Elektrownia jądrowa

Elektrownia jądrowa

– zasada działania, rodzaje i budowa reaktorów jądrowych, konstrukcje elektrowni jądrowych na
ś

wiecie

Wst

W latach czterdziestych w zwi

zku z powstaniem pierwszych reaktorów powstał nowy typ elektrowni - elektrownie

drowe. Elektrownia j

drowa nale

y do grupy elektrowni cieplnych, w których kocioł parowy został zast

piony reaktorem

drowym. W odró

nieniu od rozwi

klasycznych, w elektrowni j

drowej energi

uzyskuje si

nie w wyniku spalania paliw

kopalnych, lecz w wyniku rozszczepiania j

der atomowych. Ciepło powstałe w reaktorze j

drowym zamieniane jest nast

pnie

na energi

mechaniczn

, potrzebn

do generacji pr

du elektrycznego.

Wytwarzanie energii j

drowej jest jednym z etapów cyklu paliwowego, który stanowi obieg paliwa j

drowego

obejmuj

cy kolejne fazy jego przetwarzania. Obieg ten rozpoczyna si

od wydobycia paliwa w kopalni rudy, poprzez produkcj

koncentratu, jego przerób chemiczny, wzbogacenie izotopowe, wytwarzanie paliwa reaktorowego, a nast

pnie jego spalanie w

reaktorze oraz przerób i ostateczne składowanie odpadów promieniotwórczych.

Bryłki rud uranowych wykorzystywane do produkcji paliwa j

drowego oraz produkt ich przerobu czyli tzw. "yellow cake"

Struktura elektrowni j

drowej na przykładzie elektrowni z reaktorem wodnym

ęść

konwencjonalna elektrowni jest charakterystyczna dla wszystkich typów elektrowni cieplnych. Jest w zasadzie

identyczna jak w elektrowni klasycznej opalanej paliwami kopalnymi. Jedyne ró

nice dotycz

parametrów technicznymi

wykorzystywanych urz

dze

. Cz

ęść

drowa elektrowni, składa si

natomiast z trzech zasadniczych elementów: reaktora,

pomp cyrkulacyjnych oraz wytwornicy pary. Elementy te s

ze sob

odpowiednio poł

czone przez zespół ruroci

gów

tworz

cych tzw. obieg pierwotny wody. Jest to obieg zamkni

ty, w którym woda transportuje energi

ciepln

z reaktora do

wytwornicy pary. W celu skompensowania zmian obj

ci wody w obiegu pierwotnym, jakie nast

puj

wskutek zmian

temperatury, przył

cza si

do niego dodatkowo tzw. regulator ci

nienia.

Wytwornica pary stanowi element wspólny obydwu obiegów wyst

puj

cych w elektrowni. Woda dostarczona do niej z obiegu

wtórnego odbiera ciepło od wody obiegu pierwotnego w wyniku czego powstaje para wodna, przepływaj

ca nast

pnie

ruroci

giem pod wysokim ci

nieniem (rz

du 6 MPa) od wytwornicy do turbiny parowej. W wyniku rozpr

ęŜ

enia dostarczonej pary

w zespole kolejnych turbin, nast

puje obrót wału generatora elektrycznego, co skutkuje generacj

du elektrycznego.

[1],[2],[3].

Budowa typowej elektrowni j

drowej z reaktorem wodnym ci

nieniowym [14]

Para wodna przepływaj

c przez turbiny ulega ochłodzeniu, po czym dopływa do skraplacza pary (kondensatora), gdzie

dzi

ki dodatkowemu obiegowi wody chłodz

cej ulega skropleniu.

Istnienie dwóch obiegów wodnych wynika z konieczno

ci izolacji obiegu wody maj

cej bezpo

redni

styczno

ść

rdzeniem reaktora oraz obiegu wody, która (w postaci parowodnej) nap

dza turbiny generatora. Dlatego w przypadku

ewentualnego wydostania si

do wody chłodz

cej substancji promieniotwórczych w wyniku uszkodzeniu pr

ta paliwowego,

ska

enie ograniczone zostaje jedynie do obiegu pierwotnego.

Reaktor j

drowy stanowi jedyne

ródło ciepła elektrowni j

drowej i jest odpowiednikiem kotła parowego wyst

puj

cego

w klasycznej elektrowni w

glowej. W wyniku odpowiedniego sterowania praca reaktora, energia cieplna wyzwalana jest w

sposób kontrolowany. Szczegółowy opis budowy reaktora j

drowego podany został w dalszej cz

ęś

ci pracy.

Zagadnienia fizyczne dotycz

ce zjawiska rozpadu promieniotwórczego

Reakcja j

drowa - proces fizyczny zachodz

cy przy zbli

eniu si

dwóch j

der atomowych lub j

dra i cz

stki elementarnej na

odległo

ść

du 10

-15

m (zasi

g sił j

drowych), w nast

pstwie czego powstaj

na ogół nowe j

dra atomowe lub j

dra i cz

stki

elementarne [3],[5]. Mo

na wyró

dwa sposoby zwi

kszenia prawdopodobie

stwa zaj

cia reakcji j

drowej:

Poprzez zwi

kszenie temperatury do kilku milionów stopni, w wyniku czego reaguj

ce ze sob

nukleony osi

wystarczaj

energi

kinetyczn

, by pokona

swoje wzajemne oddziaływanie elektrostatyczne (tzw. barier

culombowsk

). Zachodz

ce wówczas procesy j

drowe nazywamy reakcjami termoj

drowymi.

Poprzez bombardowanie ró

nych materiałów l

ejszymi cz

stkami, np, protonami, deuteronami, b

stkami alfa,

które wcze

niej przyspiesza si

do energii rz

du milionów eV. Reakcje j

drowe mog

zosta

wywołane równie

przez

przyspieszone elektrony oraz przez wysoko energetyczne promieniowanie gamma oraz promieniowanie X.

Rozszczepienie jądra - jest to zjawisko rozpadu jądra wzbudzonego na kilka (na ogół 2, rzadziej 3 lub 4) innych jąder. Powstałe fragmenty
na ogół mają podobną masę. Zjawisku temu towarzyszy emisja wtórnych neutronów, promieniowanie gamma i wydzielanie się znacznych
ilości energii. CięŜkie jądra moŜna rozszczepić bombardując je róŜnymi cząstkami, lub teŜ mogą się one rozpaść samorzutnie. JeŜeli liczba
neutronów wtórnych emitowanych w wyniku procesu rozszczepienia jest większa niŜ liczba neutronów pochłoniętych to moŜe rozwinąć się
tzw. reakcja łańcuchowa.

Reakcji rozszczepienia towarzyszy wydzielenie się energii około 200MeV na rozszczepienie, w tym około 180MeV to energia kinetyczna
produktów rozszczepienia [3],[5].

Wizualizacja ła

cuchowej reakcji rozszczepienia j

dra: j

dro

235

U rozpada si

na dwa fragmenty x, y oraz emituje od 0 do 5

neutronów, które powoduj

lawinowo rozszczepienia dalszych j

der; zapocz

tkowany proces rozchodzi si

w czasie w post

pie

geometrycznym

drowa reakcja ła

cuchowa - wywołane neutronami reakcje rozszczepienia ci

ęŜ

kich j

der atomowych, podczas których

neutrony wyzwalaj

ce si

w jednym akcie rozszczepienia wywołuj

nast

pne akty rozszczepienia [8].

Przekrój czynny na rozszczepienie

σσσσ

- wielko

ść

okre

laj

ca prawdopodobie

stwo zaj

cia procesu rozszczepienia j

der, przy

którym dwa układy fizyczne (czyli j

dra oraz bombarduj

ce je neutrony) znajduj

ce si

w pewnym stanie pocz

tkowym A

przejd

w wyniku zderzenia do pewnego stanu ko

cowego B. Warto

ść

przekroju czynnego na rozszczepienie zale

y od energii

bombarduj

cych neutronów.

Niektóre j

dra, jak np.:

233

235

239

, ulegaj

rozszczepieniu w wyniku bombardowania ich neutronami o dowolnych

energiach, wł

cznie z neutronami o energiach nieznacznie ró

cych si

od zera. Inne j

dra, jak np.:

232

236

238

rozszczepiaj

wówczas, gdy energia neutronów jest wi

ksza od pewnej warto

ci energii zwanej energi

progow

rozszczepienia.

Przekrój rdzenia reaktora j

drowego

Gdy liczba neutronów powstaj

cych w reaktorze w jednostkowym czasie dt jest równa liczbie neutronów traconych w

tym samym czasie w wyniku pochłaniania i ucieczki, stan pracy reaktora okre

la si

jako tzw. stan krytyczny. Jest to normalny

stan pracy reaktora, stan pracy ustalonej, którego osi

gni

cie zale

y od poziomu wytwarzania oraz strat neutronów. Sterowanie

reaktorem polega wi

c na regulacji poziomu neutronów w reaktorze tak, by znajdował si

on w stanie krytycznym. Do tego

wykorzystuje si

fakt istnienia materiałów silnie pochłaniaj

cych neutrony, czyli takich które maj

y przekrój czynny na

pochłanianie neutronów (bor, kadm). Za pomoc

wykonanych z takich materiałów pr

tów steruj

cych utrzymuje si

Ŝą

dany

poziom neutronów poprzez odpowiednie zakłócenie ich bilansu, prowadz

ce do osłabienia lub wygaszenia reakcji ła

cuchowej,

a w konsekwencji do zmniejszenia produkcji ciepła. Analogiczne jest działanie pr

tów bezpiecze

stwa, przy czym, s

one

ywane wył

cznie do awaryjnego wył

czenia reaktora.

Odpowiednio steruj

c pr

tami regulacyjnymi mo

na uzyska

stan krytyczny reaktora przy ró

nym poziomie mocy,

ograniczonym jedynie wydajno

odprowadzania ciepła. Uzyskana moc zale

y od wielko

ci strumienia neutronów w rdzeniu,

tak wi

c je

li pr

ty zostan

podniesione i pozwoli si

na zaistnienie przez pewien czas stanu nadkrytycznego, warto

ść

strumienia neutronów ulegnie zwi

kszeniu, natomiast po opuszczeniu pr

tów do pocz

tkowego poziomu jego warto

ść

ustali si

na wy

szym poziomie daj

c odpowiednio wy

moc ustalon

. Sytuacja ta dotyczy przypadku, gdy reaktor ma tzw. zapas

paliwa, tj. jego masa jest wi

ksza od masy krytycznej. Strumie

neutronów i moc reaktora nie zale

Ŝą

zatem od poło

enia pr

tów

regulacyjnych, pr

tami reguluje si

tylko pr

dko

ść

zmian mocy [2].

Jako paliwo j

drowe stosuje si

substancje zawieraj

ce izotopy rozszczepialne tj. izotopy ci

ęŜ

kie, których j

dra łatwo ulegaj

rozszczepieniu w wyniku bombardowania neutronami o małych energiach (najcz

ęś

ciej s

to np.

235

233

239

Pu,

241

Aby nie dopu

do wydostania si

na zewn

trz reaktora produktów rozszczepienia, paliwo j

drowe jest zamkni

te wewn

trz

elementów paliwowych maj

cych najcz

ęś

ciej posta

walcowych, kulistych lub płytkowych pr

tów.

Walcowy element paliwowy składa si

ze szczelnej, cienko

ciennej rurki tzw. koszulki (stopy cyrkonu, stal nierdzewna) oraz z

umieszczonych w jej wn

trzu pastylek paliwowych. Zestawy (kilkudziesi

ciu lub wi

cej) elementów paliwowych tworz

zespoły - tzw. kasety paliwowe, stanowi

ce zasadnicz

ęść

rdzenia reaktora.

Porównanie rozmiarów pastylek paliwowych do

spinacza

Zespół pr

tów reaktora j

drowego

W trakcie reakcji rozszczepienia powstaj

nowe j

dra - tzw. fragmenty rozszczepienia, które zapocz

tkowuj

ła

cuchy

rozpadów promieniotwórczych. Elementy tych ła

cuchów stanowi

produkty rozszczepienia (wi

kszo

ść

z nich - to izotopy

promieniotwórcze).

Energia wydzielona w procesie rozszczepienia jest głównie energi

kinetyczn

fragmentów rozszczepienia, po czym, w

oddziaływaniu z atomami paliwa, zamienia si

w energi

ciepln

. Warto

ść

tej energii zwi

kszaj

dodatkowo neutrony pr

dkie,

które wytracaj

dko

ść

w moderatorze. W materiale moderatora neutron zmniejsza swoj

energi

ponad 20 milionów razy w

wyniku zderze

spr

ęŜ

ystych z j

drami moderatora, podczas których neutron oddaje im cz

ęść

swojej energii. Po kilku

zderzeniach,

rednia pr

dko

ść

neutronów zostaje zredukowana do warto

ci, która jest zbli

ona do

redniej energii kinetycznej

atomów i cz

steczek z tego o

rodka. Neutrony o takiej energii nazywamy neutronami termicznymi. Neutrony o wy

szych

energiach - neutronami epitermicznymi. [2]

Przekazywanie energii najbardziej skutecznie zachodzi przy zderzeniach neutronów z lekkimi j

drami ( grafit, beryl,

woda, ci

ęŜ

ka woda). Zatem idealny moderator powinien mie

nisk

liczb

masow

, aby odebra

jak najwi

cej energii w

dym zderzeniu z neutronem, a jednocze

nie mie

jak najni

szy przekrój czynny na pochłanianie, aby jak najmniej neutronów

było traconych w materiale moderatora w procesie spowalniania.

W celu odprowadzenia wydzielonego ciepła, mi

dzy pr

tami przepływa chłodziwo - substancja maj

ca mały przekrój czynny

na chwytanie neutronów. Jako chłodziwa u

ywa si

np. wody - zwykłej lub ci

ęŜ

kiej, ciekłego sodu, helu lub dwutlenku

gla. Przepływ chłodziwa przez reaktor jest wymuszany przystosowanymi do tego celu pompami.

Basen zawieraj

cy zu

yte elementy paliwowe

Do produkcji energii j

drowej w elektrowniach j

drowych, mo

na wykorzystywa

nie tylko reakcj

rozszczepienia, lecz

tak

e reakcj

syntezy j

der. Jest to jednak znacznie trudniejsze zadanie, gdy

trudno jest zbudowa

pomieszczenie do

otrzymywania i przechowywania bardzo gor

cej plazmy. Stosuje si

w tym celu specjalne pułapki magnetyczne, w których w

odpowiednio dobranych polach magnetycznych wi

zi si

gor

ce jony. Buduje si

specjalne urz

dzenia zwane tokamakami, w

których pracuje si

nad syntez

drow

[9].

Tokamak Jest zbudowany z pier

cieniowej komory pró

niowej, która obejmuje rdze

pot

ęŜ

nego transformatora. Komora

wypełniona jest zjonizowanym gazem (deuterem albo deuterem i trytem). Pole magnetyczne pochodz

ce z transformatora

indukuje pr

d elektryczny w pier

cieniu gazu. Przepływ pr

du powoduje wyładowania w gazie w wyniku czego nast

puje

jeszcze wi

ksza jego jonizacja i ogrzewanie. W ko

cu tworzy si

gor

ca plazma, która dzi

ki silnemu polu magnetycznemu,

utrzymywana jest w zwartym słupie wewn

trz pier

cienia.

Pierwszy tokamak powstał w roku 1950 w Instytucie Energii Atomowej w Moskwie. W Wielkiej Brytanii istnieje pot

ęŜ

ny tokamak

JET. 9 listopada 1991 roku przeprowadzono w nim eksperyment, w którym dokonano reakcji syntezy deuteru i trytu:

Reakcja ta była utrzymywana przez około 2 godziny, a wytworzona w jej wyniku energia elektryczna wynosiła ok. 1 MW.

Kryteria klasyfikacji reaktorów j

drowych

Ze wzgl

du na zró

nicowanie cech charakteryzuj

cych ró

nego rodzaju reaktory j

drowe, opartych na odmiennych

koncepcjach fizykalnych konieczne jest wprowadzenia pewnej systematyki w ich podziale. Kryteriów klasyfikacji reaktorów
j

drowych mo

e by

bardzo wiele [1] Do najwa

niejszych kryteriów klasyfikacji nale

Ŝą

Przeznaczenie

Rodzaj dominuj

cej grupy neutronów powoduj

cych rozszczepienie

Konstrukcja

Eksploatacja

Wła

ciwo

ci paliwa

Rodzaj moderatora i chłodziwa

System odprowadzania ciepła

Ad A. Klasyfikacja reaktorów ze wzgl

du na przeznaczenie

Ze wzgl

du na przeznaczenie reaktory mo

na podzieli

na:

•

Reaktory energetyczne przeznaczone do produkcji energii elektrycznej w elektrowniach komercyjnych,

•

Reaktory badawcze przeznaczone do prowadzenia prac badawczych, a w szczególno

ci bada

, podczas których

wykorzystuje si

zki neutronów do bada

struktury ciał stałych oraz bada

materiałów i paliw j

drowych dla

reaktorów energetycznych,

•

Reaktory szkoleniowe przeznaczone do celów dydaktycznych (tzw. reaktory uniwersyteckie),

•

Reaktory wytwórcze przeznaczone do produkcji plutonu (z reguły s

to reaktory wojskowe pracuj

ce na potrzeby

przemysłu zbrojeniowego),

•

Reaktory ciepłownicze przeznaczone do produkcji ciepła do celów ogrzewczych w ciepłowniach j

drowych,

•

Reaktory nap

dowe przeznaczone do nap

du statków, lodołamaczy, łodzi podwodnych itp.,

•

Reaktory wysokotemperaturowe przeznaczone do produkcji ciepła w celach technologicznych,

•

Reaktory do celów specjalnych przeznaczone do produkcji np. radioizotopów, odsalania wody morskiej itp.

