ZAKRES EGZAMINU DYPLOMOWEGO
dla kierunku studiów
ENERGETYKA
studia I stopnia inżynierskie
specjalność energetyka cieplna i jądrowa
2. Zagadnienia konstrukcyjno-technologiczne
2.5 Reaktory jądrowe w energetyce
REAKTORY 2-giej GENERACJI:
PWR
Podsumowanie (PWR):
typ reaktora zbiornikowy
ilość obiegów 2
chłodziwo woda lekka
moderator woda lekka
paliwo uran lekko wzbogacony (2% � 4% U-235)
tryb pracy okresowa
ciśnienie 7,5 MPa � 7,9 MPa
parametry pary
temperatura ~ 300 !
 BWR
Reaktor typu BWR (Boiling-Water Reactor - reaktor wodny wrzący) jest drugim najpowszechniej
stosowanym typem reaktora w energetyce jądrowej.
Schemat bloku z reaktorem BWR (fot. US NRC)
Jego budowa jest zbliżona do reaktora PWR z jedną zasadniczą różnicą - występuje tu tylko
jeden obieg wody. Woda wrze i odparowuje już w zbiorniku ciśnieniowym (nie ma tu wytwornicy
pary tak jak w przypadku PWR), a dokładnie w jego górnej części, gdzie mieści się separator i
osuszacz pary. Odparowanie jest możliwe dzięki relatywnie niskiemu ciśnieniu wynoszącemu 7,5 -
8,0 MPa (podobnie jak w obiegu wtórnym PWR).
Woda przepływa albo przez pompy strumienicowe (jet pumps) albo przez pompy recyrkulacji
wewnętrznej zapewniające dodatkową wysokość podnoszenia. Następnie kierunek przepływu wody
zmienia się o 180 stopni i woda płynie w górę przez dolną płytę wsporczą rdzenia (lower core plate)
do rdzenia, gdzie elementy paliwowe przekazują ciepło wodzie chłodzącej. Woda opuszczająca
kanały paliwowe na poziomie górnej płyty prowadzącej (top guide) zawiera od 12 do 15% pary
nasyconej. Wydatek przepływu przez rdzeń to typowo około 45 000 ton/h, w tym 6500 ton pary.
Jednakże średnia frakcja parowa w rdzeniu jest znacznie wyższa i sięga 40%.
Grzanie w rdzeniu wytwarza ciąg termiczny, który wspomaga pompy recyrkulacyjne w
utrzymaniu recyrkulacji wody w zbiorniku ciśnieniowym reaktora.
Reaktor BWR można zaprojektować tak, aby nie posiadał pomp recyrkulacyjnych i recyrkulację
wody wewnątrz zbiornika reaktora utrzymuje wyłącznie ciąg termiczny. Jednakże wysokość ciśnienia
wytworzona przez pompy recyrkulacyjne jest bardzo pomocna w kontrolowaniu mocy reaktora. Moc
cieplną reaktora można łatwo zmieniać przy pomocy pomp recyrkulacyjnych przez samo zwiększanie
lub zmniejszanie przepływu recyrkulacyjnego.
Uproszczony schemat reaktora
BWR:
1 - rdzeń reaktora,
2 - wlot wody zasilającej,
3 - wylot pary do turbiny,
4 - poziom wody,
5 - pompa cyrkulacyjna,
6 - pompa strumienicowa,
7 - separatory pary,
8 - osuszacz pary
Ciecz dwufazowa (woda i para) nad rdzeniem napływa do obszaru wznoszenia (riser area)
stanowiącego górny obszar wewnątrz powłoki rdzenia. Wysokość tego obszaru można zwiększyć, by
zwiększyć wpływ konwekcji naturalnej na wysokość podnoszenia w recyrkulacji.
Na górze obszaru wznoszenia znajduje się separator pary. Parę oddziela się przez nadanie cieczy
ruchu obrotowego w separatorach cyklonowych.
Para unosi się ku górze w kierunku osuszacza pary natomiast woda pozostaje poniżej i wypływa
w kierunku poziomym do rejonu szczeliny opadowej. W szczelinie opadowej łączy się ona z wodą
zasilającą i cykl powtarza się od nowa.
Para nasycona przepływająca przez separator jest osuszana przy pomocy strzałkowej konstrukcji
suszącej. Następnie para wypływa ze zbiornika przez cztery główne przewody parowe i płynie do
turbiny, gdzie naciska łopaty turbiny i wywołuje jej ruch obrotowy. Turbina połączona jest z
generatorem (np. za pomocą wspólnego wała napędowego), który zamienia energię ruchu
obrotowego na energię elektryczną, która następnie jest przekazywana do sieci energetycznej.
Para z generatora kierowana jest do skraplacza gdzie przechodzi w stan ciekły co znacznie redukuje
jej objętość i powoduje powstanie różnicy ciśnień niezbędnej do napędzania turbiny. Skroplona para,
czyli woda wraca do reaktora. Skraplacz oddaje ciepło albo do wież chłodniczych (chłodni
kominowych) albo do ujęcia wody (np. rzeki, jeziora albo morza).
Charakterystyczną cechą reaktorów BWR jest umieszczenie napędów prętów z dołu obudowy
(pręty są wsuwane od dołu do góry za pomocą podnośników hydraulicznych), co jest spowodowane
umieszczeniem osuszacza pary w górnej części zbiornika ciśnieniowego.
Podsumowanie (BWR):
typ reaktora zbiornikowy
ilość obiegów 1
chłodziwo woda lekka
moderator woda lekka
paliwo uran lekko wzbogacony (2% � 4% U-235)
tryb pracy okresowa
ciśnienie 7,5 MPa � 8,0 MPa
parametry pary
temperatura ~ !
RMBK
Skrót ten pochodzi od rosyjskich słów Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj, czyli Kanałowy
Reaktor Dużej Mocy. Należy on do tzw. lekko wodnych reaktorów kanałowych dużej mocy. Były to
reaktory wrząco-wodne z moderatorem grafitowym. Budowano je jedynie w Związku Radzieckim. W
Stanach Zjednoczonych rozważano budowę reaktorów tego typu jednak zrezygnowano ze względów
bezpieczeństwa. Budowa takich reaktorów w ZSRR była podyktowana względami militarnymi.
