Reaktor jądrowy

Z Wikipedii, wolnej encyklopedii
Przejdź do nawigacji Przejdź do wyszukiwania
Rdzeń reaktora jądrowego
Reaktor badawczy PULSAR, o mocy 1MW

Reaktor jądrowy – urządzenie, w którym przeprowadza się z kontrolowaną szybkością reakcje jądrowe; na obecnym etapie rozwoju nauki i techniki są to przede wszystkim reakcje rozszczepienia jąder atomowych. Reakcje te mają charakter łańcuchowy – produkty reakcji (w tym głównie neutrony) mogą zainicjować kilka następnych. Aby uniknąć lawinowego wzrostu szybkości reakcji, reaktor dzieli się na strefy wypełnione na przemian paliwem, chłodziwem oraz moderatorem, czyli substancją spowalniającą neutrony. Szybkość reakcji kontrolowana jest m.in. przez zmianę wzajemnego położenia lub proporcji tych składników, a także przez wprowadzanie dodatkowych substancji pochłaniających lub spowalniających neutrony, zawartych w tzw. prętach regulacyjnych (służących do normalnej regulacji parametrów reakcji) oraz prętach bezpieczeństwa (stosowanych do awaryjnego wyłączania reaktora). Substancjami używanymi do pochłaniania neutronów termicznych są m.in. bor i kadm, natomiast jako moderatorów używa się m.in. berylu, grafitu, a także wody, pełniącej równocześnie funkcję chłodziwa.

Pierwszy reaktor (uranowo-grafitowy), Chicago Pile no. 1 ("Stos chicagowski nr 1", CP-1) zbudowany został na Uniwersytecie w Chicago pod kierunkiem włoskiego uczonego Enrico Fermiego. Pierwsza kontrolowana reakcja łańcuchowa została w nim zapoczątkowana 2 grudnia 1942.

Urządzenia wykorzystujące energię jądrową[edytuj | edytuj kod]

Ze względu na przeprowadzaną reakcję przemiany jądrowej urządzenia do wytwarzania energii w kontrolowanej ilości dzieli się na:

Podział reaktorów rozszczepiających jądra atomowe[edytuj | edytuj kod]

Podział ze względu na reakcję jądrową[edytuj | edytuj kod]

Ze względu na energię neutronów wywołujących reakcję jądrową reaktory rozszczepiające wyróżnia się[1]:

  • Reaktory termiczne (reaktory na neutronach termicznych) - w reaktorach tych rozszczepienie jest wywoływane głównie przez o niewielkiej energii zwane neutronami termicznymi. Większość reaktorów obecnie funkcjonujących jest reaktorami tego typu. Neutrony powstające w wyniku rozszczepienia jąder mają dużą energię kinetyczną (2 - 5 MeV) i w reaktorach tego typu są spowalniane do energii kinetycznej ruchu cieplnego (mniej niż 0,1 eV). Reaktory termiczne klasyfikuje się ze względu na główny czynnik spowalniający neutrony na:
    • moderowane grafitem,
    • moderowane i chłodzone ciężką wodą,
    • moderowane i chłodzone wodą (lekkowodne),
    • moderowane i chłodzone stopionymi solami,
    • moderowane i chłodzone stopionymi metalami.
  • Reaktory epitermiczne - neutrony są spowalniane tylko częściowo.
  • Reaktory prędkie (reaktory na prędkich neutronach) - wykorzystują neutrony prędkie, o energii takiej jaką mają po rozszczepieniu. Reaktory te nie mają moderatora spowalniającego neutrony, ale wymagają paliwa o większym wzbogaceniu (co najmniej 20% 235U). Mogą jednak lepiej wykorzystać paliwo i wytwarzać izotopy łatwo rozszczepialne.

Podział według konstrukcji[edytuj | edytuj kod]

Według konstrukcji układu chłodzenia reaktory jądrowe dzieli się na[2]:

  • Zbiornikowe (basenowe) w których pręty paliwowe zanurzone są w basenie z płynem chłodzącym, którym jest zazwyczaj woda, pełniąca także rolę moderatora. Warstwa wody nad rdzeniem ma wystarczającą grubość, by ekranować promieniowanie umożliwiając personelowi reaktora bezpieczną pracę ponad basenem.
  • Kanałowe, w których chłodziwo jest w kanałach (rurach) i tylko w nich panuje wysokie ciśnienie. Rdzeń reaktora nie jest otoczony zbiornikiem ciśnieniowym. Konstrukcja ta jest rzadziej stosowana, tej konstrukcji są reaktory typu CANDU i RBMK.

