1

Elektrownie j

ądrowe?

Porównanie elektrowni tradycyjnej (a) i j

ądrowej (b)

Dobrze zaprojektowana i

obsługiwana elektrownia

jądrowa jest ekologiczna i

bezpieczna.

Elektrownia węglowa to

miliony ton

radioaktywnych hałd

powęglowych z elektrowni

klasycznej jak i gazów

cieplarnianych. Koszta

eksploatacji elektrowni

jądrowej są mniejsze.

Rys historyczny

Ca

ła realna historia reaktora jądrowego, urządzenia umożliwiającego

przeprowadzenie

w

sposób

kontrolowany reakcji

rozszczepienie

j

ądra

atomowego,

rozpocz

ęła

si

ę

na

pocz

ątku

ubieg

łego

wieku.

Historia bada

ń jądrowych obejmująca okres od roku 1920 do grudnia 1938,

obfitowa

ła w odkrycia zjawisk, które stały się niezbędne w dalszych pracach

nad rozszczepieniem j

ądrowym. W tym czasie tj. 3 czerwca 1920 roku Ernest

Rutherford postuluje mo

żliwość istnienia cząstki nazwanej później neutronem.

Jego ucze

ń Jams Chadwick (1891-1974) w dwanaście lat później, 7 – 17

lutego 1932 roku przeprowadza seri

ę eksperymentów, w których wykazuje

istnienie neutronu. W grudniu 1935 roku otrzymuje za to odkrycie Nagrod

ę

Nobla.

3

10 maja 1934 roku grupa badawcza Enrico Ferminiego (1901-1954) og

łasza rezultaty eksperymentów, podczas których

wykryto radioaktywne produkty, w sytuacji bombardowania j

ądra uranu neutronami. Dzień 4 lipca 1934 roku jest dniem

opatentowania przez Leo Szilarda technologii wykorzystywania neutronów w reakcjach

łańcuchowych i określenia koncepcji

masy krytycznej. Enriko Fermi w tym samym roku 22 pa

ździernika odkrywa zasadę moderacji neutronowej oraz zjawisko

wzmo

żonego pochłaniania wolnych neutronów. W dniu 21 grudnia 1938 roku Otto Hahn (1879-1968) {Nobel 1944} wraz z

Fritzem Strassmanem (1902-1980), odkryli rozszczepienie j

ądra atomowego. Publiczne ogłoszenie odkrycia reakcji

rozszczepienia zostaje dokonane przez N.Bohra w dniu 26 stycznia 1939 roku w trakcie corocznego kongresu fizyków
teoretyków, który odby

ł się na Uniwersytecie Georga Washingtona w Waszyngtonie. Sukcesy odniesione przez brytyjskich

naukowców sta

ły się w tym czasie bodźcem dla kadry naukowej ze Stanów Zjednoczonych, która była zaangażowana w tym

czasie w pracach nad pokojowymi badaniami rozszczepienia j

ądra uranu. Sierpień-wrzesień 1941 roku to czas, w którym

Fermi ze swoj

ą grupą badawczą dokonuje montażu podkrytycznego stosu (przyszłego serca reaktora jądrowego).

Rys historyczny (2)

W po

łowie września 1942 Fermi demonstruje stos

eksperymentalny

o

wspó

łczynniku

powielania

neutronów

wi

ększym

od

jedno

ści.

Samopodtrzymuj

ąca się reakcja łańcuchowa jest

osi

ągnięta.

W dniu 1 grudnia 1942 roku, po 17 dniach prac nad
budow

ą CP-1, grupa Fermiego rozpoczyna prace nad

osi

ągnięciem stanu krytycznego. Stos zawierający

36,3 tony tlenku uranu, 5,6 tony metalicznego uranu i
350 ton grafitu osi

ąga stan krytyczny, a tym samym

osi

ągnięta moc wyjściowa ma wartość 0,5 wata. W

efekcie, w Chicago zacz

ął pracować pierwszy na

świecie

reaktor

j

ądrowy

w

którym

uzyskano

4

świecie

reaktor

j

ądrowy,

w

którym

uzyskano

maksymaln

ą moc 200 watów.

Pierwszy reaktor j

ądrowy do zastosowań komercyjnych został skonstruowany we

wczesnych latach 50 - tych. W 1951 r. Experimental Breeder Reactor (EBR-1),
mieszcz

ący się w National Reactor Testing Station w Idaho, został ukończony i był

obs

ługiwany przez Argonne National Laboratory.

Podczas pierwszej demonstracji tego (ju

ż jądrowego) generatora prądu rozbłysły 4

za

łączone żarówki. EBR-1 był prototypem reaktorów typu metal cooled. Reaktor

Borax III by

ł zaś prototypem reaktorów typu BWR.

Pierwszy ludzki reaktor

• Pierwszy reaktor atomowy, nazywany wtedy stosem

atomowym zosta

ł zbudowany w 1942 roku w Chicago

przez zespó

ł fizyków kierowany przez Enrico Fermiego.

Umiejscowiono go w pokoju do gry w squasha pod
trybunami stadionu Uniwersytetu Chicagowskiego.

• Budow

ę stosu zaczęto od ułożenia kilku warstw

ę

ę

grafitowych cegie

ł (pełniących rolę moderatora) na

ma

łym źródle neutronów. Następnie układano warstwy

grafitu zawieraj

ące uran metaliczny

235

U lub tlenek

uranu. Uran by

ł umieszczony w grafitowych cegłach w

postaci ma

łej kulki. W ten sposób ułożono „kopiec”

szeroko

ści ok. 7,5 metra i wysokości ok. 6 metrów

sk

ładający się z 350 ton grafitu, 36,5 ton tlenku uranu i

5,6 tony metalicznego uranu.

• Kontrola reakcji rozszczepienia odbywa

ła się za pomocą

pr

ętów kadmowych, które umieszczone w stosie

poch

łaniały neutrony i w ten sposób hamowały reakcję.

Kadm jest substancj

ą bardzo silnie pochłaniającą

neutrony i dlatego bardzo dobrze nadaje si

ę do

sterowanie reakcj

ą. Stos posiadał dwa systemy

bezpiecze

ństwa: pierwszym był człowiek zaopatrzony w

siekier

ę, który w razie niebezpieczeństwa przecinał

sznur na którym wisia

ły tzw pręty bezpieczeństwa

sznur na którym wisia

ły tzw. pręty bezpieczeństwa,

równie

ż wykonane z kadmu. Po przecięciu pręty opadały

i reakcja zostawa

ła zatrzymana. Drugim systemem

bezpiecze

ństwa była grupa ludzi stojąca na szczycie

stosu zaopatrzona w wiadra z wod

ą bromowaną, którą w

razie niebezpiecze

ństwa wylewali na stos. Taka woda

równie

ż bardzo silnie pochłania neutrony i dodatkowo

przejmuje ciep

ło wydzielone w czasie reakcji.

2

• Uzyskanie samopodtrzymuj

ącej się reakcji jądrowej

nast

ąpiło 12 grudnia 1942 roku o godzinie 3.25

lokalnego czasu. Kadmowe pr

ęty sterujące były

stopniowo wyci

ągane z wnętrza stosu i po każdym

ma

łym kroku wykonywano obliczenia, aby sprawdzić czy

reakcja jest samopodtrzymuj

ąca się. Moc pierwszego

reaktora by

ła niewielka i wynosiła około 200W. Po

eksperymencie steruj

ące pręty kadmowe zostały

eksperymencie steruj

ące pręty kadmowe zostały

wsuni

ęte i reakcja łańcuchowa została zatrzymana.

Cykl paliwowy

Cykl paliwowy obieg paliwa j

ądrowego obejmujący kolejne fazy jego przetwarzania, poczynając od kopalni

rudy, przez produkcj

ę koncentratu, jego przerób chemiczny, wzbogacenie izotopowe uranu, wytwarzanie

paliwa reaktorowego, spalanie w reaktorze, przechowanie wypalonego paliwa i jego przerób a

ż po

ostateczne sk

ładowanie odpadów.

