LYNINNFØRING I REAKTOR FYSIKK OG REAKTORTEKNOLOGI

Atomreaktorer er teknisk svært komplisert. Det finnes også en rekke forskjellige typer reaktorer i drift. Mange nye er under planlegging og utprøving.

Vi vil forsøke å gi en kort og svært forenklet framstilling fra et område som egentlig er svært omfattende og i stadig utvikling.Vi har derfor kuttet ut beregninger, formler og detaljerte data.
Et atomkraftverk baserer seg på utnyttelse av varmen fra spaltingen av atomer i reaktorkjernen. Kjøleren tar opp denne varmen og leder den til en varmeveksler som produserer vanndamp. Vanndampen driver en dampturbin som driver en elektrisk generator. Produksjonen av elektrisitet fra et atomkraftverk vil være avhengig av selve reaktoren, varmeveksleren, dampturbinen og strømgeneratoren.
De reaktortypene som presenteres hører til de mest populære. Det har i årenes løp (mere enn 60 år s utvikling) foregått store endringer i selve atomreaktorene. Hovedprinsippene er likevel de samme, stort sett. De fysiske lovene gjelder jo fortsatt !
En reaktors effekt er i tillegg til reaksjonene i selve reaktorkjernen sterkt avhengig av effektive varmevekslere, dampturbiner og elektriske generatorer.
Utviklingen av atomkraftverkene har foregått parallelt på alle disse områdene.

Vi konsentrerer framstillingen om en type tungtvannsreaktor (CANDU- ), en type trykkvannsreaktor (PWR) , en type kokende vann reaktor (BWR) , en type gass kjølt (GCR) og en fast breeder (FBR).

I en atomreaktor foregår det en kontrollert serie av kjernereaksjoner i brennstoffet i reaktorkjernen. Uranbrenselet i reaktorkjernen er egenlig i form av uranoksyd (UO2)
Brennstoffet, atomer av grunnstoffene Uran 235 eller Plutonium 239 vil ved bestråling med nøytroner spaltes i to nye grunnstoffer . ("fisjon") De to delene som er dannet farer fra hverandre med stor hastighet. Ved sammenstøt med andre atomer i reaktorbrennstoffet blir det avgitt enorme mengder varme. Ved spaltingen blir det sendt ut 2-3 nye nøytroner som kan sette i gang nye kjerne spaltinger. ("kjedereaksjon"). Brennstoffet blir under kjernereaksjonene svært varmt og må kjøles ned.

Brennstoffet er kapslet i metallrør som kan avkjøles av en form for kjøler . (Vann, tungtvann, karbondioksyd, flytende bly eller flytende organiske stoffer m.fl.) Uranet i kjernen i reaktoren kan være naturlig uran, eller "anriket" uran.
Brennstoffet blir under spaltingen svært varmt, og må hele tiden kjøles ned av kjøleren. Utenfor rørene med uran vil det være en moderator som tungtvann, grafitt og andre. Moderatoren har til oppgave å bremse opp nøytronenes hastighet. Nøytroner med lavere hastighet er mere effektive i spaltningen av atomene i brennstoffet enn hurtige.

Ukontrollert kjernespaltning ("Kjedereaksjon").

Figuren viser skjematisk hvordan en ukontrollert kjedereaksjon ved bombardering av Uran 235 med nøytroner vil utvikle seg. Hver enkelt kollisjon mellom et nøytron og et uranatom fører til en spaltning av uranatomet ("fisjon"). Ved spalningen blir det frigjort 2-3 nøytroner. Prosessen går svært fort hvis den får fortsette ukontrollert slik som i en atombombe. I atomreaktorer kontrolleres prosessen vanligvis ved bruk av "kontrollstaver" (inneholder Cd-Ag- In metaller) som kan skyves inn i selve reaktorkjernen. Kontrollstavene absorberer nøytroner slik at de ikke kan delta i kjedereaksjonen. Utviklingen av prosessen kan da holdes under kontroll. De alvorligste ulykker med reaktorer skyldes at kontrollsystemet ikke har virket, eller har vært koblet ut.

