W swiatowej energetyce atomowej zdecydowanie dominuja reaktory PWR - Pressurized Water Reactors czyli Reaktor wodny ciśnieniowy.
Do ich zalet zalicza sie
- Niezawodna, wypróbowana latami eksploatacji i dojrzała konstrukcje
- Uzycie wody jako chlodziwa, moderatora i reflektora. Silnie radioaktywna i korozyjna woda obecna jest tylko w obiegu pierwotnym
- Wzglednie duza (ale nie ekstremalnie duza) jest gestosc mocy w rdzeniu i w zwiazku z tym niewielkie sa rozmiary rdzenia reaktora
- Niewielkie sa mozliwosci jego uzycia do wytwarzania plutonu militarnego i proliferacji broni jadrowej
- Potencjalna mozliwosc rozproszenia ciepla powylaczeniowego w ukladzie biernym gwarantujacym bardzo wysoki poziom bezpieczenstwa
Reaktory PWR maja tez wady
- Koniecznosc odstawienia reaktora co rok i po obnizeniu radiacji zdjecie jego pokrywy celem przeladowania czesci paliwa. Pokrywa zbiornika jest zdejmowana w czasie remontów i przeładunków paliwa; znajdują się w niej przepusty dla prowadnic prętów regulacyjnych.
- Niewielki poziom wypalenia paliwa
- Pierwotny obieg chlodzenia pracuje przy podwyzszonym cisnieniu i temperaturze w stosunku do parametrow termodynamicznych pary wytworzonej w wymiennikach ciepla nazwanych wytwornicami pary. Cisnieniowy zbiornik reaktora jest trudny do wykonania
- Koniecznosc uzycia jako paliwa wzbogaconego do 3-4% uranu lub paliwa MOX
- Klopotliwe sa uzyte w obiegu pierwotnym pompy wodne
- W reaktorach nie - pasywnych konieczne jest ciagle aktywne odbieranie ciepla powylaczeniowego. Calkowita awaria tego systemu chlodzenia lub zle dzialanie systemu automatyki i operatora w najgorszym razie prowadzi do stopienia rdzenia reaktora
Wymienione wady blekna na tle naprawde powaznych wad innych rodzajow reaktorow jadrowych.
Pierwotnie reaktory PWR zaprojektowano i uzyto w USA do napedu łodzi podwodnych. Strony WWW zawieraja liczne informacje popularnonaukowe o tych reaktorach i powtarzanie ogolnie znanych i dostepnych informacji jest bezcelowe. Skupmy wiec uwage na istocie sprawy. Przed katastrofa w Fukishimie najgorszy wypadek z reaktorem PWR mial miejsce w elektrowni TMI-2 w 1979. Doszło do połowicznego stopienia rdzenia i blok musiał byc trwale zamkniety. "Rdzen" wydobyto i przewieziono do rzadowego magazynu dopiero w 1994 roku co kosztowało blisko 1 mld dolarow. Z pewnoscia przetworzenia tego rdzenia, jesli ktos podejmie sie tego zadania, bedzie jeszcze bardziej kosztowne. Uwolniona jednak radioaktywnosc byla niewielka. Nawet wiec stopienie rdzenia reaktora nie jest zadna apokalipsa srodowiskowa.
Katastrofa w TMI zdarzyła sie niejako na wlasne zyczenie bowiem problem wadliwego zaworu z mylacym pseudo-monitoringiem jego stanu byl juz wczesniej dokonale znany i o malo co nie doprowadzil do wypadkow w innych elektrowniach z tym reaktorem.
Rosyjskie reaktory WWER nieznacznie roznia sie od reaktora - pierwowzoru PWR koncernu Westinghouse.
Moc elektryczna elektrowni z reaktorem PWR 1100 wynosi 1100 MW a z reaktorem WWER 1000 MW.
Moc cieplna reaktorow wynosi odpowidnio 3411 i 3000 MW
Srednica zbiornikow reaktorow wynosi 4 i 4.1 m
Wysokosc zbiornikow wynosi 12 i 10.8m
Grubosc scianek zbiornika wynosi 20 i 14 cm.
Przewidywana trwalosc zbiornika reaktora powinna wynosic obecnie conajmniej 60 lat. Dawniej uwazano ze wystarczy zywotnosc 40 lat. Reaktor pracuje pod cisnieniem 16 MPa. Zbiornik reaktora wraz z rurociągami obiegu pierwotnego jest najbardziej krytycznym elementem reaktora i musi spełniać bardzo ostre wymagania. Pękniecie zbiornika lub rurociagow prowadzi do utraty chłodziwa i ciezkiego wypadku jadrowego. Material zbiornika jest chroniony przed destrukcyjnym dzialanie promieniowania.
Pomiędzy rdzeniem a ścianą boczną zbiornika jest umieszczona stalowa cylindryczna osłona termiczna, chroniąca zbiornik przed intensywnym promieniowaniem gamma i bezpośrednim oddziaływaniem ciepła generowanego w rdzeniu.
Chłodziwo z króćców dolotowych zbiornika spływa w dół pierścieniową szczeliną opadową między ścianą boczną zbiornika a osłoną termiczną, po czym z dolnej komory mieszania płynie ku górze przez rdzeń reaktora do króćców wylotowych.
Zbiornik reaktora wykonuje się je ze stali ferrytycznej lub niskostopowej i starannie plateruje od wewnątrz 3mm warstwą austenitycznej stali nierdzewnej celem zapobiezenia korozji zbiornika.
Temperatura kruchosci materialu zbiornika wynosi poczatkowo 80C ale wskutek napromieniowania neutronami wzrasta i pod koniec eksploatacji dochodzi do 130C. Kruchosc definitywnie ogranicza zywotnosc zbiornika. Zalezy ona od otrzymanej dawki dawki neutronów prędkich i historii zmian ciśnień i temperatur. Oczywiscie zmiany ciśnień i temperatur sa szkodliwe bowiem powstajace gradienty temperatur powoduja powstawanie szkodliwych naprezen w materiale.
Im mniej w stali zbiornika jest siarki i fosforu tym lepiej. Przykladowo zbiorniki reaktorow dla polskiej elektrowni jadrowej w Zarnowcu wykonane przez Czeskie zaklady Skoda byly znacznie lepszej jakosci niz zbiorniki produkcji rosyjskiej.
Wieksze od zbiornika reaktora sa wytwornice pary ale to wykonanie zbiornika reaktora jest najbardziej klopotliwe. Moc reaktorow PWR limituja obecnie zbiorniki a zwlaszcza mozliwosc ich transportu na plac budowy elektrowni.
Obecnie z poteznych odlewow odkuwa sie pierścienie i obrobione łączy je spawami obwodowymi. Masa odlanych pierscieni siega 500 ton a pierscien po obrobce wazy okolo 200 ton. Spawy obwodowe wykonuje sie bardzo starannie w nowoczesnej technologi. Dokonuje sie kontroli przeswietleniami promieniami X oraz kontroli ultradzwiekami. Cyfrowe zdjecia spawow sa oceniane przez wiele osob i sa archiwizowane w sposob wykluczajacy pozniejsze manipulacje i oszustwa. Calkowicie zrezygnowano ze spawania zbiornikow na placu budowy bowiem spawy wykonane w fabryce sa bez porownania lepszej jakosci. Po obrobce skrawaniem i spawaniu zbiornik poddaje sie odprezajacej obrobce cieplnej w ogromnej komorze - piecu wielkosci hangaru baczac pilnie aby nie ulegl przy tym znieksztalceniu.
Mozliwe ze w przyszlosci zbiornik reaktora powstanie w postaci jednego odlewu. Zrezygnowano z wykonywania zbiornika z płyt giętych spawanych wzdłuznie.
Podobne zadania do produkcji zbiornika reaktora ale tez do produkcji innych urzadzen w elektrowni jadrowej wykonuje sie w fabrykach - czołgów, ciezkich maszyn zwlaszcza dla energetyki, reaktorow chemicznych, poteznych dzwigow, platform, wielkich silnikow Diesela, statkow i okretow podwodnych. Stad prosty wniosek ze kraj ktory pozbyl sie kluczowych kompetencji w nowoczesnym przemysle ciezkim nie moze sam wykonac elektrowni jadrowej. Ale kraj taki stracił tez mozliwosci produkcji na rzecz swojej obronnosci.
Zbiornik reaktora do elektrowni jadrowej w Zarnowcu wykonała Skoda. Takze Czesi wykonali wytwornice pary. Polskie Rafako wykonalo rowniez trudny technologicznie stabilizator cisnienia w obiegu pierwotnym wody. Obecnie stoi on przed brama fabryki jako przedmiot muzealny.
Powaznym wyzwaniem logistycznym jest transport duzego i ciezkiego zbiornika reaktora drogami, koleja czy statkami na plac budowy.
Na zdjeciu z budowy elektrowni Zarnowiec (http://www.atom.edu.pl) widac dostarczona wytwornice pary VITKOVICE oraz potezna 14 osiowa platforme drogowa do transportu zbiornika reaktora czy wytwornic pary czy innych ciezkich przedmiotow.
Bardzo fajny wpis. Pozdrawiam.
OdpowiedzUsuń