Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
44
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
Typy konstrukcyjne reaktorów jądrowych
1) Reaktory zbiornikowe
wylot
wody
podgrzanej
pręty
paliwowe
pręt
regulacyjny
wlot
wody
zasilającej
osłona
termiczna
rdzeń
reaktora
D
H
Wymiary zbiornika
D – do 6 m ; H – do 20 m
grubość ścianek 150
÷
300 mm
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
45
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
Charakterystyka reaktorów zbiornikowych
- prosta konstrukcja,
- małe wymiary na jednostkę mocy,
- niemożność zwiększenia mocy reaktora
(ograniczenie wytrzymałości ścian zbiornika
reaktora),
- kłopoty z wymianą elementów paliwowych,
- obniżenie ciśnienia do atmosferycznego,
- wychłodzenie reaktora (do kilkudziesięciu
o
C),
- otwarcie pokryw zbiornika,
- trudny do wykonania zbiornik ciśnieniowy.
Uwaga:
większość reaktorów na świecie
→
zbiornikowe
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
46
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
2) Reaktory kanałowe
chłodziwo
wylot
podgrzanego
chłodziwa
paliwo
moderator
( grafit, D O )
2
zbiornik
ciśnieniowy
kanał
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
47
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
Rozdzielenie ról moderatora i chłodziwa
Charakterystyka reaktorów kanałowych:
- eliminacja dużego zbiornika reaktora,
- możliwość zwiększenia mocy reaktora,
- wymiana elementów na bardziej wytrzymałe,
- dodanie elementów,
- możliwość wymiany paliwa bez wyłączania reaktora,
- prosta konstrukcja elementów paliwowych,
- niebezpieczne połączenie grafitu (moderator)i wody
(czynnik roboczy),
- konieczność stosowania paliwa o większym stopniu
wzbogacenia,
- duże rozmiary reaktora (konieczność stosowania
dużej ilości grafitu),
- możliwość produkcji plutonu (stosowana jedynie w
reaktorach RBMK –dawne ZSRR)
Obydwa typy reaktorów – zbiornikowe i kanałowe –
stosowane na skalę przemysłową
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
48
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
Typy reaktorów ze względu na zasadę działania
1. Reaktory na wodę wrzącą BWR.
2. Reaktory wodne ciśnieniowe PWR.
3. Reaktory z przegrzewem pary.
4. Reaktory ciężko wodne.
5. Reaktory Magnox
6. Reaktory gazowe AGR i AGCR.
7. Reaktory wysokotemperaturowe HTGR.
8. Reaktory powielające FBR.
9. Reaktory na neutrony prędkie chłodzone gazem
dysocjującym.
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
49
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
1) Reaktor na wodę wrzącą BWR (Boiling Water
Reactor)
osuszanie
pary
rdzeń
reaktora
(parowanie)
para nasycona osuszona
wytrącanie kropel
rozszerzenie przekroju
zmniejszenie prędkości
wytrącanie kropel
wody
zmiana kierunku
przepływu
para nasycona mokra
lustro wody
para
kosz rdzenia
paliwo
pręty paliwowe
woda zasilająca
(chłodna)
pręt regulacyjny
(węglik boru B C)
pompa obiegu
recyrkulacyjnego
(na zewnątrz
reaktora)
obieg
recyrkulacyjny
(przyspieszenie
porywania
pęcherzy
parowych)
pompa eżektorowa
- strumienica
(wewnątrz reaktora)
woda zasysana
zasilanie wodą pod
wysokim ciśnieniem
4
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
50
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
Reaktor wrzący Monticello (USA) o mocy 472 MW
e
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
51
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
Reaktorów jądrowych
Schemat cieplny siłowni z reaktorem BWR
BWR
Para nasycona
70 bar, 270 C
o
Prądnica
Turbina
Skraplacz
Podgrzewacz
regeneracyjny
Charakterystyka reaktorów BWR:
- prostota konstrukcyjna (jeden obieg),
- nieduże ciśnienie (~70 bar),
- niskie wzbogacenie uranu (~2,5%),
- duże wymiary zbiornika ciśnieniowego,
- pręty regulacyjne wprowadzone od dołu reaktora
(wada),
- skażenie promieniotwórcze układu przepływowego
turbiny (mimo iż większość produktów rozpadu
pozostaje w fazie ciekłej),
- radioaktywne produkty oddzielone w odgazowywaczu
→
do atmosfery,
- niebezpieczny system odprowadzania mieszaniny
para – woda (sytuacje awaryjne) do zbiorników z
zimną wodą.