Podział według chłodziwa[edytuj | edytuj kod]

Podstawowe typy reaktorów energetycznych

Grupa Typ reaktora Chłodziwo rodzaj Moderator Paliwo jądrowe
Grafitowo-gazowe GCR AGR CO2, gaz - grafit UO2 wzbogacony
Magnox gaz, CO2 - U Naturalny
HTR Hel - UO2, UC2, ThO2, ... (235U, 233U, Pu)
Ciężkowodne PHWR ciężka woda ciśnieniowy ciężka woda UO2 naturalny lub wzbogacony
BHWR wrzący
Lekkowodne LWR BWR lekka woda wrzący lekka woda UO2 wzbogacony lub UO2 wzbogacony i MOX
PWR ciśnieniowy
WWER ciśnieniowy
Wodno-grafitowe RBMK lekka woda wrzący grafit UO2 wzbogacony
GLWR ciśnieniowy U naturalny lub wzbogacony
Lekko-ciężkowodne HWLWR lekka woda wrzący ciężka woda UO2 wzbogacony – PuO2
Prędkie FBR sód - - UO2 wzbogacony – PuO2
  • AGR – Advanced Gas-cooled Reactor
  • BHWR – Boiling Heavy Water Reactor
  • BWR – Boiling Water Reactor (ABWR – Advanced Boiling Water Reactor)* PHWR – Pressurized Heavy Water Reactor
  • PWR – Pressurized Water Reactor – reaktor wodny ciśnieniowy
  • MKER - Mnogopetlewyj Kanalnyj Energeticzeskij Reaktor (lekkowodny, wrzący reaktor atomowy z moderatorem grafitowym)
  • RBMK – Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj
  • WWER – Wodo-Wodianoj Energeticzeskij Reaktor
  • FBR – Fast Breeder Reactor
  • GCR – Gas Cooled Reactor – reaktor chłodzony gazem
  • GLWR – Graphite Light Water Reactor
  • HTR – High Temperature (Gas-cooled) Reactor
  • HWLWR – Heavy Water – Light Water Reactor
  • LWR – Light Water Reactor
  • Magnox – nazwa pochodzi od stopu magnezowego koszulek paliwowych
  • VHTR – Very High Temperature Reactor

Podział według generacji[edytuj | edytuj kod]

Ze względu na rozwój techniczny reaktorów wyróżnia się generacje reaktorów[3]:

  • Pierwsza generacja – reaktory prototypowe i doświadczalne reaktory różnej konstrukcji energia przez nie wytwarzana nie jest wykorzystywana w celach komercyjnych lub wykorzystywane w niewielkim stopniu. Konstruowane głównie w latach 1942 - 1954.
  • Druga generacja – reaktory wykorzystywane do celów komercyjnych, skonstruowane przed katastrofą elektrowni jądrowej w Czarnobylu (1986 rok), większość współcześnie funkcjonujących reaktorów komercyjnych.
  • Trzecia generacja – ulepszone reaktory II generacji. W latach 80. XX w. spadek cen prądu elektrycznego, niższe koszty produkcji energii ze źródeł konwencjonalnych oraz mniejsze zaangażowanie państw w dotacje do energetyki atomowej wymusiło zmiany mające na celu poprawę efektywności elektrowni jądrowych. Katastrofa w Czarnobylu wymusiła zwiększenie zabezpieczeń przed skażeniem[4].
  • Czwarta generacja – najnowsze, w fazie projektów, gdzie kładziony jest nacisk na zmniejszenie oddziaływania na środowisko, zwiększenie bezpieczeństwa i niezawodności, a także ograniczenie możliwości wykorzystania materiałów i urządzeń do produkcji broni jądrowej. Konieczność ograniczenia spalania paliw kopalnych wymusza szukanie nowych bezpiecznych, wydajnych i tanich źródeł energii w tym energii jądrowej. Nowe konstrukcje reaktorów energetycznych, muszą spełniać surowe wymagania dotyczące bezpieczeństwa, zużycia paliwa jądrowego, wytwarzania i gospodarowania odpadami promieniotwórczymi. Wymusza to szukanie nowych konstrukcji nad którymi prowadzone są prace badawczo rozwojowe.

Podział według przeznaczenia[edytuj | edytuj kod]

  • energetyczne
  • napędowe (głównie okrętów podwodnych i innych dużych okrętów)
  • militarne (wytwarzające materiał rozszczepialny do broni jądrowej)
  • badawcze

Podział ten nie jest ostry, gdyż np. ten sam reaktor może służyć zarówno celom militarnym jak i energetycznym. Z kolei reaktory badawcze często wykorzystywane są do wytwarzania radioizotopów o zastosowaniach komercyjnych.

