16. Elektrownie j drowe
Opanowanie energii j drowej przez człowieka stworzyło nowe obiecuj ce
perspektywy w energetyce, ale energetyka j drowa ci gle budzi obawy w
społecze stwie, które pami ta, e pocz tkowo wyzwolono j na cele wojenne, a
katastrofa w Czarnobylu zahamowała rozwój energetyki j drowej w wielu krajach.
Mimo tych niekorzystnych skojarze energetyka j drowa w wiecie nadal si
rozwija i ma znacz cy wkład w bilansie energetycznym. Nie da si bowiem
zaprzeczyć, e jest to ta sza i czystsza forma energii ni energia otrzymywana z
elektrowni w glowych. W ko cu 2000 r. było na wiecie czynnych 438 j drowych
bloków energetycznych o ł cznej mocy netto 351 GW , natomiast udział elektrowni
j drowych
w produkcji energii elektrycznej w wiecie osi gn Å‚ 16%.
16.1. Energia wi zania
Energia uzyskiwana w reaktorach j drowych jest wyzwalana w reakcjach lub
przemianach j drowych, w których udział bior j dra atomów. J drowym przemianom
towarzyszy wyzwalanie ogromnej ilo ci energii, miliony razy przekraczaj cej ilo ć
energii wyzwalanej w wyniku reakcji chemicznych, na przykład podczas spalania.
J dro atomowe składa si z protonów, których liczb = nazywa si liczb
atomow , i pewnej liczby neutronów 1, suma tych liczb jest nazywana liczb masow
$ pierwiastka: $ = = + 1. Na przykład stosowany w energetyce j drowej izotop uranu

235
o liczbie masowej 235 ma 92 protonów i jest oznaczany U lub krócej U.
92
Protony i neutrony, zwane ogólnie nukleonami, maj zbli on mas . Dla
energetyki j drowej jest wa ne, e suma mas nukleonów składaj ca si na j dro
atomowe jest wi ksza od masy samego j dra. Ró nica mas, zwana defektem masy,
jest okre lona nast puj co:
"P = = Å" P + 1 Å" P - P ,

294
gdzie: P , P i P oznaczaj  odpowiednio  masy: protonu, neutronu i mas j dra
atomu.
Zgodnie z zasad równowa no ci masy i energii sformułowanej przez Einsteina
w postaci
( = P Å" F ,
gdzie F jest pr dko ci wiatła, defekt masy "P jest równowa ny energii wi zania
nukleonów w j drze ( [1].
Energia wi za w j drze zale y od liczby
masowej $ i  jak schematycznie
pokazano na rysunku 16.1  jednostkowa
energia wi zania µ ( /$ osi ga
najwi ksz warto ć w odniesieniu do tych
pierwiastków, które si znajduj w
rodkowym poło eniu układu okresowego
pierwiastków. Oznacza to, e energia
mo e być wyzwalana w reakcjach
j drowych dwojakiego rodzaju:
¾ syntezy j der pierwiastków lekkich

w j dro pierwiastków ci kich,

¾ rozszczepienia j der pierwiastków

 
ci kich na j dra pierwiastków lekkich
(rys. 16.1).
Z rysunku 16.1 wynika, e szczególnie wysokoenergetyczne s reakcje syntezy
j der, zwane reakcjami termoj drowymi. Reakcje te s ródłem promieniowania
gwiazd (tak e SÅ‚o ca), na Ziemi wykorzystano je w technice wojennej w bombach
termoj drowych, tzw. wodorowych. Trwaj intensywne prace nad kontrolowan
reakcj termoj drow ; ich powodzenie prawdopodobnie pozwoliłoby zaspokoić
wszystkie potrzeby energetyczne ludzko ci.
ródłem energii we współczesnych reaktorach j drowych s reakcje
rozszczepienia, które polegaj na podziale j dra na dwa nowe j dra, zwane
fragmentami roz-
szczepienia. Reakcji rozszczepienia towarzyszy wydzielanie du ej ilo ci energii,
emisja neutronów i promieniowanie elektromagnetyczne ł.
Na podstawie wykresu (rys. 16.1) mo na oszacować efekt energetyczny

rozszczepienia j dra uranu U, przyjmuj c na przykład, e w jego wyniku powstaj
w przybli eniu jednakowe j dra o masie masowej $ E" 118. Energia wi zania na

jeden nukleon w j drze U wynosi 7,5 MeV (1 eV = 1,6021Å"10 J), energia
wi zania natomiast na jeden nukleon w j drze o masie 118 wynosi około 8,35 MeV,
wzrost energii wi zania na jeden nukleon wynosi wi c 8,35  7,5 = 0,85, a na całe
j dro 0,85Å"235 E" 200 MeV.