Reaktory tego typu bardzo wydajnie produkują Pu-239 (izotop plutonu), potrzebny do produkcji
broni jądrowej. Możliwa jest w nich wymiana prętów paliwowych z wytworzonym w nich plutonem,
bez konieczności zatrzymywania pracy reaktora. Nie jest to możliwe w reaktorach wodnych
ciśnieniowych.
W reaktorach jądrowych w wyniku reakcji:
n+238U239U+ł
239
U239Np239Pu
produkowany jest 239Pu. Jeśli pozostanie on przez dłuższy czas w rdzeniu reaktora będzie pochłaniał
neutrony i przekształcał się w inne izotopy plutonu: 240Pu, 241Pu, 242Pu, itd. Do budowy bomb
najbardziej pożądanym izotopem jest 239Pu. Ponieważ nie opanowano technologii separacji izotopów
plutonu pozwalającej w wydajny sposób uzyskiwać 239Pu, w reaktorach  wojskowych trzeba
dokonywać częściej przeładunku paliwa. Zazwyczaj jest to okres od 1 do 3 miesięcy. Z wypalonych
prętów można odzyskać (chemicznie) 239Pu. Każde zatrzymanie reaktora w celu przeładunku paliwa
powoduje chwilowy brak dostaw energii, która jest potrzebna dla przemysłu. Reaktor RBMK
umożliwiał właśnie przeładunek paliwa podczas pracy. To dla ówczesnych władz ZSRR było
najważniejsze. Ponieważ nie liczono się z bezpieczeństwem i życiem ludzkim, a najważniejszą rzeczą
była produkcja przemysłowa na jak największą skalę w ZSRR postanowiono wybudować kilkanaście
reaktorów tego typu.
Reaktory te pracują na uranie wzbogaconym. Stopień wzbogacenia w U-235 wynosi około 2%.
Całkowita ilość paliwa w reaktorze: ok. 190 t. Reaktory te ze względu na swoją konstrukcję mają
znaczne rozmiary. Objętość rdzenia wynosi 825 m3. Dla przykładu: objętość rdzenia reaktora BWR
wynosi 75 m3. Całość umieszczona jest w komorze o podstawie 21,6 m x 21,6 m o głębokości 25 m.
Układ chłodzenia jest układem jednoobiegowym. Jest to więc reaktor wodno-wrzący: woda
podgrzewana w kanałach reaktora tworzy mieszaninę parowo-wodną. Wydzielenie pary z
mieszaniny parowo-wodnej następuje w separatorach pary.
Para nasycona o parametrach 284�C i 7 MPa w ilości 5780t/h jest doprowadzana do dwóch
turbogeneratorów. Moc każdego z nich to 500 MWe. Woda ulega skropleniu w kondensatorze i
ponownie jest doprowadzana do reaktora. Sprawność takiej elektrowni wynosi 31%.
Zalety reaktora typu RBMK:
" małe objętości czynnika w poszczególnych kanałach, w których kontrolę parametrów
technologicznych można prowadzić osobno (budowa modułowa)
" mała moc właściwa w rdzeniu - 5,8 MW/m3 (Dla przykładu w reaktorach BWR wynosi ona: 51
MW/m3)
" niski stopień wzbogacenia paliwa (1.8%)
" możliwość przeładunku paliwa podczas pracy reaktora bez konieczności jego wyłączania
(dziennie można dokonywać 5 przeładunków)  dobre do produkcji Pu-239, gdyż pręty z
wytworzonym w nich Pu-239 można wyjmować przy włączonym (pracującym) reaktorze
" brak masywnego zbiornika ciśnieniowego jaki jest konieczny w przypadku reaktorów typu
zbiornikowego. Dzięki temu przemysł jest uwolniony od produkcji elementów
konstrukcyjnych o masie 300-500t i znacznych rozmiarach. A transport od konieczności
dostarczenia takiego elementu na miejsce przeznaczenia, co jest ogromnym
przedsięwzięciem logistycznym
" możliwość konstruowania jednostek teoretycznie o nieograniczonej mocy
Wady reaktora typu RBMK:
" grafit w reaktorze pracuje w bardzo wysokiej temperaturze (ok. 750�C). Temperatura ta
znacznie przekracza temperaturę zapłonu grafitu w powietrzu. Para wodna pod ciśnieniem w
kontakcie z gorącym grafitem stwarza możliwość zajścia reakcji chemicznej prowadzącej do
powstania tzw. gazu wodnego:
H2O + C CO + H2
W przypadku rozerwania rury ciśnieniowej gorąca para wchodzi w kontakt z grafitem. Aby
powstał gaz wodny wymagana jest temperatura rzędu: 1000-1200�C. Jest więc to
temperatura niewiele wyższa od nominalnej temperatury grafitu podczas eksploatacji
reaktora.
" przy wzroście temperatury do około 4000-5000�C następuje rozkład pary wodnej na wodór i
tlen tworząc mieszankę wybuchową
" grafit ma małą udarność i porowatość
" grafit się pali, a woda nie (przewaga reaktorów z moderatorem w postaci wody lub ciężkiej
wody)
" naturalny grafit obficie występuje w przyrodzie jednak ze wzglądu na dużą ilość
zanieczyszczeń nie może być stosowany w reaktorach. Wymaga obróbki przemysłowej.
Największy problem stanowi zanieczyszczenie borem, który bardzo dobrze pochłania
neutrony co nie jest zaletą w technice reaktorowej
" uszkodzenia radiacyjne grafitu wywołane przez neutrony wpływają silnie na zmianę jego
własności fizycznych. Napromieniowanie przez neutrony wpływa silnie na zmiany wymiarów
grafitu  powoduje zwiększenie wymiarów w kierunku prostopadłym do kierunku
prasowania i zmniejszenie w kierunku równoległym
" przewodność cieplna grafitu maleje ze wzrostem napromieniowania. W wyniku
napromieniowania przez neutrony pogarszają się własności mechaniczne grafitu
" brak obudowy bezpieczeństwa  Jako standard bezpieczeństwa przyjmuje się, że każdy
reaktor powinien być otoczony tzw. obudową bezpieczeństwa. Jest to kopuła zbudowana ze
zbrojonego betonu. Jej zadanie to zapobieganie przedostania się na zewnątrz substancji
radioaktywnych, które mogłyby wydostać się z rdzenia reaktora podczas awarii. Zapewnia
więc ona szczelność i stanowi potężną barierę uniemożliwiającą skażenie. Dzisiaj wszystkie
budowane elektrownie na świecie posiadają takie obudowy. Reaktory RBMK stanowiły
wyjątek. Przepisy panujące w ZSRR nie zakazywały budowania reaktorów bez obudowy
bezpieczeństwa. Głównym powodem dla którego projektanci zrezygnowali z obudowy
bezpieczeństwa była specyfika reaktora RBMK. Jego konstrukcja pozwalała na budowanie
reaktorów o bardzo dużej mocy. Reaktory te miały więc duże rozmiary w porównaniu z
tradycyjnymi reaktorami wodnymi (PWR, BWR). Obudowa bezpieczeństwa która miałaby
otoczyć rdzeń takiego reaktora musiała więc być bardzo duża, a to wiązało się z ogromnymi
ilościami betonu i stali. Było więc to nieuzasadnione ekonomicznie.
