a uma temperatura próxima à do ar ambiente (ver temperatura úmida ) e por outro lado satura o fluxo de água com vapor de água. ar fluindo de baixo para cima na torre. Uma parte do fluxo de água evapora na torre, (aproximadamente 500 a 1000 L / s dependendo das condições climáticas do momento, ou seja, um fluxo de massa de uma ordem comparável ao fluxo de vapor produzido pelos geradores de vapor de a unidade de controle) o restante cai como chuva na bacia localizada abaixo da torre onde é bombeado e volta para resfriar o condensador. A água evaporada é substituída por água proveniente do rio ou do rio. A água terciária usada para resfriar os condensadores das turbinas da usina é bombeada a montante da torre de resfriamento para o rio ou rio.
Alguns reatores são resfriados retirando água e descarregando-a diretamente em um rio ou rio , o que aumenta significativamente a temperatura desses rios, o que em períodos de calor e / ou baixa vazão desses rios pode levar o operador a reduzir seu nível de potência, ou até mesmo para detê-los.
Também não há resfriamento de ar para reatores resfriados por água do mar, o que aumenta a temperatura pelo menos localmente na rejeição de 10 ° C aproximadamente.
No caso do reator de água pressurizada, a escolha correta das condições de operação (temperatura do moderador e combustível) e da geometria da rede no núcleo (desenho detalhado do combustível e dos canais do moderador) pode levar à auto- operação. reator estável.
Exemplo: estando o reator inicialmente em operação estável a 100% da potência, ocorre uma redução para 50% da potência exigida pela turbina com bastante rapidez (alguns minutos). Isso resulta em uma diminuição no fluxo de vapor secundário que causa um aumento na temperatura de saída primária dos geradores de vapor que causa um aumento na temperatura da água no núcleo. A diminuição da reatividade causada pelo aumento da temperatura do moderador leva a uma diminuição da potência do reator. O fluxo primário permanece constante. Após alguns minutos, um novo estado estável é obtido:
Exemplo de um transiente de energia autorregulado
|
com:
Tvap = temperatura do vapor
h = constante
W = potência
portanto, h = 4,444% / ° C
° C
Neste exemplo, a redução de potência de 100% para 50% é obtida ao custo de um aumento na temperatura primária média de 11,7 ° C por autorregulação do reator sem qualquer manobra dos absorventes de controle de reatividade ou mudança de primário fluxo. A temperatura de saída do coração permanece quase inalterada. A pressão de vapor é aumentada em aproximadamente 28 bar. A expansão da água primária faz com que a água entre no pressurizador.
Na prática, uma ação nas barras de controle permite respeitar mais precisamente o programa de temperatura primária (geralmente aumentando ligeiramente com a potência) o que evita um aumento excessivo da pressão de vapor secundária, limita a entrada de água no pressurizador e o aquecimento da temperatura de entrada do tanque, mas é concebível que, uma vez que a resposta natural do reator por si só permite regular a potência, a ação dos operadores ou dos automatismos seja assim facilitada.
A única físsil o material é assumida como sendo 235 U. Os números apresentados são ordens de grandeza. 100 fissões de urânio 235 liberam em média 250 nêutrons , que dão origem às seguintes reações:
A reação em cadeia deve estar sempre sob controle para controlar a potência do reator. A energia térmica do reator é produzida principalmente pela fissão dos átomos do combustível fissionável (cerca de 90%). A outra parte é liberada por produtos de fissão radioativos (menos de 10%), que emitem calor e radiação quando voltam ao estado estável.
O tempo de decomposição dos produtos da fissão não pode ser alterado. A potência do reator é, portanto, modificada aumentando ou diminuindo o número de nêutrons que participam da reação em cadeia. Para fazer isso, usamos dois fenômenos físicos: moderação e captura.
A captura pode ser realizada adicionando ácido bórico à água do circuito primário. Ao capturar os nêutrons resultantes dos decaimentos, eles são impedidos de sustentar a reação em cadeia ( veneno de nêutrons ). Varetas de controle, também absorvendo nêutrons, podem ser inseridas ou removidas no reator para capturar mais ou menos nêutrons. Um desligamento automático do reator é causado pela queda dessas hastes de controle.
A adição de ácido bórico ao circuito primário é relativamente lenta (15 minutos) e serve para compensar fenômenos lentos, como envenenamento por Xenon / Samário ou desgaste do combustível. Barras de controle (ou clusters) são usadas para ajustar a potência do coração durante transientes mais rápidos. A inserção dos aglomerados tem o efeito negativo de causar uma deformação significativa do fluxo (distribuição da potência do reator em função da altura).
