Microsoft PowerPoint - Chemia Jądrowa 06 [tryb zgodności]

Elektrownie j

ądrowe?

Porównanie elektrowni tradycyjnej (a) i j

ądrowej (b)

Dobrze zaprojektowana i

obsługiwana elektrownia

jądrowa jest ekologiczna i

bezpieczna.

Elektrownia węglowa to

miliony ton

radioaktywnych hałd

powęglowych z elektrowni

klasycznej jak i gazów

cieplarnianych. Koszta

eksploatacji elektrowni

jądrowej są mniejsze.

Rys historyczny

ła realna historia reaktora jądrowego, urządzenia umożliwiającego

przeprowadzenie

sposób

kontrolowany reakcji

rozszczepienie

ądra

atomowego,

rozpocz

ęła

pocz

ątku

ubieg

łego

wieku.

Historia bada

ń jądrowych obejmująca okres od roku 1920 do grudnia 1938,

obfitowa

ła w odkrycia zjawisk, które stały się niezbędne w dalszych pracach

nad rozszczepieniem j

ądrowym. W tym czasie tj. 3 czerwca 1920 roku Ernest

Rutherford postuluje mo

żliwość istnienia cząstki nazwanej później neutronem.

Jego ucze

ń Jams Chadwick (1891-1974) w dwanaście lat później, 7 – 17

lutego 1932 roku przeprowadza seri

ę eksperymentów, w których wykazuje

istnienie neutronu. W grudniu 1935 roku otrzymuje za to odkrycie Nagrod

Nobla.

10 maja 1934 roku grupa badawcza Enrico Ferminiego (1901-1954) og

łasza rezultaty eksperymentów, podczas których

wykryto radioaktywne produkty, w sytuacji bombardowania j

ądra uranu neutronami. Dzień 4 lipca 1934 roku jest dniem

opatentowania przez Leo Szilarda technologii wykorzystywania neutronów w reakcjach

łańcuchowych i określenia koncepcji

masy krytycznej. Enriko Fermi w tym samym roku 22 pa

ździernika odkrywa zasadę moderacji neutronowej oraz zjawisko

wzmo

żonego pochłaniania wolnych neutronów. W dniu 21 grudnia 1938 roku Otto Hahn (1879-1968) {Nobel 1944} wraz z

Fritzem Strassmanem (1902-1980), odkryli rozszczepienie j

ądra atomowego. Publiczne ogłoszenie odkrycia reakcji

rozszczepienia zostaje dokonane przez N.Bohra w dniu 26 stycznia 1939 roku w trakcie corocznego kongresu fizyków
teoretyków, który odby

ł się na Uniwersytecie Georga Washingtona w Waszyngtonie. Sukcesy odniesione przez brytyjskich

naukowców sta

ły się w tym czasie bodźcem dla kadry naukowej ze Stanów Zjednoczonych, która była zaangażowana w tym

czasie w pracach nad pokojowymi badaniami rozszczepienia j

ądra uranu. Sierpień-wrzesień 1941 roku to czas, w którym

Fermi ze swoj

ą grupą badawczą dokonuje montażu podkrytycznego stosu (przyszłego serca reaktora jądrowego).

Rys historyczny (2)

W po

łowie września 1942 Fermi demonstruje stos

eksperymentalny

wspó

łczynniku

powielania

neutronów

ększym

jedno

ści.

Samopodtrzymuj

ąca się reakcja łańcuchowa jest

osi

ągnięta.

W dniu 1 grudnia 1942 roku, po 17 dniach prac nad
budow

ą CP-1, grupa Fermiego rozpoczyna prace nad

osi

ągnięciem stanu krytycznego. Stos zawierający

36,3 tony tlenku uranu, 5,6 tony metalicznego uranu i
350 ton grafitu osi

ąga stan krytyczny, a tym samym

osi

ągnięta moc wyjściowa ma wartość 0,5 wata. W

efekcie, w Chicago zacz

ął pracować pierwszy na

świecie

reaktor

ądrowy

którym

uzyskano

świecie

reaktor

ądrowy,

którym

uzyskano

maksymaln

ą moc 200 watów.

Pierwszy reaktor j

ądrowy do zastosowań komercyjnych został skonstruowany we

wczesnych latach 50 - tych. W 1951 r. Experimental Breeder Reactor (EBR-1),
mieszcz

ący się w National Reactor Testing Station w Idaho, został ukończony i był

obs

ługiwany przez Argonne National Laboratory.

Podczas pierwszej demonstracji tego (ju

ż jądrowego) generatora prądu rozbłysły 4

łączone żarówki. EBR-1 był prototypem reaktorów typu metal cooled. Reaktor

Borax III by

ł zaś prototypem reaktorów typu BWR.

Pierwszy ludzki reaktor

• Pierwszy reaktor atomowy, nazywany wtedy stosem

atomowym zosta

ł zbudowany w 1942 roku w Chicago

przez zespó

ł fizyków kierowany przez Enrico Fermiego.

Umiejscowiono go w pokoju do gry w squasha pod
trybunami stadionu Uniwersytetu Chicagowskiego.

• Budow

ę stosu zaczęto od ułożenia kilku warstw

grafitowych cegie

ł (pełniących rolę moderatora) na

łym źródle neutronów. Następnie układano warstwy

grafitu zawieraj

ące uran metaliczny

235

U lub tlenek

uranu. Uran by

ł umieszczony w grafitowych cegłach w

postaci ma

łej kulki. W ten sposób ułożono „kopiec”

szeroko

ści ok. 7,5 metra i wysokości ok. 6 metrów

ładający się z 350 ton grafitu, 36,5 ton tlenku uranu i

5,6 tony metalicznego uranu.

• Kontrola reakcji rozszczepienia odbywa

ła się za pomocą

ętów kadmowych, które umieszczone w stosie

poch

łaniały neutrony i w ten sposób hamowały reakcję.

Kadm jest substancj

ą bardzo silnie pochłaniającą

neutrony i dlatego bardzo dobrze nadaje si

ę do

sterowanie reakcj

ą. Stos posiadał dwa systemy

bezpiecze

ństwa: pierwszym był człowiek zaopatrzony w

siekier

ę, który w razie niebezpieczeństwa przecinał

sznur na którym wisia

ły tzw pręty bezpieczeństwa

sznur na którym wisia

ły tzw. pręty bezpieczeństwa,

równie

ż wykonane z kadmu. Po przecięciu pręty opadały

i reakcja zostawa

ła zatrzymana. Drugim systemem

bezpiecze

ństwa była grupa ludzi stojąca na szczycie

stosu zaopatrzona w wiadra z wod

ą bromowaną, którą w

razie niebezpiecze

ństwa wylewali na stos. Taka woda

równie

ż bardzo silnie pochłania neutrony i dodatkowo

przejmuje ciep

ło wydzielone w czasie reakcji.

