Pompy ciepła | Oświetlenie LED, żarówki LED | Kolektory słoneczne | Certyfikat energetyczny | Podłogówka

ZAINTERESOWANIA WICEPREMIERA WALDEMARA PAWLAKA... Z wypowiedzi wicepremiera i ministra gospodarki Waldemara Pawlaka podczas wizyty w Stanach Zjednoczonych.

Tu jest miejsce na reklamę. Zobacz cennik

autor artykułu: Jerzy Kubowski

"Rozmawialiśmy o sprawach związanych z energią nuklearną. Z naszej strony zainteresowanie jest takimi inwestycjami, które łączyłyby energetykę, np. elektrownię na szybkie neutrony, z możliwością gazyfikacji węgla, a więc także wykorzystaniem naszych zasobów tego surowca" - powiedział wicepremier. "W tym zakresie USA mają podobne uwarunkowania, tzn. mają spore zasoby węgla i możliwość jego efektywnego wykorzystania w dzisiejszych czasach jest bardzo potrzebna" (PAP, pb /29.04.2008 0:29)

Warto się zastanowić, jaką technologię wicepremier miał na myśli. Jedno nie ulega wątpliwości: chodziło o bardzo nowoczesną koncepcję, jeszcze daleką do urzeczywistnienia. O jej realizacji mówi się, że jest oddalona o jakieś dwa dziesięciolecia. W celu popularnonaukowego zobrazowania możliwości wykorzystania reaktora jądrowego do skojarzonego wytwarzania energii elektrycznej, cieplnej i gazyfikacji węgla, przedstawimy tę technologię na podstawie ogólnodostępnej fragmentarycznej informacji.

Gazyfikacja węgla jest jedną z najczystszych technologii umożliwiających produkcję energii elektrycznej, wodoru i innych ważnych energetycznych surowców. W Stanach Zjednoczonych, a także poza nimi istnieją już elektrownie pracujące na gazie pochodzącym z gazyfikacji węgla. Wielu ekspertów przewiduje, że gazyfikacja węgla stanie się podstawową technologią ekologicznego użytkowania węgla.

Jest to chemiczny proces przetwarzania paliw organicznych (twardych i płynnych: węgla kamiennego, węgla brunatnego, torfu, drewna, mazutu itp.) w palne gazy. Reakcje chemiczne zachodzą w wysokiej temperaturze w obecności utleniacza: tlenu, powietrza, pary wodnej, dwutlenku węgla, lub ich mieszanin. Tak otrzymany produkt nazywa się gazem generatorowym, a urządzenie służące do jego wytwarzania – gazogeneratorem. W nowoczesnej technologii gazyfikacji, węgiel poddaje się działaniu gorącej pary przy jednoczesnym - dokładnie kontrolowanym – dodawaniu tlenu lub powietrza, przy wysokich termodynamicznych parametrach: 700 – 900 °C i 2,5 – 3,0 MPa. W tych warunkach cząsteczki węgla ulęgają destrukcji; powstają przy tym związki tlenków węgla, wodoru i innych gazów.

Z ekologicznego punktu widzenia (w odróżnieniu od spalania węgla) zaletą gazyfikacji jest to, iż w jej trakcie tworzą się nadzwyczaj małe ilości zanieczyszczeń - związków siarki (SOx) i azotu (NOx).

Podstawowe równania chemiczne opisujące proces gazyfikacji węgla mają postać:

C + O2 = CO2 + 406,120 kJ/kmol........................(1)¹

C + 1/2O2 = CO + 123,092 kJ/kmol.....................(2)

C +CO2 = 2CO – 159,936 kJ/kmol........................(3)

C + H2O = CO + H2 – 118,068 kJ/kmol.................(4)

C + 2H2O = CO2 + 2H2 – 76,200 kJ/kmol..............(5)

CO + H2O = CO2 +H2 – 41,868 kJ/kmol................(6)

C + 2H2 = CH4 + 74,944 kJ/kmol............................(7)

