Elektrownia jądrowa
 zasada działania, rodzaje i budowa reaktorów jądrowych, konstrukcje elektrowni jądrowych na
świecie
1. Wstęp
W latach czterdziestych w związku z powstaniem pierwszych reaktorów powstał nowy typ elektrowni - elektrownie
jądrowe. Elektrownia jądrowa nale\
y do grupy elektrowni cieplnych, w których kocioł parowy został zastąpiony reaktorem
jądrowym. W odró\
nieniu od rozwiązań klasycznych, w elektrowni jądrowej energię uzyskuje się nie w wyniku spalania paliw
kopalnych, lecz w wyniku rozszczepiania jąder atomowych. Ciepło powstałe w reaktorze jądrowym zamieniane jest następnie
na energię mechaniczną, potrzebną do generacji prądu elektrycznego.
Wytwarzanie energii jądrowej jest jednym z etapów cyklu paliwowego, który stanowi obieg paliwa jądrowego
obejmujący kolejne fazy jego przetwarzania. Obieg ten rozpoczyna się od wydobycia paliwa w kopalni rudy, poprzez produkcję
koncentratu, jego przerób chemiczny, wzbogacenie izotopowe, wytwarzanie paliwa reaktorowego, a następnie jego spalanie w
reaktorze oraz przerób i ostateczne składowanie odpadów promieniotwórczych.
Bryłki rud uranowych wykorzystywane do produkcji paliwa jądrowego oraz produkt ich przerobu czyli tzw. "yellow cake"
Struktura elektrowni jądrowej na przykładzie elektrowni z reaktorem wodnym
Część konwencjonalna elektrowni jest charakterystyczna dla wszystkich typów elektrowni cieplnych. Jest w zasadzie
identyczna jak w elektrowni klasycznej opalanej paliwami kopalnymi. Jedyne ró\
nice dotyczą parametrów technicznymi
wykorzystywanych urządzeń. Część jądrowa elektrowni, składa się natomiast z trzech zasadniczych elementów: reaktora,
pomp cyrkulacyjnych oraz wytwornicy pary. Elementy te są ze sobą odpowiednio połączone przez zespół rurociągów
tworzących tzw. obieg pierwotny wody. Jest to obieg zamknięty, w którym woda transportuje energię cieplną z reaktora do
wytwornicy pary. W celu skompensowania zmian objętości wody w obiegu pierwotnym, jakie następują wskutek zmian
temperatury, przyłącza się do niego dodatkowo tzw. regulator ciśnienia.
Wytwornica pary stanowi element wspólny obydwu obiegów występujących w elektrowni. Woda dostarczona do niej z obiegu
wtórnego odbiera ciepło od wody obiegu pierwotnego w wyniku czego powstaje para wodna, przepływająca następnie
rurociągiem pod wysokim ciśnieniem (rzędu 6 MPa) od wytwornicy do turbiny parowej. W wyniku rozprę\
enia dostarczonej pary
w zespole kolejnych turbin, następuje obrót wału generatora elektrycznego, co skutkuje generacją prądu elektrycznego.
[1],[2],[3].
Budowa typowej elektrowni jądrowej z reaktorem wodnym ciśnieniowym [14]
Para wodna przepływając przez turbiny ulega ochłodzeniu, po czym dopływa do skraplacza pary (kondensatora), gdzie
dzięki dodatkowemu obiegowi wody chłodzącej ulega skropleniu.
Istnienie dwóch obiegów wodnych wynika z konieczności izolacji obiegu wody mającej bezpośrednią styczność z
rdzeniem reaktora oraz obiegu wody, która (w postaci parowodnej) napędza turbiny generatora. Dlatego w przypadku
ewentualnego wydostania się do wody chłodzącej substancji promieniotwórczych w wyniku uszkodzeniu pręta paliwowego,
ska\
enie ograniczone zostaje jedynie do obiegu pierwotnego.
Reaktor jądrowy stanowi jedyne z
ródło ciepła elektrowni jądrowej i jest odpowiednikiem kotła parowego występującego
w klasycznej elektrowni węglowej. W wyniku odpowiedniego sterowania praca reaktora, energia cieplna wyzwalana jest w
sposób kontrolowany. Szczegółowy opis budowy reaktora jądrowego podany został w dalszej części pracy.
2. Zagadnienia fizyczne dotyczące zjawiska rozpadu promieniotwórczego
Reakcja jądrowa - proces fizyczny zachodzący przy zbli\
eniu się dwóch jąder atomowych lub jądra i cząstki elementarnej na
odległość rzędu 10-15 m (zasięg sił jądrowych), w następstwie czego powstają na ogół nowe jądra atomowe lub jądra i cząstki
elementarne [3],[5]. Mo\
na wyró\
nić dwa sposoby zwiększenia prawdopodobieństwa zajścia reakcji jądrowej:
a) Poprzez zwiększenie temperatury do kilku milionów stopni, w wyniku czego reagujące ze sobą nukleony osiągną
wystarczającą energię kinetyczną, by pokonać swoje wzajemne oddziaływanie elektrostatyczne (tzw. barierę
culombowską). Zachodzące wówczas procesy jądrowe nazywamy reakcjami termojądrowymi.
b) Poprzez bombardowanie ró\
nych materiałów l\
ejszymi cząstkami, np, protonami, deuteronami, bądz
cząstkami alfa,
które wcześniej przyspiesza się do energii rzędu milionów eV. Reakcje jądrowe mogą zostać wywołane równie\
przez
przyspieszone elektrony oraz przez wysoko energetyczne promieniowanie gamma oraz promieniowanie X.
Rozszczepienie jądra - jest to zjawisko rozpadu jądra wzbudzonego na kilka (na ogół 2, rzadziej 3 lub 4) innych jąder. Powstałe fragmenty
na ogół mają podobną masę. Zjawisku temu towarzyszy emisja wtórnych neutronów, promieniowanie gamma i wydzielanie się znacznych
ilości energii. Cię\
kie jądra mo\
na rozszczepić bombardując je ró\
nymi cząstkami, lub te\
mogą się one rozpaść samorzutnie. Je\
eli liczba
neutronów wtórnych emitowanych w wyniku procesu rozszczepienia jest większa ni\
liczba neutronów pochłoniętych to mo\
e rozwinąć się
tzw. reakcja łańcuchowa.
Reakcji rozszczepienia towarzyszy wydzielenie się energii około 200MeV na rozszczepienie, w tym około 180MeV to energia kinetyczna
produktów rozszczepienia [3],[5].