Fisjonsprosessen (fisjon - moderering -fisjon)

Figuren viser hvordan termiske ("langsomme") nøytroner (hastighet rundt 2200 m/s) spalter et uranatom. Fisjonsproduktene kan f.eks. kan være grunnstoffene Xe, Ba, Sr, Be og Sa. Fisjonsproduktene har stor hastighet og avgir varme ved kollisjoner med andre atomer. Ved fisjonen sendes det ut 3 nye nøytroner som har stor hastighet ("hurtige"). Nøytronene blir bremset ned til thermisk hastighet ved kollisjoner i moderatoren. Moderatoren kan være vann, tungt vann eller grafitt. De langsomme nøytronene kan så spalte nye uranatomer.



Driften av reaktorkjernen kan reguleres ved hjelp av kontrollstaver. Kontrollstaver inneholder metaller som absorberer nøytroner slik at hastigheten på kjedereaksjonen kan reguleres og eventuelt bremses kraftig opp.
Reaktorer av typen CANDU har separate åpninger for de enkelte rør med brennstoff i moderatatoren. Kjernen og moderatoren befinner seg i en lukket tank. Inne i selve tanken vil det også være kontrollstaver som kan absorbere nøytroner, og dermed regulere aktiviteten i reaktorkjernen. I enkelte typer tungtvannsreaktorer kan nivået av moderatoren brukes til å regulere aktiviteten i brennstoffet. En del reaktorer har en såkalt "reflektor" i tillegg utenfor moderatoren. Reflektoren skal være med å hindre at for mange nøytroner går tapt.
Utenfor selve reaktortanken vil det være en sikkerhetstank som har til hensikt å fange opp eventuelt radioaktivt materiale hvis det skulle skje et uhell med selve reaktorkjernen.
Kjøleren blir varmet opp av atomspaltingen som foregår i brennstoffet og kan ledes ut av selve reaktoren og reaktorbygningen og via en varmeveksler drive en turbin som igjen kan drive en elektrisk generator.

Prinsippene ved kraftstasjon som drives med fossilt brensel og atomkraftstasjon som drives med kjernefisjon.

Figuren viser en enkel skisse som sammenlikner produksjonen elektrisk strøm ved hjelp av en dampturbin drevet av damp fra forbrenning av fossilt av brennstoff (olje ,kull, naturgass osv.) og en (helt lik turbin) drevet med damp som blir oppvarmet til koking under/ved kjøling av det kjernefysiske brennstoffet.(uran).
Vi har nevnt tidligere at spalting av 1 kg Uran 235 kan avgi samme varmemengde som forbrenning av ca. 2.7 millioner kg kull.
 

.
Forenklet "flow diagram" for en kraftstasjon drevet av en reaktor av typen CANDU- BHW. (Boiling Heavy Water). Denne typen reaktorer bruker naturlig uran som brensel og tungtvann som moderator og kjøler.


Flow diagram for en reaktor av typen GCR. ( Gas Cooled Reactor). Reaktoren bruker grafitt som moderator og gassen CO2 som kjøler.Reaktoren bruker lavt anriket uran som brensel. Gassen CO2blir oppvarmet til vel 600 (?) grader C. under driften. Reaktortypen ble særlig populær i Storbritania.

Viser en skisse av en reaktor av typen PWR. (Pressured Water Reactor).

Den bruker vann som moderator og kjøler. Kjølevannet har temperatur på rundt 320 C. Kjøleren står under høyt trykk i reaktorkjernen for å hindre koking. Reaktoren bruker lett anriket uran som brensel. denne typen reaktor er svært utbredt. Det skal være rundt 230 i drift. Det bygges nå en del reaktorer som er en videre utvikling av typen.

Skisse av en reaktor av typen BWR. (Boiling Water Reactor). Lavere trykk gir lavere virkningsgrad enn PWR

Vann brukes til både moderator og kjøler. Typen er mye lik PWR, men operer med kokende vann i kjernen. Dermed lavere trykk og temperatur på kjøleren. Bruker også lavt anriket uran i kjernen. Denne typen er også svært utbredt. Typen er utviklet og forbedret.

Skisse av en reaktor av typen "fast breeder" .(Fast Breeder Reactor).

