1. No category

Univerza v Ljubljani
Pedagoška fakulteta
Trend razvoja jedrskih reaktorjev
Kristjan Prosen
Seminarska naloga pri predmetu Didaktika tehnike s seminarjem I
Mentor: doc.dr. Janez Jamšek
Ljubljana, 2013
Povzetek
Seminarska naloga je namenjena učiteljem tehnike za poglobitev in razširitev obravnavane snovi. V njej je na
preprost način prikazan zgodovinski razvoj jedrske energije od teorije do praktične uporabe na primeru
Nuklearne elektrarne Krško ter tehnološki razvoj reaktorjev namenjenih pridobivanju električne energije z
razlago pripadajočih značilnosti.
Kazalo
1. 2. 3. 4. Uvod................................................................................................................................... 4 Navezava na učni načrt.................................................................................................... 4 Pregled obstoječega gradiva............................................................................................ 4 Jedrski reaktorji............................................................................................................... 4 4.1 Temeljne raziskave ...................................................................................................... 4 4.2 Prvi reaktor – Chichago pile........................................................................................ 5 4.3 Delovanje reaktorja v Nuklearni Elektrarni Krško (NEK) .......................................... 6 4.4 Vrste jedrskih reaktorjev ............................................................................................. 8 5. Jedrski reaktorji IV. generacije.................................................................................... 14 6. Sklep ................................................................................................................................ 18 7. Literatura........................................................................................................................ 19 8. Priloge.............................................................................................................................. 20 8.1 Učni list...................................................................................................................... 20 8.2 Rešen učni list............................................................................................................ 20 8.3 Računalniška igrica – vodenje jedrske elektrarne ..................................................... 20 3
1. Uvod
V današnjih časih je vedno večje povpraševanje po energiji. Razvoj tehnologije gre v smeri uporabe električne
energije. Pridobivanje le-te pa ni tako enostavno in trivialno. Za njeno pridobivanje mora človek poseči v okolje
in naravo.
Jedrska energija je med varnejšimi in okolju prijaznejšimi vrstami energije. Izkoriščamo jo predvsem za
pridobivanje električne energije. Namen naloge je bralcu na kratko predstaviti zgodovino razvoja jedrskih
reaktorjev. Od prvih teoretičnih zamislic, preko tehnologije, ki jo uporabljamo danes, do vizij za prihodnost.
2. Navezava na učni načrt
Vsebina seminarske naloge je primerna za predstavitev učencem pri predmetu Tehnika in tehnologijav sedmem
razredu, ko obravnavajo električne kroge in električne vire [1]. Predvsem bi veljalo jedrsko energijo omeniti ob
alternativnih virih energije, kjer morajo učenci znati prikazati pomen električne energije za razvoj civilizacije in
vpliv njene proizvodnje na obremenitev okolja. Vsebina je tudi primerna za uporabo v devetem razredu pri
fiziki, v sklopu Fizika in okolje [2].
3. Pregled obstoječega gradiva
O zgodovini jedrske energije je napisano v [3], vse o NEK in njenem delovanju v [4-6]. O razvoju jedrskih
reaktorjev, njihovih zasnovah in delovanju pa je opisano v [7-9].
4. Jedrski reaktorji
Jedrski reaktor je naprava v kateri poteka nadzorovana cepitev uranovih ali plutonijevih jeder [5].Jedrske
reaktorje se uporablja za več različnih namenov:
•
•
•
pridobivanje električne energije,
pogon plovil (ladje, podmornice) in
raziskovalni nameni (pridobivanje izotopov in testiranja).
Seminarska naloga bo obsegala razvoj jedrskih reaktorjev, za pridobivanje električne energije, saj nam tovrstne
naprave posredno omogočajo nemoteno izvajanje vsakodnevnih opravil.
4.1 Temeljne raziskave
Temelje za razvoj jedrskih reaktorjev (in na žalost tudi atomske bombe) je postavil Albert Einstein, ko je leta
1905 objavil svojo znamenito enačbo:
(4.1)
kjer pomenijo: E-energija, m-masa in c-svetlobna hitrost. S pomočjo te enačbe so lahko pojasnili, zakaj sonce in
zvezde sevajo že milijarde let, ne da bi izgorele. Njihova masa se postopoma pretvarja v energijo. In ker so
njihove mase ogromne, ta proces traja in bo trajal še dolgo.
