Reaktory jądrowe III generacji – przykłady technologii

Awaria reaktora w Czarnobylu (1986 r.) dała impuls do konstrukcji reaktorów III generacji, bezpieczniejszych, często prostszych w konstrukcji oraz charakteryzujących się lepszymi wskaźnikami ekonomicznymi.  Reaktory te są mniej podatne na błędy popełniane przez obsługę i różne zdarzenia zewnętrzne jak np. upadek samolotu. W wielu nowych rozwiązaniach zastosowano tzw. pasywne układy bezpieczeństwa, których działanie opiera się na wykorzystaniu takich zjawisk fizycznych jak grawitacja, konwekcjanaturalna czy zmiana właściwości fizycznych pod wpływem temperatury. W sytuacjach awaryjnych zapewniają one wyłączenie i chłodzenie reaktora bez ingerencji człowieka i bez zasilania, co istotnie zwiększa bezpieczeństwo elektrowni.

Systemy zabezpieczające są z zasady zwielokrotniane tak, by każda instalacja wykorzystywała inne zjawisko fizyczne, dzięki czemu wspólna przyczyna nie może być powodem awarii wszystkich układów bezpieczeństwa. Ponadto są one rozmieszczane w różnych rejonach, aby awaria w jednym miejscu nie unieruchomiła wszystkich. Wprowadzono także szereg nowych zaleceń i przepisów regulujących budowę i zasady pracy reaktorów. W Europie są to EUR (European Utility Requirements), a w USA URD (Utility RequirementDocument).

Istnieje wiele typów reaktorów znajdujących się w grupie reaktorów lekkowodnych (BWR i PWR) jak i ciężkowodnych zaliczanych do III generacji. Omówimy je kolejno.

Reaktory chłodzone wrzącą wodą BWR (Boiling Water Reactor) IIIgeneracji

W reaktorach z tej rodziny moderatorem neutronów i jednocześnie chłodziwem jest woda, doprowadzana do wrzenia bezpośrednio w reaktorze, skąd powstająca para mokra jest po osuszeniu kierowana bezpośrednio na turbinę. Zastosowanie tylko jednego obiegu znacznie upraszcza konstrukcję.

Schemat reaktora typu BWR

Przy zwiększeniu się generacji ciepła w rdzeniu reaktora następuje wzrost ilości pary we wrzącej wodzie, co zmniejsza jej gęstość i zdolność spowalniania neutronów. W efekcie maleje liczba rozszczepień w jednostce objętości i spada moc reaktora.

ABWR – unowocześniony reaktor z wrzącą wodą (Advanced Boiling Water Reactor), skonstruowany przez firmy General Electric, Hitachi i Toshibę. W 1997 r. otrzymał certyfikat bezpieczeństwa amerykańskiego dozoru NRC. Reaktory tego typu pracują od 1996 roku.

Po wprowadzeniu dodatkowych usprawnień reaktor spełnia bardzo wysokie wymogi bezpieczeństwa. Te usprawnienia to:

• Dodatkowe pompy recyrkulacyjne na dnie zbiornika reaktora, co podnosi jego sprawność i zmniejsza wymiary.
• Nowy napęd prętów, który pozwala precyzyjnie regulować ich pozycję.
• Wyeliminowanie dużych rurociągów poniżej poziomu rdzenia, co zmniejsza prawdopodobieństwo odsłonięcia i osuszenia rdzenia nawetprzy rozerwaniu rurociągu.
• Podzielenie systemu awaryjnego chłodzenia rdzenia na trzy ciągi, z których każdy samodzielnie może zapewniać bezpieczeństworeaktora w razie awarii.
• Wyposażenie reaktora w system automatycznej regulacji ciśnienia, który pozwala na szybkie opanowywanie chwilowychwzrostów ciśnienia w układzie pierwotnym. W razie konieczności, ciśnienie można błyskawicznie obniżyć do poziomu, który pozwoli nazalanie wodą rdzenia.
• Wprowadzenie systemu elektrycznych pomp oraz turbo-pomp sterowanych dzięki zasilaniu akumulatorowemu, dzięki czemu wznaczący sposób usprawnia się chłodzenie reaktora.
• Wzmocnienie obudowy bezpieczeństwa reaktora grubą płytą fundamentową ze zbrojnego betonu, która w razie ciężkiej awariizatrzyma stopiony rdzeń
• Ulepszenie systemu doboru materiałów i systemu przeładunku paliwa, co powoduje, że dawki promieniowania dla obsługi reaktorasą minimalne, na poziomie 1 mSv rocznie.

