Metody Fizyki Jądrowej w Środowisku, Przemyśle i Medycynie Politechnika Warszawska, rok ak. 2003/2004 Procesy fizyczne w reaktorach jądrowych (rozszczepienie,

Prezentacja na temat: "Metody Fizyki Jądrowej w Środowisku, Przemyśle i Medycynie Politechnika Warszawska, rok ak. 2003/2004 Procesy fizyczne w reaktorach jądrowych (rozszczepienie,"— Zapis prezentacji:

1 Metody Fizyki Jądrowej w Środowisku, Przemyśle i Medycynie Politechnika Warszawska, rok ak. 2003/2004 Procesy fizyczne w reaktorach jądrowych (rozszczepienie, cykl paliwowy, konstrukcja i działanie typowego reaktora atomowego) Wykonał: Adam Getka

2 Rys historyczny Cykl paliwowy Reaktor atomowy Podział reaktorów
Plan wystąpienia Rys historyczny Cykl paliwowy Reaktor atomowy Podział reaktorów Energetyka jądrowa Bibliografia Linki

3 Rys historyczny Cała realna historia reaktora jądrowego, urządzenia umożliwiającego przeprowadzenie w sposób kontrolowany szczególnej reakcji, jaką jest rozszczepienie jądra atomowego, rozpoczęła się ponad 60 lat temu. Rozwój techniki najczęściej był związany z wojnami, jakie ludzie przeprowadzali w przeszłości. Podobnie przyglądając się kalendarium rozwoju broni jądrowej, można zauważyć, że projekt Manhattan był jakby “skutkiem” działań zmierzających do pokonania w działaniach wojennych jednego narodu przez drugi. Ważna historia badań jądrowych obejmująca okres od roku 1920 do grudnia 1938, obfitowała w odkrycia zjawisk, które stały się niezbędne w dalszych pracach nad rozszczepieniem jądrowym. W tym czasie tj. 3 czerwca 1920 roku Ernest Rutherford ( ) w pracy naukowej przedstawionej w Bakterian Lecture uważa możliwość istnienia cząstki nazwanej później neutronem. Jego uczeń Jams Chadwick ( ) w dwanaście lat później, 7 – 17 lutego 1932 roku przeprowadza serię eksperymentów, w których wykazuje istnienie neutronu. W grudniu 1935 roku otrzymuje za to odkrycie Nagrodę Nobla. Po dwuletnim okresie 10 maja 1934 roku grupa badawcza Enrico Ferminiego ( )ogłasza rezultaty eksperymentów, podczas których wykryto radioaktywne produkty, w sytuacji bombardowania jądra uranu neutronami. Dzień 4 lipca 1934 roku jest dniem opatentowania w przez Leo Szilarda technologii wykorzystywania neutronów w reakcjach łańcuchowych i określenia koncepcji masy krytycznej. Wspomniany już Enriko Fermi w tym samym roku 22 października odkrywa zasadę moderacji neutronowej oraz zjawisko wzmożonego pochłaniania wolnych neutronów. W dniu 21 grudnia 1938 roku Otto Hahn ( ){Nobel 1944}wraz z Fritzem Strassmanem ( ) także niemiecki fizykochemikiem, odkryli rozszczepienie jądra atomowego. Publiczne ogłoszenie odkrycia reakcji rozszczepienia zostaje dokonane przez N.Bohra w dniu 26 stycznia 1939 roku w trakcie corocznego kongresu fizyków teoretyków, który odbył się na Uniwersytecie Georga Washingtona w Waszyngtonie. Sukcesy odniesione przez brytyjskich naukowców stały się w tym czasie bodźcem dla kadry naukowej ze Stanów Zjednoczonych, która była zaangażowana w tym czasie w pracach nad pokojowymi badaniami rozszczepienia jądra uranu. Sierpień-wrzesień 1941 roku to czas, w którym Fermi ze swoją grupą badawczą dokonuje montażu podkrytycznego stosu( przyszłego serca reaktora jądrowego).

4 Rys historyczny (2) W połowie września 1942 Fermi demonstruje stos eksperymentalny o współczynniku powielania neutronów większym od jedności. Samopodtrzymująca się reakcja łańcuchowa jest osiągnięta. W dniu 1 grudnia 1942 roku, po 17 dniach prac nad budową CP-1, grupa Fermiego rozpoczyna prace nad osiągnięciem stanu krytycznego. Stos zawierający 36,3 tony tlenku uranu, 5,6 tony metalicznego uranu i 350 ton grafitu osiąga stan krytyczny, a tym samym osiągnięta moc wyjściowa ma wartość 0,5 wata. W efekcie, w Chicago zaczął pracować pierwszy na świecie reaktor jądrowy, w którym uzyskano maksymalną moc 200 watów. Pierwszy reaktor jądrowy do zastosowań komercyjnych został skonstruowany we wczesnych latach 50 - tych. W 1951 r. Experimental Breeder Reactor (EBR-1), mieszczący się w National Reactor Testing Station w Idaho, został ukończony i był obsługiwany przez Argonne National Laboratory. Podczas pierwszej demonstracji tego (już jądrowego) generatora prądu rozbłysły 4 załączone żarówki. EBR-1 był prototypem reaktorów typu metal cooled. Reaktor Borax III był zaś prototypem reaktorów typu BWR.

