ROZDZIAŁ VII. Kierunki rozwoju energii jądrowej. Produkcja energii w reaktorach fuzji jądrowejj TECHNICAL UNIVERSITY OF CZĘSTOCHOWA

Transkrypt

1

2 Kierunki rozwoju energii jądrowej. Produkcja energii w reaktorach fuzji jądrowejj

3 1. DOTYCHCZASOWE ROZWIĄZANIA KONSTRUKCYJNE REAKTORÓW ENERGETYCZNYCH Do podstawowych rozwiązań konstrukcyjnych reaktorów energetycznych należą reaktory zbiornikowe (PWR, BWR) oraz kanałowe (RBMK, CANDU) - obydwa te rozwiązania przedstawiono na rys.1. W reaktorach zbiornikowych rdzeń jest zamknięty w grubościennym zbiorniku stalowym przystosowanym do wytrzymywania ciśnień rzędu 15 MPa, natomiast w reaktorach kanałowych pod wysokim ciśnieniem znajdują się jedynie kanały o niewielkiej średnicy, zawierające pojedyncze zestawy paliwowe. Rys. 1. Zasada budowy reaktora kanałowego (a) i zbiornikowego (b) [1]: 1 - rdzeń reaktora. 2 - zespół paliwowy, 3 - moderator, 4 - ciśnieniowe kanały paliwowe. 5 - kolektory wodne, 6 - ciśnieniowy zbiornik reaktora

4 l.l. REAKTOR ZBIORNIKOWY Z WODĄ POD CIŚNIENIEM - PWR Najliczniej reprezentowane w elektrowniach zawodowych są obecnie ciśnieniowe reaktory wodne PWR (WWER) posiadające 266 GW(e), (65%) sumarycznej mocy zainstalowanej na świecie [2]. W reaktorze tego typu ciepło odprowadza się do wytwornicy pary za pomocą wody pod wysokim ciśnieniem, nie pozwalając na wystąpienie wrzenia w obiegu chłodzenia rdzenia. W reaktorze tego typu lekka woda. w której jest zanurzony rdzeń, spełnia potrójną rolę: chłodziwa, moderatora i reflektora. Reaktor taki jest zatem reaktorem termicznym. Woda, jako doskonałe chłodziwo, odznacza się dobrymi właściwościami termodynamicznymi, fizycznymi i jądrowymi. Poza tym jest tania, bezpieczna i ogólnie dostępna. Spowalnia skutecznie neutrony dzięki dużemu przekrojowi czynnemu na rozpraszanie, ze względu zaś na obecność wodoru powoduje znaczne ich pochłanianie. Narzuca to konieczność stosowania paliwa uranowego, lekko wzbogaconego (3 4% 235 U) [1], ponieważ przy użyciu uranu naturalnego nie osiągnęłoby się stanu krytycznego. Poważną wadą wody jest jednak silne oddziaływanie korozyjne, szczególnie w wysokich temperaturach. Reaktory PWR pracują w systemie dwuobiegowym (rys. 2). Podstawowymi elementami obiegu pierwotnego są: zbiornik reaktora wraz z rdzeniem, wymiennik ciepła (zwany wytwornicą lub generatorem pary), pompa wodna i stabilizator ciśnienia.

5 Rys. 2. Schemat ideowy elektrowni jądrowej z reaktorem wodnym PWR [3]: 1 -reaktor, 2- stabilizator ciśnienia, 3 - wytwornica pary, 4-główna pompa obiegowa, 5-turbozespół, 6-separator wilgoci i przegrzewacz międzystopniowy, 7 - skraplacz, 8 - pompa skroplin, 9 - podgrzewacz regeneracyjny niskiego ciśnienia odgazowywacz, 11 -pompa wody zasilającej, 12 - podgrzewacz regeneracyjny wysokiego ciśnienia

6 Ze względu na ograniczone moce maksymalne wytwornic pary, obieg pierwotny reaktorów PWR jest podzielony zwykle na kilka pętli pracujących równocześnie. Pętlą nazywa się komplet urządzeń obiegu pierwotnego, połączonych rurociągami z zamkniętym obiegiem wody, wypływającej ze zbiornika reaktora i powracającej do niego (rys. 3). Przykładowo, dla reaktora o mocy 900 MW, pracującego we Francji, zastosowano obieg pierwotny trzypętlowy, natomiast w reaktorach amerykańskich, o mocy elektrycznej MW, liczba pętli wynosi od 2 do 4. Rys. 3. Przykład usytuowania przestrzennego elementów obiegu pierwotnego reaktora PWR (firmy Westinghouse) [1]: 1 -zbiornik reaktora, 2- wytwornica pary, 3-pompa cyrkulacyjna, 4- stabilizator ciśnienia, 5 - doprowadzenie wody, 6 - odprowadzenie pary

