Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

3 

 

Spis treści 

 

Wstęp – cel i zakres pracy.           

4 

 

 

1.  Energetyka Jądrowa. 

6 

 

 

1.1  Zarys historyczny. 

6 

 

 

1.2  Podstawy fizyczne budowy reaktorów. 

9 

 

 

1.3  Podział reaktorów i typowi przedstawiciele.  

17 

 

 

1.4  Cykl paliwowy. 

28 

 

 

2. Aktualne rozwiązania stosowane w energetyce jądrowej. 

40 

 

 

2.1  Reaktory wysokotemperaturowe THTR. 

40 

 

 

2.2  Reaktory Powielające FBR. 

46 

 

 

2.3 Reaktory  AP1000. 

48 

 

 

2.4  Układy ADS. 

53 

 

 

2.5  Reaktory Termojądrowe (JET, ITER). 

57 

 

 

3. Rozwój Energetyki Jądrowej w  Polsce. 

65 

 

 

3.1 Próba budowy energetyki jądrowej w latach 90-tych XX wieku. 

65 

 

 

3.2 Stan Polskiej elektroenergetyki ,wpływ UE oraz projekt Rządu RP . 

68 

 

 

3.3 Koncepcja energetyki jądrowej w Polsce. 

74 

 

 

Podsumowanie. 

86 

 

 

Literatura 

87 

 

 

Spis rysunków 

88 

 

 

 

 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

4 

 

 

Wstęp – cel i zakres pracy. 

 

Rozwój  współczesnego  świata  jest  bardzo  dynamiczny,  przyrost  ludności  i  rozwój 

technologiczny  wymaga    zwiększa  produkcji  energii.  Wysokie  zużycie  energii  elektrycznej 

jest  wyznacznikiem  dobrobytu  i  przekłada  się  na  zwiększenie  długości  życia. 

Najpopularniejszym źródłem energii jest proces spalania drewna i kopalin (węgla, ropy, gazu 

ziemnego) ,  jednak zasoby tych  paliw wyczerpują się, tym samym ich cena rośnie, a emisja 

spalin  towarzysząca  wytwarzaniu  energii  w  znaczący  sposób  przyczynia  się  do  zmian 

klimatycznych zachodzących na naszej planecie. 

W  obliczu  tych  wyzwań  poszukuje  się  różnych  rozwiązań.  Jednym  z  nich  są  odnawialne 

ź

ródła  energii  (geotermalne  ,wiatru  ,słońca  ,wody  i  spalanie  biomasy).  Wykorzystanie 

naturalnych    źródeł  energii  wiąże  się  z  poniesieniem  olbrzymich  kosztów.  Energia  wiatru         

i słońca jest bardzo niestabilna i wymaga tworzenia zaplecza energetycznego. Wykorzystania 

energii  wodnej  nie  jest  wszędzie  możliwe  i  niejednokrotnie  trzeba  zmieniać  środowisko 

naturalne  na  dużym  obszarze  w  sposób  nieodwracalny.  W  razie  suszy  również  należy 

posiadać  zaplecze  energetyczne.  Spalanie  biomasy  ,  które  mogło  by  sprostać 

zapotrzebowaniom na energię z pewnością doprowadziło by do głodu na świecie. Panaceum 

na bolączki światowej energetyki  mogą być reaktory atomowe, które nie emitują spalin i są 

stabilne energetycznie. 

Produkują  jednak  odpady  radioaktywne  ,  a  awarie  reaktorów  spowodowały  sceptyczne 

podejście społeczeństwa do tego sposobu wytwarzania energii. Czy energetyka jądrowa jest 

bezpieczna? Co dzieje się z odpadami ? Ile kosztuje energia wyprodukowana w ten sposób     

i na jak długo wystarczy? W jaki sposób z problemami energetycznymi poradzi sobie Polska?   

Celem  niniejszej  pracy  jest  odpowiedź    na  powyższe  pytania  poprzez    przedstawienie 

współczesnych  technologii  w  energetyce  jądrowej,  jak  i  koncepcje  wdrożenia  najlepszych 

rozwiązań w energetyce Polski. 

Rozdział  pierwszy  poświęcony  został  podstawowym  zagadnieniom  związanym  z    energią       

i  energetyką  jądrową.  Przedstawia  ramy  czasowe  w  których  nastąpił  jej  rozwój,  zjawiska 

fizyczne  zachodzące  podczas  rozszczepienia  atomu  jak  i  rozwiązania  które  pozwoliły 

ujarzmić  tą  energię.  Ukazuje  budowę  typowych  reaktorów  atomowych  jak  również  procesy 

związane z wydobyciem, eksploatacją i składowaniem paliwa reaktorowego.  

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

5 

 

Drugi  rozdział  przedstawia  najnowsze  osiągnięcia  w  dziedzinie  energetyki  jądrowej 

omówione  na  przykładach:    reaktor  THTR    zastosowanie  paliwa  torowego  oraz 

wykorzystanie  ciepła  technologicznego  w  innych  dziedzinach  przemysłu,  FBR  przykładem 

reaktora  produkującego  paliwo,      AP  1000  zwiększenie  bezpieczeństwa  elektrowni  przy 

zmniejszeniu  jej  gabarytów,  układ  ADS  technologia  która  zlikwiduje  problem  odpadów 

promieniotwórczych,  JET  i  ITER  reaktory  termojądrowe  zabezpieczające  energie  dla 

ludzkości na setki tysięcy lat.  

Trzeci rozdział prezentuje historie nieudanej budowy elektrowni jądrowych w Polsce , obecny 

stan  polskiej  elektroenergetyki  i  wyzwania  jej  stawiane  oraz  rządowe  projekty  rozwoju. 

Ś

wiatowe  trendy  energetyczne,  aspekty:  ekologiczne,  ekonomiczne  i  społeczne  dotyczące 

budowy  elektrowni  jądrowej,  propozycje  lokalizacji  i  rodzaju  reaktorów  w  Polsce,                 

w perspektywie 30 lat. 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

6 

 

 

1.

  ENERGIA JĄDROWA  

 

1.1

   ZARYS HISTORYCZNY 

 

W  1896  przypadkowe  odkrycie  Henri  Becquerela  promieniowania  z  rudy  uranu  która 

zaczerniła film owinięty w czarny papier - alfa i beta promieniowanie. Później Villard wykrył 

składową elektromagnetyczną- promieniowanie gamma. 

 

Piotr i Maria Curie wyizolowali polon i rad w 1898 r.  W tym samym roku Samuel Prescott 

pokazał, że promieniowanie radu zabija bakterie w pożywieniu.  

W  roku  1902  Ernest  Rutherford  dowiódł,  że  emisja  cząstek  alfa  lub  beta  przekształca 

oryginalny  pierwiastek  w  inny,  a  dalsze  badania  cząstek  alfa  wykazały  dodatnie  jądro 

wewnątrz atomu.  

W  roku  1911  Frederic  Soddy    odkrył  istnienie  różnorakich  izotopów  danego  pierwiastka,       

a  George  de  Hevesy  stwierdził,  że  łatwość  wykrycia  promieniowania  pozwala  na 

wykorzystanie  izotopów promieniotwórczych jako znaczników. 

W roku 1932 James Chadwick  odkrył neutrony. Rok później Cockroft i Walton stwierdzili 

istnienie  promieniotwórczości  produktów  reakcji  z  przyspieszanymi  w  akceleratorze 

protonami.    Wreszcie  Enrico  Fermi  wykazał,  że  użycie  neutronów  pozwala  na 

wyprodukowanie  znacznie  większej  liczby  izotopów  promieniotwórczych  niż  przy  użyciu 

protonów. 

W roku 1939 Otto Hahn i Fritz Strassman odkryli zjawisko rozszczepienia, choć interpretację 

ich eksperymentu należy zawdzięczać Lise Meitner  i Otto Frischowi, którzy pracowali pod 

okiem  Nielsa  Bohra.  Obserwacja  ta    przyniosła  pierwsze  potwierdzenie  eksperymentalne 

słuszności relacji równoważności masy i energii Alberta Einsteina. 

Fizycy  zdali  sobie  sprawę  z  ogromnej  energii  wyzwalanej  w  procesie  rozszczepienia  jąder 

uranu,  a  że  trwała  wojna,  Niemcy,  Anglicy  i  Amerykanie  toczyli  grę  o  to,  kto  pierwszy 

skorzysta z tej energii.  

Pojęcie masy krytycznej zawdzięczamy francuskiemu fizykowi, Jean Baptiste Perrinowi. 

Teorie Perrina samopodtrzymującej się reakcji łańcuchowej zostały następnie rozwinięte 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

7 

 

przez angielskiego fizyka Rudolfa Peierlsa .W Związku Radzieckim utworzono w roku 1940 

specjalny Komitet ds Problemu Uranu,  który przerwał pracę w związku z napaścią Niemiec 

na ZSRR. 

W  trakcie  wojennego  wyścigu  zbrojeń  Peierls  i  Frisch  wystosowali  do  rządu  brytyjskiego 

dokument znany pod nazwą Memorandum Peierlsa-Frischa, w którym wykazywali, że z 5 kg 

235

U  można  stworzyć  bardzo  skuteczną  bombę,  której  detonacja  będzie  równoważna  kilku 

tysiącom ton dynamitu. Uczeni ci utworzyli tzw. Komitet MAUD . 

Już w roku 1940 wykazano na Uniwersytecie w Cambridge, że przy użyciu 

powolnych neutronów można otrzymać samopodtrzymującą się reakcję w mieszaninie tlenku 

uranu  i  ciężkiej  wody.  Odkryto  możliwość  przekształcenia 

238

U  w  rozszczepialny 

239

Pu.  

MAUD  przedstawiła  raport  wykazujący,  że  kontrolowana  reakcja  łańcuchowa  może  zostać 

wykorzystana do produkcji ciepła lub energii elektrycznej.  

Amerykanie przegonili  Brytyjczyków z nowymi możliwościami stworzenia broni. Było to 

związane  z  intensywnymi  badaniami  nad  separacją  i  wzbogacaniem  uranu  oraz  produkcją 

rozszczepialnego plutonu – James Chadwick. W roku 1942 badania przejęła i utajniła armia. 

Cała działalność naukowa została skierowana na produkcję bomby jądrowej. 

W 1942 r. Enrico Fermi skonstruował pierwszy stos atomowy, w którym przeprowadził 

kontrolowaną reakcję łańcuchową. W Argonne zbudowano pierwszy reaktor, w którym 

produkowano pluton na potrzeby militarne. Trzy wytwórnie ciężkiej wody zbudowano 

w  Ameryce,  jedną  w  Kanadzie.  Pracujący  pod  kierunkiem  Roberta  Oppenheimera  zespół 

najbardziej utalentowanych fizyków, techników i matematyków pracował nad 

konstrukcją bomb uranowych i plutonowych w ramach tzw. Projektu Manhattan.  

16  lipca  1945  r.  przeprowadzono  pierwszą  eksplozję  jądrową  bomby  plutonowej  w 

Almagordo w Nowym Meksyku.  

6-go sierpnia 1945 r. zdetonowano nad Hiroszimą pierwszą bombę zbudowaną z uranu-235,       

a9-go  sierpnia  zrzucono  bombę  plutonową  nad  Nagasaki.  Następnego  dnia,  10-go  sierpnia, 

rząd japoński poddał się, co zakończyło ostatecznie koniec  II Wojnę Światową. 

Rosjanie rozwijali swoje badania w wolniejszym tempie. Pierwszy stos atomowy do 

produkcji plutonu, tzw. F-1, został skonstruowany przez Igora Kurczatowa w 1946 roku. 

Pierwszy  próbny  wybuch  takiej  bomby  nastąpił  w  sierpniu  1947  roku  na  poligonie  blisko 

Semipałatyńska w Kazachstanie. W tym czasie Andrej Sacharow i Igor Tamm pracowali już 

nad konstrukcją bomby wodorowej. 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

8 

 

Koniec  wojny  zwrócił  uwagę  na  pokojowe  wykorzystanie  energii  jądrowej  choćby  do 

produkcji  elektryczności.  Pierwszym  zbudowanym  reaktorem  powielającym  był  reaktor  

EBR-1 (od ang. Experimental Breeder) w Idaho w USA. Uruchomiono go w grudniu 1951 r.  

Równolegle w USA i ZSRR – nastała era energetyki jądrowej, której zadanie 

jednak nie zawsze miało jedynie pokojowy charakter. Pierwszym okręt podwodny o napędzie 

atomowym był USS Nautilus zwodowany w 1954 roku.  

Na  lądzie  zaś  budowano  reaktory  do  produkcji  plutonu  do  bomb  atomowych.  Reaktory  te 

powstawały  w  ośrodkach  militarnych  i  ich  bezpieczeństwo  było  znacznie  niższe  niż 

bezpieczeństwo elektrowni jądrowych.  

Ponieważ USA zdominowały produkcję wzbogaconego uranu, Brytyjczycy skoncentrowali 

się na budowie reaktorów opartych na naturalnym uranie metalicznym, z moderatorem 

grafitowym i chłodzeniem gazowym. Pierwszy reaktor Calder Hall-1 typu Magnox o mocy 50 

MWe uruchomiono w roku 1956 i pracował do roku 2004.  

Ogółem  pracuje  dziś  na  świecie  około  440  bloków  energetycznych  napędzanych  energią 

jądrową. Francja w której niemal 80% produkowanej energii elektrycznej pochodzi 

z  energetyki  jądrowej  opierała  się  na  reaktorach  typu  Magnox,  wkrótce  zostały  one 

zdominowane  przez  tzw.  reaktory  wodno  ciśnieniowe  –  PWR  (od  ang.  Pressurized  Water 

Reactor).  

Związek  Radziecki  zbudował  swoje  pierwsze  dwie  wielkie  elektrownie  w  roku  1964:  w 

Białojarsku uruchomiono 100 MW reaktor z wrzącą wodą, w Nowoworoneżu zaś reaktor typu 

PWR (wg rosyjskiego skrótu – WWER: Wodo-Wodjanoj Energieticzeskij Reaktor) o mocy 

210  MW.  Rok  1973  przyniósł  pierwszy  reaktor  typu  RBMK,  reaktor,  którego  konstrukcję 

oparto  na  schematach  reaktorów  do  produkcji  plutonu.  Chociaż  reaktory  RBMK  (od  ros. 

Reaktor  Bol’szoj  Moszcznosti  Kanal’nyj)  nie  były  stosowane  do  celów  militarnych, 

pozwalały one jednak w razie potrzeby na przestawienie cyklu pracy tak by szybko uzyskiwać 

duże ilości plutonu do produkcji bomb. Reaktor ten zbudowano także w Czarnobylu. Był on 

obciążony  wadami  w  zakresie  bezpieczeństwa,  typowymi  dla  tych  reaktorów  i  zawierał 

ponadto błędy konstrukcyjne, które pozostawały  ukryte ze względu na wymagania tajności, 

które  otaczały  konstrukcję  reaktorów  RBMK.  Wybuch  reaktora  RBMK  w  elektrowni 

jądrowej  w  Czarnobylu  26  kwietnia  1986  r.  znacząco  zahamował  na  świecie  prace  nad 

energetyką jądrową. 

 

W Polsce planowano w latach 80. ubiegłego stulecia budowę około 10 reaktorów 

energetycznych. Pierwszy miał powstać w miejscowości Żarnowiec na Wybrzeżu, 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

9 

 

względnie niedaleko Gdańska. Niestety, ulegając naciskom społecznym, Rząd Polski podjął 

w 1990 roku decyzję o zaprzestaniu już rozpoczętej budowy.  

Konsekwencje  tej  decyzji  są  dla  Polski  fatalne  lecz  obecnie  pojawia  się  światło  nadziei 

powracają plany rozwoju energetyki jądrowej.[1] 

1.2

 Podstawy fizyczne budowy reaktorów jądrowych 

 

Energia jądrowa jest energią wyzwalaną w jednym z trzech procesów jądrowych: 

1.

  spontanicznym rozpadzie jądra (włączając spontaniczne rozszczepienie) 

 

2.

  reakcja rozszczepienia 

 

 

3.

  reakcja syntezy jądrowej (termojądrowej) 

Neutrony  uderzając  w  ciężkie  jądro  (np.  jądro 

235

U 

233

U, 

239

Pu),  może  powodować  jego 

rozszczepienie,  tj.  jego  podział  na  dwa  nowe  jądra.  W  trakcie  rozszczepienia  wydziela  się 

ogromna ilość energii z jednoczesną emisją kilku neutronów i fotonów γ.(rys.1) 

 

rys.1. Schematyczny obraz możliwego przebiegu reakcji rozszczepienia (spis rysunków [1]) 

Dwa  nowe  jądra  zwane  fragmentami  rozszczepienia,  zwykle  mają  nierówne  masy  i  są           

w stanie wzbudzonym. Neutrony emitowane w trakcie rozszczepienia noszą nazwę neutronów 

natychmiastowych  i  mają  średnią  energię  około  2  MeV.  Na  jedno  rozszczepienie  przypada 

około 2,5 neutronów natychmiastowych. 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

10 

 

Ś

rednia  energia  wydzielana  w  trakcie  jednego  rozczepienia  wynosi  około  200  MeV. 

Większość  tej  energii,  to  energia  kinetyczna  fragmentów  rozszczepienia  i  neutronów 

natychmiastowych.  W  skali  energii  typowych  dla  jąder  atomowych  jest  to  duża  energia. 

Porównajmy dla przykładu kilka innych energii: 

•  energia wyzwalana podczas spalania jednego atomu węgla, to około 4 eV,       

a więc około 50 milionów razy mniejsza! 

•  typowa energia cząstek alfa i beta pochodzących z naturalnych źródeł 

promieniotwórczych, to kilka MeV 

•  typowa energia wyzwalana w reakcji termojądrowej jest rzędu 20 MeV. 

Dzięki temu że na jedno rozszczepienie przypada więcej niż jeden neutron natychmiastowy, 

istnieje  możliwość  osiągnięcia  samopodtrzymującej  się  łańcuchowej  reakcji  rozszczepienia 

(rys.2).  Urządzenie,  w  którym  można  wytworzyć  reakcję  łańcuchową  w  sposób 

kontrolowany,  nazywa  się  reaktorem  jądrowym.  Urządzenie  w  którym  reakcja  łańcuchowa 

zachodzi w sposób niekontrolowany (wybuchowy), nosi nazwę bomby jądrowej. [2] 

 

 

rys.2. Schemat jądrowej reakcji łańcuchowej (spis rysunków [1]) 

To czy zapoczątkowana reakcja łańcuchowa będzie narastać , maleć czy  zanikać, zależy od 

współczynnika mnożenia k. Współczynnik mnożenia k nazywamy stosunek liczby neutronów 

danej generacji  do liczby neutronów generacji poprzedniej. 

 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

11 

 

Współczynnik mnożenia otrzymamy mnożąc liczbę v neutronów powstałych w jednym 

rozszczepieniu przez prawdopodobieństwo f 

k  f  v  v 

F

F  A  L

 v 

F

F  A



1

1 

L

F  A

 





  - zależy od stosunku ilości materiału rozszczepialnego do materiału nierozszczepianego 

w materiale reaktora. 





 -zależy  od stosunku zdolności ucieczki neutronów poza objętość czynną reaktora do 

zdolności adsorpcji w materiale reaktora 

Dla materiału rozszczepialnego, mającego postać kuli , straty neutronów są proporcjonalne do 

powierzchni kuli 4πRr



, zaś zdolność absorpcji i produkcji neutronów jest proporcjonalna do 

objętości  





πR



.  Stąd stosunek zdolności produkcji neutronów do strat neutronów jest 

proporcjonalny do promienia R kuli, czyli wyraz  





 maleje ze wzrostem R. 