Para que a reação em cadeia ocorra em um reator PWR, é necessário termalizar os nêutrons , desacelerando-os. O poder moderador da água depende de sua temperatura. Portanto, dentro de um certo limite, a potência pode ser alterada alterando a temperatura.
Bombas primárias e loopsBombas primárias são Hélico-centrífuga muito alta potência bombas (cerca de 7 MWe por bomba) o desenvolvimento de uma cabeça de cerca de 100 m a um caudal nominal (cerca de 24.000 m 3 / h ). 24.500 m 3 / he 106 m de altura manométrica no caso do rolamento N4. Estas são bombas “enchidas”, pois a potência do motor é muito alta para tolerar um rotor úmido, com design totalmente vedado. As bombas primárias são geralmente de rotação de velocidade única (a rotação depende da frequência da rede no caso de um motor síncrono ). Esta alta potência é, entretanto, usada para aquecer o circuito primário desde o desligamento a frio até atingir as condições de divergência prescritas. As bombas primárias principais são dotadas de um volante destinado a moderar a diminuição da vazão em caso de corte de energia elétrica da bomba, dando assim o tempo necessário para a queda dos absorventes para interromper a reação em cadeia. Em caso de desligamento total das bombas primárias, a circulação da água é garantida pela diferença de temperatura (e portanto densidade) entre o ramal quente, aquecido pelo núcleo e o ramal frio, resfriado pelos geradores de vapor. Esta operação de termossifão garante o resfriamento do núcleo em caso de falha de todas as bombas primárias.
Os laços primários são tubos com um grande diâmetro (cerca de 0,75 m ) e uma espessura de cerca de 7 cm que não apresenta muita flexibilidade; o projeto dos fechos dos geradores de vapor e das bombas primárias toleram a expansão dos loops.
Geradores de vaporOs geradores de vapor são mais frequentemente evaporadores com tubos verticais em U e recirculação produzindo vapor saturado seco graças a um estágio de separação por secagem na parte superior. No entanto, os geradores de vapor do tipo Babcok são tubos retos e de passagem única e os geradores das usinas russas VVER são de eixo horizontal, disposição favorável do ponto de vista de resistência a terremotos.
PressurizadorO pressurizador constitui o vaso de expansão do circuito primário, que compensa a expansão da água devido à sua expansão térmica , e garante o controle da pressão de 155 bar no circuito primário. A temperatura da água no pressurizador é mantida em 345,80 ° C graças a uma série de hastes de aquecimento elétricas localizadas na parte inferior (como aquecedores de água comuns). Ele é conectado a um circuito ativo do circuito primário. Ele também carrega as válvulas de segurança do circuito primário.
Um PWR está equipado com numerosos circuitos destinados a desempenhar várias funções auxiliares da função principal de extrair calor do núcleo e transferi-lo para os geradores de vapor. Esses circuitos são designados por grupos de três letras. Eles são apresentados por categorias abaixo.
Circuitos de refrigeraçãoCircuito de controle volumétrico e químico (RCV); este circuito garante em particular:
Diferentes níveis e modos de redundância foram aplicados ao longo do tempo para os circuitos e outras funções auxiliares, sabendo que em PWRs em operação na França, o número de filas de segurança é a priori igual ao número de loops (as linhas de segurança de fato realimentam o ramal frio a jusante das bombas primárias, portanto, a menos que haja um arranjo especial, há tantas linhas de injeção de segurança quanto loops, mas por exemplo, pode haver duas bombas de injeção em paralelo para a mesma função em uma única linha).
Em toda a sua generalidade, o problema dos despedimentos é, portanto, complicado. Para ilustrar a questão a título de exemplo: em certos casos, as 4 linhas de injeção de determinados projetos não são dimensionadas para garantir 100% da função e falamos por exemplo de uma redundância a 4 vezes 50% para comparar com uma organização a 3 vezes 100%.
Portanto, primeiro emergimos um design geral baseado em:
Durante a operação, o reator de água pressurizada pode estar em uma das seguintes situações:
As características comparativas dos quatro tipos de reatores operados na França são apresentadas na tabela abaixo.