Etapy cyklu paliwowego:

Wydobywanie rudy uranu

Wzbogacanie i obróbka

uranu

B d

l

tó

8

Budowa elementów

paliwowych

Wytwarzanie energii

Transport wypalonych

pr

ętów paliwowych

Sk

ładowanie prętów

paliwowych

Zak

łady przerobu paliwa

j

ądrowego

Transport odpadów

promieniotwórczych

Sk

ładowanie odpadów

promieniotwórczych

http://www.uic.com.au

Cykl paliwowy – wydobywanie rudy uranu

Uran jest metalem ci

ężkim, który otrzymujemy z rud

uranowych. Najbardziej znan

ą z nich jest smółka

uranowa, sk

ładająca się w 95% z tlenku uranu i

wyst

ępująca nieraz w postaci wielotonowych bloków.

Wi

ększość pozostałych rud zawiera niestety znacznie

mniej uranu. Wydobycie staje si

ę opłacalne, gdy tona

rudy zawiera co najmniej kilka kg uranu.

Ruda

wydobyta w kopalniach lub odkrywkach musi najpierw
zosta

ć poddana obróbce. Polega ona na łamaniu,

mieleniu i wy

ługowaniu. W rezultacie otrzymujemy

ostatecznie ponad 70-procentowy koncentrat uranowy,
tzw. "yellow cake", czyli "

żółte ciasto". Który jest

produktem wyj

ściowym do dalszej obróbki.'

9

Mapa wydobycia

rudy uranu na

świecie

www.atomowe.kei.pl

Cykl paliwowy – wzbogacanie i obróbka uranu

Czysty uran naturalny jest dla elektrowni j

ądrowych nieprzydatny. jako że tylko w 0,7% składa się

z rozszczepialnego U-235, a pozosta

łe 99,3% stanowi nieco cięższy, nierozszczepialny U-238.

Obydwa izotopy uranu nie ró

żnią się między sobą pod względem chemicznym, stąd do

wzbogacania wykorzystuje si

ę różnicę w ich ciężarze. Najpierw przemienia się uran za pomocą

fluoru w gaz, sze

ściofluorek uranu (UF6), zatem w związek uranu i fluoru. Do rozdzielenia obydwu

izotopów uranu mo

żna teraz wykorzystać jedną z następujących metod, W metodzie kanalikowej

przepuszcza si

ę UF6 z dużą prędkością przez drobne kanaliki o kształtach półkolistych.

Wyst

ępująca tu siła odśrodkowa wypycha składową gazu zawierającą U-238 ku obrzeżom toru, co

umo

żliwia oddzielenie jej od składowej gazu zawierającej lżejszy U-235. Oczywiście w ten sposób

nie jest mo

żliwe całkowite rozdzielenie obydwu izotopów. Jeśli jednak połączy się wiele opisanych

tu uk

ładów w tzw. kaskadę, to otrzyma się w rezultacie gaz zawierający wystarczającą

koncentracj

ę atomów U-235. W metodzie dyfuzyjnej przepuszcza się gaz UF6 przez przegrody

pó

łprzepuszczalne.

L

żejsza składowa z U-235 przechodzi

(dyfunduje) przez pory przegród szybciej

10

(dyfunduje) przez pory przegród szybciej
ni

ż cięższa z U-238. Prowadzi to także

do cz

ęściowego rozdziału składowych.

W metodzie wirówkowej wiruje si

ę gaz w

bardzo

szybkiej

centryfudze.

Si

ła

od

środkowa przyciska składową cięższą

silniej

do

ściany,

wobec

czego

koncentracja

l

żejszego

U-235

w

środkowej

cz

ęści

wirówki

wzrasta.

Równie

ż i tu osiągamy rozdział U-235 i

U-238, cho

ć konieczne jest połączenie

wielu uk

ładów szeregowo, by uzyskać

po

żądane wzbogacenie. Inne metody, w

których

osi

ągano

by

wymagane

wzbogacenie w pojedynczym procesie,
s

ą jeszcze w stadium opracowań.

Cykl paliwowy – budowa elementów paliwowych

Pr

ęty paliwowe elektrowni jądrowych zawierają pastylki wykonane z dwutlenku uranu

(UO2). Ten ostatni uzyskujemy ze wzbogaconego gazu UF6 i prasuj

ąc nadajemy mu

posta

ć pastylek o grubości ok. 1,5 cm i średnicy ok. 1 cm. Podane tu wymiary - jak

prawie wszystkie dane liczbowe - mog

ą dla różnych elektrowni, a także w różnych

pa

ństwach nieco się różnić, stanowią jednak typowe wartości przeciętne. Surowe

wypraski ogrzewa si

ę do 1700°C, co daje im konieczną spoistość i wytrzymałość.

Nast

ępnie poddaje się je obróbce mechanicznej z dokładnością do 1/10000 mm i

wprowadza w rurki, zwane koszulkami. Dla lepszej wymiany ciep

ła w koszulki

wprowadza si

ę hel. Koszulki ponadto nigdy nie są całkowicie wypełnione pastylkami,

gdy

ż w

wyniku

rozpadu

promieniotwórczego

powstaj

ą gazy wymagające

odpowiedniej przestrzeni, tzw. przestrzeni gazu porozpadowego. Wype

łnione i

szczelnie zamkni

ęte koszulki stanowią pręty paliwowe; wraz z prętami regulacyjnymi

t

l

t

li

któ

h k

t k j

ż b ć b d

ó

ż

l t k

11

tworz

ą one elementy paliwowe, których konstrukcja może być bardzo różna, l tak w

reaktorze wrz

ącym znajdujemy często 7x7 prętów paliwowych w wiązce paliwowej, w

reaktorze wodnym ci

śnieniowym 15x15 lub 20 x 20. Także położenie prętów

regulacyjnych mo

że się w różnych reaktorach zasadniczo zmieniać.

Cykl paliwowy – wytwarzanie energii

12

Z. Celi

ński, (1991) Energetyka jądrowa; PWN

3

Cykl paliwowy – sk

ładowanie prętów paliwowych

W elektrowni j

ądrowej wymienia się co roku prawie

trzeci

ą część elementów paliwowych na nowe. W

du

żej elektrowni jądrowej o mocy 1 GW opuszcza

reaktor rok w rok ok. 30 t uranu. Ten materia

ł jest

wprawdzie ska

żony groźnymi dla życia produktami

rozpadu promieniotwórczego, jednak z drugiej strony
zawiera cenne, mo

żliwe do odzyskania materiały

rozszczepialne. St

ąd usuwanie i obróbka wysłużonych

elementów paliwowych jest

niezmiernie

istotnym

czynnikiem zarówno z punktu widzenia ochrony
środowiska

naturalnego,

jak

i

op

łacalności

przedsi

ęwzięcia.

Post

ępuje się następująco. Po trwającej około roku

obecno

ści elementów paliwowych w basenie z wodą

l kt

i j d

j

i

i

j

t

13

w elektrowni j

ądrowej przenosi się je na tzw.

sk

ładowiska pośrednie. Elementy paliwowe pozostają

w tym czasie wewn

ątrz pojemników transportowych,

zapewniaj

ących całkowicie bezpieczne składowanie i

chroni

ących od promieniowania radioaktywnego.

Nast

ępnie poddaje się pręty paliwowe przeróbce.

Nadaj

ące się do wykorzystania paliwo zostaje

odzyskane

i

przekazane

do

produkcji

nowych

elementów

paliwowych.

Niebezpieczne

produkty

rozpadu radioaktywnego s

ą oddzielane i na zawsze

sk

ładowane

w

mogilnikach.

Istnieje

oczywi

ście

mo

żliwość

z

łożenia

wypalonych

elementów

paliwowych w mogilnikach bez

żadnej obróbki i

odzysku.

