ZAKRES EGZAMINU DYPLOMOWEGO

dla kierunku studiów

ENERGETYKA

studia I stopnia inżynierskie

specjalność energetyka cieplna i jądrowa

Zagadnienia konstrukcyjno-technologiczne
1. 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
parametry pary	ciśnienie
	temperatura

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.

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
parametry pary	ciśnienie
	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+²³⁸U→²³⁹U+γ

²³⁹U→²³⁹Np→²³⁹Pu

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:

para jest znacznie gorszym chłodziwem niż woda, a więc paliwo zaczyna się podgrzewać i temperatura rośnie
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
parametry pary	ciśnienie
	temperatura

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 źródeł 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
parametry pary	ciśnienie
	temperatura

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.

Wskaźnik 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
parametry pary	ciśnienie
	temperatura

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
parametry pary	ciśnienie
	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 źródła 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 gałąź 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 źródła 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 źródło 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 źródłem 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

VHTR - chłodziwem jest hel
SCWR - rolę chłodziwa i moderatora pełni lekka woda
MSR - chłodziwem są stopione sole

ED Zagadnienia konstrukcje Reaktory

ENERGETYKA