ENERGETYKA JĄDROWA TADEUSZ HILCZER.

Prezentacja na temat: "ENERGETYKA JĄDROWA TADEUSZ HILCZER."— Zapis prezentacji:

1 ENERGETYKA JĄDROWA TADEUSZ HILCZER

2 Reaktory energetyczne

3 Elektrownia jądrowa I generacji
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

4 Energetyka jądrowa Energetyka jądrowa jest jedną z najbezpieczniejszych technologii stosowanych na szeroką skalę w gospodarce światowej. Bezpieczeństwo elektrowni jądrowej zależy nie tylko od systemu zabezpieczeń, które nie dopuszczają do awarii, ale również od typu reaktora. Taka sama awaria, nawet najgroźniejsza polegająca na niekontrolowanym wzroście temperatury i stopienia się paliwa zawierającego substancje promieniotwórcze, ma różny przebieg w reaktorach różnych typów. Świadczy o tym różnica skażenia promieniotwórczego wywołanego przez dwie awarie, reaktora PWR w Three Miles Istand w roku 1979 i reaktora RBMK w Czarnobylu w roku 1986. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

5 Dalszy proces jest podobny jak w konwencjonalnych elektrowniach.
Energetyka jądrowa Energia cieplna, wytworzona w trakcie procesu rozszczepienia jest odprowadzana z rdzenia reaktora za pomocą chłodziwa, które następnie powoduje wytwarzanie pary. Dalszy proces jest podobny jak w konwencjonalnych elektrowniach. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

6 Elektrownia konwencjonalna
wymiennik ciepła – wytwornica pary kocioł turbina generator źródło ciepła zbiornik wodny chłodnica Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

7 Elektrownia konwencjonalna
atomowe źródło ciepła elektrownia Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

8 Elektrownia jądrowa jądrowe źródło ciepła elektrownia
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

9 Pierwszy prąd z energii jądrowej
W sierpniu 1951 roku uruchomiono w USA reaktor EBR-1 (Experimental Breeder Reactor Number One) do produkcji plutonu oraz do badań fizycznych. W grudniu 1951 roku połączona do obiegu chłodzenia reaktora turbina wytworzyła prąd z paliwa jądrowego. Reaktor ten był zlokalizowany w USA w stanie Idaho około miejscowości Arco Moc generatora elektrycznego była 100 kW(e). Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

10 Pierwszy prąd z energii jądrowej
wycinek z gazety z roku 1955 Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

11 Pierwszy prąd z energii jądrowej
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

12 Reaktor EBR-1 Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

13 Pierwsza doświadczalna elektrownia jądrowa
W 1955 roku w Fizyko-Energetycznym Instytucie w Obnińsku koło Moskwy uruchomiono pierwszy reaktor energetyczny Reaktor na neutronach termicznych z uranem wzbogaconym o około 5% ze spowalniaczem grafitowym. Reaktor współpracował z turbiną o mocy 5 MW(e) Prototyp reaktora RBMK. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

14 Pierwsza elektrownia jądrowa
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

15 Pierwsza elektrownia jądrowa
Hala reaktora Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

16 Pierwsza elektrownia jądrowa
Weście do elektrowni w Obińsku (fot.T.H.) Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

17 Pierwsza elektrownia jądrowa
Tadeusz Hilczer przed wejściem do elektrowni (1957) Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

18 Elektrownia Calder Hall 1956 - 2003
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

19 Elektrownia Calder Hall 1956 - 2003
CO2 reaktor grafitowy Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

20 Elektrownia Calder Hall 1956 - 2003
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

21 Elektrownia Calder Hall 1956 - 2003
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

22 Elektrownia jądrowa Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

23 Część jądrowa - obieg pierwotny - elektrowni składa się z: reaktora
Elektrownia jądrowa Elektrownia jądrowa Część jądrowa - obieg pierwotny - elektrowni składa się z: reaktora Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

24 Część jądrowa - obieg pierwotny - elektrowni składa się z:
Elektrownia jądrowa Elektrownia jądrowa Część jądrowa - obieg pierwotny - elektrowni składa się z: pomp cyrkulacyjnych Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

25 Część jądrowa - obieg pierwotny - elektrowni składa się z:
Elektrownia jądrowa Elektrownia jądrowa Część jądrowa - obieg pierwotny - elektrowni składa się z: wymiennika ciepła (wytwornicy pary) Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

26 Część jądrowa - obieg pierwotny – elektrowni tworzy zamkniętą pętlę
Elektrownia jądrowa Elektrownia jądrowa Część jądrowa - obieg pierwotny – elektrowni tworzy zamkniętą pętlę Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

27 Część jądrowa - obieg pierwotny – elektrowni
Elektrownia jądrowa Elektrownia jądrowa Część jądrowa - obieg pierwotny – elektrowni tworzy zamkniętą pętlę z przepływającym chłodziwem napędzanym pompami. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

28 Część jądrowa - obieg pierwotny – elektrowni
Elektrownia jądrowa Elektrownia jądrowa Część jądrowa - obieg pierwotny – elektrowni dodatkowo w pętli znajduje się stabilizator ciśnienia. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

29 Elektrownia jądrowa Elektrownia jądrowa
Wytwornica pary jest elementem sprzęgającym pierwotny i wtórny obieg elektrowni. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

30 Obieg wtórny elektrowni składa się z:
Elektrownia jądrowa Elektrownia jądrowa Obieg wtórny elektrowni składa się z: wytwornicy pary (wymiennika ciepła) Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

31 Obieg wtórny elektrowni składa się z: turbiny
Elektrownia jądrowa Elektrownia jądrowa Obieg wtórny elektrowni składa się z: turbiny Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

32 Obieg wtórny elektrowni składa się z: kondensatora pary
Elektrownia jądrowa Elektrownia jądrowa Obieg wtórny elektrowni składa się z: kondensatora pary Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

33 Obieg wtórny elektrowni tworzy zamkniętą pętlę
Elektrownia jądrowa Elektrownia jądrowa Obieg wtórny elektrowni tworzy zamkniętą pętlę Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

34 Obieg wtórny elektrowni
Elektrownia jądrowa Elektrownia jądrowa Obieg wtórny elektrowni tworzy zamkniętą pętlę z przepływającą parą napędzaną pompami Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

35 Przez kondensator pary przepływa dodatkowa woda chłodząca
Elektrownia jądrowa Elektrownia jądrowa Przez kondensator pary przepływa dodatkowa woda chłodząca Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

36 Turbina parowa napędza zespół prądotwórczy
Elektrownia jądrowa Elektrownia jądrowa Turbina parowa napędza zespół prądotwórczy Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

37 W części zamkniętego obiegu wtórnego woda znajduje się w postaci pary.
Elektrownia jądrowa Elektrownia jądrowa W części zamkniętego obiegu wtórnego woda znajduje się w postaci pary. Woda, napędzana pompą wodną, wpływająca do wytwornicy pary odbiera ciepło od chłodziwa obiegu pierwotnego i odparowuje. Para wypływa rurociągiem pod wysokim ciśnieniem (około 6 MPa) z wytwornicy pary do turbiny parowej. Obracając turbinę para rozpręża się do niskiego ciśnienia i ochładza. Turbina napędza wał generatora elektrycznego. Ochłodzona para dopływa do kondensatora, gdzie za pomocą dodatkowego obiegu wody chłodzącej ulega skropleniu. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

38 Chłodziwo w obiegu pierwotnym jest hermetycznie zamknięte.
Elektrownia jądrowa Chłodziwo w obiegu pierwotnym jest hermetycznie zamknięte. Nawet przy mało prawdopodobnym uszkodzeniu pręta paliwowego i przedostaniu się do chłodziwa substancji promieniotwórczych nie ma możliwości wydostania się ich na zewnątrz zamkniętego obiegu pierwotnego. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

39 Stąd dążenie do utrzymania możliwie wysokiego ciśnienia w zbiorniku.
Elektrownia jądrowa Przepływ chłodziwa przez rdzeń reaktora jest wymuszony specjalnymi pompami. Chłodziwo przepływając przez rdzeń reaktora odbiera od niego wytworzone ciepło podgrzewając się o kilkadziesiąt stopni. Sprawność turbin elektrowni rośnie ze wzrostem temperatury czynnika przenoszącego ciepło, dlatego dąży się do osiągnięcia jak najwyższej temperatury chłodziwa. Przy stosowaniu wody jako chłodziwa temperaturę wrzenia można podwyższyć stosując wyższe jej ciśnienie. Stąd dążenie do utrzymania możliwie wysokiego ciśnienia w zbiorniku. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

