ELEKTROWNIE JĄDROWE Z REAKTORAMI O NADKRYTYCZNYCH PARAMETRACH CHŁODZIWA Jerzy Kubowski Przedmowa Elektrownie jądrowe z reaktorami, w których czynnikiem roboczym jest para wodna o nadkrytycznych parametrach należą do najbardziej obiecujących spośród sześciu typów reaktorów energetycznych IV generacji wybranych do perspektywicznych badań. W języku angielskim noszą nazwę Supercritical Water Cooled Reactors (SCWR).Większość reaktorów IV generacji jest w stadium koncepcyjnym lub doświadczalnym (tab. 1). Ich wprowadzenie do eksploatacji przewiduje się za jakichś 10-15 lat. Rozważa się budowę reaktorów typu SCWR zarówno jako termicznych, jak i prędkich. Z informacji na ich temat można jednak wnosić, iż bardziej perspektywicznymi reaktorami są reaktory termiczne. Nad koncepcją reaktorów tego typu pracuje obecnie 32. organizacje naukowo- badawcze w 13. państwach. Tabela 1. Reaktory IV generacji, wybrane do dalszych studiów i badań Typ reaktora Nazwa angielska Skrót nazwy i planowany rok uruchomienia Reaktor prędki chłodzony gazem Gas - Cooled Fast Reactor GFR 2025 Reaktor prędki chłodzony ołowiem (chłodziwo w postaci ciekłej ołowiowo bizmutowej mieszaniny) Lead Cooled Fast Reactor LFR 2025 Reaktor chłodzony stopioną solą Molten Salt Reactor MSR 2025 Reaktor prędki chłodzony sodem Sodium Cooled Fast Reactor SFR 2015 Reaktor lekkowodny o nadkrytycznych parametrach chłodziwa Reaktor wysokotemperaturowy Supercritical Water Cooled Reactor Very High Temperature Reactor SCWR 2025 VHTR 2020 W niniejszym popularno naukowym opracowaniu przedstawione zostały konstrukcyjne rozwiązania i układy technologiczne elektrowni z takimi właśnie reaktorami. Ponadto opisano także podstawowe właściwości pary wodnej, będącej czynnikiem roboczym w tych siłowniach. 1
Własności pary wodnej Jeśli wodę, znajdującą się pod ciśnieniem 101,325 kpa (1 atm atmosfera fizyczna), podgrzać do temperatury 100 С, to ulegnie ona wrzeniu: powstająca para będzie miała taką samą temperaturę, lecz znacznie większą objętość. Do czasu, gdy w układzie pozostanie pewna ilość wody, panująca w nim temperatura pomimo ciągłego doprowadzania doń ciepła pozostanie stała. Stan, w którym woda i para znajdują się w równowadze termodynamicznej nazywa się stanem nasycenia, a charakteryzujące go temperatura i ciśnienie parametrami nasycenia. Oznacza to, iż między wodą i parą nasyconą ustala się dynamiczna równowaga: liczba molekuł wydobywająca się z wody w ciągu jednostki czasu i przechodząca do fazy parowej, jest równa liczbie molekuł pary, jaka powraca (skrapla się) w tym samym czasie do wody. Jedynie wówczas, gdy cała woda zostanie zamieniona w parę (której objętość przy 100 C jest 1673 razy większa od objętości wody przy 4 C ) temperatura może ponownie zacząć rosnąć. Przy tym para ze stanu nasyconego przechodzi do stanu przegrzania; para taka nazywa się parą przegrzaną (suchą, nienasyconą). Charakteryzuje się większą temperaturą od temperatury pary nasyconej przy tym samym ciśnieniu. Im wyższa temperatura pary przegrzanej, tym wyższy jest współczynnik sprawności cieplnej elektrowni. Gdy proces parowania zachodzi przy różnych wartościach ciśnienia, to temperatura parowania zmienia się w zależności od ciśnienia (tab. 2). Tabela 2. Zależność temperatury oraz gęstości wody i pary, będących w stanie nasycenia, od ciśnienia pary nasyconej (at atmosfera techniczna) Ciśnienie pary nasyconej Temperatura C Gęstość kg/m 3 MPa (at) Woda Para 0,098 (1) 99,1 959 0,58 0,980 (10) 179 887,9 5,05 9,80 (100) 309,5 691,9 54,2 19,6 (220) 372,1 420,0 229 Dalsze zwiększanie ilości ciepła w układzie prowadzi do stanu krytycznego, który charakteryzuje się tym, iż fazy ciekła i gazowa (woda i para), znajdujące się w równowadze termodynamicznej; wykazują identyczne własności. Parametry krytyczne dla wody wynoszą: ciśnienie 22,115 MPa, temperatura - 647,3 K (374,14 C). Przemiany stanów skupienia w zależności od ciśnienia i temperatury są pokazany na rys. 1. 2