Cykl paliwowy

– zak

łady przerobu paliwa jądrowego

Zak

ładem przerobu paliwa jądrowego nazywamy taki zakład, w którym

przeprowadza si

ę rozdział poszczególnych składników wypalonych elementów

paliwowych. W szczególno

ści należy oddzielić odpady radioaktywne i odzyskać

paliwo j

ądrowe, czyli uran i pluton. Pręty paliwowe zawierają bowiem obok jąder U-

235, które nie uleg

ły rozszczepieniu, także pluton-239, powstały w procesie

powielenia i nadaj

ący się jako paliwo jądrowe. Po odpowiednim leżakowaniu w

basenie elektrowni oraz w sk

ładowisku pośrednim pręty paliwowe przewozi się w

ich pojemnikach transportowych do zak

ładu przerobu. Są one stale jeszcze

i

i t ó

i

d

l

t

h i

j

dd i l

ć

14

wysoce promieniotwórcze, wi

ęc od personelu technicznego muszą je oddzielać

grube mury betonowe lub szyby ze szk

ła ołowiowego, a proces przerobu musi być

w pe

łni zautomatyzowany. Pręty paliwowe są najpierw rozdrabniane, a następnie

rozpuszczane

w kwasie azotowym.

Uran,

pluton

oraz produkty rozpadu

rozpuszczaj

ą się prawie całkowicie, pozostają natomiast rozdrobnione koszulki

pr

ętów paliwowych, które po zabetonowaniu składa się w bezpiecznym miejscu. W

nast

ępstwie szeregu chemicznych procesów następuje rozdział uranu, plutonu i

pozosta

łych produktów rozpadu. Uran i pluton, po oczyszczeniu, trafiają do fabryki

produkuj

ącej pręty paliwowe, natomiast odpady radioaktywne są pakowane i

przygotowywane do sk

ładowania w mogilniku.

Cykl paliwowy

– transport odpadów promieniotwórczych

Odpady promieniotwórcze, które s

ą już nie do wykorzystania na danym żadnym

etapie cyklu paliwowego musz

ą być transportowane pomiędzy zakładem przerobu

paliwa j

ądrowego a miejscem jego wiecznego składowania.

Do

tego

celu

stworzono

specjalne

kontenery

do

przewozu

odpadów

promieniotwórczych. Z regu

ły mają one rozmiary dostosowane do transportu

kolejowego

lub

morskiego.

Ze

wzgl

ędu na bardzo rygorystyczne normy

bezpiecze

ństwa, taki kontener musi spełniać niezwykle ostre normy, jak np.

wytrzyma

ć długotrwały pożar, katastrofę kolejową, upadek z mostu, uderzenie

samolotu odrzutowego, atak terrorystyczny itp. W

żadnej z tego typu sytuacji nie

15

g

y y

y

j

g

y

y

j

mo

że dojść do rozszczelnienia kontenera i uwolnienia się materiału radioaktywnego.

Dlatego na przyk

ład taki kontener o wadze rzędu 120 ton ma ściany grubości 50 cm

a jego zawarto

ść to zaledwie kilka wypalonych prętów paliwowych.

Jednym z testów jakie musi przej

ść taki kontener jest na przykład zrzucenie z

wysoko

ści kilku metrów na stalową iglicę. Po takim upadku kontener musi zachować

szczelno

ść. Taki pojemnik musi być także stabilny czasowo – to znaczy jego

parametry nie mog

ą się zmieniać w czasie zarówno krótkofalowo jak i w dłuższym

okresie czasu. Ma to znaczenie przy transporcie morskim, gdzie czas przewozu
ładunku można liczyć w tygodniach. W transporcie kolejowym trzeba przewidzieć
tak

że możliwość znacznego wydłużenia się czasu transportu na skutek blokad

urz

ądzanych przez ekologów.

Cykl paliwowy –

sk

ładowanie odpadów promieniotwórczych

Odpady radioaktywne nale

ży podzielić na trzy grupy:

- S

łabo aktywne. Odpady tej grupy w postaci stałej lub ciekłej są najpierw

na drodze st

ężania, ściskania lub spalania redukowane do możliwie

najmniejszej obj

ętości. Następnie zostają zacementowane w beczkach.

-

Średnio aktywne odpady, rozdrabnia i zalewa cementem w beczkach.

- Wysoko aktywne. S

ą to z reguły produkty rozpadu rozpuszczone w

kwasie azotowym, s

ą źródłem 99% promieniowania wszystkich odpadów

promieniotwórczych,

st

ąd należy przy ich składowaniu zachować

szczególn

ą ostrożność.

Opracowano

dla

nich

specjalny

proces

zeszkliwienia. Na pocz

ątku następuje proces zagęszczania i chemicznego

przetwarzania. Nast

ępnie w temperaturze powyżej 1100°C stapia się je z

proszkiem szklanym, tworz

ąc z nich nierozłączny składnik szkliwa, którym

wype

łnia się grubościenne beczki ze stali nierdzewnej W zakładzie

16

wype

łnia się grubościenne beczki ze stali nierdzewnej. W zakładzie

przerobu przypada na ka

żdą tonę uranu około 130 l wysoko aktywnego

odpadu w postaci bloku szkliwa, 5 beczek po 400 l odpadu

średnio

aktywnego

raz

15

beczek

s

łabo aktywnego. Te odpady trzeba

zmagazynowa

ć w sposób bezpieczny "po wsze czasy", czyli bez

ogranicze

ń czasowych, gdyż nawet po wielu pokoleniach będą one nadal

stanowi

ć duże zagrożenie.

Typowe miejsce przechowywania odpadów promieniotwórczych to wyeksploatowane kopalnie soli. I tak najp

łycej

sk

ładuje się odpady słabo aktywne – są to poukładane beczki z odpadami. Na średnim poziomie kopalni przechowuje się

odpady

średnio aktywne, które w beczkach wrzuca się w procesie zautomatyzowanym do komory. Odpady wysoko

aktywne zostaj

ą zabetonowane na najniższym poziomie kopalni (poniżej 1000m). Mogielniki umieszcza się w odwiertach

i tam zostaj

ą zalana cementem.

Nale

ży także pamiętać przy wyborze miejsca składowania odpadów radioaktywnych, aby miejsce ich składowania było

rejonem wolnym od wstrz

ąsów sejsmicznych i uskoków tektonicznych. Także aby miejsce składowania nie miało

styczno

ści z wodami gruntowymi.

Reaktor atomowy – podstawy (1)

U podstaw dzia

łania reaktorów jądrowych leży, odkryte w 1939 r. przez fizyków

niemieckich, zjawisko rozszczepienia j

ąder uranu

92

U

235

w wyniku bombardowania

ich neutronami. Przy rozpadzie j

ądra

92

U

235

na dwa mniejsze j

ądra wyzwala się

olbrzymia energia, ok. 200 MeV.

W wyniku rozszczepienia np. j

ądra U

235

po uderzeniu neutronu wyzwala si

ę duża

ilo

ść energii oraz są emitowane nowe neutrony, średnio 2,5 neutronu na jedno

rozszczepienie. Neutrony te mog

ą powodować następne rozszczepienia innych

j

ąder, prowadząc do dalszego zwiększenia liczby neutronów i dalszego rozwijania się

reakcji. Istnieje wi

ęc tu możliwość osiągnięcia samopodtrzymującej się reakcji

łańcuchowej. Neutrony powstające w wyniku rozszczepień mogą spowodować
nast

ępne rozszczepienia, mogą też jednak zostać stracone wskutek absorpcji lub

ucieczki. Je

śli liczba neutronów powstających w reaktorze w jednostce czasu jest

równa liczbie neutronów traconych w tym czasie, wówczas w reaktorze zachodzi
kontrolowana, samopodtrzymuj

ąca się, reakcja łańcuchowa. Stan taki nazywamy

stanem krytycznym reaktora

Odchylenie stanu reaktora j

ądrowego od stanu

17

stanem krytycznym reaktora. Odchylenie stanu reaktora j

ądrowego od stanu

krytycznego opisuje tzw. reaktywno

ść. Reaktor jest sterowalny i bezpieczny, gdy ma

ma

łą, dodatnią reaktywność związaną z neutronami opóźnionymi.

