Piotr Klukowski Modułowe Reaktory Jądrowe Koło Naukowe Energetyków Instytut Techniki Cieplnej, Politechnika Warszawska Konferencja: Nowoczesna Energetyka Europy Środkowo-Wschodniej 2015 Opiekun naukowy: mgr inż. Adam Rajewski Abstrakt Tematem artykułu są modułowe reaktory jądrowe małej i średniej mocy. W pierwszej kolejności zostanie przedstawiony krótki opis tej technologii, oraz obecne projekty w budowie. Zostanie omówiona również ich przewaga nad reaktorami dużej mocy, oraz ogólne wady i zalety tego rozwiązania. Opisana zostanie również rola jaką te reaktory mogą w przyszłości pełnić w systemie elektroenergetycznym.
1. WSTĘP Coraz więcej słyszymy o modułowych reaktorach jądrowych i o ich możliwej, przyszłej roli w systemie. Jak donosi Narodowe Centrum Badań Jądrowych (NCBJ) ów reaktory mogą stać się ważnym elementem Polskiej energetyki (po 2030 roku). Najważniejszym jednak pytaniem jest co czynni je tak specjalnymi. Otóż ogólne zasady działania nie różnią się od dużych reaktorów jądrowych. Ich zaletami w stosunku do dużych reaktorów jądrowych jest szybkość budowy, oraz ich koszty, Dzięki temu możemy je zastosować do kogeneracji w elektrociepłowniach, czy przemyśle do wytwarzania wysokiej temperatury. To nie wszystko, dzięki wcześniej wspomnianym zaletom można je również zastosować w odległych rejonach, słabo uprzemysłowionych, lub też jako reaktory przenośne (np. statki). 2. OBECNE PROJEKTY REAKTORÓW SMR Istnieje wiele koncepcji SMR, W tabeli poniżej przedstawione są obecne koncepcje SMR chłodzonych wodą lub gazem, oraz ich status. 2
[źródło: http://www.iaea.org/nuclearpower/smr] Warto krótko opisać niektóre z nich, zwłaszcza SMR obecnie w budowie (według źródła International Atomic Energy Agency IAEA): 1) CAREM-25 Argentyna 2) KLT-40S, oraz RITM-200 Rosja, mobilne 3) HTR-PM Chiny 3
3. CAREM-25 W tabelce wyżej można zauważyć, że jest to integralny reaktor wodny ciśnieniowy (Integral PWR). Różnica między nim, a zwykłym polega na tym, że wszystkie elementy pierwotnego obiegu wody takie jak: wytwornica pary, stabilizator ciśnienia, mechanizm sterowania prętami regulacyjnymi, oraz pompy obiegowe znajdują się wewnątrz jego zbiornika ciśnieniowego. CAREM-25 jest to prototypowa, 25MWe wersja reaktora komercyjnego CAREM, którego moc szacuje się na 150-300MWe. Koncepcja powstała w 1984 roku, w lutym 2014 roku doczekała się budowy. Pierwszy załadunek paliwa planowo ma się odbyć w 2018 roku. Zaprojektowany został dla regionów o małym zapotrzebowaniu na energię elektryczną. Może także wspomagać proces odsalania wody morskiej. Reaktor wyposażony będzie w najnowsze, pasywne i aktywne systemy bezpieczeństwa. System pasywny został zaprojektowany, aby w sytuacji odstawienia bloku i zupełnego braku zasilania, rdzeń nie uległ poważnemu uszkodzeniu przez wysoką temperaturę, przez 72 godziny. Poniżej znajduje się rysunek ów reaktora. 4
[źródło: www.atominfo.ru Poniżej znajduje się lista najważniejszych parametrów tego reaktora. [źródło: http://www.iaea.org/nuclearpower/smr] 5