40 Elektrownia jądrowa Ograniczeniem jest wytrzymałość zbiornika reaktora na wysokie ciśnienie zewnętrzne. W reaktorach wodnych ciśnieniowych stosuje się zwykle ciśnienie 16 MPa oraz temperatury wody chłodzącej około 580 K. Zbiornik reaktora jest najtrudniejszym technologicznie do wykonania elementem elektrowni jądrowej. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

41 Schemat ideowy elektrowni jądrowej
Elektrownia jądrowa Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

42 Konstrukcje reaktorów wodnych
Podstawowe konstrukcje energetycznych reaktorów wodnych: zbiornikowe (PWR, BWR) kanałowe (CANDU, RBMK). W reaktorze zbiornikowym rdzeń jest zamknięty w grubościennym ciśnieniowym stalowym zbiorniku. W reaktorze kanałowym pod wysokim ciśnieniem znajdują się jedynie kanały o niewielkiej średnicy, zawierające pojedyncze zestawy paliwowe. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

43 Konstrukcje reaktorów prędkich
W zbiornikowych reaktorach prędkich stosowana jest konstrukcja: basenowa pętlowa. W reaktorze basenowego cały obieg pierwotny jest zamknięty w zbiorniku reaktora. W reaktorze pętlowym zbiornik zawiera jedynie rdzeń reaktora. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

44 Ze względu na wymianę paliwa reaktory można podzielić na:
Wymiana paliwa Ze względu na wymianę paliwa reaktory można podzielić na: reaktory z ciągłą wymianą paliwa w czasie pracy reaktora bez konieczności jego zatrzymywania reaktory z okresową wymianą paliwa po zakończeniu kampanii paliwowej i zatrzymaniu reaktora. Do pierwszej grupy należą reaktory kanałowe, gazowe i wysokotemperaturowe. Do drugiej grupy należą reaktory zbiornikowe. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

45 Odprowadzanie ciepła System odprowadzania ciepła z reaktora może być jedno-, dwu- lub trzyobiegowy. W systemie jednoobiegowym (np. BWR) para wytworzona w zbiorniku reaktora doprowadzana jest bezpośrednio do turbiny, a po skropleniu za turbiną wraca do reaktora. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

46 Odprowadzanie ciepła System odprowadzania ciepła z reaktora może być jedno-, dwu- lub trzyobiegowy. W systemie dwuobiegowym (np. PWR) obieg chłodziwa rdzenia reaktora jest zamknięty, a ciepło z niego jest przekazywane w wymienniku ciepła do drugiego obiegu, w którym znajduje się turbina. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

47 Odprowadzanie ciepła System odprowadzania ciepła z reaktora może być jedno-, dwu- lub trzyobiegowy. W systemie trzyobiegowym (np. w reaktorze prędkim chłodzonym sodem) między obiegiem chłodzącym rdzeń reaktora i obiegiem doprowadzającym parę do turbiny, znajduje się obieg pośredni. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

48 Typy reaktorów wodnych
Największa grupa reaktorów energetycznych to różne typy reaktorów wodnych: reaktory lekkowodne LWR reaktory wodne ciśnieniowe PWR (w wersji rosyjskiej – WWER) reaktory z wrzącą wodą (wrące) BWR reaktory ciężkowodne HWR reaktor CANDU. reaktory kanałowe RBMK. Reaktory chłodzone gazem (GCR i AGR) pracują od wielu lat w energetyce brytyjskiej i francuskiej. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

49 HWR (Heavy Water Reactor) reaktor ciężko wodny
Oznaczenia reaktorów Angielskie PWR (Pressurized light - Water - moderated and cooled Reactor) reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany lekką wody BWR (Boiling Light - Water - moderated and cooled Reactor) reaktor wrzący chłodzony i moderowany lekką wodą LWR (Light - Water - cooled and moderated Reactor) reaktor chłodzony i moderowany lekką wodą HWR (Heavy Water Reactor) reaktor ciężko wodny HWLWR (Heavy Water - moderated, boiling - Light Water-Reactor) reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

50 PHWR (Pressurized Heavy - Water - moderated and cooled Reactor)
Oznaczenia reaktorów PHWR (Pressurized Heavy - Water - moderated and cooled Reactor) SGHWR (Steam - Generating Heavy - Water Reactor) reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką HWGCR (Heavy Water - moderated Gas-Cooled Reactor) reaktor chłodzony gazem moderowany ciężką wodą CANDU (CANadian Deuterium - Uranium Reactor) kanadyjski reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany ciężką wodą (typu PHWR) LWGR (Light – Water - cooled Graphite - moderated Reactor) reaktor chłodzony lekką wodą z moderatorem grafitowym Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

51 Oznaczenia reaktorów PTGR (Pressurized Tube Graphite Reactor) reaktor kanałowy ciśnieniowy z moderatorem grafitowym GCR (Gas - Cooled graphite-moderated Reactor) (Advanced Gas cooled, graphite- moderated Reactor) reaktor chłodzony gazem z moderatorem grafitowym HTR (High - Temperature gas - cooled Reactor) reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem z moderatorem grafitowym HTGR (High - Temperaturę Gas - cooled - Reactor) reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem z moderatorem grafitowym THTR (Thorium High - Temperature Reactor) reaktor wysokotemperaturowy na paliwie torowym Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

52 FBR (Fast Breeder Reactor) reaktor prędki powielający
Oznaczenia reaktorów FBR (Fast Breeder Reactor) reaktor prędki powielający LMKBR (Liquid – Metal – cooled Fast Breeder Reactor) reaktor prędki powielający chłodzony sodem ALMR (American Liquid Metal Reactor) amerykański reaktor z ciekłym metalem LWBR (Light - Water Breeder Reactor) reaktor powielający termiczny chłodzony lekką wodą MSBR (Molten Salt Breeder Reactor) reaktor powielający chłodzony stopionymi solami GCFR (Gas - Cooled Fast Reactor) reaktor prędki chłodzony gazem OMR (Organic – Mode - rated and cooled Reactor) reaktor z chłodziwem i moderatorem organicznym Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

53 SLOWPOKE (Safe LOW POwer critic (K) Experiment) Rosyjskie
Oznaczenia reaktorów SZR (Sodium cooled Zirconium - hydride - moderated Reactor) reaktor chłodzony sodem moderowany wodorotlenkiem cyrkonu SLOWPOKE (Safe LOW POwer critic (K) Experiment) Rosyjskie WWER (Wodno Wodianoj Energeticzeskij Rieaktor) reaktor chłodzony i moderowany lekką wody (odpowiednik reaktora PWR) RBMK (Rieaktor Bolszoj Moszczi Kanalnyj) reaktor kanałowy dużej mocy Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

54 Reaktory termiczne wykorzystują paliwo jądrowe bardzo nieefektywne,
Wykorzystanie paliwa Reaktory termiczne wykorzystują paliwo jądrowe bardzo nieefektywne, w reaktorach lekkowodnych wykorzystanie uranu wynosi zaledwie 1%. stosowanie wody w obiegu pierwotnym powoduje, że parametry pary w obiegu turbiny są bardzo niekorzystne. W reaktorach energetycznych wykorzystanie uranu jest nie większe niż 2-3%. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

55 Aby zmniejszyć straty neutronów: zwiększa się wymiary rdzenia.
Wykorzystanie paliwa W reaktorze z paliwem z uranu naturalnego nadmiar neutronów nie jest duży. Aby zmniejszyć straty neutronów: zwiększa się wymiary rdzenia. stosuje się uran wzbogacony (zawierający ponad 0,71% izotopu 235U) zapewniający mniejszy wychwyt neutronów przez izotop 238U. Paliwo jądrowe ulega w czasie eksploatacji stopniowemu wypaleniu, wzbogacenie się zmniejsza, konieczne są okresowe przeładunki paliwa. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

56 uszkodzenie radiacyjne materiału paliwowego
Wykorzystanie paliwa Praktycznie nie jest możliwe rozszczepienie wszystkich jąder 235U znajdujących się w paliwie. Powodem jest: „zatrucie” reaktora przez produkty rozszczepienia o dużym przekroju czynnym na absorpcję neutronów znajdujące się w prętach paliwowych, uszkodzenie radiacyjne materiału paliwowego reakcje wychwytu radiacyjnego. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