Zachowanie dotychczasowego systemu hydraulicznego, umożliwia szybkie wyłączenie reaktora.

Reaktory ABWR pracują w Japonii, gdzie planowana jest ich dalsza budowa. Mają być budowane także w USA i na Litwie. Okres ich eksploatacji przewiduje się na 60 lat.  Dzięki systemowi modułowemu budowę elektrowni można skrócić do 4 lat.

ESBWR – (Economic Simplified Boiling Water Reactor) ekonomiczny i uproszczony wodny reaktor wrzący o mocy elektrycznej 1390 MW. Oferowany jest przez firmę GE Hitachi Nuclear Energy (GEH). Ta konstrukcja opracowana została na podstawie doświadczeń z rozwiązaniami zastosowanymi w ABWR. Wykorzystuje cyrkulacje naturalną (brak pomp cyrkulacyjnych) oraz posiada bierne układy bezpieczeństwa do usuwania ciepła powyłączeniowego. Energia uwolniona podczas wydmuchu przekazywana jest do tzw. basenu tłumiącego i wymienników ciepła PCCS (Passive Containment Cooling System). Skropliny przechodzą do zbiornika przetrzymującego, a dalej do zbiornika reaktora. Te gazy, które nie skraplają się, sąusuwane do tzw. studni mokrej.

Obecnie technologia ta jest na etapie certyfikacji w USA. Przewiduje się uzyskanie ostatecznego certyfikatu w maju 2012 r.

BWR 90 – Reaktor lekkowodny z wodą wrzącą o mocy 1200 MW, produkowany przez Westinghouse Atom of Sweden, oparty na praktycznie sprawdzonej konstrukcji i pozytywnych doświadczeniach eksploatacyjnych elektrowni jądrowych wybudowanych w Szwecji i Finlandii.

Opracowano również zmodyfikowaną wersję BWR 90+ o mocy 1500 MW, która przegrała z technologią EPR przy wyborze reaktora dla budowanego w Finlandii piątego bloku jądrowego.

Reaktory chłodzone wodą pod ciśnieniem – PWR (Pressurized Water Reactor)

W reaktorach tego typu moderatorem i chłodziwem jest woda. Reaktory PWR mają dwa obiegi chłodzenia. Podgrzana w rdzeniu reaktora woda przepływa w obiegu pierwotnym do wytwornic pary, gdzie oddaje ciepło wodzie z obiegu wtórnego. W obiegu pierwotnym woda nie wrze, gdyż znajduje się pod wysokim ciśnieniem. Wodaobiegu wtórnego zamieniona w parę napędza turbinę, a poprzez nią generator prądu.

Schemat reaktora typu PWR

Wśród dostępnych technologii PWR wymienić można:

AP 600 – zaawansowany reaktor typu PWR o mocy 600 MW, opracowany przez amerykańską firmę Westinghouse. Obieg pierwotny składa się z reaktora, dwóch unowocześnionych wytwornic pary, czterech hermetycznych pomp cyrkulujących zintegrowanych z obudową wytwornicy pary, czterech gałęzi zimnej wody i dwóch gałęzi gorącej wody.  Projekt AP 600 charakteryzuje się uproszczoną konstrukcją, modularną budową i pasywnymi systemami bezpieczeństwa., Firma opracowała też jego nowszą wersję o mocy 1100 MW, znaną pod nazwą AP1000 (patrz niżej). Koncepcję reaktora AP 600 przejęły Chiny w pracach nad reaktorem pasywnym AC 600 (Advanced Chinese PWR) o mocy 610 MW.

AP 1000  – zaawansowany reaktor typu PWR o mocy 1100 MW. Jest to reaktor lekkowodny z wodą pod ciśnieniem i pasywnymi systemami bezpieczeństwa. Projekt reaktora opiera się na konwencjonalnej konfiguracji z dwiema pętlami obiegu pierwotnego i dwiema udoskonalonymi wytwornicami pary. Podstawowe urządzenia oraz ich połączenia pozostały takie same jak w reaktorze AP-600.

