PRACA DYPLOMOWA INŻYNIERSKA

Transkrypt

1 POLITECHNIKA ŁÓDZKA WYDZIAŁ ELEKTROTECHNIKI, ELEKTRONIKI, INFORMATYKI I AUTOMATYKI INSTYTUT ELEKTROENERGETYKI PRACA DYPLOMOWA INŻYNIERSKA OBIEGI CIEPLNE ELEKTROWNI JĄDROWYCH I MOŻLIWOŚCI POPRAWY SPRAWNOŚCI THERMAL CYCLES OF NUCLEAR POWER PLANTS AND POSSIBILITIES OF IMPROVING THEIR EFFICIENCY Michał Oziemski Nr albumu: Opiekun pracy: dr inż. Janusz Buchta Łódź, luty 2019 r.

2 Spis treści 1. Wprowadzenie Cel i zakres pracy Obiegi cieplne elektrowni jądrowych Podstawy termodynamiki w obiegach elektrowni Reaktory PWR Reaktory BWR Reaktory PHWR Reaktory LWGR Reaktory GCR Reaktory generacji III AP EPR WWER Przyszłość energetyki jądrowej reaktory IV generacji Międzynarodowe Forum Reaktorów IV Generacji Reaktor GFR Reaktor LFR Reaktor MSR Reaktor SFR Reaktor SCWR Reaktory VHTR Gospodarka paliwowa w energetyce atomowej Krótka historia i właściwości uranu Światowe zasoby uranu Produkcja elementów paliwowych

3 5.4. Gospodarka wypalonym paliwem Paliwo typu MOX Awarie elektrowni jądrowych Three Mile Island Czarnobyl Fukushima Dai-ichi Obliczenia symulacyjne obiegów cieplnych w programie Ebsilon Professional Wybór układów Założenia przyjęte do analizy obiegów Wyniki symulacji obiegu z reaktorem BWR Wyniki symulacji obiegu z reaktorem PWR Wyniki symulacji obiegu z reaktorem PWR nadbudowanego turbiną gazową Wyniki symulacji jednociśnieniowego obiegu z turbiną CCGT Analiza porównawcza otrzymanych wyników Wnioski Podsumowanie Literatura Streszczenie Summary

4 1. Wprowadzenie 1.1. Cel i zakres pracy Obecnie ponad 80% procent energii elektrycznej w krajowym systemie jest wytwarzane z paliw kopalnych. Skutkuje to emisją do atmosfery ziemskiej ok. 308 mln ton CO 2. Jest to wynik niekorzystny z ekologicznego punktu widzenia. Dlatego też polski system energetyczny wymaga zdecydowanych modyfikacji, które pozwolą na ograniczenie emisji dwutlenku węgla i powolne odejście od paliw kopalnych. Wychodząc naprzeciw tym wymaganiom Ministerstwo Energii opracowało dokument PEP 2040 (Polityka Energetyczna Polski do 2040 Roku), w którym przedstawiony jest plan zmniejszenia udziału paliw kopalnych w wytwarzaniu energii elektrycznej. Dokument ten zakłada redukcję udziału węgla w wytwarzaniu energii do 60%, poprzez zwiększenie produkcji z OZE do 21% oraz rozpoczęcie polskiego programu jądrowego. Zgodnie z założeniami zawartymi we wspomnianym dokumencie, powinno to pozwolić na redukcję emisji CO 2 o ok. 30% (w stosunku do roku 1990) [1]. Zakończenie budowy pierwszej w Polsce elektrowni jądrowej planowane jest najpóźniej na rok 2033, a prace nad nią powinny rozpocząć się w roku Powyższe plany wskazują na zasadność wyboru tematu niniejszej pracy jakim jest energetyka jądrowa, gdyż w najbliższych latach będzie to jedno z głównych zagadnień w krajowej energetyce. Perspektywa rozpoczęcia budowy elektrowni jądrowej w niedalekiej przyszłości rodzi wiele wyzwań oraz dylematów dotyczących doboru odpowiedniej technologii. W niniejszej pracy podjęto się dokonania analizy kwestii związanych ze stosowanymi w energetyce jądrowej technologiami i ich bezpieczeństwem, a także zaproponowano nowatorski projekt obiegu jądrowego, który mógłby być wdrożony w polskim systemie. Celem niniejszej pracy jest omówienie i dogłębna analiza obiegów cieplnych elektrowni jądrowych oraz analiza najważniejszych zagadnień związanych z bezpieczeństwem i eksploatacją elektrowni jądrowych. W pierwszej części niniejszej pracy omówione zostały obecnie stosowane rozwiązania technologiczne obiegów cieplnych elektrowni jądrowych. Dokładnie opisano 4

5 przemiany zachodzące w obiegach z reaktorami różnego typu od powszechniej znanych reaktorów PWR i BWR po rzadziej eksploatowane reaktory PHWR lub GFR. Następnie dokonano przeglądu najnowocześniejszych zabezpieczeń stosowanych w reaktorach produkowanych przez wiodące na rynku energetyki jądrowej firmy. Omówione zostały układy bezpieczeństwa reaktorów AP-1000, EPR-1600 oraz WWER-1000, które minimalizują ryzyko zajścia awarii prowadzącej do skażenia radiologicznego praktycznie do zera. Aby udowodnić, że energetyka jądrowa jest perspektywiczną gałęzią energetyki, w kolejnym rozdziale dokonano przeglądu prototypów reaktorów tzw. IV generacji. Przedstawione zostały stosowane w nich nowatorskie rozwiązania technologiczne pozwalające na znaczne podniesienie sprawności obiegów elektrowni jądrowych, a także dalszy plan prowadzenia badań nad tymi technologiami. W następnym rozdziale omówiono poszczególne etapy cyklu paliwowego. Opisany został sposób przerobu rudy uranu, tak aby możliwe było zastosowanie uranu jako paliwa w reaktorach. Poruszony został także problem składowania odpadów promieniotwórczych. Opisane zostały technologie pozwalające na redukcję produkcji odpadów wysokoaktywnych oraz nowoczesne metody ich składowania. W kolejnej części skupiono się na analizie trzech największych awarii, które nastąpiły w elektrowniach atomowych, kolejno: we Three Mile Island, w Czarnobylu i w Fukushimie. Dokładny opis i zrozumienie zdarzeń, które doprowadziły lub mogły doprowadzić do katastrofy powinny pozwolić na uniknięcie podobnych błędów w przyszłości. W części badawczej pracy skupiono się na wykonaniu obliczeń symulacyjnych w programie Ebsilon Professional. Zamodelowane zostały obiegi cieplne podstawowych typów obecnie stosowanych reaktorów PWR i BWR. Najważniejszą częścią symulacji, było przeprowadzenie wnikliwej analizy obiegu cieplnego nowatorskiego rozwiązania, jakim jest nadbudowa turbiną gazową obiegu reaktora ciśnieniowego PWR. Otrzymane wyniki zostały ostatecznie porównane z popularnym w obecnej energetyce rozwiązaniem obiegiem gazowo-parowym CCGT. W rozdziale tym zawarta została również analiza otrzymanych wyników, wraz z rekomendacjami dotyczącymi dalszego rozwoju i poprawy parametrów obiegów jądrowych nadbudowanych turbiną gazową. 5

6 2. Obiegi cieplne elektrowni jądrowych 2.1. Podstawy termodynamiki w obiegach elektrowni Elektrownie jądrowe, podobnie do konwencjonalnych elektrowni węglowych, realizują obieg cieplny Rankine a, który został przedstawiony na rys W jego skład wchodzą następujące przemiany: izobaryczne rozprężanie (1-2) realizowane w turbinie, skraplanie czynnika (2-3) realizowane w kondensatorze, izobaryczne tłoczenie czynnika (3-4) realizowane przez pompy wody zasilającej, podgrzewanie, odparowanie i przegrzanie czynnika roboczego (odpowiednio 4-5, 5-6, 6-1) realizowane w reaktorze lub wytwornicy pary w zależności od zastosowanej technologii. [2] Rys Obieg Rankine a przedstawiony na wykresach T-s (wykres a) oraz h-s (wykres b). Punkty oznaczone indeksem a odwzorowują idealne przemiany, punkty bez indeksów - przemiany rzeczywiste (zaczerpnięto z [2]). Pomimo faktu, iż termodynamika obiegu termicznego nie różni się znacząco pomiędzy poszczególnymi elektrowniami jądrowymi, to można wymienić wiele różnorodnych rozwiązań technologicznych stosowanych do realizacji wspomnianych przemian cieplnych. Najbardziej popularnymi z nich są reaktory lekko-wodne LWR (ang. Light Water Reactor), w których moderatorem oraz chłodziwem jest woda. Jednakże, można wyróżnić również inne technologie, jak reaktory ciężko-wodne PHWR (ang. Pressurised Heavy Water Reactor) lub reaktory moderowane grafitem. Wymienione technologie zostaną kolejno przedstawione w niniejszym rozdziale. 6

7 2.2. Reaktory PWR Reaktory ciśnieniowe PWR (ang. Pressurized Water Reactors) są obecnie najczęściej stosowanym typem reaktorów jądrowych i odpowiadają za produkcję ok. 67% energii atomowej na świecie. Warto zwrócić uwagę na fakt, iż jest to jedna z najstarszych technologii wytwarzania energii z paliw jądrowych, dlatego stosowane w niej rozwiązania odznaczają się standaryzacją, a co za tym idzie obniżonymi kosztami inwestycyjnymi i krótszym czasem budowy. Lata badań i doświadczenia pozwoliły na wprowadzenie szeregu ulepszeń, które m.in. wydłużyły czas eksploatacji reaktora do 60 lat, pozwoliły na efektywniejsze wykorzystanie paliwa, znacząco zmniejszyły ryzyko wystąpienia poważnych awarii oraz poprawiły bezpieczeństwo personelu i otoczenia elektrowni w razie ich wystąpienia. Obecnie najbardziej popularnymi produktami tego typu są reaktory: AP-1000 produkowany przez Amerykańską firmę Westinghouse, EPR-1600 firmy AREVA oraz WWER-1000 wytwarzany przez Rosenergoatom. Rys Uproszczony schemat obiegu reaktora typu PWR (zaczerpnięto z [3]) Prosty schemat obrazujący zasadę działania elektrowni pracującej według obiegu PWR został przedstawiony na rys Jak można zaobserwować, charakteryzuje się on rozdzieleniem obiegu chłodzącego reaktora (obiegu pierwotnego) od obiegu parowego turbiny (obiegu wtórnego). Proces wytwarzania energii zaczyna się w reaktorze, gdzie neutrony termiczne, będące wynikiem reakcji rozpadu U-235 oddają 7

8 ciepło omywającej pręty paliwowe wodzie, która jednocześnie pełni rolę moderatora i chłodziwa. Aby utrzymać wymianę ciepła jak i reaktywność na efektywnym, stabilnym i bezpiecznym poziomie, w obiegu pierwotnym nie może nastąpić odparowanie czynnika chłodzącego. Z tego względu, do obiegu dołączony jest stabilizator ciśnienia, którego zadaniem jest utrzymanie ciśnienia na poziomie MPa. Pozwala to na osiągnięcie przez chłodziwo temperatury w granicach C. Gorąca woda z reaktora, trafia do wymiennika ciepła, którym jest wytwornica pary, gdzie zostaje schłodzona, a następnie przetłoczona przez pompę cyrkulacyjną z powrotem do zbiornika reaktora. W ten sposób następuje zamknięcie obiegu pierwotnego reaktorów typu PWR. Czynnikiem roboczym cyrkulującym w obiegu wtórnym jest również woda, jednakże o zdecydowanie niższym ciśnieniu wynoszącym ok. 6-7 MPa, pozwalającym na jej częściowe odparowanie przy temperaturze ok. 300 C. Przegrzana para dostarczana jest rurociągiem do turbiny, gdzie zostaje rozprężona, a następnie skierowana do skraplacza. Skropliny są tłoczone przez pompę wody zasilającej z powrotem do wymiennika ciepła i tym sposobem zamyka się obieg wtórny. Rzeczywisty schemat obiegu eletrowni jądrowej z reaktorem PWR został przedstawiony na rys Ponieważ w zbiornikach reaktorów PWR nie występuje proces odparowania wody, ich wymiary mogą być mniejsze niż reaktorów BWR (ang. Boiling Water Reactors), a co za tym idzie koszt wytworzenia reaktora PWR jest odpowiednio niższy. Jednakże, lekkowodne obiegi ciśnieniowe wymagają wprowadzenia dodatkowych elementów tj. stabilizatora ciśnienia oraz wytwornicy pary, a także stosowania bardziej wytrzymałych materiałów ze względu na wysokie ciśnienie w obiegu pierwotnym, co w efekcie znacznie zwiększa koszty wybudowania elektrowni. Ponadto, obiegi zbudowane na zasadzie reaktorów typu PWR cechują się stosunkowo niską sprawnością na poziomie 34-36%. Jest to spowodowane dwoma czynnikami jakimi są, niskie parametry pary wynikające z ograniczeń temperatury i ciśnienia wody pierwotnej oraz dodatkowe straty powstające w wytwornicy pary. Kolejną problematyczną cechą reaktorów PWR jest niska zdolność do dynamicznych zmian mocy. Wysokie ciśnienie obiegu pierwotnego czyni reaktory PWR bardziej podatnymi na rozerwanie koszulek paliwowych w skutek oddziaływania między pastylką paliwową a koszulką (PCI - ang. Pellet Cladding Interaction) w trakcie nagłych i szybkich zmian moc reaktora. Niemniej, dzięki rozdzieleniu obiegów reaktora i turbiny, teoretycznie osiąga się większy stopień bezpieczeństwa, ponieważ w razie 8

9 nieszczelności w układzie turbiny, nie wystąpi skażenie radiologiczne otoczenia. W praktyce, prawdopodobieństwo przerwania rurociągu w reaktorach BWR i wystąpienia poważanej awarii typu LOCA (ang. Loss of Coolant Accident) jest mniejsze, niż dla reaktorów PWR. Jednakże należy podkreślić, że nawet w przypadku tak ciężkiego uszkodzenia stosowane systemy bezpieczeństwa pozwolą na zneutralizowanie zagrożenia skażenia promieniotwórczego środowiska do minimum [2, 3, 4, 5, 6, 7, 8, 9, 10, 11]. Rys Rzeczywisty obieg wtórny amerykańskiej elektrowni jądrowej o mocy 1190 MWe. Oprócz wcześniej wymienionych elementów tj. wytwornicy pary (na rysunku NSSS), jednego stopnia turbiny wysokoprężnej (HP turbine), trzech stopni turbiny niskoprężnej (LP turbine), kondensatora (condenser), pompy wody zasilającej (feed pump), na rysunku można wyróżnić inne kluczowe elementy tj. separator wilgoci (moisture separator), którego zadaniem jest oddzielanie wody zawartej w mieszance parowo-wodnej wychodzącej z wytwornicy pary (dzięki temu na turbinę trafia tylko para wodna, a woda kierowana jest z powrotem do wytwornicy pary. Gdyby na turbinę trafiła woda, mogłoby dojść do zniszczenia łopatek turbiny), podgrzewacze nisko- i wysokoprężne, których zadaniem jest spożytkowanie jak największej ilości ciepła zawartego w parze (część pary z upustów turbiny jest wykorzystywana do podgrzania wody zasilającej). Schemat zaczerpnięto z [4]. 9

