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
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
W poprzednich rozdziałach o budowie reaktora jądrowego można było dowiedzieć się o tym, co mieści się w elektrowni jądrowej: materiał rozszczepialny, moderator służący do spowalniania prędkich neutronów, chłodziwo, pręty kontrolne i pozostałe elementy elektrowni. W niniejszym rozdziale dowiemy się, jak te elementy ze sobą współpracują.
Read More
Woda w reaktorze jądrowym pełni nie tylko rolę moderatora i reflektora, ale również służy do odbioru energii cieplnej z rdzenia. Woda w reaktorach wodnych ciśnieniowych (PWR) podgrzewana jest w rdzeniu do temperatury ponad 300 ºC, ale ciągle jest w stanie ciekłym dzięki wysokiemu ciśnieniu. Woda ta krąży w zamkniętym obiegu zwanym obiegiem pierwotnym, do którego, oprócz zbiornika z reaktorem, należą również stabilizator ciśnienia, wytwornica pary oraz pompa cyrkulacyjna. Te urządzenia połączone między sobą rurociągami o wysokiej wytrzymałości tworzą tzw. pętlę. W zależności od producenta, z reaktorem może być połączonych od 2 do 6 pętli.
Read More
Zbiornik ciśnieniowy otacza i chroni rdzeń reaktora. Jest ogromny. Jego ściany mają grubość od 10 do 20 cm i często waży ponad 300 ton. Zapewnia barierę bezpieczeństwa i utrzymuje zestawy paliwowe i pręty sterujące.
Read More
Energia jądrowa jest wyzwalana w reaktorze w postaci energii kinetycznej fragmentów rozszczepienia, neutronów oraz promieniowania gamma. Bezpośrednia przemiana tej energii w energię elektryczną nie jest możliwa. Pręty paliwowe oraz inne elementy reaktora ogrzewane przez przemiany jądrowe należy więc chłodzić w klasyczny sposób, np. za pomocą odpowiedniego "chłodziwa".
Read More
