Współczesne koncepcje rozwoju……

3

Spis treści

Wstęp – cel i zakres pracy.

4

1. Energetyka Jądrowa.

6

1.1 Zarys historyczny.

6

1.2 Podstawy fizyczne budowy reaktorów.

9

1.3 Podział reaktorów i typowi przedstawiciele.

17

1.4 Cykl paliwowy.

28

2. Aktualne rozwiązania stosowane w energetyce jądrowej.

40

2.1 Reaktory wysokotemperaturowe THTR.

40

2.2 Reaktory Powielające FBR.

46

2.3 Reaktory AP1000.

48

2.4 Układy ADS.

53

2.5 Reaktory Termojądrowe (JET, ITER).

57

3. Rozwój Energetyki Jądrowej w Polsce.

65

3.1 Próba budowy energetyki jądrowej w latach 90-tych XX wieku.

65

3.2 Stan Polskiej elektroenergetyki ,wpływ UE oraz projekt Rządu RP .

68

3.3 Koncepcja energetyki jądrowej w Polsce.

74

Podsumowanie.

86

Literatura

87

Spis rysunków

88

praca inżynierska – LITWIN M..

4

Wstęp – cel i zakres pracy.

Rozwój współczesnego świata jest bardzo dynamiczny, przyrost ludności i rozwój

technologiczny wymaga zwiększa produkcji energii. Wysokie zużycie energii elektrycznej

jest wyznacznikiem dobrobytu i przekłada się na zwiększenie długości życia.

Najpopularniejszym źródłem energii jest proces spalania drewna i kopalin (węgla, ropy, gazu

ziemnego) , jednak zasoby tych paliw wyczerpują się, tym samym ich cena rośnie, a emisja

spalin towarzysząca wytwarzaniu energii w znaczący sposób przyczynia się do zmian

klimatycznych zachodzących na naszej planecie.

W obliczu tych wyzwań poszukuje się różnych rozwiązań. Jednym z nich są odnawialne

ź

ródła energii (geotermalne ,wiatru ,słońca ,wody i spalanie biomasy). Wykorzystanie

naturalnych źródeł energii wiąże się z poniesieniem olbrzymich kosztów. Energia wiatru

i słońca jest bardzo niestabilna i wymaga tworzenia zaplecza energetycznego. Wykorzystania

energii wodnej nie jest wszędzie możliwe i niejednokrotnie trzeba zmieniać środowisko

naturalne na dużym obszarze w sposób nieodwracalny. W razie suszy również należy

posiadać zaplecze energetyczne. Spalanie biomasy , które mogło by sprostać

zapotrzebowaniom na energię z pewnością doprowadziło by do głodu na świecie. Panaceum

na bolączki światowej energetyki mogą być reaktory atomowe, które nie emitują spalin i są

stabilne energetycznie.

Produkują jednak odpady radioaktywne , a awarie reaktorów spowodowały sceptyczne

podejście społeczeństwa do tego sposobu wytwarzania energii. Czy energetyka jądrowa jest

bezpieczna? Co dzieje się z odpadami ? Ile kosztuje energia wyprodukowana w ten sposób

i na jak długo wystarczy? W jaki sposób z problemami energetycznymi poradzi sobie Polska?

Celem niniejszej pracy jest odpowiedź na powyższe pytania poprzez przedstawienie

współczesnych technologii w energetyce jądrowej, jak i koncepcje wdrożenia najlepszych

rozwiązań w energetyce Polski.

Rozdział pierwszy poświęcony został podstawowym zagadnieniom związanym z energią

i energetyką jądrową. Przedstawia ramy czasowe w których nastąpił jej rozwój, zjawiska

fizyczne zachodzące podczas rozszczepienia atomu jak i rozwiązania które pozwoliły

ujarzmić tą energię. Ukazuje budowę typowych reaktorów atomowych jak również procesy

związane z wydobyciem, eksploatacją i składowaniem paliwa reaktorowego.

Współczesne koncepcje rozwoju……

5

Drugi rozdział przedstawia najnowsze osiągnięcia w dziedzinie energetyki jądrowej

omówione na przykładach: reaktor THTR zastosowanie paliwa torowego oraz

wykorzystanie ciepła technologicznego w innych dziedzinach przemysłu, FBR przykładem

reaktora produkującego paliwo, AP 1000 zwiększenie bezpieczeństwa elektrowni przy

zmniejszeniu jej gabarytów, układ ADS technologia która zlikwiduje problem odpadów

promieniotwórczych, JET i ITER reaktory termojądrowe zabezpieczające energie dla

ludzkości na setki tysięcy lat.

Trzeci rozdział prezentuje historie nieudanej budowy elektrowni jądrowych w Polsce , obecny

stan polskiej elektroenergetyki i wyzwania jej stawiane oraz rządowe projekty rozwoju.

Ś

wiatowe trendy energetyczne, aspekty: ekologiczne, ekonomiczne i społeczne dotyczące

budowy elektrowni jądrowej, propozycje lokalizacji i rodzaju reaktorów w Polsce,

w perspektywie 30 lat.

praca inżynierska – LITWIN M..

6

1.

ENERGIA JĄDROWA

1.1

ZARYS HISTORYCZNY

W 1896 przypadkowe odkrycie Henri Becquerela promieniowania z rudy uranu która

zaczerniła film owinięty w czarny papier - alfa i beta promieniowanie. Później Villard wykrył

składową elektromagnetyczną- promieniowanie gamma.

Piotr i Maria Curie wyizolowali polon i rad w 1898 r. W tym samym roku Samuel Prescott

pokazał, że promieniowanie radu zabija bakterie w pożywieniu.

W roku 1902 Ernest Rutherford dowiódł, że emisja cząstek alfa lub beta przekształca

oryginalny pierwiastek w inny, a dalsze badania cząstek alfa wykazały dodatnie jądro

wewnątrz atomu.

W roku 1911 Frederic Soddy odkrył istnienie różnorakich izotopów danego pierwiastka,

a George de Hevesy stwierdził, że łatwość wykrycia promieniowania pozwala na

wykorzystanie izotopów promieniotwórczych jako znaczników.

W roku 1932 James Chadwick odkrył neutrony. Rok później Cockroft i Walton stwierdzili

istnienie promieniotwórczości produktów reakcji z przyspieszanymi w akceleratorze

protonami. Wreszcie Enrico Fermi wykazał, że użycie neutronów pozwala na

wyprodukowanie znacznie większej liczby izotopów promieniotwórczych niż przy użyciu

protonów.

W roku 1939 Otto Hahn i Fritz Strassman odkryli zjawisko rozszczepienia, choć interpretację

ich eksperymentu należy zawdzięczać Lise Meitner i Otto Frischowi, którzy pracowali pod

okiem Nielsa Bohra. Obserwacja ta przyniosła pierwsze potwierdzenie eksperymentalne

słuszności relacji równoważności masy i energii Alberta Einsteina.

Fizycy zdali sobie sprawę z ogromnej energii wyzwalanej w procesie rozszczepienia jąder

uranu, a że trwała wojna, Niemcy, Anglicy i Amerykanie toczyli grę o to, kto pierwszy

skorzysta z tej energii.

Pojęcie masy krytycznej zawdzięczamy francuskiemu fizykowi, Jean Baptiste Perrinowi.

Teorie Perrina samopodtrzymującej się reakcji łańcuchowej zostały następnie rozwinięte

Współczesne koncepcje rozwoju……

7

przez angielskiego fizyka Rudolfa Peierlsa .W Związku Radzieckim utworzono w roku 1940

specjalny Komitet ds Problemu Uranu, który przerwał pracę w związku z napaścią Niemiec

na ZSRR.

W trakcie wojennego wyścigu zbrojeń Peierls i Frisch wystosowali do rządu brytyjskiego

dokument znany pod nazwą Memorandum Peierlsa-Frischa, w którym wykazywali, że z 5 kg

235

U można stworzyć bardzo skuteczną bombę, której detonacja będzie równoważna kilku

tysiącom ton dynamitu. Uczeni ci utworzyli tzw. Komitet MAUD .

Już w roku 1940 wykazano na Uniwersytecie w Cambridge, że przy użyciu

powolnych neutronów można otrzymać samopodtrzymującą się reakcję w mieszaninie tlenku

uranu i ciężkiej wody. Odkryto możliwość przekształcenia

238

U w rozszczepialny

239

Pu.

MAUD przedstawiła raport wykazujący, że kontrolowana reakcja łańcuchowa może zostać

wykorzystana do produkcji ciepła lub energii elektrycznej.

Amerykanie przegonili Brytyjczyków z nowymi możliwościami stworzenia broni. Było to

związane z intensywnymi badaniami nad separacją i wzbogacaniem uranu oraz produkcją

rozszczepialnego plutonu – James Chadwick. W roku 1942 badania przejęła i utajniła armia.

Cała działalność naukowa została skierowana na produkcję bomby jądrowej.

W 1942 r. Enrico Fermi skonstruował pierwszy stos atomowy, w którym przeprowadził

kontrolowaną reakcję łańcuchową. W Argonne zbudowano pierwszy reaktor, w którym

produkowano pluton na potrzeby militarne. Trzy wytwórnie ciężkiej wody zbudowano

w Ameryce, jedną w Kanadzie. Pracujący pod kierunkiem Roberta Oppenheimera zespół

najbardziej utalentowanych fizyków, techników i matematyków pracował nad

konstrukcją bomb uranowych i plutonowych w ramach tzw. Projektu Manhattan.

16 lipca 1945 r. przeprowadzono pierwszą eksplozję jądrową bomby plutonowej w

Almagordo w Nowym Meksyku.

6-go sierpnia 1945 r. zdetonowano nad Hiroszimą pierwszą bombę zbudowaną z uranu-235,

a9-go sierpnia zrzucono bombę plutonową nad Nagasaki. Następnego dnia, 10-go sierpnia,

rząd japoński poddał się, co zakończyło ostatecznie koniec II Wojnę Światową.

Rosjanie rozwijali swoje badania w wolniejszym tempie. Pierwszy stos atomowy do

produkcji plutonu, tzw. F-1, został skonstruowany przez Igora Kurczatowa w 1946 roku.

Pierwszy próbny wybuch takiej bomby nastąpił w sierpniu 1947 roku na poligonie blisko

Semipałatyńska w Kazachstanie. W tym czasie Andrej Sacharow i Igor Tamm pracowali już

nad konstrukcją bomby wodorowej.

praca inżynierska – LITWIN M..

8

Koniec wojny zwrócił uwagę na pokojowe wykorzystanie energii jądrowej choćby do

produkcji elektryczności. Pierwszym zbudowanym reaktorem powielającym był reaktor

EBR-1 (od ang. Experimental Breeder) w Idaho w USA. Uruchomiono go w grudniu 1951 r.

Równolegle w USA i ZSRR – nastała era energetyki jądrowej, której zadanie

jednak nie zawsze miało jedynie pokojowy charakter. Pierwszym okręt podwodny o napędzie

atomowym był USS Nautilus zwodowany w 1954 roku.

Na lądzie zaś budowano reaktory do produkcji plutonu do bomb atomowych. Reaktory te

powstawały w ośrodkach militarnych i ich bezpieczeństwo było znacznie niższe niż

bezpieczeństwo elektrowni jądrowych.

Ponieważ USA zdominowały produkcję wzbogaconego uranu, Brytyjczycy skoncentrowali

się na budowie reaktorów opartych na naturalnym uranie metalicznym, z moderatorem

grafitowym i chłodzeniem gazowym. Pierwszy reaktor Calder Hall-1 typu Magnox o mocy 50

MWe uruchomiono w roku 1956 i pracował do roku 2004.

Ogółem pracuje dziś na świecie około 440 bloków energetycznych napędzanych energią

jądrową. Francja w której niemal 80% produkowanej energii elektrycznej pochodzi

z energetyki jądrowej opierała się na reaktorach typu Magnox, wkrótce zostały one

zdominowane przez tzw. reaktory wodno ciśnieniowe – PWR (od ang. Pressurized Water

Reactor).

Związek Radziecki zbudował swoje pierwsze dwie wielkie elektrownie w roku 1964: w

Białojarsku uruchomiono 100 MW reaktor z wrzącą wodą, w Nowoworoneżu zaś reaktor typu

PWR (wg rosyjskiego skrótu – WWER: Wodo-Wodjanoj Energieticzeskij Reaktor) o mocy

210 MW. Rok 1973 przyniósł pierwszy reaktor typu RBMK, reaktor, którego konstrukcję

oparto na schematach reaktorów do produkcji plutonu. Chociaż reaktory RBMK (od ros.

Reaktor Bol’szoj Moszcznosti Kanal’nyj) nie były stosowane do celów militarnych,

pozwalały one jednak w razie potrzeby na przestawienie cyklu pracy tak by szybko uzyskiwać

duże ilości plutonu do produkcji bomb. Reaktor ten zbudowano także w Czarnobylu. Był on

obciążony wadami w zakresie bezpieczeństwa, typowymi dla tych reaktorów i zawierał

ponadto błędy konstrukcyjne, które pozostawały ukryte ze względu na wymagania tajności,

które otaczały konstrukcję reaktorów RBMK. Wybuch reaktora RBMK w elektrowni

jądrowej w Czarnobylu 26 kwietnia 1986 r. znacząco zahamował na świecie prace nad

energetyką jądrową.

W Polsce planowano w latach 80. ubiegłego stulecia budowę około 10 reaktorów

energetycznych. Pierwszy miał powstać w miejscowości Żarnowiec na Wybrzeżu,

Współczesne koncepcje rozwoju……

9

względnie niedaleko Gdańska. Niestety, ulegając naciskom społecznym, Rząd Polski podjął

w 1990 roku decyzję o zaprzestaniu już rozpoczętej budowy.

Konsekwencje tej decyzji są dla Polski fatalne lecz obecnie pojawia się światło nadziei

powracają plany rozwoju energetyki jądrowej.[1]

1.2

Podstawy fizyczne budowy reaktorów jądrowych

Energia jądrowa jest energią wyzwalaną w jednym z trzech procesów jądrowych:

1.

spontanicznym rozpadzie jądra (włączając spontaniczne rozszczepienie)

2.

reakcja rozszczepienia

3.

reakcja syntezy jądrowej (termojądrowej)

Neutrony uderzając w ciężkie jądro (np. jądro

235

U

233

U,

239

Pu), może powodować jego

rozszczepienie, tj. jego podział na dwa nowe jądra. W trakcie rozszczepienia wydziela się

ogromna ilość energii z jednoczesną emisją kilku neutronów i fotonów γ.(rys.1)

rys.1. Schematyczny obraz możliwego przebiegu reakcji rozszczepienia (spis rysunków [1])

Dwa nowe jądra zwane fragmentami rozszczepienia, zwykle mają nierówne masy i są

w stanie wzbudzonym. Neutrony emitowane w trakcie rozszczepienia noszą nazwę neutronów

natychmiastowych i mają średnią energię około 2 MeV. Na jedno rozszczepienie przypada

około 2,5 neutronów natychmiastowych.

praca inżynierska – LITWIN M..

10

Ś

rednia energia wydzielana w trakcie jednego rozczepienia wynosi około 200 MeV.

Większość tej energii, to energia kinetyczna fragmentów rozszczepienia i neutronów

natychmiastowych. W skali energii typowych dla jąder atomowych jest to duża energia.

Porównajmy dla przykładu kilka innych energii:

• energia wyzwalana podczas spalania jednego atomu węgla, to około 4 eV,

a więc około 50 milionów razy mniejsza!

• typowa energia cząstek alfa i beta pochodzących z naturalnych źródeł

promieniotwórczych, to kilka MeV

• typowa energia wyzwalana w reakcji termojądrowej jest rzędu 20 MeV.

Dzięki temu że na jedno rozszczepienie przypada więcej niż jeden neutron natychmiastowy,

istnieje możliwość osiągnięcia samopodtrzymującej się łańcuchowej reakcji rozszczepienia

(rys.2). Urządzenie, w którym można wytworzyć reakcję łańcuchową w sposób

kontrolowany, nazywa się reaktorem jądrowym. Urządzenie w którym reakcja łańcuchowa

zachodzi w sposób niekontrolowany (wybuchowy), nosi nazwę bomby jądrowej. [2]

rys.2. Schemat jądrowej reakcji łańcuchowej (spis rysunków [1])

To czy zapoczątkowana reakcja łańcuchowa będzie narastać , maleć czy zanikać, zależy od

współczynnika mnożenia k. Współczynnik mnożenia k nazywamy stosunek liczby neutronów

danej generacji do liczby neutronów generacji poprzedniej.

Współczesne koncepcje rozwoju……

11

Współczynnik mnożenia otrzymamy mnożąc liczbę v neutronów powstałych w jednym

rozszczepieniu przez prawdopodobieństwo f

k  f  v  v 

F

F  A  L

 v 

F

F  A



1

1 

L

F  A





- zależy od stosunku ilości materiału rozszczepialnego do materiału nierozszczepianego

w materiale reaktora.





-zależy od stosunku zdolności ucieczki neutronów poza objętość czynną reaktora do

zdolności adsorpcji w materiale reaktora

Dla materiału rozszczepialnego, mającego postać kuli , straty neutronów są proporcjonalne do

powierzchni kuli 4πRr



, zaś zdolność absorpcji i produkcji neutronów jest proporcjonalna do

objętości





πR



. Stąd stosunek zdolności produkcji neutronów do strat neutronów jest

proporcjonalny do promienia R kuli, czyli wyraz





maleje ze wzrostem R.

Dla R  ∞ ,





 0

i k dąży do granicznej wartości

k



 v

F

F  A

dla małego promienia kuli materiału rozszczepialnego F  0 ,





 ∞

i k  0.

Jeżeli k



 v





 1

,wtedy można tak dobrać objętość reaktora ,aby k=1. Tę objętość

reaktora nazywamy objętością krytyczną, zaś masę materiału rozszczepialnego, zawartego

w tej objętości, nazywamy masą krytyczną. Stan krytyczny reaktora jest jego normalnym

stanem pracy.

