|
|
| |
Opiszemy krótko ogóln± budowê reaktora j±drowego.
Tê czê¶æ reaktora, w którym paliwo j±drowe ulega rozszczepieniu, nazywa siê rdzeniem. W reaktorach termicznych (na neutrony termiczne) wa¿nym sk³adnikiem rdzenia jest moderator, którego zadaniem jest spowalnianie neutronów z rozszczepienia do energii porównywalnej ze ¶redni± energi± kinetyczn± ruchu cieplnego atomów o¶rodka. Poza moderatorem i paliwem oraz pomocniczymi elementami konstrukcyjnymi do obszaru rdzenia jest wprowadzone ch³odziwo, które odbiera ciep³o wydzielane w paliwie j±drowym. Udzia³ objêto¶ciowy ka¿dego ze sk³adników rdzenia zale¿y od szeregu parametrów j±drowych, termodynamicznych i materia³owych, które w sposób nierozdzielny wp³ywaj± na ostateczn± konstrukcjê reaktora. Niema³y wp³yw na konstrukcjê reaktora ma stan skupienia materia³ów rdzenia. Paliwo jest stosowane w postaci sta³ej, g³ównie dwutlenku uranu UO2, rzadziej w postaci czystego metalu. Moderatorem mo¿e byæ cia³o sta³e (grafit), ciecz (woda zwyk³a H2O lub woda ciê¿ka D2O) lub gaz (dwutlenek wêgla, hel). Ch³odziwo, które spe³nia funkcjê no¶nika ciep³a, jest z natury rzeczy cia³em p³ynnym, a wiêc mo¿e byæ gazem lub ciecz±.
W najbardziej zaawansowanych technicznie reaktorach energetycznych obecnie stosuje siê paliwo sta³e, uformowane w tzw. elementy paliwowe, najczê¶ciej o kszta³cie cienkich prêtów lub pastylek umieszczonych w rurach os³onowych (tzw. koszulkach). Materia³em konstrukcyjnym koszulek jest zwykle stop cyrkonu ze wzglêdu na jego w³a¶ciwo¶ci. Tak wykonane elementy paliwowe s± umieszczane w poziomych lub czê¶ciej pionowych kana³ach, utworzonych w sta³ej masie moderatora. Je¿eli np. moderatorem jest ciecz, która jednocze¶nie spe³nia funkcjê ch³odziwa, to elementy paliwowe s± zanurzone równomiernie w ca³ej objêto¶ci rdzenia. Poza omówionymi elementami reaktora bezpo¶rednio w obszarze rdzenia dzia³aj± elementy wykonawcze uk³adów sterowania i zabezpieczeñ awaryjnych reaktora. Ponadto ka¿dy reaktor jest obudowany os³onami zabezpieczaj±cymi przed przenikaniem promieniowania jonizuj±cego do otoczenia dostêpnego dla obs³ugi.
Rozró¿nia siê dwa podstawowe typy (rozwi±zania) konstrukcyjne reaktorów: zbiornikowy oraz kana³owy. W reaktorze zbiornikowym rdzeñ jest zamkniêty w grubo¶ciennym stalowym zbiorniku, przystosowanym do utrzymywania odpowiednio wysokiego ci¶nienia. W reaktorach kana³owych pod wysokim ci¶nieniem znajduj± siê jedynie kana³y o niewielkiej ¶rednicy, zawieraj±ce pojedyncze zespo³y paliwowe. Wiele reaktorów obu rodzajów znajduje siê obecnie w eksploatacji, chocia¿ obecnie przewa¿aj± reaktory zbiornikowe.
Budowane na ¶wiecie reaktory dzieli siê równie¿ w zale¿no¶ci od rodzaju podstawowych materia³ów rdzenia, tj. paliwa j±drowego, moderatora oraz ch³odziwa. Jest to tak zwana klasyfikacja energetyczna. W klasyfikacji energetycznej celowe jest stosowanie podzia³u reaktorów wg czynników ch³odz±cych, gdy¿ w³asno¶ci ch³odziw wp³ywaj± na techniczne rozwi±zanie obiegów, wybór urz±dzeñ wspó³pracuj±cych, jak np. wytwornice pary czy turbina, oraz na dyspozycjê i warunki bezpieczeñstwa pracy tych urz±dzeñ. Rozró¿nia siê wiêc reaktory lekkowodne ci¶nieniowe (PWR), wrz±ce (BWR) oraz tzw. kana³owe (RBMK), reaktory ciê¿kowodne (PHWR), reaktory gazowe (GCR).
My omówimy dok³adniej typ reaktora, jaki uleg³ awarii w Czarnobylu w r. 1986.