57 Wykorzystanie paliwa Miarą efektywności wykorzystania paliwa jądrowego jest „wypalenie” - ilość energii uzyskanej z jednostki masy paliwa w megawatodniach na 1 kg paliwa (MWd/kg). Osiągane wartości wypalenia, w granicach od 4 MWd/kg do 10 MWd/kg (0,35-8,65 kJ/kg), w zależności od typu reaktora. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

58 Po czasie przechowywania
Zużyte paliwo Zużyte paliwo jądrowe jest przez lat tymczasowo przechowywane w wodnym basenie paliwa wypalonego w hali reaktora. Po czasie przechowywania aktywność krótkożyciowych jąder promieniotwórczych maleje, wytwarzanie ciepła w paliwie obniża się kilkaset razy, do chłodzenia wystarcza naturalna konwekcja powietrza. Do dalszego przechowywania wystarczają suche przechowalniki zużytego paliwa zamkniętego w hermetycznych pojemnikach. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

59 Podczas przeróbki odzyskuje się
Przerób paliwa Wypalone częściowo paliwo jądrowe zawiera pewną ilość materiału rozszczepialnego i paliworodnego. Po kilkumiesięcznym schładzaniu w basenie można transportować je w specjalnych pojemnikach do zakładów przeróbki wypalonego paliwa. Podczas przeróbki odzyskuje się zubożony uran - po wzbogaceniu może być użyty ponownie do produkcji elementów paliwowych, pluton, który może być wykorzystany w reaktorach na neutrony prędkie. Całkowite wykorzystanie paliwa wymaga wielokrotnego przejścia przez reaktor i zakład przeróbki, czyli określonego cyklu paliwowego. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

60 Pluton W wypalonym paliwie w reaktorach lekkowodnych, pracujących na niskowzbogaconym paliwie uranowym powstają izotopy plutonu. Najwięcej jest izotopu 239Pu a powstała mieszanina jest w około 75% materiałem rozszczepialnym. Odzyskany pluton z wypalonego paliwa jądrowego jest użyty do produkcji paliwa MOX. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

61 Zawartość plutonu w wypalonym paliwie
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

62 Elektrownia konwencjonalna
źródło ciepła elektrownia Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

63 Woda, w której zanurzony jest rdzeń, jest równocześnie: chłodziwem,
Reaktor PWR Reaktor lekkowodny ciśnieniowy PWR - najbardziej rozpowszechniony typ reaktora. Ciepło z rdzenia rektora odprowadzane jest za pomocą wody pod wysokim ciśnieniem (około 15 MPa) nie pozwalającym na wystąpienie wrzenia w obiegu chłodzenia rdzenia. Woda, w której zanurzony jest rdzeń, jest równocześnie: chłodziwem, spowalniaczem, reflektorem. Paliwo - wzbogacony uran do około 4%. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

64 Pręty sterujące są wsuwane lub wysuwane do rdzenia reaktora.
Reaktor wodny wrzący Pręty sterujące są wsuwane lub wysuwane do rdzenia reaktora. Wsuwaniem i wysuwaniem prętów łatwo można kontrolować Pręty są sterowane automatyczne. Czasem podczas pierwszego uruchomienia reaktora trzeba dostarczyć neutronów z zewnętrznego źródła. Po chwilowym zatrzymaniu reakcji rozczepienia w reaktorze nie jest to konieczne. Elementy paliwowe dostarczają dostatecznej ilości neutronów, aby uruchomić reakcję jądrową przez wysunięcie prętów sterujących Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

65 Reaktor PWR Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

66 Reaktor wodny-ciśnieniowy
W reaktorze wodnym ciśnieniowym woda stykająca się z rdzeniem reaktora nie jest doprowadzana do wrzenia. Uniemożliwia to ciśnienie rzędu 15 MPa. Woda ta krąży w obiegu pierwotnym i ogrzewa wodę obiegu wtórnego (nie styka się z nią bezpośrednio. Woda obiegu pierwotnego schładza się przy tym z 3300C do 2900C. Woda obiegu wtórnego wrze i wytworzoną parą napędza turbinę i generator. 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. Przy nadmiernej temperaturze rdzenia, gęstość wody maleje, a tym samym prędkie neutrony są słabiej hamowane. Liczba rozszczepień dostarczających energii maleje i cały układ się ochładza. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

67 Przeciętna moc cieplna - rzędu 3,5103 MW(t)
Reaktor PWR Przeciętna moc cieplna - rzędu 3,5103 MW(t) przy gęstości mocy w rdzeniu 100 kW/dcm3, odpowiadająca moc elektryczna jest rzędu 103 MW(e) Reaktory PWR pracują w systemie dwuobiegowym. Wiązki kasety prętów paliwowych są ułożone w pojemniku ze stali nierdzewnej o średnicy około 3 m i wysokości rzędu 3 m. Pojemnik zawieszony jest we wnętrzu głównego zbiornika o średnicy rzędu 5 m i wysokości 15 m napełnionego wodą pod wysokim ciśnieniem (15,7 MPa) nie dopuszczającym do wrzenia wody w czasie działania reaktora. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

68 Wodór z cząsteczek tej wody służy do spowalniania neutronów.
Reaktor PWR Wodór z cząsteczek tej wody służy do spowalniania neutronów. Celem ułatwienia kontroli reakcji łańcuchowej do wody dodaje się kwasu borowego, który ułatwia pochłanianie neutronów. Współczynnik k reakcji łańcuchowej reguluje się za pomocą prętów kontrolnych i stężenia kwasu borowego. Ze względu na ograniczone moce pomp, obieg pierwotny ma od 1 do 6 równoległych obwodów chłodzenia. Jeden z obwodów pierwotnych jest podłączony do stabilizatora ciśnienia, doprowadzone ciepło w równowadze z wodą o tej samej temperaturze ustała ciśnienie w układzie. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

69 Wewnątrz płaszcza ochronnego istnieją dwa awaryjne obwody chłodzenia:
Reaktor PWR Wewnątrz płaszcza ochronnego istnieją dwa awaryjne obwody chłodzenia: odwód wtryskowy, obwód skraplania zimnej wody w płaszczu. Woda jest wtłaczana do głównego zbiornika na 2/3 jego wysokości: przepływa do obszaru między ściankami naczynia a zewnętrzną ścianą pojemnika z paliwowem. opływa pręty paliwowe z dołu do góry wraca do generatora pary danego obwodu, skąd jest ponownie zasysana przez pompę. Woda wychodząca z reaktora pod ciśnieniem 15,7 MPa ma temperaturę około 700 K. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

70 Na skutek wymiany ciepła woda w obwodzie wtórnym wrze.
Reaktor PWR Gorąca woda z obwodu pierwotnego przepływa przez układ rur generatora pary, które są zanurzone w wodzie obwodu wtórnego pod ciśnieniem od 6 do 8 Mpa. Na skutek wymiany ciepła woda w obwodzie wtórnym wrze. Zawiesina wody i pary wodnej wypełnia górną część generatora pary, strumień pary przechodzi przez separatory, przesłony śrubowe wymuszają wirowy ruch strumienia pary. działanie siły odśrodkowej na strumień rozbija zawiesinę i oddziela większą część zawartej w niej wody. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

71 Woda odprowadzana jest z powrotem do dolnej części generatora pary.
Reaktor PWR Woda odprowadzana jest z powrotem do dolnej części generatora pary. Para na wyjściu generatora jest osuszana w osuszaczach układ przegród kieruje strumień pary po bardzo zakrzywionych torach, działanie siły odśrodkowej powoduje ponowne oddzielenie wody. Suchą para doprowadzana jest do turbin elektrowni. Wymiana prętów paliwowych odbywa się po określonym czasie eksploatacji, przeciętnie po około roku, i wymaga zatrzymania reaktora. Wymiana prętów zajmuje czas około 3-4 tygodni. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

72 Woda jest spowalniaczem, chłodziwem i medium napędzającym turbiny.
Reaktor BWR Reaktor lekkowodny wrzący BWR jest jednym z często spotykanych typów reaktorów energetycznych. Woda jest spowalniaczem, chłodziwem i medium napędzającym turbiny. Rolę wytwornicy pary pełni reaktor. Wytworzona w reaktorze para jest kierowana bezpośrednio do turbiny. Paliwo: wzbogacony uran do około 4%. w postaci pastylek tlenku uranu znajduje się w prętach o nieco większej średnicy Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