Wizualizacja łańcuchowej reakcji rozszczepienia jądra: jądro 235U rozpada się na dwa fragmenty x, y oraz emituje od 0 do 5
neutronów, które powodują lawinowo rozszczepienia dalszych jąder; zapoczątkowany proces rozchodzi się w czasie w postępie
geometrycznym
Jądrowa reakcja łańcuchowa - wywołane neutronami reakcje rozszczepienia cię\
kich jąder atomowych, podczas których
neutrony wyzwalające się w jednym akcie rozszczepienia wywołują następne akty rozszczepienia [8].
Przekrój czynny na rozszczepienie � - wielkość określająca prawdopodobieństwo zajścia procesu rozszczepienia jąder, przy
�
�
�
którym dwa układy fizyczne (czyli jądra oraz bombardujące je neutrony) znajdujące się w pewnym stanie początkowym A
przejdą w wyniku zderzenia do pewnego stanu końcowego B. Wartość przekroju czynnego na rozszczepienie zale\
y od energii
bombardujących neutronów. 235
Niektóre jądra, jak np.: 233U, U, 239Pu, ulegają rozszczepieniu w wyniku bombardowania ich neutronami o dowolnych
energiach, włącznie z neutronami o energiach nieznacznie ró\
niących się od zera. Inne jądra, jak np.: 232Th, 236U, 238U,
rozszczepiają się wówczas, gdy energia neutronów jest większa od pewnej wartości energii zwanej energią progową
rozszczepienia.
Przebieg energii wiązania na nukleon [1] Prawdopodobieństwo powstania określonych produktów
rozszczepiania jąder U-235 [23]
Jądra cię\
kie związane są słabiej ni\
jądra o ok. dwukrotnie
Nie mo\
na przewidzieć, na jakie konkretne produkty
mniejszej liczbie masowej, zatem w procesie rozszczepienia
rozpadnie się dane jądro uranu. Takich mo\
liwości jest o
wyzwalana jest ró\
nica tych energii wiązania
170 [5]
Masa krytyczna - najmniejsza ilość materiału rozszczepialnego, dla której w określonych warunkach mo\
e zajść i utrzymać się
jądrowa reakcja łańcuchowa [3]. Przekroczenie przez paliwo wartości odpowiadającej masie krytycznej jest najwa\
niejszym
warunkiem rozpoczęcie samopodtrzymującej się reakcji łańcuchowej.
Jej wartość zale\
y ona od geometrycznych rozmiarów materiału, rodzaju izotopu, zanieczyszczeń oraz domieszek.
3. Budowa i zasada działania reaktora jądrowego. Klasyfikacja reaktorów
Integralnym elementem elektrowni jądrowej jest reaktor jądrowy, w którym następuje proces inicjacji, kontroli oraz
podtrzymywania reakcji łańcuchowych rozpadu jądrowego. W wyniku reakcji rozszczepienia w rdzeniu reaktora jądrowego
wytwarza się promieniowanie jądrowe (głównie neutrony i promieniowanie gamma) oraz ciepło. Podczas tej reakcji zostaje
utworzonych tak\
e wiele nuklidów.
Przekrój rdzenia reaktora jądrowego
Gdy liczba neutronów powstających w reaktorze w jednostkowym czasie dt jest równa liczbie neutronów traconych w
tym samym czasie w wyniku pochłaniania i ucieczki, stan pracy reaktora określa się jako tzw. stan krytyczny. Jest to normalny
stan pracy reaktora, stan pracy ustalonej, którego osiągnięcie zale\
y od poziomu wytwarzania oraz strat neutronów. Sterowanie
reaktorem polega więc na regulacji poziomu neutronów w reaktorze tak, by znajdował się on w stanie krytycznym. Do tego
wykorzystuje się fakt istnienia materiałów silnie pochłaniających neutrony, czyli takich które mają du\
y przekrój czynny na
pochłanianie neutronów (bor, kadm). Za pomocą wykonanych z takich materiałów prętów sterujących utrzymuje się po\
ądany
poziom neutronów poprzez odpowiednie zakłócenie ich bilansu, prowadzące do osłabienia lub wygaszenia reakcji łańcuchowej,
a w konsekwencji do zmniejszenia produkcji ciepła. Analogiczne jest działanie prętów bezpieczeństwa, przy czym, są one
u\
ywane wyłącznie do awaryjnego wyłączenia reaktora.
Odpowiednio sterując prętami regulacyjnymi mo\
na uzyskać stan krytyczny reaktora przy ró\
nym poziomie mocy,
ograniczonym jedynie wydajnością odprowadzania ciepła. Uzyskana moc zale\
y od wielkości strumienia neutronów w rdzeniu,
tak więc jeśli pręty zostaną podniesione i pozwoli się na zaistnienie przez pewien czas stanu nadkrytycznego, wartość
strumienia neutronów ulegnie zwiększeniu, natomiast po opuszczeniu prętów do początkowego poziomu jego wartość ustali się
na wy\
szym poziomie dając odpowiednio wy\
szą moc ustaloną. Sytuacja ta dotyczy przypadku, gdy reaktor ma tzw. zapas
paliwa, tj. jego masa jest większa od masy krytycznej. Strumień neutronów i moc reaktora nie zale\
ą zatem od poło\
enia prętów
regulacyjnych, prętami reguluje się tylko prędkość zmian mocy [2].
Jako paliwo jądrowe stosuje się substancje zawierające izotopy rozszczepialne tj. izotopy cię\
kie, których jądra łatwo ulegają
rozszczepieniu w wyniku bombardowania neutronami o małych energiach (najczęściej są to np. 235U, 233U, 239Pu, 241Pu).
Aby nie dopuścić do wydostania się na zewnątrz reaktora produktów rozszczepienia, paliwo jądrowe jest zamknięte wewnątrz
elementów paliwowych mających najczęściej postać walcowych, kulistych lub płytkowych prętów.
Walcowy element paliwowy składa się ze szczelnej, cienkościennej rurki tzw. koszulki (stopy cyrkonu, stal nierdzewna) oraz z
umieszczonych w jej wnętrzu pastylek paliwowych. Zestawy (kilkudziesięciu lub więcej) elementów paliwowych tworzą
zespoły - tzw. kasety paliwowe, stanowiące zasadniczą część rdzenia reaktora.
Porównanie rozmiarów pastylek paliwowych do Zespół prętów reaktora jądrowego
spinacza
W trakcie reakcji rozszczepienia powstają nowe jądra - tzw. fragmenty rozszczepienia, które zapoczątkowują łańcuchy
rozpadów promieniotwórczych. Elementy tych łańcuchów stanowią produkty rozszczepienia (większość z nich - to izotopy
promieniotwórcze).