Reaktortypen har en reaktorkjerne av rent Pu 239 eller U 235. Den har ingen moderator. Selve kjernen er omgitt med stoff som ikke er særlig egnet for bruk i en kjedereaksjon, men som ved bestråling med nøytroner kan bli omdannet til slike stoffer. Det gjelder stoffer som Uran 238 som ved bestråling omdannes til Plutonium 239 og Thorium 232 til Uran 233.


Viser et snitt gjennom selve reaktorbygningen for kraftstasjonen Douglas Point reaktoren, en CANDU reaktor.(type BHR- Boiling Heavy Water). Både moderator og kjøler er tungt vann. Brennstoffet er naturlig uran. Reaktortanken er plassert horisonalt. Reaktoren produserte 200 000 KWe.

 

Snitt gjennom atomkraftverket Stade i Tyskland av type PWR. (Pressured Water Reactor). Også omtalt senere.

Konstruksjonen av Stade reaktoren var typisk for generasjon II av trykkvannsreaktorer. PWR er stadig den mest populære typen reaktorer. Kraftverket som leverte 630 MWe ble bygget av Siemens. Det ble ble aviklet i 2003 bl.a.som følge av den voldsomme motstanden i Tyskland mot atomenergi.
Temp. på kjølevannet 275 C. .
Brennstoffet bestod av noe naturlig uran (56,2 t) og noe anriket (ca. 2.5 %) uran (3.0 t ). Både moderator og kjøler er vann. Oppgitt virkningsgrad: gross effiency 34,8 % og net efficiency 33,2 %.


KLASSIFISERNING AV ATOMREAKTORER.

Det finnes to hovedtyper av atomreaktorer:
1. hurtige reaktorer som baserer seg på utnyttelse av hutige nøytroner
2. termiske reaktorer som baserer seg på langsomme nøytroner.

I det følgende vil vi konsentere oss om termiske reaktorer som er konstruert for å produsere elektrisk strøm.
Vi vil understreke at verdiene som oppgis er avrundete og representative verdier. Størrelsesordenen skulle være riktig. Det har vært særlig vanskelig å få tak i en del viktige verdier for reaktorer av generasjonene III og III+ .

De termiske reaktorene kan klassifiseres etter:
1. Hva slags kjøler de bruker: kokende vann, vann under høyt trykk, tungt vann, gass, organisk materiale, flytende metall.
2. Hva slags moderator : vann, tungt vann, grafitt.

Det blir også spesifisert om brennstoffet er naturlig eller anriket uran.

Av og til brukes betegnelsen generasjon: de fysiske og tekniske løsningene til de første reaktorene tilhørte generasjon "I", deretter annen generasjon, så "II", reaktorer osv. Dette er en svært grov inndeling, og er best egnet til å få fram hovedutviklingen av reaktorene.

Vanligvis regner en første generasjon I til rundt 1965. Generasjon II fra 1965 til rundt 1995. Generasjon III fra 1995 til 2010.
I dag bygges det reaktorer som tilhører en slags generasjon III+. Det vil nok etterhvert utgjøre hovedtyngden av nye reaktorer fram til 2025 - 2030.
En generasjon IV er under utvikling, men vil neppe være på markedet før 2025.

KORT BESKRIVELSE AV NOEN AV DE VIKTIGSTE TYPER ATOMREAKTORER SOM ER I DRIFT.

I følge en oversikt fra IAEA var det i 2007 registrert 435 termiske, komersielle reaktorer i drift i verden fordelt på 31 land.
.
(Se også informasjonen i "lyninnføringen i reaktorfysikk ".)

De data som oppgis i det følgende er omtrentlige og er tatt med for å gi et inntrykk av dimensjoner, temperaturer, virkningsgader og menden av brennstoff etc. for de forskjellige typene reaktorer. Når vi oppgir mengden av uran i kjernen er det vanligvis uranoksyd UO2.

