jadrowe_reaktory_energetyczne_67731

Transcript jadrowe_reaktory_energetyczne_67731

Jądrowe reaktory energetyczne Elementy fizyki reaktorów jądrowych

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych mgr inż. Roman Szyszka

Materia składa się z atomów

 Demokryt ~460-370p.n.e.

w ciągłym ruchu” wikipedia

– 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

 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

Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 2

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) Z A X proton neutron

Model atomu z powłoką elektronową i jądrem

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 3

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

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 4

Defekt masy - skąd się bierze energia jądrowa?



Wyjaśnia to fundamentalny wzór A. Einsteina równoważności masy i energii



2  

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

Przed reakcją (j.m.a.) U-235 Neutron Razem Po reakcji (j.m.a.) 97,936 135,951 2 neutrony 2,018 235,905

Δm = 236,133 – 235,905 = 0,228 u Stąd po przeliczeniu wydzielona zostaje energia 212 MeV



Porównując do najbardziej wydajnych energetycznie (egzotermicznych) reakcji chemicznych, które są rzędu najwyżej kilkunastu eV (w reakcji utleniania glinu na jedną cząsteczkę trójtlenku glinu (Al 2 O 3 ) wydziela się ok. 17,4 eV energii). okazuje się, że reakcja rozszczepienia jest ona kilka milionów razy wydajniejsza!

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 5

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 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

Energia wiązania

  Masa jąder izotopów pierwiastków jest mniejsza niż suma mas protonów i neutronów je tworzących. Ubytek tej masy nazywamy

energią wiązania

E w =(Z·m p +(A-Z)m n -M j ) c 2

• • • • • • • E w – energia wiązania Z – liczba atomowa A – liczba masowa atomu m p – masa protonu m n – masa neutronu M j – 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 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 7

Reakcje jądrowe wywoływane przez neutrony

rozpr. sprężyste



elastic scatt.



rozpraszanie scattering

Oddziaływanie całkowite



total



pochłanianie rozpr. niesprężyste



inelastic scatt.

rozszczepienie



fission (n ,



)



, 

absorpion (n , p)



(n ,



)



, 

(n , 2



)



, 2  

Reakcja typu (n , γ )



Reakcja typu ( n, p )



Reakcja typu ( n , α )



Reakcja typu ( n , 2α )

59 27

Co

 (

,  ) 60 27

Co (promienio

8 16

O

 (   16 7

N (promienio twórczy)

B

5  (   7 3

Li (trwały) twórczy)

5 10

B

 ( 2  ) 1 3

H (promienio twórczy)

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 8

Widmo neutronów natychmiastowych



Średnia liczba neutronów rozszczepieniowych przypadających na jedno rozszczepienie

uwzględniająca pochłonięcie (v=2200 m/s

)    



a F F



Widmo Watta neutronów natychmiastowych

 (

)  0 .

048 exp( 

)

( 2

)   233 U 92 2,51 2,28 235 U 92 2,47 239 94 Pu 2,90 241 94 Pu 2,96 2,07 2,10 2,17

neutrony

termiczne E<0,4 eV epitermiczne (pośrednie) prędkie E>100 keV Energia średnia: 2 MeV Energia najbardziej prawdopodobna: 0,85 MeV

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 9

Rozszczepienie – mikroskopowy przekrój czynny

  

wynosi 582 b dla U-



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 cm 2 przekrój czynny na rozszczepienie dla neutronów termicznych dla U-235 przekrój czynny na rozszczepienie dla neutronów termicznych dla Pu 239 wynosi 740 b przekrój czynny na rozszczepienie 238 występuje tylko dla neutronów o energii powyżej 1,2 MeV Reakcja ta jest reakcją progową

. 10000 przekrój czynny [barny] 1000 239 Pu 100 10 1 235 U 0.1

238 U 0.01

10n 100n 1µ 10µ 100µ 1m 10m 100m 1 10 energia [MeV] PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 10

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

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 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

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 12

Izotopy rozszczepialne i paliworodne



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.

