REAKTORY JĄDROWEMARIA- polski reaktor

Co to jest reaktor jądrowy?

• Energia pochodzi z reakcji rozszczepienia jąder w rdzeniu reaktora

• Reaktory: energetyczne, naukowo-badawcze, militarne

Na zdjęciu rdzeń polskiego reaktora MARIA

Reaktory energetyczne

• Elektrownie jądrowe – bezpieczne i ekologiczne źródła energii

• Energia w postaci ciepła zamieniana jest na energię elektryczną

• Analogia do elektrowni węglowej- energia cieplna ze spalania węgla.

Porównanie elektrowni tradycyjnej (a) i jądrowej (b)

Dobrze zaprojektowana i obsługiwana elektrownia jądrowa jest ekologiczna i całkowicie bezpieczna w przeciwieństwie do klasycznej elektrowni opałowej (węglowej, gazowej etc.). Rzecz się tyczy zarówno odpadów (miliony ton radioaktywnych hałd powęglowych z elektrowni klasycznej) jak i gazów cieplarnianych (elektrownia jądrowa nie emituje szkodliwych gazów). Koszta eksploatacji elektrowni jądrowej są mniejsze.

Dlaczego ludzie boją się energetyki jądrowej?

• Brak wiedzy i radiofobia (Czarnobyl)

• Lobby energetyki węglowo-naftowej

• Nieprzemyślanie działania grup pseudoekologicznych

• Prawie wszyscy sąsiedzi Polski mają elektrownie jądrowe

• Energetyka jądrowa- jedyna szansa na niezależność energetyczną kraju

Inne reaktory

• Reaktory militarne – pozyskiwanie wzbogaconego plutonu do bomb jądrowych

• Reaktory naukowe i doświadczalne (np. polski reaktor MARIA): badania wiązek neutronów, naświetlanie neutronami (np. krzemu), zastosowanie medyczne (izotopy, naświetlanie, etc.)

IDEA DZIAŁANIA REAKTORA

• Reakcja rozszczepiania jąder promieniotwórczych (Uran) 235 U 92 + 1 n 0 => [ 236 U

92]* => 141 Ba 56 + 92 Kr 36 + 3 1 n 0 + Q

• Reakcja łańcuchowa, samopodtrzymująca się

• MASA KRYTYCZNA – bez niej niemożliwa jest reakcja łańcuchowa

Rozszczepienie jądra uranu 235 powolnym neutronem

Reakcja łańcuchowa

• Warunkiem samopodtrzymywania się reakcji jest, aby w reakcji rozszczepienia był wytwarzany co najmniej jeden neutron zdolny wywołać następne rozszczepienie. Gdy w każdej reakcji rozszczepienia będzie powstawać średnio więcej niż jeden takich neutronów, reakcja rozwinie się lawinowo, gdy mniej reakcja łańcuchowa wygaśnie.

Reakcja łańcuchowa – c.d.

• Jądro atomowe może być rozszczepione przez neutrony powolne (energia 1 keV) – przekrój czynny na rozszczepienie jądrowe jest największy dla neutronów powolnych

• W reakcji rozszczepienia powstają średnio 3 neutrony szybkie (o energiach > 1keV), które nie będą uczestniczyć w dalszych procesach rozszczepienia (bo mają za duże energie)

• W związku z tym takie nowopowstałe neutrony prędkie należy spowolnić do energii ok. 1 keV, aby mogły rozszczepiać kolejne jądra, czego wynikiem będą kolejne neutrony prędkie. I reakcja łańcuchowa przebiega dalej…

• Aby neutrony prędkie spowolnić, niezbędny jest MODERATOR. Są to lekkie jądra, na których neutrony rozpraszają się sprężyście i zgodnie z zasadą zachowania pędu tracą część swej energii, aż staną się neutronami powolnymi. Moderatorem jest np. woda (jądra wodoru), ciężka woda, grafit, beryl, etc.

• Podobnie działa REFLEKTOR – to warstwa materiału (woda, grafit, beryl) okalająca rdzeń reaktorach o właściwościach "odbijania" uciekających neutronów z powrotem do materiału rozszczepialnego.

