Metody Fizyki Jądrowej w Środowisku, Przemyśle i Medycynie

Metody Fizyki Jądrowej w Środowisku, Przemyśle i
Medycynie
Politechnika Warszawska, rok ak. 2003/2004
Procesy fizyczne w reaktorach jądrowych
(rozszczepienie, cykl paliwowy, konstrukcja i działanie
typowego reaktora atomowego)
Wykonał: Adam Getka
Plan wystąpienia
• Rys historyczny
• Cykl paliwowy
• Reaktor atomowy
• Podział reaktorów
• Energetyka jądrowa
• Bibliografia
• Linki
2
Rys historyczny
Cała realna historia reaktora jądrowego, urządzenia umożliwiającego
przeprowadzenie w sposób kontrolowany szczególnej reakcji, jaką jest
rozszczepienie jądra atomowego, rozpoczęła się ponad 60 lat temu. Rozwój
techniki najczęściej był związany z wojnami, jakie ludzie przeprowadzali w
przeszłości. Podobnie przyglądając się kalendarium rozwoju broni jądrowej,
można zauważyć, że projekt Manhattan był jakby “skutkiem” działań
zmierzających do pokonania w działaniach wojennych jednego narodu przez
drugi.
Ważna historia badań jądrowych obejmująca okres od roku 1920 do grudnia
1938, obfitowała w odkrycia zjawisk, które stały się niezbędne w dalszych
pracach nad rozszczepieniem jądrowym. W tym czasie tj. 3 czerwca 1920
roku Ernest Rutherford (1871-1937) w pracy naukowej przedstawionej w
Bakterian Lecture uważa możliwość istnienia cząstki nazwanej później
neutronem. Jego uczeń Jams Chadwick (1891-1974) w dwanaście lat później,
7 – 17 lutego 1932 roku przeprowadza serię eksperymentów, w których
wykazuje istnienie neutronu. W grudniu 1935 roku otrzymuje za to odkrycie
Nagrodę Nobla.
Po dwuletnim okresie 10 maja 1934 roku grupa badawcza Enrico Ferminiego (1901-1954)ogłasza rezultaty eksperymentów,
podczas których wykryto radioaktywne produkty, w sytuacji bombardowania jądra uranu neutronami. Dzień 4 lipca 1934 roku
jest dniem opatentowania w przez Leo Szilarda technologii wykorzystywania neutronów w reakcjach łańcuchowych i określenia
koncepcji masy krytycznej. Wspomniany już Enriko Fermi w tym samym roku 22 października odkrywa zasadę moderacji
neutronowej oraz zjawisko wzmożonego pochłaniania wolnych neutronów. W dniu 21 grudnia 1938 roku Otto Hahn (18791968){Nobel 1944}wraz z Fritzem Strassmanem (1902-1980) także niemiecki fizykochemikiem, odkryli rozszczepienie jądra
atomowego. Publiczne ogłoszenie odkrycia reakcji rozszczepienia zostaje dokonane przez N.Bohra w dniu 26 stycznia 1939
roku w trakcie corocznego kongresu fizyków teoretyków, który odbył się na Uniwersytecie Georga Washingtona w
Waszyngtonie. Sukcesy odniesione przez brytyjskich naukowców stały się w tym czasie bodźcem dla kadry naukowej ze
Stanów Zjednoczonych, która była zaangażowana w tym czasie w pracach nad pokojowymi badaniami rozszczepienia jądra
uranu. Sierpień-wrzesień 1941 roku to czas, w którym Fermi ze swoją grupą badawczą dokonuje montażu podkrytycznego
stosu( przyszłego serca reaktora jądrowego).
3
Rys historyczny (2)
W połowie września 1942 Fermi demonstruje stos
eksperymentalny o współczynniku powielania
neutronów większym od jedności.
Samopodtrzymująca się reakcja łańcuchowa jest
osiągnięta.
W dniu 1 grudnia 1942 roku, po 17 dniach prac nad
budową CP-1, grupa Fermiego rozpoczyna prace nad
osiągnięciem stanu krytycznego. Stos zawierający
36,3 tony tlenku uranu, 5,6 tony metalicznego uranu i
350 ton grafitu osiąga stan krytyczny, a tym samym
osiągnięta moc wyjściowa ma wartość 0,5 wata. W
efekcie, w Chicago zaczął pracować pierwszy na
świecie reaktor jądrowy, w którym uzyskano
maksymalną moc 200 watów.
Pierwszy reaktor jądrowy do zastosowań komercyjnych został skonstruowany we wczesnych latach 50 - tych. W 1951 r.
Experimental Breeder Reactor (EBR-1), mieszczący się w National Reactor Testing Station w Idaho, został ukończony i był
obsługiwany przez Argonne National Laboratory.
Podczas pierwszej demonstracji tego (już jądrowego) generatora prądu rozbłysły 4 załączone żarówki. EBR-1 był prototypem
reaktorów typu metal cooled. Reaktor Borax III był zaś prototypem reaktorów typu BWR.
4
Cykl paliwowy
Cykl paliwowy obieg paliwa jądrowego obejmujący kolejne fazy jego przetwarzania, poczynając od kopalni rudy, przez
produkcję koncentratu, jego przerób chemiczny, wzbogacenie izotopowe uranu, wytwarzanie paliwa reaktorowego, spalanie w
reaktorze, przechowanie wypalonego paliwa i jego przerób aż po ostateczne składowanie odpadów.
Etapy cyklu paliwowego:
Wydobywanie rudy uranu
Wzbogacanie i obróbka uranu
Budowa elementów paliwowych
Wytwarzanie energii
Transport wypalonych prętów
paliwowych
Składowanie prętów
paliwowych
Zakłady przerobu paliwa
jądrowego
Transport odpadów
promieniotwórczych
Składowanie odpadów
promieniotwórczych
http://www.uic.com.au
5
Cykl paliwowy – wydobywanie rudy uranu
Wszystko zaczyna się on od wydobywania rud uranu i
toru w kopalniach lub w odkrywkach.
Uran jest metalem ciężkim, który otrzymujemy z rud
uranowych. Najbardziej znaną z nich jest smółka
uranowa, składająca się w 95% z tlenku uranu i
występująca nieraz w postaci wielotonowych bloków.