295

Energia wyzwolona podczas rozszczepienia wszystkich j der 1 kg uranu U (ich

liczba wynosi 2,46Å"10 ) b dzie wynosiÅ‚a 2,46Å"10 Å"199,75 MeV = 492Å"10 MeV E"
E" 78,8Å"10 MJ, co odpowiada ponad 2500 tpu.
Wyzwolona energia przypada na ró nego typu procesy, główn cz ć energii
(około 85%) stanowi energia kinetyczna fragmentów rozszczepienia. W wyniku ich
zderze z j drami innych atomów energia kinetyczna zamienia si prawie całkowicie
na energi ciepln . Po par procent przypada na energi promieniowania, energi
neutronów i innych cz stek.
16.2. Reakcje z neutronami
Neutrony, jako cz stki elektrycznie oboj tne, nie musz mieć znacznej energii,
eby dotrzeć do j dra atomowego i spowodować przemian j drow , st d ich wielkie
znaczenie dla techniki reaktorowej.

Je eli neutron zderzy si z U, to powstaje j dro nietrwałego izotopu U, które
po krótkim czasie ulega rozszczepieniu na dwa l ejsze j dra o masie atomowej z
przedziału 70 140. Na przedstawionym na rysunku 16.2 schemacie tego rozkładu
pierwszy etap to j dra cyrkonu i telluru, w wyniku dalszych przemian powstaje ksenon
i molibden oraz s emitowane cz stki ² i dwa neutrony [4].
98
Mo
42
98 -
Nb +
41
98 -
Zr +
40

235 236
U +1 Q U 2 Q
92 0 92 0
-
136Te +
52
-
136I +
53
136Xe
54


Zdolno ć neutronów do rozszczepienia j der atomów izotopu U zale y od ich
energii kinetycznej. Z tego powodu dzieli si umownie neutrony na SU GNLH, o energii
ponad 0,5 MeV, HSLWHUPLF]QH (po rednie), o energii od 0,1 eV do 0,5 MeV, i
WHUPLF]QH (zwane te powolnymi) o energii około 0,025 eV.

296

Najbardziej skuteczne w rozszczepianiu j der U s neutrony WHUPLF]QH, reaktory

za , których działanie opiera si na rozszczepianiu j der U WHUPLF]Q\PL neutronami,
s nazywane reaktorami termicznymi.
Je eli reakcja rozszczepienia zachodzi w
bryle uranu, to wyzwalane neutrony mog z kolei

wywołać rozszczepienie nast pnych j der U.
W sprzyjaj cych warunkach zachodzi
samopodtrzymuj ca si reakcja Å‚a cuchowa, w
której lawinowo ro nie liczba neutronów (rys.
16.3).

W pojedynczej reakcji rozszczepienia U
uwalnia si rednio 2,4 neutronu, nie zawsze to
jednak starcza do wyst pienia
samopodtrzymuj cej si reakcji Å‚a cuchowej.
Cz ć neutronów jest pochłaniana przez j dra,
bez wywołania rozszczepienia, inna cz ć
neutronów ucieka z rdzenia. Im wi ksza jest bryła

U, tym mniejsza cz ć
z uwalnianych w obj to ci neutronów ucieka na
zewn trz.


Minimaln ilo ć materiału rozszczepialnego umo liwiaj c rozwój reakcji
ła cuchowej nazywa si mas krytyczn Wielko ć masy krytycznej zale y od
geometrii bryły, rodzaju izotopu, zanieczyszcze i domieszek [1]. Ucieczk
neutronów z rdzenia mo na wydatnie zmniejszyć przez otoczenie go reflektorem, to
jest płaszczem z materiału odbijaj cego neutrony do rdzenia. Materiałami o takich
wła ciwo ciach stosowanymi na reflektor s lekka i ci ka woda, grafit i beryl.
Emitowane w wyniku rozszczepienia neutrony zawieraj szerokie spektrum
energetyczne (od 10 MeV do 1 eV), ale zawsze ich energia znacznie przekracza
energi neutronów WHUPLF]Q\FK. W celu zwi kszenia efektywno ci neutronów

w rozszczepianiu j der U nale y zmniejszyć ich energi do poziomu energii
neutronów WHUPLF]Q\FK. Aby spowolnić neutrony, materiał rozszczepialny miesza
si
z materiałem spowalniaj cym, zwanym moderatorem. Proces spowalniania
neutronów, zwany moderacj , polega na licznych, spr ystych zderzeniach z j drami
moderatora, które odbieraj cz ć energii neutronów. Materiałem najskuteczniej
spowalniaj cym neutrony jest lekka woda, jako moderator stosuje si tak e ci k
wod (D O), grafit oraz beryl.

297
J dra mog być tak e rozszczepiane SU GNLPL neutronami, o energii od 0,05 do
0,1 MeV; aby to si udało, st enie substancji rozszczepialnej musi być wysokie

(30 70% U), eby absorpcja neutronów nast piła zanim zd uciec ze rdzenia.
Reaktory, których działanie opiera si na rozszczepieniu j der neutronami pr dkimi
nazywa si reaktorami pr dkimi Cech charakterystyczn reaktorów pr dkich jest


wytwarzanie izotopu plutonu Pu, b d cego paliwem rozszczepialnym. Ten sposób
powielania paliwa j drowego umo liwia bardziej efektywne wykorzystanie paliwa

wyj ciowego U. Do wiadczenia z demonstracyjnymi blokami energetycznymi
z reaktorami pracuj cymi w cyklu uranowo-plutonowym s bardzo dobre, wyst puj
jednak pewne przeszkody zwi zane z wymogami bezpiecze stwa [4].
16.3. Działanie reaktora termicznego
Najwa niejszymi elementami reaktora termicznego s : rdze , zbiornik reaktora,
pr ty kontrolne, układ chłodzenia i osłona reaktora (rys. 16.4).

- - -

- -  - - 
Rdze reaktora tworz kasety z pr tami paliwowymi zawieraj cymi materiał
rozszczepialny. Znajduj si w nim kanały, przez które przepływa czynnik chłodz cy,
b d cy jednocze nie moderatorem. W rdzeniu s te kanały umo liwiaj ce wsuwanie
pr tów sterowniczych, wykonanych z materiału silnie pochłaniaj cego neutrony.
Masa materiału rozszczepialnego w rdzeniu musi przekraczać mas krytyczn ,
dzi ki temu uzyskuje si tzw. zapas reaktywno ci. Po wprowadzeniu do reaktora
pr tów sterowniczych, wykonanych z materiału silnie pochłaniaj cego neutrony,

298
mo na kontrolować proces reakcji rozszczepienia oraz spowodować przerw w
działaniu reaktora. Materiały stosowane na pr ty sterownicze to kadm, hafn i bar.
Jako paliwo w reaktorach j drowych mog być stosowane uran, tor i pluton. Ze
wzgl du na energetyk j drow najkorzystniejsze wła ciwo ci maj te izotopy, które

