Prof.nadzw.dr hab.inż. Władysław Brzozowski

Politechnika Częstochowska

Instytut Elektroenergetyki

Wykłady z przedmiotu:

PODSTAWY WYTWARZANIA ENERGII ELEKTRYCZNEJ

studia magisterskie, kierunek Elektrotechnika, sem.II

Wyk*ad 6. Wprowadzenie do techniki reaktorowej. Elektrownie j*drowe w technologii PWR.

Literatura

[1] Celi*ski Z., Strupczewski A.: Podstawy energetyki j*drowej. WNT, Warszawa 1984.

[2] Centrales nucléaires EDF de 1300 MWe. Électricité de France, Paris 1984.

[3] Strupczewski A.: Awarie reaktorowe a bezpiecze*stwo energetyki j*drowej. WNT, Warszawa 1990.

[4] Eksploatacja elektrowni j*drowych. Praca zbiorowa pod red.: Ackermann G. WNT, Warszawa 1987 (przek*ad).

[5] Kie*kiewicz M.: Teoria reaktor*w j*drowych. PWN, Warszawa 1987.

[6] Energetyka j*drowa w Polsce. Praca zbiorowa. Ossolineum, Wroc*aw-Warszawa-Krak*w-Gda*sk-**d* 1989.

[7] Fic A.: Podstawy teorii reaktor*w j*drowych. Cz*** I. Skrypt Politechniki *l*skiej, nr. 1347, Gliwice 1987.

[8] *wierzawski T.J.: Podstawy energetyki j*drowej. Skrypt Politechniki *l*skiej, Gliwice 1968.

[9] Brzozowski W.: Elektroenergetyka francuska - technika i zarz*dzanie. Energetyka, 5/1987.

Wprowadzenie

Wyk*ad po*wi*cony jest elektrowniom j*drowym w technologii PWR. Jest to technologia b*d*ca, od po*owy lat siedemdziesi*tych do chwili obecnej, podstaw* energetyki j*drowej w *wiecie.

Na wst*pie wyk*adu nast*puje wprowadzenie do zagadnie* techniki reaktorowej.

Wyk*ad jest utrzymany w konwencji przegl*dowej; w wyk*adzie przytoczono jedynie podstawowe wzory bez ich wyprowadze*.

Parametry i opisy technologiczne bloku energetycznego w technologii PWR s* przedstawione na przyk*adzie bloku j*drowego 1300 MW, produkowanego przez Francj* (Framatom) na licencji f-my Westinghouse.

1. Niekt*re podstawowe kategorie fizyki j*drowej

W charakterze przypomnienia nale*a*oby przedstawi* kilka podstawowych kategorii fizyki j*drowej, maj*cych znaczenie dla techniki reaktorowej.

• Jednostka masy w fizyce j*drowej

Jednostka masy atomowej u

1u=1/12 masy spoczynkowej atomu w*gla

1u=1,660438⋅10^-27 kg

• Jednostka energii w fizyce j*drowej

Jednostka energii - 1 eV (elektronovolt): energia jak* osi*ga cz*stka o *adunku elementarnym 1e

1e=1,602⋅10^-19 C

w polu elektrycznym pomi*dzy punktami o r**nicy potencja**w 1V

1eV=1,602⋅10^-19 J

Zgodnie z zasad* r*wnowa*no*ci masy i energii:

1u=931,478 MeV

• Definicja neutronu

Neutron - cz*stka elektrycznie oboj*tna o masie spoczynkowej:

m_n0 = 1,0086654 u

Neutron nale*y do grupy cz*stek zwanych nukleonami; te z kolei wchodz* do grupy barion*w, hadron*w i fermion*w.

Neutron swobodny jest cz*stk* nietrwa**: poza j*drem atomowym rozpada si* na proton, elektron oraz neutrino.

Neutrony, ze wzgl*du na ich energi* s* sklasyfikowane w spos*b nast*puj*cy:

Neutrony:

• ultrach*odne E < 10^-7 eV

• b.ch*odne 10^-7 eV < E < 10^-4 eV

• ch*odne 10^-4 eV < E < 5⋅10^-3 eV

• termiczne 5⋅10^-3 eV < E < 0,5 eV

• rezonansowe 0,5 eV < E < 10⁴ eV

• po*rednie 10⁴ eV < E < 10⁵ eV

• pr*dkie 10⁵ eV < E < 10⁸ eV

• wysokoenergetyczne 10⁸ eV < E < 10¹⁰ eV

• relatywistyczne 10¹⁰ eV < E

Powy*ej zaznaczono dwie klasy neutron*w, kt*re s* wykorzystywane w technice reaktorowej: termiczne w reaktorach termicznych i pr*dkie w reaktorach pr*dkich powielaj*cych. Reaktory w technologii PWR nale** do grupy reaktor*w termicznych.