Po usunięciu zanieczyszczeń, gaz może być użyty do produkcji energii elektrycznej w elektrowni gazowej lub parowej. Temperatura gazu wylotowego z turbiny gazowej sięga ok. 600 °C, dzięki czemu nadaje się do wytworzenia pary o dostatecznie wysokim ciśnieniu, wystarczającym do uruchomienia turbiny parowej. Taka skojarzona praca elektrowni przyczynia się do znacznego zwiększenia jej sprawności. W wielu elektrowniach węglowych jedynie ok. jednej trzeciej energii zawartej w węglu zamienia się na energię elektryczną, reszta wytworzonego ciepła jest stracona, co rzecz jasna podraża koszty produkcji. W elektrowni gazowej natomiast, pracującej w układzie skojarzonym, dzięki znacznie większej sprawności, można uzyskać dodatkowe korzyści ekonomiczne.

Badania nad nowoczesnymi układami skojarzonego wytwarzania energii są intensywnie rozwijane. Jako źródła energii cieplnej do produkcji energii elektrycznej, wodoru, gazyfikacji węgla i ciepła do procesów technologicznych, rozważa się zastosowanie jądrowych reaktorów gazowych: wysokotemperaturowego reaktora termicznego – VHTR (Very High Temperature Reactor) i reaktora prędkiego typu GFR (Gas - cooled Fast Reactor).

Jest to reaktor termiczny², w którym moderatorem neutronów jest grafit³. Jego podstawową częścią składową są elementy paliwowe w kształcie kul lub pryzmatycznych bloków. Zawierają paliwo w postaci mikro granulek typu TRISO (Tristructural-isotropic fuel), powleczonych czterema warstwami materiałów, złożonych z trzech izotopów (Rys. 1). Odbiór ciepła odbywa się za pomocą helu.

Rys. 1. Kulowy element paliwowy reaktora VHTR. Średnice kulek wynoszą – 60 mm. Oznaczenia: 1 – warstwa grafitu o grubości – 5 mm, 2 – powleczone granulki paliwa o średnicy 0,92 mm, wtłoczone w grafitową matrycę (dyspersja, w której grafit spełnia rolę moderatora), 3 – pyrolityczny grafit, 4 - powłoka ochronna z krzemionki (SiO2), 5 – wewnętrzna warstwa pyrolitycznego grafitu, 6 – porowata warstwa grafitu, paliwo – dwutlenek uranu UO2 (średnica – 0,5 mm) (http://pebblebedreactor.blogspot.com/)

Dzięki wysokiej temperaturze gazowego czynnika chłodzącego, sprawność parowej elektrowni jądrowej z takim reaktorem może osiągać blisko 48 %, a w przypadku skojarzonej produkcji energii elektrycznej, wodoru i gazyfikacji węgla – nawet do 55 % (rys. 2.). Hel, będący gazem szlachetnym nie oddziałuje chemicznie na materiały rdzenia reaktora. A ponadto - co jest także ważne – z powodu malej zdolności do pochłaniania neutronów, chłodziwo to (w odróżnieniu np. od wody) odznacza się znikomym stopniem radioaktywności, dzięki czemu może być bezpośrednio użyte do napędu turbiny gazowej, bez zbytniego narażenia personelu obsługi.

Rys. 2. Skojarzona produkcja energii elektrycznej i ciepła do procesów technologicznych, za pomocą reaktora typu VHTR o nazwie -ANTARES, francuskiej firmy AREVA. Parametry reaktora: chłodziwo - hel (He)⁴, moc 600 MW, temperatura He na wylocie – 850 °C, temperatura He na wlocie – 400 °C, ciśnienie chłodziwa – 7 MPa, wzbogacenie uranu w izotop U – 235: ok. 15 %, temperatura na wylocie z wymiennika ciepła – 800 °C, w drugim obiegu, służącym do produkcji energii elektrycznej, czynnikiem roboczym jest dwuskładnikowy gaz: 80% N2, 20% O2.

