Dziś mam przyjemność zaprezentować artykuł Tymona Kalbarczyka o reaktorach jądrowych IV generacji. Oddaję głos Autorowi:
Ryc. 1 Zdjęcie reaktora AVR w Niemczech – praca własna Maurice’go van Bruggen (26 kwie 2020), https://pl.m.wikipedia.org/wiki/Plik:Hogetemperatuurreactor.JPG
Reaktory Jądrowe IV Generacji
Przyszłość Energetyki Jądrowej
W niniejszej pracy przedstawiono najbardziej obiecujące z projektowanych/testowanych reaktorów jądrowych IV generacji w losowej kolejności. Szczególną uwagę poświęcono zasadom działania konstrukcji, stosowanego paliwa, wadach i zaletach oraz możliwych zastosowaniach.
1 Reaktory IV generacji?
Reaktory IV generacji to grupa reaktorów będących aktualnie w fazie projektowej, lub testowej z zamiarem ich wprowadzenia po 2030 roku (z wyjątkiem reaktora VHTR które prawdopodobnie zostaną wprowadzone wcześniej). Reaktory IV generacji mają być tanie w budowie i proste w obsłudze, mają być bezpieczne nawet w rękach niedoświadczonych operatorów, powinny możliwie minimalizować ilość odpadów i wykorzystywania zasobów naturalnych, mają też znacząco utrudniać, lub uniemożliwiać proliferacje mat. jądrowych.
Ilość projektowanych reaktorów znacząco zmalała, aby skupić uwagę na rozwijaniu tych, które mają największą szanse zrealizowania celów stawianych IV generacji reaktorów.
2 Rozwijane projekty reaktorów termicznych
Reaktory termiczne to reaktory w których większość reakcji rozszczepienia jest generowana przez neutrony termiczne spowolnione przez moderator. Aktualnie rozwijane projekty to HTR i VHTR, SCWR, oraz MSR.
2.1 Reaktor VHTR
Reaktory VHTR (Very High Temperature Reactor) to aktualnie najbardziej rozwinięte projekty ze wszystkich reaktorów IV generacji i mogą wejść do powszechnego użytku jeszcze przed 2030 rokiem. Wiele krajów rozwijała tą technologię jeszcze w latach 80-tych XX w, jednak wszelkie próby wdrożenia ich do użytku następowały w bardzo nieprzystępnym czasie (spadek cen ropy, katastrofa w Czarnobylu).
Reaktory tego typu składają się z rdzenia przez który przelatuje strumień gazowego helu używanego jako chłodziwa. Temperatura helu przy wyjściu z reaktora wynosi 1270 K. Hel ten kierowany jest do wymiennika ciepła, a następnie jest za sprawą dmuchawy z powrotem do rdzenia. Rdzeń jest zwykle otoczony grafitowo-węglowym reflektorem neutronów oraz obudową ze sprężonego betonu.
2.1.2 Rdzeń reaktorów VHTR
Rdzeń tych reaktorów ma dwie różne wersje, gdyż może być on sztywny zbudowany z sześciokątnych bloków grafitowych z kanałami przez które przepływa hel, oraz w których znajdują się pręty sterujące (konstrukcja amerykańska). Paliwo w tym rdzeniu ma postać długich prętów odlanych z grafitu z rozmieszczonymi wewnątrz kulkami paliwa TRISO. Reaktory z tą konstrukcją osiągały moc z rzędu 600 MWe. Minusem tych rdzeni jest brak możliwości ciągłego przeładowywania paliwa.
Druga wersja jest bardziej interesująca, gdyż posiada tak zwany rdzeń usypany. Składa się on z dziesiątek tysięcy kulek grafitowych z drobinkami paliwa typu TRISO. Kulki są wsypywane do rdzenia od góry, a następnie po kilku/kilkudziesięciu miesiącach spędzonych w rdzeniu wysypywane dołem. Tam kulki paliwowe są badane spektroskopem gamma w celu określenia stopnia ich wypalenia – kulki wypalone są kierowane na składowisko wypalonego paliwa, zaś kulki niewypalone trafiają do z powrotem rdzenia (konstrukcja niemiecka). Reaktory z tą konstrukcją osiągały moc z rzędu 250 MWe. Minusem tych rdzeni jest mechaniczne ścieranie się kul paliwowych tworząc drobny, silnie radioaktywny i trudny w dekontaminacji pył węglowy. Rdzeń usypany wymagałby jednak aby pręty sterujące poruszały się w specjalnych rurach uniemożliwiających ich zaklinowanie między kulami paliwowymi.
2.1.3 Paliwo TRISO
Paliwo do reaktorów w których panuje tak wysoka temperatura musi być bardzo wytrzymałe. Nie używa się więc tradycyjnych materiałów ani tradycyjnych konstrukcji prętów paliwowych. Wiele elementów rdzenia zbudowane jest z grafitu i węglików. Paliwem zaś jest tak zwane TRISO.