Dla R  ∞  , 





 0

 i k dąży do granicznej wartości 

k



 v

F

F  A

 

dla małego promienia kuli materiału rozszczepialnego F  0 , 





 ∞

 i   k  0. 

Jeżeli k



 v





 1

,wtedy można tak dobrać objętość reaktora ,aby k=1. Tę objętość 

reaktora nazywamy objętością krytyczną, zaś masę materiału rozszczepialnego, zawartego     

w tej objętości, nazywamy masą krytyczną. Stan krytyczny reaktora jest jego normalnym 

stanem pracy.  

Reaktory dla których k<1, jest w stanie podkrytycznym. Zapoczątkowana w nim reakcja 

wygasa szybko. Gdy k>1, reaktor jest w stanie nadkrytycznym. Reakcja łańcuchowa w takim 

reaktorze szybko narasta i w skutek wydzielania olbrzymiej ilości energii – reaktor 

wybucha.[3] 

 

Paliwo  jądrowe  stanowi  kompozycja  jednego  lub  kilku  izotopów  rozszczepialnych                  

z  izotopami  rodnymi  i  innymi  materiałami.  Izotopami  rozszczepialnymi  nazywamy  te 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

12 

 

izotopy,  które  łatwo  ulegają  rozszczepieniu  pod  wpływem  neutronów  o  dowolnie  małej 

energii. Należą do nich 

235

U, 

233

U  i 

239

Pu. W przyrodzie występuje tylko 

235

U. W naturalnym 

uranie  występuje  tylko  0,7% 

235

U,  resztę  stanowi 

238

U. 

 233

U  i 

 239 

Pu  nie  występują  w 

przyrodzie(poza ilościami śladowymi). Są one wytwarzane w reaktorach jądrowych w wyniku 

bombardowania  neutronami  jąder,  tzw.  izotopów  rodnych.  Do  izotopów  rodnych  zaliczamy 

238

U  i 

232

Th.  W  ogromnej  większości  obecnie  budowanych  i  eksploatowanych  reaktorów 

jądrowych stosowany jest uran wzbogacony, w którym zawartość 

235

U jest większa od 0,7% 

Najczęściej  stosowanym  obecnie  materiałem  paliwowym  jest  dwutlenek  uranu 

UO

2

(wzbogacony) 

Obszar reaktora zawierającego materiał rozszczepialny nazywa się rdzeniem reaktora . Wokół 

rdzenia  reaktora  może  być  umieszczony  materiał  nie  ulegający  rozszczepieniu,  zwany 

ekranem    (reflektor  neutronów),  odbijającym  neutrony  z  powrotem  do  rdzenia  reaktora. 

Zastosowanie  ekranu  zmniejsza  masę  krytyczną  reaktora.  W  szczególności  dobrymi 

reflektorami są beryl i grafit. (rys 3) 

 

rys.3. Schemat produkcji i odbijania neutronów (spis rysunków [1]) 

Reaktor w którym większość rozszczepień spowodowana jest przez neutrony o małej energii 

(rzędu  setnych  eV),  zwane  są  reaktorami  termicznymi.  Reaktory,  w  których  większość 

rozszczepień jest spowodowana przez neutrony prędkie ( o energii rzędu dziesiętnych MeV), 

noszą nazwę rektorów prędkich.    

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

13 

 

W reaktorach termicznych trzeba spowolnić neutrony natychmiastowe o energii rzędu 2 MeV 

do  energii  termicznych  (rzędu  setnych  eV).  Trzeba  zatem  stosować  materiał  o  małej  masie 

atomowej  zwany  moderatorem.  Neutrony  tracą  swa  energię  w  wyniku  zderzeń  sprężystych     

z  jadrami  moderatora,  oprócz  spowalniania  moderator  wydłuża  czas  życia  neutronu  między 

kolejnymi  rozszczepieniami  ,  prze  co  ułatwia  sterowanie  reakcją  łańcuchową.  Najczęściej 

stosowane moderatory to woda, ciężka woda, grafit i stosunkowo rzadko beryl.                      

Tabela.1 Podział neutronów wg energii 

Energia 

Neutrony 

< 10

-3

  e V 

ultra zimne 

10

-3

 –  10

-2

 eV 

zimne 

10

-2

 –  0.025 eV 

termiczne 

0.025  – 1 eV 

epitermiczne 

1 - 10  eV 

nadtermiczne 

10–10

6 

 eV

 

pośrednie 

10

6 

– 3· 10

7

 eV 

prędkie 

3 · 10

7

–3 · 10

8

 eV 

bardzo prędkie 

>3 · 10

8

 eV 

superprędkie 

 

Tabela.2  Własności pierwiastków lekkich moderatory 

Ś

rednia liczba zderzeń (n) potrzebna na spowolnienie neutronów do energii 1 MeV do 

40meV 

Jadro 

n 

jądro 

n 

H 

18 

Be 

90 

D 

25 

C 

114 

He 

42 

N 

132 

Li 

62 

O 

150 

Reaktor  jądrowy  w  którym  paliwo  jądrowe  i  inne  materiały  tworzą  jednorodną  mieszaninę 

noszą  nazwę  reaktora  jednorodnego.  Reaktor  jądrowy,  w  którym  paliwo  jądrowe  jest 

wyraźnie oddzielone od innych materiałów,  nosi nazwę reaktora niejednorodnego. Wszystkie 

reaktory na świecie,  poza kilkoma wyjątkami, są reaktorami niejednorodnymi . 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

14 

 

W  reaktorze  niejednorodnym  paliwo  jądrowe  jest  zawarte  w  elementach  paliwowych. 

Najczęściej elementy paliwowe mają postać walcowych prętów, chociaż występują znacznie 

rzadziej elementy paliwowe płytkowe czy też  kuliste ( i inne). 

Walcowy  element  paliwowy  składa  się  z  cienkościennej  rurki  zwanej  koszulką                        

i z umieszczonych w niej pastylek paliwowych (rys.4).Szczelna koszulka powinna zapobiec 

wydostawaniu  się  na  zewnątrz  gazowych  produktów  rozszczepienia.  Walcowe  elementy 

paliwowe są długie o małej średnicy, są podatne na odkształcenia. 

    

 

rys.4.  Pastylka paliwowa (z prawej), pastylka w osłonce ceramicznej (z prawej). (spis rysunków [2]) 

W  celu  zwiększenia  sztywności  i  ułatwienia  manipulacji  paliwem  w  reaktorze  elementy 

paliwowe  są  grupowane  w  kasety  paliwowe.  Element  paliwowy  i  kaseta  paliwowa  są 

pokazane  na  rys.5.

 

Zestaw  kaset  paliwowych  stanowi  rdzeń  reaktora,  zwykle  o  kształcie        

w przybliżeniu walcowym. 

 

rys.5. (od prawej) Pastylki paliwowe, pręty paliwowe, zespół paliwowy.  (spis rysunków [2]) 

Ciepło  wytwarzane  w  elementach  paliwowych,  wskutek  rozszczepienia  jest  odprowadzane 

przez  chłodziwo    przepływające  przez  rdzeń  reaktora.  Chłodziwo  może  być  gazowe  lub 

ciekłe.  Najbardziej  rozpowszechnione  chłodziwa  to:  woda,  ciężka  woda,  dwutlenek  węgla, 

tlenek węgla, hel i ciekły sód. W wielu wypadkach chłodziwo jest także moderatorem. 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

15 

 

Ciśnienie  w  obiegu  chłodzenia  reaktorów  mieści  się  w  przedziale  od  dziesiątych  MPa  do 

około  16  MPa.  W  związku  z  tym  rdzeń  reaktora  musi  być  umieszczany  w  zbiorniku 

ciśnieniowym. Reaktory , których cały rdzeń umieszczony  jest  w zbiorniku ciśnieniowym, 

nazywane  są  reaktorami  typu  zbiornikowego  i  są  obecnie  najbardziej  rozpowszechnione. 

Reaktory,  których  rdzeń  jest  podzielony  na  pęczki  elementów  paliwowych  umieszczone        

w oddzielnych rurach ciśnieniowych noszą nazwę reaktorów typu kanałowego. 

Istotnym elementami reaktora jądrowego są kasety regulacyjne. Są to zwykle zestawy prętów 

lub  pojedyncze  pręty  (  o  przekroju  poprzecznym  kołowym,  pierścieniowym  lub  innym  ) 

wykonane  z  materiału  silnie  pochłaniającego  neutrony.  Aby  sorpcja  neutronów  w  reaktorze 

uległa  zmianie  w  wyniku  zanurzenia  w  nim  lub  wysuwania  z  niego  kaset  regulacyjnych. 

Kasety regulacyjne są elementami układu sterowania reaktora. (rys.6) [4] 

rys.6. Schemat działąnia prętów sterujących. (spis rysunków [1])

 

Kilka prętów, konstrukcyjnie identycznych ze sterującymi, spełnia w reaktorze funkcję tzw. 

prętów bezpieczeństwa. Pręty te mają jedynie dwa położenia: górne i dolne. Podczas 

uruchamiania reaktora, pierwszą czynnością jest podniesienie ich do góry ponad rdzeń. Gdy 

trzeba w trybie awaryjnym przerwać reakcję łańcuchową, pręty te spadają gwałtownie do 

położenia dolnego, rozdzielając elementy paliwowe. 

W większości przypadków chłodziwo opuszczające reaktor przechodzi przez wymiennik 

ciepła zwany wytwornica pary, gdzie wytwarzana jest para wodna napędzająca turbinę 

parową. Są zatem dwa obiegi: pierwotny i wtórny (w reaktorach chłodzonych sodem są trzy 

obiegi: pierwotny, pośredni i wtórny). W biegu pierwotnym krąży chłodziwo przetłaczane 

przez rdzeń reaktora, w obiegu wtórnym zaś para wodna .Istnieją również reaktory jądrowe, 

których chłodziwo jest jednocześnie  czynnikiem roboczym napędzającym turbinę (parową 

lub gazową). Dla wymuszenia przepływu chłodziwa w obiegu chłodzenia reaktora stosowane 

są pompy obiegowe (cyrkulacyjne). 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

16 

 

Zbiornik reaktora musi być otoczony osłoną biologiczną, tj. warstwą materiału, stanowiącą 

osłonę przed promieniowaniem (głównie gamma) wychodzącym z rdzenia. Taką osłonę 

skutecznie stanowi np. warstwa betonu. Hala  reaktora  jest wykonana z odpowiednio grubego 

i wytrzymałego betonu zdolnego wytrzymać fale ciśnieniową  pary powstałą w wyniku awarii 

reaktora. Ponadto, reaktor w hali umieszczony jest wewnątrz budynku (obudowy 

bezpieczeństwa) o podobnie grubych i wytrzymałych ścianach. Dachy, na ogół w formie 

kopuł, są wystarczająco mocne, aby wytrzymać uderzenie samolotu. Układy zabezpieczeń 

reaktora są niejednokrotnie potrajane, co redukuje niemal do zera prawdopodobieństwo 

jednoczesnego zawiedzenia wszystkich urządzeń. 

 

 

rys.7. Mnogość barier bezpieczeństwa w elektrowniach jądrowych reaktor BWR (spis rysunków [2]) 

 

 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

17 

 

Reasumując: w konstrukcji reaktora wyróżniamy przede wszystkim: 

• Paliwo (elementy paliwowe) 

• Pręty sterujące 

• Pręty bezpieczeństwa 

• Moderator 

• Reflektor 

• Obiegi chłodzące 

• Osłonę biologiczną 

1.3

 Rodzaje reaktorów jądrowych 

Olbrzymia większość reaktorów jądrowych na świecie to reaktory energetyczne, które służą 

jako źródła energii cieplnej w elektrowniach. Podziału reaktorów przedstawiono w tabeli 3. 

Tabela  3. Podział reaktorów jądrowych. 

Kryteria  

Rodzaj reaktora. 

zasada działania 

1.

  reaktor termiczny 

2.

   reaktor prędki 

rodzaj moderatora 

1.

  reaktor wodny 

2.

  reaktor ciężko wodny 

3.

  reaktor z moderatorem grafitowym 

4.

  reaktor berylowy 

5.

  reaktor bez moderatora 

rodzaj paliwa 

1.

  uranowe naturalne 

2.

  uranowe wzbogacone 

3.

  plutonowe 

4.

   torowe 

przeznaczenia 

1.

  badawcze 

2.

  energetyczne 

3.

  powielające  

4.

  medyczne 

 materiału chłodzącego 

1.

  chłodzony wodą 

2.

   chłodzony gazem 

3.

  chłodzony ciekłym metalem 

rozmieszczenia paliwa 

1.

  jednorodny 

2.

  niejednorodny 

warunki pracy rdzenia 

1.

  typ zbiornikowy 

2.

  typ kanałowy 

 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

18 

 

W dalszej części rozdziału omówimy podstawowe rodzaje reaktorów energetycznych: 

-  Reaktor  wodno-ciśnieniowy  PWR  (od  ang.  Pressurized  Water  Reactor)  i  rosyjskie 

odpowiedniki WWER ( Wodo- Wodianoj Eniergieticzeskij Reaktor)  

- Reaktor z wrzącą wodą BWR (Boiling Water Reactor) 

- Reaktor chłodzony gazem  AGR (Advanced Gas-cooled Reactor)  

- Reaktory kanałowe RBMK i CANDU [1] 

 

Reaktory Wodno-Ciśnieniowe (PWR i WWER) 

 

Reaktory  Wodno-Ciśnieniowe  są  obecnie  najbardziej  rozpowszechnionymi  reaktorami 

energetycznymi.  Należą  do  grupy  reaktorów  lekko  wodnych  LWR.  Schemat  Reaktora 

przedstawiony jest na rys.(4). 

 

 

 

 

rys.8. Schemat działania reaktora wodno ciśnieniowego; 1 blok reaktora,2 komin chłodzący, 3 reaktor, 4 pręty  kontrolne, 5 

zbiornik wyrównawczy ciśnienia, 6 generator pary,7 zbiornik paliwa, 8 turbina, 9 prądnica, 10 transformator, 11 skraplacz, 

12 stan gazowy, 13 stan ciekły, 14 powietrze, 15 wilgotne powietrze, 16 rzeka, 17 układ chłodzenia, 18 I obieg, 19 II obieg, 

20 para wodna, 21pompa

.

 (spis rysunków [3])

 

 

 

Ciepło  wytworzone  w  reaktorze  doprowadza  się  do  wytwornicy  pary  za  pomocą  wody  pod 

wysokim ciśnieniem, co uniemożliwia wrzenie w obiegu chłodzenia rdzenia. W reaktorze tym 

lekka  woda  jest  jednocześnie  chłodziwem,  moderatorem  i  reflektorem

. 

Jest  to  reaktor  typu 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

19 

 

zbiornikowego, w którym rdzeń umieszczony jest wewnątrz zbiornika ciśnieniowego z basenem 

wodnym. 

 

Wymiary rdzenia średnica 3- 4m, wysokość 2,5 -3,6m 

Przepływ wody 2·10

4

kg/s z prędkością 4- 4,5 m·s

-1 

Ciśnienie w obiegu pierwotnym  12-16 MPa 

Temperatura wody na wlocie 270 do 290 

o

C na wylocie 300 do 320

 o

C  

Gęstość mocy rdzenia 80- 100 kW/dm

3 

Pręty paliwowe mają średnicę ok.10 mm – wymiana ciepła rzędu 5000m

2

 

Powyższe dane dotyczą reaktora o mocy cieplnej 3400 MW, moc elektryczna 1100MWe.  

Paliwo  z  reguły  wykonane  w  postaci  pastylek  z  UO

2 

(  wzbogacenie  do  5%),  zamkniętych            

w koszulce z cyrkonu (np.  Zircaloy) lub stali nierdzewnej. 

Przeładunek paliwa odbywa się raz do roku i wymaga wyłączenia reaktora na okres 1 miesiąca. 

Zbiornik  ciśnieniowy  reaktora  ma  średnicę  4-5  m,  wysokość  12-15  m  wykonany  ze  stali  (200-

300mm) wewnątrz  wyłożony stalą nierdzewną.[4] 

 

 Aby  maksymalnie  zwiększyć  sprawność  turbiny  parowej,  dąży  się  do  wytworzenia  pary              

o  możliwie  wysokiej  temperaturze  i  ciśnieniu.  Podczas  chłodzenia  rdzenia  jej  temperatura 

wzrasta.  

W  obiegu  chłodzącym  musi  być  wmontowany  stabilizator  ciśnienia

[1]

  .Obieg  chłodzenia  składa 

się z kilku obiegów, zwykle od 2 do 4.  

Moc reaktora PWR regulowana jest przez zmianę stężenia boru

[2] 

w obiegu pierwotnym. 

Grafitowe  pręty  regulacyjne  wprowadzane  od  góry  stosowane  są  jedynie  podczas  rozruchu     

i  wyłączania  reaktora. 

W  reaktorach  PWR  wytwornice  pary  są  zamknięte  w  zbiornikach 

pionowych, natomiast WWER (od ros. Wodno-Wodjannyj Energieticzeskij Rieaktor) ułożone są 

poziomo.  (rys.9)

 

Podstawową  troską  konstruktorów  jest  zapewnienie  maksymalnego 

bezpieczeństwa  pracy  całego  układu.  Wszystkie  pompy  tłoczące  oraz  liczne  zawory  muszą 

spełniać  wysokie  wymogi  bezpieczeństwa.  Zawory  błyskawicznie  reagują  na  pęknięcia  w 

rurociągach, uniemożliwiając wyciek wody z obiegu chłodzącego. Układ awaryjnego chłodzenia, 

składający  się  z  wysoko-  ciśnieniowego  zbiornika  zapasowej  wody  połączonego  z  zbiornikami 

                                                            

1

  Jego  praca  :  gdy  ciśnienie  wody  spada,  w  stabilizator  podgrzewa  wodę,  powstaje  więcej  pary,  zwiększa  się  ciśnienie  w 

obiegu.  jeśli  ciśnienie  jest  zbyt  duże,  otwiera  się  zawór,  który  wypuszcza  nadmiar  pary.  Ta  przechodzi  do  zbiornika 

zrzutowego zamieniając się po drodze w wodę.

  

2

 

Pod postacią kwasu borowego który pochłania neutrony termiczne tym samym hamując reakcję łańcuchową. 

 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

20 

 

ś

rednio-  i  niskociśnieniowy,  działa  w  wypadku  wycieku  wody  ze  zbiornika  reaktora.  Układ 

zbiorników awaryjnych jest zwielokrotniony do 2-3 zbiorników każdego rodzaju w razie usterki 

któregoś z nich, każdy zbiornik wyposażony jest w pompę elektryczne z generatorem typu Diesel. 

Cały  obieg  pierwotny  znajduje  się  w  budynku  ze  sprężonego  betonu,  czasem  wyposażony 

dodatkowo w wewnętrzny rodzaj ekranu

[

3

]

.

 

Budynek  ten  zwany  budynkiem  szczelnym    nosi  też  nazwę  obudowy  bezpieczeństwa,  w  razie 

awarii    nie  dopuszcza  do  wydostania  się  materiałów  promieniotwórczych  na  zewnątrz,  jest 

odporny na wysokie ciśnienie a nawet na uderzenie samolotu.[1] 

 

 

 

 

rys.9. Schemat reaktora WWER (po lewej) (spis rysunków [1]) i PWR (po prawej) (spis rysunków [4]) 

 

 

 

 

 

 

                                                            

[3] Aby utrudnić awaryjną emisję promieniotwórczą przestrzeń pomiędzy obudową bezpieczeństwa, a ekranem zalewa się 

wodą.