Energia wydzielona w procesie rozszczepienia jest głównie energią kinetyczną fragmentów rozszczepienia, po czym, w
oddziaływaniu z atomami paliwa, zamienia się w energię cieplną. Wartość tej energii zwiększają dodatkowo neutrony prędkie,
które wytracają prędkość w moderatorze. W materiale moderatora neutron zmniejsza swoją energię ponad 20 milionów razy w
wyniku zderzeń sprę\
ystych z jądrami moderatora, podczas których neutron oddaje im część swojej energii. Po kilku
zderzeniach, średnia prędkość neutronów zostaje zredukowana do wartości, która jest zbli\
ona do średniej energii kinetycznej
atomów i cząsteczek z tego ośrodka. Neutrony o takiej energii nazywamy neutronami termicznymi. Neutrony o wy\
szych
energiach - neutronami epitermicznymi. [2]
Przekazywanie energii najbardziej skutecznie zachodzi przy zderzeniach neutronów z lekkimi jądrami ( grafit, beryl,
woda, cię\
ka woda). Zatem idealny moderator powinien mieć niską liczbę masową, aby odebrać jak najwięcej energii w
ka\
dym zderzeniu z neutronem, a jednocześnie mieć jak najni\
szy przekrój czynny na pochłanianie, aby jak najmniej neutronów
było traconych w materiale moderatora w procesie spowalniania.
W celu odprowadzenia wydzielonego ciepła, między prętami przepływa chłodziwo - substancja mająca mały przekrój czynny
na chwytanie neutronów. Jako chłodziwa u\
ywa się np. wody - zwykłej lub cię\
kiej, ciekłego sodu, helu lub dwutlenku
węgla. Przepływ chłodziwa przez reaktor jest wymuszany przystosowanymi do tego celu pompami.
Basen zawierający zu\
yte elementy paliwowe
Do produkcji energii jądrowej w elektrowniach jądrowych, mo\
na wykorzystywać nie tylko reakcję rozszczepienia, lecz
tak\
e reakcję syntezy jąder. Jest to jednak znacznie trudniejsze zadanie, gdy\
trudno jest zbudować pomieszczenie do
otrzymywania i przechowywania bardzo gorącej plazmy. Stosuje się w tym celu specjalne pułapki magnetyczne, w których w
odpowiednio dobranych polach magnetycznych więzi się gorące jony. Buduje się specjalne urządzenia zwane tokamakami, w
których pracuje się nad syntezą jądrową [9].
Tokamak Jest zbudowany z pierścieniowej komory pró\
niowej, która obejmuje rdzeń potę\
nego transformatora. Komora
wypełniona jest zjonizowanym gazem (deuterem albo deuterem i trytem). Pole magnetyczne pochodzące z transformatora
indukuje prąd elektryczny w pierścieniu gazu. Przepływ prądu powoduje wyładowania w gazie w wyniku czego następuje
jeszcze większa jego jonizacja i ogrzewanie. W końcu tworzy się gorąca plazma, która dzięki silnemu polu magnetycznemu,
utrzymywana jest w zwartym słupie wewnątrz pierścienia.
Pierwszy tokamak powstał w roku 1950 w Instytucie Energii Atomowej w Moskwie. W Wielkiej Brytanii istnieje potę\
ny tokamak
JET. 9 listopada 1991 roku przeprowadzono w nim eksperyment, w którym dokonano reakcji syntezy deuteru i trytu:
Reakcja ta była utrzymywana przez około 2 godziny, a wytworzona w jej wyniku energia elektryczna wynosiła ok. 1 MW.
Kryteria klasyfikacji reaktorów jądrowych
Ze względu na zró\
nicowanie cech charakteryzujących ró\
nego rodzaju reaktory jądrowe, opartych na odmiennych
koncepcjach fizykalnych konieczne jest wprowadzenia pewnej systematyki w ich podziale. Kryteriów klasyfikacji reaktorów
jądrowych mo\
e być bardzo wiele [1] Do najwa\
niejszych kryteriów klasyfikacji nale\
ą:
A. Przeznaczenie
B. Rodzaj dominującej grupy neutronów powodujących rozszczepienie
C. Konstrukcja
D. Eksploatacja
E. Właściwości paliwa
F. Rodzaj moderatora i chłodziwa
G. System odprowadzania ciepła
Ad A. Klasyfikacja reaktorów ze względu na przeznaczenie
Ze względu na przeznaczenie reaktory mo\
na podzielić na:
" Reaktory energetyczne przeznaczone do produkcji energii elektrycznej w elektrowniach komercyjnych,
" Reaktory badawcze przeznaczone do prowadzenia prac badawczych, a w szczególności badań, podczas których
wykorzystuje się wiązki neutronów do badań struktury ciał stałych oraz badań materiałów i paliw jądrowych dla
reaktorów energetycznych,
" Reaktory szkoleniowe przeznaczone do celów dydaktycznych (tzw. reaktory uniwersyteckie),
" Reaktory wytwórcze przeznaczone do produkcji plutonu (z reguły są to reaktory wojskowe pracujące na potrzeby
przemysłu zbrojeniowego),
" Reaktory ciepłownicze przeznaczone do produkcji ciepła do celów ogrzewczych w ciepłowniach jądrowych,
" Reaktory napędowe przeznaczone do napędu statków, lodołamaczy, łodzi podwodnych itp.,
" Reaktory wysokotemperaturowe przeznaczone do produkcji ciepła w celach technologicznych,
" Reaktory do celów specjalnych przeznaczone do produkcji np. radioizotopów, odsalania wody morskiej itp.
Adn. B. Klasyfikacja reaktorów ze względu na rodzaj dominującej grupy neutronów powodujących rozszczepienie
Jest to jedno z najwa\
niejszych kryteriów podziału reaktorów tworzące podział na reaktory:
- Prędkie,
- Termiczne.
Powy\
sze nazwy pochodzą od energii dominującej grupy neutronów powodujących rozszczepienia. Neutrony ze względu na
energię, podzielono umownie na trzy grupy:
" Neutrony termiczne (E d" 0,1 eV),
" Neutrony epitermiczne (0,1 eV d" E d" 1 MeV ),
" Neutrony prędkie (E e" 1 MeV).
Uwagi:
- Wartości graniczne 0,1 eV i 1 MeV są wartościami umownymi.