Większość pozostałych rud zawiera niestety znacznie
mniej uranu. Wydobycie staje się opłacalne, gdy tona
rudy zawiera co najmniej kilka kg uranu. Ruda
wydobyta w kopalniach lub odkrywkach musi najpierw
zostać poddana obróbce. Polega ona na łamaniu,
mieleniu i wyługowaniu. W rezultacie otrzymujemy
ostatecznie ponad 70-procentowy koncentrat uranowy,
tzw. "yellow cake", czyli "żółte ciasto". Który jest to
produktem wyjściowym do dalszej obróbki.'
Mapa wydobycia rudy uranu na
świecie
www.atomowe.kei.pl
6
Cykl paliwowy – wzbogacanie i obróbka uranu
Czysty uran naturalny jest dla elektrowni jądrowych nieprzydatny. jako że tylko w 0,7% składa się
z rozszczepialnego U-235, a pozostałe 99,3% stanowi nieco cięższy, nierozszczepialny U-238.
Obydwa izotopy uranu nie różnią się między sobą pod względem chemicznym, stąd do
wzbogacania wykorzystuje się różnicę w ich ciężarze. Najpierw przemienia się uran za pomocą
fluoru w gaz, sześciofluorek uranu (UF6), zatem w związek uranu i fluoru. Do rozdzielenia obydwu
izotopów uranu można teraz wykorzystać jedną z następujących metod, W metodzie kanalikowej
przepuszcza się UF6 z dużą prędkością przez drobne kanaliki o kształtach półkolistych.
Występująca tu siła odśrodkowa wypycha składową gazu zawierającą U-238 ku obrzeżom toru, co
umożliwia oddzielenie jej od składowej gazu zawierającej lżejszy U-235. Oczywiście w ten sposób
nie jest możliwe całkowite rozdzielenie obydwu izotopów. Jeśli jednak połączy się wiele opisanych
tu układów w tzw. kaskadę, to otrzyma się w rezultacie gaz zawierający wystarczającą
koncentrację atomów U-235. W metodzie dyfuzyjnej przepuszcza się gaz UF6 przez przegrody
półprzepuszczalne.
Lżejsza składowa z U-235 przechodzi
(dyfunduje) przez pory przegród szybciej
niż cięższa z U-238. Prowadzi to także
do częściowego rozdziału składowych.
W metodzie wirówkowej wiruje się gaz w
bardzo szybkiej centryfudze. Siła
odśrodkowa przyciska składową cięższą
silniej do ściany, wobec czego
koncentracja lżejszego U-235 w
środkowej części wirówki wzrasta.
Również i tu osiągamy rozdział U-235 i
U-238, choć konieczne jest połączenie
wielu układów szeregowo, by uzyskać
pożądane wzbogacenie. Inne metody, w
których osiągano by wymagane
wzbogacenie w pojedynczym procesie,
są jeszcze w stadium opracowań.
7
Cykl paliwowy – budowa elementów paliwowych
Pręty paliwowe elektrowni jądrowych zawierają pastylki wykonane z dwutlenku uranu
(UO2). Ten ostatni uzyskujemy ze wzbogaconego gazu UF6 i prasując nadajemy mu
postać pastylek o grubości ok. 1,5 cm i średnicy ok. 1 cm. Podane tu wymiary - jak
prawie wszystkie dane liczbowe w tej książce - mogą dla różnych elektrowni, a także
w różnych państwach nieco się różnić, stanowią jednak typowe wartości przeciętne.
Surowe wypraski ogrzewa się do 1700°C, co daje im konieczną spoistość i
wytrzymałość. Następnie poddaje się je obróbce mechanicznej z dokładnością do
1/10000 mm i wprowadza w rurki, zwane koszulkami. Dla lepszej wymiany ciepła w
koszulki wprowadza się hel. Koszulki ponadto nigdy nie są całkowicie wypełnione
pastylkami, gdyż w wyniku rozpadu promieniotwórczego powstają gazy wymagające
odpowiedniej przestrzeni, tzw. przestrzeni gazu porozpadowego. Wypełnione i
szczelnie zamknięte koszulki stanowią pręty paliwowe; wraz z prętami regulacyjnymi
tworzą one elementy paliwowe, których konstrukcja może być bardzo różna, l tak w
reaktorze wrzącym znajdujemy często 7x7 prętów paliwowych w wiązce paliwowej, w
reaktorze wodnym ciśnieniowym 15x15 lub 20 x 20. Także położenie prętów
regulacyjnych może się w różnych reaktorach zasadniczo zmieniać.
8
Cykl paliwowy – wytwarzanie energii
Na rysunku a) obok pokazano schemat elektrowni konwencjonalnej, w której
energia wytwarzana za pomocą spalania paliwa kopalnego jak węgiel lub
ropa.
Natomiast na rysunku b) pokazany jest schemat typowej elektrowni
atomowej. Kocioł zostaje tu zastąpiony reaktorem jądrowym, czyli
urządzeniem, w którym wytwarzana jest energia jądrowa. W reaktorze
przebiega kontrolowana reakcja łańcuchowa, podczas której rozszczepiane
jest tyle jąder, ile potrzeba do wytworzenia energii elektrycznej.
Z. Celiński, (1991) Energetyka jądrowa; PWN
Jeżeli dokładnie przyjrzymy się obu rysunkom, to zauważymy, że oba typy
mają wiele części wspólnych. I tak rysunki te zostały podzielone pionowo
linią przerywaną. Na lewo od niej na obu schematach mamy część wspólną
identyczną. Różnice odnajdziemy na lewo od tej linii. W elektrowni
pokazanej na rysunku górnym, ciepło spalania ogrzewa bezpośrednio wodę,
wskutek czego powstaje para wodna napędzająca turbinę sprzęgniętą z
generatorem energii elektrycznej. W elektrowni jądrowej, mamy dwa obiegi
pierwotny i wtórny. Obieg pierwotny jest to ten obieg, który ma bezpośrednią
styczność z paliwem jądrowym i często sam pełni rolę moderatora.
Najczęściej znajduje zastosowanie tutaj woda lub sód. Obieg wtórny jest już
obiegiem bezpiecznym. Odbiera on ciepło od obiegu pierwotnego w
wytwornicy pary, która to identycznie jak w elektrowni konwencjonalnej,
napędza turbinę parową sprzęgniętą z generatorem energii elektrycznej.
