Nuklearna elektrana

Nuklearna elektrana je elektrana koja kao izvor energije koristi toplotu dobijenu u nuklearnom reaktoru, a po svemu ostalom se ne razlikuje bitno od termoelektrane koja koristi fosilno gorivo.

Nuklearne elektrane razlikuju se prema tipu nuklearnog reaktora od kojih je najčešći reaktor hlađen i moderiran običnom vodom pod pritiskom.

U Rusiji postoje 33 reaktora u deset centrala, i obezbjeđuju 16 posto ukupne proizvodnje elektične energije u zemlji, ali 30 posto za evropsku stranu. Rusija gradi devet nuklearnih reaktora na svojoj teritoriji, a u inostranstvu gradi 20.

PWR reaktor
Hermetički vodeni reaktor ili PWR (Pressurized water reactor) pripada drugoj generaciji nuklearnih reaktora koji koristi običnu vodu kao rashladno sredstvo i neutronski moderator. Prvobitno je razvijen u Nacionalnoj laboratoriji "Oak Ridge", a bio je namijenjen za pogon nuklearnih podmornica. Danas postoji više od 230 PWR reaktora u nuklearnim elektranama i nekoliko stotina u podmornicama i brodovima na nuklearni pogon. Izvedba nuklearnih elektrana s reaktorom sa vodom pod pritiskom (PWR – pressurized water reactor) zasniva se na principu dvaju odvojenih rashladnih krugova; rashladnog kruga reaktora odnosno primarnog kruga, i rashladnog kruga parogeneratora tj. sekundarnog kruga.
Općenito, nuklearne elektrane se u osnovi međusobno razlikuju po izvedbi reaktorskog postrojenja, dakle po izvedbi primarnog rashladnog kruga.

desno|300px|thumb|Shema elektrane sa PWR reaktorom

Dizajn PWR reaktora
Rashladno sredstvo
Obična voda ulazi na dnu reaktora pri temperaturi od 275 °C te se, strujeći prema gore kroz reaktorsku jezgru, zagrijava do 315 °C. Voda ostaje u tekućem stanju uprkos visokoj temperaturi zbog visokog pritiska u primarnom rashladnom krugu, obično oko 155 bara. Visoki pritisak u primarnom krugu osigurava odvojeni kompresor spojen u primarni krug koji je djelimično napunjen vodom zagrijanom uronjenim električnim grijačima do temperature zasićenja za željeni pritisak. Zbog postizanja pritiska od 155 bara temperatura u kompresoru se održava na 345 °C, što daje minimalnu temperaturnu razliku od 30 °C. Kako bi se postigao maksimalni prijenos topline temperatura, pritisak i protok u primarnom krugu su podešeni tako da se pothlađeno mjehurasto isparavanje događa kada voda prelazi preko uranijskih štapova. Nakon što pokupi toplotu prolazeći kroz reaktorsku jezgru, voda iz primarnog kruga predaje toplotu u generatoru pare vodi iz niskotlačnog sekundarnog kruga, koja isparavanje u zasićenu paru pritiska 6,2 MPa i temperature 275 °C (u većini izvedbi), koje se zatim koristi u parnoj turbini. Nakon što preda toplotu, voda iz primarnog kruga se pumpa nazad u reaktor pomoću snažnih pumpi koje mogu dostizati snagu od 6 MW svaka.

Dakle, tipični parametri rashladne vode reaktora su:
Pritisak: 150 do 160 Mpa
Prosječna temperatura: 570K do 590 K
Promjena temperature vode u reaktoru i parogeneratoru: 30 do 50 K
Protočna zapremina po rashladnoj petlji: oko 6 m3/sek

Moderator
Kako bi se održavala lančana reakcija u nuklearnom reaktoru brzi fisijski neutroni se moraju usporiti. U PWR reaktoru rashladna voda se koristi kao neutronski moderator tako da neutroni prolaze kroz višestruke sudare sa lagahnim atomima vodika pri čemu gube brzinu. Ovo usporavanje neutrona je češće što je voda gušća. Korištenje vode kao moderatora je važna sigurnosna karakteristika PWR reaktora. Svakim povišenjem temperature u reaktoru smanjuje se gustoća vode, samim time i broj usporenih neutrona. Zbog toga, ako je reaktivnost u reaktoru iznad normalne, reducirani broj usporenih neutrona uzrokovat će usporenu lančanu reakciju, time generirajući manju količinu topline. Ova osobina, poznata kao negativni temperaturni koeficijent reaktivnosti, čini PWR reaktore vrlo stabilnim. Veličina jezgre reaktora i broj gorivnih elemenata u njoj zavise od snage. Radi što višeg stepena standardizacije nuklearne opreme primarnog kruga, elektrane se izvode u nekim određenim područjima snaga (600 do 700, 900 do 1000 i 1200 MW).
Na taj način je omogućeno da se reaktori hlade sa više rashladnih petlji, odnosno krugova od kojih svaki odgovara polovini, trećini ili četvrtini snage reaktora. Svaka rashladna petlja projektirana je za 300 do 400 MW električne snage elektrane (što predstavlja oko 1 toplinski gigavat).