Paliwo TRISO od środka składa się z kulki paliworodnej – zazwyczaj niskowzbogaconego uranu z dodatkiem paliworodnego toru – o średnicy ok. 0,5 mm. Kulka ta pokryta jest warstwą porowatego węgla pirolitycznego służącego do wychwytu lotnych produktów rozpadu, warstwy wewnętrznej zwykłego węgla pirolitycznego, warstwy węglika krzemu, lub węglika cyrkonu pełniącego rolę koszulki paliwowej, oraz kolejnej warstwy węgla pirolitycznego pełniącego funkcje osłonowe.
Przygotowane w ten sposób kulki mają trochę mniej niż milimetr i mogą wytrzymać temperatury z rzędu 2270 K i ciśnienie ok. 1000 atmosfer. Kulki te zwykle zalewa się grafitem uformowanym w formę kul, lub prętów.
Paliwo TRISO zamiast zwykłego uranu może również działać na plutonie odzyskanym z likwidacji broni jądrowej, zużytym paliwie jądrowym oraz torze. Składniki te często umieszczone są jako domieszki dodawane do uranu.
2.1.4 Plusy i minusy reaktorów VHTR
Reaktory typu VHTR są aktualnie jednym z lepiej zbadanych typów reaktorów IV generacji, przez co znamy wiele ich aspektów. Ważną ich zaletą jest to że posiadają ujemny temperaturowy współczynnik reaktywności. Chłodziwo, jakim jest hel też posiada wiele zalet, nie ulega aktywacji neutronowej, hel jest również chemicznie niereaktywny. Reaktory VHTR mają w pełni ceramiczny rdzeń wykonany z wysoce odpornego grafitu, lub węglików. Ze względu na podniesienie temperatury chłodziwa na wyjściu z reaktora możliwe jest przekonwertowanie nawet 50% energii cieplnej w elektryczność. Reaktory VHTR uwalnia do środowiska niewiele radionuklidów – pomimo tego, że paliwo TRISO uwalnia ich więcej od tradycyjnej konstrukcji, znaczna ich część zostaje wchłonięta przez materiały konstrukcyjne rdzenia. Ciekawą opcją jest też wykorzystanie reaktorów VHTR do powielania paliwa poprzez umieszczenie w paliwie domieszek toru, który pod wpływem bombardowania neutronami przekształca się w rozszczepialny uran-233. Reaktor ten może też w ograniczonym stopniu „spalać” wypalone paliwo jądrowe. Najważniejszą zaletą reaktorów VHTR jest ich wielozadaniowość, gdyż mogą posłużyć jako źródło ciepła dla dużych zespołów przemysłowych np. do produkcji wodoru, jak i również jako źródło prądu elektrycznego.
Reaktory VHTR mają niewiele wad, lecz jedną z najpoważniejszych jest kłopotliwość demontażu
koszty rozbiórki reaktora AVR w Niemczech szacuje się na miliardy PLN w związku z dużym skażeniem elementów konstrukcyjnych w rdzeniu. Kolejną wadą jest również wysoka cena helu używanego w tej konstrukcji jako chłodziwa. W związku z doświadczeniami z reaktorem AVR, a konkretniej znacznego skażenia elementów konstrukcyjnych produktami rozpadu paliwa jądrowego powstają obawy o odporność elementów na pracę kilkanaście lat w wysokiej temperaturze.
2.2 Reaktor SCWR
Reaktor SCWR (super-critical water cooled reactor) są połączeniem dwóch idei: prostoty wykonania i obsługi znanej z konstrukcji BWR oraz kotłów nadkrytycznych w elektrowniach klasycznych. Reaktory SCWR mają również posiadać wyższą niż obecnie efektywność przemiany energii cieplnej na elektryczną dochodzącą według wielu szacunków nawet do 45% (obecnie 30%).
Reaktory SCWR mają dzielić się na reaktory termiczne, mieszane i prędkie, z czego różne projekty generowałby od 300 MWe do 1700 MWe, jednak reaktory z rdzeniem termicznym w przeciwieństwie do prędkich miały by tylko jednokrotny przebieg wykorzystania paliwa, zaś reaktory prędkie miałyby możliwość powielania paliwa na drodze zaawansowanego przetwarzania wodnego wypalonego paliwa.
2.2.1 Chłodzenie nadkrytyczne
Zgodnie z projektami w reaktorach SCWR ciekła woda o temperaturze 550 K ma być wpompowywana do rdzenia pod ciśnieniem 25 MPa, gdzie osiągałaby stan nadkrytyczny poprzez podgrzanie do 780 K. Woda w stanie nadkrytycznym nie moderuje neutronów równie skutecznie co ciekła woda, jednak lepiej przekazuje energię cieplną i lepiej chłodzi trudnodostępne elementy rdzenia (zachowuje się jak sprężony gaz). Nie zajdzie również lokalne parowanie, które w reaktorach wrzących wywoływało trudności w kontroli rdzenia.
Reaktory SCWR mogłyby również posiadać kilka zestawów generatorów – jeden napędzany nadkrytyczną wodą w obiegu pierwotnym i drugi/trzeci napędzany parą wodną pochodzącą z układu chłodzenia obiegu pierwotnego. Umożliwiałoby to bardzo skuteczne pozyskiwanie energii elektrycznej z reaktorów SCWR.