7 Rdzeń i paliwo reaktora. Podstawowym elementem reaktora jest jego rdzeń, składający się z dużej liczby prętów paliwowych (rys. 4). Pręt taki to cienkościenna rurka (koszulka), grubości ścianki ok. 0,6 mm, wykonana ze stopów cyrkonu (najczęściej Zircaloy 2), w której szczelnie zamknięty jest dwutlenek uranu UO 2, w kształcie pastylek o średnicy ok. 9 mm. Zabezpiecza to, w czasie pracy, przed wydostawaniem się promieniotwórczych produktów rozszczepienia na zewnątrz do chłodziwa. Długość pręta wynosi około 2,5 3,6 m, natomiast średnica zewnętrzna 11 mm. Grupowane są one w kasetach o przekroju kwadratowym lub sześciokątnym, w których znajduje się kilkaset elementów paliwowych.

8 Rys. 4. Rdzeń i zestaw paliwowy reaktora PWR [1]: a) przekrój poziomy rdzenia, b) przekrój poziomy przez zestaw paliwowy, c) widok zestawu paliwowego z zespołem prętów regulacyjnych: 1 -ściana zbiornika reaktora. 2-zestaw paliwowy, 3 -zestaw paliwowy z zespołem prętów regulacyjnych, 4 - kosz rdzenia. 5 - osłona termiczna, 6 - osie króćców wylotowych i wlotowych wody chłodzącej, 7 - pręt paliwowy, 8 - pręt regulacyjny, 9 - zespół prętów regulacyjnych, 10 - prowadnice prętów regulacyjnych, 11 - siatka dystansująca

9 Rdzeń jest umieszczony w cylindrycznej części zbiornika poniżej króćców wlotowych i wylotowych chłodziwa, powyżej zaś półkulistego dna. Osłonę termiczną tworzy pierścieniowy element stalowy (jeden lub więcej) ulokowany pomiędzy ścianką zbiornika a rdzeniem. Powstałą w ten sposób szczeliną jest doprowadzane chłodziwo na spód zbiornika pod rdzeń (rys. 6). Osłona stanowi ochronę dla zbiornika, osłabiającą w znacznej mierze natężenie promieniowania gamma i w pewnym stopniu neutronów prędkich, zmniejszając tym naprężenia termiczne w ściankach zbiornika. Rys. 6. Przekrój przez zbiornik ciśnieniowy reaktora PWR firmy Westinghouse [5]: 1 -napęd prętów regulacyjnych, 2 - pokrywa reaktora, 3 - osłona pręta regulacyjnego, 4 - prowadnica pręta regulacyjne go, 5 - cylindryczna osłona rdzenia, 6 - element nośny, 7 - wałek pręta regulacyjnego, 8 - wlot chłodziwa, 9 - wylot chłodziwa, 10 - zbiornik reaktora, 11 - górna płyta rdzenia, 12 - przegroda, 13 - dolna płyta rdzenia, 14 - element paliwowy, 15 - osłona termiczna, 16 - płyta nośna rdzenia, 17 - osiowe prowadzenie, 18 - wprowadzenie czujników pomiarowych

10 Wytwornica pary. W skład każdej pętli obiegu chłodzenia reaktora PWR wchodzi pionowa wytwornica pary (rys. 7), pracująca w układzie zamkniętym. Oznacza to, że radioaktywne chłodziwo w obiegu reaktora jest oddzielone całkowicie od obiegu parowego. Chłodziwo o wysokim ciśnieniu i temperaturze wypływa z reaktora do wytwornicy pary przez komorę rozdzielczą. Przepływa wewnątrz U-rurek, przekazując przez ścianki rur ciepło wytworzone w reaktorze mieszaninie parowo-wodnej układu wtórnego znajdującej się w przestrzeni międzyrurkowej. Następnie poprzez kolektor wylotowy wraca do pętli obiegowej. Podstawowymi częściami wytwornicy pary są odparowywacz i walczak parowy. Sekcję odparowywacza tworzy wiązka U- rurek wykonanych z Inconelu. Rys. 7. Wytwornica pary firmy Westinghouse [4J: 1 - wlot chłodziwa obiegu pierwotnego, 2 - wlot wody zasilającej, 3 - wzmocnienie przeciw wibracyjne, 4 - przegroda, 5 - właz kontrolny, 6 - łapy wsporcze, 7 - wylot chłodziwa obiegu pierwotnego, 8 - wylot pary do turbiny, 9 - oddzielacz pary, 10 - odśrodkowy oddzielacz pary, 11 - górna część płaszcza, 12 - wiązka rurek, 13 - wsporniki rurek, 14 - dolna część płaszcza, 15 - płyta sitowa, 16 - głowica komory rozdzielczej