Adn. B. Klasyfikacja reaktorów ze wzgl

du na rodzaj dominuj

cej grupy neutronów powoduj

cych rozszczepienie

Jest to jedno z najwa

niejszych kryteriów podziału reaktorów tworz

ce podział na reaktory:

−

dkie,

−

Termiczne.

Powy

sze nazwy pochodz

od energii dominuj

cej grupy neutronów powoduj

cych rozszczepienia. Neutrony ze wzgl

du na

energi

, podzielono umownie na trzy grupy:

•

Neutrony termiczne (E

≤

0,1 eV),

•

Neutrony epitermiczne (0,1 eV

≤

1 MeV ),

•

Neutrony pr

dkie (E

≥

1 MeV).

Uwagi:

- Warto

ci graniczne 0,1 eV i 1 MeV s

warto

ciami umownymi.

- W reaktorach termicznych zdecydowana wi

kszo

ść

rozszczepie

wynika z pochłoni

cia przez j

dra U-235 neutronów o

energiach termicznych.

- W reaktorach pr

dkich praktycznie nie ma neutronów termicznych (co wynika z braku o

rodków moderuj

cych).

- Jedynie niewielka cz

ęść

rozszczepie

(ok. 3%) zachodzi w wyniku pochłoni

cia neutronów pr

dkich przez j

dra

235

U i

238

Adn. C. Klasyfikacja reaktorów ze wzgl

du na konstrukcj

Rozró

nia si

dwa rozwi

zania konstrukcji reaktorów energetycznych:

•

Zbiornikowe (reaktory typu PWR, BWR), których rdze

zamkni

ty jest w grubo

ciennym zbiorniku stalowym

(przystosowanym do wytrzymywania wysokich ci

nie

(dla reaktora PWR s

to ci

nienia rz

du 15 MPa),

•

Kanałowe (reaktory typu CANDU, RBMK), zawieraj

ce ci

nieniowe kanały paliwowe o niewielkiej

rednicy.

Adn. D. Klasyfikacja reaktorów ze wzgl

du na

eksploatacj

Rozró

nia si

dwa sposoby wymiany paliwa reaktorowego:

•

gły (paliwo wymieniane jest w czasie pracy reaktora bez konieczno

ci jego odstawiania), np. reaktory gazowe,

wysokotemperaturowe oraz kanałowe (CANDU, RBMK),

•

Okresowy (paliwo wymieniane jest po zako

czeniu kampanii paliwowej i odstawieniu reaktora) np. reaktory

zbiornikowe.

Adn. E. Klasyfikacja reaktorów ze wzgl

du na wła

ciwo

ci paliwa

Rozpatruj

c wła

ciwo

ci paliwa, reaktory mo

na podzieli

ze wzgl

du na:

E.1. Rodzaj paliwa:

•

Uranowe (

235

U oraz

233

U),

•

Plutonowe (

239

Pu),

•

Uranowo-plutonowe (MOX),

•

Torowe (

232

Th).

E.2. Stopie

wzbogacenia

Stopie

wzbogacenia uranu zale

y od konstrukcji rdzenia i rodzaju materiałów w nim zawartych (w szczególno

ci od zdolno

pochłaniania neutronów). St

d rozró

nia si

reaktory pracuj

ce na uranie:

•

Naturalnym (reaktory gazowe, ci

ęŜ

kowodne),

•

Nisko wzbogaconym (zawarto

ść

235

U wynosz

ca 2-5%; nale

Ŝą

tu wszystkie energetyczne reaktory lekkowodne oraz

niektóre reaktory gazowe),

•

rednio wzbogaconym (wi

kszo

ść

reaktorów badawczych),

•

Wysoko wzbogaconym (zawarto

ść

235

U wynosz

ca ponad 90%; nale

Ŝą

tu reaktory wysokotemperaturowe oraz

niektóre reaktory badawcze).

E.3.Posta

chemiczna:

•

Uran metaliczny (wykorzystywany w niskotemperaturowych reaktorach gazowych oraz w reaktorach badawczych),

•

Dwutlenek uranu UO

(wykorzystywany we wszystkich energetycznych reaktorach wodnych, niektórych reaktorach

wysokotemperaturowych oraz niektórych niskotemperaturowych reaktorach gazowych),

•

glik uranu UC (wykorzystywany w niektórych reaktorach wysokotemperaturowych).

E.4. Konstrukcja elementów paliwowych:

Elementy paliwowe mog

mie

kształt:

•

tów,

•

Cylindrów,

•

Pastylek,

•

Rurek,

•

Płytek,

•

Kół.

"Koszulki", w których zamkni

te jest paliwo, w zale

ci od stawianych wymaga

(temperatura pracy, odporno

ść

na utlenianie,

trwało

ść

mechaniczna, wysoka przewodno

ść

i stabilno

ść

cieplna), mog

wykonywane ze:

•

Stali nierdzewnej (reaktory pr

dkie),

•

Stopów cyrkonu (energetyczne reaktory wodne),

•

Stopów magnezu (niektóre reaktory gazowe),

•

Powłok pirow

glowych (niektóre reaktory wysokotemperaturowe),

•

Stopów aluminium (niektóre reaktory badawcze).

Adn. F. Klasyfikacja reaktorów ze wzgl

du na rodzaj moderatora i chłodziwa

Jako moderator mo

e słu

ęŜ

ka woda, lekka woda, grafit, beryl. Jako chłodziwa u

ywa si

natomiast: lekkiej lub ci

ęŜ

kiej

wody, dwutlenku w

gla, helu, gazów dysocjuj

cych, ciekłego sodu, substancji organicznych itd. Wywodz

d cz

sto

spotykane okre

lenia reaktorów:

•

Wodne,

•

ęŜ

kowodne,

•

Gazowe,

•

Sodowe,

•

Helowe,

•

Grafitowe itd.

W lekkowodnych reaktorach energetycznych woda spełnia jednocze

nie dwie funkcje: moderatora i chłodziwa. W innych typach

reaktorów funkcje te s

rozdzielone.

li ciekłe chłodziwo (lekka woda, ci

ęŜ

ka woda) jest doprowadzane w rdzeniu do wrzenia, to reaktory takie zwie si

wrz

cymi

(np. BWR).