s rozszczepialne przez neutrony termiczne: do najwa niejszych nale U, U


i Pu. Jedynie izotop U wyst puje w stanie naturalnym w przyrodzie. Izotop ten

stanowi tylko 0,7% uranu naturalnego ( U) i jest podstawowym paliwem w
elektrowniach j drowych.
Elementy paliwowe reaktora to cienko cienne rurki o rednicy 8 12 mm i długo ci
do kilku metrów, wypełnione pastylkami zawieraj cymi materiał rozszczepialny (rys.
16.5). Dla ułatwienia manipulacji paliwem elementy paliwowe s grupowane w
kasecie w liczbie od kilkudziesi ciu do kilkuset. Zestaw kaset paliwowych tworzy
rdze reaktora.
Materiał rurek elementów paliwowych słabo pochłania neutrony, dobrze
natomiast pochłania promieniowanie, tworz c w ten sposób pierwsz barier przed
promieniowaniem. Reaktor jest ponadto zaopatrzony w dwie inne osłony: termiczn
i biologiczn . Osłona termiczna, wykonana zwykle ze stali stopowych, pokrywa
rdze reaktora, pochłaniaj c emitowane z niego promieniowanie. W wyniku
absorpcji promieniowania osłona nagrzewa si ; chłodzenie odbywa si płynem
przepływaj cym przez reaktor.
Zasadnicza cz ć promieniowania (85%) emitowanego podczas rozszczepiania
jest pochłaniana w rdzeniu i zamieniana na ciepło, dlatego ponad 90% energii
rozszczepienia wydziela si w postaci ciepła w pr tach paliwowych, które silnie si
nagrzewaj . W celu niedopuszczenia do przekroczenia okre lonej, ustalonej ze
znacznym zapasem bezpiecze stwa, temperatury rdze musi być intensywnie
chłodzony.

299
b)
a)
c)

a) przekrój rdzenia, b) widok zestawu paliwow


-

- -

-

- -

- -

- -

Dopuszczalna temperatura we wn trzu elementu paliwowego jest ograniczona
temperatur topnienia dwutlenku uranu (2800 °C), który jest obecnie najcz ciej
stosowanym paliwem j drowym. Zalet UO jest oboj tno ć chemiczna wzgl dem
stosowanych cieczy chłodz cych oraz odporno ć na uszkodzenia radiacyjne, wad
natomiast mały współczynnik przewodno ci cieplnej, co jest przyczyn powstawania
du ych gradientów temperatury w rdzeniu.
Wydzielana w rdzeniu energia cieplna jest odprowadzana z reaktora j drowego na
zewn trz przez czynnik chłodz cy przepływaj cym przez rdze reaktora. Jako
czynniki chłodz ce rdze s stosowane s : lekka (H O) i ci ka (D O) woda, gaz
(dwutlenek w gla i hel) oraz stopiony metal (sód). Ka dy z wymienionych czynników
chłodz cych ma swoje wady i zalety, a wybór danego czynnika chłodz cego ma
zasadniczy wpływ na konstrukcj reaktora [2].

300
Reaktor znajduje si w osłonie biologicznej, któr stanowi zewn trzna obudowa
reaktora. Zadaniem osłony biologicznej jest zmniejszenie strumienia neutronów
i promieniowania do poziomu gwarantuj cego bezpieczn prac ludzi. Osłony
biologiczne j drowych reaktorów energetycznych s wykonane ze specjalnego typu
betonów o du ej g sto ci. Równie elementy obiegu pierwotnego reaktora, jak
ruroci gi, pompy, wytwornice par, musz być otoczone osłon biologiczn , ze
wzgl du na mo liwo ć emisji promieniowania przez chłodziwo.
16.4. Układy cieplne elektrowni j drowych
z reaktorami termicznymi
Zasada działania elektrowni j drowej jest podobna do zasady działania siłowni
cieplnej. W obu typach elektrowni jest wytwarzana para wodna, która jest kierowana
do turbiny parowej nap dzaj cej generator elektryczny. Zasadnicza ró nica polega na
tym, e w elektrowni konwencjonalnej energia jest wyzwalana podczas spalania
paliwa, w elektrowni j drowej natomiast energia jest wyzwalana w wyniku reakcji