Reaktory dla których k<1, jest w stanie podkrytycznym. Zapoczątkowana w nim reakcja

wygasa szybko. Gdy k>1, reaktor jest w stanie nadkrytycznym. Reakcja łańcuchowa w takim

reaktorze szybko narasta i w skutek wydzielania olbrzymiej ilości energii – reaktor

wybucha.[3]

Paliwo jądrowe stanowi kompozycja jednego lub kilku izotopów rozszczepialnych

z izotopami rodnymi i innymi materiałami. Izotopami rozszczepialnymi nazywamy te

praca inżynierska – LITWIN M..

12

izotopy, które łatwo ulegają rozszczepieniu pod wpływem neutronów o dowolnie małej

energii. Należą do nich

235

U,

233

U i

239

Pu. W przyrodzie występuje tylko

235

U. W naturalnym

uranie występuje tylko 0,7%

235

U, resztę stanowi

238

U.

233

U i

239

Pu nie występują w

przyrodzie(poza ilościami śladowymi). Są one wytwarzane w reaktorach jądrowych w wyniku

bombardowania neutronami jąder, tzw. izotopów rodnych. Do izotopów rodnych zaliczamy

238

U i

232

Th. W ogromnej większości obecnie budowanych i eksploatowanych reaktorów

jądrowych stosowany jest uran wzbogacony, w którym zawartość

235

U jest większa od 0,7%

Najczęściej stosowanym obecnie materiałem paliwowym jest dwutlenek uranu

UO

2

(wzbogacony)

Obszar reaktora zawierającego materiał rozszczepialny nazywa się rdzeniem reaktora . Wokół

rdzenia reaktora może być umieszczony materiał nie ulegający rozszczepieniu, zwany

ekranem (reflektor neutronów), odbijającym neutrony z powrotem do rdzenia reaktora.

Zastosowanie ekranu zmniejsza masę krytyczną reaktora. W szczególności dobrymi

reflektorami są beryl i grafit. (rys 3)

rys.3. Schemat produkcji i odbijania neutronów (spis rysunków [1])

Reaktor w którym większość rozszczepień spowodowana jest przez neutrony o małej energii

(rzędu setnych eV), zwane są reaktorami termicznymi. Reaktory, w których większość

rozszczepień jest spowodowana przez neutrony prędkie ( o energii rzędu dziesiętnych MeV),

noszą nazwę rektorów prędkich.

Współczesne koncepcje rozwoju……

13

W reaktorach termicznych trzeba spowolnić neutrony natychmiastowe o energii rzędu 2 MeV

do energii termicznych (rzędu setnych eV). Trzeba zatem stosować materiał o małej masie

atomowej zwany moderatorem. Neutrony tracą swa energię w wyniku zderzeń sprężystych

z jadrami moderatora, oprócz spowalniania moderator wydłuża czas życia neutronu między

kolejnymi rozszczepieniami , prze co ułatwia sterowanie reakcją łańcuchową. Najczęściej

stosowane moderatory to woda, ciężka woda, grafit i stosunkowo rzadko beryl.

Tabela.1 Podział neutronów wg energii

Energia

Neutrony

< 10

-3

e V

ultra zimne

10

-3

– 10

-2

eV

zimne

10

-2

– 0.025 eV

termiczne

0.025 – 1 eV

epitermiczne

1 - 10 eV

nadtermiczne

10–10

6

eV

pośrednie

10

6

– 3· 10

7

eV

prędkie

3 · 10

7

–3 · 10

8

eV

bardzo prędkie

>3 · 10

8

eV

superprędkie

Tabela.2 Własności pierwiastków lekkich moderatory

Ś

rednia liczba zderzeń (n) potrzebna na spowolnienie neutronów do energii 1 MeV do

40meV

Jadro

n

jądro

n

H

18

Be

90

D

25

C

114

He

42

N

132

Li

62

O

150

Reaktor jądrowy w którym paliwo jądrowe i inne materiały tworzą jednorodną mieszaninę

noszą nazwę reaktora jednorodnego. Reaktor jądrowy, w którym paliwo jądrowe jest

wyraźnie oddzielone od innych materiałów, nosi nazwę reaktora niejednorodnego. Wszystkie

reaktory na świecie, poza kilkoma wyjątkami, są reaktorami niejednorodnymi .

praca inżynierska – LITWIN M..

14

W reaktorze niejednorodnym paliwo jądrowe jest zawarte w elementach paliwowych.

Najczęściej elementy paliwowe mają postać walcowych prętów, chociaż występują znacznie

rzadziej elementy paliwowe płytkowe czy też kuliste ( i inne).

Walcowy element paliwowy składa się z cienkościennej rurki zwanej koszulką

i z umieszczonych w niej pastylek paliwowych (rys.4).Szczelna koszulka powinna zapobiec

wydostawaniu się na zewnątrz gazowych produktów rozszczepienia. Walcowe elementy

paliwowe są długie o małej średnicy, są podatne na odkształcenia.

rys.4. Pastylka paliwowa (z prawej), pastylka w osłonce ceramicznej (z prawej). (spis rysunków [2])

W celu zwiększenia sztywności i ułatwienia manipulacji paliwem w reaktorze elementy

paliwowe są grupowane w kasety paliwowe. Element paliwowy i kaseta paliwowa są

pokazane na rys.5.

Zestaw kaset paliwowych stanowi rdzeń reaktora, zwykle o kształcie

w przybliżeniu walcowym.

rys.5. (od prawej) Pastylki paliwowe, pręty paliwowe, zespół paliwowy. (spis rysunków [2])

Ciepło wytwarzane w elementach paliwowych, wskutek rozszczepienia jest odprowadzane

przez chłodziwo przepływające przez rdzeń reaktora. Chłodziwo może być gazowe lub

ciekłe. Najbardziej rozpowszechnione chłodziwa to: woda, ciężka woda, dwutlenek węgla,

tlenek węgla, hel i ciekły sód. W wielu wypadkach chłodziwo jest także moderatorem.

Współczesne koncepcje rozwoju……

15

Ciśnienie w obiegu chłodzenia reaktorów mieści się w przedziale od dziesiątych MPa do

około 16 MPa. W związku z tym rdzeń reaktora musi być umieszczany w zbiorniku

ciśnieniowym. Reaktory , których cały rdzeń umieszczony jest w zbiorniku ciśnieniowym,

nazywane są reaktorami typu zbiornikowego i są obecnie najbardziej rozpowszechnione.

Reaktory, których rdzeń jest podzielony na pęczki elementów paliwowych umieszczone

w oddzielnych rurach ciśnieniowych noszą nazwę reaktorów typu kanałowego.

Istotnym elementami reaktora jądrowego są kasety regulacyjne. Są to zwykle zestawy prętów

lub pojedyncze pręty ( o przekroju poprzecznym kołowym, pierścieniowym lub innym )

wykonane z materiału silnie pochłaniającego neutrony. Aby sorpcja neutronów w reaktorze

uległa zmianie w wyniku zanurzenia w nim lub wysuwania z niego kaset regulacyjnych.

Kasety regulacyjne są elementami układu sterowania reaktora. (rys.6) [4]

rys.6. Schemat działąnia prętów sterujących. (spis rysunków [1])

Kilka prętów, konstrukcyjnie identycznych ze sterującymi, spełnia w reaktorze funkcję tzw.

prętów bezpieczeństwa. Pręty te mają jedynie dwa położenia: górne i dolne. Podczas

uruchamiania reaktora, pierwszą czynnością jest podniesienie ich do góry ponad rdzeń. Gdy

trzeba w trybie awaryjnym przerwać reakcję łańcuchową, pręty te spadają gwałtownie do

położenia dolnego, rozdzielając elementy paliwowe.

W większości przypadków chłodziwo opuszczające reaktor przechodzi przez wymiennik

ciepła zwany wytwornica pary, gdzie wytwarzana jest para wodna napędzająca turbinę

parową. Są zatem dwa obiegi: pierwotny i wtórny (w reaktorach chłodzonych sodem są trzy

obiegi: pierwotny, pośredni i wtórny). W biegu pierwotnym krąży chłodziwo przetłaczane

przez rdzeń reaktora, w obiegu wtórnym zaś para wodna .Istnieją również reaktory jądrowe,

których chłodziwo jest jednocześnie czynnikiem roboczym napędzającym turbinę (parową

lub gazową). Dla wymuszenia przepływu chłodziwa w obiegu chłodzenia reaktora stosowane

są pompy obiegowe (cyrkulacyjne).

praca inżynierska – LITWIN M..

16

Zbiornik reaktora musi być otoczony osłoną biologiczną, tj. warstwą materiału, stanowiącą

osłonę przed promieniowaniem (głównie gamma) wychodzącym z rdzenia. Taką osłonę

skutecznie stanowi np. warstwa betonu. Hala reaktora jest wykonana z odpowiednio grubego

i wytrzymałego betonu zdolnego wytrzymać fale ciśnieniową pary powstałą w wyniku awarii

reaktora. Ponadto, reaktor w hali umieszczony jest wewnątrz budynku (obudowy

bezpieczeństwa) o podobnie grubych i wytrzymałych ścianach. Dachy, na ogół w formie

kopuł, są wystarczająco mocne, aby wytrzymać uderzenie samolotu. Układy zabezpieczeń

reaktora są niejednokrotnie potrajane, co redukuje niemal do zera prawdopodobieństwo

jednoczesnego zawiedzenia wszystkich urządzeń.

rys.7. Mnogość barier bezpieczeństwa w elektrowniach jądrowych reaktor BWR (spis rysunków [2])

Współczesne koncepcje rozwoju……

17

Reasumując: w konstrukcji reaktora wyróżniamy przede wszystkim:

• Paliwo (elementy paliwowe)

• Pręty sterujące

• Pręty bezpieczeństwa

• Moderator

• Reflektor

• Obiegi chłodzące

• Osłonę biologiczną

1.3

Rodzaje reaktorów jądrowych

Olbrzymia większość reaktorów jądrowych na świecie to reaktory energetyczne, które służą

jako źródła energii cieplnej w elektrowniach. Podziału reaktorów przedstawiono w tabeli 3.

Tabela 3. Podział reaktorów jądrowych.

Kryteria

Rodzaj reaktora.

zasada działania

1.

reaktor termiczny

2.

reaktor prędki

rodzaj moderatora

1.

reaktor wodny

2.

reaktor ciężko wodny

3.

reaktor z moderatorem grafitowym

4.

reaktor berylowy

5.

reaktor bez moderatora

rodzaj paliwa

1.

uranowe naturalne

2.

uranowe wzbogacone

3.

plutonowe

4.

torowe

przeznaczenia

1.

badawcze

2.

energetyczne

3.

powielające

4.

medyczne

materiału chłodzącego

1.

chłodzony wodą

2.

chłodzony gazem

3.

chłodzony ciekłym metalem

rozmieszczenia paliwa

1.

jednorodny

2.

niejednorodny

warunki pracy rdzenia

1.

typ zbiornikowy

2.

typ kanałowy

praca inżynierska – LITWIN M..

18

W dalszej części rozdziału omówimy podstawowe rodzaje reaktorów energetycznych:

- Reaktor wodno-ciśnieniowy PWR (od ang. Pressurized Water Reactor) i rosyjskie

odpowiedniki WWER ( Wodo- Wodianoj Eniergieticzeskij Reaktor)

- Reaktor z wrzącą wodą BWR (Boiling Water Reactor)

- Reaktor chłodzony gazem AGR (Advanced Gas-cooled Reactor)

- Reaktory kanałowe RBMK i CANDU [1]

Reaktory Wodno-Ciśnieniowe (PWR i WWER)

Reaktory Wodno-Ciśnieniowe są obecnie najbardziej rozpowszechnionymi reaktorami

energetycznymi. Należą do grupy reaktorów lekko wodnych LWR. Schemat Reaktora

przedstawiony jest na rys.(4).

rys.8. Schemat działania reaktora wodno ciśnieniowego; 1 blok reaktora,2 komin chłodzący, 3 reaktor, 4 pręty kontrolne, 5

zbiornik wyrównawczy ciśnienia, 6 generator pary,7 zbiornik paliwa, 8 turbina, 9 prądnica, 10 transformator, 11 skraplacz,

12 stan gazowy, 13 stan ciekły, 14 powietrze, 15 wilgotne powietrze, 16 rzeka, 17 układ chłodzenia, 18 I obieg, 19 II obieg,

20 para wodna, 21pompa

.

(spis rysunków [3])

Ciepło wytworzone w reaktorze doprowadza się do wytwornicy pary za pomocą wody pod

wysokim ciśnieniem, co uniemożliwia wrzenie w obiegu chłodzenia rdzenia. W reaktorze tym

lekka woda jest jednocześnie chłodziwem, moderatorem i reflektorem

.

Jest to reaktor typu

Współczesne koncepcje rozwoju……

19

zbiornikowego, w którym rdzeń umieszczony jest wewnątrz zbiornika ciśnieniowego z basenem

wodnym.

Wymiary rdzenia średnica 3- 4m, wysokość 2,5 -3,6m

Przepływ wody 2·10

4

kg/s z prędkością 4- 4,5 m·s

-1

Ciśnienie w obiegu pierwotnym 12-16 MPa

Temperatura wody na wlocie 270 do 290

o

C na wylocie 300 do 320

o

C

Gęstość mocy rdzenia 80- 100 kW/dm

3

Pręty paliwowe mają średnicę ok.10 mm – wymiana ciepła rzędu 5000m

2

Powyższe dane dotyczą reaktora o mocy cieplnej 3400 MW, moc elektryczna 1100MWe.

Paliwo z reguły wykonane w postaci pastylek z UO

2

( wzbogacenie do 5%), zamkniętych

w koszulce z cyrkonu (np. Zircaloy) lub stali nierdzewnej.

Przeładunek paliwa odbywa się raz do roku i wymaga wyłączenia reaktora na okres 1 miesiąca.

Zbiornik ciśnieniowy reaktora ma średnicę 4-5 m, wysokość 12-15 m wykonany ze stali (200-

300mm) wewnątrz wyłożony stalą nierdzewną.[4]

Aby maksymalnie zwiększyć sprawność turbiny parowej, dąży się do wytworzenia pary

o możliwie wysokiej temperaturze i ciśnieniu. Podczas chłodzenia rdzenia jej temperatura

wzrasta.

W obiegu chłodzącym musi być wmontowany stabilizator ciśnienia

[1]

.Obieg chłodzenia składa

się z kilku obiegów, zwykle od 2 do 4.

Moc reaktora PWR regulowana jest przez zmianę stężenia boru

[2]

w obiegu pierwotnym.

Grafitowe pręty regulacyjne wprowadzane od góry stosowane są jedynie podczas rozruchu

i wyłączania reaktora.

W reaktorach PWR wytwornice pary są zamknięte w zbiornikach

pionowych, natomiast WWER (od ros. Wodno-Wodjannyj Energieticzeskij Rieaktor) ułożone są

poziomo. (rys.9)

Podstawową troską konstruktorów jest zapewnienie maksymalnego

bezpieczeństwa pracy całego układu. Wszystkie pompy tłoczące oraz liczne zawory muszą

spełniać wysokie wymogi bezpieczeństwa. Zawory błyskawicznie reagują na pęknięcia w

rurociągach, uniemożliwiając wyciek wody z obiegu chłodzącego. Układ awaryjnego chłodzenia,

składający się z wysoko- ciśnieniowego zbiornika zapasowej wody połączonego z zbiornikami

1

Jego praca : gdy ciśnienie wody spada, w stabilizator podgrzewa wodę, powstaje więcej pary, zwiększa się ciśnienie w

obiegu. jeśli ciśnienie jest zbyt duże, otwiera się zawór, który wypuszcza nadmiar pary. Ta przechodzi do zbiornika

zrzutowego zamieniając się po drodze w wodę.

2

Pod postacią kwasu borowego który pochłania neutrony termiczne tym samym hamując reakcję łańcuchową.

praca inżynierska – LITWIN M..

20

ś

rednio- i niskociśnieniowy, działa w wypadku wycieku wody ze zbiornika reaktora. Układ

zbiorników awaryjnych jest zwielokrotniony do 2-3 zbiorników każdego rodzaju w razie usterki

któregoś z nich, każdy zbiornik wyposażony jest w pompę elektryczne z generatorem typu Diesel.

Cały obieg pierwotny znajduje się w budynku ze sprężonego betonu, czasem wyposażony

dodatkowo w wewnętrzny rodzaj ekranu

[

3

]

.

Budynek ten zwany budynkiem szczelnym nosi też nazwę obudowy bezpieczeństwa, w razie

awarii nie dopuszcza do wydostania się materiałów promieniotwórczych na zewnątrz, jest

odporny na wysokie ciśnienie a nawet na uderzenie samolotu.[1]

rys.9. Schemat reaktora WWER (po lewej) (spis rysunków [1]) i PWR (po prawej) (spis rysunków [4])

[3] Aby utrudnić awaryjną emisję promieniotwórczą przestrzeń pomiędzy obudową bezpieczeństwa, a ekranem zalewa się

wodą.

Współczesne koncepcje rozwoju……

21

Reaktor z wrzącą wodą – BWR

Innym typem reaktora lekkowodnego jest reaktor BWR (reaktor wodny wrzący) często

spotykany na świecie. Typowy schemat reaktora BWR pokazany jest na rys.(10).

rys.10. Schemat działania reaktora BWR (spis rysunków [5])

Woda chłodząca reaktor w postaci pary wodnej pełni rolę zarówno moderatora, jaki

i czynnika roboczego w cyklu parowo - wodnym. Wodę w rdzeniu reaktora doprowadza się

do wrzenia, na

wyjściu otrzymuje się parę nasyconą napędzającą turbinę generatora uwagi na

to, że reaktor elektrowni pełni funkcję wytwornicy pary, układ pracy elektrowni nazywamy

jedno obiegowym. Wadą układu jest przechodzenie zanieczyszczonej izotopami wody

chłodzącej poprzez wszystkie elementy obiegu. Zmusza to do osłaniania urządzeń przed

promieniowaniem, co znacznie utrudnia eksploatację. Materiał paliwowy to UO

2

(wzbogacenie do3%) koszulki wykonane ze stopu cyrkonu rzadziej stali nierdzewnej.