• Symbol nuklidu

2. Proces rozszczepienia j*dra uranu

W reaktorach termicznych *r*d*em energii jest reakcja j*drowa rozszczepienia j*dra uranu neutronem termicznym. W jednej reakcji wyzwala si* energia r*wna ok. 200 MeV. Energia ta jest ekwiwalentem r**nicy defektu masy, por*wnuj*c defekt masy j*dra z sum* defekt*w mas produkt*w rozszczepienia w postaci pary l*ejszych j*der atomowych. Prezentuje to poni*szy rysunek 1.

Rys. 1. Zale*no** jednostkowego defektu masy od liczby masowej pierwiastka.

Reakcja j*drowa rozszczepienia uranu pod wp*ywem neutron*w jest tylko jedn* z wielu mo*liwych reakcji j*drowych. Poni*ej na rysunku 2 przedstawiono drzewo wszystkich mo*liwych reakcji j*dra uranu z neutronem. Na rysunku wyr**niono reakcj* rozszczepienia j*dra uranu. Poszczeg*lnym typom reakcji j*drowych przypisano wielko** σ. Jest to mikroskopowy przekr*j czynny na dan* reakcj* j*drow*. Wielko** t* mo*na interpretowa* jako miar* prawdopodobie*stwa zaj*cia danej reakcji j*drowej. Definiujemy j* za pomoc* poni*szego wzoru

Rys. 2. Drzewo reakcji j*drowych neutronu z j*drem uranu .

(1)

We wzorze powy*szym:

σ - mikroskopowy przekr*j czynny, cm²

N - liczba atom*w rozmieszczonych pojedyncz* warstw* na powierzchni 1 cm²

I - liczba neutron*w padaj*cych prostopadle na warstw* atom*w jw.

R - liczba reakcji j*drowych neutron*w z atomami, danego typu.

Jednostka mikroskopowego przekroju czynnego σ:

1 barn

1b=10^-24 cm²

Reakcj* rozszczepienia j*dra uranu zapisujemy poni*szym wzorem

(2)

W powy*szym wzorze:

- neutron wywo*uj*cy reakcj* rozszczepienia;

- j*dro uranu ulegaj*ce rozszczepieniu;

- nuklid z*o*ony, izotop uranu, przej*ciowa posta* j*dra uranu;

- para l*ejszych j*der powsta*a w wyniku rozszczepienia atomu uranu;

- uwalniaj*ce si* w wyniku reakcji rozszczepienia wolne neutrony w liczbie ν₀ neutron*w;

β - cz*stka beta;

α - cz*stka alfa;

E - energia.

Istnieje oko*o 80 r**nych par l*ejszych j*der kt*re mog* uwalnia* si* w procesie rozszczepienia. W zale*no*ci od rodzaju takiej pary jest zmienna liczba uwalnianych swobodnych neutron*w (0-8, *rednio 2,5) oraz energia wydzielana (ok. 200 MeV).

3. Proces spowalniania neutron*w

Mikroskopowy przekr*j czynny na rozszczepienie j*dra uranu osi*ga maksimum nie dla du*ych, jak mo*na by intuicyjnie przypuszcza*, lecz dla relatywnie ma*ych energii neutron*w, odpowiadaj*cych klasie tzw. neutron*w termicznych (5⋅10^-3 ÷ 0,5 eV). Tymczasem neutrony swobodne, uwalniane w reakcjach rozszczepie* posiadaj* wysok* energi*, *rednio 2 MeV. W reaktorach termicznych zatem celowo spowalniamy neutrony na specjalnym materiale zwanym moderatorem.

Efektywno** moderatora mierzymy stosunkiem energii neutronu przed i po spowolnieniu. Spowolnienie neutronu nast*puje w wyniku zderzenia neutronu z j*drem moderatora. W przypadku zderzenia spr**ystego czo*owego, efektywno** moderatora mo*na wyrazi* wzorem

(3)

We wzorze powy*szym:

E - energia neutronu po spowolnieniu;

E₀ - energia neutronu przed spowolnieniem;

A - liczba masowa pierwiastka moderatora.

Ze wzoru (3) wynika, *e najbardziej efektywnym moderatorem jest pierwiastek o liczbie masowej 1, czyli wod*r. Istotnie stosuje si* go w postaci wody lekkiej H₂0. Innymi stosowanymi moderatorami jest woda ci**ka D₂0 oraz grafit C.