2.2.2 Rdzeń i paliwo reaktora SCWR
Rdzeń reaktora SCWR z zewnątrz bardzo przypominałby rdzeń reaktorów PWR, co związane byłoby z potrzebą utrzymania w pierwotnym obiegu chłodzenia wysokiego ciśnienia. Od wewnątrz rdzeń bardzo przypominałby z kolei reaktory BWR, co związane byłoby z bardzo podobnym procesem, który jednak w SCWR nie zmieniałby wody w parę, a w ciało nadkrytyczne.
Paliwo i pręty sterujące w SCWR bardzo przypominałyby te znane z BWR, jednak paliwo musiałoby być na wyższym stopniu wzbogacenia, gdyż niemożliwe jest użycie cyrkonowych koszulek ze względu na wysoką temperaturę w rdzeniu.
Reaktory SCWR na neutrony prędkie posiadać też będą możliwość powielania paliwa na drodze zaawansowanego przetwarzania wodnego wypalonego paliwa.
2.2.3 Plusy i Minusy reaktorów SCWR
Plusami reaktorów SCWR jest prosta konstrukcja umożliwiająca tanią budowę. Są one też ekonomiczne w związku z wysoką efektywnością w produkcji prądu elektrycznego. Dodatkowo w konfiguracji opierającej się o neutrony prędkie umożliwia gospodarowanie odpadami jądrowymi i użyciem ich jako dodatkowego paliwa. Według szacunków pierwsze reaktory SCWR mogłyby być budowane już od 2025 roku, jednak należy je jeszcze przetestować w praktyce.
Do ich wad należy brak pewności jak z elementami konstrukcyjnymi reaguje nadkrytyczna woda o wysokiej temperaturze. Problematyczna jest fakt, że posiada on niewielki zasób wody w obiegu pierwotnym, co oznacza, a ewentualne sytuacje awaryjne rozwijałyby się dość szybko ze względu na niewielką pojemność cieplną chłodziwa. Dodatkowo w wypadku awarii istniałoby ryzyko zbyt wysokich temperatur przejściowych dla konwencjonalnych metali obudowy reaktora.
2.3 Reaktor MSR
Reaktorów MSR (Molten Salt Reactor) jest wiele, gdyż pod tym terminie kryje się każdy typ reaktora posiadający stopioną sól jako chłodziwo. Technologia reaktorów MSR była rozwijana równolegle w wielu krajach w latach 50 i 60 XX wieku, później straciły one na znaczeniu, jednak dzisiaj przeżywają swój renesans.
Koncepcje reaktorów MSR dzielą się na dwa poligony: reaktory w których paliwo rozpuszczone jest w chłodziwie i reaktory z paliwem stałym i jedynie systemami chłodzenia opartymi na solach. Poniżej skupiono się głównie na tym pierwszym projekcie ze względu na jego unikalność i interesującą konstrukcję.
2.3.1 Paliwo rozpuszczone w chłodziwie? Rdzeń reaktorów MSR
Rdzeń reaktorów MSR z paliwem rozpuszczonym w chłodziwie stanowi jedynie blok grafitu przez który poprowadzone są rury z chłodziwem. Paliwo rozproszone w chłodziwie wpływając do rdzenia osiąga masę krytyczną i zaczyna się rozgrzewać, po wypłynięciu z rdzenia przekazuje swoje ciepło do obiegów wtórnych, gdzie to może zostać przetworzone na prąd elektryczny. Konstrukcja ta pozwala osiągnąć moc 1000 MWe, przy temperaturze chłodziwa bliskiej 970 K i niewielkim ciśnieniu (poniżej 1 atm). Jednym z reaktorów tego typu jest Reaktor Torowy na Ciekłych Fluorkach, posiadający jako paliwo/chłodziwo ciekłe fluorki toru.
Paliwo może być również na bieżąco analizowane w laboratorium przyległym do budynku reaktora. Możliwe okazuje się również usuwanie elementów rozpadu na bieżąco. Nie powinno również dojść do „przytkania” rur, gdyż większość elementów rozpadu powinna tworzyć fluorki, czyli pozostawać spójne z resztą paliwa. Pierwiastki nie tworzące fluorków będą zaś tworzyły ekstremalnie drobny pył, który nie powinien przeszkadzać w obiegu, jeśli rury będą odpowiednio wyprofilowane.
Problemem do rozwiązania w reaktorach LFTR, jest tak zwane „paliwo rozruchowe” – zanim fluorek toru ulegnie przemianie we fluorek uranu-233 wymagane jest wzbogacenie pierwszej porcji paliwa w izotop U-233 który praktycznie nie występuje w naturalnym uranie i jest kosztowny w otrzymywaniu.
2.3.2 Możliwość gospodarowania aktynowcami
Reaktory MSR umożliwiają skuteczną gospodarkę aktynowcami, które można wpuścić do paliwa pod postacią fluorków, gdzie pod wpływem promieniowania neutronowego zostaną przemienione na krótkożyciowe lżejsze izotopy. Znacznie zredukuje to ilość długożyciowych odpadów pochodzących z elektrowni, oraz umożliwi „spalanie” wypalonego paliwa jądrowego obecnie magazynowanego na składowiskach.
