7.2 Reaktor wodno-ciśnieniowy PWR

7.2 Reaktor wodno-ciśnieniowy PWR

Rys. 7.1 Schemat reaktora wodno-ciśnieniowego



Reaktory tego typu są obecnie najbardziej rozpowszechnionymi reaktorami energetycznymi. Są one także używane na statkach i łodziach podwodnych z napędem atomowym. Schemat reaktora PWR przedstawiony jest na rys. 7.1. Widać, że jest to reaktor typu zbiornikowego, w którym cały rdzeń umieszczony jest wewnątrz zbiornika ciśnieniowego z basenem wodnym. Woda w reaktorze PWR pełni rolę zarówno chłodziwa, jak i moderatora. Aby maksymalnie zwiększyć sprawność turbiny parowej, dąży się do wytworzenia pary o możliwie wysokiej temperaturze i ciśnieniu. Z tego względu woda chłodząca biegnie pod ciśnieniem ok. 15 MPa i ma temperaturę ok. 280 ^oC. Podczas chłodzenia rdzenia jej temperatura wzrasta do ok. 330^oC. Ze względu na wysokie ciśnienia, w układzie obiegu chłodzącego musi być wmontowany stabilizator ciśnienia. Jego praca opiera się prostej zasadzie: jeśli ciśnienie wody w obiegu spada, woda w stabilizatorze jest podgrzewana, powstaje więc w nim więcej pary, która zwiększa ciśnienie w obiegu wody. Na odwrót, jeśli ciśnienie w tym obiegu jest zbyt duże, otwiera się w stabilizatorze ciśnienia zawór, którym wypuszcza się nadmiar pary. Ta przechodzi do zbiornika zrzutowego zamieniając się po drodze w wodę. Warto zwrócić uwagę na tempo przepływu wody: biegnie ona z prędkością²⁾ ok. 4 - 4,5 m/s tak, że przez rdzeń reaktora przepompowuje się ok. 20 000 kg wody na sekundę. Zarówno zawór, jak i zbiornik zrzutowy nie został pokazany na rysunku la zachowania przejrzystości schematu. Z tego samego powodu nie pokazujemy, że obieg chłodzenia w rzeczywistym reaktorze składa się z kilku obiegów, a nie tylko jednego, jak sugerowałby rys. 7.1.

²⁾ wszystkie przytoczone tu dane liczbowe wzięte z monografii R.Kiełkiewicza, Teoria reaktorów jądrowych, PWN, Warszawa, (1987)

Typowa średnica rdzenia reaktora, którego moc cieplna wynosi ok. 3500 MW, to 3-4 m, wysokość zaś, to 2,5-3,5 m. Zbiornik ciśnieniowy reaktora, wykonany z grubej (20-30 cm) stali ma średnicę 4-5 m i wysokość 12-15 m. Od wewnątrz zbiornik wyłożony jest stalą nierdzewną.
Paliwo do tego typu reaktora jest z reguły wykonane w postaci pastylek z dwutlenku uranu, zamkniętych w koszulce z cyrkonu (stopu o nazwie Zircaloy) lub stali nierdzewnej. Aby zapewnić maksymalną powierzchnię prętów, gwarantującą dobre warunki chłodzenia, pręty paliwowe mają niewielką średnicę ok. 10 mm. W podanych wyżej warunkach chłodzenia wewnątrz rdzenia wydziela się ciepło o gęstości mocy rzędu 100 kW/dm³.

W typowych rozwiązaniach reaktorów PWR wytwornice pary są zamknięte w zbiornikach pionowych, jak na rys. 7.1. W radzieckim analogu reaktorów PWR, których skrótem jest WWER (od ros. Wodo-Wodjanoj Energieticzeskij Rieaktor) zbiorniki wytwornic pary są ułożone poziomo.

Nie ulega wątpliwości, że wszystkie pompy tłoczące, wszystkie liczne zawory muszą spełniać wysokie wymogi bezpieczeństwa. Zawory muszą szybko reagować na wszelkie pęknięcia w rurociągach, aby nie dopuścić do wycieku wody z obiegu chłodzącego. Należy być także przygotowanym na wyciek wody ze zbiornika (basenu) reaktora. W takich wypadkach konieczną rzeczą jest zapewnienie możliwie szybkiej dostawy wody do zbiornika reaktora. Służy do tego wysoko-ciśnieniowy zbiornik zapasowej wody, a że objętość tego zbiornika z natury rzeczy nie może być zbyt wielka, w układzie awaryjnego chłodzenia znajdują się także zbiornik średnio- i niskociśnieniowy. Wszystkie te zbiorniki są zwielokrotnione -z reguły mamy po 2-3 zbiorniki każdego rodzaju, na wypadek, gdyby z któregoś zbiornika nie można było przepompować wody do basenu reaktora. Samo pompowanie wykonywane jest klasycznie przez pompy napędzane silnikami elektrycznymi, co oznacza konieczność instalacji tylu pomp, ile jest zbiorników, a ponadto dieslowskich agregatów prądotwórczych do każdej pompy na wypadek awarii dostawy prądu w sieci.

Reaktor wraz z obiegami chłodzenia znajduje się w budynku odpowiednio mocnej konstrukcji ze sprężonego betonu, wewnątrz którego buduje się czasem dodatkowy rodzaj ekranu. Budynek ten, noszący nazwę obudowy bezpieczeństwa, pełni bardzo istotną rolę, gdyż w wypadku maksymalnej możliwej awarii nie dopuszcza do wydostania się materiałów promieniotwórczych na zewnątrz. Aby takie wydostawanie maksymalnie utrudnić, przestrzeń pomiędzy obudową bezpieczeństwa, a wspomnianym ekranem w wypadku awarii zalewa się wodą.

Ponieważ podstawowa awaria reaktora, którą się rozważa, polega na przegrzaniu rdzenia, w krótkim czasie może wokół reaktora i w jego obiegach chłodzenia wytworzyć się silna fala ciśnieniowa pary wodnej. Konstrukcje budynku i rurociągów muszą pozwolić choćby na krótką odporność na wysokie ciśnienie, natomiast rozwiązaniem, które można zastosować jest choćby to, które miało pracować w budowanej elektrowni w Żarnowcu, a mianowicie wieża lokalizacji awarii, widoczna na rys. 1.16 z prawej strony. Wieża ta składała się z wielu pięter ze zbiornikami wodnymi (rodzajem kuwet), przez które miała przechodzić para. Podczas przechodzenia przez nie para skraplała się, co powodowało szybki spadek jej ciśnienia.