Taką bardzo ważną rzeczą konieczną do zaznaczenia, jest to, że w rektorze
jądrowym obieg wtórny i pierwotny są od siebie odseparowane fizycznie. To
znaczy, że pomiędzy tymi obiegami jest możliwa tylko wymiana energii
cieplnej. Dokładniejszy opis reaktorów jądrowych zamieszczony został w
dziale Reaktor jądrowy.
9
Cykl paliwowy – składowanie prętów paliwowych
W elektrowni jądrowej wymienia się co roku prawie
trzecią część elementów paliwowych na nowe. W
dużej elektrowni jądrowej o mocy 1 GW opuszcza
reaktor rok w rok ok. 30 t uranu. Ten materiał jest
wprawdzie skażony groźnymi dla życia produktami
rozpadu promieniotwórczego, jednak z drugiej strony
zawiera cenne, możliwe do odzyskania materiały
rozszczepialne. Stąd usuwanie i obróbka wysłużonych
elementów paliwowych jest niezmiernie istotnym
czynnikiem zarówno z punktu widzenia ochrony
środowiska naturalnego, jak i opłacalności
przedsięwzięcia.
Postępuje się następująco. Po trwającej około roku
obecności elementów paliwowych w basenie z wodą
w elektrowni jądrowej przenosi się je na tzw.
składowiska pośrednie. Elementy paliwowe pozostają
w tym czasie wewnątrz pojemników transportowych,
zapewniających całkowicie bezpieczne składowanie i
chroniących od promieniowania radioaktywnego.
Następnie poddaje się pręty paliwowe przeróbce.
Nadające się do wykorzystania paliwo zostaje
odzyskane i przekazane do produkcji nowych
elementów paliwowych. Niebezpieczne produkty
rozpadu radioaktywnego są oddzielane i na zawsze
składowane w mogilnikach. Istnieje oczywiście
możliwość złożenia wypalonych elementów
paliwowych w mogilnikach bez żadnej obróbki i
odzysku.
10
Cykl paliwowy
– zakłady przerobu paliwa jądrowego
Zakładem przerobu paliwa jądrowego nazywamy taki zakład, w którym przeprowadza się rozdział
poszczególnych składników wypalonych elementów paliwowych. W szczególności należy oddzielić odpady
radioaktywne i odzyskać paliwo jądrowe, czyli uran i pluton. Pręty paliwowe zawierają bowiem obok jąder U235, które nie uległy rozszczepieniu, także pluton-239, powstały w procesie powielenia i nadający się jako
paliwo jądrowe. Po odpowiednim leżakowaniu w basenie elektrowni oraz w składowisku pośrednim pręty
paliwowe przewozi się w ich pojemnikach transportowych do zakładu przerobu. Są one stale jeszcze wysoce
promieniotwórcze, więc od personelu technicznego muszą je oddzielać grube mury betonowe lub szyby ze
szkła ołowiowego, a proces przerobu musi być w pełni zautomatyzowany. Pręty paliwowe są najpierw
rozdrabniane, a następnie rozpuszczane w kwasie azotowym. Uran, pluton oraz produkty rozpadu
rozpuszczają się prawie całkowicie, pozostają natomiast rozdrobnione koszulki prętów paliwowych, które po
zabetonowaniu składa się w bezpiecznym miejscu. W następstwie szeregu chemicznych procesów następuje
rozdział uranu, plutonu i pozostałych produktów rozpadu. Uran i pluton, po oczyszczeniu, trafiają do fabryki
produkującej pręty paliwowe, natomiast odpady radioaktywne są pakowane i przygotowywane do składowania
w mogilniku.
11
Cykl paliwowy
– transport odpadów promieniotwórczych
Odpady promieniotwórcze, które są już nie do wykorzystania na danym żadnym etapie cyklu
paliwowego muszą być transportowane pomiędzy zakładem przerobu paliwa jądrowego a miejscem
jego wiecznego składowania.
Do tego celu stworzono specjalne kontenery do przewozu odpadów promieniotwórczych. Z reguły mają
one rozmiary dostosowane do transportu kolejowego lub morskiego. Ze względu na bardzo
rygorystyczne normy bezpieczeństwa, taki kontener musi spełniać niezwykle ostre normy, jak np.
wytrzymać długotrwały pożar, katastrofę kolejową, upadek z mostu, uderzenie samolotu odrzutowego,
atak terrorystyczny itp. W żadnej z tego typu sytuacji nie może dojść do rozszczelnienia kontenera i
uwolnienia się materiału radioaktywnego. Dlatego na przykład taki kontener o wadze rzędu 120 ton ma
ściany grubości 50 cm a jego zawartość to zaledwie kilka wypalonych prętów paliwowych.
Jednym z testów jakie musi przejść taki kontener jest na przykład zrzucenie z wysokości kilku metrów
na stalową iglicę. Po takim upadku kontener musi zachować szczelność. Taki pojemnik musi być także
stabilny czasowo – to znaczy jego parametry nie mogą się zmieniać w czasie zarówno krótkofalowo jak
i w dłuższym okresie czasu. Ma to znaczenie przy transporcie morskim, gdzie czas przewozu ładunku
można liczyć w tygodniach. W transporcie kolejowym trzeba przewidzieć także możliwość znacznego
wydłużenia się czasu transportu na skutek blokad urządzanych przez ekologów.
12
Cykl paliwowy – składowanie odpadów promieniotwórczych
Odpady radioaktywne należy podzielić na trzy grupy:
- Słabo aktywne. Odpady tej grupy w postaci stałej lub ciekłej są najpierw
na drodze stężania, ściskania lub spalania redukowane do możliwie
najmniejszej objętości. Następnie zostają zacementowane w beczkach.
- Średnio aktywne odpady, rozdrabnia i zacementowuje się także w
beczkach.