238 U 92  (

,  ) 239 U 92  23,5min 239 Np 93  2,3d 239 Pu 94 

Pluton Pu-241 izotop rozszczepialny powstający w wyniku reakcji z Pu-239

239 Pu 94  (

,  ) 240 Pu 94  (

,  ) 241 Pu 94 

Uran U-233 izotop rozszczepialny powstający w wyniku reakcji z Th-232

232 Th 90  (

,  ) 233 Th 90  23,6min 233 Pa 91  27,4d 233 U 92 

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

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

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 Reakcja łańcuchowa

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

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

 Absorpcja w U-238 Absorpcja w U-235 Absorpcja w moderatorze Absorpcja w elementach konstrukcyjnych reaktora i układzie chłodzenia Absorpcja w prętach sterujących Inne straty (zewnętrzne)

Łącznie

90 20 30 5 2 9

156 Zostaje 100 neutronów do wywołania następnych 100 rozszczepień

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

Współczynnik mnożenia, czas życia jednego pokolenia neutronów, reaktywność

Rozwój reakcji łańcuchowej w czasie



Współczynnik mnożenia (powielania neutronów)

liczby neutronów następnego pokolenia

n i+1 k

to stosunek do liczby neutronów poprzedniego pokolenia

n i

 Reaktor jest w stanie w stanie krytycznym kiedy reakcja łańcuchowa jest na stałym poziomie

=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 $ zależność między jednostkami 1$=100c=0,67% lub %



n i

 1

n i

 

 1

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 16

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

ρ>0 szybkość reakcji rośnie - moc reaktora stale rośnie dla k>1 ;

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

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 pręty regulacyjne pręty paliwowe neutrony



Spowalnianie reakcji łańcuchowej przez opuszczenie prętów regulacyjnych Zwiększanie tempa reakcji łańcuchowej przez podniesienie prętów regulacyjnych Sterowanie statyczne mocą reaktora przy pomocy zmiany stężenia kwasu H 3 BO 3 (moderatorze).

w chłodziwie

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

Wzrost mocy, okres reaktora na neutronach natychmiastowych



wzrost mocy reaktora na neutronach natychmiastowych w zależności od wzrostu reaktywności

i czasu życia jednego pokolenia neutronów

ma postać: Gdzie :

– moc ;

– reaktywność ; Λ – średni czas życia pokolenia neutronów (wartość praktycznie stała dla danego reaktora)

(

) 

0 exp(   

) 

wzór możemy przekształcić na : gdzie

T = Λ /ρ

jest okresem wzrostu mocy o e – podstawę

jest tzw. okresem reaktora

(

) 

0 exp(

T t

) 

w praktyce często używa się pojęcia czasu podwojenia mocy T postać: T 2 = 0,693T 2 który jest okresem czasu po którym moc wzrasta 2 krotnie. Zależność między o czasem podwojenia, a okresem reaktora ma ,



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 e 10 ≈ 22 000 razy Reaktor na neutronach natychmiastowych byłby praktycznie niesterowalny

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

Neutrony opóźnione, okres reaktora z ich uwzględnieniem

   

W bilansie i rozpatrywaniu kinetyki i dynamiki reaktora należy uwzględnić produktów rozszczepienia neutrony opóźnione, które powstają w wyniku przemian jądrowych Prekursorów neutronów opóźnionych można podzielić na 6 grup o różnych czasach życia

grupa E, MeV 1 0.25

2 0.56

3 0.43

4 0.62

5 0.42

6 a i 0.038

0.213

0.188

0.407

0.128

0.026

1/2 i, s 54.51

21.84

6.0

2.23

0.496

0.179

Uwzględniając neutrony opóźnione uproszczony wzór na okres reaktora ma postać:

   

(     )

Gdzie:

– okres reaktora;

– czas życia jednego pokolenia neutronów natychmiastowych;

Λ op

– czas życia jednego pokolenia neutronów opóźnionych;

udział neutronów opóźnionych;

reaktywność

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 PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

Dlaczego reaktor nie może wybuchnąć jak bomba jądrowa?