" mała ilość wody w rdzeniu reaktora  powód to ograniczenia konstrukcyjne. Zwiększenie
ilości wody chłodzącej wymagałoby powiększenia rdzenia, który i tak był już bardzo duży.
Woda, pręty paliwowe, pręty bezpieczeństwa wymagają specjalnych otworów w bloku
grafitowym. Powiększanie liczby otworów przy odpowiedniej ilości grafitu, wymaganej do
skutecznego spowalniania neutronów zwiększyłoby rozmiary całego rdzenia.
" błąd konstrukcyjny prętów bezpieczeństwa  pręty bezpieczeństwa w reaktorze służą do
sterowania strumieniem neutronów w rdzeniu. Za ich pomocą można wyłączyć reaktor,
prowadząc do przerwania łańcuchowej reakcji rozszczepienia. W reaktorze RBMK przyjęto
takie rozwiązanie, które powodowało, że wprowadzenie prętów bezpieczeństwa nie zawsze
prowadziło do wyłączenia reaktora. Główne pręty bezpieczeństwa są wprowadzane do
rdzenia z góry. To one służą do takich zmian strumienia neutronów, które mogą prowadzić
do wyłączenia reaktora. Ze względu na specyfikę reaktora RBMK pręt bezpieczeństwa na
końcu zbudowany jest z grafitu. Ma to zapobiec napływowi wody do obszaru, z którego
wyjęto pręt bezpieczeństwa. Powodowało to, że podczas początkowej fazy opuszczania
prętów, działały one odwrotnie do swojego przeznaczenia. A mianowicie wypychały wodę z
kanału, do którego były opuszczane. Czyli w początkowej fazie nie tylko, że nie pochłaniały
neutronów, ale wręcz przeciwnie: zwiększały strumień neutronów, bo wypychały wodę,
która też pochłania neutrony. W tej fazie następował wzrost mocy reaktora (dodatni
współczynnik temperaturowy). Dopiero po pewnym czasie, kiedy do rdzenia dotarła ta
właściwa część pręta, zaczynały one działać tak jak powinny, czyli pochłaniały neutrony i tym
samym przerywały łańcuchową reakcję rozszczepienia. Dodatkowo, duże wymiary rdzenia
powodowały, że czas opuszczania prętów wynosił około 18 sekund (w dzisiejszych
reaktorach trwa to około 1 sekundy). To znacznie wydłużało także i tą niebezpieczną
początkową fazę opuszczania prętów. Właśnie ten fakt, że przez chwilę pręty zmniejszały
ilość materiału pochłaniającego neutrony (woda) zanim same zaczynały je pochłaniać
powodował pewien krytyczny przedział czasu. W trakcie awarii podczas, której wymaga się
natychmiastowego zrzucenia prętów było to bardzo niebezpieczne, bo zanim moc reaktora
zacznie maleć to najpierw musi wzrosnąć. Ta wada konstrukcyjna, która prowadziła do
powstania obszaru czasowego, w którym szybciej ubywało jednego pochłaniacza neutronów
(wody) zanim przybywało drugiego (właściwej części prętów bezpieczeństwa) została w pełni
uwidoczniona podczas awarii w Czarnobylu.
" zjawisko Wignera  Efekt związany z napromieniowaniem grafitu przez neutrony. Polega ono
na gromadzeniu utajonej energii w graficie. Energia ta może się wyzwolić w sprzyjających
warunkach w postaci ciepła. Przy spowalnianiu neutrony oddają część swojej energii
atomom węgla (grafitu). Część energii oddanej przez neutrony atomom węgla (grafitu)
wyzwala się prawie natychmiast w postaci ciepła, zaś reszta jest akumulowana przez grafit w
wyniku trwałych przemieszczeń atomów z ich położeń w sieci krystalicznej. Przemieszczone
atomy pozostają między warstwami w sieci krystalicznej (defekty międzywęzłowe)
powodując jednocześnie tworzenie się w niej luk (wakancje). Przy znacznym zagęszczeniu
defektów międzywęzłowych może nastąpić spontaniczne wydzielenie się utajonej energii w
postaci ciepła. Energia ta jest znaczna, bo osiąga wartość rzędu 2000-3000 kJ � kg-1.
Wydzielenie się takich ilości energii może doprowadzić nawet do zniszczenia rdzenia
reaktora. Można doprowadzić do kontrolowanego wydzielania utajonej energii przez
podgrzanie grafitu w odpowiedni sposób do odpowiedniej temperatury. Zjawisko Wignera
gra istotną rolę w eksploatacji reaktorów z moderatorem grafitowym
" dodatni współczynnik reaktywności (temperaturowe dodatnie sprzężenie zwrotne): Jeśli w
reaktorze dojdzie do utraty chłodziwa z obiegu pierwotnego, to w miarę przekształcania się
wody w parę zachodzą w nim dwa niekorzystne procesy:
o para jest znacznie gorszym chłodziwem niż woda, a więc paliwo zaczyna się podgrzewać
i temperatura rośnie
o jednocześnie para wodna pochłania znacznie mniej neutronów niż woda, wskutek czego
odparowanie wody powoduje w reaktorze RBMK wzrost jego mocy.
Ten drugi efekt doprowadza do nagłego zwiększenia strumienia neutronów, wzrostu
intensywności reakcji rozszczepienia i nagłego lokalnego przegrzania części rdzenia.
Wszystko to odbywa się w następujący sposób:
Jeśli z rdzenia reaktora nastąpi wyciek chłodziwa to nie będzie czynnika, który odbierałby ciepło.