11 1.3. REAKTOR ZBIORNIKOWY Z WRZĄCĄ WODĄ -BWR Reaktory wrzące" BWR są, oprócz reaktorów wodno-ciśnieniowych, najczęściej stosowane w elektrowniach jądrowych (~90 GW(e) - sumarycznej mocy zainstalowanej na świecie [2]). Układ elektrowni jest bardzo zbliżony do układu elektrowni opalanej węglem, w której rolę kotła przejmuje reaktor. Elektrownia z reaktorem BWR pracuje więc w systemie jednoobiegowym, zwanym również obiegiem bezpośrednim (rys. 14). W reaktorach BWR woda chłodząca reaktor pełni rolę nie tylko moderatora, ale również czynnika roboczego w cyklu parowo-wodnym. Rolę wytwornicy pary pełni tutaj sam reaktor. tzn. że wytworzona w reaktorze para jest kierowana bezpośrednio do turbiny. Podczas doprowadzenia wody chłodzącej do wrzenia odbiór mocy z rdzenia staje się bardziej efektywny i dlatego w reaktorze BWR można przepompować mniej wody przez rdzeń. Stosuje się w tym celu pompy strumienicowe, które współpracując z zewnętrznymi pompami obiegowymi umożliwiają ograniczenie do minimum ilości chłodziwa, krążącego na zewnątrz zbiornika. Zwiększają one również cyrkulację wody w rdzeniu, która przepływając komorą opadową w dół, a następnie przez rdzeń do góry, odbiera ciepło od elementów paliwowych. Dalej, już jako mieszanina parowo wodna, przepływa przez separatory wilgoci i osuszacze pary, by jej wilgotność była jak najmniejsza. Na wyjściu ze zbiornika uzyskuje się parę nasyconą o wilgotności 0,3%, temperaturze ok. 280 C i ciśnieniu około 7 MPa [5].

12 Rys. 14. Schemat ideowy elektrowni z reaktorem BWR [3]: 1 - reaktor, 2 - pompa cyrkulacyjna, 3 - turbozespół, 4 - separator wilgoci i przegrzewacz międzystopniowy, 5 - skraplacz, 6 - pompa skroplin, 7 -układ oczyszczania skroplin, 8 - podgrzewacz regeneracyjny niskiego ciśnienia, 9 - odgazowywacz, 10 - pompa wody zasilającej, 11 - podgrzewacz regeneracyjny wysokiego ciśnienia

13 Rdzeń i paliwo reaktora. Rdzeń reaktora tworzy zestaw złożony z dużej liczby, pionowo ustawionych, zespołów paliwowych. Pręty paliwowe, zbudowane w podobny sposób i z podobnych materiałów jak w reaktorze PWR, są wypełnione dwutlenkiem uranu UO 2 o wzbogaceniu nie przekraczającym 2,5%. Ich średnica zewnętrzna przekracza 14 mm, długość mieści się w granicy 3 3,6 m, natomiast średnica pastylek paliwowych wynosi od 12,4 do 14,2 mm [5]. Zespoły paliwowe są umieszczone w kasetach wykonanych z blachy, ze stopów cyrkonu, otwartych od dołu i od góry, dzięki czemu kierują przepływem wody wzdłuż całego zespołu. Kasety paliwowe, tworzące rdzeń, są łączone w moduły po 4 kasety, między którymi znajdują się krzyżowe elementy regulacyjne (rys. 15).