Rdzeń reaktora Kaseta paliwowa Schemat budowy uranowej bomby atomowej

(atomarchive.com)

    (

Bomba jądrowa

niekontrolowana reakcja łańcuchowa rozszczepialny (ponad 90%) – materiał rozszczepialny w stanie dużej nadkrytyczności) rozszczepienia powodowane przez neutrony prędkie (brak moderatora) bardzo wysokie wzbogacenie w materiał stworzenie warunków do tego, aby reakcja łańcuchowa przebiegała odpowiednio szybko czas życia jednego pokolenia neutronów 10 -8 s )    

Reaktor jądrowy

kontrolowana łańcuchowa reakcja - r

ozszczepienia

w stanie lekko

nadkrytycznym

rozszczepienia powodują neutrony termiczne reaktorze znajduje się moderator)

(w niskie wzbogacenie paliwa w izotop rozszczepialny wydłużenie czasu pomiędzy kolejny rozszczepieniami (zbyt wolny przebieg łańcuchowej reakcji rozszczepienia – czas życia jednego pokolenia neutronów 10 -3 s tj. około 100 000 razy wolniej niż w bombie )

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

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

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

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

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. Zmiana składu izotopowego paliwa w trakcie kampanii paliwowej

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

Trucizny reaktorowe - zatrucie reaktora



Ksenon Xe-135 powstaje z rozpadu jodu

135 52 Te   0,5min 135 53 J  6,7h 135 54 Xe  9,2h 135 55 Cs  2,6 mln lat 135 56 Ba  

ma największy mikroskopowy przekrój czynnym na wychwyt neutronów termicznych 2,7 x 10 6 barn.

koncentracja ustalona po 2 dobach pracy reaktora na stałej mocy



Samar Sm-149 powstaje z rozpadu prometu

149 61 Pm   53,1 h 149 62 Sm 

 150 Sm 62   

ma mikroskopowy przekrój czynnym na wychwyt neutronów termicznych 50 x 10 3 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 Jama jodowa Straty reaktywności wskutek zatrucia Xe-135 podczas rozruchu i redukcji mocy (wyłączenia) reaktora

Źródło Nuclear Power Plant Control Module 3D

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

Jądrowe reaktory energetyczne

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ

materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych mgr inż. Roman Szyszka mgr inż. Władysław Kiełbasa

Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 25

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 (UO 2 . PuO 2 ), 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 Reaktor wodno-ciśnieniowy

(Informationskreis Kernenergie: Strom aus Kraftwerken)



pręty regulacyjne zawierające kadm, hafn lub bor

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

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 Schemat obiegu pierwotnego reaktora / jądrowego układu wytwarzania pary

(AREVA: U.S. EPR Nuclear Plant)

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

Jak działa elektrownia jądrowa – od reaktora do prądu

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

    

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

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

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

lodołamaczy itp.

przeznaczone do napędu statków: łodzi podwodnych, lotniskowców,



Reaktory ciepłownicze

jądrowych przeznaczone do produkcji ciepła do celów ogrzewczych w ciepłowniach

 

Reaktory wysokotemperaturowe

przeznaczone do produkcji ciepła w celach technologicznych

Reaktory do celów specjalnych

przeznaczone do produkcji np. radioizotopów do celów medycznych i przemysłowych

Reaktory ze względu na przeznaczenie często spełniają więcej niż jedną rolę

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

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 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)

Ze względu na rodzaj konstrukcji elementów paliwowych :



Pręty



Pastylki



Rurki



Cylindry



Płytki



Kule Ze względu postać chemiczną paliwa :



Dwutlenek uranu UO 2



Węglik uranu UC 2



Uran metaliczny

Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 30

Klasyfikacja reaktorów jądrowych – moderator ; chłodziwo

Ze względu na rodzaj chłodziwa:

Lekkowodne H 2 O Ciężkowodne D 2 O Gazowe ( CO 2 , He , N 2 H 4 ) Sodowe Ołowiowe

Ze względu na rodzaj moderatora: Lekkowodne H 2 O Ciężkowodne D 2 O Grafitowe Berylowe Ze względu na dominującą energię neutronów wykorzystywanych do reakcji rozszczepienia:

termiczne (E < 0,4 eV) prędkie; PWR, BWR, – w reaktorach tej grupy około 3% rozszczepień wywoływanych jest przez neutrony epitermiczne (0,4 eV < E < 1 MeV ) – reaktory do produkcji plutonu dla celów militarnych. prędkie (E > 1 MeV); FBR

Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 31

Klasyfikacja reaktorów jądrowych - konstrukcja

Ze względu na konstrukcję: Ze względu na system odprowadzania ciepła:



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



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



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

 

Basenowe (reaktory badawcze



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

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

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

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

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

Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 34

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.

Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 35

Reaktor WWER-440 ( II Generacji )

Przekrój przez budynki Elektrowni Jądrowej „Dukovany” w Czechach z reaktorem WWER 440 Elektrownia jądrowa z reaktorem WWER440

• • •

Dane bloku energetycznego: Moc cieplna reaktora 1375 MWt Moc elektryczna bloku 440 MWe Sprawność 32%

• • • •

Reaktor Paliwo lekko wzbogacony UO 2 ; 42t Liczba kaset paliwowych 312 Liczba grup prętów sterujących 37

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 36

Reaktor WWER-440 ( II Generacji )

Główna pompa cyrkulacyjna Zintegrowany układ sterowania Stabilizator ciśnienia Zdjęcie z lewej Widok pracującej od 1980 roku elektrowni jądrowej LOVISA w Finlandii z reaktorami WWER440 Obieg pierwotny Ciśnienie 12 MPa Temperatura na wlocie 267 o C Temperatura na wylocie 297 o C Liczba pętli 6 Obieg wtórny Ciśnienie 4,7 MPa Temperatura pary 260 o C Wytwornica pary Zbiornik reaktora Obieg pierwotny reaktora WWER440 El. LOVISA

Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 37

Reaktor RBMK1000

Rurociągi parowe z reaktora do separatora 1700 Maszyna przeładunku paliwa Para do turbin Separator pary Główna pompa cyrkula cyjna Rurociągi wodne 1700 REAKTOR Przekrój przez budynek reaktora RBMK Elektrownia jądrowa z reaktorem RBMK Dane bloku energetycznego Moc cieplna reaktora ~3200 MWt Moc elektryczna bloku 1000 MWe Sprawność 31%

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 38

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/m 3 (w reaktorach BWR wynosi ona około 50 MW/m 3 )



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 H 2 O + C → CO + H 2



brak obudowy bezpieczeństwa



błąd konstrukcyjny prętów bezpieczeństwa – grafitowe końcówki



zjawisko Wignera

możliwe wydzielenie ciepła rzędu 2000-3000 kJ / kg



dodatni współczynnik reaktywności

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 39

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

Dostawcy reaktorów BWR

•

USA i Japonia:

– – – –

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

•

Niemcy:

Siemens (Kraftwerk Union - KWU)

•

Szwecja:

ASEA Atom (później ABB Atom)

Rozwój reaktorów BWR projektu General Electric

• • • • • • •

BWR-1:

1960 r. – USA, Dresden 1 (210 MWe) – z walczakiem i wtórnym obiegiem (z wytwornicą pary),

sucha

obudowa bezpieczeństwa

BWR-2:

1969 r. – USA, Oyster Creek (636 MWe) - prototyp reaktora BWR II. generacji,

sucha

obudowa bezpieczeństwa

BWR-3:

1971 r., obudowa bezpieczeństwa

Mark-I

– USA, Dresden 2 (867 MWe) – Japonia, Fukushima Dai-chi 1 (460 MWe)

BWR-4:

Mark-I

1972 r. – USA, Vermont Yankee (620 MWe), obudowa bezpieczeństwa

BWR-5:

Mark-II

1978 r. – Japonia, Tokai 2 (1100 MWe), obudowa bezpieczeństwa

BWR-6:

1978 r. – Hiszpania, Cofrentes (992 MWe, obecnie 1092 MWe), obudowa bezpieczeństwa

Mark-III

ABWR:

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

Ewolucja konstrukcji obudów bezpieczeństwa reaktorów BWR (GE)

Ewolucja konstrukcji obudów bezpieczeństwa BWR: Mark-I (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 Dane bloku energetycznego Moc cieplna reaktora ~ 2100 MWt Moc elektryczna bloku 740 MWe Sprawność 35% Obieg pierwotny Ciśnienie 9,9 MPa Temperatura na wlocie 260 o C Temperatura na wylocie 310 o C Liczba pętli 4 Obieg wtórny Ciśnienie 4,7 MPa Temperatura pary 260 o C

Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 45

Reaktor CANDU ( III Generacji )

Przeładunek paliwa podczas pracy Pęczek elementów paliwowych w rurze Calandrii Maszyna przeładunkowa paliwa

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 46

Reaktor EPR ( III Generacji )

Przekrój przez główne obiekty bloku energetycznego z reaktorem EPR [AREVA: U.S. EPR]. Elektrownia jądrowa z reaktorem EPR Dane bloku energetycznego Moc cieplna reaktora 4 590 MWt Moc elektryczna bloku 1 630 MWe Sprawność 36% Budowa Elektrowni Jądrowej z reaktorem EPR w Finlandii