10 2.3. Reaktory BWR Reaktory na wodę wrzącą BWR są drugim co do popularności rozwiązaniem technologicznym w energetyce jądrowej i odpowiadają za ok. 18% produkcji energii elektrycznej z elektrowni atomowych. Ponadto, są one najprostszymi obiegami elektrowni jądrowych, co czyni je niezwykle konkurencyjnymi z punktu widzenia łatwości obsługi, jak i kosztów konstrukcyjnych. Rys Schemat reaktora BWR obrazujący zasadę działania. Najważniejsze elementy to: zbiornik reaktora (reactor vessel), rdzeń (reactor core), pompy cyrkulacyjna i strumieniowa (odpowiednio: recirculation, jet pump), osuszacz pary (steam dryer), turbina (turbine), generator, skraplacz (condenser), obudowa bezpieczeństwa (conteinment). Zaczerpnięto z [3]. Na rys. 2.4 przedstawiono schematyczny obieg reaktora BWR. Jak można zauważyć główną różnicą w stosunku do reaktora PWR jest brak obiegu pierwotnego, zatem proces odparowania czynnika roboczego występuje bezpośrednio w zbiorniku reaktora, skąd para jest od razu dostarczana rurociągiem na turbinę. Ponieważ czynnik roboczy ma bezpośrednią styczność z elementami paliwowymi, to powoduje pojawienie się promieniowania jonizującego wokół turbiny. Dlatego też ze względu na bezpieczeństwo personelu stosowane są specjalne osłony biologiczne. Jednakże w przypadku potrzeby dokonania prac konserwacyjnych w maszynowni problem ten nie stwarza znaczących niedogodności, gdyż aktywność izotopów promieniotwórczych, które dostają się do obiegu zanika w przeciągu kilku do kilkunastu minut. 10

11 Ponieważ w przypadku reaktorów BWR występowanie mieszaniny parowo-wodnej w rdzeniu reaktora jest pożądane, pozwala to na obniżenie ciśnienia czynnika chłodzącego do 6,5 7 MPa. Ponadto umożliwia to wprowadzenie naturalnej cyrkulacji czynnika chłodzącego w reaktorze, co zostało wykorzystane przy konstrukcji reaktora ESBWR opracowanej przez firmy Hitachi i General Electrics. Niemniej, ze względów bezpieczeństwa nieodzownym elementem reaktorów BWR pozostają pompy recyrkulacyjna i strumieniowa, które muszą kontrolować udział pary w mieszaninie parowo wodnej. Jest to bardzo ważna funkcja ze względu na stabilność pracy reaktora. W momencie, w którym proces wrzenia jest zbyt intensywny, może dojść do zredukowania reaktywności, a w efekcie do spadku mocy reaktora (para wodna ma mniejszą zdolność od wody do spowalniania neutronów prędkich do termicznych). Rezultatem zmniejszenia mocy reaktora, jest również zaprzestanie procesu wrzenia, a zatem i ponowne zwiększenie udziału wody w mieszaninie. Prowadzi to do ponownego wzrostu mocy reaktora, co skutkuje zwiększeniem intensywności wytwarzania pary. W sytuacji, w której proces ten nie będzie regulowany dojdzie do poważnych, niegasnących wahań mocy reaktora co ostatecznie może prowadzić do groźnej awarii w systemie. Zadaniem pomp cyrkulacyjnej i strumieniowej jest utrzymanie przepływu czynnika chłodzącego na odpowiednim poziomie, który pozwala utrzymać stałą moc reaktora. Zestawienie parametrów najnowocześniejszych reaktorów na wodę wrzącą przedstawiono w tab. 2.1, natomiast na rys. 2.5 zaprezentowany jest rzeczywisty przekrój reaktora typu BWR-6. Ze względu na bezpośrednie podłączenie turbiny do obiegu reaktora, w reaktorach BWR niemożliwe jest regulowanie reaktywności poprzez wtrysk wody borowej. Powodowałoby to osadzanie się boru na łopatkach turbiny, gdyż bor doskonale rozpuszcza się w parze wodnej. Z tego względu między kasetami paliwowymi umieszcza się specjalne absorbery w kształcie krzyża. Montowane są one w dolnej części reaktora wraz z prętami regulacyjnymi. Z jednej strony prowadzi to do zwiększenia ich efektywności, gdyż największa gęstość neutronów występuje właśnie w dolnych częściach komory, z drugiej jednak strony awaryjne wprowadzenie prętów w sytuacji kryzysowej wymaga zasilania energią elektryczną (jedynie w reaktorze ESBWR tak jak i w reaktorach PWR wykorzystywana jest do tego siła grawitacji) [2, 3, 4, 5, 6, 7, 8, 9, 10, 11, 12, 13, 14]. 11

12 Tabela 2.1. Porównanie parametrów nowoczesnych reaktorów typu BWR (na podstawie [8, 12]) Parametr/Funkcja BWR-6 ABWR ESBWR Moc (MW t /MW e ) 3900/ / /1550 Rozmiar zbiornika (wysokość/średnica) [m] 21,8/6,4 21,1/7,1 27,7/7,1 Liczba kaset paliwowych Liczba pomp recyrkulacyjnych 3 3 Rodzaj podstawowych systemów odprowadzania ciepła i redukcji mocy naturalna cyrkulacja aktywne aktywne pasywne Rys Wnętrze zbiornika reaktora BWR-6 z obudową typu Mark III. 1 - zawór wentylacyjny i spryskiwacz ciśnieniowy, 2 - uchwyt do podnoszenia osuszacza, 3 - osuszacz pary, 4 - wylot pary, 5 - wlot spryskiwaczy rdzenia, 6 - separator pary, 7 - wlot wody zasilającej, 8 rozdzielacz wody zasilającej, 9 niskociśnieniowy wtrysk chłodziwa, 10 rurociąg spryskiwaczy, 11 rozdzielacz spryskiwaczy, 12 - prowadnica górna, 13 układ pompy strumieniowej, 14 ściana zbiornika, 15 - kasety paliwowe, 16 absorbery, 17 - płyta rdzenia, 18 pompa strumieniowa, 19 woda recyrkulacyjna, 20 obudowa wsporcza zbiornika, 21 - betonowa osłona, 22 napęd prętów regulacyjnych, 23 rurociągi napędów hydraulicznych, 24 kontroler strumienia neutronów w rdzeniu (zaczerpnięto z [14]) 12

13 2.4. Reaktory PHWR Reaktory PHWR różnią się znacznie od rozwiązań PWR i BWR, a najpopularniejszym i głównie produkowanym modelem jest reaktor CANDU wytwarzany w Kanadzie. Założeniem produkcyjnym tej technologii była możliwość wykorzystywania do zasilania reaktora naturalnego uranu, a co za tym idzie zmniejszenia kosztów związanych z procesem wzbogacania paliwa. Osiąga się to poprzez zastosowanie wody ciężkiej (czyli posiadającej w swoim składzie chemicznym izotop wodoru deuter) jako moderatora i chłodziwa, gdyż absorbuje ona mniej neutronów niż woda lekka. Pozwala to na podtrzymanie reakcji łańcuchowej przy znacznie mniejszym stężeniu izotopu uranu U-235 w paliwie (dla paliwa wzbogaconego jest to ok. 3-4%, natomiast dla naturalnego jedynie ok. 0,7%). Rozwiązanie to jest obecnie wdrażane w indyjskim systemie elektroenergetycznym. Na rys. 2.6 przedstawiono schematycznie zasadę działania elektrowni z reaktorem typu PHWR. Można na nim dostrzec pewne podobieństwo do reaktorów ciśnieniowych, jakim jest podział generacji na dwa obiegi: pierwotny i wtórny. Jednakże, rozwiązania technologiczne zastosowane w obiegu pierwotnym są zgoła odmienne i wymagają bardziej szczegółowego omówienia. Reaktory PHWR mają znacznie większy rdzeń od reaktorów typu PWR lub BWR, ponieważ woda ciężka ze względu na obecność deuteru jest słabszym moderatorem od wody i musi być jej odpowiednio więcej. Zwiększone wymiary rdzenia wymusiły zmianę sposobu systemu chłodzenia na kanałowy. W zbiorniku z ciężką wodą (zwanym calandria) zanurzony jest system ułożonych poziomo kanałów, w środku których załadowane jest paliwo. Przez wąskie kanały przepływa ciężka woda pod wysokim ciśnieniem ok. 10 MPa i odbiera ciepło z paliwa. Następnie rozgrzana do ok C trafia do wymiennika ciepła, gdzie zostaje schłodzona oddając energię do obiegu wtórnego. Należy nadmienić, że para w obiegu wtórnym ma bardzo niskie parametry: ciśnienie ok. 4,5-5 MPa i temperaturę: ok. 260 C. Skutkuje to odpowiednio niską sprawnością na poziomie 28%, co jest jednym z najniższych wyników wśród elektrowni stosowanych w światowej energetyce. Tak jak i w reaktorach typu BWR głównym narzędziem do sterowania reaktywnością są pręty regulacyjne zamontowane pionowo w górnej części rdzenia. 13

14 Rys Schemat ideowy reaktora typu PHWR. Najważniejsze elementy to: rdzeń (nazywany calandria), pręty regulacyjne (control rods), kanałowy system chłodzenia (pressure tubes), wytwornica pary (steam generator) (na podstawie [10]) Do zalet rektora typu PHWR można zaliczyć możliwość wymiany paliwa bez przerywania pracy reaktora. Jest to możliwe dlatego, że każdy z kanałów paliwowych może być odizolowany z pętli chłodzenia i usunięty z reaktora. Niestety, mylnym jest jednak stwierdzenie, że reaktory PHWR wprowadzą znaczne oszczędności w kosztach produkcji energii dzięki wykorzystaniu uranu naturalnego jako paliwa. Jak wcześniej wspomniano, rozwiązanie to wymaga zastosowania wody ciężkiej, która nie występuje w dużym stężeniu w przyrodzie. Dlatego też przy elektrowniach wykorzystujących technologię PHWR należy umieszczać zakłady chemiczne produkujące ciężką wodę. Czynnik ten jest znaczącą przeciwwagą dla oszczędności poczynionych na tańszym paliwie. W celu rozwiązania tego problemu kanadyjscy producenci opracowują projekt o nazwie Advanced CANDU Reactor, który bazuje na lekko wzbogaconym paliwie i wodzie lekkiej jako moderatorze. W przyszłości to ulepszenie może uczynić reaktory CANDU bardziej opłacalnymi na rynku energetycznym, ze względu na obniżenie kosztów paliwa. Jednakże, przez niską sprawność elektrowni i potrzebę produkcji wody ciężkiej nie mogą konkurować z reaktorami lekko-wodnymi [2, 8, 9, 10]. 14

15 2.5. Reaktory LWGR Lekko-wodne reaktory moderowane grafitem LWGR (ang. Light-Water Graphite- Moderated Reactors) to reaktory, które używane były do produkcji plutonu w celach militarnych. Najbardziej popularnym i jedynym stosowanym w energetyce reprezentantem reaktorów tego typu jest reaktor kanałowy dużej mocy RBMK (ros. Реактор Большой Мощности Канальный), który produkowano w ZSRR. Jako moderator wykorzystywane są w nim bloki grafitowe, natomiast woda służy jedynie jako chłodziwo. Rozwiązanie to ma swoje zalety ale także i ogromną wadę. Pozwala ono na znaczne zmniejszenie ilości wody w obiegu reaktora, jednakże wprowadza również poważne ryzyko w czasie awarii, czego dowiodła katastrofa w Czarnobylu. W momencie, w którym dochodzi do awarii typu LOCA w reaktorze RBMK, w przeciwieństwie do innych typów reaktorów następuje zwiększenie generowanej mocy. Gdy woda zaczyna odparowywać, zmniejsza się jej współczynnik pochłaniania neutronów co prowadzi do większej ilości neutronów termicznych powstających w graficie. Problem ten został szerzej omówiony w rozdziale dotyczącym awarii w Czarnobylu. Rys Schemat ideowy reaktora typu RBMK. Na rysunku zaznaczono następujące elementy: osłona betonowa (concrete shield), kanały (pressure tubes), elementy paliwowe (fuel elements), walczak (steam generator), bloki grafitowe (graphite moderator), pręty kontrolne (control rods) (zaczerpnięto z [10]) 15

16 Typowy obieg reaktora RBMK został przedstawiony na rys Podobnie jak w przypadku reaktorów PHWR, w reaktorach LWGR paliwo znajduje się w kanałach, które otoczone są blokami grafitowymi, mającymi za zadanie spowalniać neutrony prędkie. Woda chłodząca płynie przez kanały, odbierając ciepło od paliwa, a następnie trafia do separatora pary - walczaka. Ciśnienie i temperatura czynnika roboczego wynoszą odpowiednio 6,4 MPa oraz 280 C, a całkowita sprawność elektrowni ok. 31%. Z powodu wysokiego ryzyka dla otoczenia reaktory te nie są obecnie budowane, jednakże wciąż w eksploatacji znajduje się ponad 10 jednostek typu RBMK [2, 8, 9, 10, 15] Reaktory GCR Reaktory chłodzone gazem są obecnie najsprawniejszymi, używanymi do produkcji energii elektrycznej reaktorami. Jako chłodziwo używany jest w nich dwutlenek węgla w postaci gazowej, jednakże w reaktorach IV generacji, które są obecnie w trakcie badań, planowane jest wykorzystanie helu (gaz obojętny chemicznie, o dobrych własnościach przejmowania ciepła). Moderatorem w reaktorach GCR (ang. Gas Cooled Reactor), podobnie jak w reaktorach LWGR jest grafit, który jest odporny na wysokie temperatury. Rys Schemat ideowy reaktora AGR. Zaznaczone elementy to moderator grafitowy (graphite moderator), dwutlenek węgla (carbon dioxide), elementy paliwowe (fuel elements), pręty regulacyjne (control rods), obudowa betonowa (concrete pressure vessel) (zaczerpnięto z [10]) 16

17 Zasada działania reaktora AGR (ang. Advanced Gas Reactor), który jest drugą generacją reaktorów gazowych, została przedstawiona na rys Jako paliwo stosowany jest uran wzbogacony do ok. 2-3% zamknięty w koszulkach wykonanych z Zircaloyu, dzięki czemu temperatura dwutlenku węgla po opuszczeniu rdzenia wynosi ok. 650 C. Ciśnienie gazu w obiegu pierwotnym sięga 4,3 MPa. Po ogrzaniu, CO 2 trafia do wymiennika ciepła gdzie oddaje energię wodzie krążącej w obiegu wtórnym. Wysokie parametry gazu pozwalają na osiągnięcie wartości temperatury i ciśnienia pary zbliżonych do obiegów elektrowni węglowych tj. 560 C i 16 MPa. Pozwala to na stosowanie w obiegu wtórnym urządzeń, które bazują na sprawdzonych technologiach i są powszechnie używane w energetyce. Sprawność obiegu elektrowni atomowej pracującej z reaktorem AGR sięga nawet 41%. Ponieważ gaz ma dużo gorsze zdolności do odbioru ciepła niż woda, zbiorniki reaktorów GCR muszą być odpowiednio większe. Do tego stosowane materiały muszą odznaczać się zdecydowanie lepszą wytrzymałością termiczną, gdyż temperatury osiągane przez chłodziwo są znacznie wyższe niż w reaktorach PWR czy BWR. Ponadto wykorzystywane gazy charakteryzują się małym współczynnikiem pochłaniania neutronów, co pozwala na lepsze wykorzystanie paliwa. Technologie reaktorów gazowych są jedną z najprężniej rozwijających się gałęzi energetyki jądrowej. Wysoka sprawność i możliwość wytwarzania ciepła wraz z energią elektryczną czynią je technologią bardzo konkurencyjną. Najnowszym osiągnięciem w tej dziedzinie są reaktory trzeciej generacji HTGR (ang. High Temperature Gas Reactors). Wykorzystują one jako chłodziwo gazowy hel, co pozwala na osiągnięcie temperatury nawet do 1100 C. Dzięki temu, realne staje się wprowadzenie atomowych elektrociepłowni, co pozwoliłoby na znaczne podniesienie sprawności. Ich wadą jest potrzeba zastosowanie wysoko wzbogaconego uranu jako paliwa (nawet do 93%). Wzbogacenie to można osiągnąć poprzez przetworzenie go do postaci węglika uranu UC 2. Obecnie trwają prace nad możliwością stworzenia reaktora HTR pracującego na zasadzie jednego obiegu. Gorący hel trafiałby na turbinę gazową, a pozostałe ciepło oddawałby w wymienniku i ogrzewał wodę ciepłowniczą. Pozwoliłoby to na tworzenie reaktorów mniejszych mocy, mogących pracować za zasadzie generacji rozproszonej. Technologie bazujące na reaktorach chłodzonych gazem są jedną z dominujących technologii wśród reaktorów IV generacji [2, 8, 9, 10]. 17