73 Reaktor wodny wrzący Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

74 spowalnianie neutronów w objętości rdzenia jest bardzo niejednorodne
Reaktor BWR Rdzeń reaktora znajduje się w wodzie we wnętrzu zbiornika o średnicy rzędu 5 m i wysokości 15 m, do którego doprowadzana jest woda pod ciśnieniem około 7 MPa. Gęstość gorącej wody maleje wraz z wysokością dochodząc do gęstości pary: spowalnianie neutronów w objętości rdzenia jest bardzo niejednorodne pochłanianie neutronów przez pręty kontrolne jest coraz mniej efektywne. pręty kontrolne wsuwane są do rdzenia od dołu gdzie jest największa gęstość neutronów. Wewnątrz zbiornika jest pompa, która wymusza przepływ wody przez elementy paliwowe. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

75 Powstała zawiesina wody i pary wodnej wypełnia górną część zbiornika,
Reaktor BWR Woda w zbiorniku podgrzewa się do temperatury powyżej temperatury parowania. Powstała zawiesina wody i pary wodnej wypełnia górną część zbiornika, Zawiesina przepuszczana jest przez separatory, oddzielające parę od wody. Woda wraca z powrotem do dolnej części zbiornika. Para wodna jest kierowana do osuszacza. Sucha para doprowadzona jest do turbiny elektrowni. Całość jest obwodem pierwotnym reaktora. Elektrownia z reaktorem BWR pracuje w systemie jednoobiegowym. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

76 Reaktor wodny wrzący W reaktorze wodnym wrzącym woda zamieniana jest w parę w zbiorniku ciśnieniowym reaktora. Para pod ciśnieniem około 7MPa napędza turbinę generatora elektrycznego. W zbiorniku ciśnieniowym reaktora, o ściankach 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 metalowym pojemniku, do którego woda wpływa przez otwór w dolnej części pojemnika. Woda wypełnia pojemnik styka się z 64 prętami paliwowymi. Wydzielą podczas rozszczepiania jąder uranu dużą ilość energii w formie ciepła odbiera woda chłodząca (chłodziwo). Woda służy też jednocześnie jako spowalniacz Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

77 Turbina jest w obwodzie pierwotnym.
Reaktor BWR Turbina jest w obwodzie pierwotnym. Woda chłodząca rdzeń reaktora zanieczyszczona izotopami promieniotwórczymi przechodzi przez wszystkie elementy obiegu elektrowni. Konieczne jest zabezpieczenia wszystkich urządzeń osłonami przed promieniowaniem utrudnienie w eksploatacji. Gęstość mocy - średnio 50 kW/dcm3. Przeciętna moc cieplna reaktora BWR jest mniejsza niż w reaktora PWR, ze względu na mniejszą gęstość energii możliwą do przeniesienia przez parę wodną. Wymiana prętów paliwowych odbywa się przeciętnie po około roku i wymaga zatrzymania reaktora. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

78 W reaktorze z ciężką wodą PHWR możliwe jest użycie uranu naturalnego.
Reaktor PHWR W reaktorze z ciężką wodą PHWR możliwe jest użycie uranu naturalnego. ciężka woda ma bardzo mały przekrój czynny na pochłanianie neutronów. stosunek masy ciężkiej wody do paliwa jest 5-8 razy większy niż w reaktorach lekkowodnych. Rdzeń reaktora ma duże wymiary co powoduje konieczność kanałowego systemu chłodzenia. Zestawy paliwowe są umieszczone w kanałach ciśnieniowych przechodzących przez zbiornik. Kanały oddzielone są od spowalniacza pierścieniową szczeliną wypełnioną gazem, będącą izolacją termiczną. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

79 Chłodziwo jest przepompowywane pod dużym ciśnieniem przez kanały.
Reaktor CANDU W kanadyjskim ciężkowodnym reaktorze CANDU ciężka woda jest również chłodziwem. Reaktor CANDU pracuje w systemie dwuobiegowym z ciśnieniowym obiegiem pierwotnym. Rdzeń znajduje się w cylindrycznym niskociśnieniowym poziomym zbiorniku wypełnionym ciężką. Przez zbiornik przechodzi kilkaset równoległych do osi cylindra ciśnieniowych kanałów z prętami paliwowymi z paliwem uranowym. Chłodziwo jest przepompowywane pod dużym ciśnieniem przez kanały. W drugim obiegu stosowana jest lekka woda. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

80 Jądra plutonu 239Pu ulegają rozszczepieniu.
Reaktor powielający Jądra 238U mogą pochłaniać neutrony, przemieniając się w jądra plutonu 239Pu. Jądra plutonu 239Pu ulegają rozszczepieniu. W reaktorze powielającym zachodzi ten proces. Pluton 239Pu podczas rozpadu emituje 2 lub 3 neutrony. Jeden neutron jest potrzebny do podtrzymania reakcji łańcuchowej, pozostałe oddziałując z jadrami 238U przemieniają je w kolejne jadra 239Pu. W reaktorze wytwarzane jest w ten sposób nowe paliwo. W optymalnym przypadku można wytworzyć nawet więcej paliwa niż zużytego – stąd nazwa reaktora. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

81 Stąd nazwa – reaktory prędkie.
Reaktor powielający Reakcja 238U + n → 239Pu zachodzi także w ilościach śladowych w innych typach reaktorów. Zasoby 238U są znaczne dlatego uważa się, że reaktory powielające odegrają dużą rolę w wytwarzaniu energii. Reaktor powielający jest sześćdziesięciokrotnie wydajniejszy od reaktorów z uranem 235U. Przemiana uranu 238U w pluton 239Pu przebiega lepiej pod wpływem neutronów prędkich. W reaktorze powielającym wykorzystuje się do procesu powielania neutrony prędkie. Stąd nazwa – reaktory prędkie. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

82 Elementy paliwowe reaktora zawierają: 20-30% 239Pu + 70-80 % 238U.
Reaktor powielający Przy małej zawartości plutonu proces rozszczepienia przebiega ze zbyt małą wydajnością. Elementy paliwowe reaktora zawierają: 20-30% 239Pu % 238U. Jest to prawie 10-krotnie więcej materiału rozszczepialnego niż w innych typach reaktorów. Istnieje wiele trudności technicznych związanych z budową i eksploatacją takich reaktorów. W elementach paliwowych, przy dużej ilości materiału rozszczepialnego wytwarzanie ciepła jest bardzo intensywne. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

83 Emitowane neutrony są nadal prędkie.
Reaktor powielający Do chłodzenia stosuje się ciekły sód, który dobrze przewodzi ciepło, ale w przeciwieństwie do wody jest słabym spowalniaczem neutronów. Emitowane neutrony są nadal prędkie. Obieg pierwotny ciekłego sodu ogrzewa ciekły sód w obiegu wtórnym. W obiegu wtórnym znajduje się wytwornica pary, która napędza generatory elektryczne. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

84 Reaktor powielający Pręty regulacyjne elementy powielające
elementy paliwowe Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

85 Pierwotny obieg ciekłego sodu
Reaktor powielający Pierwotny obieg ciekłego sodu Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

86 Wrórny obieg ciekłego sodu
Reaktor powielający Wrórny obieg ciekłego sodu Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

87 Reaktor powielający Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

88 Reaktor wysokotemperaturowy
Reaktor taki zużywa jako surowiec energetyczny obok uranu także 232Th, Tor w trakcie pracy reaktora pochłania neutrony i przemienia się z rozszczepialny 233U. 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 - do około 900C. Gaz ten z kolei przekazuje ciepło wodzie, doprowadzając ją do wrzenia a wytworzona para napędza turbinę. Reaktor taki posiada wysoką sprawność. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

89 Reaktor wysokotemperaturowy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

90 Reaktor wysokotemperaturowy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

91 Przerób prętów paliwowych
Pręty paliwowe są najpierw rozdrabniane, a następnie rozpuszczane w kwasie azotowym. Uran, pluton oraz produkty rozpadu rozpuszczają się prawie całkowicie. Pozostające rozdrobnione koszulki prętów paliwowych po zabetonowaniu składa się w bezpiecznym miejscu. W następstwie procesów chemicznych następuje rozdział uranu, plutonu i pozostałych produktów rozpadu. Uran i pluton, po oczyszczeniu, sa wykorzystane do produkcji prętów paliwowych. Odpady radioaktywne są pakowane i przygotowywane do składowania w mogilniku. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

