Nadkrytyczny reaktor wodny

Schemat nadkrytycznego reaktora wodnego

Nadkrytyczny reaktor wodny, SCWR (od ang. supercritical water reactor) – reaktor jądrowy IV generacji, wykorzystujący wodę w stanie nadkrytycznym (odnośnie do punktu krytycznego wody, nie krytycznej masy paliwa nuklearnego) jako czynnik roboczy. SCWR przypomina reaktor lekkowodny (LWR), ale panuje w nim wyższe ciśnienie i temperatura, ma przy tym jedoobiegowy cykl jak Reaktor wodny wrzący (BWR). Reaktory typu BWR, PWR i kotły nadkrytyczne są sprawdzonymi i powszechnie stosowanymi technologiami. Reaktory typu SCWR jako systemy nuklearne są obiecujące ze względu na ich dużą sprawność cieplną (~45% do ~33% dla obecnie stosowanych LWR) i prostszą budowę. Są przedmiotem badań przez 32 organizacje w 13 krajach.

Budowa

Moderator i chłodziwo

Reaktory typu SCWR wykorzystują wodę w stanie nadkrytycznym jako moderatora neutronów oraz chłodziwa. Substancja powyżej punktu krytycznego, zachowuje się jak silnie sprężony gaz, co eliminuje potrzebę stosowania sprężarek kabinowych i generatorów pary (PWR) albo pomp odrzutowych lub recyrkulacyjnych, separatorów pary i suszarek (BWR). Również przez to, że nie zachodzi wrzenie, w SCWR nie wytwarzają się chaotycznie rozmieszczone bąbelki pary, które zmniejszają gęstość i efekt moderujący. W reaktorach LWR może to wpływać na przekaz ciepła, przepływ wody i moderację neutronów, a sprzężenie zwrotne może być przyczyną trudności w przewidywaniu i kontroli mocy reaktora. Uproszczenie SCWR powinno spowodować redukcję kosztów budowy i poprawienie niezawodności i bezpieczeństwa. Neutrony zostaną jedynie częściowo spowolnione, prawdopodobnie do punktu zamiany na neutrony prędkie. Dzieje się tak, ponieważ woda w stanie nadkrytycznym ma mniejszą gęstość i moderuje neutrony słabiej niż woda w stanie ciekłym. Jest jednak lepsza do transferu ciepła. W niektórych rozwiązaniach projektowych wykorzystujących widmo neutronów prędkich woda jest reflektorem na zewnątrz rdzenia, tylko część rdzenia jest moderowana. Stosowanie neutronów prędkich ma trzy główne zalety:

• większa gęstość mocy, czyli generowanie większej mocy w reaktorze o tych samych wymiarach,
• współczynnik konwersji wyższy niż 1, umożliwiający wykorzystanie reaktora jako powielającego, co pozwala na większe użytkowanie uranu 238, stanowiącego ponad 99% uranu naturalnego
• neutrony prędkie rozszczepiają aktynowce, co sprawia, że długo żyjące produkty rozszczepienia mogą być transmutowane przez neutrony.

Paliwo

Paliwo będzie podobne do tradycyjnego paliwa reaktorów PWR, prawdopodobnie z kanalizowanymi zespołami paliwowymi jak w reaktorach BWR, aby zmniejszyć ryzyko występowania obszarów o podwyższonych parametrach spowodowanego lokalnymi wahaniami ciśnienia/temperatury. Wzbogacenie paliwa będzie musiało być wyższe, aby wyrównać absorpcję neutronów przez koszulkę paliwową, która nie może być wykonana z cyrkonu tak jak w reaktorach typu LWR, gdyż cyrkon ulega korozji w wysokiej temperaturze. Można za to wykorzystać stal nierdzewną lub stopy niklu. Pręty paliwowe muszą być odporne na korozję w środowisku nadkrytycznym, jak również na wzrost temperatury w wypadku awarii. Istnieją cztery tryby awaryjne, które są brane pod uwagę podczas awarii: pękanie kruche, zapaść wyboczeń, szkody wynikające z występowania nadciśnienia oraz uszkodzenie na skutek pełzania. Aby zmniejszyć korozję, do wody może być dodany wodór.

Przynajmniej jedna koncepcja wykorzystuje cząsteczki paliwa reaktora wysokotemperaturowego chłodzonego gazem.

Sterowanie

SCWR prawdopodobnie miałyby pręty kontrolne umieszczane od góry, jak dzieje się to w reaktorach PWR.

Materiał

Warunki wewnątrz reaktora SCWR są cięższe niż te w reaktorach LWR, LMFBR i nadkrytycznych elektrowniach wykorzystujących paliwa kopalne, w których uzyskano już wiele doświadczenia. Brak jednak doświadczenia uwzględniającego kombinację niesprzyjającego otoczenia i intensywnego promieniowania neutronowego). Reaktory SCWR wymagają wyższego standardu materiałów, z których wykonywany jest rdzeń (zwłaszcza koszulki paliwowe) niż którykolwiek z powyżej wymienionych. Dodatkowo, niektóre elementy stają się bardzo reaktywne na skutek absorpcji neutronów, na przykład kobalt-59 wychwytując neutrony przekształca się w kobalt-60, który silniej emituje promieniowanie gamma. Z tego względu stopy zawierające kobalt są nieodpowiednie dla reaktorów.

Prace badawczo-rozwojowe skupiają się na poznaniu:

• właściwości chemicznych wody w stanie nadkrytycznym poddanej promieniowaniu (zapobieganiu pękania pod wpływem korozji natężeniowej oraz zachowaniu odporności na korozję na skutek promieniowania neutronowego i wysokich temperatur),
• stabilności wymiarowej i mikrostrukturalnej (zapobieganie kruchości, zachowanie wytrzymałości i odporności na pełzanie również pod wpływem promieniowania i wysokiej temperatury)
• materiałów, odpornych na ostre warunki i nieabsorbujących nadmiernej liczby neutronów, które wpływają na zużycie paliwa.

Zalety

• Woda w stanie nadkrytycznym ma bardzo dobre parametry przenoszenia ciepła pozwalające na osiąganie wysokich gęstości mocy, niewielkie rozmiary rdzenia i konstrukcji obudowy.
• Zastosowanie nadkrytycznego cyklu Rankine’a wraz z jego charakterystycznymi wysokimi temperaturami poprawia wydajność (wyniesie ona 44% lub więcej w porównaniu do ok. 33% obecnie osiąganych w rektorach PWR/BWR).
• Wyższa wydajność doprowadziłaby do mniejszego zużycia paliwa i lżejszego ładunku paliwowego, pomniejszając ilość ciepła odpadowego.
• SCWR jest standardowo projektowany jako cykl bezpośredni, przy którego użyciu para lub gorąca woda w stanie nadkrytycznym pochodząca z rdzenia jest wykorzystywana bezpośrednio w turbinie parowej. To sprawia, że budowa reaktora może być prostsza. Reaktory BWR są znacznie prostsze niż PWR, a z kolei SCWR są znacznie prostsze i bardziej spójne niż mniej wydajne BWR mające tę samą energię elektryczną. Nie stosuje się separatorów pary wodnej, a energia termalna pary oraz energia radiacyjna w mniejszym rdzeniu i ich pierwotny obieg chłodzenia również będą mniejsze niż w reaktorach BWR i PWR.
• Woda w temperaturze pokojowej znajduje się w stanie ciekłym. Poza tym jest tania, nietoksyczna i przezroczysta, co znacznie upraszcza kontrole i naprawy (w porównaniu do reaktorów chłodzonych ciekłymi metalami).
• Prędki SCWR mógłby być reaktorem powielającym, jak w proponowanym reaktorze typu CAESAR (Clean and Environmentally Safe Advanced Reactor) i mógłby spalać izotopy aktynowców.
• Ciężkowodny reaktor SCWR mógłby umożliwić korzystanie z paliwa zaczynając od toru (zasoby 4 razy większe niż uranu) przy zwiększonej odporności na proliferację broni masowego rażenia w porównaniu z przekształceniami uranu w pluton.

Wyzwania

• Mniejsze rezerwy wody (w związku z małymi wymiarami obiegu pierwotnego) oznaczają mniejszą pojemność cieplną do buforowania stanów przejściowych i awarii (np. zmniejszenie przepływu wody zasilającej lub wypadków powodujących dużą utratę chłodziwa) co może skutkować awariami i temperaturami przejściowymi, które są zbyt wysokie dla konwencjonalnej metalowej obudowy.
• Potrzeba rozwoju materiałów i badań nad reakcjami chemicznymi z wodą w stanie nadkrytycznym.
• Opracowanie specjalnych procedur początkowych zapobiegających niestabilności, zanim woda nie osiągnie stanu nadkrytycznego.
• Budowa skomplikowanego rdzenia dla uzyskania ujemnego współczynnika reaktywności.

Zobacz też

• reaktor jądrowy III generacji
• paliwo jądrowe