14 Rys. 15. Konfiguracja zestawów paliwowych w reaktorze BWR [1]: a) przekrój poziomy rdzenia, b) przekrój modułu paliwowego, c) krzyżowy element regulacyjny: 1 - krzyżowy element regulacyjny, 2 - detektor wewnątrzrdzeniowy, 3 - moduł paliwowy w rdzeniu, 4 - kaseta paliwowa, 5 - pręt paliwowy, 6 - kanał wodny, 7 - pręt ściągający, 8 - pręt z pochłaniaczami neutronów, 9 - uchwyt, 10 trzpień sprzęgany z napędem elementu regulacyjnego

15 Rys. 16. Reaktor wodny wrzący [5]: 1 - pokrywa reaktora, 2 - kołnierz, 3 - zespół osuszacza pary, 4 - pomiar ciśnienia pary, 5 - króciec wylotowy pary, 6 - separator wilgoci, 7 - kolektor doprowadzający wodę zasilającą, 8 - króciec wody zasilającej, 9 - króciec doprowadzający awaryjnego układu zraszania rdzenia, 10 - kolektory awaryjnych układów chłodzenia rdzenia, 11 - górna płyta rdzenia, 12 - element paliwowy, 13 - pręt regulacyjny, 14 - płytowy element kompensacyjny, 15 - pompa strumieniowa, 16 - cylindryczna osłona rdzenia, 17 - dolna płyta rdzenia, 18 - króciec wlotowy obiegu recyrkulacji, 19 - króciec wylotowy układu recyrkulacji, 20 - prowadnica prętów regulacyjnych, 21 - zbiornik reaktora

16 1.4. LEKKOWODNY REAKTOR KANAŁOWY RBMK Reaktor typu RBMK z moderatorem grafitowym jest zaliczany do reaktorów z wrzącą wodą. W reaktorze tym, w odróżnieniu od reaktorów zbiornikowych, pod wysokim ciśnieniem znajdują się jedynie kanały o niewielkiej średnicy zawierające zestawy paliwowe. Blok pracuje z jednym obiegiem technologicznym (rys. 17). W separatorach następuje separacja wody z mieszaniny parowo-wodnej wypływającej z reaktora. Para nasycona o temp. 280 C i ciśnieniu 6,5 MPa jest doprowadzana do dwóch turbogeneratorów o mocy 500 MW każdy. Skroplona w kondensatorze para jest kierowana z powrotem do reaktora. Pręt paliwowy jest rurką o średnicy zewnętrznej 13,6 mm i grubości ścianki 0,9 mm wykonaną ze stopu cyrkonu z niobem, wypełnioną pastylkami paliwowymi z UO 2 wzbogaconego do 1,8%. Czas przebywania w rdzeniu wynosi 3 lata [1]. Kanały paliwowe wykonuje się z rur o wymiarach 88x4 mm (rys.18). Centralna część kanału, przechodząca przez rdzeń jest wykonana ze stopu cyrkonu z niobem (Nb 2,5%), natomiast dolna i górna część ze stali nierdzewnej. W każdym kanale umieszczono zestaw paliwowy, zawierający po kilkanaście prętów paliwowych. Rdzeń reaktora jest umieszczony w betonowej studni, której wymiary wynoszą 21,6x21,6x25,5 m (rys. 19). Rdzeń reaktora tworzy zespół bloków grafitowych (moderator neutronów) o wymiarach 250x250 mm z pionowymi otworami na kanały paliwowe [5].

17 Rys. 17. Schemat ideowy elektrowni jądrowej z reaktorem lekkowodnym RBMK [2]: 1 - rdzeń reaktora. 2 - kanał paliwowy, 3 - osłona, 4 - pompa chłodziwa, 5 - separator pary

18 1.5. CIĘŻKOWODNY REAKTOR KANAŁOWY - CANDU W reaktorach typu CANDU, konstrukcji kanadyjskiej, rolę moderatora oraz chłodziwa pełni ciężka woda. Pracują one w systemie dwuobiegowym z ciśnieniowym obiegiem pierwotnym, podobnie jak reaktor PWR przedstawiony na rys. 20. Zespól paliwowy. Wiązki prętów, zawierające od 19 do 28 elementów paliwowych, w porównaniu do stosowanych w reaktorach LWR są krótsze i o znacznie prostszej konstrukcji. Paliwo ma również postać pastylek ceramicznych zamkniętych szczelnie w koszulkach ze stopu cyrkonu o średnicy zewnętrznej 15,2 mm [1]. Rdzeń reaktora. Rdzeń znajduje się w dużym, cylindrycznym, niskociśnieniowym zbiorniku stalowym. Zbiornik ten, nazywany kalandrią, jest położony na boku (rys.21) i wypełniony ciężką wodą, która pełni rolę moderatora. Przez zbiornik przechodzi kilkaset poziomych, równoległych do osi cylindra, ciśnieniowych kanałów paliwowych, zawierających paliwo w postaci uranu naturalnego.