Seção | Indicador | Unidade | 900 MWe | 1.300 MWe | 1.450 MWe | EPR |
---|---|---|---|---|---|---|
Poder | Energia elétrica líquida | MW | 915 | 1320 | 1.450 | 1.600 |
Potência elétrica bruta | MW | 965 | 1370 | 1.530 | 1.700 | |
Potência térmica nominal | MWt | 2.785 | 3.817 | 4.250 | 4.324 | |
Produção | % | 31,6 a 33,1 | 34,1 a 35 | 35,7 a 35,9 | 37 | |
Velocidade de rotação do conjunto turbo-gerador | rpm | 1.500 | 1.500 | 1.500 | 1.500 | |
Invólucro de contenção | Modelo | simples | Duplo | Duplo | Duplo | |
Cerco interno: concreto protendido | Concreto protendido | Concreto protendido | Concreto protendido | Concreto protendido | ||
Selando pele | com | sem | sem | com | ||
Diâmetro interno | m | 37 | 47,8 | 43,8 | 48 | |
Altura interior no centro | m | 55,88 | 55,56 | 57,48 | 48 | |
espessura da parede | m | 0.9 | 1,2 | 1,2 | 1,3 | |
Volume interno bruto total | m 3 | 58.000 | 83.700 | 86.000 | 90.000 | |
Invólucro externo: concreto armado | Concreto reforçado | Concreto reforçado | Concreto reforçado | |||
espessura da parede | m | 0,55 | 0,55 | 1,3 | ||
Circuito primário | Pressão no trabalho | MPa | 15,5 | 15,5 | 15,5 | 15,5 |
Temperatura da água na entrada do tanque | ° C | 286 | 292,8 | 292,2 | 295,6 | |
Temperatura da água na saída do tanque | ° C | 323,2 | 328,7 | 329,6 | 330,2 | |
Número de loops | 3 | 4 | 4 | 4 | ||
Volume do circuito primário (com pressurizador) | m 3 | 271 | 399 | 406 | 460 | |
Tanque | Diâmetro interno | milímetros | 4.003 | 4 394 | 4.486 | 4 885 |
Altura total | m | 13,2 | 13,6 | 13.645 | 13,105 | |
Espessura da parede ao nível do coração | milímetros | 200 | 220 | 225 | 250 | |
Aço material | 16MND5 | 16MND5 | 16MND5 | 16MND5 | ||
Massa vazia total | t | 332 | 435 | 462 | 520 | |
Gerador de vapor | Número | 3 | 4 | 4 | 4 | |
Pressão de vapor na saída de carga total | barra abs | 58 | 64,8 | 72,8 | 77,4 | |
Temperatura de saída GV | ° C | 273 | 281 | 288 | 293 | |
Fluxo de vapor por vela principal | º | 1.820 | 1.909 | 2 164 | 2 197 | |
Superfície de troca | m 2 | 4 746 | 6.940 | 7.308 | 7 960 | |
Altura total | m | 20,6 | 22,3 | 21,9 | 24,2 | |
Massa total (sem água) | t | 302 | 438 | 421 | ||
Coração | Combustível: UO 2 pelotas cilíndricas | |||||
Altura ativa de lápis | milímetros | 3.660 | 4.270 | 4.270 | 4.200 | |
Diâmetro das pelotas | milímetros | 8,2 | 8,2 | 8,2 | 8,2 | |
Diâmetro externo das hastes | milímetros | 9,5 | 9,5 | 9,5 | 9,5 | |
Materiais para revestimento de lápis | Zircaloy | Zircaloy | Zircaloy | M5 | ||
Número de lápis por conjunto | 264 | 264 | 264 | 265 | ||
Número de conjuntos de combustível no núcleo | 157 | 193 | 205 | 241 | ||
Potência linear média em potência nominal | W / cm | 178 | 170,5 | 179,6 | 155 | |
Controle de reatividade | Número de clusters de controle | 57 | 65 | 73 | 89 | |
Material absorvente | Ag.In.Cd | Clusters híbridos Ag.In.Cd e B4C | ||||
Bomba primária | Fluxo nominal por bomba | m 3 / h | 21.250 | 23.325 | 24.500 | 27 195 |
Força de acoplamento quente | kW | 5.400 | 5.910 | 6.600 | 8.000 | |
Altura manométrica total | m | 90,7 | 96,6 | 106 a 190,2 | 98,1 |
Uma central nuclear equipada com PWRs está organizada em torno de vários edifícios, os principais dos quais são detalhados a seguir.