Neutrony natychmiastowe i opóźnione

• W wyniku rozszczepienia jądra większość neutronów powstaje od razu, w tej samej chwili

• Niewielka część neutronów (ok. 1% ) związanych z rozszczepieniem jest emitowana w dłuższym okresie, aż do kilku minut po rozszczepieniu, ze stopniowo zanikającym natężeniem. Są to tzw. neutrony opóźnione.

• Emitowane są one nie z jądra złożonego, lecz w wyniku rozpadu promieniotwórczego fragmentów rozszczepienia.

• Neutrony opóźnione są bardzo ważne dla samopodtrzymywania się reakcji łańcuchowej. Niezbędne do tego celu jest także uzyskanie MASY KRYTYCZNEJ.

Masa krytyczna

• Skoro przy rozszczepieniu powstają nowe neutrony, które to mogą rozszczepiać kolejne jądra, to oczywistym staje się fakt, iż im więcej będzie jąder zdatnych do rozszczepienia, tym reakcja będzie sprawniej przebiegać.

• Gdy materiału rozszczepialnego jest niewiele (masa krytyczna nie została przekroczona), reakcja łańcuchowa nie może zajść (więcej neutronów jest traconych niż nowopowstałych)

• Gdy będziemy dokładać materiału rozszczepialnego, w pewnym momencie tyle samo neutronów będzie tworzonych ile traconych- mamy masę krytyczną.

Masa krytyczna – c. d.Liczba neutronów, które mogą uciec, jest proporcjonalna

do powierzchni zewnętrznej tego materiału. Ponieważ w przypadku kuli objętość wynosi V=4/3*pi*R3, a jej powierzchnia S=4*pi*R2, gdy będziemy zwiększać promień kuli R jej objętość będzie rosła szybciej niż powierzchnia. Zatem coraz więcej neutronów będzie powodować następne reakcje, a coraz mniej uciekać poza kulę.

Masa krytyczna – c. d. 2

Zależy ona od: geometrycznych wymiarów materiału (jest najmniejsza, gdy materiał uformowany jest w kształcie kuli), rodzaju izotopu rozszczepialnego, zanieczyszczeń i domieszek w materiale rozszczepialnym (uran o zawartości 50% U-235 ma 4-krotnie większą masę krytyczną od czystego U-235). Kawałek czystego U-235 lub Pu-239 o masie mniejszej od masy krytycznej jest więc całkowicie bezpieczny, można nim manipulować bez obawy wybuchu jądrowego

Przykładowe wartości mas krytycznych dla różnych

materiałów wynoszą:- dla uranu-233 - 16 kg,- dla uranu-235 - 52 kg,- dla plutonu-239 - 10 kg.

… i człowiek wziął to w swoje ręce

• I tak oto manipulując materiałami rozszczepialnymi, moderatorami i reflektorami do „odbijania” neutronów, człowiek zaczął kontrolować reakcję rozszczepiania…

• … z różnym skutkiem…

… ale jak się okazało, na Ziemi to nie człowiek pierwszy wykorzystał energię jądrową…

2 miliardy lat temu „pracowały” tzw. reaktory naturalne. Najbardziej znanym jest naturalny reaktor w miejscowości Oklo w południowo-wschodnim Gabonie (Afryka)

• Powstaje pytanie jak to się działo w Oklo? Otóż naukowcy okryli kilkanaście nisz, w który w przeszłości działały te naturalne reaktory. Reakcje łańcuchowe trwały tam przez około 150.000 lat. Przez ten czas wypaliło się, jak szacują naukowcy, około 6 ton uranu U-235. Natomiast średnia moc takiego reaktora nie przekraczała 100 kilowatów (takie jest mniej więcej zapotrzebowanie dziesięciu domów jednorodzinnych w energie).

• Ciekawe jest to, że reakcje zachodzące w tych reaktorach nie wymknęły się spod kontroli, czyli nie doszło do wybuchu ani stopienia rudy uranu. Najprawdopodobniej moderatorem w tym przypadku była woda.