- Wysoko aktywne. Są to z reguły produkty rozpadu rozpuszczone w
kwasie azotowym, są źródłem 99% promieniowania wszystkich odpadów
promieniotwórczych, stąd należy przy ich składowaniu zachować
szczególną ostrożność. Opracowano dla nich specjalny proces
zeszkliwienia. Na początku następuje proces zagęszczania i chemicznego
przetwarzania. Następnie w temperaturze powyżej 1100°C stapia się je z
proszkiem szklanym, tworząc z nich nierozłączny składnik szkliwa, którym
wypełnia się grubościenne beczki ze stali nierdzewnej. W zakładzie
przerobu przypada na każdą tonę uranu około 130 l wysoko aktywnego
odpadu w postaci bloku szkliwa, 5 beczek po 400 l odpadu średnio
aktywnego raz 15 beczek słabo aktywnego. Te odpady trzeba
zmagazynować w sposób bezpieczny "po wsze czasy", czyli bez
ograniczeń czasowych, gdyż nawet po wielu pokoleniach będą one nadal
stanowić duże zagrożenie.
Na rysunku powyżej mamy pokazane typowe miejsce przechowywania odpadów promieniotwórczych. Z reguły są to
wyeksploatowane kopalnie soli. I tak najpłycej składuje się odpady słabo aktywne – są to poukładane beczki z odpadami.
Na średnim poziomie kopalni przechowuje się odpady średnio aktywne, które w beczkach wrzuca się w procesie
zautomatyzowanym do komory. Odpady wysoko aktywne zostają zabetonowane na najniższym poziomie kopalni (poniżej
1000m). Mogielniki umieszcza się w odwiertach i tam zostają zalana cementem.
Należy także pamiętać przy wyborze miejsca składowania odpadów radioaktywnych, aby miejsce ich składowania było
rejonem wolnym od wstrząsów sejsmicznych i uskoków tektonicznych. Także aby miejsce składowania nie miało
styczności z wodami gruntowymi.
13
Reaktor atomowy – podstawy (1)
Reaktorem atomowym nazywamy urządzenie, które w sposób kontrolowany
przetwarza energię jądrową w energię cieplną.
U podstaw reaktorów jądrowych leży, odkryte w 1939 r. przez fizyków niemieckich,
zjawisko rozszczepienia jąder uranu 92U235 w wyniku bombardowania ich
neutronami. Przy rozpadzie jądra 92U235 na dwa mniejsze jądra wyzwala się
olbrzymia energia, ok. 200 MeV.
W wyniku rozszczepienia np. jądra U235 po uderzeniu neutronu wyzwala się duża
ilość energii oraz są emitowane nowe neutrony, średnio 2,5 neutronu na jedno
rozszczepienie. Neutrony te mogą powodować następne rozszczepienia innych
jąder, prowadząc do dalszego zwiększenia liczby neutronów i dalszego rozwijania się
reakcji. Istnieje więc tu możliwość osiągnięcia samopodtrzymującej się reakcji
łańcuchowej. Neutrony powstające w wyniku rozszczepień mogą spowodować
następne rozszczepienia, mogą też jednak zostać stracone wskutek absorpcji lub
ucieczki. Jeśli liczba neutronów powstających w reaktorze w jednostce czasu jest
równa liczbie neutronów traconych w tym czasie, wówczas w reaktorze zachodzi
kontrolowana, samopodtrzymująca się, reakcja łańcuchowa. Stan taki nazywamy
stanem krytycznym reaktora. Odchylenie stanu reaktora jądrowego od stanu
krytycznego opisuje tzw. reaktywność. Reaktor jest sterowalny i bezpieczny, gdy ma
małą, dodatnią reaktywność związaną z neutronami opóźnionymi.
Spośród wielu różnych reakcji jądrowych w reaktorach jądrowych najważniejsze są
reakcje wywołane przez neutrony lub promieniowanie (fotony) g. Neutrony
uderzające w jądra mogą spowodować różne reakcje, z których najważniejsze to
rozszczepienie jądra, rozproszenie oraz pochłanianie (absorpcja) neutronów.
Zależnie od ich energii kinetycznej neutrony dzielimy na termiczne - o energiach
rzędu setnych części eV, prędkie - o energiach rzędu dziesiątych części MeV,
epitermiczne - o energiach pośrednich. Prawdopodobieństwo zajścia reakcji
rozszczepienia jądra uranu 92U235 jest znacznie większe dla neutronów o malej
energii niż o dużej. Wymusiło to zastosowanie w reaktorze atomowym urządzenie
spowalniającego neutrony zwanego moderatorem. W większości przypadków
funkcję moderatora pełni woda otaczająca pręty paliwowe, która jednocześnie 14
odbiera od nich ciepło będące efektem reakcji jądrowych w prętach paliwowych.
Innym dobrym materiałem na moderator jest węgiel pod postacią grafitu i beryl.
Reaktor atomowy – podstawy (2)
Kontrolowany przebieg reakcji łańcuchowej zapewnia element
odpowiedzialny za ilość neutronów w reaktorze. Do tego celu
stosuje się tzw. pręty regulacyjne. Wykonane są z materiału
bardzo dobrze pochłaniającego neutrony. Umieszcza się je
pomiędzy prętami paliwowymi, a głębokość ich wsunięcia
pomiędzy pręty paliwowe wpływa na szybkość reakcji
łańcuchowej. Innym dodatkowym urządzeniem montowanym w
reaktorach jądrowych są pręty awaryjne. Mają one za zadania w
sytuacji krytycznej wygaszenie reaktora tzn. zatrzymanie reakcji
łańcuchowej. Także wykonywane są z materiału bardzo dobrze
absorbującego neutrony. W przeciwieństwie do prętów
sterujących, które mają regulowaną głębokość wnikania do
reaktora, pręty awaryjne posiadają dwie pozycje pracy górną
(reaktor pracuje) i dolną (reaktor wygaszony).
pręty sterujące
pręty paliwowe
obieg pierwotny
By reaktor mógł osiągnąć stan krytyczny, musi być spełnionych szereg
warunków. Przy określonej konstrukcji musi on mieć wymiary nie mniejsze
od pewnych wymiarów minimalnych, zwanych wymiarami krytycznymi. W
przeciwnym przypadku ucieczka neutronów z reaktora i ich absorpcja nie
mogą być zbilansowane produkcją neutronów. Odpowiadającą wymiarom
krytycznym masę materiału rozszczepialnego nazywa się masą krytyczną.