Spo

śród wielu różnych reakcji jądrowych w reaktorach jądrowych najważniejsze są

reakcje wywo

łane przez neutrony lub promieniowanie (fotony) γ. Neutrony

uderzaj

ące w jądra mogą spowodować różne reakcje, z których najważniejsze to

rozszczepienie j

ądra, rozproszenie oraz pochłanianie (absorpcja) neutronów.

Zale

żnie od ich energii kinetycznej neutrony dzielimy na termiczne - o energiach

rz

ędu setnych części eV, prędkie - o energiach rzędu dziesiątych części MeV,

epitermiczne - o energiach po

średnich. Prawdopodobieństwo zajścia reakcji

rozszczepienia j

ądra uranu

92

U

235

jest znacznie wi

ększe dla neutronów o malej

energii ni

ż o dużej. Wymusiło to zastosowanie w reaktorze atomowym urządzenie

spowalniaj

ącego neutrony zwanego moderatorem. W większości przypadków

funkcj

ę moderatora pełni woda otaczająca pręty paliwowe, która jednocześnie

odbiera od nich ciep

ło będące efektem reakcji jądrowych w prętach paliwowych.

Innym dobrym materia

łem na moderator jest węgiel pod postacią grafitu i beryl.

Reaktor atomowy – podstawy (2)

Kontrolowany przebieg reakcji

łańcuchowej zapewnia element

odpowiedzialny za ilo

ść neutronów w reaktorze. Do tego celu

stosuje si

ę tzw. pręty regulacyjne. Wykonane są z materiału

bardzo dobrze poch

łaniającego neutrony. Umieszcza się je

pomi

ędzy prętami paliwowymi, a głębokość ich wsunięcia

pomi

ędzy

pr

ęty

paliwowe

wp

ływa

na

szybko

ść

reakcji

łańcuchowej. Innym dodatkowym urządzeniem montowanym w
reaktorach j

ądrowych są pręty awaryjne. Mają one za zadania w

sytuacji krytycznej wygaszenie reaktora tzn. zatrzymanie reakcji
łańcuchowej. Także wykonywane są z materiału bardzo dobrze
absorbuj

ącego

neutrony.

W

przeciwie

ństwie

do

pr

ętów

steruj

ących, które mają regulowaną głębokość wnikania do

reaktora, pr

ęty awaryjne posiadają dwie pozycje pracy górną

(reaktor pracuje) i doln

ą (reaktor wygaszony)

18

pr

ęty paliwowe

pr

ęty sterujące

obieg pierwotny

(reaktor pracuje) i doln

ą (reaktor wygaszony).

By reaktor móg

ł osiągnąć stan krytyczny, musi być spełnionych szereg

warunków. Przy okre

ślonej konstrukcji musi on mieć wymiary nie mniejsze

od pewnych wymiarów minimalnych, zwanych wymiarami krytycznymi. W
przeciwnym przypadku ucieczka neutronów z reaktora i ich absorpcja nie
mog

ą być zbilansowane produkcją neutronów. Odpowiadającą wymiarom

krytycznym mas

ę materiału rozszczepialnego nazywa się masą krytyczną.

Wymiary reaktorów s

ą zazwyczaj większe od krytycznych; dla osiągnięcia

stanu krytycznego zwi

ększa się absorpcję neutronów przez wprowadzenie

do reaktora odpowiednich materia

łów (pręty regulacyjne). Część reaktora,

w której znajduje si

ę paliwo jądrowe, nazywa się rdzeniem. Rdzeń jest

zwykle otoczony warstw

ą materiału, zwaną reflektorem, która jakby

"odbija" z powrotem znaczn

ą część neutronów uciekających z rdzenia.

Zastosowanie reflektora zmniejsza wymiary krytyczne i mas

ę krytyczną.

Wytwarzana w reaktorze energia jest odbierana w postaci ciep

ła przez

czynnik ch

łodzący, zwany chłodziwem, przepływający przez rdzeń

reaktora.

4

Reaktor atomowy – podstawy (3)

Schemat budowy reaktora atomowego, gdzie:

1 – os

łona biologiczna

ma ona na celu ograniczenie oddzia

ływania

reaktora na

środowisko zewnętrzne

2 – os

łona ciśnieniowa

jej

zadaniem

jest

utrzymanie

odpowiedniego ci

śnienia wewnątrz reaktora

3 – reflektor neutronów

jego

celem

jest

zawracanie

neutronów

tych,

opuszczaj

ą

rdze

ń

z

19

neutronów

tych,

opuszczaj

ą

rdze

ń

z

powrotem do rdzenia

4 – pr

ęty bezpieczeństwa

pozwalaj

ą w każdej chwili wygasić reaktor

5 – pr

ęty sterujące

zapewniaj

ą możliwość regulacji szybkości zachodzącej w reaktorze reakcji łańcuchowej

6 – moderator

element spowalniaj

ący neutrony, wykonuje się je z materiałów zawierających duże ilości atomów o małej liczbie

porz

ądkowej, skutecznie zmniejszających energię neutronów produkowanych w trakcie rozszczepiania.

7 – pr

ęty paliwowe

zawieraj

ą paliwo jądrowe w formie fizykochemicznej i o stopniu wzbogacenia dostosowanym do

konstrukcji reaktora j

ądrowego

8 – ch

łodziwo

odbiera ciep

ło reakcji jądrowych z rdzenia i oddaje je w wymienniku ciepła do obiegu wtórnego

Podzia

ł reaktorów

Rozró

żnia się kilka kryteriów podziałów reaktorów atomowych, oto najważniejsze z nich:

- Zastosowanie:

- badawcze - o ma

łej mocy wykorzystywane w badaniach naukowych jako silne źródła neutronów

- produkcyjne - s

łużące do wytwarzania sztucznych pierwiastków promieniotwórczych na drodze aktywacji,

g

łównie do produkcji plutonu – szczególną klasę tych reaktorów stanowią tzw. reaktory jądrowe powielające, w

których paliwo j

ądrowe w trakcie wypalania przekształca się w inny rodzaj paliwa jądrowego

- energetyczne - wytwarzaj

ące energię cieplną przekształcaną w energię mechaniczną lub elektryczną

- do

świadczalne - prototypy nowych rozwiązań technicznych

- Rodzaj moderatora

wodne, ci

ężkowodne, grafitowe, sodowe

E

i

t

ó

20

- Energia neutronów

- wysokostrumieniowe - o strumieniu neutronów przekraczaj

ącym 1014 cząstek/cm2s

- pr

ędkie - gdy reakcja rozszczepienia zachodzi dzięki neutronom prędkim

- po

średnie - gdy stosuje się neutrony pośrednie

- termiczne - wykorzystywane s

ą neutrony termiczne

-epitermiczne - reakcja zachodzi dzi

ęki neutronom epitermicznym

- Rodzaj paliwa

- uranowe

- plutonowe

- mox

- torowe

Podzia

ł reaktorów - oznaczenia

PWR

reaktor ci

śnieniowy chłodzony i moderowany lekką wodą

Pressurized light-Water-moderated and cooled Reactor

BWR

reaktor wrz

ący chłodzony i moderowany lekką wodą

Boiling light-Water-moderated and cooled Reactor

LWR

reaktor ch

łodzony i moderowany lekką wodą

Boiling light-Water-moderated and cooled Reactor

HWR

reaktor ci

ężkowodny

Boiling light-Water-moderated and cooled Reactor

HWLWR

reaktor wrz

ący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką

Heavy-Water -moderated, boiling-Light-Water Reactor

PHWR

reaktor ci

śnieniowy chłodzony i moderowany ciężką wodą

Pressurized Heavy-Water-moderated and cooled Reactor

SGHWR

reaktor wrz

ący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką Steam-Generating Heavy-Water Reactor

