REAKTORY ATOMOWE

Co to jest reaktor jądrowy?

• Energia pochodzi z

reakcji
rozszczepienia jąder
w rdzeniu reaktora

• Reaktory:

energetyczne,
naukowo-badawcze,
militarne

Na zdjęciu rdzeń polskiego

reaktora MARIA

Reaktory energetyczne

• Elektrownie jądrowe – bezpieczne i

ekologiczne źródła energii

• Energia w postaci ciepła zamieniana

jest na energię elektryczną

• Analogia do elektrowni węglowej-

energia cieplna ze spalania węgla.

Porównanie elektrowni tradycyjnej (a) i jądrowej (b)

Dobrze zaprojektowana i
obsługiwana elektrownia
jądrowa jest ekologiczna i
całkowicie bezpieczna w
przeciwieństwie do
klasycznej elektrowni
opałowej (węglowej, gazowej
etc.). Rzecz się tyczy
zarówno odpadów (miliony
ton radioaktywnych hałd
powęglowych z elektrowni
klasycznej) jak i gazów
cieplarnianych (elektrownia
jądrowa nie emituje
szkodliwych gazów). Koszta
eksploatacji elektrowni
jądrowej są mniejsze.

Dlaczego ludzie boją się energetyki

jądrowej?

• Brak wiedzy i radiofobia (Czarnobyl)
• Lobby energetyki węglowo-naftowej
• Nieprzemyślanie działania grup

pseudoekologicznych

• Prawie wszyscy sąsiedzi Polski

mają elektrownie jądrowe

• Energetyka jądrowa- jedyna szansa

na niezależność energetyczną kraju

IDEA DZIAŁANIA REAKTORA

• Reakcja rozszczepiania

jąder
promieniotwórczych
(Uran)

235

=> [

236

]* =>

141

+ 3

+ Q

• Reakcja łańcuchowa,

samopodtrzymująca się

• MASA KRYTYCZNA –

bez niej niemożliwa jest
reakcja łańcuchowa

Rozszczepienie jądra uranu

235 powolnym neutronem

Reakcja łańcuchowa

• Warunkiem

samopodtrzymywania

się reakcji jest, aby w

reakcji rozszczepienia

był wytwarzany co

najmniej jeden neutron

zdolny wywołać

następne

rozszczepienie. Gdy w

każdej reakcji

rozszczepienia będzie

powstawać średnio

więcej niż jeden takich

neutronów, reakcja

rozwinie się lawinowo,

gdy mniej reakcja

łańcuchowa wygaśnie.

Reakcja łańcuchowa – c.d.

• Jądro atomowe może być rozszczepione przez neutrony powolne

(energia 1 keV) – przekrój czynny na rozszczepienie jądrowe jest

największy dla neutronów powolnych

• W reakcji rozszczepienia powstają średnio 3 neutrony szybkie (o

energiach > 1keV), które nie będą uczestniczyć w dalszych

procesach rozszczepienia (bo mają za duże energie)

• W związku z tym takie nowopowstałe neutrony prędkie należy

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

jądra, czego wynikiem będą kolejne neutrony prędkie. I reakcja

łańcuchowa przebiega dalej…

• Aby neutrony prędkie spowolnić, niezbędny jest MODERATOR.

Są to lekkie jądra, na których neutrony rozpraszają się

sprężyście i zgodnie z zasadą zachowania pędu tracą część swej

energii, aż staną się neutronami powolnymi. Moderatorem jest

np. woda (jądra wodoru), ciężka woda, grafit, beryl, etc.

• Podobnie działa REFLEKTOR – to warstwa materiału (woda,

grafit, beryl) okalająca rdzeń reaktorach o właściwościach

"odbijania" uciekających neutronów z powrotem do materiału

rozszczepialnego.

Neutrony natychmiastowe i opóźnione

• W wyniku rozszczepienia jądra większość

neutronów powstaje od razu, w tej samej chwili

• Niewielka część neutronów (ok. 1% ) związanych

z rozszczepieniem jest emitowana w dłuższym

okresie, aż do kilku minut po rozszczepieniu, ze

stopniowo zanikającym natężeniem. Są to tzw.

neutrony opóźnione.

• Emitowane są one nie z jądra złożonego, lecz w

wyniku rozpadu promieniotwórczego fragmentów

rozszczepienia.

• Neutrony opóźnione są bardzo ważne dla

samopodtrzymywania się reakcji łańcuchowej.

