Poland

Reaktor jądrowy to urządzenie, które służy do przeprowadzania kontrolowanej reakcji jądrowej i produkowania energii. Reaktory jądrowe są używane w elektrowniach jądrowych do produkowania prądu elektrycznego, a także do napędu statków i łodzi podwodnych.

Istnieją także reaktory przeznaczone do produkcji izotopów dla medycyny i przemysłu, reaktory do produkcji plutonu dla celów wojskowych i inne do celów czysto badawczych.

Energia jest wyzwalana w reaktorach w postaci ciepła. To ciepło może być przekształcane w inne formy energii użyteczne dla społeczeństwa. W typowej elektrowni może to być po prostu doprowadzanie do wrzenia wody i wytwarzanie pary poruszającej turbiny obracające generatory produkujące prąd.

Pierwsza komercyjna elektrownia jądrowa została uruchomiona w roku 1956 w Sellafield w Anglii z mocą początkową 50 MW. Rysunek poniżej pokazuje główne elementy typowej elektrowni jądrowej:
Legenda: (A) obudowa bezpieczeństwa, (B) pręty kontrolne, (C) zbiornik reaktora, (D) generator pary, (E) rurociąg parowy, (F) turbina parowa, (G) generator, (H) elektryczność dla konsumentów, (I) kondensator, (J) skraplacz (K) para wodna, (L) wieża chłodnicza.

Reakcja łańcuchowa w reaktorze jądrowym jest doskonale krytyczna, co oznacza, że średnio dokładnie jeden neutron z każdego rozszczepiającego się jądra powoduje rozszczepienie następnego jądra. Aby to było możliwe rdzeń reaktora jest wyposażony w wiele elementów służących do zapewnienia warunków krytyczności.

Neutrony uwolnione podczas rozszczepienia mają energię około 1-2 MeV. Prawdopodobieństwo, że tak szybkie neutrony spowodują rozszczepienie jądra 235U jest niewielkie, gdyż będą mijać wiele jąder nim zostaną zaabsorbowane przez jedno z nich, powodując rozszczepienie. Możliwym rozwiązaniem jest ich spowolnienie do energii rzędu ułamka eV.

Wzrost prawdopodobieństwa rozszczepienia jądra w wyniku spowolnienia neutronów wynika głównie z wydłużenia czasu pozostawania neutronów powolnych w kontakcie z jądrami uranu. Nazywamy takie neutrony termicznymi, ponieważ ich energia kinetyczna jest zbliżona do energii kinetycznej cząsteczek w otaczającym nas powietrzu. Aby spowolnić neutrony w reaktorze rozszczepieniowym, przestrzenie między materiałem rozszczepialnym wypełnia się tak zwanym moderatorem, na przykład wodą lub grafitem.

Reaktor, w którym rozszczepienia są wywoływane przez neutrony termiczne nazywamy reaktorem termicznym. Rysunek po prawej stronie pokazuje główne komponenty (1-3) i procesy (A-D) w reaktorze termicznym: (1) pręt paliwowy, (2) moderator, (3) pręt kontrolny, (A) rozszczepienie, (B) spowolnienie (moderacja), (C) absorpcja neutronu w pręcie sterującym, (D) wychwycenie neutronu przez jądro uranu.

Neutron, zderzając się z jądrem rozprasza się w jakąś stronę, nie wykluczając wyjścia poza strefę aktywnego oddziaływania. Dlatego otoczenie materiału rozszczepialnego substancją nieabsorbującą i rozpraszającą neutrony wstecz bez wątpienia zwiększa liczbę możliwych zderzeń.

Niniejsza animacja pokazuje efekt działania reflektora.
Materiał otaczający w reaktorze materiał rozszczepialny jest nazywany reflektorem. Reflektor neutronów może zamienić masę podkrytyczną materiału rozszczepialnego w innych warunkach w masę krytyczną.

Beryl lub grafit to powszechnie stosowane materiały reflektorowe. Reflektor wykonany z lekkich materiałów jak grafit lub beryl będzie działać również jako moderator neutronów, zmniejszając ich energię kinetyczną, podczas gdy ciężki materiał taki jak ołów, zmniejszałby energię neutronów znacznie słabiej.

Animacja po lewej stronie pokazuje efekt odbicia neutronów przez materiał reflektora.

Dążymy do tego, aby produkcja energii była możliwie najbardziej efektywna, jednakże efektywność za duża może doprowadzić do wybuchu reaktora, czego za wszelką cenę należy uniknąć! Reaktory jądrowe są budowane tak, aby eksplozja jądrowa była niemożliwa. Aby to osiągnąć musimy mieć możliwość przerwania reakcji łańcuchowej jeżeli będzie postępowała zbyt szybko. Osiągamy to przez podzielenie materiału rozszczepialnego na masy mniejsze od tak zwanej masy krytycznej, tak aby neutrony nie mogły na czas trafić na jądro rozszczepialne. Takie kawałki uranu nazywamy podkrytycznymi.