Wobec tego temperatura w rdzeniu zacznie rosnąć. To spowoduje, że gęstość pozostałej wody
chłodzącej będzie się zmniejszać. Woda o mniejszej gęstości słabiej absorbuje neutrony, wobec tego
do paliwa będzie docierało więcej spowolnionych w graficie neutronów niż podczas normalnej pracy
reaktora. Większy strumień neutronów prowadzi do przyspieszenia łańcuchowej reakcji
rozszczepienia. Więcej jąder będzie ulegało rozszczepieniu. Doprowadzi to do zwiększenia mocy
reaktora i tym samym zwiększenia temperatury w rdzeniu. Mamy tu sytuację odwrotną niż w
reaktorach wodnych, gdzie utrata chłodziwa (które jest jednocześnie moderatorem) prowadzi do
obniżenia reaktywności, zmniejszenia mocy reaktora i obniżenia temperatury. Tutaj po wyparowaniu
chłodziwa nadal mamy moderator (grafit). Neutrony są więc wciąż spowalniane i łańcuchowa reakcja
rozszczepienia dalej jest podtrzymywana. Dodatkowo występuje tu tzw. efekt Dopplera. Polega on
na tym, że w miarę wzrostu temperatury zwiększa się średnia energia kinetyczna atomów i tym
samym jąder atomowych uranu. Wtedy energia takiego zderzenia neutronu z jądrem uranu silnie
zależy od tego czy zwroty pędów neutronu i jądra uranu były w momencie zderzenia przeciwne czy
takie same (zgodne ze sobą). Efekt ten powoduje zwiększenie zakresu energii neutronów, które
mogą być pochłaniane rezonansowo przez U-238. Wobec czego więcej neutronów jest pochłaniane i
tym samym strumień neutronów ulega zmniejszeniu. W obliczeniach trzeba uwzględnić te dwa
przeciwstawne procesy: zwiększenie strumienia neutronów w wyniku malejącej gęstości wody i
zmniejszenie strumienia neutronów w wyniku zwiększenia absorpcji rezonansowej neutronów przez
U-238 (efekt Dopplera). To, które zjawisko przeważy zależy od poziomu mocy danego reaktora
grafitowego. Przy normalnej pracy reaktora o dużej mocy dominuje ujemne sprzężenie zwrotne co
zapewnia bezpieczeństwo. Jednak przy obniżeniu mocy do 20% mocy maksymalnej, zaczyna
dominować dodatnie sprzężenie zwrotne. Reaktor przestaje pracować stabilnie.
Grafit ma gorsze własności spowalniające niż ciężka woda, ale lepsze niż zwykła woda. Ma on
dobre własności mechaniczne oraz znaczną odporność na wysokie temperatury. Dosyć dobrze
przewodzi ciepło.
Na zachodzie także budowano reaktory z moderatorem grafitowym. Jednak zrezygnowano z
chłodzenia ich wodą. Jako chłodziwo stosowano CO2.
Jak już wspomniano powyżej reaktor typu RBMK znajdował się w elektrowni w Czarnobylu. I to
on właśnie uległ awarii.
Podsumowanie (RMBK):
typ reaktora kanałowy
ilość obiegów 1
chłodziwo woda lekka
moderator grafit
paliwo uran lekko wzbogacony ( 1,8% U-235)
tryb pracy ciągła
ciśnienie 7 MPa
parametry pary
temperatura 284 !
 PHWR, CANDU
Najbardziej znanym przykładem reaktorów PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor -
ciśnieniowy reaktor ciężkowodny) jest opracowany w Kanadzie reaktor CANDU (ang. Canadian
Deuterium Uranium). To reaktor, w którym rolę moderatora i chłodziwa pełni ciężka woda D2O - z
wyjątkiem wersji ACR (Advanced CANDU Reactor), gdzie chłodziwem jest zwykła woda.
Uproszczony schemat elekrowni jądrowej z reaktorem CANDU
Typowe reaktory CANDU pracują w układzie dwuobiegowym, z ciśnieniowym obiegiem
pierwotnym, podobnie jak reaktory PWR. Rdzeń znajduje się w dużym cylindrycznym,
niskociśnieniowym zbiorniku stalowym zwanym kalandrią, wypełnionym ciężką wodą.
Przez zbiornik przechodzi kilkaset poziomych ciśnieniowych kanałów paliwowych, zawierających
paliwo uranowe zanurzone w ciężkiej wodzie, która pełni tutaj funkcję czynnika chłodzącego.
Chłodziwo, przepompowywane pod dużym ciśnieniem przez kanał, odbiera wytwarzane w paliwie
ciepło i przenosi je poza rdzeń do wytwornic pary. Tam ciepło to jest oddawane do drugiego obiegu
(wtórnego), zawierającego zwykłą (lekką) wodę. Zarówno konstrukcja wytwornic pary, jak i
wyposażenie obiegu wtórnego są podobne do stosowanych w reaktorach PWR.
Reaktor typu CANDU może być zasilany uranem naturalnym co pozwala uniknąć kosztownego
procesu wzbogacania uranu.
Niestety to udogodnienie okupione jest koniecznością użycia ciężkiej wody (woda w której
wodór zastąpiony jest deuterem) gdyż ma ona niższy przekrój czynny na pochłanianie neutronów niż
zwykła woda. Koszty uzyskania ciężkiej wody zmniejszają oszczędności związane z pominięciem
wzbogacania paliwa, ale po uruchomieniu elektrowni ciężką wodę odzyskuje się z przecieków i
uzupełnia straty, co jest juz dużo tańsze. Poza tym ciężka woda jest gorszym moderatorem niż woda
lekka. Wymusza to użycie większych ilości moderatora. Dlatego reaktory CANDU posiadają
kilkukrotnie większe rdzenie niż reaktory lekkowodne, a stosunek ilości moderatora do ilości paliwa
w reaktorach typu CANDU jest 5-8 razy większy niż w reaktorach lekkowodnych. W najnowszej wersji
reaktora CANDU  ACR  paliwo jest bardziej wzbogacone (2,2%), a reaktor jest chłodzony lekką
wodą, co zmniejsza wymiary rdzenia i poprawia wypalenie w kWh/kg UO2.
