Transcript ENERGETYKA JĄDROWA TADEUSZ HILCZER

ENERGETYKA JĄDROWA
TADEUSZ HILCZER
Reaktory energetyczne
Elektrownia jądrowa I generacji
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
3
Energetyka jądrowa
• Energetyka jądrowa jest jedną z najbezpieczniejszych
technologii stosowanych na szeroką skalę w gospodarce
światowej.
• Bezpieczeństwo elektrowni jądrowej zależy nie tylko od
systemu zabezpieczeń, które nie dopuszczają do awarii, ale
również od typu reaktora.
• Taka sama awaria, nawet najgroźniejsza polegająca na
niekontrolowanym wzroście temperatury i stopienia się
paliwa zawierającego substancje promieniotwórcze, ma
różny przebieg w reaktorach różnych typów.
• Świadczy o tym różnica skażenia promieniotwórczego
wywołanego przez dwie awarie, reaktora PWR w Three
Miles Istand w roku 1979 i reaktora RBMK w Czarnobylu w
roku 1986.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
4
Energetyka jądrowa
• Energia cieplna, wytworzona w trakcie procesu
rozszczepienia jest odprowadzana z rdzenia reaktora za
pomocą chłodziwa, które następnie powoduje wytwarzanie
pary.
• Dalszy proces jest podobny jak w konwencjonalnych
elektrowniach.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
5
Elektrownia konwencjonalna
kocioł
wymiennik ciepła –
wytwornica pary
turbina
generator
źródło
ciepła
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
zbiornik wodny
chłodnica
6
Elektrownia konwencjonalna
atomowe
źródło ciepła
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
elektrownia
7
Elektrownia jądrowa
jądrowe
źródło ciepła
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
elektrownia
8
Pierwszy prąd z energii jądrowej
• W sierpniu 1951 roku uruchomiono w USA reaktor EBR-1
(Experimental Breeder Reactor Number One) do produkcji
plutonu oraz do badań fizycznych.
• W grudniu 1951 roku połączona do obiegu chłodzenia
reaktora turbina wytworzyła prąd z paliwa jądrowego.
• Reaktor ten był zlokalizowany w USA w stanie Idaho około
miejscowości Arco
• Moc generatora elektrycznego była 100 kW(e).
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
9
Pierwszy prąd z energii jądrowej
wycinek z gazety z roku 1955
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
10
Pierwszy prąd z energii jądrowej
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
11
Reaktor EBR-1
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
12
Pierwsza doświadczalna elektrownia jądrowa
• W 1955 roku w Fizyko-Energetycznym Instytucie w
Obnińsku koło Moskwy uruchomiono pierwszy reaktor
energetyczny
• Reaktor na neutronach termicznych z uranem wzbogaconym
o około 5% ze spowalniaczem grafitowym.
• Reaktor współpracował z turbiną o mocy 5 MW(e)
• Prototyp reaktora RBMK.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
13
Pierwsza elektrownia jądrowa
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
14
Pierwsza elektrownia jądrowa
Hala reaktora
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
15
Pierwsza elektrownia jądrowa
Weście do elektrowni w Obińsku (fot.T.H.)
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
16
Pierwsza elektrownia jądrowa
Tadeusz Hilczer przed wejściem do elektrowni (1957)
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
17
Elektrownia Calder Hall 1956 - 2003
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
18
Elektrownia Calder Hall 1956 - 2003
CO2
reaktor
grafitowy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
19
Elektrownia Calder Hall 1956 - 2003
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
20
Elektrownia Calder Hall 1956 - 2003
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
21
Elektrownia jądrowa
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
22
Elektrownia jądrowa
Część jądrowa - obieg pierwotny - elektrowni składa się z:
• reaktora
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
23
Elektrownia jądrowa
Część jądrowa - obieg pierwotny - elektrowni składa się z:
• pomp cyrkulacyjnych
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
24
Elektrownia jądrowa
Część jądrowa - obieg pierwotny - elektrowni składa się z:
• wymiennika ciepła (wytwornicy pary)
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
25
Elektrownia jądrowa
Część jądrowa - obieg pierwotny – elektrowni
• tworzy zamkniętą pętlę
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
26
Elektrownia jądrowa
Część jądrowa - obieg pierwotny – elektrowni
• tworzy zamkniętą pętlę z przepływającym chłodziwem
napędzanym pompami.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
27
Elektrownia jądrowa
Część jądrowa - obieg pierwotny – elektrowni
• dodatkowo w pętli znajduje się stabilizator ciśnienia.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
28
Elektrownia jądrowa
• Wytwornica pary jest elementem sprzęgającym pierwotny
i wtórny obieg elektrowni.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
29
Elektrownia jądrowa
Obieg wtórny elektrowni składa się z:
• wytwornicy pary (wymiennika ciepła)
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
30
Elektrownia jądrowa
Obieg wtórny elektrowni składa się z:
• turbiny
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
31
Elektrownia jądrowa
Obieg wtórny elektrowni składa się z:
• kondensatora pary
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
32
Elektrownia jądrowa
Obieg wtórny elektrowni
• tworzy zamkniętą pętlę
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
33
Elektrownia jądrowa
Obieg wtórny elektrowni
• tworzy zamkniętą pętlę z przepływającą parą napędzaną
pompami
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
34
Elektrownia jądrowa
• Przez kondensator pary przepływa dodatkowa woda
chłodząca
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
35
Elektrownia jądrowa
• Turbina parowa napędza zespół prądotwórczy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
36
Elektrownia jądrowa
• W części zamkniętego obiegu wtórnego woda znajduje się
w postaci pary.
• Woda, napędzana pompą wodną, wpływająca do
wytwornicy pary odbiera ciepło od chłodziwa obiegu
pierwotnego i odparowuje.
• Para wypływa rurociągiem pod wysokim ciśnieniem (około
6 MPa) z wytwornicy pary do turbiny parowej.
• Obracając turbinę para rozpręża się do niskiego ciśnienia i
ochładza.
• Turbina napędza wał generatora elektrycznego.
• Ochłodzona para dopływa do kondensatora, gdzie za
pomocą dodatkowego obiegu wody chłodzącej ulega
skropleniu.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
37
Elektrownia jądrowa
• Chłodziwo w obiegu pierwotnym jest hermetycznie
zamknięte.
• Nawet przy mało prawdopodobnym uszkodzeniu pręta
paliwowego i przedostaniu się do chłodziwa substancji
promieniotwórczych nie ma możliwości wydostania się ich
na zewnątrz zamkniętego obiegu pierwotnego.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
38
Elektrownia jądrowa
• Przepływ chłodziwa przez rdzeń reaktora jest wymuszony
specjalnymi pompami.
• Chłodziwo przepływając przez rdzeń reaktora odbiera od
niego wytworzone ciepło podgrzewając się o kilkadziesiąt
stopni.
• Sprawność turbin elektrowni rośnie ze wzrostem
temperatury czynnika przenoszącego ciepło, dlatego dąży
się do osiągnięcia jak najwyższej temperatury chłodziwa.
• Przy stosowaniu wody jako chłodziwa temperaturę wrzenia
można podwyższyć stosując wyższe jej ciśnienie.
• Stąd dążenie do utrzymania możliwie wysokiego ciśnienia w
zbiorniku.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
39
Elektrownia jądrowa
• Ograniczeniem jest wytrzymałość zbiornika reaktora na
wysokie ciśnienie zewnętrzne.
• W reaktorach wodnych ciśnieniowych stosuje się zwykle
ciśnienie 16 MPa oraz temperatury wody chłodzącej około
580 K.
• Zbiornik reaktora jest najtrudniejszym technologicznie do
wykonania elementem elektrowni jądrowej.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
40
jądrowajądrowej
SchematElektrownia
ideowy elektrowni
wymiennik ciepła
turbina

kondensator
pary
reaktor jądrowy
pompa I obiegu
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
generator
elektryczny
pompa II obiegu
41
Konstrukcje reaktorów wodnych
• Podstawowe konstrukcje energetycznych reaktorów
wodnych:
– zbiornikowe (PWR, BWR)
– kanałowe (CANDU, RBMK).
• W reaktorze zbiornikowym rdzeń jest zamknięty w
grubościennym ciśnieniowym stalowym zbiorniku.
• W reaktorze kanałowym pod wysokim ciśnieniem znajdują
się jedynie kanały o niewielkiej średnicy, zawierające
pojedyncze zestawy paliwowe.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
42
Konstrukcje reaktorów prędkich
• W zbiornikowych reaktorach prędkich stosowana jest
konstrukcja:
– basenowa
– pętlowa.