- W reaktorach termicznych zdecydowana większość rozszczepień wynika z pochłonięcia przez jądra U-235 neutronów o
energiach termicznych.
- W reaktorach prędkich praktycznie nie ma neutronów termicznych (co wynika z braku ośrodków moderujących).
- Jedynie niewielka część rozszczepień (ok. 3%) zachodzi w wyniku pochłonięcia neutronów prędkich przez jądra 235U i 238U.
Adn. C. Klasyfikacja reaktorów ze względu na konstrukcję
Rozró\
nia się dwa rozwiązania konstrukcji reaktorów energetycznych:
" Zbiornikowe (reaktory typu PWR, BWR), których rdzeń zamknięty jest w grubościennym zbiorniku stalowym
(przystosowanym do wytrzymywania wysokich ciśnień (dla reaktora PWR są to ciśnienia rzędu 15 MPa),
" Kanałowe (reaktory typu CANDU, RBMK), zawierające ciśnieniowe kanały paliwowe o niewielkiej średnicy.
Adn. D. Klasyfikacja reaktorów ze względu na eksploatację
Rozró\
nia się dwa sposoby wymiany paliwa reaktorowego:
" Ciągły (paliwo wymieniane jest w czasie pracy reaktora bez konieczności jego odstawiania), np. reaktory gazowe,
wysokotemperaturowe oraz kanałowe (CANDU, RBMK),
" Okresowy (paliwo wymieniane jest po zakończeniu kampanii paliwowej i odstawieniu reaktora) np. reaktory
zbiornikowe.
Adn. E. Klasyfikacja reaktorów ze względu na właściwości paliwa
Rozpatrując właściwości paliwa, reaktory mo\
na podzielić ze względu na:
E.1. Rodzaj paliwa:
" Uranowe (235U oraz 233U),
" Plutonowe (239Pu),
" Uranowo-plutonowe (MOX),
" Torowe (232Th).
E.2. Stopień wzbogacenia
Stopień wzbogacenia uranu zale\
y od konstrukcji rdzenia i rodzaju materiałów w nim zawartych (w szczególności od zdolności
pochłaniania neutronów). Stąd rozró\
nia się reaktory pracujące na uranie:
" Naturalnym (reaktory gazowe, cię\
kowodne),
" Nisko wzbogaconym (zawartość 235U wynosząca 2-5%; nale\
ą tu wszystkie energetyczne reaktory lekkowodne oraz
niektóre reaktory gazowe),
" Średnio wzbogaconym (większość reaktorów badawczych),
" Wysoko wzbogaconym (zawartość 235U wynosząca ponad 90%; nale\
ą tu reaktory wysokotemperaturowe oraz
niektóre reaktory badawcze).
E.3.Postać chemiczna:
" Uran metaliczny (wykorzystywany w niskotemperaturowych reaktorach gazowych oraz w reaktorach badawczych),
" Dwutlenek uranu UO2 (wykorzystywany we wszystkich energetycznych reaktorach wodnych, niektórych reaktorach
wysokotemperaturowych oraz niektórych niskotemperaturowych reaktorach gazowych),
" Węglik uranu UC (wykorzystywany w niektórych reaktorach wysokotemperaturowych).
E.4. Konstrukcja elementów paliwowych:
Elementy paliwowe mogą mieć kształt:
" Prętów,
" Cylindrów,
" Pastylek,
" Rurek,
" Płytek,
" Kół.
"Koszulki", w których zamknięte jest paliwo, w zale\
ności od stawianych wymagań (temperatura pracy, odporność na utlenianie,
trwałość mechaniczna, wysoka przewodność i stabilność cieplna), mogą być wykonywane ze:
" Stali nierdzewnej (reaktory prędkie),
" Stopów cyrkonu (energetyczne reaktory wodne),
" Stopów magnezu (niektóre reaktory gazowe),
" Powłok pirowęglowych (niektóre reaktory wysokotemperaturowe),
" Stopów aluminium (niektóre reaktory badawcze).
Adn. F. Klasyfikacja reaktorów ze względu na rodzaj moderatora i chłodziwa
Jako moderator mo\
e słu\
yć cię\
ka woda, lekka woda, grafit, beryl. Jako chłodziwa u\
ywa się natomiast: lekkiej lub cię\
kiej
wody, dwutlenku węgla, helu, gazów dysocjujących, ciekłego sodu, substancji organicznych itd. Wywodzą się stąd często
spotykane określenia reaktorów:
" Wodne,
" Cię\
kowodne,
" Gazowe,
" Sodowe,
" Helowe,
" Grafitowe itd.
W lekkowodnych reaktorach energetycznych woda spełnia jednocześnie dwie funkcje: moderatora i chłodziwa. W innych typach
reaktorów funkcje te są rozdzielone.
Jeśli ciekłe chłodziwo (lekka woda, cię\
ka woda) jest doprowadzane w rdzeniu do wrzenia, to reaktory takie zwie się wrzącymi
(np. BWR).
Adn. G. Klasyfikacja reaktorów ze względu na system odprowadzania ciepła
Rozró\
nia się trzy systemy pracy reaktorów energetycznych:
" Jednobiegowy (np. BWR) - para wytworzona w zbiorniku reaktora doprowadzana jest bezpośrednio do turbiny
parowej, a po skropleniu za turbiną wraca do reaktora,
" Dwubiegowy (np. PWR) - obieg wody chłodzącej rdzeń reaktora jest zamknięty, a ciepło z niego jest przekazywane w
wytwornicy pary do drugiego obiegu, w którym znajduje się turbina parowa,
" Trzybiegowy (np. reaktor prędki chłodzony sodem) - między pierwszy sodowy obieg chłodzący rdzeń reaktora i trzeci,
wodno-parowy obieg doprowadzający parę do turbiny, wstawiony jest pośredni obieg sodowy.
Reaktory jądrowe mo\
na, jak widać, klasyfikować na wiele sposobów, biorąc za podstawę ró\
ne kryteria podziału.
Pomimo podanego powy\
ej podziału, często reaktory spełniają podwójną a nawet potrójną rolę, np. wiele reaktorów
energetycznych spełnia rolę reaktora elektrycznego i ciepłowniczego, dostarczając prąd oraz ogrzewając dodatkowo pobliskie
miejscowości.
