PODSTAWY ELEKTROENERGETYKI

Układy cieplne elektrowni jądrowych z

reaktorami różnych typów

Wykład 5

Plan Wykładu

1. Wprowadzenie w problematykę wykorzystania energii

jądrowej

2. Energia reakcji jądrowych

3. Zasada działania i budowa reaktorów

4. Definicja reaktywności, zasady regulacji mocy reaktora

5. Rozwiązania układów cieplnych elektrowni jądrowych z

reaktorami różnych typów

Rys. 1. Rozmieszczenie elektrowni jądrowych w Europie

W odległości do 300 km od naszych granic jest zlokalizowanych 27 czynnych bloków jądrowych
o łącznej mocy zainstalowanej 17 tys. MW, a 5 dalszych jest w budowie. W Niemczech pracuje 19 bloków
jądrowych w 14 elektrowniach (14 reaktorów typu PWR i 6 - BWR). Udział elektrowni jądrowych w
wytwarzaniu energii elektrycznej utrzymuje się na poziomie ok. 30% (resztę uzyskuje się z węgla kamie

-

nnego - 30%, węgla brunatnego - 20%, gazu ziemnego - 6%, elektrowni wodnych - 5%).

Rys. 2. Lokalizacja czynnych elektrowni jądrowych wokół granic Polski

Reaktory lekkowodne typu

• PWR (Pressurized Water
Reactor)

• BWR (Boiling Water Reactor)

• WWER (Wodo-Wodjanoj

Energeticzeskij Reaktor)

Tabela 3. Jednostkowe koszty wytwarzania dla różnych technologii energetycznych

Rys. 3. Zależność energii wiązania przypadającej na jeden neuklon od liczby masowej jądra

1 - rozszczepienie,
2 - synteza

2. Energia reakcji jądrowych

Masa każdego jądra jest mniejsza od sumy mas neuklonów wchodzących w jego skład.
Różnica ta nazywana jest defektem masy. Defekt masy wyrażony w jednostkach energii jest równoważny
energii wiązania neuklonów w jądrze.
Największą średnią jednostkową energią wiązania charakteryzują się pierwiastki znajdujące się w środku
okresowego układu pierwiastków (pod względem liczby masowej), natomiast jądra pierwiastków lekkich i
ciężkich mają mniejsze wartości energii wiązania.

Źródłem energii mogą być następujące
reakcje:

• syntezy jąder pierwiastków lekkich w
jądra pierwiastków o większych liczbach
masowych,

• rozszczepienia jąder pierwiastków o
bardzo dużej liczbie masowej na jądra
pierwiastków lżejszych (ze środka
układu okresowego).

Reakcja rozszczepienia następuje po wychwycie neutronu przez jądro pierwiastka ciężkiego, w szczególności
uranu, plutonu i toru. Odkrycie reakcji rozszczepienia było dziełem fizyków niemieckich O. Hahna i
F. Strassmanna w 1939 r. Obecnie powszechnie wykorzystywana w energetyce jądrowej jest reakcja
rozszczepienia jąder izotopu uranu .

U

235

92

U

235

92

Rys. 4. Przebieg reakcji rozszczepienia jądra

U

235

92

I - wychwyt neutronu przez jądro, II, II' - wzbudzone jądro izotopu - deformacja i rozpad jądra,
III - powstanie dwóch fragmentów rozszczepienia i wydzielenie neutronów rozszczepieniowych,
IV - natychmiastowe promieniowanie y, V - opóźnione promieniowanie β i γ.

U

235

92

Pręty kontrolne - pręty kontrolne wsuwane są w rdzeń reaktora
atomowego, co powoduje spowolnienie reakcji łańcuchowej, przy
wysuwaniu reakcja zachodzi szybciej.
Pręty zawierają metale pochłaniające neutrony, np. bor lub kadm.
Opuszczenie prętów powoduje pochłanianie neutronów pochodzących z
reakcji łańcuchowej. Pręty kontrolne mogą również zatrzymać reakcje
zachodzące w reaktorze w razie niebezpieczeństwa.