Na koniec wspomnimy jeszcze o dwóch innych układach związanych z bezpieczną pracą reaktora. Jeden to układ gospodarki borem, drugi - wodorem. Bor służy do wprowadzenia go do basenu reaktora w sytuacji awaryjnej. Jako materiał o bardzo wysokiej wartości przekroju czynnego na pochłanianie neutronów termicznych powoduje przyspieszenie akcji zatrzymania reakcji łańcuchowej. Drugi układ związany jest z kontrolowaniem procesu radiolizy wody, a więc rozpadu cząsteczek wody pod wpływem promieniowania. Układ ten ma nie dopuszczać do grożącego wybuchem niekontrolowanego łączenia się wodoru z tlenem.

Jak z powyższego wynika, niezależnie od problemu zoptymalizowania pracy reaktora dla osiągnięcia maksymalnej mocy cieplnej, a dalej elektrycznej (nota bene przy mocy cieplnej 3400 MW otrzymywana moc elektryczna, to ok. 1100 MWe, a więc sprawność układu jest na poziomie 33%), podstawową troską konstruktorów jest zapewnienie maksymalnego bezpieczeństwa pracy całego układu. Rzeczywiście, przy obecnych założeniach projektowych, przegrzanie rdzenia z maksymalnie możliwą awarią nie może przekraczać jednego takiego zdarzenia na 100 000 lat pracy reaktora!

7.3 Reaktor z wrzącą wodą - BWR

7.3 Reaktor z wrzącą wodą - BWR
Reaktor z wrzącą wodą (albo reaktor wrzący) jest także często na świecie spotykanym rozwiązaniem. Typowy schemat reaktora BWR pokazany jest na rys. 7.2. Jego najistotniejszą cechą jest to, że wodę w rdzeniu reaktora doprowadza się do wrzenia, na wyjściu z reaktora zaś mamy parę nasyconą napędzającą turbinę parową. W odróżnieniu od reaktora PWR tutaj nie woda lecz para wodna jest zarówno chłodziwem, jak i tzw. czynnikiem roboczym -wytwornice pary nie są potrzebne, gdyż ta jest wytwarzana już wewnątrz reaktora. Nie należy stąd bynajmniej wnosić, że cała woda wpompowywana do zbiornika opuszcza go. W rzeczywistości konstrukcje obiegów wodnych są takie, że na zewnątrz wydostaje się około 1/3 wody przepływającej przez rdzeń. Równie ważną rzeczą jest uświadomienie sobie, że para poruszająca turbinę powinna być parą suchą, co oznacza, że wytworzona pierwotnie para musi zostać wpierw osuszona. Dzieje się to w odpowiednich separatorach wilgoci, w których powoduje się zawirowania pary. W ich wyniku kropelki wody, jako cięższe, wylatują na zewnątrz, gdzie się skraplają i trafiają ponownie do obiegu chłodzenia. Reszta podlega jeszcze dalszemu osuszeniu, tak że wilgotność  pary opuszczającej zbiornik reaktora jest rzędu 0,3%. Istnienie układu separatorów wilgoci i osuszaczy pary powoduje, że pręty sterujące należy wprowadzać do reaktora od dołu.



Brak zamkniętego obiegu pierwotnego, a więc uproszczenie konstrukcji, jest wprawdzie zaletą, niemniej jednak ma to także i wadę, gdyż para poruszająca turbinę może zawierać związki promieniotwórcze, a to z kolei każe zwiększać bezpieczeństwo radiacyjne oraz utrudnia prowadzenie konserwacji i remontów.

Para wodna, jako ośrodek o mniejszej gęstości niż sama woda, stanowi także gorszy moderator, musi być go zatem w rdzeniu relatywnie więcej. Reaktor BWR będzie zatem miał z reguły rzadszą siatkę prętów paliwowych. Ponadto, woda jest lepszym chłodziwem niż mieszanka wody i pary, co oznacza konieczność zwiększania w tym typie reaktora powierzchni elementów paliwowych. Elementy te będą miały zatem większe średnice niż w reaktorach typu PWR. To z kolei pociąga zmniejszenie się gęstości mocy wewnątrz reaktora, konieczność zwiększania rozmiaru rdzenia (dla tej samej mocy co odpowiedni reaktor PWR). Ciśnienie w obiegach wodnych wynosi tu ok. 7 MPa, a więc jest dwukrotnie mniejsze niż w reaktorach PWR.

Podobnie, jak w reaktorach typu PWR, tutaj także mamy do czynienia z bardzo rozbudowanymi układami bezpieczeństwa. Rys. 7.3 pokazuje stosowany system barier technologicznych stanowiących o bezpieczeństwie reaktora.

7.4 Reaktory kanałowe RBMK i CANDU

7.4 Reaktory kanałowe RBMK i CANDU
Ze względu na szczególną rolę jaką odegrał pracujący w Czarnobylu (Ukraina) reaktor RBMK (od ros. Rieaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj) musimy mu poświęcić oddzielny paragraf. Dla kontrastu opiszemy pokrótce także działający bezpiecznie reaktor kanałowy CANDU (od CANadian Deuterium Uranium).

Podstawową istotą konstrukcyjną reaktora kanałowego jest zgromadzenie w jednej kasecie ciśnieniowej paliwa i układu do przepływu wody chłodzącej. Dzięki takiemu zabiegowi można wymieniać paliwo w trakcie pracy reaktora, a nie raz na rok, jak to się typowo robi w reaktorach PWR i BWR. Taka częsta wymiana paliwa jest potrzebna wtedy, gdy paliwem jest uran naturalny, jak w wypadku reaktora CANDU lub wtedy, gdy niezależnie od produkcji energii chcemy mieć do czynienia z krótkim okresem wypalania paliwa, dzięki czemu można uzyskać względnie dużą produkcję 239Pu bez szkodliwego dla celów militarnych ²⁴⁰Pu i ²⁴¹Pu.
Na rys. 7.4 pokazujemy schemat reaktora RBMK, a na rys. 7.5 widok korpusu tego typu reaktora.


W gruncie rzeczy, oprócz samej konstrukcji kanałowej, reaktor RBMK różni się od typowego PWR lub BWR brakiem zbiornika ciśnieniowego, gdyż jego instalacja nie jest możliwa w sytuacji, w której musimy móc w każdej chwili wymieniać paliwo. Drugą cechą charakterystyczną jest brak obudowy bezpieczeństwa, której nie można było zbudować ze względu na wielką objętość samego reaktora. Trzecią jest kwestia moderatora: w RBMK moderatorem jest grafit. Tej sprawie musimy poświęcić nieco więcej uwagi.



