Energetyka jądrowa - reaktor Autor: Sebastian Brzozowski biuro PTPiREE ( Energia Elektryczna lipiec 2012) Pierwszy na świecie eksperymentalny reaktor jądrowy CP1 (zwany wówczas stosem atomowym") uruchomiono w 1942 r. na uniwersytecie w Chicago. Zbudowano go z dużej liczby bloków grafitowych i naturalnego uranu, a umieszczono pod trybunami kortów do gry w squasha. Nie posiadał ani chłodzenia, ani żadnych osłon, stąd po 28 minutach pracy przerwano reakcję łańcuchową (posiadał moc cieplną 0,5 MW). Pierwszą na świecie typowo komercyjną elektrownią jest Calder Hall w Wielkiej Brytanii. Uruchomienie jej pierwszego reaktora Magnox nastąpiło w 1956 r. Kolejną elektrownią komercyjną była elektrownia z reaktorem PWR w Shippingport w USA. Od tego czasu powstało wiele rozwiązań konstrukcyjnych reaktora atomowego, wykorzystujących różne rodzaje paliwa, chłodziwa, moderatora czy konstrukcji. W tabeli 1 podano najczęściej stosowany podział reaktorów, tabela 2 zawiera natomiast nazwy konkretnych rozwiązań. Większość elektrowni jądrowych na świecie wyposażona jest w reaktory lekkowodne LWR, tj. reaktory moderowane i chłodzone lekką wodą. W skład tej grupy wchodzą reaktory wodne ciśnieniowe PWR, jak i reaktory wodne wrzące BWR. Do tej grupy należy także zaliczyć reaktory kanałowe RBMK, eksploatowane w energetyce ZSRR (m.in. w Czarnobylu). Z uwagi na powszechne wykorzystanie w energetyce reaktora typu PWR oraz możliwe wykorzystanie tego typu reaktora w planowanej elektrowni jądrowej w Polsce, poniżej omówiono szczegółowo jego budowę. W reaktorze PWR cały rdzeń umieszczony jest wewnątrz zbiornika ciśnieniowego z basenem wodnym. Górna część zbiornika, zwana pokrywą", jest zdejmowana w trakcie przeładunku paliwa i remontów. Znajdują się w niej także specjalne przepusty, umożliwiające działanie prętów regulacyjnych w trakcie normalnej pracy. Woda pełni funkcję zarówno chłodziwa (chłodzi rdzeń reaktora), moderatora (spowalnia powstające w reakcji rozszczepienia szybkie neutrony do neutronów termicznych, będących w stanie zainicjować rozszczepienie kolejnych jąder 235U) oraz reflektora (odbija neutrony do wnętrza rdzenia). Obieg chłodzenia reaktora PWR, dla uniknięcia możliwości wyniesienia promieniotwórczych efektów rozpadu 235 U na zewnątrz budynku reaktora, podzielono na dwa obwody: pierwotny oraz wtórny. W skład obiegu pierwotnego wchodzą: zbiornik ciśnieniowy, rurociągi odprowadzające podgrzaną wodę do wytwornicy pary, stabilizator ciśnienia oraz pompa, wymuszająca obieg wody w obiegu pierwotnym. Dla maksymalnego zwiększenia sprawności turbiny gazowej, dąży się do wytworzenia pary o możliwie wysokiej temperaturze i ciśnieniu. Stąd też woda chłodząca w pierwotnym obiegu chłodzenia krąży pod ciśnieniem ok. 15 MPa (aby nie dopuścić do jej wrzenia) i ma temperaturę ok. 280 C, a podczas chłodzenia rdzenia jej temperatura wzrasta do ok. 330 C. Woda w obiegu pierwotnym chłodzenia płynie z prędkością ok. 4-4,5 m/s, tak że przez rdzeń reaktora przepompowywanych jest ok. 20 m 3 wody na sekundę. Ze względu na ograniczoną moc maksymalną pomp, obieg pierwotny chłodzenia reaktorów PWR większej mocy podzielony jest zwykle na kilka pętli pracujących równolegle. Pętlą" nazywa się komplet
urządzeń połączonych rurociągami z zamkniętym obiegiem wody wypływającej ze zbiornika reaktora i powracającej do niego. Poprzez wytwornicę pary obieg pierwotny łączy się z obiegiem wtórnym chłodzenia, w skład którego wchodzą: turbina gazowa, skraplacz pary i pompa wody zasilającej. Typowa średnica rdzenia reaktora o mocy cieplnej rzędu 3500 MW to 3-4 m i 2,5-3,5 m wysokości. Zbiornik ciśnieniowy takiego reaktora, wykonany z grubej (10-20 cm) stali, ma średnicę 4-5 m i wysokość 12-15m. Paliwo do takiego reaktora jest z reguły w postaci pastylek z dwutlenku uranu w koszulce z cyrkonu lub stali nierdzewnej. Pastylki takie zamyka się następnie w prętach paliwowych o stosunkowo małej średnicy (rzędu 10 mm) dla zapewnienia odpowiedniego chłodzenia. Pręty paliwowe