Lekkowodne reaktory kana³owe RBMK (Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj) z wrz±c± wod± i moderatorem grafitowym by³y projektowane i budowane jedynie w Zwi±zku Radzieckim. Prototyp tego reaktora o mocy 5MW zosta³ zainstalowany w pierwszej na ¶wiecie elektrowni j±drowej w Obniñsku (Rosja) 27.06.1954 r. Konstrukcja obecnych reaktorów RBMK ró¿ni siê jednak¿e od reaktora w Obniñsku tym, i¿ pracuj± one w uk³adzie jednoobiegowym (para jest wytwarzana bezpo¶rednio w kana³ach przechodz±cych przez rdzeñ reaktora), podczas gdy reaktor w Obniñsku pracowa³ w uk³adzie dwuobiegowym. Poni¿ej zostanie opisany reaktor o mocy 1000 MW; takie reaktory zainstalowane by³y m.in., w elektrowni w Czarnobylu na Ukrainie. Rdzeñ reaktora stanowi cylindryczny uk³ad grafitu o ¶rednicy 12 m, wysoko¶ci 7 m, masie oko³o 1700 ton; jest zbudowany z 2488 bloczków grafitowych o wymiarach 250 mm x 250 mm x 250 mm z osiowymi otworami na kana³y paliwowe. Ilo¶æ kana³ów paliwowych o ¶rednicy 88 mm wynosi 1661, w ka¿dym z nich umieszczone s± dwa zestawy paliwowe zawieraj±ce po 18 prêtów paliwowych o d³ugo¶ci 3.65 m. Ca³kowita ilo¶æ paliwa o wzbogaceniu 2% wynosi ok. 190 ton. Z góry oraz z do³u rdzeñ jest os³oniêty p³ytami stalowymi o grubo¶ci 200-250 mm. Ca³o¶æ, z konieczno¶ci ogromna (przyk³adowo objêto¶æ rdzenia reaktora BWR wynosi 75 m3, natomiast reaktora RBMK a¿ 825 m3), jest umieszczona w betonowej komorze o podstawie 21,6 m x 21,6 m i g³êbokiej na 25 m. Uk³ad ch³odzenia jest uk³adem jednoobiegowym; woda podgrzewana w kana³ach reaktora tworzy mieszaninê parowo-wodn±. W separatorach pary nastêpuje separacja (oddzielenie) wody z mieszaniny parowo-wodnej. Para nasycona o parametrach 284 oC i 7 MPa w ilo¶ci 5780 t/h (ton na godzinê) jest doprowadzana do 2 turbogeneratorów o mocy 500MW ka¿dy. Skroplon± w kondensatorze wodê doprowadza siê z powrotem do reaktora. Sprawno¶æ elektrowni wynosi 31%.
Reaktory te, uznawane w pocz±tkowym okresie za bezpieczne (Anatolij Aleksandrow, by³y prezes Akademii Nauk ZSRR mawia³, i¿ reaktor typu RBMK mo¿na nawet postawiæ na Placu Czerwonym w Moskwie), okaza³y siê w ostateczno¶ci niebezpieczne. Wynika to st±d, i¿ w reaktorze RBMK grafit pracuje w bardzo wysokiej temperaturze (ok. 750 oC), znacznie przekraczaj±cej jego temperaturê zap³onu w powietrzu. Tak wiêc bliskie s±siedztwo pary wodnej pod ci¶nieniem i gor±cego grafitu stwarza niebezpieczeñstwo reakcji chemicznej prowadz±cej do wytworzenia tzw. gazu wodnego.
W przypadku rozerwania rury ci¶nieniowej gor±ca para dostaje siê do grafitu. Reakcja prowadz±ca do powstania gazu wodnego zachodzi przy temperaturach 1000-1200 oC, a wiêc niewiele wy¿szych od normalnej temperatury eksploatacyjnej w graficie.
Je¶li w reaktorze dochodzi do utraty ch³odziwa z obiegu pierwotnego, to w miarê przekszta³cania siê wody w parê zachodz± w nim dwa niekorzystne procesy. Po pierwsze para jest gorszym ch³odziwem ni¿ woda, a wiêc paliwo zaczyna siê podgrzewaæ i temperatura ro¶nie. Jednocze¶nie para wodna poch³ania mniej neutronów ni¿ woda, w skutek czego odparowanie wody powoduje w reaktorze RBMK wzrost jego mocy. Ten drugi efekt doprowadza do nag³ego zwiêkszenia strumienia neutronów, wzrostu intensywno¶ci reakcji rozszczepienia i nag³ego lokalnego przegrzania czê¶ci rdzenia.
Do niew±tpliwych zalet tego typu reaktorów nale¿y zaliczyæ: niski stopieñ wzbogacenia paliwa (1.8%), mo¿liwo¶æ prze³adunku paliwa podczas pracy reaktora bez konieczno¶ci jego wy³±czania, brak masywnego zbiornika ci¶nieniowego oraz mo¿liwo¶æ konstruowania jednostek praktycznie o nieograniczonej mocy. Jednak istotn± cech±, z powodu której Zwi±zek Radziecki nie by³ zainteresowany w transferze technologii tych reaktorów do innych pañstw, by³a przede wszystkim mo¿liwo¶æ wytwarzania w nich plutonu do celów wojskowych.
Obecnie pracuje na ¶wiecie 13 reaktorów RBMK: 11 w Rosji (4 w Kursku, 3 w Smoleñsku, i 4 w Sanki Petersburgu) oraz 2 na Litwie (Ignalina), a wycofano z eksploatacji 14 reaktorów tego typu (dane z grudnia 2002 r.). Nie przewiduje siê budowy tego typu reaktorów, poza dokoñczeniem jednego reaktora w elektrowni Kursk-5 w Rosji.
O budowie i zasadach dzia³ania innych rodzajów reaktorów oraz ogólnie o energii j±drowej mo¿na poczytaæ w ksi±¿ce Grzegorza Jezierskiego "Energia j±drowa wczoraj i dzi¶", któr± polecam.
(na podstawie G. Jezierski - "Energia j±drowa wczoraj i dzi¶")
Zobacz tak¿e: Ile kosztuje trener personalny Kraków?
|
|
|
|
|