19 Rys. 20. Schemat ideowy elektrowni jądrowej z reaktorem ciężkowodnym CANDU [2]: 1 - rdzeń reaktora, 2 - kanał paliwowy, 3 - osłona, 4 - pompa chłodziwa, 5 - wytwornica pary D 2 0-H 2 0, 6 - stabilizator ciśnienia w obiegu chłodziwa D 2 O, 7 - pompa obiegu moderatora, 8 - wymiennik ciepła w obiegu moderatora, 9 - podgrzewacz regeneracyjny wysokiego ciśnienia, 10 - pompy wody zasilającej, 11 - odgazowywacz, 12 - podgrzewacz regeneracyjny niskiego ciśnienia, 13 - pompa skroplin, 14 - skraplacz, I5 - turbozespół, 16 - separator wilgoci i przegrzewacz międzystopniowy

20 Rys. 21. Reaktor ciężkowodny typu kanałowego [5]: I - zbiornik moderatora, 2 - elementy usztywniające zbiornika ciężkiej wody, 3 - pręty regulacyjne i awaryjne, 4 - rurociąg helowej atmosfery ochronnej, 5 (11) - chłodzenie osłony czołowej, 6 - doprowadzenie D 2 0 do układu awaryjnego chłodzenia rdzenia, 7 - przewody doprowadzające chłodziwo, 8 - osłona ścianek zbiornika, 9 - króćce spustowe, 10 - do-prowadzenie D 2 O, 12 - zewnętrzne dno sitowe osłony czołowej, 13 - przegrody, 14 - osłona czołowa, 15 - wewnętrzne dno sitowe osłony czołowej

21 1.6. REAKTOR PRĘDKI I POWIELAJĄCY Rozszczepienia jąder w reaktorze prędkim są dokonywane przez neutrony prędkie o energii 0,05=0,1 MeV. Aby mogło to nastąpić, paliwo w rdzeniu powinno mieć dostateczny udział izotopu rozszczepialnego. W reaktorach prędkich, rdzeń zawierający wysokowzbogacone paliwo w postaci mieszaniny tlenków uranu i plutonu, jest otoczony płaszczem z uranu naturalnego lub zubożonego, który stanowi materiał paliworodny. Materiały paliworodne, pochłaniając neutrony, przekształcają się w materiały rozszczepialne. Reaktory prędkie zapewniają więc korzystne warunki do reakcji powielania paliwa, tzn. wytwarzania więcej nowego materiału rozszczepialnego, niż ilość materiałów rozszczepialnych zużytych podczas pracy. Stwarzają tym samym możliwość zaspokojenia potrzeb ludzkości w zakresie paliw jądrowych na setki lat. Reaktory prędkie działają bez moderatora, zatem rdzeń reaktora ma wymiary znacznie mniejsze od wymiarów rdzenia reaktora termicznego. Gęstość mocy cieplnej reaktora jest bardzo duża i przy stosowaniu znacznego wzbogacenia (ok %) paliwa wynosi kilkaset MW/m 3 objętości rdzenia. Brak moderatora i duża gęstość mocy stawiają wysokie wymagania dla chłodziwa reaktora. Obecnie najczęściej stosowanym chłodziwem jest ciekły sód, ze względu na mały przekrój czynny na rozpraszanie i absorpcję neutronów oraz bardzo dobre właściwości odprowadzania ciepła. Sód ponadto charakteryzuje się wysoką temperaturą wrzenia (883 C), pozwalającą na stosowanie ciśnień atmosferycznych w zbiorniku reaktora, i małą korozyjnością. Ze względu jednak na toksyczność, radioaktywność i wybuchową reakcję sodu z wodą jest wymagane niezwykle staranne wykonanie szczelnych wymienników sód-woda. Ponadto sód, pochłaniając neutrony w rdzeniu, przechodzi w izotop emitujący promieniowanie β, o okresie połowicznego rozpadu ok. 15 h. Zmusza to do stosowania pośredniego obiegu chłodzenia między obiegiem pierwotnym (reaktorowym) a roboczym.

