Jądrowe reaktory energetyczne Elementy fizyki reaktorów jądrowych

Jądrowe reaktory energetyczneJądrowe reaktory energetyczne

Elementy fizyki reaktorów jądrowychElementy fizyki reaktorów jądrowych

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ

materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowychmateriały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

mgr inż. Roman Szyszkamgr inż. Roman Szyszka

Materia składa się z atomów

Demokryt ~460-370p.n.e. – filozof grecki „Według niego wszystko dzieje się na mocy techniki atomów, które są wieczne, rozmaite pod względem kształtu, wielkości, położenia i układu i znajdują się one w ciągłym ruchu” wikipedia

J. Dalton 1766-1844r - fizyk i chemik angielski twórca nowożytnej teorii atomistycznej opublikowanej w rozprawie "A new System of Chemical Philosophy". W 1803 roku wprowadził pojęcie atomu jako najmniejszej niepodzielnej cząstki zachowującej wszystkie właściwości pierwiastka chemicznego.

E. Rutherford 1871-1937r - fizyk i chemik (urodził się w Nowej Zelandii) Odkrywca jądra atomowego 1907, twórca planetarnego modelu atomu, odkrywca protonu 1919

Model planetarny atomu

Flaga MAEA

2PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

http://pl.wikipedia.org/wiki/Plik:Flag_of_IAEA.svg

Budowa jądra atomowego

Cząstki elementarne

1u (jednostka masy atomowej) = 1/12 m(C-12) = 1.66·10-27 kg

1e (ładunek elektronu) = 1.602·10-19 C

masa spoczynkowa ładunek

Elektron 5.48597·10-4 u 1e

Proton 1.0072766 u 1e

Neutron 1.0086654 u

• X – symbol chemiczny pierwiastka

• Z – liczba atomowa (liczba protonów w jadrze)

• A – liczba masowa (liczba nukleonów w jądrze)

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

3

proton neutron

Model atomu z powłoką elektronową i jądrem

XAZ

Reakcja rozszczepienia

W 1938r Otto Hahn i Fritz Straßmann prowadząc badania polegające na ostrzeliwaniu neutronami próbki uranu odkryli zjawisko rozszczepienia

W 1939r zjawisko to wyjaśnia Leise Meitner Podczas rozszczepienia emitowane są najczęściej 2 lub 3 neutrony i powstaje olbrzymia

energia. Emitowane neutrony w ilości średnio 2,5 na rozszczepienie dają możliwości wykorzystania praktycznego uwięzionej w atomie energii


4

Defekt masy - skąd się bierze energia jądrowa?

Wyjaśnia to fundamentalny wzór A. Einsteina równoważności masy i energii

1 eV (elektronowolt) = 1.602·10-19 J 1(j.m.a.) [u] = 931.478 MeV

Rozpatrując reakcję rozszczepienia U-235 na: Mo-98 , Xe-136 i dwa neutrony otrzymamy poniższy bilans mas

Porównując do najbardziej wydajnych energetycznie (egzotermicznych) reakcji chemicznych, które są rzędu najwyżej kilkunastu eV (w reakcji utleniania glinu na jedną cząsteczkę trójtlenku glinu (Al2O3) wydziela się ok. 17,4 eV energii). okazuje się, że reakcja rozszczepienia jest ona kilka milionów razy wydajniejsza!


5

2mcE

Przed reakcją (j.m.a.) Po reakcji (j.m.a.)U-235 235,124

Mo-98 97,936

Neutron 1,009

Xe-136 135,951

2 neutrony 2,018Razem 236,133

Razem 235,905

Δm = 236,133 – 235,905 = 0,228 u Stąd po przeliczeniu wydzielona

zostaje energia 212 MeV

Energia elementów rozszczepienia

Przejmowanie energii rozszczepienia U-235

- energia kinetyczna fragmentów rozszczepienia ~ 80 % 168 MeV

- energia kinetyczna neutronów rozszczepieniowych ~ 3 % 5 MeV

- energia natychmiastowego promieniowania gamma ~ 4 % 7 MeV

- energia cząstek ~ 4 % 8 MeV

- energia neutrin ~ 5% 12 MeV

- energia reakcji wtórnych ~ 4 % 7 MeV

Razem 100% 207 MeV

Uśredniona wyzwolona energia na wszystkie produkty rozszczepienia - 207 MeV

Większość energii ~95% wydzielanej podczas reakcji rozszczepienia może być odebrana w postaci ciepła i dalej przetwarzana do różnych celów

Około 5% jest bezpowrotnie tracona i unoszona w kosmos przez neutrina – cząstki o pomijalnym oddziaływaniu z materią


6

Energia wiązania

Masa jąder izotopów pierwiastków jest mniejsza niż suma mas protonów i neutronów je tworzących.

Ubytek tej masy nazywamy energią wiązania

• Ew – energia wiązania

• Z – liczba atomowa

• A – liczba masowa atomu

• mp – masa protonu

• mn – masa neutronu

• Mj – masa jądra

• c – prędkość światła

Na wykresie energii wiązania przypadającej na jeden nukleon umieszczonym po prawej widać, że maksymalną siłę wiązania posiada jądro żelaza Fe-56 a tym samym jest najtrwalsze. Energię zatem możemy pozyskać rozszczepiając jadra pierwiastków ciężkich, lub też przez syntezę pierwiastków lekkich


7

Ew=(Z·mp+(A-Z)mn-Mj) c2

Reakcje jądrowe wywoływane przez neutrony

Reakcja typu (n , γ )

Reakcja typu ( n, p )

Reakcja typu ( n , α )

Reakcja typu ( n , 2α )