Z punktu widzenia wymiany paliwa w reaktorze, wyróżnia się dwa podstawowe systemy: ciągłej wymiany w reaktorze z elementami kulowymi: (rys. 3) i wymiany pojedynczych kaset paliwowych w reaktorze z paliwem o kształcie pryzmatycznym (rys. 4 i rys. 5.). Bardziej rozpowszechnionym jest system ciągłej (online) wymiany, w którym elementy paliwowe usuwa się w zależności od stopnia wypalenia i technicznego stanu. Jeśli stopień ich wypalenia jest zbyt mały, transportuje się je za pomocą układu pneumatycznego do góry, by ponownie wprowadzić do rdzenia reaktora, skąd w sposób ciągły poprzez dolną lejowatą część reaktora grawitacyjnie opadają na zewnątrz

Rys. 3. Schemat parowej elektrowni jądrowej z reaktorem typu VHTR (reaktor z rdzeniem w postaci złoża kulowych elementów paliwowych; rdzeń reaktora jest otoczony grafitowym reflektorem) (http://www.euronuclear.org/info/encyclopedia/p/pebble.htm)

Rys. 4. Pryzmatyczny element paliwowy reaktora VHTR (dyspersja granulek paliwa w bloku grafitowym z kanałami do przepływu gazu) (http://www.cogema.ca/nuclear_energy/)

Rys. 5. Reaktor VHTR z paliwem pryzmatycznym (https://odin.jrc.nl/)

W reaktorach prędkich reakcje zachodzą przy udziale neutronów o takich energiach, jakie powstają bezpośrednio z rozszczepień, czyli bez spowalniania prędkości przez moderator, jak w reaktorach termicznych. Ich średnia prędkość wynosi 14000 km/s, podczas gdy neutrony termiczne osiągają średnio 2,2 km/s, czyli jest większa od prędkości tych ostatnich o blisko cztery rzędy wielkości. Dzięki wysokiej energii (prędkości) neutrony te są zdolne do rozszczepienia jąder wszystkich izotopów uranu i pierwiastków transuranowych (tabela 1.), a nie tylko tych specyficznych rozszczepialnych izotopów (takich jak np. uran – 235) stosowanych w reaktorach o neutronach termicznych.

Pierwiastki transuranowe powstające na drodze reakcji wychwytu neutronów przez uran i pluton, są wysoce radiotoksyczne i generują (wskutek promieniotwórczego rozpadu) dużo ciepła. Do najważniejszych izotopów w paliwie wypalonym należą: neptun – 237, ameryk – 241, ameryk – 243, kiur – od liczby masowej 242 do248, i kaliforn – od liczby masowej 249 do 252. Ponadto odznaczają się długowiecznością, liczoną setkami lat. Wszystkie te cechy czynią je materiałem wielce niepożądanym w paliwie wypalonym, gdyż utrudniają jego utylizację i przechowywanie.

Można powiedzieć, iż reaktory termiczne w trakcie pracy produkują transuranowce, a reaktory prędkie je niszczą, co niewątpliwie jest ich wielką zaletą. Transuranowce ulęgają destrukcji w reaktorze wskutek reakcji rozszczepienia i w następstwie przemian jądrowych, dzięki którym powstają izotopy krótkożyciowe.

Z paliwem wypalonym postępuje się w sposób dwojaki: poddaje się go obróbce technologicznej w zakładach przerobu, by odzyskane na drodze chemicznej aktynowce (tabela 1.) ponownie użyć w reaktorze, lub transportuje się bezpośredniego do składowiska w głębokich pokładach geologicznych. W pierwszym przypadku tworzy się tzw. zamknięty cykl paliwowy. Natomiast w przypadku składowanie paliwa wypalonego bez wstępnego przerobu, nazywa się cyklem otwartym. Z powodu zdolności reaktora o neutronach prędkich do spalania aktynowców lub ich transmutacji, projekt reaktora GFR przewiduje jego pracę w zamkniętym cyklu paliwowym in situ.

Aktynowce: promieniotwórcze pierwiastki, pod względem własności chemicznych podobne do aktynu (Ac). Wśród nich jedynie tor (Th) i uran (U) występują w przyrodzie w znaczących ilościach. Transuranowce: aktynowce położone za uranem, tzn. o liczbach atomowych większych od 92; powstają w sposób sztuczny, jako produkty reakcji jądrowych w reaktorze.