Para wodna jest gorszym moderatorem niż woda – przez co siatka elementów paliwowych

jest rzadsza, mieszanina parowo wodna to też gorsze chłodziwo niż woda- w związku z tym

elementy paliwowe mają większą średnicę i co za tym idzie gęstość mocy w reaktorze tego

typu wynosi ok. 50 kW/dm

3

. wymiary rdzenia przy moc 1100MWe średnica 5,5-6m

praca inżynierska – LITWIN M..

22

wysokość 3-3,6m. ciśnienie w obiegu chłodzącym 7 MPa. Zbiornik reaktora rzędu 5,5 m i

wysokości 12-15 m wykonany ze stali grubości 140 mm od wewnątrz pokryty stalą

nierdzewną . Przepływ wody w górę rdzenia powodowany jest przez pompy strumieniowe

wewnątrz zbiornika reaktora. Pompy na zewnątrz zbiornika ciśnieniowego wymuszają dużą

prędkość strumienia wody na wlocie. Dzięki takiemu układowi tylko 1/3 wody przepływająca

przez rdzeń opuszcza zbiornik reaktora. Rdzeń reaktora opuszcza para mokra (uszkadza

łopatki turbiny), należy ją osuszyć w separatorach wilgoci doprowadzając parę do zawirowań,

a następnie poprzez osuszacze pary (w postaci pofałdowanych blach) uzyskuje się parę

nasyconą o wilgotności 0,3%.W związku z instalacją osuszającą pręty sterujące wprowadzane

są do rdzenia od dołu (rys.10). Przeładunek paliwa odbywa się raz do roku i wymaga

wyłączenia reaktora na okres około miesiąca.

Konstruktorzy w trosce o bezpieczeństwo stosują

wiele zabezpieczeń co zostało przedstawione w rozdziale 1.2 rys.7 ukazującym system barier

technologicznych.[1]

rys.11. Schemat reaktora BWR 1 - pręt awaryjny; 2 - pręt sterujący; 3 - pręt paliwowy; 4 - osłona biologiczna; 5 -

odprowadzenie pary; 6 - doprowadzenie wody; 7 - osłona cieplna. (spis rysunków [3])

Współczesne koncepcje rozwoju……

23

Reaktory gazowo-grafitowe AGR

Reaktory chłodzone gazem zajmują trzecie miejsce wśród reaktorów energetycznych (po

PWR i BWR). Schemat reaktora AGR przedstawiony jest na rys.(15)

rys.15. Schemat działania reaktora AGR (spis rysunków [2])

Reaktory te charakteryzują się prostą budową i niezawodnością. Stosowanie gazu(CO

2

lub

hel) jako chłodziwa, wyeliminowało zastosowanie wysokiego ciśnienia. Moc reaktora

ogranicza odporność jego elementów konstrukcyjnych oraz własności paliwa. Zaletą jest

także niski stopień aktywowania się gazu. Dużą wadą zastosowania gazu jest jego

rozszerzanie się w trakcie przejmowania ciepła, konieczność zastosowania mocnych pomp

oraz dużych urządzeń do wymiany ciepła, i niewielka gęstość mocy.

Wymiary rdzenia średnica 9m, wysokość 8m

Przepływ wody

5·10

3

kg/s z prędkością 20- 30m·s

-1

Ciśnienie w obiegu pierwotnym 2-4 MPa

Temperatura chłodziwa na wlocie 300

o

C na wylocie 650

o

C

praca inżynierska – LITWIN M..

24

Gęstość mocy rdzenia 3kW/dm

3

Powyższe dane dotyczą reaktora o mocy cieplnej 1500 MW, moc elektryczna 600MWe.

Paliwo z reguły wykonane w postaci pastylek z UO

2

( wzbogacenie do 4%), zamkniętych

w koszulce z cyrkonu (np. Zircaloy).

Uzyskana para o temp.565

o

C i ciśnieniu 16 MPa pozwala na zastosowanie turbin jak w klasycznej

elektrowni.

Do sterowania reaktorem służą borowe pręty sterujące wprowadzane od góry.

Rdzeń reaktora wraz z wytwornicą pary umieszczony jest wewnątrz obudowy bezpieczeństwa ze

wstępnie sprężonego betonu średnica 18,9m wysokość 17,7m grubość 5m

W reaktorach tych stosowana jest ciągła wymiana paliwa w trakcie normalnej pracy.[4]

Reaktory kanałowe RBMK i CANDU

Reaktor CANDU (od CANadian Deuterium Uranium) oraz RBMK (od ros. Rieaktor Bolszoj

Moszcznosti Kanalnyj) to reaktory kanałowe dzięki specjalnej konstrukcji tzn. umieszczeniu

w jednej kasecie ciśnieniowej zarówno paliwa jak i układu chłodzącego można wymieniać paliwo

w trakcie pracy reaktora. Częsta wymiana paliwa jest konieczna z uwagi na zastosowanie uranu

naturalnego lub gdy niezależnie od produkcji energii chcemy pozyskiwać

239

Pu podczas krótkiego

okresu wypalania.

rys.12. Schemat działania reaktora CANDU. (spis rysunków [6])

Współczesne koncepcje rozwoju……

25

rys.13. Schemat działania reaktora RBMK(spis rysunków [2])

RBMK-1000 to lekkowodny, wrzący reaktor atomowy z moderatorem grafitowym,

budowany i eksploatowany w krajach b. ZSRR. Blok pracuje z jednym obiegiem

technologicznym w dwóch osobnych systemach chłodzenia. W separatorach następuje

oddzielenie wody z mieszaniny parowo-wodnej wychodzącej z reaktora. Para nasycona

(o temp. 280°C i ciśnieniu 6,5MPa) doprowadzana jest do dwóch turbogeneratorów

po 500MW każdy. Skroplona w kondensatorze kierowana jest z powrotem do reaktora.

Sprawność elektrowni wynosi 31%. Reaktory pracują w wieloblokowych elektrowniach, po

2-6 bloków.

Rys.14. Schemat reaktora RBMK(po prawej) (spis rysunków [7]), zdjęcie rdzenia RBMK(spis rysunków [6])

praca inżynierska – LITWIN M..

26

Reaktor umieszczony w betonowej studni o wymiarach 21,6 x 21,6 x 25,5 m.

Rozmiar reaktora to 7 m wysokości i 12 m średnicy

Rdzeń tworzy 1661 grafitowych bloków 250x250 mm z pionowymi otworami na kanały

paliwowe. grafitu grubości 500-800 mm pełni funkcję reflektora neutronów i jednocześnie

osłony biologicznej reaktor otacza zbiornik pierścieniowy o ścianie 2000 mm wypełniony

warstwą wody grubości 1200 mm. Rdzeń z góry i dołu osłonięty jest płytami stalowymi

grubości 200-250 mm. Kanały paliwowe to rur o średnicy 88mm wykonane ze stali

nierdzewnej natomiast centralna część kanału ze stopu cyrkonu z niobem. Każdy kanał

zawiera 2 zestawy paliwowe po 18 prętów każdy. Pręt paliwowy (rurka)wykonana ze stopu

cyrkonu z niobem, o średnicy 13,6mm i grubości 0,9mm. Wypełniona pastylkami

paliwowymi grubości 15mm z dwutlenku uranu ( wzbogaconego do 1,8%). Czas przebywania

pręta w reaktorze wynosi około 3 lata. Przeładunki paliwa mogą być wykonywane podczas

pracy reaktora. Rdzeń wyposażony jest w 211 prętów kontrolnych, wprowadzanych od góry,

wykonanych z węgliku boru, umożliwiających sterowanie reaktora. Ze względu na olbrzymie

rozmiary reaktor nie posiada on obudowy bezpieczeństwa.

Chłodzenie lekką wodą , moderacja grafitem , stosowanie naturalnego uranu, bez jego

wzbogacania czy oczyszczania. Czyni to z RBMK jeden z najekonomiczniejszych reaktorów.

Jednak kombinacja ta oznacza również utratę stabilności reaktora, gdyż zmniejszająca się

ilość pary doprowadza do wzrostu reaktywności rdzenia. Właśnie ten defekt był główną

przyczyną awarii w Czarnobylu gdzie temperatura grafitu wzrosła powyżej punktu topnienia,

chłodziwo odparowało i reagowało z koszulkami cyrkonowymi, powodując z kolei produkcję

wodoru i w efekcie końcowym wybuch, uwalniając do atmosfery gigantyczną ilość

(aktywność 8·10

18

Bq) materiału promieniotwórczego.

Po katastrofie, wszystkie działające

reaktory RBMK w byłym Związku Radzieckim poprawiono w celu zwiększenia

bezpieczeństwa eksploatacji.

CANDU to reaktor ciśnieniowy chłodzony i moderowany ciężką wodą, budowany

w Kanadzie eksploatowany na całym świecie. Jego rdzeń znajduje się w dużym,

cylindrycznym, niskociśnieniowym zbiorniku stalowym, położonym na boku, zwanym

kalandrią i wypełnionym ciężką wodą jako moderatorem. Reaktory pracują w systemie

dwuobiegowym, z ciśnieniowym obiegiem pierwotnym, podobnie jak reaktory PWR. Przez

zbiornik przechodzi kilkaset poziomych ciśnieniowych kanałów paliwowych, zawierających

paliwo uranowe zanurzone w ciężkiej wodzie, która pełni tutaj funkcję czynnika chłodzącego.

Współczesne koncepcje rozwoju……

27

Chłodziwo, przepompowywane pod dużym ciśnieniem przez kanał, odbiera wytwarzane

w paliwie ciepło i przenosi je poza rdzeń do wymienników ciepła. Tam jest oddawane do

drugiego obiegu, wtórnego, zawierającego zwykłą (lekką) wodę. Zarówno konstrukcja

wymienników ciepła, jak i wyposażenie obiegu wtórnego są podobne do stosowanych

w reaktorach PWR.

rys.15. Schemat działania reaktora CANDU: 1 pręty paliwowe 2 Kalandria 3 pręty sterujące 4 Pressurizer Préssurisateur 5

wytwornica pary 6 a pompa zwykłej wody 7 pompa ciężkiej wody 8maszyna ładująca paliwo 9 ciężka woda (moderator) 10

rury ciśnieniowe 11 para sucha 12 skondensowana woda 13 obudowa bezpieczeństwa (spis rysunków [8]);

(po prawej)wiązka paliwowa i jej składowe(spis rysunków [6]).

Jego rdzeń znajduje się w dużym, cylindrycznym, niskociśnieniowym zbiorniku stalowym,

położonym na boku, zwanym kalandrią i wypełnionym ciężką wodą jako moderatorem.

Reaktory pracują w systemie dwuobiegowym, z ciśnieniowym obiegiem pierwotnym,

podobnie jak reaktory PWR. Przez zbiornik przechodzi kilkaset poziomych ciśnieniowych

kanałów paliwowych, zawierających paliwo uranowe zanurzone w ciężkiej wodzie, która

pełni tutaj funkcję czynnika chłodzącego. Chłodziwo, przepompowywane pod wysokim

ciśnieniem przez kanał, odbiera ciepło z paliwa i przenosi je do wymienników ciepła, gdzie

jest oddawane do drugiego obiegu, wtórnego, zawierającego zwykłą (lekką) wodę.

Paliwo ma postać pastylek ceramicznych, formowanych z dwutlenku uranu, zamkniętych

szczelnie w koszulkach ze stopu cyrkonu. Pręty paliwowe łączone są w wiązki zawierające po

kilkadziesiąt prętów. Wiązki prętów paliwowych są wsuwane stopniowo coraz głębiej do

kanałów paliwowych z obu powierzchni czołowych cylindra zbiornika (dla wyrównania

nierównomierności w wypalaniu paliwa), a usuwane z przeciwnych końców kanałów po

praca inżynierska – LITWIN M..

28

drugiej stronie rdzenia za pomocą maszyny przeładowczej. Każdy kanał zawiera dwanaście

wiązek prętów ułożonych jedna za drugą.

Załadunek i wyładunek paliwa odbywa się w sposób ciągły podczas normalnej pracy reaktora

(średnio codziennie wymienia się 15 wiązek paliwa). Pozwala to osiągnąć współczynnik

dyspozycyjności reaktora sięgający 80 % w skali rocznej.

Pomimo swych oczywistych zalet reaktory CANDU nie są tak rozpowszechnione jak PWR i

BWR, głównie ze względu na to, że jest to konstrukcja stosunkowo nowa, a fakt, że korzysta

ze znacznie tańszego uranu naturalnego jest kompensowany przez konieczność użycia

znacznych ilości drogiej ciężkiej wody. [1]

1.4

Cykl paliwowy

Cyklem paliwowym (rys.16) nazywamy ogół procesów mających na celu uzyskanie energii

jądrowej z uranu, rozpoczynający się wydobyciem rudy zawierającej uran a kończący się na

utylizacji i składowaniu odpadów promieniotwórczych. W zależności czy następują procesy

utylizacji odpadów czy też nie przetworzone trafiają na składowisko. Wyróżniamy zamknięty

cykl paliwowy (z recyklizacją) oraz cykl otwarty.

rys.16. Schemat cyklu paliwowego(spis rysunków [9])

Współczesne koncepcje rozwoju……

29

Etapy cyklu są ze sobą powiązane, co zostanie omówione wraz z poszczególnymi etapami

cyklu.

Wydobycie

Ruda uranowa to zwykle minerał zwany uranitem, wydobywa również coffinit i branneryt.

Zawartość izotopu uranu

235

U w złożu jest bardzo różna, jednak złoża uznawane za opłacalne

do eksploatacji zawierają zwykle od 0.03% do 10% (większość zawiera uranu mniej niż 1%)

resztę stanowi izotop

238

U (ponad 99%).Wydobycie uranu może się odbywać kilkoma

metodami, można je podzielić na dwie grupy: wydobycie w kopalniach oraz in situ leach

i by-product. Kopalnie odkrywkowe stosuje się w miejscach, przede wszystkim tam, gdzie

złoże nie sięga głębiej niż 40 metrów pod ziemię. Kopalnie podziemne są używane w

przypadku głębokich złóż. Metoda wydobycia zwana in situ leaching, to pozyskiwanie rudy

w sposób podobny jak złota - z "piasku uranowego", który jest przesiewany chemicznie (stąd

słowo leaching). Czwarta z metod to wydobywanie uranu podczas wydobycia innych

surowców (np. złota, fosfatów czy miedzi), ruda uranu występuje wraz z nimi. [5]

Ś

wiatowe zasoby uranu szacowane są na około 3, 3 mln ton. W ostatnim okresie

wydobywano około 40 tys. ton tego paliwa rocznie. Do potentatów w tej dziedzinie należą

Kanada, Australia, Kazachstan oraz Rosja, które to kraje posiadają około 50 proc.

udokumentowanych światowych zasobów uranu.[7]

Tabela.4 Wydobycie uranu w 2005 r.

Ilość Uranu
[t]

Kraj

11628

Australia

9516

Kazachstan

4329

Rosja

3325

Nambia

3148

Nieger

3093

Uzbekistan

2300

Stany
Zjednoczone

1020

Ukraina

800

RPA

674

Inne

1888

RAZEM

41721

rys.17. Rudy uranu (od góry) uranit, coffinit, branneryt.

(spis rysunków [11])

praca inżynierska – LITWIN M..

30

Wstępna obróbka i konwersja.

Te procesy pozwalają na przerobienie surowej rudy uranowej w czysty uran gotowy do

wzbogacenia. Ruda uranowa zawiera jedynie 0.1 - 1% uranu (głównie 238) jest nie użyteczna

dla celów przemysłowych. Proces ekstrakcji uranu : materiał za pomocą maszyn zostaje

rozkruszany na drobny pył aby uwolnić drobiny uranitu, następnie działając silnymi kwasami

rozpuszcza sie drobiny minerału uranowego tworząc zawiesinę. Ostatnim etapem tego fizyko-

chemicznego procesu jest filtracja i odwodnienie. Otrzymana substancja nazywa się "yellow

cake" ze względu na jej kolor i konsystencje. "Yellow cake" to półprodukt, nie można go

użyć jako paliwa uranowego choć zawiera 60% czystego uranu. Następnym krokiem

produkcji paliwa jądrowego jest konwersja. Polega ona na związaniu uranu zawartego w

półprodukcie w dwutlenek uranu bądź sześciofluorek uranu (w zależności od przyszłego

zastosowania). Uran w takiej postaci jest już gotowy aby zostać poddanym wzbogaceniu.

rys.18. Yellow cake(spis rysunków [5]) i dwutlenek uranu. (spis rysunków [2])

Wzbogacanie i produkcja paliwa reaktorowego .

W zależności od reaktora zakres stosowanych wzbogaceń uranu 235 w paliwie jądrowym jest

różny wynosi 1,5% (GCR, MAGNOX CANDU)do 6%(LWR), oraz od 10% do >20%

(HTGR, FBR). W pierwszej kolejności należy usunąć U-238 który stanowi ok. 80% - 90%

próbki. Istnieją dwie przemysłowe metody wzbogacania uranu użytkujące sześciofluorek

uranu: dyfuzyjna i wirówkowa (rys.19). Produkt tego procesu transportowany jest do

wytwórni paliwa jądrowego, gdzie zostaje oczyszczony i przetworzony do dwutlenek uranu.