Rozmiar reaktora RBMK, to 7m wysokości i 12m średnicy. Jak powiedzieliśmy, moderatorem w RBMK jest grafit. Nie byłoby w tym niczego szczególnego, gdyż reaktory o tego typu moderatorze były konstruowane od początku rozwoju reaktorów energetycznych (jak choćby wspominany już w rozdz. I reaktor Calder Hall w Anglii). Używanie grafitu pociąga jednak za sobą pewne niebezpieczeństwo, gdyż jeśli nastąpi awaria układu chłodzenia, a jednocześnie nie będzie można zatrzymać pracy reaktora, wzrost temperatury grafitu powyżej 1000 K spowoduje jego zapłon. Nie wchodząc w szczegóły procedury, która doprowadziła 26 kwietnia 1986 r. do awarii w Czarnobylu, tak właśnie tam się stało: pręty bezpieczeństwa nie zostały na czas opuszczone, a grafit zaczął się palić. Powstała para wodna i uwalniany wodór spowodowały kolejno dwa wybuchy (typu chemicznego!), a do atmosfery uwolniła się gigantyczna ilość (aktywność 8*10¹⁸ Bq) materiału promieniotwórczego.

W świecie zachodnim reaktor typu RBMK, w którym termalizacja neutronów jest głównie związana z grafitem nie byłby dopuszczony do eksploatacji, gdyż każda wnęka, jaka mogłaby się utworzyć w chłodziwie pochłaniającym neutrony powoduje wzrost reaktywności reaktora, a więc wzrost produkcji ciepła bez możliwości jego odprowadzenia. To z kolei prowadzi do podgrzewania wody, a więc zmniejszania jej gęstości i cały proces generacji ciepła ulega wzmocnieniu. Właśnie to dodatnie temperaturowe sprzężenie zwrotne, a przede wszystkim wadliwa konstrukcja układu sterowania i zabezpieczeń doprowadziły do powstawania mocy setki razy przewyższającej moc nominalną, co stało się w istocie przyczyną awarii w elektrowni Czarnobylskiej. Temperatura wzrosła powyżej punktu topnienia, chłodziwo odparowało i reagowało z koszulkami cyrkonowymi, powodując z kolei produkcję wodoru i w efekcie końcowym wybuch.

Reaktor RBMK miał jeszcze jedną cechę „samobójczą", a mianowicie sposób wsuwania prętów regulacyjnych do rdzenia. Aby wypchnąć wodę z kanału, pod prętem był zawieszony element grafitowy. Powodowało to, że przy wsuwaniu pręta bezpieczeństwa w głąb rdzenia chwilowo zwiększała się objętość moderatora, a więc miast tłumienia reakcji łańcuchowej następowało jej chwilowe spotęgowanie. Efekt ten był szczególnie niebezpieczny przy pracy reaktora na małej mocy, stąd też instrukcja technologiczna reaktora musiała szczególnie starannie uwzględniać ten obszar, gdyż był to obszar mocy, w którym reaktor zachowywał się niestabilnie. Efekt ten nie pojawia się przy wyższych mocach, gdyż efekty termiczne zmieniają warunki wychwytu rezonansowego neutronów (szerokość rezonansów wzrasta z temperaturą, a to prowadzi do wzrostu wychwytu neutronów).

Zauważmy, że podobnego kłopotu nie ma przy stosowaniu wody, jako moderatora, gdyż podwyższanie temperatury wody powoduje zmniejszenie jej gęstości i odparowywanie, a więc osłabianie akcji termalizującej neutrony, co z kolei zmniejsza gęstość strumienia neutronów termicznych w rdzeniu. Tak więc reaktor z moderatorem wodnym ma niejako wbudowane ujemne sprzężenie zwrotne.



Reaktor CANDU, którego schemat pokazuje rys. 7.6 jest także reaktorem kanałowym, ale jednocześnie typu PWR. Pracuje on w oparciu o uran naturalny, a jego osobliwością jest poziome umieszczenie prętów paliwowych w zbiorniku zwanym kalandrią. Moderatorem w CANDU jest ciężka woda, sam zbiornik wodny zaś nie jest zbiornikiem wysokociśnieniowym. Jak pokazano na rysunku, pręty sterujące wsuwa się od góry pomiędzy poziomą siatkę elementów paliwowych. Sam element paliwowy składa się z 37 prętów paliwowych ułożonych po 12 wiązek jedna za drugą. Jako wtórny system bezpieczeństwa przewidziano możliwość wpompowywania do zbiornika z moderatorem ciężkowodnym roztworu azotanu gadolinu.

7.5 Reaktory chłodzoone gazem AGR

7.5 Reaktory chłodzone gazem AGR
Chłodzenie gazem także nie jest nowością w konstrukcji reaktorów energetycznych. Reaktor Calder Hall (o bardzo niewielkiej w świetle obecnych standardów mocy 23 MW) był właśnie chłodzony dwutlenkiem węgla krążącym w układzie zamkniętym i przenoszącym ciepło. Temperatura początkowa CO₂ wahała się w tym typie reaktora w granicach od 330^oC do 370^oC.
Reaktory typu AGR, których schemat pokazuje rys. 7.7, pracują na paliwie skonstruowanym z UO₂ o wzbogaceniu około 4%. Moderatorem jest grafit, a chłodziwem CO₂, jak w Calder Hall. Ze względu na własności grafitu, o których mówiliśmy wcześniej, system bezpieczeństwa przewiduje w tym wypadku awaryjną dostawę azotu przy utracie oryginalnego chłodziwa, a jeśli i to nie pomoże, wrzucenie do reaktora kulek boru.
Niestety gaz jako chłodziwo nie jest najlepszy, a to pociąga za sobą konieczność zwiększania rozmiarów rdzenia np. średnicy i wysokości do około 8-9 m. Przy początkowej temperaturze gazu chłodzącego rzędu 300^oC, temperatura końcowa jest o około 350 stopni wyższa. W reaktorze tego typu można paliwo wymieniać w sposób ciągły.

7.6 Reaktory wysokotemperaturowe

7.6 Reaktory wysokotemperaturowe
Omówimy tu elementy reaktora wysokotemperaturowego chłodzonego gazem. To, że poświęcamy mu oddzielny paragraf, a nie zrobiliśmy tego w poprzednim wynika głównie z faktu, że chodzi o nową generację reaktorów, w której pojawiło się kilka nowych koncepcji istotnych z punktu widzenia przyszłego zastosowania tego typu reaktora. W szczególności omówimy reaktor wysokotemperaturowy pracujący na torze (THTR od ang. Thorium High-Temperature Reactor). Reaktor tego typu pracował w Niemczech w latach 1985 - 1989. Jego moc cieplna wynosiła 760 MW, a wytwarzana moc elektryczna 307 MWe, czyli jego sprawność wynosiła 40,5%, co można porównać ze sprawnościami reaktorów PWR, które wynoszą ok. 30-33%. Kolejną zaletą reaktorów wysokotemperaturowych jest ich nadzwyczajne bezpieczeństwo.



