Technologia elektrowni jądrowych według Ministerstwa Gospodarki

PWR (Pressurized Water Reactor – Reaktor Wodny Ciśnieniowy) – reaktor zbiornikowy, chłodzony i moderowany zwykłą wodą, pracujący na paliwie niskowzbogaconym (LEU, Low Enriched Uranium, 3-5% U-235), w którym woda podgrzewana jest do 300 - 330 stopni C ale nie dopuszcza się do jej wrzenia dzięki utrzymywaniu wysokiego ciśnienia (ponad 15 MPa). Para napędzająca turbiny wytwarzana jest w wytwornicach pary, które znajdują się na granicy dwóch obiegów wody – pierwotnego (w którym krąży woda pod wysokim ciśnieniem przepływająca przez rdzeń reaktora i odbierająca od niego ciepło) i wtórnego (w którym woda zamieniana jest w parę po przejściu przez wytwornicę pary, po czym para ta jest kierowana do turbin). Wytwornica pary pełni rolę wymiennika ciepła pomiędzy obiegiem pierwotnym i wtórnym. Zwykle instaluje się 3-4 pętle, obiegów pierwotnych i wtórnych (inaczej mówiąc każda pętla jest osobnym zestawem rur w układzie „obieg pierwotny – obieg wtórny”), choć w blokach z reaktorami WWER-440 (opisanymi poniżej) stosuje się 6 pętli. W blokach energetycznych z reaktorami PWR stosuje również stabilizator ciśnienia, który jest urządzeniem utrzymującym ciśnienie w obiegu pierwotnym na odpowiednio wysokim poziomie. Jeden stabilizator obsługuje wszystkie pętle. Skażona woda krąży jedynie w obiegu pierwotnym, a więc nie wydostaje się poza budynek reaktora. Wymiana paliwa następuje po wyłączeniu reaktora. Pręty regulacyjne i bezpieczeństwa opuszczane są z góry.

WWER (Wodo-Wodiannoj Energieticzeskij Reaktor – Reaktor Energetyczny Moderowany Wodą i Chłodzony Wodą) - radziecki/rosyjski odpowiednik reaktorów PWR. Budowa typowego bloku z reaktorem WWER jest podobna do PWR, jedynymi większymi różnicami są: konstrukcja wytwornic pary (pionowe w PWR, poziome w WWER) i kształt przekroju kaset paliwowych (kwadratowy w PWR, sześciokątny w WWER). Reaktory tego typu miały pracować w pierwszych polskich elektrowniach jądrowych budowanych w latach 80-tych w Żarnowcu i Klempiczu.

BWR (Boiling Water Reactor – Reaktor Wodny Wrzący) – reaktor zbiornikowy, chłodzony i moderowany zwykłą wodą, pracujący na paliwie niskowzbogaconym (3-5% U-235). Woda odparowywana jest w reaktorze (a nie w wytwornicy pary jak w PWR). Para dalej kierowana jest bezpośrednio na turbinę. Z tego powodu występuje tu tylko jeden obieg chłodzenia (nie licząc obiegu skraplacza). Aby zapobiec przedostawaniu się skażonej wody poza obieg (woda ta wychodzi poza budynek reaktora) stosuje się specjalne osłony w budynku maszynowni. Ponieważ nie ma tu potrzeby utrzymywania wysokiego ciśnienia w obiegu wody (wystarczy 7-8 MPa) nie instaluje się stabilizatora ciśnienia. Wymiana paliwa następuje po wyłączeniu reaktora. Pręty regulacyjne i bezpieczeństwa wsuwane są od dołu.

PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor – Reaktor Ciśnieniowy Moderowany Ciężką Wodą) – reaktor zbiornikowy, kanałowy, chłodzony i moderowany ciężką wodą (D₂O), pracujący na paliwie z uranu naturalnego (0,7% U-235), z wyjątkiem reaktorów ACR (opisanych poniżej). Podobnie jak w PWR występują tu dwa obiegi wody – pierwotny (z ciężką wodą) i wtórny (w wodą lekką). Rolę wymiennika ciepła spełniają wytwornice pary. Ciężka woda jest lepszym moderatorem niż woda zwykła, dlatego nie ma potrzeby wzbogacania uranu i stosuje się paliwo na uranie naturalnym. Kasety (wiązki) paliwowe znajdują się w specjalnych poziomych kanałach paliwowych umieszczonych w zbiorniku niskociśnieniowym (który w kanadyjskich reaktorach ciężkowodnych typu CANDU nazywany jest „calandria”). Z tego powodu możliwa jest wymiana paliwa w czasie pracy reaktora. Najpowszechniej występującą odmianą PHWR są kanadyjskie reaktory CANDU (skrót od CANadian Deuterium Uranium) eksploatowane poza Kanadą również w Korei Pd., Rumunii i Argentynie. Kilka reaktorów ciężkowodnych zbudował niemiecki koncern Siemens. Własne reaktory ciężkowodne posiadają Indie i Pakistan (aczkolwiek są to reaktory zbudowane na bazie CANDU).

Najnowszą odmianą reaktorów ciężkowodnych CANDU jest typ ACR-1000 (Advanced CANDU Reactor), w którym stosuje się uran wzbogacony do 2% U-235. Paliwo takie określane jest jako SEU (Slightly Enriched Uranium). W obiegu pierwotnym zamiast ciężkiej wody znajduje się zwykła (lekka) woda. Ciężka woda nadal jest moderatorem.

AGR (Advanced Gas Reactor, Zaawansowany Reaktor Gazowy) – reaktor zbiornikowy, moderowany grafitem, chłodzony dwutlenkiem węgla (CO2). Paliwo wzbogacone do 2-3% U-235. Elektrownie z reaktorami AGR pracują w systemie dwubiegowym – w obiegu pierwotnym CO2 podgrzewany jest w rdzeniu reaktora do ok. 650°C, dzięki czemu para w obiegu wtórnym ma wyższe ciśnienie i temperaturę niż w reaktorach LWR (lekkowodnych – PWR i BWR) co podnosi sprawność elektrowni do 41% (w LWR sprawność wynosi 33-37%). Ciśnienie w obiegu pierwotnym (gazowym) wynosi 4,3 MPa, w obiegu wtórnym (parowo-wodnym) 16 MPa a temperatura 565°C. AGR powstał na bazie reaktora gazowego Magnox, który pracuje na uranie naturalnym. Reaktory AGR przyjęły się na większą skalę tylko w Wielkiej Brytanii, gdzie zbudowano kilkanaście bloków tego typu. Większość z nich pracuje do dziś, jednak nowe nie będą już budowane – Wielka Brytania zdecydowała się na wybór reaktorów PWR już pod koniec lat 80-tych.

FBR (Fast Breeder Reactor, Reaktor Powielający na Prędkich Neutronach) - reaktor zbiornikowy lub basenowy, chłodzony ciekłym sodem. Działa inaczej niż reaktory PWR czy BWR, ponieważ te wykorzystują do rozszczepienia jąder neutrony o niskiej energii, inaczej termiczne. Reaktor na neutronach prędkich nie posiada moderatora i nie wyhamowuje neutronów. Oprócz paliwa w postaci plutonu stosuje się tu jeszcze tzw. materiał paliworodny (tj. taki, który w czasie pracy reaktora zostaje zamieniony w paliwo) w postaci nierozszczepialnego w reaktorach z neutronami termicznymi izotopu uranu U-238. Neutrony prędkie albo rozszczepiają zawarty w paliwie izotop plutonu Pu-239 (który jest źródłem neutronów i umożliwia podtrzymanie w reaktorze reakcji łańcuchowej) albo są pochłaniane przez jądra uranu U-238, które następnie zamieniają się w rozszczepialny Pu-239. Elementy paliwowe zawierają 20-30% plutonu i 70-80% U-238. Przy odpowiedniej konfiguracji reaktor powielający jest w stanie wyprodukować więcej paliwa niż go zużywa. Reaktor powielający FBR jest chłodzony ciekłym sodem, który w przeciwieństwie do wody nie wyhamowuje neutronów. Występują tu 3 obiegi chłodzenia: dwa sodowe i jeden wodny. Sód z obiegu pierwotnego chłodzi rdzeń reaktora i przekazuje ciepło wydzielone w reakcjach do wtórnego obiegu sodu a ten dalej do wytwornicy pary, przez którą przechodzi system rur z wodą (to jest część obiegu wodnego). Od tego miejsca cały system wygląda podobnie jak w innych reaktorach - woda w wytwornicy zaczyna wrzeć i zamienia się w parę, która następnie napędza turbiny, po czym kieruje się do skraplacza, przechodzi w stan ciekły i następnie wraca do wytwornicy pary. Istnieją też reaktory na neutronach prędkich, w których nie wykorzystuje się na większą skalę reakcji powielania. Taki reaktor nie ma w swojej nazwie słowa "Breeder".

