Budowa reaktorów jądrowych

W różnych krajach zbudowano dotąd kilka tysięcy reaktorów, z czego kilkaset służy do produkcji energii. Ogromna większość pracujących reaktorów to reaktory termiczne, czyli takie, w których większość rozszczepień zachodzi pod wpływem neutronów termicznych. Istnieją również reaktory prędkie (nie zawierające moderatorów), w których rozszczepienia są wywoływane głównie przez neutrony o dużych energiach (średnia energia neutronów wynosi w nich ok. 100keV). Zasadniczą zaletą reaktorów prędkich jest możliwość powielania paliwa w cyklu uranowo-plutonowym. Z tego względu uważa się, że przyszłość energetyki opartej na reaktorach jądrowych leży w prędkich reaktorach powielających. Warto dodać, że bomba jądrowa oparta na reakcji rozszczepienia jest właściwie reaktorem prędkim, w którym reaktywność znacznie przekracza granicę 0,007 określoną przez udział neutronów opóźnionych i reakcja łańcuchowa rozwija się w sposób wybuchowy.

Schemat typowego reaktora występującego w elektrowniach jądrowychRozróżnia się kilka typowych rozwiązań konstrukcyjnych reaktorów. Przede wszystkim reaktory wodne o małych mocach są zwykle budowane w dużych zbiornikach wodnych, często z otwartym lustrem wody (reaktory basenowe). Reaktory wodne o większych mocach są umieszczone z reguły w zbiorniku ciśnieniowym. Znane są również rozwiązania konstrukcyjne, w których każdy element paliwowy wraz z opływającą go warstwą wody chłodzącej jest zawarty w rurze stalowej i utrzymywany pod ciśnieniem. W reaktorach z moderatorem stałym, jak grafit lub beryl, sam moderator stanowi materiał konstrukcyjny rdzenia. Cały reaktor może być także umieszczony w zbiorniku ciśnieniowym.

Najkosztowniejszym składnikiem reaktora jądrowego jest paliwo, natomiast znacznie tańszy jest moderator. Z tego względu reaktor jest zwykle podzielony na dwie strefy. Pierwsza - tzw. rdzeń, zawiera paliwo, moderator, chłodziwo i materiały konstrukcyjne oraz pręty regulacyjne, kompensacyjne i bezpieczeństwa. Druga, tzw. reflektor, jest zbudowana z moderatora i otacza rdzeń, a służy do zatrzymywania części neutronów uciekających z rdzenia. W wielu rozwiązaniach konstrukcyjnych rdzeń i reflektor znajdują się w szczelnych zbiornikach stalowych i otoczone są specjalnymi osłonami. Zbiornik ciśnieniowy utrzymuje odpowiednie ciśnienie w reaktorze i zapewnia znacznie większe bezpieczeństwo na wypadek awarii. W reaktorach wodnych ciśnienie wewnątrz zbiornika dochodzi do 14, a w gazowych-do 4MPa. Osłony reaktora zmniejszają intensywność promieniowania w otoczeniu do wartości dopuszczalnych ze względu na zagrożenie obsługi. Są one również stosowane do ochrony niektórych urządzeń pomocniczych i aparatury przed zniszczeniem lub promieniotwórczością wzbudzoną.

Ponieważ największe pochłanianie neutronów w materii zachodzi w zakresie energii termicznych, osłona reaktorowa powinna zawierać moderator spowalniający neutrony prędkie wychodzące z reaktora oraz materiał odznaczający się znacznym przekrojem czynnym na wchłanianie neutronów termicznych. Poza tym powinna efektywnie pochłaniać promieniowanie γ wychodzące z reaktora, jak również powstające w osłonie. Promieniowanie α lub β ma bardzo niewielki zasięg i praktycznie nie wydostaje się poza pierwszą warstwę osłony.

Największa ilość ciepła powstającego w osłonie wydziela się w warstwie przylegającej do reaktora. Z tego względu warstwa ta, zwykle oddzielona od reszty osłony, jest chłodzona wodą lub powietrzem i nazywa się osłoną termiczną. Pozostała część pełni rolę osłony biologicznej. Osłona termiczna jest najczęściej wykonana z płyt stalowych z dodatkiem boru, natomiast biologiczna z ciężkich betonów, składających się z cementu, drobnego złomu stalowego oraz rudy barytowej, limonitowej lub magnetytowej.

Reaktory mogą różnić się od siebie rodzajem paliwa (uran naturalny, uran wzbogacony izotopem '"U lub nuklidem ^Pu), postacią, w jakiej paliwo występuje w reaktorze (paliwo metaliczne, węgliki tub tlenki uranu itp.) oraz kształtem elementów paliwowych. Początkowo stosowano głównie uran naturalny. Obecnie w większości reaktorów paliwem jest uran wzbogacony izotopem 235U, przy czym wzbogacenie waha się od 1% do 93%. Dzięki temu uzyskuje się znacznie lepsze parametry krytyczne reaktora i lepszy rozkład neutronów. Obok uranu stosuje się również 239Pu, otrzymywany z przemiany jądrowej 238U. W przyszłości coraz większą rolę będzie odgrywać paliwo plutonowe, a także 233U. Paliwo uranowe lub plutonowe stosuje się w postaci metalicznej lub ceramicznej (tlenki lub węgliki), a także w postaci roztworu metalu w ceramice, a elementy paliwowe są koszulkowane stalą nierdzewną, cyrkonem lub aluminium.

Moderator jest bardzo istotnym elementem reaktora termicznego i często używanym kryterium klasyfikacyjnym. Rozróżnia się więc następujące zasadnicze typy reaktorów termicznych: wodne, ciężkowodne i grafitowe, W niektórych rozwiązaniach stosuje się również beryl w połączeniu z wodą, spełniającą jednocześnie rolę moderatora i chłodziwa. Istnieją również reaktory, w których moderatorem i chłodziwem są ciekłe związki organiczne, głównie polifenyle; takie reaktory nie mają jednak dużego znaczenia praktycznego. Najpowszechniej używanym moderatorem jest zwykła woda, która ma doskonałe właściwości jądrowe i termiczne, a jest przy tym bardzo tania.

Chłodziwa reaktorowe można podzielić na 3 grupy: gazy, ciecze niemetaliczne i ciecze metaliczne, bardzo różniące się pomiędzy sobą właściwościami fizycznymi, które decydują o efektywności przejmowania i przenoszenia ciepła. Ważną rolę w wypadku chłodziw odgrywają również właściwości jądrowe, jak np. pochłanianie neutronów czy promieniotwórczość wzbudzona oraz właściwości korozyjne. Do najczęściej stosowanych chłodziw w reaktorach termicznych należy zwykła woda. Używa się również dwutlenku węgla, a także helu. W reaktorach prędkich chłodziwem jest zwykle ciekły sód lub jego stopy, ale również przeprowadzane są próby chłodzenia gazem dysocjującym, np. N204, który dysocjuje na NO2, pochłaniając ciepło z reaktora i redysocjuje poza reaktorem, będąc w ten sposób bardzo efektywnym nośnikiem ciepła. Wadą sodu jest znaczna aktywność chemiczna zarówno w stosunku do powietrza jak i wody, a także silne właściwości korozyjne. Powoduje to bardzo poważne trudności konstrukcyjne i eksploatacyjne w reaktorach chłodzonych sodem.