4. Konstrukcje reaktorów jądrowych na świecie
Rozró\
nia się następujące oznaczenia angielskie reaktorów [4]:
" LWR (Light-Water-cooled and moderated " GCR (Gas-Cooled graphite-moderated
Reactor) reaktor chłodzony i moderowany lekką wodą, Reaktor oraz Advanced Gas cooled, graphite-
moderated Reactor) reaktor chłodzony gazem z
" PWR (Pressurized light- Water-moderated
moderatorem grafitowym,
and cooled Reactor) reaktor ciśnieniowy chłodzony i
moderowany za pomocą lekkiej wody, " HTR (High-Temperature gas-cooled
Reactor) reaktor wysokotemperaturowy chłodzony
" BWR (Boiling Light-Water - moderated and
gazem z moderatorem grafitowym,
cooled Reactor) reaktor wrzący chłodzony i
moderowany lekką wodą, " HTGR (High -Temperaturę Gas-cooled-
Reactor) reaktor wysokotemperaturowy chłodzony
" HWR (Heavy Waler Reactor) reaktor cię\
ko
gazem z moderatorem grafitowym,
wodny,
" THTR (Thorium High-Temperature Reactor)
" PHWR (Pressurized Heavy- Water-moderated
reaktor wysokotemperaturowy na paliwie torowym,
and cooled Reactor) reaktor ciśnieniowy chłodzony i
moderowany cię\
ką wodą, " FBR (Fast Breeder Reactor) reaktor prędki
powielający,
" CANDU (CANadian Deuterium -Uranium
Reactor) reaktor kanadyjski typu PHWR, " LMKBR (Liquid-Metal-cooled,Fast Breeder
Reactor) reaktor prędki powielający chłodzony sodem,
" HWLWR (Heavy Water-moderated, boiling -
Light Water-Reactor) reaktor wrzący chłodzony lekką " LWBR (Light-Water Breeder Reactor) reaktor
wodą, moderowany wodą cię\
ką, powielający termiczny chłodzony lekką wodą,
" SGHWR (Steam-Generating Heavy-Water " MSBR (Molten Salt Breeder Reactor) reaktor
Reactor) reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, powielający chłodzony stopionymi solami,
moderowany wodą cię\
ką,
" GCFR (Gas-Cooled Fast Reactor) reaktor
" HWGCR (Heavy Water-moderated Gas-Cooled prędki chłodzony gazem,
Reactor) reaktor chłodzony gazem moderowany
" OMR (Organic-Mode-rated and cooled
cię\
ką woda,
Reactor) reaktor z chłodziwem i moderatorem
" LWGR (Light-Water -cooled. Graphite- organicznym,
moderated Reactor) reaktor chłodzony lekką wodą z
" SZR (Sodium cooled, Zirconium-hydride-
moderatorem grafitowym,
moderated Reactor) reaktor chłodzony sodem
" PTGR (Pressurized Tube Graphite Reactor) moderowany wodorotlenkiem cyrkonu.
reaktor kanałowy z moderatorem grafitowym,
Większość światowych elektrowni jądrowych wyposa\
ona jest w reaktory lekko-wodne LWR. Najbardziej rozpowszechnionymi z
nich są reaktory typu PWR (WWER) [1],[6],[7]:
Tabela przedstawiająca ilość i moc pracujących oraz obecnie budowanych elektrowni jądrowych na świecie. Podział
według typu [23].
Pracujące Budowane
Typ
Całkowita Całkowita
Ilość Ilość
moc moc
- MW - MW
ABWR 2 2630 4 5329
AGR 14 8380 0 0
BWR 90 78017 1 1067
FBR 3 1039 0 0
GCR 12 2484 0 0
HWLWR 1 148 0 0
LWGR 17 12589 1 925
PHWR 38 19150 8 3135
PWR 213 203068 8 7681
WWER 50 32926 10 8310
Suma: 440 360431 32 26447
Opisy wybranych konstrukcji reaktorów jądrowych wykorzystywanych na świecie
PWR
Reaktor typu PWR (ciśnieniowy reaktor wodny) nale\
y do grupy reaktorów lekkowodnych LWR. Wytworzone w nim
ciepło doprowadza się do wytwornicy pary za pomocą wody pod wysokim ciśnieniem, co uniemo\
liwia wystąpieniu wrzenia w
obiegu chłodzenia rdzenia. Lekka woda opływająca rdzeń jest jednocześnie chłodziwem, moderatorem i reflektorem.
Skutecznie spowalnia neutrony, lecz ze względu na ich znaczne pochłanianie przez wodór, stosowanie jej jako moderatora
narzuca konieczność u\
ycia paliwa uranowego lekko wzbogaconego (3-4% 235U), gdy\
w przypadku u\
ycia uranu naturalnego
stan krytyczny byłby niemo\
liwy do osiągnięcia. Wadą wykorzystania wody jest jej silne oddziaływanie korozyjne, szczególnie w
wysokich temperaturach.
Reaktor PWR pracuje w systemie dwubiegowym.
Podstawowymi elementami obiegu
pierwotnego są: zbiornik reaktora
wraz z rdzeniem, wytwornica pary,
pompa wodna i stabilizator
ciśnienia. Podstawowymi
elementami obiegu wtórnego są
natomiast: wytwornica pary, turbina
parowa, skraplacz oraz pompa wody
zasilającej.
Ze względu na ograniczone moce
maksymalne pomp oraz
konieczność zapewnienia
odpowiedniego poziomu
bezpieczeństwa reaktora, obieg
pierwotny podzielony jest zwykle na
kilka równoległych pętli. Woda
obiegu pierwotnego przepływa
wewnątrz rurek w kształcie litery U
(w układzie pionowym w reaktorach
PWR ż� oraz poziomym w
reaktorach WWER), które w wyniku
emisji ciepła - zamieniają wodę
obiegu wtórnego w parę.
Wytworzona para nasycona
wykonuje następnie pracę w turbinie
parowej napędzając generator
elektryczny. Tam ulega rozprę\
eniu,
Budowa elektrowni jądrowej z reaktorem wodnym
a następnie po skropleniu w
skraplaczu, jest pompowana
ciśnieniowym [14]
ponownie do wytwornicy pary.
W rdzeniu reaktora istnieje konieczność utrzymywania odpowiednio wysokiego ciśnienia wody, aby nie dopuścić do jej wrzenia,
gdy\
spowodowałoby to gwałtowny spadek wymiany ciepła i naraziło elementy paliwowe na przegrzanie oraz uszkodzenie.
BWR
Innym typem reaktora lekkowodnego jest reaktor BWR (reaktor wodny wrzący). Woda chłodząca reaktor pełni tu rolę
zarówno moderatora, jaki i czynnika roboczego w cyklu parowo - wodnym. Jej odparowanie następuje bezpośrednio w rdzeniu
reaktora, a po osuszeniu zostaje wykorzystana do napędzania turbin generatora. Ze względu na to, \
e reaktor elektrowni pełni
równie\
funkcję wytwornicy pary, układ pracy elektrowni nazywamy jednoobiegowym.
