Published October 1963
| Version v1
Book
Performance Characteristics of the Experimental Boiling Water Reactor from 0 to 100 MW(t)
- 1. Argonne National Laboratory, Argonne, IL (United States)
Description
On 25 May 1962 the Argonne National Laboratory received approval from the USAEC to operate EBWR to a power level of 100 MW. Administrative approval to proceed was granted by the International Atomic Energy Agency safeguards system on 11 July 1962. On 15 November 1962 an operating power level of 100 MW was reached. The EBWR 100 MW Reactor Experimental Program was completed on 6 December 1962. One of the major goals of this project was to instrument the reactor extensively in order to obtain data and information on the performance characteristics of this reactor type. The programme was the first of its kind to be undertaken and the first to be completed. Many new instrumentation techniques had to be developed for obtaining the desired data. The goal was successfully achieved, and many new data were obtained on the performance characteristics of a natural circulation boiling-water reactor. The data derived from this programme provided information on recirculation flow rates, vapour liquid separation limits (steam carryunder in the downcomer and liquid carryover in the effluent steam), subcooling, location oi the true interface in the reactor and its relation to the water column level, steam collapse rates in the downcomer, void coefficients, H3BO3 worth, temperature coefficients, use of boron strips for control purposes, use of spike elements, transfer functions, noise analysis, some flux measurements, stability, etc. In addition, data were obtained on the behaviour and integrity of certain reactor components and systems such as boric acid control, radiation levels, corrosion product distribution, equipment malfunctions, fuel and control rods, etc. EBWR's performance characteristics were governed almost exclusively by steam carryunder in the downcomer, liquid carryover in the effluent steam, and indirectly by the location of the true interface in the vessel. Carryunder was the dominating factor in the lower power range. Above 65 MW the reactor's performance characteristics changed radically. The steam disengaging velocity reached 1 ft/s and the steam dome height decreased to 3 ft. Under these conditions liquid carryover occurred and increased rapidly with increasing power. The reactor no longer behaved as a direct-cycle boiling-water reactor; in a sense it functioned as a natnral-circulation dual-cycle reactor. (author)
Abstract (French)
Le 25 mai 1962, le Laboratoire national d'Argonne a recu l'autorisation de la Commission de l'energie atomique des Etats-Unis (CEA-EU) d'exploiter le reacteur experimental a eau bouillante (EBWR) jusqu'a une puissance de 100 MW. Dans le cadre de l'administration du systeme de garanties, l'Agence internationale de l'energie atomique a autorise a aller de l'avant le 11 juillet 1962. Le 5 novembre 1962, on a atteint la puissance de 100 MW. Le programme experimental, realise avec le reacteur EBWR de 100 MW, a ete acheve le 6decembre 1962. L'un des principaux objectifs du projet etait de pourvoir le reacteur de tous les instruments de mesures necessaires pour obtenir des donnees et des renseignements sur les performances de cette filiere. C'est le premier programme de ce genre qui ait ete entrepris. On a mis au point plusieurs techniques d'instrumentation nouvelles pour obtenir les donnees voulues. Cet objectif a ete atteint avec le plus grand succes, et on a pu recueillir beaucoup de donnees nouvelles sur les performances d'un reacteur a eau bouillante a circulation naturelle. Ce programme a permis d'obtenir des indications sur les points suivants: debit de recirculation; limite de separation de la vapeur et du liquide (entrainement de vapeur dans le tube d'eau et de liquide par la vapeur); sous-refroidissement; localisation de l'interface vraie dans le reacteur et son influence sur le niveau de la colonne d'eau; taux de condensation de la vapeur dans le tube d'eau; coefficients cavitaires; antireactivite de l'acide borique; coefficients de temperature; emploi de bandes de bore a des fins de controle; emploi d'elements enrichis; fonctions de transfert; analyse des bruits; certaines mesures de flux; stabilite, etc. En