• W reaktorze basenowego cały obieg pierwotny jest
zamknięty w zbiorniku reaktora.
• W reaktorze pętlowym zbiornik zawiera jedynie rdzeń
reaktora.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
43
Wymiana paliwa
• Ze względu na wymianę paliwa reaktory można podzielić na:
– reaktory z ciągłą wymianą paliwa
• w czasie pracy reaktora bez konieczności jego
zatrzymywania
– reaktory z okresową wymianą paliwa
• po zakończeniu kampanii paliwowej i zatrzymaniu
reaktora.
• Do pierwszej grupy należą reaktory kanałowe, gazowe i
wysokotemperaturowe.
• Do drugiej grupy należą reaktory zbiornikowe.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
44
Odprowadzanie ciepła
• System odprowadzania ciepła z reaktora może być jedno-,
dwu- lub trzyobiegowy.
• W systemie jednoobiegowym (np. BWR) para wytworzona w
zbiorniku reaktora doprowadzana jest bezpośrednio do
turbiny, a po skropleniu za turbiną wraca do reaktora.

Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
45
Odprowadzanie ciepła
• System odprowadzania ciepła z reaktora może być jedno-,
dwu- lub trzyobiegowy.
• W systemie dwuobiegowym (np. PWR) obieg chłodziwa
rdzenia reaktora jest zamknięty, a ciepło z niego jest
przekazywane w wymienniku ciepła do drugiego obiegu, w
którym znajduje się turbina.

Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
46
Odprowadzanie ciepła
• System odprowadzania ciepła z reaktora może być jedno-,
dwu- lub trzyobiegowy.
• W systemie trzyobiegowym (np. w reaktorze prędkim
chłodzonym sodem) między obiegiem chłodzącym rdzeń
reaktora i obiegiem doprowadzającym parę do turbiny,
znajduje się obieg pośredni.

Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
47
Typy reaktorów wodnych
• Największa grupa reaktorów energetycznych to różne typy
reaktorów wodnych:
– reaktory lekkowodne LWR
• reaktory wodne ciśnieniowe PWR (w wersji rosyjskiej
– WWER)
• reaktory z wrzącą wodą (wrące) BWR
– reaktory ciężkowodne HWR
• reaktor CANDU.
• reaktory kanałowe RBMK.
• Reaktory chłodzone gazem (GCR i AGR) pracują od wielu lat
w energetyce brytyjskiej i francuskiej.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
48
Oznaczenia reaktorów
Angielskie
• PWR (Pressurized light - Water - moderated and cooled
Reactor) reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany lekką
wody
• BWR (Boiling Light - Water - moderated and cooled Reactor)
reaktor wrzący chłodzony i moderowany lekką wodą
• LWR (Light - Water - cooled and moderated Reactor)
reaktor chłodzony i moderowany lekką wodą
• HWR (Heavy Water Reactor) reaktor ciężko wodny
• HWLWR (Heavy Water - moderated, boiling - Light WaterReactor) reaktor wrzący chłodzony lekką wodą,
moderowany wodą ciężką
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
49
Oznaczenia reaktorów
• PHWR (Pressurized Heavy - Water - moderated and cooled
Reactor)
• SGHWR (Steam - Generating Heavy - Water Reactor)
reaktor wrzący chłodzony lekką wodą, moderowany wodą
ciężką
• HWGCR (Heavy Water - moderated Gas-Cooled Reactor)
reaktor chłodzony gazem moderowany ciężką wodą
• CANDU (CANadian Deuterium - Uranium Reactor) kanadyjski
reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany ciężką wodą
(typu PHWR)
• LWGR (Light – Water - cooled Graphite - moderated
Reactor) reaktor chłodzony lekką wodą z moderatorem
grafitowym
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
50
Oznaczenia reaktorów
• PTGR (Pressurized Tube Graphite Reactor) reaktor kanałowy
ciśnieniowy z moderatorem grafitowym
• GCR (Gas - Cooled graphite-moderated Reactor) (Advanced
Gas cooled, graphite- moderated Reactor) reaktor chłodzony
gazem z moderatorem grafitowym
• HTR (High - Temperature gas - cooled Reactor) reaktor
wysokotemperaturowy chłodzony gazem z moderatorem
grafitowym
• HTGR (High - Temperaturę Gas - cooled - Reactor) reaktor
wysokotemperaturowy chłodzony gazem z moderatorem
grafitowym
• THTR (Thorium High - Temperature Reactor) reaktor
wysokotemperaturowy na paliwie torowym
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
51
Oznaczenia reaktorów
• FBR (Fast Breeder Reactor) reaktor prędki powielający
• LMKBR (Liquid – Metal – cooled Fast Breeder Reactor)
reaktor prędki powielający chłodzony sodem
• ALMR (American Liquid Metal Reactor) amerykański reaktor
z ciekłym metalem
• LWBR (Light - Water Breeder Reactor) reaktor powielający
termiczny chłodzony lekką wodą
• MSBR (Molten Salt Breeder Reactor) reaktor powielający
chłodzony stopionymi solami
• GCFR (Gas - Cooled Fast Reactor) reaktor prędki chłodzony
gazem
• OMR (Organic – Mode - rated and cooled Reactor) reaktor z
chłodziwem i moderatorem organicznym
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
52
Oznaczenia reaktorów
• SZR (Sodium cooled Zirconium - hydride - moderated
Reactor) reaktor chłodzony sodem moderowany
wodorotlenkiem cyrkonu
• SLOWPOKE (Safe LOW POwer critic (K) Experiment)
Rosyjskie
• WWER (Wodno Wodianoj Energeticzeskij Rieaktor) reaktor
chłodzony i moderowany lekką wody (odpowiednik reaktora
PWR)
• RBMK (Rieaktor Bolszoj Moszczi Kanalnyj) reaktor kanałowy
dużej mocy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
53
Wykorzystanie paliwa
• Reaktory termiczne wykorzystują paliwo jądrowe bardzo
nieefektywne,
– w reaktorach lekkowodnych wykorzystanie uranu wynosi
zaledwie 1%.
– stosowanie wody w obiegu pierwotnym powoduje, że
parametry pary w obiegu turbiny są bardzo niekorzystne.
• W reaktorach energetycznych wykorzystanie uranu jest nie
większe niż 2-3%.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
54
Wykorzystanie paliwa
• W reaktorze z paliwem z uranu naturalnego nadmiar
neutronów nie jest duży.
• Aby zmniejszyć straty neutronów:
– zwiększa się wymiary rdzenia.
– stosuje się uran wzbogacony (zawierający ponad 0,71%
izotopu 235U) zapewniający mniejszy wychwyt neutronów
przez izotop 238U.
• Paliwo jądrowe ulega w czasie eksploatacji stopniowemu
wypaleniu,
– wzbogacenie się zmniejsza,
– konieczne są okresowe przeładunki paliwa.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
55
Wykorzystanie paliwa
• Praktycznie nie jest możliwe rozszczepienie wszystkich jąder
235U znajdujących się w paliwie.
• Powodem jest:
– „zatrucie” reaktora przez produkty rozszczepienia o
dużym przekroju czynnym na absorpcję neutronów
znajdujące się w prętach paliwowych,
– uszkodzenie radiacyjne materiału paliwowego
– reakcje wychwytu radiacyjnego.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
56
Wykorzystanie paliwa
• Miarą efektywności wykorzystania paliwa jądrowego jest
„wypalenie” - ilość energii uzyskanej z jednostki masy
paliwa w megawatodniach na 1 kg paliwa (MWd/kg).
• Osiągane wartości wypalenia, w granicach od 4 MWd/kg do
10 MWd/kg (0,35-8,65 kJ/kg), w zależności od typu
reaktora.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
57
Zużyte paliwo
• Zużyte paliwo jądrowe jest przez 20-30 lat tymczasowo
przechowywane w wodnym basenie paliwa wypalonego w
hali reaktora.
• Po czasie przechowywania
– aktywność krótkożyciowych jąder promieniotwórczych
maleje,
– wytwarzanie ciepła w paliwie obniża się kilkaset razy,
– do chłodzenia wystarcza naturalna konwekcja powietrza.
• Do dalszego przechowywania wystarczają suche
przechowalniki zużytego paliwa zamkniętego w
hermetycznych pojemnikach.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
58
Przerób paliwa
• Wypalone częściowo paliwo jądrowe zawiera pewną ilość
materiału rozszczepialnego i paliworodnego.
• Po kilkumiesięcznym schładzaniu w basenie można
transportować je w specjalnych pojemnikach do zakładów
przeróbki wypalonego paliwa.