5 Cykl paliwowy Cykl paliwowy obieg paliwa jądrowego obejmujący kolejne fazy jego przetwarzania, poczynając od kopalni rudy, przez produkcję koncentratu, jego przerób chemiczny, wzbogacenie izotopowe uranu, wytwarzanie paliwa reaktorowego, spalanie w reaktorze, przechowanie wypalonego paliwa i jego przerób aż po ostateczne składowanie odpadów. Etapy cyklu paliwowego: Wydobywanie rudy uranu Wzbogacanie i obróbka uranu Budowa elementów paliwowych Wytwarzanie energii Transport wypalonych prętów paliwowych Składowanie prętów paliwowych Zakłady przerobu paliwa jądrowego Transport odpadów promieniotwórczych Składowanie odpadów promieniotwórczych

6 Cykl paliwowy – wydobywanie rudy uranu
Wszystko zaczyna się on od wydobywania rud uranu i toru w kopalniach lub w odkrywkach. Uran jest metalem ciężkim, który otrzymujemy z rud uranowych. Najbardziej znaną z nich jest smółka uranowa, składająca się w 95% z tlenku uranu i występująca nieraz w postaci wielotonowych bloków. Większość pozostałych rud zawiera niestety znacznie mniej uranu. Wydobycie staje się opłacalne, gdy tona rudy zawiera co najmniej kilka kg uranu. Ruda wydobyta w kopalniach lub odkrywkach musi najpierw zostać poddana obróbce. Polega ona na łamaniu, mieleniu i wyługowaniu. W rezultacie otrzymujemy ostatecznie ponad 70-procentowy koncentrat uranowy, tzw. "yellow cake", czyli "żółte ciasto". Który jest to produktem wyjściowym do dalszej obróbki.' Mapa wydobycia rudy uranu na świecie

7 Cykl paliwowy – wzbogacanie i obróbka uranu
Czysty uran naturalny jest dla elektrowni jądrowych nieprzydatny. jako że tylko w 0,7% składa się z rozszczepialnego U-235, a pozostałe 99,3% stanowi nieco cięższy, nierozszczepialny U-238. Obydwa izotopy uranu nie różnią się między sobą pod względem chemicznym, stąd do wzbogacania wykorzystuje się różnicę w ich ciężarze. Najpierw przemienia się uran za pomocą fluoru w gaz, sześciofluorek uranu (UF6), zatem w związek uranu i fluoru. Do rozdzielenia obydwu izotopów uranu można teraz wykorzystać jedną z następujących metod, W metodzie kanalikowej przepuszcza się UF6 z dużą prędkością przez drobne kanaliki o kształtach półkolistych. Występująca tu siła odśrodkowa wypycha składową gazu zawierającą U-238 ku obrzeżom toru, co umożliwia oddzielenie jej od składowej gazu zawierającej lżejszy U-235. Oczywiście w ten sposób nie jest możliwe całkowite rozdzielenie obydwu izotopów. Jeśli jednak połączy się wiele opisanych tu układów w tzw. kaskadę, to otrzyma się w rezultacie gaz zawierający wystarczającą koncentrację atomów U-235. W metodzie dyfuzyjnej przepuszcza się gaz UF6 przez przegrody półprzepuszczalne. Lżejsza składowa z U-235 przechodzi (dyfunduje) przez pory przegród szybciej niż cięższa z U-238. Prowadzi to także do częściowego rozdziału składowych. W metodzie wirówkowej wiruje się gaz w bardzo szybkiej centryfudze. Siła odśrodkowa przyciska składową cięższą silniej do ściany, wobec czego koncentracja lżejszego U-235 w środkowej części wirówki wzrasta. Również i tu osiągamy rozdział U-235 i U-238, choć konieczne jest połączenie wielu układów szeregowo, by uzyskać pożądane wzbogacenie. Inne metody, w których osiągano by wymagane wzbogacenie w pojedynczym procesie, są jeszcze w stadium opracowań.

8 Cykl paliwowy – budowa elementów paliwowych
Pręty paliwowe elektrowni jądrowych zawierają pastylki wykonane z dwutlenku uranu (UO2). Ten ostatni uzyskujemy ze wzbogaconego gazu UF6 i prasując nadajemy mu postać pastylek o grubości ok. 1,5 cm i średnicy ok. 1 cm. Podane tu wymiary - jak prawie wszystkie dane liczbowe w tej książce - mogą dla różnych elektrowni, a także w różnych państwach nieco się różnić, stanowią jednak typowe wartości przeciętne. Surowe wypraski ogrzewa się do 1700°C, co daje im konieczną spoistość i wytrzymałość. Następnie poddaje się je obróbce mechanicznej z dokładnością do 1/10000 mm i wprowadza w rurki, zwane koszulkami. Dla lepszej wymiany ciepła w koszulki wprowadza się hel. Koszulki ponadto nigdy nie są całkowicie wypełnione pastylkami, gdyż w wyniku rozpadu promieniotwórczego powstają gazy wymagające odpowiedniej przestrzeni, tzw. przestrzeni gazu porozpadowego. Wypełnione i szczelnie zamknięte koszulki stanowią pręty paliwowe; wraz z prętami regulacyjnymi tworzą one elementy paliwowe, których konstrukcja może być bardzo różna, l tak w reaktorze wrzącym znajdujemy często 7x7 prętów paliwowych w wiązce paliwowej, w reaktorze wodnym ciśnieniowym 15x15 lub 20 x 20. Także położenie prętów regulacyjnych może się w różnych reaktorach zasadniczo zmieniać.

