Z Celinski reaktory jadrowe, Energetyka Jądrowa
[ Pobierz całość w formacie PDF ]
REAKTORY JġDROWE – TYPY I CHARAKTERYSTYKI
Zdzisław Celiıski
Politechnika Warszawska, Warszawa
1. SZCZYPTA HISTORII
Wszystko zaczħło siħ od przypadkowego rozszczepienia jĢdra uranu przez Otto Hahna i Fritza
Strassmana w grudniu 1938 r. BombardujĢc uran neutronami spodziewali siħ uzyskiwaę
transuranowce z jĢdrami ciħŇszymi od masy jĢdra atomu uranu. Ku zaskoczeniu badaczy
w eksperymencie pojawiły siħ jĢdra atomów baru o masach około połowy masy jĢder atomów uranu.
Teoretyczne wytłumaczenie zjawiska jako rozszczepienie jĢdra uranu, dali dopiero Otto Frisch i Liza
Meitner (współpracownica O. Hahna, pochodzenia Ňydowskiego, przebywajĢca juŇ wtedy na
emigracji w Szwecji). Opublikowanie tych badaı w styczniu 1939 roku stało siħ wielkĢ sensacjĢ na
Ļwiecie naukowym. RozpoczĢł siħ niebywale aktywny okres badaı atomowych – wiele laboratoriów
badawczych na Ļwiecie (USA, Francja, W. Brytania, ZSRR) włĢczyło siħ do eksperymentów. Niels
Bohr opracował teoretycznie mechanizm rozszczepienia (model kroplowy). Rozpoczħto spekulowaę
jak wielkie iloĻci energii moŇna wyzwolię i jak je moŇna pokojowo spoŇytkowaę. Stwierdzono, Ňe
rozszczepieniu towarzyszy emisja neutronów co umoŇliwia podtrzymanie reakcji (reakcja
łaıcuchowa). Stwierdzono, Ňe rozszczepieniu ulegajĢ tylko jĢdra uranu-235 – izotopu wystħpujĢcego
jedynie w znikomych iloĻciach w uranie naturalnym. Lawina publikowanych w czasopismach
Ļwiatowych artykułów i doniesieı z laboratoriów atomowych została gwałtownie przerwana z chwilĢ
wybuchu wojny we wrzeĻniu 1939 roku. Zaprzestano publikacji wyników badaı w ogólno
dostħpnych czasopismach – badania zostały praktycznie utajnione.
RozpoczĢł siħ nowy etap w badaniach. WĻród uczonych umocniło siħ przekonanie o moŇliwoĻci
wykorzystania rozszczepienia uranu do wytworzenia nowej, niszczycielskiej broni o niespotykanej
dotĢd sile. Obawa przed opanowaniem tej broni przez uczonych niemieckich i dostaniem siħ jej w
rħce Hitlera skłoniło kilku czołowych fizyków (Einstein, Szilard, Wigner, Sachs) do zwrócenia siħ w
tej sprawie do Roosevelta, prezydenta Stanów Zjednoczonych. Tak narodził siħ pod zakodowanĢ
nazwĢ „Projektu Manhattan” najwiħkszy w dziejach program badawczy (pochłonĢł ok. 2 mld dol.-
sumħ ogromnĢ w ówczesnych czasach) zakoıczony wyprodukowaniem bomby atomowej. Bardzo
duŇĢ rolħ w jego realizacji odegrali fizycy europejscy pochodzenia Ňydowskiego, uciekinierzy przed
przeĻladowaniami hitlerowskich Niemiec.
Pierwszy na Ļwiecie reaktor jĢdrowy (o znikomej jeszcze mocy), w którym uzyskano kontrolowanĢ
reakcjħ łaıcuchowĢ uruchomiono w grudniu 1942 roku (Fermi) na uniwersytecie w Chicago. Reaktor
zwany wówczas „stosem atomowym”, zbudowano z duŇej liczby bloków grafitowych (moderator)
i uranu naturalnego (paliwo). Tak rozpoczħła siħ era wykorzystania energii jĢdrowej.
BezpoĻrednio po wojnie powołano w Stanach Zjednoczonych Komisjħ Energii Atomowej, której
zadaniem był m.in. rozwój metod pokojowego wykorzystania energii jĢdrowej. Powstało wtedy
w wielu amerykaıskich oĻrodkach badawczych mnóstwo koncepcji rozwiĢzaı reaktorów jĢdrowych,
wiele z nich zbudowano i badano w laboratoriach.
1
PierwszĢ na Ļwiecie instalacjħ do wytwarzania energii elektrycznej ze Ņródłem ciepła w postaci
reaktora jĢdrowego uruchomiono w 1951 r. w Stanach Zjednoczonych. Reaktorem był reaktor na
neutronach prħdkich chłodzony sodem EBR-1 o niewielkiej mocy cieplnej 1,2 MW, dostarczajĢcy
0,2 MW mocy elektrycznej.