są szczelne, aby uniknąć przedostawania się produktów rozpadu do wody. Tabela 1. Podział reaktorów. Cecha Nazwa przeznaczenie energetyczny (wykorzystywany do produkcji energii) reaktor ciepłowniczy (wykorzystywany do celów grzewczych) reaktor wysokotemperaturowy (wytwarzający ciepło dla celów technologicznych) reaktor badawczy (przeznaczone do prowadzenia w nich badań naukowych) reaktor napędowy (wykorzystywany dla napędu okrętów podwodnych i dużych jednostek nawodnych) energia neutronów reaktor termiczny (pracujący na neutronach termicznych o stosunkowo małych energiach) reaktor pracujący na neutronach prędkich (pracujący na neutronach szybkich o dużych energiach) paliwo rodzaj (uran lub pluton) stopień wzbogacenia (uran naturalny, uran nisko wzbogacony 2-5 proc, uran średnio wzbogacony, uran wysoko wzbogacony - 90 proc.) postać (uran metaliczny, dwutlenek uranu, węglik uranu) reaktor pracujący na 232Th zastosowany moderator zastosowane chłodziwo reaktor wodny reaktor ciężkowodny reaktor z moderatorem berylowym reaktor z moderatorem grafitowym reaktor bez moderatora (pracujący na neutronach prędkich) reaktor chłodzony wodą lub ciężką wodą reaktor chłodzony gazem (powietrze, hel, dwutlenek węgla) reaktor chłodzony ciekłym metalem (np. ciekły sód, potas, bizmut) konstrukcja reaktor typu zbiornikowego reaktor typu kanałowego
Tabela 2. Oznaczenia poszczególnych typów reaktorów. Oznaczenie Nazwy polskie Nazwy angielskie PWR reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany lekką (Pressurized light-water--moderated wodą and cooled BWR reaktor wrzący chłodzony i moderowany lekką wodą (Boiling light- Water-moderated and cooled LWR reaktor chłodzony i moderowany lekką wodą (Light-Water-cooled and moderated HWR reaktor ciężkowodny (Heavy Water HWLWR reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką PHWR reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany ciężką wodą SGHWR reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką (Heavy- Water-moderated, boiling-light-water (Pressurized Heavy-Water--moderated and cooled (Steam-Generating Heavy-Water HWGCR reaktor chłodzony gazem moderowany ciężką wodą (Heavy-Water-moderated Gas-Cooled CANDU reaktor kanadyjski typu PHWR (CANadian Deuterium-Uranium LWGR reaktor chłodzony lekką wodą z moderatorem grafitowym (Light-Water-cooled, Graphite-moderated PTGR reaktor kanałowy z moderatorem grafitowym (Pressurized-Tube Graphite GCR AGR HTR HTGR reaktor chłodzony gazem z moderatorem grafitowym ulepszony reaktor chłodzony gazem z moderatorem grafitowym reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem z moderatorem grafitowym reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem z moderatorem grafitowym (Gas-Cooled, graphite-moderated (Advanced Gas-cooled, graphite-moderated (High-Temperature gas-cooled (High-Temperature Gas-cooled THTR reaktor wysokotemperaturowy na paliwie torowym (Thorium High-Temperature FBR reaktor prędki powielający (Fast Breeder LMFBR reaktor prędki powielający chłodzony sodem (Liąuid-Metal-cooled, Fast Breeder LWBR reaktor powielający termiczny chłodzony lekką (Light-Water Breeder wodą MSBR reaktor powielający chłodzony stopionymi solami (Molten-Salt Breeder GCFR reaktor prędki chłodzony gazem (Gas-Cooled Fast
Odpowiedniki rosyjskie WWER odpowiednik PWR (Wodo-Wodianyj Energeticzeskij Reaktor) RBMK reaktor kanałowy chłodzony wrzącą wodą z moderatorem grafitowym - odpowiednik LWGR i PTGR (Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kipiaszczyj) Oznaczenia: 1 - osłona termiczna 2 - zbiornik ciśnieniowy 3 - wylot wody chłodzącej 4 - zestawy paliwowe 5 - wlot wody chłodzącej 6 - głowica zbiornika 7 - napęd prętów regulacyjnych Oznaczenia: 1 - reaktor (zbiornik ciśnieniowy) 2 - wytwornice pary 3 - pompy cyrkulacyjne 4 - stabilizator ciśnienia 5 - doprowadzenie wody z obiegu wtórnego 6 - odprowadzenie pary do obiegu wtórnego Źródło: Z. Celiński, A. Strupczewski, Podstawy energetyki jądrowej, WNT, Warszawa 1984.
