Według Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej (MAEA) wielkość reaktora jest określana zgodnie z jego mocą. Mały reaktor (small) posiada moc mniejszą niż 300 MWe, moc średniego reaktora (medium) znajduje się w zakresie 300-700 MWe.
Skrót SMR i nazwa Small Modular Reactors początkowo była używana dla koncepcji małych reaktorów wytwarzanych w zakładzie produkcyjnym i dostarczanych na miejsce eksploatacji w postaci jednego modułu. Pojęcie SMR stosuje się również do reaktorów o konstrukcji modułowej, tzn. montowanych na placu budowy z gotowych elementów (modułów) wytworzonych w fabryce.
- Fast Neutron Reactor – reaktor na neutrony prędkie
- Molten Salt Reactors – reaktor ciekłosolny
W tabeli 1 i 2 zostały wymienione projekty reaktorów SMR, które są dopiero we wczesnym stadium rozwoju oraz projekty już zaawansowane. Kraje, które prowadzą badania małych reaktorów to głównie: Stany Zjednoczone, Rosja, Japonia, Chiny i Indie.
W energetyce jądrowej najpowszechniej stosowane są reaktory lekkowodne. Ponad 400 jednostek o łącznym czasie eksploatacji kilkunastu tysięcy lat zgromadziło duże doświadczenie i opracowanie sprawdzonych rozwiązań technologicznych. Stąd także w obszarze małych reaktorów najbliższe realizacji wydają się reaktory lekkowodne. Przykładem mogą być mPower autorstwa Babcock & Wilcox czy Westinghouse SMR.
- mPower
Reaktor został zaprojektowany przez firmę Babcock & Wilcox. Jest to jednostka typu PWR o mocy termicznej 530 MWth. Eksploatacja przewidziana jest na okres 60 lat. Moc elektryczna zależy od rodzaju użytego kondensatora. W przypadku kondensatora powietrznego wynosi ona 155 MWe, a dla kondensatora wodnego 180 MWe. Podziemna konstrukcja obudowy bezpieczeństwa reaktora wykonana jest ze stali. Elementy obiegu pierwotnego zostały umieszczone wewnątrz zbiornika ciśnieniowego reaktora, którego wysokość i średnica wynoszą odpowiednio 25,3 m i 3,96 m. Rdzeń reaktora składa się 69 kaset paliwowych o konfiguracji 17 x 17 zawierających paliwo uranowe o wzbogaceniu mniejszym niż 5%. Kontrola mocy reaktora odbywa się za pomocą 69 prętów kontrolnych. Reaktor może pracować minimum 4 lata bez wymiany paliwa. Cyrkulacja chłodziwa w obiegu zapewniona jest przez 8 pomp wewnętrznych z silnikami umieszczonymi na zewnątrz zbiornika ciśnieniowego. Pompy zamontowane są horyzontalnie. Woda na wlocie do rdzenia ma temperaturę około 297°C, a na wyjściu z rdzenia około 320°C. Ciśnienie panujące w obiegu to 143,1 bar. Stopień wypalenia wynosi 35000 MWd/t.
Reaktor został wyposażony w pasywne systemy zabezpieczeń. Baterie prądu stałego są w stanie zapewnić zasilanie najważniejszych systemów przez 3 dni. W przypadku ciężkiej awarii, gdzie może dojść do wydzielenia się wodoru, obudowa bezpieczeństwa została wyposażona w pasywne rekombinatory wodoru.
Firma przewiduje, iż uzyska pozwolenie na budowę w 2018 r. Zaś komercyjne zastosowanie będzie możliwe w 2022 r. Koszt dwóch jednostek wynosi $5000/kW.
- IRIS
Reaktor IRIS (International Reactor Innovative & Secure) o mocy cieplnej 1000 MWth oraz 335 MWe mocy elektrycznej. Jego moc może być również zmniejszona do 100 MWe. IRIS jest reaktorem typu PWR z zintegrowanym systemem chłodzenia w obiegu pierwotnym z naturalną cyrkulacją. Paliwem może być dwutlenek uranu UO2 o stopniu wzbogacenia ok. 4,95 % lub mieszanina plutonu z naturalnym uranem MOX. Stopień wypalenia paliwa wynosi 40000-45000 MWd/t. Czas pracy reaktora bez wymiany paliwa wynosi ok. 3-4 lat.
Komponenty obiegu pierwotnego (rdzeń, pręty sterujące, mechanizmy napędzające, wytwornice pary, pompy chłodziwa pierwotnego, stabilizator ciśnienia) są zintegrowane w pojedynczym zbiorniku reaktora. Rdzeń reaktora składa się z 89 kaset (każda po 289 prętów). Poziom reaktywności jest sterowany za pomocą 20-24 prętów kontrolnych oraz wypalających się trucizn. Brak konieczności stosowania kwasu borowego do wody w obiegu pierwotnym.