8

Oddziaływanie całkowite

t total

fe

srozpraszanie

scattering

rozpr. sprężyste

elastic scatt. in inelastic scatt.

rozpr. niesprężyste

apochłanianie

absorpion

rozszczepienie

fission

(n , )

,n

(n , )(n , p) (n , 2)

2,n

twórczy)(promienio CoCo 6027

),(5927 n

twórczy)(promienio NO 167

),(168 pn

(trwały) LiB 73

),(105 n

twórczy)(promienio HB 31

)2,(105 n

pn, ,n

Widmo neutronów natychmiastowych

Średnia liczba neutronów rozszczepieniowych

przypadających na jedno rozszczepienie ν

i η uwzględniająca pochłonięcie (v=2200 m/s)

Widmo Watta neutronów natychmiastowych


9

Fa

Ff

2,51 2,47 2,90 2,96

2,28 2,07 2,10 2,17

U23392 U235

92 Pu23994 Pu241

94

neutrony

termiczne

E<0,4 eV

epitermiczne (pośrednie) prędkie

E>100 keV

)2()exp(048.0)( EshEE

Energia średnia: 2 MeV

Energia najbardziej prawdopodobna: 0,85 MeV

Rozszczepienie – mikroskopowy przekrój czynny

Mikroskopowy przekrój czynny σ jest miarą prawdopodobieństwa zajścia danej reakcji jądrowej przy zderzeniu neutronu z jądrem atomu.

Jednostką jest barn 1 barn [1b] = 10-24 cm2

przekrój czynny na rozszczepienie dla neutronów termicznych dla U-235 wynosi 582 b

przekrój czynny na rozszczepienie dla neutronów termicznych dla Pu-239 wynosi 740 b

przekrój czynny na rozszczepienie dla U-238 występuje tylko dla neutronów o energii powyżej 1,2 MeV Reakcja ta jest reakcją progową.


10

10n 100n 1µ 10µ 100µ 1m 10m 100m 1 100.01

0.1

1

10

100

1000

10000

238U

235U

239Pu

energia [MeV]

przekrój czynny [barny]

http://www.google.pl/imgres?imgurl=http://szkola.interklasa.pl/f013/grafika/stodola.jpg&imgrefurl=http://szkola.interklasa.pl/f013/skanseny.html&usg=__WtGRhOiKpvqKLSIBwILtdHxZlzM=&h=309&w=400&sz=14&hl=pl&start=2&zoom=1&itbs=1&tbnid=WMqxw7GcX40GGM:&tbnh=96&tbnw=124&prev=/images%3Fq%3Dstodo%25C5%2582a%26hl%3Dpl%26sa%3DG%26gbv%3D2%26tbs%3Disch:1

Mikroskopowy przekrój czynny U-238

Wychwyt jest reakcją dla U-238 prowadzącą do powstania izotopu rozszczepialnego Pu-239

Rozszczepienie U-238 ze względu na proporcje przekrojów czynnych w porównaniu do U-235 i Pu-239 ma niewielki udział w stosunku do reakcji zachodzących na tych izotopach


11

Mikroskopowy przekrój czynny Th-232 i U-233

Wychwyt dla izotopu toru Th-232 jest reakcją prowadzącą do produkcji izotopu rozszczepialnego U-233

Mikroskopowy przekrój czynny dla U-233 na rozszczepienie dla neutronów termicznych wynosi 524 b


12

Izotopy rozszczepialne i paliworodne

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów

przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

13

Pu Np UU 23994

2,3d

23993

23,5min

23992

),(23892 n

Pu Pu Pu 24194

),(24094

),(23994 nn

UPaTh Th 23392

27,4d

23391

23,6min

23390

),(23290 n

Izotopy rozszczepialne są izotopy o dużym mikroskopowym przekroju czynnym na rozszczepienie

Do izotopów rozszczepialnych naturalnie należy izotop uranu U-235 występujący w uranie naturalnym w ilości 0,714%.

Pluton Pu-239 izotop rozszczepialny

powstający w wyniku reakcji z U-238.

Pluton Pu-241 izotop rozszczepialny

powstający w wyniku reakcji z Pu-239

Uran U-233 izotop rozszczepialny

powstający w wyniku reakcji z Th-232

Izotopy paliworodne to izotopy, które w wyniku reakcji jądrowych mogą utworzyć izotopy paliworodne. Należą do nich U-238 i Th-232

Reakcja łańcuchowa

Masa krytyczna – najmniejsza ilość materiału rozszczepialnego przy której jest możliwa samopodtrzymująca się reakcja łańcuchowa. Zależy od koncentracji materiału rozszczepialnego, liczby neutronów rozszczepieniowych i geometrii, która wpływa na poziom ucieczki neutronów

Reflektor - bariera z materiału ograniczająca ucieczkę neutronów

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół

ponadpodstawowych

14

Reakcja łańcuchowa

Bilans neutronów w reaktorze

Produkcja neutronów = absorpcja (pochłanianie i rozszczepienie) + ucieczka

Dla określonego poziomu mocy bilans neutronów powstających w reaktorze musi być równy sumie neutronów traconych w wyniku absorpcji, ucieczki i wykorzystanych na wywołanie następnych rozszczepień.