RBMK (Reaktor Bolszoj Moszcznostki Kanalnyj, Reaktor Kanałowy Wielkiej Mocy) – reaktor kanałowy umieszczony w specjalnej betonowej studni o dużych rozmiarach (objętość 825 m³ dla wersji RBMK-1000), moderowany grafitem, chłodzony lekką wodą. Paliwo o niskim wzbogaceniu – 2% U-235. Występuje jeden obieg chłodzenia, woda podgrzewana w kanałach reaktora tworzy mieszaninę parowo-wodną. Wydzielenie pary z mieszaniny parowo-wodnej następuje w separatorach pary znajdujących się poza reaktorem. Przeładunek paliwa odbywa się w czasie pracy reaktora. Reaktory RBMK powstały na bazie radzieckich wojskowych reaktorów do produkcji plutonu, w których konstrukcja i układy bezpieczeństwa były mało istotne dla projektantów. Spowodowało to dopuszczenie do eksploatacji reaktorów z dodatnim temperaturowym sprzężeniem zwrotnym – tj. efektem polegającym na wzroście mocy reaktora w sytuacji utraty chłodziwa w rdzeniu. Zjawisko to było jedną z głównych przyczyn awarii w elektrowni w Czarnobylu w ZSRR (dzisiejsza Ukraina) w 1986 r. Reaktory RBMK, jako jedyne na świecie reaktory stosowane w elektrowniach jądrowych, charakteryzowały się wspomnianym dodatnim temperaturowym sprzężeniem zwrotnym i nie były budowane nigdzie poza ZSRR (w innych państwach konstrukcje tego typu nie zostałyby dopuszczone do budowy). Obecnie RBMK pracują tylko w Rosji. Ich konstrukcja została tak poważnie zmodyfikowana, że nie jest możliwe powtórzenie awarii takiej jak w Czarnobylu.

HTGR (High Temperature Gas-Cooled Reactor, Reaktor Wysokotemperaturowy Chłodzony Gazem) - swoją zasadą działania przypomina reaktory gazowe GCR i AGR - jest właściwie ich technologiczną kontynuacją. Jako chłodziwo stosuje się tu obojętny chemicznie gaz, np. hel, który jest podgrzewany do temperatury rzędu 1000 °C. Rdzeń może mieć postać bloków lub leżących w stosie kul (w tym przypadku jest to rdzeń usypany). Kule są jednocześnie nośnikiem paliwa i moderatorem, ponieważ ich zewnętrzna warstwa zbudowana jest z grafitu. Mają wielkość kuli bilardowej. W reaktorach wysokotemperaturowych występuje tylko jeden obieg chłodzenia, podobnie jak w reaktorach BWR. Gaz kierowany jest bezpośrednio do specjalnej turbiny, która napędza generator. Paliwo ma wyższy stopień wzbogacenia niż w reaktorach lekkowodnych - do 17%. Można wykorzystywać również materiały paliworodne jak tor (Th-232) czy izotop uranu U-238 (podobnie jak w reaktorach FBR). Obecnie najbardziej zaawansowane są dwie konstrukcje, które zostaną uruchomione w przyszłej dekadzie: PBMR (Pebble-Bed Modular Reactor) konsorcjum Eskom i GT-MHR (Gas-Turbine Modular Helium Reactor) firmy General Atomics.