W reaktorach termicznych chłodziwo spełniać również może funkcję moderatora. Z tego względu najczęściej Jako chłodziwo stosowana jest zwykła woda, dwutlenek węgla, hel i niekiedy związki organiczne. Woda jako chłodziwo może znajdować się pod ciśnieniem atmosferycznym lub podwyższonym, W tym ostatnim wypadku mówi się o reaktorach wodnych ciśnieniowych. Niekiedy dopuszcza się do wrzenia, tak że chłodziwem w tzw. reaktorach wodnych wrzących jest mieszanina wody z parą. Chłodzenie dwutlenkiem węgla jest stosowane w reaktorach grafitowych z uranem naturalnym, jednak ten typ chłodzenia nie ma wielkiej przyszłości, podobnie jak chłodzenie związkami organicznymi- W nowoczesnych reaktorach grafitowych dwutlenek węgla jest zastąpiony helem, co pozwala znacznie zwiększyć temperaturę chłodziwa na wyjściu reaktora (do 1000°C).

 

Spowalnianie neutronów w reaktorze jądrowym

Przekrój czynny na rozszczepienie dla nuklidów rozszczepialnych rośnie bardzo szybko wraz ze zmniejszaniem się energii padającego neutronu. W wypadku 235U przy energii neutronów 10keV wynosi on 4b, natomiast przy energii 0,025eV - 579b. Tak więc zmniejszając energię neutronów wywołujących rozszczepienie można zwiększyć efektywność reakcji łańcuchowej. W związku z tym do reaktora wprowadza się moderator, którego zadaniem jest spowalnianie neutronów w reakcji rozpraszania sprężystego. Reakcja ta przebiega podobnie jak zderzenie dwóch kul doskonale sprężystych. Przy zderzeniu sprężystym kula poruszająca się (neutron) przekazuje część swej energii kinetycznej kuli nieruchomej (jądro). Ilość przekazanej energii zależy od kąta padania i średnio jest tym większa, im mniejsza jest masa kuli nieruchomej w stosunku do masy kuli ruchomej. Widać więc, że najefektywniej spowalnianie neutronów zachodzić będzie na lekkich jądrach. Dobry moderator musi spełniać poza tym dwa dodatkowe warunki. Po pierwsze jego gęstość musi być dostatecznie duża (nic może on być np. w stanie gazowym), a po drugie jego przekrój czynny na wychwyt neutronów musi być stosunkowo niewielki.

W obecności moderatora proces spowalniania trwa dopóty, dopóki neutrony nie osiągną energii porównywalnych z energią ruchu cieplnego i nie znajdą się w równowadze termicznej z otoczeniem. O takich neutronach mówi się, że mają energię termiczną lub że są neutronami termicznymi. W temperaturze 300 K średnia prędkość neutronów wynosi 2200 m/s, a średnia energia 0,025eV.

 

Bilans neutronów

Przyjmijmy, ze w pewnej chwili w układzie znajduje się S swobodnych neutronów termicznych. Wprawdzie neutrony ulegają rozpadowi, jednak ich czas życia (rzędu 12 min) jest bardzo duży w porównaniu z czasem charakteryzującym łańcuchową reakcję rozszczepienia. Tak więc można uważać wszystkie neutrony termiczne w reaktorze za cząstki trwałe, które zostaną w rozpatrywanym układzie nieskończonym pochłonięte. Ponieważ pochłanianie neutronów w moderatorze prowadzi do wychwytu radiacyjnego, część z tych neutronów zostaje spowolnionych (tracą część swojej energii) i stają się one niezdolnymi do rozszczepienia. Pochłonięcie neutronu w paliwie nie oznacza jeszcze, że wywoła on rozszczepienie. W jednym akcie rozszczepienia powstaje średnio od 2 do 3 neutronów wtórnych. Współczynnikiem mnożenia k nazywamy ilość neutronów na początku "cyklu" rozszczepieniowego do liczby neutronów wtórnych. W opisie tym przyjęliśmy oczywiście duże uproszczenia ponieważ reakcja łańcuchowa zachodząca w reaktorze jest procesem ciągłym i nie da się jednoznacznie określić początku ani końca cyklu. Warunkiem tego, aby reakcja łańcuchowa przebiegała w sposób stacjonarny, jest stała liczba neutronów w kolejnych pokoleniach, czyli k=1. Mówimy wtedy, że układ znajduje się w stanie krytycznym. Gdy k<1, to w kolejnych pokoleniach liczba neutronów maleje i reakcja łańcuchowa zanika, a układ nazywamy układem podkrytycznym. Natomiast gdy k>1, to liczba neutronów rośnie, a układ jest nadkrytyczny. Układ krytyczny może działać w zasadzie przy dowolnej gęstości neutronów, a co za tym idzie, przy dowolnej mocy.