Uwaga: produkowane wyłącznie w USA (General
Electric)do 1985 zainstalowano około 65 tys. MW
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
52
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
2. Reaktory wodno – ciśnieniowe
PWR (Pressure Water Reactor)
moderator
chłodziwo
WWER
(Wodianno – Wodiannyj Energetičeskij reaktor)
pręty
paliwowe
rdzeń
reaktora
woda
gorąca
woda
chłodna
reaktor PWR
(ciśnienie wyższe od
temperatury wrzenia)
pompa obiegu pierwotnego
obieg pierwotny
(skażony)
para nasycona
(do turbiny)
obieg wtórny
(nie skażony)
kondensat
wymiennik ciepła
(parownik)
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
53
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
Reaktor PWR
WWER – 440:
Ø = 3800 mm H
r
= 2500 mm
H = 11840 mm wsad uranu: 42 kg
Reaktor PWR Haddam Neck (USA)
( moc elektryczna 464 MW
e
)
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
54
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
Schemat elektrowni jądrowej z reaktorem WWER - 440
stabilizator
ciśnienia
do obiegu pierwotnego
podgrzewacze elektryczne
woda
para nasycona
wtrysk zimnej wody
( p )
( p )
1 – reaktor ; 2 – pręty regulacyjne; 3 – stabilizator ciśnienia; 4 –
wytwornica pary; 5 – pompa cyrkulacyjna; 6 – turbina; 7- generator ; 8 –
kondensator; 9 – woda chłodząca; 10 – pompa wody zasilającej
PR – podgrzewacz
regeneracyjny
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
55
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
System paliwowy reaktora WWER – 440
kaseta paliwowa – 126 prętów paliwowych
całość paliwa – 349 kaset paliwowych
regulacja mocy – 37 kaset regulacyjnych
kosz – możliwość demontażu do remontu
Paliwo U
238
U
235
– wzbogacenie 2.5
÷
4.5%
Charakterystyka reaktorów PWR
1. Istotna poprawa bezpieczeństwa (eliminacja
skażenia obiegu wtórnego – roboczego).
2. Znacznie większa średnia gęstość mocy w rdzeniu
– średnio:
80
÷
100 [kW/l]
(reaktory BWR – 50 [kW/l])
3. Znacznie większa średnia gęstość mocy w paliwie
~ 30 [kW/kg]
(reaktory BWR ~ 20 [kW/kg]
4. Znacznie mniejsza objętość reaktora przy tej samej
mocy
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
56
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
3. Reaktory z przegrzewem pary
Wada reaktorów PWR i BWR:
czynnikiem roboczym para nasycona
⇓
po każdym rozprężeniu pary pojawiają się krople wody
⇓
niebezpieczeństwo erozji
⇓
konieczność separacji kropel wilgoci
⇓
obniżenie sprawności obiegu
Poprawa sprawności poprzez przegrzew pary:
Wynik: możliwość zastosowania typowych
(wysokosprawnych) turbin energetycznych
wytwornica
pary
(BWR)
przegrzewacz
pary
t
n
temperatura
nasycenia
para
przegrzana
do turbiny
temperatura
przegrzewu
t
p
Dodatkowe
ciepło
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
57
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
Reaktor wrzący z przegrzewem pary, kanałowy typu
Biełojarsk
- Kanałowy:
- wrzący (obieg pierwotny)
- grafit – moderator; chłodziwo (woda, para)
Obieg pierwotny (wrzący) – 730 kanałów
Obieg wtórny (przegrzewu) – 268 kanałów
Grafit – 5% mocy cieplnej – temp 500
÷
750
o
C
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
58
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
Schemat kanału paliwowego reaktora Biełojarsk
60
00
wlot
chłodziwa
wlot
chłodziwa
wylot
czynnika
roboczego
sekcja
paliwa
grafit
wylot
czynnika
nagrzanego
stal
nierdzewna
paliwo
paliwo - stop uranu (wzbogacenie 1,3%) z molibdenem
i magnezem
moc pojedynczego kanału – 560 kW (Ø
≈
80 mm,
długość 6000 mm)
parametry czynnika roboczego 110 bar
510
o
C
moc – 200 MW
e
, 560 MW
c
Uwaga: zestawienie grafit – moderator tylko
woda – chłodziwo
w dawnym
r. kanałowe ZSRR
r. zbiornikowe z przegrzewem pary – USA
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
59
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
Przekrój rdzenia i kanału paliwowego reaktora
Biełojarsk
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
60
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
4. Reaktory ciężkowodne
D
2
O - moderator
σ
e
- przekrój na rozpraszanie neutronów
największy dla wszystkich materiałów
⇓
