Elektrownia jądrowa

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

wiecie

1.

Wst

ę

p

W latach czterdziestych w zwi

ą

zku z powstaniem pierwszych reaktorów powstał nowy typ elektrowni - elektrownie

j

ą

drowe. Elektrownia j

ą

drowa nale

ż

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

ą

piony reaktorem

j

ą

drowym. W odró

ż

nieniu od rozwi

ą

za

ń

klasycznych, w elektrowni j

ą

drowej energi

ę

uzyskuje si

ę

nie w wyniku spalania paliw

kopalnych, lecz w wyniku rozszczepiania j

ą

der atomowych. Ciepło powstałe w reaktorze j

ą

drowym zamieniane jest nast

ę

pnie

na energi

ę

mechaniczn

ą

, potrzebn

ą

do generacji pr

ą

du elektrycznego.

Wytwarzanie energii j

ą

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

ą

drowego

obejmuj

ą

cy kolejne fazy jego przetwarzania. Obieg ten rozpoczyna si

ę

od wydobycia paliwa w kopalni rudy, poprzez produkcj

ę

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

ę

pnie jego spalanie w

reaktorze oraz przerób i ostateczne składowanie odpadów promieniotwórczych.

Bryłki rud uranowych wykorzystywane do produkcji paliwa j

ą

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

Struktura elektrowni j

ą

drowej na przykładzie elektrowni z reaktorem wodnym

Cz

ęść

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

identyczna jak w elektrowni klasycznej opalanej paliwami kopalnymi. Jedyne ró

ż

nice dotycz

ą

parametrów technicznymi

wykorzystywanych urz

ą

dze

ń

. Cz

ęść

j

ą

drowa elektrowni, składa si

ę

natomiast z trzech zasadniczych elementów: reaktora,

pomp cyrkulacyjnych oraz wytwornicy pary. Elementy te s

ą

ze sob

ą

odpowiednio poł

ą

czone przez zespół ruroci

ą

gów

tworz

ą

cych tzw. obieg pierwotny wody. Jest to obieg zamkni

ę

ty, w którym woda transportuje energi

ę

ciepln

ą

z reaktora do

wytwornicy pary. W celu skompensowania zmian obj

ę

to

ś

ci wody w obiegu pierwotnym, jakie nast

ę

puj

ą

wskutek zmian

temperatury, przył

ą

cza si

ę

do niego dodatkowo tzw. regulator ci

ś

nienia.

Wytwornica pary stanowi element wspólny obydwu obiegów wyst

ę

puj

ą

cych w elektrowni. Woda dostarczona do niej z obiegu

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

ą

ca nast

ę

pnie

ruroci

ą

giem pod wysokim ci

ś

nieniem (rz

ę

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

ęż

enia dostarczonej pary

w zespole kolejnych turbin, nast

ę

puje obrót wału generatora elektrycznego, co skutkuje generacj

ą

pr

ą

du elektrycznego.

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

Budowa typowej elektrowni j

ą

drowej z reaktorem wodnym ci

ś

nieniowym [14]

Para wodna przepływaj

ą

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

dzi

ę

ki dodatkowemu obiegowi wody chłodz

ą

cej ulega skropleniu.

Istnienie dwóch obiegów wodnych wynika z konieczno

ś

ci izolacji obiegu wody maj

ą

cej bezpo

ś

redni

ą

styczno

ść

z

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

ę

dza turbiny generatora. Dlatego w przypadku

ewentualnego wydostania si

ę

do wody chłodz

ą

cej substancji promieniotwórczych w wyniku uszkodzeniu pr

ę

ta paliwowego,

ska

ż

enie ograniczone zostaje jedynie do obiegu pierwotnego.

Reaktor j

ą

drowy stanowi jedyne

ź

ródło ciepła elektrowni j

ą

drowej i jest odpowiednikiem kotła parowego wyst

ę

puj

ą

cego

w klasycznej elektrowni w

ę

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

sposób kontrolowany. Szczegółowy opis budowy reaktora j

ą

drowego podany został w dalszej cz

ęś

ci pracy.

2.

Zagadnienia fizyczne dotycz

ą

ce zjawiska rozpadu promieniotwórczego

Reakcja j

ą

drowa - proces fizyczny zachodz

ą

cy przy zbli

ż

eniu si

ę

dwóch j

ą

der atomowych lub j

ą

dra i cz

ą

stki elementarnej na

odległo

ść

rz

ę

du 10

-15

m (zasi

ę

g sił j

ą

drowych), w nast

ę

pstwie czego powstaj

ą

na ogół nowe j

ą

dra atomowe lub j

ą

dra i cz

ą

stki

elementarne [3],[5]. Mo

ż

na wyró

ż

ni

ć

dwa sposoby zwi

ę

kszenia prawdopodobie

ń

stwa zaj

ś

cia reakcji j

ą

drowej:

a)

Poprzez zwi

ę

kszenie temperatury do kilku milionów stopni, w wyniku czego reaguj

ą

ce ze sob

ą

nukleony osi

ą

gn

ą

wystarczaj

ą

c

ą

energi

ę

kinetyczn

ą

, by pokona

ć

swoje wzajemne oddziaływanie elektrostatyczne (tzw. barier

ę

culombowsk

ą

). Zachodz

ą

ce wówczas procesy j

ą

drowe nazywamy reakcjami termoj

ą

drowymi.

b)

Poprzez bombardowanie ró

ż

nych materiałów l

ż

ejszymi cz

ą

stkami, np, protonami, deuteronami, b

ą

d

ź

cz

ą

stkami alfa,

które wcze

ś

niej przyspiesza si

ę

do energii rz

ę

du milionów eV. Reakcje j

ą

drowe mog

ą

zosta

ć

wywołane równie

ż

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 ła

ń

cuchowej reakcji rozszczepienia j

ą

dra: j

ą

dro

235

U rozpada si

ę

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

neutronów, które powoduj

ą

lawinowo rozszczepienia dalszych j

ą

der; zapocz

ą

tkowany proces rozchodzi si

ę

w czasie w post

ę

pie

geometrycznym

J

ą

drowa reakcja ła

ń

cuchowa - wywołane neutronami reakcje rozszczepienia ci

ęż

kich j

ą

der atomowych, podczas których

neutrony wyzwalaj

ą

ce si

ę

w jednym akcie rozszczepienia wywołuj

ą

nast

ę

pne akty rozszczepienia [8].

Przekrój czynny na rozszczepienie

σσσσ

- wielko

ść

okre

ś

laj

ą

ca prawdopodobie

ń

stwo zaj

ś

cia procesu rozszczepienia j

ą

der, przy

którym dwa układy fizyczne (czyli j

ą

dra oraz bombarduj

ą

ce je neutrony) znajduj

ą

ce si

ę

w pewnym stanie pocz

ą

tkowym A

przejd

ą

w wyniku zderzenia do pewnego stanu ko

ń

cowego B. Warto

ść

przekroju czynnego na rozszczepienie zale

ż

y od energii

bombarduj

ą

cych neutronów.