4. KLT-40S Reaktor ten w podobnie jak poprzednik jest typu PWR z tą różnicą, że nie jest integralny. Zaprojektowany i budowany przez Rosjan (OKBM Afrikantov), planowany jest do użycia w przenośnych elektrowniach (statkach), tak aby na każdym module można było uzyskać 150MW, czyli około 35MWe. Został on zaprojektowany na podstawie już używanych reaktorów w marynarce, a dokładnie KLT-40. Zasadnicza różnica w zastosowaniu jest taka iż nowe reaktory służyć będą nie tylko do napędu statku, ale też do wytwarzania energii elektrycznej i cieplnej, która zaś może służyć do zasilania sieci ciepłowniczej lub też użyta na potrzeby procesu odsalania wody morskiej. [źródło: http://www.uxc.com/smr] Tego typu statek może zapewnić niezawodną dostawę energii elektrycznej i cieplnej dla najdalszych regionów, wspomóc proces odsalania wody morskiej lub też stanowić zasilanie dla morskich platform wiertniczych. Istotną wadą wersji mobilnej elektrowni jest minimalne zanurzenie statku 12-15m, a co za tym idzie odległość od lądu, lub możliwość pracy tylko w miejscach do tego przystosowanych. Warto wspomnieć, że wzbogacenie paliwa w tych reaktorach wynosi około 20%, zaś w pierwowzorach 30-40% (według różnych źródeł). Co więcej tankowanie ma odbywać się co 3-4 lata, co za tym idzie nie ma potrzeby budowy specjalnych statków do tankowania. Co do systemu bezpieczeństwa takiego reaktora to tak jak wszystkie obecnie budowane bloki ma zabezpieczenia pasywne i aktywne z tą różnicą, że w tego typu reaktorach trzeba zabezpieczyć się przed większą ilością możliwych zdarzeń takich jak uderzenie w mniej lub bardziej przewidywane przeszkody (ochrona antykolizyjna). Co ważniejsze jest bardzo rozbudowany system ochrony przed ewentualnym wyciekiem spowodowanym przez wcześniej wspomnianą kolizję. 6
Planowane oddanie reaktora do użytku ma nastąpić w 2017 roku. Poniżej znajduje się tabelka z najważniejszymi parametrami tego reaktora, a na następnej stronie znajduje się jego rysunek. [źródło: http://www.iaea.org/nuclearpower/smr] 7
[źródło: https://aris.iaea.org/sites/pwr.html] 8
5. RITM 200 Podobnie jak pierwszy przedstawiony reaktor jest on typu Integral PWRz pompami cyrkulacyjnymi umiejscowionymi w oddzielnej zewnętrznej komorze hydraulicznej. Zaprojektowany i budowany przez OKBM Afrikantov (Rosja) ma mieć zastosowanie w marynarce, a dokładniej uniwersalnych lodołamaczach. Poniżej jest przedstawiony schemat tego reaktora. [źródło: http://army-news.ru/2012/08/rossijskomu-universalnomu-atomnomu-ledokolu-byt] 9
Podobnie jak w KLT-40S paliwo potrzebuje wzbogacenia około 20%, czyli dużo mniej niż w poprzednich (nieopisywanych) wersjach reaktorów do napędów morskich. Jego wadą w stosunku do wcześniej opisywanego reaktora jest szacowany czas ciągłej pracy przy pełnym obciążeniu, czyli 20 lat, a to jest 2x mniej. Planowana eksploatacja nie zakłada jednak maksymalnego obciążenia, z tego powodu żywotność tych dwóch reaktorów będzie podobna, czyli około 40lat. Zaletą zaś jest okres przeładunku paliwa, który szacowany jest na 4,5-7 lat przy obciążeniu 65%. W tabelce poniżej znajdują się najważniejsze parametry techniczne tego reaktora. [źródło: http://www.iaea.org/nuclearpower/smr] 10
6. HTR-PM Wysokotemperaturowy reaktor o złożu usypanym (pebble bed) w przeciwieństwie do poprzednio krótko opisanych reaktorów jest chłodzony gazem, a dokładniej helem, moderatorem zaś jest grafit. Prototypem tego reaktora był HTR-10, również produkcji Chińskiej, który osiągną pełną moc (10MWe) w 2003 roku. Projekt rozpoczęty w 2001 roku. Pierwsze uruchomienie jest przewidywane na 2017 rok. Moc modułu będzie wynosić około 210MWe. Głównym celem postawionym dla reaktora jest demonstracja handlowa. Na rysunku poniżej widać schemat tego obiektu, warto zauważyć iż blok jest dwuobiegowy (hel i woda\para), oraz że sprawność układu przekracza 40%. Możemy to zawdzięczyć dużo wyższym parametrom pary niż w blokach typu PWR, czy BWR, co za tym idzie