Współczesne koncepcje rozwoju……

31

rys.19 Moduł dyfuzyjny; wirówka (spis rysunków [12])

Paliwo jądrowe ma zwykle postać ceramicznych pastylek, które są utworzone z dwutlenku

uranu sprasowanego pod wysokim ciśnieniem i temperaturą (pow. 1400 C). Pastylki te

następnie są umieszczane w metalowych tubach z cyrkonu, które z kolei są głównym

elementem

prętów paliwowych

.

Wytwarzanie energii i zużyte paliwo

Paliwo w rdzeniu reaktora w postaci prętów powoduje samopodtrzymującą reakcję jądrową

wytwarzającą olbrzymie ilości energii, która za pośrednictwem turbin parowych zamieniana

jest na energię elektryczną (rozdział 1.2 oraz 1.3).

Zużycie jednej tony wzbogaconego uranu daje tyle energii co spalenie 16 000 ton węgla lub

80 000 baryłek ropy, co daje astronomiczną liczbę 40 milionów kilowatogodzin.

Aby uzyskać moc 1000 MWe, rdzeń powinien zawierać około 75 ton niskowzbogaconego

uranu. Część uranu-238 zostaje transmutowana w pluton-239 (1/3 energii wyjściowej

reaktora).Raz na rok wymienia się 1/3 wypalonego paliwa zastępując świeżym. 1 tona paliwa

w trakcie trzyletniej pracy reaktora PWR o mocy 1000 MWe. Zawartość

235

U w świeżym

paliwie wynosiła 3,3%, a więc na początku w paliwie znajdowało się 33 kg tego izotopu.

praca inżynierska – LITWIN M..

32

W ciągu 3 lat pracy taki reaktor zużywa 25 kg

235

U i 24 kg

238

U, pozostaje odpowiednio 8 i

943 kg. Wzbogacenie uranu spada do 0,8%. Podczas wypalania paliwa utworzyło się ponadto:

•

35 kg fragmentów rozszczepienia, w tym:

20,2 kg z rozszczepienia

235

U; 11,3 kg z rozszczepienia

239

Pu; 1,8 kg z rozszczepienia

241

Pu;

1,7 kg z rozszczepienia

238

U

•

8,9 kg mieszaniny izotopów plutonu,

•

4,6 kg

236

U

•

0,5 kg

237

Np

•

0,12 kg

241

Am

•

0,04 kg

244

Cm.

Łączna aktywność nuklidów promieniotwórczych powstałych w ciągu roku dla powyższego

przykładu wynosi 3,8⋅10

20

Bq, należy pamiętać że średnia aktywność wody w oceanie wynosi

około 1,2·10

4

Bq/m

3

natomiast aktywność popiołu węglowego wynosi 2·10

3

Bq/m

3

.

Na skład wypalonego paliwa wpływa szereg czynników. Skład ten zmienia się w zależności

od reaktora, można jednak wyróżnić podobne cechy wypalonego paliwa. Paliwo takie zawiera

ponad 100 izotopów o okresie połowicznego zaniku poniżej 30 minut, 45 izotopów o okresie

dłuższym od 30 min ale krótszym od 1 dnia, 14 o okresie zawartym pomiędzy jednym

a czternastoma dniami, wreszcie 11 nuklidów o okresie połowicznego zaniku dłuższym od

10 lat

3

.

rys.20. Porównanie produkcji odpadów w elektrowni węglowej i jądrowej o tej samej mocy. (spis rysunków [12])

Współczesne koncepcje rozwoju……

33

Składowanie zużytego paliwa i recykling

Zużyte paliwo reaktorowe emituje promieniowanie-głównie pochodzące od fragmentów

rozczepienia oraz duże ilości ciepła. Wypalone paliwo pozostaje w obiekcie reaktora,

w przechowawczym basenie wodnym wypalonego paliwa(rys.21). Woda odbiera ciepło oraz

stanowi doskonałą ochronę przed promieniowaniem paliwa. Składując paliwo nie ma

możliwości osiągnięcia masy krytycznej w wypalonym paliwie. Nawet w najbardziej

niekorzystnych sytuacjach (awaryjnych) współczynnik mnożenia paliwa jest niższy od

jedności. W takim basenie paliwo musi przebywać przez jakiś czas (kilka do kilkudziesięciu

lat).Po tym okresie paliwo to jest albo przewożone w celu recyklingu (odzyskania nie

zużytego uranu 235), albo do miejsca składowania odpadów.

rys.21. Basen przechowawczy wypalonego paliwa. (spis rysunków [2])

W zależności od możliwości techniczno-finansowych danego kraju paliwo poddając się

procesowi recyklingu. W zakładach zajmującym się recyklingiem podczas obróbki

radiochemicznej zużyte paliwo dzieli się na trzy frakcje: uran, pluton i odpady, które nadają

się już tylko do składowania . Otrzymany uran (zawiera więcej

235

U niż naturalny) może

zostać wykorzystany jako paliwo po konwersji i ponownym wzbogaceniu .

praca inżynierska – LITWIN M..

34

Pluton zostaje przekonwertowany w PuO

2

i po wymieszaniu z UO

2

tworzy świeże paliwo

typu MOX (od ang. Mixed Oxides), urzywane do niektórych typów reaktorów. Skład

izotopowy paliwa MOX nie nadaje się do produkcji broni jądrowej.

Proces przeróbki jest całkowicie zautomatyzowany, ponieważ odpady są nadal silnie

promieniotwórcze. Pracownicy są oddzieleni od radioaktywnych materiałów przez grube, betonowe

mury, lub szyby ołowiane.(rys.22)

rys.22. Pracownicy przy otwieraniu beczek (po prawej); widok ze stanowiska pracy (po lewej). (spis rysunków [13])

Recykling obniża koszty produkcji i zmniejsza ilość substancji promieniotwórczych, które

muszą być składowane. Elektrownia o mocy 1000 MWe w ciągu roku może uzyskać 230 kg

plutonu (1% całości paliwa). Recyklingowi podlega 97% paliwa, pozostałe 3% (ok.700 kg

rocznie ) stanowią odpady wysokoaktywne. [1]

Składowanie i transport odpadów radioaktywnych.

Odpady promieniotwórcze w dużych ilościach produkowane są przez zbrojenia atomowe,

energetyką jądrową, zastosowanie źródeł promieniotwórczych w nauce, przemyśle

i medycynie. W przemyśle energetycznym odpady produkowane są na każdym etapie cyklu

paliwowego. Szacuje się że do 2010 roku powstanie około 300 000t zużytego paliwa, które

będą składowane w magazynach przejściowych.[6]

Klasyfikacja odpadów w Polsce wyróżnia nisko-, średnio- i wysokoaktywne odpady

promieniotwórcze, które są krótko lub długo życiowe. W zależności od rodzaju odpadu

przewiduje się różne sposoby utylizacji.

Z jednej tony uranu powstaje 130 litrów

wysokoaktywnych odpadów, 5 beczek po 400 litrów średnioaktywnych i 15 beczek słabo aktywnych

odpadów.

Współczesne koncepcje rozwoju……

35

Odpady słabo aktywne, w stanie ciekłym lub stałym, poddaje się zagęszczaniu poprzez stężanie,

ś

ciskanie czy spalanie, następnie zacementowywuje się je w beczkach, po tym umieszcza się je

w komorach wydrążonych w pokładach soli kamiennej i przekłada warstwami soli. Po wypełnieniu

komory, zostaje ona uszczelniona.

Ś

rednio aktywne odpady (na przykład rozdrobnione koszulki prętów paliwowych) odpady również

zacementowywuje się w beczkach, są jednak głębiej składowane; są one wrzucane do specjalna

komory, niedostępnej dla ludzi i monitorowanej.

Inna procedura dotyczy wysokoaktywnych odpadów. W tym przypadku potrzebna jest jeszcze

większa ostrożność ponieważ to od nich pochodzi 99% promieniowania. Bezpiecznym

sposobem jest nitryfikacja, odpady są zagęszczane i chemicznie przetwarzane, następnie

stapiane w temperaturze 1150

o

C z proszkiem szklanym tworząc w ten sposób nierozłączny

składnik szkliwa . Tak przygotowana gorąca borosilikatowa masa szklana (Pyrex) wlewana

jest do pojemników ze stali nierdzewnej, które po ostudzeniu są zaspawywane. (rys.23)

Dla nich jest również przewidziany inny sposób składowania; umieszcza się je na głębokości

1000m w otworach wiertniczych które następnie są czopowane.

rys.23 .(od prawej) Objętość odpadów 1osoba/życie; człowieka ładownia kanistrów z zeszklonym paliwem;

zautomatyzowane zaspawanie pojemnika przechowawczego. (spis rysunków [2])

W każdym pojemniku (kanistrze), patrz rys.23 mieści się 400 kg masy szklanej. Odpady

jednego roku pracy reaktora o mocy 1000 MWe, to 5 ton takiego szkła lub 12 kanistrów

praca inżynierska – LITWIN M..

36

o wysokości 1,3 m i średnicy 0,4 m. Przetwórnie paliwa we Francji, Wielkiej Brytanii i Belgii

wytwarzają około 1000 ton rocznie takiego zeszklonego paliwa (2500 kanistrów).

Alternatywą do szkliwienia (glazurowania) jest uwięzienie odpadów w strukturze

krystalicznej odpowiedniego materiału. Ted Ringwood z Australii zaproponował taki materiał

pod nazwą Synroc od ang. Synthetic Rock . Ceramiczny materiał utworzony z naturalnych

minerałów 57% stanowi dwutlenek tytanu i w zależności od rodzaju odpadu holandyt

(BaAl

2

Ti

6

O

16

), cyrkonolit (CaZrTi

2

O

7

) i perowskit (CaTiO

3

), w których strukturę krystaliczną

wbudowują się pierwiastki obecne w odpadach promieniotwórczych

W odmianie ceramiki, zwanej Synroc-C ciężar odpadów promieniotwórczych może sięgać

30% całości. Koncepcja ta, bardzo atrakcyjna ze względu na spodziewaną stabilność, wymaga

umiejętności rozdzielania i ewentualnie transmutowania odpowiednich grup pierwiastków.

Stałe lub zestalone odpady zamykane są na ogół w pojemnikach metalowych lub betonowych

i w tej postaci są przewożone, magazynowane i składowane; Opakowanie odpadów,

zabezpieczające je przed uszkodzeniami mechanicznymi, działaniem czynników

atmosferycznych i kontaktem z wodą. Trwałość pojemnika stalowego oceniana jest na 1000

lat. Pojemnik transportowy odpadów wysokoaktywnych (tzw. pojemnik typu B) musi

wytrzymać zderzenia pociągów upadek z 9 m, uderzenie w żelazny pręt, pożar przez 30

minut, zatopienie w wodzie bez rozszczelnienia(rys.24). Pojemnik tego typu waży nawet 110

ton i zawiera 6 ton odpadów. Przy niższych aktywnościach stosujemy albo ciężkie pojemniki,

jak na (rys.24 ), które muszą wytrzymać upadek z wysokości 9 m, przy jeszcze niższych

opakowania typu A (rys.25), a przy bardzo niskich aktywnościach w zasadzie nie wymaga się

poważniejszych zabezpieczeń.

rys.24. Pojemnik typu B(po prawej); ciężki pojemnik (po lewej)

(spis rysunków [2])

Współczesne koncepcje rozwoju……

37

rys.25. Pojemnik typu A (po prawej); pojemnik K50 na igły radowe. (spis rysunków [12])

Materiały radioaktywne przewozi się już ponad 50 lat. Większość ładunków przeznaczona

jest do szpitali, inne do przemysłu, laboratoriów naukowych i elektrowni jądrowych. Około

1% to materiały wysokoaktywne. Od roku 1971 zanotowano około 7000 transportów

wypalonego paliwa (ponad 35 000 ton), które objęły ponad 30 milionów kilometrów drogą

lądową i 8 milionów km drogą morską. Mimo tak intensywnej pracy transportu nikt nie stracił

ż

ycia ani zdrowia wskutek uwolnień lub promieniowania przewożonych materiałów

radioaktywnych.

Następny krok, to składowanie. Jak dotąd nie znaleziono lepszych miejsc na składowiska niż

głębokie wyrobiska w skałach solnych, w których sól kamienna pozwala na skuteczne

odprowadzanie ciepła, a jednocześnie jest łatwa do drążenia. Składować można także w iłach

i granitach. Miejsca te muszą być stabilne geologicznie.

Przechowywanie odpadów promieniotwórczych na poziomie 500 - 600 m pod

ziemią zapewnia niewątpliwie większe bezpieczeństwo niż przechowywanie ich na

powierzchni. Poziom promieniowania emitowanego w okresie, powiedzmy, 1000 lat

odpowiada promieniowaniu naturalnemu pierwiastków promieniotwórczych w 1000

metrowej warstwie skorupy ziemskiej (rys.26) .

Składowanie głęboko pod ziemią jest od strony technologicznej opanowane, niemniej jednak

wciąż budzi obawy społeczeństw. Jedynym czynnym składowiskiem jest składowisko w New

Mexico ( odpady militarne). Inne to planowane w USA w Yucca Mountains czeka na decyzje

uruchomienia, w Europie najszybciej powstaje w Finlandii niedaleko Olkiluoto. Szwecja

zamierza uruchomić głębokie składowisko geologiczne w okolicy Oskarasha w 2015r.

praca inżynierska – LITWIN M..

38

rys.26. (od lewej) Projekt składowiska w skale magmowej; projekt składowiska w pokładach soli (spis rysunków[2] i [14])

rys.27. Aktywność odpadów wysokoaktywnych w jednej tonie wypalonego paliwa (spis rysunków [2])

Uwzględniająca dane pokazane na rys.27, wszystkie odpady zgromadzone do roku 2000, po

schłodzeniu ich przez okres 500 lat, będą miały aktywność odpowiadającą aktywności

promieniowania naturalnego gleby ziemskiej o objętości 30x30x2 km (te 2 kilometry

odpowiadają głębokości podziemnych składowisk odpadów promieniotwórczych).

Ciekawą koncepcją jest składowanie odpadów na dnie morskim kilka kilometrów pod

poziomem morza. Projekt techniki składowania przedstawia się następująco:

Współczesne koncepcje rozwoju……

39

-w dnie wywierca się głęboki otwór, wprowadza się do niego lej,

- w dnie za pośrednictwem lej umieszcza się rurę, która to wprowadza kanistry z odpadami.

- do wnętrza odwiertu wprowadza się mułu poczym układa się kolejną warstwę kanistrów.

Najwyżej położony kanister spoczywałby co najmniej kilkadziesiąt metrów pod dnem oceanu.

Jak się oczekuje, typowy czas korozji kanistra to około 1000 lat. Od tej pory zacznie się

migracja pierwiastków przez muł. Jednak w ciągu np. czasu życia plutonu (24 tysiące lat),

pluton przemieści się nie więcej niż o metr poczym przestanie być niebezpieczny dla

ś

rodowiska. Składowanie ostateczne prowadzi do bezpowrotnego utracenia energii w

wypalonym paliwie. Nie należy zamykać składowisk odpadów z uwagi na wciąż

opracowywane efektywne metody ich wykorzystania. Na horyzoncie pojawia się nowe

rozwiązanie technologiczne , a mianowicie „reaktor transmutacyjny”, który zostanie

omówiony w dalszej części pracy .Recyklizacja i witryfikacja nie zawsze są możliwe z uwagi

na ich kosztochłonność oraz wysoką kulturę technologiczną niezbędną do prowadzenia tych

procesów. [1]

Tabela 5. Zestawienie kosztów ponoszonych przez elektrownie jądrową.

praca inżynierska – LITWIN M..

40

2.

Aktualne rozwiązania w energetyce jądrowej.

O rozwoju energetyki jądrowej będzie decydować brutalna ekonomia i konkurencyjność

w stosunku do elektrowni konwencjonalnej. W rozdziale tym zaprezentowane zostaną

najnowsze rozwiązania ekonomicznego wypalania paliwa, przetwarzania już użytego paliwa,

seryjnej konstrukcji reaktorów oraz nieomal nieograniczonej produkcji energii reaktorów

termojądrowych.

2.1

Reaktory wysokotemperaturowe THTR

Reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem to nowa generacja wśród reaktorów,

zastosowano w nim kilka nowych koncepcji, które mogą zmienić obecną energetykę jądrową.

Prototyp elektrowni z reaktorem THTR (od ang. Thorium High-Temperature Reactor) pracował

w Schmehausen Niemcy w latach 1985-1989.

rys.28. Schemat reaktora THTR (spis rysunków [2])

(1-rdzeń reaktora, 2-reflektor grafitowy, 3-osłona żelazna, 4-wytwornica pary, 5-cyrkulator gazu, 6-obudowa z wstępnie
sprężonego betonu, 7-pręt sterujący, 8-wloy kul, 9 wylot kul, 10-gaz chłodzący (He), 11-stalowa osłona szczelna, 12-świeża
para, 13-wstępny podgrzewacz,14-pomopa tłocząca wodę, 15-turbina wysokoprężna, 16-turbina niskoprężna, 17- generator
prądu, 18-wzbudnica,19-kondensator, 20-woda chłodząca, 21-pompa wody chłodzącej,22-chłodnia kominowa, 23-obieg
powietrza).