W praktyce każdy układ fizyczny jest skończony i neutrony mogą uciekać poza jego granicę. Prawdopodeobieństwo uniknięcia tej ucieczki oznacza się zwykle przez P. Otrzymuje się w ten sposób tzw. efektywny współczynnik mnożenia w układzie skończonym kef=P*k. Tak jak poprzednio: układ jest podkrytyczny gdy k<1, krytyczny gdy k=1 i nadkrytyczny gdy k>1.

Dotychczas rozpatrywany układ składający się z jednorodnej mieszaniny paliwa i moderatora byłby z praktycznego punktu widzenia zupełnie nieprzydatny. Zwykle w reaktorze paliwo rozmieszcza się w moderatorze w postaci regularnej siatki elementów paliwowych. Ponieważ w paliwie pochłanianie neutronów zarówno w zakresie energii termicznych jak i rezonansowych jest znacznie silniejsze niż w moderatorze, to i gęstość neutronów jest mniejsza

Dążenie do najkorzystniejszego bilansu neutronów w reaktorze nie jest główną przyczyną stosowania elementów paliwowych i struktury niejednorodnej. Po pierwsze, większość nuklidów powstających w procesie rozszczepienia jest silnie radioaktywna i trzeba koniecznie izolować je od otoczenia (najwygodniejszym rozwiązaniem jest paliwo otoczone szczelną koszulką metalową). Po drugie, w procesie rozszczepienia w paliwie wydziela się ciepło i trzeba je odprowadzać na zewnątrz reaktora. W tym celu przez reaktor przepuszcza się chłodziwo, które omywa elementy paliwowe, odbiera od nich ciepło i oddaje je poza reaktorem. Aby uzyskać Jak najlepsze warunki odbioru ciepła stosuje się elementy paliwowe o bardzo silnie rozwiniętej powierzchni.

 

Stany nieustalone reaktora

Omówione już zostały warunki, w których można zrealizować stacjonarną reakcję łańcuchową rozszczepienia w układzie krytycznym. Zrozumiałą jest jednak rzeczą, iż w praktyce reaktor jądrowy często znajduje się w stanie podkrytycznym lub nadkrytycznym, choćby w związku z koniecznością jego uruchamiania i zatrzymywania, a więc trzeba zmieniać moc reaktora. Moc reaktora, w którym efektywny współczynnik mnożenia wynosi kef, a średni czas życia jednego pokolenia neutronów y w przybliżeniu rośnie lub maleje wykładniczo zgodnie z wzorem:

M(t)=M0et*s/y

gdzie s=kef-1 - jest to tzw. współczynnik reaktywnośći, a M0 oznacza początkową moc reaktora. Im większa jest reaktywność danego reaktora (dodania bądź ujemna), tym gwałtowniejsze zmiany mocy w nim zachodzą.

Czas życia neutronów (przy pominięciu neutronów opóźnionych) w reaktorze y (drugi parametr, który określa szybkość zmian mocy reaktora), zawarty jest w granicach 10-7 do 10-3s. Przy takich wartościach nawet niewielkie zmiany reaktywności powodowałyby tak gwałtowny spadek lub wzrost mocy reaktora, że w praktyce niemożliwa byłaby bezpieczna jego eksploatacja. Udział neutronów opóźnionych zwiększa jednak czas życia neutronów o kilka rzędów, tak że wynosi on ok. 0,1 s, a to już umożliwia regulację reaktora.