• Uzyskanie samopodtrzymuj

ącej się reakcji jądrowej

nast

ąpiło 12 grudnia 1942 roku o godzinie 3.25

lokalnego czasu. Kadmowe pr

ęty sterujące były

stopniowo wyci

ągane z wnętrza stosu i po każdym

łym kroku wykonywano obliczenia, aby sprawdzić czy

reakcja jest samopodtrzymuj

ąca się. Moc pierwszego

reaktora by

ła niewielka i wynosiła około 200W. Po

eksperymencie steruj

ące pręty kadmowe zostały

eksperymencie steruj

ące pręty kadmowe zostały

wsuni

ęte i reakcja łańcuchowa została zatrzymana.

Cykl paliwowy

Cykl paliwowy obieg paliwa j

ądrowego obejmujący kolejne fazy jego przetwarzania, poczynając od kopalni

rudy, przez produkcj

ę koncentratu, jego przerób chemiczny, wzbogacenie izotopowe uranu, wytwarzanie

paliwa reaktorowego, spalanie w reaktorze, przechowanie wypalonego paliwa i jego przerób a

ż po

ostateczne sk

ładowanie odpadów.

Etapy cyklu paliwowego:

Wydobywanie rudy uranu

Wzbogacanie i obróbka

uranu

B d

tó

Budowa elementów

paliwowych

Wytwarzanie energii

Transport wypalonych

ętów paliwowych

ładowanie prętów

paliwowych

Zak

łady przerobu paliwa

ądrowego

Transport odpadów

promieniotwórczych

ładowanie odpadów

promieniotwórczych

http://www.uic.com.au

Cykl paliwowy – wydobywanie rudy uranu

Uran jest metalem ci

ężkim, który otrzymujemy z rud

uranowych. Najbardziej znan

ą z nich jest smółka

uranowa, sk

ładająca się w 95% z tlenku uranu i

wyst

ępująca nieraz w postaci wielotonowych bloków.

ększość pozostałych rud zawiera niestety znacznie

mniej uranu. Wydobycie staje si

ę opłacalne, gdy tona

rudy zawiera co najmniej kilka kg uranu.

Ruda

wydobyta w kopalniach lub odkrywkach musi najpierw
zosta

ć poddana obróbce. Polega ona na łamaniu,

mieleniu i wy

ługowaniu. W rezultacie otrzymujemy

ostatecznie ponad 70-procentowy koncentrat uranowy,
tzw. "yellow cake", czyli "

żółte ciasto". Który jest

produktem wyj

ściowym do dalszej obróbki.'

Mapa wydobycia

rudy uranu na

świecie

www.atomowe.kei.pl

Cykl paliwowy – wzbogacanie i obróbka uranu

Czysty uran naturalny jest dla elektrowni j

ądrowych nieprzydatny. jako że tylko w 0,7% składa się

z rozszczepialnego U-235, a pozosta

łe 99,3% stanowi nieco cięższy, nierozszczepialny U-238.

Obydwa izotopy uranu nie ró

żnią się między sobą pod względem chemicznym, stąd do

wzbogacania wykorzystuje si

ę różnicę w ich ciężarze. Najpierw przemienia się uran za pomocą

fluoru w gaz, sze

ściofluorek uranu (UF6), zatem w związek uranu i fluoru. Do rozdzielenia obydwu

izotopów uranu mo

żna teraz wykorzystać jedną z następujących metod, W metodzie kanalikowej

przepuszcza si

ę UF6 z dużą prędkością przez drobne kanaliki o kształtach półkolistych.

Wyst

ępująca tu siła odśrodkowa wypycha składową gazu zawierającą U-238 ku obrzeżom toru, co

umo

żliwia oddzielenie jej od składowej gazu zawierającej lżejszy U-235. Oczywiście w ten sposób

nie jest mo

żliwe całkowite rozdzielenie obydwu izotopów. Jeśli jednak połączy się wiele opisanych

tu uk

ładów w tzw. kaskadę, to otrzyma się w rezultacie gaz zawierający wystarczającą

koncentracj

ę atomów U-235. W metodzie dyfuzyjnej przepuszcza się gaz UF6 przez przegrody

pó

łprzepuszczalne.

żejsza składowa z U-235 przechodzi

(dyfunduje) przez pory przegród szybciej

(dyfunduje) przez pory przegród szybciej
ni

ż cięższa z U-238. Prowadzi to także

do cz

ęściowego rozdziału składowych.

W metodzie wirówkowej wiruje si

ę gaz w

bardzo

szybkiej

centryfudze.

ła

środkowa przyciska składową cięższą

silniej

ściany,

wobec

czego

koncentracja

żejszego

U-235

środkowej

ęści

wirówki

wzrasta.

Równie

ż i tu osiągamy rozdział U-235 i

U-238, cho

ć konieczne jest połączenie

wielu uk

ładów szeregowo, by uzyskać

żądane wzbogacenie. Inne metody, w

których

osi

ągano

wymagane

wzbogacenie w pojedynczym procesie,
s

ą jeszcze w stadium opracowań.

Cykl paliwowy – budowa elementów paliwowych

ęty paliwowe elektrowni jądrowych zawierają pastylki wykonane z dwutlenku uranu

(UO2). Ten ostatni uzyskujemy ze wzbogaconego gazu UF6 i prasuj

ąc nadajemy mu

posta

ć pastylek o grubości ok. 1,5 cm i średnicy ok. 1 cm. Podane tu wymiary - jak

prawie wszystkie dane liczbowe - mog

ą dla różnych elektrowni, a także w różnych

ństwach nieco się różnić, stanowią jednak typowe wartości przeciętne. Surowe

wypraski ogrzewa si

ę do 1700°C, co daje im konieczną spoistość i wytrzymałość.

Nast

ępnie poddaje się je obróbce mechanicznej z dokładnością do 1/10000 mm i

wprowadza w rurki, zwane koszulkami. Dla lepszej wymiany ciep

ła w koszulki

wprowadza si

ę hel. Koszulki ponadto nigdy nie są całkowicie wypełnione pastylkami,

gdy

ż w

wyniku

rozpadu

promieniotwórczego

powstaj

ą gazy wymagające

odpowiedniej przestrzeni, tzw. przestrzeni gazu porozpadowego. Wype

łnione i

szczelnie zamkni

ęte koszulki stanowią pręty paliwowe; wraz z prętami regulacyjnymi

któ

h k

t k j

ż b ć b d

l t k

tworz

ą one elementy paliwowe, których konstrukcja może być bardzo różna, l tak w

reaktorze wrz

ącym znajdujemy często 7x7 prętów paliwowych w wiązce paliwowej, w

reaktorze wodnym ci

śnieniowym 15x15 lub 20 x 20. Także położenie prętów

regulacyjnych mo

że się w różnych reaktorach zasadniczo zmieniać.

Cykl paliwowy – wytwarzanie energii

Z. Celi

ński, (1991) Energetyka jądrowa; PWN

Cykl paliwowy – sk

ładowanie prętów paliwowych

W elektrowni j

ądrowej wymienia się co roku prawie

trzeci

ą część elementów paliwowych na nowe. W

żej elektrowni jądrowej o mocy 1 GW opuszcza

reaktor rok w rok ok. 30 t uranu. Ten materia

ł jest

wprawdzie ska

żony groźnymi dla życia produktami

rozpadu promieniotwórczego, jednak z drugiej strony
zawiera cenne, mo

żliwe do odzyskania materiały

rozszczepialne. St

ąd usuwanie i obróbka wysłużonych

elementów paliwowych jest

niezmiernie

istotnym

czynnikiem zarówno z punktu widzenia ochrony
środowiska

naturalnego,

jak

łacalności

przedsi

ęwzięcia.