Elementami paliwowymi reaktora THTR-30 były kule o średnicy 6 cm, w których znajdowało się 35 000 mniejszych kuleczek o średnicy 0,5 - 0,7mm. Każda z tych kuleczek zawierała nieco ²³⁵U i dziesięć razy większą ilość ²³²Th, jako materiału paliworodnego. W rezultacie tworzył się w trakcie pracy rozszczepialny ²³³U. Reaktor THTR należy więc zaliczyć do klasy reaktorów powielających. Moderatorem był grafit w formie cienkich warstw pomiędzy kuleczkami. Usypane złoże kul paliwowych przesuwa się w trakcie pracy reaktora, a więc wypalania paliwa, w dół. Kule paliwa można wymieniać podczas pracy reaktora. W reaktorze THTR dokonywano wymiany około 620 takich kul dziennie. Każda przebywała w reaktorze 3 lata i przechodziła przez rdzeń sześć razy. Sterowanie odbywało się przy pomocy 51 prętów sterujących.

1 - rdzeń reaktora, 2 - reflektor grafitowy, 3 - osłona żelazna, 4 - wytwornica pary, 5- cyrkulator gazu, 6 -obudowa z wstępnie sprężonego betonu, 7 - pręt sterujący, 8 - wylot kul, 9 - wlot kul, 10 - gaz chłodzący (He), 11 - stalowa osłona szczelna,

12 - świeża para, 13 - wstępny podgrzewacz, 14 - pompa tłocząca wodę, 15 -turbina wysokoprężna, 16 - turbina niskoprężna, 17 - generator prądu , 18 - wzbudnica, 19 - kondensor, 20 -woda chłodząca, 21 - pompa wody chłodzącej, 22 - chłodnia kominowa, 23 - obieg powietrza)

Chłodzenie reaktora odbywało się przy pomocy helu, który wchodził do reaktora (rys. 7.9) od góry, a jego temperatura na wejściu wynosiła 250^oC. Ogrzany do temperatury 750^oC hel wychodził dołem reaktora, a jego ciepło było wykorzystywane do produkcji pary wodnej sześciu wymiennikach ciepła (na rys. 7.9 pokazane są tylko dwa).

W rozwiązaniu japońskim (rys. 7.10) utrzymane zostało chłodzenie gazowe i złoże przesypującego się paliwa. Dodatkowo reaktor został schowany pod ziemię, co jeszcze podniosło jego parametry bezpieczeństwa. W nowych rozwiązaniach stosuje się urządzenia do detekcji stopnia wypalenia kul paliwowych. W zależności od wyniku kule te są lub nie są kierowane do wlotu paliwa.


Reaktory wysokotemperaturowe chłodzone helem i działające w oparciu o usypane złoże z kul należą do reaktorów tzw. IV generacji i można się spodziewać, że w ciągu najbliższych kilku lat rozpocznie się ich seryjna produkcja. W kulach paliwowych typu TRISO znajduje się około kilkunastu tysięcy kuleczek otoczonych ceramiką grafitową. Średnica kul (granulek) wynosi, podobnie jak w opisanym wyżej reaktorze niemieckim, 60mm. Natomiast wewnętrzne mikrokuleczki o średnicy 0,9mm mają znacznie bardziej złożoną konstrukcję. W rdzeniu mikrosfery znajduje się dwutlenek uranu, w kolejnych warstwach zaś m.in. węglik krzemu przedzielający dwie warstwy z tzw. węgla pyrolitycznego. Dokładność wykonania i niezawodność jest ogromna: dopuszczalna liczba defektów wewnątrz granulek, to 1 na miliard!

Wysokie temperatury uzyskiwane na wyjściu z układu (mówi się nawet o 1000^oC w wypadku chłodzenia helem) pozwalają na liczne wykorzystania tego typu reaktorów w przemyśle chemicznym (gazyfikacja węgla), odsalaniu wody morskiej, czy produkcji wodoru.

Obecnie firma Eskom z Afryki Południowej rozwija konstrukcję reaktorów z usypanym złożem, które zamierza sprzedawać. Reaktor ten, typu PBMR (od ang. Pebble Bed Modular Reactor) jest reaktorem małej mocy (110 MWe) o dużej sprawności cieplnej 42-50%. Chłodziwem i gazem roboczym jest hel, którego temperatura na wyjściu osiąga 900^oC (znajdująca się w nazwie „modułowość" właśnie oznacza jednonośnikowy obieg gazowy w odróżnieniu od np. obiegu wodno-parowego). Ponieważ gęstość mocy w rdzeniu jest niska, a przewodnictwo termiczne moderatora grafitowego wysokie, stopienie się rdzenia jest niemożliwe nawet jeśli chłodzenie helem zostanie z jakiś powodów stracone. Taki reaktor byłby niemal w połowie schowany pod ziemią. Jak się ocenia, koszt energii elektrycznej produkowanej przez tego typu reaktor mógłby być na poziomie 1,6 centa/kWh. Niewielkie gabaryty zewnętrzne 50m x 26m x 42m i bezpieczeństwo pracy powodują, że reaktor typu PBMR mógłby pracować w warunkach aglomeracji miejskiej.

7.7 Reaktory powielające

7.7 Reaktory powielające
Reaktory powielające działają w oparciu o reakcje rozszczepienia wywoływane przez neutrony prędkie, głownie w zakresie energii 50 - 100 keV. Choć nie wymagają one specjalnego moderatora, nie oznacza to, że nie zachodzą w nich procesy spowalniania neutronów. Procesy te związane są bowiem z rozpraszaniem neutronów na jądrach samego paliwa, a także na jądrach materiałów konstrukcyjnych reaktora. Należy się spodziewać, że stosunkowo niewielkie zasoby uranu, pozwalające na wykorzystywanie ich przez około 50-60 lat w ramach obecnej technologii reaktorów, wymusi rozwój wprawdzie droższych reaktorów powielających, pozwalających za to na myślenie o energetyce jądrowej w kilkusetletnim i dłuższym przedziale czasu (nawet do 3000 lat).

