Reaktor jądrowy ciężkowodny CANDU

Schemat reaktora CANDU: Ciężką wodę w obiegu pierwotnym oznaczono kolorem żółtym, pełniącą rolę moderatora - różowym. Lekką wodę obiegu wtórnego - czerwonym (gorąca) i niebieskim (zimna).
Opis
1Pakiety paliwowe8Maszyna załadunku paliwa
2Calandria (rdzeń reaktora)9Ciężka woda moderator
3Pręty regulacyjne10Kanały ciśnieniowe
4Ciężka woda zbiornik ciśnieniowy11Wyjście pary do turbiny
5Generator pary12Powrót chłodnej wody z turbiny
6Pompa wody13Obudowa bezpieczeństwa
7Pompa wody

CANDU (ang. Canadian Deuterium Uranium) – opracowany w Kanadzie ciężkowodny reaktor ciśnieniowy (PHWR), w którym rolę moderatora i chłodziwa pełni ciężka woda.

Kanada posiada własne, bogate złoża uranu. Stąd w tym kraju, na przełomie lat pięćdziesiątych i sześćdziesiątych, zrodziła się potrzeba skonstruowania reaktora jądrowego wykorzystującego jako paliwo uran naturalny (nie wzbogacony). W tym celu w układzie reaktora zdecydowano się użyć ciężkiej wody, która jest bardzo dobrym moderatorem - zapewnia wydajne obniżenie energii neutronów, jednocześnie pochłaniając ich znacznie mniej niż woda lekka (zwykła). Dzięki takim cechom moderatora możliwe jest utrzymanie wymiarów reaktora na poziomie reaktorów lekkowodnych i zastosowanie jako paliwa uranu niewzbogaconego, mimo że ma on wielokrotnie mniejszy przekrój czynny na rozszczepienie neutronami termicznymi niż uran wzbogacony.

Reaktory CANDU były pierwszymi komercyjnymi reaktorami wykorzystującymi ciężką wodę. Pierwszy reaktor uruchomiono w 1967 roku koło miasta Douglas Point. Miał on moc elektryczną 200 MW. Kosztował wówczas 80 milionów USD.[1]

Budowa

Typowe reaktory CANDU pracują w układzie dwuobiegowym, z ciśnieniowym obiegiem pierwotnym, podobnie jak reaktory PWR. Rdzeń znajduje się w dużym cylindrycznym, niskociśnieniowym zbiorniku stalowym zwanym kalandrią, wypełnionym ciężką wodą. Przez zbiornik przechodzi kilkaset poziomych ciśnieniowych kanałów paliwowych, zawierających paliwo uranowe zanurzone w ciężkiej wodzie, która pełni tutaj funkcję czynnika chłodzącego. Chłodziwo, przepompowywane pod dużym ciśnieniem przez kanał, odbiera wytwarzane w paliwie ciepło i przenosi je poza rdzeń do wymienników ciepła. Tam jest oddawane do drugiego obiegu, wtórnego, zawierającego zwykłą (lekką) wodę. Zarówno konstrukcja wymienników ciepła, jak i wyposażenie obiegu wtórnego są podobne do stosowanych w reaktorach PWR.

Paliwo ma postać pastylek ceramicznych, formowanych z dwutlenku uranu, zamkniętych szczelnie w koszulkach ze stopu cyrkonu. Pręty paliwowe łączone są w wiązki zawierające po kilkadziesiąt prętów. Wiązki prętów paliwowych są wsuwane stopniowo coraz głębiej do kanałów paliwowych z obu powierzchni czołowych cylindra zbiornika (dla wyrównania nierównomierności w wypalaniu paliwa), a usuwane z przeciwnych końców kanałów po drugiej stronie rdzenia za pomocą maszyny przeładowczej. Każdy kanał zawiera dwanaście wiązek prętów ułożonych jedna za drugą.

Załadunek i wyładunek paliwa odbywa się w sposób ciągły podczas normalnej pracy reaktora (średnio codziennie wymienia się 15 wiązek paliwa). Pozwala to osiągnąć współczynnik dyspozycyjności reaktora sięgający 80% w skali rocznej.

Działające reaktory CANDU

Na świecie pracuje 31 reaktorów typu CANDU, nie licząc 11 reaktorów ciężkowodnych wzorowanych na CANDU, pracujących w Indiach, a powstałych w wyniku inżynierii wstecznej po tym, jak Kanada zerwała współpracę z Indiami na polu energii atomowej, gdy te dokonały próbnej eksplozji jądrowej.

Kraje wykorzystujące reaktory CANDU:

Zobacz też

Przypisy

  1. ↑ Ryszard Szepke: 1000 słów o atomie i technice jądrowej. Wydawnictwo Ministerstwa Obrony Narodowej, 1982, s. 38. ISBN 83-11-06723-6. (pol.)

Media użyte na tej stronie

CANDU Reactor Schematic.svg
Autor: Inductiveload, Licencja: CC BY-SA 2.5
Schematic diagram of the pressurised heavy water cooled version of a CANDU (CANada Deuterium-Uranium) nuclear reactor.
- The pressurized heavy water (PHW) cooled version was the first type to be developed and is by far the most widely used.
- A pressurised heavy water reactor is a nuclear power reactor that uses unenriched natural uranium as nuclear fuel and heavy water as moderator and as primary coolant. The heavy water is kept under pressure in order to raise its boiling point, allowing it to be heated to higher temperatures and thereby carry more heat out of the reactor core.
- See below for the labels.