rozszczepienia j der ( U).
Reaktory termiczne to obszerna grupa typów reaktorów, które sprawdziły si
w wieloletniej eksploatacji, wykazuj c dojrzało ć techniczn . Elektrownie
wyposa one w takie reaktory s ekonomicznie konkurencyjne w stosunku do
konwencjonalnych elektrowni w glowych. W ród reaktorów termicznych dominuj
reaktory chłodzone lekk wod (73% w 1987 r.), w tym ci nieniowe reaktory wodne
stanowiły 52%, reaktory z wrz c wod natomiast 21% [1].
16.4.1. Elektrownie z ci nieniowymi reaktorami wodnymi
Ci nieniowe reaktory wodne PWR (ang. 3UHVVXUH :DWHU 5HDFWRU) s obecnie
najpowszechniej stosowane w energetyce j drowej. Czynnikiem chłodz cym,
moderatorem i reflektorem jest woda lekka pod wysokim ci nieniem, które
uniemo liwia wyst pienie wrzenia w obiegu chłodz cym rdzenia. Parametrami wody
chłodz cej reaktor s : ci nienie 15 MPa i temperatura około 600 K [4].
Reaktory PWR maj dwa obiegi wodne: pierwotny i wtórny (rys. 16.6). Elementy
obiegu pierwotnego to reaktor, wymiennik ciepła (wytwornica pary), pompa wodna
i stabilizator ci nienia. Elementy obiegu wtórnego to: wytwornica pary, turbina
parowa i pompa zasilaj ca. Ze wzgl du na ograniczenie mocy pomp obieg pierwotny
reaktora jest podzielony na kilka (2 4) równoległych p tli [1].

301










 


Paliwem dla reaktorów PWR jest dwutlenek uranu (UO ) znajduj cy si w pr tach
paliwowych. Ze wzgl du na zastosowanie jako chłodziwa wody (zawieraj cej wodór
silnie pochłaniaj cy neutrony) konieczne jest u ycie jako paliwa uranu wzbogaconego

do zawarto ci 3 4% U. Pr ty s zgrupowane w zestawy paliwowe po 15×15 sztuk.
Rdze tworz ciasno ustawione obok siebie zestawy paliwowe. Na rysunku 16.7
przedstawiono przekrój przez reaktor ci nieniowy PWR, ukazuj cy tak e budow
rdzenia reaktora. Jest to reaktor typu zbiornikowego, co oznacza, e rdze jest
zamkni ty
w grubo ciennym zbiorniku stalowym przystosowanym do ci nienia około 15 MPa [2].
W ci nieniowym reaktorze wodnym, znanym jako reaktor PHWR (ang. 3UHVVXUH
+HDY\ :DWHU 5HDFWRU), jako chłodziwo jest stosowana ci ka woda, która w znacznie
mniejszym stopniu pochłania neutrony ni woda lekka, co umo liwia zastosowanie

jako paliwa j drowego uranu naturalnego (zawieraj cego tylko 0,7% U). Dzi ki
temu rozwi zaniu unika si kosztów wzbogacania uranu, ale uzyskane korzy ci
ekonomiczne zostaj pomniejszone o wysokie koszty ci kiej wody.
Ze wzgl du na gorsz zdolno ć spowalniania neutronów przez ci k wod , w
porównaniu z wod lekk , reaktor PHWR wymaga znacznie wi kszej ilo ci
moderatora ni reaktor lekkowodny. W rezultacie rozmiary rdzenia tego reaktora s
kilkakrotnie wi ksze ni w reaktorach PWR. Przykładem reaktora PHWR jest reaktor
kanałowy CANDU (konstrukcji kanadyjskiej) ró ni cy si budow od reaktora PWR
tym, e pod wysokim ci nieniem znajduj si kanały o niewielkiej rednicy,
zawieraj ce pojedyncze zestawy paliwowe (rys. 16.8). Dzi ki temu rozwi zaniu
zbiornik reaktora znajduje si pod niskim ci nieniem [2].

302




 



  



- -

- -

-

303
Reaktory PWR stanowi najwi ksz grup reaktorów stosowanych w
energetyce. Moc elektryczna najwi kszych bloków energetycznych z tymi
reaktorami osi ga 1500 MW. Reaktory PWR znalazły tak e zastosowanie jako
jednostki nap dowe okr tów.
16.4.2. Elektrownie z reaktorami z wrz c wod
W reaktorach z wrz c wod (BWR  ang. %RLOLQJ :DWHU 5HDFWRU) woda jest
czynnikiem chłodz cym, moderatorem i reflektorem, a tak e czynnikiem roboczym
w turbinie parowej.
Elektrownia z reaktorem BWR pracuje w układzie jednoobiegowym (obieg
bezpo redni), co czyni jej układ znacznie prostszym i ta szym, ni układ
dwuobiegowy elektrowni z reaktorem PWR, a ponadto bardziej zbli onym do układu
konwencjonalnej elektrowni parowej (rys. 16.9).