Reaktory prędkie powstały stosunkowo szybko, gdyż pierwszy z nich, EBR-1, został uruchomiony w USA już w roku 1951, patrz rozdz. I. Inne powstały w b. ZSRR, Francji, Wielkiej Brytanii, Niemczech i Japonii. W sumie zbudowano i uruchomiono 19 reaktorów prędkich. Obecnie pracują tylko dwa takie reaktory (FBTR w Indiach i Biełojarsk 3 w Rosji). Dwa inne, Phenix (we Francji) i Monju (w Japonii) nie pracują, ale nie są wycofane z eksploatacji.

Reaktory powielające na neutronach prędkich oznaczane są skrótem FBR od ang. Fast Breeder Reactor. Dzięki wykorzystaniu neutronów prędkich produkcja paliwa w postaci rozszczepialnego ²³⁹Pu jest w tych reaktorach znacznie efektywniejsza niż w reaktorach pracujących na neutronach termicznych. Wynika to z faktu, że z dużej liczby neutronów rozszczepieniowych, większej niż przy rozszczepieniach ²³⁵U neutronami termicznymi, średnio biorąc jeden jest używany dla podtrzymania reakcji łańcuchowej, pozostałe zaś mogą wytwarzać ²³⁹Pu. Jest rzeczą zrozumiałą, że wprowadzenie moderatora do tego typu reaktora byłoby niekorzystne, gdyż zmniejszałoby liczbę neutronów prędkich niezbędnych do pracy reaktora. Ten sam powód uzasadnia odejście od wody jako chłodziwa, gdyż niezależnie od możliwości spowalniania neutronów, wodór częściowo pochłania neutrony w reakcji H(n,γ)D. Dlatego też chłodziwem tego typu reaktorów jest raczej ciekły metal, np. sód, który bardzo skutecznie odprowadza ciepło, a jednocześnie ma wysoką temperaturę wrzenia, bo aż 883^oC. Pozwala to na niestosowanie zbiorników wysokociśnieniowych, jak w reaktorach PWR. Z kolei wysoka temperatura sodu w obiegu pierwotnym (300 - 600^oC) pozwala na uzyskiwanie dobrych parametrów termodynamicznych w wytwornicy pary przegrzanej w obiegu wtórnym (temperaturę 550^oC przy ciśnieniu 16 MPa). Przez rdzeń przepływa w ciągu sekundy kilka tysięcy kilogramów ciekłego sodu z prędkością 5-8m/s. Większość reaktorów typu FBR, to reaktory basenowe, w których rdzeń i obiegi chłodzące zanurzone są w zbiorniku wypełnionym ciekłym sodem.

Stosowanie sodu ma pewną wadę polegającą na aktywowaniu się promieniotwórczego izotopu ²⁴Na. Aby więc odizolować obieg pierwotny od wtórnego stosuje się pośredni obieg sodowy. Inną, bardzo poważną wadą sodu jest jego łatwopalność.

Warto zauważyć, że warunki powstawania nowego paliwa w reaktorze są stosunkowo ostre. W wyniku pochłonięcia neutronu przez jądro paliwa muszą być bezwzględnie generowane dwa neutrony, gdyż jeden neutron musi służyć do podtrzymania reakcji, kolejny zaś do wytworzenia paliwa (zauważmy, że nie mówimy tu o liczbie neutronów powstałych w wyniku rozszczepienia!). Dla neutronów termicznych liczba neutronów powstałych w rozszczepieniu izotopów ²³⁵U, ²³⁹Pu i ²⁴¹Pu wynosi odpowiednio 2,4, 2,9 i 2,9. Biorąc pod uwagę pochłanianie neutronów w paliwie, efektywna generacja neutronów wynosi tylko 1,8¬2,2. Widać stąd, że reaktor pracujący na neutronach termicznych nie może być reaktorem powielającym, jako że należy pamiętać, że neutrony są dodatkowo absorbowane zarówno w moderatorze, jak i elementach konstrukcyjnych reaktora. Dla neutronów szybkich taka generacja neutronów wynosi 2,4 dla ²³⁹Pu oraz 2,6 dla ²⁴¹Pu.

Dodatkową zaletą przy wykorzystaniu neutronów prędkich jest to, że potrafią one wywołać rozszczepienie wszystkich izotopów uranu i plutonu, podczas gdy neutrony termiczne są to w stanie zrobić tylko dla jąder o nieparzystej liczbie masowej.

Paliwem reaktorów FBR jest z reguły dwutlenek uranu o stosunkowo dużym stopniu wzbogacenia (15 - 75%). Dzięki temu wzbogaceniu, osiągane gęstości mocy wewnątrz reaktora są wysokie³⁾ - do 700 kW/dm³. Rdzeń reaktora o mocy rzędu 1000 MW (co daje ok.600 MWe) ma średnicę około 1,5 m i wysokość ok. 1 m. Mały rozmiar rdzenia oznacza automatycznie cienkie elementy paliwowe (tzw. szpilki paliwowe), o średnicy zewnętrznej rzędu 6-8 mm. Jeden element paliwowy (kaseta) składa się ze stu kilkudziesięciu szpilek.
³⁾ Za monografią R.Kiełkiewicz, Teoria reaktorów jądrowych, PWN, Warszawa (1987)
 
Rdzeń reaktora otoczony jest płaszczem, w którym tworzy się świeże paliwo tj. ²³⁹Pu z ²³⁸U. Taki płaszcz składa się z naturalnego lub zubożonego uranu.
Do znanych reaktorów powielających należą reaktor PHENIX o mocy 250 MW, pracujący w eksperymentalnej elektrowni jądrowej, a także SUPERPHENIX o mocy 1200 MWe (oba we Francji). Reaktory takie znalazły swoje zastosowania w napędach łodzi atomowych (w tym wypadku do chłodzenia używa się eutektyki ołowiu i bizmutu). Pracują też w USA, Wielkiej Brytanii i b. ZSRR. Schemat Europejskiego reaktora na szybkich neutronach (EFR -European Fast Reactor) pokazuje rys. 7.11. Część centralna rdzenia ma 4m średnicy, a jej wysokość wynosi 1 m. Moc cieplna wynosi 3600 MW. Użycie ciekłego sodu jako chłodziwa powoduje, że w pobliżu rdzenia nie ma lekkich pierwiastków, co ogranicza automatycznie termalizację neutronów.