Współczesne koncepcje rozwoju……

41

Koncepcja tego typu reaktorów polega na połączeniu żaroodpornego paliwa z gazowym

chemicznie obojętnym chłodziwem, w zintegrowanym dwuobiegowym układzie zamkniętym

w bloku ze sprężonego wstępnie betonu. Obieg pierwotny – helowy, obieg wtórny – parowo

wodny. W reaktorze tym zastosowano paliwo torowo-uranowe, w efekcie czego w trakcie

pracy z

232

Th tworzy się rozszczepialny

233

U (proces trwa 27,4 doby). Reaktory te zalicza się

do klasy reaktorów powielających

•

moc cieplna reaktora 760 MW moc elektryczna 307 MWe (sprawność 40,5%)\

•

chłodziwo gazowe hel

•

temperatura rdzenia 1000

o

C

•

moderator i jednocześnie reflektor jest grafit

•

temperatura rdzenia na wlocie 250

o

C na wylocie 750

o

C

•

ciśnienie w obiegu pierwotnym 3,9

•

para przegrzana (6 wymienników ciepła) ma temp 530

o

C i cisnienie 17,7 MPa

•

osiągane wypalenie 113 MWd/kg

•

elementy paliwowe kule grafitowe o średnicy 60 mm, zawierających 35 000 mniejszych kuleczek o

ś

rednicy 0,5 – 0,7 mm zawierających

235

U i dziesięć razy więcej

232

Th.

•

wzbogacenie dochodzi do 93%

•

rdzeń usypany z 670 000 kul paliwowych

•

wymian paliwa zachodzi podczas pracy reaktora, poprzez przemieszczanie się kul w dół

•

wymienia się 620 kul dziennie, każda z nich przebywa 3 lata w reaktorze i 6 razy przechodzi przez

rdzeń.

•

sterowanie odbywa się za pośrednictwem 51 prętów sterujących

rys.29. (od prawej)Rdzeń reaktora usypany z kul paliwowych, schemat kuli paliwowej (spis rysunków [2])

praca inżynierska – LITWIN M..

42

Wytrzymałość mechaniczna grafitu, mała aktywność helu i duży ujemny współczynnik

reaktywności zapewniają wysoki stopień bezpieczeństwa reaktora.

Ponad to reaktor wyposażony jest w cztery bariery uniemożliwiające wydostanie się materiału

promieniotwórczego do otoczenia ( stan awarii): pirowęglowe pokrycie granulek, grafitowa

matryca z powłoką z gęstego grafitu, betonowy blok reaktora i obudowa bezpieczeństwa ze

sprężonego betonu .

Reaktory wysokotemperaturowe chłodzone helem i działające w oparciu o usypane złoże

z kul należą do reaktorów tzw. IV generacji i można się spodziewać, że w ciągu najbliższych

kilku lat rozpocznie się ich seryjna produkcja. Wysokie temperatury uzyskiwane na wyjściu

z układu (mówi się nawet o 1000

o

C w wypadku chłodzenia helem) pozwalają na liczne

wykorzystanie tego typu reaktorów w przemyśle chemicznym do przeróbki węgla i dwutlenku

węgla na paliwa, odsalaniu wody morskiej, produkcji wodoru i tlenu.

rys.30 .Schemat zastosowania reaktora wysokoteperaturowego do produkcji wodoru i tlenu(spis rysunków [5])

Współczesne koncepcje rozwoju……

43

rys.31. Schemat zastosowania w energetyce różnych rodzajów paliwa TRISO. (spis rysunków [14])

Paliwo typu TRISO składa się z kilkunastu tysięcy kuleczek otoczonych ceramiką grafitową.

Ś

rednica kul (granulek) wynosi 60 mm, wewnętrzne mikrokuleczki o średnicy 0,9 mm mają

bardzo złożoną konstrukcję. W rdzeniu mikrosfery znajduje się dwutlenek uranu, w kolejnych

warstwach węglik krzemu przedzielający dwie warstwy z tzw. węgla pyrolitycznego.

Dopuszczalna liczba defektów wewnątrz granulek, to 1 na miliard! (rys.31)

Programy rozwoju wysokotemperaturowych reaktorów na świecie:

• USA – General Atomics, MIT

• Japonia 40MWTh HTTR (start 1999)

• Chiny: HTR-10 (10MWth – start 2000)

• RPA- 400 MWth Pebble Bed – 2012 (budowa od 2007) firma ESCOM

• Europa – AREVA Francja– program badawczy

praca inżynierska – LITWIN M..

44

W rozwiązaniu japońskim (rys.32) utrzymane zostało chłodzenie gazowe i złoże

przesypującego się paliwa. Dodatkowo reaktor schowano pod ziemię, zastosowano również

system detekcji stopnia wypalenia kul co zwiększyło parametry wypalania paliwa.[1]

rys.32. Reaktor HTTR - JAERI zainstalowany pod ziemią. (spis rysunków [2])

Firma Eskom z Afryki Południowej rozwija konstrukcję reaktorów z usypanym

złożem, które zamierza sprzedawać. Reaktor ten, typu PBMR (od ang. Pebble Bed Modular

Reactor) jest reaktorem małej mocy (110 MWe) o dużej sprawności cieplnej 42-50%.

Chłodziwem i gazem roboczym jest hel, którego temperatura na wyjściu osiąga 900

o

C

Elektrownię PBMR można zbudować od podstaw w dwa lata, czyli trzykrotnie szybciej niż

klasyczną. Naturalne bezpieczeństwo reaktorów PBMR powoduje, że zbędne stają się

wyrafinowane i bardzo kosztowne systemy zabezpieczeń

[4]

.Czas działania elektowni

przewidziany jest na 40 lat. Koszt produkcji energii na poziomie 1,6 centa US/kWh.

Niewielkie gabaryty zewnętrzne 50 m x 26 m x 42 m i bezpieczeństwo pracy powodują, że

reaktor typu PBMR mógłby pracować w warunkach aglomeracji miejskiej.[8]

[4]

Ponieważ gęstość mocy w rdzeniu jest niska, a przewodnictwo termiczne moderatora grafitowego wysokie, stopienie się rdzenia jest

niemożliwe nawet jeśli chłodzenie helem zostanie z jakiś powodów stracone.

Współczesne koncepcje rozwoju……

45

rys.33. Schemat PBMR i jego podzespołów

rys. 34. Schemat rozbudowy bloków energetyczne BPMR poprzez zastosowanie modułów (4x110 MWe)

(spis rysunków [5])

praca inżynierska – LITWIN M..

46

2.2

Reaktory powielające FBR.

Reaktory prędkie powielające FBR (od ang. Fast Breeder Reactor), to reaktory w których

rozszczepienie jąder paliwa wywołane są przez neutrony prędkie o energii od 0,05 MeV do

0,1 MeV. Zastosowanie tego rodzaju neutronów umożliwia powielanie paliwa tzn.

wytwarzanie rozszczepialnego plutonu

239

Pu z bezużytecznego dotychczas

238

U (czas trwania

procesu 2,33 doby). Reaktor FBR poza wytwarzaniem energii będzie produkował paliwo dla

reaktorów termicznych.

rys.35. Schemat reaktora FBR chłodzonego sodem (spis rysunków [15])

W reaktorze prędkim nie występuje moderator, a zastosowane chłodziwo winno mieć

możliwie najmniejsze zdolności spowalniające. Wymaganie to spełnia ciekły sód, który

bardzo dobrze odprowadza ciepło a jednocześnie ma wysoką temperaturę wrzenia 883

o

C.

Reaktory sodowe mają trzy obiegi chłodzenia: pierwotny zawierający promieniotwórczy

24

Na, pośredni zawierający sód nieaktywny i wtórny obieg roboczy parowo-wodny. Dwa

pierwsze obiegi muszą być podgrzewana aby sód się nie zestalił (98

o

C), w obiegach

sodowych panuje ciśnienie zbliżone do atmosferycznego (poniżej 1 MPa). Energia

wyzwalana w obiegu pierwotnym pozwala na zastosowanie konwencjonalnych turbin na parę

przegrzaną.

Współczesne koncepcje rozwoju……

47

• moc cieplna reaktora 1000 MW moc elektryczna 600 MWe (sprawność60%)

• paliwo UO

2

o wzbogaceniu 15-75 %

• gęstość mocy w rdzeniu 700 kW/dm

3

• chłodziwo ciekły sód

• wymiary rdzenia 1,5m średnicy i wysokość 1m

• elementy paliwowe tzw. szpilki paliwowe o średnicy 6-8 mm

• temperatura sodu na wlocie do rdzenia 300 – 400

o

C na wylocie 400-600

o

C

• średni prędkość przepływającego sodu od 5 do 8 m·s

-1

• uzyskana para przegrzana temp. ok. 550oC ciśnienie 16 MPa

• sterowanie reaktora za pomocą wprowadzanych z góry walcowych prętów

sterujących (węglik boru)

Rdzeń reaktora otoczony jest walcowym płaszczem wypełniony materiałem rodnym

(naturalny lub zubożony uran) w płaszczu produkowany jest rozszczepialny

239

Pu z izotopu

rodnego

238

U.

rys.36. Schemat europejskiego reaktora powielającego EFR. (spis rysunków [2])

Reaktory sodowe są wykonywane w dwóch odmianach konstrukcyjnych: basenowej

i pętlowej. W układzie basenowym cały obieg pierwotny (z wymiennikami sód-sód

i pompami obiegowymi) jest umieszczony w dużym zbiorniku (basenie) wypełnionym

sodem. W układzie pętlowym elementy obiegu pierwotnego są wyodrębnione i umieszczone

w osobnych zbiornikach.[4]

praca inżynierska – LITWIN M..

48

2.3

Ekonomiczne i bezpieczne reaktory na przykładzie AP-1000 .

Jako jedno z najciekawszych rozwiązań zaprezentowany zostanie zaawansowany pasywny

reaktor wodno ciśnieniowy AP-1000 firmy Westinghouse o uproszczonej budowie

i eksploatacji, jak również zwiększonymi marginesami bezpieczeństwa.

rys.37. Elektrownia AP1000 (spis rysunków [16])

Reaktor AP-1000 jest to reaktor wodno-ciśnieniowy z dwoma obiegami pierwotnymi

i dwiema wytwornicami pary. Czas eksploatacji przewidziany jest na 60 lat.

Moc cieplna reaktora 3400 MWt elektryczna 1117 MWe. Paliwo UO

2

o wzbogaceniu 4,95%.

Rdzeń zawiera 157 elementów paliwowych.

Awaryjny układ pasywnego chłodzenia ( działanie opiera się na zjawiskach fizycznych

grawitacja, ciśnienie sprężonych gazów, naturalna cyrkulacja zamiast stosowania

pomp)system ten jest automatyczny, zasilany baterią E1.

AP 1000 w odróżnieniu od innego reaktora tej klasy ma o 35% mniej pomp o 80% mniej

przewodów rurowych 50% mniej zaworów bezpieczeństwa, 85% okablowania kontrolnego,

45% mniejsza wielkość budynku. Zastosowanie czterech szczelnie zamkniętych

elektrycznych pomp cyrkulacyjnych wyeliminowało uszczelnienie wału i wtrysku wody do

Współczesne koncepcje rozwoju……

49

uszczelnienia , nie wymagają konserwacji. Powyższe różnice zmniejszają gabaryty

i pozwalają na umieszczenie całej instalacji wewnątrz obudowy bezpieczeństwa. AP 1000

budowany jest z modułów w oparciu o szczegółowy harmonogram budowy.

Pasywne układy bezpieczeństwa przedstawione zostały na rysunku 38.

rys.38 układ pasywnego chłodzenia rdzenia AP1000. (spis rysunków [16])

W AP1000 zbiorniki z roztworem boru ułożone są hierarchicznie w piętra, tak aby zasilać

zbiornik reaktora w zależności od rodzaju awarii. W reaktorze tym zastosowano 3 źródła

zastępczego chłodziwa które uruchamiane są przez 3 różne mechanizmy.

1.

Zbiorniki CMT wyrównują wodę w rdzeniu połączone są z zimną gałęzią obiegu

pierwotnego . W sytuacji gdy zawór A zostanie otwarty woda z CMT wpłynie do

zbiornika reaktora co jest uzależnione od warunków w zimnej gałęzi (jeśli jest tam

para to wymusi obieg chłodziwa).

2.

Hydroakumulatory ACC wypełnione w 85% roztworem boru, przez zastosowanie

azotu panuje tam ciśnienie 49 atmosfer. Zawory zwrotne C otwierają się gdy

nadciśnienie w zbiorniku reaktora spada poniżej 49 atmosfer.

praca inżynierska – LITWIN M..

50

3.

IRWST rezerwowy zbiornik wody umieszczony wewnątrz obudowy bezpieczeństwa

powyżej przewodów układu pierwotnego chłodzenia, dzięki grawitacji, będzie zasilał

zbiornik reaktora w związku ze spadkiem ciśnienia w układzie. Wypływ wody

otwierają zawory M działające w oparciu o ładunek wybuchowy.

Zbiornik IRWST stanowi część układu usuwania ciepła powyłączeniowego. Wymiennik

ciepła połączony z gorącą i zimną gałęziom obiegu pierwotnego umieszczony jest wewnątrz

zbiornika. Para powstałą w zbiorniku będzie się skraplała na ścianach obudowy

bezpieczeństwa i powrotem trafi do zbiornika.

Woda ze zbiornika umieszczonego na szczycie betonowej obudowy ściekając po stalowej

powierzchni zbiornika bezpieczeństwa umożliwia odprowadzanie ciepła z wnętrza do

atmosfery.(rys.39)

rys.39. Schemat barier bezpieczeństwa (od prawej) budynku, reaktora(1-odprowadzenia par (w 4 miejscach), 2-rama stalowa

podpierająca zbiornik reaktora, 3- ściana osłonowa, 4-izolacja, 5-dopływ wody). (spis rysunków [16])

AP 1000 w razie poważnej awarii zatrzyma materiał stopionego rdzenia wewnątrz reaktora.

Woda ze zbiornika IRWST może zalać studnie reaktora i chłodzić powierzchnię jego

zbiornika. Powstałą para poprzez ujścia wydostanie się do obudowy bezpieczeństwa a

następnie skropli się i zawróci do gniazda reaktora.

Współczesne koncepcje rozwoju……

51

Modularna budowa

Zastosowanie technologii modularnej na poziomie projektowania i budowy owocuje

skróceniem czasu budowy oraz większe możliwości konstrukcyjnych. AP 1000 składa się

z 357 modułów większość z nich to moduły strukturalne składające się z mniejszych

elementów (rys.40,41) taka konstrukcja ułatwia transport i montaż elementów na miejscu

budowy. Prowadzi to do oszczędzania czasu i kosztów.

rys.40. Moduły tworzące ściany ochronne wewnątrz reaktora. (spis rysunków [15])

rys.41. Moduły wyposażenia. (spis rysunków [16])

praca inżynierska – LITWIN M..

52

Harmonogram budowy

Harmonogram budowy wykorzystuje oprogramowanie Primavera jest również modelowany

trójwymiarowo za pomocą Intergraph. Umożliwia to szczegółowy przegląd budowy, montażu

i testowanie, oraz badanie wzajemnych interakcji.

Harmonogram budowy AP1000 jest trójetapowy, gotowy do wykorzystania w każdym

przypadku. Składa się z 6000 działań i etapów krytycznych. Standardowy harmonogram

w dużym przybliżeniu pokazany jest na rysunku 42.

rys.42. Harmonogram budowy (spis rysunków [16])

uzyskanie zezwoleń, wylanie pierwszego betonu , zamawianie modułów i elementów obiegu

pierwotnego, produkcja wytwornic parowych jednocześnie prowadzone roboty terenowe

i fundamentowe, zainstalowanie wytwornic pary wraz z obiegiem pierwotnym, testowanie

układów zimnych i gorących testowanie rozruchowe przed załadowaniem paliwa.

status licencyjny

W grudniu 2005 roku NRC (Amerykańska Komisja Dozoru Jądrowego)przyjęła projekt AP

1000 i dokonała procesu jego zatwierdzenia. Uzyskana licencja jest ważna przez 15 lat.

W listopadzie 2008 r. projekt AP1000 został doprowadzony do pełnej zgodności

wymaganiami EUR( European Utility Requirements).[9]

Współczesne koncepcje rozwoju……

53

2.4

Układy podkrytyczne sterowania akceleratorem (ADS).

W obliczu wciąż powiększających się składowisk wysokoaktywnych i długożyciowych

odpadów, pochodzących z wypalonego paliwa uranowego oraz z paliwa MOX.(tab.7),

materiały te ( w szczególności rzadkie aktynowce MA) ze względu na swoje własności

(dodatnie współczynniki reaktywności) nie mogą być używane w układach krytycznych.

Tabela.7 Wypalone paliwo jądrowe (składniki promieniotwórcze/1 GWe·rok)

Pojawiła się koncepcja neutralizacji odpadów w procesie transmutacji

[5]

oraz wykorzystania

ich do produkcji energii w podkrytycznych układach sterowania akceleratorem. Zastosowanie

układów podkrytycznych (k<1) oraz kontrola strumienia neutronów, zwiększyło

bezpieczeństwo pracy reaktora oraz umożliwiło pełen nadzór nad przebiegiem reakcji

rozszczepień bez możliwości nadkrytyczności układu. Własności te otwierają drogę do

praktycznie zamkniętego cyklu paliwowego.

Projekt zakłada połączenie akceleratora wysokoenergetycznych protonów z reaktorem

opartym o cykl torowo uranowy. Ten hybrydowy reaktor mógłby spalać

[6]

i transmutować

5

Transmutacja -proce polegający na zamianie w wyniku rozszczepienia długożyciowych jąder pierwiastków ciężkich znajdujących się w

wypalonym paliwie (czas życia- miliony lat) na jądra pierwiastków o czasie zaniku rzędu 100 lat.

6

spalanie (spopielenie) jest procesem, w którym pochłonięcie neutronu prowadzi do powstania izotopu rozpadającego się do

stabilnego w drodze rozszczepienia

praca inżynierska – LITWIN M..

