1.     Wstęp

2.     Zagadnienia fizyczne dotyczące zjawiska rozpadu promieniotwórczego

3.     Budowa i zasada działania reaktora jądrowego. Klasyfikacja reaktorów

4.     Konstrukcje reaktorów jądrowych na świecie

5.     Informacje statystyczne dotyczące aktualnego stanu energetyki atomowej na świecie

6.     Podsumowanie

7.     Referencje

 

 

 

 

1.           Wstęp

 

W latach czterdziestych w związku z powstaniem pierwszych reaktorów powstał nowy typ elektrowni - elektrownie jądrowe. Elektrownia jądrowa należy do grupy elektrowni cieplnych, w których kocioł parowy został zastąpiony reaktorem jądrowym. W odróżnieniu od rozwiązań klasycznych, w elektrowni jądrowej energię uzyskuje się nie w wyniku spalania paliw kopalnych, lecz w wyniku rozszczepiania jąder atomowych. Ciepło powstałe w reaktorze jądrowym zamieniane jest następnie na energię mechaniczną, potrzebną do generacji prądu elektrycznego.

Wytwarzanie energii jądrowej jest jednym z etapów cyklu paliwowego, który stanowi obieg paliwa jądrowego obejmujący kolejne fazy jego przetwarzania. Obieg ten rozpoczyna się od wydobycia paliwa w kopalni rudy, poprzez produkcję koncentratu, jego przerób chemiczny, wzbogacenie izotopowe, wytwarzanie paliwa reaktorowego, a następnie jego spalanie w reaktorze oraz przerób i ostateczne składowanie odpadów promieniotwórczych.

 

 

Bryłki rud uranowych wykorzystywane do produkcji paliwa jądrowego oraz produkt ich przerobu czyli tzw. "yellow cake"

 

 

Powrót

 

 

Struktura elektrowni jądrowej na przykładzie elektrowni z reaktorem wodnym

 

Część konwencjonalna elektrowni jest charakterystyczna dla wszystkich typów elektrowni cieplnych. Jest w zasadzie identyczna jak w elektrowni klasycznej opalanej paliwami kopalnymi. Jedyne różnice dotyczą parametrów technicznymi wykorzystywanych urządzeń. Część jądrowa elektrowni, składa się natomiast z trzech zasadniczych elementów: reaktora, pomp cyrkulacyjnych oraz wytwornicy pary. Elementy te są ze sobą odpowiednio połączone przez zespół rurociągów tworzących tzw. obieg pierwotny wody. Jest to obieg zamknięty, w którym woda transportuje energię cieplną z reaktora do wytwornicy pary. W celu skompensowania zmian objętości wody w obiegu pierwotnym, jakie następują wskutek zmian temperatury, przyłącza się do niego dodatkowo tzw. regulator ciśnienia.

Wytwornica pary stanowi element wspólny obydwu obiegów występujących w elektrowni. Woda dostarczona do niej z obiegu wtórnego odbiera ciepło od wody obiegu pierwotnego w wyniku czego powstaje para wodna, przepływająca następnie rurociągiem pod wysokim ciśnieniem (rzędu 6 MPa) od wytwornicy do turbiny parowej. W wyniku rozprężenia dostarczonej pary w zespole kolejnych turbin, następuje obrót wału generatora elektrycznego, co skutkuje generacją prądu elektrycznego. [1],[2],[3].

 

 

Budowa typowej elektrowni jądrowej z reaktorem wodnym ciśnieniowym [14]

 

Para wodna przepływając przez turbiny ulega ochłodzeniu, po czym dopływa do skraplacza pary (kondensatora), gdzie dzięki dodatkowemu obiegowi wody chłodzącej ulega skropleniu.

Istnienie dwóch obiegów wodnych wynika z konieczności izolacji obiegu wody mającej bezpośrednią styczność z rdzeniem reaktora oraz obiegu wody, która (w postaci parowodnej) napędza turbiny generatora. Dlatego w przypadku ewentualnego wydostania się do wody chłodzącej substancji promieniotwórczych w wyniku uszkodzeniu pręta paliwowego, skażenie ograniczone zostaje jedynie do obiegu pierwotnego.

Reaktor jądrowy stanowi jedyne źródło ciepła elektrowni jądrowej i jest odpowiednikiem kotła parowego występującego w klasycznej elektrowni węglowej. W wyniku odpowiedniego sterowania praca reaktora, energia cieplna wyzwalana jest w sposób kontrolowany. Szczegółowy opis budowy reaktora jądrowego podany został w dalszej części pracy.

 

 

Powrót

 

 

2.           Zagadnienia fizyczne dotyczące zjawiska rozpadu promieniotwórczego

 

Reakcja jądrowa - proces fizyczny zachodzący przy zbliżeniu się dwóch jąder atomowych lub jądra i cząstki elementarnej na odległość rzędu 10^-15 m (zasięg sił jądrowych), w następstwie czego powstają na ogół nowe jądra atomowe lub jądra i cząstki elementarne [3],[5]. Można wyróżnić dwa sposoby zwiększenia prawdopodobieństwa zajścia reakcji jądrowej:

a)      Poprzez zwiększenie temperatury do kilku milionów stopni, w wyniku czego reagujące ze sobą nukleony osiągną wystarczającą energię kinetyczną, by pokonać swoje wzajemne oddziaływanie elektrostatyczne (tzw. barierę culombowską). Zachodzące wówczas procesy jądrowe nazywamy reakcjami termojądrowymi.