Wymiary reaktorów są zazwyczaj większe od krytycznych; dla osiągnięcia
stanu krytycznego zwiększa się absorpcję neutronów przez wprowadzenie
do reaktora odpowiednich materiałów (pręty regulacyjne). Część reaktora,
w której znajduje się paliwo jądrowe, nazywa się rdzeniem. Rdzeń jest
zwykle otoczony warstwą materiału, zwaną reflektorem, która jakby
"odbija" z powrotem znaczną część neutronów uciekających z rdzenia.
Zastosowanie reflektora zmniejsza wymiary krytyczne i masę krytyczną.
Wytwarzana w reaktorze energia jest odbierana w postaci ciepła przez
15
czynnik chłodzący, zwany chłodziwem, przepływający przez rdzeń
reaktora.
Reaktor atomowy – podstawy (3)
Schemat budowy reaktora atomowego, gdzie:
1 – osłona biologiczna
ma ona na celu ograniczenie oddziaływania
reaktora na środowisko zewnętrzne
2 – osłona ciśnieniowa
jej zadaniem jest utrzymanie
odpowiedniego ciśnienia wewnątrz reaktora
3 – reflektor neutronów
jego celem jest zawracanie
neutronów tych, opuszczają rdzeń z
powrotem do rdzenia
4 – pręty bezpieczeństwa
pozwalają w każdej chwili wygasić reaktor
5 – pręty sterujące
zapewniają możliwość regulacji szybkości zachodzącej w reaktorze reakcji łańcuchowej
6 – moderator
element spowalniający neutrony, wykonuje się je z materiałów zawierających duże ilości atomów o małej liczbie
porządkowej, skutecznie zmniejszających energię neutronów produkowanych w trakcie rozszczepiania.
7 – pręty paliwowe
zawierają paliwo jądrowe w formie fizykochemicznej i o stopniu wzbogacenia dostosowanym do
konstrukcji reaktora jądrowego
8 – chłodziwo
odbiera ciepło reakcji jądrowych z rdzenia i oddaje je w wymienniku ciepła do obiegu wtórnego
16
Podział reaktorów
Rozróżnia się kilka kryteriów podziałów reaktorów atomowych, oto najważniejsze z nich:
- Zastosowanie:
- badawcze - o małej mocy wykorzystywane w badaniach naukowych jako silne źródła neutronów
- produkcyjne - służące do wytwarzania sztucznych pierwiastków promieniotwórczych na drodze aktywacji,
głównie do produkcji plutonu – szczególną klasę tych reaktorów stanowią tzw. reaktory jądrowe powielające, w
których paliwo jądrowe w trakcie wypalania przekształca się w inny rodzaj paliwa jądrowego
- energetyczne - wytwarzające energię cieplną przekształcaną w energię mechaniczną lub elektryczną
- doświadczalne - prototypy nowych rozwiązań technicznych
- Rodzaj moderatora
wodne, ciężkowodne, grafitowe, sodowe
- Energia neutronów
- wysokostrumieniowe - o strumieniu neutronów przekraczającym 1014 cząstek/cm2s
- prędkie - gdy reakcja rozszczepienia zachodzi dzięki neutronom prędkim
- pośrednie - gdy stosuje się neutrony pośrednie
- termiczne - wykorzystywane są neutrony termiczne
-epitermiczne - reakcja zachodzi dzięki neutronom epitermicznym
- Rodzaj paliwa
- uranowe
- plutonowe
- mox
- torowe
17
Podział reaktorów - oznaczenia
PWR
reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany lekką wodą
Pressurized light-Water-moderated and cooled Reactor
BWR
reaktor wrzący chłodzony i moderowany lekką wodą
Boiling light-Water-moderated and cooled Reactor
LWR
reaktor chłodzony i moderowany lekką wodą
Boiling light-Water-moderated and cooled Reactor
HWR
reaktor ciężkowodny
Boiling light-Water-moderated and cooled Reactor
HWLWR
reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką Heavy-Water -moderated, boiling-Light-Water Reactor
PHWR
reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany ciężką wodą
SGHWR
reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką Steam-Generating Heavy-Water Reactor
HWGCR
reaktor chłodzony gazem moderowany ciężką wodą
Heavy-Water-moderated Gas-Cooled Reactor
CANDU
reaktor kanadyjski typu PHWR
CANadian Deuterium-Uranium reactor
LWGR
reaktor chłodzony lekką wodą z moderatorem grafitowym
Light-Water-cooled, Graphite-moderated Reactor
PTGR
reaktor kanałowy z moderatorem grafitowym
Pressurized-Tube Graphite Reactor
GCR
reaktor chłodzony gazem z moderatorem grafitowym
Gas-Cooled, graphite-moderated Reactor
AGR
ulepszony reaktor chłodzony gazem z moderatorem grafitowym Adwanced Gas-cooled, graphite-moderated Reactor
HTR
reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem
Pressurized Heavy-Water-moderated and cooled Reactor
High-Temperature gas-cooled Reactor
z moderatorem grafitowym
HTGR
reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem
High-Temperature Gas-cooled Reactor
z moderatorem grafitowym
THTR
reaktor wysokotemperaturowy na paliwie torowym
Thorium High-Temperature Reactor
FBR
reaktor prędki powielający
Fast Breeder Reactor
LMFBR
reaktor prędki powielający chłodzony sodem
Liquid-Metal-cooled, Fast Breeder Reactor
LWBR
reaktor powielający termiczny chłodzony lekką wodą
Light-Water Breeder Reactor
MSBR
reaktor powielający chłodzony stopionymi solami
Molten-Salt Breeder Reactor
GCFR
reaktor prędki chłodzony gazem
Gas-Cooled Fast Reactor
OMR
reaktor z chłodziwem i moderatorem organicznym
Organic-Moderated and cooled Reactor
SZR
reaktor chłodzony sodem moderowany wodorotlenkiem cyrkonu Sodium-cooled, Zirkonium-hybride-moderated Reactor
18
Na podstawie: Zdzisław Celiński "Energetyka Jądrowa"
Podział reaktorów – wodny wrzący
W reaktorze wodnym wrzącym zamieniamy wodę w
parę za pomocą energii jądrowej. Następuje to w
zbiorniku ciśnieniowym reaktora. Para pod ciśnieniem
około 7MPa napędza turbinę, która dostarcza
generatorowi energii potrzebną do wytworzenia prądu.