Budowa reaktora[edytuj | edytuj kod]

Typowy reaktor jądrowy zbudowany jest z rdzenia, reflektora neutronów oraz osłon biologicznych. Sam rdzeń zawiera pręty paliwowe, pręty regulacyjne (pochłaniają nadmiar neutronów), pręty bezpieczeństwa, moderator (zmniejsza energię neutronów), kanały chłodzenia i kanały badawcze.

Sterowanie reaktorem[edytuj | edytuj kod]

Moc reaktora jest regulowana poprzez kontrolowanie liczby neutronów, które są w stanie wywołać kolejne rozszczepienia. Zmiany mocy reaktora określa parametr pracy reaktora zwany reaktywnością reaktora.

Kontrola mocy reaktora jest realizowana poprzez pręty kontrolne, które są wykonane z substancji pochłaniających neutrony. Absorpcja większej ilości neutronów w prętach kontrolnych oznacza, że w reaktorze jest mniej neutronów, które mogą wywołać następne rozszczepienia. Opuszczając pręty zmniejsza się moc reaktora, a podnosząc zwiększa.

W wyniku reakcji rozszczepienia wydzielane są neutrony, które są podstawą reakcji łańcuchowej. Większość neutronów emitowana jest natychmiast (neutrony natychmiastowe) po rozszczepieniu, ale około 0,65% neutronów emitowana jest z opóźnieniem. Neutrony wyemitowane z opóźnieniem są nazywane opóźnionymi ich emisja ma charakter sumy zaników naturalnych z czasem połowicznego zaniku od milisekund aż do kilku minut. Istnienie neutronów opóźnionych daje czas urządzeniu mechanicznemu i operatorowi na reagowanie na zmiany liczby neutronów w reaktorze, gdyby nie to zjawisko, czas między osiągnięciem stanu krytycznego a katastrofą nuklearną byłby zbyt krótki, aby umożliwić interwencję.

Na reaktywność reaktora wpływają także zjawiska związane ze spowalnianiem neutronów, pochłanianiem neutronów przez chłodziwo.

Cykl życia neutronu[edytuj | edytuj kod]

Z uwagi na istotną rolę neutronów w pracy reaktora jądrowego, oraz wielość zjawisk związanych z powstawaniem, spowalnianiem, ucieczką z reaktora i pochłanianiem, w teorii sterowania reaktorem wyróżnia się cykl życia neutronu jako jeden z elementów opisujących działanie reaktora[5]. Cykl życia neutronu uwzględniający możliwość ucieczki neutronu z rdzenia reaktora opisywany jest wzorem sześcioczynnikowym. Ideę konstrukcji reaktora uwzględniającą jedynie procesy zachodzące dla neutronów wewnątrz rdzenia reaktora opisuje wzór czteroczynnikowy[6].

Odprowadzanie wytworzonej energii[edytuj | edytuj kod]

Reakcje rozszczepienia jąder atomowych w paliwie w rdzeniu reaktora jądrowego wydzielają duże ilości ciepła. Odprowadza je się za pomocą czynnika chłodzącego - chłodziwa, które ma przeważnie postać płynu (woda, gaz, ciekły metal)[7].

W reaktorach badawczych ciepło zazwyczaj odprowadzane jest bezpośrednio do chłodni wentylatorowych. Natomiast w zdecydowanej większości elektrowni jądrowych, energia cieplna pochodząca z reakcji jądrowych jest odbierana przez wodę, która w zależności od reaktora: odparowuje (reaktory wrzące BWR) lub nie (jeśli jest pod wysokim ciśnieniem – reaktory ciśnieniowe PWR i WWER). Woda w stanie nadkrytycznym lub para przekazuje ciepło bezpośrednio turbinie (w układach jednoobwodowych) albo w wymienniku ciepła, dzielącemu układ na obieg pierwotny i wtórny, wodzie w obiegu wtórnym. Wytworzona w wytwornicy pary para napędza turbinę.

Paliwo[edytuj | edytuj kod]

W większości reaktorów (a we wszystkich lekko-wodnych) paliwo jądrowe stanowi wzbogacony uran. Wzbogacenie polega na zwiększeniu zawartości rozszczepialnego U-235 do około 3-5% (z około 0,7%), ale reaktory ciężkowodne (CANDU, PHWR) pracują przy naturalnym udziale izotopów. Reaktory prędkie wymagają jako paliwa bardziej wzbogaconego uranu (do 20%), bądź plutonu. Produkują za to, w procesie wychwytu neutronu i następujących rozpadów beta, pluton-239 z uranu U-238. Pluton może być następnie, po wydzieleniu używany jako paliwo. Przy odpowiedniej konstrukcji reaktor jest w stanie produkować w ten sposób więcej paliwa, niż go zużywa (reaktor powielający).