1. Trykkvannsreaktoren (PWR). Dette er den mest utbredte reaktortypen. Det finnes nå mere enn 230 reaktorer av denne typen. Mange er under bygging. Reaktoren bruker vann som moderator og til kjøling av reaktorkjernen. Opererer under høyt trykk på kjøleren for å hindre koking. Høy temperatur på kjøleren i reaktorkjernen. ( ca.300 grader C. eller høyere). Bruker lett anriket uran. (2- 5%). Virkningsgrad (termisk) oppgitt til 34 %, net el. 33 %.
Størrelsesorden på diverse data for reaktortypen (generasjon II) :
Radius på tanken med reaktorkjernen : 200 cm, høyde 800 cm. Temperatur på kjøler ut: 316 C. Inn: 288 C. Trykk på kjøleren 150 atm.
Brennstoff: Nat. uran 56 tonn, anriket uran (2,5 - 5,0 %) 3 tonn.
Ladningen gir vel 600 MWe. (Se fig 10, Stade reaktoren )

PWR reaktoren har hatt en voldsom utvikling i et samarbeid mellom store selskaper i USA og EU.

2. Kokende vannreaktor (BWR). Noe enklere konstruksjon enn PWR. Denne typen er etterhvert kommet noe i skyggen av PWR. Omtrent samme størrelse på reaktorene og samme sammensetning av brennstoff som PWR. Temp på kjøler ut 285 C, Trykk 75 atm.
Reaktoren skal ha noe høyere virkningsgrad enn PWR og være mere stabil og sikker. Bruk av kokende vann som kjøler fører til mere stress på mange komponenter, og dermed fare for lekasje av radioaktive fisjonsprodukter.

3. Trykk tungtvannsreaktor. (CANDU -PHR)
Radius for reaktortank med kjernen 350 cm. Lengde/ høyde 600 cm. Brennstoffet befinner seg i separate beholdere som kjøles separat.
Tanken er uten noe særlig trykk og har lav temperatur.
Moderator 300 tonn tungt vann. Kjøler er tungt vann.
Brennstoff 114 tonn naturlig uran. ( 129 tonn UO2).
Ladningen gir ca. 800 MWe
Reaktortypen kan skifte beholderne med brennstoff uten å stanse reaktoren. Det gir økonomiske fordeler.

4. Kokende tungtvannsreaktor (CANDU-BHR).
Stort sett samme data som for PHR.
Ved at både PHR og BHR har en slik konstruksjon at en kan bytte brensel under full drift med reaktorene blir det mulig med en svært god kontroll med brenselet og utbrenningen av det. Det fører til en særlig god utnyttelse av brenselet, og dermed til en bedre økonomisk lønnsomhet for reaktorene

1) Skjematisk (A)GCR - generasjon III
2) Calder Hall (en engelsk gas cooled reactor - stanset i 2003 - generasjon II)

5. Gasskjølt reaktor (GCR) og Advanced Gas Cooled Reactor (AGCR).
De fleste reaktorer av type GCR er stanset. Den forbedrete typen AGCR er nå aktuell.
Reaktorene er grafittmodererte og bruker CO2 gass som kjøler. Bruker anriket uran.(2,5 - 5 %). Høy temperatur (mere enn 600 C.) og trykk (40 bar) på kjøleren gir større virkningsgrad (34 % effektiv) enn reaktorer av typene PWR og BWR. Kan skifte beholderne med brennstoff under drift. Noen relativt nybygde reaktorer har fått vibrasjoner i kjølesystemet under full drift. Stort volum på selve reaktortanken gjør nedleggingen av reaktorene svært kostbar.

6. Reactor Bolshoy Moshnosh Kanalniy (RBMK). (High Power Channel Reactor).
Opprinnelig bygget for å produsere plutonium til atomvåpen. Noe endret for å kunne produsere elektrisk kraft i tillegg. Reaktoren bruker grafitt som moderator og vann som kjøler. Som på CANDU reaktorene har den plassert brennstoffet i egne separate, uavhengige trykkrør i reaktor-kjernen. Det gjør det mulig å bytte brennstoff under drift av reaktoren. I motsetning til CANDU er denne reaktortypen ustabil. Driften av reaktoren er særlig farlig når den kjører med lav produksjon. Det er etter ulykken i Chernobyl foretatt en del forbedringer av særlig sikkerhetssystemene. Det ser ut til at reaktorene fremdeles har en positiv "void factor".
Reaktoren har et stort omfang. Det gjør det vanskelig å få konstruert en slags sikerhetsbeholder utenfor selve reaktorbygningen. De fleste reaktorer av andre typer har nå slike beholdere som bl.a. skal hindre radioaktive stoffer å slippe ut fra kraftstasjoenen hvis det skulle skje en alvorlig ulykke med sekve reaktoren.
Reaktorene blir nå avløst av typen VVER .
 