• Podczas przeróbki odzyskuje się
– zubożony uran - po wzbogaceniu może być użyty
ponownie do produkcji elementów paliwowych,
– pluton, który może być wykorzystany w reaktorach na
neutrony prędkie.
• Całkowite wykorzystanie paliwa wymaga wielokrotnego
przejścia przez reaktor i zakład przeróbki, czyli określonego
cyklu paliwowego.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
59
Pluton
• W wypalonym paliwie w reaktorach lekkowodnych,
pracujących na niskowzbogaconym paliwie uranowym
powstają izotopy plutonu.
• Najwięcej jest izotopu 239Pu a powstała mieszanina jest w
około 75% materiałem rozszczepialnym.
• Odzyskany pluton z wypalonego paliwa jądrowego jest użyty
do produkcji paliwa MOX.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
60
Pluton
Zawartość plutonu
w wypalonym paliwie
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
61
Elektrownia konwencjonalna
źródło ciepła
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
elektrownia
62
Reaktor PWR
• Reaktor lekkowodny ciśnieniowy PWR - najbardziej
rozpowszechniony typ reaktora.
• Ciepło z rdzenia rektora odprowadzane jest za pomocą wody
pod wysokim ciśnieniem (około 15 MPa) nie pozwalającym
na wystąpienie wrzenia w obiegu chłodzenia rdzenia.
• Woda, w której zanurzony jest rdzeń, jest równocześnie:
– chłodziwem,
– spowalniaczem,
– reflektorem.
• Paliwo - wzbogacony uran do około 4%.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
63
Reaktor wodny wrzący
• Pręty sterujące są wsuwane lub wysuwane do rdzenia
reaktora.
• Wsuwaniem i wysuwaniem prętów łatwo można
kontrolować
• Pręty są sterowane automatyczne.
• Czasem podczas pierwszego uruchomienia reaktora trzeba
dostarczyć neutronów z zewnętrznego źródła.
• Po chwilowym zatrzymaniu reakcji rozczepienia w reaktorze
nie jest to konieczne.
• Elementy paliwowe dostarczają dostatecznej ilości
neutronów, aby uruchomić reakcję jądrową przez
wysunięcie prętów sterujących
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
64
Reaktor PWR
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
65
Reaktor wodny-ciśnieniowy
•
•
•
•
•
•
•
•
•
•
W reaktorze wodnym ciśnieniowym woda stykająca się z rdzeniem reaktora nie
jest doprowadzana do wrzenia.
Uniemożliwia to ciśnienie rzędu 15 MPa.
Woda ta krąży w obiegu pierwotnym i ogrzewa wodę obiegu wtórnego (nie
styka się z nią bezpośrednio.
Woda obiegu pierwotnego schładza się przy tym z 3300C do 2900C.
Woda obiegu wtórnego wrze i wytworzoną parą napędza turbinę i generator.
Woda obiegu pierwotnego, ciągle w stanie ciekłym, jest pompowana do rdzenia,
gdzie ponownie ogrzewa się do 330C.
Odpowiedni regulator ciśnienia zapewni stałe ciśnienie tej wody.
Typowy reaktor wodny ciśnieniowy o mocy 1300 MW ma rdzeń zawierający
około 200 elementów paliwowych po 300 prętów paliwowych każdy.
Przy nadmiernej temperaturze rdzenia, gęstość wody maleje, a tym samym
prędkie neutrony są słabiej hamowane.
Liczba rozszczepień dostarczających energii maleje i cały układ się ochładza.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
66
Reaktor PWR
• Przeciętna moc cieplna - rzędu 3,5103 MW(t)
– przy gęstości mocy w rdzeniu 100 kW/dcm3,
– odpowiadająca moc elektryczna jest rzędu 103 MW(e)
• Reaktory PWR pracują w systemie dwuobiegowym.
• Wiązki kasety prętów paliwowych są ułożone w pojemniku
ze stali nierdzewnej o średnicy około 3 m i wysokości rzędu
3 m.
• Pojemnik zawieszony jest we wnętrzu głównego zbiornika o
średnicy rzędu 5 m i wysokości 15 m napełnionego wodą
pod wysokim ciśnieniem (15,7 MPa) nie dopuszczającym do
wrzenia wody w czasie działania reaktora.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
67
Reaktor PWR
• Wodór z cząsteczek tej wody służy do spowalniania
neutronów.
• Celem ułatwienia kontroli reakcji łańcuchowej do wody
dodaje się kwasu borowego, który ułatwia pochłanianie
neutronów.
• Współczynnik k reakcji łańcuchowej reguluje się za pomocą
prętów kontrolnych i stężenia kwasu borowego.
• Ze względu na ograniczone moce pomp, obieg pierwotny ma
od 1 do 6 równoległych obwodów chłodzenia.
• Jeden z obwodów pierwotnych jest podłączony do
stabilizatora ciśnienia,
– doprowadzone ciepło w równowadze z wodą o tej samej
temperaturze ustała ciśnienie w układzie.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
68
Reaktor PWR
• Wewnątrz płaszcza ochronnego istnieją dwa awaryjne
obwody chłodzenia:
– odwód wtryskowy,
– obwód skraplania zimnej wody w płaszczu.
• Woda jest wtłaczana do głównego zbiornika na 2/3 jego
wysokości:
– przepływa do obszaru między ściankami naczynia a
zewnętrzną ścianą pojemnika z paliwowem.
– opływa pręty paliwowe z dołu do góry
– wraca do generatora pary danego obwodu, skąd jest
ponownie zasysana przez pompę.
• Woda wychodząca z reaktora pod ciśnieniem 15,7 MPa ma
temperaturę około 700 K.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
69
Reaktor PWR
• Gorąca woda z obwodu pierwotnego przepływa przez układ
rur generatora pary, które są zanurzone w wodzie obwodu
wtórnego pod ciśnieniem od 6 do 8 Mpa.
• Na skutek wymiany ciepła woda w obwodzie wtórnym wrze.
• Zawiesina wody i pary wodnej wypełnia górną część
generatora pary,
– strumień pary przechodzi przez separatory,
– przesłony śrubowe wymuszają wirowy ruch strumienia
pary.
– działanie siły odśrodkowej na strumień rozbija zawiesinę i
oddziela większą część zawartej w niej wody.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
70
Reaktor PWR
• Woda odprowadzana jest z powrotem do dolnej części
generatora pary.
• Para na wyjściu generatora
– jest osuszana
– w osuszaczach układ przegród kieruje strumień pary po
bardzo zakrzywionych torach,
– działanie siły odśrodkowej powoduje ponowne
oddzielenie wody.
• Suchą para doprowadzana jest do turbin elektrowni.
• Wymiana prętów paliwowych odbywa się po określonym
czasie eksploatacji, przeciętnie po około roku, i wymaga
zatrzymania reaktora.
• Wymiana prętów zajmuje czas około 3-4 tygodni.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
71
Reaktor BWR
• Reaktor lekkowodny wrzący BWR jest jednym z często
spotykanych typów reaktorów energetycznych.
• Woda jest spowalniaczem, chłodziwem i medium
napędzającym turbiny.
• Rolę wytwornicy pary pełni reaktor.
• Wytworzona w reaktorze para jest kierowana bezpośrednio
do turbiny.
• Paliwo:
– wzbogacony uran do około 4%.
– w postaci pastylek tlenku uranu znajduje się w prętach o
nieco większej średnicy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
72
Reaktor wodny wrzący
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
73
Reaktor BWR
• Rdzeń reaktora znajduje się w wodzie we wnętrzu zbiornika
o średnicy rzędu 5 m i wysokości 15 m, do którego
doprowadzana jest woda pod ciśnieniem około 7 MPa.
• Gęstość gorącej wody maleje wraz z wysokością dochodząc
do gęstości pary:
– spowalnianie neutronów w objętości rdzenia jest bardzo
niejednorodne
– pochłanianie neutronów przez pręty kontrolne jest coraz
mniej efektywne.
– pręty kontrolne wsuwane są do rdzenia od dołu gdzie
jest największa gęstość neutronów.
• Wewnątrz zbiornika jest pompa, która wymusza przepływ
wody przez elementy paliwowe.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
74
Reaktor BWR
• Woda w zbiorniku podgrzewa się do temperatury powyżej
temperatury parowania.
• Powstała zawiesina wody i pary wodnej wypełnia górną
część zbiornika,
• Zawiesina przepuszczana jest przez separatory, oddzielające
parę od wody.
• Woda wraca z powrotem do dolnej części zbiornika.
• Para wodna jest kierowana do osuszacza.