2.2.4 Plusy i minusy reaktorów MSR z paliwem rozpuszczonym
Reaktory MSR mają wiele zalet i wad. Dobre rozeznanie w tej technologii posiadamy ze względu na dużą ilość testów tego typu reaktorów w latach 50 – 60 XX w.
Do zalet należy niewielka ilość paliwa stanowiącego wsad rdzenia, duży ujemny temperaturowy współczynnik reaktywności, niska reaktywność stopionych fluorków – nawet w wysokich temperaturach i w warunkach wysokiej radiacji, odporność soli fluorkowych na aktywację neutronową, praca w niskim ciśnieniu zmniejszająca prawdopodobieństwo wycieków z instalacji pierwotnej, możliwość usuwania gazowych produktów rozszczepienia i uniemożliwienie wystąpienia tz. zatrucia ksenonowego, obfitość występowania rud toru, ekonomiczne pod wieloma względami paliwo, możliwość odzysku wielu cennych metali z zużytego paliwa, oraz prostota konstrukcji.
Wadami reaktorów MSR jest przede wszystkim stara myśl techniczna – większość testowych reaktorów użytkowana była ponad 50-60 lat temu. Do mniejszych wad i wyzwań konstrukcyjnych należą: wymagane „paliwo rozruchowe” w reaktorach LFTR bogate w U-233, możliwość lokalnego krzepnięcia soli, emisja neutronów opóźnionych poza rdzeniem, zużyte paliwo choć szybko straci na aktywności – ze względu na rozpuszczalność niektórych fluorków w wodzie – będzie wymagać specjalnych środków bezpieczeństwa, ograniczona trwałość grafitowego rdzenia, znaczne zagrożenie radiologiczne w wypadku wycieków z obiegu pierwotnego oraz niebezpieczeństwo proliferacji różnych izotopów poprzez różne procesy chemiczne.
3 Rozwijane projekty reaktorów prędkich
Reaktory prędkie to reaktory w których większość reakcji rozszczepienia jest generowana przez neutrony prędkie. Reaktory te mogą służyć do recyklingowania wypalonego paliwa jądrowego z reaktorów termicznych poprzez rozbicie długożyciowych elementów rozpadu, oraz transuranowców na krótkożyciowe izotopy, które choć bardziej radioaktywne znacznie szybciej stają się stabilne. Aktualnie rozwijane projekty to GFR, SFR, oraz LFR.
3.1 Reaktor GFR
Reaktor GRF (Gas-cooled Fast Reactor) jest bardzo podobny do reaktorów HTR i VHTR, z tą różnicą, że w rdzeniu brak jest moderatora, a spektrum neutronów jest prędkie. Reaktor GRF jest projektowany jako reaktor powielający umożliwiający „wypalanie” długożyciowych radionuklidów zawartych w zużytym paliwie jądrowym znacznie skracając wymagany okres ich przetrzymywania.
Pierwsze projekty reaktorów prędkich – poprzedników GFR pojawiły się już w latach 60 XX w. jednak reaktory GFR jako takie pojawiły się dopiero w latach 90, zaś zaawansowane badania ruszyły ledwo kilkanaście lat temu.
GFR mają głównie służyć jako ekonomiczne reaktory energetyczne, jednak myśli się też nad wykorzystaniem ich jako ekonomicznych źródeł temperatury do procesu produkcji wodoru (temp. na wyjściu z reaktora wynosi około 1120 K).
Paliwem do reaktorów GFR ma być paliwo uranowo-plutonowe, bądź torowe. Jako chłodziwo proponuje się użycie pary wodnej, helu, lub dwutlenku węgla. Rdzeń miałby zaś znajdować się w stalowej ciśnieniowej obudowie bezpieczeństwa.
3.1.1 Rdzeń reaktora GFR
Rdzeń reaktorów GFR wciąż pozostaje w fazie projektów. Konstrukcja opierałaby się o płaskie pastylki paliwa jądrowego zamknięte w konstrukcji przypominającej plaster miodu wykonany materiału konstrukcyjnego rdzenia. Plastry takie układano by następnie pionowo w rdzeniu. Między nimi miało by przepływać chłodziwo. Jest to tak zwane paliwo płytowe. Rozważany jest też projekt z rdzeniem usypanym opartym o paliwo TRISO.
Jako materiał konstrukcyjny rdzenia proponuje się węglik krzemu, cyrkonek krzemu, lub azotek tytanu. Materiały te muszą być odporne na długą ekspozycję na ekstremalnie wysoką temperaturę, nie absorbować neutronów ani ich nie moderować.
Różne projekty rdzenia reaktorów GFR rozwijane równolegle w wielu krajach mają osiągać różne moce od 300 MWe do 1200 MWe, gdzie ten ostatni jest aktualnie głównym rozwijanym projektem.
3.1.2 Mało znany projekt
Reaktory GFR są o wiele mniej „głośnymi” projektami od swoich „kolegów” z IV generacji, a w szczególności reaktora VHTR. Jest to spowodowane faktem iż reaktory GFR są wciąż w fazie projektów. Ewentualna budowa reaktora GFR prawdopodobnie ukazałaby dodatkowe wady i zalety tych reaktorów.