7.8 Reaktory ciepłownicze

7.8 Reaktory ciepłownicze
Na rys. 7.12 pokazany jest reaktor ciepłowniczy typu SLOWPOKE (od ang. Safe LOW Power (K)critical Experiment) kanadyjskiej konstrukcji.
Prototyp tego oryginalnego reaktora, pomyślanego głównie jako reaktor uniwersytecki, SLOWPOKE-1, powstał w roku 1970 w Chalk River w Kanadzie. W reaktorze tym woda spełnia rolę moderatora i chłodziwa. Woda w obiegu wtórnym ma temperaturę 85^oC i może bezpośrednio być przesłana do systemu grzewczego.
Ciekawostką jest umieszczenie reaktora pod powierzchnią gruntu.



W oryginalnym rozwiązaniu korzystano z paliwa wzbogaconego do poziomu 93%, na sam rdzeń o średnicy zaledwie 22cm i wysokości 23cm składało się zaś około 300 bardzo cienkich szpilek paliwowych (stop U-Al z zawartością uranu 28%). Reflektorem otaczającym rdzeń i znajdującym się również pod rdzeniem był beryl, a dodatkowo nad rdzeniem była umieszczona płyta berylowa nasuwająca się nad rdzeń w miarę wypalania paliwa. Rozwiązanie to w oczywisty sposób pozwala na lepsze wykorzystanie wsadu paliwowego. Rdzeń umieszczony jest w basenie z lekką wodą, która zapewnia chłodzenie dzięki zwykłej konwekcji ciepła. Jeśli woda się nazbyt grzeje lub tworzą się w niej pęcherzyki powietrza, zmniejsza się stopień moderacji neutronów, a reaktor - dzięki ujemnemu sprzężeniu zwrotnemu - sam się wyłącza. Dzięki takiemu, jak mówimy, biernemu systemowi bezpieczeństwa⁴⁾ reaktor SLOWPOKE-2 może działać bez konieczności dozoru (a w każdym razie wystarcza tylko zdalny podgląd). Typowa moc reaktora wynosi 20 kW, jednak w kolejnej wersji, SLOWPOKE-3, moc cieplna reaktora została podniesiona do 2 - 10 MW, dzięki czemu może on pracować jako reaktor ciepłowniczy. Reaktory uniwersyteckie służą zarówno do szkoleń, jak i niektórych badań naukowych (np. związanych z neutronową analizą aktywacyjną).

⁴⁾ o systemach biernych (pasywnych) będziemy mówili więcej w kolejnym rozdziale

7.9 ADS

7.9 ADS
Potrzebne do wytwarzania materiałów rozszczepialnych silne strumienie neutronów można wytwarzać także w mniej konwencjonalny sposób, wykorzystując do tego celu tzw. reakcję kruszenia (spalacji). Reakcja ta zachodzi, gdy cząstka o bardzo dużej energii (np. proton o energii rzędu 1 GeV) uderzy w jądro. W wyniku takiej reakcji może powstać cały szereg procesów, a niektóre z nich pokazane są na rys. 7.13.

Choć podstawową ideę wykorzystania wielkiej liczby neutronów generowanych w procesie spalacji zawdzięczamy Ernestowi Rutherfordowi, dopiero w 1993 r. Carlo Rubia (laureat Nagrody Nobla) podał bardzo twórczy projekt, łączący akcelerator protonów z reaktorem powielającym. Schemat ideowy układu, nazwanego szumnie „wzmacniaczem energii" (Energy Amplifier) pokazuje rys. 7.14. Zarówno układ Rubii, jak i podobny mu wcześniejszy układ zaprojektowany przez Bowmana, ze względu na ich potencjalne zastosowanie omówimy w rozdziale X. W obu układach protony o energii rzędu 1 GeV uderzają w tarczę z ołowiu (rys. 7.15), w wyniku czego tworzy się ogromna liczba neutronów - do 200 na jedną reakcję kruszenia. Neutrony wywołują w reaktorze podkrytycznym (k< 1) reakcję łańcuchową. Zgodnie z projektem Rubii, część energii wytworzonej w reaktorze ma być wykorzystana do zasilania akceleratora protonów.




Układy korzystające z akceleratora jako pierwotnego urządzenia noszą skrót ADS od ang. Accelerator Driven System - układów sterowanych przy użyciu akceleratora. Jak się sądzi, będą one szczególnie użyteczne przy postępowaniu z długożyciowymi odpadami promieniotwórczymi z energetyki jądrowej. Właśnie tej sprawie poświęcimy w rozdziale X wiele uwagi.

Istotną cechą układów ADS, a obecnie istnieje bardzo wiele koncepcji technicznych, począwszy od rodzaju akceleratora, a kończąc na chłodzeniu itp., jest sprzężenie układu akceleratorowego z reaktorem podkrytycznym i praca przez cały czas w modzie podkrytycznym , a więc nie w sytuacji samopodtrzymującej się reakcji rozszczepienia. Układ jest więc podkrytyczny bez względu na to, czy akcelerator jest, czy nie jest włączony. Ten ostatni stanowi urządzenie sterujące pracą reaktora i to w stopniu znacznie bezpieczniejszym niż pręty sterujące w typowym reaktorze jądrowym. Dzieje się tak dlatego, że w ADS źródło neutronów jest rozdzielone z materiałem rozszczepialnym dającym neutrony rozszczepieniowe. Również ekonomia wykorzystania neutronów jest lepsza. Wreszcie, ADS może wykorzystywać jako paliwo materiały, które w normalnym reaktorze nie mogą być wykorzystywane, jak lżejsze aktynowce (w ang. minor actinides) czy duża ilość plutonu i niektóre fragmenty rozszczepienia.

Pomimo różnic, zasadnicza fizyka opisująca działanie układów ADS jest identyczna z fizyką reaktorów, jak ją przedstawialiśmy w rozdziale VI. Schemat podstawowych składowych tego typu układów przedstawia rys. 7.16.

7.10 Reaktory energetyczne w skrócie

7.10 Reaktory energetyczne w skrócie
Spróbujmy podsumować, co wiemy o różnych rodzajach i funkcjach reaktorów energetycznych. Podsumowanie to przedstawiamy w formie Tabeli 7.2. Zwróćmy jednak uwagę, że wybór chłodziwa czy moderatora nie wpływa na funkcję, jaką ma pełnić reaktor.
Ma on natomiast znaczenie dla rozmiarów i sposobu sterowania reaktorem. Zwracamy również uwagę na terminologię użytą w tabeli: przez „niskie wzbogacenie" rozumie się zawartość 3-5%  ²³⁵U w ²³⁸U. Natomiast „słabe wzbogacenie" mamy przy koncentracjach ²³⁵U 0,8-3%.