54

(rys.43) promieniotwórcze odpady rozszczepień przy jednoczesnej produkcji energii

elektrycznej zasilającej również akcelerator protonów.

rys.43. Schemat układu podkrytycznego sterowania akceleratorem. (spis rysunków [2])

rys.44. Procesy transmutacji i spalania (spis rysunków [2])

Procesy zachodzące w ASD (Accelerator Driven System) przedstawia rys.44. W reaktorze

tym wysokoenergetyczne protony (1GeV) uderzają w blok z ciężkiego metalu, np. ołowiu,

Współczesne koncepcje rozwoju……

55

wywołując w nim reakcje kruszenia

[7]

(spalacji) wynikiem tego powstają neutrony prędkie,

które są doprowadzane do podkrytycznego reaktora zawierającego tor.

232

Th przekształca się w rozszczepialny izotop

233

U podtrzymujący reakcje łańcuchową,

wyłączenie akceleratora spowoduje natychmiastowe zatrzymanie procesu (eliminuje to użycie

prętów sterujących).

rys.45 Procesy zachodzą wewnątrz reaktora ASD (spis rysunków [17])

Ołów pełni w projekcie role: tarczy dla wytwarzania neutronów spalacyjnych, moderatora

tych neutronów, naturalnej osłony przed promieniowaniem gamma, a także przekazuje ciepło

na wymienniki, w którym będzie tworzyła się para wodna zasilająca turbinę.

7

Reakcja spallacji- gdy szybki proton( lub inna cząstka) o energii kilku lub więcej GeV uderz w ciężkie jądro, np. ołowiu lub

wolframu, zostaje ono rozbite (rozkruszone) na wiele lżejszych jąder, przy czym liczba powstających neutronów może
przekroczyć czasem sto. Taka reakcja jądrowa nosi nazwę reakcji spallacji (kruszenia).

praca inżynierska – LITWIN M..

56

Spalanie plutonu i pierwiastków transuranowych (TRU) wytwarzaenergii 940 MWd/1 kg

TRU. Pojedynczy układ o mocy cieplnej 1500 MW i paliwie będącym mieszanką toru i TRU

może wytwarzać rocznie energię termiczną 547,5 GWd (lub moc elektryczną 625 MWe)

i spalać 420 kg TRU. Co w porównaniu z bieżącą liczbą odpadów stanowi krople w morzu

potrzeb.[10]

Analiza cyklu paliwowego w skrócie

• Reaktor transmutacyjny spala 100 kg/rok HM

[8]

przy mocy cieplnej 300 MW(t);

• Wypalenie paliwa w reaktorze wynosi zaledwie około 5% HM (w zaawansowanych

układach to 20%), co zobowiązuje do posiadania składu 20 razy większego od rocznej

konsumpcji wypalonego paliwa (ok. 2 t z reaktora o mocy 300 MW(t));

• Składując 1000 ton HM potrzeba dużo roboczo-lat układów typu ADS, aby się pozbyć HM.

• W „stanie równowagi” potrzeba ok. 1 ADS dla 4-5 reaktorów PWR lub 20 reaktorów FBR;

• zamknięcie cyklu paliwowego to redukcja HM w odpadach o 2-3 rzędów wielkości w

porównaniu z cyklem, recyklizacji wypalonego paliwa i stworzenie paliwa typu MOX;

• większą wydajność w produkcji energii elektrycznej, wymiana wszystkich reaktorów LWR

na FBR zredukowałaby masę produktów rozszczepienia, a więc i odpadów o około 30%;

• Tylko techniki transmutacji mogą całkowicie zamknąć cykl paliwowy i zredukować około

100-krotnie ilość długożyciowych transuranowców.

W Europie rozwój akceleratorów, a także rozwój techniki recyklizacji prowadzony jest m.in.

w następujących projektach:

• IPHI (od ang. High Intensity Proton Injector) i TRASCO (od włoskiego -

TRAsmutazione SCOrie) we Włoszech (projekt akceleratorów dużej mocy);

• MEGAPIE (od ang. MEGAwatt Pilot Experiment) – w Instytucie Paula Scherrera

w Szwajcarii (opracowanie efektywnego targetu dla reakcji kruszenia);

• MUSE-4 w Cadarache, Francja (pilotażowa instalacja z podkrytycznym rdzeniem na

neutrony prędkie dostarczane z zewnętrznego akceleratora);

• Produkcja paliwa opartego na lekkich aktynowcach oraz rozwój technologii

przetwarzania paliwa w Karlsruhe, Niemcy;

• Zbieranie danych neutronowych (przekrojów czynnych) w CERN, Szwajcaria;

• KALLA (od ang. Karlsruhe Lead Laboratory) oraz CIRCE (od włoskiego CIRCuito

Eutettico) w Niemczech i Włoszech (rozwój technologii eutektyki Pb-Bi).

8

HM –Heavy Metals – łączna masa aktynowców w wypalonym paliwie – praktycznie masa uranu w świeżym paliwie

Współczesne koncepcje rozwoju……

57

Powyższe programy powinny doprowadzić do powstania europejskiego projektu transmutacji

odpadów promieniotwórczych i budowy instalacji DEMO.[1]

2.5 Reaktory Termojądrowe (JET, ITER)

W początku XX wieku uczeni odkryli iż życiodajna energia Słońca dochodząca do Ziemi

w postaci światła wytwarzana jest w skutek syntezy wodoru. W temperaturze 14 milionów

stopni i pod ciśnieniem setek miliardów atmosfer jądra wodoru łączą się wytwarzając

cząsteczkę helu oraz energię (defekt mas

[9]

). W Słońcu reakcja ta zachodzi niezwykle

wolno.[11]

Na Ziemi można przeprowadzić syntezę termojądrową przy pomocy pospolicie

występującego wodoru (wody mórz i oceanów), co w efekcie doprowadziło by do

zabezpieczenia źródeł energii dla ludzkości na miliony lat. Ponadto zaletą energii

termojądrowej jest brak emisji CO

2

, brak długożyciowych odpadów promieniotwórczych,

ewentualna awaria powoduje natychmiastowe wygaśnięcie reakcji.

Tabela 7. Typowe reakcje syntezy jądrowej.

D + D → T + H + 4,04 MeV

D + D →

3

He + n + 3,27 MeV

D + T →

4

He + n + 17,58 MeV

D +

3

He →

4

He + n + 18,37 MeV

T + T →

4

He + 2n + 11,31 MeV

H +

6

Li →

4

He + 3 He + 3,9 MeV

H +

11

B → 3(

4

He) + 8,68 MeV

D +

6

Li → 2(

4

He) + 22,3 MeV

W warunkach ziemskich z pośród wielu możliwości syntez (tab.7), najlepsza do

wykorzystania jest synteza deuteru i trytu. Powstały w reakcji neutron wykorzystuje się do

produkcji trytu w reakcji z litem. Paliwem przyszłości będzie deuter oraz lit.

9

Defekt masy – różnica pomiędzy masą spoczynkową jądra , a sumą mas spoczynkowych nukleonów tworzących te jądro.

praca inżynierska – LITWIN M..

58

Optymalną temperaturą syntezy DT, to 100-200 mln kelwinów. Materia w tej temperaturze

jest plazmą ( zjonizowanym gazem) i należy ją odizolować i utrzymać. W warunkach

panujących na Słońcu grawitacja utrzymuje paliwo, na Ziemi jest to niemożliwe. Istnieją

jednak inne metody utrzymania plazmy: inercyjna i magnetyczna. Na potrzeby niniejszej

pracy omówiona zostanie metoda magnetyczna.

Wyróżniamy dwa typy urządzeń magnetycznie pułapkujących plazmę: tokamak oraz sellator

(rys.46 ). Urządzenia te wytwarzają toroidalne pole magnetyczne za pomocą elektromagnety-

cznych cewek ułożonych wzdłuż komory reaktora. Utrzymują tym samym plazmę w pewnej

odległości od ścian komory reaktora.

Tokamak (od ros. toroidalnaja kamiera, magnitnaja katuszka)– wykorzystując własności

przewodzenia plazmy (10-20 milionów amperów ) oraz oddziaływanie układu pionowego

i poziomego toroidalnych cewek transformatorowych. Tokamak więzi plazmę owijając ją

w śrubową toroidalną wiązkę, która się nie rozszerza (pole magnetyczne toroidalne

i poloidalne).

Sellator – wykorzystuje skomplikowany kształt uzwojeń poziomych uzyskuje helikoidalny

kształt zamkniętej w torus nie rozszerzającej się wiązki plazmy.

rys46. Schemat stellaratora i jego uzwojeń(po lewej) i tokamaka (po prawej) (spis rysunków [2])

Współczesne koncepcje rozwoju……

59

W dalszej części zajmiemy się tokamakami, urządzenia te zastosowane są w najnowszych

rozwiązaniach kontrolowanej syntezy jądrowej.

Niezbędnym warunkiem inicjacji i utrzymania reakcji termojądrowej na dodatnim bilansie

energetycznym, jest spełnienie kryterium Lawsona. Kryterium osiągnięcia stanu zapłonu

[10]

plazmy definiuje jako podwójny iloczyn energia plazmy i czasu jej utrzymywania , który

powinien przewyższać wartość progową 3·10

21

m

-3

·keV·s . Ciśnienie plazmy nie może być

duże, wiąże się to z obniżeniem gęstości cząstek co wymusza utrzymanie energii plazmy

zgodnie z powyższym kryterium przez czas co najmniej 5 sekund.

Składowe plazmy

naładowane cząstki , poruszają się swobodnie wzdłuż linii pola magnetycznego wirując

wokół nich z częstością cyklotronową. Powoduje to, że temperatura niezbędna do syntezy

znajduje się w pobliżu osi wiązki plazmy i maleje w kierunku ścian. Zależność ta dotyczy

profilu ciśnienia, koncentracji i gęstości prądu w plazmie. [1]

Nagrzewanie plazmy:

Nagrzewanie oporowe powodowane jest przez przepływający wewnątrz niej prąd. Wadą tego

mechanizmu jest zmniejszenie efektywności grzania wraz ze wzrostem temperatury oraz

utrata temperatury w skutek promieniowania elektronów plazmy. Metoda ta pozwala uzyskać

temperaturę rzędu 10-20 mln K niewystarczającą do syntezy jądrowej.[12]

Dodatkowe systemy grzania:

NBI (neutral beam injection) w metodzie tej dodatnie jony rozpędza się w akceleratorze (120

keV) następnie są neutralizowane i wprowadzane do reaktora, gdzie zderzają się z cząstkami

plazmy przekazując im swoją energię.

ICRH (ion cyclotron rezonanse heating) stosuje się fale radiowe (40-70 MHz) do jonowego

rezonansu cyklotronowego. W metodzie tej antena musi być blisko plazmy.

10

stan zapłonu to stan plazmy który nie potrzebuje zewnętrznego nagrzewania, temperatura na stałym poziomie pochodzi

z energii cząstek α produktu syntezy

praca inżynierska – LITWIN M..

60

rys.47. (od prawej) System NBI i ICRH(spis rysunków [18])

LHCD (lower hybryd current driver) dolna hybrydowa częstość rezonansowa (1-8 GHz)

znalazła zastosowanie podczas nieindukcyjnego wzbudzania prądu elektrycznego w plazmie.

rys.48. System LHCD(spis rysunków [18])

ECRH (elektron cyclotron resonance heating) stosuje się mikrofale (60-200 GHz) do

rezonansowego grzania cyklotronowego elektronów w polu magnetycznym tokamaka.

Długość fali rzędu milimetrów umożliwia zastosowanie falowodów i anten z dala od plazmy.

Współczesne koncepcje rozwoju……

61

rys. 49. System ECRH(spis rysunków [18])

Tokamak JET

(Joint European Torus) to największe na świecie urządzenie termojądrowe,

które używa paliwa deuteru i trytu. Komorą JET jest torus o przekroju w kształcie litery D.

Duży promień wynosi 3 m, mały – 1,6m. Na całe urządzenie składa się rdzeń transformatora

(2800 t) oraz urządzenia do nagrzewania plazmy. Układy nagrzewania plazmy mają moc

kilkudziesięciu megawatów. Pole toroidalne ma indukcję na poziomie 3,5 tesli, przez plazmę

przepływa prąd 7MA.(rys.50)

Tokamak JET powstał decyzją Rady Wspólnoty Europejskiej w latach 70 na skutek wyników

przedstawionych przez Rosjan w 1968 roku. Obecnie realizowane programy na JET

koordynuje EFDA( European Fusion Development Agreement ). Polska przyłączając się do

UE w 2005 roku właczyła się również w badania kontrolowanej reakcji termojądrowej.

Największym sukcesem podczas przeprowadzanych eksperymentów było ,w 1997 roku,

uzyskanie w czasie 1s mocy reakcji na poziomie 16 MW, energii wydzielonej 22 MJ oraz

stosunku energii włożonej do pobranej Q=0,7 , uzyskano temperaturę ok. 400 mln stopni.

Zastosowano wówczas optymalną mieszaninę paliwową deuteru i trytu (50:50).

praca inżynierska – LITWIN M..

62

rys.50 A- wnętrze toroidalnej komory reaktora, B- schemat tokamaka JET, C- tokamak JET w Culham koło Oxfordu

(spis rysunków [18])

JET umożliwia testowanie materiałów i urządzeń które zostaną zastosowane w przyszłych

reaktorach termojądrowych , jego konstrukcja wykorzystana jest do budowy następnej

generacji reaktorów termojądrowych.

Tokamak ITER

(od ang. International Thermonuclear Experimental Reactor) to

międzynarodowy projekt badawczy którego celem jest urzeczywistnienie fuzji jądrowej jako

ź

ródła energii dla celów pokojowych. ITER będzie dziesięciokrotnie większy od JET (rys.51)

jego parametry zostały opisane w poniższej tabeli.

Tabela.8 Podstawowe parametry ITER

• duży promień 6,2 m;
• mały promień 2m;
• obiętosć komory 840 m

3

;

• natężenie prądu w plazmie 15 MA;
• indukcja magnetyczna 5,3 T;
• koncentracja plazmy 10

20

m

-3

;

• czas trwania wyładowania 500s w trypie impulsowym i 1000 w quasi-ciągłym;
• moc urządzeń grzewczych 75 MW
• temperatura plazmy 120 MK
• moc wytwarzana 500-700MW

Współczesne koncepcje rozwoju……

63

• średnie obciążenie powierzchni promieniowaniem neutronowym 0,5 MW/m

2

rys.51. Schemat reaktora ITER względem obecnie największym JET (spis rysunków [18])

Tokamak ITER będzie pierwszym który osiągnie stan płonącej plazmy a tym samym

samopodtrzymującą się reakcję termojądrową. Konstruktorzy zakładają współczynnik

wzmocnienia na poziomie 10 w warunkach pracy impulsowej i 5 podczas stanu qasi-

stacjonarnego z indukcyjnym wzbudzeniem prądu. W trakcie pracy tokamaka zostaną

wypróbowane urządzenia takie jak: cewki nadprzewodnikowe i układy zdalnej obsług.

Zostanie zastosowany moduł płaszcza chłodzonego helem, który pod wpływem neutronów

będzie produkował tryt w reakcji z litem i powielał neutrony przy pomocy ołowiu lub berylu.

Nowością będzie użycie diwertora urządzenie to ma za zadanie odprowadzać hel (popiół)

oraz kontrolować poziom domieszek ze ścian komory tokamaka. Przetestowane będą materiał

użyte do budowy ściany reaktora ( węgiel, beryl, wolfram), które będą musiały wytrzymać

ekstremalnie wysoka temperaturę (1000

o

C) jak i obciążenia mechaniczne i radiacyjne.[11]

Projekt ten jest bardzo drogi i ma kosztować około 10 miliardów €, uczestniczą

w nim Unia Europejska(50% kosztów), Rosja, Japonia, Korea Południowa i Chiny.

Tokamak powstanie w Cadarache w pobliżu Marsylii we Francji. Pierwszy zapłon

przewidywany jest na rok 2016.[13] Wyniki uzyskane na instalacji ITER posłużą do budowy

tokamaka DEMO, będącego przygotowaniem do budowy pierwszej elektrowni

termojądrowej –PROTO (rys52)

.

[1]

praca inżynierska – LITWIN M..

64

rys.52 Droga do energetyki termojądrowej widziana na początku XXI wieku. (spis rysunków [2])

Współczesne koncepcje rozwoju……

65

3.

Rozwój energetyki jądrowej w Polsce.

3.1

Próba budowy elektrowni jądrowej w Polce w latach 80-90 XX

wieku.

Elektrownia Jądrowa Żarnowiec (rys.52)

Elektrownie miała składać się z 4 bloków energetycznych w skład których wchodziły:

• reaktory WWER – 440/213 projekt ZSRR, produkcji Czechosłowackiej (Škoda

Pilzno)

• turbozespoły 4K-465 zakładów Zamech w Elblągu

• Generatory GTHW-600 zakładów Domel z Wrocławia

Budowa elektrowni przewidywała dwa etapy realizacji w których miały być oddane 2 bloki,

w projekcie uczestniczyło 70 polskich przedsiębiorstw oraz 9 zagranicznych.

rys.52. Makieta planowanej Elektrowni Jądrowej w Żarnowcu

(spis rysunków [19])

19 grudnia

1972 r. Komisja Planowania przy Radzie Ministrów ustaliła lokalizacje EJ nad

Jeziorem Żarnowieckim na gruntach wsi Kartoszyno.

praca inżynierska – LITWIN M..

66

18 stycznia

1982 Rada Ministrów PRL podjęła uchwałę w sprawie realizacji budowy I-go

etapu EJ Żarnowiec obejmującego 2 bloki energetyczne o mocy 465 MW każdy.

Uruchomienie pierwszego bloku miało nastąpić w 1989 r., a drugiego w 1990 r. Roboty przy

budynku głównym rozpoczęto w październiku 1984 r.

26.04.1986 r.:

Awaria w Czarnobylu, została wykorzystana przez organizacje pacyfistyczne

i ekologiczne do szerzenia irracjonalnych wizji jakie niesie energetyka jądrowa, co skutecznie

sterroryzowało okoliczną społeczność, nasiliły się protesty przeciw budowie EJ Żarnowiec

(rys.53).