4. Paliwo reaktorowe

W reaktorach termicznych paliwem mo*e by* uran naturalny lub wzbogacony. W paliwie takim rozszczepianiu podlega jednak jedynie materia* rozszczepialny, b*d*cy sk*adnikiem paliwa. Materia*em rozszczepialnym jest zwykle , ale mo*e by* te* lub r*wnocze*nie i . W niekt*rych technologiach (HTGCR) stosuje si* te* .

W uranie naturalnym izotop wyst*puje w ilo*ci 0,71%, natomiast wi*kszo** tego uranu stanowi izotop . W uranie wzbogaconym w efekcie odpowiedniego procesu technologicznego, zawarto** procentowa staje si* odpowiednio wi*ksza.

G**wny sk*adnik uranu naturalnego - izotop ulega rozszczepianiu, jednak tylko pod wp*ywem neutron*w pr*dkich, i z niezbyt du*ym mikroskopowym przekrojem czynnym. Z tego wzgl*du izotop ten nie jest materia*em rozszczepialnym. Mo*e on by* jednak tzw. materia*em paliworodnym. Otrzymuje si* z niego materia* rozszczepialny w postaci g**wnie w procesie tzw. konwersji. Proces konwersji jest wykorzystywany w reaktorach pr*dkich powielaj*cych, natomiast w reaktorach termicznych wprawdzie te* zachodzi, ale na ma** skal*. Proces konwersji zachodzi wed*ug ci*gu poni*szych reakcji j*drowych

(4)

We formule (4) pochy*ym drukiem wyr**niono otrzymywany w procesie konwersji materia* rozszczepialny; jest to g**wnie , a ponadto .

Efektywno** procesu konwersji charakteryzuje wsp**czynnik konwersji C definiowany poni*szym wzorem

(5)

W powy*szym wzorze:

C - wsp**czynnik konwersji;

N_wt - ca*kowita liczba j*der materia*u rozszczepialnego, wytworzona w procesie konwersji;

N_wyp - **czna liczba j*der materia*u rozszczepialnego, pierwotnego i nowowytworzonego w procesie konwersji, wypalonego. Jako materia* wypalony rozumie si* materia* kt*ry uleg* rozszczepieniu lub wychwytowi radiacyjnemu.

W reaktorach termicznych proces konwersji zachodzi, jednak na ma** skal*, co obrazuje warto** wsp**czynnika konwersji rz*du C=0,5-0,6. W reaktorach pr*dkich powielaj*cych wsp**czynnik C jest wi*kszy ni* 1.

5. Reaktywno** reaktora j*drowego

Wa*n* wielko*ci* charakteryzuj*c* bie**cy stan ruchowy reaktora oraz decyduj*c* o jego bezpiecze*stwie jest reaktywno** reaktora j*drowego ρ. Wielko** t* okre*la poni*szy wz*r

(6)

W powy*szym wzorze:

k_ef - efektywny wsp**czynnik mno*enia, okre*laj*cy stosunek liczby neutron*w powoduj*cych reakcje rozszczepie* (czyli zarazem stosunek liczby reakcji rozszczepie*) w danym pokoleniu neutron*w w stosunku do pokolenia poprzedniego.

Je*li k_ef = 1 czyli ρ = 0, to mamy do czynienia z ustalon* reakcj* *a*cuchow* rozszczepie*. M*wimy, *e reaktor jest w*wczas w stanie krytycznym. Je*li ρ < 0, to reaktor jest w stanie podkrytycznym. Je*li ρ > 0, to reaktor jest w stanie nadkrytycznym.

Je*li ρ przekroczy warto** graniczn* 0,0075, to reakcja *a*cuchowa rozszczepie* jest przejmowana przez tzw. neutrony natychmiastowe. Personel ruchowy traci w*wczas kontrol* nad reaktorem. Nast*puje awaria tzw. reaktywno*ciowa prowadz*ca do zniszczenia reaktora. Aby unikn** tej awarii obs*uga nigdy nie przekracza po*owy powy*szej warto*ci granicznej, a ponadto ka*dy reaktor jest wyposa*ony w zabezpieczenia od wzrostu reaktywno*ci, powoduj*ce zrzut pr*t*w bezpiecze*stwa i natychmiastowe przerwanie reakcji *a*cuchowej.

6. Technologie j*drowe

W poni*szej tablicy 1 zastawiono technologie j*drowe, kt*re ju* dotychczas znalaz*y zastosowanie na skal* przemys*ow*. Technologie te s* uporz*dkowane w kolejno*ci chronologicznej, tj. mniej wi*cej tak jak by*y wprowadzane do *wiatowej energetyki j*drowej. Wprawdzie pierwszym znanym reaktorem by* reaktor na wodzie ci**kiej to jednak pierwsz* powszechnie stosowan* technologi* by*a technologia GCR, oparta o gaz CO₂ oraz grafit. Po niej dominuj*ce znaczenie uzyska*a technologia PWR i, dodajmy, nadal je posiada.