AP 1000 charakteryzuje się uproszczoną konstrukcją: zmniejszono liczbę urządzeń potrzebnych do zapewnienia reaktorowi bezpieczeństwa, wyeliminowano zawodne dieslowskie agregaty prądotwórcze, zmniejszono długości kabli i rur. To skraca czas budowy i zmniejsza jej koszty.

Systemy bezpieczeństwa reaktorów AP 1000 są pasywne, a poziom bezpieczeństwa znacznie wyższy od obecnie pracujących reaktorów PWR.  Jednym z najważniejszych elementów AP 1000 jest układ automatycznej redukcji ciśnienia w obiegu pierwotnym, który pozwala na zalanie rdzenia wodą w sytuacjach awaryjnych i przeciwdziała rozerwaniu zbiornika reaktora. Składa się on z czterech sekcji. Ich zawory pozwalają obniżyć ciśnienie na tyle, aby umożliwić wtrysk wody ze zbiornika wody chłodzącej. Zalaniu ulega nie tylko rdzeń, ale także zbiornik, dzięki czemu ciepło generowane przez pręty paliwowe odbierane jest na całej powierzchni zewnętrznej reaktora. Umieszczenie zbiornika z wodą powyżej rdzenia, pozwala na wykorzystanie siły ciężkości w razie awarii zasilania pomp. Sam reaktor otoczony jest obudową bezpieczeństwa, która składa się ze stalowego płaszcza, zapewniającego szczelność i odbieranie ciepła z hali reaktora, oraz grubej betonowej powłoki zewnętrznej zatrzymującej w razie potrzeby promieniowanie jonizujące. Pomiędzy powłokami obudowy bezpieczeństwa, dzięki konwekcji naturalnej, przepływa powietrze skutecznie odbierające ciepło.

Reaktor otrzymał certyfikat (Combined Construction and Operating Licence) amerykańskiego dozoru jądrowego NRC w grudniu 2005 r., jako reaktor generacji III+. Jest on obecnie budowany w Chinach w EJ Sanmen. Czas budowy jest niezwykle krótki i może wynieść ok. 36 miesięcy od wylania pierwszego betonu konstrukcyjnego, a całkowityczas realizacji inwestycji (od podpisania kontraktu do uruchomienia reaktora) to ok. 60 miesięcy. Okres eksploatacji przewidywany jest na 60 lat.

System 80 PLUS/APR-1400 – opracowany w Korei Płd. przez firmę ABB Combustion Engineering reaktor typu PWR o mocy 1350 MW. Powstał na podstawie doświadczeń z eksploatacji reaktorów osiągających bardzo korzystne wskaźniki pracy.  Rozszerzoną wersję stanowi reaktor APR 1400 z ulepszonymi charakterystykamibezpieczeństwa i zwiększoną odpornością na trzęsienia ziemi. Posiada certyfikat bezpieczeństwa wydany przez Korean Institute on Nuclear Safety.

Bloki z użyciem takiego reaktora (oba o mocy 1350 MW) są obecnie budowane w EJ Shin-Kori w Korei oraz w Zjednoczonych Emiratach Arabskich.

Okres budowy wynosi 48 miesięcy. Okres eksploatacji – 60 lat.

WWER 640 – reaktor typu PWR o mocy 640 MW produkcji rosyjskiej. Elementy pasywne posiadają duży udział w systemie bezpieczeństwa. Rosyjski dozór jądrowy wyraził zgodę na budowę takiego reaktora w Sosnowym Borze (pod Petersburgiem) oraz na półwyspie Kola (pod Murmańskiem). Ulepszona wersja tego reaktora to WWER 1000, który zaoferowano Iranowi (jeden blok w trakcie budowy, drugi planowany), Chinom (dwa bloki w trakcie eksploatacji) i Indiom (dwa bloki w trakcie budowy).

AES 92&91/AES 2006 – projekt OKB Gidropress (Rosja) na bazie doświadczeń z budowy i eksploatacji WWER-1000. Reaktory AES 91 mają moc 1000 MW. Trzy bloki budowane są w EJ Hongyanke (Chiny), dwa bloki EJ w Kudankulam (Indie) oraz dwa w EJ Belene (Bułgaria).

Reaktory AES 2006 z mocą 1200 MW, charakteryzują się zaawansowanymi parametrami bezpieczeństwa. Są odporne na trzęsienia ziemi i mają podwójną obudowę bezpieczeństwa. Reaktor ten będzie wykorzystany w EJ Nowy Woroneż oraz EJ Leningrad w Rosji.Okres budowy – 56 miesięcy.