Prva zamisel, kako bi v praksi lahko izkoriščali jedrsko energijo z razbijanjem atomov, se je porodila šele leta
1933 Madžaru Leu Szilardu. Njegova ideja je bila, da v atomsko jedro lahko prodre le nevtron, ki je brez naboja.
Če bi torej lahko priletel nevtron v jedro in ga razbil tako, da bi se pri tem sprostila dva nova nevtrona, ki bi
naprej cepila dva nova atoma in bi nastali štirje nevtroni (in tako naprej 8, 16, 32, 64, 128, 256,…v
geometričnem zaporedju), bi bilo mogoče sprostiti ogromne količine energije. Tak način sproščanja energije
imenujemo verižna reakcija, slika4.1.
Slika 4.1: Shema cepitve jedra [4].
Szilardovo zamisel o razcepljanju jeder s počasnimi nevtroni sta leta 1938 v praksi udejanjila nemška
znanstvenika Otto Hahn in Fritz Strassmann. Ugotovila sta, da so nevtroni uspešnejši pri cepitvi atomov, če jih
upočasnita. Opazila sta tudi, da pri cepitvi uranovega atoma na barijev in kriptonov atom zmanjka petina mase
protona. Ta sprememba mase nam prinese 32 bilijoninkwattsekunde. To je sicer zelo malo, vendar pa je z
verižno reakcijo možno v zelo kratkem času razcepiti zelo veliko število atomov [3].
4.2 Prvi reaktor – Chichago pile
Ko so vsa znanja o jedrskih reakcijah združili, je bilo potrebno ugotoviti, ali je verižna reakcija v realnosti sploh
mogoča. Za ta namen je fizik Enrico Fermi v sodelovanju s Sziladom začel graditi prvi reaktor v spodnjih
prostorih pokritega stadiona v Chichagu. Reaktor, slika 4.2, je bil postavljen v obliki sploščene krogle s
premerom 7,76 m in višino 6,18 m. Vanj so zložili kar 349,7 t grafita (njegova naloga je bila upočasnjevanje
nevtronov), 36,55 t uranovega oksida in 5,62 t kovinskega urana.
Slika 4.2: Risba chichago pile-a [3].
5
Decembra leta 1942 so uspeli doseči rahlo nadkritičnost reaktorja. Z drugimi besedami: število nevtronov v
reaktorju se je začelo povečevati samo od sebe – na vsaki 2 minuti se je število nevtronov podvojilo. Če bi torej
reaktor prepustili samemu sebi, bi se njegova moč neprestano povečevala in reaktor bi se zaradi velike vročine
lahko stalil (hlajenja ni bilo) in povzročil močno sevanje, ki bi lahko ogrozilo vse okoliške prebivalce. Ugotovili
so, da je verižna reakcija mogoča [3].
4.3 Delovanje reaktorja v Nuklearni Elektrarni Krško (NEK)
Predstavitev reaktorja NEK je namenjena lažjemu razumevanju nadaljevanja obravnavane tematike.
Slika 4.3: Shema tlačnovodnega reaktorja [3].
Jedrski reaktor, slika 4.3, je naprava, v kateri teče nadzorovana cepitev uranovih ali plutonijevih jeder. Reaktor
poleg reaktorske posode sestavljajo: sredica reaktorja, moderator, hladiloin regulacijske palice[5,6].
(I)
Sredica reaktorja.
V sredici reaktorja se nahaja jedrsko gorivo, kjer poteka cepitev gorivnega materiala. Ob cepitvi se sprostijo dva
do trije nevtroni, ki lahko:
•
•
•
•
pobegnejo iz sredice reaktorja,
ujamejo v gorivu in ne pride do cepitve (resonančno zajetje),
ujamejo v drugih materialih, ki sestavljajo sredico (hladilo, nečistoče,…) ali
ob zajetju v uranu 235 povzročijo cepitev (verjetnost za to reakcijo je ~84%).
Pobeg nevtronov lahko zmanjšamo, če sredico obdamo z reflektorjem. Reflektor (grafit, berilij, voda) odbija
nevtrone nazaj v sredico.
Kot jedrsko gorivo uporabljajo keramični material, ki ga dobivajo s stiskanjem uranovega prahu, natančneje
uranovega dioksida. Lažje bi bilo uporabiti kovinski uran, vendar se pri pogojih, ki vladajo v reaktorju, preveč
dimenzijsko spreminja, poleg tega pa ima nizko tališče (1133°C). Keramične tablete iz uranovega dioksida imajo
tališče okrog 2.800°C in tudi veliko boljše mehanske lastnosti. S postopkom sintranja iz prahu izdelujejo tablete
6
s premerom okrog 0,8 cm in dolžine okrog 1,5 cm. Te tablete nato vstavijo v 3-5m dolge palice (srajčke) iz
cirkaloja ali nerjavečega jekla. Do 250 takšnih gorivnih palic nato povežejo v gorivni sveženj [5,6].
