W energetyce jądrowej różnorodne materiały ceramiczne znajdują zastosowanie na różnych etapach cyklu paliwowego, zarówno w zespole reaktora, w zespołach pomocniczych elektrowni jądrowych, jak i przy zabezpieczaniu odpadów radioaktywnych.
W poprzedniej części przyjrzeliśmy się zagadnieniom, związanym z rodzajami ceramicznego paliwa i formami, w jakich są one wykorzystywane. Zwróciliśmy też uwagę na fakt, że specjaliści od ceramiki technicznej w energetyce jądrowej nie odpowiadają jedynie za produkcję materiałów, lecz także uczestniczą w opracowywaniu nowych kompozycji paliwa i form paliwowych na potrzeby nowej generacji reaktorów. Należy pamiętać, że projektowanie procesów technologicznych z wykorzystaniem materiałów radioaktywnych wiąże się z koniecznością zapewnienia bezpieczeństwa zarówno podczas samej produkcji, jak i w ramach cyklu paliwowego.
Podczas gdy ceramiczne formy paliwowe, w tym przede wszystkim pastylki UO2 i granulat TRISO, są nośnikiem materiału rozszczepialnego, wykorzystywanego do generowania energii w elektrowniach jądrowych, również inne materiały ceramiczne mają kluczowe znaczenie dla pracy reaktorów – służą do kontroli jego aktywności. Dzieje się tak przede wszystkim ze względu na wykazywaną przez nie możliwość spowolnienia, zawrócenia lub absorpcji neutronów. Już od lat czterdziestych XX wieku jako moderator, odpowiadający za spowolnienie neutronów prędkich w celu uzyskania optymalnych warunków dla zaistnienia i podtrzymania reakcji łańcuchowej w reaktorze, wykorzystywany jest grafit. Na moderator nadają się także inne materiały ceramiczne, w tym tlenek berylu i wodorki [2]. W konstrukcji reaktora mogą one, podobnie jak grafit, pełnić także rolę reflektora, zawracającego uwolnione przez materiał promieniotwórczy neutrony z powrotem do wnętrza reaktora, co zwiększa efektywność jego pracy i zmniejsza masę krytyczną reakcji łańcuchowej.
Po osiągnięciu masy krytycznej, w ramach stabilnej reakcji łańcuchowej, każde rozszczepienie jądra atomowego pociąga za sobą kolejne rozszczepienie. Niekontrolowane przekroczenie masy krytycznej skutkuje gwałtowną reakcją łańcuchową, w której liczba rozszczepień lawinowo wzrasta. Zejście poniżej masy krytycznej skutkuje zaś samoczynnym, stopniowym wygaśnięciem reakcji łańcuchowej. W celu sterowania pracą reaktora wykorzystywane są między innymi pręty pochłaniające neutrony, wsuwane w kanały w rdzeniu. Podczas normalnej eksploatacji, do regulacji aktywności reaktora służą pręty pochłaniające typu kontrolnego. Z kolei wypadku awarii, opuszczenie wszystkich prętów kontrolnych i prętów bezpieczeństwa skutkuje wygaszeniem reaktora. Procedura nosi nazwę SCRAM, która według pogłosek krążących w środowisku amerykańskich fizyków jądrowych jest akronimem od Safety Control Rod Axe Man i odnosi się do faktu, że 2 grudnia 1942 roku, podczas uruchomienia pierwszego funkcjonalnego reaktora Chicago Pile-1, pręt bezpieczeństwa zawieszony był nad kanałem w rdzeniu na sznurze. Za jego przecięcie na wypadek niebezpieczeństwa odpowiadał jeden z fizyków, uzbrojony w toporek – Norman Hilberry. Według alternatywnej wersji, inny fizyk – Volney C. Wilson, tłumacząc procedurę bezpieczeństwa na wypadek awarii, miał wyjaśnić, że najpierw wciska się czerwony guzik, a potem się zwiewa (ang. scram out).
Podstawowym surowcem ceramicznym do budowy prętów kontrolnych dla reaktorów wodnych i prędkich jest węglik boru B4C, twardy materiał krystaliczny, charakteryzujący się dużym przekrojem czynnym na absorpcję neutronów i odpornością chemiczną w temperaturze do 2400 °C. Pastylki B4C spieka się w temperaturze 2000 °C z proszku, otrzymywanego w procesie redukcji magnezo- lub karbotermicznej tlenku borku B3O2. Na potrzeby ciśnieniowych reaktorów wodnych pastylki zagęszczane są do 70%. W reaktorach prędkich wymagane jest zagęszczenie do 96%, uzyskiwane poprzez spiekanie pod wysokim ciśnieniem, a pastylki wzbogaca się izotopem 10B [1]. Ceramiczne pastylki w reaktorach wodnych typu ciśnieniowego umieszczane są w stalowych rurach, o rozmiarach odpowiadających kanałom w rdzeniu reaktora. W reaktorach wodnych wrzących pręty kontrolne mają konstrukcję krzyżową, złożoną z czterech arkuszy blachy, zespawanych ze sobą, i wyposażonych w kanaliki, mieszczące pastylki z węglika boru. Kontrola aktywności neutronów w reaktorze zachodzi na zasadzie wychwytu neutronów wyzwolonych przez reakcję rozszczepienia, zgodnie z równaniem:
10B + 1n → 4He + 7Li + 2.6 MeV
Z jądra boru powstają jądra helu (cząstki alfa) i litu, a także wydzielana jest stosunkowo duża ilość energii. Konstrukcja prętów kontrolnych musi być więc przystosowana do wytrzymania obciążeń termo-mechanicznych, związanych z wzrostem temperatury i nagromadzeniem gazowych produktów reakcji, mogących spowodować pęcznienie prętów [1].
cały artykuł jest dostępny w wydaniu 9/10 (216/217) wrzesień/październik 2025