Niektóre j

ą

dra, jak np.:

233

U

,

235

U

,

239

Pu

, ulegaj

ą

rozszczepieniu w wyniku bombardowania ich neutronami o dowolnych

energiach, wł

ą

cznie z neutronami o energiach nieznacznie ró

ż

ni

ą

cych si

ę

od zera. Inne j

ą

dra, jak np.:

232

Th

,

236

U

,

238

U

,

rozszczepiaj

ą

si

ę

wówczas, gdy energia neutronów jest wi

ę

ksza od pewnej warto

ś

ci energii zwanej energi

ą

progow

ą

rozszczepienia.

Przebieg energii wi

ą

zania 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

Prawdopodobie

ń

stwo powstania okre

ś

lonych produktów

rozszczepiania j

ą

der U-235 [23]

Nie można przewidzieć, na jakie konkretne produkty

rozpadnie się dane jądro uranu. Takich możliwości jest ok.

170 [5]

Masa krytyczna - najmniejsza ilo

ść

materiału rozszczepialnego, dla której w okre

ś

lonych warunkach mo

ż

e zaj

ść

i utrzyma

ć

si

ę

j

ą

drowa reakcja ła

ń

cuchowa [3]. Przekroczenie przez paliwo warto

ś

ci odpowiadaj

ą

cej masie krytycznej jest najwa

ż

niejszym

warunkiem rozpocz

ę

cie samopodtrzymuj

ą

cej si

ę

reakcji ła

ń

cuchowej.

Jej warto

ść

zale

ż

y ona od geometrycznych rozmiarów materiału, rodzaju izotopu, zanieczyszcze

ń

oraz domieszek.

3.

Budowa i zasada działania reaktora j

ą

drowego. Klasyfikacja reaktorów

Integralnym elementem elektrowni j

ą

drowej jest reaktor j

ą

drowy, w którym nast

ę

puje proces inicjacji, kontroli oraz

podtrzymywania reakcji ła

ń

cuchowych rozpadu j

ą

drowego. W wyniku reakcji rozszczepienia w rdzeniu reaktora j

ą

drowego

wytwarza si

ę

promieniowanie j

ą

drowe (głównie neutrony i promieniowanie gamma) oraz ciepło. Podczas tej reakcji zostaje

utworzonych tak

ż

e wiele nuklidów.

Przekrój rdzenia reaktora j

ą

drowego

Gdy liczba neutronów powstaj

ą

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

ś

la si

ę

jako tzw. stan krytyczny. Jest to normalny

stan pracy reaktora, stan pracy ustalonej, którego osi

ą

gni

ę

cie zale

ż

y od poziomu wytwarzania oraz strat neutronów. Sterowanie

reaktorem polega wi

ę

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

ę

on w stanie krytycznym. Do tego

wykorzystuje si

ę

fakt istnienia materiałów silnie pochłaniaj

ą

cych neutrony, czyli takich które maj

ą

du

ż

y przekrój czynny na

pochłanianie neutronów (bor, kadm). Za pomoc

ą

wykonanych z takich materiałów pr

ę

tów steruj

ą

cych utrzymuje si

ę

po

żą

dany

poziom neutronów poprzez odpowiednie zakłócenie ich bilansu, prowadz

ą

ce do osłabienia lub wygaszenia reakcji ła

ń

cuchowej,

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

ę

tów bezpiecze

ń

stwa, przy czym, s

ą

one

u

ż

ywane wył

ą

cznie do awaryjnego wył

ą

czenia reaktora.

Odpowiednio steruj

ą

c pr

ę

tami regulacyjnymi mo

ż

na uzyska

ć

stan krytyczny reaktora przy ró

ż

nym poziomie mocy,

ograniczonym jedynie wydajno

ś

ci

ą

odprowadzania ciepła. Uzyskana moc zale

ż

y od wielko

ś

ci strumienia neutronów w rdzeniu,

tak wi

ę

c je

ś

li pr

ę

ty zostan

ą

podniesione i pozwoli si

ę

na zaistnienie przez pewien czas stanu nadkrytycznego, warto

ść

strumienia neutronów ulegnie zwi

ę

kszeniu, natomiast po opuszczeniu pr

ę

tów do pocz

ą

tkowego poziomu jego warto

ść

ustali si

ę

na wy

ż

szym poziomie daj

ą

c odpowiednio wy

ż

sz

ą

moc ustalon

ą

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

paliwa, tj. jego masa jest wi

ę

ksza od masy krytycznej. Strumie

ń

neutronów i moc reaktora nie zale

żą

zatem od poło

ż

enia pr

ę

tów

regulacyjnych, pr

ę

tami reguluje si

ę

tylko pr

ę

dko

ść

zmian mocy [2].

Jako paliwo j

ą

drowe stosuje si

ę

substancje zawieraj

ą

ce izotopy rozszczepialne tj. izotopy ci

ęż

kie, których j

ą

dra łatwo ulegaj

ą

rozszczepieniu w wyniku bombardowania neutronami o małych energiach (najcz

ęś

ciej s

ą

to np.

235

U,

233

U,

239

Pu,

241

Pu

).

Aby nie dopu

ś

ci

ć

do wydostania si

ę

na zewn

ą

trz reaktora produktów rozszczepienia, paliwo j

ą

drowe jest zamkni

ę

te wewn

ą

trz

elementów paliwowych maj

ą

cych najcz

ęś

ciej posta

ć

walcowych, kulistych lub płytkowych pr

ę

tów.

Walcowy element paliwowy składa si

ę

ze szczelnej, cienko

ś

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

umieszczonych w jej wn

ę

trzu pastylek paliwowych. Zestawy (kilkudziesi

ę

ciu lub wi

ę

cej) elementów paliwowych tworz

ą

zespoły - tzw. kasety paliwowe, stanowi

ą

ce zasadnicz

ą

cz

ęść

rdzenia reaktora.

Porównanie rozmiarów pastylek paliwowych do

spinacza

Zespół pr

ę

tów reaktora j

ą

drowego

W trakcie reakcji rozszczepienia powstaj

ą

nowe j

ą

dra - tzw. fragmenty rozszczepienia, które zapocz

ą

tkowuj

ą

ła

ń

cuchy

rozpadów promieniotwórczych. Elementy tych ła

ń

cuchów stanowi

ą

produkty rozszczepienia (wi

ę

kszo

ść

z nich - to izotopy

promieniotwórcze).