Przyjmując, że na 100 rozszczepień powstaje 256 nowych neutronów w stanie stabilnym mamy poniższy układ strat

Zostaje 100 neutronów do wywołania następnych 100 rozszczepień


ponadpodstawowych

15

Absorpcja w U-238 90Absorpcja w U-235

20

Absorpcja w moderatorze

30

Absorpcja w elementach konstrukcyjnych reaktora i układzie chłodzenia

5

Absorpcja w prętach sterujących

2

Inne straty (zewnętrzne)

9

Łącznie 156

Współczynnik mnożenia, czas życia jednego pokolenia neutronów, reaktywność

Rozwój reakcji łańcuchowej w czasie

Współczynnik mnożenia (powielania neutronów) k to stosunek liczby neutronów następnego pokolenia ni+1 do liczby neutronów poprzedniego pokolenia ni

Reaktor jest w stanie w stanie krytycznym kiedy reakcja łańcuchowa jest na stałym poziomie k=1

Czas życia jednego pokolenia neutronów Λ jest średnim czasem jaki upływa dla statystycznego neutronu pomiędzy jego powstaniem, a chwilą kiedy doprowadza do kolejnego rozszczepienia

Reaktywność ρ – to wyznacznik odchylenia zachowania reaktora od stanu stacjonarnego.

Jednostki reaktywności: reaktywność mierzy się $ lub % zależność między jednostkami 1$=100c=0,67%


16

i

i

n

nk 1

k

k 1

Stany: podkrytyczny, krytyczny i nadkrytyczny reaktora

Wzrost mocy reaktora jest proporcjonalny do strumienia neutronów (liczby neutronów)

Zmiany mocy są spowodowane zmianami liczby neutronów (strumienia neutronów)

Reaktor w stanie podkrytycznym dla k<1 ; ρ<0 rozwój reakcji zanika - moc reaktora maleje.

Reaktor w stanie krytycznym dla k=1 ; ρ=0 stacjonarna praca reaktora na stałej mocy

Reaktor w stanie nadkrytycznym dla k>1 ; ρ>0 szybkość reakcji rośnie - moc reaktora stale rośnie

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych

szkół ponadpodstawowych

17

Sterowanie mocą reaktora jądrowego

Sterowanie dynamiczne mocą reaktora przy pomocy prętów regulacyjnych.

Pręty regulacyjne zawierają: kadm, gadolin lub bor o dużym mikroskopowym przekroju czynnym na pochłanianie neutronów termicznych (odpowiednio 2450 b , 46000b i 760 b)

Sterowanie dynamiczne przy pomocy wsuwania i wysuwania prętów regulacyjnych w rdzeń reaktora

Sterowanie statyczne mocą reaktora przy pomocy zmiany stężenia kwasu H3BO3 w chłodziwie (moderatorze).



18

pręty regulacyjne

pręty paliwowe

neutrony

Spowalnianie reakcji łańcuchowej przez opuszczenie prętów

regulacyjnych

Zwiększanie tempa reakcji łańcuchowej przez podniesienie

prętów regulacyjnych

Wzrost mocy, okres reaktora na neutronach natychmiastowych

wzrost mocy reaktora na neutronach natychmiastowych w zależności od wzrostu reaktywności ρ i czasu życia jednego pokolenia neutronów Λ ma postać: Gdzie : P – moc ; ρ – reaktywność ; Λ – średni czas życia pokolenia neutronów (wartość praktycznie stała dla danego reaktora)

wzór możemy przekształcić na : gdzie T = Λ /ρ jest okresem wzrostu mocy o e – podstawę logarytmów naturalnych ~2,718 , a T jest tzw. okresem reaktora

w praktyce często używa się pojęcia czasu podwojenia mocy T2 , który

jest okresem czasu po którym moc wzrasta 2 krotnie. Zależność między o czasem podwojenia, a okresem reaktora ma postać: T2 = 0,693T

wzrost mocy reaktora odbywa się w funkcji wykładniczej jeśli przyjmiemy Λ = 0,0001s , a zmianę reaktywności o ρ= 0,001 to okres reaktora wyniesie 0,1 s co da nam wzrost mocy w ciągu 1 sekundy e10≈ 22 000 razy Reaktor na neutronach natychmiastowych byłby praktycznie niesterowalny



19

)exp()( 0

t

PtP

)exp()( 0 T

tPtP

Neutrony opóźnione, okres reaktora z ich uwzględnieniem

W bilansie i rozpatrywaniu kinetyki i dynamiki reaktora należy uwzględnić neutrony opóźnione, które powstają w wyniku przemian jądrowych produktów rozszczepienia

Prekursorów neutronów opóźnionych można podzielić na 6 grup o różnych czasach życia

Uwzględniając neutrony opóźnione uproszczony wzór na okres reaktora ma postać:

Z wykresu po prawej wynika, że przy reaktywności poniżej 0,4$ okres reaktora praktycznie nie zależy od neutronów natychmiastowych i wynosi powyżej 10 sekund umożliwiając praktyczne sterowanie mocą



20

grupa 1 2 3 4 5 6

E, MeV 0.25 0.56 0.43 0.62 0.42 -

ai 0.038

0.213

0.188

0.407

0.128

0.026

T1/2 i, s 54.51

21.84

6.0 2.23 0.496

0.179

)(

op

T

Gdzie: T – okres reaktora; Λ – czas życia jednego pokolenia neutronów natychmiastowych; Λop – czas życia jednego pokolenia neutronów opóźnionych; β - udział neutronów opóźnionych; ρ - reaktywność

Dlaczego reaktor nie może wybuchnąć jak bomba jądrowa?