(II)
Moderator.
Nevtroni, nastali pri cepitvi, imajo različne hitrosti. V povprečju približno desetino svetlobne hitrosti. Uranova
jedra lahko razcepijo nevtroni s poljubnimi hitrostmi, vendar je verjetnost za cepitev tem večja, čim manjša je
hitrost nevtronov. (Obstajajo hitri reaktorji, kjer so tudi hitri nevtroni dovolj učinkoviti.) Zato je treba nevtrone
čim bolj upočasniti (moderirati), kar je naloga moderatorja. Moderator je material, ki vsebuje lahke elemente:
vodik (voda), devertij (težka voda), berilij ali ogljik (grafit). V lahka jedra moderatorja se nevtroni zaletavajo in
ob vsakem trku se nevtronu zmanjša hitrost. Tako nastanejo počasni (termični) nevtroni in ti opravijo veliko
večino cepitev v termičnih reaktorjih. Za termične reaktorje je značilno, da je moderator razporejen med
gorivom, da lahko uspešno moderira nevtrone. Vsi reaktorji, ki se danes uporabljajo za proizvodnjo električne
energije, so termični reaktorji [5,6].
(III)
Hladilo.
Ob cepitvi goriva se sprosti toplota, ki jo je potrebno odvesti s hladilom. Moč reaktorja je odvisna od
učinkovitosti prenosa toplote. Kot hladilo lahko uporabljamo:
•
•
•
•
lahko vodo,
težko vodo,
tekočo kovino (npr. natrij) in
plin (CO2, He).
V reaktorjih, kjer je hladilo tekočina, je ta tekočina navadno tudi moderator, medtem ko je pri plinsko hlajenih
reaktorjih navadno potrebno uporabiti drugačne vrste moderator, večinoma grafit [4-6].
(IV)
Regulacijske palice
Reaktor je narejen tako, da nastane v sredici več nevtronov, kot se jih izgubi. Pravo število nevtronov uravnavajo
regulacijske palice, ki močno absorbirajo nevtrone (izdelane iz kadmija, indija, srebra). Z dviganjem in
spuščanjem regulacijskih palic se uravnava moč reaktorja, ki je sorazmerna številu nastalih nevtronov pri cepitvi
goriva. Primeri:
•
•
•
vzdrževanje enakega števila nevtronov (konstantna moč),
povečanje absorpcije (moč upada)in
zmanjšanje absorpcije (moč narašča) [5].
7
4.4 Vrste jedrskih reaktorjev
Jedrske reaktorje je mogoče razdeliti na podlagi zelo različnih parametrov. Najprimernejša in najnazornejša
predstavitev razvoja tehnologije jedrskih reaktorjev je predstavitev po razvojnih generacijah, ki so bile
predstavljene leta 2000, ko se je v strokovnih krogih prvič pričelo resneje razmišljati o nadaljnjem razvoju
pridobivanja električne energije iz jedrskih elektrarn.
Slika 4.4: Graf razvoja jedrskih reaktorjev [4].
(I)
Jedrski reaktorji I. generacije.
Med jedrske reaktorje I. generacije spadajo reaktorji, ki so bili narejeni predvsem z namenom preizkusiti
uporabo jedrske energije za proizvodnjo električne energije. Primer tovrstnega reaktorja je
ShippingportAtomicPowerStation. Elektrarna je bila postavljena kot prva na veliki skali – namenjena za
komercialno pridobivanje električne energije.
Zasnovana je bila tako, da je bilo mogoče zamenjati sredice reaktorske posode, slika 4.5, tlačnovodnega
reaktorja. Reaktor s prvo sredico so zagnali leta 1957. Sredica je vsebovala 4 tone naravnega urana, kateremu je
bilo dodanih slabih 80 kg visoko oplemenitenega urana. Po sedmih letih obratovanja so zamenjali sredico z
drugo, ki je ostala v uporabi še nadaljnjih devet let.
Tretjo in s tem tudi zadnjo sredico, so zagnali leta 1977. Kot gorivo so tokrat uporabili pelete torijevega dioksida
uranovega (233) oksida. Reaktor je zadnjih pet let obratoval z močjo 236 MW in tako je elektrarna lahko
delovala z močjo 60 MW.
Temelji za jedrsko pridobivanje električne energije so bili postavljeni. V nadaljnjem razvoju so reaktorji postajali
vse močnejši in izboljševal se je izkoristek goriva in varnost uporabe je bila na vedno višjem nivoju [4].
8
Slika 4.5: Nameščanje reaktorske posode v ShippingportAtomicPowerStation [4].
(II)
Jedrski reaktorji II. generacije.
V razredu jedrskih reaktorjev II. generacije najdemo reaktorje, ki so bili zgrajeni med leti 1965 in 1996. Pojavi
se več različnih izvedb reaktorjev, ki so postale temelj za jedrsko pridobivanje električne energije:
a)
Tlačnovodni reaktor (PWR: PressurizedWaterReactor)
Tlačno vodni reaktorji so najbolj razširjen tip reaktorjev v današnjih jedrskih elektrarnah. Kot hladilo uporabljajo
prečiščeno lahko vodo. Voda v reaktorju služi tudi kot moderator.
Hladilna (primarna) voda kroži iz reaktorja (temperatura ob izhodu iz reaktorja je okrog 315°C) do uparjalnikov,
kjer odda del svoje toplote sekundarni vodi (ohladi se na približno 275°C), katera potem poganja turbine.
Reaktorske črpalke črpajo vodo iz uparjalnikov nazaj v reaktor. Celoten primarni sistem, slika 4.6, deluje pod
visokim tlakom (nad 155 bar), ki onemogoča uparjanje vode. Nazivne moči takšnih elektrarn se gibljejo med 800
in 1000 MW, kar pomeni, da se v reaktorjih sprošča toplotna moč med 2400 in 3000 MW, saj so izkoristki
relativno nizki. Okrog 30 %.
Kot gorivo se uporabljajo tablete uranovega dioksida (primer NEK). Približno na vsakih 18 mesecev, menjajo
gorivo. Navadno zamenjajo tretjino izrabljenega goriva, ki ga potem skladiščijo v posebnih bazenih z vodo, da se
radioaktivnost goriva dovolj zmanjša in ga lahko pripravijo za transport na odlagališča.
Prednostitlačnovodnih reaktorjev so:Inherentna varnost; če reaktor pride iz območja varnega delovanje, zaradi
naravnih mehanizmov sam od sebe ugasne, ločena primarni in sekundarni vodni krog; vse radioaktivne snovi
ostanejo znotraj reaktorske posode in velika gostota moči.
9
Na drugi strani pa je tudi nekaj pomanjkljivosti: velik tlak v reaktorski posodi; višja cena izgradnje, saj je
potrebno uporabiti kvalitetnejše materiale za cevi in zmogljivejše reaktorske črpalke. Oplemenitenje goriva; za
delovanje reaktorja je potrebno uporabljati obogateno uranovo gorivo, kar tudi predstavlja znaten strošek
delovanja elektrarne [4,5].
Slika 4.6: Shema povezave med reaktorsko posodo in uparjalnikoma [4].
b) Vrelni lahkovodni reaktor (BWR: BoilingWaterReactor)
V vrelnih lahkovodnih reaktorjih, slika 4.7,hladilna voda zavre že ob prehodu skozi sredico reaktorja. Nastala
para poganja turbino in se po opravljenem delu kondenzira in vrne nazaj v reaktorsko posodo. Takšni reaktorji so
veliko bolj preprosti v primerjavi s tlačnovodnimi.
10
Slika 4.7: Shema vrelnega lahkovodnega
reaktorja [4].
Vrelni lahkovodni reaktorji delujejo pri polovico manjšem tlaku kakor tlačnovodni, okrog 75 bar. Voda pri
takšnem tlaku zavre pri 285°C in para se vodi direktno na turbino. Ker je para, ki pride v turbino vlažna, to
znatno vpliva na obrabo lopatic.
V sredici reaktorja je nameščenega okrog 140 ton nizko obogatenega urana, ki je tako kot pri tlačnovodnih
reaktorjih v obliki tabletk uranovega dioksida. Količina goriva je sicer odvisna od moči in velikosti reaktorja.
Zaradi manjše gostote moči, so vrelni reaktorji večji od večine ostalih reaktorjev, vendar pa so zaradi manjšega
števila komponent in nižjih tlakov ob obratovanju (zahteve po kvaliteti materiala so nižje) cenejši za izdelavo.
Moči vrelnih reaktorjev so primerljive s tlačnovodnimi [5,7,8].
c)
Reaktorji hlajeni s tekočo kovino (LMR: Liquid Metal CooledReactor)
Tovrstne reaktorje odlikuje predvsem zelo velika gostota moči. Njihove moči se gibljejo okrog 1,5 GW.