• W skałach otaczających złoża uranu naukowcy zmierzyli zawartość ksenonu, gazu szlachetnego, który powstaje podczas reakcji łańcuchowej. Doszli do wniosku, że reaktor w Oklo rozpalał się i działał przez 30 minut po czym gasł i po upływie 2,5 godziny znowu się rozpalał. Cykl ten powtarzał się przez wiele tysięcy lat.

• Można to porównać do gejzerów. I zapewne, jak sugerują naukowcy, chodziło o ten sam mechanizm. W czasie gdy reaktor był aktywny woda się nagrzewała, zmieniała w parę wodną i wydostawała się na zewnątrz złoża uranu. Wtedy reakcja łańcuchowa zanikała i reaktor „gasł”. Następny cykl rozpoczynał się gdy znowu zgromadziła się odpowiednia ilość wody.

Pierwszy ludzki reaktor

• Pierwszy reaktor atomowy, nazywany wtedy stosem atomowym został zbudowany w 1942 roku w Chicago przez zespół fizyków kierowany przez Enrico Fermiego. Umiejscowiono go w pokoju do gry w squasha pod trybunami stadionu Uniwersytetu Chicagowskiego.

• Budowę stosu zaczęto od ułożenia kilku warstw grafitowych cegieł (pełniących rolę moderatora) na małym źródle neutronów. Następnie układano warstwy grafitu zawierające uran metaliczny 235U lub tlenek uranu. Uran był umieszczony w grafitowych cegłach w postaci małej kulki. W ten sposób ułożono „kopiec” szerokości ok. 7,5 metra i wysokości ok. 6 metrów składający się z 350 ton grafitu, 36,5 ton tlenku uranu i 5,6 tony metalicznego uranu.

• Kontrola reakcji rozszczepienia odbywała się za pomocą prętów kadmowych, które umieszczone w stosie pochłaniały neutrony i w ten sposób hamowały reakcję. Kadm jest substancją bardzo silnie pochłaniającą neutrony i dlatego bardzo dobrze nadaje się do sterowanie reakcją. Stos posiadał dwa systemy bezpieczeństwa: pierwszym był człowiek zaopatrzony w siekierę, który w razie niebezpieczeństwa przecinał sznur na którym wisiały tzw. pręty bezpieczeństwa, również wykonane z kadmu. Po przecięciu pręty opadały i reakcja zostawała zatrzymana. Drugim systemem bezpieczeństwa była grupa ludzi stojąca na szczycie stosu zaopatrzona w wiadra z wodą bromowaną, którą w razie niebezpieczeństwa wylewali na stos. Taka woda również bardzo silnie pochłania neutrony i dodatkowo przejmuje ciepło wydzielone w czasie reakcji.

• Uzyskanie samopodtrzymującej się reakcji jądrowej nastąpiło 12 grudnia 1942 roku o godzinie 3.25 lokalnego czasu. Kadmowe pręty sterujące były stopniowo wyciągane z wnętrza stosu i po każdym małym kroku wykonywano obliczenia, aby sprawdzić czy reakcja jest samopodtrzymująca się. Moc pierwszego reaktora była niewielka i wynosiła około 200W. Po eksperymencie sterujące pręty kadmowe zostały wsunięte i reakcja łańcuchowa została zatrzymana.

Reaktory współczesne

Legenda:

1.Osłona biologiczna2.Osłona

ciśnieniowa3.Reflektor neutronów

4.Pręty bezpieczeństwa5.Pręty sterujące

6.Moderator7.Pręty paliwowe

 8.Chłodziwo 

Schemat typowego rdzenia reaktora jądrowego

• Najogólniej rzecz ujmując reakcja zachodzi poprzez umieszczenie moderatora (wody, berylu, etc.) między prętami paliwowymi zawierającymi materiał rozszczepialny (np. uran). Pomiędzy nimi znajdują się dodatkowo tzw. pręty sterujące, które pochłaniają neutrony.

• Gdy pręty sterujące wsuniemy do rdzenia między pręty paliwowe, neutrony są przez nie pochłaniane i reakcja łańcuchowa nie zachodzi. Gdy pręty sterujące wysuniemy ponad rdzeń, wtedy neutrony bez przeszkód mogą powodować rozszczepianie uranu.

