Podstawowe rodzaje reaktorów jądrowych cz. 1.pdf

ROZDZIAŁ V. PODSTAWOWE

RODZAJE REAKTORÓW

JĄDROWYCH

7.1 Podstawy klasyfikacji

Zgodnie z opisem pracy reaktora, podanym w poprzednim rozdziale, widać, że podstawami

klasyfikacji mogą być rodzaje użytych reakcji i zespołów. W Tabeli 7.1 podajemy takie

właśnie rozróżnienia.

Tabela 7.1. Klasyfikacja reaktorów 1

Cecha

Rodzaj reaktora

Energia neutronów wywołujących

rozszczepienie

1. reaktor termiczny, tj. wykorzystujący

neutrony termiczne, a w każdym razie

o energiach poniżej ok. 100 eV

2. reaktor pracujący na neutronach

prędkich o energiach głównie w

zakresie 50 – 100 keV

Paliwo jądrowe (w postaci metalu, węglików

lub tlenków, ceramik)

1. reaktor pracujący na uranie

naturalnym

2. reaktor pracujący na uranie

wzbogaconym

3. reaktor pracujący na 239 Pu

4. reaktor pracujący na 232 Th (ściślej –

233 U)

Rozmieszczenie paliwa jądrowego

1. reaktor jednorodny

2. reaktor niejednorodny

moderator

1. reaktor wodny

2. reaktor ciężkowodny

3. reaktor z moderatorem berylowym

4. reaktor grafitowy

5. reaktor bez moderatora (prędki)

chłodziwo

1. reaktor chłodzony wodą lub inną

cieczą

2. reaktor chłodzony gazem (powietrze,

hel, CO 2 , gaz dysocjujący)

3. reaktor chłodzony ciekłym metalem

(ciekły sód i jego stopy, potas, bizmut)

Basen wodny

1. reaktor basenowy ( swimming pool )

2. inny

Warunki pracy rdzenia reaktora

1. reaktor typu zbiornikowego

2. reaktor typukanałowego

zastosowania

1. reaktor badawczy

2. reaktor energetyczny

3. reaktor powielający

1 S.Szczeniowski, Fizyka Doświadczalna, cz. V.2. Fizyka jądrowa , PWN, Warszawa (1960); J.Mika w

Encykopedii Fizyki Współczesnej , PWN, Warszawa (1983)

Wiele rozwiązań ma już charakter raczej historyczny, jak choćby reaktor jednorodny, czy

reaktory chłodzone dwutlenkiem węgla lub związkami organicznymi. Podstawowy podział

dotyczy raczej bezpośrednich zastosowań reaktora, a więc

reaktor, jako narzędzie produkujące silne strumienie neutronów wykorzystywane do

prowadzenia badań podstawowych na wiązkach neutronów, produkcji izotopów

promieniotwórczych dla nauki, techniki i medycyny, a także do zmian własności

materiałów (np. półprzewodników, koloru minerałów itp.)

reaktor jako urządzenie produkujące energię na skalę przemysłową – reaktor

energetyczny.

W kolejnych paragrafach omówimy podstawowe rodzaje reaktorów energetycznych:

- Reaktorwodno-ciśnieniowy PWR (od ang. Pressurized Water Reactor )

- Reaktor z wrzącą wodą BWR ( Boiling Water Reactor )

- Reaktorchłodzony gazem AGR ( Advanced Gas-cooled Reactor )

- Reaktorykanałowe RBMK i CANDU

- Reaktorpowielający FBR ( Fast Breeder Reactor )

- Reaktor wysokotemperaturowy THTR ( Thorium High Temperature Reactor )

a w dalszej kolejności zajmiemy się reaktorami doświadczalnymi, w tym także impulsowymi

źródłami neutronów.

7.2 Reaktor wodno-ciśnieniowy PWR

Zbiornik ciśnieniowy

Stabilizator ciśnienia

Pręty

sterujące

Wytwornica pary

Turbina

parowa

Generator

prądu

Pręty

paliwowe

skraplacz

Obieg chłodzący

Rys. 7.1 Schemat reaktora wodno-ciśnieniowego

Reaktory tego typu są obecnie najbardziej rozpowszechnionymi reaktorami energetycznymi.

Są one także używane na statkach i łodziach podwodnych z napędem atomowym. Schemat

reaktora PWR przedstawiony jest na rys. 7.1. Widać, że jest to reaktor typu zbiornikowego, w

którym cały rdzeń umieszczony jest wewnątrz zbiornika ciśnieniowego z basenem wodnym.

Woda w reaktorze PWR pełni rolę zarówno chłodziwa, jak i moderatora. Aby maksymalnie

zwiększyć sprawność turbiny parowej, dąży się do wytworzenia pary o możliwie wysokiej

temperaturze i ciśnieniu. Z tego względu woda chłodząca biegnie pod ciśnieniem ok. 15 MPa

i ma temperaturę ok. 280 o C. Podczas chłodzenia rdzenia jej temperatura wzrasta do ok.

330 o C. Ze względu na wysokie ciśnienia, w układzie obiegu chłodzącego musi być

wmontowany stabilizator ciśnienia. Jego praca opiera się prostej zasadzie: jeśli ciśnienie

wody w obiegu spada, woda w stabilizatorze jest podgrzewana, powstaje więc w nim więcej

pary, która zwiększa ciśnienie w obiegu wody. Na odwrót, jeśli ciśnienie w tym obiegu jest

zbyt duże, otwiera się w stabilizatorze ciśnienia zawór, którym wypuszcza się nadmiar pary.

Ta przechodzi do zbiornika zrzutowego zamieniając się po drodze w wodę. Warto zwrócić

uwagę na tempo przepływu wody: biegnie ona z prędkością 2 ok. 4 - 4,5 m/s, tak że przez

rdzeń reaktora przepompowuje się ok. 20 000 kg wody na sekundę. Zarówno zawór, jak i

zbiornik zrzutowy nie został pokazany na rysunku dla zachowania przejrzystości schematu. Z

tego samego powodu nie pokazujemy, że obieg chłodzenia w rzeczywistym reaktorze składa

się z kilku obiegów, a nie tylko jednego, jak sugerowałby rys. 7.1.

Typowa średnica rdzenia reaktora, którego moc cieplna wynosi ok. 3500 MW, to 3-4 m,

wysokość zaś, to 2,5-3,5 m. Zbiornik ciśnieniowy reaktora, wykonany z grubej (20-30 cm)

stali ma średnicę 4-5 m i wysokość 12-15 m. Od wewnątrz zbiornik wyłożony jest stalą

nierdzewną.

Paliwo do tego typu reaktora jest z reguły wykonane w postaci pastylek z dwutlenku uranu,

zamkniętych w koszulce z cyrkonu (stopu o nazwie Zircaloy) lub stali nierdzewnej. Aby

zapewnić maksymalną powierzchnię prętów, gwarantującą dobre warunki chłodzenia, pręty

paliwowe mają niewielką średnicę ok. 10 mm. W podanych wyżej warunkach chłodzenia

wewnątrz rdzenia wydziela się ciepło o gęstości mocy rzędu 100 kW/dm 3 .

W typowych rozwiązaniach reaktorów PWR wytwornice pary są zamknięte w zbiornikach

pionowych, jak na rys. 7.1. W radzieckim analogu reaktorów PWR, których skrótem jest

WWER (od ros. Wodno-Wodjannyj Energieticzeskij Rieaktor ) zbiorniki wytwornic pary są

ułożone poziomo.

Nie ulega wątpliwości, że wszystkie pompy tłoczące, wszystkie liczne zawory muszą spełniać

wysokie wymogi bezpieczeństwa. Zawory muszą szybko reagować na wszelkie pęknięcia w

rurociągach, aby nie dopuścić do wycieku wody z obiegu chłodzącego. Należy być także

przygotowanym na wyciek wody ze zbiornika (basenu) reaktora. W takich wypadkach

konieczną rzeczą jest zapewnienie możliwie szybkiej dostawy wody do zbiornika reaktora.

Służy do tego wysoko-ciśnieniowy zbiornik zapasowej wody, a że objętość tego zbiornika z

natury rzeczy nie może być zbyt wielka, w układzie awaryjnego chłodzenia znajdują się także

zbiornik średnio- i niskociśnieniowy. Wszystkie te zbiorniki są zwielokrotnione – z reguły

mamy po 2-3 zbiorniki każdego rodzaju, na wypadek, gdyby z któregoś zbiornika nie można

było przepompować wody do basenu reaktora. Samo pompowanie wykonywane jest

klasycznie przez pompy elektryczne, co oznacza konieczność instalacji tylu pomp, ile jest

2 wszystkie przytoczone tu dane liczbowe wzięte z monografii R.Kiełkiewicza, Teoria reaktorów jądrowych ,

PWN, Warszawa, (1987)

zbiorników, a ponadto generatora typu Diesel do każdej pompy na wypadek awarii dostawy

prądu w sieci.

Reaktor wraz z obiegami chłodzenia znajduje się w budynku odpowiednio mocnej konstrukcji

ze sprężonego betonu, wewnątrz którego buduje się czasem dodatkowy rodzaj ekranu.

Budynek ten, noszący nazwę obudowy bezpieczeństwa, pełni bardzo istotną rolę, gdyż w

wypadku maksymalnej możliwej awarii nie dopuszcza do wydostania się materiałów

promieniotwórczych na zewnątrz. Aby takie wydostawanie maksymalnie utrudnić, w

wypadku awarii przestrzeń pomiędzy obudową bezpieczeństwa, a wspomnianym ekranem

zalewa się wodą.

Ponieważ podstawowa awaria reaktora, którą się rozważa, polega na przegrzaniu rdzenia, w

krótkim czasie może wokół reaktora i w jego obiegach chłodzenia wytworzyć się silna fala

ciśnieniowa pary wodnej. Konstrukcje budynku i rurociągów muszą pozwolić choćby na

krótką odporność na wysokie ciśnienie, natomiast rozwiązaniem, które można zastosować jest

choćby to, które miało pracować w budowanej elektrowni w Żarnowcu, a mianowicie wieży

lokalizacji awarii , widoczna na rys. 1.16 z prawej strony. Wieża ta składała się z wielu pięter

ze zbiornikami wodnymi (rodzajem kuwet), przez które miała przechodzić para. Podczas

przechodzenia para skraplała się, co powodowało szybki spadek jej ciśnienia.

Na koniec wspomnimy jeszcze o dwóch innych układach związanych z bezpieczną pracą

reaktora. Jeden to układ gospodarki borem, drugi – wodorem. Bor służy do wprowadzenia go

do basenu reaktora w sytuacji awaryjnej. Jako materiał o bardzo wysokiej wartości przekroju

czynnego na pochłanianie neutronów termicznych powoduje przyspieszenie akcji zatrzymania

reakcji łańcuchowej. Drugi układ związany jest z kontrolowaniem procesu radiolizy wody, a

więc rozpadu cząsteczek wody pod wpływem promieniowania. Układ ten ma nie dopuszczać

do grożącego wybuchem niekontrolowanego łączenia się wodoru z tlenem.

Jak z powyższego wynika, niezależnie od problemu zoptymalizowania pracy reaktora dla

osiągnięcia maksymalnej mocy cieplnej, a dalej elektrycznej ( nota bene przy mocy cieplnej

3400 MW otrzymywana moc elektryczna, to ok. 1100 MWe, a więc sprawność układu jest na

poziomie 33%), podstawową troską konstruktorów jest zapewnienie maksymalnego

bezpieczeństwa pracy całego układu. Rzeczywiście, przy obecnych założeniach

projektowych, przegrzanie rdzenia z maksymalnie możliwą awarią nie może przekraczać

jednego takiego zdarzenia na 100 000 lat pracy reaktora!

7.3 Reaktor z wrzącą wodą – BWR

Reaktor z wrzącą wodą (albo reaktor wrzący ) jest także często na świecie spotykanym

rozwiązaniem. Typowy schemat reaktora BWR pokazany jest na rys. 7.2. Jego najistotniejszą

cechą jest to, że wodę w rdzeniu reaktora doprowadza się do wrzenia, na wyjściu z reaktora

zaś mamy parę nasyconą napędzającą turbinę parową. W odróżnieniu od reaktora PWR tutaj

nie woda lecz para wodna jest zarówno chłodziwem, jak i tzw. czynnikiem roboczym –

wytwornice pary nie są potrzebne, gdyż ta jest wytwarzana już wewnątrz reaktora. Nie należy

stąd bynajmniej wnosić, że cała woda wpompowywana do zbiornika opuszcza go. W

rzeczywistości konstrukcje obiegów wodnych są takie, że na zewnątrz wydostaje się około

1/3 wody przepływającej przez rdzeń. Równie ważną rzeczą jest uświadomienie sobie, że

para poruszająca turbinę powinna być parą suchą, co oznacza, że wytworzona pierwotnie para

musi zostać wpierw osuszona. Dzieje się to w odpowiednich separatorach wilgoci, w których

powoduje się zawirowania pary. W ich wyniku kropelki wody, jako cięższe, wylatują na

zewnątrz, gdzie się skraplają i trafiają ponownie do obiegu chłodzenia. Reszta podlega

jeszcze dalszemu osuszeniu, tak że wilgotność pary opuszczającej zbiornik reaktora jest

rzędu 0,3%. Istnienie układu separatorów wilgoci i osuszaczy pary powoduje, że pręty

sterujące należy wprowadzać do reaktora od dołu.

Rys. 7.2 Schemat reaktora typu BWR

Brak zamkniętego obiegu pierwotnego, a więc uproszczenie konstrukcji, jest wprawdzie

zaletą, niemniej jednak ma to także i wadę, gdyż para poruszająca turbinę może zawierać

związki promieniotwórcze, a to z kolei każe zwiększać bezpieczeństwo radiacyjne oraz

utrudnia prowadzenie konserwacji i remontów.

Para wodna, jako ośrodek o mniejszej gęstości niż sama woda, stanowi także gorszy

moderator, musi być go zatem w rdzeniu relatywnie więcej. Reaktor BWR będzie zatem miał

z reguły rzadszą siatkę prętów paliwowych. Ponadto, woda jest lepszym chłodziwem niż

mieszanka wody i pary, co oznacza konieczność zwiększania w tym typie reaktora

powierzchni elementów paliwowych. Elementy te będą miały zatem większe średnice niż w

reaktorach typu PWR. To z kolei pociąga zmniejszenie się gęstości mocy wewnątrz reaktora,

konieczność zwiększania rozmiaru rdzenia (dla tej samej mocy co odpowiedni reaktor PWR).

Ciśnienie w obiegach wodnych wynosi tu ok. 7 MPa, a więc jest dwukrotnie mniejsze niż w

reaktorach PWR.

Podobnie, jak w reaktorach typu PWR, tutaj także mamy do czynienia z bardzo

rozbudowanymi układami bezpieczeństwa. Rys. 7.3 pokazuje stosowany system barier

technologicznych stanowiących o bezpieczeństwie reaktora.

7.4 Reaktory kanałowe RBMK i CANDU

Ze względu na szczególną rolę jaką odegrał pracujący w Czarnobylu (Ukraina) reaktor

RBMK (od ros. Rieaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj ) musimy mu poświęcić oddzielny

paragraf. Dla kontrastu opiszemy pokrótce także działający bezpiecznie reaktor kanałowy

CANDU (od CANadian Deuterium Uranium ).

Plik z chomika:

Inne pliki z tego folderu:

Inne foldery tego chomika: