Trendy w rozwoju energetyki jądrowej

Małym reaktorom modułowym (SMR czyli Small Modular Reactors) poświęciliśmy poprzedni artykuł. Wielu ekspertów uważa technologię SMR za najbliższą przyszłość energetyki jądrowej. Są to małe, modułowe reaktory jądrowe różnego typu, które charakteryzują się mocą elektryczną poniżej 300 MWe, modułową budową i wykorzystaniem pasywnych systemów bezpieczeństwa. Także ich wielkość stanowi dużą zaletę w z zakresie planowanych zastosowań komerycyjnych. Z punktu widzenia inżynierskiego wiele konstrukcji SMRów nie jest nowa, a stanowią jedynie pomniejszone wersje istniejących reaktorów PWR lub BWR. Często jest to także technologia oparta na reaktorach napędowych wykorzystywanych w wojsku lub na reaktorach koncepcyjnych lub badawczych, budowanych w ośrodkach naukowo-badawczych na całym świecie.

Nowatorski charakter SMRów to przede wszystkich odejście od budowy coraz to większych bloków na rzecz instalacji wieloblokowych oraz wdrożenie modułowej konstrukcji pozwalającej na produkcję całych modułów w fabryce, a następnie transport i ich montaż w konkretnej lokalizacji. W efekcie zakłada się, że dzięki mniejszemu ryzyku inwestycyjnemu związanemu z budową oraz niższymi nakładami całkowitymi na budowę, możliwe będzie udostępnienie technologii jądrowej również mniejszym podmiotom niż to miało miejsce dotychczas.

- Piotr Hałoń, Senior Manager

Na rynku pojawiło się bardzo wiele koncepcji reaktorów SMR, które są na bardzo różnym etapie rozwoju. Trudno dziś wyrokować, które rozwiązania zostaną w praktyce skomercjalizowane, jednak różnorodność sprawia, że każdy odbiorca przemysłowy będzie mógł znaleźć właściwe dla siebie technologie.

W sektorze jądrowym reaktory dzielone są na generacje, czyli okresy, w których budowane były reaktory o innych konstrukcjach oraz dedykowane do osiągania różnych celów energetycznych:

• Pierwsze reaktory - Pierwszą generację stanowiła grupa reaktorów energetycznych o konstrukcjach przejętych po wojnie z programów wojskowych, przystosowanych do produkcji plutonu. Główną ich cechą charakterystyczną była możliwość dokonywania przeładunków paliwa w czasie pracy reaktora bez konieczności jego wyłączania.
• Reaktory II generacji - Głównym zadaniem reaktorów należących do tego pokolenia jest najbardziej efektywne wytwarzanie energii elektrycznej.
• Reaktory III generacji - W połowie lat 80. zainicjowano prace badawcze i projektowe nad nową, ulepszoną generacją reaktorów jądrowych zwaną generacją III. Prace koncentrują się głównie nad ulepszaniem reaktorów lekko wodnych,
• Reaktory IV generacji - Reaktory IV generacji mają mieć charakter nowatorski, są otwarte na nowe koncepcje i zasadnicze zmiany w działaniu reaktorów w porównaniu z aktualną praktyką¹

Reaktory generacji II oraz III/III+ to obecnie eksploatowane i budowane reaktory jądrowe. Natomiast nową generację określa się mianem reaktorów Generacji IV. Tego typu reaktory mają stanowić zrównoważone systemy energetyczne, które będą dostarczały energię po konkurencyjnych cenach, przy optymalnym wykorzystaniu surowców, o wysokim poziomie bezpieczeństwa, niezawodności i odporności w zakresie proliferacji broni jądrowej.

- dr inż. Przemysław Żydak, Członek Zarządu/Współwłaściciel, Sotis Advisors.

Międzynarodowe Forum Generacji IV wytypowało sześć najbardziej obiecujących technologii, które są dalej rozwijane:

