praca dyplomowa inŻynierska · praca dyplomowa inŻynierska obiegi cieplne elektrowni jĄdrowych i...
TRANSCRIPT
POLITECHNIKA ŁÓDZKA WYDZIAŁ ELEKTROTECHNIKI, ELEKTRONIKI, INFORMATYKI I AUTOMATYKI
INSTYTUT ELEKTROENERGETYKI
PRACA DYPLOMOWA INŻYNIERSKA
OBIEGI CIEPLNE ELEKTROWNI JĄDROWYCH
I MOŻLIWOŚCI POPRAWY SPRAWNOŚCI
THERMAL CYCLES OF NUCLEAR POWER PLANTS
AND POSSIBILITIES OF IMPROVING THEIR EFFICIENCY
Michał Oziemski
Nr albumu: 202078
Opiekun pracy:
dr inż. Janusz Buchta
Łódź, luty 2019 r.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
2
Spis treści
1. Wprowadzenie ..................................................................................... 4
1.1. Cel i zakres pracy ............................................................................................. 4
2. Obiegi cieplne elektrowni jądrowych ................................................ 6
2.1. Podstawy termodynamiki w obiegach elektrowni ............................................ 6
2.2. Reaktory PWR .................................................................................................. 7
2.3. Reaktory BWR ............................................................................................... 10
2.4. Reaktory PHWR ............................................................................................. 13
2.5. Reaktory LWGR ............................................................................................. 15
2.6. Reaktory GCR ................................................................................................ 16
3. Reaktory generacji III+ .................................................................... 18
3.1. AP-1000 .......................................................................................................... 18
3.2. EPR-1600 ........................................................................................................ 22
3.3. WWER-1000 .................................................................................................. 24
4. Przyszłość energetyki jądrowej – reaktory IV generacji ............... 27
4.1. Międzynarodowe Forum Reaktorów IV Generacji ........................................ 27
4.2. Reaktor GFR ................................................................................................... 28
4.3. Reaktor LFR ................................................................................................... 30
4.4. Reaktor MSR .................................................................................................. 31
4.5. Reaktor SFR ................................................................................................... 33
4.6. Reaktor SCWR ............................................................................................... 34
4.7. Reaktory VHTR .............................................................................................. 36
5. Gospodarka paliwowa w energetyce atomowej .............................. 37
5.1. Krótka historia i właściwości uranu ............................................................... 37
5.2. Światowe zasoby uranu .................................................................................. 38
5.3. Produkcja elementów paliwowych ................................................................. 39
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
3
5.4. Gospodarka wypalonym paliwem .................................................................. 43
5.5. Paliwo typu MOX ........................................................................................... 46
6. Awarie elektrowni jądrowych .......................................................... 47
6.1. Three Mile Island ............................................................................................ 47
6.2. Czarnobyl ........................................................................................................ 50
6.3. Fukushima Dai-ichi ........................................................................................ 53
7. Obliczenia symulacyjne obiegów cieplnych w programie
Ebsilon Professional .......................................................................... 55
7.1. Wybór układów .............................................................................................. 55
7.2. Założenia przyjęte do analizy obiegów .......................................................... 56
7.3. Wyniki symulacji obiegu z reaktorem BWR .................................................. 57
7.4. Wyniki symulacji obiegu z reaktorem PWR .................................................. 59
7.5. Wyniki symulacji obiegu z reaktorem PWR nadbudowanego
turbiną gazową ................................................................................................ 61
7.6. Wyniki symulacji jednociśnieniowego obiegu z turbiną CCGT .................... 64
7.7. Analiza porównawcza otrzymanych wyników ............................................... 67
7.8. Wnioski ........................................................................................................... 72
8. Podsumowanie ................................................................................... 74
9. Literatura ........................................................................................... 76
Streszczenie ................................................................................................ 78
Summary .................................................................................................... 79
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
4
Wprowadzenie 1.
1.1. Cel i zakres pracy
Obecnie ponad 80% procent energii elektrycznej w krajowym systemie jest
wytwarzane z paliw kopalnych. Skutkuje to emisją do atmosfery ziemskiej ok. 308 mln
ton CO2. Jest to wynik niekorzystny z ekologicznego punktu widzenia. Dlatego też polski
system energetyczny wymaga zdecydowanych modyfikacji, które pozwolą na
ograniczenie emisji dwutlenku węgla i powolne odejście od paliw kopalnych.
Wychodząc naprzeciw tym wymaganiom Ministerstwo Energii opracowało
dokument PEP 2040 (Polityka Energetyczna Polski do 2040 Roku), w którym
przedstawiony jest plan zmniejszenia udziału paliw kopalnych w wytwarzaniu energii
elektrycznej. Dokument ten zakłada redukcję udziału węgla w wytwarzaniu energii do
60%, poprzez zwiększenie produkcji z OZE do 21% oraz rozpoczęcie polskiego programu
jądrowego. Zgodnie z założeniami zawartymi we wspomnianym dokumencie, powinno to
pozwolić na redukcję emisji CO2 o ok. 30% (w stosunku do roku 1990) [1].
Zakończenie budowy pierwszej w Polsce elektrowni jądrowej planowane jest
najpóźniej na rok 2033, a prace nad nią powinny rozpocząć się w roku 2024. Powyższe
plany wskazują na zasadność wyboru tematu niniejszej pracy jakim jest energetyka
jądrowa, gdyż w najbliższych latach będzie to jedno z głównych zagadnień w krajowej
energetyce. Perspektywa rozpoczęcia budowy elektrowni jądrowej w niedalekiej
przyszłości rodzi wiele wyzwań oraz dylematów dotyczących doboru odpowiedniej
technologii. W niniejszej pracy podjęto się dokonania analizy kwestii związanych ze
stosowanymi w energetyce jądrowej technologiami i ich bezpieczeństwem, a także
zaproponowano nowatorski projekt obiegu jądrowego, który mógłby być wdrożony
w polskim systemie.
Celem niniejszej pracy jest omówienie i dogłębna analiza obiegów cieplnych
elektrowni jądrowych oraz analiza najważniejszych zagadnień związanych
z bezpieczeństwem i eksploatacją elektrowni jądrowych.
W pierwszej części niniejszej pracy omówione zostały obecnie stosowane
rozwiązania technologiczne obiegów cieplnych elektrowni jądrowych. Dokładnie opisano
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
5
przemiany zachodzące w obiegach z reaktorami różnego typu – od powszechniej znanych
reaktorów PWR i BWR po rzadziej eksploatowane reaktory PHWR lub GFR.
Następnie dokonano przeglądu najnowocześniejszych zabezpieczeń stosowanych
w reaktorach produkowanych przez wiodące na rynku energetyki jądrowej firmy.
Omówione zostały układy bezpieczeństwa reaktorów AP-1000, EPR-1600 oraz
WWER-1000, które minimalizują ryzyko zajścia awarii prowadzącej do skażenia
radiologicznego praktycznie do zera.
Aby udowodnić, że energetyka jądrowa jest perspektywiczną gałęzią energetyki,
w kolejnym rozdziale dokonano przeglądu prototypów reaktorów tzw. IV generacji.
Przedstawione zostały stosowane w nich nowatorskie rozwiązania technologiczne
pozwalające na znaczne podniesienie sprawności obiegów elektrowni jądrowych, a także
dalszy plan prowadzenia badań nad tymi technologiami.
W następnym rozdziale omówiono poszczególne etapy cyklu paliwowego. Opisany
został sposób przerobu rudy uranu, tak aby możliwe było zastosowanie uranu jako paliwa
w reaktorach. Poruszony został także problem składowania odpadów promienio-
twórczych. Opisane zostały technologie pozwalające na redukcję produkcji odpadów
wysokoaktywnych oraz nowoczesne metody ich składowania.
W kolejnej części skupiono się na analizie trzech największych awarii, które
nastąpiły w elektrowniach atomowych, kolejno: we Three Mile Island, w Czarnobylu
i w Fukushimie. Dokładny opis i zrozumienie zdarzeń, które doprowadziły lub mogły
doprowadzić do katastrofy powinny pozwolić na uniknięcie podobnych błędów
w przyszłości.
W części badawczej pracy skupiono się na wykonaniu obliczeń symulacyjnych
w programie Ebsilon Professional. Zamodelowane zostały obiegi cieplne podstawowych
typów obecnie stosowanych reaktorów PWR i BWR. Najważniejszą częścią symulacji,
było przeprowadzenie wnikliwej analizy obiegu cieplnego nowatorskiego rozwiązania,
jakim jest nadbudowa turbiną gazową obiegu reaktora ciśnieniowego PWR. Otrzymane
wyniki zostały ostatecznie porównane z popularnym w obecnej energetyce rozwią-
zaniem – obiegiem gazowo-parowym CCGT. W rozdziale tym zawarta została również
analiza otrzymanych wyników, wraz z rekomendacjami dotyczącymi dalszego rozwoju
i poprawy parametrów obiegów jądrowych nadbudowanych turbiną gazową.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
6
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych 2.
2.1. Podstawy termodynamiki w obiegach elektrowni
Elektrownie jądrowe, podobnie do konwencjonalnych elektrowni węglowych,
realizują obieg cieplny Rankine’a, który został przedstawiony na rys. 2.1. W jego skład
wchodzą następujące przemiany: izobaryczne rozprężanie (1-2) realizowane w turbinie,
skraplanie czynnika (2-3) realizowane w kondensatorze, izobaryczne tłoczenie czynnika
(3-4) realizowane przez pompy wody zasilającej, podgrzewanie, odparowanie
i przegrzanie czynnika roboczego (odpowiednio 4-5, 5-6, 6-1) realizowane w reaktorze
lub wytwornicy pary w zależności od zastosowanej technologii. [2]
Rys. 2.1. Obieg Rankine’a przedstawiony na wykresach T-s (wykres a) oraz h-s (wykres b).
Punkty oznaczone indeksem a odwzorowują idealne przemiany, punkty bez
indeksów - przemiany rzeczywiste (zaczerpnięto z [2]).
Pomimo faktu, iż termodynamika obiegu termicznego nie różni się znacząco
pomiędzy poszczególnymi elektrowniami jądrowymi, to można wymienić wiele
różnorodnych rozwiązań technologicznych stosowanych do realizacji wspomnianych
przemian cieplnych. Najbardziej popularnymi z nich są reaktory lekko-wodne LWR
(ang. Light Water Reactor), w których moderatorem oraz chłodziwem jest woda.
Jednakże, można wyróżnić również inne technologie, jak reaktory ciężko-wodne PHWR
(ang. Pressurised Heavy Water Reactor) lub reaktory moderowane grafitem. Wymienione
technologie zostaną kolejno przedstawione w niniejszym rozdziale.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
7
2.2. Reaktory PWR
Reaktory ciśnieniowe PWR (ang. Pressurized Water Reactors) są obecnie
najczęściej stosowanym typem reaktorów jądrowych i odpowiadają za produkcję ok. 67%
energii atomowej na świecie. Warto zwrócić uwagę na fakt, iż jest to jedna z najstarszych
technologii wytwarzania energii z paliw jądrowych, dlatego stosowane w niej rozwiązania
odznaczają się standaryzacją, a co za tym idzie obniżonymi kosztami inwestycyjnymi
i krótszym czasem budowy. Lata badań i doświadczenia pozwoliły na wprowadzenie
szeregu ulepszeń, które m.in. wydłużyły czas eksploatacji reaktora do 60 lat, pozwoliły na
efektywniejsze wykorzystanie paliwa, znacząco zmniejszyły ryzyko wystąpienia
poważnych awarii oraz poprawiły bezpieczeństwo personelu i otoczenia elektrowni
w razie ich wystąpienia. Obecnie najbardziej popularnymi produktami tego typu są
reaktory: AP-1000 produkowany przez Amerykańską firmę Westinghouse, EPR-1600
firmy AREVA oraz WWER-1000 wytwarzany przez Rosenergoatom.
Rys. 2.2. Uproszczony schemat obiegu reaktora typu PWR (zaczerpnięto z [3])
Prosty schemat obrazujący zasadę działania elektrowni pracującej według
obiegu PWR został przedstawiony na rys. 2.2. Jak można zaobserwować, charakteryzuje
się on rozdzieleniem obiegu chłodzącego reaktora (obiegu pierwotnego) od obiegu
parowego turbiny (obiegu wtórnego). Proces wytwarzania energii zaczyna się
w reaktorze, gdzie neutrony termiczne, będące wynikiem reakcji rozpadu U-235 oddają
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
8
ciepło omywającej pręty paliwowe wodzie, która jednocześnie pełni rolę moderatora
i chłodziwa. Aby utrzymać wymianę ciepła jak i reaktywność na efektywnym, stabilnym
i bezpiecznym poziomie, w obiegu pierwotnym nie może nastąpić odparowanie czynnika
chłodzącego. Z tego względu, do obiegu dołączony jest stabilizator ciśnienia, którego
zadaniem jest utrzymanie ciśnienia na poziomie 16-17 MPa. Pozwala to na osiągnięcie
przez chłodziwo temperatury w granicach 300-350°C. Gorąca woda z reaktora, trafia do
wymiennika ciepła, którym jest wytwornica pary, gdzie zostaje schłodzona, a następnie
przetłoczona przez pompę cyrkulacyjną z powrotem do zbiornika reaktora. W ten sposób
następuje zamknięcie obiegu pierwotnego reaktorów typu PWR.
Czynnikiem roboczym cyrkulującym w obiegu wtórnym jest również woda,
jednakże o zdecydowanie niższym ciśnieniu wynoszącym ok. 6-7 MPa, pozwalającym na
jej częściowe odparowanie przy temperaturze ok. 300°C. Przegrzana para dostarczana jest
rurociągiem do turbiny, gdzie zostaje rozprężona, a następnie skierowana do skraplacza.
Skropliny są tłoczone przez pompę wody zasilającej z powrotem do wymiennika ciepła
i tym sposobem zamyka się obieg wtórny. Rzeczywisty schemat obiegu eletrowni
jądrowej z reaktorem PWR został przedstawiony na rys. 2.3.
Ponieważ w zbiornikach reaktorów PWR nie występuje proces odparowania wody,
ich wymiary mogą być mniejsze niż reaktorów BWR (ang. Boiling Water Reactors), a co
za tym idzie koszt wytworzenia reaktora PWR jest odpowiednio niższy. Jednakże, lekko-
wodne obiegi ciśnieniowe wymagają wprowadzenia dodatkowych elementów
tj. stabilizatora ciśnienia oraz wytwornicy pary, a także stosowania bardziej wytrzymałych
materiałów ze względu na wysokie ciśnienie w obiegu pierwotnym, co w efekcie znacznie
zwiększa koszty wybudowania elektrowni. Ponadto, obiegi zbudowane na zasadzie
reaktorów typu PWR cechują się stosunkowo niską sprawnością na poziomie 34-36%.
Jest to spowodowane dwoma czynnikami jakimi są, niskie parametry pary wynikające
z ograniczeń temperatury i ciśnienia wody pierwotnej oraz dodatkowe straty powstające
w wytwornicy pary. Kolejną problematyczną cechą reaktorów PWR jest niska zdolność
do dynamicznych zmian mocy. Wysokie ciśnienie obiegu pierwotnego czyni reaktory
PWR bardziej podatnymi na rozerwanie koszulek paliwowych w skutek oddziaływania
między pastylką paliwową a koszulką (PCI - ang. Pellet Cladding Interaction) w trakcie
nagłych i szybkich zmian moc reaktora. Niemniej, dzięki rozdzieleniu obiegów reaktora
i turbiny, teoretycznie osiąga się większy stopień bezpieczeństwa, ponieważ w razie
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
9
nieszczelności w układzie turbiny, nie wystąpi skażenie radiologiczne otoczenia.
W praktyce, prawdopodobieństwo przerwania rurociągu w reaktorach BWR i wystąpienia
poważanej awarii typu LOCA (ang. Loss of Coolant Accident) jest mniejsze, niż dla
reaktorów PWR. Jednakże należy podkreślić, że nawet w przypadku tak ciężkiego
uszkodzenia stosowane systemy bezpieczeństwa pozwolą na zneutralizowanie zagrożenia
skażenia promieniotwórczego środowiska do minimum [2, 3, 4, 5, 6, 7, 8, 9, 10, 11].
Rys. 2.3. Rzeczywisty obieg wtórny amerykańskiej elektrowni jądrowej o mocy 1190 MWe.
Oprócz wcześniej wymienionych elementów tj. wytwornicy pary (na rysunku NSSS), jednego
stopnia turbiny wysokoprężnej (HP turbine), trzech stopni turbiny niskoprężnej (LP turbine),
kondensatora (condenser), pompy wody zasilającej (feed pump), na rysunku można wyróżnić
inne kluczowe elementy tj. separator wilgoci (moisture separator), którego zadaniem jest
oddzielanie wody zawartej w mieszance parowo-wodnej wychodzącej z wytwornicy pary (dzięki
temu na turbinę trafia tylko para wodna, a woda kierowana jest z powrotem do wytwornicy pary.
Gdyby na turbinę trafiła woda, mogłoby dojść do zniszczenia łopatek turbiny), podgrzewacze
nisko- i wysokoprężne, których zadaniem jest spożytkowanie jak największej ilości ciepła
zawartego w parze (część pary z upustów turbiny jest wykorzystywana do podgrzania wody
zasilającej). Schemat zaczerpnięto z [4].
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
10
2.3. Reaktory BWR
Reaktory na wodę wrzącą BWR są drugim co do popularności rozwiązaniem
technologicznym w energetyce jądrowej i odpowiadają za ok. 18% produkcji energii
elektrycznej z elektrowni atomowych. Ponadto, są one najprostszymi obiegami elektrowni
jądrowych, co czyni je niezwykle konkurencyjnymi z punktu widzenia łatwości obsługi,
jak i kosztów konstrukcyjnych.
Rys. 2.4. Schemat reaktora BWR obrazujący zasadę działania. Najważniejsze elementy to:
zbiornik reaktora (reactor vessel), rdzeń (reactor core), pompy cyrkulacyjna i strumieniowa
(odpowiednio: recirculation, jet pump), osuszacz pary (steam dryer), turbina (turbine),
generator, skraplacz (condenser), obudowa bezpieczeństwa (conteinment). Zaczerpnięto z [3].
Na rys. 2.4 przedstawiono schematyczny obieg reaktora BWR. Jak można zauważyć
główną różnicą w stosunku do reaktora PWR jest brak obiegu pierwotnego, zatem proces
odparowania czynnika roboczego występuje bezpośrednio w zbiorniku reaktora, skąd para
jest od razu dostarczana rurociągiem na turbinę. Ponieważ czynnik roboczy ma
bezpośrednią styczność z elementami paliwowymi, to powoduje pojawienie się
promieniowania jonizującego wokół turbiny. Dlatego też ze względu na bezpieczeństwo
personelu stosowane są specjalne osłony biologiczne. Jednakże w przypadku potrzeby
dokonania prac konserwacyjnych w maszynowni problem ten nie stwarza znaczących
niedogodności, gdyż aktywność izotopów promieniotwórczych, które dostają się do
obiegu zanika w przeciągu kilku do kilkunastu minut.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
11
Ponieważ w przypadku reaktorów BWR występowanie mieszaniny parowo-wodnej
w rdzeniu reaktora jest pożądane, pozwala to na obniżenie ciśnienia czynnika chłodzącego
do 6,5–7 MPa. Ponadto umożliwia to wprowadzenie naturalnej cyrkulacji czynnika
chłodzącego w reaktorze, co zostało wykorzystane przy konstrukcji reaktora ESBWR
opracowanej przez firmy Hitachi i General Electrics. Niemniej, ze względów
bezpieczeństwa nieodzownym elementem reaktorów BWR pozostają pompy
recyrkulacyjna i strumieniowa, które muszą kontrolować udział pary w mieszaninie
parowo wodnej. Jest to bardzo ważna funkcja ze względu na stabilność pracy reaktora.
W momencie, w którym proces wrzenia jest zbyt intensywny, może dojść do
zredukowania reaktywności, a w efekcie do spadku mocy reaktora (para wodna ma
mniejszą zdolność od wody do spowalniania neutronów prędkich do termicznych).
Rezultatem zmniejszenia mocy reaktora, jest również zaprzestanie procesu wrzenia,
a zatem i ponowne zwiększenie udziału wody w mieszaninie. Prowadzi to do ponownego
wzrostu mocy reaktora, co skutkuje zwiększeniem intensywności wytwarzania pary.
W sytuacji, w której proces ten nie będzie regulowany dojdzie do poważnych,
niegasnących wahań mocy reaktora co ostatecznie może prowadzić do groźnej awarii
w systemie. Zadaniem pomp cyrkulacyjnej i strumieniowej jest utrzymanie przepływu
czynnika chłodzącego na odpowiednim poziomie, który pozwala utrzymać stałą moc
reaktora.
Zestawienie parametrów najnowocześniejszych reaktorów na wodę wrzącą
przedstawiono w tab. 2.1, natomiast na rys. 2.5 zaprezentowany jest rzeczywisty przekrój
reaktora typu BWR-6. Ze względu na bezpośrednie podłączenie turbiny do obiegu
reaktora, w reaktorach BWR niemożliwe jest regulowanie reaktywności poprzez wtrysk
wody borowej. Powodowałoby to osadzanie się boru na łopatkach turbiny, gdyż bor
doskonale rozpuszcza się w parze wodnej. Z tego względu między kasetami paliwowymi
umieszcza się specjalne absorbery w kształcie krzyża. Montowane są one w dolnej części
reaktora wraz z prętami regulacyjnymi. Z jednej strony prowadzi to do zwiększenia ich
efektywności, gdyż największa gęstość neutronów występuje właśnie w dolnych
częściach komory, z drugiej jednak strony awaryjne wprowadzenie prętów w sytuacji
kryzysowej wymaga zasilania energią elektryczną (jedynie w reaktorze ESBWR tak jak
i w reaktorach PWR wykorzystywana jest do tego siła grawitacji) [2, 3, 4, 5, 6, 7, 8, 9, 10,
11, 12, 13, 14].
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
12
Tabela 2.1. Porównanie parametrów nowoczesnych reaktorów typu BWR (na podstawie [8, 12])
Parametr/Funkcja BWR-6 ABWR ESBWR
Moc (MWt/MWe) 3900/1360 3926/1350 4500/1550
Rozmiar zbiornika (wysokość/średnica)
[m] 21,8/6,4 21,1/7,1 27,7/7,1
Liczba kaset paliwowych 800 872 1132
Liczba pomp recyrkulacyjnych 3 3 naturalna
cyrkulacja
Rodzaj podstawowych systemów
odprowadzania ciepła i redukcji mocy aktywne aktywne pasywne
Rys. 2.5. Wnętrze zbiornika reaktora
BWR-6 z obudową typu Mark III. 1 - zawór
wentylacyjny i spryskiwacz ciśnieniowy,
2 - uchwyt do podnoszenia osuszacza,
3 - osuszacz pary, 4 - wylot pary, 5 - wlot
spryskiwaczy rdzenia, 6 - separator pary,
7 - wlot wody zasilającej, 8 – rozdzielacz
wody zasilającej, 9 – niskociśnieniowy
wtrysk chłodziwa, 10 – rurociąg
spryskiwaczy, 11 – rozdzielacz spryskiwaczy,
12 - prowadnica górna, 13 – układ pompy
strumieniowej, 14 – ściana zbiornika,
15 - kasety paliwowe, 16 – absorbery,
17 - płyta rdzenia, 18 – pompa
strumieniowa, 19 – woda recyrkulacyjna,
20 – obudowa wsporcza zbiornika,
21 - betonowa osłona, 22 – napęd prętów
regulacyjnych, 23 – rurociągi napędów
hydraulicznych, 24 – kontroler strumienia
neutronów w rdzeniu (zaczerpnięto z [14])
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
13
2.4. Reaktory PHWR
Reaktory PHWR różnią się znacznie od rozwiązań PWR i BWR,
a najpopularniejszym i głównie produkowanym modelem jest reaktor CANDU
wytwarzany w Kanadzie. Założeniem produkcyjnym tej technologii była możliwość
wykorzystywania do zasilania reaktora naturalnego uranu, a co za tym idzie zmniejszenia
kosztów związanych z procesem wzbogacania paliwa. Osiąga się to poprzez zastosowanie
wody ciężkiej (czyli posiadającej w swoim składzie chemicznym izotop wodoru – deuter)
jako moderatora i chłodziwa, gdyż absorbuje ona mniej neutronów niż woda lekka.
Pozwala to na podtrzymanie reakcji łańcuchowej przy znacznie mniejszym stężeniu
izotopu uranu U-235 w paliwie (dla paliwa wzbogaconego jest to ok. 3-4%, natomiast dla
naturalnego jedynie ok. 0,7%). Rozwiązanie to jest obecnie wdrażane w indyjskim
systemie elektroenergetycznym.
Na rys. 2.6 przedstawiono schematycznie zasadę działania elektrowni z reaktorem
typu PHWR. Można na nim dostrzec pewne podobieństwo do reaktorów ciśnieniowych,
jakim jest podział generacji na dwa obiegi: pierwotny i wtórny. Jednakże, rozwiązania
technologiczne zastosowane w obiegu pierwotnym są zgoła odmienne i wymagają
bardziej szczegółowego omówienia.
Reaktory PHWR mają znacznie większy rdzeń od reaktorów typu PWR lub BWR,
ponieważ woda ciężka ze względu na obecność deuteru jest słabszym moderatorem
od wody i musi być jej odpowiednio więcej. Zwiększone wymiary rdzenia wymusiły
zmianę sposobu systemu chłodzenia na kanałowy. W zbiorniku z ciężką wodą (zwanym
calandria) zanurzony jest system ułożonych poziomo kanałów, w środku których
załadowane jest paliwo. Przez wąskie kanały przepływa ciężka woda pod wysokim
ciśnieniem ok. 10 MPa i odbiera ciepło z paliwa. Następnie rozgrzana do ok. 290-300°C
trafia do wymiennika ciepła, gdzie zostaje schłodzona oddając energię do obiegu
wtórnego. Należy nadmienić, że para w obiegu wtórnym ma bardzo niskie parametry:
ciśnienie ok. 4,5-5 MPa i temperaturę: ok. 260°C. Skutkuje to odpowiednio niską
sprawnością na poziomie 28%, co jest jednym z najniższych wyników wśród elektrowni
stosowanych w światowej energetyce. Tak jak i w reaktorach typu BWR głównym
narzędziem do sterowania reaktywnością są pręty regulacyjne zamontowane pionowo
w górnej części rdzenia.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
14
Rys. 2.6. Schemat ideowy reaktora typu PHWR. Najważniejsze elementy to: rdzeń (nazywany
calandria), pręty regulacyjne (control rods), kanałowy system chłodzenia (pressure tubes),
wytwornica pary (steam generator) (na podstawie [10])
Do zalet rektora typu PHWR można zaliczyć możliwość wymiany paliwa bez
przerywania pracy reaktora. Jest to możliwe dlatego, że każdy z kanałów paliwowych
może być odizolowany z pętli chłodzenia i usunięty z reaktora. Niestety, mylnym jest
jednak stwierdzenie, że reaktory PHWR wprowadzą znaczne oszczędności w kosztach
produkcji energii dzięki wykorzystaniu uranu naturalnego jako paliwa. Jak wcześniej
wspomniano, rozwiązanie to wymaga zastosowania wody ciężkiej, która nie występuje
w dużym stężeniu w przyrodzie. Dlatego też przy elektrowniach wykorzystujących
technologię PHWR należy umieszczać zakłady chemiczne produkujące ciężką wodę.
Czynnik ten jest znaczącą przeciwwagą dla oszczędności poczynionych na tańszym
paliwie. W celu rozwiązania tego problemu kanadyjscy producenci opracowują projekt
o nazwie Advanced CANDU Reactor, który bazuje na lekko wzbogaconym paliwie
i wodzie lekkiej jako moderatorze. W przyszłości to ulepszenie może uczynić reaktory
CANDU bardziej opłacalnymi na rynku energetycznym, ze względu na obniżenie kosztów
paliwa. Jednakże, przez niską sprawność elektrowni i potrzebę produkcji wody ciężkiej
nie mogą konkurować z reaktorami lekko-wodnymi [2, 8, 9, 10].
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
15
2.5. Reaktory LWGR
Lekko-wodne reaktory moderowane grafitem LWGR (ang. Light-Water Graphite-
Moderated Reactors) to reaktory, które używane były do produkcji plutonu w celach
militarnych. Najbardziej popularnym i jedynym stosowanym w energetyce
reprezentantem reaktorów tego typu jest reaktor kanałowy dużej mocy RBMK
(ros. Реактор Большой Мощности Канальный), który produkowano w ZSRR. Jako
moderator wykorzystywane są w nim bloki grafitowe, natomiast woda służy jedynie jako
chłodziwo. Rozwiązanie to ma swoje zalety ale także i ogromną wadę. Pozwala ono na
znaczne zmniejszenie ilości wody w obiegu reaktora, jednakże wprowadza również
poważne ryzyko w czasie awarii, czego dowiodła katastrofa w Czarnobylu. W momencie,
w którym dochodzi do awarii typu LOCA w reaktorze RBMK, w przeciwieństwie do
innych typów reaktorów następuje zwiększenie generowanej mocy. Gdy woda zaczyna
odparowywać, zmniejsza się jej współczynnik pochłaniania neutronów co prowadzi do
większej ilości neutronów termicznych powstających w graficie. Problem ten został
szerzej omówiony w rozdziale dotyczącym awarii w Czarnobylu.
Rys. 2.7. Schemat ideowy reaktora typu RBMK. Na rysunku zaznaczono następujące elementy:
osłona betonowa (concrete shield), kanały (pressure tubes), elementy paliwowe (fuel elements),
walczak (steam generator), bloki grafitowe (graphite moderator), pręty kontrolne (control rods)
(zaczerpnięto z [10])
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
16
Typowy obieg reaktora RBMK został przedstawiony na rys. 2.7. Podobnie jak
w przypadku reaktorów PHWR, w reaktorach LWGR paliwo znajduje się w kanałach,
które otoczone są blokami grafitowymi, mającymi za zadanie spowalniać neutrony
prędkie. Woda chłodząca płynie przez kanały, odbierając ciepło od paliwa, a następnie
trafia do separatora pary - walczaka. Ciśnienie i temperatura czynnika roboczego wynoszą
odpowiednio 6,4 MPa oraz 280°C, a całkowita sprawność elektrowni ok. 31%. Z powodu
wysokiego ryzyka dla otoczenia reaktory te nie są obecnie budowane, jednakże wciąż
w eksploatacji znajduje się ponad 10 jednostek typu RBMK [2, 8, 9, 10, 15].
2.6. Reaktory GCR
Reaktory chłodzone gazem są obecnie najsprawniejszymi, używanymi do produkcji
energii elektrycznej reaktorami. Jako chłodziwo używany jest w nich dwutlenek węgla
w postaci gazowej, jednakże w reaktorach IV generacji, które są obecnie w trakcie badań,
planowane jest wykorzystanie helu (gaz obojętny chemicznie, o dobrych własnościach
przejmowania ciepła). Moderatorem w reaktorach GCR (ang. Gas Cooled Reactor),
podobnie jak w reaktorach LWGR jest grafit, który jest odporny na wysokie temperatury.
Rys. 2.8. Schemat ideowy reaktora AGR. Zaznaczone elementy to moderator grafitowy (graphite
moderator), dwutlenek węgla (carbon dioxide), elementy paliwowe (fuel elements), pręty
regulacyjne (control rods), obudowa betonowa (concrete pressure vessel) (zaczerpnięto z [10])
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
17
Zasada działania reaktora AGR (ang. Advanced Gas Reactor), który jest drugą
generacją reaktorów gazowych, została przedstawiona na rys. 2.8. Jako paliwo stosowany
jest uran wzbogacony do ok. 2-3% zamknięty w koszulkach wykonanych z Zircaloyu,
dzięki czemu temperatura dwutlenku węgla po opuszczeniu rdzenia wynosi ok. 650°C.
Ciśnienie gazu w obiegu pierwotnym sięga 4,3 MPa. Po ogrzaniu, CO2 trafia do
wymiennika ciepła gdzie oddaje energię wodzie krążącej w obiegu wtórnym. Wysokie
parametry gazu pozwalają na osiągnięcie wartości temperatury i ciśnienia pary zbliżonych
do obiegów elektrowni węglowych tj. 560°C i 16 MPa. Pozwala to na stosowanie
w obiegu wtórnym urządzeń, które bazują na sprawdzonych technologiach i są
powszechnie używane w energetyce. Sprawność obiegu elektrowni atomowej pracującej
z reaktorem AGR sięga nawet 41%.
Ponieważ gaz ma dużo gorsze zdolności do odbioru ciepła niż woda, zbiorniki
reaktorów GCR muszą być odpowiednio większe. Do tego stosowane materiały muszą
odznaczać się zdecydowanie lepszą wytrzymałością termiczną, gdyż temperatury osiągane
przez chłodziwo są znacznie wyższe niż w reaktorach PWR czy BWR. Ponadto
wykorzystywane gazy charakteryzują się małym współczynnikiem pochłaniania
neutronów, co pozwala na lepsze wykorzystanie paliwa. Technologie reaktorów
gazowych są jedną z najprężniej rozwijających się gałęzi energetyki jądrowej. Wysoka
sprawność i możliwość wytwarzania ciepła wraz z energią elektryczną czynią je
technologią bardzo konkurencyjną.
Najnowszym osiągnięciem w tej dziedzinie są reaktory trzeciej generacji HTGR
(ang. High Temperature Gas Reactors). Wykorzystują one jako chłodziwo gazowy hel, co
pozwala na osiągnięcie temperatury nawet do 1100°C. Dzięki temu, realne staje się
wprowadzenie atomowych elektrociepłowni, co pozwoliłoby na znaczne podniesienie
sprawności. Ich wadą jest potrzeba zastosowanie wysoko wzbogaconego uranu jako
paliwa (nawet do 93%). Wzbogacenie to można osiągnąć poprzez przetworzenie go do
postaci węglika uranu UC2. Obecnie trwają prace nad możliwością stworzenia reaktora
HTR pracującego na zasadzie jednego obiegu. Gorący hel trafiałby na turbinę gazową,
a pozostałe ciepło oddawałby w wymienniku i ogrzewał wodę ciepłowniczą. Pozwoliłoby
to na tworzenie reaktorów mniejszych mocy, mogących pracować za zasadzie generacji
rozproszonej. Technologie bazujące na reaktorach chłodzonych gazem są jedną
z dominujących technologii wśród reaktorów IV generacji [2, 8, 9, 10].
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
18
Reaktory generacji III+ 3.
3.1. AP-1000
Reaktory typu AP-1000 oraz AP-600 są pierwszymi na świecie reaktorami III
generacji, które uzyskały pozwolenie na produkcję i budowę elektrowni atomowych
bazujących na tej technologii. Projekt amerykańskiej firmy Westinghouse został najpierw
zatwierdzony w Stanach Zjednoczonych przez tamtejszy dozór jądrowy NRC w 2005
roku, a już po 2 latach otrzymał certyfikat Unii Europejskiej potwierdzający, że reaktor
ten spełnia unijne wymagania i standardy bezpieczeństwa.
Założenia projektowe zbiornika reaktora przewidują możliwość jego nieprzerwanej
eksploatacji przez okres 60 lat. Maksymalne parametry wody w obiegu pierwotnym
wyznaczone przez konstruktora to 17,1 MPa i 343°C. Zgodnie z zasadą redundancji
kluczowych układów, system odbioru ciepła składa się z dwóch lub czterech pętli
chłodzenia, takiej samej ilości wytwornic pary i jednym stabilizatorem ciśnienia. Rdzeń
reaktora mieści w sobie 113 kaset paliwowych, w każdej po 17x17 elementów
paliwowych. Do utrzymania przepływu chłodziwa wykorzystane są pompy
bezdławnicowe, które charakteryzują się wysoką bezwładnością i szczelnością. Pozwala
to na spowolnienie procesu zaniku tłoczenia w przypadku awarii silników elektrycznych,
bądź utraty zasilania.
Reaktor zabudowany jest w szczelną, wykonaną ze stali cylindryczną obudowę
bezpieczeństwa, która pozostaje nienaruszona nawet przy wstrząsach sejsmicznych
1. kategorii. Stalowa powłoka bezpieczeństwa obudowana jest żelbetonową osłoną, tzw.
drugą powłoką bezpieczeństwa, która odporna jest nawet na uderzenia dużych samolotów
pasażerskich, czy też ładunków wybuchowych. W praktyce eliminuje to zagrożenie
skażenia promieniotwórczego związanego z atakami terrorystycznymi. Aby podnieść
bezpieczeństwo reaktora we wszystkich kanałach komunikacyjnych, transmisja danych
realizowana jest za pomocą technologii światłowodu, która jest odporna na zakłócenia
wytwarzane przez pole elektromagnetyczne. Ponadto wszystkie systemy bezpieczeństwa
powodujące wyłączenie reaktora oparte są na zasadzie dwa z czterech. Oznacza to, że
każdy z newralgicznych parametrów mierzony jest przez cztery niezależne kanały, a do
zadziałania zabezpieczenia potrzebne są co najmniej dwa. Niweluje to ryzyko odstawienia
bloku z powodu awarii jednego z mierników bądź przekaźników. W celach podniesienia
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
19
niezawodności systemu zasilania, we wszystkich układach w których jest to możliwe
zastosowano zasilanie ze źródeł stałoprądowych.
Największym osiągnięciem projektantów reaktora AP-1000 jest niewątpliwie
skonstruowanie systemu awaryjnego chłodzenia, który w pełni oparty jest na ochronie
biernej, tj. niewymagającej jakiegokolwiek źródła zasilania zewnętrznego, czy to
elektrycznego, czy mechanicznego. Pozwala to na zwiększenie niezawodności systemów
bezpieczeństwa, które oparte są głównie na podstawowych prawach i zależnościach
fizycznych jak konwekcja lub grawitacja. Ponadto zmniejsza to koszty konstrukcji bloku,
ponieważ nie ma potrzeba stosowania tak wielu skomplikowanych systemów sterujących,
w porównaniu do reaktorów poprzednich generacji. Z prowadzonych statystyk wynika, że
w reaktorze AP-1000 udało się dokonać redukcji stosowanych we wcześniejszych
reaktorach zaworów o 50%, rurociągów o 83% i pomp o 35%.
Reaktory AP-1000 odznaczają się niespotykanymi wcześniej możliwościami
w zakresie odporności na ciężkie awarie np. typu LOCA. Zastosowane bierne układy
bezpieczeństwa pozwalają na odprowadzanie ciepła z reaktora przez 3 doby bez
zapotrzebowania na zasilanie z zewnętrznych źródeł oraz bez jakiejkolwiek interwencji
obsługi sterowni lub maszynowni. Omawiany system awaryjnego chłodzenia rdzenia
(SACR) składa się z trzech podukładów, które zostaną po krótce opisane.
Pierwszym z nich jest układ awaryjnego odprowadzania ciepła powyłączeniowego
(UAOCP), którego głównym elementem jest wymiennik ciepła zanurzony w zbiorniku
z zapasową wodą chłodzącą lub w zbiorniku wymiany paliwa. Do pętli obiegu
chłodzącego dołączone są zawory bocznikujące, które w czasie normalnej pracy reaktora
są zamknięte. W momencie, w którym w obiegu chłodzącym następuje awaria
uniemożliwiająca przepływ czynnika, zawory bocznikujące otwierają się. Woda
kierowana w normalnych warunkach pracy do wytwornicy pary, jest przesyłana do
wymiennika ciepła znajdującego się w zapasowym zbiorniku wody chłodzącej, który
umiejscowiony jest powyżej reaktora. Gorący czynnik z reaktora oddaje ciepło wodzie
w zbiorniku prowadząc do jej odparowania bezpośrednio do środka obudowy
bezpieczeństwa, która zaopatrzona jest w swój własny system chłodzenia. Parametry
w obiegu chłodzenia, w szczególności temperatura wody przed i za wymiennikiem
wymusza naturalną cyrkulację wody. Dzięki temu rdzeń reaktora może być chłodzony
awaryjnie bez jakiegokolwiek zasilania z zewnątrz.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
20
Kolejnym z układów bezpieczeństwa jest układ awaryjnego wtrysku wody borowej
(UAWB). Tworzą go dwa zbiorniki wykonane ze stali, które zawierają wodę z dodatkiem
boru. Umiejscowione są one powyżej obiegu chłodzącego reaktora, podobnie jak
zapasowy zbiornik wody, a każdy z nich ma pojemność ok. 71 m3. Zawory wlotowe
łączące zbiorniki z wodą borową z układem chłodzenia są otwarte w trakcie normalnej
pracy reaktora, aby ciśnienie w zbiornikach i w obiegu było takie samo. Jednakże, zawory
wylotowe są zamknięte, co nie pozwala na dostanie się boru do biegu w czasie nominalnej
eksploatacji. W sytuacji, gdy poziom wody w stabilizatorze ciśnienia zaczyna spadać, do
zaworów wylotowych wysyłany jest sygnał inicjujący ich otwarcie. Dzieje się to
równolegle z wyłączeniem reaktora i pomp cyrkulacyjnych. Układ jest skonstruowany
w taki sposób, aby zapewnić w układzie naturalną cyrkulację wody borowej, która
powoduje wyhamowanie reakcji łańcuchowej poprzez pochłanianie neutronów.
Ostatnim z układów jest układ automatycznej redukcji ciśnienia, którego zadaniem
jest chronić reaktor przed przetopieniem się rdzenia przez ściany zbiornika reaktora
w przypadku ciężkiej awarii z utratą czynnika chłodzącego. Oparty jest on na kooperacji
wielu zespołów zaworów podłączonych do stabilizatora ciśnienia, czy też gorącego
rurociągu. Pozwalają one na kierowanie strumienia pary powstałego w obiegu
pierwotnym bezpośrednio do zbiornika zapasowego lub też bezpośrednio do wnętrza
obudowy bezpieczeństwa. Tym samym redukują one ciśnienie obiegu pierwotnego do
ciśnienia panującego w obudowie. Umożliwia to grawitacyjny spływ wody ze zbiornika
wymiany paliwa do komory reaktora i jego bezpośrednie chłodzenie. Woda odparowuje
prosto do obudowy bezpieczeństwa, co może rodzić zagrożenie rozsadzeniem budynku.
Aby uniknąć katastrofy, w reaktorze AP-1000 zastosowano specjalną
dwupowłokową konstrukcję obudowy bezpieczeństwa. W momencie gdy woda
zalewająca zbiornik reaktora odparowuje znacznie zwiększając swoją objętość,
w obudowie następuje zdecydowany wzrost ciśnienia, który może prowadzić do jej
rozsadzenia. W tym celu para wodna musi być cały czas skraplana poprzez oddawanie
ciepła na zewnątrz obudowy. Chłodzenie powłoki osiągnięto dzięki wymuszeniu
naturalnej wentylacji w przestrzeni między jej stalową, a żelbetonową częścią. Powietrze
zasysane z otoczenia omywa zewnętrzną stronę stalowej powłoki odbierając ciepło od
pary znajdującej się wewnątrz, skraplając ją i redukując ciśnienie w środku obudowy.
Jednakże, w przypadku upalnego dnia, bądź bardzo szybkiego procesu odparowania wody
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
21
zalewającej reaktor, osiągnięty współczynnik wymiany ciepła może być niewystarczający.
Dlatego też, ponad obudową umieszcza się zbiorniki zawierające wodę wspomagającą
chłodzenie. W momencie zbyt dużego wzrostu ciśnienia wewnątrz obudowy
bezpieczeństwa, zawory zbiorników otwierają się i woda spływając grawitacyjnie zrasza
zewnętrzną część powłoki. Pozwala to na podniesienie skuteczności odbioru ciepła od
pary wewnątrz powłoki. Woda w zbiornikach wystarcza, aż na trzy doby nieprzerwanej
pracy bez zasilania zewnętrznego. Dopiero po tym czasie należy uruchomić pompy które
przetłoczą ją z powrotem do zbiorników. Czyni to ten model reaktorów odpornym nawet
na najcięższe awarie [2, 8, 15, 16]. Schemat systemów bezpieczeństwa i aparatury
reaktora AP-1000 został przedstawiony na rys. 3.1.
Rys. 3.1. Schemat reaktora AP-1000 z zaznaczonymi najważniejszymi urządzeniami i układami
(zaczerpnięto z [2])
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
22
3.2. EPR-1600
Reaktor EPR (ang. European Pressurised Water Reactor) jest owocem wieloletnich
badań firmy AREVA nad ulepszeniem stosowanych wcześniej reaktorów typu PWR.
Odznacza się on zredukowanymi kosztami wytwarzania energii elektrycznej nawet o 10%
w porównaniu do pozostałych reaktorów generacji III+. Jest jednym z najbez-
pieczniejszych reaktorów generacji III+, a ponadto wyróżnia się dobrymi wskaźnikami
ekonomicznymi. O jego walorach świadczyć może zainteresowanie nawet ze strony USA
na budowę elektrowni jądrowych bazujących na tej technologii.
Ponadto reaktor EPR odznacza się doskonałymi parametrami w swojej kategorii,
które pozwalają uzyskać sprawność elektrowni na poziomie 37%. Przyczyniają się do
tego bardzo wysokie parametry pary w obiegu wtórnym – ciśnienie na poziomie aż 7,8
MPa. Niskie nakłady inwestycyjne (jak na elektrownię atomową) zostały osiągnięte dzięki
wysokiej mocy pojedynczego bloku energetycznego sięgającej 1600 MWe. Co więcej,
zastosowane technologie pozwalają na znacznie efektywniejsze wykorzystanie paliwa,
ponieważ wypalanie paliwa jądrowego w blokach EPR przekracza 60 MW∙d/kg. Ponadto,
nowoczesna konstrukcja pozwala na skrócenie przerw potrzebnych na wymianę paliwa do
16 dni, a także na możliwość prowadzenia niektórych prac konserwacyjnych w trakcie
pracy reaktora.
Podobnie jak w przypadku reaktora AP-1000, konstrukcja bloku pozwala na
wydłużenie czasu eksploatacji do rekordowych 60 lat. Poprawie uległa również
elastyczność eksploatacji, pozwalająca na zmiany obciążenia reaktora w granicach od
20% do 100% mocy znamionowej. Pozwala to na efektywny udział elektrowni jądrowej
w regulacji systemu elektroenergetycznego, co przez długi czas było praktycznie
niemożliwe.
Również w przypadku bezpieczeństwa reaktory PWR wyróżniają się
ponadprzeciętnymi rozwiązaniami technologicznymi. Obudowa bezpieczeństwa składa się
z dwóch żelazobetonowych powłok o grubości 1,3 m. Są one w stanie wytrzymać
ciśnienie ok. 5,1 MPa, co znacznie przekracza nadciśnienia powstające w przypadku
ciężkich awarii. Jest ona również odporna na wycieki gazów niosących skażenie
radioaktywne, zatem nawet w najcięższych warunkach promieniowanie wokół elektrowni
nie przekroczy dawki szkodliwej dla zdrowia człowieka. Tak jak i w przypadku reaktora
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
23
AP-1000, obudowa bezpieczeństwa odporna jest na uderzenia samolotów wojskowych,
pocisków lub wybuchy bomb, co czyni reaktor EPR bezpiecznym w przypadku działań
militarnych lub ataków terrorystycznych. Większość systemów bezpieczeństwa reaktora
bazuje na rozwiązaniach aktywnych aniżeli pasywnych. Jednakże stopień wysokiego
bezpieczeństwa został osiągnięty przez redundancję i separację wszystkich urządzeń
odpowiedzialnych za bezpieczeństwo.
O ile projektanci reaktora AP-1000 założyli, że sytuacja w której rdzeń przetopi się
przez zbiornik reaktora jest nieprawdopodobna dzięki zastosowanym zabezpieczeniom, to
twórcy reaktora EPR przygotowali go nawet na najczarniejszy scenariusz. Na wypadek
awarii, w wyniku której stopiony rdzeń wydostaje się poza zbiornik reaktora,
zaprojektowano specjalną konstrukcję do gromadzenia stopionej radioaktywnej masy.
Zasadę działania tego systemu przedstawiono na rys. 3.2.
W reaktorach EPR stopiony rdzeń trafia najpierw do tygla znajdującego się w dolnej
części obudowy reaktora. Tam zostaje wstępnie schłodzony i powoli przetapia się przez
roztapialną przegrodę, skąd tunelem przelewowym trafia do zbiornika retencyjnego. Sam
zbiornik wykonany jest z betonu pokrytego materiałem żaroodpornym na bazie ZrO2,
którego temperatura topnienia sięga 2715°C. Na nim znajduje się warstwa materiału
ofiarnego na osnowie Fe2O3 i SiO2, która służy do dwóch celów. Po pierwsze pozwala ona
na utlenienie całego cyrkonu zawartego w stopie, co zapobiega powstawaniu wodoru
w kontakcie stopionego rdzenia z powłoką zbiornika. Po drugie pozwala na
endotermiczne rozpuszczenie paliwa jądrowego UO2 (co pozwala na szybką redukcję jego
temperatury), dzięki czemu zmniejsza gęstość i temperaturę krzepnięcia stopionej masy.
W celu osiągnięcia dużej powierzchni chłodzenia, rozmiar zbiornika retencyjnego wynosi
170 m2. Pod zbiornikiem ulokowany jest system kanałów, do których w sposób bierny
doprowadzana jest woda ze zbiorników zapasowych. Zapewnia to ciągłe chłodzenie
skumulowanej masy, ostatecznie prowadzące do jej zestalenia się. Czas, po jakim masa
radioaktywna zastyga może wynosić od kilku do kilkunastu dni. Obudowa
bezpieczeństwa oraz konstrukcja zbiornika zapewniają dostateczną ochronę przed
wydostaniem się substancji promieniotwórczych do środowiska. Powyższe rozwiązania
czynią reaktor EPR odpornym na wszystkie, nawet najcięższe awarie typu LOCA ze
stopieniem rdzenia. Prawdopodobieństwo wystąpienia sytuacji, w której dochodzi do
skażenia środowiska zostało zredukowane praktycznie do zera [2, 8, 15].
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
24
Rys. 3.2. Schemat technologii do wychwytywania stopionego rdzenia w reaktorach EPR. 1 –
rdzeń reaktora, 2 – zbiornik ciśnieniowy, 3 – roztapialna przegroda, 4 – dno tunelu przelewowy,
5 - betonowe fundamenty obudowy bezpieczeństwa, 6 – tunel przelewowy, 7 – ognioodporna
warstwa ochronna, 8 – chłodzenie wodne, 9 – materiał ofiarny, 10 – zbiornik retencyjny
(zaczerpnięto z [15])
3.3. WWER-1000
Reaktory typu WWER są rosyjskim odpowiednikiem reaktorów ciśnieniowych.
Reaktor WWER-1000 otrzymał certyfikat bezpieczeństwa od komisji europejskich już
w kwietniu 2007 roku, co pozwoliło na rozpoczęcie budów elektrowni bazujących na tej
technologii. Ponadto, odznacza się on wysoką konkurencyjnością cenową i ekonomiczną,
porównywalną z reaktorem EPR. Jego zdecydowaną zaletą jest fakt, że podobnie jak
w reaktorze AP-1000, projektanci oparli konstrukcję głównie na pasywnych systemach
bezpieczeństwa. Dodatkowo, konstruktorzy przygotowali reaktor na najcięższą awarię ze
stopieniem i wyciekiem rdzenia, projektując specjalny chwytacz rdzenia typu tyglowego.
Dzięki temu w reaktorze WWER-1000 wyeliminowano słabości jakie mają reaktory
AP-1000 (brak chwytacza) oraz EPR (aktywne systemy bezpieczeństwa), co czyni go
jednym z najbezpieczniejszych reaktorów.
Obudowa bezpieczeństwa reaktora WWER-1000 podobnie jak i innych reaktorów
generacji III+ składa się z dwóch warstw. Zewnętrzną obudowę wykonuje się z betonu
zbrojonego, a jej zadaniem jest wytrzymać takie zdarzenia lub katastrofy jak tornado,
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
25
uderzenie samolotu, tsunami lub trzęsienie ziemi. Powłoka wewnętrzna wykonana jest ze
sprężonego betonu i zaprojektowana w taki sposób, aby móc wytrzymać nadciśnienie
powstające przy najcięższej awarii reaktora, zachowując przy tym maksymalną
szczelność. Podobnie jak w reaktorze AP-1000, obieg chłodzenia wykonany jest w postaci
czterech pętli, każda z osobną wytwornicą pary. Jedyną różnicą jest sposób organizacji
wytwornic pary, w reaktorze WWER są one ułożone poziomo.
Podobnie do konstrukcji reaktora EPR, w reaktorze WWER znajduje się specjalny
zbiornik, do którego po ciężkiej awarii spływa stopiony rdzeń reaktora. Rosyjscy
projektanci zastosowali jednak rozwiązanie tyglowe, które przedstawiono na rys. 3.3.
Zbiornik zlokalizowany jest bezpośrednio w szybie reaktora i w tym przypadku wykonany
jest on ze stali, dlatego też wymaga nieustannego chłodzenia wodą. Stalowa konstrukcja
pozwala na odseparowanie stopionego rdzenia od elementów betonowych, co redukuje
ryzyko zajścia reakcji utleniania cyrkonu i powstania wybuchowego wodoru.
Również w inny sposób rozmieszczony został materiał ofiarny. W reaktorze EPR
była to powłoka oblekająca ścianki zbiornika retencyjnego. W tym wypadku wypełnia on
tygiel w całej objętości. Materiał ofiarny wykonany jest z lekkich tlenków zamkniętych
w stalowych kasetach, które ułożone są na wzór „plastra miodu”. Jego głównym zadaniem
jest schłodzenie rozgrzanego rdzenia oraz zwiększenie powierzchni transportu ciepła,
poprzez wzrost objętości stopionej masy, będący wynikiem zachodzących reakcji
termochemicznych.
Jako ciekawostkę warto przytoczyć problem konstrukcyjny z jakim musieli uporać
się projektanci reaktora WWER. Mianowicie w układzie chłodzenia prętów regulacyjnych
stosowano układ otworów wlotowych, który mógł spowodować wypychanie pręta
z komory reaktora przez silny prąd wodny. Sytuacja ta została zaobserwowana w jednej
z elektrowni jądrowych i rodziła ogromne niebezpieczeństwo poważnej awarii. Ponieważ
dochodziło do wypychania prętów regulacyjnych, w dolnych częściach reaktora
reaktywność nie była kontrolowana. Problem ten został rozwiązany i doprowadził do
określenia tzw. warunku niewypływania pręta. Mówi on o tym, że pole przekroju otworu
centralnego w kanale chłodzenia nie może być mniejsze niż pole przekroju szczeliny
pomiędzy ściankami kanału, a prętem regulacyjnym. Zostało to zilustrowane na rys. 3.4.
Rosyjskie reaktory WWER są jedną z najbezpieczniejszych technologii dostępnych
obecnie na rynku energetyki atomowej. Dzięki obecnie prowadzonym pracom nad
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
26
podwyższeniem mocy reaktora do 1500 MWe, możliwe jest podniesienie sprawności
elektrowni oraz lepsze wykorzystanie paliwa jądrowego. Uczyni to reaktor WWER
bardziej konkurencyjnym ekonomicznie, a zatem i pożądanym przez kraje, które chcą
inwestować w nowe elektrownie atomowe [2, 8, 15].
Rys. 3.3. Zbiornik typu tyglowego reaktora WWER. 1 – zbiornik reaktora, 2 – szyb rektora,
3 - dennica reaktora, 4 – dźwigar, 5 – tygiel, 6 – materiał ofiarny (zaczerpnięto z [8])
Rys. 3.4. System chłodzenia pręta paliwowego ilustrujący warunek niewypływania pręta
(zaczerpnięto z [8])
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
27
Przyszłość energetyki jądrowej – reaktory IV generacji 4.
4.1. Międzynarodowe Forum Reaktorów IV Generacji
Pomimo faktu, iż obecne metody wytwarzania energii z paliw jądrowych
odznaczają się wysoką niezawodnością, dopracowanymi rozwiązaniami technologicznymi
oraz dużym bezpieczeństwem, to wciąż możliwy jest znaczny rozwój tej gałęzi
energetyki. Obecne elektrownie bazujące na reaktorach generacji III+ niechlubnie
charakteryzują się jedną z najniższych możliwych sprawności wytwarzania energii
elektrycznej spośród innych elektrowni konwencjonalnych, a także inwestycje z nimi
związane są obarczone dużym ryzkiem finansowym.
Aby wyjść naprzeciw wymaganiom stawianym przez obecny system energetyczny
powołane do życia zostało Międzynarodowe Forum Reaktorów IV Generacji (z ang. GIF),
które zrzesza 14 krajów z całego świata. Jest to dobrowolna organizacja, którą założono
już w 2001 roku, a jej celem jest stworzenie technologii jądrowych, które będą pozwalały
pozyskiwać energię w sposób całkowicie bezpieczny, ekonomiczny i nieszkodliwy dla
środowiska naturalnego. Dlatego też założono, że wszystkie badane technologie muszą
spełniać cztery podstawowe warunki.
Pierwszym z nich jest poprawa gospodarki paliwowej. Zakłada się, że reaktory
IV generacji mają nie produkować wysokoaktywnych odpadów, które stwarzają ogromne
problemy przy procesie składowania. Ponadto powinny one być w stanie wykorzystywać
odpady radioaktywne do dalszego wytwarzania energii, co pozwoliłoby na obniżenie
presji związanej ze składowaniem odpadów. Dodatkowo redukcji ulegną koszty jakie
obecnie są związane z gospodarką paliwową, co uczyni elektrownie atomowe znacznie
bardziej konkurencyjnymi. Cele te można osiągnąć przez stosowanie obiegu zamkniętego
paliwa jądrowego.
Drugą cechą są niezawodne systemy bezpieczeństwa. Dąży się do jeszcze
większego obniżenia prawdopodobieństwa zajścia poważnej awarii, która mogłaby
wywołać skażenie środowiska substancjami radioaktywnymi. Dlatego też, reaktory IV
generacji powinny być w pełni oparte na pasywnych systemach bezpieczeństwa, które nie
będą wymagały interwencji obsługi. Dzięki temu, ryzyko awarii wywołanej błędem
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
28
ludzkim zostanie całkowicie wyeliminowane. Ponadto elektrownia nie będzie uzależniona
od dostaw energii ze źródeł zewnętrznych.
Trzecim założeniem jest redukcja możliwości proliferacji, a najlepiej całkowite jej
wykluczenie. Procesy jądrowe zachodzące w reaktorze powinny być tak dobrane, aby
możliwość wydobycia z nich materiałów umożliwiających konstrukcję broni jądrowej
była nieopłacalna i bardzo trudna. Ponadto elektrownia atomowa powinna być odporna na
możliwe ataki terrorystyczne, których celem byłoby wywołanie katastrofy nuklearnej.
Czwartym i ostatnim wymogiem jest wysoka konkurencyjność ekonomiczna.
Elektrownie atomowe bazujące na reaktorach IV generacji powinny zapewniać wysokiej
jakości energię elektryczną, zachowując przy tym jej możliwie najniższe ceny. Ponadto
należy zredukować ryzyko związane z kosztami inwestycyjnymi, które obecnie dla
elektrowni atomowych jest wysokie, do poziomu innych technologii wytwarzania energii.
Z przeanalizowanych przez GIF technologii wybrano sześć, które są w stanie
spełnić wymienione wyżej warunki. Obecnie prowadzone są badania nad prototypami
tychże reaktorów. Zakłada się, że reaktory IV generacji mogą zacząć brać udział
w wytwarzaniu energii elektrycznej już po 2030 roku. W niniejszym rozdziale
przedstawione zostaną wybrane przez GIF rozwiązania [17, 18].
4.2. Reaktor GFR
Pierwszą z omawianych technologii jest reaktor na neutrony prędkie chłodzony
gazem. Jako chłodziwo stosowany jest w nim hel, co pozwala osiągnąć bardzo wysokie
temperatury czynnika sięgające 850°C. Nie zakłada się wprowadzania obiegów
pośrednich, hel ma trafiać ze zbiornika reaktora bezpośrednio na turbinę gazową. Wysoka
temperatura czynnika pozwala na stosowalność tej technologii do termochemicznej
produkcji wodoru, co pozwoli na lepsze wykorzystanie ciepła niesionego z czynnikiem.
Ponieważ jest to reaktor pracujący na zasadzie neutronów prędkich to nie wymaga
stosowania moderatora. Ponadto umożliwia to znacznie lepsze (prawie 100 razy)
wykorzystanie paliwa, ponieważ neutrony prędkie są w stanie rozszczepić
wysokoaktywne odpady powstające w czasie eksploatacji paliwa.
Rozważa się budowę obiegu z reaktorem o mocy 600 MWth, którego sprawność
dzięki wysokim parametrom gazu sięgałaby nawet 48%. Jednakże, aby możliwa była
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
29
stosowalność tej technologii, projektanci muszą dopracować część rozwiązań
technologicznych i materiałowych. Schemat obiegu cieplnego reaktora GFR został
przedstawiony na rys. 4.1.
Należy pamiętać, że ze względu na dużo wyższe temperatury występujące w rdzeniu
trzeba poprawić możliwości odbioru ciepła od elementów paliwowych. Dokonuje się
tego, wykonując elementy w postaci bardzo cienkich szpilek, co znacznie zwiększa
powierzchnię wymiany ciepła. Paliwo w tego typu elektrowniach musi być wysoko
wzbogacone, dlatego też używa się węglików lub azotków uranu i plutonu. Ze względu na
znacznie wyższe temperatury, należy stosować też inny materiał na koszulki paliwowe –
w tym wypadku planowane jest użycie włókien węglowo-krzemowych. Ponadto, neutrony
prędkie przyspieszają proces starzenia się materiałów konstrukcyjnych, co znacznie
skróciłoby możliwy czas eksploatacji generatora. Dlatego należy prowadzić dalsze
badania nad materiałami, które są odporne na ten rodzaj neutronów, a także stosować
specjalne reflektory neutronowe. Dodatkowo wysokosprawne turbiny helowe są wciąż
dopracowywaną technologią, która wymaga dalszych badań przed zastosowaniem na tak
dużą skalę [17, 18].
Rys. 4.1. Schemat obiegu cieplnego reaktora GFR (zaczerpnięto z [17])
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
30
4.3. Reaktor LFR
Reaktory prędkie chłodzone ołowiem wykorzystują ciekłą formę ołowiu lub
mieszaninę ołowiu i bizmutu jako chłodziwo. Rozważana jest produkcja reaktorów tego
typu w bardzo szerokim zakresie mocy. Jednostki o rozmiarze od 50 do 150 MWe
charakteryzują się niskimi kosztami inwestycyjnymi i możliwością użycia ich w generacji
rozproszonej. Ponadto odznaczają się bardzo długim czasem pracy bez wymiany paliwa,
aż do 20 lat. Innymi wersjami są moduły o mocy rzędu 500 MWe lub jeden duży blok
o mocy 1200 MWe.
Wartym uwagi jest fakt, że w reaktorze LFR udało się osiągnięć naturalną
cyrkulację chłodziwa w rdzeniu. Jako paliwo stosuje się azotki uranu, zapakowane
w koszulki ze stali ferrytycznej lub ceramiczne w zależności od temperatury chłodziwa.
Obecnie wynosi ona ok. 550°C, jednakże planowane jest podwyższenie jej nawet do
800°C. Dzięki temu reaktory LFR mogłyby być używane do produkcji wodoru. Reaktory
LFR pracują w zamkniętym cyklu paliwowym, co pozwala na znacznie lepsze
wykorzystanie paliwa. Ogromną zaletą tych reaktorów jest także bardzo niskie ciśnienie
w obiegu pierwotnym (dzięki wysokiej temperaturze parowania ołowiu), które jest na
poziomie ciśnienia atmosferycznego.
Reaktor LFR pracuje systemie dwuobiegowym, dla temperatur z zakresu 550°C
czynnikiem roboczym jest woda, a obiegiem referencyjnym obieg Rankine’a, natomiast
dla temperatur rzędu 800°C czynnikiem roboczym ma być gaz (np. hel), a obiegiem
referencyjnym obieg Brytona. Schemat obiegu cieplnego reaktora LFR jest przedstawiony
na rys. 4.2.
Jednym z największych problemów przy projektowaniu reaktora LFR jest
toksyczność ołowiu dla środowiska. Dlatego też projektanci muszą dołożyć wszelkich
starań aby pętla zawierająca ciekły ołów była odizolowana. Dodatkowych badań wymaga
także produkcja i recykling paliw bazujących na azotkach, gdyż jest to rzadko stosowana
technologia. W przypadku reaktorów LFR pracujących przy temperaturach na poziomie
800°C należy dokonać wymiany materiałów z jakich dokonane są newralgiczne elementy
reaktora, na odporniejsze termicznie. Zakłada się, że prace badawcze zostaną ukończone
do 2020 roku, kiedy to będzie mógł powstać prototyp takiego reaktora. Całkowite koszty
badań oszacowano na 990 mln USD [17, 18].
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
31
Rys. 4.2. Schemat obiegu cieplnego reaktora LFR (zaczerpnięto z [17])
4.4. Reaktor MSR
Reaktory MSR bazują na technologii reaktorów termicznych i odznaczają się
niespotykanym w innych reaktorach podejściem do gospodarki paliwowej. Otóż, paliwo
nie jest dostarczane do reaktora w formie prętów, a roztapiane w roztworze soli
fluorkowych tworząc tetrafluorek uranu. Rozwiązanie to gwarantuje równomierny rozkład
paliwa w całym reaktorze, co ma pozytywny wpływ na jego stabilność pracy. Ponadto
stopione sole mogą pracować przy niskim ciśnieniu, co pozwala na odciążenie rurociągów
i zaworów. Dodatkową zaletą jest możliwość wymiany paliwa, a także usuwania odpadów
w trakcie pracy reaktora, czego nie można dokonywać w większości obecnie pracujących
jednostek generacji III+. Jako moderatora w reaktorach MSR używa się grafitowego
rdzenia. Sam reaktor odznacza się wysokim stopniem bezpieczeństwa, które zapewniane
jest przez stosowane system pasywne.
Ze względów bezpieczeństwa, w reaktorach MSR stosuje się aż trzy pętle cieplne.
W obiegu wtórnym również wykorzystuje się roztopione sole, jednakże nie mają one tak
wysokiej temperatury oraz nie zawierają produktów rozszczepienia. Jako czynnik roboczy
wykorzystywana jest woda oraz para wodna, za pomocą której realizuje się obieg cieplny
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
32
Rankine’a. Rozważane jest także zastosowanie turbiny gazowej i przejście na obieg
Brytona realizowany za pomocą helu. Może to zapewnić niższe koszty produkcji energii,
wyższą sprawność elektrowni, a także uniknięcie niebezpiecznych reakcji jakie mogą
zachodzić pomiędzy solami w obiegu wtórnym a wodą.
Obecnie stosowane technologie pozwalają na uzyskanie temperatury soli w obiegu
pierwotnym nawet powyżej 1000°C. Pozwala to na produkcję energii elektrycznej jak i na
wykorzystanie ciepła do produkcji wodoru. Sprawność obiegów z reaktorami MSR mieści
się w zakresie 44-50%. Całkowita moc jednej elektrowni wynosiłaby ok. 1000 MWe.
Schemat obiegu cieplnego reaktora MSR został przedstawiony na rys. 4.3.
Reaktory MSR są jedną z najlepiej sprawdzonych technologii wśród reaktorów IV
generacji. Świadczy o tym fakt, że już istnieje kilka prototypów a kolejne projekty są
w trakcie realizacji. Co więcej, technologia ta jest opracowywana już od lat 50. XIX
wieku, kiedy to powstał demonstracyjny reaktor ARE pracujący na poziomie temperatur
ok. 815°C. Szacuje się, że faza badań pochłonęła ok. 1000 mln USD, a pierwsze reaktory
tego typu mogą pojawić się już w najbliższych latach [17, 18].
Rys. 4.3. Schemat obiegu cieplnego reaktora MSR (zaczerpnięto z [17])
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
33
4.5. Reaktor SFR
Reaktory prędkie chłodzone sodem są prekursorem technologii reaktorów prędkich.
Na świecie istnieje już 21 reaktorów bazujących na tej technologii, przy czym dwa z nich
są w eksploatacji (FBTR w Indiach i Biełorajsk 3 w Rosji). Jako reaktory prędkie
umożliwiają one znacznie lepsze wykorzystanie paliwa i pracę w zamkniętym obiegu
paliwowym, gdyż neutrony prędkie pozwalają na dalsze rozszczepianie produktów
poprzednich rozpadów. Reaktory te charakteryzują się dużą gęstością mocy w rdzeniu
reaktora, która sięga 350 MW/m3, co wymusza stworzenie dobrych warunków chłodzenia.
W reaktorach SFR jako chłodziwo wykorzystywany jest sód, który odznacza się
bardzo dobrym współczynnikiem przejmowania ciepła. Ponadto paliwo dostarczane jest
w formie szpilek paliwowych co zwiększa powierzchnię wymiany ciepła. W obiegu
pierwotnym udaje się uzyskać temperatury z zakresu 400-600°C, co pozwala na
osiągnięcie parametrów pary zbliżonych do elektrowni węglowych, tj. 16 MPa, 550°C.
Sód jako chłodziwo generuje jednak znaczące problemy. Jako że jest on substancją
wysoce aktywną, reaguje on bardzo agresywnie przy kontakcie z wodą. W tym wypadku
drobna nieszczelność w wymienniku sód-woda skutkowałaby silną reakcją, która mogłaby
doprowadzić do wybuchu radioaktywnego sodu. Dlatego też, stosuje się rozwiązanie
trójpętlowe. W obiegu wtórnym również używa się sodu, jednakże w tym wypadku, nawet
ewentualny wybuch nie spowodowałby skażenia otoczenia, gdyż sód w obiegu
pierwotnym nie jest napromieniowany. Kolejną wadą reaktorów SFR jest wysoka
temperatura krzepnięcia sodu, która wynosi 98°C, wymusza to ciągłe podgrzewanie sodu
nawet w przypadku wyłączenia reaktora, aby nie doprowadzić do zestalenia się sodu.
Obieg chłodzenia w reaktorach SFR może być realizowany na dwa sposoby:
basenowy i pętlowy. W pierwszym z nich reaktor wraz z wymiennikami ciepła i pompami
jest zanurzony w zbiorniku wypełnionym sodem. Pozwala to na stosowanie niskiego
ciśnienia w obiegu pierwotnym, jak i redukuje ilość rurociągów, w których może wystąpić
nieszczelność. Układ taki jest trudny w wykonaniu ze względu na duże gabaryty
zbiornika. Układ pętlowy zakłada połączenie poszczególnych elementów obiegu
pierwotnego za pomocą rurociągów. Jest on prostszy w wykonaniu oraz pozwala na
dostęp do wszystkich urządzeń w trakcie eksploatacji. Schemat reaktora SFR został
przedstawiony na rys. 4.4 [2, 10, 17, 18].
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
34
Rys. 4.4. Schemat obiegu cieplnego reaktora SFR (zaczerpnięto z [17])
4.6. Reaktor SCWR
Reaktory SCWR to reaktory lekko-wodne na parametry nadkrytyczne. Rozważana
jest możliwość wykorzystania tego reaktora w technologii bazującej na neutronach
termicznych lub prędkich. Osiągalne parametry pary to 25 MPa oraz 510°C, które
skutkują sprawnością elektrowni na poziomie 45%.
Wykorzystanie parametrów nadkrytycznych niesie ze sobą wiele korzyści.
Zmniejsza się ilość czynnika potrzebnego do osiągnięcia niezmienionej mocy reaktora
(porównując z typowym obiegiem PWR lub BWR), a co za tym idzie zmniejszają się
wymagane rozmiary pomp oraz rurociągów. Ponadto reaktor staje się odpowiednikiem
kotła przepływowego w elektrowniach jądrowych, zatem niepotrzebne jest już stosowanie
pomp cyrkulacyjnych. Niepotrzebne są także takie elementy jak separator wilgoci lub
wytwornica pary, co znacznie upraszcza konstrukcję elektrowni. Pozwala to na
zredukowanie kosztów inwestycyjnych do 900 $/kW. Zakłada się, że koszty
eksploatacyjne elektrowni zostaną zredukowane o ok. 35% w porównaniu z istniejącymi
reaktorami lekko-wodnymi.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
35
W przypadku termicznych reaktorów SCWR, należy zapewnić obecność moderatora
w każdej części rdzenia. Ponieważ para wodna ma słabe własności jako moderator,
projektanci dokonali rozdzielenia strumienia wody zasilającej na dwie części. Część wody
zasila reaktor od góry, dzięki czemu moderacja zachowana jest na każdej wysokości
rdzenia. Schemat elektrowni bazującej na technologii SCWR przedstawiony został na
rys. 4.5.
Reaktory SCWR bazują na sprawdzonej technologii reaktorów lekko-wodnych oraz
węglowych kotłów przepływowych. Niestety, do tej pory nie powstał żaden prototyp
reaktorów na parametry nadkrytyczne, dlatego też nie można dokładnie zweryfikować
założeń projektowych w praktyce. Należy przeprowadzić jeszcze wiele analiz, zwłaszcza
symulacji związanych ze stabilnością chłodzenia oraz zachowaniem reaktora w trakcie
awarii typu LOCA. Głównym celem przyświecającym inwestycji w badania reaktorów
SCWR jest wytwarzanie taniej energii elektrycznej [17, 18].
Rys. 4.5. Schemat obiegu cieplnego reaktor SCWR (zaczerpnięto z [17])
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
36
4.7. Reaktory VHTR
Reaktory wysokotemperaturowe VHTR bazują na sprawdzonej technologii
reaktorów HTR, czyli reaktorów chłodzonych helem i moderowanych grafitem. Dzięki
bardzo wysokim temperaturom gazu sięgającym 1000°C otrzymywanym na wylocie
z reaktora, mogą być one stosowane do zasilania procesów termochemicznych mających
na celu produkcję wodoru. Moc obecnie projektowanych reaktorów VHTR sięga
600 MWth. Odznaczają się one wysoką sprawnością przekraczającą 50%. Schemat
realizacji obiegu cieplnego reaktora VHTR przedstawiono na rys. 4.6.
Możliwe jest również dołączenie do obiegu helowej turbiny gazowej, co umożliwi
równoległą produkcję energii elektrycznej. Reaktory VHTR pracują w otwartym cyklu
paliwowym, co jest ich znaczącą wadą. Dąży się do wprowadzenia pasywnych systemów
bezpieczeństwa w tego typu reaktorach, co wymaga dodatkowych analiz, zwłaszcza
w przypadku pracy reaktora w środowisku przemysłowym.
Reaktory VHTR są konkurencyjną technologią, ponieważ są reaktorami stosunkowo
małych mocy: 200-300 MWe, przez co mogą pracować w trybie generacji rozporoszonej,
dodatkowo wytwarzając ciepło procesowe do systemów ciepłowniczych. [17, 18]
Rys. 4.6. Schemat obiegu cieplnego reaktora VHTR (zaczerpnięto z [17])
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
37
Gospodarka paliwowa w energetyce atomowej 5.
5.1. Krótka historia i właściwości uranu
Historycznego odkrycia pierwiastka uranu w minerałach tzw. blendy smolistej
dokonał niemiecki chemik Martin Klaproth w 1789 roku. Ciekawostką jest fakt, iż
pierwiastek ten swoją nazwę zawdzięcza dokonanemu w 1781 roku odkrycia planety Uran
przez Fredericka Herschela. Na odseparowanie uranu do czystej metalicznej postaci trzeba
jednak było czekać jeszcze ponad 50 lat, tj. do roku 1841. Wtedy to francuski uczony
Eugen Peligot otrzymał czystą postać tego pierwiastka.
Podstawowymi cechami fizycznymi uranu jest wysoka twardość (jednakże niższa
od stali), duża masa właściwa wynosząca ok. 19 g/cm3 i przy tym stosunkowo dobra
plastyczność. Charakteryzuje się on też dobrą odpornością termiczną, jego temperatura
topnienia wynosi 1135°C, natomiast wrzenia 4131°C.
Z chemicznego punktu widzenia, uran jest jedną z najbardziej reaktywnych
substancji, a jedynymi cząsteczkami, z którymi nie wchodzi w reakcje są gazy szlachetne.
Dobrze rozdrobniony uran wyeksponowany na działanie powietrza może ulec
samozapłonowi.
Uran odegrał ważną rolę w badaniach nad promieniotwórczością naturalną. To
właśnie badając sole tego uranu Henri Becquerel odkrył nietrwałość tego pierwiastka. Był
to przełomowy krok w dziejach nauki, który pozwolił wybitnej polskiej uczonej
Marii Skłodowskiej-Curie na odkrycie pierwiastków polonu i radu. W roku 1938
niemiecki fizyk Otto Hahn dokonał natomiast pierwszego kontrolowanego rozszczepienia
jądra uranu przy pomocy neutronów, które skutkowało wydzieleniem się dużych ilości
energii oraz neutronów, które pozwalały na zapoczątkowanie samopodtrzymującej się
reakcji łańcuchowej. Niewątpliwie właśnie to odkrycie dało początek energetyce
jądrowej, niestety również przyczyniło się do konstrukcji jednej z najstraszliwszych broni
jakimi były i wciąż są bomby atomowe.
Co ciekawe i zaskakujące, uran jako materiał ma właściwości powstrzymujące
przechodzenie przez niego wiązek promieniowania. Zatem paradoksalnie, często używany
jest do budowy osłon przed promieniowaniem. Dodatkowo stop uranu z tytanem używany
jest do produkcji pocisków przeciwpancernych (nie wydzielających promieniowania) [9].
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
38
5.2. Światowe zasoby uranu
Uran jest pierwiastkiem powszechnie występującym w przyrodzie, jego zawartość
w skorupie ziemskiej jest rzędu 2,8 ppm. Świadczy to o tym, że uran jest bardziej
rozpowszechniony na naszej planecie niż złoto lub srebro. Niestety, pomimo częstego
występowania, bardzo ciężko jest znaleźć złoże, w którym koncentracja uranu
przekraczałaby 15%. Ciekawostką jest fakt, że rezerwy uranu zawarte w wodzie morskiej
są tysiąckrotnie większe od tych zawartych w rudach. Niestety, odizolowanie uranu
z wody morskiej jest znacznie bardziej kosztowne (ok. 15-krotnie), gdyż występuje on
w nich w stężeniu 0,003 ppm.
Najbardziej wydajną rudą uranu, jest już wcześniej wspomniana blenda smolista,
która zawiera dwutlenek uranu zmieszany m.in. z kobaltem, miedzią lub niklem. Aby
wydobycie uranu było opłacalne na skalę przemysłową, jego stężenie w złożu musi
przekraczać 0,01%, a zwykle wahać się w granicach 0,1-2%. Opłacalne w eksploatacji
złoża uranu można zakwalifikować do dwóch kategorii. Złoża kategorii pierwszej
pozwalają na wydobycie uranu, którego koszty nie przekraczają 80 $/kgU lub
66 $/kgU3O8. Natomiast złoża kategorii drugiej, pozwalają na wydobycie mieszczące się
w kosztach 80-130 $/kgU lub 66-110 $/kgU3O8. Dostępność dotychczas odkrytych złóż
I i II kategorii przedstawiono na rys. 5.1. Szacuje się, iż przy obecnym zużyciu złoża te
starczą na ok. 90 lat, jednakże istnieje duże prawdopodobieństwo, że istnieją nieodkryte
zasoby uranu, które są ok. 4 razy większe.
W ostatnich latach odnotowano tendencję spadkową w zapotrzebowaniu na uran, co
było oczywiście spowodowane obawami po awarii elektrowni w Fukushimie. Niemniej,
prognozy przewidują, że po upływie obecnej dekady trendy powinny zacząć się odwracać.
Uran może być wydobywany na trzy sposoby: głębinowo (podobnie do węgla
kamiennego), odkrywkowo (podobnie do węgla brunatnego) oraz otworowo.
Argumentem przemawiającym za dalszymi inwestycjami w nowe projekty
wydobywcze (planowane w Australii, Hiszpanii lub Turcji) jest tendencja spadkowa cen
uranu. Przy drożejących kosztach węgla kamiennego, uran staje się paliwem wysoce
konkurencyjnym. W latach 80. XX wieku ceny uranu z 55 $/kg spadły o połowę, aby
w roku 2000 osiągnąć cenę 15 $/kg. Ciekawostką jest fakt, że również na terenie Polski
istniały kopalnie uranu w Sudetach, które „eksportowały” uran do ówczesnego ZSRR [9].
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
39
Rys. 5.1. Światowe rozmieszczenie rozpoznanych złóż uranu I i II kategorii (zaczerpnięto z [19])
5.3. Produkcja elementów paliwowych
Ponieważ w wydobytej rudzie uranu znajduje się bardzo dużo materiałów, które nie
zawierają uranu, należy je odseparować przy użyciu specjalnych, mechanicznych oraz
chemicznych metod. Do ich zastosowania rudę trzeba należycie rozdrobnić i zmielić.
Produktem końcowym wspomnianych procesów jest tlenek uranu U3O8 zawierający
70-90% uranu. Dzięki swojemu charakterystycznemu wyglądowi otrzymał on nazwę
„żółtego ciasta” (ang. yellow cake). Jest to gotowy produkt handlowy, który można
transportować w specjalnych beczkach.
Do procesów związanych z energetyką jądrową potrzebny jest izotop uranu U-235,
którego zawartość w naturalny uranie wynosi ok. 0,7%. Jest to zdecydowanie za mało aby
zachodziła reakcja łańcuchowa w większości reaktorów termicznych. Z tego powodu
potrzebne jest zastosowanie procesów wzbogacających przyszłe paliwo w izotop U-235
do 3-5%. Najkorzystniejszym stanem skupienia uranu do ich przeprowadzenia jest forma
gazowa. Czysty uran wrze w temperaturach bliskich 4000°C, zatem konieczne jest
stosowanie innego nośnika, jakim jest sześciofluorek uranu UF6, który występuje
w formie gazowej już w temperaturze 56,5°C. Jego jedyną wadą jest wysoka reaktywność,
ma on niszczący wpływ na większość metali, szkieł, ceramiki i tworzyw sztucznych.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
40
Ponadto, ulega on rozkładowi w powietrzu, jak również w wodzie. Wymusza to
zachowania, praktycznie sterylnej próżni we wszystkich miejscach procesu wzbogacania.
Początkowo, w czasie II wojny światowej uran wzbogacany był przy użyciu metody
elektromagnetycznej. Polegała ona na jonizacji atomów uranu, które następnie rozpędzano
do dużych prędkości przy użyciu pola elektrycznego. Następnie trafiały one w obszar
silnego oddziaływania pola magnetycznego, pod wpływem którego zakrzywiały swój tor
ruchu. Z powodu różnych mas izotopów U-235 i U-238, tory po jakich poruszały się
poszczególne cząsteczki były różne, co pozwalało na ich wychwyt w różnych miejscach.
Metoda ta charakteryzowała się wysoką sprawnością i opracowano ją w 1940 roku
w kalifornijskim uniwersytecie.
W obecnych czasach, stosowane są głównie trzy metody wzbogacania paliwa
uranowego. Pierwszą z nich i najczęściej stosowaną jest metoda wirówkowa. Zawierający
uran gaz wprowadza się do specjalnych wirujących bębnów, które obracają się
z prędkością 50-70 tys. obr./min. Średnica pojedynczego bębna wynosi od 15 do 20 cm,
a wysokość sięga do 2 m. Zasada działania, bazuje na różnicach mas pomiędzy
cząsteczkami zawierającymi U-235, a cząsteczkami zawierającymi U-238. Cięższe
cząsteczki zbierają się blisko zewnętrznej ścianki bębna, natomiast lżejsze bliżej osi
obrotu. Pozwala to na separację poszczególnych izotopów. Metoda wirówkowa jest jedną
z najbardziej wydajnych metod, a także cechuje się najniższym zużyciem energii.
Niemniej, do wzbogacenia paliwa w izotop U-235 do 3% potrzeba 1000 wirówek
w układzie kaskadowym. Schemat ideowy wirówki został przedstawiony na rys. 5.2.
Drugą ze stosowanych metod jest metoda dyfuzyjna. Bazuje ona na różnicy
szybkości i częstości z jakimi cząsteczki o różnych masach przechodzą przez porowatą
powłokę. Cząsteczki gazu sprężone do wysokiego ciśnienia posiadają równą energię
kinetyczną. Cząsteczki cięższe będą się wtedy poruszać wolniej, a więc i rzadziej
przechodzić przez porowatą powierzchnię. Składa się ona z otworów o średnicy 10-6
cm,
rozłożonych z gęstością kilkaset milionów na 1 cm2. Technika ta jest znacznie mniej
wydajna od metody wirówkowej. Kaskady składają się z kilku tysięcy przegród. Metoda
dyfuzyjna charakteryzuje się również wysokim zapotrzebowaniem na energię elektryczną,
co czyni ją mało opłacalną. Zasada działania metody dyfuzyjnej została przedstawiona na
rys. 5.2.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
41
Rys. 5.2. Schemat metod wzbogacania uranu: dyfuzyjna (z lewej), wirówkowa (z prawej)
(zaczerpnięto z [3])
Trzecią z metod jest technika dyszowa, która podobnie jak wirówkowa bazuje na
różnicach mas izotopów uranu jak i na sile odśrodkowej. Wysoce sprężony gaz trafia do
zakrzywionego korytarza (dyszy), gdzie cząsteczki z U-238 poruszają się po szerszym
łuku, natomiast lżejsze cząsteczki z U-235 bliżej środka krzywizny. Znaczącą wadą tej
metody, podobnie jak dyfuzyjnej jest potrzeba sprężania gazu, które pochłania duże ilości
energii elektrycznej. Schemat metody dyszowej został przedstawiony na rys. 5.3.
Jedną z badanych obecnie metod wzbogacania uranu jest tzw. metoda laserowa.
Polega ona na naświetlaniu cząsteczek uranu, falą laserową o takiej długości, że
wzbudzeniu ulegają tylko izotopy U-235. Następnie są one jonizowane przez pole
elektromagnetyczne i przyciągane przez elektrodę, na której się osadzają. Metoda ta
charakteryzuje się wysoką wydajnością, lecz wciąż pochłania znaczne ilości energii
(ok. 10% mniej niż metoda dyfuzyjna). Wyróżnia się jej dwa rodzaje: AVLIS, w której
bezpośrednio wzbudza się atomu uranu oraz MLIS, w której wzbudza się cząsteczki UF6.
Metoda jest opracowywana głównie w Stanach Zjednoczonych.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
42
Rys. 5.3. Schemat metody dyszowej do wzbogacania uranu, od lewej: gaz zasilający (feed gas),
frakcja wzbogacona (light fraction enriched in U-235), frakcja zubożona (heavy fraction
depleted in U-235) (zaczerpnięto z [20])
Po procesie wzbogacania uran wzbogacony w izotop U-235 stanowi ok. 1/6
początkowej masy uranu. Zostaje on poddany procesowi przekształcenia gazu UF6
z powrotem w dwutlenek uranu UO2. Występuje on początkowo w postaci proszku, który
zostaje sprasowany i uformowany w pastylki paliwowe o wymiarach: średnica 6-12 mm
oraz wysokość 10-25 mm. Cały proces musi być bardzo precyzyjny, dokładność
wytwarzania pastylek paliwowych sięga ±0,001 mm. UO2 charakteryzuje się wysoką
odpornością na temperaturę, jednakże niskim współczynnikiem przewodzenia ciepła.
Gradient temperatur pomiędzy środkiem pastylki a jej brzegiem może wynosić ponad
1000°C. Skutkuje to wysokimi naprężeniami, które mogą prowadzić do zniszczenia
pastylek.
Aby uniknąć, bezpośredniego kontaktu paliwa z czynnikiem chłodzącym, pastylki
pakowane są do koszulek paliwowych wykonywanych z Zircaloyu (stopy cyrkonu).
Charakteryzują się one małym współczynnikiem pochłaniania neutronów przez co nie
zaburzają procesów jądrowych zachodzących w reaktorze. Należy pamiętać, że w trakcie
pracy reaktora paliwo ulega efektowi „puchnięcia”, zatem przy projektowaniu koszulek
paliwowych należy zachować odpowiedni zapas przestrzeni między pastylką a koszulką,
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
43
a także wydrążyć niewielkie otwory w środku pastylek paliwowych. Pastylki paliwowe
umieszczone w koszulkach stanowią tzw. pręt paliwowy. Pręty paliwowe w celu ich
usztywnienia umieszcza się pakietami w kasetach paliwowych, które stanowią rdzeń
reaktora.
Wbrew niektórym opiniom, paliwo jądrowe przed włożenie do reaktora nie stanowi
najmniejszego zagrożenia promieniotwórczego dla środowiska. Pozwala to na jego
swobodny transport jak i montaż [2, 3, 8, 9].
5.4. Gospodarka wypalonym paliwem
W wyniku rozpadów jąder uranu U-235 zachodzących w reaktorze, dochodzi do
powstania nowych, również aktywnych jąder. Cześć z nich, charakteryzuje się wysokim
współczynnikiem pochłaniania neutronów, co prowadzi do wygaśnięcia reakcji
łańcuchowej. Uniemożliwia to też pełne wypalenie paliwa, dlatego w wypalonym paliwie
znajduje się nawet 0,8% uranu U-235. Wymiany ok. 1/3 paliwa na świeże dokonuje się
zazwyczaj raz w roku.
Występowanie wysokoaktywnych produktów reakcji rozszczepiania niesie za sobą
również inne niedogodności. Po pierwsze, wypalone paliwo emituje bardzo silne
promieniowanie beta oraz gamma – aktywność izotopów zaraz po wyłączeniu reaktora
wynosi 2∙1017
Bq na 1 MW mocy. Jednakże, w wyniku dalszych rozpadów aktywność
produktów znacznie spada w przeciągu pierwszej doby od odstawienia – ok. 15 razy.
Niestety powstałe w ten sposób izotopy odznaczają się znacznie dłuższym czasem
rozpadu. Dopiero po roku ich aktywność spada 25 krotnie.
Ponieważ w wypalonym paliwie zachodzą dalej reakcje rozpadu to również i dalej
produkowane są znaczne ilości ciepła. Aby nie dopuścić do stopienia się paliwa należy to
ciepło sukcesywnie odbierać również po wyłączeniu reaktora. Dla przykładu moc cieplna
generowana przez paliwo rok po odstawieniu reaktora wynosi 10 kW/t.
Z powodów wydzielania się dużych ilości ciepła, paliwo musi być schładzane przez
okres 3-5 lat od opuszczenia reaktora w specjalnych basenach znajdujących się na terenie
elektrowni. Z powodu wysokiej aktywności wypalonego paliwa, proces wymiany musi
przebiegać całkowicie pod wodą (ok. 10 m). Do przeładunku zużytych elementów
paliwowych służy specjalistyczny zespół wysięgników i prowadnic, które pozawalają na
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
44
przenoszenie paliwa z reaktora do basenów przyreaktorowych. Dzięki temu rozwiązaniu
obsługa nie ma bezpośredniego kontaktu z promieniotwórczymi elementami.
Po wspomnianym okresie chłodzenia istnieją dwie metody dalszego obchodzenia się
z odpadami promieniotwórczymi. Jeżeli stosowany jest zamknięty cykl paliwowy, to
wypalone elementy dalej przechowywane są w basenach lub przechowalnikach suchych
czekając na recykling. W przypadku, gdy cykl paliwowy jest otwarty - trafiają
bezpośrednio do składowisk podziemnych.
Gdy stosowany jest zamknięty cykl paliwowy, wypalone paliwo dalej
przechowywane jest w przeznaczonych do tego basenach. Jednakże, w Stanach
Zjednoczonych doszło do przepełnienia tychże zbiorników, co skutkowało nagłą potrzebą
znalezienia nowej metody składowania. Z tego powodu opracowana została technika
suchego składowania paliwa. Dopuszcza się, że po pięciu latach chłodzenia w basenie
paliwo może zostać załadowane do specjalnych betonowych kontenerów. Chłodzenie
zbiorników odbywa się na zasadzie naturalnej konwekcji, która wywołana jest różnicą
temperatur spowodowaną produkowanym przez paliwo ciepłem. Istnieją dwa możliwe
rozwiązania technologiczne. Pierwsze z nich zakłada budowanie kontenerów
o wystarczająco grubych ścianach, aby zapewniały ochronę przed promieniowaniem.
Drugim jest budowanie cieńszych zbiorników i umieszczanie ich w betonowych
bunkrach. Zazwyczaj składowiska suche znajdują się na placu koło elektrowni. Stamtąd
trafiają do zakładów recyklingowych, gdzie wydobywa się z nich elementy, które można
ponownie wykorzystać w reaktorze.
Jeżeli stosowany jest zamknięty cykl paliwowy, to wypalone elementy poddaje się
bezpośredniej utylizacji po kilku latach chłodzenia. Międzynarodowa współpraca
odpowiednich komisji do spraw związanych z ochroną radiologiczną doprowadziła do
standaryzacji procedur jakie należy podjąć w związku z utylizacją paliwa. Kolejne kroki
są zależne od rodzaju odpadów, które można podzielić na trzy grupy: nisko-, średnio- oraz
wysokoaktywne.
Odpady niskoaktywne stanowią masowo ok. 90% wszystkich odpadów, jednakże
ich aktywności to tylko 1% aktywności całej masy (4-12 kBq/g). Ich składowanie nie
przysparza znaczących trudności ze względu na niskie zagrożenie skażeniem
promieniotwórczym. Są one sprasowywane lub spalane, a następnie pakowane do
szczelnych pojemników. Transportuje się na składowiska o wyselekcjonowanej lokalizacji
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
45
geologicznej, które są monitorowane w celu wykrycia możliwych wycieków
promieniowania.
Odpady średnioaktywne to zazwyczaj elementy elektrowni, które miały kontakt
z wewnętrznymi strukturami reaktora. Mogą to być pręty regulacyjne, prowadnice służące
do wymiany paliwa lub też zużyte koszulki paliwowe. Promieniowanie tych elementów
jest rzędu tysięcy kBq/g, jednak produkowane przez nie ciepło nie wymaga stałego
odbioru. Zwyczajowa procedura postępowania z tymi odpadami zakłada wstępne
zasmołowanie, a następnie umieszczenie w kontenerach i mogilnikach, znajdujących się
płytko pod ziemią.
Ostatnią, najbardziej wymagającą co do składowania grupą są odpady
wysokoaktywne. Zalicza się do nich substancje, których aktywność przekracza miliony
kBq/g oraz produkujące znaczne ilości ciepła, które należy odprowadzić. Są to produkty
reakcji rozszczepienia oraz produkty wydzielane z rozpadów zachodzących w już
wypalonym paliwie. Rozpowszechnioną metodą postępowania z tego rodzaju odpadami
jest poddanie ich zeszkleniu z dodatkiem boru, a następnie zapakowanie do grubych,
stalowych pojemników. Transportowane są one do specjalnie przygotowanych do tego
miejsc, zazwyczaj znajdujących się głęboko w skalnych formacjach. Idealnym miejscem
służącym do przechowywania odpadów są opuszczone kopalnie soli. W Stanach
Zjednoczonych do 2009 roku trwały (przerwane) prace nad nowoczesnym składowiskiem
odpadów wysokoaktywnych położonym w górach Yucca w stanie Newada.
Ciekawym rozwiązaniem problemu odpadów wysokoaktywnych jest metoda Synroc
opracowana w 1978 roku przez australijskiego naukowca. Bazuje ona na minerałach TiO2,
które są zdolne uwięzić uran i tor na miliony lat w swojej strukturze krystalicznej. Metoda
ta jest możliwa do zastosowania do odpadów z reaktorów różnego typu np. PWR, PHWR,
co rodzi wobec niej wielkie nadzieje.
Wbrew powszechnej opinii, że energetyka jądrowa produkuje mnóstwo odpadów,
których składowanie jest niebezpieczne dla środowiska i bardzo kosztowne, łatwo
zauważyć, że wszystkie procesy poddane są wysokiej standaryzacji. W ostatnich latach
poczyniono ogromne postępy związane z technologią i bezpieczeństwem składowania
wypalonego paliwa. Wprowadzane technologie przerobu wypalonego paliwa pozwolą na
zmniejszenie produkowanych odpadów, a reaktory IV generacji, na zmniejszenie
wysokoaktywnych odpadów prawie do zera [2, 3, 8, 9].
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
46
5.5. Paliwo typu MOX
Przerób paliw jądrowych do ponownego użycia niesie za sobą szereg korzyści. Po
pierwsze pozwala na lepsze wykorzystanie paliwa. Ponadto zmniejsza aktywność
odpadów promieniotwórczych, gdyż najbardziej aktywne elementy zostają odseparowane.
Ostatecznie redukuje ryzyko proliferacji, gdyż obecny w wypalonym paliwie pluton
(który stosowany jest do produkcji broni atomowej) może trafić z powrotem do reaktora
w postaci paliwa typu MOX.
Paliwo MOX jest mieszanką dwutlenków uranu i plutonu, która może być
wykorzystywana w nowoczesnych reaktorach III generacji. Składa się ono w około 7-9%
z plutonu, a także z uranu zubożonego, co jest ekwiwalentem energetycznym paliwa
uranowego o wzbogaceniu 4-5%.
Aby uzyskać paliwo typu MOX, odpady z elektrowni należy poddać obróbce
chemicznej metodą PUREX (ang. Plutonium and Uranium Recovery by Extraction).
Najpierw paliwo zostaje rozdrobnione, a następnie rozpuszczone we wrzącym kwasie
azotowym. Elementy, które nie uległy rozpadowi (np. kawałki koszulek) zostają
odfiltrowane i usunięte jako odpady stałe. Z powstałego roztworu, w trakcie
skomplikowanych procesów chemicznych ekstrahowane są pluton i uran, które można
wykorzystać do produkcji paliwa. Jednakże, w wypalonym paliwie znajduje się również
wiele innych cennych pierwiastków o szerokim zastosowaniu. Dzięki temu tylko 3%
pierwotnej masy wypalonego paliwa trafia na składowiska.
Co ciekawe, technologia MOX ma wielu przeciwników, którzy twierdzą, że zawarty
w tym paliwie pluton może być użyty do konstrukcji broni jądrowej. Jednakże należy
zauważyć, że próba wydobycia plutonu z paliwa MOX byłaby procesem bardzo
skomplikowanym i ciężkim technologicznie. Do tej pory nie odnotowano udanej próby
takiego przedsięwzięcia.
Pomimo tych obaw technologia MOX jest warta rozważenia. Użycie czystego
plutonu w reaktorach termicznych jest niemożliwe ze względów technologicznych, które
nie występują w przypadku paliw MOX. Ponadto, stosowanie MOX zwiększa
efektywność wykorzystania paliwa, gdyż umożliwia użycie do produkcji energii izotopu
U-238, który normlanie nie ulega rozpadowi, jednak w reaktorze zamienia się w pluton
będący składnikiem MOX [2, 3, 8, 9].
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
47
Awarie elektrowni jądrowych 6.
6.1. Three Mile Island
Three Mile Island to wyspa położona w stanie Pensylwania, na której mieści się
elektrownia jądrowa o tej samej nazwie. Składają się na nią dwa bloki wyposażone
w reaktory typu PWR i wyprodukowane przez firmę Babcock&Wilcox: TMI-1 o mocy
286 MW oraz TMI-2 o mocy 900 MW.
28 marca 1979, czyli 3 miesiące po pierwszej synchronizacji bloku TMI-2, przed
godziną 4 rano elektrownia Three Mile Island pracowała z 97% obciążeniem. To właśnie
wtedy obsługa podjęła próbę odetkania rurociągów służących do demineralizacji wody
zasilającej wytwornicę pary. Niestety blokada spowodowała znaczny spadek strumienia
wody zasilającej. Zabezpieczenia pomp wody zasilającej widząc zanik przepływu
czynnika dokonały ich natychmiastowego wyłączenia.
Ponieważ zanikło tłoczenie wody zasilającej, w obiegu wtórnym odnotowano duży
spadek ciśnienia oraz przepływu czynnika roboczego. W efekcie doprowadziło to do
awaryjnego wybicia turbiny i wyłączenia bloku. Systemy bezpieczeństwa elektrowni
atomowych są pieczołowicie przygotowywane na podobne sytuacje, a załoga sterowni jest
zaznajamiana z niezbędnymi procedurami postępowania. Standardowa kolejność zdarzeń
w sytuacji utraty pomp wody zasilającej przewiduje załączenie pomp rezerwowych
obiegu wtórnego, które mają tłoczyć czynnik do wytwornicy pary. Jednakże 28 marca
1979 roku te systemy zawiodły.
Systemy bezpieczeństwa zgodnie z procedurą zapoczątkowały proces załączania
rezerwowych pomp wody zasilającej. Niestety, w skutek poważnego błędu obsługi woda
nie mogła dotrzeć do obiegu wtórnego, gdyż pozostawiono zamknięte zawory łączące
obieg pomocniczy z wytwornicą pary. Przepływ czynnika i odbiór ciepła z wytwornicy
pary zanikł.
Ponieważ utracono czynnik odbierający ciepło z wytwornicy pary, w obiegu
pierwotnym nastąpił szybki wzrost ciśnienia. Nastąpiło otwarcie zaworów systemu
redukcji ciśnienia, co doprowadziło do jego szybkiego spadku. Ponieważ wzrost ciśnienia
został opanowany, zaczęto automatycznie zamykać zawory. Niestety w skutek awarii
jeden z nich został otwarty, co doprowadziło do konsekwentnej utraty czynnika
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
48
chłodzącego. Sytuację pogorszył fakt, że z punktu widzenia obsługi sterowni wszystkie
układy pracowały prawidłowo. Problem z niedomkniętym zaworem pozostał
niezauważony z powodu błędnego projektu kontrolek sygnalizujących stan zaworu. Na
domiar złego, obsługa nie zdawała sobie również sprawy z zamkniętych zaworów
pomocniczych obiegu wtórnego, gdyż kontrolka zasłonięta była przez znacznik, który
umieszcza się w przypadku remontów.
Ponieważ z punktu widzenia operatorów wszystkie systemy działały prawidłowo,
początkowo nie podejmowanych żadnych kroków. Dlatego też, w momencie w którym
w obiegu pierwotnym zaczęło spadać ciśnienie, podejrzewali oni zupełnie inny problem,
przez co podjęli decyzje, które w efekcie pogorszyły sytuację. Taką decyzją było
chociażby wyłączenie pomp wysokociśnieniowego układu chłodzenia.
Dopiero po ośmiu minutach od wystąpienia awarii, jeden z operatorów zauważył
zamknięcie zaworów obiegu pomocniczego. Po jego interwencji zostały one
natychmiastowo otworzone i odbiór ciepła z wytwornicy pary powrócił. Niestety
w obiegu pierwotnym wciąż następowała powolna utrata czynnika chłodzącego rdzeń.
Dalsze następstwo zdarzeń to niewybaczalne przeoczenia lub ignorancja obsługi
sterowni. Niezauważonymi pozostały alarmy o nagłym wzroście strumienia neutronów
w reaktorze oraz sygnalizacja o wydostaniu się wody do środka obudowy bezpieczeństwa.
Indykowały one wprost jednoznaczną diagnozę awarii typu LOCA.
O godzinie piątej pompy wody chłodzącej reaktor zaczęły doznawać silnych
turbulencji, ponieważ na ich wlocie pojawiła się para zamiast wody. W około 30 minut
nastąpiło wyłączenie pomp, przez co cyrkulacja czynnika chłodzącego zupełnie ustała.
O godzinie szóstej odparowała tak znaczna ilość wody, że czubki prętów
paliwowych zostały odkryte. Brak chłodzenia doprowadził do ich szybkiego nagrzania się
i w efekcie stopienia. To doprowadziło do ogromnego wzrostu reaktywności w komorze
reaktora, gdyż stopione paliwo zwiększa swoje promieniowanie. Z powodu otwartych
zaworów redukcji ciśnienia silnie radioaktywna para wydostała się do wnętrza obudowy
bezpieczeństwa.
Dopiero o godzinie 6:22 czyli ponad dwie godziny od początku awarii jeden
z pracowników sterowni zauważył, że jeden z zaworów redukcji ciśnienia pozostaje
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
49
otwarty. Został on ostatecznie zamknięty, co pozwoliło na powstrzymanie utraty czynnika
chłodzącego.
Gdy sytuacja zaczęła być powoli opanowywana i o godzinie 7:20 załączono
z powrotem wysokociśnieniowe pompy chłodzące nastąpiła kolejna kuriozalna sytuacja.
Otóż 18 minut później, z niewyjaśnionych przyczyn pompy zostały z powrotem
wyłączone. Chłodzenie stopionego rdzenia ponownie ustało.
Około godziny 14 w elektrowni nastąpił wybuch wodoru, na całe szczęście był on
na tyle mały, że nie naruszył szczelności obudowy bezpieczeństwa. Ostatecznie
w elektrowni udało się przywrócić systemy chłodzenia oraz przepływ wody
w wytwornicy pary. Jednak wciąż pozostało wiele obaw związanych z uwolnionym
promieniowaniem oraz wodorem zgromadzonym pod kopułą obudowy.
Jak później ustalono wodór pod kopułą miał stężenie zbyt niskie aby spowodować
wybuch natomiast dawki promieniowania otrzymane przez mieszkańca okolic elektrowni
były znikome, czego nie można powiedzieć o skutkach ekonomicznych tej awarii. Akcja
zabezpieczania terenu trwała około 10 lat i pochłonęła ponad miliard dolarów.
Awaria w elektrowni Three Mile Island pomimo kosztownych skutków była
doskonałą lekcją dla przyszłości energetyki jądrowej. Obnażyła słabości dotychczas
stosowanych systemów, co pozwoliło na uniknięcie podobnych błędów w przyszłości.
Dowiodła, że należy dążyć do jak największej automatyzacji systemów w elektrowniach,
gdyż człowiek działający pod presją może podejmować fatalne w skutkach decyzje
i błędnie oceniać sytuację.
Pomimo ewidentnych błędów operatorów nie można obarczać ich pełną
odpowiedzialnością. Nie ulega wątpliwości fakt, że sterownia była nieprzystosowana do
operacji na taką skalę. Kontrolki rozmieszczone były chaotycznie, a część ważnych
sygnałów nie była pokazywana (jak otwarcie zaworów do redukcji ciśnienia).
W momencie, w którym operatorzy otrzymywali sprzeczne informacje, a dodatkowo
zasypywani byli setkami nieczytelnych alarmów ich decyzje musiały w większym stopniu
bazować na intuicji niż na realnej sytuacji.
Awaria pokazała, że należy dążyć do uproszczenia i jednoznaczności sygnałów
odbieranych przez obsługę oraz do jeszcze lepszego przeszkolenia personelu, zwłaszcza
z zakresu sytuacji awaryjnych [21, 22, 23].
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
50
6.2. Czarnobyl
Noc z 25 na 26 kwietnia 1986 roku wstrząsnęła nie tylko kręgami związanymi
z energetyką atomową lecz zapadła w pamięć całej Europy. O godzinie 1:23 doszło do
wybuchu bloku nr 4 w czarnobylskiej elektrowni jądrowej, który spowodował wysokie
skażenie promieniotwórcze całej okolicy. Zajście katastrofy spowodowane było dwiema
przyczynami: wadliwą konstrukcją reaktorów RBMK oraz nieodpowiedzialnymi
decyzjami podjętymi przez władze.
W tę feralną noc reaktor nr 4 miał zostać planowo odstawiony w celu
przeprowadzenia prac remontowych. Korzystając z nadarzającej się okazji, załoga
sterowni dostała odgórny przykaz przeprowadzenia eksperymentu, który miał sprawdzić
możliwość krótkotrwałego zasilania potrzeb własnych bloku tylko przy pomocy siły
bezwładności odłączonego turbozespołu. Zakładano, że po obniżeniu mocy reaktora
z 3200 MWth do 700 MWth nastąpi wybicie turbiny, a zasilanie układów własnych
elektrowni będzie realizowane przy pomocy inercji turbozespołu do momentu załączenia
silników Diesla.
Eksperyment przewidziany był wstępnie na godzinę 14, jednak dyspozytor sieci
zakazał obniżenia mocy reaktora. Niemniej, do tego czasu moc reaktora obniżono o 50%
i musiała ona zostać ponownie podniesiona do nominalnej. Doświadczenie przełożono na
godziny późniejsze, o godzinie 23 zakaz został odwołany i zaczęto obniżanie mocy.
Ważnym odnotowania jest fakt, że o północy nastąpiła zmiana personelu sterowni, nowi
operatorzy nie byli szczegółowo zaznajomieni z panującą sytuacją.
Moc reaktora spadała, a wskutek wcześniejszych manipulacji mocą nastąpiło
zatrucie reaktora ksenonem i wejście w niestabilny tryb pracy. Ponieważ nowa zmiana nie
była zaznajomiona z sytuacją, moc reaktora spadła do 30 MWth, mimo to nie odwołano
doświadczenia. Operator chcąc przeprowadzić eksperyment zarządził maksymalne
podniesienie prętów sterowniczych i w efekcie podniesienie mocy do 200 MWth. Przy tej
mocy rozpoczęto planowane doświadczenia.
O godzinie 1:23 odcięto zawory dostarczające parę na turbinę, rozpoczął się wybieg
generatora. Pompy wody zasilającej zostały przełączone na zasilania z rozpędzonego
turbozespołu. Zwalniający generator, powodował spadek częstotliwości napięcia, co
w efekcie zmniejszało tłoczenie pomp zasilających. W ciągu 40 s nastąpiło zmniejszenie
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
51
przepływu czynnika chłodzącego o ok. 15%. To poskutkowało zwiększeniem się udziału
pary w zbiorniku reaktora, a w efekcie doprowadziło do wzrostu reaktywności. Moc
reaktora zaczęła zwyżkować, zatem dyrektor zmiany podjął decyzję o awaryjnym
opuszczeniu prętów bezpieczeństwa oraz regulacyjnych. Gdy pręty opadły do połowy
wysokości zbiornika, nastąpiły dwa wybuchy, które wprawiły w zdumienie załogę
sterowni (zgodnie z wszelką logiką taka sytuacja nie powinna mieć miejsca).
Zaskakujące eksplozja miała dwa źródła, które były błędami konstrukcyjnymi
reaktora RBMK. Pierwszą z nich był bardzo szybki, niekontrolowany i samoczynny
wzrost mocy reaktora w sytuacji kryzysowej. W przypadku reaktorów PWR lub BWR,
w momencie utraty bądź odparowania chłodziwa, następuje spadek mocy reaktora. Dzieje
się tak ponieważ czynniki moderujący zanika, zatem powstaje coraz mniej neutronów
termicznych i reakcja łańcuchowa zanika. W przypadku reaktora RBMK rzecz ma się
zgoła inaczej. Jako moderator używany jest grafit, woda jest tylko czynnikiem
chłodzącym. W momencie jej nagłego odparowania, reakcje łańcuchowa nie zostaje
zatrzymana lecz wzrasta. Woda w stanie ciekłym pochłania część neutronów, natomiast
para ma do tego znacznie mniejsze zdolności. W momencie zaniku chłodziwa jeszcze
więcej neutronów trafia do grafitu i zostaje spowolniona do prędkości termicznych.
W reaktorach RBMK nie zastosowano ograniczenia możliwego zwielokrotnienia mocy,
co miało tragiczne skutki.
Drugi z błędów projektowych był jeszcze bardziej tragiczny w skutkach i to on
doprowadził do wybuchu reaktora. W przypadku reaktora RBMK wprowadzenie
wszystkich prętów regulacyjnych powodowało wzrost mocy reaktora, zamiast jego
wyłączenia. Spowodowane to było fatalną konstrukcją pręta regulacyjnego. Otóż jego
początkowa część wykonana była z grafitu, aby w trakcie pracy reaktora wyciągnięte
pręty nie pochłaniały neutronów. W momencie wprowadzenia wszystkich prętów naraz
grafit wypierał wodę z kanałów, prowadząc tym samym do intensyfikacji reakcji
łańcuchowej. W Czarnobylu, opadające pręty doprowadziły do nagłego
i nierównomiernego wzrostu mocy w dolnej części reaktora. W ciągu 1 s moc reaktora
wzrosła 20-krotnie, natomiast po 40 s przekroczyła moc nominalną 40 razy.
W reaktorze czarnobylskim zaczęły zachodzić reakcje rozszczepienia podobne do
zachodzących w bombie atomowej. Spowodowało to pierwszy z wybuchów
odnotowanych przez załogę sterowni. Spowodował on całkowite zniszczenie prętów
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
52
sterowniczych oraz kaset paliwowych a także zapłon grafitu. Z powodu wydzielenia
ogromnych ilości ciepła odparowała jeszcze większa ilość wody, co spowodowało dalszy
wzrost mocy reaktora.
Wysoka temperatura sprzyjała procesom powstawania wodoru z reakcji chemicznej
między cyrkonem a wodą. Spowodowało to kolejny wybuch o jeszcze większej sile.
Obudowa bezpieczeństwa została rozerwana, a fragmenty grafitu i prętów paliwowych
wyniesione na dach sąsiadujących bloków. Wraz z dymem do atmosfery wydostały się
ogromne ilości skażonych substancji.
Pożar reaktora gaszony był aż przez 15 dni od wybuchu. Na reaktor zrzucano
z helikopterów piasek, dolomit i węglik boru aby zmniejszyć jego reaktywność (szacuje
się ich całkowitą masę na 5000 t). Aby zapobiec przetopieniu się rdzenia do wód
gruntowych przeprowadzono zorganizowaną akcję, w której rozpoczęto umieszczanie pod
reaktorem betonowej platformy, prace te okazały się jednak zbędne. Cały blok nr 4 został
zamknięty w betonowym sarkofagu, aby dogasające reakcje rozpadu nie miały wpływu na
środowisko.
Po katastrofie doszło w 1987 roku do procesu, w którym cała wina została
przypisana personelowi elektrowni, który w zasadzie był niewinny. Nie można
zaprzeczać, że awaria ta była spowodowana głównie dopuszczeniem do pracy reaktora,
który nie spełniał jakichkolwiek wymogów bezpieczeństwa. Niezależnie od decyzji
podjętych w sytuacji kryzysowej przez personel, wybuch i tak by nastąpił.
Z katastrofy na Ukrainie wyciągnięto jednak ważne wnioski. Wszystkie pracujące
reaktory RBMK przeszły stosowną modernizację eliminującą ryzyko podobnej awarii.
Ponadto zaczęto udostępniać plany elektrowni jądrowych dla opinii publicznej. Być może
gdyby technologia reaktorów RBMK nie była trzymana w ścisłej tajemnicy, ktoś
zauważyłby występujące błędy.
Niestety, katastrofa elektrowni w Czarnobylu została wykorzystana przez lobby
antyatomowe do propagandy. Wiele danych, zwłaszcza o wysokiej śmiertelności, zostało
zafałszowanych bądź zmyślonych. Stało się tak ponieważ skutki awarii nie zostały
ogłoszone dla opinii publicznej i żadne konkretne dane nie były powszechnie znane.
Dopiero po kilku latach wyszły na jaw prawdziwe skutki awarii, które wskazują, że trwałe
przesiedlenie ludności z okolic elektrowni było zupełnie nieuzasadnione [15, 21, 24, 25].
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
53
6.3. Fukushima Dai-ichi
W dniu 11 marca 2011 roku wschodnie wybrzeże japońskiej wyspy Honsiu
doświadczyło największego w historii Japonii trzęsienia ziemi. Jego siła odpowiadała
wybuchowi bomby o mocy 32 miliardów ton TNT, powodując śmierć 19 tysięcy ludzi.
Ten kataklizm dotknął również systemy elektrowni Fukushima.
W wyniku trzęsienia ziemi zostały zerwane wszystkie linie energetyczne, z których
zasilano układy bezpieczeństwa EJ Fukushima. Nie spowodowało to jednak zagrożenia
katastrofą nuklearną. Systemy bezpieczeństwa zadziałały bez zarzutu, zasilanie zostało
przejęte przez wewnętrzne silnika Diesla i rozpoczął się proces wyłączania reaktora.
Obudowy bezpieczeństwa pozostały nienaruszone i nie istniało ryzyko wydostania się
substancji radioaktywnych na zewnątrz.
Niestety, trzęsienie ziemi wywołało również ogromną falę tsunami, która uderzyła
z ogromną siłą w wybrzeże Japonii. Warto zwrócić uwagę, że była to największa fala jaka
wystąpiła w tym regionie, jej wysokość osiągnęła 14 m a prędkość prawie 900 km/h. Tak
rozpędzona fala morska uderzyła w elektrownię Fukushima. Ponieważ wszelkie osłony
elektrowni przed tsunami projektowane były na maksymalną wysokości fali wynoszącą
5,7 m, cały teren elektrowni został zalany.
Woda dostała się do pomieszczeń, w których umieszczono aparaturę
odpowiedzialną za zasilanie bloków 1-4, przez co nastąpił całkowity zanik zasilania
systemów bezpieczeństwa. Na blokach 1-2 utracono też zasilanie prądem stałym, przez co
operatorzy pracowali w kompletnych ciemnościach. W bloku nr 3 akumulatory były
w stanie dostarczać prąd potrzebny do oświetlenia przez 30 godzin. Warunki pracy załogi
elektrowni były bardzo ciężkie, brak oświetlenia, sygnalizacji oraz uszkodzenia
budynków nie pozwalały im na podjęcie odpowiednich działań.
Z powodu utraty zasilania układy chłodzenia przestały działać. Spowodowało to
szybki wzrost ciśnienia wewnątrz obudowy reaktora, co groziło rozsadzeniem bloku.
Operatorzy podjęli decyzję o otwarciu zaworów bezpieczeństwa i kontrolowanym
upuszczeniu części gazów na zewnątrz obudowy. Niestety, wskutek wzrostu temperatury
w rdzeniu reaktora zdążyło już dojść do reakcji cyrkonu z parą wodną i wydzielenia się
wodoru. W wyniku otwarcia zaworów nastąpiła silna reakcja wodoru z tlenem, co
doprowadziło do eksplozji i zniszczenia obudowy bezpieczeństwa.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
54
Chmura radioaktywnych gazów rozprzestrzeniła się błyskawiczne nad japońskim
wybrzeżem. Rząd postanowił działać i zarządził błyskawiczną ewakuację ludności. Jak się
później okazało w wielu miejscach decyzja ta była pochopna, gdyż promieniowanie nie
przekroczyło tam dawek dopuszczanych przez międzynarodowe przepisy.
Ciężko jest ocenić ilość ofiar spowodowanych awarią EJ Fukushima, ze względu na
dokonane przez trzęsienie ziemi zniszczenia. Większość ofiar pochłonęło tsunami
i powodujący je kataklizm, część - stres związany z niepotrzebnym przesiedleniem.
Zgodnie z doniesieniami Światowej Organizacji Zdrowia można stwierdzić, że skutki
radiacyjne awarii elektrowni były stosunkowo małe i nie wpłynęły na jakość życia
okolicznej ludności.
Nie można zaprzeczyć, że awaria EJ Fukushima spowodowana była przez
nadspodziewanie duże trzęsienie ziemi i następujące po nim tsunami. Jednakże prawdziwe
jest też stwierdzenie, że możliwe było znaczne ograniczenie skutków tej katastrofy.
Zabezpieczenia przed falą tsunami powinny być wyższe, co wskazuje, że eksperci
popełnili błędy w trakcie oszacowywania maksymalnych wysokości fali. Urządzenia
newralgiczne, takie jak agregaty Diesla i źródła prądu stałego powinny być umieszczone
w szczelnych, niezatapialnych bunkrach lub też na większej wysokości. Pozwoliłoby to na
zasilanie systemów chłodzenia w trakcie awarii.
Ponadto, w elektrowni brakowało pasywnych systemów bezpieczeństwa, które
chroniłyby reaktor nawet przy utracie zasilania. Powszechne już od pewnego czasu są
systemy służące do rekombinacji wodoru w obudowie bezpieczeństwa, które nie
wymagają zasilania. Elektrownia w Fukushimie z niewiadomych przyczyn nie była w nie
wyposażona mimo, że powinna. Uchroniłoby to obudowę bezpieczeństwa przed
rozsadzeniem i wydostaniem się dużej ilości substancji radioaktywnych do środowiska.
Za katastrofę EJ w Fukushimie odpowiedzialny jest naturalny kataklizm, jednakże
pośrednio winę ponoszą też projektanci i japoński dozór jądrowy, którzy dopuścili się
rażących zaniedbań. Od czasu awarii EJ Fukushima w nowych blokach atomowych stawia
się na systemy pasywne, które stały się nieodzownym elementem układów chłodzenia
reaktora. Elektrownie położone na obszarach narażonych na działanie kataklizmów
zostały lepiej przystosowane do stawienia im czoła. Budynki są uszczelniane, buduje się
wyższe bariery, a przepisy dotyczące pozwolenia na budowę w miejscach eksponowanych
na trzęsienie ziemi zmieniono na bardziej restrykcyjne [15, 21, 26].
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
55
Obliczenia symulacyjne obiegów cieplnych w programie 7.
Ebsilon Professional
7.1. Wybór układów
W świetle wyzwań jakie stawiane są przez najnowsze dyrektywy unijne oraz
założeń przedstawionych przez polski rząd w dokumencie PEP 2040, zasadnym jest
prowadzenie badań mających na celu wnikliwą analizę działania elektrowni jądrowych.
Z tego powodu, w niniejszej części pracy dokonano rzetelnej analizy obiegów cieplnych
elektrowni atomowych, a także zaproponowano nowatorskie rozwiązanie mogące
znacznie poprawić konkurencyjność energetyki atomowej. Łącznie dokonano symulacji
czterech różnych obiegów cieplnych przy użyciu profesjonalnego inżynierskiego
narzędzia, jakim jest program Ebsilon Professional.
W celu określenia parametrów i możliwości technicznych obecnych elektrowni
atomowych przeprowadzono analizę komputerową dwóch typowych dla energetyki
jądrowej obiegów: z reaktorem ciśnieniowym PWR oraz z reaktorem wrzącym BWR.
Modelowane obiegi bazują na schematach istniejących elektrowni atomowych, dlatego też
w wysokim stopniu odzwierciedlają one przemiany zachodzące w rzeczywistości.
Celem pracy było również zaproponowanie rozwiązań mogących podnieść
sprawność wytwarzania energii elektrycznej w elektrowniach atomowych. Wychodząc
naprzeciw temu wyzwaniu, w programie Ebsilon Professional zamodelowano dotychczas
rzadko omawiany w literaturze nowatorski obieg reaktora PWR nadbudowanego turbiną
gazową.
W celach porównawczych zamodelowany został także typowy obieg gazowo-
parowy o strukturze jednociśnieniowej. Pozwoliło to na dokonanie analizy i porównania
parametrów obiegu CCGT (ang. Combined Cycle Gas Turbine) z nadbudowanym
obiegiem atomowym.
Wszystkie obiegi zostały poddane procesowi optymalizacji, który stanowi
wbudowany moduł programu Ebsilon Professional. Pozwoliło to w efekcie na znalezienie
optymalnych parametrów rozpatrywanych obiegów, przy których ich sprawność osiąga
największą wartość, a emisja dwutlenku węgla (w obiegach z turbinami gazowymi) jest
najmniejsza.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
56
7.2. Założenia przyjęte do analizy obiegów
Z powodu ograniczeń wymuszonych przez możliwości programu Ebsilon
Professional oraz w celu uproszczenia i zwiększenia przejrzystości układów
w przeprowadzanych obliczeniach przyjęto następujące założenia i uproszczenia:
Ponieważ w programie Ebsilon Professional nie występuje element, który
w bezpośredni sposób odzwierciedla reaktor jądrowy, w symulacjach zastąpiono go
obiektem Steam_generator, który jest odpowiednikiem kotła parowego. Z tego
powodu należało dodać szereg ograniczeń parametrów czynnika w obiegu
z „reaktorem”, np. wymuszenie stopnia suchości pary 0 w obiegu pierwotnym
reaktora PWR.
Ponieważ obecnie nie opracowano turbin gazowych, których moc sięga 1000 MW
(największą obecnie turbiną gazową jest turbina 9HA firmy General Electric, której
moc wynosi 571 MW) w obydwu zamodelowanych układach z nadbudową przyjęto
założenie, że do nadbudowy użyto dwóch nowoczesnych turbin gazowych o mocy
500 MW.
Bazując na modelach najnowszych turbin gazowych (głównie wspomnianej
wcześniej turbiny 9HA) przyjęto najwyższe możliwe obecnie parametry
tj. spręż - 30:1 oraz temperatura gazu 1600°C.
Sprawność obiegów jądrowych została obliczona przy użyciu wiersza poleceń
w programie Ebsilon Porfessional, odwołując się do poszczególnych wartości przez
wpisywanie odpowiednich komend. Sprawność obiegu jądrowego obliczono stosując
następującą zależność:
𝜂 =𝑃𝐺
𝑄�̇�+𝑄�̇� (7.1)
gdzie, PG – moc generatora części parowej, Q̇R – strumień ciepła transferowany
z reaktora, Q̇W – strumień ciepła transferowany z kotła odzyskowego (dla obiegów
nadbudowanych). W wierszu poleceń programu Ebsilon Porfessional podana
zależność może wyglądać następująco (przykład dla obiegu z reaktorem PWR):
{Generator.QREAL/Logic.Q*100;%.2f}%
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
57
7.3. Wyniki symulacji obiegu z reaktorem BWR
Schemat zamodelowanego obiegu reaktora BWR wraz z kluczowymi parametrami
przedstawiono na rys. 7.1. Natomiast charakterystyczne wartości, kluczowe z punktu
widzenia dalszej analizy zestawiono w tab. 7.1. Zbudowany obieg jest wiernym
odzwierciedleniem układów stosowanych w obiegach z reaktorami na wodę wrzącą. Na
schemacie można wyróżnić charakterystyczne elementy jakimi są przegrzewacze
międzystopniowe oraz separator wilgoci.
W badanym obiegu turbina składa się z trzech części wysokoprężnych oraz z pięciu
niskoprężnych. Zaimplementowano także podgrzewacze regeneracyjne: cztery
niskoprężne oraz trzy wysokoprężne. Obieg powstał na podstawie elektrowni jądrowej
bazującej na reaktorze BWR-6, ze zoptymalizowanymi parametrami.
Niskie parametry pary świeżej (tj. 286°C/7 MPa) są wymuszone wcześniej już
omawianą specyfiką elektrowni z reaktorami BWR. Skutkują one niską sprawnością
całego obiegu, która osiąga wartość nieco powyżej 37,5%. Symulacje wykazały również,
że obieg odznacza się wysokim zapotrzebowanie na wodę chłodzącą, co jest
charakterystyczną cechą elektrowni jądrowych.
Obieg został zoptymalizowany pod kątem uzyskania najwyższej możliwej
sprawności przy zadanych parametrach pary świeżej. Optymalizacji poddano ciśnienia
poszczególnych upustów turbiny, co pozwoliło na zwiększenie sprawności o ok. 0,5 p.p.
Tabela 7.1. Zestawienie charakterystycznych parametrów obiegu z reaktorem BWR
Parametr Wartość Jednostka
Sprawność obiegu 37,61 %
Ciśnienie pary świeżej 7 MPa
Temperatura pary świeżej 286 °C
Zapotrzebowanie na wodę
chłodzącą 157 kg/kWh
Moc cieplna reaktora 3017 MWth
Moc generatora 1200 MWe
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
58
Rys
. 7.1
. M
odel
obie
gu
rea
kto
ra B
WR
w p
rogra
mie
Ebsi
lon
Pro
fess
ion
al.
Ozn
acz
enia
na o
bra
zku
: T
WP
– c
zęść
wys
ok
oprę
żna
tu
rbin
y,
TN
SP
– c
zęść
nis
ko
prę
żna
tu
rbin
y, P
MS
T –
prz
egrz
ewacze
mię
dzy
stop
nio
we,
PO
WP
– p
odgrz
ewa
cze
regen
era
cyj
ne
częśc
i w
yso
ko
prę
żnej
turb
iny,
PO
NP
– p
odg
rzew
acz
e re
gen
eracy
jne
częś
ci n
iskoprę
żnej
tu
rbin
y. O
pra
cow
an
o n
a p
od
sta
wie
[4
].
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
59
7.4. Wyniki symulacji obiegu z reaktorem PWR
Kolejnym zamodelowanym obiegiem, jest układ elektrowni z reaktorem
ciśnieniowym PWR. Badany schemat przedstawiono na rys. 7.2. Charakterystyczne
parametry obiegu zestawiono w tab. 7.2. Zbudowany obieg bazuje na parametrach
rzeczywistej elektrowni Wolf Creek, znajdującej się w Stanach Zjednoczonych.
Rozwiązania techniczne zastosowane w części parowej (czyli podział turbiny na
części WP i NP oraz zastosowanie elementów takich jak separator wilgoci
i przegrzewacze międzystopniowe) nie różnią się w znaczący sposób od rozwiązań
obiegów z reaktorem BWR.
Cechą charakterystyczną reaktorów ciśnieniowych PWR jest osobna pętla pierwotna
chłodząca reaktor, która jest odseparowana od obiegu roboczego przez wytwornicę parę.
Wcześniej wspomniane ograniczenia reaktora PWR wymagają utrzymywania w obiegu
pierwotnym wody o stopniu suchości zero, dlatego też ograniczenie to zaimplementowano
w symulowanym obiegu. Zaimplementowano także wytwornicę pary, która widoczna jest
na schemacie.
Tabela 7.2. Zestawienie charakterystycznych parametrów obiegu z reaktorem PWR
Parametr Wartość Jednostka
Sprawność obiegu 37,32 %
Ciśnienie pary świeżej 7 MPa
Temperatura pary świeżej 285,8 °C
Ciśnienie wody w obiegu
pierwotnym 17 MPa
Temperatura wody w obiegu
pierwotnym 352,3 °C
Zapotrzebowanie na wodę
chłodzącą 160 kg/kWh
Moc cieplna reaktora 3215 MW
Moc generatora 1200 MW
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
60
Rys
. 7.2
. M
od
el o
bie
gu
rea
kto
ra P
WR
w p
rogra
mie
Ebsi
lon
Pro
fess
ion
al.
Ozn
acz
enia
na o
bra
zku
: T
WP
– c
zęść
wys
ok
op
rężn
a t
urb
iny,
TN
SP
–
częś
ć n
isk
oprę
żna t
urb
iny,
PM
ST
– p
rzegrz
ew
acz
e m
iędzy
stopn
iow
e, P
OW
P –
podgrz
ewacz
e re
gen
era
cyj
ne
częś
ci w
yso
ko
prę
żnej
tu
rbin
y, P
ON
P –
podgrz
ewa
cze
regen
era
cyjn
e cz
ęści
nis
koprę
żnej
tu
rbin
y, O
P –
obie
g p
ierw
otn
y re
akto
ra.
Opra
co
wa
no n
a p
od
sta
wie
[4
].
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
61
7.5. Wyniki symulacji obiegu z reaktorem PWR nadbudowanego
turbiną gazową
W kolejnej części prac badawczych dokonano symulacji nowatorskiego
rozwiązania, jakim jest nadbudowa turbiną gazową obiegu z reaktorem ciśnieniowym
PWR. Schemat tego rozwiązania przedstawiono na rys. 7.3. Charakterystyczne parametry
obiegu zostały zestawione w tab. 7.3. Obieg ten jest w dużym stopniu wynikiem własnych
przemyśleń i koncepcji zainspirowanych podobnymi rozwiązaniami dostępnymi
w literaturze światowej [27]. Autorzy tychże rozwiązań proponują nadbudowę reaktora
AP-600, przy użyciu 4 turbin o mocy 285 MW. Pozwala to na podniesienie temperatury
pary do 530°C i sprawności całej elektrowni do 49,4%. Trzeba jednak zaznaczyć, że
dotychczas w tych rozwiązaniach nie uwzględniano wszystkich zaproponowanych przez
autora modyfikacji obiegu, mających na celu osiągnięcie jak najwyższej sprawności
procesu. Są nimi m.in.: inny układ podgrzewaczy regeneracyjnych wody oraz
zastosowanie dwóch nowoczesnych turbin o mocy 500 MW, które charakteryzują się
wyższą maksymalną temperaturą gazu oraz lepszym współczynnikiem sprężania (30:1).
W tym rozwiązaniu wysoka temperatura wylotowa spalin z turbiny gazowej
używana jest do efektywniejszego przegrzania pary za wytwornicą pary. Przy dobrze
dobranych parametrach obiegu, pozostała część ciepła spalin może być wykorzystana do
podgrzania kondensatu. Rozwiązanie to umożliwia podniesienie temperatury pary świeżej
prawie do 600°C, co w stosowanych obecnie elektrowniach jądrowych jest wartością
nieosiągalną.
Sama konstrukcja obiegu wtórnego różni się znacznie od tej stosowanej w zwykłym
obiegu PWR. Zauważalny jest brak przegrzewacza międzystopniowego oraz separatora
pary. Redukcji uległa także ilość stopni turbiny oraz podgrzewaczy regeneracyjnych.
Ciśnienie i temperatura w obiegu pierwotnym pozostały niezmienione, gdyż wciąż
niedozwolone jest powstanie pary w obiegu pierwotnym.
Wartym uwagi jest fakt, że elektrownie jądrowe są ze swojej natury źródłem
bezemisyjnym. W zaproponowanym rozwiązaniu, do obiegu dołączona jest turbina
gazowa, które wprowadza do układu produkcję dwutlenku węgla, co w pewnym stopniu
jest zjawiskiem niekorzystnym.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
62
Trzeba także zauważyć, że rozwiązanie to charakteryzuje się bardzo wysokim
zapotrzebowaniem na wodę chłodzącą, co jest spowodowane mniejszą ilością upustów na
turbinie. Niemniej jednak, rozwiązanie to pozwala osiągnąć całkowitą sprawność obiegu
przekraczającą 50%, co jest rezultatem niespotykanym w obecnej energetyce jądrowej.
Tabela 7.3. Zestawienie charakterystycznych parametrów obiegu PWR nadbudowanego turbiną
gazową
Parametr Wartość Jednostka
Sprawność brutto 50,62 %
Sprawność obiegu części parowej 38,42 %
Ciśnienie pary świeżej 6,5 MPa
Temperatura pary świeżej 545 °C
Ciśnienie wody w obiegu
pierwotnym 17 MPa
Temperatura wody w obiegu
pierwotnym 352,3 °C
Zapotrzebowanie na wodę chłodzącą 273 kg/kWh
Moc cieplna reaktora 1991 MW
Moc generatora części parowej 1200 MW
Temperatura spalin na wylocie z
turbiny 694 °C
Strumień spalin na wylocie z turbiny 1670 kg/s
Moc generatora części gazowej 1000 (2 TG) MW
Sumaryczna moc zespołu 2200 MW
Emisja CO2 0,2127 t/MWh
Ilość ciepła wymieniana w kotle
odzyskowym 1133 MW
Współczynnik nadmiaru powietrza 2,0 -
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
63
Rys
. 7
.3.
Mo
del
obie
gu
rea
kto
ra P
WR
nadbu
dow
an
ego t
urb
iną g
azo
wą
w p
rogra
mie
Eb
silo
n P
rofe
ssio
na
l. O
zna
czen
ia n
a o
bra
zku
:
TP
– t
urb
ina
paro
wa
, O
P –
obie
g p
ierw
otn
y re
akto
ra,
OD
G –
oodgazo
wyw
acz
, K
O –
ko
cioł
odzy
sko
wy.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
64
7.6. Wyniki symulacji jednociśnieniowego obiegu z turbiną CCGT
Ostatnim z badanych układów jest obieg gazowo-parowy w układzie
jednociśnieniowym. Skonstruowano go w celach porównawczych dla obiegów jądrowych,
gdyż jest to jedna z technologii wytwórczych dużej mocy, która jest głównym
konkurentem energetyki atomowej. Schemat układu CCGT (Combined Cycle Gas
Turbine) został przedstawiony na rys. 7.4. Jak wcześniej wspomniano w rzeczywistości
w obiegu zastosowane są dwie turbiny gazowe o mocy 500 MW, na schemacie
zastosowano uproszczenie w postaci jednej turbiny o mocy 1000 MW (obecnie nie
produkuje się turbin gazowych o tak dużych mocach). W tab. 7.4. zestawiono
podstawowe parametry badanego obiegu.
Ponieważ praca ta nie skupiała się na technologii obiegów gazowo-parowych,
zasadnym jest krótkie omówienie zachodzących w nich przemian. Jedynym źródłem
zasilania obiegów kombinowanych jest komora spalania. Spaliny o wysokiej temperaturze
ok. 1600°C trafiają z niej bezpośrednio na turbinę gazową. Turbina gazowa napędza wał
generatora obiegu gazowego oraz sprężarkę potrzebną do podnoszenia ciśnienia powietrza
trafiającego do komory spalania.
Ponieważ spaliny wylotowe z turbiny mają wciąż wysoką temperaturę
ok. 600-700°C, mogą być one użyte do zasilania obiegu Rankine’a. W kotle odzyskowym
następuje odbiór ciepła spalin przez wodę obiegu parowego, wskutek czego ulega ona
podgrzaniu, odparowaniu i przegrzaniu. Odzyskane ciepło pozwala na osiągnięcie
wysokich parametrów pary, co pozwala na zasilanie nią turbiny parowej. Przemiany
w obiegu parowym nie różnią się poza tym znacznie od tych zachodzących w typowej
elektrowni konwencjonalnej.
Układy kombinowane pozwalają na osiągnięcie bardzo wysokiej sprawności
wytwarzania energii elektrycznej na poziomie 57-60%. Charakteryzują się również niskim
zapotrzebowaniem na wodę chłodzącą, które w powyższym układzie wyniosło ok. 15 t/s.
W badanym układzie, odzyskane ciepło spalin pozwoliło na wytworzenie dodatkowych
500 MWe.
Ponieważ obiegi gazowo-parowe bazują na gazie naturalnym jako paliwie, to
jednym z produktów procesów zachodzących w elektrowni jest dwutlenek węgla będący
gazem cieplarnianym – w badanym układzie jego emisja wynosi ok. 0,35 t/MWh.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
65
Tabela 7.4. Zestawienie charakterystycznych parametrów obiegu gazowo-parowego w układzie
jednociśnieniowym
Parametr Wartość Jednostka
Sprawność brutto 57,17 %
Sprawność obiegu części parowej 40,01 %
Ciśnienie pary świeżej 17 MPa
Temperatura pary świeżej 583 °C
Zapotrzebowanie na wodę
chłodzącą 104 kg/kWh
Moc generatora części parowej 505 MW
Temperatura spalin na wylocie z
turbiny 743 °C
Strumień spalin na wylocie
z turbiny 1883 kg/s
Moc generatora części gazowej 1000 (2 TG) MW
Sumaryczna moc zespołu 1505 MW
Emisja CO2 0,3476 t/MWh
Ilość ciepła wymieniana w kotle
odzyskowym 1261 MW
Współczynnik nadmiaru powietrza 2,0 -
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
66
Rys
. 7
.4.
Mod
el o
bie
gu
ga
zow
o-p
aro
weg
o C
CG
T w
pro
gra
mie
Eb
silo
n P
rofe
ssio
nal.
Ozn
acz
enia
na
ob
razk
u:
TP
– t
urb
ina p
aro
wa
,
OP
-
ob
ieg
pie
rwotn
y re
ak
tora
, O
DG
– o
odgazo
wyw
acz
, K
O –
koci
oł
odzy
skow
y, K
ON
– k
on
den
sato
r, W
- w
alc
zak.
Op
raco
wa
no
na
podst
aw
ie [
7].
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
67
7.7. Analiza porównawcza otrzymanych wyników
Po przeprowadzeniu symulacji dokonano analizy porównawczej otrzymanych
wyników. W niniejszym rozdziale krok po kroku omówione zostaną najważniejsze
różnice między poszczególnymi obiegami.
W pierwszej kolejności należy zwrócić uwagę na rezultaty symulacji obiegów
cieplnych elektrowni jądrowych z reaktorem PWR lub BWR. Otrzymane wyniki nie są
zaskakujące i odzwierciedlają realne parametry w obecnie eksploatowanych
elektrowniach jądrowych. Słaba jakoś pary świeżej, czyli temperatura ok. 285°C
i maksymalne ciśnienie 7 MPa powodują w efekcie bardzo niską sprawność obiegu, na
poziomie 37-37,5%. Charakterystycznym wynikiem jest także bardzo duże zapotrze-
bowanie na wodę chłodzącą, które wynosi ok. 160 kg/kWh. Może rodzić to problemy
w momencie dokonywania wyboru lokalizacji elektrowni jądrowej.
Warto zauważyć, że obiegi PWR i BWR oprócz rozwiązań konstrukcyjnych nie
różnią się znacznie otrzymanymi wynikami. Obydwa charakteryzują wady jakimi jest
niska sprawność, duże zapotrzebowanie na wodę chłodzącą oraz słaba jakość pary
świeżej. Niemniej, obydwa te źródła są bezemisyjne, co w porównaniu z obiegami CCGT
i jądrowym nadbudowanym (PWR + TG) niezaprzeczalnie jest ich ogromną zaletą.
Sprawność obiegu BWR jest wyższa niż obiegu ciśnieniowego o ok. 0,4 p.p.
Różnica ta jest spowodowana obecnością dodatkowego wymiennika ciepła w obiegu
PWR, jakim jest wytwornica pary. Wszystkie wyniki otrzymane podczas symulacji
typowych obiegów elektrownie jądrowych są zgodne z rzeczywistymi wartościami
otrzymywanymi w pracujących elektrowniach.
Rozważając obieg jądrowy nadbudowany turbiną gazową, należy zwrócić uwagę na
jego bardzo wysoką sprawność, która przekracza 38,5%. Jest to wynik korzystny, jeżeli
chodzi o kategorię elektrowni jądrowych. Niemniej, ponieważ jest to dopiero jeden
z pierwszych projektów tego rozwiązania, dalsze prace nad konstrukcją układu powinny
pozwolić na jeszcze wyższe podniesienie parametrów.
Należy także zauważyć, że w porównaniu z obiegiem PWR potrzebna jest
zdecydowanie mniejsza moc cieplna reaktora aby na zaciskach generatora odebrać
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
68
niezmienioną moc 1200 MW. Dzieje się tak, ponieważ część ciepła, dostarczanego
wcześniej w reaktorze, została dostarczona przez gorące spaliny.
Zaskakującym może być jednak fakt, że obieg jądrowy nadbudowany turbiną
gazową potrzebuje ogromnych ilości wody chłodzącej, tj. ok. 273 kg/kWh. Jest to prawie
dwukrotnie więcej niż w przypadku typowych elektrowni jądrowych. Zgodnie z intuicją,
poprawiona jakość pary powinna zmniejszyć ilość czynnika roboczego potrzebnego do
zasilenia turbiny i w rzeczywistości tak się dzieje. Rodzi się więc pytanie: dlaczego
zapotrzebowanie na wodę chłodzącą tak drastycznie wzrosło? Otóż, należy zauważyć, że
w przypadku obiegu nadbudowanego praktycznie cały czynnik roboczy trafia do
skraplacza. Ponieważ nie ma potrzeby montowania dużej liczby podgrzewaczy
regeneracyjnych (podgrzew wody odbywa się poprzez odzyskiwanie ciepła spalin), to
w turbinie występuje ograniczona liczba upustów. Zatem, pomimo faktu, że w obiegu
nadbudowanym sumarycznie krąży mniej czynnika roboczego, to paradoksalnie jego
większa ilość trafia do skraplacza, co powoduje wzrost zapotrzebowania na wodę
chłodzącą.
Porównując wyniki należy także pamiętać, że wprowadzenie do układu turbiny
gazowej powoduje pojawienie się emisji dwutlenku węgla. Jest to oczywiście zjawisko
niepożądane, z punktu widzenia dekarbonizacji energetyki. Niemniej, jego emisja jest
bardzo ograniczona i w porównaniu z uzyskaną sprawnością obiegu, nie odgrywa aż tak
znaczącej roli.
Ponieważ obiegi CCGT oraz jądrowy nadbudowany turbiną gazową pracują na
podobnej zasadzie, nie można pominąć zestawienia wyników otrzymanych w trakcie ich
symulacji. Obieg CCGT, ze względu, że pozwala na lepsze wykorzystanie ciepła spalin
charakteryzuje się sprawnością wyższą o ok. 7 p.p. Ponadto, w obiegu CCGT ciśnienie
pary świeżej jest zdecydowanie wyższe (o ponad 10 MPa), co jest drugą przyczyną tak
dużej różnicy między otrzymanymi sprawnościami.
Należy także zauważyć, że przy niezmienionej sumarycznej mocy turbin gazowych,
tj. 1000 MW, w obiegu CCGT moc generatora w części parowej jest zdecydowanie niższa
niż w elektrowni jądrowej nadbudowanej turbiną gazową. Zatem pomimo niższej
sprawności, z nadbudowanego bloku atomowego można otrzymać większą moc, dla
niezmienionej turbiny gazowej.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
69
Zaletą obiegów nadbudowanych jest zdecydowanie mniejsza emisja CO2 na
jednostkę mocy niż w elektrowniach z turbinami CCGT. Nadbudowa pozwala na
ograniczenie emisji prawie o 1,5 raza. W tym przypadku pojawia się dylemat, czy warto
ponieść starty na niższej sprawności obiegu, zyskując zdecydowaną redukcję emisji
dwutlenku węgla.
Dokonane analizy wyników pokazują, że nadbudowa obiegów PWR turbinami
gazowymi może nieść ze sobą wiele korzyści. Niewątpliwie ogromną zaletą tej
technologii jest możliwość uzyskania parametrów obiegu, które są nieosiągalne dla
obecnych elektrowni atomowych, a nawet większości elektrowni węglowych.
Niemniej jednak, przeprowadzona analiza pokazała, że technologia ta niesie ze sobą
problematyczną kwestię, jaką jest wysokie zapotrzebowanie na wodę chłodzącą oraz
ogromna moc takiego bloku, która przekracza 2 GW. Obydwa wspomniane czynniki będą
ograniczały możliwość wyboru odpowiedniej lokalizacji takiej elektrowni oraz
redukowały bezpieczeństwo energetyczne systemu elektroenergetycznego (pojedynczy
blok o bardzo wysokiej mocy spowoduje ogromny ubytek w systemie np. w przypadku
nagłej awarii, co może w konsekwencji prowadzić do blackoutu). Wykresy przedstawione
na rys. 7.5-7.9 zestawiają badane obiegi pod kątem sprawności, parametrów pary świeżej,
zapotrzebowania na wodę chłodzącą oraz emisji CO2.
Rys. 7.5. Porównanie sprawności wyliczonych dla badanych obiegów
35,5
36
36,5
37
37,5
38
38,5
39
39,5
40
40,5
BWR PWR PWR + TG CCGT
Spra
wn
ość
[%
]
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
70
Rys. 7.6. Porównanie zapotrzebowania na wodę chłodzącą badanych obiegów
Rys. 7.7. Porównanie temperatury pary świeżej w badanych obiegach
0
50
100
150
200
250
300
BWR PWR PWR + TG CCGT
Zap
otr
zeb
ow
anie
na
wo
dę
ch
łod
zącą
[kg
/kW
h]
0
100
200
300
400
500
600
700
BWR PWR PWR + TG CCGT
Tem
pe
ratu
ra p
ary
świe
żej [
°C]
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
71
Rys. 7.8. Porównanie ciśnienia pary świeżej w badanych obiegach
Rys. 7.9. Porównanie emisji CO2 badanych obiegów
0
2
4
6
8
10
12
14
16
18
BWR PWR PWR + TG CCGT
Ciś
nie
nie
par
y św
ieże
j [M
Pa]
0
0,05
0,1
0,15
0,2
0,25
0,3
0,35
0,4
BWR PWR PWR + TG CCGT
Emis
ja C
O2
[t/
MW
h]
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
72
7.8. Wnioski
Przeprowadzona analiza wyników potwierdza słabości tradycyjnych elektrowni
jądrowych, jakimi są słaba jakość parametrów obiegu oraz niska sprawność.
Zaskakującymi nie są również rezultaty otrzymane w wyniku obliczeń obiegu
gazowo-parowego. Stosunkowo niska emisja dwutlenku węgla, w porównaniu do innych
elektrowni konwencjonalnych oraz najwyższa sprawność wśród znanych obiegów
wytwarzających tylko energię elektryczną są ogromnymi zaletami tego systemu.
Zaskakujące okazują się wyniki obliczeń przeprowadzonych dla obiegu jądrowego
nadbudowanego turbiną gazową. Pomimo świetnych, jak na elektrownię jądrową
parametrów pary oraz bardzo wysokiej sprawności, analiza wykazuje dwie
problematyczne kwestie. Są to wysokie zapotrzebowanie na wodę chłodzącą oraz bardzo
duża moc całego zespołu.
Jak już wcześniej wspomniano, powyższe parametry mogą rodzić duże problemy
w chwili wyboru lokalizacji pod budowę elektrowni. Po pierwsze, ogromne ilości wody
chłodzącej wymagają zlokalizowania takiej elektrowni w okolicach dużych rzek lub
wybrzeży morskich. Wartym rozważenia może być też połączenie otwartego oraz
zamkniętego cyklu chłodzenia. To hybrydowe rozwiązanie powinno zmniejszyć wymogi,
co do wielkości wybranego akwenu wodnego.
Problematyczna jest też potrzeba zasilania bloku jądrowego przy pomocy kilku
turbin gazowych. Wymusza to zwiększenie powierzchni maszynowni oraz co najmniej
zdublowania niektórych układów, co skutkować będzie zwiększonymi kosztami
inwestycyjnymi.
Bardzo duża moc całej elektrowni również jest cechą niekorzystną z punktu
widzenia systemu elektroenergetycznego. Tak duże skupienie punktowe wytwarzanej
mocy wymaga gęstej oraz stabilnej sieci w okolicy przyłączenia elektrowni. W przypadku
słabej sieci może zrodzić się wysokie ryzyko poważnego blackoutu.
Jednakże, elektrownie jądrowe nadbudowywane turbinami gazowymi mogą
przezwyciężyć wspomniane ograniczenia np. po zastosowaniu następujących modyfikacji.
Obecnie eksploatowane są tylko elektrownie jądrowe dużych mocy. Pozwala to na
ograniczenie jednostkowych kosztów inwestycyjnych, a także na niewielką poprawę
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
73
niskiej sprawności obiegu. W przypadku nadbudowania obiegu jądrowego osiągalne są
zdecydowanie lepsze parametry pary, co prowadzi do znacznego wzrostu sprawności.
Rozwiązanie to może okazać się na tyle opłacalne, że pozwoli na odejście od reaktorów o
tak dużej mocy i pozwoli na zastąpienie ich mniejszymi, tj. 200-300 MW. Takie
rozwiązanie zredukuje problem dużego zapotrzebowania na wodę chłodzącą i pozwoli na
redukcję sumarycznej mocy bloku do wartości poniżej 1 GW.
Zmniejszenie mocy części jądrowej ma także kolejną zaletę. Obecnie aby osiągnąć
w obiegu nadbudowanym parametry nadkrytyczne, wymagane są ogromne ilości
gorących spalin. Nadbudowa musiałby składać się z turbin gazowych o łącznej mocy
ok. 2-3 GW, co powodowałoby jeszcze większe zagrożenie blackoutem. Jeżeli nastąpi
wspomniane wcześniej odejście od reaktorów wysokich mocy, to zapotrzebowanie na
spaliny używane do przegrzania nadkrytycznego czynnika ulegnie znacznemu
zmniejszeniu. W efekcie pozwoli to na jeszcze większe podniesienie sprawności obiegu
wskutek uzyskania znacznie wyższych parametrów pary. Zatem w przypadku obiegów
kombinowanych inwestycje w reaktory niskich mocy (100-300 MW) mogą być wysoce
opłacalne.
Warto zwrócić uwagę na jeszcze jeden fakt, który nie wynika bezpośrednio
z przeprowadzonych symulacji, jednakże jest kwestią dosyć problematyczną. Otóż
nierozwiązanym pozostaje zagadnienie sposobu rozwiązania kotła odzyskowego.
Doprowadzenie dużej ilości spalin do maszynowni elektrowni jądrowej, wymagałoby
znacznego zwiększenia jej rozmiarów i zastosowania rozbudowanego systemu
rurociągów. W tej sytuacji wartym rozważenia wydaje się rozwiązanie w postaci obiegu
z czynnikiem pośredniczącym, który transferowałby ciepło ze spalin do pary wodnej.
Oczywiście nie może być nim woda, gdyż przy tak wysokich temperaturach całkowicie by
odparowała. Wartymi rozważenia mogą być technologie proponowane do użycia
w reaktorach IV generacji, gdzie czynnikiem pośredniczącym jest ciekły sód lub ołów.
Przeprowadzone analizy udowadniają, że w przyszłości elektrownie bazujące na
nadbudowanych obiegach jądrowych mogą stać się jedną z pożądanych form wytwarzania
energii. Wysokie parametry czynią je konkurencyjnymi w stosunku do reaktorów
IV generacji, gdyż obiegi jądrowe nadbudowane turbiną gazową, opierają się na dwóch
dobrze znanych rozwiązaniach, którymi są reaktory ciśnieniowe PWR i obiegi
gazowo-parowe CCGT.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
74
Podsumowanie 8.
Zgodnie z dokumentem PEP2040 do 2030 roku w Polsce powinna rozpocząć się
budowa elektrowni jądrowej, co rodzić będzie wiele dylematów związanych z doborem
technologii reaktora, czy też bezpieczeństwem elektrowni jądrowych. Dlatego też
w niniejszej pracy dokonano przeglądu obecnie stosowanych reaktorów, omówiono
aspekty bezpieczeństwa elektrowni jądrowej oraz opisano problemy jakie mogą rodzić
odpady radioaktywne produkowane przez elektrownie jądrowe.
Ponadto, w części badawczej pracy dokonano analizy obiegów cieplnych elektrowni
jądrowych z reaktorami typu PWR i BWR, aby dokładnie odwzorować zachodzące w nich
przemiany. Dodatkowo, omówiony został nowatorski obieg, jakim jest nadbudowa turbiną
gazową obiegu PWR oraz zwykły obieg gazowo-parowy CCGT.
Przeprowadzone analizy wykazały, że nadbudowa obiegu PWR jest rozwiązaniem
wartym dogłębnej analizy. Zamodelowany obieg odznacza się sprawnością o 1,2 p.p.
wyższą niż dotychczasowo eksploatowane reaktory PWR. Pozwala na to znacznie wyższa
temperatura pary świeżej, która jest osiągalna dzięki przegrzaniu pary przy użyciu
gorących spalin z turbiny gazowej.
Jednakże, dokonane symulacje wykazały również znaczące wady tego rozwiązania,
jakimi są bardzo duże zapotrzebowanie na wodę chłodzącą, potrzeba użycia zespołu
turbin gazowych do nadbudowy jednego reaktora oraz ogromna moc sumaryczna całej
elektrowni.
Zdając sobie sprawę z tych utrudnień, w niniejszej pracy zaproponowano możliwe
rozwiązania tych problemów. Zdaniem autora najlepszym z nich jest zmniejszenie mocy
znamionowych produkowanych obecnie reaktorów do 200-300 MW, co powinno
pozwolić na redukcję strumienia spalin potrzebnego do zasilania elektrowni oraz
obniżenie zapotrzebowania na wodę chłodzącą. Ponadto przy powyższym rozwiązaniu
zmniejszeniu ulega również sumaryczna moc całego zespołu.
Autor dostrzega także dodatkowe zalety zaproponowanego rozwiązania. Obniżenie
mocy reaktora, powinno również umożliwić osiągnięcie parametrów nadkrytycznych
w obiegu parowym, co znacznie poprawiłoby sprawność części parowej. Obecnie
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
75
osiągnięcie tak wysokich współczynników jest niemożliwe, gdyż wymagałoby zbyt
dużego strumienia spalin.
Należy podkreślić, że przedstawiony w pracy układ jest dopiero wstępnym
projektem obiegu elektrowni jądrowej nadbudowanej turbiną gazową, stąd nie wszystkie
osiągnięte rezultaty są wynikami optymalnymi. Z pewnością przedstawiony układ
wymaga dalszych badań, które pozwolą na jego optymalizację, czy to pod względem
osiąganych parametrów pary, czy to pod względem konfiguracji układu.
Dzięki dalszym analizom możliwym jest znalezienie innych, niż zaproponowane
w niniejszej pracy, rozwiązań, które pozwoliłyby na ograniczenie zapotrzebowanie na
wodę chłodzącą i pozwoliły na osiągnięcie parametrów nadkrytycznych w obiegu
parowym.
Przeprowadzona analiza wykazała ponadto konkurencyjność obiegów jądrowych
nadbudowanych turbiną gazową w stosunku do obiegów z turbiną CCGT. Pomimo faktu,
że sprawność elektrowni jądrowej jest niższa o ok. 7 p.p., to obiegi nadbudowane
charakteryzują się zdecydowanie niższą emisją CO2. Biorąc pod uwagę wysokie opłaty za
emisję dwutlenku węgla oraz możliwość dalszej poprawy sprawności obiegów
nadbudowanych, technologia obiegów nadbudowanych z reaktorem PWR może stanowić
konkurencję dla obiegów gazowo-parowych CCGT.
Podsumowując, w świetle restrykcyjnych ograniczeń emisyjnych stawianych przez
unijne dyrektywy obiegi jądrowe nadbudowane turbinami gazowymi jawią się jako jedno
z korzystnych rozwiązań pozwalających na obniżenie emisji CO2. Technologia ta pozwala
ograniczyć emisję jednostkową bardziej niż w zwykłych obiegach gazowo-parowych.
Jako jedyna niskoemisyjna technologia obok CCGT i technologii jądrowych zapewnia
stabilne i niezawodne dostawy energii, której źródła będą wymagane w systemie
z wysokim udziałem OZE. Ponadto zastosowanie obiegu gazowego do nadbudowy,
pozwala na wykorzystanie jego możliwości do szybkiej zmiany mocy, co umożliwi lepsze
możliwości regulacyjne oraz poprawi zdolność do nadążania za dobowymi zmianami
mocy. Powyższe rozwiązanie jest z pewnością interesującą alternatywą wśród obecnych
na rynku energetycznym technologii.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
76
Literatura 9.
[1] Ministerstwo Energii, „Polityka Energetyczna Polski do 2040 roku”, Ministerstwo
Energii, Warszawa, 2019
[2] M. Pawlik, F. Strzelczyk, Elektrownie, Warszawa: WNT, 2012
[3] Opracowanie zbiorowe firmy AREVA, Wszystko o energetyce jądrowej, AREVA,
2008
[4] L. F. Drbal, “Nuclear power”, Power Planr Engineering, s, 733-780, Springer,
1996
[5] T. Chmielniak, Technologie energetyczne, Warszawa: WNT, 2018
[6] M. Lech, Kierunki rozwoju elektrowni jądrowych, Wrocław: Oficyna
Wydawnicza Politechniki Wrocławskiej, 1997
[7] J. Portacha, Układy cieplne elektrowni i elektrociepłowni, Warszawa: Oficyna
Wydawnicza Politechniki Warszawskiej, 2016
[8] J. Kubowski, Elektrownie jądrowe, Warszawa: WNT, 2017
[9] G. Jezierski, Energia jądrowa wczoraj i dziś, Warszawa: WNT, 2005
[10] E. De Sanctis, S. Monti, M. Ripani, Energy from nuclear fission, Szwajcaria:
Spirnger, 2016
[11] D. K. Vogt, „Nuclear fission reactors: boiling water and pressurizes water
reactors”, Encyclopedia of Energy, tom 4, s. 333-340, Elsevier, 2004
[12] Hitachi, The ESBWR general plant description, Hitachi, 2007
[13] Hitachi, The ABWR general plant description, Hitachi, 2007
[14] USNRC Technical Training Center, Boiling water reactors systems, USNRC
Technical Training Center
[15] A. Strupczewski, Zaufajmy energetyce jądrowej, Warszawa: NCBJ, 2016
[16] J. Sierchuła, „Systemy bezpieczeństwa w elektrowni z reaktorem AP1000”,
Energetyka jądrowa i węglowa: wybrane aspekty s. 283-298, Poznań: FNCE, 2017
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
77
[17] Materiał informacyjny opracowany przez Departament Energii Jądrowej
Ministerstwa Energii, Reaktory jądrowe IV generacji, 2016
[18] GIF, A technology roadmap for generation IV nuclear energy systems, GIF, 2002
[19] Materiał informacyjny opracowany przez Departament Energii Jądrowej
Ministerstwa Energii, Wydobycie i produkcja uranu, 2016
[20] E.W. Becker, W. Bier, W. Ehrfeld, K. Schubert, R. Schutte, D. Seidel, “Uranium
enrichment by separation-nozzle process”, The science of nature, tom 63, s.
407-411, Springer, 1976
[21] T. Filburn, S. Bullard, Three Island, Chernobyl and Fukushima, Szwajcaria:
Springer, 2016
[22] E. Marshall, “A preliminary report on Three Mile Island”, Science, tom 204,
nr 4390, s. 280-281, AAAS, 1979
[23] E. L. Zebroski, “Implementing the five main lessons of Three Mile Island”, IEEE
Transaction on Nuclear Science, s. 27-34, 1982
[24] J. Kubowski, Katastrofa w Czarnobylu, Poligraf, 2016
[25] E. E. Purvis, „Chernobyl analysis”, Science, tom. 273, nr 5280, s. 1323-1324,
AAAS, 1996
[26] P. P. Povinec, K. Hirose, M. Aoyama, Fukushima accident, Elsevier, 2013
[27] M.A. Darwish, Fatimah M. Al Awadhi, Anwar O. Bin Amer, “Combining the
nuclear power plant steam cycle with gas turbines”, Energy, tom 35, s. 4562-4571,
Elsevier, 2010
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
78
OBIEGI CIEPLNE ELEKTROWNI JĄDROWYCH
I MOŻLIWOŚCI POPRAWY SPRAWNOŚCI
Streszczenie
Obecnie energia elektryczna w krajowym systemie wytwarzana jest w 80% z paliw
kopalnych, co skutkuje emisją ok. 308 mln ton CO2 rocznie do atmosfery. Wynik ten
przysparza Polsce niekorzystnej opinii jednego z największych emiterów CO2 w Europie,
dlatego należy podjąć odpowiednie kroki w celu zredukowania emisji.
W niniejszej pracy skupiono się na bezemisyjnej technologii, jaką jest energetyka
jądrowa. Omówione zostały w niej obiegi cieplne obecnie stosowanych reaktorów
(np. PWR, BWR, PHWR), a także przyszłych rozwiązań jakimi są reaktory IV generacji.
Zwrócono również uwagę na obecnie stosowane systemy bezpieczeństwa, które
pozwalają zredukować prawdopodobieństwo zaistnienia ciężkiej awarii powodującej
skażenie środowiska do 10-7
.
Poruszony został także temat składowania odpadów wysokoaktywnych oraz
omówione zostały technologie (paliwa MOX) pozwalające na redukcję tychże odpadów.
Przeanalizowane zostały również trzy awarie jakie miały miejsce w elektrowniach
jądrowych: Three Mile Island, Czarnobyl i Fukushima.
W części badawczej dokonano symulacji obliczeniowych w programie Ebsilon
Professional. Zamodelowane zostały obiegi elektrowni jądrowych z reaktorem PWR
i BWR, a także nowatorski obieg jądrowy nadbudowany turbiną gazową. W celach
porównawczych wykonano również model obiegu gazowo-parowego.
Wyniki przeprowadzonych analiz dowiodły, że nadbudowa obiegów jądrowych
turbiną gazową może przynieść korzystne rezultaty, m.in. pozwala na osiągnięcie
sprawności obiegu jądrowego na poziomie 38,4%. Niemniej badania dowiodły, że
technologia ta ma też pewne wady, jak np. duże zapotrzebowanie na wodę chłodzącą.
W niniejszej pracy zaproponowano rozwiązania, które mogą polepszyć parametry
nadbudowanych obiegów. Najlepszym z nich wydaje się stosowanie reaktorów
o mniejszych mocach 200-300 MW. Ponadto należy wspomnieć, że zaproponowany
sposób nadbudowy jest jednym z pierwszych projektów i wymaga on dalszych prac
w celu optymalizacji układu.
Obiegi cieplne elektrowni jądrowych i możliwości poprawy sprawności
Michał Oziemski – praca dyplomowa
79
THERMAL CYCLES OF NUCLEAR POWER PLANTS
AND POSSIBILITIES OF IMPROVING THEIR EFFICIENCY
Summary
In nowadays Polish power system more than 80% of electrical energy is produced
from fossil fuels and carbon dioxide emissions reach about 308 million tons per year. This
result is far beyond the limits set by the EU requirements, so the appropriate measures
have to be implemented.
The aim of the following thesis was to present the non-emission form of electrical
energy production which is nuclear power. Firstly, the most common technologies used in
nowadays power plants were analysed (e.g. PWR, BWR, PHWR). Moreover, technologies
used in generation IV of nuclear reactors were investigated. Additionally, the safety
systems of nuclear reactors (like AP-1000, EPR-1600) were examined. The conclusions
were made that probability of severe accident in nuclear power plants is about 10-7
.
What is more, the issues of radioactive wastes storage were analysed and ways of
reducing their production (like MOX fuels) were introduced. Further, the detailed analysis
of famous nuclear accidents (Three Mile Island, Chernobyl, Fukushima) was conducted.
Eventually, the simulations of nuclear power plants thermal cycles were conducted.
The models of PWR and BWR reactors were implemented in Ebsilon Professional
program. Moreover, the analysis of new cutting-edge technology, which combines the
nuclear power plant steam cycle with gas turbine (NPPGT), was carried out. Also the
simulation od typical CCGT power plant was conducted.
Results of conducted calculations showed that NPPGT cycles may raise the nuclear
cycle efficiency to 38,4%. However, also some disadvantages of this technology were
discovered – simulated NPPGT cycle cooling water demand was very high (273 kg/kWh).
However, in the following thesis solutions for this problems were suggested. One of
them is reduction of nuclear reactors nominal power to 200-300 MW, which should allow
to decrease the cooling water demand.
To sum up, it is worth mentioning that proposed NPPGT cycle is the very first
project of that technology, so the further research is needed to obtain optimal parameters
and system structure.