9 Cykl paliwowy – wytwarzanie energii
Na rysunku a) obok pokazano schemat elektrowni konwencjonalnej, w której energia wytwarzana za pomocą spalania paliwa kopalnego jak węgiel lub ropa. Natomiast na rysunku b) pokazany jest schemat typowej elektrowni atomowej. Kocioł zostaje tu zastąpiony reaktorem jądrowym, czyli urządzeniem, w którym wytwarzana jest energia jądrowa. W reaktorze przebiega kontrolowana reakcja łańcuchowa, podczas której rozszczepiane jest tyle jąder, ile potrzeba do wytworzenia energii elektrycznej. Jeżeli dokładnie przyjrzymy się obu rysunkom, to zauważymy, że oba typy mają wiele części wspólnych. I tak rysunki te zostały podzielone pionowo linią przerywaną. Na lewo od niej na obu schematach mamy część wspólną identyczną. Różnice odnajdziemy na lewo od tej linii. W elektrowni pokazanej na rysunku górnym, ciepło spalania ogrzewa bezpośrednio wodę, wskutek czego powstaje para wodna napędzająca turbinę sprzęgniętą z generatorem energii elektrycznej. W elektrowni jądrowej, mamy dwa obiegi pierwotny i wtórny. Obieg pierwotny jest to ten obieg, który ma bezpośrednią styczność z paliwem jądrowym i często sam pełni rolę moderatora. Najczęściej znajduje zastosowanie tutaj woda lub sód. Obieg wtórny jest już obiegiem bezpiecznym. Odbiera on ciepło od obiegu pierwotnego w wytwornicy pary, która to identycznie jak w elektrowni konwencjonalnej, napędza turbinę parową sprzęgniętą z generatorem energii elektrycznej. Taką bardzo ważną rzeczą konieczną do zaznaczenia, jest to, że w rektorze jądrowym obieg wtórny i pierwotny są od siebie odseparowane fizycznie. To znaczy, że pomiędzy tymi obiegami jest możliwa tylko wymiana energii cieplnej. Dokładniejszy opis reaktorów jądrowych zamieszczony został w dziale Reaktor jądrowy. Z. Celiński, (1991) Energetyka jądrowa; PWN

10 Cykl paliwowy – składowanie prętów paliwowych
W elektrowni jądrowej wymienia się co roku prawie trzecią część elementów paliwowych na nowe. W dużej elektrowni jądrowej o mocy 1 GW opuszcza reaktor rok w rok ok. 30 t uranu. Ten materiał jest wprawdzie skażony groźnymi dla życia produktami rozpadu promieniotwórczego, jednak z drugiej strony zawiera cenne, możliwe do odzyskania materiały rozszczepialne. Stąd usuwanie i obróbka wysłużonych elementów paliwowych jest niezmiernie istotnym czynnikiem zarówno z punktu widzenia ochrony środowiska naturalnego, jak i opłacalności przedsięwzięcia. Postępuje się następująco. Po trwającej około roku obecności elementów paliwowych w basenie z wodą w elektrowni jądrowej przenosi się je na tzw. składowiska pośrednie. Elementy paliwowe pozostają w tym czasie wewnątrz pojemników transportowych, zapewniających całkowicie bezpieczne składowanie i chroniących od promieniowania radioaktywnego. Następnie poddaje się pręty paliwowe przeróbce. Nadające się do wykorzystania paliwo zostaje odzyskane i przekazane do produkcji nowych elementów paliwowych. Niebezpieczne produkty rozpadu radioaktywnego są oddzielane i na zawsze składowane w mogilnikach. Istnieje oczywiście możliwość złożenia wypalonych elementów paliwowych w mogilnikach bez żadnej obróbki i odzysku.

11 Cykl paliwowy – zakłady przerobu paliwa jądrowego
Zakładem przerobu paliwa jądrowego nazywamy taki zakład, w którym przeprowadza się rozdział poszczególnych składników wypalonych elementów paliwowych. W szczególności należy oddzielić odpady radioaktywne i odzyskać paliwo jądrowe, czyli uran i pluton. Pręty paliwowe zawierają bowiem obok jąder U-235, które nie uległy rozszczepieniu, także pluton-239, powstały w procesie powielenia i nadający się jako paliwo jądrowe. Po odpowiednim leżakowaniu w basenie elektrowni oraz w składowisku pośrednim pręty paliwowe przewozi się w ich pojemnikach transportowych do zakładu przerobu. Są one stale jeszcze wysoce promieniotwórcze, więc od personelu technicznego muszą je oddzielać grube mury betonowe lub szyby ze szkła ołowiowego, a proces przerobu musi być w pełni zautomatyzowany. Pręty paliwowe są najpierw rozdrabniane, a następnie rozpuszczane w kwasie azotowym. Uran, pluton oraz produkty rozpadu rozpuszczają się prawie całkowicie, pozostają natomiast rozdrobnione koszulki prętów paliwowych, które po zabetonowaniu składa się w bezpiecznym miejscu. W następstwie szeregu chemicznych procesów następuje rozdział uranu, plutonu i pozostałych produktów rozpadu. Uran i pluton, po oczyszczeniu, trafiają do fabryki produkującej pręty paliwowe, natomiast odpady radioaktywne są pakowane i przygotowywane do składowania w mogilniku.