outre, on a pu savoir comment se comportaient certaines pieces et parties constitutives du reacteur et si elles restaient intactes, notamment le systeme de controle de l'acide borique, le niveau des rayonnements, la distribution des produits de la corrosion, les vices de fonctionnement du materiel; les barreaux de combustible et les barres de commande, etc. Les performances de l'EBWR dependent presque exclusivement de l'entrainement de la vapeur dans le tube d'eau, de Tentraftiement du liquide par la vapeur qui se degage, et, indirectement, de remplacement de l'interface vraie dans le caisson. C'est l'entrafhement de la vapeur dans le tube d'eau qui domine pour les puissances inferieures. Au-dessus de 65 MW les performances du reacteur sont radicalement modifiees. La vitesse de degagement de la vapeur atteint 33 cm/s et la hauteur du dome de vapeur descend a 1m. Dans ces conditions, il se produit un entrainement de liquide par la vapeur qui augmente rapidement lorsqu'on augmente la puissance. Le reacteur cesse alors de se comporter comme un reacteur a eau bouillante a cycle direct; en un sens, il fonctionne comme un reacteur a deux cycles, en circulation naturelle. (author)Abstract (Spanish)
El 25 de mayo de 1962, el Laboratorio Nacional de Argonne fue autorizado por la USAEC a poner en funcionamiento el EBWR con una potencia de 100 MW. En el marco de la administracion de su sistema de salvaguardias el Organismo Internacional de Energia Atomica dio su aprobacion el 11 de julio de 1962. El 15 de noviembre del mismo ano, el reactor alcanzo la potencia de 100 MW. El programa experimental ejecutado con el reactor EBWR de 100 MW quedo completado el 6 de diciembre de 1962. Uno de los principales propositos del mismo consistia en dotar al reactor de los instrumentos necesarios para obtener datos e informaciones sobre el rendimiento de este tipo de reactor. Constituye el primer programa de este genero que se haya llevado a la practica. Para reunir los datos buscados, fue preciso idear muchas tecnicas de instrumentacion nuevas. Se logro el proposito perseguido y se obtuvieron copiosos datos nuevos acerca del rendimiento de un reactor de agua hirviente con circulacion natural. Este programa permitio obtener indicaciones sobre los siguientes puntos: caudales de recirculacion, limites de separacion entre vapor y liquido (arrastre de vapor en el tubo de descenso y arrastre de liquido por el vapor efluente), subenfriamiento, posicion de la interfase real en el reactor y su relacion con el nivel de la columna de agua, coeficientes de condensacion del vapor en el tubo de descenso, coeficientes de cavitacion, antirreactividad del H3BO3, coeficientes de temperatura, utilizacion de cintas de boro para la regulacion, empleo de elementos combustibles enriquecidos, funciones de transferencia, analisis de los ruidos, algunas mediciones de flujos, estabilidad, etc. Ademas se obtuvieron datos sobre el comportamiento y el estado de ciertas partes y circuitos del reactor, tales como el sistema de control de acido borico, los niveles de radiacion, la distribucion de los productos de corrosion, los defectos funcionales de ciertos equipos, las barras de combustible y de control, etc. Se comprobo que el rendimiento del EBWR depende casi exclusivamente del arrastre de vapor en el tubo de descenso, del arrastre de liquido por el vapor efluente e, indirectamente, de la posicion de la interfase real en el recipiente. En el intervalo de bajas potencias, el factor preponderante es el arrastre de vapor en el tubo de descenso. Al superar los 65 MW, el rendimiento del reactor cambio radicalmente. La velocidad de desprendimiento del vapor alcanzo a 33 cm/s, y la altura de la cupula de vapor se redujo a im. En estas condiciones se registro un arrastre de liquido que se intensifico rapidamente al aumentar la potencia desarrollada. El reactor deja entonces de comportarse como reactor de agua hirviente de ciclo directo; en cierto modo, funciona como reactor de ciclo doble y circulacion natural. (author)Abstract (Russian)