92 Energetyka jądrowa Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

93 Reaktor doświadczalny basenowy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

94 Energetyka jądrowa a broń jądrowa
Energetyka jadrowa oraz zastosowania militarne energii jądrowej wykorzystują jedynie ten sam fizyczny proces rozszczepienia ciężkich jąder. Społeczeństwo z energetyką jądrową kojarzy: bomby jądrowe, które zniszczyły Hiroszimę i Nagasaki, próbne wybuchy bomb jadrowych, poligony jądrowe. Społeczeństwo nie widzi różnicy między: paliwem jądrowym reaktorów energetycznych wzbogacenie w rozszczepialny 235U rzędu kilku procent, materiałem bomb jądrowych wzbogacenie w rozszczepialny 235U powyżej 90%, W naturalnym uranie 235U jest tylko 0.7%. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

95 Energetyka jądrowa a broń jądrowa
Militarne zastosowania energii jądrowej są odpowiedzialne za promieniotwórcze skażenia środowiska : wywołane próbnymi wybuchami jądrowymi towarzyszące wydobywaniu plutonu z paliwa reaktorów wojskowych. Niechęć do wykorzystania energetyki jądrowej jest zwązana z bronią jądrową. W reaktorze energetycznym: nie może nastąpić wybuch jądrowy. szybko przebiegająca łańcuchowa reakcja rozszczepienia nie może rozwinąć się tak, jak w bombie jądrowej. Przyczyną jest małe wzbogacenie paliwa jądrowego w rozszczepialny 235U. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

96 W reaktorze energetycznym wybuchu jądrowego nie może spowodować:
Awaria reaktora W reaktorze energetycznym wybuchu jądrowego nie może spowodować: żadna zmiany konfiguracji elementów paliwowych, żadna akcja terrorystyczna, żadna katastrofa naturalna (trzęsienie ziemi, huragan, ...) żadna katastrofa niszcząca rdzeń reaktora. Jest to po prostu sprzeczne z prawami fizyki. Zdarzają się jednak awarie reaktorów energetycznych, najgroźniejsza to uszkodzeniu rdzenie reaktora, może doprowadzić do wydostania się substancji promieniotwórczych do otoczenia. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

97 w Three Mile Island w Pensylwanii w marcu 1979 roku
Awaria reaktora Do zniszczenia rdzenia reaktora w elektrowniach jądrowych doprowadziły awarie: w Three Mile Island w Pensylwanii w marcu 1979 roku w Czarnobylu na Ukrainie, w kwietniu 1986 roku, reaktor RBMK w Czarnobylu miał być nie tylko reaktorem energetycznym, ale również wytwarzać pluton dla celów militarnych. W obu awariach na skutek uszkodzenia pierwotnego obiegu chłodzenia został stopiony rdzeń reaktora. Porównanie obu awarii pokazuje, jak bezpieczna jest energetyka jądrowa z reaktorami wodnymi typu PWR. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

98 Reaktor miał obudowę bezpieczeństwa.
Awaria reaktora W Three Mile Island pracował reaktor typu PWR, w którym spowalniaczem była woda. Reaktor miał obudowę bezpieczeństwa. Pomimo, że rdzeń reaktora został całkowicie zniszczony: nie doszło do rozerwania obudowy przez parę wodną, nie nastąpił wybuch wodoru, wodór wydzielił się w wyniku reakcji z wodą cyrkonowych koszulek paliwa rozgrzanych do wysokiej temperatury. Trzech operatorów otrzymało dawki w mSv, 12 osób obsługi podwyższone dawki nie przekraczające 10 mSv. Awaria nie zagroziła okolicznym mieszkańcom. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

99 Reaktor nie miał obudowy bezpieczeństwa.
Awaria reaktora W Czarnobylu pracował reaktor typu RBMK, w którym spowalniaczem był grafit. Reaktor nie miał obudowy bezpieczeństwa. Zniszczenie rdzenia reaktora spowodowało pożar 1500 t grafitu i wybuch chemiczny. Pożar i wybuch chemiczny spowodowały: wyrzucenie do atmosfery ponad 1.9 x 1018 Bq substancji promieniotwórczych skażenie radioaktywne dużych terenów Ukrainy i Białorusi ewakuacja około 200 tys. mieszkańców, skażenie atmosfery wykrywalne we wszystkich krajach Europy. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

100 Czarnobyl Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

101 Czarnobyl Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

102 Elektrownia konwencjonalna
wymiennik ciepła – wytwornica pary kocioł turbina generator źródło ciepła zbiornik wodny chłodnica Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

103 Elektrownia konwencjonalna
źródło ciepła elektrownia Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

104 Reaktor wodny wrzący W reaktorze wodnym wrzącym woda zamieniana jest w parę w zbiorniku ciśnieniowym reaktora. Para pod ciśnieniem około 7MPa napędza turbinę generatora elektrycznego. W zbiorniku ciśnieniowym reaktora, o ściankach 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 metalowym pojemniku, do którego woda wpływa przez otwór w dolnej części pojemnika. Woda wypełnia pojemnikstyka się z 64 prętami paliwowymi. Wydzielą podczas rozszczepiania jąder uranu dużą ilość energii w formie ciepła odbiera woda chłodząca (chłodziwo). Woda służy też jednocześnie jako spowalniacz Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

105 Pręty sterujące są wsuwane lub wysuwane do rdzenia reaktora.
Reaktor wodny wrzący Pręty sterujące są wsuwane lub wysuwane do rdzenia reaktora. Wsuwaniem i wysuwaniem prętów łatwo można kontrolować Pręty są sterowane automatyczne. Czasem podczas pierwszego uruchomienia reaktora trzeba dostarczyć neutronów z zewnętrznego źródła. Po chwilowym zatrzymaniu reakcji rozczepienia w reaktorze nie jest to konieczne. Elementy paliwowe dostarczają dostatecznej ilości neutronów, aby uruchomić reakcję jądrową przez wysunięcie prętów sterujących Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

106 Reaktor wodny wrzący Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

107 Reaktor wodny wrzący Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

108 Reaktor wodny-ciśnieniowy
W reaktorze wodnym ciśnieniowym woda stykająca się z rdzeniem reaktora nie jest doprowadzana do wrzenia. Uniemożliwia to ciśnienie rzędu 15 MPa. Woda ta krąży w obiegu pierwotnym i ogrzewa wodę obiegu wtórnego (nie styka się z nią bezpośrednio. Woda obiegu pierwotnego schładza się przy tym z 3300C do 2900C. Woda obiegu wtórnego wrze i wytworzoną parą napędza turbinę i generator. 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. Woda jest także spowalniaczem neutronów. Przy nadmiernej temperaturze rdzenia, gęstość wody maleje, a tym samym prędkie neutrony są słabiej hamowane. Liczba rozszczepień dostarczających energii maleje i cały układ się ochładza. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

109 Reaktor wodny ciśnieniowy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

110 Reaktor wodny ciśnieniowy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

111 Jądra plutonu 239Pu ulegają rozszczepieniu.
Reaktor powielający Jądra 238U mogą pochłaniać neutrony, przemieniając się w jądra plutonu 239Pu. Jądra plutonu 239Pu ulegają rozszczepieniu. W reaktorze powielającym zachodzi ten proces. Pluton 239Pu podczas rozpadu emituje 2 lub 3 neutrony. Jeden neutron jest potrzebny do podtrzymania reakcji łańcuchowej, pozostałe oddziałując z jadrami 238U przemieniają je w kolejne jadra 239Pu. W reaktorze wytwarzane jest w ten sposób nowe paliwo. W optymalnym przypadku można wytworzyć nawet więcej paliwa niż zużytego – stąd nazwa reaktora. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

112 Stąd nazwa – reaktory prędkie.
Reaktor powielający Reakcja 238U + n → 239Pu zachodzi także w ilościach śladowych w innych typach reaktorów. Zasoby 238U są znaczne dlatego uważa się, że reaktory powielające odegrają dużą rolę w wytwarzaniu energii. Reaktor powielający jest sześćdziesięciokrotnie wydajniejszy od reaktorów z uranem 235U. Przemiana uranu 238U w pluton 239Pu przebiega lepiej pod wpływem neutronów prędkich. W reaktorze powielającym wykorzystuje się do procesu powielania neutrony prędkie. Stąd nazwa – reaktory prędkie. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

