Celem strategicznym jest opanowanie produkcji taniego paliwa jądrowego w prędkich reaktorach powielających. W reaktorach tego typu otrzymuje się więcej paliwa jądrowego niż się zużywa. Typową reakcją, w której wyniku powstaje nowe paliwo: pluton Pu -239, jest reakcja wychwytu neutronów w uranie U - 238.

Rys. 2. Proces powielania plutonu

W wyniku pochłaniania neutronu (n) przez jądro atomu uranu U - 238 powstaje uran U - 239, który wskutek przemiany beta (z okresem połowicznego zaniku 23,5 min.) przechodzi w beta promieniotwórczy izotop neptunu Np - 239 (okres połowicznego zaniku wynosi 2,35 doby), a ten z kolei - w pluton Pu - 239 (okres połowicznego zaniku wynosi 24,4tys. lat). Innym procesem powielanie paliwa, jest reakcja wychwytu neutronów w torze Th - 232, prowadząca do powstania rozszczepialnego izotopu uranu U - 233.

Światowe zapasy uranu (uran naturalnyzawiera140 razy więcej nie rozszczepialnego izotopu U - 238, niż rozszczepialnego U - 235) w najbogatszych złożach o koncentracji ok. 0,1 %wynoszą: zbadane - niewiele ponad 5 mln ton, potencjalne - 10 mln ton. Reaktor termiczny o mocy 1 GWe, w ciągu swego życia (ok. 50 lat) zużywa ok. 10 tys. ton uranu naturalnego. Stąd 10 mln ton uranu naturalnego wystarczy na pracę el.j. o mocy 1000 GWe w okresie bieżącego półwiecza.

Wszakże światowe zapasy uranu nie są w stanie zapewnić stabilnego, długo czasowego rozwoju en. j., opartej na reaktorach termicznych. Dlatego perspektywicznym rozwiązaniem są reaktory prędkie powielające. Charakteryzuje je współczynnik powielania (konwersji), będący stosunkiem liczby powstających powielonych jąder różnych nuklidów rozszczepialnych do liczby zużytych, pierwotnie istniejących jąder nuklidów rozszczepialnych. W reaktorze takim - przy współczynniku powielania równym 1, lub większym - można "spalać" uran praktycznie całkowicie. Stwarza to możliwość rozwoju en. j. bez ograniczeń związanych z zapasami uranu i toru.

W ciągu najbliższych 50 lat do eksploatacji reaktorów termicznych wystarczą istniejące zapasy taniego uranu, przeto problem powielania paliwa jądrowego nie ma zasadniczego znaczenia. Może się pojawić dopiero po tym okresie, co wymaga zwrócenia uwagi na następujące okoliczności:
- Produkcja energii elektrycznej przyrasta najszybciej ze wszystkich rodzajów energii. W XXI wieku jej udział w bilansie paliwowo - energetycznym może przekroczyć 50 %. Dlatego stanowi główną dziedzinę zastosowania energii jądrowej. Podnosi to rolę reaktorów prędkich.
- W porównaniu do energetyki konwencjonalnej, w której ok. 60 % kosztów przypada na paliwo organiczne, wydatki na paliwo jądrowe są względnie małe, wynoszą zaledwie ok. 20 %. Dlatego el. j. powinny pracować jako podstawowe, tzn. z najdłuższym czasem użytkowania.

3.1.Podstawowe zasady strategii
1) Powielanie materiałów rozszczepialnych jest jednym z głównych warunków rozwoju energetyki jądrowej.
2) Konstrukcja reaktorów powinna w większym stopniu uwzględniać rozwiązania oparte na zasadzie biernego bezpieczeństwa . Techniczne i fizyczne charakterystyki reaktorów prędkich chłodzone ciekłymi metalami posiadają największy potencjał bezpieczeństwa, który w obecnym pokoleniu tych reaktorów dotąd nie został wykorzystany. Nadają się one także do skutecznego unieszkodliwiania najniebezpieczniejszych, długo życiowych radio nuklidów (aktynowców) gromadzących się w wypalonym paliwie.