• Sucha para doprowadzona jest do turbiny elektrowni.
• Całość jest obwodem pierwotnym reaktora.
• Elektrownia z reaktorem BWR pracuje w systemie
jednoobiegowym.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
75
Reaktor wodny wrzący
• W reaktorze wodnym wrzącym woda zamieniana jest w parę w zbiorniku
ciśnieniowym reaktora.
• Para pod ciśnieniem około 7MPa napędza turbinę generatora
elektrycznego.
• W zbiorniku ciśnieniowym reaktora, o ściankach o grubości 16 cm,
znajduje się rdzeń reaktora, przez który przepływa woda doprowadzana
do wrzenia.
• Rdzeń reaktora składa się z około 800 elementów paliwowych. Każdy
element paliwowy znajduje się w metalowym pojemniku, do którego
woda wpływa przez otwór w dolnej części pojemnika.
• Woda wypełnia pojemnik styka się z 64 prętami paliwowymi.
• Wydzielą podczas rozszczepiania jąder uranu dużą ilość energii w formie
ciepła odbiera woda chłodząca (chłodziwo).
• Woda służy też jednocześnie jako spowalniacz
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
76
Reaktor BWR
• Turbina jest w obwodzie pierwotnym.
• Woda chłodząca rdzeń reaktora zanieczyszczona izotopami
promieniotwórczymi przechodzi przez wszystkie elementy
obiegu elektrowni.
• Konieczne jest zabezpieczenia wszystkich urządzeń osłonami
przed promieniowaniem
– utrudnienie w eksploatacji.
• Gęstość mocy - średnio 50 kW/dcm3.
• Przeciętna moc cieplna reaktora BWR jest mniejsza niż w
reaktora PWR, ze względu na mniejszą gęstość energii
możliwą do przeniesienia przez parę wodną.
• Wymiana prętów paliwowych odbywa się przeciętnie po
około roku i wymaga zatrzymania reaktora.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
77
Reaktor PHWR
• W reaktorze z ciężką wodą PHWR możliwe jest użycie uranu
naturalnego.
– ciężka woda ma bardzo mały przekrój czynny na
pochłanianie neutronów.
– stosunek masy ciężkiej wody do paliwa jest 5-8 razy
większy niż w reaktorach lekkowodnych.
• Rdzeń reaktora ma duże wymiary co powoduje konieczność
kanałowego systemu chłodzenia.
• Zestawy paliwowe są umieszczone w kanałach
ciśnieniowych przechodzących przez zbiornik.
• Kanały oddzielone są od spowalniacza pierścieniową
szczeliną wypełnioną gazem, będącą izolacją termiczną.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
78
Reaktor CANDU
• W kanadyjskim ciężkowodnym reaktorze CANDU ciężka
woda jest również chłodziwem.
• Reaktor CANDU pracuje w systemie dwuobiegowym z
ciśnieniowym obiegiem pierwotnym.
• Rdzeń znajduje się w cylindrycznym niskociśnieniowym
poziomym zbiorniku wypełnionym ciężką.
• Przez zbiornik przechodzi kilkaset równoległych do osi
cylindra ciśnieniowych kanałów z prętami paliwowymi z
paliwem uranowym.
• Chłodziwo jest przepompowywane pod dużym ciśnieniem
przez kanały.
• W drugim obiegu stosowana jest lekka woda.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
79
Reaktor powielający
• Jądra 238U mogą pochłaniać neutrony, przemieniając się w
jądra plutonu 239Pu.
• Jądra plutonu 239Pu ulegają rozszczepieniu.
• W reaktorze powielającym zachodzi ten proces.
• Pluton 239Pu podczas rozpadu emituje 2 lub 3 neutrony.
• Jeden neutron jest potrzebny do podtrzymania reakcji
łańcuchowej, pozostałe oddziałując z jadrami 238U
przemieniają je w kolejne jadra 239Pu.
• W reaktorze wytwarzane jest w ten sposób nowe paliwo.
• W optymalnym przypadku można wytworzyć nawet więcej
paliwa niż zużytego – stąd nazwa reaktora.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
80
Reaktor powielający
• Reakcja 238U + n → 239Pu zachodzi także w ilościach
śladowych w innych typach reaktorów.
• Zasoby 238U są znaczne dlatego uważa się, że reaktory
powielające odegrają dużą rolę w wytwarzaniu energii.
• Reaktor powielający jest sześćdziesięciokrotnie wydajniejszy
od reaktorów z uranem 235U.
• Przemiana uranu 238U w pluton 239Pu przebiega lepiej pod
wpływem neutronów prędkich.
• W reaktorze powielającym wykorzystuje się do procesu
powielania neutrony prędkie.
• Stąd nazwa – reaktory prędkie.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
81
Reaktor powielający
• Przy małej zawartości plutonu proces rozszczepienia
przebiega ze zbyt małą wydajnością.
• Elementy paliwowe reaktora zawierają:
20-30% 239Pu + 70-80 % 238U.
• Jest to prawie 10-krotnie więcej materiału rozszczepialnego
niż w innych typach reaktorów.
• Istnieje wiele trudności technicznych związanych z budową i
eksploatacją takich reaktorów.
• W elementach paliwowych, przy dużej ilości materiału
rozszczepialnego wytwarzanie ciepła jest bardzo
intensywne.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
82
Reaktor powielający
• Do chłodzenia stosuje się ciekły sód, który dobrze przewodzi
ciepło, ale w przeciwieństwie do wody jest słabym
spowalniaczem neutronów.
• Emitowane neutrony są nadal prędkie.
• Obieg pierwotny ciekłego sodu ogrzewa ciekły sód w obiegu
wtórnym.
• W obiegu wtórnym znajduje się wytwornica pary, która
napędza generatory elektryczne.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
83
Reaktor powielający
Pręty
regulacyjne
elementy
powielające
elementy
paliwowe
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
84
Reaktor powielający
Pierwotny obieg
ciekłego sodu
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
85
Reaktor powielający
Wrórny obieg
ciekłego sodu
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
86
Reaktor powielający
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
87
Reaktor wysokotemperaturowy
• Reaktor taki zużywa jako surowiec energetyczny obok uranu
także 232Th,
• Tor w trakcie pracy reaktora pochłania neutrony i przemienia
się z rozszczepialny 233U.
• Stosowane paliwo ma postać drobnych granulek, które
następnie zasklepia się w kulach grafitowych wielkości piłki
tenisowej.
• Grafit służy jako moderator hamujący neutrony.
• Wytworzone w reaktorze ciepło podgrzewa gaz - na
przykład obojętny chemicznie hel - do około 900C.
• Gaz ten z kolei przekazuje ciepło wodzie, doprowadzając ją
do wrzenia a wytworzona para napędza turbinę.
• Reaktor taki posiada wysoką sprawność.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
88
Reaktor wysokotemperaturowy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
89
Reaktor wysokotemperaturowy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
90
Przerób prętów paliwowych
• Pręty paliwowe są najpierw rozdrabniane, a następnie
rozpuszczane w kwasie azotowym.
• Uran, pluton oraz produkty rozpadu rozpuszczają się prawie
całkowicie.
• Pozostające rozdrobnione koszulki prętów paliwowych po
zabetonowaniu składa się w bezpiecznym miejscu.
• W następstwie procesów chemicznych następuje rozdział
uranu, plutonu i pozostałych produktów rozpadu.
• Uran i pluton, po oczyszczeniu, sa wykorzystane do
produkcji prętów paliwowych.
• Odpady radioaktywne są pakowane i przygotowywane do
składowania w mogilniku.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
91
Energetyka jądrowa
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
92
Reaktor doświadczalny basenowy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
93
Energetyka jądrowa a broń jądrowa
• Energetyka jadrowa oraz zastosowania militarne energii
jądrowej wykorzystują jedynie ten sam fizyczny proces
rozszczepienia ciężkich jąder.
• Społeczeństwo z energetyką jądrową kojarzy:
– bomby jądrowe, które zniszczyły Hiroszimę i Nagasaki,
– próbne wybuchy bomb jadrowych,
– poligony jądrowe.
• Społeczeństwo nie widzi różnicy między:
– paliwem jądrowym reaktorów energetycznych
• wzbogacenie w rozszczepialny
235U
rzędu kilku procent,
235U
powyżej 90%,
– materiałem bomb jądrowych
• wzbogacenie w rozszczepialny
• W naturalnym uranie
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
235U
jest tylko 0.7%.