Energia wydzielona w procesie rozszczepienia jest głównie energi

ą

kinetyczn

ą

fragmentów rozszczepienia, po czym, w

oddziaływaniu z atomami paliwa, zamienia si

ę

w energi

ę

ciepln

ą

. Warto

ść

tej energii zwi

ę

kszaj

ą

dodatkowo neutrony pr

ę

dkie,

które wytracaj

ą

pr

ę

dko

ść

w moderatorze. W materiale moderatora neutron zmniejsza swoj

ą

energi

ę

ponad 20 milionów razy w

wyniku zderze

ń

spr

ęż

ystych z j

ą

drami moderatora, podczas których neutron oddaje im cz

ęść

swojej energii. Po kilku

zderzeniach,

ś

rednia pr

ę

dko

ść

neutronów zostaje zredukowana do warto

ś

ci, która jest zbli

ż

ona do

ś

redniej energii kinetycznej

atomów i cz

ą

steczek z tego o

ś

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

ż

szych

energiach - neutronami epitermicznymi. [2]

Przekazywanie energii najbardziej skutecznie zachodzi przy zderzeniach neutronów z lekkimi j

ą

drami ( grafit, beryl,

woda, ci

ęż

ka woda). Zatem idealny moderator powinien mie

ć

nisk

ą

liczb

ę

masow

ą

, aby odebra

ć

jak najwi

ę

cej energii w

ka

ż

dym zderzeniu z neutronem, a jednocze

ś

nie mie

ć

jak najni

ż

szy przekrój czynny na pochłanianie, aby jak najmniej neutronów

było traconych w materiale moderatora w procesie spowalniania.

W celu odprowadzenia wydzielonego ciepła, mi

ę

dzy pr

ę

tami przepływa chłodziwo - substancja maj

ą

ca mały przekrój czynny

na chwytanie neutronów. Jako chłodziwa u

ż

ywa si

ę

np. wody - zwykłej lub ci

ęż

kiej, ciekłego sodu, helu lub dwutlenku

w

ę

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

Basen zawieraj

ą

cy zu

ż

yte elementy paliwowe

Do produkcji energii j

ą

drowej w elektrowniach j

ą

drowych, mo

ż

na wykorzystywa

ć

nie tylko reakcj

ę

rozszczepienia, lecz

tak

ż

e reakcj

ę

syntezy j

ą

der. Jest to jednak znacznie trudniejsze zadanie, gdy

ż

trudno jest zbudowa

ć

pomieszczenie do

otrzymywania i przechowywania bardzo gor

ą

cej plazmy. Stosuje si

ę

w tym celu specjalne pułapki magnetyczne, w których w

odpowiednio dobranych polach magnetycznych wi

ę

zi si

ę

gor

ą

ce jony. Buduje si

ę

specjalne urz

ą

dzenia zwane tokamakami, w

których pracuje si

ę

nad syntez

ą

j

ą

drow

ą

[9].

Tokamak Jest zbudowany z pier

ś

cieniowej komory pró

ż

niowej, która obejmuje rdze

ń

pot

ęż

nego transformatora. Komora

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

ą

ce z transformatora

indukuje pr

ą

d elektryczny w pier

ś

cieniu gazu. Przepływ pr

ą

du powoduje wyładowania w gazie w wyniku czego nast

ę

puje

jeszcze wi

ę

ksza jego jonizacja i ogrzewanie. W ko

ń

cu tworzy si

ę

gor

ą

ca plazma, która dzi

ę

ki silnemu polu magnetycznemu,

utrzymywana jest w zwartym słupie wewn

ą

trz pier

ś

cienia.

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

ęż

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

ą

drowych

Ze wzgl

ę

du na zró

ż

nicowanie cech charakteryzuj

ą

cych ró

ż

nego rodzaju reaktory j

ą

drowe, opartych na odmiennych

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

ą

drowych mo

ż

e by

ć

bardzo wiele [1] Do najwa

ż

niejszych kryteriów klasyfikacji nale

żą

:

A.

Przeznaczenie

B.

Rodzaj dominuj

ą

cej grupy neutronów powoduj

ą

cych rozszczepienie

C.

Konstrukcja

D.

Eksploatacja

E.

Wła

ś

ciwo

ś

ci paliwa

F.

Rodzaj moderatora i chłodziwa

G.

System odprowadzania ciepła

Ad A. Klasyfikacja reaktorów ze wzgl

ę

du na przeznaczenie

Ze wzgl

ę

du na przeznaczenie reaktory mo

ż

na podzieli

ć

na:

•

Reaktory energetyczne przeznaczone do produkcji energii elektrycznej w elektrowniach komercyjnych,

•

Reaktory badawcze przeznaczone do prowadzenia prac badawczych, a w szczególno

ś

ci bada

ń

, podczas których

wykorzystuje si

ę

wi

ą

zki neutronów do bada

ń

struktury ciał stałych oraz bada

ń

materiałów i paliw j

ą

drowych dla

reaktorów energetycznych,

•

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

•

Reaktory wytwórcze przeznaczone do produkcji plutonu (z reguły s

ą

to reaktory wojskowe pracuj

ą

ce na potrzeby

przemysłu zbrojeniowego),

•

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

ą

drowych,

•

Reaktory nap

ę

dowe przeznaczone do nap

ę

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

ę

du na rodzaj dominuj

ą

cej grupy neutronów powoduj

ą

cych rozszczepienie

Jest to jedno z najwa

ż

niejszych kryteriów podziału reaktorów tworz

ą

ce podział na reaktory:

−

Pr

ę

dkie,

−

Termiczne.

Powy

ż

sze nazwy pochodz

ą

od energii dominuj

ą

cej grupy neutronów powoduj

ą

cych rozszczepienia. Neutrony ze wzgl

ę

du na

energi

ę

, podzielono umownie na trzy grupy:

•

Neutrony termiczne (E

≤

0,1 eV),

•

Neutrony epitermiczne (0,1 eV

≤

E

≤

1 MeV ),

•

Neutrony pr

ę

dkie (E

≥

1 MeV).

Uwagi:

- Warto

ś

ci graniczne 0,1 eV i 1 MeV s

ą

warto

ś

ciami umownymi.

- W reaktorach termicznych zdecydowana wi

ę

kszo

ść

rozszczepie

ń

wynika z pochłoni

ę

cia przez j

ą

dra U-235 neutronów o

energiach termicznych.

- W reaktorach pr

ę

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

ś

rodków moderuj

ą

cych).

- Jedynie niewielka cz

ęść

rozszczepie

ń

(ok. 3%) zachodzi w wyniku pochłoni

ę

cia neutronów pr

ę

dkich przez j

ą

dra

235

U i

238

U.

Adn. C. Klasyfikacja reaktorów ze wzgl

ę

du na konstrukcj

ę

Rozró

ż

nia si

ę

dwa rozwi

ą

zania konstrukcji reaktorów energetycznych:

•

Zbiornikowe (reaktory typu PWR, BWR), których rdze

ń

zamkni

ę

ty jest w grubo

ś

ciennym zbiorniku stalowym

(przystosowanym do wytrzymywania wysokich ci

ś

nie

ń

(dla reaktora PWR s

ą

to ci

ś

nienia rz

ę

du 15 MPa),

•

Kanałowe (reaktory typu CANDU, RBMK), zawieraj

ą

ce ci

ś

nieniowe kanały paliwowe o niewielkiej

ś

rednicy.