Powstała równieŇ koncepcja reaktora ciĻnieniowego chłodzonego i moderowanego lekkĢ wodĢ jako
napħdu łodzi podwodnych. Reaktor taki zbudowano i przebadano w laboratorium w Idaho w latach
1948 – 1953. Zamontowano go na pierwszej na Ļwiecie atomowej łodzi podwodnej, „Nautilius”
zwodowanej w 1955 r. Producentem reaktora była amerykaıska firma Westighouse. W Shippingport
uruchomiono wojskowy program badawczy nad rozwojem podobnego typu reaktora do napħdu
samolotów. Gdy przerwano prace nad tym programem zapadła w roku 1953 decyzja o przekazaniu
oĻrodka do badaı nad rozwojem cywilnych reaktorów energetycznych. WykorzystujĢc istniejĢce
urzĢdzenia i zebrane juŇ doĻwiadczenia z pracy reaktorów wodnych, ciĻnieniowych (PWR),
uruchomiono w grudniu 1957 r. pierwszĢ elektrowniħ z reaktorem PWR o mocy elektrycznej
60 MW. Zdeterminowało to kierunek dalszego rozwoju energetyki jĢdrowej. Wybór reaktora typu
PWR jako podstawy energetyki jĢdrowej w Stanach Zjednoczonych był wiħc raczej przypadkowy,
uwarunkowany przemysłowym opanowaniem jego produkcji dla potrzeb wojskowych. W ten sposób
reaktor typu PWR i jego producent, firma Westinghouse zyskały u samego startu silnĢ przewagħ nad
konkurencyjnymi rozwiĢzaniami, zapewniajĢc sobie dominujĢcĢ pozycjħ w amerykaıskiej
energetyce jĢdrowej.
W nastħpnych latach szybko wzrastała moc jednostkowa reaktorów PWR (do 1500 MW dzisiaj) i ich
liczba. StanowiĢ one obecnie znakomitĢ wiħkszoĻę reaktorów pracujĢcych w elektrowniach
jĢdrowych na Ļwiecie. PrzyczynĢ tego sĢ nie tyle zalety tego typu reaktora, ile wysoki stopieı jego
rozwoju (osiĢgniħty zresztĢ w poczĢtkowym okresie na koszt badaı wojskowych). Rozwój innych,
choęby obiecujĢcych typów reaktorów napotykał póŅniej na trudnoĻci finansowe i niechħę przemysłu
energetycznego, który preferuje sprawdzone rozwiĢzania.
W ZSRR pierwszĢ instalacjħ, majĢcĢ juŇ cechy niewielkiej doĻwiadczalnej elektrowni jĢdrowej,
uruchomiono w 1954 roku w Obniısku („pierwsza na Ļwiecie”). Dostarczała ona jedynie ok. 5 MW
mocy elektrycznej. ńródłem ciepła był reaktor grafitowy, kanałowy chłodzony wodĢ (pierwowzór
reaktora RBMK).
PierwszĢ na Ļwiecie elektrowniħ zawodowĢ (pracujĢcĢ z powodzeniem kilkadziesiĢt lat w brytyjskim
systemie elektroenergetycznym) uruchomiono w Calder Hall w W. Brytanii. Pierwszy blok
elektrowni o mocy elektrycznej 60 MW oddano do eksploatacji w 1956 roku. ńródłem ciepła był
reaktor grafitowy chłodzony gazem (CO
2
) typu Magnox.
Pierwszymi reaktorami we Francji były reaktory typu GCR (grafitowe chłodzone gazem) o mocach
elektrycznych 40 MW kaŇdy. Pierwszy z nich uruchomiono w 1958 roku w Marcoule. W latach 80-
tych wyłĢczono je ostatecznie z eksploatacji i zastĢpiono reaktorami typu PWR.
Zarówno we Francji, w W. Brytanii jak i w ZSRR cywilny przemysł budowy reaktorów jĢdrowych
narodził siħ z wojskowych programów zbrojeı atomowych. Reaktory Magnox, GCR czy teŇ RBMK
umoŇliwiajĢ wymianħ paliwa w czasie pracy reaktora, co pozwala na produkcjħ plutonu o wysokiej
czystoĻci wymaganej przy produkcji broni jĢdrowej (jest to tzw. I-a generacja reaktorów
energetycznych).
2
2. KLASYFIKACJA REAKTORÓW JġDROWYCH
WieloĻę typów reaktorów, o róŇnych konstrukcjach i przeznaczeniach, opartych na róŇnych
koncepcjach fizykalnych skłania do wprowadzenia pewnej systematyki. Kryteriów klasyfikacji
reaktorów jĢdrowych moŇe byę bardzo wiele, najwaŇniejsze z nich to:
•
przeznaczenie reaktorów,
•
energia neutronów wywołujĢcych rozszczepienia,
•
rodzaj i charakterystyka paliwa,
•
konstrukcja reaktorów,
•
budowa rdzenia,
•
rodzaj moderatora i chłodziwa
•
system odprowadzania ciepła.