Adn. G. Klasyfikacja reaktorów ze wzgl

du na system odprowadzania ciepła

Rozró

nia si

trzy systemy pracy reaktorów energetycznych:

•

Jednobiegowy (np. BWR) - para wytworzona w zbiorniku reaktora doprowadzana jest bezpo

rednio do turbiny

parowej, a po skropleniu za turbin

wraca do reaktora,

•

Dwubiegowy (np. PWR) - obieg wody chłodz

cej rdze

reaktora jest zamkni

ty, a ciepło z niego jest przekazywane w

wytwornicy pary do drugiego obiegu, w którym znajduje si

turbina parowa,

•

Trzybiegowy (np. reaktor pr

dki chłodzony sodem) - mi

dzy pierwszy sodowy obieg chłodz

cy rdze

reaktora i trzeci,

wodno-parowy obieg doprowadzaj

cy par

do turbiny, wstawiony jest po

redni obieg sodowy.

Reaktory j

drowe mo

na, jak wida

, klasyfikowa

na wiele sposobów, bior

c za podstaw

ró

ne kryteria podziału.

Pomimo podanego powy

ej podziału, cz

sto reaktory spełniaj

podwójn

a nawet potrójn

rol

, np. wiele reaktorów

energetycznych spełnia rol

reaktora elektrycznego i ciepłowniczego, dostarczaj

c pr

d oraz ogrzewaj

c dodatkowo pobliskie

miejscowo

ci.

Konstrukcje reaktorów j

drowych na

wiecie

Rozró

nia si

nast

puj

ce oznaczenia angielskie reaktorów [4]:

•

LWR (

Light-Water-cooled and moderated

Reactor

) reaktor chłodzony i moderowany lekk

wod

•

PWR (

Pressurized light- Water-moderated

and cooled Reactor

) reaktor ci

nieniowy chłodzony i

moderowany za pomoc

lekkiej wody,

•

BWR (

Boiling Light-Water - moderated and

cooled Reactor

) reaktor wrz

cy chłodzony i

moderowany lekk

wod

•

HWR (

Heavy Waler Reactor

) reaktor ci

ęŜ

wodny,

•

PHWR (

Pressurized Heavy- Water-moderated

and cooled Reactor

) reaktor ci

nieniowy chłodzony i

moderowany ci

ęŜ

wod

•

CANDU (

CANadian Deuterium -Uranium

Reactor

) reaktor kanadyjski typu PHWR,

•

HWLWR (

Heavy Water-moderated, boiling -

Light Water-Reactor

) reaktor wrz

cy chłodzony lekk

wod

, moderowany wod

ęŜ

•

SGHWR (

Steam-Generating Heavy-Water

Reactor

) reaktor wrz

cy chłodzony lekk

wod

moderowany wod

ęŜ

•

HWGCR (

Heavy Water-moderated Gas-Cooled

Reactor

) reaktor chłodzony gazem moderowany

ęŜ

woda,

•

LWGR (

Light-Water -cooled. Graphite-

moderated Reactor

) reaktor chłodzony lekk

wod

moderatorem grafitowym,

•

PTGR (

Pressurized Tube Graphite Reactor

)

reaktor kanałowy z moderatorem grafitowym,

•

GCR (

Gas-Cooled graphite-moderated

Reaktor

oraz

Advanced Gas cooled, graphite-

moderated Reactor

) reaktor chłodzony gazem z

moderatorem grafitowym,

•

HTR (

High-Temperature gas-cooled

Reactor

) reaktor wysokotemperaturowy chłodzony

gazem z moderatorem grafitowym,

•

HTGR (

High -Temperatur

Gas-cooled-

Reactor

) reaktor wysokotemperaturowy chłodzony

gazem z moderatorem grafitowym,

•

THTR (

Thorium High-Temperature Reactor

)

reaktor wysokotemperaturowy na paliwie torowym,

•

FBR (

Fast Breeder Reactor

) reaktor pr

dki

powielaj

cy,

•

LMKBR (

Liquid-Metal-cooled,Fast Breeder

Reactor

) reaktor pr

dki powielaj

cy chłodzony sodem,

•

LWBR (

Light-Water Breeder Reactor

) reaktor

powielaj

cy termiczny chłodzony lekk

wod

•

MSBR (

Molten Salt Breeder Reactor

) reaktor

powielaj

cy chłodzony stopionymi solami,

•

GCFR (

Gas-Cooled Fast Reactor

) reaktor

dki chłodzony gazem,

•

OMR (

Organic-Mode-rated and cooled

Reactor

) reaktor z chłodziwem i moderatorem

organicznym,

•

SZR (

Sodium cooled, Zirconium-hydride-

moderated Reactor

) reaktor chłodzony sodem

moderowany wodorotlenkiem cyrkonu.

kszo

ść

wiatowych elektrowni j

drowych wyposa

ona jest w reaktory lekko-wodne LWR. Najbardziej rozpowszechnionymi z

nich s

reaktory typu PWR (WWER) [1],[6],[7]:

Tabela przedstawiaj

ca ilo

ść

i moc pracuj

cych oraz obecnie budowanych elektrowni j

drowych na

wiecie. Podział

według typu [23].

Pracuj

Budowane

Typ

Ilo

ść

Całkowita

moc

Ilo

ść

Całkowita

moc

ABWR

2630

5329

AGR

8380

BWR

78017

1067

FBR

1039

GCR

2484

HWLWR

148

LWGR

12589

925

PHWR

19150

3135

PWR

213

203068

7681

WWER

32926

8310

Suma:

440

360431

26447

Opisy wybranych konstrukcji reaktorów j

drowych wykorzystywanych na

wiecie

PWR

Reaktor typu PWR (ci

nieniowy reaktor wodny) nale

y do grupy reaktorów lekkowodnych LWR. Wytworzone w nim

ciepło doprowadza si

do wytwornicy pary za pomoc

wody pod wysokim ci

nieniem, co uniemo

liwia wyst

pieniu wrzenia w

obiegu chłodzenia rdzenia. Lekka woda opływaj

ca rdze

jest jednocze

nie chłodziwem, moderatorem i reflektorem.