Technologia HWR oparta o wod* ci**k* i uran naturalny by*a i jest wykorzystywana jedynie w Kanadzie, ostatnio r*wnie* w Chinach i Rumunii. Technologia RBMK, os*awiona awari* w Elektrowni J*drowej Czarnobyl jest wykorzystywana jedynie na terenie b. ZSRR. Zauwa*my mimochodem, *e technologia RBMK zasadniczo r**ni si* od PWR. Reaktory tej technologii s* bardzo niebezpieczne z kilku powod*w, a szczeg*lnie ze wzgl*du na koincydencj* takich materia**w jak woda i grafit.

Symbol i nazwa technologii	Neutrony	Mo-dera-tor	Ch*o-dziwo	Typ paliwa. Stopie* wzb.pal.	Konstrukcja reaktora
GCR (Gas Cooled Reactor)	termiczne	grafit	CO2	uran naturalny	zbiornikowy
PWR (PressurizedWater Reactor)	termiczne	H2O	H2O	3-4 %	zbiornikowy
BWR (Boiling Water Reactor)	termiczne	H2O	H2O	2,4-3 %	zbiornikowy
HWR (Heavy Wa-ter Reactor)	termiczne	D2O	D2O	uran naturalny	zbiornikowy
RBMK (******* ******* ******** *********)	termiczne	grafit	H2O	1,8 %	kana*owy
HTGCR (High Temperature Gas Cooled Reactor)	termiczne	grafit	hel	do 93 % tak*e	zbiornikowy
LMFBR (Liquid Metal Fast Breeder Reactor)	pr*dkie	-	ciek*y s*d Na	wzb. potem	basenowy

Tablica 1. Technologie j*drowe o zastosowaniach przemys*owych.

Technologia LMFBR znalaz*a zastosowanie przemys*owe jak dot*d tylko we Francji (jako reaktory Phenix i Super Phenix). Przewiduje si*, *e techologia ta zast*pi PWR jako podstawa dalszego rozwoju energetyki j*drowej w *wiecie.

7. Technologia PWR

Jak wynika z tablicy 1, w technologii PWR moderatorem, ch*odziwem a tak*e tzw. reflektorem jest to same medium - woda zwyk*a, czyli lekka pod ci*nieniem rz*du 16 MPa. Reaktor PWR nie jest reaktorem wrz*cym; temperatura ch*odziwa na wyj*ciu z reaktora jest zawsze utrzymywana poni*ej temperatury nasycenia przy danym ci*nieniu (stan wrzenia jest w tej technologii stanem awaryjnym). Woda lekka jest dobrym moderatorem, jednak*e posiada du*y mikroskopowy przekr*j czynny na poch*anianie neutron*w. Powoduje to konieczno** stosowania wzbogaconego paliwa na poziomie 3-4% .

Blok energetyczny z reaktorem PWR sk*ada si* z dwu obieg*w: pierwotnego i wt*rnego. Poni*ej zostanie przedstawiony schemat obieg*w, na przyk*adzie rozwi*za* bloku francuskiego PWR 1300 MW.

Obieg pierwotny

Urz*dzenia obiegu pierwotnego s* zamkni*te wewn*trz cylindrycznej obudowy bezpiecze*stwa o podw*jnych *cianach: wewn*trznej z betonu spr**onego o grubo*ci 0,92-1,2 m oraz zewn*trznej z betonu zbrojonego o grubo*ci 0,4-0,55 m. Schematycznie pokazano to na rys. 3 jako zacieniony okr*g.

Centralnym urz*dzeniem obiegu jest reaktor. Obieg pierwotny sk*ada si* z 4 p*tli wody ch*odz*cej. Ka*da p*tla posiada pomp* obiegow* oraz wytwornic* pary. Do drugiej p*tli obiegu przy**czony jest stabilizator ci*nienia, kt*ry s*u*y do wytworzenia ci*nienia w obiegu pierwotnym a tak*e do jego regulacji.

Obieg wt*rny

Obieg wt*rny jest podobny do obiegu elektrowni cieplnej konwencjonalnej, z tym *e funkcj* kot*a parowego pe*ni* tu wytwornice pary. Nowym elementem s* te* przegrzewaczo-osuszacze, pe*ni*ce analogiczn* rol* jak przegrzew mi*dzystopniowy w bloku konwencjonalnym. S* one zasilane cz**ci* strumienia pary *wie*ej.