2.1. Przeznaczernie reaktorów
Ze wzglħdu na przeznaczenie reaktory moŇna podzielię na:
•
reaktory energetyczne
przeznaczone do produkcji energii elektrycznej w elektrowniach zawo-
dowych;
•
reaktory ciepłowniane
wytwarzajĢce ciepło do celów ogrzewczych w ciepłowniach jĢdrowych;
•
reaktory wysokotemperaturowe
wytwarzajĢce ciepło do celów technologicznych;
•
reaktory badawcze
przeznaczone do prowadzenia w nich prac badawczych - głównie badaı
fizykalnych wykorzystujĢcych wiĢzki neutronów do badaı struktury ciał stałych oraz do badaı
materiałów i paliw reaktorowych;
•
reaktory napħdowe
przeznaczone do napħdu łodzi podwodnych, lodołamaczy, statków
handlowych itd.;
•
reaktory wytwórcze
przeznaczone do produkcji plutonu (z reguły reaktory wojskowe pracujĢce
w przemyĻle zbrojeniowym pod kontrolĢ władz wojskowych);
•
reaktory szkoleniowe
, zwane czħsto reaktorami uniwersyteckimi, z reguły bardzo małej mocy,
przeznaczone do celów dydaktycznych;
•
reaktory do celów specjalnych
, np. do produkcji radioizotopów, odsalania wody morskiej itp.
Czħsto reaktory spełniajĢ podwójnĢ a nawet potrójnĢ rolħ, np. wiele reaktorów energetycznych
dostarcza ciepła do ogrzewania sĢsiednich wsi i miasteczek, spełniajĢc rolħ reaktora energetycznego i
ciepłownianego. Reaktory wysokotemperaturowe obok produkcji ciepła do celów technologicznych
zazwyczaj produkujĢ równieŇ energiħ elektrycznĢ (z wyŇszĢ sprawnoĻciĢ niŇ w typowych reaktorach
energetycznych). Reaktory badawcze sĢ czħsto równieŇ reaktorami szkoleniowymi, a bardzo czħsto
uŇywa siħ ich do produkcji radioizotopów. Reaktor przeznaczony do odsalania wody morskiej
(w Szewczenko, b. ZSRR) dostarczał jednoczeĻnie 150 MW mocy elektrycznej do sieci
elektroenergetycznej.
3
2.2. Energia neutronów
Jednym z waŇniejszych kryteriów podziału reaktorów jest podział na reaktory
prħdkie
i
termiczne
.
Obie nazwy pochodzĢ od energii dominujĢcej grupy neutronów wywołujĢcych rozszczepienia.
Energiħ neutronów umownie podzielono na trzy grupy:
•
neutrony termiczne
, tj. neutrony o energiach do 0,1 eV,
•
neutrony prħdkie
, tj. neutrony o energiach powyŇej 1 MeV,
•
neutrony epitermiczne
, pokrywajĢce zakres poĻrednich energii.
WartoĻci graniczne miħdzy grupami - 0,1 eV i 1 MeV sĢ dosyę umowne, moŇna przyjmowaę, jak to
robi wielu autorów, nieco inne wartoĻci.
W reaktorach termicznych zdecydowana wiħkszoĻę rozszczepieı zachodzi w wyniku pochłoniħcia
przez jĢdra U-235 neutronów o energiach termicznych. Jedynie niewielka czħĻę rozszczepieı
(ok. 3%) zachodzi w wyniku pochłoniħcia neutronów prħdkich przez jĢdra U-235 i U-238.
W reaktorach prħdkich praktycznie nie ma neutronów termicznych (wobec braku oĻrodków
moderujĢcych).
2.3. Paliwo reaktorowe
BiorĢc pod uwagħ róŇnorodnoĻę rodzajów i charakterystyk paliw reaktorowych, reaktory moŇna
podzielię z uwagi na:
• rodzaj paliwa,
• stopieı wzbogacenia,
• postaę chemicznĢ,
• konstrukcjħ elementów paliwowych.
Rodzaj paliwa
. Paliwem mogĢ byę izotopy rozszczepialne uranu (U-235 i U-238) lub plutonu
(Pu-239). W zasadzie w reaktorach termicznych uŇywa siħ jako paliwa uranu, a w prħdkich plutonu.
Pluton moŇe byę jednak równieŇ wykorzystywany w reaktorach termicznych, kiedy wchodzi w skład
paliwa mieszanego, uranowo-plutonowego (MOX).
Stopieı wzbogacenia.
