Кипящий ядерный реактор

Турбины пара

     Пар произвел в пропусках сердечника реактора через сепараторы пара и  плиты сушильщика над сердечником  и после этого сразу к турбине, которая будет частью цепи реактора. Потому что вода вокруг сердечника реактора всегда загрязнена с следами радионуклидов, турбину необходимо защищать во время нормальной деятельности, и радиологическое предохранение необходимо обеспечить во время обслуживания. Увеличенная цена отнесенная к деятельности и обслуживанию BWR клонит сбалансировать сбереженияа из-за более просто конструкции и большой термально эффективности BWR when compared with PWR. Большая часть из радиоактивности в воде очень недолговечна (главным образом N-16, с 7 вторых полувыведение), поэтому зала турбины смогите быть о скоро после того как реактор выключен.

Безопасность

     Как реактор надутой воды, сердечник реактора BWR продолжается произвести жару от радиоактивного спада после расщепление реакции останавливали, делающ ядерный meltdown по возможности в случаеесли все системы безопасности терпели неудачу и сердечники не получает хладоагент. Также как реактор надутой воды, boiling-water реактор имеет недостаток пустой коэффициент, that is, термально выход уменьшает по мере того как пропорция пара к жидкостной воде увеличивает внутри реактора. Однако, не похоже на реактору надутой воды который не содержит никакой пар в сердечнике реактора, неожиданное увеличение в давлении пара BWR (причиненном, например, засорением подачи пара от реактора) приведет к в неожиданном уменшении в пропорции пара к жидкостной воде внутри реактора. Увеличенный коэффициент воды к пару ведет к увеличенному нейтрону умеренность, которая в свою очередь причинит увеличение в выходной мощности реактора. Из-за этого влияния в BWRs, работая компоненты и системы безопасности конструированы для того чтобы обеспечить что никакой credible, постулированный отказ не может причинить увеличение давления и силы которое превышает возможность систем безопасности к быстро выключению реактор прежде чем повреждение к топливу или к компонентам содержа хладоагент реактора может произойти.

     В случае аварийной ситуации выводит  все системы из строя безопасности, каждый реактор окружен a здание сдерживания конструировал расгерметизировать реактор от окружающей среды.

Размер

     Самомоднейший агрегат топлива BWR состоит из от 74 до 100 штаног топлива, и up to приблизительно 800 агрегатов в сердечнике реактора, задерживая до приблизительно 140 тонн урана. Число агрегатов топлива в специфически реакторе основано на рассмотрении заданных выходной мощности реактора, размера сердечника реактора и плотности мощности реактора.

Вызывают  в настоящее время поколение BWRs, in operation в японии, предварительными кипящими реакторами (ABWR).

Преимущества

• Сосуд реактора и associated компоненты работают на существенн более низком давлении (атмосферном давлении около 75 времен) сравненном к PWR (атмосферному давлению около 158 времен).
• Сосуд под давлением subject to значительно меньше облучение сравненное к PWR, и поэтому не становит как хрупко с временем.
• Работает на более низкой температуре ядерного топлива.
• Немногие компоненты из-за никаких генераторов пара и никакого сосуда pressurizer. (Более старое BWRs имеет внешние петли рециркуляции, но даже этот тубопровод исключен в самомоднейшем BWRs, such as ABWR.)
• Более низкий риск (вероятность) повреждения причиняя потерю хладоагента сравненную к PWR, и более низкий риск строгой аварии ESLI такое повреждение происходит. Это из-за немногих труб, немногих труб большого диаметра, немногих сварок и никаких пробок генератора пара.
• Измерять уровень воды в сосуде под давлением этим же как для нормального, так и для аварийных режимов, который приводит к в легкой и интуитивной оценке аварийных условий.
• Смогите работать на более низких уровнях плотности мощности сердечника использующ естественную циркуляцию без forced подачи.
• BWR может быть конструирован для того чтобы работать использующ только естественную циркуляцию TAK, CTO насосы рециркуляции будут исключены вс. (Новая конструкция ESBWR использует естественную циркуляцию.)

Недостатки

• Сложные вычисления для управляя потребления ядерного топлива во время деятельности из-за «двухфазовой (вода и пар) жидкой подачи» в верхнюю часть сердечника. Это требует больше измерительного оборудования в сердечнике реактора. Рационализаторство компьютеров, однако, делает это более менее вопроса.
• Гораздо большле сосуд под давлением чем для PWR подобной силы, с соответственно более высокой ценой. (Однако, общая цена уменьшена потому что самомоднейший BWR не имеет никакие GLAVNые генераторы пара и associated тубопровод.)
• Загрязнение турбины недолговечными продуктами активации. Это намеревается что управление защищать и доступа вокруг турбины пара необходимо во время нормальных деятельностей из-за уровней радиации возникая от пара входя в сразу от сердечника реактора.
• Штанги управления введены from below для в настоящее время конструкции BWR. 2 имеющихся гидровлических источника питания могут управлять штангами управления в сердечник для BWR под аварийными условиями. Будет преданный high pressure гидровлический аккумулятор и также давление внутри сосуда под давлением реактора имеющегося к каждой штанге управления. Или преданный аккумулятор (одно в штангу) или давление реактора способны полно вводить каждую штангу. Большинств другие типы реактора используют верхние штанги управлением входа задержаны в братом назад положении электромагнитами, причиняя их упасть в реактор силой тяжести если сила потеряна.