 

 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

21 

 

 

 

 

 

 Reaktor z wrzącą wodą – BWR 

Innym  typem  reaktora  lekkowodnego  jest  reaktor  BWR  (reaktor  wodny  wrzący)  często 

spotykany na świecie. Typowy schemat reaktora BWR pokazany jest na rys.(10). 

 

 

 

 

rys.10. Schemat działania reaktora BWR (spis rysunków [5]) 

Woda  chłodząca  reaktor  w  postaci  pary  wodnej  pełni  rolę  zarówno  moderatora,  jaki                

i czynnika roboczego w cyklu parowo - wodnym. Wodę w rdzeniu reaktora doprowadza się 

do wrzenia, na

 

wyjściu otrzymuje się parę nasyconą napędzającą turbinę generatora uwagi na 

to, że reaktor elektrowni pełni  funkcję wytwornicy pary, układ pracy elektrowni nazywamy 

jedno  obiegowym.  Wadą  układu  jest  przechodzenie  zanieczyszczonej  izotopami  wody 

chłodzącej  poprzez  wszystkie  elementy  obiegu.  Zmusza  to  do  osłaniania    urządzeń  przed 

promieniowaniem,  co  znacznie  utrudnia  eksploatację.  Materiał  paliwowy  to  UO

2

 

(wzbogacenie  do3%)  koszulki  wykonane  ze  stopu  cyrkonu  rzadziej  stali  nierdzewnej.        

Para  wodna  jest  gorszym  moderatorem  niż  woda  –  przez  co  siatka  elementów  paliwowych 

jest rzadsza, mieszanina parowo wodna to też gorsze chłodziwo niż woda- w związku z tym 

elementy paliwowe mają większą średnicę i co za tym idzie gęstość mocy w reaktorze tego 

typu  wynosi  ok.  50  kW/dm

3

.  wymiary  rdzenia  przy    moc  1100MWe  średnica  5,5-6m 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

22 

 

wysokość  3-3,6m.  ciśnienie  w  obiegu  chłodzącym  7  MPa.  Zbiornik  reaktora  rzędu  5,5  m  i 

wysokości    12-15  m  wykonany  ze  stali  grubości  140  mm  od  wewnątrz  pokryty  stalą 

nierdzewną  .  Przepływ  wody  w  górę  rdzenia  powodowany  jest  przez  pompy  strumieniowe 

wewnątrz zbiornika  reaktora. Pompy  na zewnątrz zbiornika ciśnieniowego wymuszają dużą 

prędkość strumienia wody na wlocie. Dzięki takiemu układowi tylko 1/3 wody przepływająca 

przez  rdzeń  opuszcza    zbiornik  reaktora.  Rdzeń  reaktora  opuszcza  para  mokra  (uszkadza 

łopatki turbiny), należy ją osuszyć w separatorach wilgoci doprowadzając parę do zawirowań, 

a  następnie  poprzez  osuszacze  pary  (w  postaci  pofałdowanych  blach)  uzyskuje  się  parę 

nasyconą o wilgotności 0,3%.W związku z instalacją osuszającą pręty sterujące wprowadzane 

są  do  rdzenia  od  dołu  (rys.10).  Przeładunek  paliwa  odbywa  się  raz  do  roku  i  wymaga 

wyłączenia reaktora na okres około miesiąca.

 Konstruktorzy w trosce o bezpieczeństwo stosują 

wiele  zabezpieczeń  co  zostało  przedstawione  w  rozdziale  1.2  rys.7  ukazującym  system  barier 

technologicznych.[1] 

 

 

 

rys.11. Schemat reaktora BWR  1 - pręt awaryjny; 2 - pręt sterujący; 3 - pręt paliwowy; 4 - osłona biologiczna; 5 - 

odprowadzenie pary; 6 - doprowadzenie wody; 7 - osłona cieplna. (spis rysunków [3]) 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

23 

 

 

 

Reaktory gazowo-grafitowe AGR 

Reaktory chłodzone gazem zajmują trzecie miejsce wśród reaktorów energetycznych (po 

PWR i BWR). Schemat reaktora AGR przedstawiony jest na rys.(15) 

 

rys.15. Schemat działania reaktora AGR (spis rysunków [2]) 

Reaktory  te  charakteryzują  się  prostą  budową  i  niezawodnością.  Stosowanie  gazu(CO

2 

lub 

hel)    jako  chłodziwa,  wyeliminowało  zastosowanie  wysokiego  ciśnienia.  Moc  reaktora 

ogranicza  odporność  jego  elementów  konstrukcyjnych  oraz  własności  paliwa.  Zaletą  jest 

także  niski  stopień  aktywowania  się  gazu.  Dużą  wadą  zastosowania  gazu  jest  jego 

rozszerzanie  się  w  trakcie  przejmowania  ciepła,  konieczność  zastosowania  mocnych  pomp 

oraz dużych urządzeń do wymiany ciepła, i niewielka gęstość mocy. 

Wymiary rdzenia średnica 9m, wysokość 8m 

Przepływ wody 

5·10

3

 

kg/s z prędkością 20- 30m·s

-1 

Ciśnienie w obiegu pierwotnym  2-4 MPa 

Temperatura chłodziwa na wlocie 300

o

C na wylocie 650

 o

C  

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

24 

 

Gęstość mocy rdzenia 3kW/dm

3 

Powyższe dane dotyczą reaktora o mocy cieplnej 1500 MW, moc elektryczna 600MWe.  

Paliwo  z  reguły  wykonane  w  postaci  pastylek  z  UO

2 

(  wzbogacenie  do  4%),  zamkniętych             

w koszulce z cyrkonu (np.  Zircaloy). 

Uzyskana para o temp.565

o

C i ciśnieniu 16 MPa pozwala na zastosowanie turbin jak w klasycznej 

elektrowni. 

Do sterowania reaktorem służą borowe pręty sterujące wprowadzane od góry. 

Rdzeń reaktora wraz z wytwornicą pary umieszczony jest wewnątrz obudowy bezpieczeństwa ze 

wstępnie sprężonego betonu średnica 18,9m wysokość 17,7m grubość 5m 

W reaktorach tych stosowana jest ciągła wymiana paliwa w trakcie normalnej pracy.[4] 

 

Reaktory kanałowe RBMK i CANDU

 

 

Reaktor  CANDU  (od  CANadian  Deuterium  Uranium)  oraz  RBMK  (od  ros.  Rieaktor  Bolszoj 

Moszcznosti  Kanalnyj)  to  reaktory  kanałowe  dzięki  specjalnej  konstrukcji  tzn.  umieszczeniu       

w jednej kasecie ciśnieniowej zarówno paliwa jak i układu chłodzącego można wymieniać paliwo 

w trakcie pracy reaktora. Częsta wymiana paliwa jest konieczna z uwagi na zastosowanie uranu 

naturalnego lub gdy niezależnie od produkcji energii chcemy pozyskiwać 

239

Pu podczas krótkiego 

okresu wypalania. 

   

 

 

rys.12. Schemat działania reaktora CANDU. (spis rysunków [6]) 

 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

25 

 

 

 

rys.13. Schemat  działania  reaktora RBMK(spis rysunków [2]) 

RBMK-1000  to  lekkowodny,  wrzący  reaktor  atomowy  z  moderatorem  grafitowym, 

budowany  i  eksploatowany  w  krajach  b.  ZSRR.  Blok  pracuje  z  jednym  obiegiem 

technologicznym        w dwóch osobnych systemach chłodzenia. W separatorach następuje 

oddzielenie wody            z mieszaniny parowo-wodnej wychodzącej z reaktora. Para nasycona 

(o temp. 280°C              i ciśnieniu 6,5MPa) doprowadzana jest do dwóch turbogeneratorów 

po  500MW  każdy.  Skroplona  w  kondensatorze  kierowana  jest  z  powrotem  do  reaktora. 

Sprawność elektrowni wynosi 31%. Reaktory pracują w  wieloblokowych elektrowniach, po 

2-6 bloków. 

 

 

Rys.14. Schemat reaktora RBMK(po prawej) (spis rysunków [7]), zdjęcie rdzenia RBMK(spis rysunków [6]) 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

26 

 

Reaktor umieszczony w betonowej studni o wymiarach 21,6 x 21,6 x 25,5 m. 

Rozmiar reaktora to 7 m wysokości i 12 m średnicy 

Rdzeń tworzy 1661 grafitowych bloków 250x250 mm z pionowymi otworami na kanały 

paliwowe.  grafitu grubości 500-800 mm pełni funkcję reflektora neutronów i jednocześnie 

osłony biologicznej  reaktor otacza zbiornik pierścieniowy o ścianie 2000 mm wypełniony 

warstwą wody grubości 1200 mm. Rdzeń z góry i dołu osłonięty jest płytami stalowymi 

grubości 200-250 mm. Kanały paliwowe to rur o średnicy 88mm wykonane ze stali 

nierdzewnej natomiast centralna część kanału ze stopu cyrkonu z niobem. Każdy kanał 

zawiera 2 zestawy paliwowe po 18 prętów każdy.  Pręt paliwowy (rurka)wykonana ze stopu 

cyrkonu z niobem, o średnicy 13,6mm i grubości 0,9mm. Wypełniona pastylkami 

paliwowymi grubości 15mm z dwutlenku uranu ( wzbogaconego do 1,8%). Czas przebywania 

pręta w reaktorze wynosi około 3 lata. Przeładunki paliwa mogą być wykonywane podczas 

pracy reaktora. Rdzeń wyposażony jest w 211 prętów kontrolnych, wprowadzanych od góry, 

wykonanych z węgliku boru, umożliwiających sterowanie reaktora. Ze względu na olbrzymie 

rozmiary reaktor nie posiada on obudowy bezpieczeństwa.  

Chłodzenie lekką wodą , moderacja grafitem , stosowanie naturalnego uranu, bez jego 

wzbogacania czy oczyszczania. Czyni to z RBMK jeden z najekonomiczniejszych reaktorów. 

Jednak kombinacja ta oznacza również utratę stabilności reaktora, gdyż zmniejszająca się 

ilość pary doprowadza do wzrostu reaktywności rdzenia. Właśnie ten defekt był główną 

przyczyną awarii w Czarnobylu gdzie temperatura grafitu wzrosła powyżej punktu topnienia, 

chłodziwo odparowało i reagowało z koszulkami cyrkonowymi, powodując z kolei produkcję 

wodoru i w efekcie końcowym wybuch, uwalniając do atmosfery gigantyczną ilość 

(aktywność 8·10 

18

Bq) materiału promieniotwórczego.

 

Po katastrofie, wszystkie działające 

reaktory RBMK w byłym Związku Radzieckim poprawiono w celu zwiększenia 

bezpieczeństwa eksploatacji. 

CANDU to reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany ciężką wodą,  budowany                

w Kanadzie eksploatowany na całym świecie. Jego rdzeń znajduje się w dużym, 

cylindrycznym, niskociśnieniowym zbiorniku stalowym, położonym na boku, zwanym 

kalandrią i wypełnionym ciężką wodą jako moderatorem. Reaktory pracują w systemie 

dwuobiegowym, z ciśnieniowym obiegiem pierwotnym, podobnie jak reaktory PWR. Przez 

zbiornik przechodzi kilkaset poziomych ciśnieniowych kanałów paliwowych, zawierających 

paliwo uranowe zanurzone w ciężkiej wodzie, która pełni tutaj funkcję czynnika chłodzącego. 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

27 

 

Chłodziwo, przepompowywane pod dużym ciśnieniem przez kanał, odbiera wytwarzane       

w paliwie ciepło i przenosi je poza rdzeń do wymienników ciepła. Tam jest oddawane do 

drugiego obiegu, wtórnego, zawierającego zwykłą (lekką) wodę. Zarówno konstrukcja 

wymienników ciepła, jak i wyposażenie obiegu wtórnego są podobne do stosowanych           

w reaktorach PWR. 

 

    

 

rys.15. Schemat działania reaktora CANDU: 1 pręty paliwowe 2 Kalandria 3 pręty sterujące 4 Pressurizer Préssurisateur 5 

wytwornica pary 6 a pompa zwykłej wody  7 pompa ciężkiej wody 8maszyna ładująca paliwo  9 ciężka woda (moderator) 10 

rury ciśnieniowe 11 para sucha 12 skondensowana woda 13 obudowa bezpieczeństwa (spis rysunków [8]);                          

(po prawej)wiązka paliwowa i jej składowe(spis rysunków [6]). 

Jego rdzeń znajduje się w dużym, cylindrycznym, niskociśnieniowym zbiorniku stalowym, 

położonym na boku, zwanym kalandrią i wypełnionym ciężką wodą jako moderatorem. 

Reaktory pracują w systemie dwuobiegowym, z ciśnieniowym obiegiem pierwotnym, 

podobnie jak reaktory PWR. Przez zbiornik przechodzi kilkaset poziomych ciśnieniowych 

kanałów paliwowych, zawierających paliwo uranowe zanurzone w ciężkiej wodzie, która 

pełni tutaj funkcję czynnika chłodzącego. Chłodziwo, przepompowywane pod wysokim 

ciśnieniem przez kanał, odbiera ciepło z  paliwa i przenosi je do wymienników ciepła, gdzie  

jest oddawane do drugiego obiegu, wtórnego, zawierającego zwykłą (lekką) wodę. 

Paliwo ma postać pastylek ceramicznych, formowanych z dwutlenku uranu, zamkniętych 

szczelnie w koszulkach ze stopu cyrkonu. Pręty paliwowe łączone są w wiązki zawierające po 

kilkadziesiąt prętów. Wiązki prętów paliwowych są wsuwane stopniowo coraz głębiej do 

kanałów paliwowych z obu powierzchni czołowych cylindra zbiornika (dla wyrównania 

nierównomierności w wypalaniu paliwa), a usuwane z przeciwnych końców kanałów po 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

28 

 

drugiej stronie rdzenia za pomocą maszyny przeładowczej. Każdy kanał zawiera dwanaście 

wiązek prętów ułożonych jedna za drugą. 

Załadunek i wyładunek paliwa odbywa się w sposób ciągły podczas normalnej pracy reaktora 

(średnio codziennie wymienia się 15 wiązek paliwa). Pozwala to osiągnąć współczynnik 

dyspozycyjności reaktora sięgający 80 % w skali rocznej. 

Pomimo swych oczywistych zalet reaktory CANDU nie są tak rozpowszechnione jak PWR i 

BWR, głównie ze względu na to, że jest to konstrukcja stosunkowo nowa, a fakt, że korzysta 

ze znacznie tańszego uranu naturalnego jest kompensowany przez konieczność użycia 

znacznych ilości drogiej ciężkiej wody.  [1]      

1.4

 Cykl paliwowy 

Cyklem paliwowym (rys.16) nazywamy ogół procesów mających na celu uzyskanie energii 

jądrowej z uranu, rozpoczynający się wydobyciem rudy zawierającej uran a kończący się na 

utylizacji  i składowaniu odpadów promieniotwórczych. W zależności czy następują procesy 

utylizacji odpadów czy też nie przetworzone trafiają na składowisko. Wyróżniamy zamknięty 

cykl paliwowy (z recyklizacją) oraz cykl otwarty. 

 

 

rys.16. Schemat cyklu paliwowego(spis rysunków [9])

 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

29 

 

 Etapy cyklu są ze sobą powiązane, co zostanie omówione wraz z poszczególnymi etapami 

cyklu. 

Wydobycie  

Ruda  uranowa  to  zwykle  minerał  zwany  uranitem,  wydobywa  również  coffinit  i  branneryt. 

Zawartość izotopu uranu 

235

U w złożu jest bardzo różna, jednak złoża uznawane za opłacalne 

do eksploatacji zawierają zwykle od 0.03% do 10% (większość zawiera uranu mniej niż 1%) 

resztę  stanowi  izotop 

238

U  (ponad  99%).Wydobycie  uranu  może  się  odbywać  kilkoma 

metodami,  można  je  podzielić  na  dwie  grupy:  wydobycie  w  kopalniach    oraz  in  situ  leach       

i  by-product.  Kopalnie  odkrywkowe  stosuje  się  w  miejscach,   przede  wszystkim  tam,  gdzie 

złoże  nie  sięga  głębiej  niż  40  metrów  pod  ziemię.  Kopalnie  podziemne  są  używane  w 

przypadku głębokich złóż. Metoda wydobycia zwana in situ leaching, to pozyskiwanie rudy  

w sposób podobny jak złota - z "piasku uranowego", który jest przesiewany chemicznie (stąd 

słowo  leaching).  Czwarta  z  metod  to  wydobywanie  uranu  podczas  wydobycia  innych 

surowców (np. złota, fosfatów czy miedzi), ruda uranu występuje wraz z nimi. [5] 

Ś

wiatowe  zasoby  uranu  szacowane  są  na  około  3,  3  mln  ton.  W  ostatnim  okresie 

wydobywano  około  40  tys.  ton  tego  paliwa  rocznie.  Do  potentatów  w  tej  dziedzinie  należą 

Kanada,  Australia,  Kazachstan  oraz  Rosja,  które  to  kraje  posiadają  około  50  proc. 

udokumentowanych światowych zasobów uranu.[7] 

Tabela.4 Wydobycie uranu w 2005 r. 

 

 

Ilość Uranu 
[t] 

 

Kraj 

11628 

Australia 

9516 

Kazachstan 

4329 

Rosja 

3325 

Nambia 

3148 

Nieger 

3093 

Uzbekistan 

2300 

Stany 
Zjednoczone 

1020 

Ukraina 

800 

RPA 

674 

Inne 

1888 

RAZEM 

41721 

rys.17. Rudy uranu (od góry) uranit, coffinit, branneryt.  

(spis rysunków [11]) 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

30 

 

Wstępna obróbka  i konwersja. 

 

Te  procesy  pozwalają  na  przerobienie  surowej  rudy  uranowej  w  czysty  uran    gotowy  do 

wzbogacenia. Ruda uranowa zawiera jedynie 0.1 - 1% uranu (głównie 238) jest nie użyteczna 

dla  celów  przemysłowych.  Proces  ekstrakcji  uranu  :    materiał  za  pomocą  maszyn  zostaje 

rozkruszany na drobny pył aby uwolnić drobiny uranitu, następnie działając silnymi kwasami  

rozpuszcza sie drobiny minerału uranowego tworząc zawiesinę. Ostatnim etapem tego fizyko-

chemicznego procesu jest filtracja i odwodnienie. Otrzymana substancja nazywa się "yellow 

cake"  ze  względu  na  jej  kolor  i  konsystencje.  "Yellow  cake"  to  półprodukt,  nie  można  go 

użyć  jako  paliwa  uranowego    choć  zawiera  60%  czystego  uranu.  Następnym  krokiem 

produkcji  paliwa  jądrowego  jest  konwersja.  Polega  ona  na  związaniu  uranu  zawartego  w 

półprodukcie  w  dwutlenek  uranu  bądź  sześciofluorek   uranu  (w  zależności  od  przyszłego 

zastosowania). Uran w takiej postaci jest już gotowy aby zostać poddanym wzbogaceniu.  

 

  

     

rys.18. Yellow cake(spis rysunków [5]) i dwutlenek uranu. (spis rysunków [2]) 

 

Wzbogacanie  i produkcja paliwa reaktorowego . 