Rys. 1. Wykres przemian fazowych wody w zależności od parametrów termodynamicznych ciśnienia (P) i temperatury (T) Oznaczenia: S- faza stała, P para, C ciecz, K punkt krytyczny, SCWR, PWR, BWR - parametry pracy reaktorów, odpowiednio reaktora o nadkrytycznych parametrach chłodziwa, reaktora wodnego ciśnieniowego (Pressurized Water Reactor ), reaktora z wodą wrzącą (Boiling Water Reactor). Technologiczne układy elektrowni Najważniejszą zaletą reaktorów typu SCWR jest możliwość uzyskania wysokiej sprawności cieplnej sięgającej ok. 45 %, wobec ok. 35% - w nowoczesnych elektrowniach jądrowych (EJ). Stanowią następny etap w rozwoju elektrowni z reaktorami typu PWR (Pressurized Water Reactor reaktor wodny ciśnieniowy), mające dziś największy udział w ogólnej liczbie elektrowni jądrowych na świecie. Praca w zakresie ciśnienia nadkrytycznego pozwala wyeliminować wrzenie chłodziwa, czyli w okresie całego cyklu roboczego pozostanie ono w stanie jednofazowym. W porównaniu do reaktora typu PWR, gdzie wystąpienie wrzenia chłodziwa w rdzeniu jest zazwyczaj zjawiskiem bardzo niebezpiecznym, tu o pojawienie się takiej sytuacji nie ma obawy. Parę doprowadza się do turbiny bezpośrednio. Z powodu większego ciepła zawartego w jednostce masy chłodziwa, jego gęstość przepływu (kg/(s. m 2 ) - odniesiona na jednostkę mocy cieplnej wydzielanej w rdzeniu - jest mniejsza niż w przypadku reaktora typu PWR, pracującego przy parametrach pary nasyconej. Zatem odpada konieczność instalowania jak w tym ostatnim reaktorze- pomp cyrkulacyjnych, wytwornic pary, stabilizatorów ciśnienia i oddzielaczy wilgoci, a ponadto rozmiary urządzeń współpracujących z reaktorem (pompy, rurociągi itp.) ulegają redukcji. Zalety zastosowania reaktora typu SCWR widać wyraźnie, jeśli się porówna schematy głównych urządzeń technologicznych pokazanych na rysunkach 2 i 3. 3
Rys. 2. Schemat ideowy elektrowni z reaktorem typu PWR Rys. 3. Schemat ideowy elektrowni z reaktorem typu SCWR Wszystko to pozwoli na konstruowanie budynków (obudów bezpieczeństwa) reaktorów typu SCWR o względnie mniejszych rozmiarach (rys.4). 4
Rys. 4. Rozmiary budynków reaktorów lekkowodnych trzech typów Reaktor amerykański Konstrukcja reaktora jest pokazana na rys. 5 i 6. Chłodziwo doprowadza się dwiema drogami: 10 % szczeliną między koszem, w którym osadzony jest rdzeń, a zbiornikiem reaktora, oraz bezpośrednio do obszaru rdzenia (90 %) za pośrednictwem specjalnych kanałów wodnych. Takie rozwiązanie jest uwarunkowane tym, iż gęstość chłodziwa (które spełnia zarazem rolę moderatora) spada z 760. kg/m 3 na wlocie do reaktora, do ok. 90. kg/m 3 na wylocie. Po zmieszaniu się obu strumieni w obszarze pod dolną płytą, chłodziwo przepływając do góry przez kanały paliwowe odbiera wytworzone w nich ciepło. Tym sposobem zapewnia się doprowadzenie dostatecznej ilości moderatora także do górnego obszaru rdzenia. Rdzeń reaktora (rys.7) tworzą kasety paliwowe o kwadratowym przekroju (rys. 8), rozmieszczone w regularnych odstępach. Każda zawiera pęk 300. elementów paliwowych wykonanych w postaci cienkich cylindrycznych prętów, zamkniętych w rurkach (koszulkach) dla ochrony paliwa przed bezpośrednim kontaktem z chłodziwem. Pręt jest złożony z wielu ceramicznych tabletek (pastylek) dwutlenku uranu. Woda chłodząca przepływa między elementami paliwowymi od dołu do góry. Konstrukcja kasety umożliwia względnie łatwe 5