Komponente nuklearne opreme (parogeneratori, pumpe) u svakoj rashladnoj petlji su iste. Budući da su rashladni krugovi u reaktoru povezani hidraulički, dovoljan je samo jedan regulator pritiska primarnog kruga za sve rashladne krugove (petlje).
U bivšem Sovjetskom savezu za potrebe energetike razvijeni su reaktori VVER. Tipske snage nuklearnih elektrana sa tim reaktorima su 440 MW (stariji tip sa 6 rashladnih petlji), te 1000 MW (noviji tip sa 4 rashladne petlje).

 Kontejnment 
Komponente primarnog rashladnog kruga smještaju se u veliku zaštitnu posudu koja se naziva kontejnment.
Kontejnment je projektiran za pritisak koji bi u njoj nastao u slučaju pucanja komponente primarnog kruga (najčešće se pretpostavlja lom primarnog cjevovoda). U tom slučaju bi naglo pao u primarnom krugu i voda bi isparila. Para bi zajedno sa dijelom radioaktivnih nuklida koji se nalaze u primarnom krugu ispunila kontejnment i povisila u njoj pritisak na 0,3 do 0,4 MPa. Na taj pritisak je kontejnment i projektiran. Opisani kvar se tretira kao najveći projektom predviđeni kvar (Design Basis Accident - DBA).

Oblik kontejnmenta i smještaja komponenata reaktorskog postrojenja s PWR-om unutar kontejnmenta se razlikuje projektima različitih proizvođača nuklearne opreme (Siemens, Westinghouse, KWU, Mitsubishi, Hitachi, Framatome, Areva itd.)
Naprimjer, prema projektu firme KWU, primjer je postrojenja s četiri rashladne petlje sa osnovnim obilježjem kuglastog oblika kontejnmenta (kuglasti oblik tlačne posude bolje izdržava unutrašnji pritisak od valjkastog oblika).
Kuglasta zaštitna posuda kod date visine osigurava veći unutrašnji prostor a time i mogućnost smještaja bazena za ozračeno gorivo unutar posude. Unutrašnji smještaj bazena omogućava i bolju zaštitu ozračenog goriva od vanjskih utjecaja.

 Jezgra reaktora 

Prednosti
 PWR reaktori su vrlo stabilni zbog njihove tendencije proizvodnje manje snage kako temperatura raste; ovo čini rad sa PWR reaktorima lakšim sa gledišta stabilnosti.
 PWR reaktori mogu raditi sa jezgrom sa manje fisijskog materijala nego što je potrebno za kritičnu reakciju. Ovo svojstvo uveliko smanjuje šansu da će reaktor izmaći kontroli, što ih čini relativno sigurnim od kritičnih nesreća.
 Zbog toga što koriste obogaćeni uranij kao gorivo PWR reaktori mogu raditi sa običnom vodom kao moderatorom umjesto znatno skuplje teške vode.
 Primarni i sekundarni krug su odvojeni pa voda u sekundarnom krugu nije onečišćena radioaktivnim materijama.

Nedostaci
 Visoki pritisak rashladne vode zahtjeva čvršće cijevi i kućište reaktora, što povećava troškove same konstrukcije. Visoki pritisak može povećati posljedice curenja rashladne vode.
 Većina PWR reaktora ne mogu biti dopunjeni za vrijeme rada što smanjuje vrijeme upotrebe reaktora a samim time i finansijske gubitke.
 Prirodni uranij sadrži samo 0,7% U-235 izotopa potrebnog za nuklearnu reakciju. Zbog toga je potrebno umjetno obogaćivati uranij, što poskupljuje samo gorivo.
 Zbog toga što se koristi voda kao neutronski moderator nije moguće sagraditi brzi neutronski reaktor u PWR izvedbi.

 Reference 

 Vanjski linkovi 

 Nauka 50: Nuklearka (Obrazovno-naučni program RTS-a – zvanični kanal)

Kategorija:Nuklearna fizika
Kategorija:Elektrane
Kategorija:Ruski izumi
Kategorija:Sovjetski izumi