O recinto, formado por uma parede dupla de concreto para os reatores de 1300 e 1450 MWe, e por uma única parede de concreto coberta por uma pele metálica em sua superfície interna para os reatores de 900 MWe, participa da contenção de materiais. Como tal, é comumente referido como a terceira barreira de contenção ; o revestimento de combustível (zircaloy) e o revestimento do circuito primário (aço), respectivamente, constituindo a primeira e a segunda barreira.
Anexado ao prédio do reator, o prédio de combustível serve principalmente como uma eclusa de ar de acesso para o combustível.
A parte principal deste edifício é a piscina de desativação . Neste último, o combustível irradiado é armazenado antes de seu descarte. Uma regra é deixar, aconteça o que acontecer, sempre espaço suficiente nesta piscina para armazenar todo o combustível contido no núcleo (no caso de um incidente ou acidente).
A água da piscina contém 2.500 ppm de ácido bórico , para continuar a neutralizar os nêutrons emitidos pelos núcleos dos elementos fissionáveis, mas que são poucos para sustentar a fissão nuclear. Além disso, cada elemento combustível é colocado em uma célula, e a distância entre eles impede a obtenção de massa crítica. A reação em cadeia não pode, portanto, reiniciar em uma piscina.
Sempre ligado ao edifício do reator e ao edifício do combustível, o BAN contém todos os circuitos úteis para o funcionamento do reator (química da água tratada, etc.) ou para o tratamento dos diversos efluentes, suscetíveis de conter produtos radioativos. Este edifício é, portanto, uma zona controlada do ponto de vista da radioatividade (vedação dinâmica, ventilação filtrada, etc. ).
Este edifício também contém sistemas de backup usados em caso de incidente ou acidente (para unidades de 900 MW ).
Para usinas de 900 MWe , este edifício é compartilhado por duas unidades.
Este edifício contém todo o equipamento elétrico necessário ao bom funcionamento de uma unidade e dos seus equipamentos de reserva.
Este prédio também abriga a sala de controle principal, bem como um painel alternativo, que permite que a unidade seja desligada com segurança se a sala de controle não estiver disponível.
Para usinas de 900 MWe , este edifício é compartilhado por duas unidades. Para os estágios P4, P'4 (1300 MWe ) e N4 (1450 MWe ), há um edifício por seção.
A casa de máquinas contém todo o circuito secundário da unidade (a turbina, o condensador, os aquecedores, as bombas, etc. ), bem como seus auxiliares (lubrificação da turbina, etc. ).
Para usinas de 900 MWe de pouso CP0 e CP1, a casa de máquinas é compartilhada por duas tranches; por outro lado, a casa de máquinas é separada para as centrais nucleares CP2 (caso de Chinon , Cruas e Saint-Laurent ).
Este edifício existe apenas para os estágios 1.300 MWe (P4 e P'4) e 1.450 MWe (N4). Nele se encontram os circuitos de reserva utilizados em caso de sinistro (RIS, EAS e ASG). Este edifício está posicionado sob o BL. Inclui peças em uma área controlada e peças fora de uma área controlada
Em um reator de água pressurizada, muitos sistemas e equipamentos (especialmente aqueles importantes para a segurança) são redundantes, especialmente aqueles ligados aos circuitos primário e secundário, a fim de reduzir o risco de falha.
O 28 de março de 1979Quando o acidente nuclear de Three Mile Island (EUA), uma série de incidentes causou a fusão de parte do coração do reactor n o 2, resultando na libertação no ambiente de uma pequena quantidade de radioactividade. O acidente foi classificado no nível 5 da escala INES .
Incidente grave de Davis-BesseDentro Março de 2002, o operador da usina nuclear Davis-Besse (Estados Unidos) descobriu, durante uma verificação realizada durante uma parada do reator, que o ácido bórico presente no circuito primário do reator havia dissolvido localmente quase toda a espessura do reator. as travessias da tampa do tanque. Uma violação poderia ter inundado o gabinete do reator com água radioativa, danificado o equipamento e possivelmente causado danos ao combustível ( derretimento parcial ) por meio da perda de refrigeração. Este incidente foi classificado como 5 th mais perigoso pelo NRC, que também classificou-o no nível 3 na escala INES. Após reparos e atualizações que custaram US $ 600 milhões, o reator foi reiniciado em 2004. A FirstEnergy multou a NRC em US $ 5 milhões em 2005. A empresa também foi condenada a pagar uma segunda multa de 28 milhões de dólares pelo Departamento de Justiça dos Estados Unidos .