manipulowanie paliwem wewnątrz zbiornika reaktora i jego transport. Dane konstrukcyjne elementu paliwowego są zebrane w tab. 3. Rys. 5. Konstrukcja amerykańskiego reaktora typu SCWR, firmy Westinghouse Parametry: moc cieplna - 3575 MWt, moc elektryczna netto 1600 MWe, sprawność cieplna 44,8 %, ciśnienie czynnika roboczego 25 MPa, temperatura wody zasilającej 280 C, temperatura pary wylotowej 500 C, strumień przepływu czynnika roboczego 1843 kg/s, czas eksploatacji 60 lat. 6
Rys. 6. Zbiornik reaktora (wymiary w metrach) Parametry: wysokość całkowita (z górną pokrywą) 12,4 m, ciśnienie 25,0/27,5 MPa, temperatura 280/231 C, 2 króćce wlotowe, 2 króćce wylotowe, masa 780 t, maks. fluencja neutronów o energii >1 MeV 10 22 [n/cm 2 ] (jest to dopuszczalna liczba neutronów, jaka w ciągu całego okresu eksploatacji reaktora przeniknie przez 1 cm 2 powierzchni zbiornika; jest wielkością dawki neutronów służącą ocenie radiacyjnego uszkodzenia jego materiału) Rys. 7. Konfiguracja rdzenia Dane: liczba kaset 145, równoważna średnica 3,93 m, średnice kosza (wew./zewn.) 4,3/4,4 m, średnia gęstość mocy 69,4 kw/litr 7
Rys. 8. Kaseta paliwowa Dane: konfiguracja elementów paliwowych w kasecie - 25x25, liczba elementów paliwowych w kasecie 300, liczba wodnych kanałów w kasecie 36, bok kanału wodnego 33,6 mm, grubość ścianki kanału wodnego 0,4 mm, materiał pręta regulacyjnego An-In-Cd, materiał pręta bezpieczeństwa B 4 C, grubość szczeliny między kasetami 3 mm, bok kasety 286 mm, skok siarki 288 mm. Tabela 3. Charakterystyka elementu paliwowego Parametr Zewnętrzna średnica elementu paliwowego Odległość między osiami elementów paliwowych Grubość koszulki elementu paliwowego Średnica pastylki paliwowej Paliwo Wzbogacenie w izotop U-235 Długość czynna Długość całkowita Wartość 10,2 mm 11,2 mm 0,63 mm 8,78 mm UO 2 (95 % gęstości teoretycznej) średnio 5 % (wagowo) 4,27 m 4,87 m 8
Projekt elektrowni francuskiej W dziedzinie energetyki jądrowej Francja należy do przodujących krajów. Jej przemysłowe konsorcjum AREVA, prawie w 80. % należące do rządowej, badawczo - technologicznej organizacji CEA (Commissariat à l'énergie Atomique) zatrudnia ponad 15000 pracowników naukowych. Prowadzi rozległe prace badawcze nad rozwojem czwartej generacji reaktorów. W zakresie reaktorów typu SCWR już od kilku lat intensywnie kontynuuje prace nad reaktorem HPLWR (High Performance Light Water Reactor wysokosprawny lekkowodny reaktor). Stanowi on logiczną ewolucję konstrukcji lekkowodnego energetycznego reaktora trzeciej generacji EPR o mocy 1600 MWe (European Pressurized Water Reactor) typu PWR, który obecnie jest podstawą nowoczesnych elektrowni tej firmy. Francja wznosi je w Finlandii, Chinach, a także u siebie: 2. czerwca 2008 r. prezydent Nicolas Sarcozy poinformował o decyzji budowy drugiej elektrowni z tym reaktorem. Zapewne wkrótce AREVA uzyska licencję na budowę tego reaktora także w USA. W 2006 r. plan badań nad tym reaktorem włączony został do VI Programu Euroatomu (SIXTH FRAMEWORK PROGRAMME of EURATOM), do którego przystąpiło 10 organizacji z ośmiu członkowskich państw. Schemat koncepcyjny elektrowni z reaktorem HPLWR jest pokazany na rysunkach 9. i 10. 9