Sferyczna obudowa bezpieczeństwa wykonana ze stali o średnicy 20/25 m, w której panuje ciśnienie 15/12 bar. Stabilizator ciśnienia nie stanowi oddzielnego zbiornika, znajduje się na górze zbiornika ciśnieniowego. Ma większą objętość, co pomaga utrzymać stałe ciśnienie w przypadku awarii. Wewnątrz zbiornika reaktora znajduje się aż 8 pomp. Kiedy jedna pompa ulegnie uszkodzeniu, może być wyłączona i odizolowana. W reaktorze umieszczono także 8 spiralnych wytwornic pary pokazanych na rysunku 1.
Systemy bezpieczeństwa odpowiadają za wyłączenie reaktora za pomocą prętów kontrolnych, pasywny odbiór ciepła powyłączeniowego, chłodzenie rdzenia oraz chłodzenie obudowy bezpieczeństwa na zasadzie systemu pasywnego.
Dzięki takiej konstrukcji IRIS posiada mniejsze marginesy pracy ze względu na niższą gęstość mocy, a mniejsza moc termiczna powoduje mniejsze prawdopodobieństwo osiągnięcia wrzenia. Ponadto w przypadku awarii wydziela niższe dawki promieniowania dla pracowników. Posiada również niską częstotliwość zniszczenia rdzenia na poziomie 10-8.
- Westinghouse SMR
Mały reaktor modułowy projektowany przez firmę Westinghouse jest to reaktor typu PWR o mocy elektrycznej 225 MWe i mocy termicznej 800 MWth. Cały układ pierwotny zamknięty został w szczelnym zbiorniku reaktora. Pręty paliwowe ułożone są w 89 kasetach w konfiguracji 17 x 17. Temperatura wody na wlocie do rdzenia wynosi około 294°C, a wylotowa około 323°C. Aktywna część prętów paliwowych ma długość około 2,4 m. Paliwem jest niskowzbogacony uran (< 5%). Czas pracy reaktora bez wymiany paliwa wynosi około 2 lat. Projektowy okres pracy jest szacowany na 60 lat.
Stabilizator ciśnienia umiejscowiony jest wewnątrz zbiornika ciśnieniowego, nad wytwornicą pary, od której został oddzielony stalową przegrodą. Posiada system zraszaczy. Wytwornica pary od standardowej wytwornicy pary różni się tym, że separator pary stanowi oddzielny element umieszczony poza obudową bezpieczeństwa jak na rysunku 3.
Przepływ w obiegu pierwotnym wymuszony jest za pomocą 8 pomp, zamontowanych horyzontalnie do zbiornika reaktora. Obudowa bezpieczeństwa: wysokość 27,1 m, średnica 9,8 m. Wewnątrz umieszczono 2 zbiorniki i 4 wymienniki ciepła z mieszaniną wody i kwasu borowego.
Reaktor firmy Westinghouse został wyposażony w pasywne systemy bezpieczeństwa, tj. systemy, których działanie zostało oparte o zjawiska zachodzące w przyrodzie, nie potrzebują interwencji człowieka jak i doprowadzenia energii z zewnątrz. Dzięki małym wymiarom i co za tym idzie małej mocy, pasywne systemy zabezpieczeń są bardziej efektywne w przypadku odprowadzania ciepła z reaktora. W przypadku awarii związanej z utratą chłodziwa, następuje natychmiastowe wsunięcie prętów kontrolnych do rdzenia i wygaszenie reakcji łańcuchowych zachodzących w paliwie. Ze względu na obecność produktów rozpadu w rdzeniu nadal generowana jest energia która musi zostać odebrana przez chłodziwo w postaci ciepła. Ciepło to nazywane jest ciepłem powyłączeniowym i stanowi niewielki procent całkowitego ciepła wydzielanego podczas normalnej pracy reaktora. Naturalna cyrkulacja zapewnia odbiór ciepła powyłączeniowego z chłodziwa za pomocą wytwornicy pary. Wraz z obniżającym się poziomem wody w zbiorniku ciśnieniowym reaktora, wytwornice pary nie są w stanie odebrać całego ciepła. W związku z tym uruchomione zostają dodatkowe cztery wymienniki ciepła umieszczone w obudowie bezpieczeństwa. Pod wpływem grawitacji mieszanina wody z kwasem borowym wpływa do reaktora. Jest to dodatkowy mechanizm zatrzymujący reakcje rozszczepienia zachodzące w rdzeniu reaktora i stanowi uzupełnienie wody chłodzącej. Odebrana energia z chłodziwa przekazywana jest wodzie kierowanej do zewnętrznego zbiornika. W przypadku gdy poziom wody w rdzeniu jest bardzo niski następuje pasywne uzupełnienie wody z dwóch kolejnych zbiorników znajdujących się w obudowie bezpieczeństwa reaktora. Para wodna, która tworzy się we wnętrzu obudowy bezpieczeństwa unosi się do góry gdzie poprzez wymianę ciepła z zewnętrznym zbiornikiem jest ochładzana i kondensowana na ściankach obudowy. Obudowa bezpieczeństwa i system pierwotny reaktora połączone są poprzez zawór, który zostaje otwarty podczas awarii. Woda w basenie otaczającym reaktor jest stale uzupełniana z pobliskiego, dużego zbiornika, który w razie potrzeby może być napełniony z zewnątrz. Pasywne systemy zostały zaprojektowane tak, aby zapewnić ciągłe chłodzenie rdzenia przez 7 dni.
Koszt budowy reaktora jest oceniany na ok. $7500/kW. Dla porównania koszt budowy reaktora AP1000 wynosi ok. $5000/kW.
- NuScale
NuScale jest wielofunkcyjnym, małym reaktorem o mocy cieplnej 165 MWth i mocy elektrycznej 45 MWe. Zbiornik ciśnieniowy reaktora o średnicy 3 m jest chłodzony za pomocą konwekcji naturalnej (naturalna cyrkulacja wody w obiegu pierwotnym), co pozwala na zredukowanie ilości pomp i rurociągów. Stosuje się w nim paliwo jądrowe o niskim wzbogaceniu – mniejszym niż 5%. 24 kasety paliwowe o długości zaledwie 1,8 m mają konstrukcję 17 x 17. Projektowy okres eksploatacji wynosi 60 lat. Charakteryzuje się wysokim współczynnikiem wydajności rzędu 95%. Cykl wymiany paliwa wynosi 2,5 roku. Jednak przy użyciu paliwa o stopniu wzbogacenia równym 8% rozważa się wydłużenie kampanii paliwowej nawet do 60 miesięcy.
Na rysunku 5 przedstawiono 7 barier bezpieczeństwa, które zapobiegają wydzieleniu się substancji radioaktywnych do otoczenia. W standardzie projektowym znajduje się: 1. Pastylka paliwowa i koszulka paliwowa 2. Zbiornik reaktora 3. Obudowa bezpieczeństwa. Dodatkowe bariery NuScale to: 4. Woda w basenie reaktora 5. Basen reaktora ze stali nierdzewnej 6. Biologiczna osłona pokrywająca każdy reaktor oraz 7. Budynek reaktora.
Podczas normalnej pracy reaktora, ciepło jest odprowadzane z basenu w obiegu zamkniętym poprzez system chłodzenia, ewentualnie jest wyrzucane do atmosfery przez wieże chłodnicze lub inne zewnętrzne radiatory. W przypadku utraty zasilania, ciepło z rdzenia jest transportowane do basenu reaktora za pomocą pasywnych systemów bezpieczeństwa. Basen stopniowo podgrzewa się i dochodzi do wrzenia. Ilość wody w basenie reaktora jest wystarczająca do usuwania ciepła powyłączeniowego ze wszystkich modułów w nieokreślonym czasie bez potrzeby dodawania wody.
NuScale charakteryzuje się niską prawdopodobieństwem zniszczenia rdzenia poniżej 10-7. Koszt jego budowy jest mniejszy niż $5000/kW.
Potencjalne zastosowanie SMR
Ze względu na ich wysokie koszty, ich stosowanie jest ekonomicznie uzasadnione tylko w lokalizacjach położonych daleko od sieci przesyłowej, jako jednostki uzupełniające niewielki wzrost potrzeb energetycznych w poszczególnych regionach energetycznych, jako lokalne źródła ciepła dla przemysłu, miejskich sieci ciepłowniczych, odsalania wody morskiej, w krajach o małej łącznej mocy sieci, gdzie duże bloki trudno stosować ze względu na równowagę sieci oraz w krajach o dużej gęstości zaludnienia do zastosowań kogeneracyjnych.
Zalety i wady SMR
Korzyści, które płyną z wykorzystania reaktorów SMR zostały przedstawione w tabeli 3. Prócz zalet obok znajdują się bariery, które utrudniają wprowadzenie ich produkcji na masową skalę oraz ich dalszą eksploatację.
Jedynie reaktory lekkowodne oraz wysokotemperaturowe mają szanse na wykorzystanie na szeroką skalę ze względu na badania i analizy, które zostały na nich przeprowadzone. Wiedza ta pozwala na bezpieczną eksploatację. Może do tego dojść nie wcześniej niż w ciągu najbliższych 10-12 lat. Mogą one stanowić dodatek do dużych reaktorów, które pracują w podstawie mocy. Pierwsze prototypy mogą pojawić się najwcześniej pod koniec 2021 r. Zaś komercyjne wejście na rynek może nastąpić po 2024-2026 r.
Autor: Aleksandra Luks
Bibliografia:
- Kuznetsov V.: IAEA activities for innovative Small and Medium sized Reactors (SMRs), Progress in Nuclear Energy 47 (No. 1-4) (2005), 61-73
- Ingersoll D.T.: Deliberately small reactors and the second nuclear era, Progress in Nuclear Energy 51 (2009) 589-603
- Hadid Subkki M.: Global Trends, Prospects and Challanges for Innovative SMRs Deployment, MAEA
- http://www.westinghousenuclear.com/smr/index.htm
- http://www.iaea.org/
- http://www.nrc.gov/
- http://www.nuscalepower.com