VVER

1: Kontrollstaver  2: Lokk  3: Trykktank  4: Kjølekanaler inn/ut  5: Reaktortank  6: Kjernereaktorsone  7: Brennselsstaver
 

7. Water Water Energetic Reactor. (VVER eller WWER)
Dette er en russisk variant av trykkvannsreaktoren PWR. Reaktoren ble utviklet rundt 1970 -75. Den bruker anriket uran (2,4 - 4,4 %) . Reaktoren har .negativ "void coefficient" og skulle i utgangspunkt være mere stabil enn RBMK reaktorene. Det er utviklet en modell VVER- 1000 som leverer 1000 MWe. Reaktoren er viderutviklet i versjonen VVER - 1200 som leverer 1200 MWe. Denne reaktoren er levert til en rekke land utenfor Russland.
VVER har i en forminsket utgave blitt brukt i ubåter og i forskjellige andre typer fartøyer.

 

LMFB

8. Liquid Metal Fast Breeder Reactor. (LMFB).
Vi tar denne typen med for oversiktens skyld. Dette er ingen termisk reaktor. Den basserer seg på utnyttelse av hurtige nøytroner. Brennstoff er høyt anriket uran (eller plutonium).
Bruker ingen moderator. Flytende metall brukes som kjøler . (Bly og natrium mest brukt). Kjøleren har høy temperatur. Virkningsgraden er omtrent som for PWR. Reaktortypen brukes til å produsere Pu 239.
Stor fare for alvorlige ulykker ved lekasje. Det ser ut til at det er et ganske omfattende utvikligsarbeid i gang i flere land. Det samme gjelder andre typer breedere. (F.eks i India).


FORBEDRINGER AV DE EKSISTERENDE TYPER REAKTORER

Det er nå satt i gang en omfattende planlegging og bygging av reaktorer av generasjon III +.
Beskrivelsene nedenfor skulle være dekkende for hovedtrekkene i utviklingen både for generasjon III og III +. Det har vært vaskelig å få sikre oppgaver over størrelse, brenselsladninger, virkningsgrad, temperaturer osv.

Studier av reaktorer av generasjon IV er i gang. De fleste aktører har følt et behov for samarbeid om arbeidet med den kommende generasjon reaktorer. Det er blitt opprettet en organisasjon som kalles GIF (Generation IV International Forum ). I utviklingsarbeidet skal det særlig legges vekt på:
- sikkerhet
- hindre spredning av atomvåpen
- redusere avfall
- mest mulig effektiv bruk av naturresurser (bedre og riktigere bruk av reaktorbrensel bl.a. gjennom "samkjøring" mellom forskjellige typer reaktorer)
- redusere kostnader ved bygging og drift av reaktorer


1. APWR (Advanced Presured Water Reactor) er en sterkt forbedret og egentlig ny utgave av PWR reaktoren . Utviklet i samarbeid mellom store selskaper i USA og EU (Tyskland og Frankrike). Reaktoren leveres i flere "størrelser". Vi har sett på en reaktor som skal være ferdig til drift i 2010 -2011. Den skal levere rundt 1.700 MWe. Vi finner mye kjent og utprøvet teknologi. Det er en del viktige forenklinger i tekniske løsninger. Sikkerhets aspektene er blitt særlig vektlagt. Fire uavhengige systemer skal sikre kjøling av brennstoffet.
Det blir bygget en ekstra tank utenfor selve reaktoren med mulighet for ekstra kjøling utenfor selve reaktortanken
Det er videre lagt stor vekt på sikring mot lekasjer av radioaktive stoffer utenfor selve reaktorhallen. Reaktoren skal også sikres mot sabotasje med 2 1/2 m betong.
Reaktoren bruker brennstoff som er 5 % anriket.
Dette er en reaktor av generasjon III +.