Post

ępuje się następująco. Po trwającej około roku

obecno

ści elementów paliwowych w basenie z wodą

l kt

i j d

w elektrowni j

ądrowej przenosi się je na tzw.

ładowiska pośrednie. Elementy paliwowe pozostają

w tym czasie wewn

ątrz pojemników transportowych,

zapewniaj

ących całkowicie bezpieczne składowanie i

chroni

ących od promieniowania radioaktywnego.

Nast

ępnie poddaje się pręty paliwowe przeróbce.

Nadaj

ące się do wykorzystania paliwo zostaje

odzyskane

przekazane

produkcji

nowych

elementów

paliwowych.

Niebezpieczne

produkty

rozpadu radioaktywnego s

ą oddzielane i na zawsze

ładowane

mogilnikach.

Istnieje

oczywi

ście

żliwość

łożenia

wypalonych

elementów

paliwowych w mogilnikach bez

żadnej obróbki i

odzysku.

Cykl paliwowy

– zak

łady przerobu paliwa jądrowego

Zak

ładem przerobu paliwa jądrowego nazywamy taki zakład, w którym

przeprowadza si

ę rozdział poszczególnych składników wypalonych elementów

paliwowych. W szczególno

ści należy oddzielić odpady radioaktywne i odzyskać

paliwo j

ądrowe, czyli uran i pluton. Pręty paliwowe zawierają bowiem obok jąder U-

235, które nie uleg

ły rozszczepieniu, także pluton-239, powstały w procesie

powielenia i nadaj

ący się jako paliwo jądrowe. Po odpowiednim leżakowaniu w

basenie elektrowni oraz w sk

ładowisku pośrednim pręty paliwowe przewozi się w

ich pojemnikach transportowych do zak

ładu przerobu. Są one stale jeszcze

i t ó

h i

dd i l

wysoce promieniotwórcze, wi

ęc od personelu technicznego muszą je oddzielać

grube mury betonowe lub szyby ze szk

ła ołowiowego, a proces przerobu musi być

w pe

łni zautomatyzowany. Pręty paliwowe są najpierw rozdrabniane, a następnie

rozpuszczane

w kwasie azotowym.

Uran,

pluton

oraz produkty rozpadu

rozpuszczaj

ą się prawie całkowicie, pozostają natomiast rozdrobnione koszulki

ętów paliwowych, które po zabetonowaniu składa się w bezpiecznym miejscu. W

nast

ępstwie szeregu chemicznych procesów następuje rozdział uranu, plutonu i

pozosta

łych produktów rozpadu. Uran i pluton, po oczyszczeniu, trafiają do fabryki

produkuj

ącej pręty paliwowe, natomiast odpady radioaktywne są pakowane i

przygotowywane do sk

ładowania w mogilniku.

Cykl paliwowy

– transport odpadów promieniotwórczych

Odpady promieniotwórcze, które s

ą już nie do wykorzystania na danym żadnym

etapie cyklu paliwowego musz

ą być transportowane pomiędzy zakładem przerobu

paliwa j

ądrowego a miejscem jego wiecznego składowania.

tego

celu

stworzono

specjalne

kontenery

przewozu

odpadów

promieniotwórczych. Z regu

ły mają one rozmiary dostosowane do transportu

kolejowego

lub

morskiego.

wzgl

ędu na bardzo rygorystyczne normy

bezpiecze

ństwa, taki kontener musi spełniać niezwykle ostre normy, jak np.

wytrzyma

ć długotrwały pożar, katastrofę kolejową, upadek z mostu, uderzenie

samolotu odrzutowego, atak terrorystyczny itp. W

żadnej z tego typu sytuacji nie

y y

że dojść do rozszczelnienia kontenera i uwolnienia się materiału radioaktywnego.

Dlatego na przyk

ład taki kontener o wadze rzędu 120 ton ma ściany grubości 50 cm

a jego zawarto

ść to zaledwie kilka wypalonych prętów paliwowych.

Jednym z testów jakie musi przej

ść taki kontener jest na przykład zrzucenie z

wysoko

ści kilku metrów na stalową iglicę. Po takim upadku kontener musi zachować

szczelno

ść. Taki pojemnik musi być także stabilny czasowo – to znaczy jego

parametry nie mog

ą się zmieniać w czasie zarówno krótkofalowo jak i w dłuższym

okresie czasu. Ma to znaczenie przy transporcie morskim, gdzie czas przewozu
ładunku można liczyć w tygodniach. W transporcie kolejowym trzeba przewidzieć
tak

że możliwość znacznego wydłużenia się czasu transportu na skutek blokad

urz

ądzanych przez ekologów.

Cykl paliwowy –

ładowanie odpadów promieniotwórczych

Odpady radioaktywne nale

ży podzielić na trzy grupy:

- S

łabo aktywne. Odpady tej grupy w postaci stałej lub ciekłej są najpierw

na drodze st

ężania, ściskania lub spalania redukowane do możliwie

najmniejszej obj

ętości. Następnie zostają zacementowane w beczkach.

Średnio aktywne odpady, rozdrabnia i zalewa cementem w beczkach.

- Wysoko aktywne. S

ą to z reguły produkty rozpadu rozpuszczone w

kwasie azotowym, s

ą źródłem 99% promieniowania wszystkich odpadów

promieniotwórczych,

ąd należy przy ich składowaniu zachować

szczególn

ą ostrożność.

Opracowano

dla

nich

specjalny

proces

zeszkliwienia. Na pocz

ątku następuje proces zagęszczania i chemicznego

przetwarzania. Nast

ępnie w temperaturze powyżej 1100°C stapia się je z

proszkiem szklanym, tworz

ąc z nich nierozłączny składnik szkliwa, którym

wype

łnia się grubościenne beczki ze stali nierdzewnej W zakładzie

wype

łnia się grubościenne beczki ze stali nierdzewnej. W zakładzie

przerobu przypada na ka

żdą tonę uranu około 130 l wysoko aktywnego

odpadu w postaci bloku szkliwa, 5 beczek po 400 l odpadu

średnio

aktywnego

raz

beczek

łabo aktywnego. Te odpady trzeba

zmagazynowa

ć w sposób bezpieczny "po wsze czasy", czyli bez

ogranicze

ń czasowych, gdyż nawet po wielu pokoleniach będą one nadal

stanowi

ć duże zagrożenie.

Typowe miejsce przechowywania odpadów promieniotwórczych to wyeksploatowane kopalnie soli. I tak najp

łycej

ładuje się odpady słabo aktywne – są to poukładane beczki z odpadami. Na średnim poziomie kopalni przechowuje się

odpady

średnio aktywne, które w beczkach wrzuca się w procesie zautomatyzowanym do komory. Odpady wysoko

aktywne zostaj

ą zabetonowane na najniższym poziomie kopalni (poniżej 1000m). Mogielniki umieszcza się w odwiertach

i tam zostaj

ą zalana cementem.

