Elektrownie jądrowe (J. Paska)

1. Energetyczne reaktory jądrowe Elektrownie jądrowe (J. Paska) Rys. 1. Przykładowy schemat reakcji rozszczepienia: 94 140 38 Sr, 54 Xe - fragmenty rozszczepienia Ubytek masy przy rozszczepieniu jądra uranu 235 (U 235) wynosi ok. 2,15 j.m.a. (jednostek masy atomowej), co odpowiada wydzieleniu ok. 198 MeV energii. Na jedną reakcję rozszczepienia przypada energia ok. 207 MeV, która dzieli się w przybliżeniu następująco: energia kinetyczna fragmentów rozszczepienia 168 MeV energia kinetyczna neutronów natychmiastowych 5 MeV energia fotonów γ natychmiastowych 7 MeV energia rozpadu β fragmentów rozszczepienia: - fotony γ 7 MeV - cząstki β 8 MeV - antyneutrina ν 12 MeV Razem ok. 207 MeV Rys. 2. Reakcja łańcuchowa w reaktorze termicznym na przykładzie jednego łańcucha rozszczepień Sto neutronów termicznych pokolenia poprzedniego powoduje 76 rozszczepień 235 92 U, 22 rozszczepienia 239 94 241 Pu oraz 2 rozszczepienia 94 Pu. W każdym z rozszczepień uwalnia się 2 3 neutronów (średnio 2,5). Mamy zatem 253 neutrony prędkie, pochodzące z rozszczepień neutronami termicznymi. Część z nich powoduje dodatkowe rozszczepienia, produkując" dodatkowe neutrony. Zatem łącznie są 273 neutrony prędkie, które podlegają spowolnieniu w moderatorze. W procesie tym: 95 ulega wychwytowi rezonansowemu; 4 ucieka z rdzenia reaktora przed spowolnieniem; 17 zostaje pochłoniętych w moderatorze i materiałach konstrukcyjnych; 0,5 ucieka z rdzenia po spowolnieniu; 5,5 zostaje pochłoniętych przez izotop 135 Xe, stanowiący jeden z produktów rozszczepienia ( t r u c i z n a r e a k t o r o w a ); 1

9 zostaje pochłoniętych w organach sterujących reaktora; 10 zostaje pochłoniętych w innych produktach rozszczepienia; 23 neutrony termiczne zostają pochłonięte w 238 U i Pu; 9 neutronów termicznych ulega wychwytowi w 235 U; 100 neutronów termicznych tworzy następne pokolenie i ulega pochłanianiu w prowadzącemu do rozszczepień jąder atomowych. 235 U lub Pu, Rys. 3. Schemat reaktora na neutronach termicznych z moderatorem i chłodziwem wodnym: 1 - pręty paliwowe, 2 - moderator, 3 - chłodziwo, 4 - pręty regulacyjne, 5 - reflektor, 6 - osłona betonowa, 7 - zbiornik ciśnieniowy reaktora Rys. 5. Rozwiązania konstrukcyjne reaktorów: a) kanałowy, b) zbiornikowy; 1 - rdzeń, 2 - zespół paliwowy, 3 - moderator, 4 - ciśnieniowe kanały paliwowe, 5 - kolektory wodne, 6 zbiornik ciśnieniowy reaktora Rys. 4. Schemat elementu paliwowego: 1 - korek zamykający, 2 - komora zbiorcza gazów, 3 - sprężyna, 4 - pastylki paliwowe z dwutlenku uranu, 5 - szczelina między paliwem i koszulką Zestawienie nazw typów reaktorów dominujących obecnie w strukturze energetyki jądrowej: PWR (WWER) - Pressurized Water Reactor - reaktor wodny ciśnieniowy (Wodo-Wodjanoj Eniergieticzeskij Rieaktor), BWR - Boiling Water Reactor - reaktor z wrzącą wodą, HWR - Heavy Water Reactor - reaktor ciężkowodny, GCR - Gas Cooled Reactor - reaktor chłodzony gazem, AGR - Advanced Gas-cooled Reactor - udoskonalony reaktor chłodzony gazem, HTR - High Temperature Reactor - reaktor wysokotemperaturowy, LMFBR - Liquid Metal Fast Breeder Reactor - prędki reaktor powielający chłodzony ciekłym metalem, 2