113 Elementy paliwowe reaktora zawierają: 20-30% 239Pu + 70-80 % 238U.
Reaktor powielający Przy małej zawartości plutonu proces rozszczepienia przebiega ze zbyt małą wydajnością. Elementy paliwowe reaktora zawierają: 20-30% 239Pu % 238U. Jest to prawie 10-krotnie więcej materiału rozszczepialnego niż w innych typach reaktorów. Istnieje wiele trudności technicznych związanych z budową i eksploatacją takich reaktorów. W elementach paliwowych, przy dużej ilości materiału rozszczepialnego wytwarzanie ciepła jest bardzo intensywne. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

114 Emitowane neutrony są nadal prędkie.
Reaktor powielający Do chłodzenia stosuje się ciekły sód, który dobrze przewodzi ciepło, ale w przeciwieństwie do wody jest słabym spowalniaczem neutronów. Emitowane neutrony są nadal prędkie. Obieg pierwotny ciekłego sodu ogrzewa ciekły sód w obiegu wtórnym. W obiegu wtórnym znajduje się wytwornica pary, która napędza generatory elektryczne. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

115 Reaktor powielający Pręty regulacyjne elementy powielające
elementy paliwowe Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

116 Pierwotny obieg ciekłego sodu
Reaktor powielający Pierwotny obieg ciekłego sodu Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

117 Wrórny obieg ciekłego sodu
Reaktor powielający Wrórny obieg ciekłego sodu Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

118 Reaktor powielający Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

119 Reaktor wysokotemperaturowy
Reaktor taki zużywa jako surowiec energetyczny obok uranu także 232Th, Tor w trakcie pracy reaktora pochłania neutrony i przemienia się z rozszczepialny 233U. 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 - do około 900C. Gaz ten z kolei przekazuje ciepło wodzie, doprowadzając ją do wrzenia a wytworzona para napędza turbinę. Reaktor taki posiada wysoką sprawność. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

120 Reaktor wysokotemperaturowy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

121 Reaktor wysokotemperaturowy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

122 Reaktor niejednorodny ze spowalniaczem stałym
Procesy reakcji jądrowych przeprowadza się w tzw. reaktorach jądrowych. Paliwem do reaktorów jądrowych są pręty, ruru, blachy uranowe lub plutonowe (92233U, 92235U, 94239Pu). Paliwo jądrowe w takich reaktorach rozmieszczone jest w masie ciekłego (np. wody lub ciężkiej) wody lub stałego spowalniacza, tworząc rdzeń lub strefę aktywną reaktora. Gdy paliwo tworzy ze spowalniaczem niejednorodną masę, wtedy taki reaktor nazywamy niejednorodnym (heterogenicznym). Rdzeń otoczony jest warstwą materiału odbijającego neutrony - tzw. zwierciadłem lub neutronem. Jako zwierciadło może służyć grafit, woda, woda ciężka, BeO). Zadaniem zwieciadła jest zmniejszenie masy paliwa jądrowego do wartości mniejszej od masy krytycznej, która byłaby potrzebna w reaktorze bez zwierciadła. Osłona wykonana z betonu ma chronić obsługę przed szkodliwym promieniowaniem. Ciepło wytwarzane w reaktorze jest odprowadzane za pośrednictwem cieczy chłodzącej (ciało ogrzewane w reaktorze to chłodziwo). Aby zapobiec przedostawania się produktów rozszczepiania do chłodziwa pręty paliwowe są umieszczone w osłonie wykonanej z materiałów możliwie jak najmniej pochłaniającej neutrony (magnez, cyrkon i stopy). Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

123 Chłodziwo oddaje ciepło w wymienniku ciepła innej łatwo wrzącej substancji. Chłodziwem może być woda, powietrze, dwutlenek węgla, oraz ciekłe metale (sód, rzadziej potas i ich stopy). Do pompowania ciekłych metali stosowane są pompy elektromagnetyczne, działające na zasadzie oddziaływania magnetycznego na ciekły metal, przez który płynie prąd elektryczny. Zaletą tych pomp jest to, że nie posiadają części ruchomych, podatnych na uszkodzenia. Do kierowania pracą reaktora służą pręty sterujące. Są one wykonane z metali o dużym przekroju czynnym ( silnie pochłaniające neutrony), np. kadmu, baru lub hafnu. Mogą być wsuwane do wnętrza reaktora lub wysuwane. Gdy pręty są wsunięte, to wówczas na wskutek silnego pochłaniania neutronów reakcja zostaje zahamowana. Im bardziej są wysunięte tym szybsza i gwałtowniejsza reakcja jądrowa. Reakcje jądrowe zachodzą bardzo szybko, więc potrzebna jest automatyczna regulacja wysunięcia prętów w zależności od liczby powstałych neutronów. W każdym reaktorze są kanały do wytwarzania izotopów promieniotwórczych. W reaktorach, których głównym zadaniem jest wytwarzanie energii jest to uboczny produkt. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

124 Reaktor jednorodny W tym przypadku rdzeń reaktora jest wypełniony roztworem wodnym jakiegoś pierwiastka, będącego paliwem jądrowym, np siarczanu uranylu UO2SO4, lub inną cieczą, a nawet proszkiem. Zaletami takiego reaktora uniknięcie trudnej i kosztownej produkcji prętów paliwowych i kłopotów związanych z wymianą prętów. We wszystkich tych reaktorach występują dwa obiegi, co ma chronić obsługę reaktora przed promieniowaniem: pierwotny-przechodzący przez reaktor i wtórny z turbiną parową Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

125 Wydobycie uranu na świecie
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

126 Pręt paliwowy Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

127 Składanie pręta paliwowego.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

128 jedno rozszczepienie inicjuje następne.
Reaktor jądrowy Reaktor jądrowy to urządzenie, w którym przeprowadza się z kontrolowaną szybkością reakcję rozszczepienia jąder atomowych. przebieg lawinowy jedno rozszczepienie inicjuje następne. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

129 Elektrownie na świecie
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

130 Czarnobyl Czwarty reaktor elektrowni w Czarnobylu eksplodował dokładnie 20 lat temu, 26 kwietnia o godzinie 1:24 miejscowego czasu. Dwa dni później detektory w Ośrodku Atomistyki w Świerku pod Warszawą zarejestrowały podwyższoną radioaktywność, uruchomiły się systemy alarmowe, a na ekranach spektrometrów, służących do identyfikacji radioizotopów, pojawiły się intensywne linie promieniotwórczych izotopów jodu i cezu, co jednoznacznie świadczyło o zaistnieniu dużej awarii reaktorowej. Natychmiast sprawdzono urządzenia w Świerku - okazało się, że skażenie pochodzi z zewnątrz. Telefony były odcięte. Podobno na polecenie sekretarza POP PZPR. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

131 Skutki Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

132 Reaktor niejednorodny ze spowalniaczem stałym
Procesy reakcji jądrowych przeprowadza się w tzw. reaktorach jądrowych. Paliwem do reaktorów jądrowych są pręty, ruru, blachy uranowe lub plutonowe (92233U, 92235U, 94239Pu). Paliwo jądrowe w takich reaktorach rozmieszczone jest w masie ciekłego (np. wody lub ciężkiej) wody lub stałego spowalniacza, tworząc rdzeń lub strefę aktywną reaktora. Gdy paliwo tworzy ze spowalniaczem niejednorodną masę, wtedy taki reaktor nazywamy niejednorodnym (heterogenicznym). Rdzeń otoczony jest warstwą materiału odbijającego neutrony - tzw. zwierciadłem lub neutronem. Jako zwierciadło może służyć grafit, woda, woda ciężka, BeO). Zadaniem zwieciadła jest zmniejszenie masy paliwa jądrowego do wartości mniejszej od masy krytycznej, która byłaby potrzebna w reaktorze bez zwierciadła. Osłona wykonana z betonu ma chronić obsługę przed szkodliwym promieniowaniem. Ciepło wytwarzane w reaktorze jest odprowadzane za pośrednictwem cieczy chłodzącej (ciało ogrzewane w reaktorze to chłodziwo). Aby zapobiec przedostawania się produktów rozszczepiania do chłodziwa pręty paliwowe są umieszczone w osłonie wykonanej z materiałów możliwie jak najmniej pochłaniającej neutrony (magnez, cyrkon i stopy). Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