Adn. D. Klasyfikacja reaktorów ze wzgl

ę

du na

eksploatacj

ę

Rozró

ż

nia si

ę

dwa sposoby wymiany paliwa reaktorowego:

•

Ci

ą

gły (paliwo wymieniane jest w czasie pracy reaktora bez konieczno

ś

ci jego odstawiania), np. reaktory gazowe,

wysokotemperaturowe oraz kanałowe (CANDU, RBMK),

•

Okresowy (paliwo wymieniane jest po zako

ń

czeniu kampanii paliwowej i odstawieniu reaktora) np. reaktory

zbiornikowe.

Adn. E. Klasyfikacja reaktorów ze wzgl

ę

du na wła

ś

ciwo

ś

ci paliwa

Rozpatruj

ą

c wła

ś

ciwo

ś

ci paliwa, reaktory mo

ż

na podzieli

ć

ze wzgl

ę

du na:

E.1. Rodzaj paliwa:

•

Uranowe (

235

U oraz

233

U),

•

Plutonowe (

239

Pu),

•

Uranowo-plutonowe (MOX),

•

Torowe (

232

Th).

E.2. Stopie

ń

wzbogacenia

Stopie

ń

wzbogacenia uranu zale

ż

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

ś

ci od zdolno

ś

ci

pochłaniania neutronów). St

ą

d rozró

ż

nia si

ę

reaktory pracuj

ą

ce na uranie:

•

Naturalnym (reaktory gazowe, ci

ęż

kowodne),

•

Nisko wzbogaconym (zawarto

ść

235

U wynosz

ą

ca 2-5%; nale

żą

tu wszystkie energetyczne reaktory lekkowodne oraz

niektóre reaktory gazowe),

•

Ś

rednio wzbogaconym (wi

ę

kszo

ść

reaktorów badawczych),

•

Wysoko wzbogaconym (zawarto

ść

235

U wynosz

ą

ca ponad 90%; nale

żą

tu reaktory wysokotemperaturowe oraz

niektóre reaktory badawcze).

E.3.Posta

ć

chemiczna:

•

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

•

Dwutlenek uranu UO

2

(wykorzystywany we wszystkich energetycznych reaktorach wodnych, niektórych reaktorach

wysokotemperaturowych oraz niektórych niskotemperaturowych reaktorach gazowych),

•

W

ę

glik uranu UC (wykorzystywany w niektórych reaktorach wysokotemperaturowych).

E.4. Konstrukcja elementów paliwowych:

Elementy paliwowe mog

ą

mie

ć

kształt:

•

Pr

ę

tów,

•

Cylindrów,

•

Pastylek,

•

Rurek,

•

Płytek,

•

Kół.

"Koszulki", w których zamkni

ę

te jest paliwo, w zale

ż

no

ś

ci od stawianych wymaga

ń

(temperatura pracy, odporno

ść

na utlenianie,

trwało

ść

mechaniczna, wysoka przewodno

ść

i stabilno

ść

cieplna), mog

ą

by

ć

wykonywane ze:

•

Stali nierdzewnej (reaktory pr

ę

dkie),

•

Stopów cyrkonu (energetyczne reaktory wodne),

•

Stopów magnezu (niektóre reaktory gazowe),

•

Powłok pirow

ę

glowych (niektóre reaktory wysokotemperaturowe),

•

Stopów aluminium (niektóre reaktory badawcze).

Adn. F. Klasyfikacja reaktorów ze wzgl

ę

du na rodzaj moderatora i chłodziwa

Jako moderator mo

ż

e słu

ż

y

ć

ci

ęż

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

ż

ywa si

ę

natomiast: lekkiej lub ci

ęż

kiej

wody, dwutlenku w

ę

gla, helu, gazów dysocjuj

ą

cych, ciekłego sodu, substancji organicznych itd. Wywodz

ą

si

ę

st

ą

d cz

ę

sto

spotykane okre

ś

lenia reaktorów:

•

Wodne,

•

Ci

ęż

kowodne,

•

Gazowe,

•

Sodowe,

•

Helowe,

•

Grafitowe itd.

W lekkowodnych reaktorach energetycznych woda spełnia jednocze

ś

nie dwie funkcje: moderatora i chłodziwa. W innych typach

reaktorów funkcje te s

ą

rozdzielone.

Je

ś

li ciekłe chłodziwo (lekka woda, ci

ęż

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

ę

wrz

ą

cymi

(np. BWR).

Adn. G. Klasyfikacja reaktorów ze wzgl

ę

du na system odprowadzania ciepła

Rozró

ż

nia si

ę

trzy systemy pracy reaktorów energetycznych:

•

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

ś

rednio do turbiny

parowej, a po skropleniu za turbin

ą

wraca do reaktora,

•

Dwubiegowy (np. PWR) - obieg wody chłodz

ą

cej rdze

ń

reaktora jest zamkni

ę

ty, a ciepło z niego jest przekazywane w

wytwornicy pary do drugiego obiegu, w którym znajduje si

ę

turbina parowa,

•

Trzybiegowy (np. reaktor pr

ę

dki chłodzony sodem) - mi

ę

dzy pierwszy sodowy obieg chłodz

ą

cy rdze

ń

reaktora i trzeci,

wodno-parowy obieg doprowadzaj

ą

cy par

ę

do turbiny, wstawiony jest po

ś

redni obieg sodowy.

Reaktory j

ą

drowe mo

ż

na, jak wida

ć

, klasyfikowa

ć

na wiele sposobów, bior

ą

c za podstaw

ę

ró

ż

ne kryteria podziału.

Pomimo podanego powy

ż

ej podziału, cz

ę

sto reaktory spełniaj

ą

podwójn

ą

a nawet potrójn

ą

rol

ę

, np. wiele reaktorów

energetycznych spełnia rol

ę

reaktora elektrycznego i ciepłowniczego, dostarczaj

ą

c pr

ą

d oraz ogrzewaj

ą

c dodatkowo pobliskie

miejscowo

ś

ci.

4.

