Generacje elektrowni jądrowych
Historia reaktorów energetycznych ma bolesny początek. Energię wytworzoną z rozszczepienia atomu wykorzystano na samym początku przy konstrukcji dwóch bomb atomowych, spuszczonych na Hiroszimę i Nagasaki. Dopiero po paru latach zainteresowano się pokojowym wykorzystaniem energii płynącej z rozszczepienia jąder atomu uranu. Do konstrukcji i badania prototypowych reaktorów jądrowych potrzebny był specjalnie skonstruowany do tego celu ośrodek badawczy. Amerykanie uruchomili w 1949 roku Idaho National Engineering and Environmental Laboratory (INEEL), w pobliżu Idaho Falls. Już dwa lata po budowie tego ośrodka po raz pierwszy na świecie reaktor jądrowy zasilił 4 żarówki – każda o mocy 200 W. Był to przełom w wykorzystaniu energii drzemiącej w uranie, gdyż zasygnalizowano w ten sposób odwrót od militarnego wykorzystania energii rozszczepienia. Na energetycznym horyzoncie pojawiła się możliwość wykorzystania nowego, wydajnego źródła energii do produkcji energii elektrycznej.
Generacje reaktorów energetycznych
Rozwój energetyki jądrowej można podzielić na okresy, w których powstają kolejne generacje reaktorów. Typy reaktorów należących do poszczególnych generacji prezentuje poniższy rysunek. Reaktory energetyczne odmiennych generacji nie różnią się od siebie zasadą działania. Głównym ich celem jest wytworzenie ciepła w paliwie w wyniku reakcji rozszczepienia, które zostanie odebrane przez chłodziwo, a następnie skierowane albo bezpośrednio na turbinę (reaktory BWR, RBMK) albo do wytwornicy pary (pozostałe typy reaktorów) i stąd dopiero do turbiny. Generacje natomiast różnią się standaryzacją, różnymi rozwiązaniami w układach bezpieczeństwa i układach zabezpieczeń, zużyciem paliwa jądrowego i ilością generowanych odpadów promieniotwórczych.
I Generacja
I generacja reaktorów to reaktory najstarszego typu, budowane przede wszystkim z myślą o jak najszybszym zaspokojeniu popytu na energię elektryczną. Nie były to konstrukcje specjalnie udane, zaliczyć do nich można min. reaktory grafitowo-gazowe, GCR – Gas Cooled Reactor, (AGR, Magnox) oraz radziecki Reaktor Kanałowy Dużej Mocy RBMK, który jest z pogranicza reaktorów I i II generacji. Pierwszą komercyjną elektrownię jądrową na świecie oddano do użytku już w roku 1956 w Calder Hall w Wielkiej Brytanii, a jej budowa trwała zaledwie trzy lata (reaktor GCR). Elektrownię tę, wytwarzającą 50 MW energii elektrycznej po 47 latach bezawaryjnej eksploatacji zamknięto 31 marca 2003 roku. Reaktory GCR, AGR i Magnox, czyli z chłodziwem gazowym charakteryzują się przede wszystkim prostą budową i dużą niezawodnością. Ich dużą zaletą jest możliwość uzyskiwania pary o parametrach zbliżonych do tych w elektrowniach konwencjonalnych oraz niskie ciśnienie chłodziwa (chłodziwem jest gaz CO2). Ma to wpływ na wykonanie zbiornika ciśnieniowego oraz bezpieczeństwo eksploatacji. Reaktorów tego typu pracujących obecnie jest 18, większość w Wielkiej Brytanii. Konstrukcja ta zupełnie nie spełnia nowoczesnych wymagań stawianych przez Międzynarodową Agencję Energii Atomowej, gdyż nie opracowano dla niej żadnych standardów bezpieczeństwa, a koszty związane z tzw. decommissioningiem, czyli likwidacją, tego typu elektrowni jądrowej są olbrzymie, ze względu na wielkie bloki skażonego grafitu, pełniącego rolę moderatora. Ponadto, w świecie energetyki poparcie dla rozwoju tej technologii było niewielkie.
Reaktory czarnobylskie, tj. RBMK, również nie są już nigdzie budowane, a elektrownie tego typu są powoli wycofywane z eksploatacji. Jest to jedyny reaktor, który posiada dodatni współczynnik reaktywnościowy próżni. Oznacza to, iż utrata chłodziwa w wyniku odparowania wody, z powodu wzrostu temperatury paliwa, powoduje inicjację dwóch niekorzystnych procesów. Para, będąc o wiele gorszym chłodziwem niż woda, nie jest w stanie odebrać dużych ilości ciepła od koszulek paliwowych, zatem będą się one nagrzewać jeszcze bardziej. Para wodna jednocześnie pochłania mniej neutronów niż woda, wskutek czego w wyniku odparowania wody moc wzrasta, gdyż neutrony są w dalszym ciągu spowolniane przez grafit. W konsekwencji nagły wzrost mocy może spowodować lokalne przegrzanie się części rdzenia. Reaktorów tego typu jest 15, najwięcej w Rosji.
II Generacja
Reaktory II generacji to przede wszystkim te aktualnie funkcjonujące w energetyce zawodowej, a budowane od połowy lat 60. XX wieku. Zalicza się do nich reaktory wodne ciśnieniowe (Pressurized Water Reactor – PWR), wodne wrzące (Boiling Water Reactor – BWR) czy ciężkowodne CANDU (Canadian Deuterium Uranium).
Reaktory PWR, których aktualnie jest najwięcej na świecie – 303 są to reaktory działające w systemie dwuobiegowym. Znaczy to, że w elektrowni z reaktorem typu PWR jest obieg pierwotny – odbierający ciepło wytworzone w reakcjach rozszczepienia w reaktorze oraz obieg wtórny. W obu obiegach medium stanowi woda, która w obiegu wtórnym zamieniana jest w parę. Taki układ zapewnia wysokie stopień bezpieczeństwa oraz ułatwia konserwacje i ewentualne remonty. Pierwsza elektrownia tego typu powstała w 1957 r. w Shippingport w USA. Obecnie na świecie buduje się elektrownie z 49 reaktorów tego typu (wliczając w to również reaktory III generacji)..
Reaktory BWR to reaktory z obiegiem bezpośrednim, gdzie woda ulega odparowaniu już w samym reaktorze. Konstrukcja ta nie zdominowała energetyki jądrowej, jednak jest to drugi najbardziej rozpowszechniony typ reaktora na świecie – jest ich 49. Dużą ich zaletą są mniejsze koszty wykonania, szczelna obudowa bezpieczeństwa oraz stosunkowo wysoka sprawność (34%, dla porównania elektrownie z reaktorami PWR mają sprawność ok. 32%). Obecnie na świecie buduje się elektrownie z 2 reaktorami tego typu, również wliczając w to reaktory III generacji.
Reaktory CANDU to reaktory kanałowe. Rolę chłodziwa i moderatora pełni w nich ciężka woda, która pozwala zastosować uran naturalny jako paliwo, gdyż mniej neutronów jest „pochłanianych” w procesie ich spowalniania. Zatem nawet brak wzbogacenia uranu w izotop U-235, czyni możliwym do zastosowania go jako paliwo. Sama zasada wytwarzania energii elektrycznej identyczna jak w przypadku reaktorów PWR, choć woda przepływa nie przez cały rdzeń, a przez kanały paliwowe o niewielkiej średnicy. Ma to dużo zalet, np. w przypadku rozszczelnienia kanału paliwowego nie jest potrzebne wyłączanie całego reaktora, a tylko uszkodzonego kanału. Ponadto istnieje możliwość przeładunku paliwa na bieżąco. Reaktorów tego typu na świecie jest 47 a w budowie kolejne 3.
III/III+ Generacja
Reaktory III/III+ generacji, to reaktory, które rozwinęły się z reaktorów II generacji. Stanowią one „podtypy” starszych reaktorów. Najistotniejsze przedstawiono na poniższym rysunku.
Najważniejsze udoskonalenia wprowadzone w reaktorach III generacji:
- przyspieszenie procesu udzielania licencji, pomimo restrykcyjnych wymagań dotyczących bezpieczeństwa,
- uproszczenie projektów elektrowni,
- podniesienie sprawności oraz usprawnienie eksploatacji,
- przedłużenie funkcjonowania elektrowni do 60 lat (II generacja – 40 lat),
- zmniejszenie ilości odpadów radioaktywnych – lepsza gospodarka paliwem,
- zmniejszenie ryzyka awarii ze stopieniem rdzenia,
- uzyskanie odporności na poważne uszkodzenia spowodowane działaniami terrorystycznymi, np. uderzeniem samolotu.
Elektrownie III generacji są już na świecie eksploatowane, np. ABWR w elektrowni Kashiwazaki Kariwa w Japonii, AP-1000 w elektrowni Sanmen w Chinach czy EPR w elektrowni Taishan w Chinach. Elektrownia z reaktorem AP-1000 tej generacji zostanie zbudowana w Polsce.
IV Generacja
Specjalne międzynarodowe kolegium zajmujące się reaktorami IV generacji (The Generation IV International Forum – GIF) wybrało 6 najbardziej perspektywicznych technologii reaktorowych do dalszego rozwoju.
Główne założenia przyświecające zbudowaniu reaktorów IV generacji:
- budowa reaktorów termicznych i prędkich,
- zamknięty i otwarty cykl paliwowy,
- szeroki zakres mocy reaktorów – od reaktorów o dużych mocach do małych, pracujących lokalnie,
- konstrukcja reaktora wysokotemperaturowego na potrzeby przemysłu.