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

Wytwornica pary

Reaktor EPR ( III Generacji )

Stabilizator ciśnienia Zintegrowany układ sterowania Zimna nitka Gorąca nitka Reaktor Paliwo UO 2 ; PuO 2 ; MOX Liczba kaset paliwowych 241 Liczba grup prętów sterujących 89 Obieg pierwotny Ciśnienie 15,5 MPa Temperatura na wlocie 295 o C Temperatura na wylocie 330 o C Liczba pętli 4 Obieg wtórny Ciśnienie 7,8 MPa Temperatura pary 290 o C Zbiornik reaktora Główna pompa cyrkulacyjna Kaseta paliwowa Jądrowy układ wytwarzania pary EPR

[AREVA – EPR)

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 48

Reaktor AP1000 ( III Generacji )

Reactor AP 1000 (Advanced Passive) to project Westinghouse Electric LLC Elektrownia jądrowa z reaktorem AP1000 Dane bloku energetycznego Moc cieplna reaktora 3415 MWt Moc elektryczna bloku 1117 MWe Sprawność 33% 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 siłownia dieslowska.

– 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

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 49

Reaktor AP1000 ( III Generacji )

Wytwornica pary Wytwornica pary Zintegrowany układ sterowania Gorąca nitka Stabilizator ciśnienia Reaktor Paliwo UO 2 ; PuO 2 ; MOX Liczba kaset paliwowych 157 Liczba grup prętów sterujących 69 Obieg pierwotny Ciśnienie 15,5 MPa Temperatura na wlocie 281 o C Temperatura na wylocie 321 o C Liczba pętli 2 Obieg wtórny Ciśnienie 5,5 MPa Temperatura pary 271 o C Zbiornik reaktora Przyłącze układu bezpiecz.

Zimna nitka Główna pompa cyrkulacyjna

Jądrowy układ wytwarzania pary AP1000

[Westinghouse: The AP1000 Reactor Nuclear Renaissance Option]

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 50

Reaktor ESBWR ( III Generacji )

ESBWR projektu GE Hitachi

(Economic and Simplified Boiling Water Reactor)

reaktor wrzący generacji III+ Elektrownia jądrowa z reaktorem EPR Dane bloku energetycznego Moc cieplna reaktora 4500 MWt Moc elektryczna bloku 1520 MWe

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

Sprawność 34%

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

Reaktor ESBWR ( III Generacji )

Osuszacze pary Króciec wylotowy pary Separatory wilgoci Króciec wlotowy wody zasilającej Kominy konwekcyjne Rdzeń: zestawy paliwowe i pręty regulacyjne Reaktor wodny wrzący ESBWR Paliwo UO 2 ; PuO 2 ; MOX Liczba kaset paliwowych 1132 Liczba układów sterujących 269 Ciśnienie 7,17 MPa Temperatura wody na wlocie 215 O C Temperatura pary na wylocie 288 O C Napędy prętów regulacyjnych

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

Przekrój reaktora wrzącego ESBWR; obok kaseta paliwowa

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 52

Synergia – schemat technologiczny wykorzystania ciepła z reaktora wysokotemperaturowego



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

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych

Synergia jądrowo-węglowa – wykorzystanie CO

z elektrowni węglowej

C CO 2 Elektrownia czystego węgla CO O 2 Termoliza wody 2H 2 O → 2H 2 +O 2 H 2 2 900 o C Wysokotemperaturowy reaktor jądrowy Produkcja syntetycznych paliw płynnych

 

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

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 54

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

Gazyfikacja węgla Termoliza wody Reaktor VHTR Synteza ciekłych węglowodorów



Termoliza wody

2H

O → 2H

+O



Gazyfikacja węgla

C+H

O → CO+H



Metanol

2H

O+CO → CH

OH



Synteza ciekłych węglowodorów w

Reaktorze Fischer-Tropsch

CO+2H

→ CH

+H

O

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ Materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 55

Dziękuję Państwu za uwagę !

PODSTAWY ENERGETYKI JĄDROWEJ materiały szkoleniowe dla nauczycieli przedmiotów przyrodniczych szkół ponadpodstawowych 56