Konstrukcje reaktorów j

ą

drowych na

ś

wiecie

Rozró

ż

nia si

ę

nast

ę

puj

ą

ce oznaczenia angielskie reaktorów [4]:

•

LWR (

Light-Water-cooled and moderated

Reactor

) reaktor chłodzony i moderowany lekk

ą

wod

ą

,

•

PWR (

Pressurized light- Water-moderated

and cooled Reactor

) reaktor ci

ś

nieniowy chłodzony i

moderowany za pomoc

ą

lekkiej wody,

•

BWR (

Boiling Light-Water - moderated and

cooled Reactor

) reaktor wrz

ą

cy chłodzony i

moderowany lekk

ą

wod

ą

,

•

HWR (

Heavy Waler Reactor

) reaktor ci

ęż

ko

wodny,

•

PHWR (

Pressurized Heavy- Water-moderated

and cooled Reactor

) reaktor ci

ś

nieniowy chłodzony i

moderowany ci

ęż

k

ą

wod

ą

,

•

CANDU (

CANadian Deuterium -Uranium

Reactor

) reaktor kanadyjski typu PHWR,

•

HWLWR (

Heavy Water-moderated, boiling -

Light Water-Reactor

) reaktor wrz

ą

cy chłodzony lekk

ą

wod

ą

, moderowany wod

ą

ci

ęż

k

ą

,

•

SGHWR (

Steam-Generating Heavy-Water

Reactor

) reaktor wrz

ą

cy chłodzony lekk

ą

wod

ą

,

moderowany wod

ą

ci

ęż

k

ą

,

•

HWGCR (

Heavy Water-moderated Gas-Cooled

Reactor

) reaktor chłodzony gazem moderowany

ci

ęż

k

ą

woda,

•

LWGR (

Light-Water -cooled. Graphite-

moderated Reactor

) reaktor chłodzony lekk

ą

wod

ą

z

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

ę

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

ę

dki

powielaj

ą

cy,

•

LMKBR (

Liquid-Metal-cooled,Fast Breeder

Reactor

) reaktor pr

ę

dki powielaj

ą

cy chłodzony sodem,

•

LWBR (

Light-Water Breeder Reactor

) reaktor

powielaj

ą

cy termiczny chłodzony lekk

ą

wod

ą

,

•

MSBR (

Molten Salt Breeder Reactor

) reaktor

powielaj

ą

cy chłodzony stopionymi solami,

•

GCFR (

Gas-Cooled Fast Reactor

) reaktor

pr

ę

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.

Wi

ę

kszo

ść

ś

wiatowych elektrowni j

ą

drowych wyposa

ż

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

nich s

ą

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

Tabela przedstawiaj

ą

ca ilo

ść

i moc pracuj

ą

cych oraz obecnie budowanych elektrowni j

ą

drowych na

ś

wiecie. Podział

według typu [23].

Pracuj

ą

ce

Budowane

Typ

Ilo

ść

Całkowita

moc

Ilo

ść

Całkowita

moc

-

MW

-

MW

ABWR

2

2630

4

5329

AGR

14

8380

0

0

BWR

90

78017

1

1067

FBR

3

1039

0

0

GCR

12

2484

0

0

HWLWR

1

148

0

0

LWGR

17

12589

1

925

PHWR

38

19150

8

3135

PWR

213

203068

8

7681

WWER

50

32926

10

8310

Suma:

440

360431

32

26447

Opisy wybranych konstrukcji reaktorów j

ą

drowych wykorzystywanych na

ś

wiecie

PWR

Reaktor typu PWR (ci

ś

nieniowy reaktor wodny) nale

ż

y do grupy reaktorów lekkowodnych LWR. Wytworzone w nim

ciepło doprowadza si

ę

do wytwornicy pary za pomoc

ą

wody pod wysokim ci

ś

nieniem, co uniemo

ż

liwia wyst

ą

pieniu wrzenia w

obiegu chłodzenia rdzenia. Lekka woda opływaj

ą

ca rdze

ń

jest jednocze

ś

nie chłodziwem, moderatorem i reflektorem.

Skutecznie spowalnia neutrony, lecz ze wzgl

ę

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

narzuca konieczno

ść

u

ż

ycia paliwa uranowego lekko wzbogaconego (3-4%

235

U), gdy

ż

w przypadku u

ż

ycia uranu naturalnego

stan krytyczny byłby niemo

ż

liwy do osi

ą

gni

ę

cia. Wad

ą

wykorzystania wody jest jej silne oddziaływanie korozyjne, szczególnie w

wysokich temperaturach.

Reaktor PWR pracuje w systemie dwubiegowym.

Podstawowymi elementami obiegu
pierwotnego s

ą

: zbiornik reaktora

wraz z rdzeniem, wytwornica pary,
pompa wodna i stabilizator
ci

ś

nienia. Podstawowymi

elementami obiegu wtórnego s

ą

natomiast: wytwornica pary, turbina
parowa, skraplacz oraz pompa wody
zasilaj

ą

cej.

Ze wzgl

ę

du na ograniczone moce

maksymalne pomp oraz
konieczno

ść

zapewnienia

odpowiedniego poziomu
bezpiecze

ń

stwa reaktora, obieg

pierwotny podzielony jest zwykle na
kilka równoległych p

ę

tli. Woda

obiegu pierwotnego przepływa
wewn

ą

trz rurek w kształcie litery U

(w układzie pionowym w reaktorach
PWR

�

oraz poziomym w

reaktorach WWER), które w wyniku
emisji ciepła - zamieniaj

ą

wod

ę

obiegu wtórnego w par

ę

.

Wytworzona para nasycona
wykonuje nast

ę

pnie prac

ę

w turbinie

parowej nap

ę

dzaj

ą

c generator

elektryczny. Tam ulega rozpr

ęż

eniu,

a nast

ę

pnie po skropleniu w

skraplaczu, jest pompowana
ponownie do wytwornicy pary.

W rdzeniu reaktora istnieje konieczno

ść

utrzymywania odpowiednio wysokiego ci

ś

nienia wody, aby nie dopu

ś

ci

ć

do jej wrzenia,

gdy

ż

spowodowałoby to gwałtowny spadek wymiany ciepła i naraziło elementy paliwowe na przegrzanie oraz uszkodzenie.

BWR

Innym typem reaktora lekkowodnego jest reaktor BWR (reaktor wodny wrz

ą

cy). Woda chłodz

ą

ca reaktor pełni tu rol

ę

zarówno moderatora, jaki i czynnika roboczego w cyklu parowo - wodnym. Jej odparowanie nast

ę

puje bezpo

ś

rednio w rdzeniu

reaktora, a po osuszeniu zostaje wykorzystana do nap

ę

dzania turbin generatora. Ze wzgl

ę

du na to,

ż

e reaktor elektrowni pełni

równie

ż

funkcj

ę

wytwornicy pary, układ pracy elektrowni nazywamy jednoobiegowym.

Budowa elektrowni j

ą

drowej z reaktorem wodnym

ci

ś

nieniowym [14]

Wad

ą

pojedynczego obiegu

wody elektrowni jest
przechodzenie zanieczyszczonej
izotopami wody chłodz

ą

cej

poprzez wszystkie elementy
obiegu. Zmusza to do
zabezpieczenia urz

ą

dze

ń

osłonami chroni

ą

cymi przed

promieniowaniem, co znacznie
utrudnia eksploatacj

ę

.