HWGCR

reaktor ch

łodzony gazem moderowany ciężką wodą

Heavy-Water-moderated Gas-Cooled Reactor

CANDU

reaktor kanadyjski typu PHWR

CANadian Deuterium-Uranium reactor

LWGR

reaktor ch

łodzony lekką wodą z moderatorem grafitowym

Light-Water-cooled, Graphite-moderated Reactor

PTGR

reaktor kana

łowy z moderatorem grafitowym

Pressurized-Tube Graphite Reactor

21

GCR

reaktor ch

łodzony gazem z moderatorem grafitowym

Gas-Cooled, graphite-moderated Reactor

AGR

ulepszony reaktor ch

łodzony gazem z moderatorem grafitowym

Adwanced Gas-cooled, graphite-moderated Reactor

HTR

reaktor wysokotemperaturowy ch

łodzony gazem

High-Temperature gas-cooled Reactor

z moderatorem grafitowym

HTGR

reaktor wysokotemperaturowy ch

łodzony gazem

High-Temperature Gas-cooled Reactor

z moderatorem grafitowym

THTR

reaktor wysokotemperaturowy na paliwie torowym

Thorium High-Temperature Reactor

FBR

reaktor pr

ędki powielający

Fast Breeder Reactor

LMFBR

reaktor pr

ędki powielający chłodzony sodem

Liquid-Metal-cooled, Fast Breeder Reactor

LWBR

reaktor powielaj

ący termiczny chłodzony lekką wodą

Light-Water Breeder Reactor

MSBR

reaktor powielaj

ący chłodzony stopionymi solami

Molten-Salt Breeder Reactor

GCFR

reaktor pr

ędki chłodzony gazem

Gas-Cooled Fast Reactor

OMR

reaktor z ch

łodziwem i moderatorem organicznym

Organic-Moderated and cooled Reactor

SZR

reaktor ch

łodzony sodem moderowany wodorotlenkiem cyrkonu

Sodium-cooled, Zirkonium-hybride-moderated Reactor

Na podstawie: Zdzis

ław Celiński "Energetyka Jądrowa"

Podzia

ł reaktorów – wodny wrzący

W reaktorze wodnym wrz

ącym zamieniamy wodę w

par

ę za pomocą energii jądrowej. Następuje to w

zbiorniku ci

śnieniowym reaktora. Para pod ciśnieniem

oko

ło

7MPa

nap

ędza

turbin

ę,

która

dostarcza

generatorowi energii potrzebnej do wytworzenia pr

ądu.

We wspomnianym zbiorniku ci

śnieniowym reaktora,

który w omawianym przyk

ładzie posiada ścianki o

grubo

ści 16 cm, znajduje się rdzeń reaktora, przez który

przep

ływa woda doprowadzana do wrzenia. Rdzeń

reaktora sk

łada się z około 800 elementów paliwowych.

Ka

żdy element paliwowy znajduje się w blaszanym

pojemniku, do którego woda dostaje si

ę przez otwór w

spodzie. Woda wype

łnia pojemnik i styka się z 64

pr

ętami paliwowymi, czyli prętami wykonanymi np. z

22

p

ę

p

y

,

y

p

ę

y

y

p

rozszczepialnego uranu. Pr

ęty składają się zazwyczaj

ze wzbogaconego uranu w postaci dwutlenku uranu
(UO

2

).

Podczas rozszczepiania j

ąder uranu wydziela

si

ę duża ilość energii, którą w formie ciepła odbiera

woda ch

łodząca (chłodziwo).

Woda s

łuży też jednocześnie jako moderator (hamuje więc do tego stopnia prędkie neutrony, powstałe podczas każdego

rozszczepienia j

ądra, że same mogą powodować dalsze rozszczepienia). Gdyby wszystkie powstałe w tej reakcji neutrony

przyczynia

ły się do dalszego rozszczepiania, reaktor wyszedłby spod kontroli i wytwarzałby za dużo energii - stałby się

wybuchaj

ącą bombą atomową. Aby temu zapobiec, każdy reaktor zawiera takie materiały, jak bor lub kadm, które absorbują

(poch

łaniają) neutrony, w takim stopniu, aby reakcja nie wymknęła się spod kontroli, ale też by nie "zgasła". Neutrony pochłaniane

s

ą przez wspomniane materiały, które tworzą pręty sterujące, które są wsuwane do reaktora mniej lub bardziej głęboko - w

zale

żności od potrzeb. Bardziej wysunięte to mniejsze pochłanianie i większa ilość rozszczepień. Mniej wysunięte to spowolniona

reakcja. Wsuwaniem i wysuwaniem pr

ętów łatwo można kontrolować reakcję, a w razie potrzeby zadusić. Pręty, ze względu na

znaczn

ą szybkość reakcji jądrowych i konieczność jeszcze szybszego reagowania, posiadają sterowanie automatyczne. Podczas

pierwszego uruchomienia reaktora trzeba dostarczy

ć neutronów z zewnętrznego źródła. Po chwilowym zatrzymaniu reakcji nie jest

to konieczne. Elementy paliwowe dostarczaj

ą wtedy dostatecznej ilości neutronów, aby uruchomić reakcję jądrową przez

wysuni

ęcie prętów sterujących.

Podzia

ł reaktorów – wodny ciśnieniowy

W

reaktorze

wodnym

ci

śnieniowym

woda

stykaj

ąca się z rdzeniem reaktora nie gotuje się.

Uniemo

żliwia jej to ogromne ciśnienie - rzędu

15

MPa

. Woda ta kr

ąży w obiegu pierwotnym i w

odpowiedniej wytwornicy pary ogrzewa wod

ę

obiegu wtórnego, a zatem nie styka si

ę z nią

bezpo

średnio.

Woda

obiegu

pierwotnego

sch

ładza się przy tym z

330C

do

290C

. Podczas

gdy woda obiegu wtórnego wrze i wytworzon

ą

par

ą napędza turbinę i generator, to woda obiegu

pierwotnego,

ci

ągle w stanie ciekłym, jest

pompowana do rdzenia, gdzie ponownie ogrzewa
si

ę do 330C. Odpowiedni regulator ciśnienia

23

zapewni sta

łe ciśnienie tej wody. Typowy reaktor

wodny ci

śnieniowy o mocy 1300 MW ma rdzeń

zawieraj

ący około 200 elementów paliwowych po

300

pr

ętów

paliwowych

ka

żdy.

Sterowanie

reaktorem odbywa si

ę z jednej strony przez

zmian

ę stężenia roztworu boru (pochłaniającego

neutrony) w wodzie obiegu pierwotnego, z drugiej
strony za

ś przez pręty regulacyjne, zawierające

kadm, które, jak ju

ż poprzednio jest wspomniane,

mo

żna wsuwać i wysuwać.

Woda tak

że jest tu spowalniaczem. Gdy reaktor nadmiermie się nagrzewa, to gęstość wody

maleje. Tym samym pr

ędkie neutrony są słabiej wyhamowywane, liczba rozszczepień

dostarczaj

ących energii maleje i cały układ się ochładza. Reaktor taki, podobnie jak i wrzący,

nosi nazw

ę lekkiego ponieważ stosuje się w nim "zwykłą" wodę, a nie "ciężką".