3. 2.Problem nierozprzestrzeniana materiałów rozszczepialnych
Zagadnienie sprowadza się do stworzenia technologicznych barier i politycznej kontroli. W tym celu należy wyeliminować z konstrukcji - służący rozmnażaniu - płaszcz uranowy (ang. "blanket"), otaczający rdzeń reaktora prędkiego - źródło powstawania plutonu, i stopniowo rezygnować ze wzbogacania uranu dla el. j. Technologia przerobu paliwa wypalonego powinna umożliwiać przeprowadzanie satelitarnego monitoringu konfiguracji budynków i konstrukcji. Jednakże same techniczne przedsięwzięcia są niewystarczające, gdyż pozostają możliwości otrzymywania materiałów rozszczepialnych dla celów militarnych za pomocą dobrze rozwiniętych technik separacji (wirówki, lasery).

3.3.Konkurencyjność
Dokument nie stroni od retorycznych sformułowań w rodzaju: .

Przyczynę wysokich kosztów pierwszej generacji reaktorów prędkich upatruje się w tym, iż nie znalazły zastosowania w energetyce.

W ostatnim czasie w rozważaniach nad rozmaitymi sposobami wytwarzania energii cieplnej, coraz większą uwagę zwraca się nie tylko na koszty technologii, ale także na pełne koszty poniesionych strat, spowodowanych wytwarzaniem i transportem energii. Dzisiaj jednak strat owych w analizach ekonomicznych praktycznie się nie uwzględnia. Najbardziej problematycznym zagadnieniem jest ocena strat wskutek globalnego ocieplenia. Wstępne wyniki badań pokazują, że ich uwzględnienie może spowodować wzrost kosztów energii z elektrowni węgłowych o 25 - 100 %, podczas gdy koszty energii elektrycznej z el. j. praktycznie nie ulegną zmianie.

3.4.Zagospodarowanie paliwa wypalonego i odpadów promieniotwórczych
Postuluje się, by podstawową masę paliwa wypalonego nie przerabiać, lecz zachować do czasu rozpoczęcia budowy reaktorów prędkich nowej generacji. Powstrzymałoby to dalsze magazynowanie plutonu, co jest wskazane z punktu widzenia polityki nierozprzestrzeniana.

3. 5. Utylizacja plutonu do celów militarnych
Stany Zjednoczone i Rosja zobowiązały się do stopniowego usuwanie ze swych zbrojeniowych programów po ok. 50 ton plutonu, i przerobienie go w taki sposób, aby nigdy nie stało się możliwe jego wykorzystanie do broni jądrowej. Pluton gromadzony w celach militarnych można wykorzystać do produkcji elementów paliwowych reaktorów. Służy do tego paliwo jądrowe o nazwie MOX (skrót od: Mixed OXide), będące mieszaniną uranu zubożonego w izotop U - 235 i odzyskanego plutonu. Jednak najekonomiczniejszą metodą utylizacji, jest "spalanie" w reaktorach prędkich. Należy ją rozpatrywać jako pierwszy etap w rozwoju technologii przyszłego zamkniętego cyklu paliwowego.

3. 6.Etapy strategii
Przewiduje się, że do 2010 r. moc instalowana el. j. osiągnie 30 - 32 GW, a współczynnik rocznego czasu wykorzystania: 75 - 82 %. Do 2030 r. planuje się wycofanie z eksploatacji i poddanie procesowi utylizacji bloków energetycznych z reaktorami jądrowymi pierwszej i drugiej generacji oraz zastąpienie ich reaktorami trzeciej generacji. Do 2050 r. ma być zbudowany blok el. j. z reaktorem termicznym, pracującymi w cyklu torowo - uranowym .

4. NOWE GENERACJE REAKTORÓW

W rozwoju en. j. można wyróżniać cztery generacji reaktorów. Pierwsza powstała w latach 1950 - 1960. Niektóre reaktory z tego okresu są dotąd eksploatowane. Reaktory drugiej generacji są najbardziej rozpowszechnione, znajdują nadal szerokie zastosowanie. Do trzeciej generacji należą udoskonalone reaktory, tzw. "Advanced Reactors", skonstruowane według nowoczesnej technologii. Pierwsze tego typu są już eksploatowane w Japonii, inne znajdują się w stadium budowy, lub są zamawiane. Reaktory czwartej generacji są jeszcze w okresie opracowywania koncepcji. Ich przekazanie do pracy przewiduje się nie wcześniej, niż po 2010 r.