Pretežno delujejo kakor hitri reaktorji, torej nevtronov ne moderirajo. Kot hladilo se uporabljajo različne kovine
oz. njihove spojine. Edini pogoj je, da je spojina v tekočem agregatnem stanju precej nad in pod temperaturo
delovanja reaktorja. Namen tega je, da ne bi prišlo do uparjanja oz. strjevanja kovine v reaktorju. V teh
reaktorjih se kot hladilo uporablja živo srebro (predvsem v prvih primerkih), natrij, svinec,… Zaradi izredno
velike gostote moči se te reaktorje veliko uporablja tudi za pogon podmornic, ladji ipd. [3].
11
Slika 4.8: Shema s tekočo kovino hlajenega reaktorja [3].
(III)
Jedrski reaktorji III. generacje
Med jedrske reaktorje III. generacije uvrščamo reaktorje zgrajene oz. posodobljene od leta 1996 naprej. Gre
predvsem za izboljšane različice reaktorjev II. generacije.
a)
Izpopolnjeni tlačnovodni reaktor (APWR: AdvancedPressurizedWaterReactor)
Japonska tovarna MitsubishiHeavyIndustires je v sodelovanju z ameriškim podjetjem Westinghouse sistem
tlačnovodnih reaktorjev, slika 4.3, izpopolnila tako, da so stroški goriva manjši za 20%, gorivni ciklus pa se je
podaljšal iz okoli 12 mesecev na 18-24 mesecev. Najpomembneje pa je, da je gostota moči v sredici za 15-20%
manjša, kar zagotavlja še varnejše obratovanje elektrarne. Toplotna moč reaktorjev se giblje okrog 4,5 GW. [3,5]
Večjo varnost in nižjo ceno reaktorja so zagotovili predvsem z zmanjšanjem števila sestavnih delov, saj je
potrebno vgraditi manj komponent, ki lahko odpovejo. Dolžino varnostnih cevovodov so zmanjšali za kar 80 %,
za 85 % pa so zmanjšali skupno dolžino električnih žic, ki se uporabljalo za nadzor in krmiljenje reaktorja.
Reaktorji tega tipa, so bili načrtovani za življenjsko dobo vsaj 60 let.
b) Izpopolnjeni vrelni lahkovodni reaktor (ABWR: AdvancedBoilingWaterReactor)
V letu 1990 sta, tako kot za tlačnovodni reaktor, Japonska in ZDA pričeli z razvojem izpopolnjenega vrelnega
lahkovodnega reaktorja, slika 4.8. Končni rezultat je bil vrelni reaktor, ki je:
•
•
•
•
•
precej cenejši,
za njegovo postavitev skupaj z vsemi pripadajočimi deli elektrarne potrebujemo le 48 mesecev,
10-krat manjša verjetnost, da bi prišlo do poškodbe sredice,
v primeru, da pride do izgube hladilne vode, je sredica vedno prekrita s hladilom,
nizko in srednje radioaktivnih odpadkov je le za 100 sodov na leto.
12
Slika 4.9: Shema izpopolnjenega vrelnega lahkovodnega
reaktorja [4].
Razvoj vrelnih lahkovodnih reaktorjev je šel predvsem v smeri varnosti. Reaktorske črpalke (10) so nameščene
znotraj reaktorske posode, kar izboljša zmogljivosti reaktorja. Razvili so tudi elektrohidravlične motorje, s
katerimi lahko hitro in natančno uravnavajo lego kontrolnih palic in s tem natančneje uravnavajo moč reaktorja
(okrog 4 GW toplotne moči) [3,5].
c)
Visokotemperaturni s plinom hlajeni reaktor (HTR: HighTemperatureReactor)
V teh reaktorjih, slika 4.9, kot hladilo uporabljajo plin helij pod tlakom približno 50 bar, moderator pa je grafit.
Gorivo navadno ni shranjeno, tako kot pri večini reaktorjev, v palicah, pač pa v keramičnih kroglicah. Kroglice
so premera 0,5 mm in vsebujejo na sredini uran in torij, na obodu pa je grafit (moderator). Te kroglice nato
združijo v večjo kroglico s premerom 6 cm, ki predstavlja gorivni element. Reaktor z močjo 750 MW ima v
sredici okrog 670.000 gorivnih elementov, ki jih lahko zamenjujejo kar med obratovanjem.