18 3. Reaktory generacji III AP-1000 Reaktory typu AP-1000 oraz AP-600 są pierwszymi na świecie reaktorami III generacji, które uzyskały pozwolenie na produkcję i budowę elektrowni atomowych bazujących na tej technologii. Projekt amerykańskiej firmy Westinghouse został najpierw zatwierdzony w Stanach Zjednoczonych przez tamtejszy dozór jądrowy NRC w 2005 roku, a już po 2 latach otrzymał certyfikat Unii Europejskiej potwierdzający, że reaktor ten spełnia unijne wymagania i standardy bezpieczeństwa. Założenia projektowe zbiornika reaktora przewidują możliwość jego nieprzerwanej eksploatacji przez okres 60 lat. Maksymalne parametry wody w obiegu pierwotnym wyznaczone przez konstruktora to 17,1 MPa i 343 C. Zgodnie z zasadą redundancji kluczowych układów, system odbioru ciepła składa się z dwóch lub czterech pętli chłodzenia, takiej samej ilości wytwornic pary i jednym stabilizatorem ciśnienia. Rdzeń reaktora mieści w sobie 113 kaset paliwowych, w każdej po 17x17 elementów paliwowych. Do utrzymania przepływu chłodziwa wykorzystane są pompy bezdławnicowe, które charakteryzują się wysoką bezwładnością i szczelnością. Pozwala to na spowolnienie procesu zaniku tłoczenia w przypadku awarii silników elektrycznych, bądź utraty zasilania. Reaktor zabudowany jest w szczelną, wykonaną ze stali cylindryczną obudowę bezpieczeństwa, która pozostaje nienaruszona nawet przy wstrząsach sejsmicznych 1. kategorii. Stalowa powłoka bezpieczeństwa obudowana jest żelbetonową osłoną, tzw. drugą powłoką bezpieczeństwa, która odporna jest nawet na uderzenia dużych samolotów pasażerskich, czy też ładunków wybuchowych. W praktyce eliminuje to zagrożenie skażenia promieniotwórczego związanego z atakami terrorystycznymi. Aby podnieść bezpieczeństwo reaktora we wszystkich kanałach komunikacyjnych, transmisja danych realizowana jest za pomocą technologii światłowodu, która jest odporna na zakłócenia wytwarzane przez pole elektromagnetyczne. Ponadto wszystkie systemy bezpieczeństwa powodujące wyłączenie reaktora oparte są na zasadzie dwa z czterech. Oznacza to, że każdy z newralgicznych parametrów mierzony jest przez cztery niezależne kanały, a do zadziałania zabezpieczenia potrzebne są co najmniej dwa. Niweluje to ryzyko odstawienia bloku z powodu awarii jednego z mierników bądź przekaźników. W celach podniesienia 18

19 niezawodności systemu zasilania, we wszystkich układach w których jest to możliwe zastosowano zasilanie ze źródeł stałoprądowych. Największym osiągnięciem projektantów reaktora AP-1000 jest niewątpliwie skonstruowanie systemu awaryjnego chłodzenia, który w pełni oparty jest na ochronie biernej, tj. niewymagającej jakiegokolwiek źródła zasilania zewnętrznego, czy to elektrycznego, czy mechanicznego. Pozwala to na zwiększenie niezawodności systemów bezpieczeństwa, które oparte są głównie na podstawowych prawach i zależnościach fizycznych jak konwekcja lub grawitacja. Ponadto zmniejsza to koszty konstrukcji bloku, ponieważ nie ma potrzeba stosowania tak wielu skomplikowanych systemów sterujących, w porównaniu do reaktorów poprzednich generacji. Z prowadzonych statystyk wynika, że w reaktorze AP-1000 udało się dokonać redukcji stosowanych we wcześniejszych reaktorach zaworów o 50%, rurociągów o 83% i pomp o 35%. Reaktory AP-1000 odznaczają się niespotykanymi wcześniej możliwościami w zakresie odporności na ciężkie awarie np. typu LOCA. Zastosowane bierne układy bezpieczeństwa pozwalają na odprowadzanie ciepła z reaktora przez 3 doby bez zapotrzebowania na zasilanie z zewnętrznych źródeł oraz bez jakiejkolwiek interwencji obsługi sterowni lub maszynowni. Omawiany system awaryjnego chłodzenia rdzenia (SACR) składa się z trzech podukładów, które zostaną po krótce opisane. Pierwszym z nich jest układ awaryjnego odprowadzania ciepła powyłączeniowego (UAOCP), którego głównym elementem jest wymiennik ciepła zanurzony w zbiorniku z zapasową wodą chłodzącą lub w zbiorniku wymiany paliwa. Do pętli obiegu chłodzącego dołączone są zawory bocznikujące, które w czasie normalnej pracy reaktora są zamknięte. W momencie, w którym w obiegu chłodzącym następuje awaria uniemożliwiająca przepływ czynnika, zawory bocznikujące otwierają się. Woda kierowana w normalnych warunkach pracy do wytwornicy pary, jest przesyłana do wymiennika ciepła znajdującego się w zapasowym zbiorniku wody chłodzącej, który umiejscowiony jest powyżej reaktora. Gorący czynnik z reaktora oddaje ciepło wodzie w zbiorniku prowadząc do jej odparowania bezpośrednio do środka obudowy bezpieczeństwa, która zaopatrzona jest w swój własny system chłodzenia. Parametry w obiegu chłodzenia, w szczególności temperatura wody przed i za wymiennikiem wymusza naturalną cyrkulację wody. Dzięki temu rdzeń reaktora może być chłodzony awaryjnie bez jakiegokolwiek zasilania z zewnątrz. 19

20 Kolejnym z układów bezpieczeństwa jest układ awaryjnego wtrysku wody borowej (UAWB). Tworzą go dwa zbiorniki wykonane ze stali, które zawierają wodę z dodatkiem boru. Umiejscowione są one powyżej obiegu chłodzącego reaktora, podobnie jak zapasowy zbiornik wody, a każdy z nich ma pojemność ok. 71 m 3. Zawory wlotowe łączące zbiorniki z wodą borową z układem chłodzenia są otwarte w trakcie normalnej pracy reaktora, aby ciśnienie w zbiornikach i w obiegu było takie samo. Jednakże, zawory wylotowe są zamknięte, co nie pozwala na dostanie się boru do biegu w czasie nominalnej eksploatacji. W sytuacji, gdy poziom wody w stabilizatorze ciśnienia zaczyna spadać, do zaworów wylotowych wysyłany jest sygnał inicjujący ich otwarcie. Dzieje się to równolegle z wyłączeniem reaktora i pomp cyrkulacyjnych. Układ jest skonstruowany w taki sposób, aby zapewnić w układzie naturalną cyrkulację wody borowej, która powoduje wyhamowanie reakcji łańcuchowej poprzez pochłanianie neutronów. Ostatnim z układów jest układ automatycznej redukcji ciśnienia, którego zadaniem jest chronić reaktor przed przetopieniem się rdzenia przez ściany zbiornika reaktora w przypadku ciężkiej awarii z utratą czynnika chłodzącego. Oparty jest on na kooperacji wielu zespołów zaworów podłączonych do stabilizatora ciśnienia, czy też gorącego rurociągu. Pozwalają one na kierowanie strumienia pary powstałego w obiegu pierwotnym bezpośrednio do zbiornika zapasowego lub też bezpośrednio do wnętrza obudowy bezpieczeństwa. Tym samym redukują one ciśnienie obiegu pierwotnego do ciśnienia panującego w obudowie. Umożliwia to grawitacyjny spływ wody ze zbiornika wymiany paliwa do komory reaktora i jego bezpośrednie chłodzenie. Woda odparowuje prosto do obudowy bezpieczeństwa, co może rodzić zagrożenie rozsadzeniem budynku. Aby uniknąć katastrofy, w reaktorze AP-1000 zastosowano specjalną dwupowłokową konstrukcję obudowy bezpieczeństwa. W momencie gdy woda zalewająca zbiornik reaktora odparowuje znacznie zwiększając swoją objętość, w obudowie następuje zdecydowany wzrost ciśnienia, który może prowadzić do jej rozsadzenia. W tym celu para wodna musi być cały czas skraplana poprzez oddawanie ciepła na zewnątrz obudowy. Chłodzenie powłoki osiągnięto dzięki wymuszeniu naturalnej wentylacji w przestrzeni między jej stalową, a żelbetonową częścią. Powietrze zasysane z otoczenia omywa zewnętrzną stronę stalowej powłoki odbierając ciepło od pary znajdującej się wewnątrz, skraplając ją i redukując ciśnienie w środku obudowy. Jednakże, w przypadku upalnego dnia, bądź bardzo szybkiego procesu odparowania wody 20

21 zalewającej reaktor, osiągnięty współczynnik wymiany ciepła może być niewystarczający. Dlatego też, ponad obudową umieszcza się zbiorniki zawierające wodę wspomagającą chłodzenie. W momencie zbyt dużego wzrostu ciśnienia wewnątrz obudowy bezpieczeństwa, zawory zbiorników otwierają się i woda spływając grawitacyjnie zrasza zewnętrzną część powłoki. Pozwala to na podniesienie skuteczności odbioru ciepła od pary wewnątrz powłoki. Woda w zbiornikach wystarcza, aż na trzy doby nieprzerwanej pracy bez zasilania zewnętrznego. Dopiero po tym czasie należy uruchomić pompy które przetłoczą ją z powrotem do zbiorników. Czyni to ten model reaktorów odpornym nawet na najcięższe awarie [2, 8, 15, 16]. Schemat systemów bezpieczeństwa i aparatury reaktora AP-1000 został przedstawiony na rys Rys Schemat reaktora AP-1000 z zaznaczonymi najważniejszymi urządzeniami i układami (zaczerpnięto z [2]) 21

22 3.2. EPR-1600 Reaktor EPR (ang. European Pressurised Water Reactor) jest owocem wieloletnich badań firmy AREVA nad ulepszeniem stosowanych wcześniej reaktorów typu PWR. Odznacza się on zredukowanymi kosztami wytwarzania energii elektrycznej nawet o 10% w porównaniu do pozostałych reaktorów generacji III+. Jest jednym z najbezpieczniejszych reaktorów generacji III+, a ponadto wyróżnia się dobrymi wskaźnikami ekonomicznymi. O jego walorach świadczyć może zainteresowanie nawet ze strony USA na budowę elektrowni jądrowych bazujących na tej technologii. Ponadto reaktor EPR odznacza się doskonałymi parametrami w swojej kategorii, które pozwalają uzyskać sprawność elektrowni na poziomie 37%. Przyczyniają się do tego bardzo wysokie parametry pary w obiegu wtórnym ciśnienie na poziomie aż 7,8 MPa. Niskie nakłady inwestycyjne (jak na elektrownię atomową) zostały osiągnięte dzięki wysokiej mocy pojedynczego bloku energetycznego sięgającej 1600 MW e. Co więcej, zastosowane technologie pozwalają na znacznie efektywniejsze wykorzystanie paliwa, ponieważ wypalanie paliwa jądrowego w blokach EPR przekracza 60 MW d/kg. Ponadto, nowoczesna konstrukcja pozwala na skrócenie przerw potrzebnych na wymianę paliwa do 16 dni, a także na możliwość prowadzenia niektórych prac konserwacyjnych w trakcie pracy reaktora. Podobnie jak w przypadku reaktora AP-1000, konstrukcja bloku pozwala na wydłużenie czasu eksploatacji do rekordowych 60 lat. Poprawie uległa również elastyczność eksploatacji, pozwalająca na zmiany obciążenia reaktora w granicach od 20% do 100% mocy znamionowej. Pozwala to na efektywny udział elektrowni jądrowej w regulacji systemu elektroenergetycznego, co przez długi czas było praktycznie niemożliwe. Również w przypadku bezpieczeństwa reaktory PWR wyróżniają się ponadprzeciętnymi rozwiązaniami technologicznymi. Obudowa bezpieczeństwa składa się z dwóch żelazobetonowych powłok o grubości 1,3 m. Są one w stanie wytrzymać ciśnienie ok. 5,1 MPa, co znacznie przekracza nadciśnienia powstające w przypadku ciężkich awarii. Jest ona również odporna na wycieki gazów niosących skażenie radioaktywne, zatem nawet w najcięższych warunkach promieniowanie wokół elektrowni nie przekroczy dawki szkodliwej dla zdrowia człowieka. Tak jak i w przypadku reaktora 22

23 AP-1000, obudowa bezpieczeństwa odporna jest na uderzenia samolotów wojskowych, pocisków lub wybuchy bomb, co czyni reaktor EPR bezpiecznym w przypadku działań militarnych lub ataków terrorystycznych. Większość systemów bezpieczeństwa reaktora bazuje na rozwiązaniach aktywnych aniżeli pasywnych. Jednakże stopień wysokiego bezpieczeństwa został osiągnięty przez redundancję i separację wszystkich urządzeń odpowiedzialnych za bezpieczeństwo. O ile projektanci reaktora AP-1000 założyli, że sytuacja w której rdzeń przetopi się przez zbiornik reaktora jest nieprawdopodobna dzięki zastosowanym zabezpieczeniom, to twórcy reaktora EPR przygotowali go nawet na najczarniejszy scenariusz. Na wypadek awarii, w wyniku której stopiony rdzeń wydostaje się poza zbiornik reaktora, zaprojektowano specjalną konstrukcję do gromadzenia stopionej radioaktywnej masy. Zasadę działania tego systemu przedstawiono na rys W reaktorach EPR stopiony rdzeń trafia najpierw do tygla znajdującego się w dolnej części obudowy reaktora. Tam zostaje wstępnie schłodzony i powoli przetapia się przez roztapialną przegrodę, skąd tunelem przelewowym trafia do zbiornika retencyjnego. Sam zbiornik wykonany jest z betonu pokrytego materiałem żaroodpornym na bazie ZrO 2, którego temperatura topnienia sięga 2715 C. Na nim znajduje się warstwa materiału ofiarnego na osnowie Fe 2 O 3 i SiO 2, która służy do dwóch celów. Po pierwsze pozwala ona na utlenienie całego cyrkonu zawartego w stopie, co zapobiega powstawaniu wodoru w kontakcie stopionego rdzenia z powłoką zbiornika. Po drugie pozwala na endotermiczne rozpuszczenie paliwa jądrowego UO 2 (co pozwala na szybką redukcję jego temperatury), dzięki czemu zmniejsza gęstość i temperaturę krzepnięcia stopionej masy. W celu osiągnięcia dużej powierzchni chłodzenia, rozmiar zbiornika retencyjnego wynosi 170 m 2. Pod zbiornikiem ulokowany jest system kanałów, do których w sposób bierny doprowadzana jest woda ze zbiorników zapasowych. Zapewnia to ciągłe chłodzenie skumulowanej masy, ostatecznie prowadzące do jej zestalenia się. Czas, po jakim masa radioaktywna zastyga może wynosić od kilku do kilkunastu dni. Obudowa bezpieczeństwa oraz konstrukcja zbiornika zapewniają dostateczną ochronę przed wydostaniem się substancji promieniotwórczych do środowiska. Powyższe rozwiązania czynią reaktor EPR odpornym na wszystkie, nawet najcięższe awarie typu LOCA ze stopieniem rdzenia. Prawdopodobieństwo wystąpienia sytuacji, w której dochodzi do skażenia środowiska zostało zredukowane praktycznie do zera [2, 8, 15]. 23