Rys. 3. Schemat technologiczny obiegu pierwotnego i wt*rnego bloku energetycznego w technologii PWR, na przyk*adzie rozwi*za* bloku francuskiego 1300 MW.

Turbina sk*ada si* z cz**ci WP oraz 3 identycznych cz**ci NP. Regeneracja niskopr**na posiada 3 nitki r*wnoleg*e, a wysokopr**na 2 nitki r*wnoleg*e podgrzewaczy regeneracyjnych. Ze wzgl*du na du** moc bloku, pompy wody zasilaj*cej, w liczbie 2 pomp, podzielone na pompy wst*pne i g**wne, s* nap*dzane pomocniczymi turbinami parowymi.

Wa*niejsze parametry termodynamiczne obieg*w bloku s* przedstawione poni*ej w tablicy 2.

Wielko**	Jedn.	Wart.
Znamionowa moc cieplna reaktora	MW	3817
Moc bloku netto elektryczna	MW	1300
Ci*nienie wody ob.pierw.przed reaktorem	MPa	15,5
Temperatura wody za reaktorem	°C	293,4
Strumie* wody w obiegu pierwotnym	kg/s	6200
Ci*nienie pary *wie*ej	MPa	7,15
Temperatura pary *wie*ej	°C	288,9
Stopie* sucho*ci pary *wie*ej	-	0,9975
Strumie* pary *wie*ej	kg/s	537
Ci*nienie pary przed cz**ci* NP turbiny	MPa	1,01
Temperatura pary jw.	°C	266,8
Ci*nienie w kondensatorze	kPa	4,7
Pr*dko** obrotowa turbozespo*u	obr/min	1500
Moc pozorna generatora	MVA	1650
Napi*cie stojana	kV	20
Znamionowy wsp**czynnik mocy	-	0,9

Tablica 2. Wa*niejsze parametry obiegu pierwotnego i wt*rnego bloku energetycznego w technologii PWR, na przyk*adzie rozwi*-za* bloku francuskiego 1300 MW (wszystkie parametry dla otwartego obiegu ch*odzenia - wod* rzeczn*).

Reaktor

Budowa reaktora PWR na przyk*adzie bloku francuskiego 1300 MW przedstawia si* jak opisano poni*ej.

Reaktor sk*ada si* ze zbiornika, rdzenia oraz pokrywy z mechanizmami nap*du pr*t*w kontrolnych. Paliwo jest *adowane do rdzenia w postaci pastylek UO₂ zamkni*tych w szczelnych pr*tach paliwowych o koszulkach ze stopu cyrkonu. Pr*ty paliwowe s* pogrupowane w kasety paliwowe o przekroju kwadratowym. Ka*d* kaset* paliwow* obs*uguje niezale*ny zestaw pr*t*w kontrolnym; ka*dy zestaw posiada w*asny nap*d niezale*ny od innych zestaw*w. Pr*ty kontrolne dziel* si* na pr*ty bezpiecze*stwa, pr*ty s*u**ce do regulacji mocy: zgrubnej i dok*adnej oraz pr*ty z trucizn* reaktorow* s*u**ce do regulacji zapasu reaktywno*ci.

Wa*niejsze parametry reaktora PWR na przyk*adzie bloku francuskiego 1300 MW przedstawiaj* si* jak w poni*szej tablicy 3.

Wielko**	Jedn.	Wart.
Ca*kowita wysoko** reaktora z pokryw*	mm	13591,5
*rednica wewn*trzna zbiornika reaktora	mm	4394
Ca*kowita masa zbiornika z pokryw*	t	435
Ca*kowita masa paliwa w reaktorze	t	104
Stopie* wzbogacenia paliwa	%	3,1
Liczba kaset paliwowych w reaktorze	-	193
Liczba pr*t*w paliwowych w kasecie	-	264
D*ugo** pr*ta paliwowego	mm	4488
*rednica zewn*trzna pr*ta paliwowego	mm	9,5
D*ugo** pastylki UO2	mm	13,5
*rednica pastylki UO2	mm	8,19
Liczba zestaw*w pr*t*w kontrolnych	-	145
*redni powierzchniowy strumie* ciep*a	kW/m^2	574
G**boko** wypalenia paliwa	MWd/t	33000

Tablica 3. Wa*niejsze parametry reaktora PWR, na przyk*adzie rozwi*za* bloku francuskiego 1300 MW.

Instalacje pomocnicze cz**ci j*drowej bloku PWR

W bloku PWR na przyk*adzie bloku francuskiego 1300 MW mo*na wyr**ni* nast*puj*ce wa*niejsze instalacje i urz*dzenia pomocnicze.