Ko helij prehaja skozi sredico se segreje na več kot 800°C, kar posledično omogoča, da elektrarna deluje z do 20
% višjim izkoristkom. [5]
13
Slika 4.10: Shema visokotemperaturnega s plinom hlajenega
reaktorja [4].
5. Jedrski reaktorji IV. generacije
Jedrski reaktorji IV. generacije so koncept, ki je bil predstavljen leta 2000, kot smernica razvoja pridobivanja
jedrske energije do leta 2030. Razvojno skupino sestavlja 10 držav; Argentina, Brazilija, Francija, Japonska,
Republika Koreja, Južnoafriška republika, Velika Britanija in ZDA. Izbranih je bilo 6 zasnov reaktorjev, za
katere strokovnjaki verjamejo, da lahko z njimi izboljšajo cenovno dostopnost, varnost, učinkovitost izrabe
goriva in zmanjšajo čas radioaktivnosti odpadnih snovi (z nekaj tisoč let na nekaj sto let). V seminarski bodo na
kratko predstavljene štiri izvedbe reaktorjev, ki predstavljajo največji potencial[7-9].
a) Ultra-visokotemperaturni plinski reaktor (Very-Hight-Temperature gasreactor)
Ta tip reaktorjev, slika 4.10, je moderiran z grafitom in hlajen s helijem. Izhodna temperatura reaktorskega
hladila se giblje okrog 1000°C in je zato primeren za pridobivanje vodika in elektrike hkrati. Odlika tega
reaktorja je inherentna varnost. To pomeni, da če se moč reaktorja začne nekontrolirano povečevati, se jedrska
reakcija ustavi sama od sebe. Takšen reaktor (s toplotno močjo 800 MW) so pričeli graditi v Južnoafriški
republiki, vendar se je projekt ustavil zaradi umika finančnega pokrovitelja. Vzrok umiku so bile nepričakovane
tehnične težave, ki so precej povečale vrednost projekta.
14
Slika 5.1: Shema ultra-visokotemperaturnega plinskega reaktorja [4].
Kot gorivo lahko uporabljajo kroglice ali tabletke iz uranovega dioksida ali uranovega karbida. Sama zasnova
reaktorja je dokaj preprosta, zaplete pa se pri izbiri materialov za izdelavo komponent, saj so izpostavljeni
visokim temperaturam, visokim odmerkom nevtronskega sevanja in, če se za hlajenje namesto helija uporablja
talina soli, tudi koroziji. Materiali, ki bi jih uporabili za izdelavo, bi morali biti mehansko in temperaturno dovolj
odporni. Kot najprimernejši materiali so omenjene superkovine na osnovi niklja in pa silicijevi karbidi [4,8,9].
b) Superkritični vodni reaktor (Supercritcalwaterreactor)
Superkritični vodni reaktorji, slika 4.11, naj bi delovali nad kritično točko vode. To je točka, pri kateri sta
temperatura in tlak neke snovi tako visoka, da ne moremo ločiti med tekočim in plinskim agregatnim stanjem
snovi. Za vodo znaša približno 220 bar in 647 K (374°C). Tako bi superkritični reaktor obratoval pri tlaku 250
bar in temperaturi med 500 in 550°C. Kot gorivo je predviden uranov oksid. V tem primeru tudi ne bi uporabljali
sekundarnega hladilnega sistema, pač pa bi hladilno snov reaktorja vodili neposredno na turbino.
Tako kot pri visokotemperaturnih plinskih reaktorjih se tudi tukaj pojavlja vprašanje uporabe materialov, ki bi
zdržali mehanske obremenitve. Odkrili pa so še eno težavo; in sicer, veliko elementov lahko postane
radioaktivnih, kadar so izpostavljeni pogojem, ki vladajo v takšnem reaktorju. Velika problem so predvsem
kobaltove zlitine, saj iz kobalta 59 ob obstreljevanju z nevtroni nastane kobalt 60, ki je močan vir gama sevanja.
Zasnova s superkritično vodo ima zelo učinkovit prenos toplote, kar se posledično odraža tudi v boljšem
izkoristku goriva. Boljši prenos toplote in višji izkoristek goriva prineseta tudi veliko večjo gostoto moči. V
praksi to pomeni, da bi za enako moč, kot jo danes proizvajajo tlačnovodni reaktorji (npr. NEK – 1,9 GW
toplotne moči), imeli reaktor ki bi bil za 30 % manjši. Izvedbe s hitrimi nevtroni bi lahko delovale kot oplodni
reaktorji in bi lahko proizvedli več jedrskega goriva, kot bi ga porabili.