24 Rys Schemat technologii do wychwytywania stopionego rdzenia w reaktorach EPR. 1 rdzeń reaktora, 2 zbiornik ciśnieniowy, 3 roztapialna przegroda, 4 dno tunelu przelewowy, 5 - betonowe fundamenty obudowy bezpieczeństwa, 6 tunel przelewowy, 7 ognioodporna warstwa ochronna, 8 chłodzenie wodne, 9 materiał ofiarny, 10 zbiornik retencyjny (zaczerpnięto z [15]) 3.3. WWER-1000 Reaktory typu WWER są rosyjskim odpowiednikiem reaktorów ciśnieniowych. Reaktor WWER-1000 otrzymał certyfikat bezpieczeństwa od komisji europejskich już w kwietniu 2007 roku, co pozwoliło na rozpoczęcie budów elektrowni bazujących na tej technologii. Ponadto, odznacza się on wysoką konkurencyjnością cenową i ekonomiczną, porównywalną z reaktorem EPR. Jego zdecydowaną zaletą jest fakt, że podobnie jak w reaktorze AP-1000, projektanci oparli konstrukcję głównie na pasywnych systemach bezpieczeństwa. Dodatkowo, konstruktorzy przygotowali reaktor na najcięższą awarię ze stopieniem i wyciekiem rdzenia, projektując specjalny chwytacz rdzenia typu tyglowego. Dzięki temu w reaktorze WWER-1000 wyeliminowano słabości jakie mają reaktory AP-1000 (brak chwytacza) oraz EPR (aktywne systemy bezpieczeństwa), co czyni go jednym z najbezpieczniejszych reaktorów. Obudowa bezpieczeństwa reaktora WWER-1000 podobnie jak i innych reaktorów generacji III+ składa się z dwóch warstw. Zewnętrzną obudowę wykonuje się z betonu zbrojonego, a jej zadaniem jest wytrzymać takie zdarzenia lub katastrofy jak tornado, 24

25 uderzenie samolotu, tsunami lub trzęsienie ziemi. Powłoka wewnętrzna wykonana jest ze sprężonego betonu i zaprojektowana w taki sposób, aby móc wytrzymać nadciśnienie powstające przy najcięższej awarii reaktora, zachowując przy tym maksymalną szczelność. Podobnie jak w reaktorze AP-1000, obieg chłodzenia wykonany jest w postaci czterech pętli, każda z osobną wytwornicą pary. Jedyną różnicą jest sposób organizacji wytwornic pary, w reaktorze WWER są one ułożone poziomo. Podobnie do konstrukcji reaktora EPR, w reaktorze WWER znajduje się specjalny zbiornik, do którego po ciężkiej awarii spływa stopiony rdzeń reaktora. Rosyjscy projektanci zastosowali jednak rozwiązanie tyglowe, które przedstawiono na rys Zbiornik zlokalizowany jest bezpośrednio w szybie reaktora i w tym przypadku wykonany jest on ze stali, dlatego też wymaga nieustannego chłodzenia wodą. Stalowa konstrukcja pozwala na odseparowanie stopionego rdzenia od elementów betonowych, co redukuje ryzyko zajścia reakcji utleniania cyrkonu i powstania wybuchowego wodoru. Również w inny sposób rozmieszczony został materiał ofiarny. W reaktorze EPR była to powłoka oblekająca ścianki zbiornika retencyjnego. W tym wypadku wypełnia on tygiel w całej objętości. Materiał ofiarny wykonany jest z lekkich tlenków zamkniętych w stalowych kasetach, które ułożone są na wzór plastra miodu. Jego głównym zadaniem jest schłodzenie rozgrzanego rdzenia oraz zwiększenie powierzchni transportu ciepła, poprzez wzrost objętości stopionej masy, będący wynikiem zachodzących reakcji termochemicznych. Jako ciekawostkę warto przytoczyć problem konstrukcyjny z jakim musieli uporać się projektanci reaktora WWER. Mianowicie w układzie chłodzenia prętów regulacyjnych stosowano układ otworów wlotowych, który mógł spowodować wypychanie pręta z komory reaktora przez silny prąd wodny. Sytuacja ta została zaobserwowana w jednej z elektrowni jądrowych i rodziła ogromne niebezpieczeństwo poważnej awarii. Ponieważ dochodziło do wypychania prętów regulacyjnych, w dolnych częściach reaktora reaktywność nie była kontrolowana. Problem ten został rozwiązany i doprowadził do określenia tzw. warunku niewypływania pręta. Mówi on o tym, że pole przekroju otworu centralnego w kanale chłodzenia nie może być mniejsze niż pole przekroju szczeliny pomiędzy ściankami kanału, a prętem regulacyjnym. Zostało to zilustrowane na rys Rosyjskie reaktory WWER są jedną z najbezpieczniejszych technologii dostępnych obecnie na rynku energetyki atomowej. Dzięki obecnie prowadzonym pracom nad 25

26 podwyższeniem mocy reaktora do 1500 MW e, możliwe jest podniesienie sprawności elektrowni oraz lepsze wykorzystanie paliwa jądrowego. Uczyni to reaktor WWER bardziej konkurencyjnym ekonomicznie, a zatem i pożądanym przez kraje, które chcą inwestować w nowe elektrownie atomowe [2, 8, 15]. Rys Zbiornik typu tyglowego reaktora WWER. 1 zbiornik reaktora, 2 szyb rektora, 3 - dennica reaktora, 4 dźwigar, 5 tygiel, 6 materiał ofiarny (zaczerpnięto z [8]) Rys System chłodzenia pręta paliwowego ilustrujący warunek niewypływania pręta (zaczerpnięto z [8]) 26

27 4. Przyszłość energetyki jądrowej reaktory IV generacji 4.1. Międzynarodowe Forum Reaktorów IV Generacji Pomimo faktu, iż obecne metody wytwarzania energii z paliw jądrowych odznaczają się wysoką niezawodnością, dopracowanymi rozwiązaniami technologicznymi oraz dużym bezpieczeństwem, to wciąż możliwy jest znaczny rozwój tej gałęzi energetyki. Obecne elektrownie bazujące na reaktorach generacji III+ niechlubnie charakteryzują się jedną z najniższych możliwych sprawności wytwarzania energii elektrycznej spośród innych elektrowni konwencjonalnych, a także inwestycje z nimi związane są obarczone dużym ryzkiem finansowym. Aby wyjść naprzeciw wymaganiom stawianym przez obecny system energetyczny powołane do życia zostało Międzynarodowe Forum Reaktorów IV Generacji (z ang. GIF), które zrzesza 14 krajów z całego świata. Jest to dobrowolna organizacja, którą założono już w 2001 roku, a jej celem jest stworzenie technologii jądrowych, które będą pozwalały pozyskiwać energię w sposób całkowicie bezpieczny, ekonomiczny i nieszkodliwy dla środowiska naturalnego. Dlatego też założono, że wszystkie badane technologie muszą spełniać cztery podstawowe warunki. Pierwszym z nich jest poprawa gospodarki paliwowej. Zakłada się, że reaktory IV generacji mają nie produkować wysokoaktywnych odpadów, które stwarzają ogromne problemy przy procesie składowania. Ponadto powinny one być w stanie wykorzystywać odpady radioaktywne do dalszego wytwarzania energii, co pozwoliłoby na obniżenie presji związanej ze składowaniem odpadów. Dodatkowo redukcji ulegną koszty jakie obecnie są związane z gospodarką paliwową, co uczyni elektrownie atomowe znacznie bardziej konkurencyjnymi. Cele te można osiągnąć przez stosowanie obiegu zamkniętego paliwa jądrowego. Drugą cechą są niezawodne systemy bezpieczeństwa. Dąży się do jeszcze większego obniżenia prawdopodobieństwa zajścia poważnej awarii, która mogłaby wywołać skażenie środowiska substancjami radioaktywnymi. Dlatego też, reaktory IV generacji powinny być w pełni oparte na pasywnych systemach bezpieczeństwa, które nie będą wymagały interwencji obsługi. Dzięki temu, ryzyko awarii wywołanej błędem 27

28 ludzkim zostanie całkowicie wyeliminowane. Ponadto elektrownia nie będzie uzależniona od dostaw energii ze źródeł zewnętrznych. Trzecim założeniem jest redukcja możliwości proliferacji, a najlepiej całkowite jej wykluczenie. Procesy jądrowe zachodzące w reaktorze powinny być tak dobrane, aby możliwość wydobycia z nich materiałów umożliwiających konstrukcję broni jądrowej była nieopłacalna i bardzo trudna. Ponadto elektrownia atomowa powinna być odporna na możliwe ataki terrorystyczne, których celem byłoby wywołanie katastrofy nuklearnej. Czwartym i ostatnim wymogiem jest wysoka konkurencyjność ekonomiczna. Elektrownie atomowe bazujące na reaktorach IV generacji powinny zapewniać wysokiej jakości energię elektryczną, zachowując przy tym jej możliwie najniższe ceny. Ponadto należy zredukować ryzyko związane z kosztami inwestycyjnymi, które obecnie dla elektrowni atomowych jest wysokie, do poziomu innych technologii wytwarzania energii. Z przeanalizowanych przez GIF technologii wybrano sześć, które są w stanie spełnić wymienione wyżej warunki. Obecnie prowadzone są badania nad prototypami tychże reaktorów. Zakłada się, że reaktory IV generacji mogą zacząć brać udział w wytwarzaniu energii elektrycznej już po 2030 roku. W niniejszym rozdziale przedstawione zostaną wybrane przez GIF rozwiązania [17, 18] Reaktor GFR Pierwszą z omawianych technologii jest reaktor na neutrony prędkie chłodzony gazem. Jako chłodziwo stosowany jest w nim hel, co pozwala osiągnąć bardzo wysokie temperatury czynnika sięgające 850 C. Nie zakłada się wprowadzania obiegów pośrednich, hel ma trafiać ze zbiornika reaktora bezpośrednio na turbinę gazową. Wysoka temperatura czynnika pozwala na stosowalność tej technologii do termochemicznej produkcji wodoru, co pozwoli na lepsze wykorzystanie ciepła niesionego z czynnikiem. Ponieważ jest to reaktor pracujący na zasadzie neutronów prędkich to nie wymaga stosowania moderatora. Ponadto umożliwia to znacznie lepsze (prawie 100 razy) wykorzystanie paliwa, ponieważ neutrony prędkie są w stanie rozszczepić wysokoaktywne odpady powstające w czasie eksploatacji paliwa. Rozważa się budowę obiegu z reaktorem o mocy 600 MW th, którego sprawność dzięki wysokim parametrom gazu sięgałaby nawet 48%. Jednakże, aby możliwa była 28

29 stosowalność tej technologii, projektanci muszą dopracować część rozwiązań technologicznych i materiałowych. Schemat obiegu cieplnego reaktora GFR został przedstawiony na rys Należy pamiętać, że ze względu na dużo wyższe temperatury występujące w rdzeniu trzeba poprawić możliwości odbioru ciepła od elementów paliwowych. Dokonuje się tego, wykonując elementy w postaci bardzo cienkich szpilek, co znacznie zwiększa powierzchnię wymiany ciepła. Paliwo w tego typu elektrowniach musi być wysoko wzbogacone, dlatego też używa się węglików lub azotków uranu i plutonu. Ze względu na znacznie wyższe temperatury, należy stosować też inny materiał na koszulki paliwowe w tym wypadku planowane jest użycie włókien węglowo-krzemowych. Ponadto, neutrony prędkie przyspieszają proces starzenia się materiałów konstrukcyjnych, co znacznie skróciłoby możliwy czas eksploatacji generatora. Dlatego należy prowadzić dalsze badania nad materiałami, które są odporne na ten rodzaj neutronów, a także stosować specjalne reflektory neutronowe. Dodatkowo wysokosprawne turbiny helowe są wciąż dopracowywaną technologią, która wymaga dalszych badań przed zastosowaniem na tak dużą skalę [17, 18]. Rys Schemat obiegu cieplnego reaktora GFR (zaczerpnięto z [17]) 29

30 4.3. Reaktor LFR Reaktory prędkie chłodzone ołowiem wykorzystują ciekłą formę ołowiu lub mieszaninę ołowiu i bizmutu jako chłodziwo. Rozważana jest produkcja reaktorów tego typu w bardzo szerokim zakresie mocy. Jednostki o rozmiarze od 50 do 150 MW e charakteryzują się niskimi kosztami inwestycyjnymi i możliwością użycia ich w generacji rozproszonej. Ponadto odznaczają się bardzo długim czasem pracy bez wymiany paliwa, aż do 20 lat. Innymi wersjami są moduły o mocy rzędu 500 MW e lub jeden duży blok o mocy 1200 MW e. Wartym uwagi jest fakt, że w reaktorze LFR udało się osiągnięć naturalną cyrkulację chłodziwa w rdzeniu. Jako paliwo stosuje się azotki uranu, zapakowane w koszulki ze stali ferrytycznej lub ceramiczne w zależności od temperatury chłodziwa. Obecnie wynosi ona ok. 550 C, jednakże planowane jest podwyższenie jej nawet do 800 C. Dzięki temu reaktory LFR mogłyby być używane do produkcji wodoru. Reaktory LFR pracują w zamkniętym cyklu paliwowym, co pozwala na znacznie lepsze wykorzystanie paliwa. Ogromną zaletą tych reaktorów jest także bardzo niskie ciśnienie w obiegu pierwotnym (dzięki wysokiej temperaturze parowania ołowiu), które jest na poziomie ciśnienia atmosferycznego. Reaktor LFR pracuje systemie dwuobiegowym, dla temperatur z zakresu 550 C czynnikiem roboczym jest woda, a obiegiem referencyjnym obieg Rankine a, natomiast dla temperatur rzędu 800 C czynnikiem roboczym ma być gaz (np. hel), a obiegiem referencyjnym obieg Brytona. Schemat obiegu cieplnego reaktora LFR jest przedstawiony na rys Jednym z największych problemów przy projektowaniu reaktora LFR jest toksyczność ołowiu dla środowiska. Dlatego też projektanci muszą dołożyć wszelkich starań aby pętla zawierająca ciekły ołów była odizolowana. Dodatkowych badań wymaga także produkcja i recykling paliw bazujących na azotkach, gdyż jest to rzadko stosowana technologia. W przypadku reaktorów LFR pracujących przy temperaturach na poziomie 800 C należy dokonać wymiany materiałów z jakich dokonane są newralgiczne elementy reaktora, na odporniejsze termicznie. Zakłada się, że prace badawcze zostaną ukończone do 2020 roku, kiedy to będzie mógł powstać prototyp takiego reaktora. Całkowite koszty badań oszacowano na 990 mln USD [17, 18]. 30

31 Rys Schemat obiegu cieplnego reaktora LFR (zaczerpnięto z [17]) 4.4. Reaktor MSR Reaktory MSR bazują na technologii reaktorów termicznych i odznaczają się niespotykanym w innych reaktorach podejściem do gospodarki paliwowej. Otóż, paliwo nie jest dostarczane do reaktora w formie prętów, a roztapiane w roztworze soli fluorkowych tworząc tetrafluorek uranu. Rozwiązanie to gwarantuje równomierny rozkład paliwa w całym reaktorze, co ma pozytywny wpływ na jego stabilność pracy. Ponadto stopione sole mogą pracować przy niskim ciśnieniu, co pozwala na odciążenie rurociągów i zaworów. Dodatkową zaletą jest możliwość wymiany paliwa, a także usuwania odpadów w trakcie pracy reaktora, czego nie można dokonywać w większości obecnie pracujących jednostek generacji III+. Jako moderatora w reaktorach MSR używa się grafitowego rdzenia. Sam reaktor odznacza się wysokim stopniem bezpieczeństwa, które zapewniane jest przez stosowane system pasywne. Ze względów bezpieczeństwa, w reaktorach MSR stosuje się aż trzy pętle cieplne. W obiegu wtórnym również wykorzystuje się roztopione sole, jednakże nie mają one tak wysokiej temperatury oraz nie zawierają produktów rozszczepienia. Jako czynnik roboczy wykorzystywana jest woda oraz para wodna, za pomocą której realizuje się obieg cieplny 31

32 Rankine a. Rozważane jest także zastosowanie turbiny gazowej i przejście na obieg Brytona realizowany za pomocą helu. Może to zapewnić niższe koszty produkcji energii, wyższą sprawność elektrowni, a także uniknięcie niebezpiecznych reakcji jakie mogą zachodzić pomiędzy solami w obiegu wtórnym a wodą. Obecnie stosowane technologie pozwalają na uzyskanie temperatury soli w obiegu pierwotnym nawet powyżej 1000 C. Pozwala to na produkcję energii elektrycznej jak i na wykorzystanie ciepła do produkcji wodoru. Sprawność obiegów z reaktorami MSR mieści się w zakresie 44-50%. Całkowita moc jednej elektrowni wynosiłaby ok MW e. Schemat obiegu cieplnego reaktora MSR został przedstawiony na rys Reaktory MSR są jedną z najlepiej sprawdzonych technologii wśród reaktorów IV generacji. Świadczy o tym fakt, że już istnieje kilka prototypów a kolejne projekty są w trakcie realizacji. Co więcej, technologia ta jest opracowywana już od lat 50. XIX wieku, kiedy to powstał demonstracyjny reaktor ARE pracujący na poziomie temperatur ok. 815 C. Szacuje się, że faza badań pochłonęła ok mln USD, a pierwsze reaktory tego typu mogą pojawić się już w najbliższych latach [17, 18]. Rys Schemat obiegu cieplnego reaktora MSR (zaczerpnięto z [17]) 32

33 4.5. Reaktor SFR Reaktory prędkie chłodzone sodem są prekursorem technologii reaktorów prędkich. Na świecie istnieje już 21 reaktorów bazujących na tej technologii, przy czym dwa z nich są w eksploatacji (FBTR w Indiach i Biełorajsk 3 w Rosji). Jako reaktory prędkie umożliwiają one znacznie lepsze wykorzystanie paliwa i pracę w zamkniętym obiegu paliwowym, gdyż neutrony prędkie pozwalają na dalsze rozszczepianie produktów poprzednich rozpadów. Reaktory te charakteryzują się dużą gęstością mocy w rdzeniu reaktora, która sięga 350 MW/m 3, co wymusza stworzenie dobrych warunków chłodzenia. W reaktorach SFR jako chłodziwo wykorzystywany jest sód, który odznacza się bardzo dobrym współczynnikiem przejmowania ciepła. Ponadto paliwo dostarczane jest w formie szpilek paliwowych co zwiększa powierzchnię wymiany ciepła. W obiegu pierwotnym udaje się uzyskać temperatury z zakresu C, co pozwala na osiągnięcie parametrów pary zbliżonych do elektrowni węglowych, tj. 16 MPa, 550 C. Sód jako chłodziwo generuje jednak znaczące problemy. Jako że jest on substancją wysoce aktywną, reaguje on bardzo agresywnie przy kontakcie z wodą. W tym wypadku drobna nieszczelność w wymienniku sód-woda skutkowałaby silną reakcją, która mogłaby doprowadzić do wybuchu radioaktywnego sodu. Dlatego też, stosuje się rozwiązanie trójpętlowe. W obiegu wtórnym również używa się sodu, jednakże w tym wypadku, nawet ewentualny wybuch nie spowodowałby skażenia otoczenia, gdyż sód w obiegu pierwotnym nie jest napromieniowany. Kolejną wadą reaktorów SFR jest wysoka temperatura krzepnięcia sodu, która wynosi 98 C, wymusza to ciągłe podgrzewanie sodu nawet w przypadku wyłączenia reaktora, aby nie doprowadzić do zestalenia się sodu. Obieg chłodzenia w reaktorach SFR może być realizowany na dwa sposoby: basenowy i pętlowy. W pierwszym z nich reaktor wraz z wymiennikami ciepła i pompami jest zanurzony w zbiorniku wypełnionym sodem. Pozwala to na stosowanie niskiego ciśnienia w obiegu pierwotnym, jak i redukuje ilość rurociągów, w których może wystąpić nieszczelność. Układ taki jest trudny w wykonaniu ze względu na duże gabaryty zbiornika. Układ pętlowy zakłada połączenie poszczególnych elementów obiegu pierwotnego za pomocą rurociągów. Jest on prostszy w wykonaniu oraz pozwala na dostęp do wszystkich urządzeń w trakcie eksploatacji. Schemat reaktora SFR został przedstawiony na rys. 4.4 [2, 10, 17, 18]. 33

34 Rys Schemat obiegu cieplnego reaktora SFR (zaczerpnięto z [17]) 4.6. Reaktor SCWR Reaktory SCWR to reaktory lekko-wodne na parametry nadkrytyczne. Rozważana jest możliwość wykorzystania tego reaktora w technologii bazującej na neutronach termicznych lub prędkich. Osiągalne parametry pary to 25 MPa oraz 510 C, które skutkują sprawnością elektrowni na poziomie 45%. Wykorzystanie parametrów nadkrytycznych niesie ze sobą wiele korzyści. Zmniejsza się ilość czynnika potrzebnego do osiągnięcia niezmienionej mocy reaktora (porównując z typowym obiegiem PWR lub BWR), a co za tym idzie zmniejszają się wymagane rozmiary pomp oraz rurociągów. Ponadto reaktor staje się odpowiednikiem kotła przepływowego w elektrowniach jądrowych, zatem niepotrzebne jest już stosowanie pomp cyrkulacyjnych. Niepotrzebne są także takie elementy jak separator wilgoci lub wytwornica pary, co znacznie upraszcza konstrukcję elektrowni. Pozwala to na zredukowanie kosztów inwestycyjnych do 900 $/kw. Zakłada się, że koszty eksploatacyjne elektrowni zostaną zredukowane o ok. 35% w porównaniu z istniejącymi reaktorami lekko-wodnymi. 34

35 W przypadku termicznych reaktorów SCWR, należy zapewnić obecność moderatora w każdej części rdzenia. Ponieważ para wodna ma słabe własności jako moderator, projektanci dokonali rozdzielenia strumienia wody zasilającej na dwie części. Część wody zasila reaktor od góry, dzięki czemu moderacja zachowana jest na każdej wysokości rdzenia. Schemat elektrowni bazującej na technologii SCWR przedstawiony został na rys Reaktory SCWR bazują na sprawdzonej technologii reaktorów lekko-wodnych oraz węglowych kotłów przepływowych. Niestety, do tej pory nie powstał żaden prototyp reaktorów na parametry nadkrytyczne, dlatego też nie można dokładnie zweryfikować założeń projektowych w praktyce. Należy przeprowadzić jeszcze wiele analiz, zwłaszcza symulacji związanych ze stabilnością chłodzenia oraz zachowaniem reaktora w trakcie awarii typu LOCA. Głównym celem przyświecającym inwestycji w badania reaktorów SCWR jest wytwarzanie taniej energii elektrycznej [17, 18]. Rys Schemat obiegu cieplnego reaktor SCWR (zaczerpnięto z [17]) 35

36 4.7. Reaktory VHTR Reaktory wysokotemperaturowe VHTR bazują na sprawdzonej technologii reaktorów HTR, czyli reaktorów chłodzonych helem i moderowanych grafitem. Dzięki bardzo wysokim temperaturom gazu sięgającym 1000 C otrzymywanym na wylocie z reaktora, mogą być one stosowane do zasilania procesów termochemicznych mających na celu produkcję wodoru. Moc obecnie projektowanych reaktorów VHTR sięga 600 MW th. Odznaczają się one wysoką sprawnością przekraczającą 50%. Schemat realizacji obiegu cieplnego reaktora VHTR przedstawiono na rys Możliwe jest również dołączenie do obiegu helowej turbiny gazowej, co umożliwi równoległą produkcję energii elektrycznej. Reaktory VHTR pracują w otwartym cyklu paliwowym, co jest ich znaczącą wadą. Dąży się do wprowadzenia pasywnych systemów bezpieczeństwa w tego typu reaktorach, co wymaga dodatkowych analiz, zwłaszcza w przypadku pracy reaktora w środowisku przemysłowym. Reaktory VHTR są konkurencyjną technologią, ponieważ są reaktorami stosunkowo małych mocy: MW e, przez co mogą pracować w trybie generacji rozporoszonej, dodatkowo wytwarzając ciepło procesowe do systemów ciepłowniczych. [17, 18] Rys Schemat obiegu cieplnego reaktora VHTR (zaczerpnięto z [17]) 36

37 5. Gospodarka paliwowa w energetyce atomowej 5.1. Krótka historia i właściwości uranu Historycznego odkrycia pierwiastka uranu w minerałach tzw. blendy smolistej dokonał niemiecki chemik Martin Klaproth w 1789 roku. Ciekawostką jest fakt, iż pierwiastek ten swoją nazwę zawdzięcza dokonanemu w 1781 roku odkrycia planety Uran przez Fredericka Herschela. Na odseparowanie uranu do czystej metalicznej postaci trzeba jednak było czekać jeszcze ponad 50 lat, tj. do roku Wtedy to francuski uczony Eugen Peligot otrzymał czystą postać tego pierwiastka. Podstawowymi cechami fizycznymi uranu jest wysoka twardość (jednakże niższa od stali), duża masa właściwa wynosząca ok. 19 g/cm 3 i przy tym stosunkowo dobra plastyczność. Charakteryzuje się on też dobrą odpornością termiczną, jego temperatura topnienia wynosi 1135 C, natomiast wrzenia 4131 C. Z chemicznego punktu widzenia, uran jest jedną z najbardziej reaktywnych substancji, a jedynymi cząsteczkami, z którymi nie wchodzi w reakcje są gazy szlachetne. Dobrze rozdrobniony uran wyeksponowany na działanie powietrza może ulec samozapłonowi. Uran odegrał ważną rolę w badaniach nad promieniotwórczością naturalną. To właśnie badając sole tego uranu Henri Becquerel odkrył nietrwałość tego pierwiastka. Był to przełomowy krok w dziejach nauki, który pozwolił wybitnej polskiej uczonej Marii Skłodowskiej-Curie na odkrycie pierwiastków polonu i radu. W roku 1938 niemiecki fizyk Otto Hahn dokonał natomiast pierwszego kontrolowanego rozszczepienia jądra uranu przy pomocy neutronów, które skutkowało wydzieleniem się dużych ilości energii oraz neutronów, które pozwalały na zapoczątkowanie samopodtrzymującej się reakcji łańcuchowej. Niewątpliwie właśnie to odkrycie dało początek energetyce jądrowej, niestety również przyczyniło się do konstrukcji jednej z najstraszliwszych broni jakimi były i wciąż są bomby atomowe. Co ciekawe i zaskakujące, uran jako materiał ma właściwości powstrzymujące przechodzenie przez niego wiązek promieniowania. Zatem paradoksalnie, często używany jest do budowy osłon przed promieniowaniem. Dodatkowo stop uranu z tytanem używany jest do produkcji pocisków przeciwpancernych (nie wydzielających promieniowania) [9]. 37

38 5.2. Światowe zasoby uranu Uran jest pierwiastkiem powszechnie występującym w przyrodzie, jego zawartość w skorupie ziemskiej jest rzędu 2,8 ppm. Świadczy to o tym, że uran jest bardziej rozpowszechniony na naszej planecie niż złoto lub srebro. Niestety, pomimo częstego występowania, bardzo ciężko jest znaleźć złoże, w którym koncentracja uranu przekraczałaby 15%. Ciekawostką jest fakt, że rezerwy uranu zawarte w wodzie morskiej są tysiąckrotnie większe od tych zawartych w rudach. Niestety, odizolowanie uranu z wody morskiej jest znacznie bardziej kosztowne (ok. 15-krotnie), gdyż występuje on w nich w stężeniu 0,003 ppm. Najbardziej wydajną rudą uranu, jest już wcześniej wspomniana blenda smolista, która zawiera dwutlenek uranu zmieszany m.in. z kobaltem, miedzią lub niklem. Aby wydobycie uranu było opłacalne na skalę przemysłową, jego stężenie w złożu musi przekraczać 0,01%, a zwykle wahać się w granicach 0,1-2%. Opłacalne w eksploatacji złoża uranu można zakwalifikować do dwóch kategorii. Złoża kategorii pierwszej pozwalają na wydobycie uranu, którego koszty nie przekraczają 80 $/kgu lub 66 $/kgu 3 O 8. Natomiast złoża kategorii drugiej, pozwalają na wydobycie mieszczące się w kosztach $/kgu lub $/kgu 3 O 8. Dostępność dotychczas odkrytych złóż I i II kategorii przedstawiono na rys Szacuje się, iż przy obecnym zużyciu złoża te starczą na ok. 90 lat, jednakże istnieje duże prawdopodobieństwo, że istnieją nieodkryte zasoby uranu, które są ok. 4 razy większe. W ostatnich latach odnotowano tendencję spadkową w zapotrzebowaniu na uran, co było oczywiście spowodowane obawami po awarii elektrowni w Fukushimie. Niemniej, prognozy przewidują, że po upływie obecnej dekady trendy powinny zacząć się odwracać. Uran może być wydobywany na trzy sposoby: głębinowo (podobnie do węgla kamiennego), odkrywkowo (podobnie do węgla brunatnego) oraz otworowo. Argumentem przemawiającym za dalszymi inwestycjami w nowe projekty wydobywcze (planowane w Australii, Hiszpanii lub Turcji) jest tendencja spadkowa cen uranu. Przy drożejących kosztach węgla kamiennego, uran staje się paliwem wysoce konkurencyjnym. W latach 80. XX wieku ceny uranu z 55 $/kg spadły o połowę, aby w roku 2000 osiągnąć cenę 15 $/kg. Ciekawostką jest fakt, że również na terenie Polski istniały kopalnie uranu w Sudetach, które eksportowały uran do ówczesnego ZSRR [9]. 38

39 Rys Światowe rozmieszczenie rozpoznanych złóż uranu I i II kategorii (zaczerpnięto z [19]) 5.3. Produkcja elementów paliwowych Ponieważ w wydobytej rudzie uranu znajduje się bardzo dużo materiałów, które nie zawierają uranu, należy je odseparować przy użyciu specjalnych, mechanicznych oraz chemicznych metod. Do ich zastosowania rudę trzeba należycie rozdrobnić i zmielić. Produktem końcowym wspomnianych procesów jest tlenek uranu U 3 O 8 zawierający 70-90% uranu. Dzięki swojemu charakterystycznemu wyglądowi otrzymał on nazwę żółtego ciasta (ang. yellow cake). Jest to gotowy produkt handlowy, który można transportować w specjalnych beczkach. Do procesów związanych z energetyką jądrową potrzebny jest izotop uranu U-235, którego zawartość w naturalny uranie wynosi ok. 0,7%. Jest to zdecydowanie za mało aby zachodziła reakcja łańcuchowa w większości reaktorów termicznych. Z tego powodu potrzebne jest zastosowanie procesów wzbogacających przyszłe paliwo w izotop U-235 do 3-5%. Najkorzystniejszym stanem skupienia uranu do ich przeprowadzenia jest forma gazowa. Czysty uran wrze w temperaturach bliskich 4000 C, zatem konieczne jest stosowanie innego nośnika, jakim jest sześciofluorek uranu UF 6, który występuje w formie gazowej już w temperaturze 56,5 C. Jego jedyną wadą jest wysoka reaktywność, ma on niszczący wpływ na większość metali, szkieł, ceramiki i tworzyw sztucznych. 39