Jądro takie pod wpływem działania neutronu termicznego (o energii ok. 0,025 eV) ulega przeobrażeniu we
wzbudzone (drgające) jądro izotopu uranu . Tak powstałe jądro dzieli się samorzutnie na dwa nowe jądra
lżejszych pierwiastków (tzw. fragmentów rozszczepienia), z jednoczesnym wydzieleniem energii Q i
wyzwoleniem pewnej liczby (0-8) neutronów, średnio 2,5 neutrona.
Reakcję tę przedstawić można symbolicznie:

U

235

92

Z punktu widzenia skuteczności działania neutronów dzieli się je najczęściej na. trzy grupy:
• neutrony prędkie o prędkościach ponad 10 000 km/s i energii większej niż ok. 0,5 MeV (pochodzące

bezpośrednio z reakcji rozszczepienia jąder),
• neutrony pośrednie, zwane też epitermicznymi o energii 0,1 eV - 0,5 MeV,
• neutrony termiczne o energii ok. 0,025 eV i prędkości 2,2 km/s - typowej dla ruchów cząsteczek w

temperaturze pokojowej.

3. Zasada działania i budowa reaktorów

Rys. 5. Schemat reaktora na neutronach termicznych

1 - pręty paliwowe,
2 - moderator,
3 - chłodziwo,
4 - pręty regulacyjne,
5 - reflektor neutronów
6 - osłona termiczna,
7 - zbiornik reaktora,
8 - osłona betonowa (biologiczna).

Urządzenia sterujące umożliwiają oddziaływanie na wartość strumienia neutronów, a więc i mocy cieplnej
reaktora. W tym celu do rdzenia reaktora wprowadza się na odpowiednią głębokość pręty regulacyjne,
wykonane z materiałów silnie pochłaniających neutrony (bór, kadm, ind, hafn i ich związki).

W reaktorze jądrowym ilość zachodzących reakcji jest staranie
kontrolowana. Produkowana energia zamienia wodę w parę, która porusza
olbrzymie turbiny napędzające generator.

Rys. 6. Budowa pręta paliwowego (a) i rozmieszczenie paliwa w kasecie paliwowej
(b) w rea ktorze WWER

1 - końcówka górna,
2 - koszulka,
3 - pastylka paliwowa,
4 - tulejka dystansująca,
5 - końcówka dolna,
6 - powloką kasety,
7 - siatki dystansujące,
8 - umiejscowienie pręta paliwowego.

Pręty regulacyjne są rozmieszczone pomiędzy kasetami paliwowymi tak, aby z jednej strony zapewnić
efektywność ich działania, z drugiej natomiast zapewnić możliwie równomierną promieniową gęstość
strumienia neutronów.

4. Reaktywności, zasady regulacji mocy reaktora

Efektywny współczynnik mnożenia k

ef

ten definiuje się jako stosunek liczby neutronów danej generacji

do ich liczby w poprzedzającej generacji. Jeżeli k

ef

=1, to łańcuch reakcji jest w równowadze.

Dla k

ef

<1 łańcuch reakcji jest zanikający reaktor jest w stanie podkrytycznym. Natomiast dla k

ef

>1 reaktor

znajduje się w stanie nadkrytycznym, co oznacza że gęstość neutronów zwiększa się w czasie.

W celu zwiększenia mocy reaktora trzeba wartość k

ef

powiększyć do wartości nieco większej od jedności.

Strumień neutronów będzie wówczas zwiększać się do chwili, w której przez wsunięcie prętów regulacyjnych
osiągnie się k

ef

=1, ale na wyższym niż poprzednio poziomie mocy.

W praktyce stosuje się także pojęcie reaktywności reaktora charakteryzującej stan reaktora oraz
odchylenie przebiegu reakcji łańcuchowej w rdzeniu od stanu równowagi, w którym k

ef

=1 i σ=0.

ef

k

1

1





Do określenia prędkości przebiegów procesów przejściowych stosuje się pojęcie okresu reaktora T.
Jest to umownie przyjęty czas, w którym przy stałej reaktywności gęstość strumienia neutronów zmieni się
e-krotnie (e=2,718282).
Wartość okresu T jest systematycznie mierzona i jeżeli zmniejszy się do wartości mniejszej niż dopuszcza-
lna ze względu na bezpieczeństwo reaktora, to wówczas automatycznie są zrzucane pręty pochłaniające i
następuje wyłączenie reaktora.