Podstawowe charakterystyki reaktorów energetycznych

Typ reaktora	Konstrukcja	Moderator	Chłodziwo	Wzboga-cenie paliwa w U-235	Liczba obiegów*	Przeładunek paliwa
PWR	zbiornikowy	woda (H₂O)	woda (H₂O)	3-5%	2	okresowy
BWR	zbiornikowy	woda (H₂O)	woda (H₂O)	3-5%	1	okresowy
PHWR	kanałowy, zbiornikowy (calandria)	ciężka woda D₂O	ciężka woda D₂O (w ACR-1000 - H₂O)	0,7% (2% dla ACR-1000)	2	ciągły
AGR	zbiornikowy	grafit	Dwutlenek węgla (CO₂)	2-3%	2	ciągły
FBR	zbiornikowy lub basenowy	brak	sód (Na)	paliwo mieszane plutonowo-uranowe	3	okresowy
RBMK	kanałowy	grafit	woda (H₂O)	2%	1	ciągły
HTGR	zbiornikowy	grafit	hel (He)	15-17%	2	ciągły**

* bez obiegu skraplacza turbin

** dla paliwa w postaci kul i złoża usypanego

Reaktory energetyczne dostępne na globalnym rynku

Typ	Nazwa handlowa*	Producent	Kraj pocho-dzenia	Pracujące	W budo-wie	Planowane
PWR	AP1000	Westinghouse	USA	0	2	17
	APR-1400	KHNP	Korea Pd.	0	2	10
	APWR	Mitsubishi	Japonia	0	0	6
	ATMEA	Areva-Mitsubishi	Francja/ Japonia	0	0	1
	EPR	Areva-Siemens	Francja/ Niemcy	0	4	18
	WWER-1000**	OKB Gidropress-Atomstrojeksport	Rosja	0	2	2
	WWER-1200***	OKB Gidropress-Atomstrojeksport	Rosja	0	4	38
BWR	ABWR	GE-Hitachi/Toshiba	USA/ Japonia	4	4	10
	ESBWR	GE-Hitachi	USA/ Japonia	0	0	3
	KERENA (SWR-1000)	Areva-Siemens	Francja/ Niemcy	0	0	(zgłoszony do kilku przetargów)
PHWR	ACR-1000	AECL	Kanada	0	0	5
PHWR	CANDU-EC6	AECL	Kanada	2	2	1

Stan na dzień 25.05.2010 r. Dane za: Word Nuclear Association, IAEA PRIS

* Uwzględniono również wersje przeznaczone na konkretne rynki, różniące się od wersji podstawowych niewielkimi modyfikacjami (np. US-EPR, US-APWR, EU-APR-1400)

** Wersje: V-392, V-466

*** Wersja eksportowa nosi nazwę MIR (Modernized International Reactor)

Ministerstwo Gospodarki

Wczesniejsze publikacje

Analiza kosztów budowy

http://jaron.salon24.pl/167811,koszty-budowy-elektrowni-w-polsce

Uwagi transgraniczne do elektrowni w obwodzie Kalingradzkim

http://jaron.salon24.pl/164899,uwagi-transgraniczne-do-elektrowni-atomowej-w-kalingradzie

Kilka słów o reaktorach i PGE

http://jaron.salon24.pl/183963,elektrownie-atomowe-w-polsce-wybiera-pge

JAK DZIAŁA ELEKTROWNIA JĄDROWA wg.mgr inż. Dariusz Witold Kulczyński

http://www.atom.edu.pl/index.php/technologia/typy-reaktorow/canduacr-i-phwr/123-mgr-inz-dariusz-witold-kulczynski.html

Gdzie uzyskać wiedzę o energetyce jądrowej

Division of Public Information IAEA , www.iaea.org
Division of Conference and Document Services IAEA , www.iaea.org
CERN Press and Publications Division, www.cern.ch
The World's Nuclear News Agency NucNet , www.worldnuclear.org
European Nuclear Society , www.euronuclear.org
World Nuclear Association , www.world-nuclear.org
Nuclear Energy Agency OECD,www.nea.fr
Polskie Towarzystwo Nukleoniczne, http://ptn.nuclear.pl
Polskie Towarzystwo Fizyczne, www.ptf.fuw.edu.pl
Polskie Towarzystwo Badań Radiacyjnych, http://mitr.p.lodz.pl/ptbr

Celem publikacji jest zapoznanie blogerów z nowymi technologiami i zamierzeniami polskiej energetyki jadrowej. Post nie ma charaktereru "think thank".

Kejow