94
Energetyka jądrowa a broń jądrowa
• Militarne zastosowania energii jądrowej są odpowiedzialne
za promieniotwórcze skażenia środowiska :
– wywołane próbnymi wybuchami jądrowymi
– towarzyszące wydobywaniu plutonu z paliwa reaktorów
wojskowych.
• Niechęć do wykorzystania energetyki jądrowej jest zwązana
z bronią jądrową.
• W reaktorze energetycznym:
– nie może nastąpić wybuch jądrowy.
– szybko przebiegająca łańcuchowa reakcja rozszczepienia
nie może rozwinąć się tak, jak w bombie jądrowej.
• Przyczyną jest małe wzbogacenie paliwa jądrowego w
rozszczepialny 235U.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
95
Awaria reaktora
• W reaktorze energetycznym wybuchu jądrowego nie może
spowodować:
– żadna zmiany konfiguracji elementów paliwowych,
– żadna akcja terrorystyczna,
– żadna katastrofa naturalna (trzęsienie ziemi, huragan, ...)
– żadna katastrofa niszcząca rdzeń reaktora.
• Jest to po prostu sprzeczne z prawami fizyki.
• Zdarzają się jednak awarie reaktorów energetycznych,
– najgroźniejsza to uszkodzeniu rdzenie reaktora,
• może doprowadzić do wydostania się substancji
promieniotwórczych do otoczenia.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
96
Awaria reaktora
• Do zniszczenia rdzenia reaktora w elektrowniach jądrowych
doprowadziły awarie:
– w Three Mile Island w Pensylwanii w marcu 1979 roku
– w Czarnobylu na Ukrainie, w kwietniu 1986 roku,
• reaktor RBMK w Czarnobylu miał być nie tylko
reaktorem energetycznym, ale również wytwarzać
pluton dla celów militarnych.
• W obu awariach na skutek uszkodzenia pierwotnego obiegu
chłodzenia został stopiony rdzeń reaktora.
• Porównanie obu awarii pokazuje, jak bezpieczna jest
energetyka jądrowa z reaktorami wodnymi typu PWR.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
97
Awaria reaktora
• W Three Mile Island pracował reaktor typu PWR, w którym
spowalniaczem była woda.
– Reaktor miał obudowę bezpieczeństwa.
• Pomimo, że rdzeń reaktora został całkowicie zniszczony:
– nie doszło do rozerwania obudowy przez parę wodną,
– nie nastąpił wybuch wodoru,
• wodór wydzielił się w wyniku reakcji z wodą cyrkonowych
koszulek paliwa rozgrzanych do wysokiej temperatury.
• Trzech operatorów otrzymało dawki w 31-38 mSv, 12 osób
obsługi podwyższone dawki nie przekraczające 10 mSv.
• Awaria nie zagroziła okolicznym mieszkańcom.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
98
Awaria reaktora
• W Czarnobylu pracował reaktor typu RBMK, w którym
spowalniaczem był grafit.
– Reaktor nie miał obudowy bezpieczeństwa.
• Zniszczenie rdzenia reaktora spowodowało pożar 1500 t
grafitu i wybuch chemiczny.
• Pożar i wybuch chemiczny spowodowały:
– wyrzucenie do atmosfery ponad 1.9 x 1018 Bq substancji
promieniotwórczych
– skażenie radioaktywne dużych terenów Ukrainy i Białorusi
• ewakuacja około 200 tys. mieszkańców,
– skażenie atmosfery wykrywalne we wszystkich krajach
Europy.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
99
Czarnobyl
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
100
Czarnobyl
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
101
Elektrownia konwencjonalna
kocioł
wymiennik ciepła –
wytwornica pary
turbina
generator
źródło
ciepła
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
zbiornik wodny
chłodnica
102
Elektrownia konwencjonalna
źródło ciepła
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
elektrownia
103
Reaktor wodny wrzący
• W reaktorze wodnym wrzącym woda zamieniana jest w parę w zbiorniku
ciśnieniowym reaktora.
• Para pod ciśnieniem około 7MPa napędza turbinę generatora
elektrycznego.
• W zbiorniku ciśnieniowym reaktora, o ściankach o grubości 16 cm,
znajduje się rdzeń reaktora, przez który przepływa woda doprowadzana
do wrzenia.
• Rdzeń reaktora składa się z około 800 elementów paliwowych. Każdy
element paliwowy znajduje się w metalowym pojemniku, do którego
woda wpływa przez otwór w dolnej części pojemnika.
• Woda wypełnia pojemnikstyka się z 64 prętami paliwowymi.
• Wydzielą podczas rozszczepiania jąder uranu dużą ilość energii w formie
ciepła odbiera woda chłodząca (chłodziwo).
• Woda służy też jednocześnie jako spowalniacz
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
104
Reaktor wodny wrzący
• Pręty sterujące są wsuwane lub wysuwane do rdzenia
reaktora.
• Wsuwaniem i wysuwaniem prętów łatwo można
kontrolować
• Pręty są sterowane automatyczne.
• Czasem podczas pierwszego uruchomienia reaktora trzeba
dostarczyć neutronów z zewnętrznego źródła.
• Po chwilowym zatrzymaniu reakcji rozczepienia w reaktorze
nie jest to konieczne.
• Elementy paliwowe dostarczają dostatecznej ilości
neutronów, aby uruchomić reakcję jądrową przez
wysunięcie prętów sterujących
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
105
Reaktor wodny wrzący
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
106
Reaktor wodny wrzący
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
107
Reaktor wodny-ciśnieniowy
•
•
•
•
•
•
•
•
•
•
•
•
W reaktorze wodnym ciśnieniowym woda stykająca się z rdzeniem reaktora nie
jest doprowadzana do wrzenia.
Uniemożliwia to ciśnienie rzędu 15 MPa.
Woda ta krąży w obiegu pierwotnym i ogrzewa wodę obiegu wtórnego (nie
styka się z nią bezpośrednio.
Woda obiegu pierwotnego schładza się przy tym z 3300C do 2900C.
Woda obiegu wtórnego wrze i wytworzoną parą napędza turbinę i generator.
Woda obiegu pierwotnego, ciągle w stanie ciekłym, jest pompowana do rdzenia,
gdzie ponownie ogrzewa się do 330C.
Odpowiedni regulator ciśnienia zapewni stałe ciśnienie tej wody.
Typowy reaktor wodny ciśnieniowy o mocy 1300 MW ma rdzeń zawierający
około 200 elementów paliwowych po 300 prętów paliwowych każdy.
Sterowanie reaktorem odbywa się z jednej strony przez zmianę stężenia
roztworu boru (pochłaniającego neutrony) w wodzie obiegu pierwotnego, z
drugiej strony zaś przez pręty regulacyjne zawierające kadm.
Woda jest także spowalniaczem neutronów.
Przy nadmiernej temperaturze rdzenia, gęstość wody maleje, a tym samym
prędkie neutrony są słabiej hamowane.
Liczba rozszczepień dostarczających energii maleje i cały układ się ochładza.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
108
Reaktor wodny ciśnieniowy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
109
Reaktor wodny ciśnieniowy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
110
Reaktor powielający
• Jądra 238U mogą pochłaniać neutrony, przemieniając się w
jądra plutonu 239Pu.
• Jądra plutonu 239Pu ulegają rozszczepieniu.
• W reaktorze powielającym zachodzi ten proces.
• Pluton 239Pu podczas rozpadu emituje 2 lub 3 neutrony.
• Jeden neutron jest potrzebny do podtrzymania reakcji
łańcuchowej, pozostałe oddziałując z jadrami 238U
przemieniają je w kolejne jadra 239Pu.
• W reaktorze wytwarzane jest w ten sposób nowe paliwo.
• W optymalnym przypadku można wytworzyć nawet więcej
paliwa niż zużytego – stąd nazwa reaktora.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
111
Reaktor powielający
• Reakcja 238U + n → 239Pu zachodzi także w ilościach
śladowych w innych typach reaktorów.
• Zasoby 238U są znaczne dlatego uważa się, że reaktory
powielające odegrają dużą rolę w wytwarzaniu energii.
• Reaktor powielający jest sześćdziesięciokrotnie wydajniejszy
od reaktorów z uranem 235U.
• Przemiana uranu 238U w pluton 239Pu przebiega lepiej pod
wpływem neutronów prędkich.
• W reaktorze powielającym wykorzystuje się do procesu
powielania neutrony prędkie.
• Stąd nazwa – reaktory prędkie.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
112
Reaktor powielający
• Przy małej zawartości plutonu proces rozszczepienia
przebiega ze zbyt małą wydajnością.
• Elementy paliwowe reaktora zawierają:
20-30% 239Pu + 70-80 % 238U.