25 maya 1962 goda Argonnskaya natsional'naya laboratoriya poluchila razreshenie KAEH SSHA na ehkspluatatsiyu reaktora EBWR na moshchnosti 100 mgvt. Administrativnoe razreshenie na ehkspluatatsiyu reaktora bylo predostavleno sistemoj garantij. Mezhdunarodnogo agentstva po atomnoj ehnergii 11 iyulya 1961 goda. 15 noyabrya 1962 goda byl dostignut uroven' moshchnosti v 100 mgvt. 6 dekabrya 1962 goda ehksperimental'naya programma byla zakonchena. Odnoj iz osnovnykh tselej ee byla tshchatel'naya proverka reaktora dlya polucheniya dannykh i informatsii rabochej kharakteristiki ehtogo tipa reaktora. Ehta programma byla pervoj programmoj takogo roda i pervoj vypolnennoj programmoj. Dlya polucheniya nuzhnykh dannykh neobkhodimo bylo razrabotat' mnogie novye pribory. TSel' byla dostignuta, polucheno mnogo novykh dannykh o rabochej kharakteristike kipyashchego reaktora s estestvennoj tsirkulyatsiej. Tak,naprimer, poluchena informatsiya otnositel'no skorosti potoka tsirkulyatsii v zamknutom tsikle, predelov separatsii zhidkogo para (vydelenie para v osadok v spusknoj trube i unos zhidkosti ehflu- entom para), nedogreva, lokalizatsii dejstvitel'noj poverkhnosti razdela v reaktore i ee svyazi s urovnem vodnoj kolonki, skorosti razrusheniya para v spusknoj trube, pustotnykh koehffitsientov, reaktivnoj sposobnosti H3BO3, temperaturnykh koehffitsientov, ispol'zovaniya sterzhnej iz bora dlya tselej kontrolya, ispol'zovaniya svezhikh toplivnykh ehlementov, peredatochnykh funktsij,analiza shuma, nekotorykh izmerenij potoka, stabil'nosti i t.d. Krome togo, byli polucheny dannye o povedenii i tselostnosti nekotorykh reaktornykh komponentov i sistem, takikh, kak bornokislaya kontrol'naya reaktsiya, urovni radiatsii, raspredelenie produktov korrozii, vykhod iz stroya oborudovaniya, toplivo i reguliruyushchie sterzhni i t.d. Rabochaya kharakteristika reaktora EBWR opredelyalas' pochti isklyuchitel'no po vydeleniyu para v osadok v spusknoj trube, po unosu zhidkosti ehfluentom para i kosvenno, putem lokalizatsii dejstvitel'noj poverkhnosti razdela v korpuse reaktora. Vydelenie para v osadok bylo dominiruyushchim faktorom v diapazone bolee nizkikh ehnergij. Pri moshchnosti svyshe 65 mgvt rabochaya kharakteristika reaktora rezko menyalas'. Skorost' otdeleniya para dostigla 33 sm/sek i vysota parovogo prostranstva umen'shilas' do 1 m. Pri takikh usloviyakh proiskhodil unos zhidkosti, kotoryj bystro uvelichivalsya s uvelicheniem moshchnosti. Reaktor bol'she ne vel sebya kak kipyashchij reaktor s pryamym tsiklom; v nekotorom rode on vel sebya kak reaktor s dvojnym tsiklom estestvennoj tsirkulyatsii. (author)Additional details
Additional titles
- Original title (English)
- Performances de l'EBWR de 0 a 100 MW; Rabochaya kharakteristika ehksperimental'nogo kipyashchego reaktora EBWR pri moshchnosti 0 - 100 mgvt.; Rendimiento del reactor experimental de agua hirviente (EBWR) entre 0 y 100 MW
Publishing Information
- Publisher
- IAEA
- Imprint Place
- Vienna (International Atomic Energy Agency (IAEA))
- Imprint Title
- Operating Experience with Power Reactors. Proceedings of the Conference on Operating Experience with Power Reactors. Vol. I
- Imprint Pagination
- 540 p.
- Series
- Proceedings Series
- Journal Page Range
- p. 355-404
- ISSN
- 0074-1884
Conference
- Title
- Conference on Operating Experience with Power Reactors
- Dates
- 4-8 Jun 1963
- Place
- Vienna (Austria)
INIS
- Country of Publication
- International Atomic Energy Agency (IAEA)
- Country of Input or Organization
- International Atomic Energy Agency (IAEA)
- INIS RN
- 44064240
- Subject category
- S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
- Resource subtype / Literary indicator
- Conference
- Descriptors DEI
- BORIC ACID; BORON; CONTROL ELEMENTS; CORROSION PRODUCTS; EBWR REACTOR; FLOW RATE; IAEA; NATURAL CONVECTION; REACTOR CONTROL SYSTEMS; REACTOR STABILITY; SAFEGUARDS; SUBCOOLING; TEMPERATURE COEFFICIENT; TRANSFER FUNCTIONS; VOID COEFFICIENT
- Descriptors DEC
- BORON COMPOUNDS; BWR TYPE REACTORS; CONTROL SYSTEMS; CONVECTION; COOLING; ELEMENTS; ENERGY TRANSFER; ENRICHED URANIUM REACTORS; EXPERIMENTAL REACTORS; FUNCTIONS; HEAT TRANSFER; HYDROGEN COMPOUNDS; INORGANIC ACIDS; INORGANIC COMPOUNDS; INTERNATIONAL ORGANIZATIONS; MASS TRANSFER; OXYGEN COMPOUNDS; POWER REACTORS; REACTIVITY COEFFICIENTS; REACTOR COMPONENTS; REACTORS; RESEARCH AND TEST REACTORS; SEMIMETALS; STABILITY; THERMAL REACTORS; WATER COOLED REACTORS; WATER MODERATED REACTORS
Optional Information
- Notes
- 35 figs., 5 tabs., 10 refs. Imprint:In two volumes
- Secondary number(s)
- STI/PUB--76(v.1)