40 Ponadto, ulega on rozkładowi w powietrzu, jak również w wodzie. Wymusza to zachowania, praktycznie sterylnej próżni we wszystkich miejscach procesu wzbogacania. Początkowo, w czasie II wojny światowej uran wzbogacany był przy użyciu metody elektromagnetycznej. Polegała ona na jonizacji atomów uranu, które następnie rozpędzano do dużych prędkości przy użyciu pola elektrycznego. Następnie trafiały one w obszar silnego oddziaływania pola magnetycznego, pod wpływem którego zakrzywiały swój tor ruchu. Z powodu różnych mas izotopów U-235 i U-238, tory po jakich poruszały się poszczególne cząsteczki były różne, co pozwalało na ich wychwyt w różnych miejscach. Metoda ta charakteryzowała się wysoką sprawnością i opracowano ją w 1940 roku w kalifornijskim uniwersytecie. W obecnych czasach, stosowane są głównie trzy metody wzbogacania paliwa uranowego. Pierwszą z nich i najczęściej stosowaną jest metoda wirówkowa. Zawierający uran gaz wprowadza się do specjalnych wirujących bębnów, które obracają się z prędkością tys. obr./min. Średnica pojedynczego bębna wynosi od 15 do 20 cm, a wysokość sięga do 2 m. Zasada działania, bazuje na różnicach mas pomiędzy cząsteczkami zawierającymi U-235, a cząsteczkami zawierającymi U-238. Cięższe cząsteczki zbierają się blisko zewnętrznej ścianki bębna, natomiast lżejsze bliżej osi obrotu. Pozwala to na separację poszczególnych izotopów. Metoda wirówkowa jest jedną z najbardziej wydajnych metod, a także cechuje się najniższym zużyciem energii. Niemniej, do wzbogacenia paliwa w izotop U-235 do 3% potrzeba 1000 wirówek w układzie kaskadowym. Schemat ideowy wirówki został przedstawiony na rys Drugą ze stosowanych metod jest metoda dyfuzyjna. Bazuje ona na różnicy szybkości i częstości z jakimi cząsteczki o różnych masach przechodzą przez porowatą powłokę. Cząsteczki gazu sprężone do wysokiego ciśnienia posiadają równą energię kinetyczną. Cząsteczki cięższe będą się wtedy poruszać wolniej, a więc i rzadziej przechodzić przez porowatą powierzchnię. Składa się ona z otworów o średnicy 10-6 cm, rozłożonych z gęstością kilkaset milionów na 1 cm 2. Technika ta jest znacznie mniej wydajna od metody wirówkowej. Kaskady składają się z kilku tysięcy przegród. Metoda dyfuzyjna charakteryzuje się również wysokim zapotrzebowaniem na energię elektryczną, co czyni ją mało opłacalną. Zasada działania metody dyfuzyjnej została przedstawiona na rys

41 Rys Schemat metod wzbogacania uranu: dyfuzyjna (z lewej), wirówkowa (z prawej) (zaczerpnięto z [3]) Trzecią z metod jest technika dyszowa, która podobnie jak wirówkowa bazuje na różnicach mas izotopów uranu jak i na sile odśrodkowej. Wysoce sprężony gaz trafia do zakrzywionego korytarza (dyszy), gdzie cząsteczki z U-238 poruszają się po szerszym łuku, natomiast lżejsze cząsteczki z U-235 bliżej środka krzywizny. Znaczącą wadą tej metody, podobnie jak dyfuzyjnej jest potrzeba sprężania gazu, które pochłania duże ilości energii elektrycznej. Schemat metody dyszowej został przedstawiony na rys Jedną z badanych obecnie metod wzbogacania uranu jest tzw. metoda laserowa. Polega ona na naświetlaniu cząsteczek uranu, falą laserową o takiej długości, że wzbudzeniu ulegają tylko izotopy U-235. Następnie są one jonizowane przez pole elektromagnetyczne i przyciągane przez elektrodę, na której się osadzają. Metoda ta charakteryzuje się wysoką wydajnością, lecz wciąż pochłania znaczne ilości energii (ok. 10% mniej niż metoda dyfuzyjna). Wyróżnia się jej dwa rodzaje: AVLIS, w której bezpośrednio wzbudza się atomu uranu oraz MLIS, w której wzbudza się cząsteczki UF 6. Metoda jest opracowywana głównie w Stanach Zjednoczonych. 41

42 Rys Schemat metody dyszowej do wzbogacania uranu, od lewej: gaz zasilający (feed gas), frakcja wzbogacona (light fraction enriched in U-235), frakcja zubożona (heavy fraction depleted in U-235) (zaczerpnięto z [20]) Po procesie wzbogacania uran wzbogacony w izotop U-235 stanowi ok. 1/6 początkowej masy uranu. Zostaje on poddany procesowi przekształcenia gazu UF 6 z powrotem w dwutlenek uranu UO 2. Występuje on początkowo w postaci proszku, który zostaje sprasowany i uformowany w pastylki paliwowe o wymiarach: średnica 6-12 mm oraz wysokość mm. Cały proces musi być bardzo precyzyjny, dokładność wytwarzania pastylek paliwowych sięga ±0,001 mm. UO 2 charakteryzuje się wysoką odpornością na temperaturę, jednakże niskim współczynnikiem przewodzenia ciepła. Gradient temperatur pomiędzy środkiem pastylki a jej brzegiem może wynosić ponad 1000 C. Skutkuje to wysokimi naprężeniami, które mogą prowadzić do zniszczenia pastylek. Aby uniknąć, bezpośredniego kontaktu paliwa z czynnikiem chłodzącym, pastylki pakowane są do koszulek paliwowych wykonywanych z Zircaloyu (stopy cyrkonu). Charakteryzują się one małym współczynnikiem pochłaniania neutronów przez co nie zaburzają procesów jądrowych zachodzących w reaktorze. Należy pamiętać, że w trakcie pracy reaktora paliwo ulega efektowi puchnięcia, zatem przy projektowaniu koszulek paliwowych należy zachować odpowiedni zapas przestrzeni między pastylką a koszulką, 42

43 a także wydrążyć niewielkie otwory w środku pastylek paliwowych. Pastylki paliwowe umieszczone w koszulkach stanowią tzw. pręt paliwowy. Pręty paliwowe w celu ich usztywnienia umieszcza się pakietami w kasetach paliwowych, które stanowią rdzeń reaktora. Wbrew niektórym opiniom, paliwo jądrowe przed włożenie do reaktora nie stanowi najmniejszego zagrożenia promieniotwórczego dla środowiska. Pozwala to na jego swobodny transport jak i montaż [2, 3, 8, 9] Gospodarka wypalonym paliwem W wyniku rozpadów jąder uranu U-235 zachodzących w reaktorze, dochodzi do powstania nowych, również aktywnych jąder. Cześć z nich, charakteryzuje się wysokim współczynnikiem pochłaniania neutronów, co prowadzi do wygaśnięcia reakcji łańcuchowej. Uniemożliwia to też pełne wypalenie paliwa, dlatego w wypalonym paliwie znajduje się nawet 0,8% uranu U-235. Wymiany ok. 1/3 paliwa na świeże dokonuje się zazwyczaj raz w roku. Występowanie wysokoaktywnych produktów reakcji rozszczepiania niesie za sobą również inne niedogodności. Po pierwsze, wypalone paliwo emituje bardzo silne promieniowanie beta oraz gamma aktywność izotopów zaraz po wyłączeniu reaktora wynosi Bq na 1 MW mocy. Jednakże, w wyniku dalszych rozpadów aktywność produktów znacznie spada w przeciągu pierwszej doby od odstawienia ok. 15 razy. Niestety powstałe w ten sposób izotopy odznaczają się znacznie dłuższym czasem rozpadu. Dopiero po roku ich aktywność spada 25 krotnie. Ponieważ w wypalonym paliwie zachodzą dalej reakcje rozpadu to również i dalej produkowane są znaczne ilości ciepła. Aby nie dopuścić do stopienia się paliwa należy to ciepło sukcesywnie odbierać również po wyłączeniu reaktora. Dla przykładu moc cieplna generowana przez paliwo rok po odstawieniu reaktora wynosi 10 kw/t. Z powodów wydzielania się dużych ilości ciepła, paliwo musi być schładzane przez okres 3-5 lat od opuszczenia reaktora w specjalnych basenach znajdujących się na terenie elektrowni. Z powodu wysokiej aktywności wypalonego paliwa, proces wymiany musi przebiegać całkowicie pod wodą (ok. 10 m). Do przeładunku zużytych elementów paliwowych służy specjalistyczny zespół wysięgników i prowadnic, które pozawalają na 43

44 przenoszenie paliwa z reaktora do basenów przyreaktorowych. Dzięki temu rozwiązaniu obsługa nie ma bezpośredniego kontaktu z promieniotwórczymi elementami. Po wspomnianym okresie chłodzenia istnieją dwie metody dalszego obchodzenia się z odpadami promieniotwórczymi. Jeżeli stosowany jest zamknięty cykl paliwowy, to wypalone elementy dalej przechowywane są w basenach lub przechowalnikach suchych czekając na recykling. W przypadku, gdy cykl paliwowy jest otwarty - trafiają bezpośrednio do składowisk podziemnych. Gdy stosowany jest zamknięty cykl paliwowy, wypalone paliwo dalej przechowywane jest w przeznaczonych do tego basenach. Jednakże, w Stanach Zjednoczonych doszło do przepełnienia tychże zbiorników, co skutkowało nagłą potrzebą znalezienia nowej metody składowania. Z tego powodu opracowana została technika suchego składowania paliwa. Dopuszcza się, że po pięciu latach chłodzenia w basenie paliwo może zostać załadowane do specjalnych betonowych kontenerów. Chłodzenie zbiorników odbywa się na zasadzie naturalnej konwekcji, która wywołana jest różnicą temperatur spowodowaną produkowanym przez paliwo ciepłem. Istnieją dwa możliwe rozwiązania technologiczne. Pierwsze z nich zakłada budowanie kontenerów o wystarczająco grubych ścianach, aby zapewniały ochronę przed promieniowaniem. Drugim jest budowanie cieńszych zbiorników i umieszczanie ich w betonowych bunkrach. Zazwyczaj składowiska suche znajdują się na placu koło elektrowni. Stamtąd trafiają do zakładów recyklingowych, gdzie wydobywa się z nich elementy, które można ponownie wykorzystać w reaktorze. Jeżeli stosowany jest zamknięty cykl paliwowy, to wypalone elementy poddaje się bezpośredniej utylizacji po kilku latach chłodzenia. Międzynarodowa współpraca odpowiednich komisji do spraw związanych z ochroną radiologiczną doprowadziła do standaryzacji procedur jakie należy podjąć w związku z utylizacją paliwa. Kolejne kroki są zależne od rodzaju odpadów, które można podzielić na trzy grupy: nisko-, średnio- oraz wysokoaktywne. Odpady niskoaktywne stanowią masowo ok. 90% wszystkich odpadów, jednakże ich aktywności to tylko 1% aktywności całej masy (4-12 kbq/g). Ich składowanie nie przysparza znaczących trudności ze względu na niskie zagrożenie skażeniem promieniotwórczym. Są one sprasowywane lub spalane, a następnie pakowane do szczelnych pojemników. Transportuje się na składowiska o wyselekcjonowanej lokalizacji 44

45 geologicznej, które są monitorowane w celu wykrycia możliwych wycieków promieniowania. Odpady średnioaktywne to zazwyczaj elementy elektrowni, które miały kontakt z wewnętrznymi strukturami reaktora. Mogą to być pręty regulacyjne, prowadnice służące do wymiany paliwa lub też zużyte koszulki paliwowe. Promieniowanie tych elementów jest rzędu tysięcy kbq/g, jednak produkowane przez nie ciepło nie wymaga stałego odbioru. Zwyczajowa procedura postępowania z tymi odpadami zakłada wstępne zasmołowanie, a następnie umieszczenie w kontenerach i mogilnikach, znajdujących się płytko pod ziemią. Ostatnią, najbardziej wymagającą co do składowania grupą są odpady wysokoaktywne. Zalicza się do nich substancje, których aktywność przekracza miliony kbq/g oraz produkujące znaczne ilości ciepła, które należy odprowadzić. Są to produkty reakcji rozszczepienia oraz produkty wydzielane z rozpadów zachodzących w już wypalonym paliwie. Rozpowszechnioną metodą postępowania z tego rodzaju odpadami jest poddanie ich zeszkleniu z dodatkiem boru, a następnie zapakowanie do grubych, stalowych pojemników. Transportowane są one do specjalnie przygotowanych do tego miejsc, zazwyczaj znajdujących się głęboko w skalnych formacjach. Idealnym miejscem służącym do przechowywania odpadów są opuszczone kopalnie soli. W Stanach Zjednoczonych do 2009 roku trwały (przerwane) prace nad nowoczesnym składowiskiem odpadów wysokoaktywnych położonym w górach Yucca w stanie Newada. Ciekawym rozwiązaniem problemu odpadów wysokoaktywnych jest metoda Synroc opracowana w 1978 roku przez australijskiego naukowca. Bazuje ona na minerałach TiO 2, które są zdolne uwięzić uran i tor na miliony lat w swojej strukturze krystalicznej. Metoda ta jest możliwa do zastosowania do odpadów z reaktorów różnego typu np. PWR, PHWR, co rodzi wobec niej wielkie nadzieje. Wbrew powszechnej opinii, że energetyka jądrowa produkuje mnóstwo odpadów, których składowanie jest niebezpieczne dla środowiska i bardzo kosztowne, łatwo zauważyć, że wszystkie procesy poddane są wysokiej standaryzacji. W ostatnich latach poczyniono ogromne postępy związane z technologią i bezpieczeństwem składowania wypalonego paliwa. Wprowadzane technologie przerobu wypalonego paliwa pozwolą na zmniejszenie produkowanych odpadów, a reaktory IV generacji, na zmniejszenie wysokoaktywnych odpadów prawie do zera [2, 3, 8, 9]. 45

46 5.5. Paliwo typu MOX Przerób paliw jądrowych do ponownego użycia niesie za sobą szereg korzyści. Po pierwsze pozwala na lepsze wykorzystanie paliwa. Ponadto zmniejsza aktywność odpadów promieniotwórczych, gdyż najbardziej aktywne elementy zostają odseparowane. Ostatecznie redukuje ryzyko proliferacji, gdyż obecny w wypalonym paliwie pluton (który stosowany jest do produkcji broni atomowej) może trafić z powrotem do reaktora w postaci paliwa typu MOX. Paliwo MOX jest mieszanką dwutlenków uranu i plutonu, która może być wykorzystywana w nowoczesnych reaktorach III generacji. Składa się ono w około 7-9% z plutonu, a także z uranu zubożonego, co jest ekwiwalentem energetycznym paliwa uranowego o wzbogaceniu 4-5%. Aby uzyskać paliwo typu MOX, odpady z elektrowni należy poddać obróbce chemicznej metodą PUREX (ang. Plutonium and Uranium Recovery by Extraction). Najpierw paliwo zostaje rozdrobnione, a następnie rozpuszczone we wrzącym kwasie azotowym. Elementy, które nie uległy rozpadowi (np. kawałki koszulek) zostają odfiltrowane i usunięte jako odpady stałe. Z powstałego roztworu, w trakcie skomplikowanych procesów chemicznych ekstrahowane są pluton i uran, które można wykorzystać do produkcji paliwa. Jednakże, w wypalonym paliwie znajduje się również wiele innych cennych pierwiastków o szerokim zastosowaniu. Dzięki temu tylko 3% pierwotnej masy wypalonego paliwa trafia na składowiska. Co ciekawe, technologia MOX ma wielu przeciwników, którzy twierdzą, że zawarty w tym paliwie pluton może być użyty do konstrukcji broni jądrowej. Jednakże należy zauważyć, że próba wydobycia plutonu z paliwa MOX byłaby procesem bardzo skomplikowanym i ciężkim technologicznie. Do tej pory nie odnotowano udanej próby takiego przedsięwzięcia. Pomimo tych obaw technologia MOX jest warta rozważenia. Użycie czystego plutonu w reaktorach termicznych jest niemożliwe ze względów technologicznych, które nie występują w przypadku paliw MOX. Ponadto, stosowanie MOX zwiększa efektywność wykorzystania paliwa, gdyż umożliwia użycie do produkcji energii izotopu U-238, który normlanie nie ulega rozpadowi, jednak w reaktorze zamienia się w pluton będący składnikiem MOX [2, 3, 8, 9]. 46