12 Cykl paliwowy – transport odpadów promieniotwórczych
Odpady promieniotwórcze, które są już nie do wykorzystania na danym żadnym etapie cyklu paliwowego muszą być transportowane pomiędzy zakładem przerobu paliwa jądrowego a miejscem jego wiecznego składowania. Do tego celu stworzono specjalne kontenery do przewozu odpadów promieniotwórczych. Z reguły mają one rozmiary dostosowane do transportu kolejowego lub morskiego. Ze względu na bardzo rygorystyczne normy bezpieczeństwa, taki kontener musi spełniać niezwykle ostre normy, jak np. wytrzymać długotrwały pożar, katastrofę kolejową, upadek z mostu, uderzenie samolotu odrzutowego, atak terrorystyczny itp. W żadnej z tego typu sytuacji nie może dojść do rozszczelnienia kontenera i uwolnienia się materiału radioaktywnego. Dlatego na przykład taki kontener o wadze rzędu 120 ton ma ściany grubości 50 cm a jego zawartość to zaledwie kilka wypalonych prętów paliwowych. Jednym z testów jakie musi przejść taki kontener jest na przykład zrzucenie z wysokości kilku metrów na stalową iglicę. Po takim upadku kontener musi zachować szczelność. Taki pojemnik musi być także stabilny czasowo – to znaczy jego parametry nie mogą się zmieniać w czasie zarówno krótkofalowo jak i w dłuższym okresie czasu. Ma to znaczenie przy transporcie morskim, gdzie czas przewozu ładunku można liczyć w tygodniach. W transporcie kolejowym trzeba przewidzieć także możliwość znacznego wydłużenia się czasu transportu na skutek blokad urządzanych przez ekologów.

13 Cykl paliwowy – składowanie odpadów promieniotwórczych
Odpady radioaktywne należy podzielić na trzy grupy: Słabo aktywne. Odpady tej grupy w postaci stałej lub ciekłej są najpierw na drodze stężania, ściskania lub spalania redukowane do możliwie najmniejszej objętości. Następnie zostają zacementowane w beczkach. Średnio aktywne odpady, rozdrabnia i zacementowuje się także w beczkach. Wysoko aktywne. Są to z reguły produkty rozpadu rozpuszczone w kwasie azotowym, są źródłem 99% promieniowania wszystkich odpadów promieniotwórczych, stąd należy przy ich składowaniu zachować szczególną ostrożność. Opracowano dla nich specjalny proces zeszkliwienia. Na początku następuje proces zagęszczania i chemicznego przetwarzania. Następnie w temperaturze powyżej 1100°C stapia się je z proszkiem szklanym, tworząc z nich nierozłączny składnik szkliwa, którym wypełnia się grubościenne beczki ze stali nierdzewnej. W zakładzie przerobu przypada na każdą tonę uranu około 130 l wysoko aktywnego odpadu w postaci bloku szkliwa, 5 beczek po 400 l odpadu średnio aktywnego raz 15 beczek słabo aktywnego. Te odpady trzeba zmagazynować w sposób bezpieczny "po wsze czasy", czyli bez ograniczeń czasowych, gdyż nawet po wielu pokoleniach będą one nadal stanowić duże zagrożenie. Na rysunku powyżej mamy pokazane typowe miejsce przechowywania odpadów promieniotwórczych. Z reguły są to wyeksploatowane kopalnie soli. I tak najpłycej składuje się odpady słabo aktywne – są to poukładane beczki z odpadami. Na średnim poziomie kopalni przechowuje się odpady średnio aktywne, które w beczkach wrzuca się w procesie zautomatyzowanym do komory. Odpady wysoko aktywne zostają zabetonowane na najniższym poziomie kopalni (poniżej 1000m). Mogielniki umieszcza się w odwiertach i tam zostają zalana cementem. Należy także pamiętać przy wyborze miejsca składowania odpadów radioaktywnych, aby miejsce ich składowania było rejonem wolnym od wstrząsów sejsmicznych i uskoków tektonicznych. Także aby miejsce składowania nie miało styczności z wodami gruntowymi.

14 Reaktor atomowy – podstawy (1)
Reaktorem atomowym nazywamy urządzenie, które w sposób kontrolowany przetwarza energię jądrową w energię cieplną. U podstaw reaktorów jądrowych leży, odkryte w 1939 r. przez fizyków niemieckich, zjawisko rozszczepienia jąder uranu 92U235 w wyniku bombardowania ich neutronami. Przy rozpadzie jądra 92U235 na dwa mniejsze jądra wyzwala się olbrzymia energia, ok. 200 MeV. W wyniku rozszczepienia np. jądra U235 po uderzeniu neutronu wyzwala się duża ilość energii oraz są emitowane nowe neutrony, średnio 2,5 neutronu na jedno rozszczepienie. Neutrony te mogą powodować następne rozszczepienia innych jąder, prowadząc do dalszego zwiększenia liczby neutronów i dalszego rozwijania się reakcji. Istnieje więc tu możliwość osiągnięcia samopodtrzymującej się reakcji łańcuchowej. Neutrony powstające w wyniku rozszczepień mogą spowodować następne rozszczepienia, mogą też jednak zostać stracone wskutek absorpcji lub ucieczki. Jeśli liczba neutronów powstających w reaktorze w jednostce czasu jest równa liczbie neutronów traconych w tym czasie, wówczas w reaktorze zachodzi kontrolowana, samopodtrzymująca się, reakcja łańcuchowa. Stan taki nazywamy stanem krytycznym reaktora. Odchylenie stanu reaktora jądrowego od stanu krytycznego opisuje tzw. reaktywność. Reaktor jest sterowalny i bezpieczny, gdy ma małą, dodatnią reaktywność związaną z neutronami opóźnionymi. Spośród wielu różnych reakcji jądrowych w reaktorach jądrowych najważniejsze są reakcje wywołane przez neutrony lub promieniowanie (fotony) g. Neutrony uderzające w jądra mogą spowodować różne reakcje, z których najważniejsze to rozszczepienie jądra, rozproszenie oraz pochłanianie (absorpcja) neutronów. Zależnie od ich energii kinetycznej neutrony dzielimy na termiczne - o energiach rzędu setnych części eV, prędkie - o energiach rzędu dziesiątych części MeV, epitermiczne - o energiach pośrednich. Prawdopodobieństwo zajścia reakcji rozszczepienia jądra uranu 92U235 jest znacznie większe dla neutronów o malej energii niż o dużej. Wymusiło to zastosowanie w reaktorze atomowym urządzenie spowalniającego neutrony zwanego moderatorem. W większości przypadków funkcję moderatora pełni woda otaczająca pręty paliwowe, która jednocześnie odbiera od nich ciepło będące efektem reakcji jądrowych w prętach paliwowych. Innym dobrym materiałem na moderator jest węgiel pod postacią grafitu i beryl.

