Reaktor chłodzony gazem (Gas Cooled Reactor - GCR), moderowany grafitem i jego bardziej nowoczesna odmiana AGR - Advanced Gas Cooled Reaktor (Udoskonalony Reaktor Chłodzony Gazem) zostały skonstruowane w Wielkiej Brytanii. Elementy paliwowe z naturalnego uranu metalicznego w reaktorach GCR albo bardzo nisko wzbogaconego dwutlenku uranu w reaktorach AGR znajdują się w cylindrycznych kanałach w reaktorze zbudowanym z pojedynczych bloków grafitowych. Przez kanały przepływa chłodziwo gazowe (CO2) i odbiera ciepło od elementów paliwowych, a następnie oddaje je w wymiennikach ciepła do obiegu wodno-parowego. Wymiana elementów paliwowych jest możliwa w trakcie pracy reaktora.
Read More
W reaktorze lekkowodnym moderowanym grafitem (Light Water Graphite Moderated Reactor - LWGR) moderatorem jest grafit, a czynnikiem chłodzącym jest woda, która wrze w rurkach ciśnieniowych wokół paliwa. Przykładem tego typu reaktora jest RBMK. Jest to skrót od rosyjskiego określenia Reaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj. RBMK jest nazwą niejednorodnego, chłodzonego wodą ciśnieniowego reaktora kanałowego z moderatorem grafitowym.
Read More
Reaktor CANDU (CANada Deuterium Uranium) to zbudowany w Kanadzie reaktor ciężkowodny ciśnieniowy (Pressurized Heavy Water Reactor - PHWR). Jest ot reaktor kanałowy, w którym jako moderator i chłodziwo stosowana jest ciężka woda (D2O). W odróżnieniu od reaktorów lekkowodnych, reaktory CANDU posiadają odrębne systemy moderujące i chłodzące. Moderator w postaci D2O praktycznie nie jest pod ciśnieniem i jest stosowany przy stosunkowo niskich temperaturach (około 70 oC), co przyczynia się do lepszej moderacji. Przez zbiornik moderatora przebiegają horyzontalnie ułożone kanały ciśnieniowe, w których znajdują się wiązki paliwowe. W każdym kanale jest ułożonych po kilkanaście/kilkadziesiąt wiązek paliwowych, jedna za drugą. Przez kanały przepływa pod ciśnieniem ciężka woda, spełniająca rolę chłodziwa pierwotnego. Woda ta opływając elementy paliwowe nagrzewa się, a następnie oddaje ciepło w wytwornicy pary obiegowi wtórnemu wypełnionemu normalną (lekką) wodą. Wiązki paliwowe są wymieniane podczas pracy reaktora. Nie ma konieczności wyłączania reaktora w celu wymiany paliwa, jak to ma miejsce w reaktorach lekkowodnych.
Read More
Amerykański ośrodek badawczy INEEL w Idaho Falls od 1949 roku zajmował się badaniem prototypowych jądrowych reaktorów energetycznych. Kiedy w 1953 roku opracowano model reaktora BWR (Boiling Water Reactor – Reaktor Wodny Wrzący) przeprowadzono szereg badań i testów mających na celu sprawdzenie, czy czynnik przechodzący przez rdzeń reaktora nie powoduje niestabilności. Czynnikiem tym jest woda, która przechodząc przez rdzeń reaktora bezpośrednio w nim ulega odparowaniu. Setki wykonanych prób, również z niekontrolowanym wzrostem mocy reaktora, zostały przeprowadzone z pozytywnym skutkiem. Już w 1955 roku reaktor tego typu zasilił w energię elektryczną liczące 1200 mieszkańców miasteczko Arco i rozwój tej technologii nabrał rozpędu.
Read More
Reaktory wodne ciśnieniowe, z ang. Pressurized Water Reactor - PWR, posiadają trzy obiegi wody. W jednym obiegu krąży woda (pozostająca w stanie ciekłym dzięki wysokiemu ciśnieniu w rdzeniu reaktora), która chłodzi elementy paliwowe. Woda ta, za pomocą wymiennika ciepła, ogrzewa drugi obieg (wtórny). Para tworzona w drugim obiegu porusza turbiny.
Read More
We wrześniu 2011 roku grupa naukowców z CERN (Europejska Organizacja Badań Jądrowych) ogłosiła, że przeprowadzone przez nich pomiary wykazały, że neutrino porusza się z prędkością większą od prędkości światła w próżni. Gdyby takie odkrycie okazało się prawdziwe, w istotny sposób podważyć mogłoby fundamentalne założenie teorii względności. W marcu 2013 wykazano, że ogłoszone niezwykłe wyniki prędkości neutrina wynikały z błędu aparaturowego, kabel w jednym z urządzeń był zbyt luźny! Ta ostania, sławna „wpadka” w świecie nauki, została jednak po kilku miesiącach zweryfikowana i skorygowana. W przeszłości też zdarzały się takie przypadki, jeden z nich związany jest z odkryciem uranu w 1789 roku przez Martina Klaprotha – pierwiastka wykorzystywanego jako paliwo w reaktorach jądrowych.
Read More
Zbadane do tej pory złoża rudy uranowej w Polsce zawierają od 250 do 1100 ppm (1 ppm = 1 część na milion = 1 gram na tonę) uranu, podczas gdy niektóre kopalnie wykorzystują rudę o zawartości ok. 300 ppm (np. Rossing w Namibii). Złoża uranu eksploatowane w Polsce w latach 50. zawierały typowo około 2000 ppm.
Read More
Uran, podobnie jak węgiel kamienny, wydobywa się spod ziemi drążąc podziemne tunele (chodniki) albo, gdy jest płycej pod ziemią tak jak węgiel brunatny - zdejmowana jest wierzchnia warstwa ziemi i z powstałego dołu wydobywany jest na powierzchnię. W jednej tonie rudy znajduje się ok. 1 kilograma uranu. Jednak uran w takiej formie jest dla elektrowni jądrowych nieprzydatny. Kopalnia uranu to dopiero początek drogi. Ruda jest poddawana obróbce i różnym przemianom zanim posłuży do wykonania paliwa, które trzeba dowieźć do reaktora jądrowego.
Read More
Ogół społeczeństwa i pracownicy przemysłu jądrowego są zgodni - bezpieczeństwo jest absolutną koniecznością! Wszyscy są zgodni co do tego, że trzeba zagwarantować ochronę przed nawet skrajnie nieprawdopodobnymi zagrożeniami związanymi z korzystaniem z energetyki jądrowej, jak również przed możliwym szkodliwym oddziaływaniem promieniowania jonizującego, towarzyszącego technologiom nuklearnym. Stąd też państwo i przedsiębiorstwa ściśle współpracują, aby utrzymywać i stale poprawiać wysoki poziom bezpieczeństwa w instalacjach jądrowych.
Read More
Bezpieczeństwo elektrowni jądrowej jest stale monitorowane. Jednakże i to jest niewystarczające: naukowcy podejmują próby oszacowania ryzyka, by można było także proponować rozsądne plany na przyszłość.
Read More