RBMK - Rieaktor Bolszoj Moszcznosti Kanalnyj - reaktor kanałowy dużej mocy (w literaturze anglosaskiej oznaczany jako LWGR Light Water Graphite Reactor) z moderatorem grafitowym i chłodziwem wodnym, CANDU - CANadian Deuterium Uranium reactor - kanadyjski reaktor ciężkowodny. Tablica 1. Podstawowe parametry reaktorów lekkowodnych Parametr WWER* PWR** BWR*** Moc cieplna reaktora [MW] 3000 3817 3579 Moc elektryczna bloku energetycznego [MW] 1000 1300 1220 Liczba pętli chłodzenia 4 4 2 Ciśnienie chłodziwa [MPa] 16 15,8 7,31 Temperatura chłodziwa na wlocie [ C] 290 292,8 216 Średni podgrzew chłodziwa [ C] 32 35,9 72 Wydatek chłodziwa [m 3 /h] 64000 4 16420 46800 Rdzeń Wysokość części aktywnej [mm] 3530 4267 3800 Równoważna średnica rdzenia [mm] 3160 3370 4800 Wsad paliwa [Mg UO 2 ] 76 103,9 144,5 Wzbogacenie paliwa [% U 235 ] 3,3 4,4 1,5/2,4/2,9 (3,16) 1 1,71 (2,81) 1 Element paliwowy Średnica zewnętrzna [mm] 9,1 9,5 12,27 Grubość koszulki [mm] 0,91 0,57 0,8 Średnica pastylki paliwowej [mm] 7,6 8,19 10,41 Zbiornik reaktora Średnica wewnętrzna [m] 4,136 4,394 6,38 Łączna wysokość [m] 10,897 13,59 22,3 Wytwornica pary brak Ciśnienie pary [MPa] 6,4 6,95 - Temperatura pary [ C] 278,5 285,3 - * - dane reaktorów w EJ Balakowo. ** - dane francuskich reaktorów w EJ Flamanville. *** - dane amerykańskiego reaktora w EJ Grand Gulf. 1 - wzbogacenie paliwa doładowywanego. Rys. 6. Przekrój poprzeczny reaktora PWR firmy Combustion Engineering: 1 - napędy prętów regulacyjnych, 2 - pręty regulacyjne, 3 - komora górna, 4 - króciec wylotowy wody chłodzącej (313 C), 5 - pokrywa rdzenia, 6 - elementy paliwowe, 7 - kosz rdzenia, 8 - osłona rdzenia, 9 - konstrukcja podtrzymująca rdzeń, 10 - doprowadzenia do czujników pomiarowych, 11 - zbiornik reaktora, 12 - prowadnice prętów regulacyjnych, 13 - króciec wlotowy chłodziwa (285 C) Rys. 7. Zasadnicze elementy i schemat przepływu chłodziwa reaktora BWR firmy General Electric: 1 - główny kolektor parowy, 2 - króciec wlotowy wody zasilającej, 3 - pompa strumienicowa, 4 - rdzeń reaktora, 5 - pompa cyrkulacyjna, 6 - kierunek cyrkulacji chłodziwa, 7 - separatory pary, 8 - osuszacze pary 3

Pierwsze reaktory Współczesne reaktory Zaawansowane reaktory 1950 1970 1990 2010 2030 2050 2070 2090 Obnińsk Shippingport Generacja I Calder Hall LWR: PWR, BWR CANDU Generacja II AGR ABWR, Generacja III APWR PBMR Przegląd typów reaktorów energetycznych (podział na generacje) 2. Elektrownie jądrowe Generacja IV Rys. 8. Schematy ideowe układów cieplnych elektrowni jądrowych z reaktorami lekkowodnymi: a) PWR, b) BWR; 1- reaktor, 2 - stabilizator ciśnienia, 3 - wytwornica pary, 4 - główna pompa obiegowa, 5 - pompa cyrkulacyjna, 6 - turbozespół, 7 - separator wilgoci i przegrzewacz między-stopniowy pary, 8 - skraplacz (kondensator), 9 - pompa skroplin, 10 - układ oczyszczania skroplin, 11 - podgrzewacze regeneracyjne niskiego ciśnienia, 12 - odgazowywacz, 13 - pompa wody zasilającej, 14 - podgrzewacze regeneracyjne wysokiego ciśnienia Rys. 9. Usytuowane przestrzenne elementów obiegu pierwotnego elektrowni jądrowej z reaktorem PWR firmy Westinghouse: 1 - odprowadzenie pary, 2 - wytwornica pary, 3 - doprowadzenie wody, 4 - pompa, 5 - rdzeń reaktora, 6 - zbiornik reaktora, 7 - stabilizator ciśnienia 4