EPR – (European Pressurized Reactor – Europejski Reaktor Ciśnieniowy) – reaktor lekkowodny z wodą pod ciśnieniem oparty na ewolucji istniejących reaktorów PWR w Niemczech i we Francji, o mocy 1600 MW. Oferowany jest przez francuską firmę Areva. Charakteryzuje się lepszym wykorzystaniem paliwa (roczne zużycie na poziomie 32 ton) i wyższą sprawnością cieplną.

Do projektu EPR wprowadzono wiele udoskonaleń mającychzapobiegać potencjalnym awariom:

• Zaprojektowano szczelną i odporną na zagrożenia obudowę bezpieczeństwa, która utrzymuje uszkodzony rdzeń i uwalniane z niego produkty rozszczepienia. Obudowa osłania też reaktor przed czynnikami zewnętrznymi (np. uderzenie samolotu) oraz chroni środowisko zewnętrzne przed skutkami awarii wewnątrz reaktora.
• Układy bezpieczeństwa składają się z czterech niezależnych ciągów, podczas gdy do kontrolowania pracy reaktora wystarcza tylko jeden. Pozwala to na możliwość remontu pojedynczych ciągów podczas pracy reaktora na pełnej mocy, gdyż pozostałe trzy ciągi zapewniają bezpieczeństwo.
• Poczwórne systemy bezpieczeństwa umożliwiają także prace i nadzorowanie procesów w reaktorze nawet w przypadku niesprawności jednego lub dwóch układów. Dodatkowo są one rozmieszczone w czterech różnych miejscach elektrowni, dzięki czemu ewentualny pożar, powódź czy uszkodzenie części budynków nie mogą wpłynąć na ich działanie.
• Ewentualnym przeciekom w układzie pierwotnym przeciwdziała się poprzez kontrolę ultradźwiękową i niezależne systemy detekcji.
• System obniżania ciśnienia zapobiega stopieniu rdzenia i przetopieniu zbiornika reaktora. Reaktory EPR są wyposażone w specjalny zbiornik retencyjny do magazynowania i do chłodzenia stopionego rdzenia (łapacz rdzenia), który w razie poważnej awarii zatrzymuje stopioną masę wewnątrz obudowy bezpieczeństwa. (Patrz artykuł J. Kubowskiego „Korium – roztopione paliwo reaktora jądrowego” Ekoatom kwartalnik popularnonaukowy, nr 3 , http://joomla.ekoatom.com.pl/)

Reaktor ciężkowodny– ACR (Advanced CANDU Reactor)

ACR 700/ACR 1000  – to unowocześnione i ewolucyjne reaktory kanałowe CANDU –, zaprojektowane przez kanadyjską firmę Atom Energy of Canada – o cechach reaktora wodnego (jako moderator niskociśnieniowy wykorzystuje ciężką wodę). ACR 700 ma moc 750 MW; jest mniejszy, prostszy, o lepszej sprawności i tańszy niż wcześniejsze reaktory CANDU. ACR 1000, o mocy 1200 MW, wyróżnia się, większą liczbą kanałów paliwowych. Paliwem jest uran niskowzbogacony U-235 (1,5-2%) wypalany w wysokim stopniu, dzięki czemu prawie trzykrotnie zmniejsza się zużycie paliwa i objętość odpadów.

W reaktorach tego typu moderatorem jest ciężka woda (pod niskim ciśnieniem) wypełniająca zbiornik reaktora zwany kalandrią. Są to reaktory dwuobiegowe z ciśnieniowym obiegiem pierwotnym z którego, podobnie jak w reaktorach PWR, ciepło odbierane jest w wytwornicy pary z której para kierowana jest w obiegu wtórnym na turbinę.Przez kalandrię przechodzi kilkaset poziomych kanałów, w których woda omywa i chłodzi paliwo o postaci prętów paliwowych. Pręty paliwowe złożone są z uranowych pastylek ceramicznych zamkniętych w koszulkach ze stopu cyrkonu. Wiązki takich prętów są przesuwane stopniowo w kanałach.

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

ACR 1000 będzie budowany w EJ Ontario w Kanadzie. Po uzyskaniu licencji lokalnego dozoru jądrowego.

(Opracowane na podstawie: PTN: Energetyka Jądrowa.Perspektywy rozwoju w Polsce)