We wspomnianym zbiorniku ciśnieniowym reaktora,
który w omawianym przykładzie posiada ścianki o
grubości 16 cm, znajduje się rdzeń reaktora, przez który
przepływa woda doprowadzana do wrzenia. Rdzeń
reaktora składa się z około 800 elementów paliwowych.
Każdy element paliwowy znajduje się w blaszanym
pojemniku, do którego woda dostaje się przez otwór w
spodzie. Woda wypełnia pojemnik i styka się z 64
prętami paliwowymi, czyli prętami wykonanymi np. z
rozszczepialnego uranu. Pręty składają się zazwyczaj
ze wzbogaconego uranu w postaci dwutlenku uranu
(UO2). Podczas rozszczepiania jąder uranu wydziela
się duża ilość energii, którą w formie ciepła odbiera
woda chłodząca (chłodziwo).
Woda służy też jednocześnie jako moderator (hamuje więc do tego stopnia prędkie neutrony, powstałe podczas każdego
rozszczepienia jądra, że same mogą powodować dalsze rozszczepienia). Gdyby wszystkie powstałe w tej reakcji neutrony
przyczyniały się do dalszego rozszczepiania, reaktor wyszedłby spod kontroli i wytwarzałby za dużo energii - stałby się
wybuchającą bombą atomową. Aby temu zapobiec, każdy reaktor zawiera takie materiały, jak bor lub kadm, które absorbują
(pochłaniają) neutrony, w takim stopniu, aby reakcja nie wymknęła się spod kontroli, ale też by nie "zgasła". Neutrony pochłaniane
są przez wspomniane materiały, które tworzą pręty sterujące, które są wsuwane do reaktora mniej lub bardziej głęboko - w
zależności od potrzeb. Bardziej wysunięte to mniejsze pochłanianie i większa ilość rozszczepień. Mniej wysunięte to spowolniona
reakcja. Wsuwaniem i wysuwaniem prętów łatwo można kontrolować reakcję, a w razie potrzeby zadusić. Pręty, ze względu na
znaczną szybkość reakcji jądrowych i konieczność jeszcze szybszego reagowania, posiadają sterowanie automatyczne. Podczas
pierwszego uruchomienia reaktora trzeba dostarczyć neutronów z zewnętrznego źródła. Po chwilowym zatrzymaniu reakcji nie jest
to konieczne. Elementy paliwowe dostarczają wtedy dostatecznej ilości neutronów, aby uruchomić reakcję jądrową przez 19
wysunięcie prętów sterujących.
Podział reaktorów – wodny ciśnieniowy
W reaktorze wodnym ciśnieniowym woda
stykająca się z rdzeniem reaktora nie gotuje się.
Uniemożliwia jej to ogromne ciśnienie - rzędu 15
MPa. Woda ta krąży w obiegu pierwotnym i w
odpowiedniej wytwornicy pary ogrzewa wodę
obiegu wtórnego, a zatem nie styka się z nią
bezpośrednio. Woda obiegu pierwotnego
schładza się przy tym z 330C do 290C. Podczas
gdy woda obiegu wtórnego wrze i wytworzoną
parą napędza turbinę i generator, to woda obiegu
pierwotnego, ciągle w stanie ciekłym, jest
pompowana do rdzenia, gdzie ponownie ogrzewa
się do 330C. Odpowiedni regulator ciśnienia
zapewni stałe ciśnienie tej wody. Typowy reaktor
wodny ciśnieniowy o mocy 1300 MW ma rdzeń
zawierający około 200 elementów paliwowych po
300 prętów paliwowych każdy. Sterowanie
reaktorem odbywa się z jednej strony przez
zmianę stężenia roztworu boru (pochłaniającego
neutrony) w wodzie obiegu pierwotnego, z drugiej
strony zaś przez pręty regulacyjne, zawierające
kadm, które, jak już poprzednio jest wspomniane,
można wsuwać i wysuwać.
Woda także jest tu spowalniaczem. Gdy reaktor nadmiermie się nagrzewa, to gęstość wody maleje. Tym samym prędkie
neutrony są słabiej wyhamowywane, liczba rozszczepień dostarczających energii maleje i cały układ się ochładza. Reaktor taki,
podobnie jak i wrzący, nosi nazwę lekkiego ponieważ stosuje się w nim "zwykłą" wodę, a nie "ciężką".
20
Podział reaktorów – powielający
Jądra U-238 mogą wchłaniać neutrony,
przemieniając się przy tym w jądra plutonu,
które można łatwo rozszczepić i wykorzystać
do produkcji energii. Reaktor powielając
wykorzystuje tą własność. Jako materiał
rozszczepialny jest w nim stosowany Pu239, który podczas rozpadu produkuje 2 lub
3 neutrony. Jeden z nich jest potrzebny do
podtrzymania reakcji łańcuchowej, podczas
gdy pozostałe są przekazywane do jąder U238, które przemieniają się w Pu-239. Tak
powstaje nowe paliwo. Reaktor wytwarza w
ten sposób nowe paliwo. W optymalnym
przypadku może wytworzyć nawet więcej
paliwa niż sam zużył. Ten proces zachodzi
także w innych typach reaktorów, ale w
marginalnych ilościach. Zasoby U-238 są
znaczne, więc powszechnie uważa się, że w
przyszłości takie reaktory odegrają duża role
w wytwarzaniu energii. Technika ta, dzięki wykorzystywaniu nierozszczepialnego U-238, jest sześćdziesięciokrotnie bardziej
wydajna od tradycyjnej uranowej. Przemiana U-238 w Pu przebiega lepiej z neutronami prędkimi niż wolnymi. W reaktorze
prędkim powielającym wykorzystuje się właśnie te prędkie neutrony do procesu powielania. Przy małej zawartości plutonu
proces przebiegałby ze zbyt małą wydajnością, stąd w owych reakcjach elementy paliwowe zajmują 20-30% plutonu i 70-80 %
U-238. Jest prawie 10-krotnie więcej materiału rozszczepialnego niż we wcześniejszych typach reaktorów, więc istnieje wiele
niebezpieczeństw i trudności technicznych związanych z budową i eksploatacją takich siłowni. Reaktor składa się z elementów
paliwowych, w których wytwarzana jest energia oraz z elementów powielających, gdzie powstaje nowe paliwo. Z powodu
obecności dużej ilości materiału rozszczepialnego wytwarzanie ciepła w elementach paliwowych jest bardziej intensywne.