5. Rozwiązania układów cieplnych elektrowni jądrowych z reaktorami różnych typów

Spośród wielu typów reaktorów jądrowych tylko kilka znalazło szerokie zastosowanie.

Są one sprawdzone w czasie wieloletniej eksploatacji oraz konkurencyjne pod względem kosztu
wytwarzania energii elektrycznej wobec elektrowni na paliwo organiczne.
Należą do nich przede wszystkim:
• ciśnieniowe reaktory wodne,
• reaktory z wrzącą wodą,
• reaktory kanałowe,
• reaktory z ciężką wodą,
• reaktory chłodzone gazem.

Drugą grupę reaktorów energetycznych, znajdujących się jeszcze w fazie badań, rozwoju
i doskonalenia stanowią:
• reaktory prędkie powielające chłodzone ciekłym metalem,
• reaktory prędkie chłodzone gazem dysocjującym,

• reaktory wysokotemperaturowe, chłodzone gazem.

Tabela 4. Zastawienie podstawowych parametrów reaktorów

Tabela 5. Zastawienie podstawowych parametrów reaktorów cd.

Rys. 7. Schematy ideowe elektrowni jądrowych z reaktorami wodnymi:
a) ciśnieniowy reaktor wodny, b) reaktor z wrzącą wodą

1 - reaktor,
2 - stabilizator ciśnienia,
3 - wytwornica pary,
4 - główna pompa obiegowa,
5 - pompa cyrkulacyjna,
6 - turbozespół,
7 - separator wilgoci i przegrzewacz
międzystopniowy,
8 - skraplacz,
9 - pompa skroplin,
10 - układ oczyszczania skroplin,
11 - podgrzewacze regeneracyjne
niskiego ciśnienia,
12 - odgazowywacz,
13 - pompa wody zasilającej,
14 - podgrzewacze regeneracyjne

wysokiego ciśnienia.

4-6 MPa

16 MPa, 300-350

0

C

η

n

=30-33%

η

n

=34%

7 MPa, 280

0

C

4,7 MPa, 260

0

C

Wypalenie paliwa: 10-30 MWd/kg
(0,864-2,59 TJ/kg)

1- zbiornik reaktora,
2 - wytwornice pary (dwie z czterech stanowiących
wyposażenie bloku),
3 - główne pompy obiegowe dławnicowe,
4 - stabilizator ciśnienia,
5 - zbiornik zrzutowy stabilizatora ciśnienia,
6 - odprowadzenie pary do obiegu wtórnego.

Rys. 8. Usytuowanie przestrzenne elementów obiegu pierwotnego ciśnieniowego
reaktora wodnego bloku jądrowego o mocy 1300 MW

W celu zapewnienia odpowiednio wysokich parametrów pary w obiegu wtórnym, woda w obiegu pierwo-
tnym powinna mieć dostatecznie wysoką temperaturę, zwykle w granicach 300 - 350°C.
Aby nie dopuścić do wrzenia wody w rdzeniu, pogarszającego warunki wymiany ciepła oraz stabilność pra-
cy reaktora, trzeba w obiegu pierwotnym utrzymywać ciśnienie wyższe od ciśnienia odpowiadającego tempe-
raturze nasycenia. Zadanie utrzymywania ciśnienia na wymaganym poziomie i kompensowania zmian obję-
tości obiegu pierwotnego spełnia stabilizator ciśnienia.

1 - rdzeń reaktora,
2 - kanał paliwowy,
3 - osłona,
4 - pompa chłodziwa,
5 - separator pary,
6 - wytwornica pary D

2

O-H

2

O,

7 - stabilizator ciśnienia w obiegu
chłodziwa D

2

O,

8 - pompa obiegu moderatora D

2

O,

9 - wymiennik ciepła w obiegu
moderatora.

Rys. 9. Schematy ideowe elektrowni jądrowych z reaktorami kanałowymi:
a) lekkowodnym, b) ciężkowodnym

Rys. 10. Schemat ideowy elektrowni jądrowej z reaktorem gazowym

1- reaktor,
2- wytwornica pary,
3 - turbozespół konwencjonalny
(na parę przegrzaną),
4 - dmuchawa,
5 - skraplacz,
6 - pompa skroplin,
7 - pompa wody zasilającej,
8 - podgrzewacze regeneracyjne,
9 - odgazowywacz.

