Kryteria podziału rektorów jądrowych

Wśród wielu klasyfikacji stosowanych w energetyce reaktorów jądrowych do najważniejszych należą kryteriów należą:

• Konstrukcja
• Sposób wymiany paliwa
• Rodzaj paliwa
• Rodzaj moderatora i chłodziwa
• Sposób odprowadzania ciepła

Biorąc pod uwagę kryterium konstrukcji wyróżnia się reaktory:

Zbiornikowe , w których rdzeń zamknięty jest w grubościennym,wysokociśnieniowym zbiorniku stalowym. Do tego typu reaktorów zaliczamy reaktorytypu PWR, BWR a także HTGR, AGR i FBR.

Kanałowe, które zawierające ciśnieniowe kanały paliwowe oniewielkiej średnicy. Zaliczamy do nich reaktory typu CANDU/ACR i RBMK.

Stosując kryterium sposobu wymiany paliwa reaktorowego rozróżnia się reaktoryz wymianą:

Ciągłą gdzie paliwo wymieniane jest w czasie pracy reaktorabez konieczności jego odstawiania. Do tej grupy należą reaktory gazowe, wysokotemperaturoweoraz kanałowe (CANDU, RBMK),

Okresową, w których to reaktorach paliwo wymieniane jestpo zakończeniu kampanii paliwowej i odstawieniu reaktora. Do tej grupy należąmiędzy innymi reaktory zbiornikowe.

Rozpatrując klasyfikacje kreatorów z punktu widzenia paliwa można je dzielićmiędzy innymi ze względu na:

• Rodzaj paliwa, czyli Uranowe, Plutonowe, Uranowo-plutonowe oraz Torowe,
• Stopień wzbogacenia paliwa, czyli reaktory pracując na paliwie naturalnym,nisko wzbogaconym, średnio wzbogaconym oraz wysoko wzbogaconym,
• Postać chemiczną paliwa: Uran metalicznyDwutlenek uranu UO 2Węglik uranu UC (wykorzystywany w niektórychreaktorach wysokotemperaturowych).

Klasyfikacja reaktorów ze względu na rodzaj moderatora i chłodziwa

Jako moderator w rektorze może służyć ciężka woda, lekka woda, grafit, beryl.Jako chłodziwa używa się natomiast: lekkiej lub ciężkiej wody, dwutlenku węgla, helu, gazów dysocjujących, ciekłego sodu, substancji organicznych. Biorąc topod uwagę wyróżnia się Wodne(lekkowodne), Ciężkowodne, Gazowe, Sodowe, Helowe, Grafitowe itd.

Ze względu na system odprowadzania ciepła wyróżnia się reaktory pracujące w trybie

• Jednobiegowym (np. BWR), gdzie para wytworzona w zbiorniku reaktora doprowadzanajest bezpośrednio do turbiny parowej, a po skropleniu za turbiną wraca do reaktora,
• Dwubiegowym (np. PWR) - obieg wody chłodzącej rdzeń reaktora jest zamknięty, a ciepło z niego jest przekazywane w wytwornicy pary do drugiego obiegu, wktórym znajduje się turbina parowa,
• Trzybiegowym (np. reaktor prędki chłodzony sodem), w którym pomiędzy pierwszym sodowym obieg chłodzącym rdzeń reaktora, a trzecim wodno-parowym obiegiem doprowadzającyparę do turbiny, wstawiony jest pośredni obieg sodowy.