W zależności od reaktora zakres stosowanych wzbogaceń uranu 235 w paliwie jądrowym jest 

różny    wynosi  1,5%  (GCR,  MAGNOX  CANDU)do  6%(LWR),  oraz  od  10%  do  >20% 

(HTGR, FBR). W pierwszej kolejności należy usunąć U-238 który stanowi  ok. 80% - 90% 

próbki.  Istnieją  dwie  przemysłowe  metody  wzbogacania  uranu  użytkujące  sześciofluorek 

uranu:   dyfuzyjna  i  wirówkowa  (rys.19).  Produkt  tego  procesu  transportowany  jest  do 

wytwórni paliwa jądrowego, gdzie zostaje oczyszczony i przetworzony do dwutlenek uranu. 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

31 

 

rys.19 Moduł dyfuzyjny; wirówka (spis rysunków [12])

 

Paliwo  jądrowe  ma  zwykle  postać  ceramicznych  pastylek,  które  są  utworzone  z  dwutlenku 

uranu  sprasowanego  pod  wysokim  ciśnieniem  i  temperaturą  (pow.  1400  C).  Pastylki  te 

następnie  są  umieszczane  w  metalowych  tubach  z  cyrkonu,  które  z  kolei  są  głównym 

elementem 

prętów paliwowych

. 

Wytwarzanie energii i  zużyte paliwo  

Paliwo w rdzeniu reaktora w postaci prętów  powoduje samopodtrzymującą reakcję jądrową 

wytwarzającą olbrzymie ilości energii, która za pośrednictwem turbin parowych zamieniana 

jest na energię elektryczną (rozdział 1.2 oraz 1.3). 

Zużycie jednej tony wzbogaconego uranu daje tyle energii co spalenie 16 000 ton węgla lub 

80 000 baryłek ropy, co daje astronomiczną liczbę 40 milionów kilowatogodzin.   

Aby uzyskać moc 1000 MWe, rdzeń powinien zawierać około 75 ton niskowzbogaconego 

uranu. Część uranu-238 zostaje transmutowana w pluton-239 (1/3 energii wyjściowej 

reaktora).Raz na rok wymienia się 1/3 wypalonego paliwa zastępując świeżym. 1 tona paliwa 

w trakcie trzyletniej pracy reaktora PWR o mocy 1000 MWe.  Zawartość 

235

U w świeżym 

paliwie wynosiła 3,3%, a więc na początku w paliwie znajdowało się 33 kg tego izotopu.      

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

32 

 

W ciągu 3 lat pracy taki reaktor zużywa 25 kg 

235

U i 24 kg 

238

U, pozostaje odpowiednio 8 i 

943 kg. Wzbogacenie uranu spada do 0,8%. Podczas wypalania paliwa utworzyło się ponadto: 

• 

35 kg fragmentów rozszczepienia, w tym: 

20,2 kg z rozszczepienia 

235

U; 11,3 kg z rozszczepienia 

239

Pu; 1,8 kg z rozszczepienia 

241

Pu; 

1,7 kg z rozszczepienia 

238

U 

• 

 8,9 kg mieszaniny izotopów plutonu, 

• 

 4,6 kg 

236

U 

• 

 0,5 kg 

237

Np 

• 

 0,12 kg 

241

Am 

• 

 0,04 kg 

244

Cm. 

Łączna aktywność nuklidów promieniotwórczych powstałych w ciągu roku dla powyższego 

przykładu wynosi 3,8⋅10

20

 

Bq, należy pamiętać że średnia aktywność wody w oceanie wynosi 

około 1,2·10

4 

Bq/m

3

 natomiast aktywność popiołu węglowego wynosi 2·10

3

Bq/m

3

.  

 

Na skład wypalonego paliwa wpływa szereg czynników. Skład ten zmienia się w zależności 

od reaktora, można jednak wyróżnić podobne cechy wypalonego paliwa. Paliwo takie zawiera

 

ponad 100 izotopów o okresie połowicznego zaniku poniżej 30 minut, 45 izotopów o okresie 

dłuższym od 30 min ale krótszym od 1 dnia, 14 o okresie zawartym pomiędzy jednym            

a czternastoma dniami, wreszcie 11 nuklidów o okresie połowicznego zaniku dłuższym od 

10 lat 

3

 

. 

 

rys.20. Porównanie produkcji odpadów w elektrowni węglowej i jądrowej o tej samej mocy. (spis rysunków [12]) 

 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

33 

 

Składowanie zużytego paliwa i recykling  

Zużyte  paliwo  reaktorowe   emituje  promieniowanie-głównie  pochodzące  od  fragmentów 

rozczepienia  oraz  duże  ilości  ciepła.  Wypalone  paliwo  pozostaje  w  obiekcie  reaktora,            

w przechowawczym basenie wodnym wypalonego paliwa(rys.21). Woda odbiera ciepło oraz 

stanowi  doskonałą  ochronę  przed  promieniowaniem  paliwa.  Składując  paliwo  nie  ma 

możliwości  osiągnięcia  masy  krytycznej  w  wypalonym  paliwie.  Nawet  w  najbardziej 

niekorzystnych  sytuacjach  (awaryjnych)  współczynnik  mnożenia  paliwa  jest  niższy  od 

jedności. W takim basenie paliwo musi przebywać przez jakiś czas (kilka do kilkudziesięciu 

lat).Po  tym  okresie  paliwo  to  jest  albo  przewożone  w  celu  recyklingu  (odzyskania  nie 

zużytego uranu 235), albo do miejsca składowania odpadów.  

 

 

rys.21. Basen przechowawczy wypalonego paliwa. (spis rysunków [2]) 

 

W  zależności  od  możliwości  techniczno-finansowych  danego  kraju  paliwo  poddając  się 

procesowi  recyklingu.  W  zakładach  zajmującym  się  recyklingiem  podczas  obróbki 

radiochemicznej zużyte paliwo dzieli się na trzy frakcje: uran, pluton i odpady, które nadają 

się  już  tylko  do  składowania  .  Otrzymany  uran  (zawiera  więcej 

235

U  niż  naturalny)  może 

zostać wykorzystany jako paliwo po konwersji i ponownym wzbogaceniu . 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

34 

 

Pluton zostaje przekonwertowany w PuO

2  

i po wymieszaniu z UO

2

  tworzy świeże paliwo 

typu MOX (od ang. Mixed Oxides), urzywane do niektórych typów reaktorów. Skład 

izotopowy paliwa MOX nie nadaje się do produkcji broni jądrowej. 

Proces przeróbki jest całkowicie zautomatyzowany, ponieważ odpady są nadal silnie 

promieniotwórcze. Pracownicy są oddzieleni od radioaktywnych materiałów przez grube, betonowe 

mury, lub szyby ołowiane.(rys.22)

  

 

rys.22. Pracownicy przy otwieraniu beczek (po prawej); widok ze stanowiska pracy (po lewej). (spis rysunków [13]) 

Recykling  obniża  koszty  produkcji  i  zmniejsza  ilość  substancji  promieniotwórczych,  które 

muszą być składowane. Elektrownia o mocy 1000 MWe w ciągu roku może uzyskać 230 kg 

plutonu  (1%  całości  paliwa).  Recyklingowi  podlega  97%  paliwa,  pozostałe  3%  (ok.700  kg 

rocznie ) stanowią odpady wysokoaktywne. [1] 

Składowanie i transport odpadów radioaktywnych. 

Odpady  promieniotwórcze  w  dużych  ilościach  produkowane  są  przez  zbrojenia  atomowe, 

energetyką  jądrową,  zastosowanie  źródeł  promieniotwórczych  w  nauce,  przemyśle                   

i medycynie.  W przemyśle energetycznym odpady produkowane są na każdym etapie cyklu 

paliwowego. Szacuje się że do 2010 roku powstanie około 300 000t zużytego paliwa, które 

będą składowane w magazynach przejściowych.[6] 

Klasyfikacja  odpadów  w  Polsce  wyróżnia  nisko-,  średnio-  i  wysokoaktywne  odpady 

promieniotwórcze,  które  są  krótko  lub  długo  życiowe.  W  zależności  od  rodzaju  odpadu 

przewiduje  się  różne  sposoby  utylizacji. 

Z  jednej  tony  uranu  powstaje  130  litrów 

wysokoaktywnych odpadów, 5 beczek po 400 litrów średnioaktywnych i 15 beczek słabo aktywnych 

odpadów.

 

 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

35 

 

Odpady  słabo  aktywne,  w  stanie  ciekłym  lub  stałym,  poddaje  się  zagęszczaniu  poprzez  stężanie, 

ś

ciskanie  czy  spalanie,  następnie  zacementowywuje  się  je  w  beczkach,  po  tym  umieszcza  się  je           

w  komorach  wydrążonych  w  pokładach soli  kamiennej i  przekłada  warstwami  soli.  Po  wypełnieniu 

komory, zostaje ona uszczelniona. 

 

Ś

rednio  aktywne  odpady  (na  przykład  rozdrobnione  koszulki  prętów  paliwowych)  odpady  również 

zacementowywuje  się  w  beczkach,  są  jednak  głębiej  składowane;  są  one  wrzucane  do  specjalna 

komory, niedostępnej dla ludzi i monitorowanej. 

Inna procedura dotyczy wysokoaktywnych odpadów. W tym przypadku potrzebna jest jeszcze 

większa  ostrożność  ponieważ  to  od  nich  pochodzi  99%  promieniowania.  Bezpiecznym 

sposobem  jest  nitryfikacja,  odpady  są  zagęszczane  i  chemicznie  przetwarzane,  następnie 

stapiane  w  temperaturze  1150

o

C  z  proszkiem  szklanym  tworząc  w  ten  sposób  nierozłączny 

składnik  szkliwa  .  Tak  przygotowana  gorąca  borosilikatowa  masa  szklana  (Pyrex)  wlewana 

jest do pojemników ze stali nierdzewnej, które po ostudzeniu są zaspawywane. (rys.23) 

Dla nich jest również przewidziany inny sposób składowania; umieszcza się je na głębokości 

1000m w otworach wiertniczych które następnie są czopowane. 

 

rys.23 .(od prawej) Objętość odpadów 1osoba/życie; człowieka ładownia kanistrów z zeszklonym paliwem; 

zautomatyzowane zaspawanie pojemnika przechowawczego. (spis rysunków [2]) 

W każdym pojemniku (kanistrze), patrz rys.23 mieści się 400 kg masy szklanej. Odpady  

jednego roku pracy reaktora o mocy 1000 MWe, to 5 ton takiego szkła lub 12 kanistrów                                                         

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

36 

 

o wysokości 1,3 m i średnicy 0,4 m. Przetwórnie paliwa we Francji, Wielkiej Brytanii i Belgii 

wytwarzają około 1000 ton rocznie takiego zeszklonego paliwa (2500 kanistrów).  

 

Alternatywą  do  szkliwienia  (glazurowania)  jest  uwięzienie  odpadów  w  strukturze 

krystalicznej odpowiedniego materiału. Ted Ringwood z Australii zaproponował taki materiał 

pod nazwą    Synroc od ang. Synthetic Rock . Ceramiczny materiał utworzony z  naturalnych 

minerałów  57%  stanowi  dwutlenek  tytanu  i  w  zależności  od  rodzaju  odpadu  holandyt 

(BaAl

2

Ti

6

O

16

), cyrkonolit (CaZrTi

2

O

7

) i perowskit (CaTiO

3

), w których strukturę krystaliczną 

wbudowują się  pierwiastki obecne w odpadach promieniotwórczych 

W  odmianie  ceramiki,  zwanej  Synroc-C  ciężar  odpadów  promieniotwórczych  może  sięgać 

30% całości. Koncepcja ta, bardzo atrakcyjna ze względu na spodziewaną stabilność, wymaga 

umiejętności rozdzielania i ewentualnie transmutowania odpowiednich grup pierwiastków. 

 

Stałe lub zestalone odpady zamykane są na ogół w pojemnikach metalowych lub betonowych 

i  w  tej  postaci  są  przewożone,  magazynowane  i  składowane;  Opakowanie  odpadów, 

zabezpieczające  je  przed  uszkodzeniami  mechanicznymi,  działaniem  czynników 

atmosferycznych i kontaktem z wodą. Trwałość pojemnika stalowego oceniana jest na 1000 

lat.  Pojemnik  transportowy  odpadów  wysokoaktywnych    (tzw.  pojemnik  typu  B)  musi 

wytrzymać  zderzenia  pociągów  upadek  z  9  m,  uderzenie  w  żelazny  pręt,  pożar  przez  30 

minut, zatopienie w wodzie bez rozszczelnienia(rys.24). Pojemnik tego typu waży nawet 110 

ton i zawiera 6 ton odpadów. Przy niższych aktywnościach stosujemy albo ciężkie pojemniki, 

jak  na  (rys.24  ),  które  muszą  wytrzymać  upadek  z  wysokości  9  m,  przy  jeszcze  niższych 

opakowania typu A (rys.25), a przy bardzo niskich aktywnościach w zasadzie nie wymaga się 

poważniejszych zabezpieczeń. 

 

rys.24. Pojemnik typu B(po prawej); ciężki pojemnik (po lewej)

 (spis rysunków [2])

 

 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

37 

 

 

 

 

rys.25. Pojemnik typu A (po prawej); pojemnik K50 na igły radowe. (spis rysunków [12]) 

 

Materiały  radioaktywne  przewozi  się  już  ponad  50  lat.  Większość  ładunków  przeznaczona 

jest do szpitali, inne do przemysłu, laboratoriów naukowych i elektrowni jądrowych. Około 

1%  to  materiały  wysokoaktywne.  Od  roku  1971  zanotowano  około  7000  transportów 

wypalonego  paliwa  (ponad  35  000  ton),  które  objęły  ponad  30  milionów  kilometrów  drogą 

lądową i 8 milionów km drogą morską. Mimo tak intensywnej pracy transportu nikt nie stracił 

ż

ycia  ani  zdrowia  wskutek  uwolnień  lub  promieniowania  przewożonych  materiałów 

radioaktywnych. 

Następny krok, to składowanie. Jak dotąd nie znaleziono lepszych miejsc na składowiska niż 

głębokie wyrobiska w skałach solnych, w których sól kamienna pozwala na skuteczne 

odprowadzanie ciepła, a jednocześnie jest łatwa do drążenia. Składować można także w iłach 

i granitach. Miejsca te muszą być stabilne geologicznie.  

Przechowywanie odpadów promieniotwórczych na poziomie 500 - 600 m pod 

ziemią zapewnia niewątpliwie większe bezpieczeństwo niż przechowywanie ich na 

powierzchni. Poziom promieniowania emitowanego w okresie, powiedzmy, 1000 lat 

odpowiada promieniowaniu naturalnemu pierwiastków promieniotwórczych w 1000 

metrowej warstwie skorupy ziemskiej (rys.26) . 

Składowanie głęboko pod ziemią jest od strony technologicznej opanowane, niemniej jednak 

wciąż budzi obawy społeczeństw. Jedynym czynnym składowiskiem jest składowisko w New 

Mexico  ( odpady militarne). Inne to planowane w USA w Yucca Mountains czeka na decyzje 

uruchomienia,  w  Europie  najszybciej  powstaje  w  Finlandii  niedaleko    Olkiluoto.  Szwecja 

zamierza uruchomić głębokie składowisko geologiczne w okolicy Oskarasha w 2015r.   

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

38 

 

 

rys.26. (od lewej) Projekt składowiska w skale magmowej; projekt składowiska w pokładach soli (spis rysunków[2] i [14]) 

 

rys.27. Aktywność odpadów wysokoaktywnych w jednej tonie wypalonego paliwa (spis rysunków [2]) 

Uwzględniająca dane pokazane na rys.27, wszystkie odpady zgromadzone do roku 2000, po 

schłodzeniu  ich  przez  okres  500  lat,  będą  miały  aktywność  odpowiadającą  aktywności 

promieniowania  naturalnego  gleby  ziemskiej  o  objętości  30x30x2  km  (te  2  kilometry 

odpowiadają głębokości podziemnych składowisk odpadów promieniotwórczych). 

 

Ciekawą  koncepcją  jest  składowanie  odpadów  na  dnie  morskim  kilka  kilometrów  pod 

poziomem morza. Projekt techniki składowania przedstawia się następująco: 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

39 

 

 -w dnie wywierca się głęboki otwór, wprowadza się do niego lej,  

- w dnie za pośrednictwem lej umieszcza się rurę, która to wprowadza kanistry z odpadami. 

- do wnętrza odwiertu wprowadza się mułu poczym układa się kolejną warstwę kanistrów. 

Najwyżej położony kanister spoczywałby co najmniej kilkadziesiąt metrów pod dnem oceanu. 

Jak  się  oczekuje,  typowy  czas  korozji  kanistra  to  około  1000  lat.  Od  tej  pory  zacznie  się 

migracja  pierwiastków  przez  muł.  Jednak  w  ciągu  np.  czasu  życia  plutonu  (24  tysiące  lat), 

pluton  przemieści  się  nie  więcej  niż  o  metr  poczym  przestanie  być  niebezpieczny  dla 

ś

rodowiska.  Składowanie  ostateczne  prowadzi  do  bezpowrotnego  utracenia  energii  w 

wypalonym  paliwie.  Nie  należy  zamykać  składowisk  odpadów  z  uwagi  na  wciąż 

opracowywane  efektywne  metody  ich  wykorzystania.  Na  horyzoncie  pojawia  się  nowe 

rozwiązanie  technologiczne  ,  a  mianowicie  „reaktor  transmutacyjny”,  który  zostanie 

omówiony w dalszej części pracy .Recyklizacja i witryfikacja nie zawsze są możliwe z uwagi 

na ich kosztochłonność oraz wysoką kulturę technologiczną niezbędną do prowadzenia tych 

procesów. [1] 

                    Tabela 5. Zestawienie kosztów ponoszonych przez elektrownie jądrową.  

 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

40 

 

2.

  Aktualne rozwiązania w  energetyce jądrowej. 

O  rozwoju  energetyki  jądrowej  będzie  decydować  brutalna  ekonomia  i  konkurencyjność       

w  stosunku  do  elektrowni  konwencjonalnej.  W  rozdziale  tym  zaprezentowane  zostaną 

najnowsze rozwiązania ekonomicznego wypalania  paliwa, przetwarzania już użytego paliwa, 

seryjnej  konstrukcji  reaktorów  oraz  nieomal  nieograniczonej  produkcji  energii  reaktorów 

termojądrowych.   

2.1

 Reaktory wysokotemperaturowe THTR 

Reaktor  wysokotemperaturowy  chłodzony  gazem  to  nowa  generacja  wśród  reaktorów, 

zastosowano w nim kilka nowych koncepcji, które mogą zmienić obecną energetykę jądrową.   

Prototyp elektrowni z reaktorem THTR (od ang. Thorium High-Temperature Reactor) pracował    

w Schmehausen Niemcy w  latach 1985-1989. 

 

rys.28. Schemat reaktora THTR (spis rysunków [2]) 

 (1-rdzeń  reaktora,  2-reflektor  grafitowy,  3-osłona  żelazna,  4-wytwornica  pary,  5-cyrkulator  gazu,  6-obudowa  z  wstępnie 
sprężonego betonu, 7-pręt sterujący, 8-wloy kul, 9 wylot kul, 10-gaz chłodzący (He), 11-stalowa osłona szczelna, 12-świeża 
para, 13-wstępny podgrzewacz,14-pomopa tłocząca wodę, 15-turbina wysokoprężna, 16-turbina niskoprężna, 17- generator 
prądu,  18-wzbudnica,19-kondensator,  20-woda  chłodząca,  21-pompa  wody  chłodzącej,22-chłodnia  kominowa,  23-obieg 
powietrza). 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

41 

 

 

Koncepcja  tego  typu  reaktorów  polega  na  połączeniu  żaroodpornego  paliwa  z  gazowym 

chemicznie obojętnym chłodziwem, w zintegrowanym dwuobiegowym układzie zamkniętym 

w bloku ze sprężonego wstępnie betonu. Obieg pierwotny – helowy, obieg wtórny – parowo 

wodny.  W  reaktorze  tym  zastosowano  paliwo  torowo-uranowe,  w  efekcie  czego  w  trakcie 

pracy z 

232

Th tworzy się rozszczepialny 

233

U (proces trwa 27,4 doby). Reaktory te zalicza się 

do klasy reaktorów powielających 

• 

moc cieplna reaktora 760 MW moc elektryczna 307 MWe (sprawność 40,5%)\ 

• 

chłodziwo gazowe  hel 

• 

temperatura rdzenia 1000 

o

C 

• 

moderator i jednocześnie reflektor  jest grafit 

• 

temperatura rdzenia na wlocie 250 

o

C na wylocie 750

 o

C 

• 

ciśnienie w obiegu pierwotnym 3,9 

• 

para przegrzana (6 wymienników ciepła) ma temp 530

 o

C i cisnienie 17,7 MPa 

• 

osiągane wypalenie 113 MWd/kg 

• 

elementy paliwowe kule grafitowe o średnicy 60 mm, zawierających 35 000 mniejszych kuleczek o 

ś

rednicy 0,5 – 0,7 mm zawierających 

235

U i dziesięć razy więcej 

232

Th. 

• 

wzbogacenie dochodzi do 93% 

• 

rdzeń usypany z 670 000 kul paliwowych  

• 

wymian paliwa zachodzi podczas pracy reaktora, poprzez przemieszczanie się kul w dół 

• 

wymienia się 620 kul dziennie, każda z nich przebywa 3 lata w reaktorze i 6 razy przechodzi przez 

rdzeń. 

• 

sterowanie odbywa się za pośrednictwem 51 prętów sterujących 

 

 

rys.29. (od prawej)Rdzeń reaktora usypany z kul paliwowych, schemat kuli paliwowej (spis rysunków [2]) 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

42 

 

Wytrzymałość  mechaniczna  grafitu,  mała  aktywność  helu  i  duży  ujemny  współczynnik 

reaktywności zapewniają wysoki stopień bezpieczeństwa reaktora. 

Ponad to reaktor wyposażony jest w cztery bariery uniemożliwiające wydostanie się materiału 

promieniotwórczego  do  otoczenia  (  stan  awarii):  pirowęglowe  pokrycie  granulek,  grafitowa 

matryca z powłoką z gęstego grafitu, betonowy blok reaktora i obudowa bezpieczeństwa ze 

sprężonego betonu . 

Reaktory wysokotemperaturowe chłodzone helem i działające w oparciu o usypane złoże 

z kul należą do reaktorów tzw. IV generacji i można się spodziewać, że w ciągu najbliższych 

kilku lat rozpocznie się ich seryjna produkcja. Wysokie temperatury uzyskiwane na wyjściu    

z  układu  (mówi  się  nawet  o  1000

o

C  w  wypadku  chłodzenia  helem)  pozwalają  na  liczne 

wykorzystanie tego typu reaktorów w przemyśle chemicznym do przeróbki węgla i dwutlenku 

węgla na paliwa, odsalaniu wody morskiej, produkcji wodoru i tlenu. 

 

 

rys.30 .Schemat zastosowania reaktora wysokoteperaturowego do produkcji wodoru i tlenu(spis rysunków [5]) 

 

 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

43 

 

 

rys.31. Schemat zastosowania w energetyce różnych rodzajów paliwa TRISO. (spis rysunków [14]) 

 

 

Paliwo typu TRISO  składa się z kilkunastu tysięcy kuleczek otoczonych ceramiką grafitową. 

Ś

rednica kul (granulek) wynosi 60 mm, wewnętrzne mikrokuleczki o średnicy 0,9 mm mają 

bardzo złożoną konstrukcję. W rdzeniu mikrosfery znajduje się dwutlenek uranu, w kolejnych 

warstwach węglik krzemu przedzielający dwie warstwy z tzw. węgla pyrolitycznego.  

Dopuszczalna liczba defektów wewnątrz granulek, to 1 na miliard! (rys.31) 

 

Programy rozwoju wysokotemperaturowych reaktorów na świecie: 

•  USA – General Atomics, MIT 

 
•  Japonia 40MWTh HTTR (start 1999) 

 

•  Chiny: HTR-10 (10MWth – start 2000) 

 

•  RPA- 400 MWth Pebble Bed – 2012 (budowa od 2007) firma ESCOM 

 

•  Europa – AREVA Francja– program badawczy 

 

 

 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

44 

 

W  rozwiązaniu  japońskim  (rys.32)  utrzymane  zostało  chłodzenie  gazowe  i  złoże 

przesypującego  się  paliwa.  Dodatkowo  reaktor  schowano  pod  ziemię,  zastosowano  również 

system detekcji stopnia wypalenia  kul co zwiększyło parametry wypalania paliwa.[1] 

 

 

 

rys.32. Reaktor HTTR - JAERI zainstalowany pod ziemią. (spis rysunków [2]) 

 

Firma Eskom z Afryki Południowej rozwija konstrukcję reaktorów z usypanym 

złożem, które zamierza sprzedawać. Reaktor ten, typu PBMR (od ang. Pebble Bed Modular  

Reactor) jest reaktorem małej mocy (110 MWe) o dużej sprawności cieplnej 42-50%. 

Chłodziwem i gazem roboczym jest hel, którego temperatura na wyjściu osiąga 900 

o

C 

Elektrownię PBMR można zbudować od podstaw w dwa lata, czyli trzykrotnie szybciej niż 

klasyczną.  Naturalne  bezpieczeństwo  reaktorów  PBMR  powoduje,  że  zbędne  stają  się 

wyrafinowane  i  bardzo  kosztowne  systemy  zabezpieczeń

[4]

.Czas  działania  elektowni 

przewidziany jest na 40 lat. Koszt produkcji energii na poziomie 1,6 centa US/kWh. 

Niewielkie gabaryty zewnętrzne 50 m x 26 m x 42 m i bezpieczeństwo pracy powodują, że 

reaktor typu PBMR mógłby pracować w warunkach aglomeracji miejskiej.[8] 

 

  

                                                            

[4]

 

Ponieważ gęstość mocy w rdzeniu jest niska, a przewodnictwo termiczne moderatora grafitowego wysokie, stopienie się rdzenia jest 

niemożliwe nawet jeśli chłodzenie helem zostanie z jakiś powodów stracone.

 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

45 

 

 

rys.33. Schemat PBMR i jego podzespołów 

 

 

 

rys. 34. Schemat rozbudowy bloków energetyczne BPMR  poprzez zastosowanie modułów (4x110 MWe)  

(spis rysunków [5]) 

 

 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

46 

 

 

2.2

 Reaktory powielające FBR. 

 Reaktory  prędkie  powielające  FBR  (od  ang.  Fast  Breeder  Reactor),  to  reaktory  w  których 

rozszczepienie jąder paliwa wywołane są przez neutrony prędkie o energii od 0,05 MeV do 

0,1  MeV.  Zastosowanie  tego  rodzaju  neutronów  umożliwia  powielanie  paliwa  tzn. 

wytwarzanie rozszczepialnego plutonu 

239

Pu z bezużytecznego dotychczas 

238 

U (czas trwania 

procesu 2,33 doby). Reaktor FBR poza wytwarzaniem energii będzie produkował paliwo dla 

reaktorów termicznych. 

rys.35. Schemat reaktora FBR chłodzonego sodem (spis rysunków [15])

 

W  reaktorze  prędkim  nie  występuje  moderator,  a  zastosowane  chłodziwo  winno  mieć 

możliwie  najmniejsze  zdolności  spowalniające.  Wymaganie  to  spełnia  ciekły  sód,  który 

bardzo dobrze odprowadza ciepło a jednocześnie ma wysoką temperaturę wrzenia 883

o

C. 

Reaktory  sodowe  mają  trzy  obiegi  chłodzenia:  pierwotny  zawierający  promieniotwórczy  

24

Na,  pośredni  zawierający  sód  nieaktywny  i  wtórny  obieg  roboczy  parowo-wodny.  Dwa 

pierwsze  obiegi  muszą  być  podgrzewana  aby  sód  się  nie  zestalił  (98

o

C),  w  obiegach 

sodowych  panuje  ciśnienie  zbliżone  do  atmosferycznego  (poniżej  1  MPa).  Energia 

wyzwalana w obiegu pierwotnym pozwala na zastosowanie konwencjonalnych turbin na parę 

przegrzaną. 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

47 

 

•  moc cieplna reaktora 1000 MW moc elektryczna 600 MWe (sprawność60%) 

•  paliwo UO

2

 o wzbogaceniu 15-75 % 

•  gęstość mocy w rdzeniu 700 kW/dm

3

 

•  chłodziwo ciekły sód 

•  wymiary rdzenia 1,5m średnicy i wysokość 1m 

•  elementy paliwowe tzw. szpilki paliwowe o średnicy 6-8 mm 

•  temperatura sodu na wlocie do rdzenia 300 – 400

o

C na wylocie 400-600

o

C 

•  średni prędkość przepływającego sodu od 5 do 8 m·s

-1

 

•  uzyskana para przegrzana temp. ok. 550oC ciśnienie 16 MPa 

•  sterowanie reaktora za pomocą wprowadzanych z góry walcowych prętów 

sterujących (węglik boru) 

 

Rdzeń  reaktora  otoczony  jest  walcowym  płaszczem  wypełniony  materiałem  rodnym 

(naturalny lub zubożony uran) w płaszczu produkowany jest rozszczepialny 

239

Pu z izotopu 

rodnego 

238

U. 

 

rys.36. Schemat europejskiego reaktora powielającego EFR. (spis rysunków [2])

 

Reaktory  sodowe  są  wykonywane  w  dwóch  odmianach  konstrukcyjnych:  basenowej               

i  pętlowej.  W  układzie  basenowym  cały  obieg  pierwotny  (z  wymiennikami  sód-sód                 

i  pompami  obiegowymi)  jest  umieszczony  w  dużym  zbiorniku  (basenie)  wypełnionym 

sodem. W układzie pętlowym elementy obiegu pierwotnego są  wyodrębnione i umieszczone            

w osobnych zbiornikach.[4] 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

48 

 

2.3

 Ekonomiczne i bezpieczne reaktory na przykładzie AP-1000 . 

Jako  jedno  z  najciekawszych  rozwiązań  zaprezentowany  zostanie  zaawansowany  pasywny 

reaktor  wodno  ciśnieniowy  AP-1000  firmy  Westinghouse  o  uproszczonej  budowie                  

i eksploatacji, jak również zwiększonymi marginesami bezpieczeństwa. 

 

rys.37. Elektrownia AP1000 (spis rysunków [16]) 

Reaktor  AP-1000  jest  to  reaktor  wodno-ciśnieniowy  z  dwoma  obiegami  pierwotnymi               

i dwiema wytwornicami pary. Czas eksploatacji przewidziany jest na 60 lat. 

Moc cieplna reaktora 3400 MWt elektryczna 1117 MWe. Paliwo UO

2

 o wzbogaceniu 4,95%. 

Rdzeń zawiera 157 elementów paliwowych. 

Awaryjny  układ    pasywnego  chłodzenia  (  działanie  opiera  się  na  zjawiskach  fizycznych 

grawitacja,  ciśnienie  sprężonych  gazów,  naturalna  cyrkulacja  zamiast  stosowania 

pomp)system ten jest automatyczny, zasilany baterią E1. 

 AP 1000 w odróżnieniu od innego reaktora tej klasy  ma o 35% mniej pomp o 80% mniej 

przewodów  rurowych  50%  mniej  zaworów  bezpieczeństwa,  85%  okablowania  kontrolnego, 

45%  mniejsza  wielkość  budynku.  Zastosowanie  czterech  szczelnie  zamkniętych 

elektrycznych  pomp  cyrkulacyjnych  wyeliminowało  uszczelnienie  wału  i  wtrysku  wody  do 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

49 

 

uszczelnienia  ,  nie  wymagają  konserwacji.  Powyższe  różnice  zmniejszają  gabaryty                      

i  pozwalają  na  umieszczenie  całej  instalacji  wewnątrz  obudowy  bezpieczeństwa.  AP  1000 

budowany jest z modułów w oparciu o szczegółowy harmonogram budowy. 

Pasywne układy bezpieczeństwa przedstawione zostały na rysunku 38. 

 

rys.38 układ pasywnego chłodzenia rdzenia AP1000. (spis rysunków [16]) 

W  AP1000  zbiorniki  z  roztworem  boru  ułożone  są  hierarchicznie  w  piętra,  tak  aby  zasilać 

zbiornik  reaktora  w  zależności  od  rodzaju  awarii.  W  reaktorze  tym  zastosowano  3  źródła 

zastępczego chłodziwa które uruchamiane są przez 3 różne mechanizmy. 

1.

  Zbiorniki  CMT  wyrównują  wodę  w  rdzeniu  połączone  są  z  zimną  gałęzią  obiegu 

pierwotnego  .  W  sytuacji  gdy  zawór  A  zostanie  otwarty  woda  z  CMT  wpłynie  do 

zbiornika  reaktora  co  jest  uzależnione  od  warunków  w  zimnej  gałęzi  (jeśli  jest  tam 

para to wymusi obieg chłodziwa). 

2.

  Hydroakumulatory  ACC  wypełnione  w  85%  roztworem  boru,  przez  zastosowanie 

azotu  panuje  tam  ciśnienie  49  atmosfer.  Zawory  zwrotne  C  otwierają  się  gdy 

nadciśnienie w zbiorniku reaktora spada poniżej 49 atmosfer. 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

50 

 

3.

  IRWST rezerwowy zbiornik wody umieszczony wewnątrz obudowy  bezpieczeństwa 

powyżej przewodów układu pierwotnego chłodzenia, dzięki grawitacji, będzie zasilał 

zbiornik  reaktora  w  związku  ze  spadkiem  ciśnienia  w  układzie.  Wypływ  wody 

otwierają zawory M działające w oparciu o ładunek wybuchowy. 

Zbiornik  IRWST  stanowi  część  układu  usuwania  ciepła  powyłączeniowego.  Wymiennik 

ciepła połączony z gorącą i zimną gałęziom obiegu pierwotnego umieszczony jest wewnątrz 

zbiornika.  Para  powstałą  w  zbiorniku  będzie  się  skraplała  na  ścianach  obudowy 

bezpieczeństwa i powrotem trafi do zbiornika. 

Woda  ze  zbiornika  umieszczonego  na  szczycie  betonowej  obudowy  ściekając  po  stalowej 

powierzchni  zbiornika  bezpieczeństwa  umożliwia  odprowadzanie  ciepła  z  wnętrza  do 

atmosfery.(rys.39) 

 

rys.39. Schemat barier bezpieczeństwa (od prawej) budynku, reaktora(1-odprowadzenia par (w 4 miejscach), 2-rama stalowa 

podpierająca zbiornik reaktora, 3- ściana osłonowa, 4-izolacja, 5-dopływ wody). (spis rysunków [16]) 

 AP 1000 w razie poważnej awarii zatrzyma materiał stopionego rdzenia wewnątrz   reaktora. 

Woda  ze  zbiornika  IRWST  może  zalać  studnie  reaktora  i  chłodzić  powierzchnię  jego 

zbiornika.  Powstałą  para  poprzez  ujścia  wydostanie  się  do  obudowy  bezpieczeństwa  a 

następnie skropli się i zawróci do gniazda reaktora. 

 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

51 

 

Modularna budowa 

Zastosowanie  technologii  modularnej  na  poziomie  projektowania  i  budowy  owocuje 

skróceniem  czasu  budowy  oraz  większe  możliwości  konstrukcyjnych.  AP  1000  składa  się              

z  357    modułów  większość  z  nich  to  moduły  strukturalne  składające  się  z  mniejszych 

elementów  (rys.40,41)  taka  konstrukcja  ułatwia  transport  i  montaż  elementów  na  miejscu 

budowy. Prowadzi to do oszczędzania czasu i kosztów. 

 

rys.40. Moduły tworzące ściany ochronne wewnątrz reaktora. (spis rysunków [15])

 

 

rys.41. Moduły wyposażenia. (spis rysunków [16]) 

 

 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

52 

 

Harmonogram budowy  

Harmonogram  budowy  wykorzystuje  oprogramowanie  Primavera  jest  również  modelowany 

trójwymiarowo za pomocą Intergraph. Umożliwia to szczegółowy przegląd budowy, montażu 

i testowanie, oraz badanie wzajemnych interakcji. 

Harmonogram  budowy  AP1000  jest  trójetapowy,  gotowy  do  wykorzystania  w  każdym 

przypadku.  Składa  się  z  6000  działań  i  etapów  krytycznych.  Standardowy  harmonogram           

w dużym przybliżeniu pokazany jest na rysunku 42. 

 

rys.42. Harmonogram budowy (spis rysunków [16]) 

uzyskanie zezwoleń, wylanie pierwszego betonu , zamawianie modułów i elementów obiegu 

pierwotnego,  produkcja  wytwornic  parowych  jednocześnie  prowadzone  roboty  terenowe         

i  fundamentowe,  zainstalowanie  wytwornic  pary  wraz  z  obiegiem  pierwotnym,  testowanie 

układów zimnych i gorących testowanie rozruchowe przed załadowaniem paliwa.  

status licencyjny 

W grudniu 2005 roku NRC (Amerykańska Komisja Dozoru Jądrowego)przyjęła projekt AP 

1000 i dokonała procesu jego zatwierdzenia. Uzyskana licencja jest ważna przez 15 lat. 

W  listopadzie  2008  r.  projekt  AP1000  został  doprowadzony  do  pełnej  zgodności 

wymaganiami EUR( European Utility Requirements).[9] 

 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

53 

 

2.4

 Układy podkrytyczne sterowania akceleratorem (ADS). 

W  obliczu  wciąż  powiększających  się  składowisk  wysokoaktywnych  i  długożyciowych 

odpadów,  pochodzących  z  wypalonego  paliwa  uranowego  oraz  z  paliwa  MOX.(tab.7), 

materiały  te  (  w  szczególności  rzadkie  aktynowce  MA)  ze  względu  na  swoje  własności 

(dodatnie współczynniki reaktywności) nie mogą być używane w układach krytycznych.  

 Tabela.7 Wypalone paliwo jądrowe (składniki promieniotwórcze/1 GWe·rok) 

 

Pojawiła się koncepcja  neutralizacji odpadów w procesie transmutacji

[5] 

oraz wykorzystania 

ich do produkcji energii w podkrytycznych układach sterowania akceleratorem. Zastosowanie 

układów  podkrytycznych  (k<1)  oraz  kontrola  strumienia  neutronów,  zwiększyło 

bezpieczeństwo  pracy  reaktora  oraz  umożliwiło  pełen  nadzór  nad  przebiegiem  reakcji 

rozszczepień  bez  możliwości  nadkrytyczności  układu.  Własności  te  otwierają  drogę  do 

praktycznie zamkniętego cyklu paliwowego. 

Projekt  zakłada  połączenie  akceleratora  wysokoenergetycznych  protonów  z  reaktorem 

opartym  o  cykl  torowo  uranowy.  Ten  hybrydowy  reaktor  mógłby  spalać

[6] 

i  transmutować 

                                                            

5

 

Transmutacja -proce polegający na zamianie w wyniku rozszczepienia długożyciowych jąder pierwiastków ciężkich znajdujących się w 

wypalonym paliwie (czas życia- miliony lat) na jądra pierwiastków o czasie zaniku rzędu 100 lat. 

6

 

spalanie (spopielenie) jest procesem, w którym pochłonięcie neutronu prowadzi do powstania izotopu rozpadającego się do 

stabilnego w drodze rozszczepienia 

 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

54 

 

(rys.43)  promieniotwórcze  odpady  rozszczepień  przy  jednoczesnej  produkcji  energii 

elektrycznej zasilającej również akcelerator protonów. 