133 Chłodziwo oddaje ciepło w wymienniku ciepła innej łatwo wrzącej substancji. Chłodziwem może być woda, powietrze, dwutlenek węgla, oraz ciekłe metale (sód, rzadziej potas i ich stopy). Do pompowania ciekłych metali stosowane są pompy elektromagnetyczne, działające na zasadzie oddziaływania magnetycznego na ciekły metal, przez który płynie prąd elektryczny. Zaletą tych pomp jest to, że nie posiadają części ruchomych, podatnych na uszkodzenia. Do kierowania pracą reaktora służą pręty sterujące. Są one wykonane z metali o dużym przekroju czynnym ( silnie pochłaniające neutrony), np. kadmu, baru lub hafnu. Mogą być wsuwane do wnętrza reaktora lub wysuwane. Gdy pręty są wsunięte, to wówczas na wskutek silnego pochłaniania neutronów reakcja zostaje zahamowana. Im bardziej są wysunięte tym szybsza i gwałtowniejsza reakcja jądrowa. Reakcje jądrowe zachodzą bardzo szybko, więc potrzebna jest automatyczna regulacja wysunięcia prętów w zależności od liczby powstałych neutronów. W każdym reaktorze są kanały do wytwarzania izotopów promieniotwórczych. W reaktorach, których głównym zadaniem jest wytwarzanie energii jest to uboczny produkt. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

134 Reaktor jednorodny W tym przypadku rdzeń reaktora jest wypełniony roztworem wodnym jakiegoś pierwiastka, będącego paliwem jądrowym, np siarczanu uranylu UO2SO4, lub inną cieczą, a nawet proszkiem. Zaletami takiego reaktora uniknięcie trudnej i kosztownej produkcji prętów paliwowych i kłopotów związanych z wymianą prętów. We wszystkich tych reaktorach występują dwa obiegi, co ma chronić obsługę reaktora przed promieniowaniem: pierwotny-przechodzący przez reaktor i wtórny z turbiną parową Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

135 Reaktor CANDU Reaktor CANDU Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

136 Istnieją dwie możliwości uzyskiwania energii z atomów 238U:
Uran 238U Uran 238U W naturalnym uranie na 1 atom rozszczepialnego uranu 235U przypada 140 atomów 238U. Istnieją dwie możliwości uzyskiwania energii z atomów 238U: konwersja izotopu 238U w izotopy rozszczepialne, rozszczepienie izotopu 238U przez neutrony prędkie. W reaktorze termicznym konwersja 238U prowadzi do powstania izotopu 239Pu który ulega rozszczepieniu dostarczając. Przy wypaleniu rzędu 3104 MWd/t(U) ponad 30% energii wytworzonej w reaktorze termicznym pochodzi z rozszczepienia izotopów plutonu. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

137 Uran 238U Izotop plutonu 239Pu, znajdując się w strumieniu neutronów w rdzeniu reaktora, na skutek absorpcji neutronów przekształca się stopniowo kolejno w izotopy 240Pu, 241Pu, 242Pu. Zwiększenie wykorzystania paliwa jądrowego w procesie konwersji opisuje współczynnik konwersji B. Współczynnik konwersji B jest to średnia liczba jąder izotopu rozszczepialnego powstających w wyniku konwersji przypadająca na jedno jądro izotopu rozszczepialnego tracone w wyniku rozszczepienia lub wychwytu. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

138 Całkowita liczba zużytych jąder rozszczepialnych jest równa:
Uran 238U W wyniku konwersji N jąder rozszczepialnych uzyskuje się NB jąder rozszczepialnych. W wyniku konwersji NB jąder rozszczepialnych uzyskuje się NB2 jąder rozszczepialnych. ..... Całkowita liczba zużytych jąder rozszczepialnych jest równa: dla B < l. Materiał rozszczepialny w wyniku konwersji uległ (l - B)-1 krotnemu zwiększeniu. W reaktorach termicznych lekkowodnych B ~ 0,4 - 0,6. W reaktorach prędkich B ~ 1,0 - 1,3. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

139 W rdzeniu reaktora prędkiego nie ma spowalniacza.
Reaktor FBR W reaktorach prędkich FBR zachodzą procesy rozszczepienia 238U przez neutrony prędkie oraz konwersji. Na każde zużyte jądro rozszczepialne powstaje więcej niż jedno nowe jądro rozszczepialne – reaktory powielające. Większość procesów rozszczepienia 238U jest wywoływana przez neutrony o energiach rzędu keV. Średnia energia neutronów uwalnianych w procesach rozszczepienia jest rzędu 2 MeV. W rdzeniu reaktora prędkiego nie ma spowalniacza. Średnia energia neutronów zmniejsza się wskutek rozpraszania niesprężystego w paliwie oraz materiałach konstrukcyjnych. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

140 Paliwo w reaktorze prędkim
Reaktor FBR Paliwo w reaktorze prędkim mieszanina tlenków uranu i plutonu (10-30%). musi mieć taką gęstość, przy której prawdopodobieństwo absorpcji neutronów jest większe od prawdopodobieństwa ucieczki. Reaktory prędkie mają znacznie lepsze parametry cieplne bardziej ekonomicznie wykorzystują paliwo jądrowe. mogą efektywnie wykorzystać 60-70% uranu, przedłużenie czasu wykorzystywania zasobów uranu o kilkaset lat. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

141 Uran zubożony jest odpadem produkcyjnym w zakładach wzbogacania uranu.
Reaktor FBR Rdzeń reaktora otoczony jest płaszczem zawierającym uran naturalny lub zubożony. Uran zubożony jest odpadem produkcyjnym w zakładach wzbogacania uranu. Proces rozszczepienia zachodzi głównie w rdzeniu reaktora. Proces przemiany 238U w 238Pu w rdzeniu i w płaszczu. Procesy zachodzące w płaszczu zmniejszają efektywność spowalniania neutronów i zmniejszają prawdopodobieństwo procesu rozszczepienia izotopów 235U lub 239Pu w rdzeniu. Brak spowalniacza powoduje, że rdzeń reaktora ma wymiary znacznie mniejsze od wymiarów rdzenia reaktora termicznego. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

142 Reaktor FBR Reaktor FBR Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

143 Osiągnięcie stanu krytycznego
Raktor FBR Osiągnięcie stanu krytycznego nie możliwe przy paliwie wzbogaconym do 4% w izotopy 235U lub 239Pu, możliwe przy wzbogaceniu paliwa od 15% do 75%. Na 100 aktów rozszczepienia w plutonie powstaje na skutek wychwytu neutronów przez jadra 238U nadwyżka 13 atomów plutonu. Zmniejszenie osłon z 238U lub zastąpienie przez stal pozwała zamienić rdzeń w pochłaniacz plutonu. Gęstość mocy cieplnej w rdzeniu jest bardzo duża przy wzbogaceniu 30%-70% wynosi kilkaset MW/m3 brak spowalniacza powoduje wysokie wymagania dla chłodziwa reaktora. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

144 Były tanie, nie miały obudowy bezpieczeństwa.
Reaktory I generacji Reaktory I generacji Reaktory jądrowe I generacji budowane w czasie i po zakończeniu II Wojny Światowej, były przeznaczone głównie do produkcji plutonu jako materiału do produkcji bomb jądrowych. W reaktorach I generacji spowalniaczem neutronów był czysty grafit, co pozwalało na stosowanie jako paliwa uranu naturalnego lub słabo wzbogaconego. Były tanie, nie miały obudowy bezpieczeństwa. Paliwo mogło być wymieniane w czasie pracy reaktora gdy miało optymalną zawartość rozszczepialnego 239Pu. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

145 Reaktory I generacji Reaktory I generacji
Reaktory grafitowe nie należały do bezpiecznych, gdyż istniała możliwość pożaru grafitu, Pożar był przyczyną w roku 1957 poważnej awarii reaktora w Windscale w Wielkiej Brytanii oraz w roku 1986 katastrofy reaktora RBMK w Czarnobylu. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

146 Reaktory II generacji Reaktory II generacji
W latach pięćdziesiątych ubiegłego stulecia rozpoczęto opracowanie drugiej generacji reaktorów dużej mocy przeznaczonych do produkcji taniej energii elektrycznej. Reaktory jądrowe II generacji stosowane w energetyce to (prawie w 90%) reaktory tericzne lekkowodne typu PWR i BWR, w których spowalniaczem i chłodziwem jest zwykła woda. W Kanadzie opracowano reaktory CANDU, w których spowalniaczem i chłodziwem jest ciężka woda. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