Reaktory trzeciej generacji posiadają następujące cechy:
- standardowe rozwiązania konstrukcyjne każdego typu reaktora, w celu przekazywania licencji,
- prostszą a zarazem solidniejszą konstrukcję, umożliwiającą łatwiejszą eksploatację; są odporniejsze na awarie,
- większą dyspozycyjność i dłuższy czas życia - do 60 lat,
- mniejszą możliwość powstawania awarii ze stopieniem rdzenia,
- minimalne oddziaływanie na środowisko naturalne,
- wyższy stopień wypalania paliwa w celu zmniejszenia jego zużycia i produkcji odpadów,
- zastosowanie wypalających się pochłaniaczy neutronów dla zwiększenia czasu eksploatacji wsadu paliwowego (pochłaniacze umożliwiają załadowanie do rdzenia paliwa z pewnym nadmiarem, przedłużając tym samym czas pracy wsadu).
Największa różnica między drugą a trzecią generacją polega na tym, iż reaktory tej ostatniej mają w większym stopniu rozbudowane bierne systemy bezpieczeństwa, które w sytuacjach awaryjnych nie wymagają czynnej kontroli ("czynnej"- w tym sensie, że nie wykorzystują do swego działania ani energii elektrycznej, ani mechanicznej), lub operacyjnego działania. Oparte są na takich zjawiskach jak siła ciążenia, naturalna konwekcja, odporność na wysoką temperaturę, lub zmiana gęstości wody chłodzącej (parowanie), hamująca łańcuchową reakcję .

4. 1. Reaktory czwartej generacji
W 2001 r. pod kierownictwem USA powołano międzynarodowy zespół ("Genaration IV International Forum"), który dokonał wyboru sześciu typów reaktorów do dalszych badań, z myślą przekazania do eksploatacji w 2030 r.

4.1.1.Reaktory lekkowodne
W USA opracowano cztery typy reaktorów o nowoczesnej technologii. Dwa - o mocy 1300 MW - należą do kategorii reaktorów zbudowanych na podstawie doświadczeń eksploatacyjnych w USA, Japonii i Europie Zachodniej. Trzecim jest unowocześniony reaktor z wodą wrzącą (ABWR -Advanced Boiling Water Reactor). Trzy reaktory tego typu pracują w Japonii, jeden znajduje się w fazie budowy, a dwa zbudowano na Tajwanie. Czwartym typem jest unowocześniony reaktor wodny ciśnieniowy (PWR - Pressurised Water Reactor) o mocy 600 MWe (AP- 600), rozwijany przez firmę Westinghouse. Posiada bierne systemy bezpieczeństwa. Uzyskał już - ważny na 15 lat - ostateczny certyfikat Narodowej Komisji Bezpieczeństwa Jądrowego USA (NRC - Nuclear Regulatory Commision).

We Francji, prezes koncernu Electricite de France poinformował 21 października 2004 r., że po uzyskaniu pozwolenia Francuskiej Komisji Bezpieczeństwa Jądrowego (Autorité de Sureté Nucléaire), jego organizacja podjęła decyzję o budowie w Normandii nowoczesnego reaktora typu EPR (European Pressurised Reactor) o mocy 1330 MW. Przekazanie reaktora do eksploatacji ma nastąpić w 2012 r. Konstrukcja EPR była rozwijana przez Niemcy i Francję od 1990 r. Również Finlandia - po uzyskaniu pozwolenia Komisji Europejskiej - przystąpi w 2005 r. do budowy EPR nowej generacji, o mocy1600 MW. Jego uruchomienie przewidziane jest w 2009 r.

4.1.2. Reaktory ciężkowodne
W Kanadzie projektuje się dwa nowoczesne reaktory typu CANDU (CANadaDeuterium Uranium). W reaktorach tych ciężka woda jest moderatorem i chłodziwem. Pracują na uranie naturalnym i są najsprawniejszymi uranowymi reaktorami: zużywają o około 15 % mniej uranu na wyprodukowanie 1MWh energii elektrycznej, niż reaktory PWR. Zaletą jest możliwość przeładunku paliwa w czasie ruchu. Dwa CANDU - 6 zostały uruchomione w Chinach. W stadium rozwoju jest nowa koncepcja nowoczesnego reaktora o nazwie: "Advanced CANDU Reactor" (ACR - 700) o mocy 730 MWe, a także ACR - 1000.

Indie opracowują reaktor typu AHWR (Advanced Heavy Water Reactor) przystosowany do "spalania" toru.

4.1.3. Reaktory wysokotemperaturowe chłodzone gazem
W reaktorach tego rodzaju jako chłodziwa używa się hel, który podgrzany do temperatury 950 st. napędza gazową turbinę i kompresor do cyrkulacji gazu w systemie chłodzenia. Paliwo ma postać cząsteczek (o średnicy mniejszej od jednego milimetra) wykonanych z tlenków uranu, wzbogaconego do ok. 8% w izotop U - 235. Otoczone są warstwami węgla i wąglika krzemu, w których się magazynują produkty rozszczepienia. Zachowuje się stabilnie nawet w temperaturze powyżej 1600 st. Z cząsteczek paliwowych wyrabia się sześcioboczne bloki lub kule bilardowego rozmiaru. Obok posiadanego biernego bezpieczeństwa, reaktory typu HTGR (High - Temperature Gas - Cooled Reactor) mają jeszcze inną zaletę: możliwość szybkiej zmiany obciążenia w granicach od 40 % do 100 %.

4.1.4. Reaktory prędkie
W niektórych krajach prowadzi się badania nad zmodernizowanymi prędkimi reaktorami powielającymi. Reaktory tego rodzaju są jednak drogie, a ich stosowanie z ekonomicznego punktu widzenia może być uzasadnione jedynie przy czterokrotnie niższej cenie uranu. Z tego względu, prace nad europejskim projektem reaktora FBR (Fast Breeder Reactor) o mocy 1450 MWe zostały prawie całkowicie wstrzymane, a francuski "Superphenix" o mocy 1250MWe wycofano z eksploatacji.

Prace badawcze trwają w Indii, a Japonia planuje rozwój FBR. Moc jej eksperymentalnego reaktora "JOYO" -znajdującego się w eksploatacji od 1977 r. - została podniesiona do 140 MWt (megawat mocy cieplnej). Podłączony w 1995 r. do sieci energetycznej prototypowy reaktor "MONJU" trzeba było z powodu ucieczki sodu wyłączyć.

Rosyjska el. j. z reaktorem BN - 600pracuje od 1981 r. Odznacza się najlepszymi wskaźnikami produkcyjnymi spośród wszystkich el. j. w tym państwie. Rosja planuje przystosowanie tego reaktora do "spalania" plutonu, odzyskanego z jądrowych głowic. W budowie znajduje się reaktor BN - 800.

W USA kompania General Electric (GE) współuczestniczy w projektowaniu reaktora PRISM o mocy 150 MWe (chłodzonego ciekłym metalem), z biernym system bezpieczeństwa. Firmy GE i ARGONNE rozpracowują projekt unowocześnionego FBR o mocy ponad 1400 MWe, ale oba projekty wstępne nie są dotąd rozpatrywane przez Komisję Bezpieczeństwa (NRC). Trwają prace nad koncepcją elektrowni z czterema reaktorami o mocy 2280 MWe, spełniającymi kryteria bezpieczeństwa i ekonomiczności produkcji energii, reaktorów IV Generacji.

5. ROZWÓJ NOWYCH TECHNOLOGII

Organizacja "General IV International Forum", reprezentująca dziesięć państw, dokonała wyboru sześciu najbardziej perspektywicznych technologii budowy reaktorów, które powinny być rozwijane w latach 2010 - 2030. Większość dotyczy cykli zamkniętych, pozwalających w maksymalnym stopniu wykorzystać materiały paliwowe i zminimalizować ilość wysokoaktywnych odpadów, przeznaczonych do przechowywania.

5.1. Technologie reaktorów prędkich chłodzonych gazem
Należą do niej reaktory wysokotemperaturowe, pracujące przy temperaturze 850st., zdatne do produkcji energii elektrycznej i wodoru w procesie termochemicznym. Do produkcji energii elektrycznej zostaną zastosowane turbiny gazowe. Paliwem będzie zubożony uran oraz inne materiały rozszczepialne i paliworodne. Wypalone elementy paliwowe zostaną przerobione na miejscu, a aktynowce podda się procesowi recyrkulacji w celu zminimalizowania produkcji długożyciowych odpadów promieniotwórczych.

5.2. Reaktory prędkie chłodzone ciekłymi metalami
Chłodzenie ciekłymi metalami będzie się odbywało w warunkach naturalnej konwekcji. Przewiduje się zastosowanie paliwa metalicznego lub w postaci azotków. Życie reaktorów oblicza się na 15 - 20 lat. Moc jednostek o modułowej konstrukcji wyniesie od 300 do 400 MWe, pojedynczych zaś -1400 MWe. Czynnik chłodzący osiągnie temperaturę od 550 - do 800 st., co umożliwi produkcję wodoru.

5.3. Reaktory chłodzone ciekłą solą
Paliwo uranowe zmieszane z fluorkiem sodowym, stanowiącym czynnik chłodzący, będzie cyrkulować w grafitowych kanałach rdzenia reaktora. Dzięki takiemu rozwiązaniu, neutrony ulegną spowolnieniu, tworzące pitermiczne widmo. Produkty rozszczepienia będą usuwane w procesie ciągłym, a aktynowce podda się pełnej recyrkulacji. Temperatura chłodziwa wyniesie 700- 800 st. przy niskim ciśnieniu. Ciepło wtórnego układu chłodzenia będzie wykorzystane zarówno do produkcji energii elektrycznej, jak i wodoru. Korzystną właściwością tej technologii jest to, iż odpady o wysokiej aktywności zawierają praktycznie wyłącznie produkty rozszczepienia (mało długożyciowych aktynowców), charakteryzujące się względnie krótkim czasem życia, niskim zużyciem paliwa i biernym bezpieczeństwem systemu chłodzenia.

5.4. Reaktory prędkie chłodzone sodem
Na temat tych reaktorów istnieje bogate pięćdziesięcioletnie doświadczenie. Pracują na zubożonym uranie. Posiadają dwa obiegi chłodzenia; temperatura w obiegu pierwotnym osiąga 550 st. Do badań proponuje się dwa warianty: budowę jednostek o mocy 150 - 500 MWe, z aktynowcami zmagazynowanymi w metalicznym paliwie, przerabianym in situ w pirolitycznym procesie, i jednostki o mocy500 - 1500 MWe pracujące na paliwie typu MOX, przerabianym tradycyjnie na zewnątrz.

5.6. Reaktory wodne z chłodziwem o parametrach ponad krytycznych
Są to urządzenia, w których woda o b. wysokim ciśnieniu osiąga ponad krytyczne parametry termodynamiczne (25 MPa i 510 - 550 st.). Ich sprawność jest o ponad jedną trzecią większa od sprawności dzisiejszych reaktorów wodnych (PWR, ABWR), z których się wywodzą. Woda chłodząca będzie kierowana do turbiny bezpośrednio, bez jakiegokolwiek obiegu wtórnego. System biernego bezpieczeństwa jest podobny do reaktora wodnego z wodą wrzącą .Paliwem będzie dwutlenek wzbogaconego uranu. Reaktor tego typu można także skonstruować jako prędki z pełną recyrkulacją aktynowców w procesie przerobu paliwa wypalonego. Szerokie badania w tym zakresie prowadzi Japonia.

5.7. Reaktory chłodzone gazem o b. wysokiej temperaturze
Posiadają grafitowy moderator chłodzony helem. Na ich temat zgromadzono bogate doświadczenie. Temperatura czynnika chłodzącego na wyjściu o wartości1000 st. umożliwia produkcję wodoru w termochemicznym procesie i jednocześnie produkcję energii elektrycznej. Gaz można także zastosować do bezpośredniego napędu turbiny. Przewiduje się modułowe konstrukcje o mocy 600 MWt.

* * *

POSŁOWIE

Szkic problemów piętrzących się na drodze rozwoju energetyki jądrowej pokazuje, że jej przyszłość nie jest jednoznacznie określona. Można wszakże dostrzec, iż w obliczu trudności z ropą naftową, wzrostem cen tego surowca, a także innych organicznych nośników energii, i ich skutków ekologicznych, państwa wysoko uprzemysłowione wielką nadzieję pokładają w perspektywicznym wykorzystaniu energii jądrowej. Planują usprawnić procesy technologiczne elektrowni, obniżyć koszty produkcji i skutecznie zwiększyć ich bezpieczeństwo. Tendencje te dostrzega Stanisław Lem, pisarz kreatywny, o przenikliwym umyśle. Nad jego opinią warto się zastanowić.