Reaktory chłodzone gazem z moderatorem grafitowym odznaczają się prostą budową i dużą niezawodno-
ścią. Zastosowanie gazu jako chłodziwa reaktorowego pozwala zwiększyć temperaturę chłodziwa na wylocie
z rdzenia bez potrzeby zwiększania ciśnienia. Dopuszczalna temperatura na wylocie z reaktora jest więc ogra-
niczona jedynie trwałością paliwa i materiałów konstrukcyjnych reaktora.
Do zalet należą też:

• niski stopień aktywowania się gazu,

• mały przekrój czynny na po chłanianie neutronów

• minieszy koszt.
Podstawową wadą są jednak niekorzystne właściwości cieplne gazu, wymagające dużych powierzchni
wymiany ciepła (a więc i wymiarów urządzeń) oraz dużych mocy niezbędnych do przetłaczania gazu przez
rdzeń. W związku z tym gęstość mocy nie przekracza l MW/m

3

.

650

0

C

16 MPa, 565

0

C

η=41%

Wypalenie paliwa: 18 MWd/kg
(1,55 TJ/kg)

Reaktory wysokotemperaturowe HTGR (High Temperature Gas-cooled
Reactor) są to reaktory chłodzone gazem z moderatorem grafitowym o
temperaturze gazu na wyjściu z rdzenia powyżej 700

o

C.

Zalety reaktora wysokotemperaturowego:
• korzystna gospodarka paliwowa, na którą zasadniczy wpływ ma wysoki stopień
wypalenia oraz
możliwość stosowania różnego rodzaju paliwa o różnym stopniu wzbogacenia,
• wysokie temperatury chłodziwa (1000 °C),
• mała aktywność czynnika chłodzącego (helu),
• możliwość zastosowania typowych turbozespołów na parę przegrzaną,
• wysoka sprawność,
• zastosowanie żaroodpornych materiałów,
• wysoki stopień bezpieczeństwa jądrowego wynikający przede wszystkim z dużej
pojemności cieplnej
rdzenia oraz rosnącej wytrzymałości mechanicznej grafitu wraz ze wzrostem
temperatury,
• duży ujemny temperaturowy współczynnik reaktywności,
• niski stopień narażenia radiacyjnego,
• małe zapotrzebowanie na wodę,
• korzystne właściwości eksploatacyjne,
• bardzo korzystne charakterystyki dotyczące bezpieczeństwa.

Rys. 11. Wzrost temperatury paliwa wskutek grzania ciepłem powyłączeniowym po utracie wody
chłodzącej lub awarii pompy przetłaczającej hel (w reaktorach PWR, BWR, HTR)

1 - reaktor,
2 - wymiennik sód-sód,
3 - pompa obiegu pierwotnego
sodowego,
4 - wytwornica pary (parownik),
5- przegrzewacz pary,
6 - pompa obiegu pośredniego
sodowego,
7 - turbozespół,
8 - skraplacz,
9 - pompa skroplin,
10 - układ oczyszczania skroplin,
11 - podgrzewacze regeneracyjne,
12 - odgazowywacz,
13 - pompa wody zasilającej.

Rys. 12. Schemat ideowy elektrowni jądrowej z reaktorem prędkim

powielającym

Najbardziej zaawansowanym w rozwoju spośród reaktorów prędkich powielających jest reaktor chłodzony
ciekłym sodem. Reaktory sodowe mają trzy obiegi chłodzenia:

• pierwotny zawierający sód radioaktywny,

• pośredni zawierający sód nieaktywny,

• wtórny (roboczy) obieg parowo-wodny.

W obu obiegach sodowych panuje niskie ciśnienie co zmniejsza wyraźnie prawdopodobieństwo uszkodze-
nia się wymiennika sód-sód i przedostania się radioaktywnego sodu do obiegu pośredniego.
Ze względu na temperaturę topnienia sodu 98°C, urządzenia obu obiegów sodowych muszą być podgrze-
wane (także przy wyłączonym reaktorze), aby nie dopuścić do zestalenia się sodu.

17,7 MPa, 487

0

C

η=40% Wypalenie paliwa: 70 MWd/kg

(6,08 TJ/kg)