15
Slika 5.2: Shema superkritičnega vodnega reaktorja [4].
Nasproti vsem prednostim stojijo določene tehnološke težave, ki ovirajo razvoj. Največja težava sta visok tlak in
velika temperaturna razlika med spodnjim in zgornjim delom sredice, kar močno mehansko obremenjuje
reaktorsko posodo. Ob tem se pojavlja tudi razlika v gostoti hladila/moderatorja ob vstopu in izstopu iz
reaktorske posode, kar bi lahko predstavljalo težave pri zasilnem hlajenju reaktorja [4,8,9].
c)
Tekoče-solni reaktor (Moltensaltreactor)
Pri tekoče-solnih reaktorjih, slika 4.12, gre za reaktorje, kjer je hladilo ob enem tudi gorivo. To dosežemo s
spajanjem gorivnega elementa (uran, torij) v sol. Tako dobimo uranov ali torijev tetrafluorid (UF4 ali ThF4).
Snov tako kroži v primarnem krogu in deluje kot hladilo reaktorja. Ko priteče v reaktorsko sredico, steče skozi
moderator (grafit) in v gorivu/hladilu se zgodijo razcepi jeder in sprosti se toplota moč (okrog 2,5 GW), ki jo
potem gorivo/hladilo odnese naprej.
Temperatura hladila je ob izstopu okrog 750°C pri relativno nizkem tlaku. Sekundarni hladilni sistem poganja
turbino in preko njega je prav tako mogoče pridobivati vodik.
Zasnova tekoče-solnega reaktorja prinaša veliko prednosti, saj jo poleg inherentne varnosti odlikuje tudi
preprosta zasnova, ki pripomore k večji operativni varnosti in preprostosti izgradnje. Ker za delovanje uporablja
raztopljeno gorivo, ni potrebe po izdelavi gorivnih elementov. Še večja prednost je možnost ponovne uporabe
raztopine. Najprej je s kemijskimi postopki potrebno izločiti gorivne produkte ter ponovno raztopiti uran. Izkaže
se tudi, da gorivni ostanki ostanejo radioaktivni let okrog 300 let, kar je veliko manj v primerjavi s trajanjem
radioaktivnosti današnjih gorivnih odpadkov, ki ostajajo radioaktivni še več tisoč let po tem, ko so že bili
izrabljeni.
Ena izmed slabosti takšnega reaktorja je, da je potrebno ob njem imeti tudi tovarno za kemijsko predelavo
goriva, kjer izločajo iz goriva cepitvene produkte in raztapljajo novo gorivo. Tako kot visokotemperaturni
plinski in superkritični vodni reaktorji se pri tej zasnovi lahko pojavlja sevanje zunanjih komponent zaradi
16
močnega nevtronskega sevanja. Kljub obetajočim napovedim, je ta različica reaktorja v primerjavi z ostalimi
različicami IV. generacije reaktorjev najmanj raziskana [4,8,9].
Slika 5.3: Shema superkritičnega vodnega reaktorja [4].
d) Plinsko hlajeni hitri reaktor (Gascooledfastreactor)
Hitri reaktorji so bili v preteklosti namenjeni oplodnem delovanju, predvsem zaradi pomanjkanja
oplemenitenega urana za reaktorje s katerimi so pridobivali električno energijo. Sedaj pa se jih namerava
uporabljati tudi kot samostojne enote za pridobivanje električne energije (moči od 1,5 do 3 GW) in lahko bodo
delovali zelo dolgo brez menjave goriva.
Kakor večina danes delujočih s helijem hlajenih reaktorjev, bo tudi ta reaktor, slika 4.13, deloval pri visokih
temperaturah, do 850°C. Tudi v reaktorjih tega tipa, bo poleg elektrike mogoče pridobivati vodik. Zaradi
delovanja kot hitri reaktor tudi ni potrebe po moderatorju. Kot zanimivost teh reaktorjev velja omeniti do, da bo
hladilni plin direktno poganjal turbino. Za gorivo bi bilo mogoče uporabljati tudi osiromašeni uran. To je uran, v
katerem je več kot 99,5% urana 238. Za večino elektrarn je namreč potrebno gorivo obogatiti, saj uran 238 ni
najbolj primeren. Obogatijo ga tako, da iz uranove rude (sestavljena iz približno 0,72% urana 235, ostalo uran
238) odstranijo del urana 238, da dobijo gorivo z vsaj 2% ali več urana 235. Del urana, ki ostane po predelavi, pa
za zdaj ni primeren za uporabo. Tako je mogoče varčevati z viri in z energijo za pridobivanje obogatenega urana
[4,8,9].