Wzór na moc reaktora obowiązuje jedynie wtedy, gdy reaktywność s<0,007, tzn. jest mniejsza od udziału neutronów opóźnionych. Po przekroczeniu przez reaktywność tej granicy, neutrony opóźnione przestają już praktycznie wpływać na przebieg reakcji łańcuchowej, a o zachowaniu się reaktora decydują jedynie neutrony natychmiastowe o bardzo krótkim czasie życia. Tak więc eksploatację reaktora trzeba prowadzić tak, aby nigdy reaktywność nie zbliżyła się do granicy 0,007.

Zasadniczym czynnikiem regulującym pracę reaktora są sprzężenia temperaturowe, które polegają na tym, że wzrost mocy powoduje wzrost temperatury, ten z kolei wywołuje zmianę przekrojów czynnych, a co za tym idzie zmianę reaktywności. W większości reaktorów występują ujemne sprzężenia temperaturowe i wzrost gęstości neutronów powoduje spadek reaktywności. Ujemne sprzężenie temperaturowe stanowi oczywiście naturalny czynnik stabilizujący pracę reaktora.

W czasie normalnej eksploatacji reaktora zachodzą powolne zmiany parametrów jądrowych, związane z tworzeniem się produktów rozszczepienia oraz zmianą składu paliwa. Na ogół zmiany te powodują stopniowy spadek reaktywności. Dlatego też zwykle okres eksploatacji paliwa w reaktorze zależy od czasu, w ciągu którego reaktor staje się podkrytyczny. Niekiedy na okres eksploatacji wpływają również zmiany strukturalne zachodzące w paliwie.

Produkty rozszczepienia często pochłaniają neutrony, wywierają więc ujemny wpływ na reaktywność i z tego względu są nazywane truciznami. Rozróżnia się dwie grupy trucizn: stałe i przejściowe. Pierwsza grupa obejmuje kilkadziesiąt nuklidów trwałych i długożyjących. z których najważniejszy jest izotop samaru 149Sm o przekroju czynnym na pochłanianie neutronów termicznych równym 5-10*b. W grupie trucizn przejściowych istotną rolę odgrywa właściwie jedynie izotop ksenonu 135Xe, który odznacza się niezwykle dużym przekrojem czynnym na pochłanianie neutronów termicznych (2*106b). Czas życia 135Xe wynosi 19,2h, natomiast wydajność w procesie rozszczepienia ok. 6.3 %. Z tego pewna część powstaje bezpośrednio z rozszczepienia, reszta zaś w wyniku reakcji rozpadu β.

Zmiany składu paliwa w czasie eksploatacji reaktora polegają przede wszystkim na wypalaniu się nuklidów rozszczepialnych. Gdy paliwem jest uran naturalny lub wzbogacony izotopem 238U, to stopniowo zmniejsza się koncentracja tego izotopu. Z drugiej strony pochłanianie neutronów w 238U prowadzi do powstawania plutonu 239Pu.

Okazuje się, że jądro 239Pu ma właściwości bardzo zbliżone do właściwości 235U. Ma ono bardzo duży przekrój czynny na rozszczepienie pod wpływem neutronów termicznych, a średnia liczba neutronów rozszczepieniowych na l akt rozszczepienia wynosi 2,91. Jest więc pluton doskonałym paliwem reaktorowym.

Zjawisko powstawania nuklidów rozszczepialnych z materiałów rodnych, takich jak np. 238U, charakteryzuje współczynnik przemiany paliwa określony Jako stosunek liczby jąder uzyskanych nuklidów rozszczepialnych do liczby wypalonych jąder paliwa przy końcu okresu eksploatacji. W reaktorach termicznych z uranem naturalnym współczynnik przemiany sięgać może 0,7. Jeśli współczynnik przemiany jest większy od jedności, to zachodzi tzw. powielanie paliwa, W praktyce powielanie paliwa udało się dotychczas zrealizować jedynie w reaktorach prędkich.