    
Reaktor typu BWR, podobnie jak kocioł parowy, jest jednocze nie wytwornic
pary (rys. 16.10). Typowe parametry pary to: 543 K i 7 MPa, ciany zbiornika s
zatem cie sze ni w przypadku reaktora PWR. Bloki energetyczne z reaktorami z
wrz c wod osi gaj moc 1100 MW.
Wad reaktorów BWR jest znacznie wi ksza obj to ć zbiornika, w celu
zapewnienia cyrkulacji i separacji pary, co powoduje, e rozmiary reaktora s wi ksze
od reaktorów PWR o tej samej mocy. Najwi ksz jednak wad jednoobiegowego
układu elektrowni z reaktorem BWR jest VND RQ\ obieg parowy, stwarzaj cy
niebezpiecze stwo przecieku radioaktywnego. Produkowana w reaktorze para
przepływa bowiem przez wszystkie elementy obiegu cieplnego (turbina, skraplacz,

304
pompa zasilaj ca itd.) [2]. Konieczne jest zatem zabezpieczenie elementów obiegu
przed promieniowaniem, co utrudnia obsług , a tak e konserwacj . W porównaniu do
PWR reaktor BWR ma wi kszy współczynnik sprawno ci.


- -

- - -

- -

-
16.4.3. Reaktory gazowe
Odr bn grup stanowi reaktory, w których moderatorem jest grafit, a
czynnikiem roboczym gaz. W energetyce zawodowej ten typ reaktorów nie znalazł, co
prawda, du ego zastosowania, ale ze wzgl du na niektóre cechy reaktorów gazowych
ci gle s one przedmiotem studiów i prac rozwojowych.
Dzi ki małemu pochłanianiu neutronów grafit jest lepszym moderatorem ni lekka
woda, mimo e ma mniejsz od niej zdolno ć spowalniania neutronów. Wad grafitu
jest jego palno ć, co wymaga zabezpieczenia przed dost pem do niego powietrza.
Zalet gazu jako czynnika chłodz cego jest łatwo ć eksploatacji, mały stopie
aktywizacji takich gazów, jak: dwutlenek w gla i hel. W przypadku CO istotna jest
niska cena gazu. Wad jest du e zapotrzebowanie na moc przetłaczania przez rdze
oraz materiałowe wła ciwo ci cieplne gazu (mała pojemno ć cieplna wła ciwa i mały
współczynnik przejmowania ciepła od powierzchni), które powoduj , e reaktory
gazowe maj znacznie wi ksz obj to ć ni reaktory chłodzone wod .
Najstarszym przedstawicielem tej grupy reaktorów jest reaktor magnoksowy (od
nazwy stopu magnezowego MAGNOX, u ywanego na koszulki pr tów paliwowych).
Paliwem w nim był naturalny uran metaliczny. Reaktor był chłodzony dwutlenkiem

305
w gla, który  cyrkuluj c w obiegu pierwotnym  oddawał ciepło czynnikowi obiegu
wtórnego w wytwornicy pary. Temperatura i ci nienie dwutlenku w gla na wylocie
reaktora miały warto ci 680 K i 4 MPa, para za wytwornic uzyskiwała natomiast
warto ci parametrów 673 K i 5 MPa. Sprawno ć elektrowni z reaktorem
magnoksowym zawiera si w granicach 0,28 0,34 [2]. W nowszej generacji reaktorów
grafitowo-gazowych AGR (ang. $GYDQFHG *DV *HQHUDWRU) stop magnezowy
zast piono stal nierdzewn , dzi ki temu zwi kszono temperatur dwutlenku w gla na
wyj ciu z reaktora od 420 do 650 °C, co umo liwiÅ‚o zastosowanie turbin parowych o
konwencjonalnych parametrach pary. Wymagało to jednak zast pienia naturalnego