Do reaktorów BWR zalicza si

ę

tak

ż

e lekkowodne reaktory

kanałowe z moderatorem
grafitowym RBMK, w których, w
odró

ż

nieniu od reaktorów

zbiornikowych, pod wysokim
ci

ś

nieniem znajduj

ą

si

ę

jedynie

kanały o niewielkiej

ś

rednicy,

zawieraj

ą

ce zestawy paliwowe,

zło

ż

one z kilkunastu pr

ę

tów.

Rdze

ń

reaktora składa si

ę

z

zespołu bloków grafitowych z
osiowymi otworami na kanały
paliwowe.

Reflektor neutronów oraz osłon

ę

biologiczn

ą

stanowi tu gruba warstwa grafitu. Dodatkow

ą

osłon

ę

biologiczn

ą

tworzy

pier

ś

cieniowy zbiornik wodny (o grubo

ś

ci warstwy 1200 mm) otaczaj

ą

cy reaktor oraz betonowa

ś

ciana zbiornika - studni (o

grubo

ś

ci 2000 mm).

HWR

Reaktor PHWR (reaktor ci

ś

nieniowy chłodzony i moderowany ci

ęż

k

ą

wod

ą

) nale

ż

y do grupy reaktorów ci

ęż

kowodnych

HWR. Rol

ę

moderatora i chłodziwa odgrywa w nim ci

ęż

ka woda, która dzi

ę

ki niewielkiemu przekrojowi czynnemu na

pochłanianie neutronów, pozwala na u

ż

ycie w reaktorze uranu naturalnego. Mimo,

ż

e rozwi

ą

zanie to nie wymaga budowy

kosztownej instalacji wzbogacania uranu, to korzy

ś

ci ekonomiczne, wynikaj

ą

ce z zastosowania jako paliwa uranu naturalnego,

s

ą

pomniejszone wskutek

wysokich kosztów ci

ęż

kiej wody.

Ze wzgl

ę

du na konieczno

ść

stosowania du

ż

ych ilo

ś

ci ci

ęż

kiej

wody w celu spowolnienia
neutronów, reaktor PHWR musi
posiada

ć

du

ż

e wymiary rdzenia,

kilkakrotnie wi

ę

ksze ni

ż

w

reaktorach lekkowodnych. Z tego
wzgl

ę

du stosunek ilo

ś

ci

moderatora do paliwa jest 5 do 8 -
krotnie wi

ę

kszy ni

ż

w reaktorach

lekkowodnych. Du

ż

e wymiary

rdzenia poci

ą

gaj

ą

za sob

ą

konieczno

ść

zastosowania

kanałowego chłodzenia paliwa.
Zbiornik reaktora PHWR jest wi

ę

c

wypełniony moderatorem

Budowa elektrowni j

ą

drowej z reaktorem wodnym

wrz

ą

cym [14]

Budowa elektrowni j

ą

drowej z reaktorem ci

ś

nieniowym

chłodzonym i moderowanym ci

ęż

k

ą

wod

ą

[14]

utrzymywanym pod niskim ci

ś

nieniem, w temperaturze niewiele wy

ż

szej od temperatury otoczenia. Zestawy paliwowe

umieszczone s

ą

w kanałach ci

ś

nieniowych przechodz

ą

cych przez zbiornik i oddzielonych od otaczaj

ą

cego je moderatora

pier

ś

cieniow

ą

szczelin

ą

wypełnion

ą

gazem, pełni

ą

cym funkcj

ę

izolacji termicznej.

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

ń

znajduje si

ę

w du

ż

ym, cylindrycznym, niskoci

ś

nieniowym zbiorniku stalowym, poło

ż

onym na boku, zwanym

kalandri

ą

i wypełnionym ci

ęż

k

ą

wod

ą

jako moderatorem. Typowe reaktory CANDU pracuj

ą

w systemie dwuobiegowym, z

ci

ś

nieniowym obiegiem pierwotnym, podobnie jak reaktory PWR.

Innym typem reaktora PWR jest reaktor SGHWR (reaktor wrz

ą

cy chłodzony lekk

ą

wod

ą

, moderowany wod

ą

ci

ęż

k

ą

). Jest to

reaktor typu kanałowego z ci

ęż

kowodnym moderatorem i wrz

ą

c

ą

lekk

ą

wod

ą

w kanałach paliwowych. Po odseparowaniu wody,

par

ę

kieruje si

ę

bezpo

ś

rednio do turbiny, analogicznie jak w reaktorze z wrz

ą

c

ą

wod

ą

.

GCR, AGR i HTR

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

ę

prost

ą

budow

ą

oraz wysok

ą

niezawodno

ś

ci

ą

. Do jego zalet nale

żą

równie

ż

: niski stopie

ń

aktywowania si

ę

gazu, mały przekrój czynny na pochłanianie

neutronów oraz stosunkowo niski koszt. Podstawow

ą

wad

ą

tego typu reaktora s

ą

jednak niekorzystne wła

ś

ciwo

ś

ci cieplne

gazu, wymagaj

ą

ce du

ż

ych powierzchni wymiany ciepła oraz du

ż

ych mocy niezb

ę

dnych do przetłaczania gazu przez rdze

ń

.

W pierwszych reaktorach GCR chłodziwem był dwutlenek w

ę

gla, natomiast paliwem - metaliczny uran naturalny w

u

ż

ebrowanych koszulkach ze stopu magnezowego, zwanego Magnoksem. Rdze

ń

reaktora, wykonany z kształtek grafitowych z

kanałami paliwowymi, jest umieszczony w sferycznym zbiorniku z betonu spr

ęż

onego i chłodzony dwutlenkiem w

ę

gla.

Temperatura chłodziwa na wyj

ś

ciu z rdzenia jest ograniczona wytrzymało

ś

ci

ą

koszulki z Magnoksu. Czynnikiem roboczym w

obiegu wtórnym jest otrzymywana w wytwornicy - para wodna.

Unowocze

ś

nion

ą

wersj

ą

reaktora gazowo-grafitowego jest reaktor AGR. Rdze

ń

reaktora jest umieszczony w

cylindrycznym zbiorniku z betonu spr

ęż

onego. W reaktorach tych koszulk

ę

magnoksow

ą

zast

ą

piono koszulk

ą

ze stali

nierdzewnej, co pozwoliło podwy

ż

szy

ć

temperatur

ę

CO2 na wyj

ś

ciu z rdzenia do ok. 650°C i zastosowa

ć

turbiny o parametrach

typowych dla elektrowni konwencjonalnych. Dzi

ę

ki du

ż

ej ogólnej sprawno

ś

ci elektrowni z reaktorami AGR, wynosz

ą

cej ok. 41%,

koszty produkcji energii elektrycznej s

ą

stosunkowo niskie w porównaniu z innymi typami reaktorów.