Wa*niejsze instalacje i urz*dzenia pomocnicze (systemy pomocnicze) wsp**pracuj*ce z obiegiem pierwotnym bloku j*drowego w technologii PWR:

• system kontroli chemiczno-wolumetrycznej (RCV)

• system powy**czeniowego ch*odzenia reaktora (RRA)

• system ch*odzenia po*redniego (urz*dze* j*drowych bloku) (RRI)

• system zasilania obiegu pierwotnego wod* dodatkow* (SEC)

• system ch*odzenia studni reaktora oraz basenu przyreaktorowego paliwa wypalonego (PTR)

• system awaryjnego ch*odzenia rdzenia reaktora (RIS; polska nazwa UACR)

• system zraszania wn*trza obudowy bezpiecze*stwa (EAS)

• system awaryjnego zasilania wytwornic pary (ASG)

• system odmulania wytwornic pary (APG)

• system ci*g*ej wentylacji obudowy bezpiecze*stwa (EVR)

8. Zagadnienia specjalne zwi*zane z technologi* PWR

Zagadnienia cieplno-przep*ywowe bloku j*drowego PWR

90-95% ca*kowitej ilo*ci ciep*a pochodz*cego z reakcji rozszczepie* wydziela si* w paliwie tj. wewn*trz pr*t*w paliwowych. G*sto** mocy cieplnej wydzielaj*cej si* w paliwie okre*la si* z poni*szego wzoru

(7)

W powy*szym wzorze:

- obj*to*ciowa g*sto** mocy cieplnej wydzielaj*cej si* w paliwie, W/cm³;

- udzia* energii wydzielaj*cej si* w paliwie, liczba niemianowana (0,9-0,95 por. wy*ej);

- *rednia energia wydzielaj*ca si* przy rozszczepieniu jednego j*dra materia*u rozszczepialnego, MeV (ok. 200 MeV);

- g*sto** atom*w i-tego materia*u rozszczepialnego, 1/ cm³;

- g*sto** strumienia neutron*w o energii E, 1/(cm²s);

- mikroskopowy przekr*j czynny na rozszczepienie i-tego materia*u rozszczepialnego pod dzia*aniem neutronu o energii E, cm².

Ciep*o kt*re wydziela si* w paliwie musi zosta* odebrane przez ch*odziwo. Wa*n* wielko*ci* decyduj*c* o sprawno*ci procesu odbierania ciep*a przez ch*odziwo z pr*t*w paliwowych, a co za tym idzie decyduj*c* o bezpiecze*stwie pracy reaktora j*drowego jest powierzchniowy strumie* ciep*a q”

(8)

W powy*szym wzorze:

q” - powierzchniowy strumie* ciep*a, obliczany w stosunku do powierzchni pr*t*w paliwowych, W/m²;

h - wsp**czynnik przejmowania ciep*a, W/(m²K);

T_s - temperatura *cianki pr*ta paliwowego, K;

T_w - temperatura ch*odziwa (wody), K.

W stanach awaryjnych wielko** powierzchniowego strumienia ciep*a ro*nie. Wyr**nia si* dwie warto*ci progowe tej wielko*ci, odpowiadaj*ce punktom tzw. kryzysu wrzenia 1-go rodzaju (stan wrzenia b*onowego gro**cy przepaleniem koszulki pr*ta paliwowego) i kryzysu wrzenia 2-go rodzaju (stan tzw. osuszenia). Nie wolno dopuszcza* do stanu kryzysu wrzenia 1-go rodzaju, a tym bardziej 2-go.

Wielko**, kt*r* mo*na zinterpretowa* jako zapas bezpiecze*stwa w odniesieniu do powierzchniowego strumienia ciep*a, nosi nazw* DNBR i definiuje si* poni*szym wzorem

(9)

W powy*szym wzorze:

DNBR - jw.

q”_kr,1 - powierzchniowy strumie* ciep*a w stanie kryzysu wrzenia 1-go rodzaju;

q” - znamionowy powierzchniowy strumie* ciep*a.

Wielko** DNBR musi zawsze by* wi*ksza od 1,3.

Awarie bloku j*drowego PWR

W fazie projektowania bloku j*drowego analizuje si* wszystkie mo*liwe awarie, zar*wno takie kt*re ju* zarejestrowano w praktyce eksploatacyjnej, jak i hipotetyczne o bardzo ma*ym prawdopodobie*stwie. Dla bloku j*drowego PWR mo*liwe rodzaje awarii w obr*bie obiegu pierwotnego zestawiono w poni*szej tablicy 4. W tablicy nie uj*to przypadk*w mniej wa*nych zak**ce* oraz drobnych awarii typu nieszczelno*ci w obr*bie instalacji pomocniczych.