Dlatego ochładza się taki reaktor ciekłym sodem, który dobrze przewodzi ciepło, ale w przeciwieństwie do wody słabo hamuje
neutrony. Są więc one ciągle prędkie. Obieg pierwotny ciekłego sodu ogrzewa ciekły sód w obiegu wtórnym. Ten doprowadza
do wrzenia, a wytworzona para napędza urządzenia produkujące prąd.
21
Podział reaktorów – wysokotemperaturowy
Reaktor taki zużywa jako surowiec
energetyczny obok uranu także tor232, który w trakcie pracy reaktora
pochłania neutrony i przemienia się
z rozszczepialny U-233. Stosowane
paliwo ma postać drobnych
granulek, które następnie zasklepia
się w kulach grafitowych wielkości
piłki tenisowej. Grafit służy jako
moderator hamujący neutrony.
Wytworzone w reaktorze ciepło
podgrzewa gaz - na przykład
obojętny chemicznie hel. Gaz ten z
kolei odparowywuje wodę, która
napędza turbinę.
Reaktor ten posiada kilka bardzo interesujących cech:
- Praca w bardzo wysokich temperaturach. Temperatura chłodziwa dochodzi nawet do 1000°C, dzięki czemu może zostać
wykorzystane jako źródło ciepłą do zasilania procesów przemysłowych wysokotemperaturowych
- Wysoka sprawność. Dzięki dobremu bilansowi neutronów uzyskuje się współczynnik konwersji równy jedności i bardzo
wysokiego stopnia wypalenia paliwa. Istnieje możliwość zmiany paliwa w trakcie pracy reaktora.
- Wysoki stopień bezpieczeństwa. Reaktor ten charakteryzuje się dużą pojemnością cieplną, dzięki czemu jest mniej wrażliwy
na awarie systemu chłodzenia – bez uszkodzenia może przetrzymać w takim stanie godzinę (dla porównania PWR do 2
22
minut). Także charakteryzują się bardzo niskim stopniem narażenia radiacyjnego personelu.
Energetyka jądrowa – na świecie
KRAJ
PRODUKCJA
ENERGII W EJ
2000
REAKTORY
CZYNNE
Czerwiec 2001
REACTORY W
BUDOWIE
Czerwiec 2001
ZAMÓWIONE lub
PLANOWANE
Czerwiec 2001
ZUZYCIE
URANU
2000
billion kWh
%
ilość
MWe
ilość
MWe
ilość
MWe
tony U
Argentina
5.7
7.3
2
935
1
692
0
0
146
Armenia
1.8
33
1
376
0
0
0
0
67
Belgium
45
57
7
5728
0
0
0
0
1020
Brazil
5.6
1.5
2
1855
0
0
0
0
292
Bulgaria
18
45
6
3538
0
0
0
0
615
Canada
69
12
14
9998
6
3598
0
0
1326
China
16
1.2
3
2167
8
6370
2
1800
418
Czech
Republic
14
19
5
2560
1
912
0
0
349
Egypt
0
0
0
0
0
0
1
600
0
Finland
21
32
4
2656
0
0
1
1000
558
France
395
76
59
63203
0
0
0
0
10513
Germany
160
31
19
21141
0
0
0
0
3707
Hungary
15
42
4
1755
0
0
0
0
354
India
14
3.1
14
2548
2
900
11
4980
312
Indonesia
0
0
0
0
0
0
1
600
0
Iran
0
0
0
0
1
950
1
950
0
305
34
53
43505
4
4492
12
15858
7334
0
0
0
0
0
0
2
1900
0
Korea RO
(South)
104
41
16
12970
4
3800
8
9200
2480
Lithuania
8.4
74
2
2370
0
0
0
0
359
Mexico
7.9
3.9
2
1364
0
0
0
0
231
Netherlands
3.7
4.0
1
452
0
0
0
0
105
Pakistan
1.1
1.7
2
425
0
0
0
0
56
Romania
5.1
11
1
655
1
620
0
0
90
Russia
120
15
30
20793
3
2625
5
4050
3213
Japan
Korea DPR
(North)
SlovakRep.
16
53
6
2472
2
840
0
0
531
Slovenia
4.5
3.7
1
679
0
0
0
0
132
South Africa
13
6.7
2
1842
0
0
0
0
366
Spain
59
28
9
7345
0
0
0
0
1538
Sweden
55
39
11
9460
0
0
0
0
1539
Switzerland
24
36
5
3170
0
0
0
0
602
Taiwan
37
24
6
4884
2
2600
0
0
971
Ukraine
72
47
13
11195
2
1900
0
0
1878
United
Kingdom
78
22
33
12528
0
0
0
0
2578
USA
754
WORLD
2447
billion kWh
KRAJ
20
16
%
PRODUKCJA
ENERGII W EJ
2000
104
437
ilość
98060
352,629
MWe
REAKTORY
CZYNNE
Czerwiec 2001
0
37
ilość
0
30,299
MWe
REACTORY W
BUDOWIE
Czerwiec 2001
0
44
ilość
0
40,938
MWe
ZAMÓWIONE lub
PLANOWANE
Czerwiec 2001
Tabelka po prawej stronie prezentuje zestawienie
wszystkich państw posiadających u siebie
elektrownie atomowe. Z tabeli tej widać, że niektóre
państwa jak Belgia, Francja i Litwa swoje
zapotrzebowanie energetyczne oparły na
energetyce jądrowej. W innych państwach
energetyka jądrowa jest tylko mniej lub bardziej
znaczącym procentem w bilansie energetycznym
kraju. W przypadku małych krajów jest to często
pojedyncza elektrownia atomowa składająca się z
jednego lub więcej bloków (reaktorów). W
większych krajach jak Francja i USA jest to sieć
elektrowni atomowych rozsianych po całym kraju.
Ważnymi aspektami, przy wyborze miejsca pod
budowę są względy bezpieczeństwa:
- historia tektoniczna miejsca, czy w danym rejonie
występują wstrząsy i uskoki tektoniczne mogące
doprowadzić do zniszczenia reaktora.
- dostępność wody (bliskość zbiornika z wodą jak
rzeka lub jezioro)
- zaludnienie obszaru wokół elektrowni. Elektrownie
buduję się najczęściej na terenach słabiej
zamieszkałych, w pewnej odległości od większych
skupisk ludzkich.