3.1.3 Plusy i minusy reaktorów GFR
Podstawowym plusem reaktorów GFR jest prędkie spektrum neutronów umożliwiająca powielanie paliwa i pracę przez wiele lat na jednym wsadzie paliwa. Reaktory z prędkim spektrum neutronowym generują też znacznie mniej odpadów promieniotwórczych. Reaktory GFR ze względu na wysoką temperaturę przy wyjściu z rdzenia mogą służyć jako wydajne i ekonomiczne źródła ciepła dla kompleksów przemysłowych, a przede wszystkim produkcji wodoru. Większe modele mogą być też atrakcyjne dla energetyki.
Wadami reaktorów GFR jest przede wszystkim ich wczesne stadium rozwoju i brak praktycznych testów na reaktorach eksperymentalnych. Warto zwrócić też uwagę na podstawowy problem występujący we wszystkich reaktorach powielających, czyli zagrożenia proliferacją paliwa.
3.2 Reaktory SFR
Reaktory SFR (Sodium-cooled Fast Reactor) to reaktor wykorzystujący do chłodzenia ciekły sód. Reaktory te wywodzą się ze starszej koncepcji LMFR (Liquid Metal-cooled Fast Reactor) rozwijanej w latach 50-80 XX w.
Jest to aktualnie jeden z najbliższych do wprowadzenia typ reaktorów IV generacji o prędkim spektrum neutronów w związku z istnieniem działających prototypów takich jak np.: BN-600, CERF, czy Monju. Aktualnie działające reaktory SFR posiadają: Chiny, Japonia, Indie, Rosja i Francja. Większość z nich to dopiero prototypy, ale część nadaje się do wdrożenia do eksploatacji.
SFR posiadają trzy planowane wersje: małe modułowe reaktory o mocy 50-150 MWe, reaktory średnie o mocy 300-600 MWe, oraz reaktory duże o mocy 600-1500 MWe.
3.2.1 Rdzeń reaktorów SFR jako rdzeń reaktora powielającego
Wnętrze rdzenia reaktorów (poza brakiem moderatora) nie różni się znacząco od rdzeni klasycznych reaktorów. Składa się z prętów paliwowych chłodzonych przepływającym wkoło sodem. Pręty kontrolne są zazwyczaj wsuwane do reaktora od góry.
Nad rdzeniem znajdowałby się zbiornik gorącego sodu, zaś pod rdzeniem zbiornik chłodnego sodu. Zbiorniki te byłyby połączone poprzez rdzeń. Obieg chłodziwa polegałby na naturalnej konwekcji, lub zostałaby wymuszona przez pompy. Temperatura chłodziwa na wyjściu z rdzenia wynosiłaby około 820 K.
Paliwem do reaktorów SFR miałoby być paliwo uranowo-plutonowe. Reaktor miałby służyć do recyklingu długożyciowych izotopów promieniotwórczych i transuranowców pochodzących z wypalonego paliwa jądrowego, które z użyciem prędkich neutronów przemieniałby w krótkożyciowe izotopy. Proponuje się także użycie paliwa uranowo-azotkowego
3.2.2 Chłodzenie reaktorów SFR
Chłodzenie reaktorów SFR ma stanowić ciekły sód w obiegu pierwotnym i wtórnym, oraz trzeci obieg napędzający turbinę. Jako chłodziwo trzeciego obiegu chłodzenia proponuje się wodę, dwutlenek węgla w stanie superkrytycznym, lub azot. Chłodziwem pierwotnego i wtórnego obiegu miałby być sód pracujący w niskim ciśnieniu – bliskim amtosferycznego.
3.2.3 Plusy i minusy reaktorów SFR
Podstawową zaletą reaktorów SFR jest możliwość „spalania” wypalonego paliwa jądrowego, oraz ich możliwa miniaturyzacja – pozwoliłoby to użyć ich jako zasilanie niewielkich placówek naukowych, lub fabryk. Ważna też jest praca w niskim ciśnieniu na obiegu pierwotnym jak i wtórnym znacznie zmniejszająca ryzyko wycieków. Jak przy każdym reaktorze prędkim brak tutaj długożyciowych radionuklidów jako odpadu, reaktor działa również zgodnie z koncepcją zamkniętego cyklu paliwowego. Ważna jest też dużą rozszerzalność termiczna paliwa, co skutkuje ujemną reaktywnością termiczną.
Poważnym minusem reaktorów SFR jest możliwe miejscowe wrzenie sodu wywołujące powstanie „wysp” o dodatniej reaktywności (positive void coefficent). W wypadku stanów awaryjnych i podwyższenia temperatury chłodziwa możliwa jest też deformacja i uszkodzenie materiałów konstrukcyjnych rdzenia. Najważniejszą wadą pozostaje jednak gwałtowna reakcja egzotermiczna z wydzieleniem wodoru przy kontakcie sodu z obiegu wtórnego z wodą rozpatrywaną jako chłodziwo trzeciego obiegu chłodzenia. Jak przy większości reaktorów prędkich istnieje podwyższone ryzyko proliferacji paliwa jądrowego – co może być rozwiązane poprzez ewentualne zmiany konstrukcyjne konkretnych reaktorów.
