Poznaj atom

Reaktory jądrowe przyszłości

Wtorek 22 maja 2012

Czy możliwe są reaktory jądrowe wolne od ryzyka stopienia rdzenia lub uwolnienia produktów rozszczepienia? A do tego o znacznie większej niż dotychczasowe wydajności energetycznej? Od początku XXI w. naukowcy pracują nad nowymi technologiami energetycznymi reaktorów, które zapewnią najwyższe bezpieczeństwo pracy i zminimalizują skutki ewentualnej awarii.

Począwszy od 2000 r. Stany Zjednoczone rozpoczęły formowanie międzynarodowego konsorcjum, którego celem są prace nad nowymi technologiami energetycznych reaktorów jądrowych. Do tej pory skupiano się na rozwoju sprawdzonych konstrukcji - takich jak reaktory wodne ciśnieniowe bądź reaktory wrzące – i poprawie bezpieczeństwa ich pracy. Rozwiązania będące obiektem prac nowo powołanej organizacji miały iść krok dalej. Ich założenia konstrukcyjne miały wykluczać możliwość stopienia się rdzenia czy uwolnienia produktów rozszczepienia poza budynek reaktora, przy jednoczesnym znacznym zwiększeniu wydajności energetycznej.

W 2001 r. organizacja zyskała nazwę Generation IV International Forum (GIF - Międzynarodowe Forum IV Generacji). Konstrukcje w jej ramach opracowywane miały stanowić zupełnie nowe, czwarte pokolenie wśród jądrowych reaktorów energetycznych. Spośród pojawiających się nowych koncepcji wybrano sześć rozwiązań, uznanych za najbardziej bezpieczne, czyste, ekonomiczne, odporne na ataki terrorystyczne i nie mogące stanowić potencjalnego źródła materiałów rozszczepialnych do budowy broni jądrowej. Są to:

  • reaktor wysokotemperaturowy (HTR, VHTR)
  • reaktor chłodzony wodą o parametrach nadkrytycznych (SCWR)
  • reaktor prędki chłodzony gazem (GFR)
  • reaktor prędki chłodzony sodem (SFR)
  • reaktor prędki chłodzony ołowiem (LFR)
  • reaktor chłodzony solami (MSR)

Trzy z powyższych koncepcji zostały już szczegółowo przebadane jako konstrukcje eksperymentalne i istnieje szansa, że wejdą one do energetyki na skalę przemysłową około 2030 r.

Reaktor wodny chłodzony wodą o parametrach nadkrytycznych to taki, w którym wykorzystuje się jako czynnik chłodzący wodę o właściwościach płynu o niskiej gęstości, bardzo dużym cieple właściwym i doskonałej przewodności cieplnej. Dzięki temu uzyskać można sprawność cieplną nawet rzędu 45%, wobec 33-37% charakterystycznych dla zwykłych reaktorów wodnych ciśnieniowych.
Reaktory prędkie zawdzięczają swoja nazwę wykorzystywaniu w większości procesów rozszczepienia neutronów prędkich, w przeciwieństwie do obecnie najczęściej stosowanych reaktorów wykorzystujących neutrony termiczne. Część neutronów prędkich jest wychwycona przez jądra uranu U-238, nierozszczepialnego przez neutrony termiczne, który tym samym przekształca się w posiadający tę zdolność pluton Pu-239. Rozszczepienie plutonu Pu-239 powoduje emisję większej liczby neutronów, niż ma to miejsce przy rozszczepianiu jąder uranu U-235 (powszechnie używanego w reaktorach na neutrony termiczne). Sprawia to, że więcej neutronów może zostać wykorzystanych do zmiany uranu U-238 w pluton Pu-239 i tak dalej. Tym samym na jedno użyte jądro paliwa rozszczepialnego (U-238) powstaje więcej niż jedno „nowe” jądro rozszczepialnego paliwa (Pu-239). Można powiedzieć, że paliwo się powiela – stąd reaktory prędkie często nazywa się powielającymi. Cechę tę można wykorzystać nie tylko do wytwarzania nowego paliwa, ale także do przetwarzania odpadów wysokoaktywnych, za jakie często uznaje się wypalone paliwo z reaktorów termicznych. W ten sposób Uzyskuje się z nich dodatkową energię, jednocześnie zmniejszając ilość odpadów do składowania.

Najlepiej dopracowaną konstrukcją prędkiego reaktora powielającego jest reaktor chłodzony sodem. Powstało już kilkanaście takich konstrukcji. Najbardziej znany to wyłączony już francuski Superphenix, o mocy cieplnej 3000 MW. Reaktory prędkie chłodzone gazami czy ołowiem nie weszły jeszcze do stadium prototypu, jednak również stanowią duży potencjał dla efektywnego użytkowania uranu oraz przetwarzania odpadów wysokoaktywnych.

W reaktorze chłodzonym stopionymi solami paliwo uranowe bądź torowe przepływa rozpuszczone w solach fluorków (sodu, litu, lub berylu) przez kanały w grafitowym rdzeniu moderatora. Ponieważ paliwo ma postać cieczy, można usuwać z niego na bieżąco produkty rozszczepienia, jednocześnie uzupełniając w niej poziom uranu czy plutonu. Tym samym nie ma potrzeby produkcji, składowania i transportu specjalnych elementów paliwowych, a wysokoaktywne produkty reakcji są w pełni przetwarzane. W porównaniu do reaktorów z paliwem stałym, reaktory chłodzone ciekłymi solami nie generują wysokoaktywnego wypalonego paliwa reaktorowego, które trzeba potem przechowywać. Dzięki użyciu mieszaniny pod postacią cieczy, rozłożenie paliwa w rdzeniu jest zawsze równomierne. Własności tej konstrukcji stanowią także o jej wysokiej konkurencyjności ekonomicznej. Do tej pory zbudowano w USA jeden prototyp takiego urządzenia.

W ramach promowania technologii energetycznych o niskiej emisji gazów cieplarnianych, Komisja Europejska uruchomiła w 2010 r. program European Sustainable Nuclear Industrial Initiative (ESNII). Jego zadaniem jest wspieranie prac nad rozwojem trzech wybranych projektów szybkich reaktorów:

  • Astrid – chłodzony sodem reaktor prędki zaproponowany przez Francję
  • Allegro – reaktor prędki chłodzony gazem zaproponowany przez Czechy, Słowację i Węgry
  • Myrrha – reaktor prędki chłodzony ołowiem, którego projekt wysunęła Belgia

Całkowity, szacowany koszt zbudowania prototypów powyższych projektów w ramach ESNII wynosi 10,8 miliarda euro. Budżet projektu na lata 2010-2012 wyniósł 527 milionów euro.

FOT: Dzięki uprzejmości Idaho National Laboratory. Fotografia przedstawia wizję elektrowni jądrowej przyszłości.

Facebook