Jesienią 1989 r. Tadeusz Mazowiecki utworzył pierwszy niepodległy rząd.

15.09.-02.10.1989 r.:

Ekspertyzy przeprowadzane przez MAEA (Międzynarodowa Agencja

Energii Atomowej) wydała pozytywna opinię nt.: zarządzaniem , jakości robót budowlanych

jak również przygotowań do rozruchu i eksploatacji EJ Żarnowiec.

29.03.-03.08.1990 r

Specjaliści SIEMENS’a wykonywali analizy bezpieczeństwa EJ

Ż

arnowiec, mając doświadczenie z technologią WWER-440/213 z Finlandij- EJ Loviisa,

NRD – EJ Nord, Czech ,Słowacji i Węgrzech gdzie modernizowała EJ. Zaproponowali

ulepszenia i rozszerzenia systemów bezpieczeństwa po wprowadzeniu których EJ Żarnowiec

osiągnęła by poziom bezpieczeństwa odpowiadający normą niemieckim.

17 grudnia 1990 r.

Rada Ministrów podjęła uchwałę w sprawie postawienia "Elektrowni

Jądrowej Żarnowiec w Budowie" w stan likwidacji przy zaawansowaniu prac szacowanym

na 37-40% (budynki zaplecza 85%). Decyzję podpisali: minister przemysłu Tadeusz

Syryjczyk

oraz Prezes Rady Ministrów Tadeusz Mazowiecki.

Decyzja ówczesnego rządu była pochopna, nieodpowiedzialna i nie poparta racjonalnymi

argumentami. Opierała się w dużej mierze na referendum przeprowadzonego w gminach woj.

gdańskiego przez przeciwników budowy elektrowni wśród nieuświadomionej opinii

społecznej która była manipulowana.

Straty dla budżetu Polski były ogromne. Zaawansowanie finansowe EJ Żarnowiec

oszacowano na 35% przy całkowitym koszcie inwestycji 2,08 mld USD daje 770 mln USD

wg cen światowych w 1990 roku (520 – 710 mln € wg wartości odtworzonej) koszty te

Współczesne koncepcje rozwoju……

67

powiększone o zobowiązania z tytułu rozwiązania kontraktów mogły wynieść straty rzędu

1 mld USD!

Część majątku udało się sprzedać do EJ Loviisa (min. elementy reaktora, napędy kaset

regulacyjnych), EJ Paks (zbiornik reaktora) i innych elektrowni, złomując wyposażenie

i urządzenia, sprzedając nieruchomości i materiały budowlane. Wpływy z tej wyprzedaży

pokryły zaledwie kilka procent kosztów inwestycji już poniesionej.

Obecnie po budowie EJ Żarnowiec pozostało część budynków i infrastruktura, którą można

wykorzystać w przyszłości do wznowienia projektu EJ, niestety budynki reaktorów zostały

zalane wodą i nienadaną się do wykorzystania (rys.53).

rys.53. 1-zdięcia z protestu przeciwko EJ, 2- zdjęcie budowy EJ Żarnowiec, 3- EJ Żarnowiec obecnie. (spis rysunków [19])

Elektrownia Jądrowa "Warta" (Klempicz)

W skład elektrowni miało wchodzić 4 bloki z reaktorami WWER-1000/320, każdy o mocy

1000 MWe, powierzchnia elektrowni 60 ha.

praca inżynierska – LITWIN M..

68

Doskonała lokalizacja z dala od dużych miast, na terenie nieużytków rolnych stabilnych pod

względem sejsmo-tektonicznym oraz geologiczno-inżynierskim,

w pobliżu linii

przesyłowych oraz dużych zasobów wody chłodzącej, wpłynęła na decyzję Komisji

Planowania przy Radzie Ministrów ,5 czerwca 1987 roku zaakceptowano lokalizacją EJ

Klempicz (lokalizacja „Warta”).

W latach 1988-1989

wykonano prace przygotowawcze

22 kwietnia

1989 r., rząd premiera Mieczysława F. Rakowskiego podjął decyzję o rezygnacji

z budowy.

Kadra:

Rezygnacja z energetyki jądrowej doprowadziła nie tylko do strat finansowych, uderzyła

w naukę i ludzi wykształconych w tym kierunku. Na potrzeby energetyki kształcono kadrę

oraz rzesze specjalistów, która po likwidacji EJ została bezpowrotnie stracona.

Wykwalifikowane zaplecze ludzki jest najtrudniejsze do odbudowania.[14]

3.2

Stan Polskiej elektroenergetyki ,wpływ UE oraz projekty Rządu

RP .

Polska elektroenergetyka oparta jest w 95% na paliwie kopalnym (węgiel kamienny

i brunatny). Posiadamy potężne złoża tego surowca 15,7 mld ton węgla kamiennego (100lat

eksploatacji) z tego 6 mld ton sklasyfikowanych jako przemysłowe, 24 mld ton węgla

brunatnego w złożach pewnych (300 lat eksploatacji). Jesteśmy największym producentem

węgla w europie, dzięki naszemu bogactwu naturalnemu jesteśmy niezależni od dostaw

zewnętrznych.

Gaz ziemny w Polsce wydobywany jest na linii Ostrów Wielkopolski - Rawicz Wielkopolski

oraz na linii Przemyśl - Jarosław – Lubaczów. Zasoby krajowe w 2007 roku pokryły 40%

zapotrzebowania i mają znaczenie dla dostaw krótkoterminowych. Znikome zastosowanie

w elektroenergetyce ok. 3% (rys.) nie stanowi z gazu surowca strategicznego w tej dziedzinie

.[15]

Moc zainstalowana w roku 2003 wynosiła 35419 MW a maksymalne zapotrzebowanie 22454

MW (tab.8) . Jak można zaobserwować zapotrzebowanie na energie elektryczną stale rośnie.

Współczesne koncepcje rozwoju……

69

rys.54. (po lewej)Struktura paliw w elektroenergetyce zawodowej za 2008 r.

( po prawej)Struktura zużycia energii elektrycznej w krajach OECD i w Polsce w 2006r (spis rysunków [20])

Tabela.8 Ważniejsze wielkości charakteryzujące elektroenergetykę polską.

Wyszczególnienie

Jednostka

miary

1995

2000

2001

2002

2003

Moc zainstalowana na
koniec roku

MW

33160

34595

34722

34944

35419

Maksymalne
zapotrzebowania

MW

23056

22289

22868

23207

22454

Produkcja energii
elektrycznej

GWh

139005 145183 145615 144125 151630

Dynamika produkcji do
roku poprzedniego

%

102,7

102,1

100,3

99.0

105,2

Prowadzone są różne symulacje mające oszacować o ile należy zwiększyć wydajność

systemu, wg czasopisma „PF”

11

zakładano że do 2010 zużycie energii elektrycznej wzrośnie

o 100% względem roku 1995. Prognoza ta była nie trafiona, założenia „EG

”

12

zakładają że

zapotrzebowanie na energie elektryczną do 2025 będzie wzrastać 3% rocznie (przy PKB na

poziomie 5%). W związku z kryzysem gospodarczym konsumpcja energii elektrycznej

11

A. Hrynkiewicz: ”Czy Polska potrzebuje energetyki jądrowej” „Postępy Fizyki” tom51 rok 2000 zeszyt

dodatkowy

12

J. Balcewicz: „Wiatrownie odpadły w przedbiegach……” „Gigawat Energia” numer 06/2006

praca inżynierska – LITWIN M..

70

w 2009 roku będzie mniejsza niż w 2008. (rsy.55) Raport IEA z grudnia 2008 prognozuje

zużycie energii elektrycznej dla Polski do roku 2030 na poziomie 180 TWh. (rys.57)[16]

rys.55Krajowe zużycie energii elektrycznej w 2008 i 2009 r. (spis rysunków [20])

rys.56. Krajowe zużycie energii elektrycznej w układzie miesięcznym w latach 2003 – 2008 (spis rysunków [20])

Współczesne koncepcje rozwoju……

71

rys.57. Prognozy zużycia energii elektrycznej w krajach Europy do roku 2030 ,TWh/a (spis rysunków [20])

Jak widać z powyższych danych rozbudowa systemu elektroenergetycznego jest niezbędna.

Budowa nowych elektrowni wymaga modernizacji, wymiany i rozbudowy systemu

przesyłowego kraju. System przesyłowy Polski w porównaniu z krajami UE (rys.58) jest

bardzo słabo rozwinięty szczególnie północny region naszego kraju. Większość linii

powstało 20 – 30 lat temu co przekłada się na ich stan techniczny. Niektóre obiekty można

eksploatować jeszcze kilkanaście lat , linie 220kV (7800km) wymagają pilnej modernizacji

i przebudowy do 400 kV , linie 110kV są silnie zużycie 50% ma 40 lat, stacje

transformatorowe WN/SN w 40 % przypadków ma ponad 30 lat. Jak wynika z raportu

[13]

taki

stan rzeczy spowodowany jest brakiem regulacji umożliwiających budowę nowych obiektów

sieci przesyłowej i dystrybucyjnej na terenie różnych właścicieli. Istniejące lub realizowane

przedsięwzięcia w zakresie korzystania z nieruchomości wymaga decyzji sądu (kilka

kilkanaście lat) , kolejną przeszkodą są nadużyć właścicieli nieruchomości, którzy mogą

żą

dać dowolnie wysokiego roszczenia.[15]

13

Raport o wpływie uregulowań prawnych na warunki eksploatacji i rozwoju infrastruktury technicznej liniowej sektora

paliwowo – energetycznego decydującej o bezpieczeństwie energetycznym kraju

praca inżynierska – LITWIN M..

72

rys.58 Porównanie gęstości sieci elektrycznej Polski i Niemiec (spis rysunków [21])

Polska jako członek Unii Europejskiej stanowi i wykonuje przepisy wspólnoty.

27 grudnia 2008 roku Parlament Europejski przyjął Pakiet Klimatyczno-Energetyczny Unii

Europejskiej który ma zapoczątkować tzw. „zieloną rewolucje”. Podstawowymi celami

pakietu są:

• redukcja emisji CO

2

z 1990 roku o 20% do roku 2020

• wzrost wykorzystanie odnawialnych źródeł energii (OZE) do 20% w 2020

• zwiększenie efektywności energetycznej w 2020 roku o 20%

Narzędziem ograniczającym emisje gazów cieplarnianych ma być system handlu emisjami

(ETS). Od 2013 roku zakłady przemysłowe będą musiały na specjalnych aukcjach

wykupywać prawo do emisji, część energochłonnych branży ( hutnictwo , cementownie,

papiernictwo) przyznano wiele bezpłatnych uprawnień.

Polska ze wzglądu, że jest jednym z uboższych krajów Unii otrzyma bezpłatne uprawnienia.

W 2013 elektrownie dostaną 70% darmowych uprawnień jednak w kolejnych latach będą

kupować coraz większy ich odsetek, a w 2020r. będzie trzeba wykupić 100% uprawnień do

Współczesne koncepcje rozwoju……

73

emisji. Nowo budowane obiekty nie będą mieć darmowych uprawnień. Kapitał z aukcji ma

finansować inwestycje przyjazne środowisku.

Dodatkowo 10% zezwoleń zostanie rozdanych krajom najuboższym Unii, dodatkowe 2%

całej puli zostanie przekazanych krajom które najbardziej zredukowały emisję CO

2

w latach

1990-2005. Polska w dużej mierze spełnia kryteria otrzymania tych dodatkowych zezwoleń.

[17] Sektor elektroenergetyczny musi sprostać polityce UE i ma niewiele czasu. Rząd Polski

od kilku lat kreśli politykę energetyczną naszego kraju w dokumencie „Polityka Energetyczna

Polski”. Dokument ten ustala strategie na 2030 rok i nakreśla następujące cele:

• Poprawa efektywności energetycznej

• Wzrost bezpieczeństwa dostaw paliw i energii

• Dywersyfikacja struktury wytwarzania energii elektrycznej (wprowadzenie energii

jądrowej)

• Rozwój wykorzystania odnawialnych źródeł energii (biopaliwa)

• Rozwój konkurencyjnych rynków paliw i energii

• Ograniczenie oddziaływania energetyki na środowisko

Polski rząd w dokumencie tym zapala „zielone światło” dla energetyki jądrowej, która nie

emituje CO

2

, uniezależnia od typowych kierunków pozyskiwania surowców energetycznych,

i charakteryzuje się wysoką efektywnością wytwarzanej energii.[18]

Rada Ministrów uchwałą z 13 stycznia 2009 roku zobowiązała Polską Grupę Energetyczną do

działań w celu przygotowania warunków do budowy elektrowni jądrowych do 2020 roku.

Najważniejszymi działaniami w tym obszarze są :

• dostosowanie systemu prawnego do budowy elektrowni jądrowej

• wykształcenie wykwalifikowanej kadry

• edukacja społeczna na temat energetyki jądrowej

• lokalizacja i budowa składowiska odpadów promieniotwórczych

• wzmocnienie kadrowe i kompetencyjne dozoru jądrowego

• przygotowanie rozwiązań cyklu paliwowego

Realizacja projektu będzie wymagała udziału organów państwa jak i środków finansowych

z budżetu, posiadania ekspertów w fazie przygotowawczej jak i ostatecznej decyzji

o realizacji energetyki jądrowej , jak również przygotowań do przetargu. [19]

praca inżynierska – LITWIN M..

74

3.3

Koncepcja energetyki jądrowej w Polsce.

Elektrownie jądrowe na świecie i w Europie.

Ś

wiatowa energetyka jądrowa wytwarza 16% zapotrzebowania na energię elektryczną.

Obecnie pracuje 438 bloków jądrowych ,o zainstalowanej mocy 371675 MWe, z czego 104

w USA 59 we Francji, 55 w Japonii, 31 w Rosji, 17 w Niemczech (rys.57). Kolejne 44 bloki

znajdują się w budowie.

W UE elektrownie jądrowe posiada 15 państw członkowskich ( na 27). Energia wytwarzana

przez 145 czynnych bloków jądrowych stanowi 32% produkowanej energii w krajach Unii.

Największy udział w produkcji z tego typu elektrowni ma Francja (78,1%), Litwa (72,3%),

Słowacja (57,2%) , Belgia (54,4%), Szwecja (48%).

rys.59. Reaktory jądrowe zainstalowane w energetyce (z pominięciem 6 bloków na Tajwanie) (spis rysunków [22])

Polska, która należy do krajów rozwiniętych nie posiada elektrowni jądrowej. Jednak w pasie

310 km wokół jej granic znajduje się 10 elektrowni jądrowych należących do naszych

Współczesne koncepcje rozwoju……

75

sąsiadów. W całej Europie obserwuje się wzrost zainteresowania energią jądrowa, nowe

elektrownie powstają min. we Francji , Słowacji, Bułgarii, Szwecji. (rys.60)

Energetyka jądrowa to młoda gałąź przemysłu 70 % działających reaktorów ma mniej niż 30

lat. Światowe Stowarzyszenie Operatorów Elektrowni Jądrowych ( WANO ) w swoim

raporcie ukazuje poprawę parametrów elektrowni na przestrzeni 17 lat od 1990 roku. Według

WANO wskaźnik dyspozycyjności bloku energetycznego wzrósł z 77,2 do 85,7 %; liczba

nieplanowych wyłączeń w czacie 7000 godzin spadła z 1,8 do 0,6; zmniejszeniu uległa dawka

promieniowania wokół elektrowni z 1,74 do 0,6 osobosiewert/rok.

rys.60. Rozmieszczenie elektrowni jądrowych w Europie (stan na dzień 19.03.2009 r.). Mapę dla Instytutu Energii Atomowej

opracował kartograf mgr Michał Sztorc. (spis rysunków [19])

praca inżynierska – LITWIN M..

76

Na przestrzeni 1990-2004 roku światowa produkcja energii zwiększyła się o 38% (718 TWh)

przy 12% wzroście mocy zainstalowanej (39 000 MWe). Dowodzi to znacznej poprawie

parametrów już eksploatowanych bloków jądrowych. [20]

Aspekt ekonomiczny i ekologiczny.

Opłacalność wytwarzania energii w różnych rodzajach elektrowni według studium

Energoprojektu Katowice (EPK).

W ramach studium przeanalizowano elektrownie jądrowe EPR (Framatome i Simens) oraz

AP 1000 (Westinghouse), elektrownie węglowych spełniających normy ochrony środowiska

oraz elektrownie wykorzystujące odnawialne źródła energii.

rys.61. Zmiany cen paliw przyjęte w studium EPK (spis rysunków [2])

Współczesne koncepcje rozwoju……

77

Założenia analizy ekonomicznej EPK:

• Zmiany ceny paliw według rys. 61.

• Sprzedaż energii elektrycznej netto na poziomie 1600 MW uwzględniając ilość

jednostek potrzebnych do wytworzenia takiej mocy.

• Rozpatrywany okres to 60 lat okres eksploatacji bloku jądrowego, w przypadku

innych technologii założono jej odnawianie w trakcie tego okresu.

• Założono minimalny czas pracy w roku na poziomie 6500 godzin, maksymalny 8000

godzin przy współczynniku obciążenia 91% (technologie nie spełniające tego

kryterium podnosi się liczbę zainstalowania).

• Uwzględniono koszty likwidacji i wymogów bezpieczeństwa jak i ochrony

ś

rodowiska dla każdej technologii.

• Uwzględnia handel uprawnieniami do emisji CO

2

przy średniej zdyskontowanej

jednostce kosztu produkcji energii wg. światowych organizacji IEA, IAEA i NEA

• Analiza przeprowadzona została przy cenach z 2005 roku z uwzględnieniem eskalacji

wydatków jak i składowych kosztów energii (składowe kapitałowa, operacyjna

i paliwowa)

nakłady inwestycyjne ± 10 % dla wszystkich technologii,

+ 20 % dla EPR,

+15% dla AP1000

ceny zakupu surowca ± 10% wszystkie technologie

koszty operacyjne (bez paliwa) ± 10 %

ceny zakupów limitów CO

2

– dolna granica 15 €/t CO

2

górna granica 30 €/t

CO

2

wzrost stopy dyskąta do 7 i 10 %

praca inżynierska – LITWIN M..