b)      Poprzez bombardowanie różnych materiałów lżejszymi cząstkami, np, protonami, deuteronami, bądź cząstkami alfa, które wcześniej przyspiesza się do energii rzędu milionów eV. Reakcje jądrowe mogą zostać wywołane również 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. Ciężkie jądra można rozszczepić bombardując je różnymi cząstkami, lub też mogą się one rozpaść samorzutnie. Jeżeli liczba neutronów wtórnych emitowanych w wyniku procesu rozszczepienia jest większa niż liczba neutronów pochłoniętych to może 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 łańcuchowej reakcji rozszczepienia jądra: jądro ²³⁵U rozpada się na dwa fragmenty x, y oraz emituje od 0 do 5 neutronów, które powodują lawinowo rozszczepienia dalszych jąder; zapoczątkowany proces rozchodzi się w czasie w postępie geometrycznym

 

Jądrowa reakcja łańcuchowa - wywołane neutronami reakcje rozszczepienia ciężkich jąder atomowych, podczas których neutrony wyzwalające się w jednym akcie rozszczepienia wywołują następne akty rozszczepienia [8].

 

Przekrój czynny na rozszczepienie s - wielkość określająca prawdopodobieństwo zajścia procesu rozszczepienia jąder, przy którym dwa układy fizyczne (czyli jądra oraz bombardujące je neutrony) znajdujące się w pewnym stanie początkowym A przejdą w wyniku zderzenia do pewnego stanu końcowego B. Wartość przekroju czynnego na rozszczepienie zależy od energii bombardujących neutronów.

Niektóre jądra, jak np.: ²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu, ulegają rozszczepieniu w wyniku bombardowania ich neutronami o dowolnych energiach, włącznie z neutronami o energiach nieznacznie różniących się od zera. Inne jądra, jak np.: ²³²Th, ²³⁶U, ²³⁸U, rozszczepiają się wówczas, gdy energia neutronów jest większa od pewnej wartości energii zwanej energią progową rozszczepienia.

 

Przebieg energii wiązania na nukleon [1] Jądra ciężkie związane są słabiej niż jądra o ok. dwukrotnie mniejszej liczbie masowej, zatem w procesie rozszczepienia wyzwalana jest różnica tych energii wiązania	Prawdopodobieństwo powstania określonych produktów rozszczepiania jąder U-235 [23] Nie można przewidzieć, na jakie konkretne produkty rozpadnie się dane jądro uranu. Takich możliwości jest ok. 170 [5]

 

Masa krytyczna - najmniejsza ilość materiału rozszczepialnego, dla której w określonych warunkach może zajść i utrzymać się jądrowa reakcja łańcuchowa [3]. Przekroczenie przez paliwo wartości odpowiadającej masie krytycznej jest  najważniejszym warunkiem rozpoczęcie samopodtrzymującej się reakcji łańcuchowej.

Jej wartość zależy ona od  geometrycznych rozmiarów materiału, rodzaju izotopu, zanieczyszczeń oraz domieszek.

 

 

Powrót

 

 

3.           Budowa i zasada działania reaktora jądrowego. Klasyfikacja reaktorów

 

Integralnym elementem elektrowni jądrowej jest reaktor jądrowy, w którym następuje proces inicjacji, kontroli oraz podtrzymywania reakcji łańcuchowych rozpadu jądrowego. W wyniku reakcji rozszczepienia w rdzeniu reaktora jądrowego wytwarza się promieniowanie jądrowe (głównie neutrony i promieniowanie gamma) oraz ciepło. Podczas tej reakcji zostaje utworzonych także wiele nuklidów.

 

Przekrój rdzenia reaktora jądrowego

 

Gdy liczba neutronów powstających w reaktorze w jednostkowym czasie dt jest równa liczbie neutronów traconych w tym samym czasie w wyniku pochłaniania i ucieczki, stan pracy reaktora określa się jako tzw. stan krytyczny. Jest to normalny stan pracy reaktora, stan pracy ustalonej, którego osiągnięcie zależy od poziomu wytwarzania oraz strat neutronów. Sterowanie reaktorem polega więc na regulacji poziomu neutronów w reaktorze tak, by znajdował się on w stanie krytycznym. Do tego wykorzystuje się fakt istnienia materiałów silnie pochłaniających neutrony, czyli takich które mają duży przekrój czynny na pochłanianie neutronów (bor, kadm). Za pomocą wykonanych z takich materiałów prętów sterujących utrzymuje się pożądany poziom neutronów poprzez odpowiednie zakłócenie ich bilansu, prowadzące do osłabienia lub wygaszenia reakcji łańcuchowej, a w konsekwencji do zmniejszenia produkcji ciepła. Analogiczne jest działanie prętów bezpieczeństwa, przy czym, są one używane wyłącznie do awaryjnego wyłączenia reaktora.

 

Odpowiednio sterując prętami regulacyjnymi można uzyskać stan krytyczny reaktora przy różnym poziomie mocy, ograniczonym jedynie wydajnością odprowadzania ciepła. Uzyskana moc zależy od wielkości strumienia neutronów w rdzeniu, tak więc jeśli pręty zostaną podniesione i pozwoli się na zaistnienie przez pewien czas stanu nadkrytycznego, wartość strumienia neutronów ulegnie zwiększeniu, natomiast po opuszczeniu prętów do początkowego poziomu jego wartość ustali się na wyższym poziomie dając odpowiednio wyższą moc ustaloną. Sytuacja ta dotyczy przypadku, gdy reaktor ma tzw. zapas paliwa, tj. jego masa jest większa od masy krytycznej. Strumień neutronów i moc reaktora nie zależą zatem od położenia prętów regulacyjnych, prętami reguluje się tylko prędkość zmian mocy [2].