Bomba jądrowa niekontrolowana reakcja łańcuchowa – materiał

rozszczepialny w stanie dużej nadkrytyczności) rozszczepienia powodowane przez neutrony

prędkie (brak moderatora) bardzo wysokie wzbogacenie w materiał

rozszczepialny (ponad 90%) stworzenie warunków do tego, aby reakcja

łańcuchowa przebiegała odpowiednio szybko (czas życia jednego pokolenia neutronów 10-8s )

Reaktor jądrowy kontrolowana łańcuchowa reakcja - rozszczepienia

w stanie lekko nadkrytycznym rozszczepienia powodują neutrony termiczne - (w

reaktorze znajduje się moderator) niskie wzbogacenie paliwa w izotop rozszczepialny wydłużenie czasu pomiędzy kolejny

rozszczepieniami (zbyt wolny przebieg łańcuchowej reakcji rozszczepienia – czas życia jednego pokolenia neutronów 10-3s tj. około 100 000 razy wolniej niż w bombie)



21

Schemat budowy uranowej bomby atomowej (atomarchive.com)

Rdzeń reaktora

Kaseta paliwowa

Nawet stopienie rdzenia w trakcie awarii elektrowni TMI , ani w Czarnobylu nie doprowadziło do wybuchu jądrowego !!!

Wpływ parametrów pracy reaktora na zmiany reaktywności

Zdolność samoregulacji reaktorów nie dopuszczająca do samoczynnego wzrostu mocy (sprzężenie zwrotne ujemne)

Ujemny temperaturowy efekt reaktywnościowy dla paliwa (od wzrostu temperatury paliwa – mocy reaktora) spowodowany zwiększonym pochłanianiem neutronów przez U-238 (zjawisko Dopplera) i spadkiem gęstości paliwa prowadzi do osłabienia strumienia neutronów

Ujemny temperaturowy efekt reaktywnościowy dla moderatora (chłodziwa) spowodowany spadkiem gęstości szczególnie przy wytwarzaniu się pary. Osłabia się proces spowalniania neutronów i w efekcie tempo reakcji łańcuchowej gaśnie

Ujemne efekty reaktywnościowe spowodowane zatruciem reaktora Xe-135 i Sm-149 - zostały omówione w części poświęconej zatruciu reaktora

Ujemny efekt reaktywnościowy od wypalenia paliwa. Gromadzące produkty rozszczepienia tzw. „osad” zwiększający się udział w absorpcji neutronów


ponadpodstawowych

22

Wypalanie paliwa – mnożenie paliwa

Wypalanie paliwa – izotopów rozszczepialnych zawartych w świeżym paliwie załadowanym do reaktora

Powstawanie – produkcja w trakcie pracy reaktora izotopów rozszczepialnych z izotopów paliworodnych

Współczynnik powielania – konwersji stosunek liczby powstających nowych jąder izotopów rozszczepialnych do liczby jąder zużytych istniejących pierwotnie w paliwie. Terminu powielanie używa się gdy jest on większy niż 1.

W reaktorach wodnociśnieniowych wynosi około 0,55. Średnio około 1/3 energii wytworzonej podczas pracy takiego reaktora powstaje z nowo wytworzonych izotopów rozszczepialnych.



23

Zmiana składu izotopowego paliwa w trakcie kampanii paliwowej

Trucizny reaktorowe - zatrucie reaktora

Ksenon Xe-135 powstaje z rozpadu jodu

ma największy mikroskopowy przekrój czynnym na wychwyt neutronów termicznych 2,7 x 106 barn.

koncentracja ustalona po 2 dobach pracy reaktora na stałej mocy

Samar Sm-149 powstaje z rozpadu prometu

ma mikroskopowy przekrój czynnym na wychwyt neutronów termicznych 50 x 103 barn. Straty reaktywności 5 krotnie mniejsze niż wywołane zatruciem ksenonem

koncentracja ustalona po 10 dobach zmiana koncentracji następuje w skutek

wypalania tj. wychwytu radiacyjnego neutronów



24

BaCsXe JTe 13556

latmln 2,6

13555

9,2h

13554

6,7h

13553

0,5min

13552

Sm SmPm 15062

,14962

h 53,1

14961 n

Straty reaktywności wskutek zatrucia Xe-135 podczas rozruchu i redukcji mocy (wyłączenia) reaktora

Źródło Nuclear Power Plant Control Module 3D

Jama jodowa

Jądrowe reaktory energetyczne


PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ

materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowychmateriały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

mgr inż. Roman Szyszkamgr inż. Roman Szyszkamgr inż. Władysław Kiełbasamgr inż. Władysław Kiełbasa

Jak działa elektrownia jądrowa - reaktor

Reaktor typu PWR zbiornik ciśnieniowy – ciśnienie rzędu 15-17 MPa

woda - chłodziwo i moderator

rdzeń – umieszczony w koszu osłonięty reflektorem

paliwo - pastylki paliwa (UO2. PuO2), wzbogacenie ~4%, elementy (pręty) paliwowe dł. ~4m , kasety (zestawy) zawierają 200-300 elementów paliwowych; około 20 pustych rurek w których mogą poruszać się pręty regulacyjne

wsad paliwa około 30 ton, przeładunek - 1/3 wymienia się 1-1,5 roku na świeże, pozostałe przemieszcza się tak aby uzyskać jak najbardziej równomierny rozkład strumienia

pokrywa górna na której zamontowane są napędy kaset regulacyjnych i awaryjnych

pręty regulacyjne zawierające kadm, hafn lub bor



26

Reaktor wodno-ciśnieniowy (Informationskreis Kernenergie: Strom aus Kraftwerken)

Jak działa elektrownia jądrowa – obieg pierwotny

Obieg pierwotny

zamknięty układ obiegu pierwotnego – jądrowy układ wytwarzania pary

ciepło wytwarzane w elementach paliwowych w trakcie pracy reaktora odbierane jest przez cyrkulację wymuszoną chłodziwa

2-4 (6) pętli cyrkulacyjnych. Pompa dostarcza chłodziwo do reaktora, chłodziwo odbierając ciepło z rdzenia ogrzewa się ~30°C, z reaktora o temperaturze ok. 330°C dostaje się na wytwornicę pary.

w wytwornicy pary ciepło przekazywane jest wodzie zasilającej obiegu wtórnego, która zamienia się w parę. Po odseparowaniu wilgoci podawana jest na turbinę.

do kompensacji zmian objętościowych chłodziwa i utrzymania odpowiedniego zapasu ciśnienia służy stabilizator ciśnienia


ponadpodstawowych

27

Schemat obiegu pierwotnego reaktora / jądrowego układu wytwarzania pary

(AREVA: U.S. EPR Nuclear Plant)

Jak działa elektrownia jądrowa – od reaktora do prądu

para z wytwornicy przepływa na część wysokoprężną, a następnie na niskoprężną turbiny

rozprężanie na stopniach turbiny, zamiana energii cieplnej w mechaniczną, generator, wytwarzanie prądu elektrycznego

prąd elektryczny z generatora ~20 kV na transformator, podniesienie napięcia do ~ 400 kV dla zmniejszenia strat przesyłu

para wodna po rozprężeniu w turbinie do 0,003 MPa trafia do skraplacza, po skropleniu pompą zasilającą kierowana jest ponownie do wytwornicy pary

ciepło skraplania odbierane jest przez wodę krążącą w obiegu zamkniętym chłodni kominowej. Powietrze przepływając w naturalnym ciągu odbiera ciepło od wody rozpylonej w zraszalniku. Obłoki nad chłodnią to cześć odparowanej – traconej wody


ponadpodstawowych

28

Schemat działania jądrowego bloku energetycznego z reaktorem wodno-ciśnieniowym (Wikimedia Commons: http://commons.wikimedia.org)

1.Jądrowy układ wytwarzania pary w obudowie bezpieczeństwa 2. Chłodnia kominowa 3. Reaktor 4. Pręty regulacyjne 5. Stabilizator ciśnienia 6. Wytwornica pary 7. Rdzeń reaktora 8. Turbina parowa 9. Generator 10. Transformator blokowy 11. Skraplacz 12. Para świeża 13. Skropliny 14. Powietrze 15. Wilgotne powietrze 16. Rzeka lub jezioro 17. Uzupełnianie strat wody w zamkniętym układzie chłodzenia 18. Obieg pierwotny 19. Obieg wtórny 20. Para wodna 21. Pompa wody zasilającej

http://commons.wikimedia.org/

Klasyfikacja reaktorów jądrowych podział ze względu na przeznaczenie

Reaktory energetyczne przeznaczone do produkcji energii elektrycznej w elektrowniach komercyjnych

Reaktory badawcze/szkoleniowe przeznaczone do prowadzenia prac badawczych, a w szczególności badań, podczas których wykorzystuje się wiązki neutronów do badań struktury ciał stałych oraz badań materiałów i paliw jądrowych dla reaktorów energetycznych

Reaktory do celów militarnych przeznaczone do produkcji plutonu na potrzeby przemysłu

zbrojeniowego

Reaktory napędowe przeznaczone do napędu statków: łodzi podwodnych, lotniskowców, lodołamaczy itp.

Reaktory ciepłownicze przeznaczone do produkcji ciepła do celów ogrzewczych w ciepłowniach jądrowych

Reaktory wysokotemperaturowe przeznaczone do produkcji ciepła w celach technologicznych

Reaktory do celów specjalnych przeznaczone do produkcji np. radioizotopów do celów medycznych i przemysłowych


ponadpodstawowych

29

Reaktory ze względu na przeznaczenie często spełniają więcej niż jedną rolę

Klasyfikacja reaktorów jądrowych – ze względu na paliwo

Ze względna rodzaj paliwa:

Uranowe ( U-235),

Plutonowe (Pu-239, Pu241),

Uranowo-plutonowe (MOX),

Torowe (w których z Th-232 powstaje izotop rozszczepialny U-233).

Ze względu na stopień wzbogacenia paliwa:

Naturalnym (reaktory gazowe, ciężkowodne CANDU),

Nisko wzbogaconym (zawartość U-235 wynosząca 2-5%; należą tu wszystkie energetyczne reaktory lekkowodne oraz niektóre reaktory gazowe)

Średnio wzbogaconym (większość reaktorów badawczych; FBR, reaktory napędowe),

Wysoko wzbogaconym (zawartość U-235 wynosząca ponad 90%; należą tu reaktory wysokotemperaturowe oraz niektóre reaktory badawcze).

Ze względu postać chemiczną paliwa :

Dwutlenek uranu UO2

Węglik uranu UC2

Uran metaliczny

Ze względu na rodzaj konstrukcji elementów paliwowych :

Pręty

Pastylki

Rurki

Cylindry

Płytki

Kule

Ze względu na materiał koszulek w których zamknięte jest paliwo:

Stopy stali (reaktory prędkie)

Stopy cyrkonu (reaktory wodne)

Stopy magnezu (niektóre reaktory gazowe)

Stopy aluminium (niektóre reaktory badawcze)

Powłoki pirowęglowe (niektóre reaktory wysokotemperaturowe)


Klasyfikacja reaktorów jądrowych – moderator ; chłodziwo

Ze względu na rodzaj chłodziwa:

Lekkowodne H2O

Ciężkowodne D2O

Gazowe ( CO2 , He , N2H4 )

Sodowe

Ołowiowe

Ze względu na rodzaj moderatora:

Lekkowodne H2O

Ciężkowodne D2O

Grafitowe

Berylowe

Ze względu na dominującą energię neutronów wykorzystywanych do reakcji rozszczepienia:

termiczne (E < 0,4 eV) – w reaktorach tej grupy około 3% rozszczepień wywoływanych jest przez neutrony prędkie; PWR, BWR,

epitermiczne (0,4 eV < E < 1 MeV ) – reaktory do produkcji plutonu dla celów militarnych.