- bardzo małe rozmiary reaktora
σ
a
- przekrój na absorpcję neutronów
najmniejszy dla wszystkich moderatorów
⇓
możliwość stosowania uranu naturalnego
(niewzbogaconego)
moderator
CANDU
chłodziwo
możliwe H
2
O lub CO
2
ale: uran lekko
wzbogacony (ok. 1%)
CANDU - CANadian Deuterium Uranium
(rozwijane głównie w Kanadzie)
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
61
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
Reaktor CANDU w elektrowni Douglas Point
(Kanada)
Dziennie – wymiana 15 prętów
moderator
D O
2
chłodziwo
D O
2
cyrkon
kierunek
przesuwu
pręta
paliwowego
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
62
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
Schemat cieplny elektrowni CANDU
Reaktor
CANDU
250 C
o
o
o
110 bar 295 C
41 bar 250 C
~
D O
H O
2
2
wymiennik
ciepła
Charakterystyka reaktorów ciężkowodnych:
1. bezpieczeństwo (niewzbogacony uran)
2. możliwość zastosowania gazu jako chłodziwa
⇓
możliwość przegrzewania pary
⇓
możliwość zastosowania wysokosprawnych turbin na
parę przegrzaną
3. uniezależnienie od zakładów wzbogacania paliwa
4. wysoki koszt produkcji D
2
O (0,015% w wodzie
naturalnej) - elektroliza, destylacja
5. pogorszenie własności spowalniających D
2
O
niewielkimi domieszkami H
2
O - konieczność
zapewnienia szczelności obiegu D
2
O
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
63
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
5. Reaktory grafitowo-gazowe
Reaktory BWR i PWR:
- niskie parametry pary (para mokra)
- niska sprawność
⇓
konieczność podwyższania parametrów
Szansa: reaktory grafitowo-gazowe:
moderator - grafit
chłodziwo - gaz (CO
2
, He)
Możliwość zastosowania pary przegrzanej:
Reaktor
gazowy
(temp.
400 - 800 C)
o
podgrzany
gaz
przegrzana para
(do turbiny)
przegrzewacz pary
para nasycona
parownik
kondensat
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
64
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
5.1. Reaktory niskotemperaturowe (Magnox)
GCR - Gas Cooled Reactor
paliwo – uran naturalny (metaliczny)
koszulki – stop magnezu (magnox)
Reaktor
magnoksowy
o
o
CO 40 bar, 410 C
H O(para) 50 bar, 400 C
~
2
2
chłodzenie
skraplacza
Charakterystyka:
- duże rozmiary rdzenia (grafit do 4000 t)
- możliwość pracy na paliwie naturalnym (ale duża
masa paliwa - do 600 t)
- niższe niż w PWR i BWR ciśnienia w rdzeniu
- niska gęstość mocy w rdzeniu (0,5
÷ 1,2 kW/l)
- niska gęstość mocy w paliwie (3
÷ 12 kW/kg)
- rozwijane w Wielkiej Brytani (kanały paliwowe
pionowe) i Francji (kanały paliwowe poziome)
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
65
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
Reaktor magnoksowy Hinkley Point (W. Brytania)
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
66
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
5.2. Reaktory grafitowo-gazowe na paliwo
wzbogacone.
AGR, AGCR (Advanced Gas-Cooled Reactor)
Reaktory magnoksowe – max. temp. CO
2
→
410
o
C
(dopuszczalna temperatura magnox – koszulka)
Poprawa parametrów:
- zmiana materiału koszulki (stal nierdzewna, stop
cyrkonu),
- wzbogacenie paliwa (2
÷
4%) przykład: reaktor
AGCR – Dungeness (W. Brytania) moc 600 MW
e
Reaktor
AGCR
~
o
CO 34 bar, 675 C
2
H O(para) 160 bar, 566 C
o
2
chłodzenie
skraplacza
Uwaga:
możliwość zastosowania typowych
turbin energetycznych
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
67
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
Problem powielania paliwa
X
B
A
Y
D
C
N
izotop rodny
(nierozszczepialny)
izotop
rozszczepialny
(paliwo)
Miara efektywności procesu powielania paliwa,
stosunek powielania (uzysk paliwa):
L
2
G
−
−
η
=
η
- liczba neutronów powstających w wyniku
rozszczepienia (na 1 neutron ulegający absorpcji w
materiale rozszczepialnym),
L
– liczba neutronów tracona wskutek absorpcji w
materiale nierozszczepialnym i uciekających z
rdzenia (przypadająca na jeden neutron)
uzysk (powielanie) paliwa
L
2
0
G
+
>
η
⇒
>
⇒
największe wartości
η
:
- w zakresie neutronów termicznych:
(
)
28
,
2
U
233
=
η
- w zakresie neutronów prędkich:
(
)
53
,
2
Pu
239
=
η
⇓
możliwość zastosowania w procesach powielania
paliwa !!!