3.3 Reaktor LFR
Reaktor LFR (Lead-cooled Fast Reactor) to reaktory chłodzone ołowiem, lub eurytykiem ołów-bizmut. Koncepcja ta wyewoluowała z koncepcji LMFR (Liquid Metal-cooled Fast Reactor) rozwijanej w latach 50-80 XX w. Podobnie jak inne projekty z tego okresu zostały one zawieszone w związku ze zmniejszeniem się cen ropy i paliw kopalnych używanych w elektrowniach chemicznych.
Reaktory LFR są aktualnie projektowane w trzech typach: atomowych baterii, reaktorów modułowych i dużych reaktorów monolitycznych. Najmniejsze reaktory tz. atomowe baterie miałyby stanowić mały reaktor o mocy 50-150 MWe. Nie miałyby one możliwości wymiany paliwa, jednak byłyby zdolne pracować na jednym wsadzie 15 do 20 lat. Zgodnie z założeniem miałyby one być źródłem energii dla odległych placówek badawczych i fabryk. Nieco większe są reaktory modułowe. Reaktory te posiadałyby możliwość wymiany paliwa i osiągały moc 300 MWe do 400 MWe. Największe są reaktory przeznaczone do dużych elektrowni jądrowych. Są to tak zwane reaktory monolityczne, zgodnie z szacunkami miałyby osiągać moc z rzędu 1200 MWe.
Aktualne projekty przewidują wyposażenie reaktorów LFR w potrójny obieg chłodzenia, gdzie chłodziwo obiegu pierwotnego (ołów, lub eutektyk bizmutu i ołowiu jako chłodziwo) podobnie jak w SFR nie opuszczałoby basenu reaktora. Obieg wtórny (przegrzana para wodna, lub dwutlenek węgla) odbierałby ciepło z obiegu pierwotnego, obieg ten mógłby także napędzać turbinę. Obieg chłodzący obieg wtórny umożliwiałby dalsze gospodarowanie ciepłem, co pozytywnie wpłynęłoby na efektywność elektrowni pracujących na reaktorach LFR.
3.3.1 Rdzeń i paliwo reaktorów LFR
Aktualnie planuje się dwa typy rdzeni dla reaktorów LFR. Jest to rdzeń klasyczny wyposażony w UO2 jako paliwo (z ewentualnymi domieszkami plutonu i wypalonego paliwa jądrowego), lub nowy typ paliwa rozwijany dla reaktorów IV generacji czyli paliwo uranowo-azotkowe (o wzorze chemicznym UN).
Pomimo tego, iż paliwo uranowo-azotkowe jest przemyślane jako paliwo dla wszystkich reaktorów IV generacji z chłodziwem nie zawierającym tlenu, to w przypadku SFR i LFR najczęściej się z nim można spotkać. Paliwo uranowo-azotkowe zawiera o 40% więcej uranu niż klasyczny UO2, ma o wiele wyższą przewodność cieplną, oraz wolniej się wypala. Paliwo to ma jednak trochę minusów. Aby je zrecyklingować potrzeba bardziej skomplikowanych procesów technologicznych, reaguje z tlenem w wysokich temperaturach, oraz jest droższe od paliwa klasycznego. Oczywiście paliwo uranowo-azotkowe można wzbogacić w pluton, lub domieszki wypalonego paliwa jądrowego, co umożliwi „wypalenie” ich w reaktorze. Paliwo można też wzbogacić w paliworodny tor.
Reaktory LFR mają mieć budowę basenową. Składającą się z zewnętrznego basenu zimnego chłodziwa i wewnętrznego basenu ciepłego chłodziwa. Obydwa baseny połączone będą przez rdzeń reaktora. Cyrkulacja chłodziwa odbywa się poprzez konwekcję. W górnej części zbiorników znajdują się wymienniki ciepła odbierające ciepło od obiegu pierwotnego chłodziwa i przekierowujące ochłodzone chłodziwo do basenu zewnętrznego.
Wedle szacunków temperatura chłodziwa na wyjściu z rdzenia powinna wynosić 820 K, a dla niektórych projektów nawet 1020 – 1070 K.
3.3.2 Ołów jako chłodziwo?
Wybór ołowiu, lub eurytyku ołowiu i bizmutu jako chłodziwa może wydawać się niezrozumiały, gdyż ołów i bizmut tłumią promieniowanie. Mimo tego ołów słabo pochłania promieniowanie neutronowe, którego też nie moderuje. Ołów, jak i bizmut mają również znaczną gęstość co przekłada się na dużą skuteczność w odbieraniu ciepła z rdzenia. Dodatkowo wysoka temperatura wrzenia ołowiu uniemożliwia lokalną zmianę fazową i powstanie „wysp aktywności” związanych z dodatnią reaktywnością przestrzeni parowych w reaktorach LRF. Ołów i bizmut charakteryzują się też zmniejszonym przyjmowaniem z paliwa wysokoaktywnych produktów rozpadu. Ołów posiada teżteż stosunkowo niską reaktywnoś. Wszystkie te właściwości umożliwiły by pracę w okolicach ciśnienia atmosferycznego.