Kolejnym pokoleniem reaktorów

gazowo-grafitowych, b

ę

d

ą

cych

jednocze

ś

nie wynikiem dalszego ich

rozwoju w sensie znacznego
podwy

ż

szenia temperatury chłodziwa na

wylocie z reaktora, s

ą

reaktory

wysokotemperaturowe HTR, oznaczane
równie

ż

jako HTGR lub HTGCR.

Koncepcja tego typu reaktorów polega na
poł

ą

czeniu

ż

aroodpornego paliwa z

gazowym, chemicznie oboj

ę

tnym

chłodziwem w zintegrowanym układzie,
zamkni

ę

tym w bloku ze spr

ęż

onego

wst

ę

pnie betonu Jako paliwo stosuje si

ę

wysoko wzbogacony uran (do 93%) w
postaci w

ę

glika uranu UC2, który tworzy

mieszanin

ę

z w

ę

glikiem toru ThC2, jako

materiałem paliworodnym.

Paliwo dostarczone jest w postaci
granulek o

ś

rednicy ułamka milimetra

pokrytych kilkoma warstwami:
porowatego grafitu pirolitycznego, litego

Budowa elektrowni j

ą

drowej z reaktorem wodnym wrz

ą

cym [14]

grafitu, w

ę

glika krzemu i znów litego grafitu, które wspólnie spełniaj

ą

funkcj

ę

koszulki. Granulki te s

ą

zaprasowane w matrycy

grafitowej w formie cylindrów lub kul.

Temperatury panuj

ą

ce w rdzeniu (rzedu 1100°C) powoduj

ą

,

ż

e funkcj

ę

materiałów konstrukcyjnych spełnia grafit, który jest

jednocze

ś

nie moderatorem i reflektorem neutronów. Jako chłodziwo jest stosowany oboj

ę

tny chemicznie hel, charakteryzuj

ą

cy

si

ę

dobrymi wła

ś

ciwo

ś

ciami odprowadzania ciepła.

FBR

W przeciwie

ń

stwie do reaktorów termicznych, w których wi

ę

kszo

ść

rozszczepie

ń

wywołuj

ą

neutrony termiczne

spowolnione w moderatorze, w reaktorach pr

ę

dkich, wi

ę

kszo

ść

procesów rozszczepienia paliwa j

ą

drowego jest wywoływana

przez neutrony pr

ę

dkie, tj. neutrony o energiach rz

ę

du MeV.

Najbardziej zaawansowanym w rozwoju spo

ś

ród reaktorów pr

ę

dkich powielaj

ą

cych FBR jest reaktor chłodzony ciekłym sodem

LMFBR. Reaktory sodowe maj

ą

trzy obiegi chłodzenia: pierwotny - zawieraj

ą

cy sód radioaktywny, po

ś

redni - zawieraj

ą

cy sód

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

ś

nienie co

zmniejsza wyra

ź

nie prawdopodobie

ń

stwo uszkodzenia si

ę

wymiennika sód-sód i przedostania si

ę

radioaktywnego sodu do

obiegu po

ś

redniego. Ze wzgl

ę

du na temperatur

ę

topnienia sodu 98°C, urz

ą

dzenia obu obiegów sodowych musz

ą

by

ć

podgrzewane (tak

ż

e przy wył

ą

czonym reaktorze), aby nie dopu

ś

ci

ć

do zestalenia si

ę

sodu.

Reaktory sodowe s

ą

wykonywane w dwóch odmianach konstrukcyjnych: basenowej i p

ę

tlowej. W układzie basenowym cały

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

ż

ym zbiorniku (basenie) wypełnionym

sodem. W układzie p

ę

tlowym elementy obiegu pierwotnego s

ą

natomiast wyodr

ę

bnione i umieszczone w osobnych zbiornikach

(podobnie jak w reaktorach PWR).

Informacje dodatkowe:

W

ż

adnym z pracuj

ą

cych obecnie ró

ż

nych typów reaktorów energetycznych nie wykorzystuje si

ę

wi

ę

cej ni

ż

2-3% uranu,

a w najbardziej aktualnie rozpowszechnionych reaktorach lekkowodnych wykorzystanie uranu si

ę

ga ok. 1%. W reaktorze

pr

ę

dkim mo

ż

e by

ć

efektywnie wykorzystane 60-70% uranu (w zale

ż

no

ś

ci od wielko

ś

ci strat przy przerobie paliwa wypalonego i

wytwarzaniu elementów paliwowych). Wprowadzenie reaktorów pr

ę

dkich, powielaj

ą

cych mo

ż

e przedłu

ż

y

ć

wi

ę

c czas

wykorzystywania zasobów uranu o wiele setek lat.

5.

Informacje statystyczne dotycz

ą

ce aktualnego stanu energetyki atomowej na

ś

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

j

ą

drowej

( 2002 )

Sumaryczne

Moce

pracuj

ą

cych

reaktorów

(stan na

grudzie

ń

2003)

Moce

nowobudowanych

reaktorów

(stan na grudzie

ń

2003)

Moce

planowanych

reaktorów

(stan na

grudzie

ń

2003)

Zapotrzebo-

wanie na

uran

( 2003 )

billion

kWh

%

energii

Ilo

ść

MWe

Ilo

ść

MWe

Ilo

ść

MWe

ton

Argentyna

5.4

7.2

2

935

0

0

1

692

140

Armenia

2.1

41

1

376

0

0

0

0

54

Belgia

44.7

57

7

5728

0

0

0

0

1163

Brazylia

13.8

4.0

2

1855

0

0

1

1245

298

Bułgaria

20.2

47

4

2722

0

0

0

0

339

Kanada

71.0

12

16

11282

1

769

3

1545

1591

Chiny:

- terytorium
główne

23.5

1.4

8

6002

3

2535

4

3800

1216

-Tajwan

33.9

21

6

4884

2

2600

0

0

963

Republika
Czeska

18.7

25

6

3472

0

0

0

0

487

Finlandia

21.4

30

4

2656

0

0

1

1000

549

Francja

415.5

78

59

63293

0

0

0

0

10245

Niemcy

162.3

30

18

20609

0

0

0

0

3810

W

ę

gry

12.8

36

4

1755

0

0

0

0

285

Indie

17.8

3.7

14

2550

8

3728

1

440

299

Iran

0

0

0

0

1

950

1

950

0

Japonia

313.8

39

53

44153

3

3696

12

15858

7561

Korea
Północna

0

0

0

0

1

950

1

950

0

Korea
Południowa

113.1

39

18

14870

2

1900

8

9200

2843

Litwa

12.9

80

2

2370

0

0

0

0

290

Meksyk

9.4

4.1

2

1310

0

0

0

0

232

Holandia

3.7

4.0

1

452

0

0

0

0

112

Pakistan

1.8

2.5

2

425

0

0

1

300

56

Rumunia

5.1

10

1

655

1

655

0

0

90

Rosja

130.0

16

30

20793

6

5575

0

0

2736

Słowacja

18.0

65

6

2472

0

0

0

0

373

Słowenia

5.3

41

1

679

0

0

0

0

130

Afryka
Południowa

12.0

5.9

2

1842

0

0

0

0

360

Hiszpania

60.3

26

9

7405

0

0

0

0

1622

Szwecja

65.6

46

11

9460

0

0

0

0

1536

Szwajcaria

25.7

40

5

3170

0

0

0

0

598

Ukraina

73.4

46

13

11195

2

1900

0

0

1492

Wielka
Brytania

81.1

22

27

12082

0

0

0

0

2488

USA

780.1

20

104

98622

0

0

0

0

21741

Suma:

2574

16

438

360,074

30

25,258

34

35,980

65,699

Ź

ródło: ANSTO, IAEA, WNA na dzie

ń

01.12.03.