Rozważa się dwa warianty konstrukcji rdzenia: z użyciem paliwa w postaci płyt lub w kształcie sześciokątnego (pryzmatycznego) bloku (rys. 6). Metaliczne paliwo, na osnowie aktynowców, jest zazwyczaj stopem cyrkonu, uranu i transuranowców, w którym ceramiczne granulki paliwa są jednorodnie wtopione w metalową matrycę.

Rys. 6. Konfiguracja pryzmatycznego paliwa w reaktorze prędkim typu GFR (http://www.cogema.ca/nuclear_energy/)

Reaktor typu GFR będzie przeznaczony do produkcji energii elektrycznej, wodoru i przerobu aktynowców. Obok tego, wytworzoną parę technologiczną można będzie wykorzystać do różnych procesów, w szczególności - do gazyfikacji węgla. Na rys. 7 pokazano koncepcyjny układ takiej skojarzonej produkcji, którym zapewne był zainteresowany wicepremier Waldemar Pawlak, kiedy rozmawiał w USA o „sprawach związanych z energią nuklearną”.

Planuje się, iż projekt koncepcyjny prototypowego układu z reaktorem GFR zostanie opracowany do 2019 r., a jego realizacja nastąpi - ok. 2025 r. W tym czasie należy pokonać wiele znacznych trudności.

Rys. 7. Projekt skojarzonego systemu produkcji energii elektrycznej i ciepła technologicznego (pary technologicznej), za pomocą prędkiego reaktora typu GFR. Turbina gazowa pracuje w cyklu bezpośrednim (jeden obieg czynnika roboczego, tzn. bez wymiennika ciepła). Parametry reaktora: moc termiczna – 600 MWt, moc elektryczna –288 MWe; sprawność systemu – 48 %; wartości temperatury na wlocie/wylocie – 490 °C/850 °C (9 MPa, spadek ciśnienia na rdzeniu - 40 kPa); paliwo: mieszanina UPuC/SiC (70/30%), w tym ok. 20 % Pu; objętość rdzenia 11 m3 (wysokość/średnica ok. 1,7/2,9 m); masa metalicznego rdzenia – 30 t; średnica zbiornika reaktora – ok. 7 m.

Do najważniejszych problemów stojących przed konstruktorami, należą:

- Stworzenie system schładzania rdzenia po wyłączeniu reaktora. Gęstość mocy generowana w metalicznym rdzeniu reaktora osiąga 100 MWt/m3. Wskutek tego pojawia się poważna trudność z odprowadzaniem ciepła powyłączeniowego. Uwarunkowana jest z jednej strony bezwładnością cieplną, jaka towarzyszy stygnięciu metalicznego rdzenia, z drugiej zaś – zanikiem ciepła powstałego wskutek rozpadu promieniotwórczych izotopów w wypalonym paliwie.

- Skonstruowanie - działającego na zasadzie biernego bezpieczeństwa – systemu awaryjnego schładzania reaktora w przypadku zaniku chłodzenia (dekompresji).

- Stworzenie materiału dla zbiornika reaktora, odpornego na duże dawki neutronów prędkich⁵ i temperaturę (w przypadku awarii) sięgającą – 1600°C

¹ kmol - kilomol
² Reaktor tego typu firmy Westinghouse buduje się w Republice Południowej Afryki; uruchomienie obiektu pilotowego planuje się na 2011 r., a przemysłowego o mocy 165 MW - w 2012 r.
³ Moderatorem (spowalniaczem) nazywa się materiał, mający właściwości zmniejszania prędkości neutronów prędkich powstałych z reakcji rozszczepienia. Neutrony spowolnione, znajdujące się w stanie równowagi cieplnej z atomami moderatora noszą nazwę – termicznych, a reaktory (w których reakcja rozszczepienia jąder materiału rozszczepialnego zachodzi w przeważającym stopniu za pomocą takich neutronów) – termicznych.
⁴ Hel odznacza się małą zdolnością spowalniania neutronów, z tego powodu może być z powodzenie używany jako chłodziwo w reaktorze o neutronach prędkich.
⁵ Duże dawki neutronów prędkich powodują kruchość stali, co pogarsza mechaniczną wytrzymałość zbiornika reaktora.

ZAINTERESOWANIA WICEPREMIERA WALDEMARA PAWLAKA