Rys. 10. Idealny cykl termodynamiczny realizowany w obiegu parowo-wodnym elektrowni jądrowych z reaktorami lekkowodnymi, bez uwzględnienia regeneracyjnego podgrzewania wody zasilającej: aa b bcdeff - cykl termodynamiczny 3. Cykl paliwowy energetyki jądrowej Rys. 11. Rzeczywisty proces rozprężania pary w turbinie elektrowni jądrowej: WP - część wysokoprężna turbiny, NP - część niskoprężna (końcowe zagięcie krzywej rozprężania odzwierciedla straty w króćcu wylotowym turbiny) Uran jest mieszaniną trzech izotopów o następujących udziałach: 238 92 U - 99,28%, T 1/2 = 4,498 10 9 235 lat; 92 U - 0,714%, T 1/2 = 7,103 10 8 234 lat; 92 U - 0,006%, T 1/2 = 2,522 10 5 lat. Zasoby uranu są klasyfikowane w różnych kategoriach, w zależności od kosztów wydobycia i przerobu na standardowe koncentraty uranowe: od zasobów, których koszt pozyskania wynosi poniżej 40 USD za 1 kg; przez zasoby o koszcie pozyskania 40 80 USD/kg; do zasobów o koszcie pozyskania wynoszącym 80 130 USD za kg U. Według szacunku z 1999 r. (WEC) światowe konwencjonalne zasoby uranu o koszcie pozyskania poniżej 130 USD/kg wynoszą ok. 4 mln ton, co stanowi ekwiwalent ok. 3000 Gtoe. 90% światowych zasobów uranu znajduje się w Australii, RPA, Kanadzie, USA i Francji. Światowa energetyka jądrowa (ok. 435 reaktorów o łącznej mocy elektrycznej ok. 370 GW) zużywa obecnie ok. 65 tys. ton uranu naturalnego rocznie. Uran ten może pochodzić ze źródeł pierwotnych, tzn. z eksploatacji złóż (w latach 2001 i 2002 pozyskano w ten sposób 72 tys. ton pokrywając zapotrzebowanie w 55%) lub ze źródeł wtórnych, takich jak wcześniej zgromadzone zapasy lub przerób wysoko wzbogaconego uranu dla celów wojskowych w ramach programu Megatony na Megawaty (rosyjsko-amerykański program rozpoczęty w 1994 roku, obejmujący przetworzenie uranu z 20 tys. sztuk głowic jądrowych przewidzianych do likwidacji do 2013 r.). Ilość ciepła uzyskiwanego z jednostkowej masy paliwa w reaktorze jądrowym nosi nazwę w y p a l e n i a (g łębok ość w y p a l e n i a, s t o p i eń w y p a l e n i a ). Wielkość ta określa stopień wykorzystania paliwa jądrowego i bywa również podawana (rzadziej) jako procentowe wykorzystanie atomów izotopu rozszczepialnego w paliwie jądrowym. Maksymalne wartości wypalenia, uzyskiwane w obecnie eksploatowanych reaktorach, są następujące: PWR 45000 MW d/t, BWR 37000 40000 MW d/t, GCR (magnoksowe) 4300 MW d/t, AGR 24000 MW d/t, HTGR 100000 MW d/t, prędkie (FBR) 100000 MW d/t, ciężkowodne 12000 MW d/t. C y k l e m p a l i w o w y m nazwano system operacji przemysłowych i procesów technologicznych, mających na celu przygotowanie paliwa do reaktorów jądrowych, a także przerób paliwa wypalonego i składowanie odpadów. Zależnie od używanych materiałów, paliwowego i paliworodnego, oraz typu reaktora cykle paliwowe można podzielić na: uranowy, uranowo-plutonowy, torowo-uranowy itp. Najbardziej opanowany technologicznie jest cykl uranowy, występujący w przypadku reaktorów termicznych. Zależnie od tego, czy paliwo wypalone ulega przerobowi, w wyniku którego odzyskuje się materiały rozszczepialne, czy też nie, cykle paliwowe dzieli się na z a m k n ięte (z recyklizacją paliwa) oraz o t w a r t e (bez recyklizacji paliwa). W większości krajów stosuje się obecnie otwarty cykl paliwowy, z przewidywaną możliwością jego zamknięcia po pełnym opanowaniu technologii przerobu paliwa wypalonego oraz po podjęciu decyzji o rozwoju reaktorów prędkich powielających. 5

Elektrownie jądrowe (J. Paska) Rys. 12. Jądrowe cykle paliwowe wg International Nuclear Fuel Cycle Evaluation: MOX tlenek mieszany UO2 + PuO2 Rys. 13. Schemat otwartego cyklu paliwowego z rektorem wodnym ciśnieniowym (PWR) 6

Rys. 14. Schemat ideowy procesu produkcji zestawu paliwowego Rys. 15. Główne drogi i mechanizmy oddziaływania radiologicznego obiektów energetyki jądrowej na ludzi: nz - napromieniowanie zewnętrzne, p - droga pokarmowa 7