Tabela 3. Podstawowe parametry charakteryzujące reaktory PWR i BWR. Parametr PWR BWR moc cieplna reaktora [MW] 3.411 3.579 moc elektryczna [MW] 1.100 1.220 sprawność [%] 32 34 zbiornik ciśnieniowy reaktora średnica wewnętrzna [m] 4 6 wysokość[m] 12 2 grubość ścianek [cm] 20 14,5/16,5 rdzeń reaktora średnica [m] 3,4 4,9 masa rdzenia [t] 125 238 gęstość mocy [kw/m 3 ] 98 54 całkowita masa paliwa (U0 2 ) [t] 98 155 paliwo rodzaj paliwa UO 2 UO 2 wzbogacenie paliwa [%] 3,2 235 U 2,8 235 U roczne przeładunki 1/3 wsadu 1/4 wsadu okres trwania przeładunku 8 dni 17dni chłodzenie chłodziwo H 2 0 H 2 0 całkowity wydatek [m 3 /s] 17 13 ciśnienie [MPa] 15,5 7 temp. u wlotu do rdzenia [ C] 289 216 temp. u wylotu z rdzenia [ C] 325 288 nominalna temperatura wewnętrzna pręta paliwowego 2282 1832 Źródło: M. Zarzycki, Jądrowe reaktory energetyczne - budowa, zasada działania, http://www.atomowyautobus.pl. Pręty paliwowe - dla ułatwienia manipulacji paliwem - są następnie zgrupowane w zestawy paliwowe, które zawierają np. 15x15 prętów paliwowych. W sumie rdzeń tworzy 100-200 zestawów paliwowych (w zależności od mocy reaktora). W części zespołów paliwowych umieszcza się ruchome zespoły prętów regulacyjnych, zawierających materiały silnie pochłaniające neutrony. Na zewnątrz rdzenia (ale wewnątrz zbiornika ciśnieniowego) rozmieszczone są komory jonizacyjne do pomiaru strumieni neutronów, wykorzystywane dla regulacji mocy reaktora. Wewnątrz rdzenia znajdują się także czujniki pomiarowe, służące do kontroli temperatury, ciśnienia i rozkładu strumieni neutronów. Reaktory typu PWR uważa się za najbezpieczniejsze. Spośród funkcjonujących obecnie na świecie 441 reaktorów (a kolejne 66 znajduje się w budowie), 361 to lekkowodne LWR. Systemy bezpieczeństwa stosowane w elektrowniach atomowych omówione zostaną w kolejnym artykule.
Literatura 1. Z. Celiński, A. Strupczewski, Podstawy energetyki jądrowej, WNT, Warszawa 1984. 2. Andrzej A. Czerwiński, Energia Jądrowa i promieniotwórczość. Oficyna Edukacyjna Krzysztof Pazdro, Warszawa 1998. 3. IAEA Annual Report 2010, IAEA, 2010. 4. M. Zarzycki, Jądrowe reaktory energetyczne - budowa, zasada działania, http://www.atomowyautobus.pl 5. http://www.atom.edu.pl 6. http://www.ncbj.gov.pl