Animacja pokazuje efekt działania prętów kontrolnych.

Neutrony mogą z łatwością uciec poza powierzchnię uranu zanim zdąży nastąpić jakiekolwiek niebezpieczne nagromadzenie energii. Ponadto, pomiędzy blokami materiału rozszczepialnego można umieścić tak zwane pręty kontrolne, które silnie ograniczają absorpcję neutronów. Im głębiej wsuniemy pręty kontrolne między materiał rozszczepialny (pręty paliwowe), tym bardziej utrudnimy neutronom powstałym w wyniku rozszczepienia zderzenie z innym jądrem uranu, co ograniczy reakcję łańcuchową i zmniejszy produkcję energii.

Animacja po prawej stronie ilustruje działanie kadmowych prętów kontrolnych w reaktorze rozszczepieniowym.

W większości reaktorów termicznych paliwem jest 235U. Jednakże jego rzadkość występowania w naturze (0,72% w uranie naturalnym, gdzie większość to 238U) uniemożliwia uzyskanie reakcji łańcuchowej za pomocą samego uranu naturalnego. Dlatego paliwo reaktorowe musi być wzbogacane w 235U. Stopień wzbogacenia w reaktorach energetycznych i badawczych jest różny i waha się od 2% do około 40%. W reaktorach starszych typów, zwłaszcza stosowanych w łodziach podwodnych, wzbogacenie sięgało 90%.

Paliwo może być przygotowane w postaci tabletek UO2 o średnicy kilku milimetrów, z których są tworzone pręty paliwowe. Możliwe jest również stosowanie różnego rodzaju stopów uranu z innymi metalami, np. z aluminium. Jedną z ostatnich propozycji jest stosowanie specjalnie zaprojektowanych sferycznych elementów paliwowych (kul Triso).

Istnieją również reaktory pracuące na prędkich neutronach. W takich reaktorach absorpcja neutronów przez 238U prowadzi do powstawania rozszczepialnego 239Pu. Ten izotop plutonu można uzyskać z wypalonego paliwa i użyć do produkcji tzw. paliwa MOX zawierającego dwa materiały rozszczepialne 235U i 239Pu.

W zdecydowanej większości popularnych reaktorów moderatorem i chłodziwem jest woda. Reaktor wodny ciśnieniowy (The Pressurized Water Reactor - PWR lub jego rosyjski odpowiednik WWER) są reaktorami tego typu. W reaktorze PWR, tak samo jak w szybkowarze ciśnienie podnosi punkt wrzenia wody, lecz osiągane wartości są znacznie większe: przy olbrzymim ciśnieniu 15MPa woda w obiegu pierwotnym osiąga temperaturę 600K bez wrzenia! W generatorze pary wrze woda z obiegu wtórnego, do którego przechodzi ciepło z obiegu pierwotnego. Inną wersją reaktora jest PHWR - Pressurized Heavy Water Moderated Reactor reaktor jądrowy ciężkowodny, w którym moderatorem jest ciężka woda (D2O). Istnieją również reaktory wodne wrzące (BWR Boiling Water Reactors ), w których woda gotuje się bezpośrednio w zbiorniku reaktora.

Istnieją również inne typy reaktorów wykorzystujące neutrony termiczne:

Gas Cooled Reactors - reaktory chłodzone gazem, w których chłodziwem jest dwutlenek węgla (CO2) lub hel wtłaczany w kanały wewnątrz moderatora grafitowego.

Kanadyjski reaktor jądrowy ciężkowodny (CANDU - Canadian Deuterium-Uranium Reactor), w którym moderatorem i chłodziwem jest ciężka woda. Dzięki nieznacznej utracie neutronów w D2O, paliwem w tym reaktorze może być uran naturalny.

Schemat reaktora CANDU: 1 - pakiety paliwowe, 2 - Kalandria - niskociśnieniowy zbiornik stalowy, 3 - pręty kontrolne, 4 - zbiornik ciśnieniowy D2O, 5 - generator pary, 6 - pompa wodna, 7 - pompa D2O, 8 - maszyna do załadunku paliwa, 9 - moderator D2O, 10 - kanały ciśnieniowe, 11 - turbina parowa, 12 - powrót chłodnej wody z turbiny, 13 - obudowa bezpieczeństwa (Źródło: Creative Commons)

Reaktor Kanałowy Dużej Mocy (RBMK - Rieaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj - ros. Реактор Большой Мощности Канальный), to reaktor z grafitowym moderatorem, popularny w dawnym Związku Radzieckim, gdyż mógł być używany do produkcji plutonu (239Pu) dla broni jądrowych. Awaria tego typu reaktora była przyczyną katastrofy w Czarnobylu w 1986 r.