3.3.3 Plusy i minusy reaktorów LFR
Najważniejszym plusem reaktorów LFR jest możliwość „spalenia” wypalonego paliwa jądrowego i skrócenia wymaganego czasu jego przechowywania. Ważne jest też wykorzystanie niewymuszonej cyrkulacji chłodziwa opartej na konwekcji. Wysoka temperatura wrzenia ołowiu uniemożliwia też powstanie lokalnych „wysp” aktywności w rdzeniu. Ołów oraz bizmut posiadają także niską reaktywność. Chłodzenie ołowiem i/lub bizmutem ze względu na ich wysoka masę będzie bardzo efektywne. Ciekawe jest też wykorzystanie miniaturowych reaktorów LFR jako „atomowych baterii”, bądź reaktorów z wyższą temperaturą chłodziwa na wyjściu z reaktora do produkcji wodoru.
Wadami reaktorów LFR jest potencjalna reaktywność ołowiu w kontakcie ze stalą konstrukcyjną w wysokich temperaturach. Wysoka gęstość chłodziwa zmniejsza też wytrzymałość elektrowni na trzęsienia ziemi. Najbardziej problematyczne jest jednak stopienie chłodziwa przed włączeniem reaktora – wymagana jest do tego temperatura prawie 600 K.
Podsumowanie
Reaktory IV generacji to reaktory przyszłości, stanowiące rozwiązanie problemów obecnych elektrowni: problemu emisji gazów cieplarnianych przez elektrownie chemiczne, wysokich kosztów budowy i eksploatacji elektrowni jądrowych, oraz składowania długożyciowych radionuklidów zawartych w wypalonym paliwie jądrowym. Masowe ich użycie zmniejszy też dostępność źródeł materiałów do produkcji broni jądrowej. Wyżej opisane reaktory mają też znacznie wyższą efektywność od reaktorów obecnie używanych, oraz umożliwią lepsze wykorzystanie naturalnych zasobów uranu i toru.
Zdjęcia:
Ryc. 1 Zdjęcie reaktora AVR w Niemczech – praca własna Maurice’go van Bruggen (26 kwie 2020), https://pl.m.wikipedia.org/wiki/Plik:Hogetemperatuurreactor.JPG
Ryc. 2 Schemat reaktora VHTR projektu amerykańskiego – własność domeny publicznej, autorstwa
Unitet States Departament of Energy (27 kwie 2020),
https://pl.wikipedia.org/wiki/Plik:Very_High_Temperature_Reactor.svg
Ryc. 3 Kuleczki paliwa TRISO, przekrój przez pręt paliwowy – własność domeny publicznej, autorstwa
United States Departament of Energy (27 kwie 2020),
https://pl.m.wikipedia.org/wiki/Plik:Cross-section_of_TRISO_fuel_pellet.jpg
Ryc. 4 Schemat reaktora SCWR – własność domeny publicznej, autorstwa United States Departament
of Energy (28 kwie 2020), https://commons.wikimedia.org/wiki/File:Supercritical-Water- Cooled_Reactor.svg
Ryc. 6 Schemat reaktora MSR – własność domeny publicznej, autorstwa United States Departament
of Energy (14 maj 2020), https://pl.wikipedia.org/wiki/Plik:Molten_Salt_Reactor.svg
Ryc. 7 Schemat reaktora GFR – własność domeny publicznej autorstwa United States Department of
Energy (17 maj 2020), https://en.wikipedia.org/wiki/File:Gas-Cooled_Fast_Reactor_
Schemata.svg
Ryc. 8 Konstrukcja paliwa płytowego dla reaktorów GFR – rysunek własny Guglielmo’ego Lomonaco
(12 maj 2020), https://www.researchgate.net/figure/Honeycomb-structure-of-GFR-fuel-
plates-the-fuel-disks-are-10-mm-diameter-3-11_fig7_268861497
Ryc. 9 Model rdzenia reaktora GFR – rysunek własny Guglielmo’ego Lomonaco
(12 maj 2020), https://www.researchgate.net/figure/GFR-E-fuel-assembly-geometric-
parameters-3-10_fig6_268861497
Ryc. 10 Schemat reaktora SFR z obiegiem pierwotnym wymuszonym – własność domeny
publicznej, autorstwa United States Department of Energy (17 maj 2020),
https://pl.wikipedia.org/wiki/Plik:Sodium-Cooled_Fast_Reactor_Schemata.svg
Ryc. 11 Blok III Biełojarskiej Elektroni Jądrowej w którym pracuje rosyjski reaktor SFR, czyi BN-600,
praca własna użytkownika Wiki Commons Nucl0id (17 maj 2020),
https://commons.wikimedia.org/wiki/File:Reactor_block_3_of_Beloyarsk_Nuclear_Power_Plant.jpg
Ryc. 12 Schemat reaktora LFR – własność domeny publicznej, autorstwa United States Department of
Energy (18 maj 2020), https://commons.wikimedia.org/wiki/File:Lead-
Cooled_Fast_Reactor_Schemata.svg
Cytowane źródła:
Artykuł „Generation IV Nuclear Reactors” ze strony World-Nuclear (27 kwie 2020),
https://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-power-reactors/generation-iv-nuclear-reactors.aspx
Artykuł „TRISO - cząstki paliwa dla reaktorów HTGR” ze strony edukacyjnej NCBJ (28 kwie 2020),
http://ncbj.edu.pl/typy-reaktorow/triso-czastki-paliwa-dla-reaktorow-htgr
Artykuł „Zalety i bezpieczeństwo reaktorów HTGR” ze strony edukacyjnej NCBJ (28 kwie 2020),
http://ncbj.edu.pl/htgr-r-gazowy-wysokotemperaturowy/zalety-i-bezpieczenstwo- reaktorow-htgr
Artykuł „Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR)” ze strony Gen-IV International Forum (28 kwie
2020), https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_40679/supercritical-water-cooled-reactor-scwr
Artykuł „REAKTOR CHŁODZONY STOPIONYMI SOLAMI MSR” ze strony Nuclear.pl (10.05.2020),
http://nuclear.pl/energetyka,msr,0,0,0.html
Artykuł „Is Thorium the Biggest Energy Breakthrough Since Fire? Possibly.” ze strony Forbes (14 maj
2020), https://www.forbes.com/sites/williampentland/2011/09/11/is-thorium-the-biggest-e nergy-breakthrough-since-fire-possibly/#45a53a00146c
Materiał informacyjny „Reaktory Jądrowe IV Generacji, Program Jądrowy w Stanach Zjednoczonych”
Autorstwa Departamentu Energii Jądrowej Ministerstwa Energii (14 maj 2020), file:///C:/Users/User/Downloads/DEJ_Reaktory_IV_generacji_USA.pdf
Artykuł „Uranium Is So Last Century — Enter Thorium, the New Green Nuke” ze strony WIRED (14 maj
2020), https://www.wired.com/2009/12/ff-new-nukes/
Praca „The thorium molten salt reactor : Moving on from the MSBR”, autorstwa L. Mathieu, D. Heuer,
R. Brissot, C. Garzenne, C. Le Brun, D. Lecarpentier, E. Liatard, J.M. Loiseaux, O. Méplan, E.
Merle-Lucotte, et al., ze strony HAL archives-ouvertes.fr,
http://hal.in2p3.fr/file/index/docid/30952/filename/TMSR.pdf
Praca „The Development Status of MOLTEN-SALT BREEDER REACTORS”, autorstwa M.W. Rosenthal,
P.N. Haubenreich, R.B. Briggs, ze strony Energy From Thorium (14 maj 2020),
https://energyfromthorium.com/pdf/ORNL-4812.pdf
Praca „The Aircraft Reactor Experiment-Physics”, autorstwa W.K Ergen’a, A.D. Callihan’a, C.B. Mills’a i
D. Sctott’a, ze strony Molten Salts (14 maj 2020), http://moltensalt.org/references/static/
downloads/pdf/NSE_ARE_Physics.pdf
Praca „Molten salt reactors: A new beginning for an old idea”, autorstwa David’a LeBlanc, ze strony
Ecolo.org (17 maj 2020), http://ecolo.org/documents/documents_in_english/MSR-Molten-salt-reactor.pdf
Artykuł „Gas-Cooled Fast Reactor: A Historical Overview and Future Outlook”, ze strony Hindavi (17
maj 2020), https://www.hindawi.com/journals/stni/2009/965757/
Praca „Operating experience from the BN600 sodium fast reactor”, autorstwa O. A. Popatov, ze strony INIS IAEA (17 maj 2020), https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore
/_Public/45/089/45089656.pdf
Artykuł „Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR)”, ze strony Gen-IV International Forum (17 maj 2020),
https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_42152/sodium-cooled-fast-reactor-sfr
Artykuł „Lead-Cooled Fast Reactor (LFR)”, ze strony Gen-IV International Forum (18 maj 2020),
https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_42149/lead-cooled-fast-reactor-lfr
Praca „Handbook of Generation IV Nuclear Reactors”, pod redakcją Igora Pioro, ze strony Google
Books (18 maj 2020), https://books.google.pl/books?id=8JLBCQAAQBAJ&pg=PA123&lpg= PA123&dq=secondary+coolant+in+LFR&source=bl&ots=ZWzxenDidO&sig=ACfU3U32BzIFeQ5R2S63b3qKZrXIWajXkA&hl=pl&sa=X&ved=2ahUKEwjX0YKR_rvpAhWMsBQKHUf6D-MQ6AEwAXoECAoQAQ#v=onepage&q=secondary%20coolant%20in%20LFR&f=false
Praca „Nitride fuel for Gen IV nuclear power systems”, autorstwa Christian’a Ekberg,corresponding,
Diogo Ribeiro Costa, Marcus’a Hedberg, i Mikael’a Jolkkonen, ze strony NCBJ NLM NIH (18 maj 2020), https://www.ncbi.nlm.nih.gov/pmc/articles/PMC6267113/