Skutecznie spowalnia neutrony, lecz ze wzgl

du na ich znaczne pochłanianie przez wodór, stosowanie jej jako moderatora

narzuca konieczno

ść

ycia paliwa uranowego lekko wzbogaconego (3-4%

235

U), gdy

w przypadku u

ycia uranu naturalnego

stan krytyczny byłby niemo

liwy do osi

gni

cia. Wad

wykorzystania wody jest jej silne oddziaływanie korozyjne, szczególnie w

wysokich temperaturach.

Reaktor PWR pracuje w systemie dwubiegowym.

Wad

pojedynczego obiegu

wody elektrowni jest
przechodzenie zanieczyszczonej
izotopami wody chłodz

cej

poprzez wszystkie elementy
obiegu. Zmusza to do
zabezpieczenia urz

dze

osłonami chroni

cymi przed

promieniowaniem, co znacznie
utrudnia eksploatacj

Do reaktorów BWR zalicza si

tak

e lekkowodne reaktory

kanałowe z moderatorem
grafitowym RBMK, w których, w
odró

nieniu od reaktorów

zbiornikowych, pod wysokim
ci

nieniem znajduj

jedynie

kanały o niewielkiej

rednicy,

zawieraj

ce zestawy paliwowe,

zło

one z kilkunastu pr

tów.

Rdze

reaktora składa si

zespołu bloków grafitowych z
osiowymi otworami na kanały
paliwowe.

Reflektor neutronów oraz osłon

biologiczn

stanowi tu gruba warstwa grafitu. Dodatkow

osłon

biologiczn

tworzy

pier

cieniowy zbiornik wodny (o grubo

ci warstwy 1200 mm) otaczaj

cy reaktor oraz betonowa

ciana zbiornika - studni (o

grubo

ci 2000 mm).

HWR

Reaktor PHWR (reaktor ci

nieniowy chłodzony i moderowany ci

ęŜ

wod

) nale

y do grupy reaktorów ci

ęŜ

kowodnych

HWR. Rol

moderatora i chłodziwa odgrywa w nim ci

ęŜ

ka woda, która dzi

ki niewielkiemu przekrojowi czynnemu na

pochłanianie neutronów, pozwala na u

ycie w reaktorze uranu naturalnego. Mimo,

e rozwi

zanie to nie wymaga budowy

kosztownej instalacji wzbogacania uranu, to korzy

ci ekonomiczne, wynikaj

ce z zastosowania jako paliwa uranu naturalnego,

pomniejszone wskutek

wysokich kosztów ci

ęŜ

kiej wody.

Ze wzgl

du na konieczno

ść

stosowania du

ych ilo

ci ci

ęŜ

kiej

wody w celu spowolnienia
neutronów, reaktor PHWR musi
posiada

e wymiary rdzenia,

kilkakrotnie wi

ksze ni

reaktorach lekkowodnych. Z tego
wzgl

du stosunek ilo

moderatora do paliwa jest 5 do 8 -
krotnie wi

kszy ni

w reaktorach

lekkowodnych. Du

e wymiary

rdzenia poci

gaj

za sob

konieczno

ść

zastosowania

kanałowego chłodzenia paliwa.
Zbiornik reaktora PHWR jest wi

wypełniony moderatorem

Budowa elektrowni j

drowej z reaktorem wodnym

wrz

cym [14]

Budowa elektrowni j

drowej z reaktorem ci

nieniowym

chłodzonym i moderowanym ci

ęŜ

wod

[14]

utrzymywanym pod niskim ci

nieniem, w temperaturze niewiele wy

szej od temperatury otoczenia. Zestawy paliwowe

umieszczone s

w kanałach ci

nieniowych przechodz

cych przez zbiornik i oddzielonych od otaczaj

cego je moderatora

pier

cieniow

szczelin

wypełnion

gazem, pełni

cym funkcj

izolacji termicznej.

Typem reaktora PHWR jest reaktor skonstruowany i wytwarzany w Kanadzie, znany powszechnie jako reaktor typu CANDU.
Jego rdze

znajduje si

w du

ym, cylindrycznym, niskoci

nieniowym zbiorniku stalowym, poło

onym na boku, zwanym

kalandri

i wypełnionym ci

ęŜ

wod

jako moderatorem. Typowe reaktory CANDU pracuj

w systemie dwuobiegowym, z

nieniowym obiegiem pierwotnym, podobnie jak reaktory PWR.

Innym typem reaktora PWR jest reaktor SGHWR (reaktor wrz

cy chłodzony lekk

wod

, moderowany wod

ęŜ

). Jest to

reaktor typu kanałowego z ci

ęŜ

kowodnym moderatorem i wrz

lekk

wod

w kanałach paliwowych. Po odseparowaniu wody,

par

kieruje si

bezpo

rednio do turbiny, analogicznie jak w reaktorze z wrz

wod

GCR, AGR i HTR

Reaktor GCR (reaktor chłodzony gazem z moderatorem grafitowym) charakteryzuje si

prost

budow

oraz wysok

niezawodno

. Do jego zalet nale

Ŝą

równie

: niski stopie

aktywowania si

gazu, mały przekrój czynny na pochłanianie

neutronów oraz stosunkowo niski koszt. Podstawow

wad

tego typu reaktora s

jednak niekorzystne wła

ciwo

ci cieplne

gazu, wymagaj

ce du

ych powierzchni wymiany ciepła oraz du

ych mocy niezb

dnych do przetłaczania gazu przez rdze

W pierwszych reaktorach GCR chłodziwem był dwutlenek w

gla, natomiast paliwem - metaliczny uran naturalny w

ebrowanych koszulkach ze stopu magnezowego, zwanego Magnoksem. Rdze

reaktora, wykonany z kształtek grafitowych z

kanałami paliwowymi, jest umieszczony w sferycznym zbiorniku z betonu spr

ęŜ

onego i chłodzony dwutlenkiem w

gla.