W reaktorach mogą być stosowane neutrony prędkie o energiach 50-100keV. Takie reaktory zwykle nie mają moderatorów i mogą efektywne produkować rozszczepialny pluton 239Pu, który może służyć za paliwo. Mogą być chłodzone helem lub ciekłym sodem, a ich budowa może być zwarta, rozmiary niewielkie, odpowiednie do stosowania np. w łodziach podwodnych. Przykładem elektrowni pracującej na prędkich neutronach był SUPERPHENIX działający we Francji od 1985 do 1997. Podobnym, choć nie identycznym typem reaktora jest reaktor powielający (tzn. reaktor, który produkuje dla siebie paliwo). Taki reaktor pracuje w Rosji w Swierdłowsku od roku 1981.

Większość reaktorów działających dzisiaj należy do drugiej generacji. Ostatnio skonstruowano bardzo bezpieczne reaktory trzeciej generacji, a czwarta generacja reaktorów jest planowana. Należy się spodziewać, że w ostatniej kategorii znajdą się zarówno reaktory chłodzone gazem jak i wodą, jak również cała grupa reaktorów na szybkich neutronach.

Szczególnie interesujący jest projekt wysokotemperaturowego, chłodzonego gazem reaktora z rdzeniem zbudowanym z 330000 kulistych elementów paliwowych (Triso) o średnicy 60mm, z których każdy zawiera 15000 ziaren (kulek) UO2.

Każde ziarno o średnicy 0,5mm, jest pokryte powłoką o dużej gęstości z silikonowo-grafitową warstwą ceramiczną zatrzymującą fragmenty rozszczepienia. Strumień neutronów, rozkład mocy cieplnej i temperatury w rdzeniu takiego reaktora jest determinowany przez około 100000 kul grafitowych wymieszanych z elementami paliwa. Dzisiejsze reaktory pracują zwykle w temperaturze około 600K, zaś materiały użyte w takim reaktorze powinny pozwalać na pracę w znacznie wyższych temperaturach. W takim przypadku chłodziwem reaktora powinien być hel. Przepływający gaz helu osiągający temperaturę 1200K, napędzałby turbiny i generator prądu z efektywnością około 40%. Cała konstrukcja reaktora jest znacznie prostsza niż reaktorów obecnie działających. Ponadto wysokie temperatury działania tego reaktora pozwalałyby na produkowanie wodoru z wody oraz innych materiałów bez zatruwania atmosfery. Materiały proponowane do konstrukcji tego reaktora mogą wytrzymywać temperatury 1900K. Jest to ważny warunek z punktu widzenia bezpieczeństwa pracy tego reaktora.

Ponadto, chłodzone wodą reaktory IV generacji oferują również nowe funkcje bezpieczeństwa. Westinghouse Electric opracował pomysł „międzynarodowego reaktora innowacyjnego i bezpiecznego” (w skrócie IRIS). W takim reaktorze cały pierwotny obwód chłodzący jest umieszczony wewnątrz reaktora, więc poważna utrata chłodziwa jest praktycznie niemożliwa. Można również pomyśleć o pracy reaktora w temperaturze i ciśnieniu powyżej punktu krytycznego dla wody, tj. w warunkach, w których nie ma różnicy między gazem a cieczą. Doskonała przewodność cieplna wody w takim stanie umożliwiłaby osiągnięcie wydajności 45%, a poprzez pracę w wysokich temperaturach wytworzenie paliwa wodorowego.

Rozważane są również reaktory powielające chłodzone ciekłymi metalami o wysokiej przewodności cieplnej. W tym przypadku chłodziwo byłoby utrzymywane pod ciśnieniem atmosferycznym, co zabezpieczałoby przed jego gwałtownym uwolnieniem w przypadku awarii układu pierwotnego. Trudności techniczne w postępowaniu z ciekłymi metalami utrudniają rozwój tych reaktorów. Pozostają jednak poważnym kandydatem dla przyszłego zrównoważonego cyklu paliwowego.

Oto kilka prostych zasad zapewniających bezpieczeństwo pracy reaktora:
  1) Musisz zawsze móc wygasić reaktor, jeżeli okaże się to konieczne,
  2) Rdzeń reaktora musi być zawsze pokryty wodą,
  3) Pilnuj, by obudowa bezpieczeństwa nie była nigdy uszkodzona.
Do wprowadzenia w życie tych ogólnych reguł wykorzystujemy naturalne prawa fizyki. Jeśli stosowane są urządzenia mechaniczne, należy zapewnić co najmniej dwa ich rodzaje, aby ta sama awaria nie mogła wystąpić jednocześnie w obu.