Spo*r*d powy*szych awarii najgro*niejsze mog* by* awarie reaktywno*ciowe oraz zwi*zane z rozerwaniem ruroci*g*w obiegu pierwotnego.

Jak dot*d w technologii PWR na ok. 300 pracuj*cych blok*w, zdarzy*a si* tylko jedna powa*na awaria typu ma*ego rozszczelnienia obiegu pierwotnego, kt*ra, na skutek b**dnych operacji personelu ruchowego, doprowadzi*a do zniszczenia reaktora: w Elektrowni Three Mile Island (USA) w 1979 roku. Skutki awarii dla otoczenia by*y jednak nieznaczne dzi*ki istnieniu obudowy bezpiecze*stwa, kt*ra uniemo*liwi*a przedostanie si* produkt*w rozpadu radioaktywnego do otoczenia.

Rodzaj awarii	Mo*liwe przyczyny awarii
1. Nienormalne zwi*kszenie odbioru ciep*a przez obieg wt*rny	1.1. Przypadkowe otwarcie zaworu bezpiecze*stwa przed cz**ci* WP turbiny 1.2. Rozerwanie ruroci*gu pary *wie*ej
2. Nienormalne zmniejszenie odbioru ciep*a przez obieg wt*rny	2.1. Wypadni*cie pomp wody zasilaj*cej 2.2. Rozerwanie ruroci*gu wody zasilaj*cej
3. Spadek strumienia wody w obiegu pierwot-nym. Spadek ilo*ci ch*odziwa w obiegu	3.1. Awaria pompy obiegowej 3.2. Przypadkowe otwarcie zaworu bezpiecze*stwa na stabilizatorze ci*nienia 3.3. Rozerwanie rury w wytwornicy pary 3.4. Rozerwanie ruroci*gu obiegu pierwotnego (w tym MAP - maksymalna awaria projektowa)
4. Wzrost strumienia wody w obiegu pierwot-nym	4.1. Przypadkowe uruchomienie uk*adu awaryjnego ch*odzenia rdzenia reaktora 4.2. Wadliwe dzia*anie uk*adu kontroli chemiczno-wolumetrycznej
5. Awaria reak-tywno*ciowa	5.1. Niepo**dane wycofanie zestawu pr*t*w kontrolnych 5.2. Spadek st**enia kwasu borowego w ch*odziwie 5.3. B**d w rozmieszczeniu kaset paliwo-wych przy za*adunku paliwa. 5.4. Wystrzelenie pr*ta regulacyjnego

Tablica 4. Awarie w obr*bie obiegu pierwotnego bloku j*drowego PWR.

Nie zdarzy*a si* natomiast dotychczas awaria typu MAP (Maksymalna Awaria Projektowa; zupe*ne rozerwanie ruroci*gu obiegu pierwotnego) ani awaria reaktywno*ciowa typu wystrzelenia pr*ta kontrolnego. Ocenia si* prawdopodobie*stwa r*wnoczesnej awarii typu MAP po**czonej z niedzia*aniem uk*adu UACR na 10^-8 reaktorolat.

Konstatuje si*, *e technologia PWR jest technologi* bezpieczn*.

Zatrucia reaktorowe

W technice reaktorowej wyst*puj* substancje, kt*re posiadaj* wysoki mikroskopowy przekr*j czynny na poch*anianie neutron*w. Substancje takie znacznie obni*aj* zapas reaktywno*ci w reaktorze. Nazywa si* je truciznami reaktorowymi, i dzieli na tzw. wypalane (tj.celowo wprowadzane przez obs*ug* dla regulacji reaktywno*ci w d*ugim horyzoncie czasowym) i naturalne (tj. pojawiaj*ce si* samoistnie w wyniku reakcji j*drowych). Tak* naturaln* trucizn* jest g**wnie , tak*e . Proces tworzenia si* w reaktorze opisywany jest r*wnaniami nast*puj*cych reakcji j*drowych

(10)

Droga dolna poprzez Tellur jest bardziej prawdopodobna.

Procesy zatrucia reaktorowego klasyfikujemy na tzw. procesy stacjonarne i niestacjonarne. W procesie niestacjonarnym, po zrzucie mocy w warunkach istnienia pocz*tkowego zatrucia, mo*e doj** do wytworzenia si* tzw. „jamy ksenonowej lub jodowej”, czyli okresowego spadku zapasu reaktywno*ci w reaktorze. Je*li reaktor nie dysponuje du*ym pocz*tkowym zapasem reaktywno*ci to, pozostaj*c w „jamie ksenonowej”, mo*e by* on niezdolny do pracy tak d*ugo, a* nie nast*pi naturalny rozpad promieniotw*rczy ksenonu.