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 ładowane stopniowo coraz głębiej do kanałów
paliwowych z obu stron rdzenia (dla wyrównania nierównomierności w wypalaniu paliwa), a
usuwane z przeciwnych końców kanałów po drugiej stronie rdzenia. Załadunek i wyładunek odbywa
się 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).
Ciągła wymiana paliwa ma liczne zalety:
" znosi konieczność okresowego wyłączenia reaktora w celu wymiany zestawów paliwowych
co ma miejsce w innych typach elektrowni jądrowych (teoretycznie reaktor mógłby
pracować w ten sposób w nieskończoność)
" umożliwia to bardzo elastyczne planowanie przeglądów
" umożliwia natychmiastowe usuwanie uszkodzonej wiązki paliwowej (w reaktorach PWR
konieczne jest w tym przypadku wyłączenie reaktora)
" powoduje minimalną nadwyżkę reaktywnosci rdzenia w kazdej chwili pracy reaktora - w
przeciwieństwie do PWR, gdzie po naładowaniu swieżego paliwa i przeładowaniu starego
istnieje ogromna nadwyżka reaktywnosci rdzenia, którą trzeba zniwelować ogromną iloscią
trucizny neutronowej (kwasu borowego, który jest środkiem silnie korozyjnym)
" dzięki temu że wiązki paliwa wymieniane są w sposób ciągły można umieszczać w nich
pierwiastki nierozszczepialne w celu napromieniowania neutronami i otrzymania nowych
izotopów promieniotwórczych dla celów medycznych i przemysłowych (dlatego też Kanada
jest jednym z największych na świecie producentów sztucznych z
ródeł promieniowania)
" umożliwia "dopalanie" zużytego paliwa z PWR/BWR
" umożliwia zastosowanie paliwa z domieszką toru
" inne zalety to modularność, prostota (malutkie kanały paliwowe, proste wiązki paliwowe),
możliwość lokalnej produkcji (np. wytwarzanie paliwa jądrowego w tym samym kraju,
przykład Rumunii)
Inną odmianę reaktorów moderowanych ciężką wodą stanowią reaktory PHWR budowane w
Indiach, które powstały po zerwaniu przez Kanadę współpracy z Indiami w dziedzinie energii
atomowej gdy Indie dokonały próbnego wybuchu jądrowego w 1974 r. Do tej pory kraj ten zbudował
15 reaktorów PHWR o średniej mocy 200 MWe i buduje kolejne, o mocy 640 MWe. Projektowane są
następne wersje reaktorów moderowanych ciężką wodą o nazwie AHWR (Advanced Heavy Water
Reactor).
Podsumowanie (CANDU 6):
typ reaktora kanałowy
ilość obiegów 2
chłodziwo woda ciężka
moderator woda ciężka
paliwo uran naturalny ( 0,7 % U-235)
tryb pracy ciągła
ciśnienie 4,7 MPa
parametry pary
temperatura 187 !
AGR
typ reaktora zbiornikowy
ilość obiegów 2
chłodziwo CO2
moderator grafit
paliwo uran wzbogacony
tryb pracy ciągła
REAKTORY 3-ciej GENERACJI:
HTGR
Reaktor wysokotemperaturowy (HTGR - High Temperature Gas-cooled Reactor) swoją zasadą
działania przypomina reaktory gazowe GCR i AGR - jest właściwie ich technologiczną kontynuacją.
Jako chłodziwo stosuje się tu obojętny chemicznie gaz, np. hel, który jest podgrzewany do
temperatury rzędu 1000 oC. Rdzeń może mieć postać bloków lub leżących w stosie kul (w tym
przypadku jest to rdzeń usypany). Kule są jednocześnie nośnikiem paliwa i moderatorem, ponieważ
ich zewnętrzna warstwa zbudowana jest z grafitu. Mają wielkość kuli bilardowej.
W reaktorach wysokotemperaturowych występuje tylko jeden obieg chłodzenia, podobnie jak w
reaktorach BWR. Gaz kierowany jest bezpośrednio do specjalnej turbiny, która napędza generator.
Paliwo ma wyższy stopień wzbogacenia niż w reaktorach lekkowodnych - do 17%. Można
wykorzystywać również materiały paliworodne jak np. tor (Th-232).
typ reaktora zbiornikowy
ilość obiegów 2
chłodziwo CO2
moderator grafit
paliwo uran wysoko wzbogacony (do 17% U-235)
tryb pracy ciągła
 APWR
Reaktor APWR (1538 MWe) firmy Mitsubishi został zaprojektowany przy współpracy czterech
przedsiębiorstw energetycznych. Będzie on bazą dla następnej generacji reaktorów PWR w Japonii.
Amerykański wariant tego reaktora (US APWR) będzie miał moc cieplną 4451 MW i elektryczną
brutto 1700 MWe dzięki dłuższym (4,3 m) zestawom paliwowym. Zestawy paliwowe są otoczone
reflektorem promieniowym ze stali nierdzewnej zaprojektowanym tak by polepszyć bilans
neutronowy, co obniża koszty cyklu paliwowego i redukuje napromieniowanie zbiornika
ciśnieniowego reaktora. Przy ograniczeniu wzbogacenia paliwa do 5%, reaktor będzie pracować w
cyklu wymiany paliwa co 24 miesiące i osiągać głębokość wypalenia 62 GWd/t.
Do charakterystycznych cech bezpieczeństwa reaktora EU APWR należy układ z 4 podsystemami
równoległymi i niezależnymi, które zapewniają bezpieczeństwo przy założeniu, że w jednym
podsystemie wystąpiło pojedyncze uszkodzenie, a drugi jest wycofany z eksploatacji wskutek napraw.