Zdjęcie ilustruje pasywne urządzenia zabezpieczające: 1 - naturalny konwekcyjny odpowietrznik, 2 - grawitacyjnie opróżniany zbiornik wody (hydroakumulator), 3 - odparowywanie filmu wodnego, 4 - stalowy zbiornik bezpieczeństwa, 5 - automatyczny ciśnieniowy zawór bezpieczeństwa, 6 - grawitacyjny hydroakumulator, 7 - chłodzenie powietrzem zewnętrznym (Zdjęcie: Westinghouse 2011). Podczas zaniku zasilania woda awaryjna kierowana jest do rdzenia reaktora grawitacyjnie i recyrkulowana przez pasywną konwekcję i kondensację.

Reaktory jądrowe zawierają wiele nadmiarowych warstw bezpieczeństwa. Osłona biologiczna wokół reaktora chroni ludzi przed promieniowaniem jonizującym wytwarzanym w rdzeniu reaktora. Woda w reaktorach PWR lub PHWR jest starannie oczyszczana (destylowana), ponieważ wszelkie jej zanieczyszczenia mogą stać się radioaktywne podczas pracy reaktora. Sam reaktor jest zazwyczaj otoczony ciężkim, grubym betonem i znajduje się w specjalnie zbudowanej hali, której ściany mogą wytrzymać ciśnienie pary, jakie mogłoby powstać w wyniku poważnej awarii. Również budynek, w którym mieści się hala reaktora ma ciężkie, grube ściany. Dachy, często półkuliste, są wystarczająco mocne, aby przetrwać katastrofę lotniczą. Szczególną uwagę przywiązuje się do mechaniki i kontroli układu chłodzenia.

Systemy bezpieczeństwa reaktorów są często potrójne, dzięki czemu prawdopodobieństwo, że wszystkie równocześnie zawiodą jest praktycznie równe zeru. Właśnie dlatego w historii energetyki jądrowej odnotowano tak niewiele katastrof. Wypadki na Three Mile Island w USA, w Czarnobylu w byłym ZSRR i w Fukushimie Daiichi w Japonii są wyjątkami, w których łańcuchy awarii wielu systemów, połączone z błędami ludzkimi lub kataklizmami naturalnymi, pokonały systemy zabezpieczeń.

Wreszcie, szczególną uwagę przywiązuje się do odpadów nuklearnych oraz materiałów rozszczepialnych przechowywanych w pobliżu reaktora, aby zabezpieczyć się przed ich kradzieżą i niewłaściwym wykorzystaniem (np. do budowania broni nuklearnej).

Istnieje fundamentalna różnica między wybuchem bomby jądrowej, a eksplozją reaktora jądrowego! Eksplozja reaktora jądrowego jest właściwie niemożliwa, lecz możliwe są zwykłe eksplozje termiczne i chemiczne (wybuch wodoru po połączeniu się z tlenem), jak to się stało w Czarnobylu i Fukushimie. Z tego powodu nie ma takich efektów, jak silne błyski światła. Główną konsekwencją eksplozji reaktora jest uwolnienie materiału radioaktywnego do atmosfery, w wyniku czego powstaje opad radioaktywny. Jego rozprzestrzenienie się zależy od pogody (szczególnie od wiatru i opadów.

Wypadek w Czarnobylu pokazał, że w przypadku katastrofy jądrowej skażenie terenu może objąć znaczne obszary, na których zanieczyszczenie gruntu spadnie po pewnym czasie do ułamka naturalnego poziomu i nie będzie mogło wywoływać żadnych poważnych konsekwencji. Zupełnie inaczej niż dzieje się w przypadku eksplozji nuklearnej, w której rozległe obszary mogą być zanieczyszczone powyżej śmiertelnych poziomów narażenia.

A jakie konsekwencje miałby terrorystyczny atak z powietrza na elektrownie jądrową? Obudowa bezpieczeństwa nie ucierpiałaby znacznie w wyniku takiego ataku i na pewno nie spowodowałoby to żadnych uszkodzeń rdzenia reaktora. Jednakże mógłby ucierpieć system chłodzenia i system zasilania w energię elektryczną. Pomimo stosowanych obecnie systemów bezpieczeństwa ten rodzaj uszkodzenia w najczarniejszym scenariuszu mógłby doprowadzić do przegrzania reaktora i stopienia rdzenia, jednakże materiały radioaktywne pozostałyby wewnątrz obudowy bezpieczeństwa. Bardziej niebezpieczny byłby skuteczny atak na znajdujące się w elektrowni składowisko odpadów wysokoaktywnych. Taki atak nie jest niemożliwy, choć byłby trudny do przeprowadzenia ze względu niewielkie rozmiary takiego składowiska. Można wprawdzie przewidzieć, że materiały radioaktywne zostałyby rozsiane wokół, ale wtedy powstałoby to jedynie skażenie lokalne.