jedyne miejsce, w którym pracujemy na parze wilgotnej to część niskoprężna (tak jak w elektrowniach konwencjonalnych), a więc w tym układzie nie musimy budować podsystemu do separacji wilgoci i podgrzewu pary. [źródło: http://www.iaea.org/nuclearpower/smr] W reaktorze tym inaczej niż w większości reaktorów pracujących na świecie jest złoże usypane, a nie pręty paliwowe. Złoże te składa się kulek paliwowych. Poszczególne warstwy elementu paliwowego TRISO zawierają porowatą warstwę buforową węgla i dwa gęste pirolityczne warstwy węglowe oddzielone przez warstwę węglika krzemu. Takie rozwiązanie eliminuje problem stopionego rdzenia. Rysunek obok przedstawia ów kulki. [źródło: http://www.janleenkloosterman.nl/vhtr_course_200811.php] 11
Paliwo w tym reaktorze mimo tego, że wymaga wzbogacenia 8,5% to może zawierać też Thor i Pluton, oczywiście jako domieszka. Poniżej znajduje się schematyczny rysunek ów reaktora: [źródło: https://aris.iaea.org/sites/..%5cpdf%5chtr-pm.pdf] 12
Poniżej znajduję się tabelka z najważniejszymi parametrami bloku. [źródło: http://www.iaea.org/nuclearpower/smr] 13
7. PODSUMOWANIE IAEA podejmuje wiele inicjatyw, aby wspierać rozwój SMR. Siłą napędową jest chęć pozyskania większego grona użytkowników energii jądrowej, oraz zastąpienie starzejących się już elektrowni konwencjonalnych. Dzięki pasywnym systemom bezpieczeństwa instalacje te są najbardziej bezpiecznymi instalacjami jądrowymi. Jedyną wadą, choć z pewnego punktu widzenia jest to zaleta, SMR mają kilkakrotnie mniejszą moc od przeciętnych reaktorów PWR dużej mocy. Dzięki temu ich przeznaczenie może być różne. Od klasycznej produkcji elektrycznej, po napędy w statkach. Innymi zaletami, o których wspomniano na początku jest zwartość instalacji, czas budowy, oraz cena (w stosunku do reaktorów dużych mocy). Dwie ostatnie zalety są głównie dzięki mniejszej ilości materiału, oraz czasu pracy potrzebnej do produkcji modułu. Co do zwartości instalacji, to olbrzymim plusem jest to, że moduł opuszczający fabrykę jest gotowy do instalacji i nie potrzebujemy instalowania innych większych urządzeń. Jak doskonale wiemy elektrownie jądrowe dużej mocy potrzebują olbrzymich ilości wody chłodzącej. Z tego powodu w krajach o małej ilości wody (np. Polska) słabo wskazana jest instalacja dużego bloku wewnątrz kraju. Jedną z opcji jest budowa chłodni kominowej co wiąże się ze znaczącym wzrostem już dużych kosztów. Najlepszą wobec tego opcją jest budowa przy morzu/oceanie, o ile kraj posiada dostęp do morza. Natomiast koncepcja rozproszonej energetyki jądrowej jest możliwa, z racji redukcji poprzedniego problemu. Ze względu na to, że mniejsza moc powoduje mniejsze zapotrzebowanie na wodę chłodzącą, umożliwia nam możliwość chłodzenia przez nieduże rzeki, lub zbiornik wodny. Uważam, że możliwa jest w przyszłości energetyka rozproszona oparta na modułowych reaktorach jądrowych, o ile działania polityczne umożliwią nam korzystanie z energii jądrowej. 14
LITERATURA [1] http://www.iaea.org/nuclearpower/smr/ [2] IAEA SMR Booklet 2014 http://www.iaea.org/nuclearpower/downloadable/smr/files/iaea_smr_booklet_2 014.pdf [3] https://aris.iaea.org/ [4] http://www.nrc.gov/reactors/advanced.html [5] http://www.elektrownia-jadrowa.pl/male-reaktory-modulowe-przyszloscia-energetykijadrowej.html [6] www.atominfo.ru [7] http://www.uxc.com/smr/ [8] http://army-news.ru/2012/08/rossijskomu-universalnomu-atomnomu-ledokolu-byt [9] http://www.janleenkloosterman.nl/vhtr_course_200811.php 15