Obliczona częstość uszkodzeń rdzenia (CDF) spełnia wymaganie EUR, zgodnie z którym winna ona
być mniejsze od 1 10-5/reaktoro-rok.
typ reaktora zbiornikowy
ilość obiegów 2
chłodziwo lekka woda
moderator lekka woda
paliwo uran wzbogacony (ok. 5% U-235)
 ABWR
Pełna nazwa Advanced Boiling Water Reactor (istnieją dwie wersje), reaktor o mocy 1300-1638
MWe netto (wersja I ma moc ok. 1300 MWe, wersja II - ok. 1600 MWe) zaprojektowany przez
konsorcjum General Electric - Hitachi. Reaktor jest technologicznym poprzednikiem ESBWR.
typ reaktora zbiornikowy
ilość obiegów 1
chłodziwo lekka woda
moderator lekka woda
paliwo uran wzbogacony
REAKTORY GENERACJI 3+ :
ACR 1000
ACR-1000 (Advanced Candu Reactor), reaktor generacji III+. Ma reflektor i moderator
ciężkowodny podobnie jak poprzednie reaktory kanadyjskie, ale dzięki wzbogaceniu paliwa do 1,5-2%
zastosowano w nim zwykłą wodę jako chłodziwo w obiegu pierwotnym. Obniża to nakłady
inwestycyjne, pozwala osiągnąć wyższe wypalenie paliwa i 3-krotnie przedłużyć okres jego pracy w
reaktorze, a także zmniejszyć objętość odpadów wysokoaktywnych. Głębokość wypalenia -
do 20 000 MWd/t.
Wskaz
nik wykorzystania mocy zainstalowanej przekracza 90%, czas życia elektrowni obliczony
jest na ponad 60 lat, a w połowie tego okresu przewidziano wymianę rur kanałów poziomych
kalandrii. Krótkie wyłączenia do przeglądów inspekcyjnych następują co 3 lata. Projekt elektrowni
zakłada budowę zintegrowaną dwóch bloków. W ACR-1000 uzyskano po raz pierwszy w historii
reaktorów CANDU ujemny (choć mały) współczynnik reaktywności próżni. Zapewnia to samoczynne
obniżenie mocy w przypadku awarii utraty chłodziwa, tak jak w reaktorach PWR i BWR. ACR ma też
szereg pasywnych cech bezpieczeństwa oraz dwa niezależne układy szybkiego wyłączania reaktora.
Czas budowy pierwszego bloku oceniono na 66 miesięcy, a następnych na 54 miesiące, co jest
możliwe do uzyskania dzięki rozwiniętej prefabrykacji elementów konstrukcyjnych. Reaktory ACR
można budować pojedynczo, ale optymalnie pracują w układzie dwóch bloków w elektrowni.
Pierwszy blok z reaktorem ACR 1000 ma być uruchomiony w Kanadzie w 2016 roku.
typ reaktora kanałowy
ilość obiegów 2
chłodziwo lekka woda
moderator woda ciężka
paliwo uran lekko wzbogacony ( 1,2% � 2,0% U-235)
tryb pracy ciągła
ciśnienie 5,9 MPa
parametry pary
temperatura 275 !
 EPR
Od 1992 roku Framatome oraz Siemens we współpracy z EDF oraz głównymi niemieckimi
operatorami energetycznymi pracowały nad rozwojem Europejskiego Reaktora Wodnego
Ciśnieniowego zwanego również Ewolucyjnym Reaktorem Wodnym Ciśnieniowym (EPR).
Rys. 1 Układ obiegów reaktora EPR
1- Zbiornik ciśnieniowy reaktora, 2. Napędy prętów regulacyjnych, 3. Pompa obiegu
pierwotnego, 4 Pionowa wytwornica pary, 5. Stabilizator ciśnienia, 6. Rura do zbiornika
zrzutowego poprzez automatyczny zawór odciążający zdalnie sterowany. 7. Linia specjalna
do zaworów redukcji ciśnienia pozwalająca obniżyć ciśnienie w obiegu pierwotnym poniżej
20 bar. 8. Rurociągi obiegu pierwotnego, 9. Rurociąg wody zasilającej, 10. Kolektor parowy
w obudowie bezpieczeństwa, 11. Kolektor parowy poza obudową.
" Nominalna moc termiczna (na wyjściu z reaktora - Nuclear Steam Supply System (NSSS)): od
4300 do 4600 MWt
" Nominalna moc elektryczna netto: ~1650 MW (w zależności od warunków lokalnych)
Układ chłodzenia reaktora:
" Liczba pętli obiegu pierwotnego: 4
" Ciśnienie pracy: 155 bar
" Całkowity przepływ na pętlę obiegu 28000 m3/h
" Ciśnienie pary: 78 bar
Rdzeń reaktora
" Liczba elementów paliwowych: 241
" Liczba prętów kontrolnych: 89
" Układ elementów paliwowych: 17x17
" Wysokość czynna: 420 cm
Poza podwyższeniem bezpieczeństwa, projekt reaktora EPR zapewnia szereg korzyści technicznych i
ekonomicznych. Do ważniejszych należą następujące:
Zwiększona moc elektryczna równa 1600 MWe
Ciśnienie pary zwiększone do 78 bar (sprawność obiegu parowego 37 %)
Dyspozycyjność 92 %, ze względu na krótsze odstawienia na przeładowanie paliwa (16 dni
przy regularnej konserwacji, 12 dni bez) i rzadsze nieplanowane odstawienia elektrowni
60 lat czasu eksploatacji elektrowni
Zmniejszone koszty utrzymania ruchu i eksploatacji
Lepsze wykorzystanie paliwa (wypalenie prętów ponad 60 GWd/t, możliwość
zastosowania paliwa MOX)
Uproszczenie konserwacji: dobry dostęp, standaryzacja, konserwacja w czasie działania
urządzeń zainstalowanych poza budynkiem reaktora
Zmniejszenie dawek napromieniania personelu
Zwiększone w stosunku do poprzednich EJ typu N4 lub Konvoi wykorzystanie uranu i
zmniejszona produkcja aktynowców na jednostkę energii.
EPR zaprojektowano tak aby połączyć maksymalną sprawność reaktora z maksymalnie wydajnym
i elastycznym wykorzystywaniem paliwa. Projekt obiegu pierwotnego jest  kompatybilny z wysokim
poziomem wypalenia zużywanego paliwa przekraczającym 60 Gwd/t. Wysoki poziom wypalenia
paliwa przyczynia się do zmniejszenia objętości wysokoaktywnych odpadów radioaktywnych w
przeliczeniu na jednostkę wyprodukowanej energii  około 15% mniej długożyciowych aktynowców
na megawatogodzinę w porównaniu z reaktorami pracującymi obecnie. Dodatkowo projekt reaktora
EPR umożliwia elastyczne zarządzanie paliwem dzięki niskiej gęstości mocy w rdzeniu reaktora.
