Energetyka Jądrowa Wykład 9 9 maja 2017 Zygmunt Szefliński Środowiskowe Laboratorium Ciężkich Jonów szef@fuw.edu.pl http://www.fuw.edu.pl/~szef/
Reaktor ATMEA 1 Reaktor ten będzie oferowany przez spółkę joint venture ATMEA, utworzoną w grudniu 2007 roku z równymi udziałami przez grupy przemysłowe AREVA i MHI (Mitsubishi Heavy Industries). Spółka ATMEA zajmie się wdrożeniem, komercjalizacją, certyfikacją i sprzedażą reaktora ATMEA 1. Będzie to nowy reaktor wodny ciśnieniowy, średniej wielkości, o mocy około 1100 MWe, z trzema pętlami obiegu pierwotnego, oparty na połączeniu innowacyjnych technologii jądrowych, wynikających ze wspólnego doświadczenia firm AREVA i MHI. Podobnie jak EPR, ATMEA 1 będzie przedstawicielem kategorii reaktorów zaawansowanej trzeciej generacji, tzw. generacji III+.
Reaktor ATMEA 1
Reaktor SWR 1000 W latach 90. ubiegłego stulecia, równolegle z pracami nad projektem EPR w ramach współpracy francuskoniemieckiej i przed połączeniem z AREVĄ, firma SIEMENS zaprojektowała w porozumieniu z niemieckimi przedsiębiorstwami elektroenergetycznymi reaktor wodny wrzący średniej wielkości, którego moc może osiągnąć 1 250 MWe. Najważniejszą zaletą tego reaktora jest wysoki poziom bezpieczeństwa, wynikający z komplementarności układów aktywnych i pasywnych, z zaprojektowania pasywnego chłodzenia zbiornika od zewnątrz na wypadek stopienia się rdzenia i odporności na upadek ciężkiego samolotu pasażerskiego. Ten reaktor także jest przedstawicielem technologii reaktorowej generacji III+.
Reaktor SWR 1000
IV Generacja Reaktory czwartej generacji znajdują się w fazie koncepcyjnej i są przedmiotem prac badawczo-rozwojowych, prowadzonych w ramach współpracy międzynarodowej. Konstrukcyjnie jeszcze bardziej innowacyjne niż reaktory trzeciej generacji; ich wdrożenia można się spodziewać w dalszej perspektywie, około 2040 roku.
Reaktory HTR Wysokotemperaturowymi (High Temperature Reactor HTR) nazywa się reaktory chłodzone helem z moderatorem grafitowym, w których temperatura gazu na wyjściu z rdzenia sięga powyżej 700ºC. Prace nad reaktorami energetycznymi tego typu rozpoczęto w latach pięćdziesiątych ubiegłego wieku. Pierwszą konstrukcją tego typu był eksperymentalny, brytyjski Dragon, którego głównym zadaniem było wspomaganie prac nad badaniem paliw dla reaktorów wysokotemperaturowych, w ramach zachodnioeuropejskiego programu rozwoju tych urządzeń. Wydzielanie wysokiej temperatury wraz z generowaniem energii elektrycznej sprawia, że rozwiązania oparte o reaktory HTR i VHTR są atrakcyjnym rozwiązaniem do zastosowań w przemyśle, wszędzie tam gdzie wymagana jest wysoka temperatura i zapotrzebowanie na energię elektryczną. Przykładem może być nisko emisyjna produkcja wodoru na przykład dla zastosowań w ogniwach paliwowych. W Japonii projektuje się stalownię, w której podstawowym źródłem ciepła i prądu jest reaktor VHTR.
Struktura wytwarzania energii elektrycznej na świecie w 2010 r. Źródło: World Energy Outlook 2012, OECD/IEA, Paryż 2013, s. 182, 188-189.
Udział EJ w wytwarzaniu energii Dane: Key World Energy Statistics 2010, OECD/IEA, Paryż 2010, s. 24; Energy, Electricity and Nuclear Power
Udział EJ w globalnej produkcji energii Dane: Key World Energy Statistics 2010, OECD/IEA, Paryż 2010, s. 24;
Państwa z EJ
źródło: IAEA Power Reactor Information System
Przyczyny zwiększonej produkcji EJ
Czynniki skłaniające do inwestycji w energetykę jądrową wzrastający popyt na energię elektryczną niska i stabilna cena energii elektrycznej wytwarzanej w EJ brak konkurencji ze strony odnawialnych źródeł energii, które nie mogą pracować w podstawie obciążenia sieci i/lub są zależne od warunków pogodowych obawa przed uzależnieniem się od dostaw energii elektrycznej z zagranicy rosnące ceny ropy naftowej i gazu ziemnego brak monopolizacji rynku dostaw paliwa jądrowego, usług jądrowego cyklu paliwowego oraz produkcji komponentów elektrowni jądrowych opanowanie technologii jądrowej i zgromadzenie dużego doświadczenia w pracy bloków jądrowych troska o środowisko naturalne (brak emisji zanieczyszczeń i CO 2 przez elektrownie jądrowe) stymulacja przez energetykę jądrową rozwoju wielu dziedzin nauki i gospodarki
Czynniki utrudniające inwestycje w energetykę jądrową: konieczność poniesienia relatywnie wysokich nakładów na budowę elektrowni jądrowych konieczność poniesienia dodatkowych kosztów związanych ze szkoleniem kadr, informacją społeczeństwa, budową infrastruktury i zaplecza naukowo-badawczego (dotyczy państw nie posiadających do tej pory elektrowni jądrowych) w niektórych przypadkach konieczność dostosowania krajowego systemu elektroenergetycznego do możliwości wyprowadzenia mocy z dużych bloków energetycznych (powyżej 1000 MWe)
Decyzje o budowie nowych bloków EJ dane: World Nuclear Association i IAEA PRIS
Cykl paliwowy Paliwa jądrowego nie robi się bezpośrednio z rudy uranowej w stanie naturalnym. Wytwarzanie ciepła z rozszczepień jąder atomów wymaga przygotowania materiału rozszczepialnego w cyklu, który składa się z szeregu etapów technologicznych. Cykl paliwowy zależy od rodzaju zastosowanego reaktora i od doboru kombinacji rud rozszczepialnych i paliworodnych.