J

ądra U-238 mogą wchłaniać neutrony,

przemieniaj

ąc się przy tym w jądra plutonu,

które mo

żna łatwo rozszczepić i wykorzystać

do produkcji energii. Reaktor powielaj

ąc

wykorzystuje t

ą własność. Jako materiał

rozszczepialny jest w nim stosowany

Pu-

239

, który podczas rozpadu produkuje 2 lub

3 neutrony. Jeden neutron jest potrzebny do
podtrzymania reakcji

łańcuchowej, podczas

gdy pozosta

łe są przekazywane do jąder U-

238, które przemieniaj

ą się w Pu-239. Tak

powstaje nowe paliwo. Reaktor wytwarza w
ten sposób nowe paliwo. W optymalnym
przypadku mo

że wytworzyć nawet więcej

Podzia

ł reaktorów – powielający

24

paliwa ni

ż sam zużył. Ten proces zachodzi

tak

że w innych typach reaktorów, ale w

marginalnych ilo

ściach.

Zasoby U-238 s

ą

znaczne, wi

ęc powszechnie uważa się, że w

przysz

łości takie reaktory odegrają duża role

w wytwarzaniu energii. Technika ta, dzi

ęki wykorzystywaniu nierozszczepialnego U-238, jest sześćdziesięciokrotnie bardziej

wydajna od tradycyjnej uranowej.

Przemiana U-238 w Pu przebiega lepiej z neutronami pr

ędkimi niż wolnymi. W reaktorze

pr

ędkim powielającym wykorzystuje się właśnie te prędkie neutrony do procesu powielania. Przy małej zawartości plutonu

proces przebiega

łby ze zbyt małą wydajnością, stąd w owych reakcjach elementy paliwowe zajmują 20-30% plutonu i 70-80 %

U-238. Jest prawie 10-krotnie wi

ęcej materiału rozszczepialnego niż we wcześniejszych typach reaktorów, więc istnieje wiele

niebezpiecze

ństw i trudności technicznych związanych z budową i eksploatacją takich siłowni. Reaktor składa się z elementów

paliwowych, w których wytwarzana jest energia oraz z elementów powielaj

ących, gdzie powstaje nowe paliwo. Z powodu

obecno

ści dużej ilości materiału rozszczepialnego wytwarzanie ciepła w elementach paliwowych jest bardziej intensywne.

Dlatego och

ładza się taki reaktor ciekłym sodem, który dobrze przewodzi ciepło, ale w przeciwieństwie do wody słabo hamuje

neutrony. S

ą więc one ciągle prędkie. Obieg pierwotny ciekłego sodu ogrzewa ciekły sód w obiegu wtórnym. Ten doprowadza

do wrzenia, a wytworzona para nap

ędza urządzenia produkujące prąd.

5

Podzia

ł reaktorów – wysokotemperaturowy

Reaktor taki zu

żywa jako

surowiec

energetyczny obok uranu tak

że tor-

232

, który w trakcie pracy reaktora

poch

łania neutrony i przemienia się

w rozszczepialny U-233. Stosowane
paliwo

ma

posta

ć

drobnych

granulek, które nast

ępnie zasklepia

si

ę w kulach grafitowych wielkości

pi

łki tenisowej. Grafit służy jako

moderator

hamuj

ący

neutrony.

Wytworzone

w

reaktorze

ciep

ło

podgrzewa

gaz

-

na

przyk

ład

oboj

ętny chemicznie hel. Gaz ten z

25

kolei

odparowywuje

wod

ę, która

nap

ędza turbinę.

Reaktor ten posiada kilka bardzo interesuj

ących cech:

- Praca w bardzo wysokich temperaturach. Temperatura ch

łodziwa dochodzi nawet do

1000°C

, dzi

ęki czemu może zostać

wykorzystane jako

źródło ciepła do zasilania wysokotemperaturowych procesów przemysłowych

- Wysoka sprawno

ść. Dzięki dobremu bilansowi neutronów uzyskuje się współczynnik konwersji równy jedności i bardzo

wysokiego stopnia wypalenia paliwa. Istnieje mo

żliwość zmiany paliwa w trakcie pracy reaktora.

- Wysoki stopie

ń bezpieczeństwa. Reaktor ten charakteryzuje się dużą pojemnością cieplną, dzięki czemu jest mniej wrażliwy

na awarie systemu ch

łodzenia –

bez uszkodzenia mo

że przetrzymać w takim stanie godzinę (dla porównania PWR do 2

minut).

Tak

że charakteryzują się bardzo niskim stopniem narażenia radiacyjnego personelu.

Energetyka j

ądrowa – na świecie

KRAJ

PRODUKCJA

ENERGII W EJ

2000

REAKTORY

CZYNNE

Czerwiec 2001

REACTORY W

BUDOWIE

Czerwiec 2001

ZAMÓWIONE lub

PLANOWANE

Czerwiec 2001

ZUZYCIE

URANU

2000

billion kWh % ilość

MWe

ilość

MWe

ilość

MWe

tony U

Argentina

5.7

7.3

2

935

1

692

0

0

146

Armenia

1.8

33

1

376

0

0

0

0

67

Belgium

45

57

7

5728

0

0

0

0

1020

Brazil

5.6

1.5

2

1855

0

0

0

0

292

Bulgaria

18

45

6

3538

0

0

0

0

615

Canada

69

12

14

9998

6

3598

0

0

1326

China

16

1.2

3

2167

8

6370

2

1800

418

Czech
Republic

14

19

5

2560

1

912

0

0

349

Egypt

0

0

0

0

0

0

1

600

0

Finland

21

32

4

2656

0

0

1

1000

558

France

395

76

59

63203

0

0

0

0

10513

Germany

160

31

19

21141

0

0

0

0

3707

Hungary

15

42

4

1755

0

0

0

0

354

India

14

3.1

14

2548

2

900

11

4980

312

Indonesia

0

0

0

0

0

0

1

600

0

Iran

0

0

0

0

1

950

1

950

0

Japan

305

34

53

43505

4

4492

12

15858

7334

Tabelka prezentuje zestawienie wszystkich
pa

ństw posiadających u siebie elektrownie

atomowe. Z tabeli tej wida

ć, że niektóre

pa

ństwa jak Belgia, Francja i Litwa swoje

zapotrzebowanie

energetyczne

opar

ły na

energetyce j

ądrowej. W innych państwach

energetyka j

ądrowa jest tylko mniej lub

bardziej znacz

ącym procentem w bilansie

energetycznym kraju. W przypadku ma

łych

krajów jest to cz

ęsto pojedyncza elektrownia

atomowa sk

ładająca się z jednego lub więcej

bloków (reaktorów). W wi

ększych krajach jak

Francja

i

USA

jest

to

sie

ć elektrowni

26

Korea DPR
(North)

0

0

0

0

0

0

2

1900

0

Korea RO

(South)

104

41

16

12970

4

3800

8

9200

2480

Lithuania

8.4

74

2

2370

0

0

0

0

359

Mexico

7.9

3.9

2

1364

0

0

0

0

231

Netherlands

3.7

4.0

1

452

0

0

0

0

105

Pakistan

1.1

1.7

2

425

0

0

0

0

56

Romania

5.1

11

1

655

1

620

0

0

90

Russia

120

15

30

20793

3

2625

5

4050

3213

SlovakRep.

16

53

6

2472

2

840

0

0

531

Slovenia

4.5

3.7

1

679

0

0

0

0

132

South Africa

13

6.7

2

1842

0

0

0

0

366

Spain

59

28

9

7345

0

0

0

0

1538

Sweden

55

39

11

9460

0

0

0

0

1539

Switzerland

24

36

5

3170

0

0

0

0

602

Taiwan

37

24

6

4884

2

2600

0

0

971

Ukraine

72

47

13

11195

2

1900

0

0

1878

United
Kingdom

78

22

33

12528

0

0

0

0

2578

USA

754

20

104

98060

0

0

0

0

17496

WORLD

2447

16

437 352,629 37

30,299

44

40,938

61,176

billion kWh % ilość

MWe

ilość

MWe

ilość

MWe

tony U

KRAJ

PRODUKCJA

ENERGII W EJ

2000

REAKTORY

CZYNNE

Czerwiec 2001

REACTORY W

BUDOWIE

Czerwiec 2001

ZAMÓWIONE lub

PLANOWANE

Czerwiec 2001

ZUZYCIE

URANU

2000

www.nuclear.pl

Francja

i

USA

jest

to

sie

ć elektrowni

atomowych rozsianych po ca

łym kraju.