W Tabeli 7.3 podajemy pracujące obecnie na świecie energetyczne reaktory jądrowe i ich niektóre charakterystyki.⁵⁾ Konstrukcja aż 79% reaktorów na świecie jest zasadniczo jedną z dwóch amerykańskich konstrukcji reaktorów wodno-ciśnieniowych. Reaktory te wytwarzają 88% energii elektrycznej produkowanej przez wszystkie reaktory.
⁵⁾ wg http://www.world-nuclear.org/opinion/opinion6.html
Warto też zwrócić uwagę na stopień wypalenia paliwa, tj. na ilość ciepła uzyskiwanego z jednostki masy paliwa. I tak, z 1 tony paliwa w typowym reaktorze PWR otrzymuje się 45 000 MW-dóbi, w BWR - 37 000 - 40 000 MW-dób, FBR i HTGR 100 000 MW-dób.

Liczby te należy porównać z energią możliwą do uzyskania z 1 tony ²³⁵U, która wynosi 948 600 MW-dób.
Jeśli chodzi o bezpieczeństwo, to po awarii reaktora w Czarnobylu przeanalizowano ponownie wszystkie elementy i przede wszystkim przeprowadzono szereg poprawek w konstrukcji reaktora RBMK, dzięki czemu nie grozi nam kolejna awaria tego typu jak w roku 1986. O systemach bezpieczeństwa, aktywnych i pasywnych, powiemy w następnym rozdziale. Powiemy tam również, czemu awaria typu czarnobylskiej nie powinna nam już grozić.

Patrząc na ewolucję reaktorów jądrowych, dzisiejsza technologia odpowiada tzw. III generacji reaktorów, które są głównie zaawansowanymi reaktorami lekkowodnymi. Jak się przewiduje, w latach 2010 - 2030 pojawią się reaktory generacji które będą odznaczały się jeszcze bardziej podwyższonym poziomem bezpieczeństwa i będą bardziej ekonomiczne od swoich poprzedników. Bardziej masowe wprowadzanie generacji IV, a więc reaktorów typu HTGR, FBR, czy ADS, w których standardy bezpieczeństwa i ekonomika będą jeszcze lepsze, a ponadto w których paliwo będzie wykorzystywane w bardziej optymalny sposób, a ilość odpadów będzie zminimalizowana, to kwestia zapewne roku 2030 i lat późniejszych. W nawiązaniu do uwagi o optymalizacji warto zdać sobie sprawę z tego, że jest o co się bić, gdyż obecny stopień wykorzystania paliwa, to zaledwie kilka - kilkanaście procent!

Tabela 7.4 podaje stan energetyki jądrowej na świecie z września 2006 r. wraz z zapotrzebowaniem na uran. Oczywiście kolumny dotyczące produkcji energii elektrycznej odpowiadają działalności elektrowni jądrowych. W tabeli „Reaktory planowane" podajemy dane dla reaktorów, które już uzyskały pełne fundusze na budowę, lub których budowa została rozpoczęta ale odłożona na czas nieokreślony. W kolumnach oznaczonych „L." podajemy liczbę reaktorów. W ostatniej kolumnie podane jest zapotrzebowanie na uran. Warto pamiętać, że 65,478 ton uranu, to 77,218 ton U₃O₈.

7.11 Reaktory badawcze

7.11 Reaktory badawcze

7.11.1 Reaktory stacjonarne
7.11.1 Reaktory stacjonarne
Na rys.7.19 pokazany jest przekrój przez zbiornik basenu głównego reaktora doświadczalnego MARIA w Świerku. Czerwona strzałka pokazuje położenie jednego z kilku kanałów poziomych służących do wyprowadzania wiązki neutronów termicznych z reaktora. Jak widać na tym rysunku, kanały poziome mogą być ustawione względem rdzenia reaktora radialnie, stycznie lub pod kątem. Ustawienie kanału poziomego decyduje o tym, czy na wyjściu z kanału widmo będzie trochę „twardsze", czy „miększe", a przede wszystkim, w jakim stopniu będzie ono zanieczyszczone promieniowaniem gamma. Ceną za „czystą" wiązkę z kanału stycznego jest z reguły znacznie niższy strumień neutronów niż otrzymywany z kanałów radialnych.



Rys. 7.20 pokazuje widok basenu głównego w przekroju pionowym. Reaktor MARIA jest wykorzystywany do produkcji izotopów promieniotwórczych (głównie na potrzeby medycyny) oraz do badań z zakresu fizyki fazy skondensowanej, które prowadzone są na wiązkach poziomych.



Reaktor MARIA jest stosunkowo prostym reaktorem badawczym, w którym widmo neutronów wylatujących z kanałów poziomych jest typowym widmem neutronów termicznych. W innych reaktorach, jak w Instytucie Lauego-Langevina w Grenoble, czy w Laboratorium Leona Brillouina w Saclay (oba reaktory we Francji), ale i w wielu innych pracujących w Niemczech i innych krajach świata, wewnątrz reaktora montuje się dodatkowe układy pozwalające na otrzymanie większych strumieni zimnych neutronów o energiach poniżej ok. 5 meV, lub gorących neutronów o energiach powyżej 0,1 eV. W pierwszym wypadku stosuje się moderator o możliwie niskiej temperaturze (np. ciekły wodór w temperaturze 20 K). W drugim - kolumnę grafitową o temperaturze 1500 - 2000 K. Do podgrzania grafitu służy promieniowanie gamma wytwarzane w reaktorze. Przy takim rozwiązaniu musimy się raczej troszczyć o to, aby grafit się nie przegrzał niż aby się nagrzał do odpowiednio wysokiej temperatury.


Często obecnie spotykanym rozwiązaniem jest wyprowadzanie neutronów termicznych i zimnych neutronowodami na wiele dziesiątków metrów poza halę reaktora. Takie neutronowody, wykorzystujące optyczne własności neutronów, dzięki którym neutrony o odpowiednio długiej fali mogą odbić się z niemal 100%. wydajnością od ścianek neutronowodu, mogą prowadzić wiązkę neutronów po łuku, dzięki czemu wiązka na wyjściu z neutronowodu nie ma domieszki neutronów szybkich, a także promieniowania gamma.
Reaktorem badawczym o najwyższym dziś strumieniu neutronów jest reaktor wysokostrumieniowy HFBR (od ang. High-Flux Beam Reactor) w Instytucie Lauego-Langevina w Grenoble. Strumień neutronów termicznych wynosi w nim 1,2*10¹⁵ n/cm²s, a moc reaktora wynosi 57 MW (dla porównania: w reaktorze MARIA mamy strumień 2*10¹⁴ n/cm²s przy mocy 30 MW).