• Jest to prawie 10-krotnie więcej materiału rozszczepialnego
niż w innych typach reaktorów.
• Istnieje wiele trudności technicznych związanych z budową i
eksploatacją takich reaktorów.
• W elementach paliwowych, przy dużej ilości materiału
rozszczepialnego wytwarzanie ciepła jest bardzo
intensywne.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
113
Reaktor powielający
• Do chłodzenia stosuje się ciekły sód, który dobrze przewodzi
ciepło, ale w przeciwieństwie do wody jest słabym
spowalniaczem neutronów.
• Emitowane neutrony są nadal prędkie.
• Obieg pierwotny ciekłego sodu ogrzewa ciekły sód w obiegu
wtórnym.
• W obiegu wtórnym znajduje się wytwornica pary, która
napędza generatory elektryczne.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
114
Reaktor powielający
Pręty
regulacyjne
elementy
powielające
elementy
paliwowe
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
115
Reaktor powielający
Pierwotny obieg
ciekłego sodu
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
116
Reaktor powielający
Wrórny obieg
ciekłego sodu
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
117
Reaktor powielający
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
118
Reaktor wysokotemperaturowy
• Reaktor taki zużywa jako surowiec energetyczny obok uranu
także 232Th,
• Tor w trakcie pracy reaktora pochłania neutrony i przemienia
się z rozszczepialny 233U.
• Stosowane paliwo ma postać drobnych granulek, które
następnie zasklepia się w kulach grafitowych wielkości piłki
tenisowej.
• Grafit służy jako moderator hamujący neutrony.
• Wytworzone w reaktorze ciepło podgrzewa gaz - na
przykład obojętny chemicznie hel - do około 900C.
• Gaz ten z kolei przekazuje ciepło wodzie, doprowadzając ją
do wrzenia a wytworzona para napędza turbinę.
• Reaktor taki posiada wysoką sprawność.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
119
Reaktor wysokotemperaturowy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
120
Reaktor wysokotemperaturowy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
121
Reaktor niejednorodny ze spowalniaczem stałym
•
Procesy reakcji jądrowych przeprowadza się w tzw. reaktorach jądrowych. Paliwem
do reaktorów jądrowych są pręty, ruru, blachy uranowe lub plutonowe (92233U,
92235U, 94239Pu). Paliwo jądrowe w takich reaktorach rozmieszczone jest w masie
ciekłego (np. wody lub ciężkiej) wody lub stałego spowalniacza, tworząc rdzeń lub
strefę aktywną reaktora. Gdy paliwo tworzy ze spowalniaczem niejednorodną masę,
wtedy taki reaktor nazywamy niejednorodnym (heterogenicznym). Rdzeń otoczony
jest warstwą materiału odbijającego neutrony - tzw. zwierciadłem lub neutronem.
Jako zwierciadło może służyć grafit, woda, woda ciężka, BeO). Zadaniem zwieciadła
jest zmniejszenie masy paliwa jądrowego do wartości mniejszej od masy krytycznej,
która byłaby potrzebna w reaktorze bez zwierciadła. Osłona wykonana z betonu ma
chronić obsługę przed szkodliwym promieniowaniem. Ciepło wytwarzane w reaktorze
jest odprowadzane za pośrednictwem cieczy chłodzącej (ciało ogrzewane w reaktorze
to chłodziwo). Aby zapobiec przedostawania się produktów rozszczepiania do
chłodziwa pręty paliwowe są umieszczone w osłonie wykonanej z materiałów
możliwie jak najmniej pochłaniającej neutrony (magnez, cyrkon i stopy).
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
122
•
Chłodziwo oddaje ciepło w wymienniku ciepła innej łatwo wrzącej substancji.
Chłodziwem może być woda, powietrze, dwutlenek węgla, oraz ciekłe metale (sód,
rzadziej potas i ich stopy). Do pompowania ciekłych metali stosowane są pompy
elektromagnetyczne, działające na zasadzie oddziaływania magnetycznego na ciekły
metal, przez który płynie prąd elektryczny. Zaletą tych pomp jest to, że nie posiadają
części ruchomych, podatnych na uszkodzenia. Do kierowania pracą reaktora służą
pręty sterujące. Są one wykonane z metali o dużym przekroju czynnym ( silnie
pochłaniające neutrony), np. kadmu, baru lub hafnu. Mogą być wsuwane do wnętrza
reaktora lub wysuwane. Gdy pręty są wsunięte, to wówczas na wskutek silnego
pochłaniania neutronów reakcja zostaje zahamowana. Im bardziej są wysunięte tym
szybsza i gwałtowniejsza reakcja jądrowa. Reakcje jądrowe zachodzą bardzo szybko,
więc potrzebna jest automatyczna regulacja wysunięcia prętów w zależności od liczby
powstałych neutronów. W każdym reaktorze są kanały do wytwarzania izotopów
promieniotwórczych. W reaktorach, których głównym zadaniem jest wytwarzanie
energii jest to uboczny produkt.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
123
Reaktor jednorodny
•
W tym przypadku rdzeń reaktora jest wypełniony roztworem wodnym jakiegoś
pierwiastka, będącego paliwem jądrowym, np siarczanu uranylu UO2SO4, lub inną cieczą, a
nawet proszkiem. Zaletami takiego reaktora uniknięcie trudnej i kosztownej produkcji
prętów paliwowych i kłopotów związanych z wymianą prętów. We wszystkich tych
reaktorach występują dwa obiegi, co ma chronić obsługę reaktora przed
promieniowaniem: pierwotny-przechodzący przez reaktor i wtórny z turbiną parową
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
124
Wydobycie uranu na świecie
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
125
Pręt paliwowy
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
126
Składanie pręta paliwowego.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
127
Reaktor jądrowy
• Reaktor jądrowy to urządzenie, w którym przeprowadza
się z kontrolowaną szybkością reakcję rozszczepienia jąder
atomowych.
• przebieg lawinowy
• jedno rozszczepienie inicjuje następne.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
128
Elektrownie na świecie
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
129
Czarnobyl
• Czwarty reaktor elektrowni w Czarnobylu eksplodował dokładnie 20 lat
temu, 26 kwietnia o godzinie 1:24 miejscowego czasu. Dwa dni później
detektory w Ośrodku Atomistyki w Świerku pod Warszawą zarejestrowały
podwyższoną radioaktywność, uruchomiły się systemy alarmowe, a na
ekranach spektrometrów, służących do identyfikacji radioizotopów, pojawiły
się intensywne linie promieniotwórczych izotopów jodu i cezu, co
jednoznacznie świadczyło o zaistnieniu dużej awarii reaktorowej.
Natychmiast sprawdzono urządzenia w Świerku - okazało się, że skażenie
pochodzi z zewnątrz. Telefony były odcięte. Podobno na polecenie
sekretarza POP PZPR.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
130
Skutki
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
131
Reaktor niejednorodny ze spowalniaczem stałym
•
Procesy reakcji jądrowych przeprowadza się w tzw. reaktorach jądrowych. Paliwem
do reaktorów jądrowych są pręty, ruru, blachy uranowe lub plutonowe (92233U,
92235U, 94239Pu). Paliwo jądrowe w takich reaktorach rozmieszczone jest w masie
ciekłego (np. wody lub ciężkiej) wody lub stałego spowalniacza, tworząc rdzeń lub
strefę aktywną reaktora. Gdy paliwo tworzy ze spowalniaczem niejednorodną masę,
wtedy taki reaktor nazywamy niejednorodnym (heterogenicznym). Rdzeń otoczony
jest warstwą materiału odbijającego neutrony - tzw. zwierciadłem lub neutronem.
Jako zwierciadło może służyć grafit, woda, woda ciężka, BeO). Zadaniem zwieciadła
jest zmniejszenie masy paliwa jądrowego do wartości mniejszej od masy krytycznej,
która byłaby potrzebna w reaktorze bez zwierciadła. Osłona wykonana z betonu ma
chronić obsługę przed szkodliwym promieniowaniem. Ciepło wytwarzane w reaktorze
jest odprowadzane za pośrednictwem cieczy chłodzącej (ciało ogrzewane w reaktorze
to chłodziwo). Aby zapobiec przedostawania się produktów rozszczepiania do
chłodziwa pręty paliwowe są umieszczone w osłonie wykonanej z materiałów
możliwie jak najmniej pochłaniającej neutrony (magnez, cyrkon i stopy).
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
132
•
Chłodziwo oddaje ciepło w wymienniku ciepła innej łatwo wrzącej substancji.