Wadą pojedynczego obiegu
wody elektrowni jest
przechodzenie zanieczyszczonej
izotopami wody chłodzącej
poprzez wszystkie elementy
obiegu. Zmusza to do
zabezpieczenia urządzeń
osłonami chroniącymi przed
promieniowaniem, co znacznie
utrudnia eksploatację.
Do reaktorów BWR zalicza się
tak\
e lekkowodne reaktory
kanałowe z moderatorem
grafitowym RBMK, w których, w
odró\
nieniu od reaktorów
zbiornikowych, pod wysokim
ciśnieniem znajdują się jedynie
kanały o niewielkiej średnicy,
zawierające zestawy paliwowe,
zło\
one z kilkunastu prętów.
Rdzeń reaktora składa się z
zespołu bloków grafitowych z
Budowa elektrowni jądrowej z reaktorem wodnym
osiowymi otworami na kanały
wrzącym [14]
paliwowe.
Reflektor neutronów oraz osłonę biologiczną stanowi tu gruba warstwa grafitu. Dodatkową osłonę biologiczną tworzy
pierścieniowy zbiornik wodny (o grubości warstwy 1200 mm) otaczający reaktor oraz betonowa ściana zbiornika - studni (o
grubości 2000 mm).
HWR
Reaktor PHWR (reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany cię\
ką wodą) nale\
y do grupy reaktorów cię\
kowodnych
HWR. Rolę moderatora i chłodziwa odgrywa w nim cię\
ka woda, która dzięki niewielkiemu przekrojowi czynnemu na
pochłanianie neutronów, pozwala na u\
ycie w reaktorze uranu naturalnego. Mimo, \
e rozwiązanie to nie wymaga budowy
kosztownej instalacji wzbogacania uranu, to korzyści ekonomiczne, wynikające z zastosowania jako paliwa uranu naturalnego,
są pomniejszone wskutek
wysokich kosztów cię\
kiej wody.
Budowa elektrowni jądrowej z reaktorem ciśnieniowym
Ze względu na konieczność
chłodzonym i moderowanym cię\
ką wodą [14]
stosowania du\
ych ilości cię\
kiej
wody w celu spowolnienia
neutronów, reaktor PHWR musi
posiadać du\
e wymiary rdzenia,
kilkakrotnie większe ni\
w
reaktorach lekkowodnych. Z tego
względu stosunek ilości
moderatora do paliwa jest 5 do 8 -
krotnie większy ni\
w reaktorach
lekkowodnych. Du\
e wymiary
rdzenia pociągają za sobą
konieczność zastosowania
kanałowego chłodzenia paliwa.
Zbiornik reaktora PHWR jest więc
wypełniony moderatorem
utrzymywanym pod niskim ciśnieniem, w temperaturze niewiele wy\
szej od temperatury otoczenia. Zestawy paliwowe
umieszczone są w kanałach ciśnieniowych przechodzących przez zbiornik i oddzielonych od otaczającego je moderatora
pierścieniową szczeliną wypełnioną gazem, pełniącym funkcję izolacji termicznej.
Typem reaktora PHWR jest reaktor skonstruowany i wytwarzany w Kanadzie, znany powszechnie jako reaktor typu CANDU.
Jego rdzeń znajduje się w du\
ym, cylindrycznym, niskociśnieniowym zbiorniku stalowym, poło\
onym na boku, zwanym
kalandrią i wypełnionym cię\
ką wodą jako moderatorem. Typowe reaktory CANDU pracują w systemie dwuobiegowym, z
ciśnieniowym obiegiem pierwotnym, podobnie jak reaktory PWR.
Innym typem reaktora PWR jest reaktor SGHWR (reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą cię\
ką). Jest to
reaktor typu kanałowego z cię\
kowodnym moderatorem i wrzącą lekką wodą w kanałach paliwowych. Po odseparowaniu wody,
parę kieruje się bezpośrednio do turbiny, analogicznie jak w reaktorze z wrzącą wodą.
GCR, AGR i HTR
Reaktor GCR (reaktor chłodzony gazem z moderatorem grafitowym) charakteryzuje się prostą budową oraz wysoką
niezawodnością. Do jego zalet nale\
ą równie\
: niski stopień aktywowania się gazu, mały przekrój czynny na pochłanianie
neutronów oraz stosunkowo niski koszt. Podstawową wadą tego typu reaktora są jednak niekorzystne właściwości cieplne
gazu, wymagające du\
ych powierzchni wymiany ciepła oraz du\
ych mocy niezbędnych do przetłaczania gazu przez rdzeń.
W pierwszych reaktorach GCR chłodziwem był dwutlenek węgla, natomiast paliwem - metaliczny uran naturalny w
u\
ebrowanych koszulkach ze stopu magnezowego, zwanego Magnoksem. Rdzeń reaktora, wykonany z kształtek grafitowych z
kanałami paliwowymi, jest umieszczony w sferycznym zbiorniku z betonu sprę\
onego i chłodzony dwutlenkiem węgla.
Temperatura chłodziwa na wyjściu z rdzenia jest ograniczona wytrzymałością koszulki z Magnoksu. Czynnikiem roboczym w
obiegu wtórnym jest otrzymywana w wytwornicy - para wodna.
Unowocześnioną wersją reaktora gazowo-grafitowego jest reaktor AGR. Rdzeń reaktora jest umieszczony w
cylindrycznym zbiorniku z betonu sprę\
onego. W reaktorach tych koszulkę magnoksową zastąpiono koszulką ze stali
nierdzewnej, co pozwoliło podwy\
szyć temperaturę CO2 na wyjściu z rdzenia do ok. 650�C i zastosowa ć turbiny o parametrach
typowych dla elektrowni konwencjonalnych. Dzięki du\
ej ogólnej sprawności elektrowni z reaktorami AGR, wynoszącej ok. 41%,
koszty produkcji energii elektrycznej są stosunkowo niskie w porównaniu z innymi typami reaktorów.
Kolejnym pokoleniem reaktorów
gazowo-grafitowych, będących
jednocześnie wynikiem dalszego ich
rozwoju w sensie znacznego
podwy\
szenia temperatury chłodziwa na
wylocie z reaktora, są reaktory
wysokotemperaturowe HTR, oznaczane
równie\
jako HTGR lub HTGCR.
