Pluton praktycznie nie występuje w skorupie ziemskiej, produkowany jest w trakcie pracy reaktorów jądrowych. Ponad jedna trzecia energii produkowanej w większości elektrowni jądrowych pochodzi z plutonu. Pluton odzyskany w procesie recyklingu wypalonego paliwa jądrowego jest wykorzystywany do produkcji mieszanego paliwa (uranowo-plutonowego) MOX (Mixed Oxide Fuel). Pluton jest głównym paliwem w reaktorze na neutrony prędkie, a w każdym reaktorze jest on stopniowo produkowany z nierozszczepialnego U-238. W naszej biosferze znajduje się kilka ton plutonu, spuścizna testowych wybuchów jądrowych przeprowadzanych w atmosferze w latach 50. i 60. XX wieku.
Read More
Zaopatrywanie w paliwo i usuwanie zużytego paliwa jest dla elektrowni jądrowych i reaktorów badawczych sprawą bardzo istotną. Zawarte w "wypalonym" paliwie materiały rozszczepialne należy odzyskać, a nieużyteczne i niebezpieczne odpady usunąć. Ten cykl procesów tworzy tzw. cykl paliwowy.
Read More
Nowoczesne okręty podwodne są potężnymi maszynami, które potrafią przepłynąć pod powierzchnią wody 740 tys. km przy prędkości 40 – 70 km/h, zużywając zaledwie 5 kg paliwa jądrowego. Mogą nie wynurzać się przez prawie rok, gdyż są samowystarczalne pod względem dostaw tlenu i wody pitnej dla załogi obsługującej łódź. Tylko kilka państw stać na posiadanie własnych okrętów z napędem jądrowym. Aktualnie eksploatuje się około 140 jądrowych łodzi podwodnych, które napędzane są przez 180 reaktorów. Największą flotę posiadają Stany Zjednoczone i Rosja. Inne kraje posiadające łodzie podwodne z napędem jądrowym to Wielka Brytania, Francja, Chiny i Indie. Szacuje się, że od początku historii badań nad napędem jądrowym Stany Zjednoczone Zbudowały około 190 okrętów, a Rosja 250.
Read More
Usytuowanie elektrowni jądrowej, podobnie jak w przypadku elektrowni konwencjonalnych, powinno spełniać podstawowe warunki lokalizacyjne. Elektrownie jądrowe lokalizowane są w miejscach znacznie oddalonych od dużych skupisk ludzkich i obiektów przemysłowych o strategicznym znaczeniu z jednoczesnym uwzględnieniem rozwiniętej lub możliwej do rozbudowy infrastruktury transportu. Elektrownie jądrowe zajmują teren o mniejszej powierzchni w stosunku do elektrowni konwencjonalnych o tej samej mocy. Przykładowo Elektrownia Węglowa Opole przed rozbudową wytwarzała 360 MWe, zajmując powierzchnię 96 ha. Natomiast elektrownia Beznau w Szwajcarii z reaktorami typu PWR wytwarzając 350 MWe, zajmuje jedynie 6 ha.
Read More
Reaktor, który istnieje po to, by wytwarzać (powielać) nowe paliwo jądrowe, to reaktor prędki powielający. W reaktorach tego typu reakcje rozszczepienia jąder atomowych są spowodowane przede wszystkim przez neutrony prędkie, dlatego nie jest już możliwe zastosowanie wody jako chłodziwa, gdyż ta hamowałaby neutrony. Można w nich stosować tylko takie chłodziwa, które powodują nieznaczne spowolnienie neutronów, zwykle jest to ciekły sód, ale także gazy o dobrych właściwościach wymiany ciepła.
Read More
W reaktorze wysokotemperaturowym bywa naprawdę gorąco: podczas, gdy w reaktorach lekkowodnych panują temperatury około 350 oC, temperatura w reaktorze wysokotemperaturowym może osiągnąć wartość dwukrotnie wyższą! Reaktory wysokotemperaturowe, jako reaktory z moderatorem grafitowym chłodzone gazem, wywodzą się z pierwszych reaktorów MAGNOX, chłodzonych dwutlenkiem węgla lub powietrzem, w których paliwem był nie wzbogacony uran w postaci metalicznej. Historia reaktorów wysokotemperaturowych chłodzonych helem, z elementami paliwowymi w postaci kul grafitowych zawierających wtopione, malutkie (~1 mm), powlekane warstwami materiału ceramicznego, cząstki paliwowe sięga roku 1950, kiedy dr Rudolf Schulten rozpoczął prace nad koncepcją reaktora – PBR (Pebble Bed Reactor). Pierwsze reaktory HTR chłodzone helem to brytyjski Dragon (1964 – 1975), amerykańskie reaktory Peach Bottom (1967 –1974, 40 MWe) i Fort St. Vrain (1976 – 1989, 330 MWe), niemieckie AVR (1967 – 1988, 15 MWe) i THTR (1983 – 1989, 300 MWe).
Read More
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