Przyszłość[edytuj | edytuj kod]

W przyszłości planuje się wykorzystywać jako paliwo jądrowe tor. W wyniku rozszczepienia toru powstają jądra atomowe o mniejszej masie niż przy rozszczepieniu uranu lub plutonu i jest wśród nich więcej jąder trwałych. Rozszczepienie toru wytwarza zbyt mało neutronów by uzyskać stan krytyczny, w związku z tym do reaktora takiego trzeba by wstrzeliwać neutrony pochodzące z zewnątrz. W celu uzyskania dużej ilości neutronów naukowcy pracują nad zastosowaniem zjawiska spalacji. W zjawisku tym jądra ciężkich pierwiastków np. ołowiu są bombardowane wiązką protonów o dużej energii (rzędu 1 GeV), w wyniku czego ulegają wzbudzeniu. Jądra pozbywają się energii wzbudzenia wyrzucając z siebie nukleony w tym i neutrony. Zjawisko spalacji może być stosowane w celu uczynienia bezpiecznymi i przedłużenia pracy paliwa obecnych reaktorów jądrowych, a także pomóc w utylizacji radioaktywnych odpadów.

Obecnie Indie opracowują reaktor typu AHWR (Advanced Heavy Water Reactor) przystosowany do pracy z użyciem toru.

Aktywność reaktora[edytuj | edytuj kod]

Z uwagi na zachodzące w reaktorze reakcje jądrowe, reaktor jest źródłem promieniowania jonizującego. Mimo, że produkty rozpadu jąder atomowych pozostają przede wszystkim w paliwie jądrowym w rdzeniu reaktora jądrowego, wtórna aktywacja, przede wszystkim neutronami, powoduje, że radioaktywne stają się elementy konstrukcyjne reaktora i chłodziwo.[7]

W wyniku długotrwałego wystawienia na promieniowanie, niektóre elementy konstrukcyjne elektrowni jądrowej ulegają aktywacji i same stają się promieniotwórcze. Dotyczy to większości pierwiastków wchodzących w skład materiałów konstrukcyjnych. Aktywność elementów konstrukcyjnych, rosnąca w toku eksploatacji reaktora, stanowi czynnik utrudniający kontrolę i naprawę. Gdy takie elementy mają kontakt z chłodziwem reaktora, mogą również tworzyć wysokoaktywne produkty korozji.[7]

Szczególnie dużą aktywność dają takie izotopy jak 59Cr, 58Fe, 55Mn, 59Co. Dwa ostatnie szczególnie dobrze pochłaniają neutrony termiczne a dodatkowo są jedynymi naturalnie występującymi izotopami swoich pierwiastków, przez co mają decydujący wpływ na promieniotwórczość materiału. Jedynie 0,03% zawartości kobaltu w stali daje większą aktywność niż reszta jej składników. Kobalt występuje jako zanieczyszczenie niklu i wraz z nim trafia do stali nierdzewnej - jednego z głównego materiałów konstrukcyjnych reaktora. Z tego względu zawartość kobaltu w stalach reaktorowych ogranicza się do nie więcej niż 0,02%.[7]

Aktywność chłodziwa[edytuj | edytuj kod]

Na aktywność chłodziwa składa się aktywność własna substancji chłodzącej, aktywność zanieczyszczeń (produktów korozji, rozpuszczonych soli, pozostałości zanieczyszczeń) oraz aktywność spowodowana aktywacją neutronową. Dla wody najczęściej zachodzi aktywacja atomów tlenu, z powstawaniem protonów lub fotonów gamma. W chłodziwach metalicznych (sód, potas) najczęściej dochodzi do reakcji neutron - foton gamma. W chłodziwach najczęściej aktywowany jest argon.[7]

Aktywność chłodziwa w elementach obiegu pierwotnego zależy od rodzaju czynnika chłodzącego, jego zanieczyszczeń, stanu skupienia, czasu przepływu przez reaktor i jego elementy, oraz od strumienia neutronów. Aktywność chłodziwa wzrasta z każdym kolejnym przepływem jego cząstek przez reaktor. Dla krótkożyciowych izotopów szybko osiągana jest aktywność nasycenia. Aktywność obiegu, przy założeniu że aktywność reaktora jest stała a każda cząstka chłodziwa przepływa wielokrotnie przez reaktor, można przedstawić wzorem:

,

gdzie λi - stała rozpadu i-tego nuklidu chłodziwa, Ni - liczba wszystkich jąder tego nuklidu w 1 cm3 chłodziwa, σi - mikroskopowy przekrój czynny na aktywację tego nuklidu, Φ - średni strumień neutronów, τ1 - czas przepływu chłodziwa przez reaktor, τ2 - czas przepływu chłodziwa przez elementy obiegu.[7]

Aktywność obiegu decyduje możliwości i warunkach dostępu do urządzeń go tworzących i obsługujących w czasie eksploatacji reaktora.[7]

Aktywność paliwa[edytuj | edytuj kod]

Świeży uran naturalny lub wzbogacony uranem-235 ma znikomą aktywność, wynikającą ze śladowych ilości uranu-234. Świeże paliwo wykorzystujące uran-233 lub pluton-239 jest za to silnym emiterem promieniowania alfa i gamma. Dodatkowymi źródłami promieniowania tamże są inne nie rozszczepialne izotopy uranu i plutonu, których nie można oddzielić od siebie w procesie produkcji paliwa.[7]

Aktywność paliwa rośnie wraz z czasem jego wypalania w reaktorze. Źródłem promieniowania stają się produkty rozszczepienia. Przybliżona aktywność paliwa w reaktorze w τ0dni po jego wyłączeniu (a który pracował T0 dni wytwarzając stałą moc N watów) , określona jest wzorem Waya-Wignera[7]:

Powyższe wzory wyznaczające aktywność chłodziwa i paliwa nie obejmują aktywności związanej z aktywnością zanieczyszczeń - substancji, które w konkretnym przypadku są traktowane jako zanieczyszczenia materiałów konstrukcyjnych lub chłodziwa. W chłodziwach zwykle są one pochodzenia mineralnego (sole) lub korozyjnego (tlenki metali).[7]

Awarie[edytuj | edytuj kod]

Poważne awarie reaktorów jądrowych:

Statystyka[edytuj | edytuj kod]

Na świecie pracują 434 reaktory jądrowe[8] generujące energię elektryczną. Znamionowa moc elektryczna bloków energetycznych, w których skład wchodziły wynosiła 373,9 GW(e). W stanie budowy znajduje się 67 reaktorów, 159 jest planowanych, a 318 kolejnych zaproponowanych.

W 2004 roku 266 reaktorów to reaktory wodne ciśnieniowe (PWR i WWER) mogące wytworzyć 239,6 GW(e). 22 reaktory jądrowe były w budowie, z czego 12 to PWR i WWER.

Polskie reaktory:

  • EWA – nieczynny
  • Maria – czynny
  • Anna – nieczynny
  • P-Anna (modyfikacja reaktora Anna, pierwszy i jedyny polski reaktor prędki)- nieczynny
  • Agata - nieczynny
  • MARYLA - nieczynny
  • UR-100 (tylko doświadczenie krytyczne) - nieczynny

W Kartoszynie nad Jeziorem Żarnowieckim budowano Elektrownię Jądrową Żarnowiec, lecz w 1989 budowa została przerwana.

Przypisy[edytuj | edytuj kod]

  1. Klasyfikacja reaktorów jądrowych. [dostęp 2018-11-10].
  2. Budowa i zasada działania elektrowni jądrowych. [dostęp 2018-11-09].
  3. Przegląd konstrukcji reaktorów. [dostęp 2018-11-10].
  4. Reaktory III generacji. [dostęp 2018-11-10].
  5. Ryszard Szepke: 1000 słów o atomie i technice jądrowej. Wydawnictwo Ministerstwa Obrony Narodowej, 1982. ISBN 83-11-06723-6. (pol.)
  6. NUCLEAR PHYSICS AND REACTOR THEORY (ang.). W: U.S. Department of Energy [on-line]. 1993. [dostęp 2014-05-24].
  7. a b c d e f g h i j red. nacz. tomu Jan Zienkiewicz: red. nacz. Heliodor Chmielewski: Encyklopedia Techniki. T. Energia jądrowa. Warszawa: Wydawnictwo Naukowo-Techniczne, 1970, s. 13,68, seria: Encyklopedia Techniki.
  8. World Nuclear Associacion - 1 kwietnia 2013

Dodatkowe źródła[edytuj | edytuj kod]

Zobacz też[edytuj | edytuj kod]