Rodzaje reaktorów jądrowych stosowanych w świecie

• Pressurized Water Reactor (PWR)
• Wodno-Wodianoj Energeticzeskij Reaktor (WWER), radziecki odpowiednik PWR
• Boiled Water Reactor (BWR)
• Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj (RBMK) - reaktor kanałowy wysokiejmocy
• Heavy Waler Reactor (HWR )
• Pressurized Heavy Water Reactor (PHWR) - reaktor ciężkowodny ciśnieniowy
• CANadian Deuterium -Uranium Reactor (CANDU) - reaktor kanadyjski typu PHWR,
• Steam-Generating Heavy-Water Reactor (SGHWR) - reaktor wrzący chłodzonylekką wodą, moderowany wodą ciężką.
• Gas-Cooled graphite-moderated Reaktor (CGR)
• Advanced Gas cooled, graphite- moderated Reactor (AGR)
• High -Temperature Gas-cooled-Reactor (HTGR) reaktor wysokotemperaturowychłodzony gazem z moderatorem grafitowym
• Fast Breeder Reactor (FBR)
• Liquid-Metal-cooled,Fast Breeder Reactor (LMKBR) reaktor prędki powielającychłodzony sodem,
• Gas-Cooled Fast Reactor (GCFR) reaktor prędki chłodzony gazem,

Reaktory ciśnieniowe wodne (PWR, WWER)


Elektrownia jądrowa z reaktorem PWR

W reaktorach tego typu wytworzone ciepło doprowadza się do wytwornicy pary za pomocą wody pod wysokim ciśnieniem, co uniemożliwia wystąpieniu wrzenia w obiegu chłodzenia rdzenia. Lekka woda opływająca rdzeń jest jednocześnie chłodziwem, moderatorem i reflektorem. Skutecznie spowalnia neutrony, lecz ze względu na ich znaczne pochłanianie przez wodór, stosowanie jej jako moderatora narzuca konieczność użycia paliwa uranowego lekko wzbogaconego (3-4% ²³⁵U), gdyż w przypadku użycia uranu naturalnego stan krytyczny byłby niemożliwy do osiągnięcia. Wadą wykorzystania wody jest jej silne oddziaływanie korozyjne, szczególnie w wysokich temperaturach.

Reaktory tego typu pracują w systemie dwubiegowym. O biegu pierwotny stanowią zbiornik reaktora wraz z rdzeniem, wytwornica pary, pompa wodna i stabilizator ciśnienia. Natomiast obieg wtórny: wytwornica pary, turbina parowa, skraplacz oraz pompa wody zasilającej.

Ze względu na ograniczone moce maksymalne pomp oraz konieczność zapewnienia odpowiedniego poziomu bezpieczeństwa reaktora, obieg pierwotny podzielony jest zwykle na kilka równoległych pętli. Woda obiegu pierwotnego przepływa wewnątrz rurek w kształcie litery U (w układzie pionowym w reaktorach PWR oraz poziomym w reaktorach WWER), które w wyniku emisji ciepła - zamieniają wodę obiegu wtórnego w parę. Wytworzona para nasycona wykonuje następnie pracę w turbinie parowej napędzając generator elektryczny. Tam ulega rozprężeniu, a następnie po skropleniu w skraplaczu, jest pompowana ponownie do wytwornicy pary.

W rdzeniu reaktora istnieje konieczność utrzymywania odpowiednio wysokiego ciśnieniawody, aby nie dopuścić do jej wrzenia, gdyż spowodowałoby to gwałtowny spadekwymiany ciepła i naraziło elementy paliwowe na przegrzanie oraz uszkodzenie.

Reaktory wodne wrzące (BWR)


Elektrownia jądrowa z rektorem typu BWR

W reaktorach tego typu woda chłodząca pełni rolę zarówno moderatora, jaki i czynnika roboczego w cyklu parowo - wodnym. Jej odparowanie następuje bezpośrednio w rdzeniu reaktora, a po osuszeniu zostaje wykorzystana do napędzania turbin generatora. Reaktor elektrowni tego typu pracują w układzie jednoobiegowym.

Wadą pojedynczego obiegu wody elektrowni jest przechodzenie zanieczyszczonej izotopami wody chłodzącej poprzez wszystkie elementy obiegu. Zmusza to do zabezpieczenia urządzeń osłonami chroniącymi przed promieniowaniem, co znacznie utrudnia eksploatację.