78

rys.62. Porównanie kosztów wytwarzania energii wg wyniku analizy EPK (spis rysunków [2])

Powyższa analiza ukazuje najbardziej wrażliwymi elementami symulacji:

• ceny zakupu paliwa wzrost/spadek ma zasadniczy wpływ na koszt wytwarzania

energii – jednak dla reaktorów jądrowych zmiany te nie wpływają znacząco na koszt

jej wytwarzania

• zmiany nakładów inwestycyjnych największy wpływ mają na energię wiatrową

(4 razy odtwarzanie elektrowni w ciągu 60 lat), w elektrowni jądrowej wrażliwość na

zmiany jest niewielka

Elektrownie jądrowe są najbardziej stabilnymi ekonomicznie źródłami energii zmiany

w zakresie ceny paliwa, nakładów inwestycyjnych, kosztów operacyjnych – nie zmniejsza jej

atrakcyjność. Niestabilność dostaw surowca oraz gwałtowne zmiany jego cen powinny być

przesłankami ustabilizowania sytuacji energetycznej poprzez energetykę jądrową.

[Białystok]

Wyniki analizy EPK są podobne do innych analiz prowadzonych w krajach europy poniżej

zostały zestawione wyniki analizy którą przeprowadzała Finlandia, Królewskiej Akademii

Inżynierii RAE, oraz studium OECD.[1]

Współczesne koncepcje rozwoju……

79

rys.63. Koszty wytwarzania energii elektrycznej przy prac przez 8000 godzin/rok wg studium fińskiego (spis rysunków [2])

rys .64. Koszty wytwarzania energii elektrycznej w przyszłych elektrowniach (EW pyl , EW /CFB, EW IGCC – elektrownie
węglowe z kotłem pyłowym, obiegowym złoże fluidalnym, i z zintegrowaną gazyfikacją węgla w cyklu kombinowanym, TG
CO, TG CZ –turbiny gazowe w cyklu otwartym i cyklu zamkniętym). (spis rysunków [2])

praca inżynierska – LITWIN M..

80

rys.65. Porównanie kosztu energii elektrycznej z elektrowni jądrowych (EJ), opalanych węglem (EW) i gazem ziemnym
(EG), wg studium OECD z 2005 roku. Dane z OECD (spis rysunków [2])

Energetyka jądrowa jest najbardziej monitorowaną gałęzią przemysłu w skali globalnej. Nad

bezpieczeństwem EJ czuwa wiele niezależnych agencji takich jak IEA, IAEA i NEA

14

.

Przeprowadza się symulacje wszystkich prawdopodobnych zdarzeń stanowiących zagrożenie

dla personelu lub otoczenia. Udoskonalane są systemy bezpieczeństwa na poziomie

projektowania, eksploatacji jak i likwidacji wyeksploatowanych reaktorów, na każdym etapie

uwzględnia się problem składowania odpadów promieniotwórczych. Składowane odpady są

szczelnie odizolowane jak i stale monitorowane.

EJ traktowana jest jako bezemisyjna, nie przyczyniająca się do wzrostu efektu cieplarnianego

i innych zjawisk związanych z zanieczyszczeniem atmosfery. EJ pod względem technicznym

jak i prawnym jest najczystszym źródłem energii podobnie jak OZE.[20]

Obawy społeczne.

Nie akceptowalność społeczna dotycząca energii jądrowej w Polsce wynika w dużej mierze

z niewiedzy społeczeństwa. Research International Pentor przygotował w grudniu 2006 roku

raport dla Państwowej Agencji Atomistyki który przedstawia podejście polskiego

społeczeństwa wobec energetyki jądrowej.

14

International Energy Agency , International Atomic Energy Agency, Nuclear Energy Agency.

Współczesne koncepcje rozwoju……

81

Wywiad przeprowadzono metodą wywiadu osobistego w domach respondentów. Ankieter

odczytywał pytania ,oraz odpowiedzi do tych pytań, z których respondent wybierał najbliższą

jego opinii. Badaniu poddano 1016 osób ludności Polski powyżej 15 roku życia. Adresy

startowe wylosowano z Rządowego Centrum Ewidencji Ludności „Pesel” z uwzględnieniem

podziału administracyjnego i urbanizacji kraju na regiony województwa oraz typy

miejscowości. Maksymalny błąd statystyczny na próbie 1000 wynosi 3,2% przy poziomie

ufności 0,95.

Wyniki badania:

rys.66. Wyniki ankiety dla PAA. (spis rysunków [23])

praca inżynierska – LITWIN M..

82

*Podstawa średniej nie obejmuje osób nie mających opinii. Środek czteropunktowej skali jest równy 2,5

ry.67.Wyniki ankiety dla PAA. (spis rysunków [23])

Połowa badanych nie potrafi stwierdzić ile reaktorów pracuje w pobliżu naszego kraju

65% nie zna zasad działania elektrowni jądrowej.

61% Polaków zaakceptowała by budowę bezpiecznej elektrowni by uniezależnić się od

dostaw surowców z zewnątrz oraz zmniejszyć emisję CO

2

48% popiera budowę elektrowni w swoim regionie 41% jest przeciw w porównaniu z rokiem

2002 poparcie dla elektrowni wzrosło dwukrotnie.

Polacy podchodzą sceptycznie do budowy elektrowni jądrowych w związku z awarią

w Czarnobylu 75%, ¼ badanych zwraca uwagę na brak informacji o korzyściach

i zagrożeniach oraz problemach wynikających ze składowaniem odpadów.

Badań wskazują na konieczność zastosowania kampanii edukacyjnej i informacyjnej oraz

promocji wiedzy o energetyce atomowej. Społeczeństwo doinformowane jest bardziej

przychylne energii jądrowej, jest mniej podatne na manipulacje. [21]

Lokalizacja elektrowni jądrowej i składowiska odpadów.

Elektrownia jądrowa powinna być zlokalizowana na terenie o niskiej gęstości zaludnienia

(min. odległość od reaktora 800 m), wolnym od zagrożeń sejsmicznych o korzystnych

Współczesne koncepcje rozwoju……

83

warunkach meteorologicznych i hydrologicznych, w pobliżu niezawodnego źródła zasilania

w wodę i łatwego odprowadzenia ciepła bez szkody dla środowiska oraz blisko linii

przesyłowych. Rysunek 68 przedstawia rozmieszczenie obecnie działających elektrowni

w Polsce. Północna część kraju nie posiada elektrowni które mogą sprostać tamtejszemu

zapotrzebowaniu na energię elektryczną , więc dostarczana jest liniami przesyłowymi

z południa kraju co generuje straty w czasie przesyłu lub odcina dostawy energii w przypadku

awarii. (8 kwietnia 2008 r. uszkodzenie linii z przyczyn meteorologicznych sparaliżowała

Szczecin i okolice na 4 dni.)

rys.68. Rozmieszczenie elektrowni w Polsce. (spis rysunków [3])

Instalacja pierwszej elektrowni jądrowej powinna zostać zrealizowana na północy kraju.

Najlepiej przystosowaną i udokumentowaną lokalizacją jest Żarnowiec. Tam właśnie będzie

zlokalizowana pierwsza siłownia jądrowa w naszym kraju. Tym samym zostaną

wykorzystane w większym stopniu środki poniesione na budowę EJ. Żarnowiec w latach

80-90 XX wieku. Kolejną bardzo obiecującą lokalizacją jest Klempicz nad wartą . Wszystkie

publikacje wskazują właśnie te dwa miejsca jako najlepsze rozwiązanie dla pierwszych

reaktorów atomowych w naszym kraju.

praca inżynierska – LITWIN M..

84

rys. 69. Lokalizacja energetyki jądrowej i składowisk odpadów w Polsce (spis rysunków [23] i [24])

W perspektywie 80 lat od budowy elektrowni jądrowej należ wybudować składowisko

odpadów w tym wysokoaktywnych. Na rys. 69 przedstawiono miejscowości w których

realizacja składowiska jest możliwa. Lokalizacja takiego składowiska uwarunkowana jest

naturalnymi barierami dla promieniowania (patrz rozdział 1.4) oraz bliskim położeniem

Współczesne koncepcje rozwoju……

85

wobec elektrowni Składowisko Damasławek spełniałoby stawiane oczekiwania. Polska

posiada prawie 50 letnie doświadczenie w prowadzeniu i kontroli składowiska odpadów

promieniotwórczych. Unieszkodliwianiem i składowaniem odpadów zajmuje się Zakład

Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych w Świerku. ZUOP eksploatuje Centralną

Składnicę Odpadów Promieniotwórczych w Różanie. [1]

Rodzaje reaktorów.

Polska w pierwszej kolejności powinna zainstalować sprawdzone i bezpieczne reaktory lekko

wodne dużej mocy. Najbezpieczniejszą oraz najtańszą inwestycją wydaje się AP1000

Westinghouse ,który w zestawieniu przeprowadzonym przez Energoprojekt Katowice

wyprzedził EPR (konstrukcja francusko – niemiecka Framatome i Siemensa)[1]. Pierwsze

oddane do użytku elektrownie AP 1000 będą w Chinach w 2013 roku, EPR budowany jest

w Finlandii jednak budowa przedłuża się i przekroczyła zakładany budżet o 25%[13] .Polska

przy wyborze technologii powinna odsunąć względy polityczne i dokonać wyboru najlepszej

oferty.

Uwzględniającej dostęp do paliwa jądrowego na cały okres pracy elektrowni („leasing

paliwa”), warunki współpracy w projektowaniu, budowie i uruchamianiu EJ, możliwości

rozwoju kadry specjalistów i ich szkolenia, uzyskania gwarancji odbioru paliwa wypalonego

i odpadów wysoko radioaktywnych z eksploatacji EJ..[22]

Drugim etapem rozwoju powinny być reaktory wysokotemperaturowe wykorzystywane do

beze misyjnej produkcji paliw z węgla kamiennego w procesach zgazowywania co w

znaczący sposób uniezależniło by kraj od dostawców zewnętrznych. Technologia tego typu

najbardziej rozwinęła się w RPA tam też prowadzi się budowę reaktora PBMR – warto

zwrócić uwagę że pod względem energetycznym Polska jest bardzo podobna do RPA.

Trzecim etapem wydaje się budowa składowisk odpadów wysokoaktywnych oraz zakładów

do przeróbki paliwa typu MOX.

Czwartym etapem (ok. 2080 roku) będzie instalacja reaktorów na neutrony prędkie (FBR) ,

które przy wysokim bezpieczeństwie dostaw energii i niskich kosztach jej wytwarzania

(przetwarzanie odpadów ze składowisk) mogą zminimalizować potrzeby dostaw paliwa

jądrowego dla Polski.

praca inżynierska – LITWIN M..

86

Podsumowanie

Współczesne technologie w dziedzinie energetyki jądrowej gwarantują bezpieczeństwo

dostawi energii w perspektywie najbliższego tysiąclecia. Energetyka jądrowa wiąże się

z wielkimi nakładami finansowymi w etapie budowy, który zwracają się w ciągu ¼ czasu

eksploatacji . Jeśli chodzi o koszty wytwarzania energii to w dobie podatku za emisję CO

2

,

stałego wzrostu cen paliw kopalnych oraz traktowania energetyki jądrowej jako bezemisyjnej

to źródło energii jest najtańszym z obecnie dostępnych.

Sceptyczne podejście do tego rodzaju energii związane jest z awarią reaktora w Czarnobylu

(1986). Od tego czasu konstruktorzy siłowni jądrowych wdrażają do swoich projektów

zabezpieczenia mające uniemożliwić awarie, a w razie jej wystąpienia odizolowanie od

ś

rodowiska naturalnego. Wszelkie projekty poddawane są szczegółowym analizą przez

niezależne międzynarodowe organizacje energetyczne. Każdy etap budowy, eksploatacji

i likwidacji elektrowni jądrowej jest nadzorowany i przebiega w myśl wypracowanych

procedur. Co czyni elektrownie jądrowe obiektami bardzo bezpiecznymi.

Występowanie uranu w różnych regionach świat oraz jego niewielka ilość potrzebna do

produkcji energii gwarantuje bezpieczeństwo dostaw tego surowca. Paliwo jądrowe od

momentu wydobycia poprzez wszystkie etapy cyklu paliwowego ze składowaniem włącznie

podlegają szczególnemu nadzorowi i stale są monitorowane. Wszystkie informacje są

podawane do wiadomości opinii publiczne na stronach internetowych niezależnych agencji

energetycznych. Odpady promieniotwórcze zostają szczelnie zamknięte i trafiają na

składowiska odpadów. Zasada ta jest ściśle przestrzegana. Obecna technika dąży do

recyklingu odpadów, a nowatorskie technologie jak ADS w najbliższym czasie w znaczny

sposób przyczynią się do nieomal całkowitego przetworzenie odpadów na paliwo.

Wiele krajów świata rozpoczęło wyścig o dostęp do środków finansowych i dostaw

krytycznych elementów konstrukcyjnych reaktorów. Polska nie może sobie pozwolić na

odpadnięcie z tego wyścigu. Postawa reprezentantów polskiego społeczeństwa zmierza do

wprowadzenia tego typu źródeł energii, wobec zobowiązań jakie podjęliśmy na rzecz ochrony

ś

rodowiska. Jak najszybsza realizacja atomowej inwestycji wydaje się jedynym logicznym

rozwiązaniem, nie doprowadzającym naszego kraju do olbrzymich podwyżek cen energii oraz

uzależnienia dostaw energii z innych krajów.

Czy zdążymy?

Współczesne koncepcje rozwoju……

87

Literatura

[1] http://www.ipj.gov.pl/pl/szkolenia/ej/ prof. dr hab. Ludwik Dobrzyński, dr Andrzej
Strupczewski

[2] http://www.ipj.gov.pl/pl/szkolenia/matedu/nupex/

[3] J.M. Masalski: „Fizyka jądrowa” Wydawnictwo AGH, Kraków 1991

[4] M. Kiełkiewicz: „Teoria reaktorów jądrowych”, PWN, Warszawa 1987

[5] http://www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mtj/zal00/Zberecki/cykl.htm

[6]

users.uj.edu.pl/~ufbodek/EJ_FiM/NE_08.pdf wykład prof. dr hab. Kazimierz Bodek

[7]

www.cyf.gov.pl/rysunki/energetyka/energetyka_03.ppt

[8]

www.cire.pl/pliki/2/newgenrea.pdf

[9]

apw.ee.pw.edu.pl/tresc/-pol/11-AP1000AS,ost.pdf

[10] S. Taczanowski: „Transmutacja, układy podkrytyczne i energia”, „Postępy Fizyki” tom
51 zeszyt 4 rok 2000

[11] A. Gałkowski: „Od JET-a do ITER-a”, „Postępy Fizyki” tom 59 zeszyt 3 rok 2008

[12] http://newton.ftj.agh.edu.pl/fusionexpo/download/broszura.pdf

[13] http://pl.wikipedia.org

[14] http://www.atom.edu.pl/index.php?option=com_content&task=view&id=116

[15]

www.ptpiree.pl/data/aktualnosci/raport_en_inw_infr_23_s.pdf

[16] H.L. Gabryś „Elektroenergetyka Polska 2009 Pytania na czasie” „Elektroenergetyka”

Kwiecień 2009 Numer 04 (658) / Rocznik 62

[17]

www.boell.pl/alt/download_pl/Polska_wobec_zmian_klimatycznych.pdf

[18]

www.ine-isd.org.pl/index_bklimatyczny.php?dzial=14&kat=17&art=8&limit=0 - 29k

[19]www.iep.org.pl/itemfile.php?file=polityka_energetyczna_Polski%2FPolityka_energetycz

na_Polski_do_2030_roku.doc

[20]

www.bcc.org.pl/cms/upload/2009-02-16_raport_BEZPIECZENSTWO_

ENERGETYCZNE-d6541.pdf

[21]

www.paa.gov.pl/dokumenty/badania_pentor_2006.ppt

[22]www.not.org.pl/not/images/stories/komitety/Zalacznik%20nr%202.pdf

praca inżynierska – LITWIN M..

88

Spis rysunków.

[1] www.ipj.gov.pl/szkolenia/metoda/anpex/

[2]www.ipg.gov.pl/szkolenia/ej

[3]www.pl.wikipedia.org

[4]www.eia.does.gov/cneaf/nuclear/page/nuc.reactors/pwr.html

[5]www.nuclear.pl

[6] www.nukeworker.com./pictures/thumbnails.

[7] www.bnra/en/usefal/reactor-types/rbmk.gif

[8] www.en.wikipedia.org

[9] www.if.pw.pl/~pluta/pl/dyd/mtj/zal00/Zberecki/cykl/htm

[10] www.geogut.pl/wolowa .html/

[11]www.cyf.gov.pl//rysunek/energetyka/energetyka_03pdf

[12]www.ptbr.org.pl/składowanie%20odpadów.pdf

[13]www.anawa.org.au

[14] www.ifj.edu.pl/conf/energetyka/referaty/Cetnar.pdf?lang=pl

[15] http:/chemia.viii-lo.krakow.pl/energetyka/strona_ze_zdieciami/

[16]apw.ee.pw.edu.pl/tresc/.pol/11-AP100AS,ost PDF

[17]www.if.pw.edu.pl/~pluta/pl/dyd/mtj/zal03/lesniewsk...

[18]www.jet.efdu.org

[19]www.atom.edu.pl

[20]www.elektroenergetyka.pl

[21]www.cire.pl/item,38572.2.html

[22]www.iaea.org

[23]www.paa.gov.pl

[24]www.zb.eco.pl/article