Koncepcja tego typu reaktorów polega na
połączeniu \
aroodpornego paliwa z
gazowym, chemicznie obojętnym
chłodziwem w zintegrowanym układzie,
zamkniętym w bloku ze sprę\
onego
wstępnie betonu Jako paliwo stosuje się
wysoko wzbogacony uran (do 93%) w
postaci węglika uranu UC2, który tworzy
mieszaninę z węglikiem toru ThC2, jako
materiałem paliworodnym.
Paliwo dostarczone jest w postaci
granulek o średnicy ułamka milimetra
pokrytych kilkoma warstwami:
Budowa elektrowni jądrowej z reaktorem wodnym wrzącym [14]
porowatego grafitu pirolitycznego, litego
grafitu, węglika krzemu i znów litego grafitu, które wspólnie spełniają funkcję koszulki. Granulki te są zaprasowane w matrycy
grafitowej w formie cylindrów lub kul.
Temperatury panujące w rdzeniu (rzedu 1100�C) powoduj ą, \
e funkcję materiałów konstrukcyjnych spełnia grafit, który jest
jednocześnie moderatorem i reflektorem neutronów. Jako chłodziwo jest stosowany obojętny chemicznie hel, charakteryzujący
się dobrymi właściwościami odprowadzania ciepła.
FBR
W przeciwieństwie do reaktorów termicznych, w których większość rozszczepień wywołują neutrony termiczne
spowolnione w moderatorze, w reaktorach prędkich, większość procesów rozszczepienia paliwa jądrowego jest wywoływana
przez neutrony prędkie, tj. neutrony o energiach rzędu MeV.
Najbardziej zaawansowanym w rozwoju spośród reaktorów prędkich powielających FBR jest reaktor chłodzony ciekłym sodem
LMFBR. Reaktory sodowe mają trzy obiegi chłodzenia: pierwotny - zawierający sód radioaktywny, pośredni - zawierający sód
nieaktywny, i wtórny (roboczy) obieg parowo-wodny. W pierwszych dwóch obiegach sodowych panuje niskie ciśnienie co
zmniejsza wyraz
nie prawdopodobieństwo uszkodzenia się wymiennika sód-sód i przedostania się radioaktywnego sodu do
obiegu pośredniego. Ze względu na temperaturę topnienia sodu 98�C, urz ądzenia obu obiegów sodowych muszą być
podgrzewane (tak\
e przy wyłączonym reaktorze), aby nie dopuścić do zestalenia się sodu.
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 du\
ym zbiorniku (basenie) wypełnionym
sodem. W układzie pętlowym elementy obiegu pierwotnego są natomiast wyodrębnione i umieszczone w osobnych zbiornikach
(podobnie jak w reaktorach PWR).
Informacje dodatkowe:
W \
adnym z pracujących obecnie ró\
nych typów reaktorów energetycznych nie wykorzystuje się więcej ni\
2-3% uranu,
a w najbardziej aktualnie rozpowszechnionych reaktorach lekkowodnych wykorzystanie uranu sięga ok. 1%. W reaktorze
prędkim mo\
e być efektywnie wykorzystane 60-70% uranu (w zale\
ności od wielkości strat przy przerobie paliwa wypalonego i
wytwarzaniu elementów paliwowych). Wprowadzenie reaktorów prędkich, powielających mo\
e przedłu\
yć więc czas
wykorzystywania zasobów uranu o wiele setek lat.
5. Informacje statystyczne dotyczące aktualnego stanu energetyki atomowej na świecie
Tabela przedstawiająca światową produkcje energii elektrycznej w reaktorach jądrowych dla lat 2002-03 oraz zapotrzebowania na
uran w roku 2003 [11]
Sumaryczne Moce
Generacja Zapotrzebo-
Moce
Moce planowanych
energii wanie na
nowobudowanych
pracujących reaktorów
jądrowej uran
Kraj reaktorów
reaktorów (stan na
(stan na grudzień
(stan na grudzień
2003)
( 2002 ) ( 2003 )
grudzień 2003) 2003)
billion % Ilość MWe Ilość MWe Ilość MWe ton
kWh energii
Argentyna 5.4 7.2 2 935 0 0 1 692 140
Armenia 2.1 41 1 376 0 0 0 0 54
Belgia 44.7 57 7 5728 0 0 0 0 1163
Brazylia 13.8 4.0 2 1855 0 0 1 1245 298
Bułgaria 20.2 47 4 2722 0 0 0 0 339
Kanada 71.0 12 16 11282 1 769 3 1545 1591
Chiny:
- terytorium 23.5 1.4 8 6002 3 2535 4 3800 1216
główne
-Tajwan 33.9 21 6 4884 2 2600 0 0 963
Republika 18.7 25 6 3472 0 0 0 0 487
Czeska
Finlandia 21.4 30 4 2656 0 0 1 1000 549
Francja 415.5 78 59 63293 0 0 0 0 10245
Niemcy 162.3 30 18 20609 0 0 0 0 3810
Węgry 12.8 36 4 1755 0 0 0 0 285
Indie 17.8 3.7 14 2550 8 3728 1 440 299
Iran 0 0 0 0 1 950 1 950 0
Japonia 313.8 39 53 44153 3 3696 12 15858 7561
Korea 0 0 0 0 1 950 1 950 0
Północna
Korea 113.1 39 18 14870 2 1900 8 9200 2843
Południowa
Litwa 12.9 80 2 2370 0 0 0 0 290
Meksyk 9.4 4.1 2 1310 0 0 0 0 232
Holandia 3.7 4.0 1 452 0 0 0 0 112
Pakistan 1.8 2.5 2 425 0 0 1 300 56
Rumunia 5.1 10 1 655 1 655 0 0 90
Rosja 130.0 16 30 20793 6 5575 0 0 2736
Słowacja 18.0 65 6 2472 0 0 0 0 373
Słowenia 5.3 41 1 679 0 0 0 0 130
Afryka 12.0 5.9 2 1842 0 0 0 0 360
Południowa
Hiszpania 60.3 26 9 7405 0 0 0 0 1622
Szwecja 65.6 46 11 9460 0 0 0 0 1536
Szwajcaria 25.7 40 5 3170 0 0 0 0 598
Ukraina 73.4 46 13 11195 2 1900 0 0 1492
Wielka 81.1 22 27 12082 0 0 0 0 2488
Brytania
USA 780.1 20 104 98622 0 0 0 0 21741
Suma: 2574 16 438 360,074 30 25,258 34 35,980 65,699
y
ródło: ANSTO, IAEA, WNA na dzień 01.12.03.