 

Jako paliwo jądrowe stosuje się substancje zawierające izotopy rozszczepialne tj. izotopy ciężkie, których jądra łatwo ulegają rozszczepieniu w wyniku bombardowania neutronami o małych energiach (najczęściej są to np. ²³⁵U, ²³³U, ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu).

Aby nie dopuścić do wydostania się na zewnątrz reaktora produktów rozszczepienia, paliwo jądrowe jest zamknięte wewnątrz elementów paliwowych mających najczęściej postać walcowych, kulistych lub płytkowych prętów.

Walcowy element paliwowy składa się ze szczelnej, cienkościennej rurki tzw. koszulki (stopy cyrkonu, stal nierdzewna) oraz z umieszczonych w jej wnętrzu pastylek paliwowych. Zestawy (kilkudziesięciu lub więcej) elementów paliwowych tworzą zespoły - tzw. kasety paliwowe, stanowiące zasadniczą część rdzenia reaktora.

 

 

 

W trakcie reakcji rozszczepienia powstają nowe jądra - tzw. fragmenty rozszczepienia, które zapoczątkowują łańcuchy rozpadów promieniotwórczych. Elementy tych łańcuchów stanowią produkty rozszczepienia (większość z nich -  to izotopy promieniotwórcze).

Energia wydzielona w procesie rozszczepienia jest głównie energią kinetyczną fragmentów rozszczepienia, po czym, w oddziaływaniu z atomami paliwa, zamienia się w energię cieplną. Wartość tej energii zwiększają dodatkowo neutrony prędkie, które wytracają prędkość w moderatorze. W materiale moderatora neutron zmniejsza swoją energię ponad 20 milionów razy w wyniku zderzeń sprężystych z jądrami moderatora, podczas których neutron oddaje im część swojej energii. Po kilku zderzeniach, średnia prędkość neutronów zostaje zredukowana do wartości, która jest zbliżona do średniej energii kinetycznej atomów i cząsteczek z tego ośrodka. Neutrony o takiej energii nazywamy neutronami termicznymi. Neutrony o wyższych energiach - neutronami epitermicznymi. [2]

Przekazywanie energii najbardziej skutecznie zachodzi przy zderzeniach neutronów z lekkimi jądrami ( grafit, beryl, woda, ciężka woda). Zatem idealny moderator powinien mieć niską liczbę masową, aby odebrać jak najwięcej energii w każdym zderzeniu z neutronem, a jednocześnie mieć jak najniższy przekrój czynny na pochłanianie, aby jak najmniej neutronów było traconych w materiale moderatora w procesie spowalniania.

W celu odprowadzenia wydzielonego ciepła, między prętami przepływa chłodziwo - substancja mająca mały przekrój czynny na chwytanie neutronów. Jako chłodziwa używa się np. wody - zwykłej lub ciężkiej, ciekłego sodu, helu lub dwutlenku węgla. Przepływ chłodziwa przez reaktor jest wymuszany przystosowanymi do tego celu pompami.

 

 

Basen zawierający zużyte elementy paliwowe

 

Do produkcji energii jądrowej w elektrowniach jądrowych, można wykorzystywać nie tylko reakcję rozszczepienia, lecz także reakcję syntezy jąder. Jest to jednak znacznie trudniejsze zadanie, gdyż trudno jest zbudować pomieszczenie do otrzymywania i przechowywania bardzo gorącej plazmy. Stosuje się w tym celu specjalne pułapki magnetyczne, w których w odpowiednio dobranych polach magnetycznych więzi się gorące jony. Buduje się specjalne urządzenia zwane tokamakami, w których pracuje się nad syntezą jądrową [9].

Tokamak Jest zbudowany z pierścieniowej komory próżniowej, która obejmuje rdzeń potężnego transformatora. Komora wypełniona jest zjonizowanym gazem (deuterem albo deuterem i trytem). Pole magnetyczne pochodzące z transformatora indukuje prąd elektryczny w pierścieniu gazu. Przepływ prądu powoduje wyładowania w gazie w wyniku czego następuje jeszcze większa jego jonizacja i ogrzewanie. W końcu tworzy się gorąca plazma, która dzięki silnemu polu magnetycznemu, utrzymywana jest w zwartym słupie wewnątrz pierścienia.
Pierwszy tokamak powstał w roku 1950 w Instytucie Energii Atomowej w Moskwie. W Wielkiej Brytanii istnieje potężny 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.