Niezbędne do tego celu jest także uzyskanie

MASY KRYTYCZNEJ.

Masa krytyczna

• Skoro przy rozszczepieniu powstają nowe

neutrony, które to mogą rozszczepiać kolejne

jądra, to oczywistym staje się fakt, iż im więcej

będzie jąder zdatnych do rozszczepienia, tym

reakcja będzie sprawniej przebiegać.

• Gdy materiału rozszczepialnego jest niewiele

(masa krytyczna nie została przekroczona),

reakcja łańcuchowa nie może zajść (więcej

neutronów jest traconych niż nowopowstałych)

• Gdy będziemy dokładać materiału

rozszczepialnego, w pewnym momencie tyle samo

neutronów będzie tworzonych ile traconych-

mamy masę krytyczną.

Masa krytyczna – c. d.

Liczba neutronów, które mogą uciec, jest

proporcjonalna do powierzchni zewnętrznej tego

materiału. Ponieważ w przypadku kuli objętość wynosi

V=4/3*pi*R

, a jej powierzchnia S=4*pi*R

, gdy

będziemy zwiększać promień kuli R jej objętość będzie

rosła szybciej niż powierzchnia. Zatem coraz więcej

neutronów będzie powodować następne reakcje, a coraz

mniej uciekać poza kulę.

Masa krytyczna – c. d. 2

Zależy ona od: geometrycznych wymiarów materiału

(jest najmniejsza, gdy materiał uformowany jest w

kształcie kuli), rodzaju izotopu rozszczepialnego,

zanieczyszczeń i domieszek w materiale

rozszczepialnym (uran o zawartości 50% U-235 ma 4-

krotnie większą masę krytyczną od czystego U-235).

Kawałek czystego U-235 lub Pu-239 o masie mniejszej

od masy krytycznej jest więc całkowicie bezpieczny,

można nim manipulować bez obawy wybuchu jądrowego

Przykładowe wartości mas krytycznych dla różnych

materiałów wynoszą:

- dla uranu-233 - 16 kg,

- dla uranu-235 - 52 kg,

- dla plutonu-239 - 10 kg.

… ale jak się okazało, na Ziemi to nie człowiek

pierwszy wykorzystał energię jądrową…

2 miliardy lat temu „pracowały” tzw. reaktory

naturalne. Najbardziej znanym jest naturalny

reaktor w miejscowości Oklo w południowo-

wschodnim Gabonie (Afryka)

• Powstaje pytanie jak to się działo w Oklo? Otóż naukowcy okryli kilkanaście

nisz, w który w przeszłości działały te naturalne reaktory. Reakcje

łańcuchowe trwały tam przez około 150.000 lat. Przez ten czas wypaliło

się, jak szacują naukowcy, około 6 ton uranu U-235. Natomiast średnia moc

takiego reaktora nie przekraczała 100 kilowatów (takie jest mniej więcej

zapotrzebowanie dziesięciu domów jednorodzinnych w energie).

• Ciekawe jest to, że reakcje zachodzące w tych reaktorach nie wymknęły się

spod kontroli, czyli nie doszło do wybuchu ani stopienia rudy uranu.

Najprawdopodobniej moderatorem w tym przypadku była woda.

• W skałach otaczających złoża uranu naukowcy zmierzyli zawartość

ksenonu, gazu szlachetnego, który powstaje podczas reakcji łańcuchowej.

Doszli do wniosku, że reaktor w Oklo rozpalał się i działał przez 30 minut po

czym gasł i po upływie 2,5 godziny znowu się rozpalał. Cykl ten powtarzał

się przez wiele tysięcy lat.

• Można to porównać do gejzerów. I zapewne, jak sugerują naukowcy,

chodziło o ten sam mechanizm. W czasie gdy reaktor był aktywny woda się

nagrzewała, zmieniała w parę wodną i wydostawała się na zewnątrz złoża

uranu. Wtedy reakcja łańcuchowa zanikała i reaktor „gasł”. Następny cykl

rozpoczynał się gdy znowu zgromadziła się odpowiednia ilość wody.

Pierwszy ludzki reaktor

• Pierwszy reaktor atomowy, nazywany wtedy stosem

atomowym został zbudowany w 1942 roku w

Chicago przez zespół fizyków kierowany przez Enrico

Fermiego. Umiejscowiono go w pokoju do gry w

squasha pod trybunami stadionu Uniwersytetu

Chicagowskiego.