Temperatura chłodziwa na wyj

ciu z rdzenia jest ograniczona wytrzymało

koszulki z Magnoksu. Czynnikiem roboczym w

obiegu wtórnym jest otrzymywana w wytwornicy - para wodna.

Unowocze

nion

wersj

reaktora gazowo-grafitowego jest reaktor AGR. Rdze

reaktora jest umieszczony w

cylindrycznym zbiorniku z betonu spr

ęŜ

onego. W reaktorach tych koszulk

magnoksow

zast

piono koszulk

ze stali

nierdzewnej, co pozwoliło podwy

szy

temperatur

CO2 na wyj

ciu z rdzenia do ok. 650°C i zastosowa

turbiny o parametrach

typowych dla elektrowni konwencjonalnych. Dzi

ki du

ej ogólnej sprawno

ci elektrowni z reaktorami AGR, wynosz

cej ok. 41%,

koszty produkcji energii elektrycznej s

stosunkowo niskie w porównaniu z innymi typami reaktorów.

Kolejnym pokoleniem reaktorów

gazowo-grafitowych, b

cych

jednocze

nie wynikiem dalszego ich

rozwoju w sensie znacznego
podwy

szenia temperatury chłodziwa na

wylocie z reaktora, s

reaktory

wysokotemperaturowe HTR, oznaczane
równie

jako HTGR lub HTGCR.

Koncepcja tego typu reaktorów polega na
poł

czeniu

aroodpornego paliwa z

gazowym, chemicznie oboj

tnym

chłodziwem w zintegrowanym układzie,
zamkni

tym w bloku ze spr

ęŜ

onego

wst

pnie betonu Jako paliwo stosuje si

wysoko wzbogacony uran (do 93%) w
postaci w

glika uranu UC2, który tworzy

mieszanin

z w

glikiem toru ThC2, jako

materiałem paliworodnym.

Paliwo dostarczone jest w postaci
granulek o

rednicy ułamka milimetra

pokrytych kilkoma warstwami:
porowatego grafitu pirolitycznego, litego

Budowa elektrowni j

drowej z reaktorem wodnym wrz

cym [14]

grafitu, w

glika krzemu i znów litego grafitu, które wspólnie spełniaj

funkcj

koszulki. Granulki te s

zaprasowane w matrycy

grafitowej w formie cylindrów lub kul.

Temperatury panuj

ce w rdzeniu (rzedu 1100°C) powoduj

e funkcj

materiałów konstrukcyjnych spełnia grafit, który jest

jednocze

nie moderatorem i reflektorem neutronów. Jako chłodziwo jest stosowany oboj

tny chemicznie hel, charakteryzuj

dobrymi wła

ciwo

ciami odprowadzania ciepła.

FBR

W przeciwie

stwie do reaktorów termicznych, w których wi

kszo

ść

rozszczepie

wywołuj

neutrony termiczne

spowolnione w moderatorze, w reaktorach pr

dkich, wi

kszo

ść

procesów rozszczepienia paliwa j

drowego jest wywoływana

przez neutrony pr

dkie, tj. neutrony o energiach rz

du MeV.

Najbardziej zaawansowanym w rozwoju spo

ród reaktorów pr

dkich powielaj

cych FBR jest reaktor chłodzony ciekłym sodem

LMFBR. Reaktory sodowe maj

trzy obiegi chłodzenia: pierwotny - zawieraj

cy sód radioaktywny, po

redni - zawieraj

cy sód

nieaktywny, i wtórny (roboczy) obieg parowo-wodny. W pierwszych dwóch obiegach sodowych panuje niskie ci

nienie co

zmniejsza wyra

nie prawdopodobie

stwo uszkodzenia si

wymiennika sód-sód i przedostania si

radioaktywnego sodu do

obiegu po

redniego. Ze wzgl

du na temperatur

topnienia sodu 98°C, urz

dzenia obu obiegów sodowych musz

podgrzewane (tak

e przy wył

czonym reaktorze), aby nie dopu

do zestalenia si

sodu.

Reaktory sodowe s

wykonywane w dwóch odmianach konstrukcyjnych: basenowej i p

tlowej. W układzie basenowym cały

obieg pierwotny (z wymiennikami sód-sód i pompami obiegowymi) jest umieszczony w du

ym zbiorniku (basenie) wypełnionym

sodem. W układzie p

tlowym elementy obiegu pierwotnego s

natomiast wyodr

bnione i umieszczone w osobnych zbiornikach

(podobnie jak w reaktorach PWR).

Informacje dodatkowe:

adnym z pracuj

cych obecnie ró

nych typów reaktorów energetycznych nie wykorzystuje si

cej ni

2-3% uranu,

a w najbardziej aktualnie rozpowszechnionych reaktorach lekkowodnych wykorzystanie uranu si

ga ok. 1%. W reaktorze

dkim mo

e by

efektywnie wykorzystane 60-70% uranu (w zale

ci od wielko

ci strat przy przerobie paliwa wypalonego i

wytwarzaniu elementów paliwowych). Wprowadzenie reaktorów pr

dkich, powielaj

cych mo

e przedłu

c czas

wykorzystywania zasobów uranu o wiele setek lat.

Informacje statystyczne dotycz

ce aktualnego stanu energetyki atomowej na

wiecie

Tabela przedstawiająca światową produkcje energii elektrycznej w reaktorach jądrowych dla lat 2002-03 oraz zapotrzebowania na
uran w roku 2003 [11]

Kraj

Generacja

energii

drowej

( 2002 )

Sumaryczne

Moce

pracuj

cych

reaktorów

(stan na

grudzie

2003)

Moce

nowobudowanych

reaktorów

(stan na grudzie

2003)

Moce

planowanych

reaktorów

(stan na

grudzie

2003)

Zapotrzebo-

wanie na

uran

( 2003 )

billion

kWh

energii

Ilo

ść

MWe

Ilo

ść

MWe

Ilo

ść

MWe

ton

Argentyna

5.4

7.2

935

692

140

Armenia

2.1

376

Belgia

44.7

5728

1163

Brazylia

13.8

4.0

1855

1245

298

Bułgaria

20.2

2722

339

Kanada

71.0

11282

769

1545

1591

Chiny:

- terytorium
główne

23.5

1.4

6002

2535

3800

1216

-Tajwan

33.9

4884

2600

963

Republika
Czeska

18.7

3472

487

Finlandia

21.4

2656

1000

549

Francja

415.5

63293

10245

Niemcy

162.3

20609

3810

gry

12.8

1755

285

Indie

17.8

3.7

2550

3728

440

299

Iran

950

Japonia

313.8

44153

3696

15858

7561

Korea
Północna

950

Korea
Południowa

113.1

14870

1900

9200

2843

Litwa

12.9

2370

290

Meksyk

9.4

4.1

1310

232

Holandia

3.7

4.0

452

112

Pakistan

1.8

2.5

425

300

Rumunia

5.1

655

Rosja

130.0

20793

5575

2736

Słowacja

18.0

2472

373

Słowenia

5.3

679

130

Afryka
Południowa

12.0

5.9

1842

360

Hiszpania

60.3

7405

1622

Szwecja

65.6

9460

1536

Szwajcaria

25.7

3170

598

Ukraina

73.4

11195

1900

1492

IAEA Nuclear Engineering International, handbook [23]

Cho

ponad trzydzie

ci lat temu energetyka j

drowa została przyj

ta entuzjastycznie, obecnie, w niektórych cz

ęś

ciach

wiata (w tym równie

Polska), jej przyszło

ść

jest w

tpliwa i trudno snu

precyzyjne, długoterminowe przewidywania dotycz

jej rozwoju. Naukom i technologiom j

drowym wci

ąŜ

towarzysz

pewne obawy społeczne. Jednak przedwczesna lub

niepotrzebna rezygnacja z tak istotnego

ródła energii mo

e okaza

dla

wiata niekorzystna.

Zamykaj

c w 1990 roku perspektywy rozwoju energetyki j

drowej w Polsce (wstrzymanie budowy Elektrowni atomowej

arnowcu), zaprzepaszczono nie tylko około miliarda dolarów zainwestowanych w t

budow

, ale tak

e zniszczono kadr

specjalistów, której odtworzenie b

dzie trudne i długotrwałe. Wytworzono równie

w społecze

stwie fałszywy obraz energetyki

drowej co wywołało powstanie nieuzasadnionego strachu przed jej wprowadzeniem [6].

Pomimo licznych oporów i przeszkód energetyka j

drowa w wielu krajach rozwija si

nadal, chocia

nie tak szybko, jak

to planowano w latach sze

ść

dziesi

tych, kiedy przewidywano wysokie i stale rosn

ce tempo wzrostu zapotrzebowania na

energi

[1],[10].

Znacznym korzy

ciom współczesnych form uzyskiwania energii j

drowej jest przeciwstawiana mo

liwo

ść

olbrzymich

promieniotwórczych ska

. Prawdopodobie

stwo zaistnienia takich katastrof ekologicznych jak w Czarnobylu b

dzie znikome,

li pa

stwa wytwarzaj

ce energi

drow

, dostosuj

do wysokich (np. niemieckich) standardów bezpiecze

stwa. Dlatego

w spojrzeniu na współczesn

energetyk

drow

bezpiecze

stwo, konkurencyjno

ść

oraz zaufanie społeczne s

najistotniejszymi czynnikami, które zadecyduj

o jej przyszło

ci.

Rysunek satyryczny pochodz

cy z portalu IAEA [11] ukazuj

cy wyra

przewag

energii

atomowej wobec innych form generacji energii

Referencje

[1]

Zdzisław Celi

ski, Energetyka j

drowa, Wydawnictwo Naukowe PWN, Warszawa 1991r.

[2]

Marian Kiełkiewicz, Podstawy fizyki reaktorów j

drowych, Wydawnictwo Naukowe WNT, Warszawa 1978r.

[3]

Adam Strzałkowski Wst

p do fizyki j

dra atomowego

[4]

S. Glasstone, M. C. Edlund, The Elements of: Nuclear Reactor Theory, MacMillam and CO. Limited, St. Martin's Street

London.

[5]

E. Skrzypczak, Z. Szefli

ski, Wst

p do fizyki j

dra atomowego i cz

stek elementarnych, Wydawnictwo Naukowe PWN,

Warszawa 1997r.

[6]

Andrzej Z. Hrynkiewicz, artykół pt. Sk

d bra

energi

?; Wiedza i

ycie nr 11/2000r.

[7]

Lech Mieczysław, Kierunki rozwoju elektrowni j

drowych, Oficyna Wydawnicza Politechniki Wrocławskiej, Wrocław 1997r.

[8]

B.M. Jaworski, A.A. Dietław, Poradnik encyklopedyczny - Fizyka, Wydawnictwo Naukowe WNT, Warszawa 1997r.

[9]

V. Acosta, C. L. Cowan, B. J. Graham - Podstawy fizyki współczesnej - Pa

stwowe Wydawnictwo Naukowe, Warszawa

1981r.

[10]

Kwartalnik naukowo-techniczny Post

py Techniki J

drowej

[11]

http://www.world-nuclear.org

[12]

http://www.wano.org.uk

[13]

http://www.paa.gov.pl

[14]

http://www.nuclear.pl/atomistyka/energetyka/

[15]

http://www.ichtj.waw.pl

[16]

http://www.clor.waw.pl

[17]

http://www.insc.anl.gov

[18]

http://www.iea.cyf.gov.pl

[19]

http://ww.energetyka.net

[20]

http://india.ipj.gov.pl

[21]

http://www.atomowe.kei.pl/inne.html - Elektrownie atomowe na swiecie, z wyszczególnieniem elektrowni Niemieckich,

[22]

http://www2.ijs.si/~icjt/npps/nppsgo.html - Baza danych dotycz

cych elektrowni atomowych na całym

wiecie,

[23]

http://www.iaea.org - Mi

dzynarodowa Agencjia Energii Atomowej (International Atomic Energy Agency):

Baza informacji o reaktorach energetycznych

Wykonał: Jakub Sobolewski

ISEP PW, I rok stud. dokt.