Liczba działających reaktorów na świecie (stan na luty 2003)
IAEA Nuclear Engineering International, handbook [23]
Elektrownie atomowe w konstrukcji (stan na styczeń 2003)
IAEA Nuclear Engineering International, handbook [23]
Liczba działających rektorów - zestawienie ze względu na wiek
IAEA Nuclear Engineering International, handbook [23]
Rozmieszczenie elektrowni atomowych na świecie
Mapa pochodzi z serwisu INSC [17]
Dodatkowo pod adresami:
Europa ; Afryka ; Północna Ameryka ; Południowa Ameryka ; Azja ; Zachodnia Azja ; Wschodnia Azja ; Rosja
dostępne są szczegółowe mapy rozmieszczenia elektrowni jądrowych w poszczególnych rejonach świata.
6. Podsumowanie
Pierwsza komercyjna elektrownia jądrowa rozpoczęła pracę w latach pięćdziesiątych ubiegłego wieku. Na świecie
istnieje obecnie ponad 440 komercyjnych reaktorów energetycznych o sumarycznej mocy rzędu 360 000 MW. Współczesna
energetyka jądrowa dostarcza ok. 16 proc. światowej energii elektrycznej, a ilośc wytwarzanej w ten sposób energii wcią\

rośnie. W 56 krajach wykorzystuje się równie\
ok. 284 reaktory w celach badawczych.
Światowe z
ródła energii elektrycznej (stan na rok 2002) [11]
Korzystanie z energii jądrowej zapobiega bezpośrednio emisji do 2,3 mld ton dwutlenku węgla rocznie, co odpowiada
prawie jednej trzeciej całkowitej ilości CO2 emitowanej obecnie na całym świecie [21].
Udział elektrowni jądrowych w rynku energii elektrycznej w roku 2002
IAEA Nuclear Engineering International, handbook [23]
Choć ponad trzydzieści lat temu energetyka jądrowa została przyjęta entuzjastycznie, obecnie, w niektórych częściach
świata (w tym równie\
Polska), jej przyszłość jest wątpliwa i trudno snuć precyzyjne, długoterminowe przewidywania dotyczące
jej rozwoju. Naukom i technologiom jądrowym wcią\
towarzyszą pewne obawy społeczne. Jednak przedwczesna lub
niepotrzebna rezygnacja z tak istotnego z
ródła energii mo\
e okazać się dla świata niekorzystna.
Zamykając w 1990 roku perspektywy rozwoju energetyki jądrowej w Polsce (wstrzymanie budowy Elektrowni atomowej
w śarnowcu), zaprzepaszczono nie tylko około miliarda dolarów zainwestowanych w tę budowę, ale tak\
e zniszczono kadrę
specjalistów, której odtworzenie będzie trudne i długotrwałe. Wytworzono równie\
w społeczeństwie fałszywy obraz energetyki
jądrowej co wywołało powstanie nieuzasadnionego strachu przed jej wprowadzeniem [6].
Pomimo licznych oporów i przeszkód energetyka jądrowa w wielu krajach rozwija się nadal, chocia\
nie tak szybko, jak
to planowano w latach sześćdziesiątych, kiedy przewidywano wysokie i stale rosnące tempo wzrostu zapotrzebowania na
energię [1],[10].
Znacznym korzyściom współczesnych form uzyskiwania energii jądrowej jest przeciwstawiana mo\
liwość olbrzymich
promieniotwórczych ska\
eń. Prawdopodobieństwo zaistnienia takich katastrof ekologicznych jak w Czarnobylu będzie znikome,
jeśli państwa wytwarzające energię jądrową, dostosują się do wysokich (np. niemieckich) standardów bezpieczeństwa. Dlatego
w spojrzeniu na współczesną energetykę jądrową bezpieczeństwo, konkurencyjność oraz zaufanie społeczne są
najistotniejszymi czynnikami, które zadecydują o jej przyszłości.
Rysunek satyryczny pochodzący z portalu IAEA [11] ukazujący wyraz
ną przewagę energii
atomowej wobec innych form generacji energii
7. Referencje
[1] Zdzisław Celiński, Energetyka jądrowa, Wydawnictwo Naukowe PWN, Warszawa 1991r.
[2] Marian Kiełkiewicz, Podstawy fizyki reaktorów jądrowych, Wydawnictwo Naukowe WNT, Warszawa 1978r.
[3] Adam Strzałkowski Wstęp do fizyki jądra atomowego
[4] S. Glasstone, M. C. Edlund, The Elements of: Nuclear Reactor Theory, MacMillam and CO. Limited, St. Martin's Street
London.
[5] E. Skrzypczak, Z. Szefliński, Wstęp do fizyki jądra atomowego i cząstek elementarnych, Wydawnictwo Naukowe PWN,
Warszawa 1997r.
[6] Andrzej Z. Hrynkiewicz, artykół pt. Skąd brać energię ?; Wiedza i śycie nr 11/2000r.
[7] Lech Mieczysław, Kierunki rozwoju elektrowni jądrowych, Oficyna Wydawnicza Politechniki Wrocławskiej, Wrocław 1997r.
[8] B.M. Jaworski, A.A. Dietław, Poradnik encyklopedyczny - Fizyka, Wydawnictwo Naukowe WNT, Warszawa 1997r.
[9] V. Acosta, C. L. Cowan, B. J. Graham - Podstawy fizyki współczesnej - Państwowe Wydawnictwo Naukowe, Warszawa
1981r.
[10] Kwartalnik naukowo-techniczny Postępy Techniki Jądrowej
[11] http://www.world-nuclear.org
[12] http://www.wano.org.uk
[13] http://www.paa.gov.pl
[14] http://www.nuclear.pl/atomistyka/energetyka/
[15] http://www.ichtj.waw.pl
[16] http://www.clor.waw.pl
[17] http://www.insc.anl.gov
[18] http://www.iea.cyf.gov.pl
[19] http://ww.energetyka.net
[20] http://india.ipj.gov.pl
[21] http://www.atomowe.kei.pl/inne.html - Elektrownie atomowe na swiecie, z wyszczególnieniem elektrowni Niemieckich,
[22] http://www2.ijs.si/~icjt/npps/nppsgo.html - Baza danych dotyczących elektrowni atomowych na całym świecie,
[23] http://www.iaea.org - Międzynarodowa Agencjia Energii Atomowej (International Atomic Energy Agency):
Baza informacji o reaktorach energetycznych
Wykonał: Jakub Sobolewski
ISEP PW, I rok stud. dokt.