Nale

ży także pamiętać przy wyborze miejsca składowania odpadów radioaktywnych, aby miejsce ich składowania było

rejonem wolnym od wstrz

ąsów sejsmicznych i uskoków tektonicznych. Także aby miejsce składowania nie miało

styczno

ści z wodami gruntowymi.

Reaktor atomowy – podstawy (1)

U podstaw dzia

łania reaktorów jądrowych leży, odkryte w 1939 r. przez fizyków

niemieckich, zjawisko rozszczepienia j

ąder uranu

235

w wyniku bombardowania

ich neutronami. Przy rozpadzie j

ądra

235

na dwa mniejsze j

ądra wyzwala się

olbrzymia energia, ok. 200 MeV.

W wyniku rozszczepienia np. j

ądra U

235

po uderzeniu neutronu wyzwala si

ę duża

ilo

ść energii oraz są emitowane nowe neutrony, średnio 2,5 neutronu na jedno

rozszczepienie. Neutrony te mog

ą powodować następne rozszczepienia innych

ąder, prowadząc do dalszego zwiększenia liczby neutronów i dalszego rozwijania się

reakcji. Istnieje wi

ęc tu możliwość osiągnięcia samopodtrzymującej się reakcji

łańcuchowej. Neutrony powstające w wyniku rozszczepień mogą spowodować
nast

ępne rozszczepienia, mogą też jednak zostać stracone wskutek absorpcji lub

ucieczki. Je

śli liczba neutronów powstających w reaktorze w jednostce czasu jest

równa liczbie neutronów traconych w tym czasie, wówczas w reaktorze zachodzi
kontrolowana, samopodtrzymuj

ąca się, reakcja łańcuchowa. Stan taki nazywamy

stanem krytycznym reaktora

Odchylenie stanu reaktora j

ądrowego od stanu

stanem krytycznym reaktora. Odchylenie stanu reaktora j

ądrowego od stanu

krytycznego opisuje tzw. reaktywno

ść. Reaktor jest sterowalny i bezpieczny, gdy ma

łą, dodatnią reaktywność związaną z neutronami opóźnionymi.

Spo

śród wielu różnych reakcji jądrowych w reaktorach jądrowych najważniejsze są

reakcje wywo

łane przez neutrony lub promieniowanie (fotony) γ. Neutrony

uderzaj

ące w jądra mogą spowodować różne reakcje, z których najważniejsze to

rozszczepienie j

ądra, rozproszenie oraz pochłanianie (absorpcja) neutronów.

Zale

żnie od ich energii kinetycznej neutrony dzielimy na termiczne - o energiach

ędu setnych części eV, prędkie - o energiach rzędu dziesiątych części MeV,

epitermiczne - o energiach po

średnich. Prawdopodobieństwo zajścia reakcji

rozszczepienia j

ądra uranu

235

jest znacznie wi

ększe dla neutronów o malej

energii ni

ż o dużej. Wymusiło to zastosowanie w reaktorze atomowym urządzenie

spowalniaj

ącego neutrony zwanego moderatorem. W większości przypadków

funkcj

ę moderatora pełni woda otaczająca pręty paliwowe, która jednocześnie

odbiera od nich ciep

ło będące efektem reakcji jądrowych w prętach paliwowych.

Innym dobrym materia

łem na moderator jest węgiel pod postacią grafitu i beryl.

Reaktor atomowy – podstawy (2)

Kontrolowany przebieg reakcji

łańcuchowej zapewnia element

odpowiedzialny za ilo

ść neutronów w reaktorze. Do tego celu

stosuje si

ę tzw. pręty regulacyjne. Wykonane są z materiału

bardzo dobrze poch

łaniającego neutrony. Umieszcza się je

pomi

ędzy prętami paliwowymi, a głębokość ich wsunięcia

pomi

ędzy

ęty

paliwowe

ływa

szybko

ść

reakcji

łańcuchowej. Innym dodatkowym urządzeniem montowanym w
reaktorach j

ądrowych są pręty awaryjne. Mają one za zadania w

sytuacji krytycznej wygaszenie reaktora tzn. zatrzymanie reakcji
łańcuchowej. Także wykonywane są z materiału bardzo dobrze
absorbuj

ącego

neutrony.

przeciwie

ństwie

ętów

steruj

ących, które mają regulowaną głębokość wnikania do

reaktora, pr

ęty awaryjne posiadają dwie pozycje pracy górną

(reaktor pracuje) i doln

ą (reaktor wygaszony)

ęty paliwowe

ęty sterujące

obieg pierwotny

(reaktor pracuje) i doln

ą (reaktor wygaszony).

By reaktor móg

ł osiągnąć stan krytyczny, musi być spełnionych szereg

warunków. Przy okre

ślonej konstrukcji musi on mieć wymiary nie mniejsze

od pewnych wymiarów minimalnych, zwanych wymiarami krytycznymi. W
przeciwnym przypadku ucieczka neutronów z reaktora i ich absorpcja nie
mog

ą być zbilansowane produkcją neutronów. Odpowiadającą wymiarom

krytycznym mas

ę materiału rozszczepialnego nazywa się masą krytyczną.

Wymiary reaktorów s

ą zazwyczaj większe od krytycznych; dla osiągnięcia

stanu krytycznego zwi

ększa się absorpcję neutronów przez wprowadzenie

do reaktora odpowiednich materia

łów (pręty regulacyjne). Część reaktora,

w której znajduje si

ę paliwo jądrowe, nazywa się rdzeniem. Rdzeń jest

zwykle otoczony warstw

ą materiału, zwaną reflektorem, która jakby

"odbija" z powrotem znaczn

ą część neutronów uciekających z rdzenia.

Zastosowanie reflektora zmniejsza wymiary krytyczne i mas

ę krytyczną.

Wytwarzana w reaktorze energia jest odbierana w postaci ciep

ła przez

czynnik ch

łodzący, zwany chłodziwem, przepływający przez rdzeń

reaktora.

Reaktor atomowy – podstawy (3)

Schemat budowy reaktora atomowego, gdzie:

1 – os

łona biologiczna

ma ona na celu ograniczenie oddzia

ływania

reaktora na

środowisko zewnętrzne

2 – os

łona ciśnieniowa

jej

zadaniem

jest

utrzymanie

odpowiedniego ci

śnienia wewnątrz reaktora

3 – reflektor neutronów

jego

celem

jest

zawracanie

neutronów

tych,

opuszczaj

rdze

neutronów

tych,

opuszczaj

rdze

powrotem do rdzenia

4 – pr

ęty bezpieczeństwa

pozwalaj

ą w każdej chwili wygasić reaktor

5 – pr

ęty sterujące

zapewniaj

ą możliwość regulacji szybkości zachodzącej w reaktorze reakcji łańcuchowej

6 – moderator

element spowalniaj

ący neutrony, wykonuje się je z materiałów zawierających duże ilości atomów o małej liczbie

porz

ądkowej, skutecznie zmniejszających energię neutronów produkowanych w trakcie rozszczepiania.