147 pod ciśnieniem dopuszczającym do wrzenia (reaktory wodne wrzące)
Reaktory II generacji Reaktory II generacji Reaktory termiczne, w których jednocześnie chłodziwem i moderatorem neutronów jest woda (prawie zawsze lekka) pracują pod ciśnieniem dopuszczającym do wrzenia (reaktory wodne wrzące) pod ciśnieniem nie dopuszczającym (reaktory wodne ciśnieniowe). Wszystkie reaktory tego typu cechuje wynikające z praw fizyki ujemne temperaturowe sprzężenie zwrotne. Towarzyszące wzrostowi temperatury zmniejszanie gęstości moderatora osłabia proces spowalniania neutronów, czyli w konsekwencji maleje strumień neutronów termicznych. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

148 Reaktory II generacji Reaktory II generacji
Zaprojektowane w b.ZSRR reaktory WWER, które miały być również zainstalowane w Żarnowcu, są w zasadzie reaktorami typu PWR. Parametry reaktorów WWER są bardzo zbliżone do parametrów reaktorów pracujących we Francji i w USA. Różnica - reaktory PWR posiadają hermetyczną obudowę bezpieczeństwa, reaktory WWER mają wieżę likwidacji nadciśnienia. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny Tadeusz Hilczer- Wykład monograficzny 148

149 W Europie reaktory lekkowodne przepracowały ponad 6000 reaktoro-lat,
Reaktory II generacji Reaktory II generacji W Europie reaktory lekkowodne przepracowały ponad 6000 reaktoro-lat, Zebrano bogate doświadczenie podczas ich eksploatacji. W ciągu 40 lat eksploatacji reaktorów lekkowodnych w Europie nie było poważniejszej awarii. Obecnie pracujące lekkowodne reaktory jądrowe II generacji należą do najbezpieczniejszych urządzeń technologicznych stosowanych przez przemysł światowy, Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

150 Reaktory III generacji
Od wielu lat prowadzone są prace nad reaktorami jądrowymi III generacji, w których przyjęto nową zasadę bezpieczeństwa. Zgodnie z nią, żadna awaria nie może doprowadzić do rozszczelnienia elementów paliwowych, czyli spowodować wydostanie się na zewnątrz zawartych w nich substancji promieniotwórczych. System bezpieczeństwa reaktora samoczynnie spełnia dwa zadania: niezawodne wyłączenia reaktora przy odstępstwach od normalnej pracy niezawodne schłodzenia rdzenia po wyłączeniu reaktora. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

151 Pasywne systemy bezpieczeństwa
Opracowywano różne systemy zabezpieczające, oparte na grawitacji lub konwekcji, działające samoczynnie. Opracowano pasywny system PIUS (Process Inherent Ultimate Safety) wyłączenia reaktora przy zakłóceniu jego działania. System bezpieczeństwa PIUS ma dwa warunki: rdzeń reaktora musi być zawsze zanurzony w basenie z wodą moc cieplna wytwarzana w rdzeniu nie może przewyższać tempa chłodzenia rdzenia przez wodę w basenie reaktora; przy wytwarzaniu za dużej ilości ciepła reakcja łańcuchowa rozszczepienia zostaje przerwana. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

152 Reaktory III generacji
W kilku instytutach naukowych w Kanadzie od 1970 roku pracują reaktory SLOWPOKE małej mocy 20 kW(t) W latach osiemdziesiątych opracowano reaktory ciepłownicze o mocy 2 MW(t) i 10 MW(t). Ciepło z reaktora o mocy 10 MW(t) może ogrzać pomieszczenia o powierzchni około 15105 m2 (np mieszkań). Reaktor jest w zbiorniku ze stali nierdzewnej, wypełnionym czystą woda, w betonowej obudowie o średnicy 6 m i wysokości 13 m, wkopanej w ziemię. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

153 Reaktory III generacji
Woda ogrzana w rdzeniu reaktora do temperatury 365 K oddaje ciepło w wymiennikach umieszczonych u góry zbiornika do drugiego obiegu wodnego, skąd ciepło zostaje przekazane do trzeciego obiegu. Woda z trzeciego obiegu o temperaturze 358 K zasila grzejniki w budynkach. Poziom reaktywności jest regulowany przez przesuwanie zwierciadła berylowego otaczającego rdzeń reaktora. Przekroczenie temperatury 365 K w zbiorniku reaktora powoduje zahamowanie reakcji łańcuchowej Wielka pojemność cieplna wody w zbiorniku i otaczającego gruntu, zapewnia samoczynne schłodzenia reaktora po wyłączeniu. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

154 Reaktory III generacji
W przypadku podniesienia się temperatury w reaktorze np. skutkiem braku chłodziwa lub jego przepływu, reakcja łańcuchowa natychmiast ustaje. Eksplozja z wydzieleniem znacznej ilości energii jest w takich układach fizycznie niemożliwa. Źródłem największego zagrożenia jest samo paliwo o wysokiej promieniotwórczości. Wydziela ono ciepło (na skutek rozpadów fragmentów rozszczepień) także po wyłączeniu reaktora w ilości, która bez jego odprowadzenia grozi zniszczenie rdzenia reaktora. Poprzez maksymalne odizolowanie paliwa jądrowego od otoczenia prawdopodobieństwo takiej awarii jest minimalne. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

155 Reaktory III generacji
Nowe koncepcje elektrowni jądrowych opracowały znane na całym świecie firmy, wyspecjalizowanych w najbardziej zaawansowanych technologiach: APWR (Westinghouse, USA), EPR (Framatome & Siemens, Francja/Niemcy), ABWR (GE, Hitachi & Toshiba, USA/Japonia), PIUS - (ABB Atom, Szwecja) i inne. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

156 Reaktory III generacji
Jednym z typowych trendów jest projekt firmy APWR elektrowni z reaktorem AP-600, który we wrześniu 1998 r uzyskał licencję amerykańskiej komisji dozoru jądrowego NRC (Nuclear Regulatory Commission). W projekcie tym istnieje bardzo wydajny i niezawodny system chłodzenia awaryjnego zmniejszono 5-krotnie liczbę rurociągów ciśnieniowych, o połowę liczbę zaworów, 3-krotnie długość kabli itp. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

157 Reaktory III generacji
Bezpośrednim skutkiem bardzo mało prawdopodobnej Maksymalnej Awarii Projektowej (MAP) byłby gwałtowny wzrost ciśnienia w obudowie bezpieczeństwa wypełnionej wówczas parą co mogłoby spowodować wydostanie się silnie aktywnych substancji promieniotwórczych na zewnątrz. Ograniczanie takiego wzrostu, a następnie szybką jego redukcję można osiągnąć przez skuteczne schładzanie rdzenia reaktora i całego wnętrza obudowy bezpieczeństwa. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

158 Reaktory III generacji
Zaprojektowano trzy systemy chłodzenia awaryjnego: wysokocisnieniowy, średniociśnieniowy, niskociśnieniowy. System dostarczania wody chłodzącej wykorzystuje zjawiska grawitacji, Konwekcji, ciśnienia gazu. Zadziałanie systemu nie wymaga żadnego dodatkowego urządzenia. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

159 Reaktory III generacji
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

160 Reaktory III generacji
W systemie wysokociśnieniowym woda wpływa do reaktora pod ciśnieniem sprężonego gazu przez zawór, normalnie zamknięty, pod wpływem ciśnienia panującego w obudowie bezpieczeństwa reaktora w czasie normalnej pracy. Dalszy spadek ciśnienia uruchamia wypływ wody ze zbiorników średniociśnieniowych. Układ niskociśnieniowy wykorzystuje wodę znajdującą się wewnątrz obudowy bezpieczeństwa, w basenie wymiany paliwa, który jest umieszczony powyżej reaktora. W dalszej kolejności woda z pary skraplającej się na wewnętrznej powierzchni obudowy bezpieczeństwa może spływać ku reaktorowi. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny

161 Reaktory III generacji
W przypadku długotrwałego chłodzenia przewidziano specjalny odbiór ciepła z zewnątrz obudowy. Na szczycie budynku elektrowni umieszczony jest zbiornik z wodą, wypływającą pod własnym ciężarem, w ilości zapewniającej spryskiwanie obudowy w ciągu 3 dni. W razie braku możliwości uzupełniania zapasu wody, obudowa pozostaje nadal chłodzona konwekcyjnie powietrzem atmosferycznym, co zapewnia utrzymanie ciśnienia wewnątrz obudowy do 90% wartości dopuszczanej. Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny