Reaktor nadkrytyczny (SCWR)

Schemat reaktora
Schemat reaktora
Wikipedia

Dzisiejszy temat będzie być może lżejszy niż, ironicznie, kwestia lżejszego od powietrza metanu i jednocześnie, jak na standardy energetyki jądrowej, bardzo gorący. Mianowicie: reaktor nadkrytyczny (SCWR). Czym jest to urządzenie? Otóż jest to niefortunnie wciąż pozostający w fazie koncepcji reaktor wodny IV generacji, będący wstanie dostarczyć parę nadkrytyczną. O ile zwykły reaktor PWR (czyli ciśnieniowy wodny) pozwala na wytworzenie pary o temperaturze około 350°C a jego sprawność elektryczna nie przekracza 34%, podobnie jak reaktor reaktor BWR (czyli wrzący), o tyle reaktor nadkrytyczny pozwala na wytworzenie pary nadkrytycznej o temperaturze przekraczającej 500°C, którą to można zasilić turbozespoły elektroenergetyczne, znajdujące się w elektrowniach opalanych węglem czy gazem ziemnym. Jego sprawność elektryczna natomiast może wynieść nawet 44%, podobnie jak w przypadku elektrowni opalanych paliwami kopalnymi. Być może sama nazwa, “nadkrytyczny”, jest marketingowo, w związku z brakami w wiedzy technicznej u ogółu społeczeństwa, z deka niefortunna, dlatego osobiście nadałbym mu nazwę handlową “zaawansowany reaktor wodny”, czyli AWR.

Podobnie jak w reaktorze wrzącym, para w reaktorze nadkrytycznym wytwarzana jest bezpośrednio w jego wnętrzu i kierowana do turbozespołu. Nadkrytyczna para wodna w takim reaktorze, podgrzana do temperatury tych 550°C, znajdowałaby się pod ciśnieniem nieco powyżej 22,1MPa (około 215,7 atmosfer), które to jest wyższe niż w reaktorze PWR. Ponadto jest ona lepszym przewodnikiem ciepła i jest mniej lepka, niż woda. Jednakże pod takim ciśnieniem jest ona około 60% mniej gęsta od zwykłej wody, takiej jak w PWR[1]. Oznacza to dość słabą moderację neutronów, co w połączeniu z brakiem losowo powstających pęcherzy pary jest zaletą. Nie tylko, w przeciwieństwie do reaktorów BWR, nie mamy tutaj problemu ze spadkiem reaktywności rdzenia takiego reaktora, ale i pozwala prędkim neutronom, powstającym w wyniku rozszczepień paliwa, na skuteczne oddziaływanie (pod postacią bycia pochłoniętymi przez jądra U-238, celem wytworzenia rozszczepialnego Pu-239) na dłuższy dystans, czyniąc z SCWR skutecznie reaktor powielający, pozwalający na zamknięcie cyklu paliwowego i wykorzystanie 100% energii zawartej w uranie, obniżając tym samym koszt paliwa i zwiększając jego dostępność. Rdzeń SCWR zawierałby stosunkowo wysoko wzbogacone paliwo (do około 30% materiału rozszczepialnego), sprawiając, że miałby on bardzo niewielkie rozmiary przy wysokiej gęstości mocy, podobnie jak reaktory FBR.
Zanim ktokolwiek się zmartwi rozprzestrzenianiem broni jądrowej nadmienię tylko, iż pluton, powstający w tego typu reaktorach, zawiera około 30% izotopu paliworodnego Pu-240, który nie jest rozszczepialny, i którego obecność w tak dużej ilości uniemożliwia budowę rdzenia bomby jądrowej z niego[2]*.
Największą zaletą reaktora nadkrytycznego jest jego prostota. W przeciwieństwie do reaktora PWR, nie wymaga on skomplikowanego systemu kontroli ciśnienia pary (stabilizatorów parowych) ani wytwornic pary, gdyż jak już wspomniałem, para ta powstaje w samym reaktorze, tak jak w reaktorze BWR. Również w przeciwieństwie do tego, nie potrzebuje on osuszaczy pary i stosunkowo dużej obudowy. W związku z niewielkimi rozmiarami, pomimo wysokiego ciśnienia, ściany jego obudowy ciśnieniowej nie będą musiały być grubsze niż w przypadku reaktora ciśnieniowego. Urządzenie to może być bezpośrednio podłączone do istniejącego już turbozespołu elektrowni opalanej paliwami kopalnymi a brak skomplikowanej armatury dookoła niego sprawia, że może to być bardzo tania i relatywnie łatwa w realizacji opcja na szybką nuklearyzację krajów takich jak Polska, mających dużo mocy węglowych.
Niefortunnie, chociaż mamy wielkie doświadczenie z samą parą nadkrytyczną, wciąż wiemy za mało o chemii stopów w środowisku pary tejże pary przy obecności silnego promieniowania jonizującego i dużych strumieni neutronów o wysokich energiach (strumienie neutronów w reaktorze SCWR będą rząd wielkości większe niż dla PWR, bliżej reaktorów FBR a ich energie będą dość wysokie, rzędu setek keV). Na szczęście, idąc za Wikipedią, w 33 ośrodkach w 14 krajach na świecie trwają prace badawcze nad tym. Rozwiązanie tego problemu umożliwi budowę tych reaktorów w już istniejących zakładach, bez zaporowo kosztownych modyfikacji już istniejących i budowy nowych linii produkcyjnych skomplikowanych komponentów, czego mogą wymagać inne reaktory IV generacji, takie jak FBR czy LFTR. Ponadto, jako wada tych reaktorów, wskazywana jest niewielka ilość wody w jego obiegu, jednakże z technicznego punktu widzenia nie istnieją żadne przeciwwskazania, by u dołu tego obiegu, tam gdzie woda powraca do ogrzania, umieścić zbiornik buforowy o dowolnej objętości, ustalonej na podstawie wymogów bezpieczeństwa.
Ostatecznie, na podstawie powyższych faktów, przypuszczam, iż w niedalekiej przyszłości to reaktory SCWR, chociaż nie tak głośne jak reaktory torowe ciekłosolne (LFTR)** czy powielające prędkie, chłodzone metalami (jak rosyjskie BN-800 czy BREST-300), staną się podstawą energetyki jądrowej, wypierając droższe, bardziej skomplikowane, trudniejsze w produkcji i instalacji reaktory PWR, i BWR, zwłaszcza iż SCWR pozwala na wykorzystanie znacznej części już istniejącej infrastruktury energetycznej. Co więcej, dzięki temu, iż są chłodzone lekką, przeźroczystą, nietoksyczną wodą, z którą mamy olbrzymie doświadczenie a nie solami lub metalami (takimi jak ciężki ołów czy palny sód), dzięki czemu za równo kontrola pracy ich rdzeni jak i zwyczajna instalacja armatury oraz systemów bezpieczeństwa jest prostsza. Ponadto pamiętajmy, że im mniej części, tym mniej okazji do awarii i kosztownych remontów. Nie twierdzę jednak, że inne konstrukcje nie znajdą zastosowania – FBR wciąż będą miały wyższe współczynniki powielania paliwa a LFTR są wysoce skalowalne, co pozostaje nie bez znaczenia.
Na ilustracji przedstawiony jest ideowy schemat reaktora nadkrytycznego.
Przypisy:
*By wytworzyć pluton militarny, należy umieścić wsad uranowy w reaktorze na nie dłużej, niż trzy tygodnie. Operacja taka, w przypadku reaktora cywilnego, biorąc pod uwagę dość skomplikowaną procedurę wymiany paliwa, skutecznie uniemożliwia wykorzystanie go “po cichu” do produkcji broni jądrowej, gdyż ciągłe włączanie i wyłączanie go byłoby oczywistym znakiem, że ktoś to próbuje robić. Dodatkowo koszta takiego postępowania byłyby zaporowe. Za wyjątkiem reaktorów kanałowych, takich jak RBMK, IPHWR i CANDU, w których wsad paliwowy można wymieniać bez ich wyłączania, wytwarzanie plutonu na potrzeby wojska jest zwyczajnie niemożliwe. Poza tym ewentualne wzbogacanie plutonu w wirówkach jest dużo trudniejsze, niż wzbogacanie uranu.
**Napełnienie reaktora nadkrytycznego ciężką wodą teoretycznie pozwoliłoby na zastosowanie w nim cyklu torowego, podobnie jak we współczesnych PWR. Niektóre PWR, jakie jak francuski EPR, zostały zaprojektowane specjalnie z tą myślą. Nie stosuje się tego, ponieważ paliwo ze wzbogaconego uranu jest bardzo tanie (do 2gr/kWh(e)) i nikomu się nie opłaca budowa infrastruktury pod produkcję wsadów torowych.
Kazimierz Gostkowski-Drzewicki