• Budowę stosu zaczęto od ułożenia kilku warstw

grafitowych cegieł (pełniących rolę moderatora) na

małym źródle neutronów. Następnie układano

warstwy grafitu zawierające uran metaliczny

235

U lub

tlenek uranu. Uran był umieszczony w grafitowych

cegłach w postaci małej kulki. W ten sposób ułożono

„kopiec” szerokości ok. 7,5 metra i wysokości ok. 6

metrów składający się z 350 ton grafitu, 36,5 ton

tlenku uranu i 5,6 tony metalicznego uranu.

• Kontrola reakcji rozszczepienia odbywała się za

pomocą prętów kadmowych, które umieszczone w

stosie pochłaniały neutrony i w ten sposób hamowały

reakcję. Kadm jest substancją bardzo silnie

pochłaniającą neutrony i dlatego bardzo dobrze nadaje

się do sterowanie reakcją. Stos posiadał dwa systemy

bezpieczeństwa: pierwszym był człowiek zaopatrzony

w siekierę, który w razie niebezpieczeństwa przecinał

sznur na którym wisiały tzw. pręty bezpieczeństwa,

również wykonane z kadmu. Po przecięciu pręty

opadały i reakcja zostawała zatrzymana. Drugim

systemem bezpieczeństwa była grupa ludzi stojąca na

szczycie stosu zaopatrzona w wiadra z wodą

bromowaną, którą w razie niebezpieczeństwa wylewali

na stos. Taka woda również bardzo silnie pochłania

neutrony i dodatkowo przejmuje ciepło wydzielone w

czasie reakcji.

• Uzyskanie samopodtrzymującej się

reakcji jądrowej nastąpiło 12 grudnia

1942 roku o godzinie 3.25 lokalnego

czasu. Kadmowe pręty sterujące były

stopniowo wyciągane z wnętrza stosu i

po każdym małym kroku wykonywano

obliczenia, aby sprawdzić czy reakcja jest

samopodtrzymująca się. Moc pierwszego

reaktora była niewielka i wynosiła około

200W. Po eksperymencie sterujące pręty

kadmowe zostały wsunięte i reakcja

łańcuchowa została zatrzymana.

Reaktory współczesne

Legenda:

1.Osłona

biologiczna

2.Osłona

ciśnieniowa

3.Reflektor

neutronów

4.Pręty

bezpieczeństwa

5.Pręty

sterujące

6.Moderator

7.Pręty

paliwowe

8.Chłodziwo

Schemat typowego rdzenia reaktora jądrowego

•

Najogólniej rzecz ujmując reakcja zachodzi poprzez

umieszczenie moderatora (wody, berylu, etc.) między

prętami paliwowymi zawierającymi materiał rozszczepialny

(np. uran). Pomiędzy nimi znajdują się dodatkowo tzw. pręty

sterujące, które pochłaniają neutrony.

•

Gdy pręty sterujące wsuniemy do rdzenia między pręty

paliwowe, neutrony są przez nie pochłaniane i reakcja

łańcuchowa nie zachodzi. Gdy pręty sterujące wysuniemy

ponad rdzeń, wtedy neutrony bez przeszkód mogą

powodować rozszczepianie uranu.

•

W ten sposób można kontrolować reakcję- poprzez

wsuwanie i wysuwanie odpowiedniej ilości prętów

sterujących (pochłaniających neutrony). Podobnie można

sterować samymi prętami paliwowymi.

•

Dodatkowo nad rdzeniem umieszczone są pręty

bezpieczeństwa, które na wypadek zagrożenia

automatycznie opadają do wnętrza rdzenia pochłaniając

neutrony i tym samym zatrzymując reakcję łańcuchową

•

Całość rdzenia jest chłodzona, najczęściej wodą, która po

nagrzaniu jest schładzana już na zewnątrz reaktora, by móc

dalej być wprowadzoną w obieg zamknięty. W przypadku

reaktorów energetycznych ciepło to zamieniane jest za

pomocą turbin („maszyna parowa”) na energię elektryczną

reaktory

Oprócz wymienionego wcześniej podziału

reaktorów ze względu na zastosowanie, wspomnieć
należy podział ze względu na użytą technologię, w
szczególności moderator. A może nim być m.in. grafit
(np. w Czarnobylu) lub woda (w reaktorze MARIA).