 

rys.43. Schemat układu podkrytycznego sterowania akceleratorem. (spis rysunków [2]) 

 

 

rys.44. Procesy transmutacji i spalania (spis rysunków [2]) 

Procesy zachodzące w ASD (Accelerator Driven System) przedstawia rys.44. W reaktorze 

tym  wysokoenergetyczne  protony  (1GeV)  uderzają  w  blok  z  ciężkiego  metalu,  np.  ołowiu, 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

55 

 

wywołując  w  nim  reakcje  kruszenia

[7] 

(spalacji)  wynikiem  tego  powstają  neutrony  prędkie, 

które są doprowadzane do podkrytycznego reaktora zawierającego tor. 

 

232 

Th    przekształca  się  w  rozszczepialny  izotop 

233

U  podtrzymujący  reakcje  łańcuchową, 

wyłączenie akceleratora spowoduje natychmiastowe zatrzymanie procesu (eliminuje to użycie 

prętów sterujących). 

 

 

 

rys.45 Procesy zachodzą wewnątrz reaktora ASD (spis rysunków [17]) 

 

Ołów pełni w projekcie role: tarczy dla wytwarzania neutronów spalacyjnych, moderatora 

tych neutronów, naturalnej osłony przed promieniowaniem gamma, a także przekazuje ciepło 

na wymienniki, w którym będzie tworzyła się para wodna zasilająca turbinę. 

                                                            

7

 Reakcja spallacji- gdy szybki proton( lub inna cząstka) o energii kilku lub więcej GeV uderz w ciężkie jądro, np. ołowiu lub 

wolframu, zostaje ono rozbite (rozkruszone) na wiele lżejszych jąder, przy czym liczba powstających neutronów może 
przekroczyć czasem sto. Taka reakcja jądrowa nosi nazwę reakcji spallacji (kruszenia).  

 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

56 

 

Spalanie plutonu i pierwiastków transuranowych (TRU) wytwarzaenergii 940 MWd/1 kg 

TRU.  Pojedynczy układ o mocy cieplnej 1500 MW i paliwie będącym mieszanką toru i TRU 

może wytwarzać rocznie energię termiczną 547,5 GWd (lub moc elektryczną 625 MWe)        

i spalać 420 kg TRU. Co w porównaniu z bieżącą liczbą odpadów stanowi krople w morzu 

potrzeb.[10] 

Analiza cyklu paliwowego w skrócie  

• Reaktor transmutacyjny spala 100 kg/rok HM 

[8]

 

 przy mocy cieplnej 300 MW(t); 

• Wypalenie paliwa w reaktorze wynosi zaledwie około 5% HM (w zaawansowanych 

układach to 20%), co zobowiązuje do posiadania składu  20 razy większego od rocznej 

konsumpcji wypalonego paliwa (ok. 2 t z reaktora o mocy 300 MW(t)); 

• Składując 1000 ton HM potrzeba dużo roboczo-lat układów typu ADS, aby się pozbyć HM. 

• W „stanie równowagi” potrzeba ok. 1 ADS dla 4-5 reaktorów PWR lub 20 reaktorów  FBR; 

• zamknięcie cyklu paliwowego to redukcja HM w odpadach o 2-3  rzędów wielkości w 

porównaniu z cyklem, recyklizacji wypalonego paliwa i stworzenie paliwa typu MOX; 

• większą wydajność w produkcji energii elektrycznej, wymiana wszystkich reaktorów LWR 

na FBR zredukowałaby masę produktów rozszczepienia, a więc i odpadów o około 30%; 

• Tylko techniki transmutacji mogą całkowicie zamknąć cykl paliwowy i zredukować około 

100-krotnie ilość długożyciowych transuranowców. 

W Europie rozwój akceleratorów, a także rozwój techniki recyklizacji prowadzony jest m.in. 

w następujących projektach: 

 

•  IPHI (od ang. High Intensity Proton Injector) i TRASCO (od włoskiego - 

TRAsmutazione SCOrie) we Włoszech (projekt akceleratorów dużej mocy); 
 

•  MEGAPIE (od ang. MEGAwatt Pilot Experiment) – w Instytucie Paula Scherrera       

w Szwajcarii (opracowanie efektywnego targetu dla reakcji kruszenia); 

•  MUSE-4 w Cadarache, Francja (pilotażowa instalacja z podkrytycznym rdzeniem na 

neutrony prędkie dostarczane z zewnętrznego akceleratora); 
 

•  Produkcja paliwa opartego na lekkich aktynowcach oraz rozwój technologii 

przetwarzania paliwa w Karlsruhe, Niemcy; 
 

•  Zbieranie danych neutronowych (przekrojów czynnych) w CERN, Szwajcaria; 

 

•  KALLA (od ang. Karlsruhe Lead Laboratory) oraz CIRCE (od włoskiego CIRCuito 

Eutettico) w Niemczech i Włoszech (rozwój technologii eutektyki Pb-Bi). 

                                                            

8

  HM –Heavy Metals – łączna masa aktynowców w wypalonym paliwie – praktycznie masa uranu w świeżym paliwie  

 

 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

57 

 

 
Powyższe programy powinny doprowadzić do powstania europejskiego projektu transmutacji 

odpadów promieniotwórczych i budowy instalacji DEMO.[1] 

2.5 Reaktory Termojądrowe (JET, ITER) 

W  początku  XX  wieku  uczeni  odkryli  iż  życiodajna  energia  Słońca  dochodząca  do  Ziemi       

w  postaci  światła  wytwarzana  jest  w  skutek  syntezy  wodoru.  W  temperaturze  14  milionów 

stopni  i  pod  ciśnieniem  setek  miliardów  atmosfer    jądra  wodoru  łączą  się  wytwarzając 

cząsteczkę  helu  oraz    energię  (defekt  mas

[9]

).  W  Słońcu  reakcja  ta  zachodzi  niezwykle 

wolno.[11] 

Na  Ziemi  można  przeprowadzić  syntezę  termojądrową  przy  pomocy  pospolicie 

występującego  wodoru  (wody  mórz  i  oceanów),  co  w  efekcie  doprowadziło  by  do 

zabezpieczenia  źródeł  energii  dla  ludzkości  na  miliony  lat.  Ponadto  zaletą  energii 

termojądrowej  jest  brak  emisji  CO

2

,  brak  długożyciowych  odpadów  promieniotwórczych, 

ewentualna awaria powoduje natychmiastowe wygaśnięcie reakcji. 

Tabela 7. Typowe reakcje syntezy jądrowej.  

D + D → T + H + 4,04 MeV 

D + D → 

3

 He + n + 3,27 MeV 

D + T → 

4

 He + n + 17,58 MeV 

D + 

3

 He → 

4

 He + n + 18,37 MeV 

T + T → 

4

 He + 2n + 11,31 MeV 

H + 

6 

Li → 

4 

He + 3 He + 3,9 MeV 

H + 

11

 B → 3(

4

He) + 8,68 MeV 

D +

 6

 Li → 2(

4

He) + 22,3 MeV 

 

W  warunkach  ziemskich  z  pośród  wielu  możliwości  syntez  (tab.7),  najlepsza  do 

wykorzystania  jest  synteza  deuteru  i  trytu.  Powstały  w  reakcji  neutron  wykorzystuje  się  do 

produkcji trytu w reakcji z litem. Paliwem przyszłości będzie deuter  oraz lit. 

                                                            

9

 

Defekt masy – różnica pomiędzy masą spoczynkową jądra , a sumą mas spoczynkowych nukleonów tworzących te jądro. 

 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

58 

 

Optymalną  temperaturą  syntezy  DT,  to  100-200  mln  kelwinów.  Materia  w  tej  temperaturze 

jest  plazmą  (  zjonizowanym  gazem)  i  należy  ją  odizolować  i  utrzymać.  W  warunkach 

panujących  na  Słońcu  grawitacja  utrzymuje  paliwo,  na  Ziemi  jest  to  niemożliwe.  Istnieją 

jednak  inne  metody    utrzymania  plazmy:  inercyjna  i  magnetyczna.  Na  potrzeby  niniejszej 

pracy omówiona zostanie metoda magnetyczna.  

Wyróżniamy dwa typy urządzeń magnetycznie pułapkujących plazmę: tokamak oraz sellator 

(rys.46 ). Urządzenia te wytwarzają toroidalne pole magnetyczne za pomocą elektromagnety-  

cznych  cewek ułożonych wzdłuż komory reaktora. Utrzymują tym samym plazmę w pewnej 

odległości od  ścian komory reaktora. 

Tokamak  (od  ros.  toroidalnaja  kamiera,  magnitnaja  katuszka)–  wykorzystując  własności 

przewodzenia  plazmy  (10-20  milionów  amperów  )  oraz  oddziaływanie  układu  pionowego                

i  poziomego  toroidalnych  cewek  transformatorowych.  Tokamak  więzi  plazmę  owijając  ją              

w  śrubową  toroidalną  wiązkę,  która  się  nie  rozszerza  (pole  magnetyczne  toroidalne                         

i poloidalne).   

Sellator  –  wykorzystuje  skomplikowany  kształt  uzwojeń  poziomych  uzyskuje  helikoidalny 

kształt zamkniętej w torus nie rozszerzającej się wiązki plazmy. 

 

 

rys46. Schemat stellaratora i jego uzwojeń(po lewej) i tokamaka (po prawej) (spis rysunków [2]) 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

59 

 

W  dalszej  części  zajmiemy  się  tokamakami,  urządzenia  te  zastosowane  są  w  najnowszych 

rozwiązaniach kontrolowanej syntezy jądrowej.  

Niezbędnym  warunkiem  inicjacji  i  utrzymania  reakcji  termojądrowej  na  dodatnim  bilansie 

energetycznym, jest spełnienie kryterium Lawsona.  Kryterium osiągnięcia stanu zapłonu

[10]

 

plazmy  definiuje  jako  podwójny    iloczyn  energia  plazmy  i  czasu  jej  utrzymywania  ,  który 

powinien przewyższać  wartość progową 3·10 

21 

m

-3

·keV·s . Ciśnienie plazmy nie może być 

duże,  wiąże  się  to  z  obniżeniem  gęstości  cząstek  co  wymusza  utrzymanie  energii  plazmy 

zgodnie  z  powyższym  kryterium  przez  czas  co  najmniej  5  sekund.

   

Składowe  plazmy 

naładowane  cząstki  ,  poruszają  się  swobodnie    wzdłuż    linii  pola  magnetycznego    wirując 

wokół  nich  z  częstością  cyklotronową.  Powoduje  to,  że  temperatura  niezbędna  do  syntezy 

znajduje  się  w  pobliżu  osi  wiązki  plazmy  i  maleje  w  kierunku  ścian.  Zależność  ta  dotyczy  

profilu ciśnienia, koncentracji i gęstości prądu w plazmie.  [1]

 

Nagrzewanie plazmy: 

Nagrzewanie oporowe  powodowane jest przez przepływający wewnątrz niej prąd. Wadą tego 

mechanizmu  jest  zmniejszenie  efektywności  grzania  wraz  ze  wzrostem  temperatury  oraz 

utrata temperatury w skutek promieniowania elektronów plazmy. Metoda ta pozwala uzyskać 

temperaturę rzędu 10-20 mln K niewystarczającą do syntezy jądrowej.[12] 

Dodatkowe systemy grzania: 

NBI (neutral beam injection) w metodzie tej dodatnie jony rozpędza się w akceleratorze (120 

keV) następnie są neutralizowane i wprowadzane do reaktora, gdzie zderzają się z cząstkami 

plazmy przekazując im swoją energię.

 

 

ICRH (ion cyclotron rezonanse heating) stosuje się fale radiowe (40-70 MHz) do  jonowego 

rezonansu cyklotronowego. W metodzie tej antena musi być blisko plazmy. 

                                                            

10

 stan zapłonu to stan plazmy który nie potrzebuje zewnętrznego nagrzewania, temperatura na stałym poziomie pochodzi             

z energii cząstek α  produktu syntezy 

 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

60 

 

 

rys.47. (od prawej) System NBI i ICRH(spis rysunków [18]) 

LHCD (lower hybryd current driver) dolna hybrydowa częstość rezonansowa (1-8 GHz) 

znalazła zastosowanie podczas nieindukcyjnego wzbudzania prądu elektrycznego w plazmie. 

rys.48. System LHCD(spis rysunków [18])

 

ECRH  (elektron  cyclotron  resonance  heating)    stosuje  się  mikrofale  (60-200  GHz)  do 

rezonansowego  grzania  cyklotronowego  elektronów  w  polu  magnetycznym  tokamaka. 

Długość fali rzędu milimetrów umożliwia zastosowanie falowodów i anten z dala od plazmy.  

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

61 

 

 

rys. 49. System ECRH(spis rysunków [18])

 

Tokamak  JET

  (Joint  European  Torus)  to  największe  na  świecie  urządzenie  termojądrowe, 

które używa paliwa deuteru i trytu. Komorą JET jest torus o przekroju w kształcie litery D. 

Duży promień wynosi 3 m, mały – 1,6m. Na całe urządzenie składa się rdzeń transformatora 

(2800  t)  oraz  urządzenia  do  nagrzewania  plazmy.  Układy  nagrzewania  plazmy  mają  moc 

kilkudziesięciu megawatów. Pole toroidalne ma indukcję na poziomie 3,5 tesli, przez plazmę 

przepływa prąd 7MA.(rys.50) 

Tokamak JET powstał decyzją Rady Wspólnoty Europejskiej w latach 70 na skutek wyników 

przedstawionych  przez  Rosjan  w  1968  roku.  Obecnie  realizowane  programy  na  JET 

koordynuje EFDA( European  Fusion Development Agreement ). Polska przyłączając się do 

UE w 2005 roku właczyła się również w badania kontrolowanej reakcji termojądrowej. 

Największym  sukcesem    podczas  przeprowadzanych  eksperymentów    było  ,w  1997  roku,  

uzyskanie w czasie 1s  mocy reakcji na poziomie 16 MW, energii  wydzielonej 22 MJ oraz 

stosunku  energii  włożonej  do  pobranej  Q=0,7  ,  uzyskano  temperaturę  ok.  400  mln  stopni. 

Zastosowano wówczas optymalną mieszaninę paliwową deuteru i trytu (50:50). 

 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

62 

 

rys.50 A- wnętrze toroidalnej komory reaktora, B- schemat tokamaka JET, C- tokamak JET w Culham koło Oxfordu        

(spis rysunków [18]) 

JET  umożliwia  testowanie  materiałów  i    urządzeń  które  zostaną  zastosowane  w  przyszłych 

reaktorach  termojądrowych  ,  jego  konstrukcja  wykorzystana  jest  do  budowy  następnej 

generacji reaktorów termojądrowych.  

Tokamak  ITER

  (od  ang.  International  Thermonuclear  Experimental  Reactor)  to 

międzynarodowy projekt badawczy  którego celem jest urzeczywistnienie fuzji jądrowej jako 

ź

ródła energii dla celów pokojowych. ITER będzie dziesięciokrotnie większy od JET (rys.51) 

jego parametry zostały opisane w poniższej tabeli. 

Tabela.8 Podstawowe parametry ITER  

•  duży promień 6,2 m; 
•  mały promień 2m; 
•  obiętosć komory 840 m

3

; 

•  natężenie prądu w plazmie 15 MA; 
•  indukcja magnetyczna 5,3 T; 
•  koncentracja plazmy 10

20

 m

-3

; 

•  czas trwania wyładowania 500s w trypie impulsowym i 1000 w quasi-ciągłym; 
•  moc urządzeń grzewczych 75 MW 
•  temperatura plazmy 120 MK 
•  moc wytwarzana 500-700MW 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

63 

 

•  średnie obciążenie powierzchni promieniowaniem neutronowym 0,5 MW/m

2

 

 

 

rys.51. Schemat reaktora ITER  względem obecnie największym JET (spis rysunków [18]) 

Tokamak  ITER  będzie  pierwszym  który  osiągnie  stan  płonącej  plazmy  a  tym  samym 

samopodtrzymującą  się  reakcję  termojądrową.  Konstruktorzy  zakładają  współczynnik 

wzmocnienia  na  poziomie  10  w  warunkach  pracy  impulsowej  i  5  podczas  stanu  qasi-

stacjonarnego  z  indukcyjnym  wzbudzeniem  prądu.  W  trakcie  pracy  tokamaka  zostaną 

wypróbowane  urządzenia  takie  jak:  cewki  nadprzewodnikowe  i  układy  zdalnej  obsług. 

Zostanie  zastosowany  moduł  płaszcza  chłodzonego  helem,  który  pod  wpływem  neutronów 

będzie produkował tryt w reakcji z litem i powielał neutrony przy pomocy ołowiu lub berylu. 

Nowością  będzie  użycie  diwertora  urządzenie  to  ma  za  zadanie  odprowadzać  hel  (popiół) 

oraz kontrolować poziom domieszek ze ścian komory tokamaka. Przetestowane będą materiał 

użyte do budowy  ściany reaktora ( węgiel, beryl, wolfram), które będą musiały wytrzymać 

ekstremalnie wysoka temperaturę (1000

o

C) jak i obciążenia mechaniczne i radiacyjne.[11]

 

Projekt ten jest bardzo drogi i ma kosztować około 10 miliardów €, uczestniczą 

w nim Unia Europejska(50% kosztów), Rosja, Japonia, Korea Południowa i Chiny.  

Tokamak  powstanie  w  Cadarache  w  pobliżu  Marsylii  we  Francji.  Pierwszy  zapłon 

przewidywany jest na rok 2016.[13] Wyniki uzyskane na instalacji ITER posłużą do budowy 

tokamaka  DEMO,  będącego    przygotowaniem  do  budowy    pierwszej  elektrowni 

termojądrowej –PROTO (rys52)

. 

[1] 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

64 

 

 

 

rys.52 Droga do energetyki termojądrowej widziana na początku XXI wieku. (spis rysunków [2]) 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

65 

 

 

3.

  Rozwój energetyki jądrowej w Polsce. 

 

3.1

 Próba budowy elektrowni  jądrowej w Polce w latach 80-90 XX 

wieku. 

Elektrownia Jądrowa Żarnowiec (rys.52)  

Elektrownie miała składać się z 4 bloków energetycznych w skład których wchodziły: 

•  reaktory  WWER  –  440/213  projekt  ZSRR,  produkcji  Czechosłowackiej  (Škoda 

Pilzno)  

•  turbozespoły 4K-465 zakładów Zamech w Elblągu 

•  Generatory GTHW-600 zakładów Domel z Wrocławia 

Budowa elektrowni przewidywała dwa etapy realizacji w których miały być oddane 2 bloki, 

w projekcie uczestniczyło 70 polskich przedsiębiorstw oraz 9 zagranicznych. 

 

rys.52. Makieta planowanej Elektrowni Jądrowej w Żarnowcu 

(spis rysunków [19])

 

19 grudnia

 1972 r. Komisja Planowania przy Radzie Ministrów ustaliła lokalizacje EJ  nad 

Jeziorem Żarnowieckim na gruntach wsi Kartoszyno.  

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

66 

 

18  stycznia

  1982  Rada  Ministrów  PRL  podjęła  uchwałę  w  sprawie  realizacji  budowy  I-go 

etapu  EJ  Żarnowiec  obejmującego  2  bloki  energetyczne  o  mocy  465  MW  każdy. 

Uruchomienie pierwszego bloku miało nastąpić w 1989 r., a drugiego w 1990 r. Roboty przy 

budynku głównym rozpoczęto w październiku 1984 r. 