Chłodziwem może być woda, powietrze, dwutlenek węgla, oraz ciekłe metale (sód,
rzadziej potas i ich stopy). Do pompowania ciekłych metali stosowane są pompy
elektromagnetyczne, działające na zasadzie oddziaływania magnetycznego na ciekły
metal, przez który płynie prąd elektryczny. Zaletą tych pomp jest to, że nie posiadają
części ruchomych, podatnych na uszkodzenia. Do kierowania pracą reaktora służą
pręty sterujące. Są one wykonane z metali o dużym przekroju czynnym ( silnie
pochłaniające neutrony), np. kadmu, baru lub hafnu. Mogą być wsuwane do wnętrza
reaktora lub wysuwane. Gdy pręty są wsunięte, to wówczas na wskutek silnego
pochłaniania neutronów reakcja zostaje zahamowana. Im bardziej są wysunięte tym
szybsza i gwałtowniejsza reakcja jądrowa. Reakcje jądrowe zachodzą bardzo szybko,
więc potrzebna jest automatyczna regulacja wysunięcia prętów w zależności od liczby
powstałych neutronów. W każdym reaktorze są kanały do wytwarzania izotopów
promieniotwórczych. W reaktorach, których głównym zadaniem jest wytwarzanie
energii jest to uboczny produkt.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
133
Reaktor jednorodny
•
W tym przypadku rdzeń reaktora jest wypełniony roztworem wodnym jakiegoś
pierwiastka, będącego paliwem jądrowym, np siarczanu uranylu UO2SO4, lub inną cieczą, a
nawet proszkiem. Zaletami takiego reaktora uniknięcie trudnej i kosztownej produkcji
prętów paliwowych i kłopotów związanych z wymianą prętów. We wszystkich tych
reaktorach występują dwa obiegi, co ma chronić obsługę reaktora przed
promieniowaniem: pierwotny-przechodzący przez reaktor i wtórny z turbiną parową
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
134
Reaktor CANDU

Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
135
Uran
238U
• W naturalnym uranie na 1 atom rozszczepialnego uranu
235U przypada 140 atomów 238U.
• Istnieją dwie możliwości uzyskiwania energii z atomów
238U:
– konwersja izotopu 238U w izotopy rozszczepialne,
– rozszczepienie izotopu 238U przez neutrony prędkie.
• W reaktorze termicznym konwersja 238U prowadzi do
powstania izotopu 239Pu który ulega rozszczepieniu
dostarczając.
• Przy wypaleniu rzędu 3104 MWd/t(U) ponad 30% energii
wytworzonej w reaktorze termicznym pochodzi z
rozszczepienia izotopów plutonu.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
136
Uran
238U
• Izotop plutonu 239Pu, znajdując się w strumieniu neutronów
w rdzeniu reaktora, na skutek absorpcji neutronów
przekształca się stopniowo kolejno w izotopy 240Pu, 241Pu,
242Pu.
• Zwiększenie wykorzystania paliwa jądrowego w procesie
konwersji opisuje współczynnik konwersji B.
• Współczynnik konwersji B jest to średnia liczba jąder izotopu
rozszczepialnego powstających w wyniku konwersji
przypadająca na jedno jądro izotopu rozszczepialnego
tracone w wyniku rozszczepienia lub wychwytu.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
137
Uran
238U
• W wyniku konwersji N jąder rozszczepialnych uzyskuje się
NB jąder rozszczepialnych.
• W wyniku konwersji NB jąder rozszczepialnych uzyskuje się
NB2 jąder rozszczepialnych.
• .....
• Całkowita liczba zużytych jąder rozszczepialnych jest równa:
N
N  NB  NB 2  NB 3   
dla B < l.
1 B
• Materiał rozszczepialny w wyniku konwersji uległ (l - B)-1
krotnemu zwiększeniu.
• W reaktorach termicznych lekkowodnych B ~ 0,4 - 0,6.
• W reaktorach prędkich B ~ 1,0 - 1,3.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
138
Reaktor FBR
• W reaktorach prędkich FBR zachodzą procesy rozszczepienia
238U przez neutrony prędkie oraz konwersji.
• Na każde zużyte jądro rozszczepialne powstaje więcej niż
jedno nowe jądro rozszczepialne – reaktory powielające.
• Większość procesów rozszczepienia 238U jest wywoływana
przez neutrony o energiach rzędu 50-100 keV.
• Średnia energia neutronów uwalnianych w procesach
rozszczepienia jest rzędu 2 MeV.
• W rdzeniu reaktora prędkiego nie ma spowalniacza.
• Średnia energia neutronów zmniejsza się wskutek
rozpraszania niesprężystego w paliwie oraz materiałach
konstrukcyjnych.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
139
Reaktor FBR
• Paliwo w reaktorze prędkim
– mieszanina tlenków uranu i plutonu (10-30%).
– musi mieć taką gęstość, przy której prawdopodobieństwo
absorpcji neutronów jest większe od
prawdopodobieństwa ucieczki.
• Reaktory prędkie
– mają znacznie lepsze parametry cieplne
– bardziej ekonomicznie wykorzystują paliwo jądrowe.
– mogą efektywnie wykorzystać 60-70% uranu,
• przedłużenie czasu wykorzystywania zasobów uranu o
kilkaset lat.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
140
Reaktor FBR
• Rdzeń reaktora otoczony jest płaszczem zawierającym uran
naturalny lub zubożony.
• Uran zubożony jest odpadem produkcyjnym w zakładach
wzbogacania uranu.
• Proces rozszczepienia zachodzi głównie w rdzeniu reaktora.
• Proces przemiany 238U w 238Pu w rdzeniu i w płaszczu.
• Procesy zachodzące w płaszczu zmniejszają efektywność
spowalniania neutronów i zmniejszają prawdopodobieństwo
procesu rozszczepienia izotopów 235U lub 239Pu w rdzeniu.
• Brak spowalniacza powoduje, że rdzeń reaktora ma wymiary
znacznie mniejsze od wymiarów rdzenia reaktora
termicznego.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
141
Reaktor FBR
rdzeń
reflektor
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
płaszcz
142
Raktor FBR
• Osiągnięcie stanu krytycznego
– nie możliwe przy paliwie wzbogaconym do 4% w izotopy
235U lub 239Pu,
– możliwe przy wzbogaceniu paliwa od 15% do 75%.
• Na 100 aktów rozszczepienia w plutonie powstaje na skutek
wychwytu neutronów przez jadra 238U nadwyżka 13 atomów
plutonu.
• Zmniejszenie osłon z 238U lub zastąpienie przez stal pozwała
zamienić rdzeń w pochłaniacz plutonu.
• Gęstość mocy cieplnej w rdzeniu jest bardzo duża
– przy wzbogaceniu 30%-70% wynosi kilkaset MW/m3
– brak spowalniacza powoduje wysokie wymagania dla
chłodziwa reaktora.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
143
Reaktory I generacji
• Reaktory jądrowe I generacji budowane w czasie i po
zakończeniu II Wojny Światowej, były przeznaczone
głównie do produkcji plutonu jako materiału do produkcji
bomb jądrowych.
• W reaktorach I generacji spowalniaczem neutronów był
czysty grafit, co pozwalało na stosowanie jako paliwa uranu
naturalnego lub słabo wzbogaconego.
• Były tanie, nie miały obudowy bezpieczeństwa.
• Paliwo mogło być wymieniane w czasie pracy reaktora gdy
miało optymalną zawartość rozszczepialnego 239Pu.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
144
Reaktory I generacji
• Reaktory grafitowe nie należały do bezpiecznych, gdyż
istniała możliwość pożaru grafitu,
• Pożar był przyczyną w roku 1957 poważnej awarii reaktora
w Windscale w Wielkiej Brytanii oraz w roku 1986
katastrofy reaktora RBMK w Czarnobylu.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
145
Reaktory II generacji
• W latach pięćdziesiątych ubiegłego stulecia rozpoczęto
opracowanie drugiej generacji reaktorów dużej mocy
przeznaczonych do produkcji taniej energii elektrycznej.
• Reaktory jądrowe II generacji stosowane w energetyce to
(prawie w 90%) reaktory tericzne lekkowodne typu PWR i
BWR, w których spowalniaczem i chłodziwem jest zwykła
woda.
• W Kanadzie opracowano reaktory CANDU, w których
spowalniaczem i chłodziwem jest ciężka woda.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
146
Reaktory II generacji
• Reaktory termiczne, w których jednocześnie chłodziwem i
moderatorem neutronów jest woda (prawie zawsze lekka)
pracują
– pod ciśnieniem dopuszczającym do wrzenia (reaktory
wodne wrzące)
– pod ciśnieniem nie dopuszczającym (reaktory wodne
ciśnieniowe).