• W ten sposób można kontrolować reakcję- poprzez wsuwanie i wysuwanie odpowiedniej ilości prętów sterujących (pochłaniających neutrony). Podobnie można sterować samymi prętami paliwowymi.

• Dodatkowo nad rdzeniem umieszczone są pręty bezpieczeństwa, które na wypadek zagrożenia automatycznie opadają do wnętrza rdzenia pochłaniając neutrony i tym samym zatrzymując reakcję łańcuchową

• Całość rdzenia jest chłodzona, najczęściej wodą, która po nagrzaniu jest schładzana już na zewnątrz reaktora, by móc dalej być wprowadzoną w obieg zamknięty. W przypadku reaktorów energetycznych ciepło to zamieniane jest za pomocą turbin („maszyna parowa”) na energię elektryczną

reaktoryOprócz wymienionego wcześniej podziału reaktorów

ze względu na zastosowanie, wspomnieć należy podział ze względu na użytą technologię, w szczególności moderator. A może nim być m.in. grafit (np. w Czarnobylu) lub woda (w reaktorze MARIA).

Schemat reaktora wodnego typu BWR

(Boiling Water

Reactor)

Szczegółowe przedstawienie zasady działania reaktora omówione zostanie na przykładzie jedynego obecnie w Polsce reaktora jądrowego MARIA, który mieści się w Instytucie Energii Atomowej IEA w Świerku k. Otwocka, niedaleko Warszawy

MARIA

• Reaktor Maria został pierwszy raz uruchomiony w grudniu roku 1974 i jako jedyny w Polsce działa do dzisiaj (rok 2006). Jest on zbudowany od podstaw w Polsce a oparty na radzieckim pomyśle (reaktor MR w Instytucie Kurczatowa w Moskwie). Dlatego jego nazwa MARIA nawiązuje do wybitnej polskiej badaczki i noblistki- Marii Curie-Skłodowskiej.

• Jest on reaktorem naukowo-badawczym, nie energetycznym

Moc cieplna pojedynczego kanału 1.8 MW Moc reaktora wynosi 30 MW Pracuje 3300 godzin rocznie

Typ reaktora: basenowy Strumień neutronów termicznych:

W paliwie 2.5*1014 n/cm2s W berylu 4.0*1014 n/cm2s

Materiałami tworzącymi moderator reaktora są woda i beryl (służą do spowalniania neutronów)

Materiałami tworzącymi reflektor są grafit i woda (służą do odbijania neutronów)

Rdzeń reaktora składa się z ciśnieniowych kanałów paliwowych, prętów regulacyjnych i matrycy złożonej z bloków berylowych. Wokół rdzenia umieszczone są bloki grafitowe spełniające rolę reflektora. Całość umieszczona jest w obudowie zwanej koszem. Kosz ten zamocowany jest na specjalnej podstawie umieszczonej na dnie basenu reaktora. Obok basenu reaktora znajduje się basen przechowawczy (paliwowy) przeznaczony głównie do okresowego przechowywania wypalonego paliwa i różnego rodzaju sond. Pełni on również rolę podwodnej drogi transportowej do komór gorących, a w szczególności do tzw. komory demontażowej. Baseny oddzielone są śluzą.

Poprzeczny przekrój reaktora "MARIA"

Widok na basen z rdzeniem reaktora

Rdzeń umieszczony jestna głębokości 7-miu metrów

Widok na basen przechowawczy. Widać zużyte paliwo i instrumenty pomocnicze

W rdzeniu, w zależności od potrzeb, umieszczane są instalacje użytkowe, tj. kanały pionowe do produkcji izotopów promieniotwórczych oraz sondy i pętle. Ponadto, z matrycy grafitowej są wyprowadzone kanały poziome do badań na wiązkach neutronów. Poniżej widok z góry na rdzeń:

1. bloki grafitowe reflektorów

2. bloki berylowe w rdzeniu reaktora

3. osłona komór jonizacyjnych

4. zestawy paliwowe

H3-H8 zakończenia kanałów do wyprowadzania wiązek

 