Schemat

reaktora

wodnego

typu BWR

(Boiling

Water

Reactor)

MARIA

• Reaktor Maria został pierwszy raz

uruchomiony w grudniu roku 1974 i jako
jedyny w Polsce działa do dzisiaj (rok 2006).
Jest on zbudowany od podstaw w Polsce a
oparty na radzieckim pomyśle (reaktor MR w
Instytucie Kurczatowa w Moskwie). Dlatego
jego nazwa MARIA nawiązuje do wybitnej
polskiej badaczki i noblistki- Marii Curie-
Skłodowskiej.

• Jest on reaktorem naukowo-badawczym, nie

energetycznym

Moc cieplna pojedynczego kanału 1.8 MW

Moc reaktora wynosi 30 MW
Pracuje 3300 godzin rocznie

Typ reaktora: basenowy

Strumień neutronów termicznych:

W paliwie 2.5*10

n/cm

W berylu 4.0*10

n/cm

Materiałami tworzącymi moderator reaktora są

woda i beryl (służą do spowalniania

neutronów)

Materiałami tworzącymi reflektor są grafit i

woda (służą do odbijania neutronów)

Rdzeń reaktora składa się z ciśnieniowych

kanałów paliwowych, prętów regulacyjnych i

matrycy złożonej z bloków berylowych. Wokół

rdzenia umieszczone są bloki grafitowe

spełniające 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 się basen przechowawczy

(paliwowy) przeznaczony głównie do

okresowego przechowywania wypalonego

paliwa i różnego rodzaju sond. Pełni on

również rolę podwodnej drogi transportowej

do komór gorących, a w szczególności do tzw.

komory demontażowej. Baseny oddzielone są

śluzą.

W rdzeniu, w zależności od potrzeb, umieszczane są instalacje

użytkowe, tj. kanały pionowe do produkcji izotopów
promieniotwórczych oraz sondy i pętle. Ponadto, z matrycy
grafitowej są wyprowadzone kanały poziome do badań na
wiązkach neutronów. Poniżej widok z góry na rdzeń:

1. bloki grafitowe reflektorów

2. bloki berylowe w rdzeniu

reaktora

3. osłona komór jonizacyjnych

4. zestawy paliwowe

H3-H8 zakończenia kanałów

do wyprowadzania wiązek

Kanały paliwowe- zajmują one główną część
rdzenia . Pod pojęciem "kanał paliwowy" należy
rozumieć konstrukcję mechaniczną w formie rury
(tzw. rury Fielda) i zaopatrzoną w element
paliwowy. Kanał jest instalowany w rdzeniu
reaktora,  w wycięciach między blokami
berylowymi. Kanały paliwowe posiadają
indywidualne podłączenia układu chłodzącego.
Każdy kanał paliwowy posiada oddzielne zawory
odcinające na wejściu i wyjściu wody chłodzącej,
przepływającej pod ciśnieniem. W reaktorze
"MARIA" wykorzystane są dwa rodzaje kanałów
paliwowych: stacjonarny  i z ruchomym elementem
paliwowym

Część stacjonarna charakteryzuje się tym, że

pręt paliwowy jest mocowany za pomocą zamka

kulowego, którym mocuje się i uszczelnia kanał

paliwowy w gnieździe. Element paliwowy

przymocowany jest do wewnętrznej rury kanału.

Konstrukcja kanału z ruchomym elementem

paliwowym różni się od wyżej opisanego głównie

tym, że jest on dłuższy, a wewnętrzna rura

zawieszona jest na pręcie wyprowadzonym

poprzez dławicę na zewnątrz. Rozwiązanie to

umożliwia przemieszczanie elementu paliwowego

w kanale. Gdy reaktor jest w stanie wyłączonym,

ruchome elementy paliwowe znajdują się pod

rdzeniem, a przed rozruchem są podnoszone i

wprowadzane do rdzenia. Elementy paliwowe są

wprawiane w ruch za pomocą dwóch silników o

mocy 40W każdy.

Paliwo używane w reaktorze jest pod
postacią tzw. elementów paliwowych. Jeden
element to 6 koncentrycznych rur (jedna w
drugiej) o długości 1 m, pokryte aluminiową
koszulką. Każda rura zasadniczo zbudowana
jest z dyspersji uranu UAl

(UO

) w Al.

Wzbogacenie uranu w pierwszych latach
działania reaktora wynosiło 80%. Obecnie
wynosi 36%

235

Elementy paliwowe produkowane są w Rosji.