47 6. Awarie elektrowni jądrowych 6.1. Three Mile Island Three Mile Island to wyspa położona w stanie Pensylwania, na której mieści się elektrownia jądrowa o tej samej nazwie. Składają się na nią dwa bloki wyposażone w reaktory typu PWR i wyprodukowane przez firmę Babcock&Wilcox: TMI-1 o mocy 286 MW oraz TMI-2 o mocy 900 MW. 28 marca 1979, czyli 3 miesiące po pierwszej synchronizacji bloku TMI-2, przed godziną 4 rano elektrownia Three Mile Island pracowała z 97% obciążeniem. To właśnie wtedy obsługa podjęła próbę odetkania rurociągów służących do demineralizacji wody zasilającej wytwornicę pary. Niestety blokada spowodowała znaczny spadek strumienia wody zasilającej. Zabezpieczenia pomp wody zasilającej widząc zanik przepływu czynnika dokonały ich natychmiastowego wyłączenia. Ponieważ zanikło tłoczenie wody zasilającej, w obiegu wtórnym odnotowano duży spadek ciśnienia oraz przepływu czynnika roboczego. W efekcie doprowadziło to do awaryjnego wybicia turbiny i wyłączenia bloku. Systemy bezpieczeństwa elektrowni atomowych są pieczołowicie przygotowywane na podobne sytuacje, a załoga sterowni jest zaznajamiana z niezbędnymi procedurami postępowania. Standardowa kolejność zdarzeń w sytuacji utraty pomp wody zasilającej przewiduje załączenie pomp rezerwowych obiegu wtórnego, które mają tłoczyć czynnik do wytwornicy pary. Jednakże 28 marca 1979 roku te systemy zawiodły. Systemy bezpieczeństwa zgodnie z procedurą zapoczątkowały proces załączania rezerwowych pomp wody zasilającej. Niestety, w skutek poważnego błędu obsługi woda nie mogła dotrzeć do obiegu wtórnego, gdyż pozostawiono zamknięte zawory łączące obieg pomocniczy z wytwornicą pary. Przepływ czynnika i odbiór ciepła z wytwornicy pary zanikł. Ponieważ utracono czynnik odbierający ciepło z wytwornicy pary, w obiegu pierwotnym nastąpił szybki wzrost ciśnienia. Nastąpiło otwarcie zaworów systemu redukcji ciśnienia, co doprowadziło do jego szybkiego spadku. Ponieważ wzrost ciśnienia został opanowany, zaczęto automatycznie zamykać zawory. Niestety w skutek awarii jeden z nich został otwarty, co doprowadziło do konsekwentnej utraty czynnika 47

48 chłodzącego. Sytuację pogorszył fakt, że z punktu widzenia obsługi sterowni wszystkie układy pracowały prawidłowo. Problem z niedomkniętym zaworem pozostał niezauważony z powodu błędnego projektu kontrolek sygnalizujących stan zaworu. Na domiar złego, obsługa nie zdawała sobie również sprawy z zamkniętych zaworów pomocniczych obiegu wtórnego, gdyż kontrolka zasłonięta była przez znacznik, który umieszcza się w przypadku remontów. Ponieważ z punktu widzenia operatorów wszystkie systemy działały prawidłowo, początkowo nie podejmowanych żadnych kroków. Dlatego też, w momencie w którym w obiegu pierwotnym zaczęło spadać ciśnienie, podejrzewali oni zupełnie inny problem, przez co podjęli decyzje, które w efekcie pogorszyły sytuację. Taką decyzją było chociażby wyłączenie pomp wysokociśnieniowego układu chłodzenia. Dopiero po ośmiu minutach od wystąpienia awarii, jeden z operatorów zauważył zamknięcie zaworów obiegu pomocniczego. Po jego interwencji zostały one natychmiastowo otworzone i odbiór ciepła z wytwornicy pary powrócił. Niestety w obiegu pierwotnym wciąż następowała powolna utrata czynnika chłodzącego rdzeń. Dalsze następstwo zdarzeń to niewybaczalne przeoczenia lub ignorancja obsługi sterowni. Niezauważonymi pozostały alarmy o nagłym wzroście strumienia neutronów w reaktorze oraz sygnalizacja o wydostaniu się wody do środka obudowy bezpieczeństwa. Indykowały one wprost jednoznaczną diagnozę awarii typu LOCA. O godzinie piątej pompy wody chłodzącej reaktor zaczęły doznawać silnych turbulencji, ponieważ na ich wlocie pojawiła się para zamiast wody. W około 30 minut nastąpiło wyłączenie pomp, przez co cyrkulacja czynnika chłodzącego zupełnie ustała. O godzinie szóstej odparowała tak znaczna ilość wody, że czubki prętów paliwowych zostały odkryte. Brak chłodzenia doprowadził do ich szybkiego nagrzania się i w efekcie stopienia. To doprowadziło do ogromnego wzrostu reaktywności w komorze reaktora, gdyż stopione paliwo zwiększa swoje promieniowanie. Z powodu otwartych zaworów redukcji ciśnienia silnie radioaktywna para wydostała się do wnętrza obudowy bezpieczeństwa. Dopiero o godzinie 6:22 czyli ponad dwie godziny od początku awarii jeden z pracowników sterowni zauważył, że jeden z zaworów redukcji ciśnienia pozostaje 48

49 otwarty. Został on ostatecznie zamknięty, co pozwoliło na powstrzymanie utraty czynnika chłodzącego. Gdy sytuacja zaczęła być powoli opanowywana i o godzinie 7:20 załączono z powrotem wysokociśnieniowe pompy chłodzące nastąpiła kolejna kuriozalna sytuacja. Otóż 18 minut później, z niewyjaśnionych przyczyn pompy zostały z powrotem wyłączone. Chłodzenie stopionego rdzenia ponownie ustało. Około godziny 14 w elektrowni nastąpił wybuch wodoru, na całe szczęście był on na tyle mały, że nie naruszył szczelności obudowy bezpieczeństwa. Ostatecznie w elektrowni udało się przywrócić systemy chłodzenia oraz przepływ wody w wytwornicy pary. Jednak wciąż pozostało wiele obaw związanych z uwolnionym promieniowaniem oraz wodorem zgromadzonym pod kopułą obudowy. Jak później ustalono wodór pod kopułą miał stężenie zbyt niskie aby spowodować wybuch natomiast dawki promieniowania otrzymane przez mieszkańca okolic elektrowni były znikome, czego nie można powiedzieć o skutkach ekonomicznych tej awarii. Akcja zabezpieczania terenu trwała około 10 lat i pochłonęła ponad miliard dolarów. Awaria w elektrowni Three Mile Island pomimo kosztownych skutków była doskonałą lekcją dla przyszłości energetyki jądrowej. Obnażyła słabości dotychczas stosowanych systemów, co pozwoliło na uniknięcie podobnych błędów w przyszłości. Dowiodła, że należy dążyć do jak największej automatyzacji systemów w elektrowniach, gdyż człowiek działający pod presją może podejmować fatalne w skutkach decyzje i błędnie oceniać sytuację. Pomimo ewidentnych błędów operatorów nie można obarczać ich pełną odpowiedzialnością. Nie ulega wątpliwości fakt, że sterownia była nieprzystosowana do operacji na taką skalę. Kontrolki rozmieszczone były chaotycznie, a część ważnych sygnałów nie była pokazywana (jak otwarcie zaworów do redukcji ciśnienia). W momencie, w którym operatorzy otrzymywali sprzeczne informacje, a dodatkowo zasypywani byli setkami nieczytelnych alarmów ich decyzje musiały w większym stopniu bazować na intuicji niż na realnej sytuacji. Awaria pokazała, że należy dążyć do uproszczenia i jednoznaczności sygnałów odbieranych przez obsługę oraz do jeszcze lepszego przeszkolenia personelu, zwłaszcza z zakresu sytuacji awaryjnych [21, 22, 23]. 49

50 6.2. Czarnobyl Noc z 25 na 26 kwietnia 1986 roku wstrząsnęła nie tylko kręgami związanymi z energetyką atomową lecz zapadła w pamięć całej Europy. O godzinie 1:23 doszło do wybuchu bloku nr 4 w czarnobylskiej elektrowni jądrowej, który spowodował wysokie skażenie promieniotwórcze całej okolicy. Zajście katastrofy spowodowane było dwiema przyczynami: wadliwą konstrukcją reaktorów RBMK oraz nieodpowiedzialnymi decyzjami podjętymi przez władze. W tę feralną noc reaktor nr 4 miał zostać planowo odstawiony w celu przeprowadzenia prac remontowych. Korzystając z nadarzającej się okazji, załoga sterowni dostała odgórny przykaz przeprowadzenia eksperymentu, który miał sprawdzić możliwość krótkotrwałego zasilania potrzeb własnych bloku tylko przy pomocy siły bezwładności odłączonego turbozespołu. Zakładano, że po obniżeniu mocy reaktora z 3200 MW th do 700 MW th nastąpi wybicie turbiny, a zasilanie układów własnych elektrowni będzie realizowane przy pomocy inercji turbozespołu do momentu załączenia silników Diesla. Eksperyment przewidziany był wstępnie na godzinę 14, jednak dyspozytor sieci zakazał obniżenia mocy reaktora. Niemniej, do tego czasu moc reaktora obniżono o 50% i musiała ona zostać ponownie podniesiona do nominalnej. Doświadczenie przełożono na godziny późniejsze, o godzinie 23 zakaz został odwołany i zaczęto obniżanie mocy. Ważnym odnotowania jest fakt, że o północy nastąpiła zmiana personelu sterowni, nowi operatorzy nie byli szczegółowo zaznajomieni z panującą sytuacją. Moc reaktora spadała, a wskutek wcześniejszych manipulacji mocą nastąpiło zatrucie reaktora ksenonem i wejście w niestabilny tryb pracy. Ponieważ nowa zmiana nie była zaznajomiona z sytuacją, moc reaktora spadła do 30 MW th, mimo to nie odwołano doświadczenia. Operator chcąc przeprowadzić eksperyment zarządził maksymalne podniesienie prętów sterowniczych i w efekcie podniesienie mocy do 200 MW th. Przy tej mocy rozpoczęto planowane doświadczenia. O godzinie 1:23 odcięto zawory dostarczające parę na turbinę, rozpoczął się wybieg generatora. Pompy wody zasilającej zostały przełączone na zasilania z rozpędzonego turbozespołu. Zwalniający generator, powodował spadek częstotliwości napięcia, co w efekcie zmniejszało tłoczenie pomp zasilających. W ciągu 40 s nastąpiło zmniejszenie 50

51 przepływu czynnika chłodzącego o ok. 15%. To poskutkowało zwiększeniem się udziału pary w zbiorniku reaktora, a w efekcie doprowadziło do wzrostu reaktywności. Moc reaktora zaczęła zwyżkować, zatem dyrektor zmiany podjął decyzję o awaryjnym opuszczeniu prętów bezpieczeństwa oraz regulacyjnych. Gdy pręty opadły do połowy wysokości zbiornika, nastąpiły dwa wybuchy, które wprawiły w zdumienie załogę sterowni (zgodnie z wszelką logiką taka sytuacja nie powinna mieć miejsca). Zaskakujące eksplozja miała dwa źródła, które były błędami konstrukcyjnymi reaktora RBMK. Pierwszą z nich był bardzo szybki, niekontrolowany i samoczynny wzrost mocy reaktora w sytuacji kryzysowej. W przypadku reaktorów PWR lub BWR, w momencie utraty bądź odparowania chłodziwa, następuje spadek mocy reaktora. Dzieje się tak ponieważ czynniki moderujący zanika, zatem powstaje coraz mniej neutronów termicznych i reakcja łańcuchowa zanika. W przypadku reaktora RBMK rzecz ma się zgoła inaczej. Jako moderator używany jest grafit, woda jest tylko czynnikiem chłodzącym. W momencie jej nagłego odparowania, reakcje łańcuchowa nie zostaje zatrzymana lecz wzrasta. Woda w stanie ciekłym pochłania część neutronów, natomiast para ma do tego znacznie mniejsze zdolności. W momencie zaniku chłodziwa jeszcze więcej neutronów trafia do grafitu i zostaje spowolniona do prędkości termicznych. W reaktorach RBMK nie zastosowano ograniczenia możliwego zwielokrotnienia mocy, co miało tragiczne skutki. Drugi z błędów projektowych był jeszcze bardziej tragiczny w skutkach i to on doprowadził do wybuchu reaktora. W przypadku reaktora RBMK wprowadzenie wszystkich prętów regulacyjnych powodowało wzrost mocy reaktora, zamiast jego wyłączenia. Spowodowane to było fatalną konstrukcją pręta regulacyjnego. Otóż jego początkowa część wykonana była z grafitu, aby w trakcie pracy reaktora wyciągnięte pręty nie pochłaniały neutronów. W momencie wprowadzenia wszystkich prętów naraz grafit wypierał wodę z kanałów, prowadząc tym samym do intensyfikacji reakcji łańcuchowej. W Czarnobylu, opadające pręty doprowadziły do nagłego i nierównomiernego wzrostu mocy w dolnej części reaktora. W ciągu 1 s moc reaktora wzrosła 20-krotnie, natomiast po 40 s przekroczyła moc nominalną 40 razy. W reaktorze czarnobylskim zaczęły zachodzić reakcje rozszczepienia podobne do zachodzących w bombie atomowej. Spowodowało to pierwszy z wybuchów odnotowanych przez załogę sterowni. Spowodował on całkowite zniszczenie prętów 51

52 sterowniczych oraz kaset paliwowych a także zapłon grafitu. Z powodu wydzielenia ogromnych ilości ciepła odparowała jeszcze większa ilość wody, co spowodowało dalszy wzrost mocy reaktora. Wysoka temperatura sprzyjała procesom powstawania wodoru z reakcji chemicznej między cyrkonem a wodą. Spowodowało to kolejny wybuch o jeszcze większej sile. Obudowa bezpieczeństwa została rozerwana, a fragmenty grafitu i prętów paliwowych wyniesione na dach sąsiadujących bloków. Wraz z dymem do atmosfery wydostały się ogromne ilości skażonych substancji. Pożar reaktora gaszony był aż przez 15 dni od wybuchu. Na reaktor zrzucano z helikopterów piasek, dolomit i węglik boru aby zmniejszyć jego reaktywność (szacuje się ich całkowitą masę na 5000 t). Aby zapobiec przetopieniu się rdzenia do wód gruntowych przeprowadzono zorganizowaną akcję, w której rozpoczęto umieszczanie pod reaktorem betonowej platformy, prace te okazały się jednak zbędne. Cały blok nr 4 został zamknięty w betonowym sarkofagu, aby dogasające reakcje rozpadu nie miały wpływu na środowisko. Po katastrofie doszło w 1987 roku do procesu, w którym cała wina została przypisana personelowi elektrowni, który w zasadzie był niewinny. Nie można zaprzeczać, że awaria ta była spowodowana głównie dopuszczeniem do pracy reaktora, który nie spełniał jakichkolwiek wymogów bezpieczeństwa. Niezależnie od decyzji podjętych w sytuacji kryzysowej przez personel, wybuch i tak by nastąpił. Z katastrofy na Ukrainie wyciągnięto jednak ważne wnioski. Wszystkie pracujące reaktory RBMK przeszły stosowną modernizację eliminującą ryzyko podobnej awarii. Ponadto zaczęto udostępniać plany elektrowni jądrowych dla opinii publicznej. Być może gdyby technologia reaktorów RBMK nie była trzymana w ścisłej tajemnicy, ktoś zauważyłby występujące błędy. Niestety, katastrofa elektrowni w Czarnobylu została wykorzystana przez lobby antyatomowe do propagandy. Wiele danych, zwłaszcza o wysokiej śmiertelności, zostało zafałszowanych bądź zmyślonych. Stało się tak ponieważ skutki awarii nie zostały ogłoszone dla opinii publicznej i żadne konkretne dane nie były powszechnie znane. Dopiero po kilku latach wyszły na jaw prawdziwe skutki awarii, które wskazują, że trwałe przesiedlenie ludności z okolic elektrowni było zupełnie nieuzasadnione [15, 21, 24, 25]. 52