Reaktory ciśnieniowe na ciężką wodą (HWR, PHWR, CANDU, SGHWR)

Budowa elektrowni jądrowej z reaktorem ciśnieniowym chłodzonym i moderowanym ciężką wodą
W tego typu reaktorach rolę moderatora i chłodziwa odgrywa ciężka woda, któradzięki niewielkiemu przekrojowi czynnemu na pochłanianie neutronów, pozwala naużycie w reaktorze uranu naturalnego. Mimo, że rozwiązanie to nie wymaga budowykosztownej instalacji wzbogacania uranu, to korzyści ekonomiczne, wynikającez zastosowania jako paliwa uranu naturalnego, są pomniejszone wskutek wysokichkosztów ciężkiej wody.

Ze względu na konieczność stosowania dużych ilości ciężkiej wody w celu spowolnienia neutronów, reaktorach tego typu muszą być stosowne rdzenie o wymiarach kilkakrotnie większych niż w reaktorach lekkowodnych. Z tego względu stosunek ilości moderatora do paliwa jest 5 do 8 - krotnie większy niż w reaktorach lekkowodnych. Duże wymiary rdzenia pociągają za sobą konieczność zastosowania kanałowego chłodzenia paliwa. W rekatorach PHWR zbiornik na ciężką wodę jest więc wypełniony moderatorem utrzymywanym pod niskim ciśnieniem, w temperaturze niewiele wyższej od temperatury otoczenia. Zestawy paliwowe umieszczone są w kanałach ciśnieniowych przechodzących przez zbiornik i oddzielonych od otaczającego je moderatora pierścieniową szczeliną wypełnioną gazem, pełniącym funkcję izolacji termicznej.

Typem reaktora PHWR jest reaktor skonstruowany i wytwarzany w Kanadzie, znany powszechnie jako reaktor typu CANDU. Jego rdzeń znajduje się w dużym, cylindrycznym, niskociśnieniowym zbiorniku stalowym, położonym na boku, zwanym kalandrią i wypełnionym ciężką wodą jako moderatorem. Typowe reaktory CANDU pracują w systemie dwuobiegowym, z ciśnieniowym obiegiem pierwotnym, podobnie jak reaktory PWR.

Innym typem reaktora HWR jest reaktor SGHWR (reaktor wrzący chłodzony lekką wodą,moderowany wodą ciężką). Jest to reaktor typu kanałowego z ciężkowodnym moderatoremi wrzącą lekką wodą w kanałach paliwowych

Reaktory gazowo - grafitowe (GCR, AGR i HTR, HTGR, HTGCR)


Elektrownia z reaktorem typu HTGCR

Reaktor GCR (reaktor chłodzony gazem z moderatorem grafitowym) charakteryzuje się prostą budową oraz wysoką niezawodnością. Do jego zalet należą również: niski stopień aktywowania się gazu, mały przekrój czynny na pochłanianie neutronów oraz stosunkowo niski koszt. Podstawową wadą tego typu reaktora są jednak niekorzystne właściwości cieplne gazu, wymagające dużych powierzchni wymiany ciepła oraz dużych mocy niezbędnych do przetłaczania gazu przez rdzeń.

W pierwszych reaktorach GCR chłodziwem był dwutlenek węgla, natomiast paliwem - metaliczny uran naturalny w użebrowanych koszulkach ze stopu magnezowego, zwanego Magnoksem. Rdzeń reaktora, wykonany z kształtek grafitowych z kanałami paliwowymi, jest umieszczony w sferycznym zbiorniku z betonu sprężonego i chłodzony dwutlenkiem węgla. Temperatura chłodziwa na wyjściu z rdzenia jest ograniczona wytrzymałością koszulki z Magnoksu. Czynnikiem roboczym w obiegu wtórnym jest otrzymywana w wytwornicy - para wodna.

