Jakie materiały są stosowane w lekkowodnych reaktorach jądrowych? Artykuł przedstawia wpływ promieniowania na zmianę struktury i adekwatności tych materiałów.
Z artykułu dowiesz się:
- jak w tej chwili rozwija się energetyka jądrowa w Polsce,
- jakie materiały są używane w lekkowodnych reaktorach jądrowych,
- w jaki sposób promieniowanie wpływa na zmianę struktury i adekwatności materiałów wykorzystywanych w reaktorach.
Ostatnio na całym świecie obserwuje się ponowny wzrost zainteresowania energetyką jądrową, co w dużej mierze wydaje się być związane z chęcią ograniczenia emisji gazów cieplarnianych. Również w Polsce mówi się dużo o budowie elektrowni jądrowych, a choćby reaktorów jądrowych do celów takich, jak kogeneracja czy dostarczenie ciepła procesowego. jeżeli chodzi o tzw. dużą energetykę jądrową, to jak dotąd najbardziej zaawansowane są plany budowy elektrowni jądrowej w technologii AP100 na Pomorzu. Rozważana była także technologia APR1400 (Konin), a w kontekście kolejnej lokalizacji wciąż pewne szanse wydaje się mieć technologia EPR.
Wszystkie trzy powyższe typy reaktorów zarówno do chłodzenia, jak i spowalniania neutronów korzystają z wody pod ciśnieniem uniemożliwiającym wrzenie, a para poruszająca turbinę jest wytwarzana w generatorze pary (rys. 1). Wraz z wodą chłodzącą wymienianą ze środowiskiem występują więc trzy obiegi: obieg reaktora (ok. 155 bar, brak możliwości wrzenia), obieg wodno-parowy (turbina) i obieg wody chłodzącej (skraplacz ‒ zbiornik wodny/chłodnia kominowa). Taki typ reaktora nazywa się reaktorem wodnym ciśnieniowym (PWR – ang. pressurized water reactor).
Typy reaktorów
Reaktory PWR są typem zdecydowanie najbardziej rozpowszechnionym na świecie (tab. 1). Warto zaznaczyć, iż również budowana w latach osiemdziesiątych XX wieku elektrownia w Żarnowcu miała korzystać z tego typu reaktora, choć w technologii opracowanej w ZSRR (VVER – ros. водо-водяной энергетический реактор). Warto o tym pamiętać, ponieważ często powtarzane są nieprawdziwe informacje, jakoby w Polsce planowano kiedykolwiek budowę reaktora tego samego typu co w Czarnobylu (RBMK – ros. реактор большой мощности канальный). Reaktory RBMK budowano wyłącznie na terenie ZSRR, natomiast reaktory VVER budowano (i przez cały czas buduje się) również w innych krajach. Należy podkreślić, iż nie ma zasadniczych powodów konstrukcyjnych, aby technologię VVER traktować oddzielnie od PWR, dlatego też nie są one oddzielnie wyszczególnione (tab. 1) w zestawieniu Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej (IAEA – ang. International Atomic Energy Agency).
Sporo mówi się także o budowie tzw. małych reaktorów modułowych (SMR – ang. small modular reactors). Większość z poważnie rozważanych w Polsce projektów SMR należy do kategorii reaktorów wodnych ciśnieniowych PWR, choć projekt planowany do wdrożenia przez Orlen Synthos Green Energy (BWRX-300 od GE Hitachi) jest reaktorem wodnym wrzącym (BWR – ang. boiling water reactor). W tego typu reaktorze woda jest pod mniejszym ciśnieniem, a para jest produkowana w zbiorniku reaktora, w związku z czym występują tylko dwa obiegi. Warto również wspomnieć o propozycji budowy w Polsce na szeroką skalę reaktorów wysokotemperaturowych chłodzonych gazem (HTGR – ang. high-temperature gas-cooled reactor) [1], które miałyby dostarczać głównie ciepło przemysłowe. Budowa eksperymentalnego reaktora tego typu jest planowa w Narodowym Centrum Badań Jądrowych [2].
Materiały konstrukcyjne reaktorów
Zarówno reaktory PWR, jak i BWR należą do reaktorów lekkowodnych (tj. chłodzonych wodą lekką, w odróżnieniu od wody ciężkiej, tj. zawierającej deuter zamiast wodoru). Z uwagi na to, iż reaktory lekkowodne (LWR – ang. light-water reactors) stanowią przeważającą większość reaktorów energetycznych na świecie, jak również są planowane do budowy w Polsce, w artykule skupiamy się na materiałach konstrukcyjnych stosowanych w tego typu reaktorach. Ponadto artykuł dotyczy materiałów narażonych na promieniowanie, a więc przede wszystkim tych występujących wewnątrz zbiornika reaktora (RPV – ang. reactor pressure vessel), a spośród nich wybrane zostały trzy główne typy materiałów.
Sam zbiornik reaktora wykonywany jest ze stali niskostopowej (główny składnik mikrostruktury, ferryt, ma sieć krystalograficzną regularną przestrzennie centrowaną A2 – BCC, ang. body-centered cubic, rys. 2a) o grubości od kilkunastu do dwudziestu kilku centymetrów. Tak duża grubość jest wymagana ze względu na ciśnienie (155 bar w typowym reaktorze PWR). Wnętrze zbiornika jest dodatkowo pokryte warstwą stali nierdzewnej z uwagi na korozję. W porównaniu do komponentów wewnątrz zbiornika do jego ścian dociera nieco mniej promieniowania. Niemniej jednak stan zbiornika RPV jest o wiele bardziej istotny, ponieważ nie jest rozważana jego wymiana i dlatego jego stan determinuje żywotność całej instalacji. W ostatnich latach w USA i w Europie prowadzonych było wiele projektów badawczych mających na celu określenie, czy stan stali zbiorników w istniejących reaktorach pozwala na przedłużenie ich eksploatacji na kolejne lata.
Pomocnicze elementy konstrukcyjne
Wewnątrz zbiornika reaktora znajduje się wiele pomocniczych elementów konstrukcyjnych, które m.in. umożliwiają zamocowanie elementów paliwowych i prętów kontrolnych. Większość z nich wykonuje się ze stali nierdzewnych austenitycznych, np. typu 304. Tego typu stale charakteryzują się przeważnie siecią krystalograficzną regularną ściennie centrowaną A1 (ang. FCC – face-centered cubic) (rys. 2b).
Z oczywistych względów (zasięg promieniowania) największe dawki promieniowania dostają koszulki prętów paliwowych, które oddzielają paliwo (najczęściej tlenek uranu) od chłodziwa. Wykonuje się je ze stopów cyrkonu, np. Zircaloy 2 i Zircaloy 4. Materiały te charakteryzują się siecią krystalograficzną heksagonalną zwartą A3 (HCP – ang. hexagonal close-packed). Warto jednak zauważyć, iż koszulki prętów są również dość często wymieniane, a ściślej rzecz biorąc, są usuwane z rdzenia wraz z wypalonym paliwem, zwykle nie później niż po trzech latach. Po tym czasie są przenoszone do basenu na wypalone paliwo.