53 6.3. Fukushima Dai-ichi W dniu 11 marca 2011 roku wschodnie wybrzeże japońskiej wyspy Honsiu doświadczyło największego w historii Japonii trzęsienia ziemi. Jego siła odpowiadała wybuchowi bomby o mocy 32 miliardów ton TNT, powodując śmierć 19 tysięcy ludzi. Ten kataklizm dotknął również systemy elektrowni Fukushima. W wyniku trzęsienia ziemi zostały zerwane wszystkie linie energetyczne, z których zasilano układy bezpieczeństwa EJ Fukushima. Nie spowodowało to jednak zagrożenia katastrofą nuklearną. Systemy bezpieczeństwa zadziałały bez zarzutu, zasilanie zostało przejęte przez wewnętrzne silnika Diesla i rozpoczął się proces wyłączania reaktora. Obudowy bezpieczeństwa pozostały nienaruszone i nie istniało ryzyko wydostania się substancji radioaktywnych na zewnątrz. Niestety, trzęsienie ziemi wywołało również ogromną falę tsunami, która uderzyła z ogromną siłą w wybrzeże Japonii. Warto zwrócić uwagę, że była to największa fala jaka wystąpiła w tym regionie, jej wysokość osiągnęła 14 m a prędkość prawie 900 km/h. Tak rozpędzona fala morska uderzyła w elektrownię Fukushima. Ponieważ wszelkie osłony elektrowni przed tsunami projektowane były na maksymalną wysokości fali wynoszącą 5,7 m, cały teren elektrowni został zalany. Woda dostała się do pomieszczeń, w których umieszczono aparaturę odpowiedzialną za zasilanie bloków 1-4, przez co nastąpił całkowity zanik zasilania systemów bezpieczeństwa. Na blokach 1-2 utracono też zasilanie prądem stałym, przez co operatorzy pracowali w kompletnych ciemnościach. W bloku nr 3 akumulatory były w stanie dostarczać prąd potrzebny do oświetlenia przez 30 godzin. Warunki pracy załogi elektrowni były bardzo ciężkie, brak oświetlenia, sygnalizacji oraz uszkodzenia budynków nie pozwalały im na podjęcie odpowiednich działań. Z powodu utraty zasilania układy chłodzenia przestały działać. Spowodowało to szybki wzrost ciśnienia wewnątrz obudowy reaktora, co groziło rozsadzeniem bloku. Operatorzy podjęli decyzję o otwarciu zaworów bezpieczeństwa i kontrolowanym upuszczeniu części gazów na zewnątrz obudowy. Niestety, wskutek wzrostu temperatury w rdzeniu reaktora zdążyło już dojść do reakcji cyrkonu z parą wodną i wydzielenia się wodoru. W wyniku otwarcia zaworów nastąpiła silna reakcja wodoru z tlenem, co doprowadziło do eksplozji i zniszczenia obudowy bezpieczeństwa. 53

54 Chmura radioaktywnych gazów rozprzestrzeniła się błyskawiczne nad japońskim wybrzeżem. Rząd postanowił działać i zarządził błyskawiczną ewakuację ludności. Jak się później okazało w wielu miejscach decyzja ta była pochopna, gdyż promieniowanie nie przekroczyło tam dawek dopuszczanych przez międzynarodowe przepisy. Ciężko jest ocenić ilość ofiar spowodowanych awarią EJ Fukushima, ze względu na dokonane przez trzęsienie ziemi zniszczenia. Większość ofiar pochłonęło tsunami i powodujący je kataklizm, część - stres związany z niepotrzebnym przesiedleniem. Zgodnie z doniesieniami Światowej Organizacji Zdrowia można stwierdzić, że skutki radiacyjne awarii elektrowni były stosunkowo małe i nie wpłynęły na jakość życia okolicznej ludności. Nie można zaprzeczyć, że awaria EJ Fukushima spowodowana była przez nadspodziewanie duże trzęsienie ziemi i następujące po nim tsunami. Jednakże prawdziwe jest też stwierdzenie, że możliwe było znaczne ograniczenie skutków tej katastrofy. Zabezpieczenia przed falą tsunami powinny być wyższe, co wskazuje, że eksperci popełnili błędy w trakcie oszacowywania maksymalnych wysokości fali. Urządzenia newralgiczne, takie jak agregaty Diesla i źródła prądu stałego powinny być umieszczone w szczelnych, niezatapialnych bunkrach lub też na większej wysokości. Pozwoliłoby to na zasilanie systemów chłodzenia w trakcie awarii. Ponadto, w elektrowni brakowało pasywnych systemów bezpieczeństwa, które chroniłyby reaktor nawet przy utracie zasilania. Powszechne już od pewnego czasu są systemy służące do rekombinacji wodoru w obudowie bezpieczeństwa, które nie wymagają zasilania. Elektrownia w Fukushimie z niewiadomych przyczyn nie była w nie wyposażona mimo, że powinna. Uchroniłoby to obudowę bezpieczeństwa przed rozsadzeniem i wydostaniem się dużej ilości substancji radioaktywnych do środowiska. Za katastrofę EJ w Fukushimie odpowiedzialny jest naturalny kataklizm, jednakże pośrednio winę ponoszą też projektanci i japoński dozór jądrowy, którzy dopuścili się rażących zaniedbań. Od czasu awarii EJ Fukushima w nowych blokach atomowych stawia się na systemy pasywne, które stały się nieodzownym elementem układów chłodzenia reaktora. Elektrownie położone na obszarach narażonych na działanie kataklizmów zostały lepiej przystosowane do stawienia im czoła. Budynki są uszczelniane, buduje się wyższe bariery, a przepisy dotyczące pozwolenia na budowę w miejscach eksponowanych na trzęsienie ziemi zmieniono na bardziej restrykcyjne [15, 21, 26]. 54

55 7. Obliczenia symulacyjne obiegów cieplnych w programie Ebsilon Professional 7.1. Wybór układów W świetle wyzwań jakie stawiane są przez najnowsze dyrektywy unijne oraz założeń przedstawionych przez polski rząd w dokumencie PEP 2040, zasadnym jest prowadzenie badań mających na celu wnikliwą analizę działania elektrowni jądrowych. Z tego powodu, w niniejszej części pracy dokonano rzetelnej analizy obiegów cieplnych elektrowni atomowych, a także zaproponowano nowatorskie rozwiązanie mogące znacznie poprawić konkurencyjność energetyki atomowej. Łącznie dokonano symulacji czterech różnych obiegów cieplnych przy użyciu profesjonalnego inżynierskiego narzędzia, jakim jest program Ebsilon Professional. W celu określenia parametrów i możliwości technicznych obecnych elektrowni atomowych przeprowadzono analizę komputerową dwóch typowych dla energetyki jądrowej obiegów: z reaktorem ciśnieniowym PWR oraz z reaktorem wrzącym BWR. Modelowane obiegi bazują na schematach istniejących elektrowni atomowych, dlatego też w wysokim stopniu odzwierciedlają one przemiany zachodzące w rzeczywistości. Celem pracy było również zaproponowanie rozwiązań mogących podnieść sprawność wytwarzania energii elektrycznej w elektrowniach atomowych. Wychodząc naprzeciw temu wyzwaniu, w programie Ebsilon Professional zamodelowano dotychczas rzadko omawiany w literaturze nowatorski obieg reaktora PWR nadbudowanego turbiną gazową. W celach porównawczych zamodelowany został także typowy obieg gazowoparowy o strukturze jednociśnieniowej. Pozwoliło to na dokonanie analizy i porównania parametrów obiegu CCGT (ang. Combined Cycle Gas Turbine) z nadbudowanym obiegiem atomowym. Wszystkie obiegi zostały poddane procesowi optymalizacji, który stanowi wbudowany moduł programu Ebsilon Professional. Pozwoliło to w efekcie na znalezienie optymalnych parametrów rozpatrywanych obiegów, przy których ich sprawność osiąga największą wartość, a emisja dwutlenku węgla (w obiegach z turbinami gazowymi) jest najmniejsza. 55

56 7.2. Założenia przyjęte do analizy obiegów Z powodu ograniczeń wymuszonych przez możliwości programu Ebsilon Professional oraz w celu uproszczenia i zwiększenia przejrzystości układów w przeprowadzanych obliczeniach przyjęto następujące założenia i uproszczenia: Ponieważ w programie Ebsilon Professional nie występuje element, który w bezpośredni sposób odzwierciedla reaktor jądrowy, w symulacjach zastąpiono go obiektem Steam_generator, który jest odpowiednikiem kotła parowego. Z tego powodu należało dodać szereg ograniczeń parametrów czynnika w obiegu z reaktorem, np. wymuszenie stopnia suchości pary 0 w obiegu pierwotnym reaktora PWR. Ponieważ obecnie nie opracowano turbin gazowych, których moc sięga 1000 MW (największą obecnie turbiną gazową jest turbina 9HA firmy General Electric, której moc wynosi 571 MW) w obydwu zamodelowanych układach z nadbudową przyjęto założenie, że do nadbudowy użyto dwóch nowoczesnych turbin gazowych o mocy 500 MW. Bazując na modelach najnowszych turbin gazowych (głównie wspomnianej wcześniej turbiny 9HA) przyjęto najwyższe możliwe obecnie parametry tj. spręż - 30:1 oraz temperatura gazu 1600 C. Sprawność obiegów jądrowych została obliczona przy użyciu wiersza poleceń w programie Ebsilon Porfessional, odwołując się do poszczególnych wartości przez wpisywanie odpowiednich komend. Sprawność obiegu jądrowego obliczono stosując następującą zależność: η = P G Q R +Q W (7.1) gdzie, P G moc generatora części parowej, Q R strumień ciepła transferowany z reaktora, Q W strumień ciepła transferowany z kotła odzyskowego (dla obiegów nadbudowanych). W wierszu poleceń programu Ebsilon Porfessional podana zależność może wyglądać następująco (przykład dla obiegu z reaktorem PWR): {Generator.QREAL/Logic.Q*100;%.2f}% 56

57 7.3. Wyniki symulacji obiegu z reaktorem BWR Schemat zamodelowanego obiegu reaktora BWR wraz z kluczowymi parametrami przedstawiono na rys Natomiast charakterystyczne wartości, kluczowe z punktu widzenia dalszej analizy zestawiono w tab Zbudowany obieg jest wiernym odzwierciedleniem układów stosowanych w obiegach z reaktorami na wodę wrzącą. Na schemacie można wyróżnić charakterystyczne elementy jakimi są przegrzewacze międzystopniowe oraz separator wilgoci. W badanym obiegu turbina składa się z trzech części wysokoprężnych oraz z pięciu niskoprężnych. Zaimplementowano także podgrzewacze regeneracyjne: cztery niskoprężne oraz trzy wysokoprężne. Obieg powstał na podstawie elektrowni jądrowej bazującej na reaktorze BWR-6, ze zoptymalizowanymi parametrami. Niskie parametry pary świeżej (tj. 286 C/7 MPa) są wymuszone wcześniej już omawianą specyfiką elektrowni z reaktorami BWR. Skutkują one niską sprawnością całego obiegu, która osiąga wartość nieco powyżej 37,5%. Symulacje wykazały również, że obieg odznacza się wysokim zapotrzebowanie na wodę chłodzącą, co jest charakterystyczną cechą elektrowni jądrowych. Obieg został zoptymalizowany pod kątem uzyskania najwyższej możliwej sprawności przy zadanych parametrach pary świeżej. Optymalizacji poddano ciśnienia poszczególnych upustów turbiny, co pozwoliło na zwiększenie sprawności o ok. 0,5 p.p. Tabela 7.1. Zestawienie charakterystycznych parametrów obiegu z reaktorem BWR Parametr Wartość Jednostka Sprawność obiegu 37,61 % Ciśnienie pary świeżej 7 MPa Temperatura pary świeżej 286 C Zapotrzebowanie na wodę chłodzącą 157 kg/kwh Moc cieplna reaktora 3017 MW th Moc generatora 1200 MW e 57

58 Rys Model obiegu reaktora BWR w programie Ebsilon Professional. Oznaczenia na obrazku: TWP część wysokoprężna turbiny, TNSP część niskoprężna turbiny, PMST przegrzewacze międzystopniowe, POWP podgrzewacze regeneracyjne części wysokoprężnej turbiny, PONP podgrzewacze regeneracyjne części niskoprężnej turbiny. Opracowano na podstawie [4]. 58

59 7.4. Wyniki symulacji obiegu z reaktorem PWR Kolejnym zamodelowanym obiegiem, jest układ elektrowni z reaktorem ciśnieniowym PWR. Badany schemat przedstawiono na rys Charakterystyczne parametry obiegu zestawiono w tab Zbudowany obieg bazuje na parametrach rzeczywistej elektrowni Wolf Creek, znajdującej się w Stanach Zjednoczonych. Rozwiązania techniczne zastosowane w części parowej (czyli podział turbiny na części WP i NP oraz zastosowanie elementów takich jak separator wilgoci i przegrzewacze międzystopniowe) nie różnią się w znaczący sposób od rozwiązań obiegów z reaktorem BWR. Cechą charakterystyczną reaktorów ciśnieniowych PWR jest osobna pętla pierwotna chłodząca reaktor, która jest odseparowana od obiegu roboczego przez wytwornicę parę. Wcześniej wspomniane ograniczenia reaktora PWR wymagają utrzymywania w obiegu pierwotnym wody o stopniu suchości zero, dlatego też ograniczenie to zaimplementowano w symulowanym obiegu. Zaimplementowano także wytwornicę pary, która widoczna jest na schemacie. Tabela 7.2. Zestawienie charakterystycznych parametrów obiegu z reaktorem PWR Parametr Wartość Jednostka Sprawność obiegu 37,32 % Ciśnienie pary świeżej 7 MPa Temperatura pary świeżej 285,8 C Ciśnienie wody w obiegu pierwotnym Temperatura wody w obiegu pierwotnym Zapotrzebowanie na wodę chłodzącą 17 MPa 352,3 C 160 kg/kwh Moc cieplna reaktora 3215 MW Moc generatora 1200 MW 59

60 Rys Model obiegu reaktora PWR w programie Ebsilon Professional. Oznaczenia na obrazku: TWP część wysokoprężna turbiny, TNSP część niskoprężna turbiny, PMST przegrzewacze międzystopniowe, POWP podgrzewacze regeneracyjne części wysokoprężnej turbiny, PONP podgrzewacze regeneracyjne części niskoprężnej turbiny, OP obieg pierwotny reaktora. Opracowano na podstawie [4]. 60