Wa

żnymi aspektami, przy wyborze miejsca

pod budow

ę są względy bezpieczeństwa:

- historia tektoniczna miejsca, czy w danym
rejonie

wyst

ępują

wstrz

ąsy

i

uskoki

tektoniczne

mog

ące

doprowadzi

ć

do

zniszczenia reaktora.

- dost

ępność wody (bliskość zbiornika z wodą

jak rzeka lub jezioro)

- zaludnienie

obszaru

wokó

ł

elektrowni.

Elektrownie

buduj

ę

si

ę

najcz

ęściej

na

terenach s

łabiej zamieszkałych, w pewnej

odleg

łości od większych skupisk ludzkich.

Inne reaktory

• Reaktory militarne – pozyskiwanie

wzbogaconego plutonu do bomb
j

ądrowych

• Reaktory naukowe i do

świadczalne (np

• Reaktory naukowe i do

świadczalne (np.

polski reaktor MARIA): badania wi

ązek

neutronów, na

świetlanie neutronami (np.

krzemu), zastosowanie medyczne
(izotopy, na

świetlanie, etc.)

IDEA DZIA

ŁANIA REAKTORA

• Reakcja rozszczepiania

j

ąder promieniotwórczych

(Uran)

235

U

92

+

1

n

0

=> [

236

U

92

]* =>

141

Ba

56

+

92

Kr

36

92

]

56

36

+ 3

1

n

0

+ Q

• Reakcja

łańcuchowa,

samopodtrzymuj

ąca się

• MASA KRYTYCZNA –

bez niej niemo

żliwa jest

reakcja

łańcuchowa

Rozszczepienie j

ądra uranu 235

powolnym neutronem

Reakcja

łańcuchowa

•

Warunkiem
samopodtrzymywania si

ę

reakcji jest, aby w reakcji
rozszczepienia by

ł

wytwarzany co najmniej
jeden neutron zdolny
wywo

łać następne

rozszczepienie. Gdy w

p

y

ka

żdej reakcji

rozszczepienia b

ędzie

powstawa

ć średnio

wi

ęcej niż jeden takich

neutronów, reakcja
rozwinie si

ę lawinowo,

gdy mniej reakcja

łańcuchowa wygaśnie.

Reakcja

łańcuchowa – c.d.

•

J

ądro atomowe może być rozszczepione przez neutrony powolne

(energia 1 keV) – przekrój czynny na rozszczepienie j

ądrowe jest

najwi

ększy dla neutronów powolnych

•

W reakcji rozszczepienia powstaj

ą średnio 3 neutrony szybkie (o

energiach > 1keV), które nie b

ędą uczestniczyć w dalszych

procesach rozszczepienia (bo maj

ą za duże energie)

•

W zwi

ązku z tym takie nowopowstałe neutrony prędkie należy

spowolni

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

j

ądra, czego wynikiem będą kolejne neutrony prędkie. I reakcja

j

ądra, czego wynikiem będą kolejne neutrony prędkie. I reakcja

łańcuchowa przebiega dalej…

•

Aby neutrony pr

ędkie spowolnić, niezbędny jest MODERATOR. Są

to lekkie j

ądra, na których neutrony rozpraszają się sprężyście i

zgodnie z zasad

ą zachowania pędu tracą część swej energii, aż

stan

ą się neutronami powolnymi. Moderatorem jest np. woda (jądra

wodoru), ci

ężka woda, grafit, beryl, etc.

•

Podobnie dzia

ła REFLEKTOR – to warstwa materiału (woda, grafit,

beryl) okalaj

ąca rdzeń reaktorach o właściwościach "odbijania"

uciekaj

ących neutronów z powrotem do materiału rozszczepialnego.

6

Neutrony natychmiastowe i opó

źnione

• W wyniku rozszczepienia j

ądra większość neutronów

powstaje od razu, w tej samej chwili

• Niewielka cz

ęść neutronów (ok. 1% ) związanych z

rozszczepieniem jest emitowana w d

łuższym okresie, aż

do kilku minut po rozszczepieniu, ze stopniowo
zanikaj

ącym natężeniem. Są to tzw. neutrony

opó

źnione.

p

• Emitowane s

ą one nie z jądra złożonego, lecz w wyniku

rozpadu promieniotwórczego fragmentów
rozszczepienia.

• Neutrony opó

źnione są bardzo ważne dla

samopodtrzymywania si

ę reakcji łańcuchowej.

Niezb

ędne do tego celu jest także uzyskanie MASY

KRYTYCZNEJ.

Masa krytyczna

• Skoro przy rozszczepieniu powstaj

ą nowe neutrony,

które to mog

ą rozszczepiać kolejne jądra, to oczywistym

staje si

ę fakt, iż im więcej będzie jąder zdatnych do

rozszczepienia, tym reakcja b

ędzie sprawniej

przebiega

ć.

Gd

t i

ł

i l

j

t i

i l (

• Gdy materia

łu rozszczepialnego jest niewiele (masa

krytyczna nie zosta

ła przekroczona), reakcja łańcuchowa

nie mo

że zajść (więcej neutronów jest traconych niż

nowopowsta

łych)

• Gdy b

ędziemy dokładać materiału rozszczepialnego, w

pewnym momencie tyle samo neutronów b

ędzie

tworzonych ile traconych- mamy mas

ę krytyczną.

Masa krytyczna – c. d.

Liczba neutronów, które mog

ą uciec, jest proporcjonalna do

powierzchni zewn

ętrznej tego materiału. Ponieważ w przypadku

kuli obj

ętość wynosi V=4/3*pi*R

3

, a jej powierzchnia S=4*pi*R

2

,

gdy b

ędziemy zwiększać promień kuli R jej objętość będzie rosła

szybciej ni

ż powierzchnia. Zatem coraz więcej neutronów będzie

powodowa

ć następne reakcje, a coraz mniej uciekać poza kulę.

Masa krytyczna – c. d. 2

Zale

ży ona od: geometrycznych wymiarów materiału

(jest najmniejsza, gdy materia

ł uformowany jest w

kszta

łcie kuli), rodzaju izotopu rozszczepialnego,

zanieczyszcze

ń i domieszek w materiale

rozszczepialnym (uran o zawarto

ści 50% U-235 ma 4-

krotnie wi

ększą masę krytyczną od czystego U-235).

K

ł k

t

U 235 l b P 239

i

i j

j

Kawa

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

od masy krytycznej jest wi

ęc całkowicie bezpieczny,

mo

żna nim manipulować bez obawy wybuchu jądrowego

Przyk

ładowe wartości mas krytycznych dla różnych

materia

łów wynoszą:

- dla uranu-233 - 16 kg,
- dla uranu-235 - 52 kg,
- dla plutonu-239 - 10 kg.

7

… na Ziemi to nie cz

łowiek pierwszy wykorzystał energię

j

ądrową…

2 miliardy lat temu „pracowa

ły” tzw. reaktory naturalne.

Najbardziej znanym jest naturalny reaktor w miejscowo

ści

Oklo w po

łudniowo-wschodnim Gabonie (Afryka)

•

Powstaje pytanie jak to si

ę działo w Oklo? Otóż naukowcy okryli kilkanaście nisz, w

których w przesz

łości działały te naturalne reaktory. Reakcje łańcuchowe trwały tam

przez oko

ło 150.000 lat. Przez ten czas wypaliło się, jak się szacuje, około 6 ton

uranu U-235. Natomiast

średnia moc takiego reaktora nie przekraczała 100

kilowatów (takie jest mniej wi

ęcej zapotrzebowanie dziesięciu domów

jednorodzinnych w energie).