Перегретый пар, пар, имеющий температуру выше температуры насыщения при том же давлении. Водяной П. п., служащий рабочим телом паровых двигателей, получают в пароперегревателях котлоагрегата. Чем выше температура водяного П. п., тем выше термический кпд этих двигателей. Конструкционные материалы стали, обычно используемые в котло- и турбостроении, допускают перегрев пара до температуры 570 С при давлении до 25 Мн/м 2 (250 кгс/см 2 ), а отдельные установки работают при температуре П. п. 650 С и давлении 30 Мн/м 2. Rys.9. Schemat koncepcyjny francuskiej elektrowni z reaktorem HPLWR 10
Rys. 10. Zbiornik reaktora HPLWR Parametry reaktora: moc elektryczna netto 1000 MWe, ciśnienie pary 25 MPa, temperatura wody 280 C, temperatura pary 500 C, strumień przepływu chłodziwa - ok. 1160 kg/s, czynna wysokość rdzenia 4200 mm, całkowita wysokość zbiornika 13000 mm, wewnętrzna średnica zbiornika 3380 mm. Elektrownie rosyjskie W jednej z opracowywanych koncepcji elektrowni jądrowej z reaktorem typu SCWR zastosowano reaktor WGERS (Wodo - Grafitowyj Energeticzeskij Reaktor so Swerchkriticzeskim dawlenijem; wodno grafitowy energetyczny reaktor z chłodziwem o nadkrytycznych parametrach. W ten sposób rosyjscy konstruktorzy nawiązali do skonstuowanych - na początku rozwoju technologii jądrowej reaktorów z moderatorem grafitowym i kanałami paliwowymi chłodzonymi wodą. Budzi to nie najlepsze skojarzenie z czarnobylską elektrownią wyposażoną w reaktor RBMK (Reaktor Bolszoj Mośnosti Kanalnyj).o takim samym składzie materiałowym moderatora: grafit woda. Podobieństwo dobrze widać ze schematu technologicznego zamieszczonego na rysunku 11. 11
Rys. 11. Układ technologiczny rosyjskiego reaktora typu WGERS z chłodziwem o nadkrytycznych parametrach: 250 at (24,52 MPa), 550 C; 1 główny rurociąg o średnicy 300 mm, 2 parowy kolektor zbiorczy o śr. 130 mm, 3 rurociągi parowe o śr. 35 mm, 4 kanały paliwowe w stosie grafitowych bloków, 5 reaktor, 6 rurociąg wody zasilającej o śr. 300 mm, 7 kolektor rozdzielczy o śr. 130 mm, 8 rurociągi wodne o śr. 25 mm, 9 zbiorniki wody układu UACR - szybkodziałającego układu awaryjnego chłodzenia reaktora, zbiorniki BUCR biernego układu chłodzenia reaktora W tabeli 4 pokazano charakterystyki techniczne dwóch elektrowni z takimi reaktorami. Natomiast w konstrukcji budynku (rys. 12) w porównaniu do reaktora RBMK - można dostrzec zasadniczą różnicę: przewidziano dwupowłokową obudowę bezpieczeństwa. Zaprojektowano również układ awaryjny, działający na zasadzie biernego bezpieczeństwa. Do zalet tego reaktora można odnieść wymianę paliwa podczas ruchu elektrowni operację, której w przypadku reaktorów posiadających zbiorniki ciśnieniowe, przeprowadzić się nie da. Wymaga bowiem zdemontowania górnej pokrywy 12
Tabela 4. Parametry elektrowni jądrowych z reaktorami typu WGERS Parametr WGERS-850 WGERS-1700 Moc reaktora; elektryczna/cieplna 890 1700/3780 Wydatek pary na turbinę w t/h 838 6040 Parametry pary na wlocie do turbiny - ciśnienie [kg/cm 2 ] 240 (ok.24 MPa) - temperatura [ C] 540 Współczynnik sprawności, brutto/netto, % 45,5 / 43,7 Temperatura wody zasilającej [ C] 250 Liczba kanałów paliwowych 1052 2104 Wysokość rdzenia [m] 7 Średnica zewnętrzna/grubość koszulki elementu 10,5 / 0,6 paliwowego [mm] Materiał koszulki stal chromoniklowa Okres eksploatacji 50 lat 13