uranu metalicznego słabo wzbogaconym dwutlenkiem uranu (2 4% U). Sprawno ć
elektrowni
z reaktorem AGR si ga 39% [1].
Reaktory wysokotemperaturowe
Najwa niejsz odmian gazowych reaktorów termicznych stanowi reaktory
wysokotemperaturowe HTR lub HTGR (ang. +LJK 7HPSHUDWXUH *DV &RROHG 5HDFWRU),
powstałe przede wszystkim na potrzeby tych gał zi przemysłu, w których wymagane jest
podgrzewanie czynników do ponad 600 °C. W tak wysokiej temperaturze stal nie nadaje
si na materiał konstrukcyjny w elementach paliwowych. Podstawowym materiałem
rdzenia jest grafit, który jest moderatorem, reflektorem i materiałem konstrukcyjnym [2].
Element paliwowy rdzenia reaktora grafitowo-gazowego ma postać kuli o
rozmiarze kilkudziesi ciu milimetrów, zawieraj cej granulki tlenku lub w glika uranu
wielko ci ułamka milimetra, pokryte warstwami ochronnymi w gla, grafitu i w glika
krzemu (rys. 16.11) [5]. Zalet takiej konstrukcji elementów paliwowych jest
odporno ć na wysok temperatur , na uszkodzenia mechaniczne, szczelno ć dla
gazowych produktów rozszczepienia i du a pojemno ć cieplna [2, 5].

306

Czynnikiem chłodz cym w j drowych reaktorach wysokotemperaturowych jest
z zasady hel, gaz chemicznie oboj tny i charakteryzuj cy si mał aktywizacj
podczas przej cia przez rdze . Mała aktywno ć chemiczna chłodziwa i dobre
wła ciwo ci mechaniczne materiału konstrukcyjnego elementów paliwowych w
wysokiej temperaturze zapewniaj wysoki stopie bezpiecze stwa j drowego. Ocena
ryzyka reaktorów grafitowo-gazowych wypada dla nich znacznie korzystniej ni dla
reaktorów j drowych chłodzonych wod , co ma du e znaczenie dla przewidywanych
zastosowa przemysłowych. Dzi ki wi kszej odporno ci rdzenia na wysok
temperatur zdoÅ‚ano zwi kszyć temperatur gazu chÅ‚odz cego reaktor do 1100 °C.
Tak wysoka temperatura gazu umo liwia stosowanie reaktora HTR w przemy le
(hutnictwo, synteza chemiczna i ogrzewnictwo).
Tego typu reaktory s tak e stosowane w energetyce: do budowy bloków
energetycznych z turbinami parowymi lub z turbinami gazowymi. Elektrownia z
reaktorem HTR i turbin parow osi ga sprawno ć 40% [1]. Innym przykładem jest
przedstawiony na rysunku 16.12 schemat bloku energetycznego z reaktorem
modułowym ze zło em usypanym typu PBMR (ang. 3HEEOH %HG 0RGXODU 5HDFWRU),
współpracuj cy
z turbin gazow .



  

  

307
Reaktor jest pionowym zbiornikiem, wypełnionym elementami paliwowymi w
postaci kul grafitowych, chłodzonym helem. Nominalna temperatura zło a wynosi 1000
°C, a ci nienie 7 MPa. Hel, którego kr enie w obiegu zapewniaj dwie spr arki
wirowe, nap dza turbin gazow sprz on z generatorem elektrycznym o mocy 100
MW . Sprawno ć tego układu zbli a si do 50% [5].
Literatura
[1] C Z., (QHUJHW\ND M GURZD, PWN, Warszawa 1991.
[2] C Z., S A., 3RGVWDZ\ HQHUJHW\NL M GURZHM, WNT, Warszawa 1984.
[3] K M. S., - GURZH UHDNWRU\ HQHUJHW\F]QH, WNT, Warszawa 1978.
[4] L M., (OHNWURZQLH M GURZH, Wydawnictwo Politechniki Wrocławskiej, Wrocław 1992.
[5] M A.T., 3U]\V]áR FLRZH NRQVWUXNFMH UHDNWRUyZ M GURZ\FK PDáHM PRF\, Post py
Techniki J drowej, vol. 44, z. 4, 2001, s. 2.