• Pierwotny obieg chłodzenia paliwa:

– Kanały paliwowe- rura Field’a. Dzięki koncentrycznemu ułożeniu

woda przepływa między rurami skutecznie je schładzając.

– Ciśnienie przepływającej wody wynosi (zależnie od miejsca

pomiaru): 0.8 ÷ 1.8 Mpa

– Maksymalna temperatura paliwa osiąga wartość 180 °C

– Przepływ chłodziwa (wody) wynosi:

• przez kanał paliwowy 30 m3/h

• przez obieg 600 ÷ 700 m3/h

• Drugi pierwotny obieg chłodzenia: basen wodny, w którym

zanurzony jest reaktor:

• Ciśnienie atmosferyczne ok. 1000 hPa

• Temperatura:

– na wlocie 50 °C

– na wylocie 60 °C

• Przepływ wody w basenie wynosi 1400 m3/h

SYSTEM CHŁODZENIA

W przeciwieństwie do reaktorów energetycznych, ciepło

wydzielane w reaktorze MARIA jest problemem, a nie korzyścią

Pręty bezpieczeństwa

i kompensacyjne

(pochłaniające)- są one

umieszczone w kanałach

(schemat) znajdujących

się w blokach

berylowych. Konstrukcja

napędów i kanałów dla

wszystkich trzech

rodzajów prętów jest

jednakowa, co umożliwia

najkorzystniejszy wybór

funkcji pracy każdego z

zainstalowanych prętów.

Matryca rdzenia i reflektor-Matryca rdzenia składa się z

bloków berylowych, a reflektor z bloków grafitowych. Jedne i

drugie bloki mają te same wymiary zewnętrzne. Widok z

góry na rdzeń pokazany jest na schemacie na następnym

slajdzie. Bloki grafitowe są ściętymi ostrosłupami o

podstawie kwadratowej z tym, że część z nich ma ścięte

naroża. Górny wymiar bloku (nakładki) wynosi 140 mm,

dolny zaś 120 mm. Wysokość bloków wraz z nakładkami

wynosi 1585 mm. Taki układ stożkowy pozwala na

zainstalowanie nad rdzeniem znacznie większych

gabarytowo elementów reaktora (napędy) i urządzeń

doświadczalnych.
Bloki grafitowe są koszulkowane tj. osłonięte cienką blachą

aluminiową . Ze względu na możliwość pracy bloku w

temperaturze przekraczającej 800

C, grafit został

odpowiednio przygotowany tj. odgazowany w próżni w

temperaturze około 800

C i nasycony azotem. Szczelina

między koszulką, a grafitem jest wypełniona azotem.

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

one koszulkowane. Dzięki takiemu ułożeniu bloków w

reaktorze, że między blokami znajdują się szczeliny ok.

1.5mm, może pomiędzy nimi swobodnie przepływać

chłodziwo.

EWA

Pierwszym polskim reaktorem była EWA (nazwa

pochodzi od słów Eksperymentalny, Wodny,

Atomowy). Została ona sprowadzona z ówczesnego

Związku Radzieckiego i zamontowana w Świerku.

Pierwszy raz reaktor został uruchomiony w roku

1958 i początkowo jego moc wynosiła 2 MW.

Stopniowo jednak moc zwiększano aż do 10 MW.

Reaktor został definitywnie zamknięty w roku 1995,

a jego hala niemal doszczętnie opróżniona ze

sprzętu. Pozostała jednak cała konstrukcja, która w

chwili obecnej jest pusta, a służyć będzie

przechowywaniu odpadów radioaktywnych.
Hala reaktora EWA znajduje się ok. 300 metrów od

hali reaktora MARIA. Reaktor EWA był również

reaktorem naukowo-badawczym.

Inne polskie reaktory

Oprócz tych dwóch głównych reaktorów

(MARIA i EWA), w międzyczasie działało w

Świerku kilka mniejszych: Maryla 1, Maryla

2, Anna, Hanna, Panna, Agata i inne. Ich

moc była jednak nieporównywalnie

mniejsza od dwóch największych sióstr.

W ostatnim czasie zaczęto głośno

mówić o wybudowaniu w Polsce pierwszej

elektrowni jądrowej. Kilkanaście lat temu

planowano otwarcie takiej w Żarnowcu, ale

niestety nie udało się sfinalizować tego

bardzo potrzebnego przedsięwzięcia…

Document Outline