Odsłonięty rdzeń reaktora na dnie basenu. W tej chwili reaktor

jest wyłączony, następuje wymiana elementu paliwowego

Kanały paliwowe- zajmują one główną część rdzenia . Pod pojęciem "kanał paliwowy" należy rozumieć konstrukcję mechaniczną w formie rury  (tzw. rury Fielda) i zaopatrzoną w element paliwowy. Kanał jest instalowany w rdzeniu reaktora,  w wycięciach między blokami berylowymi. Kanały paliwowe posiadają indywidualne podłączenia układu chłodzącego. Każdy kanał paliwowy posiada oddzielne zawory odcinające na wejściu i wyjściu wody chłodzącej, przepływającej pod ciśnieniem. W reaktorze "MARIA" wykorzystane są dwa rodzaje kanałów paliwowych: stacjonarny i z ruchomym elementem paliwowym

Schemat stacjonarnego kanału paliwowego reaktora

"MARIA"

Kanał paliwowy z ruchomym elementem

paliwowym reaktora "MARIA"

Część stacjonarna charakteryzuje się tym, że pręt paliwowy jest mocowany za pomocą zamka kulowego, którym  mocuje się i uszczelnia kanał paliwowy w gnieździe. Element paliwowy przymocowany jest do wewnętrznej rury kanału. Konstrukcja kanału z ruchomym elementem paliwowym  różni się od wyżej opisanego głównie tym, że jest on dłuższy, a wewnętrzna rura zawieszona jest na pręcie wyprowadzonym poprzez dławicę na zewnątrz. Rozwiązanie to umożliwia przemieszczanie elementu paliwowego w kanale. Gdy reaktor jest w stanie wyłączonym, ruchome elementy paliwowe znajdują się pod rdzeniem, a przed rozruchem są podnoszone i wprowadzane do rdzenia. Elementy paliwowe są wprawiane w ruch za pomocą dwóch silników o mocy 40W każdy. 

Paliwo używane w reaktorze jest pod postacią tzw. elementów paliwowych. Jeden element to 6 koncentrycznych rur (jedna w drugiej) o długości 1 m, pokryte aluminiową koszulką. Każda rura zasadniczo zbudowana jest z dyspersji uranu UAlx(UO2) w Al. Wzbogacenie uranu w pierwszych latach działania reaktora wynosiło 80%. Obecnie wynosi 36% 235U.

Elementy paliwowe produkowane są w Rosji.

Element paliwowy reaktora "MARIA"

Element paliwowy gotowy do włożenia do pochwy

Świeży element paliwowy. Jak widać uran można wziąć w ręce wbrew straszeniu pseudoekologów

Montaż elementu paliwowego (produkcji rosyjskiej). Następnie całość umieszczona zostanie w pochwie, a ta wraz z paliwem w

rdzeniu reaktora.

• Pierwotny obieg chłodzenia paliwa: – Kanały paliwowe- rura Field’a. Dzięki koncentrycznemu ułożeniu

woda przepływa między rurami skutecznie je schładzając. – Ciśnienie przepływającej wody wynosi (zależnie od miejsca

pomiaru): 0.8 ÷ 1.8 Mpa – Maksymalna temperatura paliwa osiąga wartość 180 °C – Przepływ chłodziwa (wody) wynosi:

• przez kanał paliwowy 30 m3/h • przez obieg 600 ÷ 700 m3/h

• Drugi pierwotny obieg chłodzenia: basen wodny, w którym zanurzony jest reaktor:

• Ciśnienie atmosferyczne ok. 1000 hPa • Temperatura:

– na wlocie 50 °C – na wylocie 60 °C

• Przepływ wody w basenie wynosi 1400 m3/h

SYSTEM CHŁODZENIA

W przeciwieństwie do reaktorów energetycznych, ciepło wydzielane w reaktorze MARIA jest problemem, a nie korzyścią

W reaktorze "MARIA" układ chłodzenia jest zintegrowany z elementem paliwowym, woda chłodząca element paliwowy wpływa z góry w dół odbierając ciepło od trzech zewnętrznych rur paliwowych i powraca do góry chłodząc trzy wewnętrzne rury paliwowe

Pręty bezpieczeństwa i kompensacyjne (pochłaniające)- są one umieszczone w kanałach (schemat) znajdujących się w blokach berylowych. Konstrukcja napędów i kanałów dla wszystkich trzech rodzajów prętów jest jednakowa, co umożliwia najkorzystniejszy wybór funkcji pracy każdego z zainstalowanych prętów.