7 – pr

ęty paliwowe

zawieraj

ą paliwo jądrowe w formie fizykochemicznej i o stopniu wzbogacenia dostosowanym do

konstrukcji reaktora j

ądrowego

8 – ch

łodziwo

odbiera ciep

ło reakcji jądrowych z rdzenia i oddaje je w wymienniku ciepła do obiegu wtórnego

Podzia

ł reaktorów

Rozró

żnia się kilka kryteriów podziałów reaktorów atomowych, oto najważniejsze z nich:

- Zastosowanie:

- badawcze - o ma

łej mocy wykorzystywane w badaniach naukowych jako silne źródła neutronów

- produkcyjne - s

łużące do wytwarzania sztucznych pierwiastków promieniotwórczych na drodze aktywacji,

łównie do produkcji plutonu – szczególną klasę tych reaktorów stanowią tzw. reaktory jądrowe powielające, w

których paliwo j

ądrowe w trakcie wypalania przekształca się w inny rodzaj paliwa jądrowego

- energetyczne - wytwarzaj

ące energię cieplną przekształcaną w energię mechaniczną lub elektryczną

- do

świadczalne - prototypy nowych rozwiązań technicznych

- Rodzaj moderatora

wodne, ci

ężkowodne, grafitowe, sodowe

- Energia neutronów

- wysokostrumieniowe - o strumieniu neutronów przekraczaj

ącym 1014 cząstek/cm2s

- pr

ędkie - gdy reakcja rozszczepienia zachodzi dzięki neutronom prędkim

- po

średnie - gdy stosuje się neutrony pośrednie

- termiczne - wykorzystywane s

ą neutrony termiczne

-epitermiczne - reakcja zachodzi dzi

ęki neutronom epitermicznym

- Rodzaj paliwa

- uranowe

- plutonowe

- mox

- torowe

Podzia

ł reaktorów - oznaczenia

PWR

reaktor ci

śnieniowy chłodzony i moderowany lekką wodą

Pressurized light-Water-moderated and cooled Reactor

BWR

reaktor wrz

ący chłodzony i moderowany lekką wodą

Boiling light-Water-moderated and cooled Reactor

LWR

reaktor ch

łodzony i moderowany lekką wodą

Boiling light-Water-moderated and cooled Reactor

HWR

reaktor ci

ężkowodny

Boiling light-Water-moderated and cooled Reactor

HWLWR

reaktor wrz

ący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką

Heavy-Water -moderated, boiling-Light-Water Reactor

PHWR

reaktor ci

śnieniowy chłodzony i moderowany ciężką wodą

Pressurized Heavy-Water-moderated and cooled Reactor

SGHWR

reaktor wrz

ący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką Steam-Generating Heavy-Water Reactor

HWGCR

reaktor ch

łodzony gazem moderowany ciężką wodą

Heavy-Water-moderated Gas-Cooled Reactor

CANDU

reaktor kanadyjski typu PHWR

CANadian Deuterium-Uranium reactor

LWGR

reaktor ch

łodzony lekką wodą z moderatorem grafitowym

Light-Water-cooled, Graphite-moderated Reactor

PTGR

reaktor kana

łowy z moderatorem grafitowym

Pressurized-Tube Graphite Reactor

GCR

reaktor ch

łodzony gazem z moderatorem grafitowym

Gas-Cooled, graphite-moderated Reactor

AGR

ulepszony reaktor ch

łodzony gazem z moderatorem grafitowym

Adwanced Gas-cooled, graphite-moderated Reactor

HTR

reaktor wysokotemperaturowy ch

łodzony gazem

High-Temperature gas-cooled Reactor

z moderatorem grafitowym

HTGR

reaktor wysokotemperaturowy ch

łodzony gazem

High-Temperature Gas-cooled Reactor

z moderatorem grafitowym

THTR

reaktor wysokotemperaturowy na paliwie torowym

Thorium High-Temperature Reactor

FBR

reaktor pr

ędki powielający

Fast Breeder Reactor

LMFBR

reaktor pr

ędki powielający chłodzony sodem

Liquid-Metal-cooled, Fast Breeder Reactor

LWBR

reaktor powielaj

ący termiczny chłodzony lekką wodą

Light-Water Breeder Reactor

MSBR

reaktor powielaj

ący chłodzony stopionymi solami

Molten-Salt Breeder Reactor

GCFR

reaktor pr

ędki chłodzony gazem

Gas-Cooled Fast Reactor

OMR

reaktor z ch

łodziwem i moderatorem organicznym

Organic-Moderated and cooled Reactor

SZR

reaktor ch

łodzony sodem moderowany wodorotlenkiem cyrkonu

Sodium-cooled, Zirkonium-hybride-moderated Reactor

Na podstawie: Zdzis

ław Celiński "Energetyka Jądrowa"

Podzia

ł reaktorów – wodny wrzący

W reaktorze wodnym wrz

ącym zamieniamy wodę w

par

ę za pomocą energii jądrowej. Następuje to w

zbiorniku ci

śnieniowym reaktora. Para pod ciśnieniem

oko

ło

7MPa

nap

ędza

turbin

ę,

która

dostarcza

generatorowi energii potrzebnej do wytworzenia pr

ądu.

We wspomnianym zbiorniku ci

śnieniowym reaktora,

który w omawianym przyk

ładzie posiada ścianki o

grubo

ści 16 cm, znajduje się rdzeń reaktora, przez który

przep

ływa woda doprowadzana do wrzenia. Rdzeń

reaktora sk

łada się z około 800 elementów paliwowych.

żdy element paliwowy znajduje się w blaszanym

pojemniku, do którego woda dostaje si

ę przez otwór w

spodzie. Woda wype

łnia pojemnik i styka się z 64

ętami paliwowymi, czyli prętami wykonanymi np. z

rozszczepialnego uranu. Pr

ęty składają się zazwyczaj

ze wzbogaconego uranu w postaci dwutlenku uranu
(UO

Podczas rozszczepiania j

ąder uranu wydziela

ę duża ilość energii, którą w formie ciepła odbiera

woda ch

łodząca (chłodziwo).

Woda s

łuży też jednocześnie jako moderator (hamuje więc do tego stopnia prędkie neutrony, powstałe podczas każdego

rozszczepienia j

ądra, że same mogą powodować dalsze rozszczepienia). Gdyby wszystkie powstałe w tej reakcji neutrony

przyczynia

ły się do dalszego rozszczepiania, reaktor wyszedłby spod kontroli i wytwarzałby za dużo energii - stałby się

wybuchaj

ącą bombą atomową. Aby temu zapobiec, każdy reaktor zawiera takie materiały, jak bor lub kadm, które absorbują

(poch

łaniają) neutrony, w takim stopniu, aby reakcja nie wymknęła się spod kontroli, ale też by nie "zgasła". Neutrony pochłaniane

ą przez wspomniane materiały, które tworzą pręty sterujące, które są wsuwane do reaktora mniej lub bardziej głęboko - w

zale

żności od potrzeb. Bardziej wysunięte to mniejsze pochłanianie i większa ilość rozszczepień. Mniej wysunięte to spowolniona

reakcja. Wsuwaniem i wysuwaniem pr

ętów łatwo można kontrolować reakcję, a w razie potrzeby zadusić. Pręty, ze względu na

znaczn

ą szybkość reakcji jądrowych i konieczność jeszcze szybszego reagowania, posiadają sterowanie automatyczne. Podczas

pierwszego uruchomienia reaktora trzeba dostarczy

ć neutronów z zewnętrznego źródła. Po chwilowym zatrzymaniu reakcji nie jest

to konieczne. Elementy paliwowe dostarczaj

ą wtedy dostatecznej ilości neutronów, aby uruchomić reakcję jądrową przez

wysuni

ęcie prętów sterujących.