Rys. 12. Reaktor rosyjski typu WGERS o mocy elektrycznej 850 MWe; 1 - obudowa bezpieczeństwa (containment), 2 zbiorniki BUCR, 3 -maszyna załadowcza kanałów paliwowych, 4 rurociąg parowy, 5 rurociąg wody zasilającej, 6- kolektor rozdzielczy, 7 układ rurociągów, 8 reaktor, 9 zbiornik rozbryzgowy Podstawową częścią reaktora stanowi kanał paliwowy (rys. 13) wykonany w postaci rury Fielda, w którym dopływ zimnego chłodziwa do zewnętrznej szczeliny pozwala utrzymać temperaturę bloków grafitowych i metalowych konstrukcji na odpowiednim poziomie. Ceramiczno metalowa struktura paliwa (rys 14) posiada następujące zalety: 1) kompensuje puchnięcie paliwa, będącego głównie skutkiem powstawania gazów w procesie reakcji rozszczepienia jąder uranu, 2) zatrzymuje ok. 90 % produktów rozszczepienia w granulkach UO 2, 3) zwiększa stopień wypalenia paliwa, 14
4) sprzyja powstawaniu względnie niskich temperatur paliwa i koszulki: 650 800 C, 5) akumuluje małą ilość ciepła, co ułatwia powyłączeniowe chłodzenie reaktora, 6) w przypadku awaryjnego uszkodzenia koszulki elementu, 2 3 krotnie zmniejsza ilość uwolnionych promieniotwórczych produktów. Rys. 13. Konstrukcja kanału paliwowego w postaci rury Fielda (rura w rurze); chłodziwo przepływa w układzie przeciwprądowym Rys. 14. Konstrukcja elementu paliwowego Przewiduje się, że koszt jednostkowy mocy instalowanej elektrowni będzie na poziomie 1000 $/kw. Problemy materiałowe Należą zapewne do najważniejszych zagadnień stojących przed ośrodkami badawczo rozwojowymi reaktorów typu SCWR. Dotyczą zarówno paliwa, jak i wszystkich materiałów konstrukcyjnych rdzenia. Ich odporność na warunki panujące w środowisku o wysokich 15
wartościach ciśnienia i temperatury chłodziwa w polu promieniowania jądrowego nie są dostatecznie zbadane. W szczególności dotyczy to skutków napromieniania tych materiałów neutronami w ciągu długiego okresu eksploatacji siłowni, które prowadzi do uszkodzeń radiacyjnych siatek krystalicznych, a w konsekwencji do zmian fizycznych i mechanicznych właściwości; będzie miało zasadniczy wpływ na ich wytrzymałość. Dotychczas nie zostały dostatecznie zbadane stopy metali, które mogły by być zastosowane zarówno do wyrobu koszulek elementów paliwowych, jak i materiałów konstrukcyjnych. Idzie głównie o określenie dawek neutronów (fluencji neutronów), pod których wpływem w materiałach występują takie efekty jak zwiększona kruchość i ciągliwość. Innym problemem jest puchnięcie materiałów spowodowane wtrąceniem w ich siatki krystaliczne nowych atomów pierwiastków powstałych z reakcji pochłaniania neutronów. Z punktu widzenia metalurgii metali do najważniejszych reakcji należą: (n,α) i (n,p), w których wyniku tworzą się odpowiednio - hel i wodór. Hel ma praktyczne znaczenie przy napromienianiu stali. Jest głównie wynikiem reakcji pochłaniania neutronów przez zawarte w stali - jądra atomów pierwiastków niklu i boru: 58 Ni(n,γ) 59 Ni 59 Ni(n,He) 56 Fe, 10 B(n,He) 7 Li. Ponadto nie jest także dobrze znane zachowanie się wody w środowisku wysokiej temperatury i promieniowania jądrowego - w szczególności: procesy jej radiolizy i korozyjnego oddziaływania na materiały. * * * Źródła literaturowe 1. < http://nuclear.inl.gov/gen4/docs/gen_iv_roadmap.pdf> 2. <http://www.gedeon.prd.fr/ ATELIERS/27_28_novembre_2006/exposes/HPLWR_Starflinger_Gedepeon.pdf> 3. <http://www.ippe.ru/podr/tph/scd/4scpgmirkov.pdf> 4. <http://www.tkk.fi/units/aes/courses/crspages/tfy-56.181_03/danielyan.pdf> 5. <http://www.ippe.ru/podr/tph/scd/4scpgmirkov.pdf> 6. < http://nuclear.inl.gov/gen4/docs/scwr_annual_progress_report_gen-iv_fy-03.pdf> 16