15 Reaktor atomowy – podstawy (2)
Kontrolowany przebieg reakcji łańcuchowej zapewnia element odpowiedzialny za ilość neutronów w reaktorze. Do tego celu stosuje się tzw. pręty regulacyjne. Wykonane są z materiału bardzo dobrze pochłaniającego neutrony. Umieszcza się je pomiędzy prętami paliwowymi, a głębokość ich wsunięcia pomiędzy pręty paliwowe wpływa na szybkość reakcji łańcuchowej. Innym dodatkowym urządzeniem montowanym w reaktorach jądrowych są pręty awaryjne. Mają one za zadania w sytuacji krytycznej wygaszenie reaktora tzn. zatrzymanie reakcji łańcuchowej. Także wykonywane są z materiału bardzo dobrze absorbującego neutrony. W przeciwieństwie do prętów sterujących, które mają regulowaną głębokość wnikania do reaktora, pręty awaryjne posiadają dwie pozycje pracy górną (reaktor pracuje) i dolną (reaktor wygaszony). By reaktor mógł osiągnąć stan krytyczny, musi być spełnionych szereg warunków. Przy określonej konstrukcji musi on mieć wymiary nie mniejsze od pewnych wymiarów minimalnych, zwanych wymiarami krytycznymi. W przeciwnym przypadku ucieczka neutronów z reaktora i ich absorpcja nie mogą być zbilansowane produkcją neutronów. Odpowiadającą wymiarom krytycznym masę materiału rozszczepialnego nazywa się masą krytyczną. Wymiary reaktorów są zazwyczaj większe od krytycznych; dla osiągnięcia stanu krytycznego zwiększa się absorpcję neutronów przez wprowadzenie do reaktora odpowiednich materiałów (pręty regulacyjne). Część reaktora, w której znajduje się paliwo jądrowe, nazywa się rdzeniem. Rdzeń jest zwykle otoczony warstwą materiału, zwaną reflektorem, która jakby "odbija" z powrotem znaczną część neutronów uciekających z rdzenia. Zastosowanie reflektora zmniejsza wymiary krytyczne i masę krytyczną. Wytwarzana w reaktorze energia jest odbierana w postaci ciepła przez czynnik chłodzący, zwany chłodziwem, przepływający przez rdzeń reaktora.

16 Reaktor atomowy – podstawy (3)
Schemat budowy reaktora atomowego, gdzie: 1 – osłona biologiczna ma ona na celu ograniczenie oddziaływania reaktora na środowisko zewnętrzne 2 – osłona ciśnieniowa jej zadaniem jest utrzymanie odpowiedniego ciśnienia wewnątrz reaktora 3 – reflektor neutronów jego celem jest zawracanie neutronów tych, opuszczają rdzeń z powrotem do rdzenia 4 – pręty bezpieczeństwa pozwalają w każdej chwili wygasić reaktor 5 – pręty sterujące zapewniają możliwość regulacji szybkości zachodzącej w reaktorze reakcji łańcuchowej 6 – moderator element spowalniający neutrony, wykonuje się je z materiałów zawierających duże ilości atomów o małej liczbie porządkowej, skutecznie zmniejszających energię neutronów produkowanych w trakcie rozszczepiania. 7 – pręty paliwowe zawierają paliwo jądrowe w formie fizykochemicznej i o stopniu wzbogacenia dostosowanym do konstrukcji reaktora jądrowego 8 – chłodziwo odbiera ciepło reakcji jądrowych z rdzenia i oddaje je w wymienniku ciepła do obiegu wtórnego

17 Podział reaktorów Rozróżnia się kilka kryteriów podziałów reaktorów atomowych, oto najważniejsze z nich: Zastosowanie: - badawcze - o małej mocy wykorzystywane w badaniach naukowych jako silne źródła neutronów - produkcyjne - służące do wytwarzania sztucznych pierwiastków promieniotwórczych na drodze aktywacji, głównie do produkcji plutonu – szczególną klasę tych reaktorów stanowią tzw. reaktory jądrowe powielające, w których paliwo jądrowe w trakcie wypalania przekształca się w inny rodzaj paliwa jądrowego - energetyczne - wytwarzające energię cieplną przekształcaną w energię mechaniczną lub elektryczną - doświadczalne - prototypy nowych rozwiązań technicznych Rodzaj moderatora wodne, ciężkowodne, grafitowe, sodowe Energia neutronów wysokostrumieniowe - o strumieniu neutronów przekraczającym 1014 cząstek/cm2s prędkie - gdy reakcja rozszczepienia zachodzi dzięki neutronom prędkim pośrednie - gdy stosuje się neutrony pośrednie termiczne - wykorzystywane są neutrony termiczne epitermiczne - reakcja zachodzi dzięki neutronom epitermicznym Rodzaj paliwa - uranowe - plutonowe - mox - torowe