Podzia

ł reaktorów – wodny ciśnieniowy

reaktorze

wodnym

śnieniowym

woda

stykaj

ąca się z rdzeniem reaktora nie gotuje się.

Uniemo

żliwia jej to ogromne ciśnienie - rzędu

MPa

. Woda ta kr

ąży w obiegu pierwotnym i w

odpowiedniej wytwornicy pary ogrzewa wod

obiegu wtórnego, a zatem nie styka si

ę z nią

bezpo

średnio.

Woda

obiegu

pierwotnego

sch

ładza się przy tym z

330C

290C

. Podczas

gdy woda obiegu wtórnego wrze i wytworzon

par

ą napędza turbinę i generator, to woda obiegu

pierwotnego,

ągle w stanie ciekłym, jest

pompowana do rdzenia, gdzie ponownie ogrzewa
si

ę do 330C. Odpowiedni regulator ciśnienia

zapewni sta

łe ciśnienie tej wody. Typowy reaktor

wodny ci

śnieniowy o mocy 1300 MW ma rdzeń

zawieraj

ący około 200 elementów paliwowych po

300

ętów

paliwowych

żdy.

Sterowanie

reaktorem odbywa si

ę z jednej strony przez

zmian

ę stężenia roztworu boru (pochłaniającego

neutrony) w wodzie obiegu pierwotnego, z drugiej
strony za

ś przez pręty regulacyjne, zawierające

kadm, które, jak ju

ż poprzednio jest wspomniane,

żna wsuwać i wysuwać.

Woda tak

że jest tu spowalniaczem. Gdy reaktor nadmiermie się nagrzewa, to gęstość wody

maleje. Tym samym pr

ędkie neutrony są słabiej wyhamowywane, liczba rozszczepień

dostarczaj

ących energii maleje i cały układ się ochładza. Reaktor taki, podobnie jak i wrzący,

nosi nazw

ę lekkiego ponieważ stosuje się w nim "zwykłą" wodę, a nie "ciężką".

ądra U-238 mogą wchłaniać neutrony,

przemieniaj

ąc się przy tym w jądra plutonu,

które mo

żna łatwo rozszczepić i wykorzystać

do produkcji energii. Reaktor powielaj

ąc

wykorzystuje t

ą własność. Jako materiał

rozszczepialny jest w nim stosowany

Pu-

239

, który podczas rozpadu produkuje 2 lub

3 neutrony. Jeden neutron jest potrzebny do
podtrzymania reakcji

łańcuchowej, podczas

gdy pozosta

łe są przekazywane do jąder U-

238, które przemieniaj

ą się w Pu-239. Tak

powstaje nowe paliwo. Reaktor wytwarza w
ten sposób nowe paliwo. W optymalnym
przypadku mo

że wytworzyć nawet więcej

Podzia

ł reaktorów – powielający

paliwa ni

ż sam zużył. Ten proces zachodzi

tak

że w innych typach reaktorów, ale w

marginalnych ilo

ściach.

Zasoby U-238 s

znaczne, wi

ęc powszechnie uważa się, że w

przysz

łości takie reaktory odegrają duża role

w wytwarzaniu energii. Technika ta, dzi

ęki wykorzystywaniu nierozszczepialnego U-238, jest sześćdziesięciokrotnie bardziej

wydajna od tradycyjnej uranowej.

Przemiana U-238 w Pu przebiega lepiej z neutronami pr

ędkimi niż wolnymi. W reaktorze

ędkim powielającym wykorzystuje się właśnie te prędkie neutrony do procesu powielania. Przy małej zawartości plutonu

proces przebiega

łby ze zbyt małą wydajnością, stąd w owych reakcjach elementy paliwowe zajmują 20-30% plutonu i 70-80 %

U-238. Jest prawie 10-krotnie wi

ęcej materiału rozszczepialnego niż we wcześniejszych typach reaktorów, więc istnieje wiele

niebezpiecze

ństw i trudności technicznych związanych z budową i eksploatacją takich siłowni. Reaktor składa się z elementów

paliwowych, w których wytwarzana jest energia oraz z elementów powielaj

ących, gdzie powstaje nowe paliwo. Z powodu

obecno

ści dużej ilości materiału rozszczepialnego wytwarzanie ciepła w elementach paliwowych jest bardziej intensywne.

Dlatego och

ładza się taki reaktor ciekłym sodem, który dobrze przewodzi ciepło, ale w przeciwieństwie do wody słabo hamuje

neutrony. S

ą więc one ciągle prędkie. Obieg pierwotny ciekłego sodu ogrzewa ciekły sód w obiegu wtórnym. Ten doprowadza

do wrzenia, a wytworzona para nap

ędza urządzenia produkujące prąd.

Podzia

ł reaktorów – wysokotemperaturowy

Reaktor taki zu

żywa jako

surowiec

energetyczny obok uranu tak

że tor-

232

, który w trakcie pracy reaktora

poch

łania neutrony i przemienia się

w rozszczepialny U-233. Stosowane
paliwo

posta

drobnych

granulek, które nast

ępnie zasklepia

ę w kulach grafitowych wielkości

łki tenisowej. Grafit służy jako

moderator

hamuj

ący

neutrony.

Wytworzone

reaktorze

ciep

ło

podgrzewa

gaz

przyk

ład

oboj

ętny chemicznie hel. Gaz ten z

kolei

odparowywuje

wod

ę, która

nap

ędza turbinę.

Reaktor ten posiada kilka bardzo interesuj

ących cech:

- Praca w bardzo wysokich temperaturach. Temperatura ch

łodziwa dochodzi nawet do

1000°C

, dzi

ęki czemu może zostać

wykorzystane jako

źródło ciepła do zasilania wysokotemperaturowych procesów przemysłowych

- Wysoka sprawno

ść. Dzięki dobremu bilansowi neutronów uzyskuje się współczynnik konwersji równy jedności i bardzo

wysokiego stopnia wypalenia paliwa. Istnieje mo

żliwość zmiany paliwa w trakcie pracy reaktora.

- Wysoki stopie

ń bezpieczeństwa. Reaktor ten charakteryzuje się dużą pojemnością cieplną, dzięki czemu jest mniej wrażliwy

na awarie systemu ch

łodzenia –

bez uszkodzenia mo

że przetrzymać w takim stanie godzinę (dla porównania PWR do 2

minut).

Tak

że charakteryzują się bardzo niskim stopniem narażenia radiacyjnego personelu.

Energetyka j

ądrowa – na świecie

KRAJ

PRODUKCJA

ENERGII W EJ

2000

REAKTORY

CZYNNE

Czerwiec 2001

REACTORY W

BUDOWIE

Czerwiec 2001

ZAMÓWIONE lub

PLANOWANE

Czerwiec 2001

ZUZYCIE

URANU

2000

billion kWh % ilość

MWe

ilość

MWe

ilość

MWe

tony U

Argentina

5.7

7.3

935

692

146

Armenia

1.8

376

Belgium

5728

1020

Brazil

5.6

1.5

1855

292

Bulgaria

3538

615

Canada

9998

3598

1326

China

1.2

2167

6370

1800

418

Czech
Republic

2560

912

349

Egypt

600

Finland

2656

1000

558

France

395

63203

10513

Germany

160

21141

3707

Hungary

1755

354

India

3.1

2548

900

4980

312

Indonesia

600

Iran

950

Japan

305

43505

4492

15858

7334

Tabelka prezentuje zestawienie wszystkich
pa

ństw posiadających u siebie elektrownie

atomowe. Z tabeli tej wida

ć, że niektóre

ństwa jak Belgia, Francja i Litwa swoje

zapotrzebowanie

energetyczne

opar

ły na

energetyce j

ądrowej. W innych państwach

energetyka j

ądrowa jest tylko mniej lub

bardziej znacz

ącym procentem w bilansie

energetycznym kraju. W przypadku ma

łych

krajów jest to cz

ęsto pojedyncza elektrownia

atomowa sk

ładająca się z jednego lub więcej

bloków (reaktorów). W wi

ększych krajach jak

Francja

USA

jest

sie

ć elektrowni

Korea DPR
(North)

1900

Korea RO

(South)

104

12970

3800

9200

2480

Lithuania

8.4

2370

359

Mexico

7.9

3.9

1364

231

Netherlands

3.7

4.0

452

105

Pakistan

1.1

1.7

425

Romania

5.1

655

620

Russia

120

20793

2625

4050

3213

SlovakRep.

2472

840

531

Slovenia

4.5

3.7

679

132

South Africa

6.7

1842

366

Spain

7345

1538

Sweden

9460

1539

Switzerland

3170

602

Taiwan

4884

2600

971

Ukraine

11195

1900

1878

United
Kingdom

12528

2578

USA

754

104

98060

17496

WORLD

2447

437 352,629 37

30,299

40,938

61,176

billion kWh % ilość

MWe

ilość

MWe

ilość

MWe

tony U

KRAJ

PRODUKCJA

ENERGII W EJ

2000

REAKTORY

CZYNNE

Czerwiec 2001

REACTORY W

BUDOWIE

Czerwiec 2001

ZAMÓWIONE lub

PLANOWANE

Czerwiec 2001

ZUZYCIE

URANU

2000

www.nuclear.pl

Francja

USA

jest

sie

ć elektrowni

atomowych rozsianych po ca

łym kraju.

żnymi aspektami, przy wyborze miejsca

pod budow

ę są względy bezpieczeństwa:

- historia tektoniczna miejsca, czy w danym
rejonie

wyst

ępują

wstrz

ąsy

uskoki

tektoniczne

mog

ące

doprowadzi

zniszczenia reaktora.

- dost

ępność wody (bliskość zbiornika z wodą

jak rzeka lub jezioro)

- zaludnienie

obszaru

wokó

elektrowni.

Elektrownie

buduj

najcz

ęściej

terenach s

łabiej zamieszkałych, w pewnej

odleg

łości od większych skupisk ludzkich.

Inne reaktory

• Reaktory militarne – pozyskiwanie

wzbogaconego plutonu do bomb
j

ądrowych

• Reaktory naukowe i do

świadczalne (np

• Reaktory naukowe i do

świadczalne (np.

polski reaktor MARIA): badania wi

ązek

neutronów, na

świetlanie neutronami (np.

krzemu), zastosowanie medyczne
(izotopy, na

świetlanie, etc.)

IDEA DZIA

ŁANIA REAKTORA

• Reakcja rozszczepiania

ąder promieniotwórczych

(Uran)

235

=> [

236

]* =>

141

]

+ 3

+ Q

• Reakcja

łańcuchowa,

samopodtrzymuj

ąca się

• MASA KRYTYCZNA –

bez niej niemo

żliwa jest

reakcja

łańcuchowa

Rozszczepienie j

ądra uranu 235

powolnym neutronem

Reakcja

łańcuchowa

•

Warunkiem
samopodtrzymywania si

reakcji jest, aby w reakcji
rozszczepienia by

wytwarzany co najmniej
jeden neutron zdolny
wywo

łać następne

rozszczepienie. Gdy w

żdej reakcji

rozszczepienia b

ędzie

powstawa

ć średnio

ęcej niż jeden takich

neutronów, reakcja
rozwinie si

ę lawinowo,

gdy mniej reakcja

łańcuchowa wygaśnie.

Reakcja

łańcuchowa – c.d.

•

ądro atomowe może być rozszczepione przez neutrony powolne

(energia 1 keV) – przekrój czynny na rozszczepienie j

ądrowe jest

najwi

ększy dla neutronów powolnych

•

W reakcji rozszczepienia powstaj

ą średnio 3 neutrony szybkie (o

energiach > 1keV), które nie b

ędą uczestniczyć w dalszych

procesach rozszczepienia (bo maj

ą za duże energie)

•

W zwi

ązku z tym takie nowopowstałe neutrony prędkie należy

spowolni

ć do energii ok. 1 keV, aby mogły rozszczepiać kolejne

ądra, czego wynikiem będą kolejne neutrony prędkie. I reakcja

łańcuchowa przebiega dalej…

•

Aby neutrony pr

ędkie spowolnić, niezbędny jest MODERATOR. Są

to lekkie j

ądra, na których neutrony rozpraszają się sprężyście i

zgodnie z zasad

ą zachowania pędu tracą część swej energii, aż

stan

ą się neutronami powolnymi. Moderatorem jest np. woda (jądra

wodoru), ci

ężka woda, grafit, beryl, etc.

•

Podobnie dzia

ła REFLEKTOR – to warstwa materiału (woda, grafit,

beryl) okalaj

ąca rdzeń reaktorach o właściwościach "odbijania"

uciekaj

ących neutronów z powrotem do materiału rozszczepialnego.

… na Ziemi to nie cz

łowiek pierwszy wykorzystał energię

ądrową…

2 miliardy lat temu „pracowa

ły” tzw. reaktory naturalne.

Najbardziej znanym jest naturalny reaktor w miejscowo

ści

Oklo w po

łudniowo-wschodnim Gabonie (Afryka)

•

Powstaje pytanie jak to si

ę działo w Oklo? Otóż naukowcy okryli kilkanaście nisz, w

których w przesz

łości działały te naturalne reaktory. Reakcje łańcuchowe trwały tam

przez oko

ło 150.000 lat. Przez ten czas wypaliło się, jak się szacuje, około 6 ton

uranu U-235. Natomiast

średnia moc takiego reaktora nie przekraczała 100

kilowatów (takie jest mniej wi

ęcej zapotrzebowanie dziesięciu domów

jednorodzinnych w energie).