Ciśnienie obiegu wtórnego (78 bar), od którego zależy sprawność cyklu termodynamicznego, jest
najwyższe w swojej kategorii. Sprawność netto 37% jest osiągalna przy zastosowaniu obecnie
dostępnych turbin parowych w zależności od warunków lokalnych. Jest to dotychczas najwyższa
wartość dla reaktora na lekką wodę.
Podsumowanie (EPR):
typ reaktora zbiornikowy
ilość obiegów 2
chłodziwo lekka woda
moderator lekka woda
paliwo uran wzbogacony, paliwo MOX
ciśnienie 7,8 MPa
parametry pary
temperatura !
 AP 1000
Przez prawie dwie dekady Westinghouse dążył do zrealizowania projektu ulepszonego reaktora
wodnego ciśnieniowego (PWR). W rezultacie tych dążeń powstał projekt AP1000 będący prostszym i
bardziej ekonomicznym reaktorem typu PWR.
Pasywne układy bezpieczeństwa:
Z niniejszymi rozważaniami łączy się pytanie, co należy rozumieć przez pojęcie pasywnych
układów bezpieczeństwa, które są podstawową cechą rozwiązań zastosowanych w projekcie AP1000.
Na początku przedstawione zostaną układy awaryjnego chłodzenia rdzenia reaktora. Te układy
zostają uruchomione jedynie podczas stanów przejściowych i awarii, które nie mogą być opanowane
na pierwszej linii obrony, tj. przez układy niezaliczane do układów bezpieczeństwa. W obecnie
pracujących blokach drugiej generacji, układy bezpieczeństwa awaryjnego chłodzenia rdzenia
reaktora składają się z powielonych układów zasilania w wodę, wysokiego i niskiego ciśnienia,
pracujących w oparciu o pompy. Te pompy wprowadzają wodę do obiegu pierwotnego, w celu
uzupełnienia chłodziwa w rdzeniu na wypadek awarii utraty chłodziwa. Takie układy opierające się
na działaniu pomp są nazywane układami aktywnymi. Pompy pobierają chłodziwo w postaci
wodnego roztworu boru ze zbiorników, zawory zostają otwarte, a roztwór jest wprowadzany do
zbiornika reaktora, w celu podtrzymania chłodzenia prętów paliwowych. Aby zwiększyć
niezawodność, można zainstalować kilka wzajemnie rezerwujących się ciągów takich układów. W
rezultacie mamy dużą liczbę instalacji gotowych do zadziałania, a projektanci i operatorzy robią
wszystko, aby nigdy nie wystąpiła konieczność ich wykorzystania.
W przeciwieństwie do tego, pasywne układy chłodzenia rdzenia reaktora AP1000 wykorzystują
ułożone hierarchicznie w piętra zbiorniki roztworu boru, które zaprojektowano tak, aby zasilały
zbiornik reaktora przy różnych ustalonych stanach awaryjnych w obiegu pierwotnym. Na rysunku 4.
pokazana jest konfiguracja obiegu pierwotnego reaktora AP1000. Na rysunku 5., zaś, pokazane są
główne składniki pasywnego awaryjnego układu chłodzenia rdzenia reaktora. W reaktorze AP1000
zastosowano trzy z
ródła zastępczego chłodziwa w postaci roztworu boru oraz trzy różne
mechanizmy wyzwalające jego zasilanie:
Dwa zbiorniki wyrównujące poziom wody w rdzeniu (zwane core makeup tanks  CMT). Każdy
zbiornik CMT, w jego szczytowej części, jest bezpośrednio połączony z zimną gałęzią obiegu
pierwotnego reaktora (reactor coolant system  RCS), jak pokazano na rysunku. W sytuacji, gdy
zawory odcinające są zamknięte, układy nie pracują. Gdy zawory odcinające i zawory zwrotne
zostaną otwarte, woda musi wypłynąć z tych zbiorników CMT do zbiornika reaktora, co jest
uzależnione od warunków panujących w zimnej gałęzi obiegu pierwotnego, dzięki stale otwartemu
ww. połączeniu. Woda z zimnej gałęzi obiegu pierwotnego, która jest gorętsza od wody zawartej w
zbiornikach CMT wymusza zasilanie dzięki swojej ekspansji w zbiornikach CMT. W sytuacji, gdy zimna
gałąz
obiegu pierwotnego jest pełna pary, to para ta wymusza zasilanie. Zbiorniki CMT uruchamiają
się jako pierwsze, gdy wystąpi mały wyciek z obiegu pierwotnego.
Dwa hydroakumulatory (ACC). Te sferyczne zbiorniki są wypełnione w 85% roztworem boru i
panuje w nich, wytworzone przez zastosowanie azotu, ciśnienie 49 ata. Zawory zwrotne otwierają się,
gdy nadciśnienie w zbiorniku reaktora spada poniżej 49 ata, co umożliwia wypłynięcie wody do
zbiornika reaktora. W sytuacji dużych awarii utraty chłodziwa (LOCA), które skutkują szybką utratą
ciśnienia, te hydroakumulatory pierwsze zareagują.
Umieszczony wewnątrz obudowy bezpieczeństwa zbiornik rezerwowy wody (in containment
refueling water storage tank  IRWST). Umieszczony powyżej przewodów układu pierwotnego
chłodzenia reaktora (RCS), system IRWST, dzięki grawitacji, będzie zasilał zbiornik reaktora, w
sytuacji, gdy w obiegu pierwotnym RCS spadnie ciśnienie na skutek jego rozerwania lub zadziałania
automatycznego układu zmniejszania ciśnienia, co również jest pokazane na rysunku 5. Wypływ
wody jest zapoczątkowywany przez sygnał o spadku ciśnienia, który otwiera zawory pracujące w
oparciu o zastosowanie ładunków wybuchowych. Zawory te ustawione są szeregowo z zaworami
zwrotnymi.
Wymienione wyżej z
ródła zasilania są połączone z dwiema, przeznaczonymi wyłącznie do tego
celu, dyszami bezpośredniego wtrysku na zbiorniku reaktora. Wszystkie składniki pasywnych
układów awaryjnego chłodzenia reaktora znajdują się wewnątrz obudowy bezpieczeństwa. Ponieważ
nie ma pomp, które trzeba by zasilać w energię elektryczną, nie występuje zapotrzebowanie na
awaryjne z
ródło prądu przemiennego, mające zapewnić ich funkcjonowanie w razie awarii. Zasilanie
w energię elektryczną nielicznych zaworów bezpieczeństwa i urządzeń uruchamiających opiera się na
prądzie stałym pochodzącym z baterii klasy 1E.