Etapy wspólne dla wszystkich typów reaktorów wydobycie rudy materiału rozszczepialnego; oczyszczanie i zwiększanie stężenia rudy; wytwarzanie paliwa i montaż zestawów paliwowych; napromieniowanie paliwa w reaktorze; tymczasowe przechowywanie paliwa wypalonego; recykling paliwa wypalonego, w tym przerób wstępny; gospodarka odpadami promieniotwórczymi.
Początek i koniec cyklu Początkową częścią cyklu nazywamy etapy poprzedzające wytwarzanie energii elektrycznej w reaktorze, a końcową częścią cyklu etapy następujące po wytwarzaniu energii elektrycznej. Każdy z etapów cyklu paliwowego jest realizowany w wyspecjalizowanych zakładach usługowych. Wielkość zakładów odpowiada zapotrzebowaniu kilkudziesięciu dużych reaktorów.
Cykl otwarty a cykl zamknięty Różnica między zamkniętym a otwartym cyklem paliwowym jest związana ze sposobem prowadzenia gospodarki paliwem wypalonym. Obecnie na świecie istnieją dwa sposoby prowadzenia tej gospodarki: Cykl otwarty - kiedy wypalone paliwo traktuje się jako odpad, mówi się o cyklu otwartym. Ten wariant wybrały na przykład Szwecja, Finlandia, Hiszpania i Kanada; Cykl zamknięty kiedy natomiast wypalone paliwo jest poddawane recyklingowi, mówi się o cyklu zamkniętym. Materiałami nadającymi się do wtórnego wykorzystania, zawartymi w wypalonym paliwie UO 2, są uran i pluton.
Wykorzystanie uranu i plutonu w cyklu zamkniętym Uran i pluton są ponownie wykorzystywane w reaktorze po etapie przerobu wstępnego i po wyprodukowaniu nowego paliwa (tzw. paliwa MOX). Na odpady promieniotwórcze składają się aktynowce mniejszościowe, produkty rozszczepienia oraz produkty aktywacji (powstające na skutek aktywacji materiałów koszulek i materiałów konstrukcji zestawów2 paliwowych). Odpady promieniotwórcze są kondycjonowane, tymczasowo przechowywane i przeznaczane do zeskładowania. Taki wariant wybrały między innymi Francja, Japonia i Rosja.
Cykl paliwowy reaktorów PWR i BWR
Długotrwałość jądrowych operacji technologicznych Pomiędzy etapem wydobycia rudy uranowej a zeskładowaniem odpadów promieniotwórczych mija kilka dziesięcioleci. Czas między wydobyciem rudy a wprowadzeniem paliwa do rdzenia reaktora wynosi średnio 2 lata. Po wyładowaniu z reaktora, paliwo wypalone pozostaje bardzo promieniotwórcze i wydziela ciepło (jego temperatura przekracza 100 C). Paliwo wypalone musi być przechowywane przez okres około 2 lat w basenie budynku paliwowego (obok budynku reaktora), aby poczekać na spadek temperatury i promieniotwórczości.
Wypalone paliwo w cyklu zamkniętym W cyklu zamkniętym, paliwo wypalone wysyła się do basenu przechowawczego na terenie zakładu przerobu. Przebywa w nim przez 5-8 lat, aż się ostudzi i jego promieniotwórczość spadnie. Wtedy dopiero możliwe staje się manipulowanie paliwem wypalonym, aby dokonać jego przerobu i recyklingu. Tzw. pętla recyklingu paliwa wypalonego trwa średnio 15 lat. Odpady promieniotwórcze, powstające podczas tego recyklingu, przechowuje się przez kilkadziesiąt lat, aby poczekać na ich schłodzenie i spadek promieniotwórczości; dopiero potem można rozważać ich zeskładowanie.
Ekonomika elektrowni jądrowej Nakłady inwestycyjne (łącznie z likwidacją) stanowią około 60 % zdyskontowanego kosztu wytworzenia kwh energii elektrycznej przez reaktory jądrowe lekkowodne, podczas gdy koszty eksploatacyjne i remontowe stanowią około 20 %, a wydatki związane z cyklem paliwowym kolejne 20 %. Pod koniec 2007 roku zdyskontowany koszt samego cyklu paliwowego dzielił się na 90 % dla operacji początkowej części cyklu i 10 % dla operacji części końcowej. Wydatki związane z dostarczaniem uranu naturalnego stanowiły 50 % kosztu cyklu paliwowego, a wydatki związane ze wzbogacaniem 25 %. Natomiast w zakresie części końcowej, koszt recyklingu paliwa wypalonego i gospodarki odpadami promieniotwórczymi stanowi od 2 do 6 % kosztu kwh (w zależności od przyjętej stopy dyskonta).
Cykl paliwowy reaktorów PWR i BWR Paliwem obecnie najpowszechniej stosowanym w reaktorach lekkowodnych jest uran wzbogacony, aczkolwiek niektóre PWR pracują z paliwem mieszanym, uranowo-plutonowym. Otrzymanie uranu wzbogaconego oprócz omówionych powyżej etapów standardowych, wymaga dwóch specyficznych etapów: konwersji naturalnej rudy uranowej wzbogacenia uranu.