Nadkrytyczny reaktor wodny

Z Wikipedii, wolnej encyklopedii
Skocz do: nawigacja, szukaj
Schemat nadkrytycznego reaktora wodnego.

Nadkrytyczny reaktor wodny (SCWR) – 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 lekko-wodny (LWR), ale panuje w nim wyższe ciśnienie i temperatura, posiadając przy tym bezpośredni jedno-kierunkowy cykl jak Reaktor wodny wrzący (BWR). Woda jest zawsze w stanie wolnym, ciekłym jak w reaktorze wodnym ciśnieniowym (PWR). 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 wysoką sprawność cieplną (~45% do ~33% dla obecnie stosowanych LWR) i prostszą budowę. Są przedmiotem badań[1] przez 32 organizacje w 13 krajach.

Budowa[edytuj | edytuj kod]

Moderator – chłodziwo[edytuj | edytuj kod]

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), lub pomp odrzutowych/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 powodować przekaz ciepła i przepływ wody, a sprzężenie zwrotne może być przyczyną trudności w przewidywaniu i kontroli mocy reaktora. Uproszczenie SCWRów powinno spowodować redukcję kosztów budowy i poprawienie niezawodności i bezpieczeństwa. Widmo neutronów zostanie jedynie częściowo zmoderowane, prawdopodobnie do punktu zamiany na neutrony prędkie. Dzieje się tak, ponieważ woda w stanie nadkrytycznym ma niższą 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, w tylko część rdzenia jest moderowana. Stosowanie widma neutronów prędkich ma 3 główne zalety:

  • Większa gęstość mocy, czyli generowanie większej mocy w reaktorze o tych samych wymiarach.
  • Współczynnik konwersji wyższy niż 1 co umożliwia wykorzystanie reaktora jako powielającego, co pozwala na wydajne użytkowanie uranu 238, który stanowi ponad 99% uranu naturalnego.
  • Neutrony prędkie rozszczepiają aktynowce, co sprawia, że długożyjące produkty rozszczepienia mogą zostać transmutowane za pomocą nadmiaru neutronów.

Paliwo[edytuj | edytuj kod]

Paliwo będzie podobne do tradycyjnego paliwa reaktorów PWR[2], 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, co nie może zostać zrealizowane przy użyciu cyrkonu tak jak w reaktorach typu LWR, jako że ulega on korozji w wyższej temperaturze. Można za to wykorzystać stal nierdzewną lub stopy niklu[2]. Pręty paliwowe muszą być odporne na korozję w środowisku nadkrytycznym, jak również na wzrost mocy 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 zostać dodany wodór.

Przynajmniej jedna koncepcja wykorzystuje cząsteczki paliwa reaktora wysokotemperaturowego chłodzonego gazem[3].

Sterowanie[edytuj | edytuj kod]

SCWRY prawdopodobnie posiadałyby pręty kontrolne umieszczane od góry tak jak dzieje się to w reaktorach PWR.

Materiał[edytuj | edytuj kod]

Warunki wewnątrz reaktora SCWR są cięższe niż te w reaktorach LWR, LMFBR i nadkrytycznych elektrowniach wykorzystujących paliwa kopalne, w których zdobyto 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, np. 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[edytuj | edytuj kod]

  • Woda w stanie nadkrytycznym ma świetne 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)[4].
  • 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.[3]
  • 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 o długiej żywotności.
  • Ciężkowodny reaktor SCWR mógłby umożliwić korzystanie z paliwa zaczynając od toru (zasoby 4 razy większe niż uranu) przy zwiększonej odporności na proliferację w porównaniu z przekształceniami plutonu.

Wyzwania[edytuj | edytuj kod]

  • 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 otoczki.[5]
  • Potrzeba obszernego 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[edytuj | edytuj kod]

Przypisy

  1. Buongiorno, Jacopo. The Supercritical Water Cooled Reactor: Ongoing Research and Development in the U.S. . American Nuclear Society - ANS, La Grange Park (United States). 
  2. 2,0 2,1 Supercritical Water Reactor (SCWR) (ang.). US Department of Energy, DOE Office of Nuclear Energy. [dostęp 07-06-2014].
  3. 3,0 3,1 Supercritical steam cycle for nuclear power plant. „Nuclear Engineering and Design”. 235, s. 1651–1664, 2005. American Nuclear Society - ANS, La Grange Park (United States). 
  4. Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR) (ang.). The Generation IV International Forum. [dostęp 07-06-2014].
  5. Feasibility Study of Supercritical Light Water Cooled Reactors for Electric Power Production - Progress Report for Work Through September 2003 - 2nd Annual Report and 8th Quarterly Report. , 2003. Idaho National Laboratory.