18 Podział reaktorów - oznaczenia
PWR reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany lekką wodą Pressurized light-Water-moderated and cooled Reactor BWR reaktor wrzący chłodzony i moderowany lekką wodą Boiling light-Water-moderated and cooled Reactor LWR reaktor chłodzony i moderowany lekką wodą Boiling light-Water-moderated and cooled Reactor HWR reaktor ciężkowodny Boiling light-Water-moderated and cooled Reactor HWLWR reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką Heavy-Water -moderated, boiling-Light-Water Reactor PHWR reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany ciężką wodą Pressurized Heavy-Water-moderated and cooled Reactor SGHWR reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą ciężką Steam-Generating Heavy-Water Reactor HWGCR reaktor chłodzony gazem moderowany ciężką wodą Heavy-Water-moderated Gas-Cooled Reactor CANDU reaktor kanadyjski typu PHWR CANadian Deuterium-Uranium reactor LWGR reaktor chłodzony lekką wodą z moderatorem grafitowym Light-Water-cooled, Graphite-moderated Reactor PTGR reaktor kanałowy z moderatorem grafitowym Pressurized-Tube Graphite Reactor GCR reaktor chłodzony gazem z moderatorem grafitowym Gas-Cooled, graphite-moderated Reactor AGR ulepszony reaktor chłodzony gazem z moderatorem grafitowym Adwanced Gas-cooled, graphite-moderated Reactor HTR reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem High-Temperature gas-cooled Reactor z moderatorem grafitowym HTGR reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem High-Temperature Gas-cooled Reactor THTR reaktor wysokotemperaturowy na paliwie torowym Thorium High-Temperature Reactor FBR reaktor prędki powielający Fast Breeder Reactor LMFBR reaktor prędki powielający chłodzony sodem Liquid-Metal-cooled, Fast Breeder Reactor LWBR reaktor powielający termiczny chłodzony lekką wodą Light-Water Breeder Reactor MSBR reaktor powielający chłodzony stopionymi solami Molten-Salt Breeder Reactor GCFR reaktor prędki chłodzony gazem Gas-Cooled Fast Reactor OMR reaktor z chłodziwem i moderatorem organicznym Organic-Moderated and cooled Reactor SZR reaktor chłodzony sodem moderowany wodorotlenkiem cyrkonu Sodium-cooled, Zirkonium-hybride-moderated Reactor Na podstawie: Zdzisław Celiński "Energetyka Jądrowa"

19 Podział reaktorów – wodny wrzący
W reaktorze wodnym wrzącym zamieniamy wodę w parę za pomocą energii jądrowej. Następuje to w zbiorniku ciśnieniowym reaktora. Para pod ciśnieniem około 7MPa napędza turbinę, która dostarcza generatorowi energii potrzebną do wytworzenia prądu. We wspomnianym zbiorniku ciśnieniowym reaktora, który w omawianym przykładzie posiada ścianki o grubości 16 cm, znajduje się rdzeń reaktora, przez który przepływa woda doprowadzana do wrzenia. Rdzeń reaktora składa się z około 800 elementów paliwowych. Każdy element paliwowy znajduje się w blaszanym pojemniku, do którego woda dostaje się przez otwór w spodzie. Woda wypełnia pojemnik i styka się z 64 prętami paliwowymi, czyli prętami wykonanymi np. z rozszczepialnego uranu. Pręty składają się zazwyczaj ze wzbogaconego uranu w postaci dwutlenku uranu (UO2). Podczas rozszczepiania jąder uranu wydziela się duża ilość energii, którą w formie ciepła odbiera woda chłodząca (chłodziwo). Woda służy też jednocześnie jako moderator (hamuje więc do tego stopnia prędkie neutrony, powstałe podczas każdego rozszczepienia jądra, że same mogą powodować dalsze rozszczepienia). Gdyby wszystkie powstałe w tej reakcji neutrony przyczyniały się do dalszego rozszczepiania, reaktor wyszedłby spod kontroli i wytwarzałby za dużo energii - stałby się wybuchającą bombą atomową. Aby temu zapobiec, każdy reaktor zawiera takie materiały, jak bor lub kadm, które absorbują (pochłaniają) neutrony, w takim stopniu, aby reakcja nie wymknęła się spod kontroli, ale też by nie "zgasła". Neutrony pochłaniane są przez wspomniane materiały, które tworzą pręty sterujące, które są wsuwane do reaktora mniej lub bardziej głęboko - w zależności od potrzeb. Bardziej wysunięte to mniejsze pochłanianie i większa ilość rozszczepień. Mniej wysunięte to spowolniona reakcja. Wsuwaniem i wysuwaniem prętów łatwo można kontrolować reakcję, a w razie potrzeby zadusić. Pręty, ze względu na znaczną szybkość reakcji jądrowych i konieczność jeszcze szybszego reagowania, posiadają sterowanie automatyczne. Podczas pierwszego uruchomienia reaktora trzeba dostarczyć neutronów z zewnętrznego źródła. Po chwilowym zatrzymaniu reakcji nie jest to konieczne. Elementy paliwowe dostarczają wtedy dostatecznej ilości neutronów, aby uruchomić reakcję jądrową przez wysunięcie prętów sterujących.