W róŇnego typu reaktorach z paliwem uranowym stosuje siħ róŇny stopieı
wzbogacenia uranu w izotop rozszczepialny, stĢd rozróŇnia siħ reaktory pracujĢce na:
•
uranie
naturalnym
(reaktory gazowe, ciħŇkowodne),
•
uranie
niskowzbogaconym
(2…5% U235, wszystkie energetyczne reaktory lekkowodne, niektóre
reaktory gazowe),
•
uranie
Ļredniowzbogaconym
(wiħkszoĻę reaktorów badawczych),
•
uranie
wysokowzbogaconym
(ponad 90% U-235, reaktory wysokotemperaturowe, niektóre
reaktory badawcze).
Konieczny stopieı wzbogacenia zaleŇy od konstrukcji rdzenia i rodzaju materiałów zawartych
w rdzeniu (przede wszystkim od ich zdolnoĻci pochłaniania neutronów).
Postaę chemiczna
. NajwaŇniejsze postacie chemiczne, pod jakimi uŇywane jest paliwo to:
•
uran metaliczny
(w niskotemperaturowych reaktorach gazowych oraz w reaktorach
badawczych),
4
•
dwutlenek uranu UO
2
(we wszystkich energetycznych reaktorach wodnych, niektórych
reaktorach wysokotemperaturowych, niektórych niskotemperaturowych reaktorach gazowych),
•
wħglik uranu UC
(w niektórych reaktorach wysokotemperaturowych).
Konstrukcja elementów paliwowych
. Elementy paliwowe mogĢ mieę róŇne kształty geometryczne:
prħtów, cylindrów, pastylek, rurek, płytek, kul itp. Paliwo zamkniħte jest szczelnie w „koszulkach”,
które z kolei mogĢ byę wykonywane z róŇnych materiałów: stopów cyrkonu (jak w energetycznych
reaktorach wodnych), stali nierdzewnej (reaktory prħdkie), stopów magnezu (niektóre reaktory
gazowe), stopów aluminium (niektóre reaktory badawcze), powłok pirowħglowych (niektóre reaktory
wysokotemperaturowe). Rodzaj zastosowanego materiału na koszulki zaleŇy od stawianych
wymagaı jak: temperatura pracy, odpornoĻę na utlenianie, trwałoĻę mechaniczna, wysoka
przewodnoĻę i stabilnoĻę cieplna, słabe pochłanianie neutronów itp.
2.4. Konstrukcja reaktorów
RozróŇnia siħ dwa podstawowe rozwiĢzania konstrukcji energetycznych reaktorów wodnych:
zbiornikowe
(reaktory typu PWR, BWR) oraz
kanałowe
(reaktory typu CANDU, RBMK).
Porównanie obu konstrukcji pokazuje rys. 2.1. W reaktorze zbiornikowym rdzeı jest zamkniħty
w gruboĻciennym zbiorniku stalowym (przystosowanym jak choęby w reaktorze PWR do
wytrzymywania ciĻnieı rzħdu 15 MPa). W reaktorach kanałowych pod wysokim ciĻnieniem znajdujĢ
siħ jedynie kanały o niewielkiej Ļrednicy, zawierajĢce pojedyncze zestawy paliwowe. KaŇde
z rozwiĢzaı ma swoje wady i zalety.
Rys. 2.1. Zasada budowy reaktora kanałowego (a) i zbiornikowego (b); 1 – rdzeı reaktora, 2 – zespół paliwowy,
3 – moderator, 4 – ciĻnieniowe kanały, paliwowe, 5 – kolektory wodne, 6 – ciĻnieniowy zbiornik reaktora.
W reaktorach prħdkich, gdzie przyjħto system zbiornikowy, rozróŇnia siħ dwa rozwiĢzania
konstrukcyjne tego systemu:
układ zintegrowany
(zwany takŇe
układem basenowym
), w którym cały
obwód pierwotny, z rdzeniem, pompami i wymiennikami ciepła jest zamkniħty w zbiorniku reaktora,
oraz
układ niezintegrowany
(zwany tez układem
pħtlowym
), w którym zbiornik zawiera jedynie rdzeı
reaktora.
Z punktu widzenia eksploatacyjnego reaktory moŇna podzielię na reaktory z ciĢgłĢ wymianĢ paliwa
(tj. w czasie pracy reaktora bez koniecznoĻci jego wyłĢczania) oraz z okresowĢ wymianĢ paliwa (po
zakoıczeniu kampanii paliwowej i wyłĢczeniu reaktora). Oba typy reaktorów róŇniĢ siħ zasadniczo
rozwiĢzaniami konstrukcyjnymi. Do pierwszej grupy naleŇĢ reaktory kanałowe (CANDU, RBMK)
oraz gazowe i wysokotemperaturowe, natomiast do drugiej reaktory zbiornikowe.
5
[ Pobierz całość w formacie PDF ]