prędkie (E > 1 MeV); FBR


Klasyfikacja reaktorów jądrowych - konstrukcja

Ze względu na konstrukcję:

Zbiornikowe (reaktory typu PWR, BWR), których rdzeń zamknięty jest w grubościennym zbiorniku stalowym (przystosowanym do wytrzymywania wysokich ciśnień (dla reaktora PWR są to ciśnienia rzędu 15 MPa), wymiana paliwa okresowo po zatrzymaniu reaktora

Kanałowe (reaktory typu CANDU, RBMK), zawierające ciśnieniowe kanały paliwowe o niewielkiej średnicy. Możliwa wymiana paliwa w trakcie pracy

Basenowe (reaktory badawcze

Ze względu na system odprowadzania ciepła:

Jednoobiegowy (np. BWR) - para wytworzona w zbiorniku reaktora doprowadzana jest bezpośrednio do turbiny parowej, a po skropleniu za turbiną wraca do reaktora

Dwuobiegowy (np. PWR) - zamknięty obieg wody chłodzącej rdzeń reaktora, a ciepło z niego jest przekazywane w wytwornicy pary do drugiego obiegu, w którym znajduje się turbina parowa

Trzyobiegowy (np. reaktor prędki chłodzony sodem; FBR) - pierwszy sodowy obieg chłodzący rdzeń reaktora, drugi pośredni obieg sodowy i trzeci wodno-parowy obieg doprowadzający parę do turbiny


ponadpodstawowych

32

Rozwój technologiczny reaktorów: od I. do IV. Generacji

I Generacja - początek lata 50-te: Obnińsk (ZSRR)1954 5 MW, Calder Hall (GB)1956 r. MAGNOX 50 MW, następnie Shippingport (USA) – 1957 r. i Marcoule (Francja) – 1959 r.

II Generacja lata 70-90 XX wieku – reaktory typu PWR, BWR, CANDU, WWER, ACR i niesławny RBMK III Generacja – w połowie lat 90-tych XX wieku ABWR, AP 600, BWR 90, System 80+, WWER 640 i

1000, CANDU 6 i 9. Reaktory AP 1000, ESBWR, EPR ze względu na wysokie bezpieczeństwo i pasywne układy bezpieczeństwa zalicza się do tzw., Generacji III+

IV Generacja – GIF (2000r) – rozwój nowych typów reaktorów dla EJ (niezawodne, mniej odpadów, konkurencyjne ekonomicznie, synergia z nowymi technologiami, odporność na ploriferacje czyli bezużyteczne dla celów terrorystycznych lub produkcji broni jądrowej. Po pracach studyjnych instalacje pilotażowe mają być uruchamiane około 2020 roku


ponadpodstawowych

33

Prace nad rozwojem technologii reaktorów IV generacji


GFR – reaktor prędki chłodzony gazem. Produkcja wodoru i elektryczności

LFR – reaktor prędki chłodzony ołowiem. Produkcja wodoru i elektryczności

MSR – reaktor chłodzony stopionymi solami. Produkcja wodoru i elektryczności

Prace nad rozwojem technologii reaktorów IV generacji


SFR – reaktor prędki chłodzony sodem. Produkcja elektryczności

SCWR – reaktor wodny o parametrach nadkrytycznych. Produkcja elektryczności

VHTR – reaktor wysokotemperaturowy. Produkcja wodoru.

Reaktor WWER-440 ( II Generacji )

Elektrownia jądrowa z reaktorem WWER440

Dane bloku energetycznego:

• Moc cieplna reaktora 1375 MWt

• Moc elektryczna bloku 440 MWe

• Sprawność 32%

• Reaktor

• Paliwo lekko wzbogacony UO2 ; 42t

• Liczba kaset paliwowych 312

• Liczba grup prętów sterujących 37


36

Przekrój przez budynki Elektrowni Jądrowej „Dukovany” w Czechach z reaktorem WWER 440

Reaktor WWER-440 ( II Generacji )


Zdjęcie z lewej Widok pracującej od 1980 roku elektrowni jądrowej LOVISA w Finlandii z reaktorami WWER440

Obieg pierwotny reaktora WWER440 El. LOVISA

Główna pompa

cyrkulacyjna

Zbiornik reaktora

Stabilizator ciśnieniaZintegrowany

układ sterowania

Wytwornica pary

Obieg pierwotny

Ciśnienie 12 MPa

Temperatura na wlocie 267oC

Temperatura na wylocie 297oC

Liczba pętli 6

Obieg wtórny

Ciśnienie 4,7 MPa

Temperatura pary 260oC

Reaktor RBMK1000


Elektrownia jądrowa z reaktorem RBMK

Dane bloku energetycznego

Moc cieplna reaktora ~3200 MWt

Moc elektryczna bloku 1000 MWe

Sprawność 31% Przekrój przez budynek reaktora RBMK

Główna pompa cyrkula-

cyjna

Para do turbin

Maszyna przeładunku paliwa

Separator pary

Rurociągi wodne

1700

Rurociągi parowe z

reaktora do separatora

1700

REAKTOR

http://pl.wikipedia.org/w/index.php?title=Plik:RBMK_reactor_schematic_pl.svg&filetimestamp=20090103115801

Reaktor RBMK1000 wady i zalety konstrukcji

Zalety:

możliwość łatwej kontroli parametrów technologicznych w poszczególnych kanałach, (budowa modułowa)

mała gęstość mocy w rdzeniu - 5,8 MW/m3 (w reaktorach BWR wynosi ona około 50 MW/m3)

niski stopień wzbogacenia paliwa (1.8%)

możliwość przeładunku paliwa podczas pracy reaktora (dziennie 5 przeładunków)

brak masywnego zbiornika ciśnieniowego znacznych rozmiarów.

Główne Wady:

Niekorzystne właściwości fizykochemiczne grafitu: palność, możliwość reakcji prowadzącej do powstania palnego / wybuchowego gazu wodnego H2O + C → CO + H2

brak obudowy bezpieczeństwa

błąd konstrukcyjny prętów bezpieczeństwa

– grafitowe końcówki

zjawisko Wignera możliwe wydzielenie ciepła rzędu 2000-3000 kJ / kg

dodatni współczynnik reaktywności


39

Reaktor wrzący II. generacji Reaktor wrzący II. generacji (Boiling Water Reactor - BWR)(Boiling Water Reactor - BWR)

Dostawcy reaktorów BWRDostawcy reaktorów BWR

• USA i Japonia:USA i Japonia:– General Electric:General Electric: BWR 1 ÷ 6, ABWR (III. generacji) BWR 1 ÷ 6, ABWR (III. generacji)– Toshiba i Hitachi:Toshiba i Hitachi: BWR-3 ÷6 budowane w Japonii BWR-3 ÷6 budowane w Japonii– Toshiba:Toshiba: ABWR (w wersji Toshiby) ABWR (w wersji Toshiby)– GE Hitachi:GE Hitachi: ABWR, ESBWR (generacji III+) ABWR, ESBWR (generacji III+)

• Niemcy:Niemcy: SiemensSiemens (Kraftwerk Union - KWU) (Kraftwerk Union - KWU)

• Szwecja:Szwecja: ASEA AtomASEA Atom (później ABB Atom) (później ABB Atom)

Rozwój reaktorów BWR projektu Rozwój reaktorów BWR projektu General ElectricGeneral Electric

• BWR-1:BWR-1: 1960 r. – USA, Dresden 1 (210 MWe) – z walczakiem i wtórnym 1960 r. – USA, Dresden 1 (210 MWe) – z walczakiem i wtórnym obiegiem (z wytwornicą pary), obiegiem (z wytwornicą pary), suchasucha obudowa bezpieczeństwa obudowa bezpieczeństwa

• BWR-2:BWR-2: 1969 r. – USA, Oyster Creek (636 MWe) - prototyp reaktora BWR II. 1969 r. – USA, Oyster Creek (636 MWe) - prototyp reaktora BWR II. generacji, generacji, suchasucha obudowa bezpieczeństwa obudowa bezpieczeństwa

• BWR-3:BWR-3: 1971 r., obudowa bezpieczeństwa 1971 r., obudowa bezpieczeństwa Mark-IMark-I– USA, Dresden 2 (867 MWe)USA, Dresden 2 (867 MWe)– Japonia, Fukushima Dai-chi 1 (460 MWe)Japonia, Fukushima Dai-chi 1 (460 MWe)

• BWR-4:BWR-4: 1972 r. – USA, Vermont Yankee (620 MWe), obudowa bezpieczeństwa 1972 r. – USA, Vermont Yankee (620 MWe), obudowa bezpieczeństwa Mark-IMark-I

• BWR-5:BWR-5: 1978 r. – Japonia, Tokai 2 (1100 MWe), obudowa bezpieczeństwa 1978 r. – Japonia, Tokai 2 (1100 MWe), obudowa bezpieczeństwa Mark-IIMark-II

• BWR-6:BWR-6: 1978 r. – Hiszpania, Cofrentes (992 MWe, obecnie 1092 MWe), 1978 r. – Hiszpania, Cofrentes (992 MWe, obecnie 1092 MWe), obudowa bezpieczeństwa obudowa bezpieczeństwa Mark-IIIMark-III

• ABWR:ABWR: 1996 r. – Japonia Kashiwazaki-Kariwa 6 (1356 MWe) – 1-szy BWR III. 1996 r. – Japonia Kashiwazaki-Kariwa 6 (1356 MWe) – 1-szy BWR III. generacji generacji

Ewolucja konstrukcji obudów bezpieczeństwa reaktorów Ewolucja konstrukcji obudów bezpieczeństwa reaktorów BWR (GE)BWR (GE)

Ewolucja konstrukcji obudów bezpieczeństwa BWR: Mark-I Ewolucja konstrukcji obudów bezpieczeństwa BWR: Mark-I (BWR-3 i 4), Mark-II (BWR-5), Mark-III (BWR-6)(BWR-3 i 4), Mark-II (BWR-5), Mark-III (BWR-6)

Reaktor CANDU EC-6 ( III Generacji )


1.Paliwo 2.System transportu ciepła 3.Ruru Calandria 4.Moderator 5.Komora 6.Budynek bezpieczeństwa

Elektrownia jądrowa z reaktorem EC-6 kanadyjskiej firmy AECL


Moc cieplna reaktora ~ 2100 MWt


Sprawność 35%

Obieg pierwotny

Ciśnienie 9,9 MPa



Liczba pętli 4

Obieg wtórny

Ciśnienie 4,7 MPa


Reaktor CANDU ( III Generacji )


46

Przeładunek paliwa podczas pracy

Pęczek elementów paliwowych w rurze

Calandrii

Maszyna przeładunkowa paliwa

Reaktor EPR ( III Generacji )


47

Budowa Elektrowni Jądrowej z reaktorem EPR w Finlandii

Przekrój przez główne obiekty bloku energetycznego z reaktorem EPR [AREVA: U.S. EPR].

Elektrownia jądrowa z reaktorem EPR


Moc cieplna reaktora 4 590 MWt

Moc elektryczna bloku 1 630 MWe

Sprawność 36%

Reaktor EPR ( III Generacji )


48

Wytwornica pary

Stabilizator ciśnienia

Zintegrowany układ

sterowania

Główna pompa

cyrkulacyjna

Zbiornik reaktora

Gorąca nitka

Zimna nitka

Jądrowy układ wytwarzania pary EPR [AREVA – EPR)

ReaktorPaliwo UO2 ; PuO2 ; MOX Liczba kaset paliwowych 241Liczba grup prętów sterujących 89

Obieg pierwotnyCiśnienie 15,5 MPaTemperatura na wlocie 295oCTemperatura na wylocie 330oCLiczba pętli 4

Obieg wtórny Ciśnienie 7,8 MPaTemperatura pary 290oC

Kaseta paliwowa

Reaktor AP1000 ( III Generacji )


49

Przekrój bloku z reaktorem AP1000 [Oprac. wł. z wykorzystaniem rysunku ze strony www Westinghouse].

1 – rejon manipulacji z paliwem, 2 – betonowy budynek osłonowy, 3 – stalowa obudowa bezpieczeństwa, 4 – zbiornik wody pasywnego chłodzenia obudowy bezpieczeństwa, 5 – wytwornica pary, 6 – pompy chłodziwa reaktora, 7 – reaktor, 8 – zintegrowany blok pokrywy reaktora, 9 – stabilizator ciśnienia, 10 – główna nastawnia, 11 – pompy wody zasilającej, 12 – turbozespół, 13 – budynek pomocniczy, 14 – budynek gospodarki odpadami promieniotwórczymi, 15 – budynek dodatkowy (aneks), 16 – awaryjna siłownia dieslowska.

Elektrownia jądrowa z reaktorem AP1000


Moc cieplna reaktora 3415 MWt


Sprawność 33%

Reactor AP 1000 (Advanced Passive)

to project Westinghouse Electric LLC

Reaktor AP1000 ( III Generacji )


50

Jądrowy układ wytwarzania pary AP1000 [Westinghouse: The AP1000 Reactor Nuclear Renaissance Option]

Stabilizator ciśnienia

Wytwornica pary

Wytwornica pary

Zimna nitkaPrzyłącze

układu bezpiecz.

Zbiornik reaktora

Główna pompa

cyrkulacyjna

Gorąca nitka

Zintegrowany układ

sterowania

Reaktor

Paliwo UO2 ; PuO2 ; MOX

Liczba kaset paliwowych 157

Liczba grup prętów sterujących 69

Obieg pierwotny

Ciśnienie 15,5 MPa



Liczba pętli 2

Obieg wtórny

Ciśnienie 5,5 MPa


Reaktor ESBWR ( III Generacji )


51

Przekrój przez główne obiekty bloku energetycznego z reaktorem ESBWR [GE Hitachi].

Elektrownia jądrowa z reaktorem EPR


Moc cieplna reaktora 4500 MWt


Sprawność 34%

ESBWR projektu GE Hitachi

(Economic and Simplified Boiling Water Reactor)

reaktor wrzący generacji III+

Reaktor ESBWR ( III Generacji )


52

Króciec wylotowy pary

Króciec wlotowy wody zasilającej

Osuszacze pary

Separatory wilgoci

Napędy prętów regulacyjnych

Kominy konwekcyjne

Rdzeń: zestawy paliwowe i pręty regulacyjne

Rys. 5.20. Przekrój reaktora ESBWR [GE Hitachi].

Przekrój reaktora wrzącego ESBWR; obok kaseta paliwowa

Reaktor wodny wrzący ESBWR

Paliwo UO2 ; PuO2 ; MOX

Liczba kaset paliwowych 1132

Liczba układów sterujących 269

Ciśnienie 7,17 MPa

Temperatura wody na wlocie 215OC

Temperatura pary na wylocie 288OC

Synergia – schemat technologiczny wykorzystania ciepła z reaktora wysokotemperaturowego


53

Reaktor wysokotemperaturowy z systemem chłodzenia

Paliwo typu TRISO reaktora wysokotemperaturowego

Schemat technologiczny wykorzystania reaktora wysokotemperaturowego w procesie wytwarzania wodoru i produkcji energii elektrycznej w dwóch obiegach: gazowym i parowym

Synergia jądrowo-węglowa – wykorzystanie CO2

z elektrowni węglowej

Tlen uzyskany z termolizy wody zwiększa efektywność pracy elektrowni węglowej Wodór z termolizy wody i część dwutlenku węgla z elektrowni są produktami do wytwarzania

syntetycznych paliw płynnych


54

Elektrownia czystego węgla

Termoliza wody 2H2O → 2H2+O2

Wysokotemperaturowy reaktor jądrowy

Produkcja syntetycznych paliw

płynnych

900oC

O2

CO2

CO2

H2C

Synergia jądrowo-węglowa schemat wykorzystania energii jądrowej do produkcji paliw syntetycznych


55

Reaktor VHTR

Termoliza wody

Synteza ciekłych węglowodorów

Gazyfikacja węgla

Termoliza wody

2H2O → 2H2+O2

Gazyfikacja węgla

C+H2O → CO+H2

Metanol

2H2O+CO → CH3OH

Synteza ciekłych węglowodorów w Reaktorze Fischer-Tropsch

CO+2H2 → CH2+H2O

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

56

Dziękuję Państwu za uwagę !Dziękuję Państwu za uwagę !

Documents

Jądrowe reaktory energetyczne Elementy fizyki reaktorów jądrowych