• Reaktor prędki chłodzony gazem – GFR (ang. Gas-Cooled Fast Reactor). Będzie to reaktor prędki chłodzony gazem i wykorzystujący obieg Braytona w turbinie gazowej² stosowanej do produkcji energii elektrycznej. Stosowanie neutronów prędkich pozwala na wykorzystanie uranu zubożonego oraz dopalanie aktynowców (ubocznych produktów reakcji jądrowych w reaktorze). W efekcie można wyprodukować więcej energii z uranu oraz zredukować ilość oraz poziom radiotoksyczności³ odpadów radioaktywnych. Natomiast wykorzystanie gazu jako chłodziwa daje możliwość produkcji ciepła o temperaturze rzędu 850°C, co z kolei otwiera możliwość wykorzystania go do produkcji wodoru oraz zwiększa ogólną sprawność bloku.
• Reaktor wysokotemperaturowy – VHTR (ang. Very-High-Temperature Reactor). Będzie to reaktor moderowany grafitem i wykorzystujący neutrony termiczne, jak w przypadku obecnie eksploatowanych reaktorów. Jego główną zaletą ma być możliwość produkcji ciepła o temperaturze nawet 1000°C, co otwiera możliwość produkcji wodoru oraz zapewnia wyższą sprawność bloku energetycznego.
• Nadkrytyczny reaktor wodny – SCWR (ang. Supercritical-Water-Cooled Reactor). Niniejszy reaktor jest propozycją zmierzającą do zwiększenia temperatury produkowanego ciepła przez obecnie stosowane reaktory poprzez wykorzystanie wody w stanie nadkrytycznym jako czynnika chłodzącego. Wymaga to bardzo wysokiego ciśnienia, jednak pozwala na podwyższenie sprawności termicznej bloku energetycznego nawet do 45% (przy obecnych około 33%).
• Reaktor prędki chłodzony sodem – SFR (ang. Sodium-Cooled Fast Reactor). Tego typu reaktory były już budowane w dużej skali (francuski Fenix i Super Fenix), jednak zostały zarzucone. Plany budowy w ramach Generacji IV zakładają, że będą to reaktory na neutrony prędkie, w których chłodziwem będzie ciekły sód (metal). Ma on typowe zalety reaktora prędkiego (czyli lepsze wykorzystanie paliwa uranowego i plutonowego oraz możliwość usuwania wysokoaktywnych długożyciowych odpadów promieniotwórczych z reaktorów termicznych, wykorzystując te odpady jako paliwo). W efekcie uzyskuje się większą ilość energii z paliwa oraz mniej radiotoksyczne odpady. Reaktory tego typu mogą mieć konstrukcję basenową i są pasywnie bezpieczne z uwagi na zanik reakcji łańcuchowej rozszczepienia w reaktorze w wyniku wzrostu temperatury.
• Reaktor prędki chłodzony ołowiem – LFR (ang. Lead-Cooled Fast Reactor). Będą to również reaktory wykorzystujące prędkie neutrony, jednak chłodzone ołowiem lub eutetykiem ołów-bizmut. W odróżnieniu od reaktorów chłodzonych sodem będą to raczej reaktory zbiornikowe, które będą mogły pracować znacznie dłużej bez wymiany paliwa niż obecne reaktory. Reaktor tego typu będzie mógł być chłodzony poprzez naturalną konwekcję, co zwiększy jego bezpieczeństwo. Dodatkowo temperatura produkowanego ciepła będzie wynosiła od 550°C do nawet 800°C, co z jednej strony daje możliwość wyższej sprawności bloku energetycznego, a nawet daje możliwość produkcji wodoru.
• Reaktor chłodzony stopionymi solami – MSR (ang. Molten Salt Reactor). Będą to reaktory chłodzone stopionymi solami, co pozwoli na osiągnięcie wyższej temperatury czynnika umożliwiającej produkcję wodoru lub też wyższą sprawność bloku energetycznego. Będą to również reaktory wykorzystujące neutrony prędkie ze wszystkimi korzyściami z tego wynikającymi.
   

Jak widać lista reaktorów rozwijanych w ramach Generacji IV jest bardzo ambitna i zróżnicowana. Trudno jednoznacznie określić, kiedy i które z proponowanych rozwiązań zostaną ostatecznie wdrożone. Niemniej jednak pokazuje to, jak różnorodna może być energetyka jądrowa w odniesieniu do stosowanych rozwiązań technicznych oraz jak różne potrzeby energetyczne mogą być zaspokajane bez emisji gazów cieplarnianych i zanieczyszczeń powietrza. Dodatkowo technologie te będą zapewniały mniejszą produkcję odpadów promieniotwórczych lub będą wręcz pozwalać na ich „dopalanie” w celu skrócenia okresu, przez jaki konieczne będzie ich bezpieczne składowanie.

W poniższej tabeli przedstawiono porównanie proponowanych technologii reaktorów Generacji IV:

Paliwem w reaktorach jądrowych są izotopy rozszczepialne, czyli takie, które ulegają rozszczepieniu przez powolne neutrony. Podstawowym paliwem w energetyce jądrowej jest uran-235. Drugim materiałem, który również jest obecnie wykorzystywany jako paliwo w reaktorach jądrowych jest pluton-239 w zestawach paliwowych typu MOX produkowanych w procesie przeróbki wypalonego paliwa jądrowego. Można również wykorzystać uran-233 jako paliwo dla reaktora jądrowego jednak nie występuje on w naturze.

Istnieją też izotopy określane jako materiały paliworodne, czyli takie, które na skutek napromieniowania neutronami przekształcają się w materiał rozszczepialny, czyli paliwo dla reaktorów jądrowych. Wśród tych materiał można wyróżnić:

• uran-238, który przekształca się w rozszczepialny pluton-239,
• pluton-240, który przekształca się w rozszczepialny pluton-241,
• tor-232 który przekształca się w rozszczepialny uran-233.