 

 

Powrót

 

 

Kryteria klasyfikacji reaktorów jądrowych

 

Ze względu na zróżnicowanie cech charakteryzujących różnego rodzaju reaktory jądrowe, opartych na odmiennych koncepcjach fizykalnych konieczne jest wprowadzenia pewnej systematyki w ich podziale. Kryteriów klasyfikacji reaktorów jądrowych może być bardzo wiele [1] Do najważniejszych kryteriów klasyfikacji należą:

A.     Przeznaczenie

B.     Rodzaj dominującej grupy neutronów powodujących rozszczepienie

C.     Konstrukcja

D.     Eksploatacja

E.     Właściwości paliwa

F.     Rodzaj moderatora i chłodziwa

G.    System odprowadzania ciepła

 

Ad A. Klasyfikacja reaktorów ze względu na przeznaczenie

Ze względu na przeznaczenie reaktory można podzielić na:

• Reaktory energetyczne przeznaczone do produkcji energii elektrycznej w elektrowniach komercyjnych,
• Reaktory badawcze przeznaczone do prowadzenia prac badawczych, a w szczególności badań, podczas których wykorzystuje się wiązki neutronów do badań struktury ciał stałych oraz badań materiałów i paliw jądrowych dla reaktorów energetycznych,
• Reaktory szkoleniowe przeznaczone do celów dydaktycznych (tzw. reaktory uniwersyteckie),
• Reaktory wytwórcze przeznaczone do produkcji plutonu (z reguły są to reaktory wojskowe pracujące na potrzeby przemysłu zbrojeniowego),
• Reaktory ciepłownicze przeznaczone do produkcji ciepła do celów ogrzewczych w ciepłowniach jądrowych,
• Reaktory napędowe przeznaczone do napędu 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 względu na rodzaj dominującej grupy neutronów powodujących rozszczepienie

Jest to jedno z najważniejszych kryteriów podziału reaktorów tworzące podział na reaktory:

-        Prędkie,

-        Termiczne.

Powyższe nazwy pochodzą od energii dominującej grupy neutronów powodujących rozszczepienia. Neutrony ze względu na energię, podzielono umownie na trzy grupy:

• Neutrony termiczne (E £ 0,1 eV),
• Neutrony epitermiczne (0,1 eV £  E £ 1 MeV ),
• Neutrony prędkie (E ³ 1 MeV).

Uwagi:

- Wartości graniczne 0,1 eV i 1 MeV są wartościami umownymi.

- W reaktorach termicznych zdecydowana większość rozszczepień wynika z pochłonięcia przez jądra U-235 neutronów o energiach termicznych.

- W reaktorach prędkich praktycznie nie ma neutronów termicznych (co wynika z braku ośrodków moderujących).

- Jedynie niewielka część rozszczepień (ok. 3%) zachodzi w wyniku pochłonięcia neutronów prędkich przez jądra ²³⁵U i ²³⁸U.

 

Adn. C. Klasyfikacja reaktorów ze względu na konstrukcję

Rozróżnia się dwa rozwiązania konstrukcji reaktorów energetycznych:

• Zbiornikowe (reaktory typu PWR, BWR), których rdzeń zamknięty jest w grubościennym zbiorniku stalowym (przystosowanym do wytrzymywania wysokich ciśnień (dla reaktora PWR są to ciśnienia rzędu 15 MPa),
• Kanałowe (reaktory typu CANDU, RBMK), zawierające ciśnieniowe kanały paliwowe o niewielkiej średnicy.

 

Adn. D. Klasyfikacja reaktorów ze względu na eksploatację

Rozróżnia się dwa sposoby wymiany paliwa reaktorowego:

• Ciągły (paliwo wymieniane jest w czasie pracy reaktora bez konieczności jego odstawiania), np. reaktory gazowe, wysokotemperaturowe oraz kanałowe (CANDU, RBMK),
• Okresowy (paliwo wymieniane jest po zakończeniu kampanii paliwowej i odstawieniu reaktora) np. reaktory zbiornikowe.

 

Adn. E. Klasyfikacja reaktorów ze względu na właściwości paliwa

Rozpatrując właściwości paliwa, reaktory można podzielić ze względu na:

 

E.1. Rodzaj paliwa:

• Uranowe (²³⁵U oraz ²³³U),
• Plutonowe (²³⁹Pu),
• Uranowo-plutonowe (MOX),
• Torowe (²³²Th).

 

E.2. Stopień wzbogacenia

Stopień wzbogacenia uranu zależy od konstrukcji rdzenia i rodzaju materiałów w nim zawartych (w szczególności od zdolności pochłaniania neutronów). Stąd rozróżnia się reaktory pracujące na uranie:

• Naturalnym (reaktory gazowe, ciężkowodne),
• Nisko wzbogaconym (zawartość ²³⁵U wynosząca 2-5%; należą tu wszystkie energetyczne reaktory lekkowodne oraz niektóre reaktory gazowe),
• Średnio wzbogaconym (większość reaktorów badawczych),
• Wysoko wzbogaconym (zawartość ²³⁵U wynosząca ponad 90%; należą tu reaktory wysokotemperaturowe oraz niektóre reaktory badawcze).
   

E.3.Postać chemiczna:

• Uran metaliczny (wykorzystywany w niskotemperaturowych reaktorach gazowych oraz w reaktorach badawczych),
• Dwutlenek uranu UO₂ (wykorzystywany we wszystkich energetycznych reaktorach wodnych, niektórych reaktorach wysokotemperaturowych oraz niektórych niskotemperaturowych reaktorach gazowych),
• Węglik uranu UC (wykorzystywany w niektórych reaktorach wysokotemperaturowych).

 

E.4. Konstrukcja elementów paliwowych:

Elementy paliwowe mogą mieć kształt:

• Prętów,
• Cylindrów,
• Pastylek,
• Rurek,
• Płytek,
• Kół.