EPR.
Til reaktortypen APWR hører også reaktoren EPR. (European Presured water Reactor). Dette er en reaktor som tilhører generasjon III+. Reaktoren er svært avansert og er utviklet i et nært samarbeid mellom tyske (Siemens) og franske (Areva) firmaer. Den bruker anriket uran (5%).Det har også vært et samarbeid med amerikanske firmaer som bla. leverer siste generasjon av damptubiner og varmevekslere.
Reaktoren har fire uavhengige kjølesystemer. Det er lagt stor vekt på alle sider ved sikkerheten for reaktoren.
Den første reaktoren Olkilvuoto 3, bygges nå i Finnland. Reaktoren skal fra 2010 - 2011 levere 1600 MWe.

2. ABWR (Advanced Boiling Water Reactor)
Tilhører stort sett generasjon III. Utviklet av general Electric (USA) og Japan.
Leverer 1350 MWe. Det er utviklet en serie av uavhengige pumper som skal sikre kjølevann til reaktorkjeren, såkalt automatic respons. Det blir flere enn 4
reaktorer av typen i Japan. I USAs Nuclear Power 2010 Program er det planlagt en rekke reaktorer. Samtidig arbeides med en reaktor som innbærer store forbedringer, typen ESBWR ( Economic Simplified BWR). Den må karakteriseres som en reaktor av generasjon III + .

3. AHWR (Advanced Heavy Water Reactor).

Dette er en videreutvikling av CANDU - PHWR. India har samarbeidet med Canada om en videre utviklingen av reaktoren.
Canada bruker fremdeles tungtvann som moderator. Det gjør det mulig å bruke lett anriket og naturlig uran som kjerne brensel i reaktorene. En har nå valt å bruke vann som kjøler. Det vil halvere behovet for tungtvann i reaktoren. Selve reaktortankens radius er blitt vesentlig redusert. Dette har ført til en betydelig reduksjon i prisen på den elektriske strøm som leveres.
Det er satset på økt sikkerhet. Som for de andre reaktorene som er beskrevet over har nye typer turbiner og varmevekslere hatt stor betydning for lønnsomheten. Det at reaktortypen kan bytte brensel under drift øker også lønnsomheten vesentlig i forhold til andre reaktorer.
Reaktoren leverer 700 MWe. Etter planene vil typen kunne levere 1200 MWe i 2016. Den siste canadiske versjonen av reaktoren tilhører vel
generasjon III +.

India har lenge samarbeidet med Canada om utvikling av reaktortypen CANDU. India har etterhvert satset mere på et eget omfattende utviklingsprogram for atomenergi som innebærer en omfattende satsing på bruk av grunnstoffet Thorium.
I landet drives det et temmelig omfattende utviklingsarbeid på området ved forskningssenteret Bhabha Atomic Research Center. India har lagt opp til et slags tretrinns atomergiprogram. I tillegg til vanlige, termiske reaktorer utnytter programmet bla. både hurtige og langsomme breeder reaktorer og en reaktor som baserer seg på Uran 233 som brensel. Ved Indira Gandi Center for Atomic Research har de bygget en reaktor ("KAKINI") som er konstruert for å bruke
U 233 produsert fra Thorium 232. Så vidt vi forstår har det vært store problemer med denne forskningsreaktoren.

4. AGR. (Advanced Gas cooled Reactor)

Dette er en videre utvikling av GCR. Temperaturen på kjøleren er blitt øket. (640 C og trykk 40 bar). Bruker noe anriket uran. (2,5 - 5,0 %). Vi hat fått oppgitt en virkningsgrad på 41 % (term.)
Reaktoren kan bytte brennstoff under drift og skal levere rundt 600 MWe.
Det foreløpig planer om å bygge 6-8 i UK.
Rapporter tyder på at det har vært en del problemer med reaktoren.
Det gjør oss noe usikre på hvordan vi skal vurdere reaktoren.

5. VVER. (Water Water Energetic Reactor).
Dette er en viderutvikling av den russiske trykkvannsreaktoren.
Det er særlig satset på øket sikkerhet ved flere og bedre kontrollstaver og
kortere tid for "reactor shut down". (Redusert fra 18 til 12 s.). "Void factor" er negativ.Det er innført streng kontroll med adgang til reaktoren og sikkerhetsystemene.
For oss ser det ut til at reaktoren fremdeles må ha en del problemer med stabiliteten. Vi er usikre på hvordan reaktoren vil oppføre seg ved kjøring med lav produksjon.
Vi synes det er foretatt relativt små forbedringer med reaktoren.