20 Podział reaktorów – wodny ciśnieniowy
W reaktorze wodnym ciśnieniowym woda stykająca się z rdzeniem reaktora nie gotuje się. Uniemożliwia jej to ogromne ciśnienie - rzędu 15 MPa. Woda ta krąży w obiegu pierwotnym i w odpowiedniej wytwornicy pary ogrzewa wodę obiegu wtórnego, a zatem nie styka się z nią bezpośrednio. Woda obiegu pierwotnego schładza się przy tym z 330C do 290C. Podczas gdy woda obiegu wtórnego wrze i wytworzoną parą napędza turbinę i generator, to woda obiegu pierwotnego, ciągle w stanie ciekłym, jest pompowana do rdzenia, gdzie ponownie ogrzewa się do 330C. Odpowiedni regulator ciśnienia zapewni stałe ciśnienie tej wody. Typowy reaktor wodny ciśnieniowy o mocy 1300 MW ma rdzeń zawierający około 200 elementów paliwowych po 300 prętów paliwowych każdy. Sterowanie reaktorem odbywa się z jednej strony przez zmianę stężenia roztworu boru (pochłaniającego neutrony) w wodzie obiegu pierwotnego, z drugiej strony zaś przez pręty regulacyjne, zawierające kadm, które, jak już poprzednio jest wspomniane, można wsuwać i wysuwać. Woda także jest tu spowalniaczem. Gdy reaktor nadmiermie się nagrzewa, to gęstość wody maleje. Tym samym prędkie neutrony są słabiej wyhamowywane, liczba rozszczepień dostarczających energii maleje i cały układ się ochładza. Reaktor taki, podobnie jak i wrzący, nosi nazwę lekkiego ponieważ stosuje się w nim "zwykłą" wodę, a nie "ciężką".

21 Podział reaktorów – powielający
Jądra U-238 mogą wchłaniać neutrony, przemieniając się przy tym w jądra plutonu, które można łatwo rozszczepić i wykorzystać do produkcji energii. Reaktor powielając wykorzystuje tą własność. Jako materiał rozszczepialny jest w nim stosowany Pu , który podczas rozpadu produkuje 2 lub neutrony. Jeden z nich jest potrzebny do podtrzymania reakcji łańcuchowej, podczas gdy pozostałe są przekazywane do jąder U , które przemieniają się w Pu-239. Tak powstaje nowe paliwo. Reaktor wytwarza w ten sposób nowe paliwo. W optymalnym przypadku może wytworzyć nawet więcej paliwa niż sam zużył. Ten proces zachodzi także w innych typach reaktorów, ale w marginalnych ilościach. Zasoby U-238 są znaczne, więc powszechnie uważa się, że w przyszłości takie reaktory odegrają duża role w wytwarzaniu energii. Technika ta, dzięki wykorzystywaniu nierozszczepialnego U-238, jest sześćdziesięciokrotnie bardziej wydajna od tradycyjnej uranowej. Przemiana U-238 w Pu przebiega lepiej z neutronami prędkimi niż wolnymi. W reaktorze prędkim powielającym wykorzystuje się właśnie te prędkie neutrony do procesu powielania. Przy małej zawartości plutonu proces przebiegałby ze zbyt małą wydajnością, stąd w owych reakcjach elementy paliwowe zajmują 20-30% plutonu i % U-238. Jest prawie 10-krotnie więcej materiału rozszczepialnego niż we wcześniejszych typach reaktorów, więc istnieje wiele niebezpieczeństw i trudności technicznych związanych z budową i eksploatacją takich siłowni. Reaktor składa się z elementów paliwowych, w których wytwarzana jest energia oraz z elementów powielających, gdzie powstaje nowe paliwo. Z powodu obecności dużej ilości materiału rozszczepialnego wytwarzanie ciepła w elementach paliwowych jest bardziej intensywne. Dlatego ochładza się taki reaktor ciekłym sodem, który dobrze przewodzi ciepło, ale w przeciwieństwie do wody słabo hamuje neutrony. Są więc one ciągle prędkie. Obieg pierwotny ciekłego sodu ogrzewa ciekły sód w obiegu wtórnym. Ten doprowadza do wrzenia, a wytworzona para napędza urządzenia produkujące prąd.

22 Podział reaktorów – wysokotemperaturowy
Reaktor taki zużywa jako surowiec energetyczny obok uranu także tor-232, który w trakcie pracy reaktora pochłania neutrony i przemienia się z rozszczepialny U-233. Stosowane paliwo ma postać drobnych granulek, które następnie zasklepia się w kulach grafitowych wielkości piłki tenisowej. Grafit służy jako moderator hamujący neutrony. Wytworzone w reaktorze ciepło podgrzewa gaz - na przykład obojętny chemicznie hel. Gaz ten z kolei odparowywuje wodę, która napędza turbinę. Reaktor ten posiada kilka bardzo interesujących cech: Praca w bardzo wysokich temperaturach. Temperatura chłodziwa dochodzi nawet do 1000°C, dzięki czemu może zostać wykorzystane jako źródło ciepłą do zasilania procesów przemysłowych wysokotemperaturowych Wysoka sprawność. Dzięki dobremu bilansowi neutronów uzyskuje się współczynnik konwersji równy jedności i bardzo wysokiego stopnia wypalenia paliwa. Istnieje możliwość zmiany paliwa w trakcie pracy reaktora. Wysoki stopień bezpieczeństwa. Reaktor ten charakteryzuje się dużą pojemnością cieplną, dzięki czemu jest mniej wrażliwy na awarie systemu chłodzenia – bez uszkodzenia może przetrzymać w takim stanie godzinę (dla porównania PWR do 2 minut). Także charakteryzują się bardzo niskim stopniem narażenia radiacyjnego personelu.

23 Energetyka jądrowa – na świecie
Tabelka po prawej stronie prezentuje zestawienie wszystkich państw posiadających u siebie elektrownie atomowe. Z tabeli tej widać, że niektóre państwa jak Belgia, Francja i Litwa swoje zapotrzebowanie energetyczne oparły na energetyce jądrowej. W innych państwach energetyka jądrowa jest tylko mniej lub bardziej znaczącym procentem w bilansie energetycznym kraju. W przypadku małych krajów jest to często pojedyncza elektrownia atomowa składająca się z jednego lub więcej bloków (reaktorów). W większych krajach jak Francja i USA jest to sieć elektrowni atomowych rozsianych po całym kraju. Ważnymi aspektami, przy wyborze miejsca pod budowę są względy bezpieczeństwa: historia tektoniczna miejsca, czy w danym rejonie występują wstrząsy i uskoki tektoniczne mogące doprowadzić do zniszczenia reaktora. dostępność wody (bliskość zbiornika z wodą jak rzeka lub jezioro) zaludnienie obszaru wokół elektrowni. Elektrownie buduję się najczęściej na terenach słabiej zamieszkałych, w pewnej odległości od większych skupisk ludzkich.