Matryca rdzenia i reflektor-Matryca rdzenia składa się z bloków berylowych, a reflektor z bloków grafitowych. Jedne i drugie bloki mają te same wymiary zewnętrzne. Widok z góry na rdzeń pokazany jest na schemacie na następnym slajdzie. Bloki grafitowe są ściętymi ostrosłupami o podstawie kwadratowej z tym, że część z nich ma ścięte naroża. Górny wymiar bloku (nakładki) wynosi 140 mm, dolny zaś 120 mm. Wysokość bloków wraz z nakładkami wynosi 1585 mm. Taki układ stożkowy pozwala na zainstalowanie nad rdzeniem znacznie większych gabarytowo elementów reaktora (napędy) i urządzeń doświadczalnych.

Bloki grafitowe są koszulkowane tj. osłonięte cienką blachą aluminiową . Ze względu na możliwość pracy bloku w temperaturze przekraczającej 800oC, grafit został odpowiednio przygotowany tj. odgazowany w próżni w temperaturze około 800oC i nasycony azotem. Szczelina między koszulką, a grafitem jest wypełniona azotem. Analogiczną geometrię mają bloki berylowe, z tym, że nie są one koszulkowane. Dzięki takiemu ułożeniu bloków w reaktorze, że między blokami znajdują się szczeliny ok. 1.5mm, może pomiędzy nimi swobodnie przepływać chłodziwo.

Raz jeszcze widok z góry na rdzeń reaktora MARIA

Makieta rdzenia reaktora MARIADobrze widoczne bloki berylowe i pręty

paliwowe

Reaktor MARIA w czasie pracy

Reaktor MARIA w czasie pracy

Wymiana elementu paliwowego

EWAPierwszym polskim reaktorem była EWA (nazwa

pochodzi od słów Eksperymentalny, Wodny, Atomowy). Została ona sprowadzona z ówczesnego Związku Radzieckiego i zamontowana w Świerku. Pierwszy raz reaktor został uruchomiony w roku 1958 i początkowo jego moc wynosiła 2 MW. Stopniowo jednak moc zwiększano aż do 10 MW. Reaktor został definitywnie zamknięty w roku 1995, a jego hala niemal doszczętnie opróżniona ze sprzętu. Pozostała jednak cała konstrukcja, która w chwili obecnej jest pusta, a służyć będzie przechowywaniu odpadów radioaktywnych.

Hala reaktora EWA znajduje się ok. 300 metrów od hali reaktora MARIA. Reaktor EWA był również reaktorem naukowo-badawczym.

Górna część korpusu reaktora EWA. Widać mechanizmy sterujące i korby obrotowe

Wnętrze korpusu po reaktorze EWA. Widok od dołu. Wokół widać żeliwny pierścień na którym był oparty sam rdzeń.

Inne polskie reaktory

Oprócz tych dwóch głównych reaktorów (MARIA i EWA), w międzyczasie działało w Świerku kilka mniejszych: Maryla 1, Maryla 2, Anna, Hanna, Panna, Agata i inne. Ich moc była jednak nieporównywalnie mniejsza od dwóch największych sióstr.

W ostatnim czasie zaczęto głośno mówić o wybudowaniu w Polsce pierwszej elektrowni jądrowej. Kilkanaście lat temu planowano otwarcie takiej w Żarnowcu, ale niestety nie udało się sfinalizować tego bardzo potrzebnego przedsięwzięcia…

Pozostałości po reaktorze MARYLA 2 w Świerku. Mieścił

się on w podziemiach hali reaktora EWA.

KONIEC