Możliwość produkcji materiału rozszczepialnego na bazie materiału paliworodnego w reaktorach wykorzystujących paliwo uranowe i neutrony termiczne jest ograniczona z uwagi na fakt, że taka reakcja ma mały przekrój czynny, tzn. prawdopodobieństwo zajścia takiej reakcji jądrowej jest małe. Jednak w reaktorze wykorzystującym neutrony prędkie to prawdopodobieństwo jest większe, stąd, po pewnym czasie pracy reaktora, więcej paliwa jest produkowane z materiału paliworodnego niż jednocześnie zużywane w reaktorze. Są to tzw. reaktory powielające, których budowa została praktycznie zrealizowana w skali laboratoryjnej. W skali przemysłowej takie reaktory funkcjonowały przez krótki czas we Francji (reaktor Feniks i Super Fenix). Obecnie jedynie Rosja eksploatuje tego typu reaktory.

W przypadku zastosowania toru jako materiału paliworodnego możliwe jest uzyskanie materiału rozszczepialnego także przy zastosowaniu neutronów termicznych. Możliwe jest zbudowanie i funkcjonowanie reaktora, który wykorzystuje tor jako materiał paliworodny, co zostało eksperymentalnie potwierdzone. W efekcie należy uznać, że istnieją dwa pierwiastki naturalne, które można wykorzystywać w reaktorach jądrowych – tor i uran. Tor ma jednak wiele zalet, które w przyszłości mogą być decydujące dla jego rozwoju:

• w odróżnieniu od uranu-235, który stanowi średnio około 0,7% składu izotopowego rudy uranu, tor-232 stanowi praktycznie 100% składu izotopowego rudy torowej. Można go zatem w pełni wykorzystać bez kosztownego procesu wzbogacania izotopowego,
• powstały w cyklu Th-U izotop rozszczepialny U-233 nie może być wykorzystany jako jądrowy materiał terrorystyczny dzięki silnie gamma promieniotwórczym produktom rozpadu U-232,
• szacowane zasoby toru są kilka razy większe od szacowanych zasobów uranu.

Prace badawcze nad tym typem reaktora prowadzone są na całym świecie, jednak nadal nie ma planów budowy bloku jądrowego opartego o cykl uranowy.

Wśród perspektywicznych technologii jądrowych należy również wspomnieć o fuzji. Obecnie eksploatowane elektrownie wykorzystują reakcje rozszczepienia ciężkich jąder. Przeciwieństwem tej reakcji jest reakcja fuzji, czyli łączenia lekkich jąder.

- dr inż. Piotr Ćwikliński, Senior Manager

Niestety reakcja syntezy jądrowej zachodzi na Ziemi jedynie w bombie termojądrowej, a we wszechświecie jest główną energią gwiazd. Jej przeprowadzenie w warunkach laboratoryjnych wymaga uzyskania bardzo wysokich temperatur (zbliżonych do tych panujących na Słońcu) i ciśnień. Obecnie udało się stworzyć urządzenia, w których bilans energetyczny jest dodatni, tzn. ilość uzyskanej energii jest większa od tej, którą włożono w celu wywołania reakcji fuzji jądrowej. Jednak czas działania takiego urządzenia jest rzędu części sekundy.

Niewątpliwie opanowanie fuzji jądrowej i jej wykorzystania do produkcji energii będzie wielkim przełomem w dziejach ludzkości, jednak wydaje się, że nie nastąpi to w najbliższej przyszłości, mimo licznych prac prowadzonych w tym zakresie.

Energetyka jądrowa, uważana przez niektórych za technologię przestarzałą i nieperspektywiczną, jest w rzeczywistości nadal dziedziną z ogromnym potencjałem rozwoju. Dzisiejsze elektrownie jądrowe pozwalają na bezpieczną i przyjazną klimatowi produkcję energii, z kolei nowe rozwiązania technologiczne otwierają możliwość poszerzenia zakresu wykorzystania reakcji jądrowych przy zachowaniu najwyższych standardów bezpieczeństwa. Motorem rozwoju krajowej energetyki, jak i całej gospodarki mogą stać się źródła energii jądrowej. Reaktory SMR, reaktory powielające, wysokotemperaturowe, reaktory na neutrony prędkie, cykl torowy, a ostatecznie fuzja jądrowa to tylko niektóre kierunki z ogromnej palety możliwości, jakie daje i będzie dawać technologia jądrowa. Zarówno dla gospodarstwa domowych, jak i odbiorców przemysłowych niezawodne i dostawy niedrogiej energii są dziś wysokim priorytetem.
 

Przypisy

1. Celiński Z.: Przewidywany rozwój energetyki jądrowej. Generacje reaktorów energetycznych. Część II. „Energetyka”, marzec 2004.

2. W tym przypadku określenie turbina gazowa należy rozumieć per analogia do turbiny parowej. Jest to zatem turbina, w której czynnikiem roboczym jest gaz, ale w której nie zachodzi proces spalania a jedynie przemiany termodynamiczne jak w analogiczne do tych w turbinie parowej.

3. Radiotoksyczność to wielkość charakteryzująca wypalone paliwo jądrowe. Jest to to zdolność izotopu promieniotwórczego do powodowania uszkodzeń poprzez promieniowanie wtedy, gdy znajduje się on wewnątrz organizmu człowieka.