17496
61,176
tony U
ZUZYCIE
URANU
2000
www.nuclear.pl
23
Energetyka jądrowa – w Polsce
Jedynymi wybudowanymi i eksploatowanymi w Polsce reaktorami jądrowymi
były reaktory badawcze. W Polsce nigdy nie wybudowano i nie
eksploatowano reaktorów energetycznych.
Pierwszym polskim reaktorem był reaktor EWA wybudowany w 1958 roku,
czyli w 16 lat po uruchomieniu przez E. Fermiego pierwszego reaktora
jądrowego. EWA była konstrukcją radziecką, typu WWR-S, o mocy cieplnej
pierwotnie równej 2 MW, gdzie paliwem był wzbogacony do 10% uran,
moderatorem i chłodziwem natomiast zwykła woda. W 1963 i 1967 reaktor
modernizowano, m.in. zwiększając wzbogacenie paliwa (dodając również
układy zwiększające bezpieczeństwo eksploatacji), w wyniku czego jego moc
cieplna wzrastała kolejno do 4 MW i 10 MW. Strumień neutronów w reaktorze
"Ewa" osiągał wartość 1014 n/cm2s. Reaktor ten był wykorzystywany do
produkcji izotopów promieniotwórczych, corocznie pracując przez ok. 3500
godz.
Reaktor ten pracował do lutego 1995 roku, kiedy to z powodu przejścia na
emeryturę całej jego obsługi, zamknięto go, całkowicie zdemontowano i
zdekontaminowano.
Reaktor MARIA
Czerwiński A., (1998) Energia jądrowa i promieniotwórczość;
Drugim wybudowanym w Polsce reaktorem jest MARIA nazwana tak na
cześć Marii Skłodowskiej-Curie. Został on całkowicie zaprojektowany i
skonstruowany w Polsce dzięki doświadczeniom zdobytym przy eksploatacji
reaktora EWA. Pierwszy raz reaktor osiągną stan krytyczny w grudniu 1974 r.
Po kilku miesiącach osiągną zaprojektowaną moc 30 MW. Pracował on
nieprzerwanie do 1985 roku, kiedy to wyłączono go w celu przeprowadzenia
modernizacji. MARIĘ włączono ponownie dopiero w 1993 roku.
24
Bibliografia
1)
2)
3)
4)
4)
5)
6)
7)
Celiński Z., (1991) Energetyka jądrowa; PWN
Celiński Z., (1992) Energetyka jądrowa a społeczeństwo; PWN
Celiński Z., (1994) Jądrowe reaktory energetyczne;
Celiński Z., (1994) Nowe typy reaktorów jądrowych;
Celiński Z., (1995) Kierunki rozwoju jądrowych reaktorów energetycznych;
Celiński Z., (1995) Ekonomiczne i społeczne aspekty rozwoju energetyki jądrowej;
Celiński Z., (1997) Nowa generacja elektrowni jądrowych;
Skrzypczak E., Szefliński Z., "Wstęp do fizyki jądra atomowego i cząstek elementarnych", Wydawnictwo Naukowe
PWN,1995
8) Elbaradei M., (2000) Przyszłość energetyki jądrowej widziana z MAEA;
9) Niewodniczański J., (2000) Perspektywy energetyki jądrowej;
10) Charpak G. i wsp., (1997) Błędne ogniki i grzyby atomowe; WNT
11) Czerwiński A., (1998) Energia jądrowa i promieniotwórczość; OE
12) Hrynkiewicz A., (1990) Energia najważniejszy problem cywilizacji; WNT
13) Kiełkiewicz M., (1977) Podstawy fizyki reaktorów jądrowych; WPW
14) Strzałkowsi A., (1979) Wstęp do Fizyki Jądrowej; PWN
15) Hupper R., (1986) Elf Brutreaktoren der Welt im Leistungsbetrieb; Atom+Strom, H4
16) Liwiński T., Gutowski P., Reaktory Jądrowe. Procesy fizyczne w reaktorach jądrowych. Praca zaliczeniowa 2002
17) Pluta J., Treść wykładu przedmiotu "Metody i techniki jądrowe w środowisku, przemyśle i medycynie” 2003/2004
18) Giolichowska K. Postawy Ekologów i Ekologii Jako Nauki Wobec Energetyk Jądrowej. 2002
25
Linki
http://www.iaea.or.at/
Międzynarodowa Agencja Energii Jądrowej
http://www.ida.liu.se/~her/
Strona domowa pana Henrika Erikssona
http://www.uic.com.au/
Uranowe Centrum Informacyjne w Australii
http://www.dae.gov.in/
Elektrownie jądrowe w Indiach
http://www.ifj.edu.pl/
Instytut Fizyki Jądrowej im. H. Niewodniczańskiego w Bronowicach
http://www.cern.ch/
CERN
http://dir.yahoo.com/Regional/Countries/Germany/Science/Max_Planck_Institutes/
Instytut Maxa Plancka
http://www.ftj.agh.edu.pl/
Wydział Fizyki i Techniki Jądrowej- AGH
http://www.ippe.rssi.ru/
Energetyka jądrowa w Rosji
http://atomowe.kei.pl
Strona poświęcona tematyce jądrowej
http://nuclear.pl
Strona poświęcona tematyce jądrowej
www.nucleartourist.com
Strona poświęcona tematyce jądrowej
http://www.paa.gov.pl/
Państwowa Agencja Atomistyki
http://www.ichtj.waw.pl/
Instytut Chemii i Techniki Jądrowej
http://www.clor.waw.pl/
Centralne Laboratorium Ochrony Radiologicznej
http://www.iea.cyf.gov.pl/
Instytut Energii Atomowej
http://www.agh.edu.pl/
Akademia Górniczo Hutnicza
http://www.uilondon.org/
Instytut Uranowy w Londynie
http://www.pu-investigation.org/
Strona poświęcona tematyce jądrowej
http://www.republika.pl
Strony prywatne umieszczone na tym serwerze
http://www.energy.gov/index.html
Amerykański Departament ds. Energii
http://www.nrc.gov/
Amerykańska Komisja ds. Regulacji Atomistyki
http://www.minatom.ru/
Ministerstwo energetyki jądrowej Federacji Rosyjskiej
26