4. Stan obecny i perspektywy energetyki jądrowej Tablica 2. Elektrownie jądrowe eksploatowane i w budowie wg stanu z 31 grudnia 2008 r. Lp. Kraj Energia elektryczna Reaktory w eksploatacji Reaktory w budowie wytworzona w 2008 r. Liczba Moc elektryczna, Liczba Moc elektryczna, TW h Udział w całości, % bloków MW bloków MW 1 Argentyna 2 935 1 692 6,9 6,2 2 Armenia 1 376 - - 2,3 39,4 3 Belgia 7 5824 - - 43,4 53,8 4 Brazylia 2 1766 - - 13,2 3,1 5 Bułgaria 2 1906 2 1906 14,7 32,9 6 Chiny 1 11 8438 11 10220 65,3 2,2 7 Czechy 6 3634 - - 25,0 32,5 8 Finlandia 4 2696 1 1600 22,1 29,7 9 Francja 59 63260 1 1600 419,8 76,2 10 Hiszpania 8 7450 - - 56,5 18,3 11 Holandia 1 482 - - 3,9 3,8 12 Indie 17 3782 6 2910 13,2 2,0 13 Iran - - 1 915 - - 14 Japonia 55 47278 1 246 241,3 24,9 15 Kanada 18 12577 - - 88,3 14,8 16 Korea Płd. 20 17647 5 5180 144,3 35,6 17 Litwa 1 1185 - - 9,1 72,9 18 Meksyk 2 1300 - - 9,4 4,0 19 Niemcy 17 20470 - - 140,9 28,8 20 Pakistan 2 425 1 300 1,7 1,9 21 Rep. Płd. Afryki 2 1800 - - 12,8 5,3 22 Rosja 31 21743 8 5809 152,1 16,9 23 Rumunia 2 1300 - - 10,3 17,5 24 Słowacja 4 1711 - - 15,5 56,4 25 Słowenia 1 666 - - 6,0 41,7 26 Szwajcaria 5 3220 - - 26,3 39,2 27 Szwecja 10 8996 - - 61,3 42,0 28 Tajwan 6 4949 2 2600 39,3 17,45 29 Ukraina 15 13107 2 1900 84,5 47,4 30 USA 104 100683 1 1165 806,7 19,7 31 Węgry 4 1859 - - 13,9 37,2 32 Wlk. Brytania 19 10097 - - 48,2 13,5 Razem 438 371562 44 38988 2597,8 14,0 We współczesnych elektrowniach jądrowych dominują reaktory wodne ciśnieniowe (PWR, WWER), których udział wynosi ok. 61,0%, na drugim miejscu są reaktory wodne wrzące (BWR) z udziałem ok. 21%. Elektrownie jądrowe wytworzyły w 2008 r. około 14% światowej produkcji energii elektrycznej. Godny uwagi jest udział energii elektrycznej wyprodukowanej w elektrowniach jądrowych w poszczególnych krajach. We Francji wynosił on 76,2%, na Litwie 72,9%, w Słowacji 56,4%, w Belgii 53,8%. W 16 krajach ponad 20% globalnej produkcji energii elektrycznej pochodziło z elektrowni jądrowych. Program rozwoju energetyki jądrowej w Polsce do 2000 r. został określony uchwałą sejmową z 21 marca 1985 r. a zadania związane z jego realizacją sprecyzowała uchwała nr 29 Rady Ministrów z 11 marca 1985 r. Program ten przewidywał oddanie do eksploatacji do 2000 r. JBE o mocy 7860 MW w 3 elektrowniach jądrowych: 4 bloki z reaktorami WWER-440, wyposażone w polskie turbiny 465 MW, w Żarnowcu (1860 MW); 4 bloki po 1000 MW z reaktorami WWER-1000 w EJ Warta w Klempiczu; 2 bloki po 1000 MW w trzeciej EJ. Ze względu na przerwanie w 1989 r. realizacji EJ Żarnowiec i postawienie jej we wrześniu 1990 r. w stan likwidacji (uznano, że koszt dokończenia EJ przewyższyłby prawdopodobnie koszty wybudowania ekwiwalentnej mocy w elektrowniach konwencjonalnych), a także zaprzestanie przygotowań do budowy następnych elektrowni oraz inwestycji warunkujących rozwój przemysłu materiałów i urządzeń dla elektrowni jądrowych ma on już tylko znaczenie historyczne. Zgodnie z Polityką energetyczną Polski do roku 2030 w latach 2016 2020 przewiduje się budowę pierwszej elektrowni jądrowej w Polsce. 1 Wraz z Tajwanem. 8