22 Reaktor prędki chłodzony sodem - LMFBR. Najbardziej zaawansowanym w rozwoju spośród reaktorów prędkich powielających jest reaktor chłodzony ciekłym sodem LMFBR. Reaktor ten wymaga zastosowania trzech obiegów chłodzenia: pierwotnego - zawierającego sód radioaktywny, pośredniego - zawierającego sód nieaktywny i wtórnego (roboczy) o obiegu parowo-wodnym (rys. 22). W obu obiegach sodowych panuje niskie ciśnienie, co zmniejsza wyraźnie prawdopodobieństwo uszkodzenia wymiennika sód-sód i przedostania się radioaktywnego sodu do obiegu pośredniego. Ze względu na temperaturę topnienia sodu (98 C) oba obiegi sodowe muszą być podgrzewane, aby nie dopuścić do zestalenia się sodu. Reaktory sodowe są wykonywane w dwóch odmianach konstrukcyjnych: w układzie pętlowym i basenowym. Reaktor sodowy w układzie pętlowym. W układzie pętlowym, podobnie jak w reaktorach LWR, urządzenia obiegu pierwotnego umieszczone są w osobnych zbiornikach, połączonych systemem rurociągów. Zaletą układu pętlowego jest prostsza konstrukcja i łatwiejsza eksploatacja urządzeń oraz mniejsza masa sodu.

23 Rys. 22. Schemat ideowy elektrowni jądrowej z reaktorem prędkim powielającym [2]: 1 - reaktor, 2 - wymiennik sód-sód, 3 - pompa obiegu pierwotnego sodowego, 4 - wytwornica pary, 5 - przegrzewacz pary, 6 - pompa obiegu pośredniego sodowego, 7 - turbozespół, 8 - skraplacz, 9 - pompa skroplin, 10 - układ oczyszczania skroplin, 11 - podgrzewacze regeneracyjne, 12 - odgazowywacz, 13 - pompa wody zasilającej

24 Reaktor sodowy w układzie basenowym. W układzie basenowym (zwanym też zbiornikowym), reaktor jest wyposażony w zbiornik o dużych wymiarach, wypełniony sodem pod ciśnieniem bliskim atmosferycznemu, w którym są zanurzone: rdzeń, pompy cyrkulacyjne i wymienniki ciepła. Tak więc cały obieg pierwotny jest całkowicie zintegrowany w zbiorniku (rys. 24). Zaletą tego układu jest zamknięcie całego obiegu pierwotnego w jednym zbiorniku. Duża masa sodu zmniejsza prędkość zmian temperatury w urządzeniach obiegu pierwotnego podczas pracy, jak i w warunkach awaryjnych. Nie potrzeba wykonywać przejść rurociągów obiegu pierwotnego przez zbiorniki, co zawsze zagraża wyciekiem promieniotwórczego sodu. Na rysunku 25 przedstawiono, dla przykładu, przekrój brytyjskiego reaktora PFR o mocy elektrycznej 250 MWe (moc cieplna 670 MW).

25 Rys. 25. Przykład rozmieszczenia urządzeń w basenie reaktora PFR [1]: 1 -rdzeń reaktora, 2 - wymiennik ciepła, 3 - pompa, 4 - zawór, 5 - napęd pompy, 6 - zbiornik reaktora, 7 - poziom sodu, 8 - izolacja termiczna, 9 - dopływ i odpływ sodu obiegu wtórnego, 10 - płyta obrotowa, 11 - osłona neutronowa

26 1.7. REAKTOR WYSOKOTEMPERATUROWY - HTR Reaktor wysokotemperaturowy HTR (lub HTGR) jest trzecim pokoleniem rozwijających się reaktorów gazowo-grafitowych (AGR). Są to reaktory chłodzone gazem z moderatorem grafitowym o temperaturze gazu na wyjściu z rdzenia powyżej 700 C. Schemat ideowy elektrowni z reaktorem HTR przedstawiono na rys. 26. Koncepcja tego reaktora polega na połączeniu żaroodpornego paliwa z gazowym, chemicznie obojętnym chłodziwem. Temperatury panujące w rdzeniu wykluczają użycie tam jakichkolwiek metali. Podstawowym materiałem rdzenia jest więc grafit, który służy jako moderator, reflektor i materiał konstrukcyjny. Natomiast rolę chłodziwa pełni hel, który odznacza się bardzo dobrymi właściwościami odprowadzania ciepła.

27 Rys. 26. Schemat ideowy elektrowni jądrowej z reaktorem gazowym [2]: 1 - reaktor, 2 - wytwornica pary, 3 - turbozespół na parę przegrzaną, 4 - dmuchawa, 5 - skraplacz, 6 - pompa skroplin, 7 - pompa wody zasilającej, 8 - podgrzewacze regeneracyjne, 9 - odgazowywacz

28 Podstawowym elementem paliwa jest maleńka, średnicy rzędu ułamka milimetra, granulka tlenku uranu (rys. 29a), pokryta grafitem (zwykle kilka warstw pirowęgla z dodatkowo uszczelniającą warstwą węglika krzemu). Paliwem jest wysoko wzbogacony uran, do około 93 %, tworzący mieszaninę z węglikiem toru ThC 2 jako materiałem paliworodnym [5]. Rys. 29. Paliwo reaktora HTR [1]: a) granulka paliwa, b) kulowy element paliwowy

29 Rys. 35. Elektrownia z reaktorem AP strefa paliwa, 2 - obudowa bezpieczeństwa - powłoka betonowa. 3 - obudowa bezpieczeństwa - powłoka stalowa, 4 zbiornik wody pasywnego układu chłodzenia obudowy bezpieczeństwa, 5 - przegrody kierujące pasywnego układu chłodzenia obudowy bezpieczeństwa, 6 - wlot powietrza pasywnego układu chłodzenia obudowy bezpieczeństwa, 7 - śluza towarowa (2). 8 - śluza dla personelu (2), 9 - zbiorniki wody systemu przygotowawczego (2), 10 - wytwornice pary (2) pompy główne chłodzenia reaktora (4), 12 - pokrywa zbiornika reaktora wraz z wyposażeniem 13 - zbiornik reaktora, 14 - stabilizator ciśnienia, 15 - lokalizacja zaworu redukcji ciśnienia, 16 - wymienniki ciepła pasywnego układu chłodzenia powyłączeniowego, 17 - zbiornik wody dla przeładunku paliwa 18 - warsztat mechaniczny, 19 - główna sterownia, 20 - szafy zintegrowanego systemu zabezpieczeń nagrzewnice wysokociśnieniowego układu zasilania, 22 pompy wody zasilającej, 23 - odgazowywacz nagrzewnice niskociśnieniowego układu zasilania turbogenerator

30 2.4. REAKTORY CIEPŁOWNICZE NATURALNIE BEZPIECZNE REAKTOR SECURE Przyjmując za podstawę filozofię bezpieczeństwa PIUS w szwedzkiej firmie ASEA-Atom w latach osiemdziesiątych opracowano projekt małego, o niewielkiej mocy, reaktora naturalnie bezpiecznego, przeznaczonego do zasilania w ciepło grzewcze sieci cieplnej niewielkiego miasta. Koncepcja reaktora, całkowicie nowa, oparta na oryginalnej myśli konstrukcyjnej, zapewniającej całkowite bezpieczeństwo, pozwoli na sytuowanie ciepłowni blisko odbiorców bez obawy przed wystąpieniem jakiejkolwiek awarii zagrażającej otoczeniu. RDZEŃ I PALIWO REAKTORA Rdzeń reaktora znajduje się ok. 12 m pod poziomem wody w zbiorniku cienkościennym, który z kolei umieszczono w zamkniętym basenie zawierającym około 1000 m3 wody z dodatkiem kwasu borowego. Basen wykonany z blachy stalowej umieszczono w studni wyłożonej zbrojonym betonem i przykryto grubą płytą betonową. Rdzeń składa się ze 144 zestawów paliwowych zawierających łącznie 13t uranu o wzbogaceniu 2,6%. Jego moc właściwa to 15 kw/kg U, a głębokość wypalenia wynosi 29 (MW*d)/t U [7]. Kampania paliwowa trwa 1 rok, ale może być przedłużona do 2 lat. PODSTAWOWE PARAMETRY Moc cieplną reaktora zaplanowaną na 200 MW, można regulować w zakresie 0 100% poprzez zmianę stężenia kwasu borowego w wodzie reaktora. Woda w basenie znajduje się pod ciśnieniem 0,7 MPa, około 10 razy mniejszym niż w reaktorze BWR. Temperatura wody wypływającej z rdzenia wynosi 120 C (285 C - reaktor BWR), powracającej zaś-90 C. Paliwo osiąga średnią temperaturę 370 C. Temperatura wody w sieci cieplnej: wlot 100 C, wylot - 70 C [1].