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
68
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
możliwe reakcje powielania:
neutrony termiczne
neutrony prędkie
233
92
232
90
U
Th
⇒
239
94
238
92
Pu
U
⇒
reaktory HTGR reaktory na neutrony
prędkie FBR
FBR (Fast Breeder Reactor)
Charakterystyka reaktorów FBR:
- brak ciśnieniowej obudowy reaktora,
- brak moderatora + efektywne chłodziwo,
⇓
- małe wymiary rdzenia: 0,5
÷
0,8 MW/l (FBR),
0,05
÷
0,08 MW/l (PWR),
- wysokie parametry pary (możliwość stosowania
turbin konwencjonalnych – sprawność do 40%, dla
PWR do 30%,
- dobre wypalenie paliwa
BWR - 27500 (MWd/t)
PWR - 33500 (MWd/t)
GCR - 3600 (MWd/t)
ciężkowodne - 12000 (MWd/t)
AGCR - 20000 (MWd/t)
HTGR - 100000 (MWd/t)
powielanie
FBR - 100000 (MWd/t)
paliwa
izotop
rodny
paliwo
izotop
rodny
paliwo
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
69
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
5.3. Reaktory wysokotemperaturowe HTGR
(High Temperature Gas Reactor)
moderator – grafit
chłodziwo – hel (dobre odprowadzanie ciepła)
paliwo- uran wysokowzbogacony (93%)
UC
2
(19%); ThC
2
(81%)
p
orowaty grafit pirolityczny
lity grafit pirolityczny
węglik krzemu
lity grafit pirolityczny
Tor – izotop rodny
233
92
232
90
U
Th
⇒
(nowy izotop rozszczepialny)
powielanie paliwa !
Przykład: reaktor Fort Saint Vrain (USA)
Reaktor
HTGR
~
o
He, 50 bar, 770 C
para, 165 bar, 565 C
o
chłodzenie
skraplacza
0,1
÷0,3 mm
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
70
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
Reaktor HTGR – elektrownia Fort Saint Vrain (USA)
(moc 330 Mwe)
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
71
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
1 element paliwowy – 210 kanałów paliwowych
- 108 kanałów chłodzenia
1 element – 570 kW
średnica rdzenia 5940 mm
Wsad paliwa - uran 936 kg
- tor 19500 kg
wymiana paliwa co dwa miesiące
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
72
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
6. Reaktory na neutronach prędkich (FBR)
energia neutronów w reaktorach prędkich
0,05
÷
0,1 MeV
⇓
brak moderatora
⇓
chłodziwo o małej zdolności spowalniania
(najczęściej sód)
⇓
paliwo o dużym wzbogaceniu
(25
÷
75%)
⇓
temperatura wrzenia sodu –833
o
C- brak zbiornika
ciśnieniowego (reaktor pracuje przy ciśnieniu
atmosferycznym)
⇓
sód w obiegu pierwotnym aktywizuje się
⇓
konieczność stosowania pośredniego
obiegu sodowego
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
73
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
Re
ak
to
r
~
para przegrza
na
p>16
0
bar
, t<550 C
o
ch
łodzeni
e
sk
ra
plac
za
o
Na,
500
600 C
o
N
a,
480
580 C
Sch
ema
t cie
pln
y si
ło
w
ni
nu
kle
ar
ne
j z
r
ea
kto
rem
F
BR
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
74
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
Przykład: reaktor Phenix (Francja), 1973 r
233 MWe, 563 MW mocy cieplnej
parametry pracy: 160 bar, 510
o
C
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
75
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
materiał rozszczepialny: UO
2
+ PuO
2
(19,2%)
materiał rodny: zubożony uran U
238
(0,51 U
235
)
- zubożenie o 0,2%
Część I - ENERGETYKA
JĄDROWA
76
ENERGETYKA
I
EKOLOGIA
Rozdział 3 - Przegląd konstrukcji
reaktorów jądrowych
7. Reaktory na neutrony prędkie chłodzone gazem
dysocjującym
proponowany czynnik:
−
+
+
⇔
−
⇔
kg
J
5
,
123
O
NO
2
kg
J
6
,
62
NO
2
O
N
2
2
4
2
ciepło dysocjacji
- duża pojemność cieplna:
7-krotnie większa niż Na i CO
2
2-krotnie większa niż He
- bardzo intensywne przejmowanie ciepła:
- 10
÷
15-krotnie większe niż dla N
2
, CO
2
, powietrza
- 3
÷
4-krotnie większe niż dla pary wodnej
- bardzo mały przekrój czynny na spowolnienie
neutronów (porównywalny z He)
- duża i zmienna z temperaturą stała gazowa
⇒
dwukrotne zmniejszenie zapotrzebowania energii na
sprężanie w porównaniu z He
- możliwość pracy w układzie z jednym obiegiem
(turbina gazowa)
- pięciokrotnie lżejsza turbina w porównaniu z
parową
Uwaga: w fazie badań