Ochrona przed promieniowaniem

Promieniowanie powoduje szkodliwe skutki dla organizm*w *ywych, wywo*ane przekszta*caniem si* atom*w organizmu w atomy innych pierwiastk*w, wytr*caniem atom*w z siatek krystalicznych oraz jonizacj* cz*steczek. Dla pomiaru i oceny szkodliwo*ci promieniowania stosuje si* nast*puj*ce wielko*ci i ich jednostki

Tablica 5. Wielko*ci fizyczne i ich jednostki w zakresie ochrony radiologicznej.

Wielko** fizyczna	Jednostka	Przelicznik
Aktywno** *r*d*a promieniowania	1Bq (bekerel)* 1Ci (kiur)	1Bq=1/s 1Ci=3,7⋅10^10 Bq
Dawka ekspozycyjna	1R (rentgen) 1 rad 1 C/kg (ku-lomb/kg)*	1R=2,58⋅10^-4 C/kg 1 rad =0,01J/kg
R*wnowa*na dawka ekspozycyjna	1 rem	1rem→1rad γ:E=0,25 MeV
Dawka poch*oni*ta	1Gy (grej)*	1Gy=1J/kg 1Gy=100 rad
R*wnowa*na dawka poch*oni*ta	1Sv (siwert)*	1Sv→1Gy γ:E=0,25 MeV 1Sv=100 rem

* - jednostki obowi*zuj*ce wg PN

1 Bq jest to aktywno** takiego *r*d*a promieniowania w kt*rym nast*puje jeden naturalny rozpad promieniotw*rczy na sekund*.

1 R (rentgen) jest to taka dawka ekspozycyjna promieniowania, kt*ra, poch*oni*ta przez 1 kg suchego powietrza powoduje powstanie zjonizowanych atom*w o *adunku 2,58⋅10^-4 kulomba. Analogicznie 1 C/kg.

1 rad jest to dawka ekspozycyjna odpowiadaj*ca wch*oni*ciu 0,01 J energii promieniowania na 1 kg substancji.

Analogicznie 1 Gy jest to dawka poch*oni*ta odpowiadaj*ca wch*oni*ciu 1J energii promieniowania na 1 kg substancji.

Dawka poch*oni*ta nic nie m*wi o skutkach promieniowania. Wch*oni*cie 1 Gy promieniowania α przynosi dla organizmu *ywego znacznie ci**sze skutki ni* wch*oni*cie 1 Gy promieniowania γ. Z tego wzgl*du wprowadzono wielko** r*wnowa*nej dawki poch*oni*tej z jednostk* siwert. 1 Sv jest to r*wnowa*na dawka poch*oni*ta odpowiadaj*ca 1 Gy dawki poch*oni*tej promieniowania γ. Dla innych rodzaj*w promieniowania nale*y korzysta* z tablic okre*laj*cych r*wnowa*niki mocy dawki dla r**nych rodzaj*w promieniowania i dla r**nych energii tego promieniowania.

1 Sv jest podstawow* jednostk* ochrony radiologicznej. W tej jednostce uj*te s* normatywne dopuszczalne dawki promieniowania.

Dla cz*owieka pierwsze efekty wykrywalne klinicznie pojawiaj* si* po wch*oni*ciu od 0,25 - 1 Sv dawki. Przy dawce 10 Sv *mier* nast*puje nieuchronnie po kilku tygodniach.

Dotychczas natomiast brak wiedzy na temat skutk*w b. ma*ych dawek wch*anianych w spos*b d*ugotrwa*y. Istnieje hipoteza m*wi*ca, *e istnieje pr*g mocy dawki (moc dawki jest to dawka w jednostce czasu), poni*ej kt*rej nie istniej* *adne skutki szkodliwe dla organizmu. Warto wiedzie*, *e cz*owiek stale wch*ania tzw. promieniowanie naturalne: z Kosmosu, z ziemi, z budynk*w i samego wn*trza w*asnego organizmu, **cznie na poziomie mocy dawki 0,2 μSv/h. Maksymalna moc dawki w Augustowie po awarii w EJ Czarnobyl wynosi*a natomiast 5 μSv/h, czyli 10 krotnie wi*cej ni* t*o, a w Gliwicach 2 krotnie wi*cej ni* t*o. R*wnocze*nie normy dopuszczaj* np. moc dawki 5 μSv/h w pomieszczeniach nastawni bloku j*drowego, a wi*c tam gdzie stale przebywaj* ludzie.

---