"Koszulki", w których zamknięte jest paliwo, w zależności od stawianych wymagań (temperatura pracy, odporność na utlenianie, trwałość mechaniczna, wysoka przewodność i stabilność cieplna), mogą być wykonywane ze:

• Stali nierdzewnej (reaktory prędkie),
• Stopów cyrkonu (energetyczne reaktory wodne),
• Stopów magnezu (niektóre reaktory gazowe),
• Powłok pirowęglowych (niektóre reaktory wysokotemperaturowe),
• Stopów aluminium (niektóre reaktory badawcze).

 

Adn. F. Klasyfikacja reaktorów ze względu na rodzaj moderatora i chłodziwa

Jako moderator może służyć ciężka woda, lekka woda, grafit, beryl. Jako chłodziwa używa się natomiast: lekkiej lub ciężkiej wody, dwutlenku węgla, helu, gazów dysocjujących, ciekłego sodu, substancji organicznych itd. Wywodzą się stąd często spotykane określenia reaktorów:

• Wodne,
• Ciężkowodne,
• Gazowe,
• Sodowe,
• Helowe,
• Grafitowe itd.

W lekkowodnych reaktorach energetycznych woda spełnia jednocześnie dwie funkcje: moderatora i chłodziwa. W innych typach reaktorów funkcje te są rozdzielone.

Jeśli ciekłe chłodziwo (lekka woda, ciężka woda) jest doprowadzane w rdzeniu do wrzenia, to reaktory takie zwie się wrzącymi (np. BWR).

 

Adn. G. Klasyfikacja reaktorów ze względu na system odprowadzania ciepła

Rozróżnia się trzy systemy pracy reaktorów energetycznych:

• Jednobiegowy (np. BWR)  - para wytworzona w zbiorniku reaktora doprowadzana jest bezpośrednio do turbiny parowej, a po skropleniu za turbiną wraca do reaktora,
• Dwubiegowy (np. PWR) - obieg wody chłodzącej rdzeń reaktora jest zamknięty, a ciepło z niego jest przekazywane w wytwornicy pary do drugiego obiegu, w którym znajduje się turbina parowa,
• Trzybiegowy (np. reaktor prędki chłodzony sodem) - między pierwszy sodowy obieg chłodzący rdzeń reaktora i trzeci, wodno-parowy obieg doprowadzający parę do turbiny, wstawiony jest pośredni obieg sodowy.

 

 

Reaktory jądrowe można, jak widać, klasyfikować na wiele sposobów, biorąc za podstawę różne kryteria podziału.

Pomimo podanego powyżej podziału, często reaktory spełniają podwójną a nawet potrójną rolę, np. wiele reaktorów energetycznych spełnia rolę reaktora elektrycznego i ciepłowniczego, dostarczając prąd oraz ogrzewając dodatkowo pobliskie miejscowości.

 

 

Powrót

 

 

4.           Konstrukcje reaktorów jądrowych na świecie

 

Rozróżnia się następujące oznaczenia angielskie reaktorów [4]:

 

 

Większość światowych elektrowni jądrowych wyposażona jest w reaktory lekko-wodne LWR. Najbardziej rozpowszechnionymi z nich są reaktory typu PWR (WWER) [1],[6],[7]:

 

 

Tabela przedstawiająca ilość i moc pracujących oraz obecnie budowanych elektrowni jądrowych na świecie. Podział według typu [23].

 

 

 

Opisy wybranych konstrukcji reaktorów jądrowych wykorzystywanych na świecie

 

PWR

 

Reaktor typu PWR (ciśnieniowy reaktor wodny) należy do grupy reaktorów lekkowodnych LWR. Wytworzone w nim ciepło doprowadza się do wytwornicy pary za pomocą wody pod wysokim ciśnieniem, co uniemożliwia wystąpieniu wrzenia w obiegu chłodzenia rdzenia. Lekka woda opływająca rdzeń jest jednocześnie chłodziwem, moderatorem i reflektorem. Skutecznie spowalnia neutrony, lecz ze względu na ich znaczne pochłanianie przez wodór, stosowanie jej jako moderatora narzuca konieczność użycia paliwa uranowego lekko wzbogaconego (3-4% ²³⁵U), gdyż w przypadku użycia uranu naturalnego stan krytyczny byłby niemożliwy do osiągnięcia. Wadą wykorzystania wody jest jej silne oddziaływanie korozyjne, szczególnie w wysokich temperaturach.

Reaktor PWR pracuje w systemie dwubiegowym.

Budowa elektrowni jądrowej z reaktorem wodnym ciśnieniowym [14]

Podstawowymi elementami obiegu pierwotnego są: zbiornik reaktora wraz z rdzeniem, wytwornica pary, pompa wodna i stabilizator ciśnienia. Podstawowymi elementami obiegu wtórnego są natomiast: wytwornica pary, turbina parowa, skraplacz oraz pompa wody zasilającej.

Ze względu na ograniczone moce maksymalne pomp oraz konieczność zapewnienia odpowiedniego poziomu bezpieczeństwa reaktora, obieg pierwotny podzielony jest zwykle na kilka równoległych pętli. Woda obiegu pierwotnego przepływa wewnątrz rurek w kształcie litery U (w układzie pionowym w reaktorach PWR – oraz poziomym w reaktorach WWER), które w wyniku emisji ciepła - zamieniają wodę obiegu wtórnego w parę. Wytworzona para nasycona wykonuje następnie pracę w turbinie parowej napędzając generator elektryczny. Tam ulega rozprężeniu, a następnie po skropleniu w skraplaczu, jest pompowana ponownie do wytwornicy pary.

W rdzeniu reaktora istnieje konieczność utrzymywania odpowiednio wysokiego ciśnienia wody, aby nie dopuścić do jej wrzenia, gdyż spowodowałoby to gwałtowny spadek wymiany ciepła i naraziło elementy paliwowe na przegrzanie oraz uszkodzenie.

 

 

BWR

 

Innym typem reaktora lekkowodnego jest reaktor BWR (reaktor wodny wrzący). Woda chłodząca reaktor pełni tu rolę zarówno moderatora, jaki i czynnika roboczego w cyklu parowo - wodnym. Jej odparowanie następuje bezpośrednio w rdzeniu reaktora, a po osuszeniu zostaje wykorzystana do napędzania turbin generatora. Ze względu na to, że reaktor elektrowni pełni również funkcję wytwornicy pary, układ pracy elektrowni nazywamy jednoobiegowym.

Budowa elektrowni jądrowej z reaktorem wodnym wrzącym [14]

Wadą pojedynczego obiegu wody elektrowni jest przechodzenie zanieczyszczonej izotopami wody chłodzącej poprzez wszystkie elementy obiegu. Zmusza to do zabezpieczenia urządzeń osłonami chroniącymi przed promieniowaniem, co znacznie utrudnia eksploatację.

 

Do reaktorów BWR zalicza się także lekkowodne reaktory kanałowe z moderatorem grafitowym RBMK, w których, w odróżnieniu od reaktorów zbiornikowych, pod wysokim ciśnieniem znajdują się jedynie kanały o niewielkiej średnicy, zawierające zestawy paliwowe, złożone z kilkunastu prętów. Rdzeń reaktora składa się z zespołu bloków grafitowych z osiowymi otworami na kanały paliwowe.

Reflektor neutronów oraz osłonę biologiczną stanowi tu gruba warstwa grafitu. Dodatkową osłonę biologiczną tworzy pierścieniowy zbiornik wodny (o grubości warstwy 1200 mm) otaczający reaktor oraz betonowa ściana zbiornika - studni (o grubości 2000 mm).

 

 

HWR

 

Reaktor PHWR (reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany ciężką wodą) należy do grupy reaktorów ciężkowodnych HWR. Rolę moderatora i chłodziwa odgrywa w nim ciężka woda, która dzięki niewielkiemu przekrojowi czynnemu na pochłanianie neutronów, pozwala na użycie w reaktorze uranu naturalnego. Mimo, że rozwiązanie to nie wymaga budowy kosztownej instalacji wzbogacania uranu, to korzyści ekonomiczne, wynikające z zastosowania jako paliwa uranu naturalnego, są pomniejszone wskutek wysokich kosztów ciężkiej wody.

Budowa elektrowni jądrowej z reaktorem ciśnieniowym chłodzonym i moderowanym ciężką wodą [14]

 

Ze względu na konieczność stosowania dużych ilości ciężkiej wody w celu spowolnienia neutronów, reaktor PHWR musi posiadać duże wymiary rdzenia, kilkakrotnie większe niż w reaktorach lekkowodnych. Z tego względu stosunek ilości moderatora do paliwa jest 5 do 8 -krotnie większy niż w reaktorach lekkowodnych. Duże wymiary rdzenia pociągają za sobą konieczność zastosowania kanałowego chłodzenia paliwa. Zbiornik reaktora PHWR jest więc wypełniony moderatorem utrzymywanym pod niskim ciśnieniem, w temperaturze niewiele wyższej od temperatury otoczenia. Zestawy paliwowe umieszczone są w kanałach ciśnieniowych przechodzących przez zbiornik i oddzielonych od otaczającego je moderatora pierścieniową szczeliną wypełnioną gazem, pełniącym funkcję izolacji termicznej.

Typem reaktora PHWR jest reaktor skonstruowany i wytwarzany w Kanadzie, znany powszechnie jako reaktor typu CANDU. Jego rdzeń znajduje się w dużym, cylindrycznym, niskociśnieniowym zbiorniku stalowym, położonym na boku, zwanym kalandrią i wypełnionym ciężką wodą jako moderatorem. Typowe reaktory CANDU pracują w systemie dwuobiegowym, z ciśnieniowym obiegiem pierwotnym, podobnie jak reaktory PWR.

Innym typem reaktora PWR jest reaktor SGHWR (reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką). Jest to reaktor typu kanałowego z ciężkowodnym moderatorem i wrzącą lekką wodą w kanałach paliwowych. Po odseparowaniu wody, parę kieruje się bezpośrednio do turbiny, analogicznie jak w reaktorze z wrzącą wodą.

 

 

GCR, AGR i HTR

 

Reaktor GCR (reaktor chłodzony gazem z moderatorem grafitowym) charakteryzuje się prostą budową oraz wysoką niezawodnością. Do jego zalet należą również: niski stopień aktywowania się gazu, mały przekrój czynny na pochłanianie neutronów oraz stosunkowo niski koszt. Podstawową wadą tego typu reaktora są jednak niekorzystne właściwości cieplne gazu, wymagające dużych powierzchni wymiany ciepła oraz dużych mocy niezbędnych do przetłaczania gazu przez rdzeń.

W pierwszych reaktorach GCR chłodziwem był dwutlenek węgla, natomiast paliwem - metaliczny uran naturalny w użebrowanych koszulkach ze stopu magnezowego, zwanego Magnoksem. Rdzeń reaktora, wykonany z kształtek grafitowych z kanałami paliwowymi, jest umieszczony w sferycznym zbiorniku z betonu sprężonego i chłodzony dwutlenkiem węgla. Temperatura chłodziwa na wyjściu z rdzenia jest ograniczona wytrzymałością koszulki z Magnoksu. Czynnikiem roboczym w obiegu wtórnym jest otrzymywana w wytwornicy - para wodna.

 

Unowocześnioną wersją reaktora gazowo-grafitowego jest reaktor AGR. Rdzeń reaktora jest umieszczony w cylindrycznym zbiorniku z betonu sprężonego. W reaktorach tych koszulkę magnoksową zastąpiono koszulką ze stali nierdzewnej, co pozwoliło podwyższyć temperaturę CO2 na wyjściu z rdzenia do ok. 650°C i zastosować turbiny o parametrach typowych dla elektrowni konwencjonalnych. Dzięki dużej ogólnej sprawności elektrowni z reaktorami AGR, wynoszącej ok. 41%, koszty produkcji energii elektrycznej są stosunkowo niskie w porównaniu z innymi typami reaktorów.

Budowa elektrowni jądrowej z reaktorem wodnym wrzącym [14]

Kolejnym pokoleniem reaktorów gazowo-grafitowych, będących jednocześnie wynikiem dalszego ich rozwoju w sensie znacznego podwyższenia temperatury chłodziwa na wylocie z reaktora, są reaktory wysokotemperaturowe HTR, oznaczane również jako HTGR lub HTGCR.

Koncepcja tego typu reaktorów polega na połączeniu żaroodpornego paliwa z gazowym, chemicznie obojętnym chłodziwem w zintegrowanym układzie, zamkniętym w bloku ze sprężonego wstępnie betonu Jako paliwo stosuje się wysoko wzbogacony uran (do 93%) w postaci węglika uranu UC2, który tworzy mieszaninę z węglikiem toru ThC2, jako materiałem paliworodnym.

Paliwo dostarczone jest w postaci granulek o średnicy ułamka milimetra pokrytych kilkoma warstwami: porowatego grafitu pirolitycznego, litego grafitu, węglika krzemu i znów litego grafitu, które wspólnie spełniają funkcję koszulki. Granulki te są zaprasowane w matrycy grafitowej w formie cylindrów lub kul.

Temperatury panujące w rdzeniu (rzedu 1100°C) powodują, że funkcję materiałów konstrukcyjnych spełnia grafit, który jest jednocześnie moderatorem i reflektorem neutronów. Jako chłodziwo jest stosowany obojętny chemicznie hel, charakteryzujący się dobrymi właściwościami odprowadzania ciepła.

 

FBR

 

W przeciwieństwie do reaktorów termicznych, w których większość rozszczepień wywołują neutrony termiczne spowolnione w moderatorze, w reaktorach prędkich, większość procesów rozszczepienia paliwa jądrowego jest wywoływana przez neutrony prędkie, tj. neutrony o energiach rzędu MeV.

Najbardziej zaawansowanym w rozwoju spośród reaktorów prędkich powielających FBR jest reaktor chłodzony ciekłym sodem LMFBR. Reaktory sodowe mają trzy obiegi chłodzenia: pierwotny - zawierający sód radioaktywny, pośredni - zawierający sód nieaktywny, i wtórny (roboczy) obieg parowo-wodny. W pierwszych dwóch obiegach sodowych panuje niskie ciśnienie co zmniejsza wyraźnie prawdopodobieństwo uszkodzenia się wymiennika sód-sód i przedostania się radioaktywnego sodu do obiegu pośredniego. Ze względu na temperaturę topnienia sodu 98°C, urządzenia obu obiegów sodowych muszą być podgrzewane (także przy wyłączonym reaktorze), aby nie dopuścić do zestalenia się sodu.
Reaktory sodowe są wykonywane w dwóch odmianach konstrukcyjnych: basenowej i pętlowej. W układzie basenowym cały obieg pierwotny (z wymiennikami sód-sód i pompami obiegowymi) jest umieszczony w dużym zbiorniku (basenie) wypełnionym sodem. W układzie pętlowym elementy obiegu pierwotnego są natomiast wyodrębnione i umieszczone w osobnych zbiornikach (podobnie jak w reaktorach PWR).

 

 

Informacje dodatkowe:

 

W żadnym z pracujących obecnie różnych typów reaktorów energetycznych nie wykorzystuje się więcej niż 2-3% uranu, a w najbardziej aktualnie rozpowszechnionych reaktorach lekkowodnych wykorzystanie uranu sięga ok. 1%. W reaktorze prędkim może być efektywnie wykorzystane 60-70% uranu (w zależności od wielkości strat przy przerobie paliwa wypalonego i wytwarzaniu elementów paliwowych). Wprowadzenie reaktorów prędkich, powielających może przedłużyć więc czas wykorzystywania zasobów uranu o wiele setek lat.

 

 

Powrót

 

5.           Informacje statystyczne dotyczące aktualnego stanu energetyki atomowej na świecie

 

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

 

 

Uwaga:

Mapa rozmieszczenia elektrowni jądrowych na świecie wraz z opisem typu wykorzystanego reaktora oraz informacji o aktualnym stanie pracy znajduje się tu: (rozmieszczenie.pdf)

Informacje te pochodzą z serwisu WANO.ORG [12]

 

 

Liczba działających reaktorów na świecie (stan na luty 2003)
IAEA Nuclear Engineering International, handbook [23]

 

Elektrownie atomowe w konstrukcji (stan na styczeń 2003)

IAEA Nuclear Engineering International, handbook [23]

 

 

Liczba działających rektorów - zestawienie ze względu na wiek

IAEA Nuclear Engineering International, handbook [23]

 

 

Mapa pochodzi z serwisu INSC [17]

Dodatkowo pod adresami:

Europa ; Afryka ; Północna Ameryka ; Południowa Ameryka ; Azja ; Zachodnia Azja ; Wschodnia Azja ; Rosja

dostępne są szczegółowe mapy rozmieszczenia elektrowni jądrowych w poszczególnych rejonach świata.

 

 

Powrót

 

 

6.           Podsumowanie

 

Pierwsza komercyjna elektrownia jądrowa rozpoczęła pracę w latach pięćdziesiątych ubiegłego wieku. Na świecie istnieje obecnie ponad 440 komercyjnych reaktorów energetycznych o sumarycznej mocy rzędu 360 000 MW. Współczesna energetyka jądrowa dostarcza ok. 16 proc. światowej energii elektrycznej, a ilośc wytwarzanej w ten sposób energii wciąż rośnie. W 56 krajach wykorzystuje się również ok. 284 reaktory w celach badawczych.

 

Światowe źródła energii elektrycznej (stan na rok 2002) [11]

 

Korzystanie z energii jądrowej zapobiega bezpośrednio emisji do 2,3 mld ton dwutlenku węgla rocznie, co odpowiada prawie jednej trzeciej całkowitej ilości CO2 emitowanej obecnie na całym świecie [21].

 

Udział elektrowni jądrowych w rynku energii elektrycznej w roku 2002

IAEA Nuclear Engineering International, handbook [23]

 

Choć ponad trzydzieści lat temu energetyka jądrowa została przyjęta entuzjastycznie, obecnie, w niektórych częściach świata (w tym również Polska), jej przyszłość jest wątpliwa i trudno snuć precyzyjne, długoterminowe przewidywania dotyczące jej rozwoju. Naukom i technologiom jądrowym wciąż towarzyszą pewne obawy społeczne. Jednak przedwczesna lub niepotrzebna rezygnacja z tak istotnego źródła energii może okazać się dla świata niekorzystna.

Zamykając w 1990 roku perspektywy rozwoju energetyki jądrowej w Polsce (wstrzymanie budowy Elektrowni atomowej w Żarnowcu), zaprzepaszczono nie tylko około miliarda dolarów zainwestowanych w tę budowę, ale także zniszczono kadrę specjalistów, której odtworzenie będzie trudne i długotrwałe. Wytworzono również w społeczeństwie fałszywy obraz energetyki jądrowej co wywołało powstanie nieuzasadnionego strachu przed jej wprowadzeniem [6].

Pomimo licznych oporów i przeszkód energetyka jądrowa w wielu krajach rozwija się nadal, chociaż nie tak szybko, jak to planowano w latach sześćdziesiątych, kiedy przewidywano wysokie i stale rosnące tempo wzrostu zapotrzebowania na energię [1],[10].

Znacznym korzyściom współczesnych form uzyskiwania energii jądrowej jest przeciwstawiana możliwość olbrzymich promieniotwórczych skażeń. Prawdopodobieństwo zaistnienia takich katastrof ekologicznych jak w Czarnobylu będzie znikome, jeśli państwa wytwarzające energię jądrową, dostosują się do wysokich (np. niemieckich) standardów bezpieczeństwa. Dlatego w spojrzeniu na współczesną energetykę jądrową  bezpieczeństwo, konkurencyjność oraz zaufanie społeczne są najistotniejszymi czynnikami, które zadecydują o jej przyszłości.

 

 

Rysunek satyryczny pochodzący z portalu IAEA [11] ukazujący wyraźną przewagę energii
atomowej wobec innych form generacji energii

 

 

Powrót

 

 

7.           Referencje

 

[1]          Zdzisław Celiński, Energetyka jądrowa, Wydawnictwo Naukowe PWN, Warszawa 1991r.

[2]          Marian Kiełkiewicz, Podstawy fizyki reaktorów jądrowych, Wydawnictwo Naukowe WNT, Warszawa 1978r.

[3]          Adam Strzałkowski Wstęp do fizyki jądra 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. Szefliński, Wstęp do fizyki jądra atomowego i cząstek elementarnych, Wydawnictwo Naukowe PWN, Warszawa 1997r.

[6]          Andrzej Z. Hrynkiewicz, artykół pt. Skąd brać energię ?; Wiedza i Życie nr 11/2000r.

[7]          Lech Mieczysław, Kierunki rozwoju elektrowni jądrowych, 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 - Państwowe Wydawnictwo Naukowe, Warszawa 1981r.

[10]       Kwartalnik naukowo-techniczny Postępy Techniki Jądrowej

[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 dotyczących elektrowni atomowych na całym świecie,

[23]       http://www.iaea.org - Międzynarodowa Agencjia Energii Atomowej (International Atomic Energy Agency):
Baza informacji o reaktorach energetycznych

 

 

Powrót

 

Wykonał: Jakub Sobolewski
ISEP PW, I rok stud. dokt.