26.04.1986 r.: 

Awaria w Czarnobylu, została wykorzystana przez organizacje pacyfistyczne          

i ekologiczne do szerzenia irracjonalnych wizji jakie niesie energetyka jądrowa, co skutecznie 

sterroryzowało  okoliczną  społeczność,  nasiliły  się    protesty  przeciw  budowie  EJ  Żarnowiec 

(rys.53).  

Jesienią 1989 r. Tadeusz Mazowiecki utworzył pierwszy niepodległy rząd.   

15.09.-02.10.1989 r.:

  Ekspertyzy przeprowadzane przez MAEA (Międzynarodowa Agencja 

Energii Atomowej) wydała pozytywna opinię nt.:  zarządzaniem , jakości robót budowlanych 

jak również przygotowań do rozruchu i eksploatacji EJ Żarnowiec. 

29.03.-03.08.1990  r 

Specjaliści  SIEMENS’a    wykonywali  analizy  bezpieczeństwa  EJ 

Ż

arnowiec,  mając  doświadczenie  z  technologią  WWER-440/213  z  Finlandij-  EJ  Loviisa, 

NRD  –  EJ  Nord,  Czech  ,Słowacji  i  Węgrzech  gdzie  modernizowała  EJ.  Zaproponowali 

ulepszenia i rozszerzenia systemów bezpieczeństwa po wprowadzeniu których EJ Żarnowiec 

osiągnęła by poziom bezpieczeństwa odpowiadający normą niemieckim.   

17  grudnia  1990  r. 

Rada  Ministrów  podjęła  uchwałę  w  sprawie  postawienia  "Elektrowni 

Jądrowej Żarnowiec w Budowie" w stan likwidacji przy zaawansowaniu prac szacowanym 

na  37-40%  (budynki  zaplecza  85%).  Decyzję  podpisali:  minister  przemysłu  Tadeusz 

Syryjczyk

 oraz Prezes Rady Ministrów Tadeusz Mazowiecki. 

Decyzja  ówczesnego  rządu  była  pochopna,  nieodpowiedzialna  i  nie  poparta  racjonalnymi 

argumentami. Opierała się w dużej mierze na referendum przeprowadzonego w gminach woj. 

gdańskiego  przez  przeciwników  budowy  elektrowni  wśród  nieuświadomionej  opinii 

społecznej która była manipulowana. 

Straty dla budżetu Polski były ogromne. Zaawansowanie finansowe  EJ Żarnowiec 

oszacowano na 35% przy całkowitym koszcie inwestycji 2,08 mld USD daje 770 mln USD 

wg cen światowych w 1990 roku (520 – 710 mln € wg wartości odtworzonej) koszty te 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

67 

 

powiększone o zobowiązania z tytułu rozwiązania kontraktów mogły wynieść straty rzędu           

1 mld USD! 

Część majątku udało się sprzedać do EJ Loviisa (min. elementy reaktora, napędy kaset 

regulacyjnych), EJ Paks (zbiornik reaktora) i innych elektrowni, złomując wyposażenie           

i urządzenia, sprzedając nieruchomości i materiały budowlane. Wpływy z tej wyprzedaży 

pokryły zaledwie kilka procent kosztów inwestycji już poniesionej. 

Obecnie po budowie EJ Żarnowiec pozostało część budynków i infrastruktura, którą można 

wykorzystać w przyszłości do wznowienia projektu EJ, niestety budynki reaktorów zostały 

zalane wodą  i nienadaną się do wykorzystania (rys.53). 

 

 

rys.53. 1-zdięcia z protestu przeciwko EJ, 2- zdjęcie budowy EJ Żarnowiec, 3- EJ Żarnowiec obecnie. (spis rysunków [19]) 

Elektrownia Jądrowa "Warta" (Klempicz) 

W  skład  elektrowni  miało  wchodzić  4  bloki z  reaktorami  WWER-1000/320,  każdy  o  mocy 

1000 MWe, powierzchnia elektrowni 60 ha. 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

68 

 

Doskonała lokalizacja z dala od dużych miast, na terenie nieużytków rolnych stabilnych pod 

względem  sejsmo-tektonicznym    oraz  geologiczno-inżynierskim,

 

w  pobliżu  linii 

przesyłowych    oraz  dużych  zasobów  wody  chłodzącej,  wpłynęła  na  decyzję  Komisji 

Planowania  przy  Radzie  Ministrów  ,5  czerwca  1987  roku  zaakceptowano  lokalizacją  EJ 

Klempicz (lokalizacja „Warta”). 

W latach 1988-1989 

wykonano prace przygotowawcze  

22 kwietnia

 1989 r., rząd premiera Mieczysława F. Rakowskiego podjął decyzję o rezygnacji 

z budowy.  

Kadra: 

Rezygnacja  z  energetyki  jądrowej  doprowadziła  nie  tylko  do  strat  finansowych,  uderzyła               

w  naukę  i  ludzi  wykształconych  w  tym  kierunku.  Na  potrzeby  energetyki  kształcono  kadrę 

oraz  rzesze  specjalistów,  która  po  likwidacji  EJ  została  bezpowrotnie  stracona. 

Wykwalifikowane zaplecze ludzki jest najtrudniejsze do odbudowania.[14] 

3.2

 Stan  Polskiej  elektroenergetyki  ,wpływ  UE  oraz  projekty  Rządu 

RP . 

Polska  elektroenergetyka  oparta  jest  w  95%  na  paliwie  kopalnym  (węgiel  kamienny                         

i brunatny). Posiadamy potężne złoża tego surowca 15,7 mld ton węgla kamiennego (100lat 

eksploatacji)    z  tego  6  mld  ton  sklasyfikowanych  jako  przemysłowe,  24  mld  ton  węgla 

brunatnego w złożach pewnych   (300 lat eksploatacji). Jesteśmy największym producentem 

węgla  w  europie,  dzięki  naszemu  bogactwu  naturalnemu  jesteśmy  niezależni  od  dostaw 

zewnętrznych. 

Gaz ziemny w Polsce wydobywany jest na linii Ostrów Wielkopolski - Rawicz Wielkopolski 

oraz  na  linii  Przemyśl  -  Jarosław  –  Lubaczów.  Zasoby  krajowe  w  2007  roku  pokryły  40% 

zapotrzebowania  i  mają  znaczenie  dla  dostaw  krótkoterminowych.  Znikome  zastosowanie             

w elektroenergetyce ok. 3% (rys.) nie stanowi z gazu surowca strategicznego w tej dziedzinie 

.[15] 

 Moc zainstalowana w roku 2003 wynosiła 35419 MW a maksymalne zapotrzebowanie 22454 

MW  (tab.8) . Jak można zaobserwować zapotrzebowanie na energie elektryczną stale rośnie. 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

69 

 

 

 

rys.54. (po lewej)Struktura paliw w elektroenergetyce zawodowej za 2008 r.                                                                                       

( po prawej)Struktura zużycia energii elektrycznej w krajach OECD i w Polsce w 2006r (spis rysunków [20]) 

 

Tabela.8 Ważniejsze wielkości charakteryzujące elektroenergetykę polską.   

Wyszczególnienie 

Jednostka 

miary 

1995 

2000 

2001 

2002 

2003 

Moc zainstalowana na 
koniec roku 

MW 

33160 

34595 

34722 

34944 

35419 

Maksymalne 
zapotrzebowania 

       MW 

23056 

22289 

22868 

23207 

22454 

Produkcja energii 
elektrycznej 

      GWh 

139005  145183  145615  144125  151630 

Dynamika produkcji do 
roku poprzedniego 

         % 

102,7 

102,1 

100,3 

99.0 

105,2 

 

Prowadzone  są  różne  symulacje  mające  oszacować  o  ile  należy  zwiększyć  wydajność 

systemu, wg czasopisma „PF”

11

 zakładano że do 2010 zużycie energii elektrycznej wzrośnie    

o 100% względem roku 1995. Prognoza ta była nie trafiona, założenia „EG

 

”

12

 zakładają że  

zapotrzebowanie na energie elektryczną do 2025 będzie wzrastać 3% rocznie (przy PKB na 

poziomie  5%).    W  związku  z  kryzysem  gospodarczym  konsumpcja  energii  elektrycznej                

                                                            

11

 A. Hrynkiewicz: ”Czy Polska potrzebuje energetyki jądrowej” „Postępy Fizyki” tom51 rok 2000 zeszyt 

dodatkowy 

12

 J. Balcewicz: „Wiatrownie odpadły w przedbiegach……” „Gigawat Energia” numer 06/2006 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

70 

 

w 2009 roku będzie mniejsza niż w 2008. (rsy.55)  Raport  IEA z grudnia 2008 prognozuje 

zużycie energii elektrycznej dla Polski do roku 2030 na poziomie 180 TWh.  (rys.57)[16] 

 

rys.55Krajowe zużycie energii elektrycznej w 2008 i 2009 r. (spis rysunków [20]) 

 

 

rys.56. Krajowe zużycie energii elektrycznej w układzie miesięcznym w latach 2003 – 2008 (spis rysunków [20]) 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

71 

 

 

rys.57. Prognozy zużycia energii elektrycznej w krajach Europy do roku 2030 ,TWh/a (spis rysunków [20]) 

 

Jak  widać  z  powyższych  danych  rozbudowa  systemu  elektroenergetycznego  jest  niezbędna. 

Budowa  nowych  elektrowni  wymaga  modernizacji,  wymiany  i  rozbudowy  systemu 

przesyłowego  kraju.  System  przesyłowy  Polski  w  porównaniu  z  krajami    UE  (rys.58)  jest 

bardzo  słabo  rozwinięty  szczególnie  północny    region  naszego  kraju.  Większość  linii 

powstało 20 – 30 lat temu  co przekłada się na ich stan techniczny. Niektóre obiekty można 

eksploatować jeszcze  kilkanaście lat , linie 220kV (7800km) wymagają pilnej modernizacji            

i  przebudowy  do  400  kV  ,  linie  110kV  są  silnie  zużycie    50%    ma  40  lat,  stacje 

transformatorowe WN/SN w 40 % przypadków ma ponad 30 lat. Jak wynika z raportu

[13]

 taki  

stan rzeczy spowodowany jest brakiem regulacji umożliwiających budowę nowych obiektów 

sieci przesyłowej i dystrybucyjnej na terenie różnych właścicieli.  Istniejące lub realizowane 

przedsięwzięcia  w  zakresie  korzystania  z  nieruchomości  wymaga  decyzji  sądu  (kilka 

kilkanaście  lat)  ,  kolejną  przeszkodą  są  nadużyć  właścicieli  nieruchomości,  którzy  mogą 

żą

dać dowolnie wysokiego roszczenia.[15] 

 

                                                            

13

 Raport o wpływie uregulowań prawnych na warunki eksploatacji i rozwoju infrastruktury technicznej liniowej sektora 

paliwowo – energetycznego decydującej o bezpieczeństwie energetycznym kraju 

 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

72 

 

 

 

rys.58 Porównanie gęstości sieci elektrycznej Polski i Niemiec (spis rysunków [21]) 

 

Polska jako członek Unii Europejskiej stanowi i wykonuje  przepisy wspólnoty. 

  27 grudnia 2008 roku Parlament Europejski przyjął Pakiet Klimatyczno-Energetyczny Unii 

Europejskiej  który  ma  zapoczątkować  tzw.  „zieloną  rewolucje”.  Podstawowymi  celami 

pakietu są: 

•  redukcja emisji CO

2 

z 1990 roku o 20% do roku 2020 

•  wzrost wykorzystanie odnawialnych źródeł energii (OZE)  do 20% w 2020 

•  zwiększenie efektywności energetycznej w 2020 roku o 20% 

Narzędziem  ograniczającym  emisje  gazów  cieplarnianych  ma  być  system  handlu  emisjami 

(ETS).  Od  2013  roku  zakłady  przemysłowe  będą  musiały  na  specjalnych  aukcjach 

wykupywać  prawo  do  emisji,  część  energochłonnych  branży  (  hutnictwo  ,  cementownie, 

papiernictwo)   przyznano wiele bezpłatnych uprawnień. 

Polska ze wzglądu, że jest jednym  z uboższych krajów Unii otrzyma bezpłatne uprawnienia.               

W 2013 elektrownie dostaną 70% darmowych uprawnień jednak w kolejnych latach będą 

kupować coraz większy ich odsetek, a w 2020r. będzie trzeba wykupić 100% uprawnień do 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

73 

 

emisji. Nowo budowane obiekty nie będą mieć darmowych uprawnień. Kapitał z aukcji ma 

finansować inwestycje przyjazne środowisku. 

Dodatkowo 10% zezwoleń zostanie rozdanych krajom najuboższym Unii, dodatkowe 2% 

całej puli zostanie przekazanych krajom które najbardziej zredukowały emisję CO

2

  w latach 

1990-2005. Polska w dużej mierze spełnia kryteria otrzymania tych dodatkowych zezwoleń. 

[17]  Sektor elektroenergetyczny musi sprostać polityce UE i ma niewiele czasu. Rząd Polski 

od kilku lat kreśli politykę energetyczną naszego kraju w dokumencie „Polityka Energetyczna 

Polski”. Dokument ten ustala strategie na 2030 rok i nakreśla następujące cele: 

•  Poprawa efektywności energetycznej  

•  Wzrost bezpieczeństwa dostaw paliw i energii  

•  Dywersyfikacja struktury wytwarzania energii elektrycznej (wprowadzenie energii 

jądrowej)  

•   Rozwój wykorzystania odnawialnych źródeł energii (biopaliwa)  

•  Rozwój konkurencyjnych rynków paliw i energii  

•  Ograniczenie oddziaływania energetyki na środowisko 

Polski rząd w dokumencie tym zapala „zielone światło” dla energetyki jądrowej, która nie 

emituje CO

2

, uniezależnia od typowych kierunków pozyskiwania surowców energetycznych, 

i charakteryzuje się wysoką efektywnością wytwarzanej energii.[18]  

Rada Ministrów uchwałą z 13 stycznia 2009 roku zobowiązała Polską Grupę Energetyczną do 

działań w celu przygotowania warunków do budowy elektrowni jądrowych do 2020 roku. 

Najważniejszymi działaniami w tym obszarze są : 

•  dostosowanie systemu prawnego do budowy elektrowni jądrowej 

•  wykształcenie wykwalifikowanej kadry 

•  edukacja społeczna na temat energetyki jądrowej 

•  lokalizacja i budowa składowiska odpadów promieniotwórczych 

•  wzmocnienie kadrowe i kompetencyjne dozoru jądrowego 

•  przygotowanie rozwiązań cyklu paliwowego 

Realizacja projektu będzie wymagała  udziału organów państwa  jak i środków finansowych   

z budżetu, posiadania ekspertów w fazie przygotowawczej jak i ostatecznej decyzji                        

o realizacji energetyki jądrowej , jak również przygotowań do przetargu. [19] 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

74 

 

3.3

 Koncepcja energetyki jądrowej w Polsce. 

 

Elektrownie jądrowe na świecie i w Europie. 

Ś

wiatowa  energetyka  jądrowa  wytwarza  16%  zapotrzebowania  na  energię  elektryczną. 

Obecnie pracuje 438 bloków jądrowych ,o zainstalowanej mocy 371675 MWe, z czego 104  

w USA 59 we Francji, 55 w Japonii, 31 w Rosji, 17 w Niemczech (rys.57). Kolejne 44 bloki 

znajdują się w budowie. 

W UE elektrownie jądrowe posiada 15 państw członkowskich ( na 27). Energia wytwarzana 

przez 145 czynnych bloków jądrowych stanowi  32% produkowanej energii w krajach Unii. 

Największy udział w produkcji z tego typu elektrowni ma Francja (78,1%),  Litwa (72,3%), 

Słowacja (57,2%) , Belgia (54,4%), Szwecja  (48%). 

 

rys.59.  Reaktory jądrowe zainstalowane w energetyce (z pominięciem 6 bloków na Tajwanie) (spis rysunków [22])

 

Polska, która należy do krajów rozwiniętych  nie posiada elektrowni jądrowej. Jednak w pasie 

310  km  wokół  jej  granic  znajduje  się  10  elektrowni  jądrowych  należących  do  naszych 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

75 

 

sąsiadów.  W  całej  Europie  obserwuje  się  wzrost  zainteresowania  energią  jądrowa,  nowe 

elektrownie powstają min. we Francji , Słowacji, Bułgarii, Szwecji. (rys.60) 

Energetyka jądrowa to młoda gałąź przemysłu 70 % działających reaktorów ma mniej niż 30 

lat.  Światowe  Stowarzyszenie  Operatorów  Elektrowni  Jądrowych  (  WANO  )  w  swoim 

raporcie  ukazuje poprawę parametrów elektrowni na przestrzeni 17 lat od 1990 roku. Według 

WANO  wskaźnik  dyspozycyjności  bloku  energetycznego  wzrósł  z  77,2  do  85,7  %;  liczba 

nieplanowych wyłączeń w czacie 7000 godzin spadła z 1,8 do 0,6; zmniejszeniu uległa dawka 

promieniowania wokół elektrowni z 1,74 do 0,6 osobosiewert/rok. 

 

 

 

rys.60. Rozmieszczenie elektrowni jądrowych w Europie (stan na dzień 19.03.2009 r.). Mapę dla Instytutu Energii Atomowej 

opracował kartograf mgr Michał Sztorc. (spis rysunków [19]) 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

76 

 

 

Na przestrzeni 1990-2004 roku światowa produkcja energii zwiększyła się o 38% (718 TWh) 

przy  12%  wzroście  mocy  zainstalowanej  (39 000  MWe).  Dowodzi  to  znacznej  poprawie 

parametrów  już eksploatowanych bloków jądrowych. [20] 

 

Aspekt ekonomiczny i ekologiczny. 

Opłacalność  wytwarzania  energii  w  różnych  rodzajach  elektrowni  według  studium 

Energoprojektu Katowice (EPK).   

W  ramach  studium  przeanalizowano  elektrownie  jądrowe  EPR  (Framatome  i  Simens)  oraz 

AP 1000 (Westinghouse), elektrownie węglowych spełniających normy ochrony środowiska 

oraz elektrownie wykorzystujące odnawialne źródła energii. 

 

rys.61. Zmiany cen paliw przyjęte w studium EPK (spis rysunków [2]) 

 

 

 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

77 

 

 

Założenia analizy ekonomicznej EPK: 

•  Zmiany ceny paliw według rys. 61.  

•  Sprzedaż energii elektrycznej netto na poziomie 1600 MW uwzględniając ilość 

jednostek potrzebnych do wytworzenia takiej mocy. 

•  Rozpatrywany okres to 60 lat okres eksploatacji bloku jądrowego, w przypadku 

innych technologii założono jej odnawianie w trakcie tego okresu. 

•  Założono  minimalny czas pracy w roku na poziomie 6500 godzin, maksymalny 8000 

godzin przy współczynniku obciążenia 91% (technologie nie spełniające tego 

kryterium podnosi się liczbę zainstalowania). 

•  Uwzględniono koszty likwidacji i wymogów bezpieczeństwa jak i ochrony 

ś

rodowiska dla każdej technologii. 

•  Uwzględnia handel uprawnieniami do emisji CO

2

 przy średniej zdyskontowanej 

jednostce kosztu produkcji energii wg. światowych organizacji IEA, IAEA i NEA  

•  Analiza przeprowadzona została przy cenach z 2005 roku z uwzględnieniem eskalacji 

wydatków jak i składowych kosztów energii (składowe kapitałowa, operacyjna                    

i paliwowa) 

 

nakłady inwestycyjne ± 10 % dla wszystkich technologii,  

 

+ 20 % dla EPR,  

 

+15% dla AP1000 

 

ceny zakupu surowca ± 10% wszystkie technologie 

 

koszty operacyjne (bez paliwa) ± 10 % 

 

ceny zakupów limitów CO

2

 – dolna granica 15 €/t CO

2

 górna granica 30 €/t 

CO

2

 

 

wzrost stopy dyskąta do 7 i 10 % 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

78 

 

 

rys.62. Porównanie kosztów wytwarzania energii wg wyniku analizy EPK (spis rysunków [2]) 

 

Powyższa analiza ukazuje najbardziej wrażliwymi elementami symulacji:  

•  ceny  zakupu  paliwa  wzrost/spadek    ma  zasadniczy  wpływ  na  koszt  wytwarzania 

energii – jednak dla reaktorów jądrowych zmiany te  nie wpływają znacząco na koszt 

jej wytwarzania 

•  zmiany  nakładów  inwestycyjnych  największy  wpływ  mają  na  energię  wiatrową                

(4 razy odtwarzanie elektrowni w ciągu 60 lat), w elektrowni jądrowej wrażliwość na 

zmiany jest niewielka 

Elektrownie  jądrowe  są  najbardziej  stabilnymi  ekonomicznie  źródłami  energii  zmiany                  

w zakresie ceny paliwa, nakładów inwestycyjnych, kosztów operacyjnych – nie zmniejsza jej 

atrakcyjność.  Niestabilność  dostaw  surowca  oraz  gwałtowne  zmiany  jego  cen  powinny  być 

przesłankami ustabilizowania sytuacji energetycznej poprzez energetykę jądrową.

[Białystok] 

Wyniki  analizy  EPK są  podobne do innych analiz prowadzonych w krajach europy  poniżej 

zostały  zestawione  wyniki  analizy  którą  przeprowadzała  Finlandia,  Królewskiej  Akademii 

Inżynierii RAE, oraz studium OECD.[1] 

 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

79 

 

 

rys.63. Koszty wytwarzania energii elektrycznej przy prac przez 8000 godzin/rok wg studium fińskiego (spis rysunków [2]) 

 

 

  

 

rys .64. Koszty wytwarzania energii elektrycznej w przyszłych elektrowniach (EW pyl , EW /CFB, EW IGCC – elektrownie 
węglowe z kotłem pyłowym, obiegowym złoże fluidalnym, i z zintegrowaną gazyfikacją węgla w cyklu kombinowanym, TG 
CO, TG CZ –turbiny gazowe w cyklu otwartym i cyklu zamkniętym). (spis rysunków [2]) 
 
 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

80 

 

 

rys.65.  Porównanie kosztu energii elektrycznej z elektrowni jądrowych (EJ), opalanych węglem (EW) i gazem ziemnym 
(EG), wg studium OECD z 2005 roku. Dane z OECD (spis rysunków [2]) 
 
 

Energetyka jądrowa jest najbardziej monitorowaną gałęzią przemysłu w skali globalnej. Nad 

bezpieczeństwem  EJ  czuwa  wiele  niezależnych  agencji  takich  jak    IEA,  IAEA  i  NEA

14

. 

Przeprowadza się symulacje wszystkich prawdopodobnych zdarzeń stanowiących zagrożenie 

dla  personelu  lub  otoczenia.  Udoskonalane  są  systemy  bezpieczeństwa  na  poziomie 

projektowania, eksploatacji jak i likwidacji wyeksploatowanych reaktorów, na każdym etapie 

uwzględnia się problem  składowania odpadów promieniotwórczych. Składowane odpady są 

szczelnie odizolowane jak i stale monitorowane. 

 

EJ traktowana jest jako bezemisyjna, nie przyczyniająca się do wzrostu efektu cieplarnianego  

i innych zjawisk związanych z zanieczyszczeniem atmosfery. EJ pod względem technicznym 

jak i prawnym jest najczystszym źródłem energii podobnie jak OZE.[20] 

Obawy społeczne.  

Nie akceptowalność społeczna dotycząca energii jądrowej w Polsce wynika w dużej mierze              

z niewiedzy społeczeństwa. Research International Pentor przygotował w grudniu 2006 roku 

raport  dla  Państwowej  Agencji  Atomistyki  który  przedstawia  podejście  polskiego 

społeczeństwa wobec energetyki jądrowej. 

                                                            

14

 International Energy Agency , International Atomic Energy Agency,  Nuclear Energy Agency. 

 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

81 

 

Wywiad  przeprowadzono  metodą  wywiadu  osobistego  w  domach  respondentów.  Ankieter 

odczytywał pytania ,oraz odpowiedzi do tych pytań, z których respondent wybierał najbliższą 

jego  opinii.  Badaniu  poddano  1016  osób  ludności  Polski  powyżej  15  roku  życia.  Adresy 

startowe wylosowano z Rządowego Centrum Ewidencji Ludności „Pesel” z uwzględnieniem 

podziału  administracyjnego  i  urbanizacji  kraju  na  regiony  województwa  oraz  typy 

miejscowości.  Maksymalny  błąd  statystyczny  na  próbie  1000  wynosi  3,2%  przy  poziomie 

ufności 0,95. 

 Wyniki badania: 

 

 

 

 

 

 

rys.66. Wyniki ankiety dla PAA. (spis rysunków [23]) 

 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

82 

 

 

*Podstawa średniej nie obejmuje osób nie mających opinii. Środek czteropunktowej skali jest równy 2,5 

ry.67.Wyniki ankiety dla PAA. (spis rysunków [23]) 

Połowa badanych nie potrafi stwierdzić ile reaktorów pracuje w pobliżu naszego kraju  

65% nie zna zasad działania elektrowni jądrowej. 

61%  Polaków  zaakceptowała  by  budowę  bezpiecznej  elektrowni  by  uniezależnić  się  od 

dostaw surowców z zewnątrz oraz zmniejszyć emisję CO

2

 

48%  popiera budowę elektrowni w swoim regionie 41% jest przeciw w porównaniu z rokiem 

2002 poparcie dla elektrowni wzrosło dwukrotnie. 

Polacy  podchodzą  sceptycznie  do  budowy  elektrowni  jądrowych  w  związku  z  awarią                    

w  Czarnobylu  75%,  ¼  badanych  zwraca  uwagę  na  brak  informacji  o  korzyściach                        

i zagrożeniach oraz problemach wynikających ze składowaniem odpadów. 

Badań  wskazują  na  konieczność  zastosowania  kampanii  edukacyjnej  i    informacyjnej  oraz 

promocji  wiedzy  o  energetyce  atomowej.  Społeczeństwo  doinformowane  jest  bardziej 

przychylne energii jądrowej, jest mniej podatne na manipulacje. [21] 

Lokalizacja elektrowni jądrowej i składowiska odpadów. 

Elektrownia jądrowa powinna być zlokalizowana na terenie o niskiej gęstości zaludnienia       

(min. odległość od reaktora 800 m), wolnym od zagrożeń sejsmicznych o korzystnych 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

83 

 

warunkach meteorologicznych i hydrologicznych, w pobliżu niezawodnego źródła zasilania   

w wodę i łatwego odprowadzenia ciepła bez szkody dla środowiska oraz blisko linii 

przesyłowych. Rysunek 68 przedstawia rozmieszczenie obecnie działających elektrowni              

w Polsce. Północna część  kraju nie posiada elektrowni które mogą sprostać tamtejszemu 

zapotrzebowaniu na energię elektryczną , więc dostarczana jest liniami przesyłowymi                    

z południa kraju co generuje straty w czasie przesyłu lub odcina dostawy energii w przypadku 

awarii. (8 kwietnia 2008 r. uszkodzenie linii z przyczyn meteorologicznych sparaliżowała 

Szczecin i okolice na 4 dni.)

 

rys.68. Rozmieszczenie elektrowni w Polsce. (spis rysunków [3]) 

Instalacja  pierwszej  elektrowni  jądrowej  powinna  zostać  zrealizowana  na  północy  kraju. 

Najlepiej przystosowaną i udokumentowaną lokalizacją jest Żarnowiec. Tam właśnie będzie 

zlokalizowana  pierwsza  siłownia  jądrowa  w  naszym  kraju.  Tym  samym  zostaną 

wykorzystane  w  większym  stopniu    środki  poniesione  na  budowę  EJ.  Żarnowiec  w  latach             

80-90 XX wieku. Kolejną bardzo obiecującą lokalizacją jest Klempicz nad wartą . Wszystkie 

publikacje  wskazują  właśnie  te  dwa  miejsca  jako  najlepsze  rozwiązanie  dla  pierwszych 

reaktorów atomowych w naszym kraju.      

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

84 

 

 

 

 

rys. 69. Lokalizacja energetyki jądrowej i składowisk odpadów w Polsce  (spis rysunków [23] i [24]) 

W  perspektywie  80  lat  od  budowy  elektrowni  jądrowej  należ  wybudować  składowisko 

odpadów  w  tym  wysokoaktywnych.  Na  rys.  69  przedstawiono  miejscowości  w  których 

realizacja  składowiska  jest  możliwa.  Lokalizacja  takiego  składowiska  uwarunkowana  jest 

naturalnymi  barierami  dla  promieniowania  (patrz  rozdział  1.4)  oraz  bliskim  położeniem 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

85 

 

wobec  elektrowni  Składowisko  Damasławek  spełniałoby  stawiane  oczekiwania.  Polska 

posiada  prawie  50  letnie  doświadczenie  w  prowadzeniu  i  kontroli  składowiska  odpadów 

promieniotwórczych.  Unieszkodliwianiem  i  składowaniem  odpadów    zajmuje  się  Zakład 

Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych w Świerku. ZUOP eksploatuje  Centralną 

Składnicę Odpadów Promieniotwórczych w Różanie.  [1] 

 

Rodzaje reaktorów. 

Polska w pierwszej kolejności powinna zainstalować sprawdzone i bezpieczne reaktory lekko 

wodne  dużej  mocy.  Najbezpieczniejszą  oraz  najtańszą  inwestycją  wydaje  się  AP1000 

Westinghouse  ,który  w  zestawieniu  przeprowadzonym  przez    Energoprojekt  Katowice 

wyprzedził  EPR  (konstrukcja  francusko  –  niemiecka    Framatome  i  Siemensa)[1].  Pierwsze 

oddane do użytku elektrownie  AP 1000 będą w Chinach w 2013 roku, EPR budowany jest           

w Finlandii jednak budowa przedłuża się i przekroczyła zakładany budżet o 25%[13] .Polska 

przy wyborze technologii powinna odsunąć względy polityczne i dokonać wyboru najlepszej 

oferty.

 

 Uwzględniającej dostęp do paliwa jądrowego na cały okres pracy elektrowni („leasing 

paliwa”),  warunki  współpracy  w  projektowaniu,  budowie  i  uruchamianiu  EJ,  możliwości 

rozwoju kadry specjalistów i ich szkolenia, uzyskania gwarancji odbioru paliwa wypalonego  

i odpadów wysoko radioaktywnych z eksploatacji EJ..[22] 

 Drugim  etapem  rozwoju  powinny  być  reaktory  wysokotemperaturowe  wykorzystywane  do 

beze  misyjnej  produkcji  paliw  z  węgla  kamiennego  w  procesach  zgazowywania  co  w 

znaczący  sposób  uniezależniło  by  kraj  od  dostawców  zewnętrznych.  Technologia  tego  typu 

najbardziej  rozwinęła  się  w  RPA  tam  też  prowadzi  się  budowę  reaktora    PBMR  –  warto 

zwrócić uwagę że pod względem energetycznym Polska jest bardzo podobna do RPA. 

Trzecim etapem wydaje się budowa składowisk odpadów wysokoaktywnych oraz zakładów 

do przeróbki paliwa typu MOX. 

Czwartym etapem (ok. 2080 roku) będzie instalacja reaktorów na neutrony prędkie (FBR) , 

które  przy  wysokim  bezpieczeństwie  dostaw  energii  i  niskich  kosztach  jej  wytwarzania 

(przetwarzanie  odpadów  ze  składowisk)  mogą  zminimalizować  potrzeby  dostaw  paliwa 

jądrowego dla Polski.  

 

 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

86 

 

Podsumowanie 

Współczesne  technologie  w  dziedzinie  energetyki  jądrowej  gwarantują  bezpieczeństwo 

dostawi  energii  w  perspektywie  najbliższego  tysiąclecia.  Energetyka  jądrowa  wiąże  się                 

z  wielkimi  nakładami  finansowymi  w  etapie  budowy,  który  zwracają  się  w  ciągu  ¼  czasu 

eksploatacji  . Jeśli chodzi o koszty wytwarzania energii to w dobie podatku za emisję CO

2

, 

stałego wzrostu cen paliw kopalnych oraz traktowania energetyki jądrowej jako bezemisyjnej 

to źródło energii jest najtańszym z obecnie dostępnych.  

Sceptyczne podejście do tego rodzaju energii związane jest z awarią reaktora w Czarnobylu 

(1986).  Od  tego  czasu  konstruktorzy  siłowni  jądrowych  wdrażają  do  swoich  projektów 

zabezpieczenia  mające    uniemożliwić  awarie,  a  w  razie  jej  wystąpienia  odizolowanie  od 

ś

rodowiska  naturalnego.  Wszelkie  projekty  poddawane  są  szczegółowym  analizą  przez 

niezależne  międzynarodowe  organizacje  energetyczne.  Każdy  etap  budowy,  eksploatacji                

i  likwidacji  elektrowni  jądrowej  jest  nadzorowany  i  przebiega  w  myśl  wypracowanych 

procedur. Co czyni elektrownie jądrowe obiektami bardzo bezpiecznymi.  

Występowanie  uranu  w  różnych  regionach  świat  oraz  jego  niewielka  ilość  potrzebna  do 

produkcji  energii  gwarantuje  bezpieczeństwo  dostaw  tego  surowca.  Paliwo  jądrowe  od 

momentu wydobycia poprzez wszystkie etapy cyklu paliwowego ze składowaniem włącznie 

podlegają  szczególnemu  nadzorowi  i  stale  są    monitorowane.  Wszystkie  informacje  są 

podawane  do  wiadomości  opinii  publiczne  na  stronach  internetowych  niezależnych  agencji 

energetycznych.  Odpady  promieniotwórcze  zostają  szczelnie  zamknięte  i  trafiają  na 

składowiska  odpadów.  Zasada  ta  jest  ściśle  przestrzegana.  Obecna  technika  dąży  do 

recyklingu  odpadów,  a    nowatorskie  technologie  jak  ADS  w  najbliższym  czasie  w znaczny 

sposób przyczynią się do nieomal całkowitego przetworzenie odpadów na paliwo.  

Wiele  krajów  świata  rozpoczęło  wyścig  o  dostęp  do  środków  finansowych    i  dostaw 

krytycznych  elementów  konstrukcyjnych  reaktorów.  Polska  nie  może  sobie  pozwolić  na 

odpadnięcie  z  tego  wyścigu.  Postawa  reprezentantów  polskiego  społeczeństwa  zmierza  do 

wprowadzenia tego typu źródeł energii, wobec zobowiązań jakie podjęliśmy na rzecz ochrony 

ś

rodowiska.    Jak  najszybsza  realizacja  atomowej  inwestycji  wydaje  się  jedynym  logicznym 

rozwiązaniem, nie doprowadzającym naszego kraju do olbrzymich podwyżek cen energii oraz 

uzależnienia dostaw energii z innych krajów.  

Czy zdążymy? 

Współczesne koncepcje rozwoju……

 

 

87 

 

Literatura 

[1] http://www.ipj.gov.pl/pl/szkolenia/ej/ prof. dr hab. Ludwik Dobrzyński, dr Andrzej 
Strupczewski  
 
[2]  http://www.ipj.gov.pl/pl/szkolenia/matedu/nupex/ 

[3] J.M. Masalski: „Fizyka jądrowa” Wydawnictwo AGH, Kraków 1991 

[4] M. Kiełkiewicz: „Teoria reaktorów jądrowych”, PWN, Warszawa 1987 

[5] http://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mtj/zal00/Zberecki/cykl.htm 

[6]

 

users.uj.edu.pl/~ufbodek/EJ_FiM/NE_08.pdf wykład prof. dr hab. Kazimierz Bodek 

[7]

 

www.cyf.gov.pl/rysunki/energetyka/energetyka_03.ppt 

[8]

 

www.cire.pl/pliki/2/newgenrea.pdf 

[9] 

 

apw.ee.pw.edu.pl/tresc/-pol/11-AP1000AS,ost.pdf 

[10] S. Taczanowski: „Transmutacja, układy podkrytyczne i energia”, „Postępy Fizyki” tom  
51 zeszyt 4 rok 2000             

[11] A. Gałkowski: „Od JET-a do ITER-a”, „Postępy Fizyki”  tom  59 zeszyt 3 rok 2008             

[12] http://newton.ftj.agh.edu.pl/fusionexpo/download/broszura.pdf 

[13] http://pl.wikipedia.org 

[14] http://www.atom.edu.pl/index.php?option=com_content&task=view&id=116 

[15]

 

www.ptpiree.pl/data/aktualnosci/raport_en_inw_infr_23_s.pdf 

[16] H.L. Gabryś „Elektroenergetyka Polska 2009 Pytania na czasie” „Elektroenergetyka” 

Kwiecień 2009 Numer 04 (658) / Rocznik 62 

 [17]

 

www.boell.pl/alt/download_pl/Polska_wobec_zmian_klimatycznych.pdf 

[18]

 

www.ine-isd.org.pl/index_bklimatyczny.php?dzial=14&kat=17&art=8&limit=0 - 29k  

[19]www.iep.org.pl/itemfile.php?file=polityka_energetyczna_Polski%2FPolityka_energetycz

na_Polski_do_2030_roku.doc 

[20]

 

www.bcc.org.pl/cms/upload/2009-02-16_raport_BEZPIECZENSTWO_ 

ENERGETYCZNE-d6541.pdf 

[21]

 

www.paa.gov.pl/dokumenty/badania_pentor_2006.ppt 

[22]www.not.org.pl/not/images/stories/komitety/Zalacznik%20nr%202.pdf 

praca inżynierska – LITWIN M..  

 

88 

 

Spis rysunków. 

[1] www.ipj.gov.pl/szkolenia/metoda/anpex/ 

[2]www.ipg.gov.pl/szkolenia/ej 

[3]www.pl.wikipedia.org 

[4]www.eia.does.gov/cneaf/nuclear/page/nuc.reactors/pwr.html 

[5]www.nuclear.pl 

[6] www.nukeworker.com./pictures/thumbnails. 

[7] www.bnra/en/usefal/reactor-types/rbmk.gif 

[8] www.en.wikipedia.org 

[9] www.if.pw.pl/~pluta/pl/dyd/mtj/zal00/Zberecki/cykl/htm 

[10] www.geogut.pl/wolowa .html/ 

[11]www.cyf.gov.pl//rysunek/energetyka/energetyka_03pdf 

[12]www.ptbr.org.pl/składowanie%20odpadów.pdf 

[13]www.anawa.org.au 

[14] www.ifj.edu.pl/conf/energetyka/referaty/Cetnar.pdf?lang=pl 

[15] http:/chemia.viii-lo.krakow.pl/energetyka/strona_ze_zdieciami/ 

[16]apw.ee.pw.edu.pl/tresc/.pol/11-AP100AS,ost PDF 

[17]www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mtj/zal03/lesniewsk... 

[18]www.jet.efdu.org 

[19]www.atom.edu.pl 

[20]www.elektroenergetyka.pl 

[21]www.cire.pl/item,38572.2.html 

[22]www.iaea.org 

[23]www.paa.gov.pl 

[24]www.zb.eco.pl/article