Unowocześnioną wersją reaktora gazowo-grafitowego jest reaktor AGR. Rdzeń reaktora jest umieszczony w cylindrycznym zbiorniku z betonu sprężonego. W reaktorach tych koszulkę magnoksową zastąpiono koszulką ze stali nierdzewnej, co pozwoliło podwyższyć temperaturę CO2 na wyjściu z rdzenia do ok. 650°C i zastosować turbiny o parametrach typowych dla elektrowni konwencjonalnych. Dzięki dużej ogólnej sprawności elektrowni z reaktorami AGR, wynoszącej ok. 41%, koszty produkcji energii elektrycznej są stosunkowo niskie w porównaniu z innymi typami reaktorów.

Kolejnym pokoleniem reaktorów gazowo-grafitowych, będących jednocześnie wynikiem dalszego ich rozwoju w sensie znacznego podwyższenia temperatury chłodziwa na wylocie z reaktora, są reaktory wysokotemperaturowe HTR, oznaczane również jako HTGR lub HTGCR.

Koncepcja tego typu reaktorów polega na połączeniu żaroodpornego paliwa z gazowym, chemicznie obojętnym chłodziwem w zintegrowanym układzie, zamkniętym w bloku ze sprężonego wstępnie betonu Jako paliwo stosuje się wysoko wzbogacony uran (do 93%) w postaci węglika uranu UC2, który tworzy mieszaninę z węglikiem toru ThC2, jako materiałem paliworodnym.

Paliwo dostarczone jest w postaci granulek o średnicy ułamka milimetra pokrytych kilkoma warstwami: porowatego grafitu pirolitycznego, litego grafitu, węglika krzemu i znów litego grafitu, które wspólnie spełniają funkcję koszulki. Granulki te są zaprasowane w matrycy grafitowej w formie cylindrów lub kul.

Temperatury panujące w rdzeniu (rzędu 1100°C) powodują, że funkcję materiałówkonstrukcyjnych spełnia grafit, który jest jednocześnie moderatorem i reflektoremneutronów. Jako chłodziwo jest stosowany obojętny chemicznie hel, charakteryzującysię dobrymi właściwościami odprowadzania ciepła.

Reaktory prędkie powielające (FBR, LMKBR, GCFR)


Reaktor prędki powielający

W przeciwieństwie do reaktorów termicznych, w których większość rozszczepień wywołują neutrony termiczne spowolnione w moderatorze, w reaktorach prędkich, większość procesów rozszczepienia paliwa jądrowego jest wywoływana przez neutrony prędkie, tj. neutrony o energiach rzędu MeV.

Najbardziej zaawansowanym w rozwoju spośród reaktorów prędkich powielających FBR jestreaktor chłodzony ciekłym sodem LMFBR. Reaktory sodowemają trzy obiegi chłodzenia: pierwotny - zawierający sód radioaktywny, pośredni- zawierający sód nieaktywny, i wtórny (roboczy) obieg parowo-wodny. W pierwszychdwóch obiegach sodowych panuje niskie ciśnienie co zmniejsza wyraźnie prawdopodobieństwouszkodzenia się wymiennika sód-sód i przedostania się radioaktywnego sodu doobiegu pośredniego. Ze względu na temperaturę topnienia sodu 98°C, urządzeniaobu obiegów sodowych muszą być podgrzewane (także przy wyłączonym reaktorze),aby nie dopuścić do zestalenia się sodu.
Reaktory sodowe są wykonywane w dwóch odmianach konstrukcyjnych: basenowej ipętlowej. W układzie basenowym cały obieg pierwotny (z wymiennikami sód-sód ipompami obiegowymi) jest umieszczony w dużym zbiorniku (basenie) wypełnionymsodem. W układzie pętlowym elementy obiegu pierwotnego są natomiast wyodrębnionei umieszczone w osobnych zbiornikach (podobnie jak w reaktorach PWR).

Źródła:

• http://www.if.pw.edu.pl/%7Epluta/pl/dyd/mfj/zal03/sobolewski/praca1.htm#_Toc62302751
• http://www.atomowe.kei.pl/