Układ wtrysku wody jest uruchamiany przez automatyczny układ obniżania ciśnienia, który
etapowo obniża ciśnienie w obiegu pierwotnym, co następuje na skutek jakiegokolwiek zadziałania
układu zbiorników CMT, które doprowadzi do przekroczenia ustalonego poziomu wody w tych
zbiornikach.
Zbiornik IRWST stanowi część pasywnego układu usuwania ciepła powyłączeniowego.
Wymiennik ciepła wewnątrz IRWST jest połączony przewodem doprowadzającym z gorącą gałęzią
obiegu pierwotnego (RCS) oraz przewodem odprowadzających z zimną gałęzią obiegu pierwotnego.
Na wypadek utraty chłodzenia obiegu pierwotnego RCS w wytwornicach pary, zbiornik IRWST może
pochłaniać ciepło z wymiennika ciepła, a chłodziwo z obiegu pierwotnego przepływać będzie przez
wymiennik dzięki naturalnej cyrkulacji. Para powstała w zbiorniku IRWST będzie się skraplać na
ścianach obudowy bezpieczeństwa. Skropliny, są zbierane przez awaryjny układ zbierania skroplin i z
powrotem kierowane do zbiornika IRWST, co podtrzymuje jego cykl pracy.
Stalowy zbiornik obudowy bezpieczeństwa, umieszczony wewnątrz betonowej ściany obudowy
bezpieczeństwa, umożliwia odprowadzanie ciepła przez jego powierzchnię, z wnętrza obudowy
bezpieczeństwa do atmosfery. Ciepło jest odprowadzane z powierzchni stalowego zbiornika
obudowy bezpieczeństwa dzięki stałej naturalnej cyrkulacji powietrza w przestrzeni pomiędzy tym
zbiornikiem a betonową ścianą obudowy bezpieczeństwa. Na wypadek wystąpienia awarii
projektowej, chłodzenie powietrza jest zapewnione przez odparowanie wody. Ta woda chłodząca
spływa grawitacyjnie ze zbiornika umieszczonego na szczycie budynku obudowy bezpieczeństwa.
Woda ścieka w dół po powierzchni stalowego zbiornika obudowy bezpieczeństwa ułatwiając
wymianę ciepła. Ten pasywny układ chłodzenia obudowy bezpieczeństwa likwiduje konieczność
stosowania awaryjnych urządzeń spryskujących i wentylatorowych, które są niezbędne w
konwencjonalnym bloku reaktorowym.
Układ pasywnego chłodzenia rdzenia AP1000
Uproszczony schemat obudowy bezpieczeństwa i układów bezpieczeństwa reaktora AP 1000
Układ regulacji bloku (PLS) umożliwia kontrolowanie ruchu i pomiar położenia prętów
kontrolnych oraz kontrolowanie transportu ciepła z reaktora jądrowego do głównej turbiny
parowej za pomocą następujących głównych funkcji kontrolnych:
" Poziom wody i ciśnienia w stabilizatorze ciśnienia
" Poziom wody w wytwornicy pary
" Zrzut pary (obejście na turbinie)
" Szybka redukcja mocy
" Różne elementy wyposażenia układów kontrolnych (pompy, silniki elektryczne, zawory,
wyłączniki, itd.)
Podsumowanie (AP 1000):
typ reaktora zbiornikowy
ilość obiegów 2
chłodziwo lekka woda
moderator lekka woda
 ESBWR
Pełna nazwa European Simplified Boiling Water Reactor lub Economic and Simplified Boiling
Water Reactor, reaktor o mocy 1390 MWe netto zaprojektowany przez konsorcjum General Electric -
Hitachi. Reaktor uważany za następcę ABWR.
typ reaktora zbiornikowy
ilość obiegów 1
chłodziwo lekka woda
moderator lekka woda
paliwo uran wzbogacony
REAKTORY 4-tej GENERACJI:
Prędkie (FBR)
Reaktor powielający na neutronach prędkich (FBR - Fast Breeder Reactor) działa inaczej niż
reaktory PWR czy BWR, ponieważ te wykorzystują do rozszczepienia jąder neutrony o niskiej energii,
inaczej termiczne. Reaktor na neutronach prędkich nie posiada moderatora i nie wyhamowuje
neutronów. Oprócz paliwa w postaci plutonu stosuje się tu jeszcze tzw. materiał paliworodny (tj.
taki, który w czasie pracy reaktora zostaje zamieniony w paliwo) w postaci nierozszczepialnego w
reaktorach z neutronami termicznymi izotopu uranu U-238. Neutrony prędkie albo rozszczepiają
zawarty w paliwie izotop plutonu Pu-239 (który jest z
ródłem neutronów i umożliwia podtrzymanie w
reaktorze reakcji łańcuchowej) albo są pochłaniane przez jądra uranu U-238, które następnie
zamieniają się w rozszczepialny Pu-239. Elementy paliwowe zawierają 20-30% plutonu i 70-80% U-
238.
Przy odpowiedniej konfiguracji reaktor powielający jest w stanie wyprodukować więcej paliwa
niż go zużywa.
Reaktor powielający FBR jest chłodzony ciekłym sodem, który w przeciwieństwie do wody nie
wyhamowuje neutronów. Występują tu 3 obiegi chłodzenia: dwa sodowe i jeden wodny. Sód z
obiegu pierwotnego chłodzi rdzeń reaktora i przekazuje ciepło wydzielone w reakcjach do wtórnego
obiegu sodu a ten dalej do wytwornicy pary, przez którą przechodzi system rur z wodą (to jest część
obiegu wodnego). Od tego miejsca cały system wygląda podobnie jak w innych reaktorach - woda w
wytwornicy zaczyna wrzeć i zamienia się w parę, która następnie napędza turbiny, po czym kieruje
się do skraplacza, przechodzi w stan ciekły i następnie wraca do wytwornicy pary.
Istnieją też reaktory na neutronach prędkich, w których nie zachodzi reakcja powielenia. Taki
reaktor nie ma w swojej nazwie słowa "Breeder".
Termiczne
o VHTR - chłodziwem jest hel
o SCWR - rolę chłodziwa i moderatora pełni lekka woda
o MSR - chłodziwem są stopione sole