Автор работы: Пользователь скрыл имя, 16 Декабря 2012 в 03:31, реферат
BWR характеризует двухфазовой жидкой подачей (вода и пар) в верхнюю часть сердечника реактора. Светлая вода (т.е., общее distilled water) будет рабочей жидкостью используемой для того чтобы дирижировать жару далеко от ядерного топлива. Вода вокруг элементов топлива также «термализует» нейтроны, т.е., уменьшает их кинетическую энергию, которая обязательно для того чтобы улучшить вероятность расщепления fissile топлива. Fissile материал топлива, such as изотопы U-235 и Pu-239, имеет большие профили захвата для термально нейтронов.
1 Описание
1.1 Сравнение с другими реакторами
1.2 Feedwater
1.3 Системы управления
1.4 Запуск («идущ критически»)
1.5 Система защиты SCRAM реактора
1.6 Термально допустимые пределы
1.7 Турбины пара
1.8 Безопасность
1.9 Размер
2 Преимущества
3 Недостатки
4 Перечень BWRs
4.1 США. Коммерчески атомные электростанции кипящего реактора
4.2 Другое коммерчески BWRs
4.3 Экспериментально и другое BWRs
4.4 Next-generation конструкции
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. http://referat.yabotanik.ru/