•

Ciekawe jest to,

że reakcje zachodzące w tych reaktorach nie wymknęły się spod

kontroli, czyli nie dosz

ło do wybuchu ani stopienia rudy uranu. Najprawdopodobniej

moderatorem w tym przypadku by

ła woda.

•

W ska

łach otaczających złoża uranu zmierzono zawartość ksenonu, gazu

szlachetnego, który powstaje podczas reakcji

łańcuchowej. I okazało się, że reaktor

w Oklo rozpala

ł się i działał przez 30 minut po czym gasł i po upływie 2,5 godziny

znowu si

ę rozpalał. Cykl ten powtarzał się przez wiele tysięcy lat.

•

żna to porównać do gejzerów. W czasie gdy reaktor był aktywny woda się

nagrzewa

ła, zmieniała w parę wodną i wydostawała się na zewnątrz złoża uranu.

nagrzewa

ła, zmieniała w parę wodną i wydostawała się na zewnątrz złoża uranu.

Wtedy reakcja

łańcuchowa zanikała i reaktor „gasł”. Następny cykl rozpoczynał się

gdy znowu zgromadzi

ła się odpowiednia ilość wody.

MARIA

• Reaktor Maria zosta

ł pierwszy raz uruchomiony

w grudniu roku 1974 i jako jedyny w Polsce
dzia

ła do dzisiaj (rok 2006). Jest on zbudowany

od podstaw w Polsce a oparty na radzieckim
pomy

śle (reaktor MR w Instytucie Kurczatowa w

Moskwie). Dlatego jego nazwa MARIA
nawi

ązuje do wybitnej polskiej badaczki i

noblistki- Marii Curie-Sk

łodowskiej.

• Jest on reaktorem naukowo-badawczym, nie

energetycznym

Moc cieplna pojedynczego kana

łu 1.8 MW

Moc reaktora wynosi 30 MW
Pracuje 3300 godzin rocznie

Typ reaktora: basenowy

Strumie

ń neutronów termicznych:

W paliwie 2.5*10

n/cm

W berylu 4.0*10

n/cm

be y u

Materia

łami tworzącymi moderator reaktora są woda

i beryl (s

łużą do spowalniania neutronów)

Materia

łami tworzącymi reflektor są grafit i woda

łużą do odbijania neutronów)

Rdze

ń reaktora składa się z ciśnieniowych

kana

łów paliwowych, prętów regulacyjnych i

matrycy z

łożonej z bloków berylowych. Wokół

rdzenia umieszczone s

ą bloki grafitowe

spe

łniające rolę reflektora. Całość umieszczona

jest w obudowie zwanej koszem. Kosz ten
zamocowany jest na specjalnej podstawie
umieszczonej na dnie basenu reaktora. Obok
basenu reaktora znajduje si

ę basen

basenu reaktora znajduje si

ę basen

przechowawczy (paliwowy) przeznaczony
g

łównie do okresowego przechowywania

wypalonego paliwa i ró

żnego rodzaju sond.

łni on również rolę podwodnej drogi

transportowej do komór gor

ących, a w

szczególno

ści do tzw. komory demontażowej.

Baseny oddzielone s

ą śluzą.

Widok na basen przechowawczy. Wida

ć zużyte paliwo i instrumenty pomocnicze

•

Pierwotny obieg ch

łodzenia paliwa:

– Kana

ły paliwowe- rura Field’a. Dzięki koncentrycznemu ułożeniu

woda przep

ływa między rurami skutecznie je schładzając.

– Ci

śnienie przepływającej wody wynosi (zależnie od miejsca

pomiaru): 0.8 ÷ 1.8 Mpa

– Maksymalna temperatura paliwa osi

ąga wartość 180 °C

SYSTEM CH

ŁODZENIA

W przeciwie

ństwie do reaktorów energetycznych, ciepło wydzielane w

reaktorze MARIA jest problemem, a nie korzy

ścią

ąg

– Przep

ływ chłodziwa (wody) wynosi:

• przez kana

ł paliwowy 30 m3/h

• przez obieg 600 ÷ 700 m3/h

•

Drugi pierwotny obieg ch

łodzenia: basen wodny, w którym

zanurzony jest reaktor:

• Ci

śnienie atmosferyczne ok. 1000 hPa

• Temperatura:

– na wlocie 50 °C
– na wylocie 60 °C

• Przep

ływ wody w basenie wynosi 1400 m3/h

Matryca rdzenia i reflektor-Matryca rdzenia sk

łada się z

bloków berylowych, a reflektor z bloków grafitowych. Jedne i
drugie bloki maj

ą te same wymiary zewnętrzne. Widok z góry

na rdze

ń pokazany jest na schemacie na następnym slajdzie.

Bloki grafitowe s

ą ściętymi ostrosłupami o podstawie

kwadratowej z tym,

że część z nich ma ścięte naroża. Górny

wymiar bloku (nak

ładki) wynosi 140 mm, dolny zaś 120 mm.

Wysoko

ść bloków wraz z nakładkami wynosi 1585 mm. Taki

ład stożkowy pozwala na zainstalowanie nad rdzeniem

znacznie wi

ększych gabarytowo elementów reaktora (napędy)

i urz

ądzeń doświadczalnych.

Bl ki

fit

ł i t

Bloki grafitowe s

ą koszulkowane tj. osłonięte cienką

blach

ą aluminiową . Ze względu na możliwość pracy bloku w

temperaturze przekraczaj

ącej 800

C, grafit zosta

odpowiednio przygotowany tj. odgazowany w pró

żni w

temperaturze oko

ło 800

C i nasycony azotem. Szczelina

ędzy koszulką, a grafitem jest wypełniona azotem.

Analogiczn

ą geometrię mają bloki berylowe, z tym, że nie są

one koszulkowane. Dzi

ęki takiemu ułożeniu bloków w

reaktorze,

że między blokami znajdują się szczeliny ok.

1.5mm, mo

że pomiędzy nimi swobodnie przepływać

łodziwo.

Reaktor MARIA w czasie pracy

Wymiana elementu paliwowego

EWA

Pierwszym polskim reaktorem by

ła EWA (nazwa

pochodzi od s

łów Eksperymentalny, Wodny,

Atomowy). Zosta

ła ona sprowadzona z ówczesnego

Zwi

ązku Radzieckiego i zamontowana w Świerku.

Pierwszy raz reaktor zosta

ł uruchomiony w roku

1958 i pocz

ątkowo jego moc wynosiła 2 MW.

Stopniowo jednak moc zwi

ększano aż do 10 MW

Stopniowo jednak moc zwi

ększano aż do 10 MW.

Reaktor zosta

ł definitywnie zamknięty w roku 1995,

a jego hala niemal doszcz

ętnie opróżniona ze

sprz

ętu. Pozostała jednak cała konstrukcja, która w

chwili obecnej jest pusta, a s

łużyć będzie

przechowywaniu odpadów radioaktywnych.

Hala reaktora EWA znajduje si

ę ok. 300 metrów

od hali reaktora MARIA. Reaktor EWA by

ł również

reaktorem naukowo-badawczym.