• Wszystkie reaktory tego typu cechuje wynikające z praw
fizyki ujemne temperaturowe sprzężenie zwrotne.
• Towarzyszące wzrostowi temperatury zmniejszanie gęstości
moderatora osłabia proces spowalniania neutronów, czyli w
konsekwencji maleje strumień neutronów termicznych.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
147
Reaktory II generacji
• Zaprojektowane w b.ZSRR reaktory WWER, które miały być
również zainstalowane w Żarnowcu, są w zasadzie
reaktorami typu PWR.
• Parametry reaktorów WWER są bardzo zbliżone do
parametrów reaktorów pracujących we Francji i w USA.
• Różnica - reaktory PWR posiadają hermetyczną obudowę
bezpieczeństwa, reaktory WWER mają wieżę likwidacji
nadciśnienia.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
Tadeusz Hilczer- Wykład monograficzny
148
148
Reaktory II generacji
• W Europie reaktory lekkowodne przepracowały ponad 6000
reaktoro-lat,
• Zebrano bogate doświadczenie podczas ich eksploatacji.
• W ciągu 40 lat eksploatacji reaktorów lekkowodnych w
Europie nie było poważniejszej awarii.
• Obecnie pracujące lekkowodne reaktory jądrowe II
generacji należą do najbezpieczniejszych urządzeń
technologicznych stosowanych przez przemysł światowy,
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
149
Reaktory III generacji
• Od wielu lat prowadzone są prace nad reaktorami
jądrowymi III generacji, w których przyjęto nową zasadę
bezpieczeństwa.
• Zgodnie z nią, żadna awaria nie może doprowadzić do
rozszczelnienia elementów paliwowych, czyli spowodować
wydostanie się na zewnątrz zawartych w nich substancji
promieniotwórczych.
• System bezpieczeństwa reaktora samoczynnie spełnia dwa
zadania:
– niezawodne wyłączenia reaktora przy odstępstwach od
normalnej pracy
– niezawodne schłodzenia rdzenia po wyłączeniu reaktora.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
150
Pasywne systemy bezpieczeństwa
• Opracowywano różne systemy zabezpieczające, oparte na
grawitacji lub konwekcji, działające samoczynnie.
• Opracowano pasywny system PIUS (Process Inherent
Ultimate Safety) wyłączenia reaktora przy zakłóceniu jego
działania.
• System bezpieczeństwa PIUS ma dwa warunki:
– rdzeń reaktora musi być zawsze zanurzony w basenie z
wodą
– moc cieplna wytwarzana w rdzeniu nie może przewyższać
tempa chłodzenia rdzenia przez wodę w basenie
reaktora; przy wytwarzaniu za dużej ilości ciepła reakcja
łańcuchowa rozszczepienia zostaje przerwana.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
151
Reaktory III generacji
• W kilku instytutach naukowych w Kanadzie od 1970 roku
pracują reaktory SLOWPOKE małej mocy 20 kW(t)
• W latach osiemdziesiątych opracowano reaktory
ciepłownicze o mocy 2 MW(t) i 10 MW(t).
• Ciepło z reaktora o mocy 10 MW(t) może ogrzać
pomieszczenia o powierzchni około 15105 m2 (np. 1500
mieszkań).
• Reaktor jest w zbiorniku ze stali nierdzewnej, wypełnionym
czystą woda, w betonowej obudowie o średnicy 6 m i
wysokości 13 m, wkopanej w ziemię.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
152
Reaktory III generacji
• Woda ogrzana w rdzeniu reaktora do temperatury 365 K
oddaje ciepło w wymiennikach umieszczonych u góry
zbiornika do drugiego obiegu wodnego, skąd ciepło zostaje
przekazane do trzeciego obiegu.
• Woda z trzeciego obiegu o temperaturze 358 K zasila
grzejniki w budynkach.
• Poziom reaktywności jest regulowany przez przesuwanie
zwierciadła berylowego otaczającego rdzeń reaktora.
• Przekroczenie temperatury 365 K w zbiorniku reaktora
powoduje zahamowanie reakcji łańcuchowej
• Wielka pojemność cieplna wody w zbiorniku i otaczającego
gruntu, zapewnia samoczynne schłodzenia reaktora po
wyłączeniu.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
153
Reaktory III generacji
• W przypadku podniesienia się temperatury w reaktorze np.
skutkiem braku chłodziwa lub jego przepływu, reakcja
łańcuchowa natychmiast ustaje.
• Eksplozja z wydzieleniem znacznej ilości energii jest w
takich układach fizycznie niemożliwa.
• Źródłem największego zagrożenia jest samo paliwo o
wysokiej promieniotwórczości.
• Wydziela ono ciepło (na skutek rozpadów fragmentów
rozszczepień) także po wyłączeniu reaktora w ilości, która
bez jego odprowadzenia grozi zniszczenie rdzenia reaktora.
• Poprzez maksymalne odizolowanie paliwa jądrowego od
otoczenia prawdopodobieństwo takiej awarii jest minimalne.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
154
Reaktory III generacji
• Nowe koncepcje elektrowni jądrowych opracowały znane na
całym świecie firmy, wyspecjalizowanych w najbardziej
zaawansowanych technologiach:
– APWR (Westinghouse, USA),
– EPR (Framatome & Siemens, Francja/Niemcy),
– ABWR (GE, Hitachi & Toshiba, USA/Japonia),
– PIUS - (ABB Atom, Szwecja)
– i inne.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
155
Reaktory III generacji
• Jednym z typowych trendów jest projekt firmy APWR
elektrowni z reaktorem AP-600, który we wrześniu 1998 r
uzyskał licencję amerykańskiej komisji dozoru jądrowego
NRC (Nuclear Regulatory Commission).
• W projekcie tym
– istnieje bardzo wydajny i niezawodny system chłodzenia
awaryjnego
– zmniejszono 5-krotnie liczbę rurociągów ciśnieniowych,
– o połowę liczbę zaworów,
– 3-krotnie długość kabli itp.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
156
Reaktory III generacji
• Bezpośrednim skutkiem bardzo mało prawdopodobnej
Maksymalnej Awarii Projektowej (MAP) byłby gwałtowny
wzrost ciśnienia w obudowie bezpieczeństwa wypełnionej
wówczas parą co mogłoby spowodować wydostanie się
silnie aktywnych substancji promieniotwórczych na
zewnątrz.
• Ograniczanie takiego wzrostu, a następnie szybką jego
redukcję można osiągnąć przez skuteczne schładzanie
rdzenia reaktora i całego wnętrza obudowy bezpieczeństwa.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
157
Reaktory III generacji
• Zaprojektowano trzy systemy chłodzenia awaryjnego:
– wysokocisnieniowy,
– średniociśnieniowy,
– niskociśnieniowy.
• System dostarczania wody chłodzącej wykorzystuje
zjawiska
– grawitacji,
– Konwekcji,
– ciśnienia gazu.
• Zadziałanie systemu nie wymaga żadnego dodatkowego
urządzenia.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
158
Reaktory III generacji
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
159
Reaktory III generacji
• W systemie wysokociśnieniowym woda wpływa do reaktora
pod ciśnieniem sprężonego gazu przez zawór, normalnie
zamknięty, pod wpływem ciśnienia panującego w obudowie
bezpieczeństwa reaktora w czasie normalnej pracy.
• Dalszy spadek ciśnienia uruchamia wypływ wody ze
zbiorników średniociśnieniowych.
• Układ niskociśnieniowy wykorzystuje wodę znajdującą się
wewnątrz obudowy bezpieczeństwa, w basenie wymiany
paliwa, który jest umieszczony powyżej reaktora.
• W dalszej kolejności woda z pary skraplającej się na
wewnętrznej powierzchni obudowy bezpieczeństwa może
spływać ku reaktorowi.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
160
Reaktory III generacji
• W przypadku długotrwałego chłodzenia przewidziano
specjalny odbiór ciepła z zewnątrz obudowy.
• Na szczycie budynku elektrowni umieszczony jest zbiornik z
wodą, wypływającą pod własnym ciężarem, w ilości
zapewniającej spryskiwanie obudowy w ciągu 3 dni.
• W razie braku możliwości uzupełniania zapasu wody,
obudowa pozostaje nadal chłodzona konwekcyjnie
powietrzem atmosferycznym, co zapewnia utrzymanie
ciśnienia wewnątrz obudowy do 90% wartości
dopuszczanej.
Tadeusz Hilczer, wykład monograficzny
161