17
Slika 5.4: Shema plinsko hlajenega hitrega reaktorja [4].
6. Sklep
Temelje za razvoj in uporabo jedrske energije je s svojo teorijo relativnosti postavil Albert Einstein. Razvoj
jedrske znanosti se je nadaljeval z Leom Szilardom in njegovo idejo o verižni reakciji, ki jo je uspel udejanjiti ob
pomoči Enrica Fermija.
Definicija generacij jedrskih reaktorjev se je oblikovala leta 2000, ko so se začeli resnejši pogovori o
zagotavljanju globalnih energetskih problemov, ki so vedno bolj očitni. Takrat so razdelili obstoječo zgodovino
jedrskih reaktorjev na podlagi tehnologij, izkoristkov in varnostnih parametrov.
Kot jedrske reaktorje prve generacije so označili prve komercialne reaktorje za proizvodnjo električne energije,
ki so bili zgrajeni pred letom 1965. V skupino jedrskih reaktorjev druge generacije spadajo vsi reaktorji, zgrajeni
med leti 1965 in 1996. Ta generacija reaktorjev je postavila standarde za nadaljnji razvoj jedrskega načina
pridobivanja električne energije. Velik del reaktorjev, ki danes obratujejo spadajo v to in naslednjo skupino.
Tretja generacija jedrskih reaktorjev so izpopolnjene oz. posodobljene različice reaktorjev druge generacije, ki
obratujejo od leta 1996 naprej.
Četrta generacija jedrskih reaktorjev je več konceptov reaktorjev, ki bodo dovolj raziskani in dovolj dobro
zasnovani za komercialno uporabo do leta 2030. Namen je razviti zasnovo reaktorjev, ki bodo cenovno ugodni.
To se lahko doseže z boljšim izkoristkom goriva, preprosto zasnovo, ki poceni gradnjo, dolgo obratovalno dobo,
in enostavnim vzdrževanjem. Zaradi visokih temperatur, ki so potrebne za visoke izkoristke, se lahko poleg
elektrike proizvaja tudi vodik, katerega lahko uporabljamo kot pogonsko gorivo. Veliko pozornosti se posveča
tudi varnosti, saj so v primeru nesreče v jedrski elektrarni posledice lahko zelo hude in dolgotrajne.
18
7. Literatura
[1] M. Fakin in ostali, Učni načrt – Tehnika in tehnologija (Ljubljana, Ministrstvo za šolstvo in šport, Zavod RS
za šolstvo, 2011).
[2] I. Verovnik in ostali, Učni načrt – Fizika (Ljubljana, Ministrstvo za šolstvo in šport, Zavod RS za šolstvo,
2011).
[3] P. Starič, Izdelava prvih atomskih bomb(Ljubljana, Tehniška založba Slovenije, 1995).
[4] Spletna enciklopedija[http://en.wikipedia.org/wiki/Nuclear_reactor].
[5] V. Dimic, Elektrika iz jedrskih elektrarn (Radovljica, DIDAKTA, 1995).
[6] Spletna stran NEK [http://www.nek.si].
[7] M. Stephen, Nuclearreactors: Generation to Generation, AmericanAcademyofArtsandScience (2011).
[8] J. Thornton, Thenextgenerationofnuclearreactors, Asme, (November 2011).
[9] TheEncyclopediaOfEarth [http://www.eoearth.org/view/article/152940/].
19
8. Priloge
8.1 Učni list
1. Kdo je postavil teoretične temelje za razvoj jedrskih reaktorjev?
2. Naštej sestavne dele reaktorja v Nuklearni elektrarni Krško.
3. Zapiši črko pred ustrezen pojem.
__ jedrsko gorivo
__ chichago pile
__ moderator
__ terminčni nevtron
1 prvi reaktor
2 grafit
3 upočasnjen delec
4uran
4. Kakšno je tvoje mnenje o jedrskih elektrarnah? Bi si upal živeti v njeni bližini? Zakaj?
8.2 Rešen učni list
1) Albert Einstein
2) sredica reaktorja, moderator, hladilo, regulacijske palice
3)
4-jedrsko gorivo
1-chichago pile
2- grafit
3-temični nevtron
4) Prost odgovor učenca, pri katerem pričakujemo njegovo subjektivno mnenje glede obravnavane tematike.
8.3 Računalniška igrica – vodenje jedrske elektrarne
http://www.kvarkadabra.net/pojavi/animacije/NuclearPlant/jedrska_centrala.htm
20