Reaktor RBMK

Elektrownia Jądrowa Smoleńsk w Rosji, 3 bloki z reaktorami RBMK (planowano 4) - kliknij by powiększyć

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.

Rys. 1 Widok reaktora RBMK (rysunek zaczerpnięty ze strony internetowej http://www.ptbr.org.pl/Bezpieczenstwo%20elektrowni.pdf)

Dane techniczne typowego reaktora RBMK o mocy 1000 MWe:Rdzeń reaktora Cylindryczny układ grafitu średnica: 12 m

wysokość: 7 m

masa: ok. 1700 t

2488 bloczków grafitowych o wymiarach: 250mm x 250 mm x 250mm z osiowymi otworami na kanały paliwowe

Liczba kanałów paliwowych: 1661

Średnica kanałów paliwowych: 88mm

W każdym kanale paliwowym znajdują się 2 zestawy paliwowe zawierające po 18 prętów paliwowych o długości 3.65m

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.

Rys. 2. Schemat obiegu pierwotnego reaktora RBMK

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%.

Elektrownia Jądrowa Smoleńsk od wewnątrz - kliknij by powiększyć

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

Rys. 3 Układ reaktora RBMK. 1- stos grafitowy, 2-7 struktury metalowe, 8 walczak separatora pary, 9 główne pompy cyrkulacyjne, 10- silnik pompy, 11 zawory odcinające, 12 kolektor wlotowy.

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.