24 Energetyka jądrowa – w Polsce
Jedynymi wybudowanymi i eksploatowanymi w Polsce reaktorami jądrowymi były reaktory badawcze. W Polsce nigdy nie wybudowano i nie eksploatowano reaktorów energetycznych. Pierwszym polskim reaktorem był reaktor EWA wybudowany w 1958 roku, czyli w 16 lat po uruchomieniu przez E. Fermiego pierwszego reaktora jądrowego. EWA była konstrukcją radziecką, typu WWR-S, o mocy cieplnej pierwotnie równej 2 MW, gdzie paliwem był wzbogacony do 10% uran, moderatorem i chłodziwem natomiast zwykła woda. W 1963 i 1967 reaktor modernizowano, m.in. zwiększając wzbogacenie paliwa (dodając również układy zwiększające bezpieczeństwo eksploatacji), w wyniku czego jego moc cieplna wzrastała kolejno do 4 MW i 10 MW. Strumień neutronów w reaktorze "Ewa" osiągał wartość 1014 n/cm2s. Reaktor ten był wykorzystywany do produkcji izotopów promieniotwórczych, corocznie pracując przez ok godz. Reaktor ten pracował do lutego 1995 roku, kiedy to z powodu przejścia na emeryturę całej jego obsługi, zamknięto go, całkowicie zdemontowano i zdekontaminowano. Drugim wybudowanym w Polsce reaktorem jest MARIA nazwana tak na cześć Marii Skłodowskiej-Curie. Został on całkowicie zaprojektowany i skonstruowany w Polsce dzięki doświadczeniom zdobytym przy eksploatacji reaktora EWA. Pierwszy raz reaktor osiągną stan krytyczny w grudniu 1974 r. Po kilku miesiącach osiągną zaprojektowaną moc 30 MW. Pracował on nieprzerwanie do 1985 roku, kiedy to wyłączono go w celu przeprowadzenia modernizacji. MARIĘ włączono ponownie dopiero w 1993 roku. Reaktor MARIA Czerwiński A., (1998) Energia jądrowa i promieniotwórczość;

25 Bibliografia 1) Celiński Z., (1991) Energetyka jądrowa; PWN
2) Celiński Z., (1992) Energetyka jądrowa a społeczeństwo; PWN 3) Celiński Z., (1994) Jądrowe reaktory energetyczne; 4) Celiński Z., (1994) Nowe typy reaktorów jądrowych; 4) Celiński Z., (1995) Kierunki rozwoju jądrowych reaktorów energetycznych; 5) Celiński Z., (1995) Ekonomiczne i społeczne aspekty rozwoju energetyki jądrowej; 6) Celiński Z., (1997) Nowa generacja elektrowni jądrowych; 7) Skrzypczak E., Szefliński Z., "Wstęp do fizyki jądra atomowego i cząstek elementarnych", Wydawnictwo Naukowe PWN,1995 8) Elbaradei M., (2000) Przyszłość energetyki jądrowej widziana z MAEA; 9) Niewodniczański J., (2000) Perspektywy energetyki jądrowej; 10) Charpak G. i wsp., (1997) Błędne ogniki i grzyby atomowe; WNT 11) Czerwiński A., (1998) Energia jądrowa i promieniotwórczość; OE 12) Hrynkiewicz A., (1990) Energia najważniejszy problem cywilizacji; WNT 13) Kiełkiewicz M., (1977) Podstawy fizyki reaktorów jądrowych; WPW 14) Strzałkowsi A., (1979) Wstęp do Fizyki Jądrowej; PWN 15) Hupper R., (1986) Elf Brutreaktoren der Welt im Leistungsbetrieb; Atom+Strom, H4 16) Liwiński T., Gutowski P., Reaktory Jądrowe. Procesy fizyczne w reaktorach jądrowych. Praca zaliczeniowa 2002 17) Pluta J., Treść wykładu przedmiotu "Metody i techniki jądrowe w środowisku, przemyśle i medycynie” 2003/2004 18) Giolichowska K. Postawy Ekologów i Ekologii Jako Nauki Wobec Energetyk Jądrowej. 2002

26 Linki http://www.iaea.or.at/ Międzynarodowa Agencja Energii Jądrowej
Strona domowa pana Henrika Erikssona Uranowe Centrum Informacyjne w Australii Elektrownie jądrowe w Indiach Instytut Fizyki Jądrowej im. H. Niewodniczańskiego w Bronowicach CERN Instytut Maxa Plancka Wydział Fizyki i Techniki Jądrowej- AGH Energetyka jądrowa w Rosji Strona poświęcona tematyce jądrowej Strona poświęcona tematyce jądrowej Strona poświęcona tematyce jądrowej Państwowa Agencja Atomistyki Instytut Chemii i Techniki Jądrowej Centralne Laboratorium Ochrony Radiologicznej Instytut Energii Atomowej Akademia Górniczo Hutnicza Instytut Uranowy w Londynie Strona poświęcona tematyce jądrowej Strony prywatne umieszczone na tym serwerze Amerykański Departament ds. Energii Amerykańska Komisja ds. Regulacji Atomistyki Ministerstwo energetyki jądrowej Federacji Rosyjskiej