31 ZASADA DZIAŁANIA Zbiornik reaktora nie oddziela szczelnie obiegu pierwotnego od wody w basenie reaktora. W górnej i dolnej części zbiornika znajdują się otwarte połączenia (7 i 8 rys. 44) między wodą reaktorową wewnątrz zbiornika, w której zanurzony jest rdzeń, a roztworem kwasu borowego wypełniającym basen. W czasie normalnej pracy reaktora nie ma możliwości mieszania się wody w zbiorniku reaktora z roztworem kwasu borowego. Uniemożliwia to poduszka gazowa (azot) usytuowana nad rdzeniem. Utrzymuje się ona dzięki różnicy ciśnienia wywoływanej przepływem chłodziwa przez rdzeń. Gdy pompy pracują ze stałym wydatkiem, cały układ znajduje się w równowadze. W razie jakiegokolwiek zakłócenia, powodującego na przykład zmniejszenie wydatku wody w wyniku pęknięcia rurociągu lub wyłączenia z pracy pompy wskutek wypadnięcia" zasilania elektrycznego, zmniejsza się spadek ciśnienia w rdzeniu reaktora. Tym samym rośnie ciśnienie w poduszce gazowej i gaz zaczyna się z niej ulatniać przez górny upust. Na miejsce usuniętej objętości gazu napływa od dołu woda reaktorowa. Równocześnie do reaktora z basenu wpływa roztwór kwasu borowego skutkiem czego reakcja łańcuchowa jest przerwana i reaktor zostaje wyłączony. Innym rodzajem zakłócenia może być wzrost temperatury powyżej normalnego poziomu lub zmniejszenie ciśnienia w obiegu chłodzącym reaktor. Prowadzi to do powstania kawitacji w dyszy Venturiego, znajdującej się w rurociągu odprowadzającym wodę z rdzenia, co powoduje zmniejszenie przepływu wody i w konsekwencji i wyłączenie reaktora. Po wyłączeniu reaktor chłodzi się na skutek naturalnej konwekcji wody (rys. 44c). Wyłączenie reaktora przy jakimkolwiek zakłóceniu jego normalnej pracy następuje więc samoczynnie na zasadzie działania podstawowych praw fizycznych, bez potrzeby stosowania specjalnych urządzeń. Jest to realizacja zasady wbudowanego" bezpieczeństwa. Brak wszelkiego rodzaju części ruchomych: prętów regulacyjnych, napędów, zaworów itp. zwiększa niezawodność pracy reaktora.

32 Rys. 44. Zasada działania reaktora SECURE (7]: a) reaktor w pracy normalnej, b) awaria pompy obiegu pierwotnego, c) reaktor wyłączony (rdzeń chłodzony przez naturalną konwekcję wody w basenie) 1- zbiornik reaktora, 2 - rdzeń reaktora, 3 - woda krążąca w obiegu pierwotnym, 4 - obudowa basenu, 5 - roztwór wodny kwasu borowego, 6 - poduszka gazowa, 7 - połączenie górne oraz dolne (8) wnętrza zbiornika z wodą basenu, 9 - obieg pierwotny wody, 10 - obieg pośredni wody, 11 - rozdzielcza sieć miejska, 12 - wymiennik ciepła, 13 - pompa wodna, 14 - napęd elektryczny pompy wodnej, 15 - dysza Venturiego, 16 - zbiornik stężonego kwasu borowego, 17 - pompa kwasu borowego

33 REAKTOR THERMOS Koncepcja reaktora THERMOS, o mocy cieplnej 100 MW, zaprezentowana przez francuską firmę Techicatome w końcu lat siedemdziesiątych, oparta jest również na zasadach bezpieczeństwa PIUS. Firma zakłada wykorzystanie reaktora do dostarczania ciepła do sieci cieplnych w miastach średniej wielkości (do mieszkańców). BUDOWA I ZASADA PRACY W basenie wypełnionym wodą w ilości 600 m 3 umieszczono zamknięty zbiornik reaktora wykonany ze stali. W zbiorniku znajduje się rdzeń i wymiennik ciepła obiegu pierwotnego (rys.45). Woda ogrzana w rdzeniu płynie ku górze i przepływając przez wymiennik oddaje ciepło wodzie obiegu pośredniego. Wypływając na zewnątrz zbiornika woda ta w następnym wymienniku oddaje ciepło do sieci rozdzielczej, która dostarcza je już bezpośrednio do budynków.

34 Rys. 45. Reaktor ciepłowniczy THERMOS [ 1): 1 - rdzeń reaktora, 2 - zbiornik reaktora, 3 - woda, 4 - wymiennik ciepła, 5 - pompa wodna, 6 - poduszka gazowa, 7 - zawory Lech M. Kierunki rozwoju elektrowni jądrowych Wyd. Politechniki Wrocławskiej, Wrocław, 1997