7.11.2 Reaktory badawcze

7.11.2 Spalacyjne źródła neutronów
Reaktory stacjonarne nie są bynajmniej jedynymi źródłami neutronów termicznych (ewentualnie o widmie rozszerzonym w kierunku zimnych i gorących neutronów). W Anglii w Laboratorium Rutherforda-Appletona pracuje reaktor impulsowy, który do wytwarzania neutronów wykorzystuje reakcję kruszenia, rys. 7.13. Rys. 7.21 pokazuje podstawową ideę konstrukcyjną źródła.


Proton przyspieszony do energii 600 MeV potrafi wyzwolić w pojedynczej reakcji z jądrem wolframu czy ołowiu około 10 - 12 neutronów o energiach 2 - 3 MeV. Liczba ta wzrasta do 25 jeśli jądrem-tarczą jest ²³⁸U. Współcześnie używane akceleratory operują impulsami prądowymi o średnich w czasie natężeniach do około 0,5 mA i mogą przyspieszać protony do energii 500 - 800 MeV. Nawet tak wielkie prądy nie wystarczają, aby powstała w impulsie
wiązka neutronów miała średni w czasie strumień konkurencyjny do strumienia z wysokostrumieniowego reaktora stacjonarnego. Ten ostatni o mocy 50 MW potrafi wytworzyć w sposób ciągły ok. 4*10¹⁸ szybkich neutronów na sekundę. Gdy wiązka protonów ma energię 800 MeV, a średnie natężenie prądu wynosi 0,2mA, produkcja neutronów (na sekundę) jest o dwa rzędy wielkości niższa. Jednakże w krótkim czasie trwania impulsu strumień neutronów jest wyższy i w związku z tym taka impulsowana wiązka nadaje się szczególnie dobrze wszędzie tam, gdzie chcemy obserwować zjawiska zależne od czasu.


Najsilniejszymi źródłami spalacyjnymi neutronów są obecnie ISIS w Rutherford-Appleton Laboratory w Anglii (rys. 7.22) oraz IPNS (od Intense Pulsed NeutronSource) w Argonne, USA. Porównanie tych dwóch źródeł przedstawione jest w Tabeli 7.5.


Dość istotną różnicą między stacjonarnymi i spalacyjnymi źródłami neutronów jest ilość ciepła, którą należy odprowadzić z układu. O ile wynosi ona dla reaktorów wysokostrumieniowych 10 - 100 MW, dla źródeł spalacyjnych to zaledwie około 200 kW. W takim źródle kwestia chłodzenia jest o rzędy wielkości łatwiejsza do rozwiązania niż w reaktorach stacjonarnych. Osiągnięte dziś parametry reaktorów stacjonarnych wydają się maksymalnymi. Parametry spalacyjnych źródeł neutronów wciąż mogą być znacznie poprawione.
Warto tu zwrócić uwagę, że spalacyjne źródła neutronów nie muszą być, jak w wypadku ISIS, źródłami impulsowymi. W Instytucie Paula Scherrera w Zurichu (Szwajcaria) pracuje źródło SINQ, które jest ciągłym źródłem neutronów. W źródle tym wiązka protonów o energii 590 MeV, której natężenie prądu wynosi 1 mA, wytwarza (3-6)*10¹⁶ wysokoenergetycznych neutronów (z reakcji kruszenia) na sekundę. Neutrony te są następnie spowalniane w moderatorze ciężkowodnym, reflektorem zaś jest płaszcz lekkowodny. Jedynie w wypadku źródła zimnych neutronów reflektorem jest ciężka woda. W układzie moderatora zainstalowane są neutronowody wyprowadzające zimne i termiczne neutrony na zewnątrz. W gruncie rzeczy, patrząc z zewnątrz, źródło to pracuje jak reaktor stacjonarny.

7.11.3 Reaktory impulsowy

7.11.3 Reaktor impulsowy
W zasadzie jedynym reaktorem impulsowym pracującym ostatnio na świecie jest reaktor IBR-2 w Dubnej pod Moskwą. Przekrój przez centralną część reaktora pokazuje rys. 7.22. Rdzeń reaktora składa się z obracających się reflektorów ustawionych współosiowo z jednej strony rdzenia. Elementem paliwowym jest dwutlenek plutonu otoczony przez reflektor stacjonarny z otworami na wolfram, spełniający rolę prętów sterujących oraz na wolframowe pręty bezpieczeństwa, które wprowadzone raptownie do reaktora zatrzymują jego pracę. Oba reflektory ruchome obracają się w przeciwnych kierunkach. Gdy spotykają się, silny efekt wstecznego odbicia neutronów i powrót tych ostatnich do rdzenia powoduje powstanie impulsu neutronowego.
Neutrony powolne w opisywanym reaktorze otrzymywane są z moderatora wodnego (na rys. 7.23 widzimy ząbkowaną powierzchnię tego moderatora), znajdującego się tuż za stacjonarnym reflektorem. Na rysunku tym zaznaczyliśmy też obecność kanału poziomego do badań na wiązce; pokazany jest także wlot ciekłego sodu, który chłodzi reaktor. Jeden zestaw elementów paliwowych o wadze 65 kg ²³⁹Pu wystarcza na dziesięcioletnią eksploatację. Średnia w czasie moc reaktora IBR-2 wynosi 2 MW, a moc w piku - 1500 MW. Impuls neutronów jest stosunkowo szeroki, 250 μs, a strumień neutronów termicznych na powierzchni moderatora wynosi w piku 10¹⁶n/cm²s. Porównując widmo neutronów wychodzących z reaktora stacjonarnego i impulsowego IBR-2 rzuca się w oczy przede wszystkim znakomicie większy udział neutronów prędkich w widmie reaktora impulsowego. Mówiąc żargonem laboratoryjnym, widmo nie jest domoderowane.


W miarę upływu lat intensywnie rozwijała się technika reaktorowa, powstawało wiele reaktorów badawczych, jednak strumień neutronów termicznych w reaktorach stacjonarnych osiągnął wyraźny pułap, patrz rys. 7.24. To natomiast, co ulegało zasadniczej ewolucji, to było rozwijanie umiejętności wykorzystywania jak największej liczby neutronów. Umiejętności te były też silnie rozwijane przy impulsowych źródłach neutronów i jak widać z rys. 7.24 możemy wciąż liczyć na zwiększanie strumieni w tych źródłach. Najwyżej usytuowane Europejskie Źródło Spalacyjne ESS (od ang. European Spallation Source) jest źródłem przyszłości, jego powstanie zależy od przeznaczenia przez Unię Europejską odpowiednich funduszy. Niemniej jednak przewidywany dla tego źródła strumień neutronów jest całkowicie w zasięgu możliwości technicznych.