Podstawowe rodzaje reaktorów jądrowych cz. 1, Elektrownia jądrowa
[ Pobierz całość w formacie 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
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)
1
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
2
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
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)
3
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
4
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
).
5
[ Pobierz całość w formacie PDF ]