Liczba działaj

ą

cych reaktorów na

ś

wiecie (stan na luty 2003)

IAEA Nuclear Engineering International, handbook [23]

Elektrownie atomowe w konstrukcji (stan na stycze

ń

2003)

IAEA Nuclear Engineering International, handbook [23]

Liczba działaj

ą

cych rektorów - zestawienie ze wzgl

ę

du na wiek

IAEA Nuclear Engineering International, handbook [23]

Rozmieszczenie elektrowni atomowych na

ś

wiecie

Mapa pochodzi z serwisu INSC [17]

Dodatkowo pod adresami:

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

dost

ę

pne s

ą

szczegółowe mapy rozmieszczenia elektrowni j

ą

drowych w poszczególnych rejonach

ś

wiata.

6.

Podsumowanie

Pierwsza komercyjna elektrownia j

ą

drowa rozpocz

ę

ła prac

ę

w latach pi

ęć

dziesi

ą

tych ubiegłego wieku. Na

ś

wiecie

istnieje obecnie ponad 440 komercyjnych reaktorów energetycznych o sumarycznej mocy rz

ę

du 360 000 MW. Współczesna

energetyka j

ą

drowa dostarcza ok. 16 proc.

ś

wiatowej energii elektrycznej, a ilo

ś

c wytwarzanej w ten sposób energii wci

ąż

ro

ś

nie. W 56 krajach wykorzystuje si

ę

równie

ż

ok. 284 reaktory w celach badawczych.

Ś

wiatowe

ź

ródła energii elektrycznej (stan na rok 2002) [11]

Korzystanie z energii j

ą

drowej zapobiega bezpo

ś

rednio emisji do 2,3 mld ton dwutlenku w

ę

gla rocznie, co odpowiada

prawie jednej trzeciej całkowitej ilo

ś

ci CO2 emitowanej obecnie na całym

ś

wiecie [21].

Udział elektrowni j

ą

drowych w rynku energii elektrycznej w roku 2002

IAEA Nuclear Engineering International, handbook [23]

Cho

ć

ponad trzydzie

ś

ci lat temu energetyka j

ą

drowa została przyj

ę

ta entuzjastycznie, obecnie, w niektórych cz

ęś

ciach

ś

wiata (w tym równie

ż

Polska), jej przyszło

ść

jest w

ą

tpliwa i trudno snu

ć

precyzyjne, długoterminowe przewidywania dotycz

ą

ce

jej rozwoju. Naukom i technologiom j

ą

drowym wci

ąż

towarzysz

ą

pewne obawy społeczne. Jednak przedwczesna lub

niepotrzebna rezygnacja z tak istotnego

ź

ródła energii mo

ż

e okaza

ć

si

ę

dla

ś

wiata niekorzystna.

Zamykaj

ą

c w 1990 roku perspektywy rozwoju energetyki j

ą

drowej w Polsce (wstrzymanie budowy Elektrowni atomowej

w

ś

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

ę

budow

ę

, ale tak

ż

e zniszczono kadr

ę

specjalistów, której odtworzenie b

ę

dzie trudne i długotrwałe. Wytworzono równie

ż

w społecze

ń

stwie fałszywy obraz energetyki

j

ą

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

Pomimo licznych oporów i przeszkód energetyka j

ą

drowa w wielu krajach rozwija si

ę

nadal, chocia

ż

nie tak szybko, jak

to planowano w latach sze

ść

dziesi

ą

tych, kiedy przewidywano wysokie i stale rosn

ą

ce tempo wzrostu zapotrzebowania na

energi

ę

[1],[10].

Znacznym korzy

ś

ciom współczesnych form uzyskiwania energii j

ą

drowej jest przeciwstawiana mo

ż

liwo

ść

olbrzymich

promieniotwórczych ska

ż

e

ń

. Prawdopodobie

ń

stwo zaistnienia takich katastrof ekologicznych jak w Czarnobylu b

ę

dzie znikome,

je

ś

li pa

ń

stwa wytwarzaj

ą

ce energi

ę

j

ą

drow

ą

, dostosuj

ą

si

ę

do wysokich (np. niemieckich) standardów bezpiecze

ń

stwa. Dlatego

w spojrzeniu na współczesn

ą

energetyk

ę

j

ą

drow

ą

bezpiecze

ń

stwo, konkurencyjno

ść

oraz zaufanie społeczne s

ą

najistotniejszymi czynnikami, które zadecyduj

ą

o jej przyszło

ś

ci.

Rysunek satyryczny pochodz

ą

cy z portalu IAEA [11] ukazuj

ą

cy wyra

ź

n

ą

przewag

ę

energii

atomowej wobec innych form generacji energii

7.

Referencje

[1]

Zdzisław Celi

ń

ski, Energetyka j

ą

drowa, Wydawnictwo Naukowe PWN, Warszawa 1991r.

[2]

Marian Kiełkiewicz, Podstawy fizyki reaktorów j

ą

drowych, Wydawnictwo Naukowe WNT, Warszawa 1978r.

[3]

Adam Strzałkowski Wst

ę

p do fizyki j

ą

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

ń

ski, Wst

ę

p do fizyki j

ą

dra atomowego i cz

ą

stek elementarnych, Wydawnictwo Naukowe PWN,

Warszawa 1997r.

[6]

Andrzej Z. Hrynkiewicz, artykół pt. Sk

ą

d bra

ć

energi

ę

?; Wiedza i

ś

ycie nr 11/2000r.

[7]

Lech Mieczysław, Kierunki rozwoju elektrowni j

ą

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

ń

stwowe Wydawnictwo Naukowe, Warszawa

1981r.

[10]

Kwartalnik naukowo-techniczny Post

ę

py Techniki J

ą

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

ą

cych elektrowni atomowych na całym

ś

wiecie,

[23]

http://www.iaea.org - Mi

ę

dzynarodowa Agencjia Energii Atomowej (International Atomic Energy Agency):

Baza informacji o reaktorach energetycznych

Wykonał: Jakub Sobolewski

ISEP PW, I rok stud. dokt.