Oprócz cyklu uranowo-plutonowego istnieje również cykl torowo-uranowy, w którym nuklidem rodnym jest 232Th, a powstającym z niego nuklidem rozszczepialnym pod wpływem neutronów termicznych jest 233U. Cykl torowo-uranowy jest bardzo atrakcyjny, gdyż istnieje możliwość powielania paliwa również w reaktorach termicznych.

Omówione wyżej zmiany izotopowe nie wyczerpują wszystkich zjawisk zachodzących w paliwie w czasie eksploatacji reaktora. Paliwo staje się mieszaniną wielu nuklidów z grupy aktynowców. Część z tych nuklidów ma właściwości materiałów rodnych, a część - materiałów rozszczepialnych.

 

Sterowanie reaktorem

Jak każde urządzenie wytwarzające energię, reaktor musi być wyposażony w układ sterowania, ponieważ stabilizujące działanie ujemnego sprzężenia temperaturowego jest niewystarczające, a poza tym zachodzi konieczność uruchamiania i wyłączania, a także zmiany mocy reaktora. Metody sterowania polegają na zmianie objętości paliwa, moderatora, reflektora lub substancji pochłaniającej neutrony- W reaktorach termicznych najczęściej stosuje się ruchome pręty sterownicze wykonane z materiałów silnie pochłaniających neutrony termiczne, takich jak kadm lub bór. Można je podzielić na trzy grupy:

Często w reaktorach energetycznych zamiast prętów kompensacyjnych stosuje się trucizny, które wypalają się w trakcie eksploatacji. Zjawisko pochłaniania neutronów w prętach sterowniczych stosuje się również do wytwarzania nuklidów promieniotwórczych. W reaktorach prędkich, ze względu na małe pochłanianie neutronów o dużych energiach, zwykle do sterowania reaktorem stosuje się ruchome elementy paliwowe lub ruchome części reflektora.

 

Zastosowanie reaktorów jądrowych

Z uwagi na przeznaczenie reaktory można podzielić w zasadzie na dwie kategorie: badawcze i energetyczne, przy czym te ostatnie obejmują reaktory stacjonarne i napędowe.

Reaktory badawcze, do których zaliczyć należy również zestawy krytyczne, służą jako narzędzia badań w zakresie fizyki reaktorowej, chemii radiacyjnej, radiochemii, właściwości materiałów, energetyki jądrowej itp. oraz jako źródła promieniowania (głównie neutronów i promieniowania γ) do produkcji radioizotopów (nuklidów promieniotwórczych), stosowanych w medycynie, biologii, rolnictwie, przemyśle, itd. Niektóre reaktory badawcze z uranem naturalnym lub niskowzbogaconym o dużym współczynniku przemiany paliwa stanowią również źródło nowego paliwa plutonowego.

Reaktory badawcze są wyposażone w kanały doświadczalne, dochodzące do reflektora i rdzenia reaktora. Dąży się do tego, aby strumień neutronów i objętość kanałów doświadczalnych były jak największe. Szczególnie duży strumień neutronów jest niezbędny w reaktorach przeznaczonych do badań materiałowych, w których sprawdza się w praktyce zachowanie się elementów paliwowych projektowanych reaktorów energetycznych.

Reaktory enrgetyczne są przeznaczone do produkcji energii w elektrowniach lądowych lub na statkach (reaktory napędowe). Reaktory napędowe nie różnią się w zasadzie od stacjonarnych, poza tym, że muszą się odznaczać małymi rozmiarami, co dotyczy również osłon, i zapewniać bezpieczną eksploatację również w niesprzyjających warunkach w czasie podróży. Dotychczas reaktory zanalazły zastosowanie do napędu łodzi podwodnych, okrętów wojennych i statków morskich.

Na początek dokumentu