•

Ciekawe jest to,

że reakcje zachodzące w tych reaktorach nie wymknęły się spod

kontroli, czyli nie dosz

ło do wybuchu ani stopienia rudy uranu. Najprawdopodobniej

moderatorem w tym przypadku by

ła woda.

•

W ska

łach otaczających złoża uranu zmierzono zawartość ksenonu, gazu

szlachetnego, który powstaje podczas reakcji

łańcuchowej. I okazało się, że reaktor

w Oklo rozpala

ł się i działał przez 30 minut po czym gasł i po upływie 2,5 godziny

znowu si

ę rozpalał. Cykl ten powtarzał się przez wiele tysięcy lat.

•

Mo

żna to porównać do gejzerów. W czasie gdy reaktor był aktywny woda się

nagrzewa

ła, zmieniała w parę wodną i wydostawała się na zewnątrz złoża uranu.

nagrzewa

ła, zmieniała w parę wodną i wydostawała się na zewnątrz złoża uranu.

Wtedy reakcja

łańcuchowa zanikała i reaktor „gasł”. Następny cykl rozpoczynał się

gdy znowu zgromadzi

ła się odpowiednia ilość wody.

MARIA

• Reaktor Maria zosta

ł pierwszy raz uruchomiony

w grudniu roku 1974 i jako jedyny w Polsce
dzia

ła do dzisiaj (rok 2006). Jest on zbudowany

od podstaw w Polsce a oparty na radzieckim
pomy

śle (reaktor MR w Instytucie Kurczatowa w

Moskwie). Dlatego jego nazwa MARIA
nawi

ązuje do wybitnej polskiej badaczki i

noblistki- Marii Curie-Sk

łodowskiej.

• Jest on reaktorem naukowo-badawczym, nie

energetycznym

Moc cieplna pojedynczego kana

łu 1.8 MW

Moc reaktora wynosi 30 MW
Pracuje 3300 godzin rocznie

Typ reaktora: basenowy

Strumie

ń neutronów termicznych:

W paliwie 2.5*10

14

n/cm

2

s

W berylu 4.0*10

14

n/cm

2

s

be y u

0

0

/c

s

Materia

łami tworzącymi moderator reaktora są woda

i beryl (s

łużą do spowalniania neutronów)

Materia

łami tworzącymi reflektor są grafit i woda

(s

łużą do odbijania neutronów)

Rdze

ń reaktora składa się z ciśnieniowych

kana

łów paliwowych, prętów regulacyjnych i

matrycy z

łożonej z bloków berylowych. Wokół

rdzenia umieszczone s

ą bloki grafitowe

spe

łniające rolę reflektora. Całość umieszczona

jest w obudowie zwanej koszem. Kosz ten
zamocowany jest na specjalnej podstawie
umieszczonej na dnie basenu reaktora. Obok
basenu reaktora znajduje si

ę basen

basenu reaktora znajduje si

ę basen

przechowawczy (paliwowy) przeznaczony
g

łównie do okresowego przechowywania

wypalonego paliwa i ró

żnego rodzaju sond.

Pe

łni on również rolę podwodnej drogi

transportowej do komór gor

ących, a w

szczególno

ści do tzw. komory demontażowej.

Baseny oddzielone s

ą śluzą.

8

Widok na basen przechowawczy. Wida

ć zużyte paliwo i instrumenty pomocnicze

•

Pierwotny obieg ch

łodzenia paliwa:

– Kana

ły paliwowe- rura Field’a. Dzięki koncentrycznemu ułożeniu

woda przep

ływa między rurami skutecznie je schładzając.

– Ci

śnienie przepływającej wody wynosi (zależnie od miejsca

pomiaru): 0.8 ÷ 1.8 Mpa

– Maksymalna temperatura paliwa osi

ąga wartość 180 °C

SYSTEM CH

ŁODZENIA

W przeciwie

ństwie do reaktorów energetycznych, ciepło wydzielane w

reaktorze MARIA jest problemem, a nie korzy

ścią

y

p

p

ąg

– Przep

ływ chłodziwa (wody) wynosi:

• przez kana

ł paliwowy 30 m3/h

• przez obieg 600 ÷ 700 m3/h

•

Drugi pierwotny obieg ch

łodzenia: basen wodny, w którym

zanurzony jest reaktor:

• Ci

śnienie atmosferyczne ok. 1000 hPa

• Temperatura:

– na wlocie 50 °C
– na wylocie 60 °C

• Przep

ływ wody w basenie wynosi 1400 m3/h

Matryca rdzenia i reflektor-Matryca rdzenia sk

łada się z

bloków berylowych, a reflektor z bloków grafitowych. Jedne i
drugie bloki maj

ą te same wymiary zewnętrzne. Widok z góry

na rdze

ń pokazany jest na schemacie na następnym slajdzie.

Bloki grafitowe s

ą ściętymi ostrosłupami o podstawie

kwadratowej z tym,

że część z nich ma ścięte naroża. Górny

wymiar bloku (nak

ładki) wynosi 140 mm, dolny zaś 120 mm.

Wysoko

ść bloków wraz z nakładkami wynosi 1585 mm. Taki

uk

ład stożkowy pozwala na zainstalowanie nad rdzeniem

znacznie wi

ększych gabarytowo elementów reaktora (napędy)

i urz

ądzeń doświadczalnych.

Bl ki

fit

k

lk

tj

ł i t

i

k

Bloki grafitowe s

ą koszulkowane tj. osłonięte cienką

blach

ą aluminiową . Ze względu na możliwość pracy bloku w

temperaturze przekraczaj

ącej 800

o

C, grafit zosta

ł

odpowiednio przygotowany tj. odgazowany w pró

żni w

temperaturze oko

ło 800

o

C i nasycony azotem. Szczelina

mi

ędzy koszulką, a grafitem jest wypełniona azotem.

Analogiczn

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

one koszulkowane. Dzi

ęki takiemu ułożeniu bloków w

reaktorze,

że między blokami znajdują się szczeliny ok.

1.5mm, mo

że pomiędzy nimi swobodnie przepływać

ch

łodziwo.

Reaktor MARIA w czasie pracy

Wymiana elementu paliwowego

EWA

Pierwszym polskim reaktorem by

ła EWA (nazwa

pochodzi od s

łów Eksperymentalny, Wodny,

Atomowy). Zosta

ła ona sprowadzona z ówczesnego

Zwi

ązku Radzieckiego i zamontowana w Świerku.

Pierwszy raz reaktor zosta

ł uruchomiony w roku

1958 i pocz

ątkowo jego moc wynosiła 2 MW.

Stopniowo jednak moc zwi

ększano aż do 10 MW

Stopniowo jednak moc zwi

ększano aż do 10 MW.

Reaktor zosta

ł definitywnie zamknięty w roku 1995,

a jego hala niemal doszcz

ętnie opróżniona ze

sprz

ętu. Pozostała jednak cała konstrukcja, która w

chwili obecnej jest pusta, a s

łużyć będzie

przechowywaniu odpadów radioaktywnych.

Hala reaktora EWA znajduje si

ę ok. 300 metrów

od hali reaktora MARIA. Reaktor EWA by

ł również

reaktorem naukowo-badawczym.

9

Inne polskie reaktory

Oprócz tych dwóch g

łównych reaktorów

(MARIA i EWA), w mi

ędzyczasie działało w

Świerku kilka mniejszych: Maryla 1, Maryla 2,
Anna, Hanna, Panna, Agata i inne. Ich moc by

ła

jednak nieporównywalnie mniejsza od dwóch
naj i

ęks ch sióstr

najwi

ększych sióstr.

W ostatnim czasie zacz

ęto głośno mówić o

wybudowaniu w Polsce pierwszej elektrowni
j

ądrowej. Kilkanaście lat temu planowano

otwarcie takiej w

Żarnowcu, ale niestety nie

uda

ło się sfinalizować tego bardzo potrzebnego

przedsi

ęwzięcia…