Gudowski: Polska będzie współtwórcą SMR-ów (ROZMOWA)
– Małe reaktory modułowe budowane przez spółkę Orlen Synthos Green Energy będą oparte na najbardziej zaawansowanej obecnie technologii BWRX-300, stworzonej przez amerykańską firmę GE Hitachi. Trzeba pamiętać że nie kupujemy gotowej technologii „z półki” – wręcz przeciwnie – będziemy jej współtwórcami – mówi prof. Wacław Gudowski, doradca Zarządu OSGE ds. technologii jądrowych w rozmowie z BiznesAlert.pl.
BiznesAlert.pl: Wiemy, że Orlen Synthos Green Energy planuje inwestować w projekty jądrowe, w szczególności w technologię małych reaktorów modułowych (SMR) z wykorzystaniem modelu BWRX-300. Dlaczego wybór padł akurat na ten model i czy grupa planuje również wdrażać inne reaktory?
Istnieje kilka powodów takiego wyboru. Małe reaktory modułowe budowane przez spółkę Orlen Synthos Green Energy będą oparte na najbardziej zaawansowanej obecnie technologii BWRX-300, stworzonej przez amerykańską firmę GE Hitachi. Trzeba pamiętać że nie kupujemy gotowej technologii „z półki” – wręcz przeciwnie – będziemy jej współtwórcami.
OSGE współpracuje nad projektem tego reaktora z międzynarodowymi partnerami: Tennessee Valley Authority oraz Ontario Power Generation, który do 2028 roku wybuduje w Darlington pierwszą tego typu jednostkę.
Firmy podpisały w marcu tego roku umowę, zgodnie z którą przeznaczą ponad 400 mln dolarów na rozwój technologii BWRX-300. Pod koniec maja reaktor ten uzyskał pierwszą w Polsce ogólną opinię wydaną przez Prezesa Państwowej Agencji Atomistyki, zaś w ostatnich dniach sierpnia GEH opublikowało praktycznie pełny przegląd dokumentacji technicznej BWRX-300 – Generalny opis instalacji z reaktorem BWRX-300 (dostępny zarówno na stronach GEH jak i naszej) – to pokazuje zaawansowanie rozwoju technologii.
Dodatkowo moc 300 MW odpowiada standardowemu kotłowi węglowemu stosowanemu w energetyce. To oznacza, iż BWRX-300 jest doskonałym narzędziem jej dekarbonizacji. Można bowiem wykorzystywać istniejącą infrastrukturę przesyłową i energetyczną, co istotnie zmniejszy koszty takiej inwestycji.
Pojawiają się doniesienia ekspertów, że SMR-y będę generować więcej odpadów radioaktywnych niż wielkoskalowe elektrownie.
SMR to ogólna nazwa reaktorów różnych technologii, ilość odpadów zależy w dużym stopniu od tego w jakiej technologii skonstruowany jest reaktor modułowy. Stwierdzenie, że SMR-y będą generować więcej odpadów radioaktywnych niż wielkoskalowe elektrownie jest zbyt ogólnikowe i bardzo nieprecyzyjne.
W przypadku BWRX-300 sprawa jest prosta: jeden reaktor w przewidywanym okresie eksploatacji 60 lat wygeneruje odpady różnego rodzaju.
Pierwsze to wysokoaktywne odpady w postaci użytego paliwa (UŻ) – będzie to ok. 622 tony użytego paliwa w postaci kaset paliwowych zawierających 358 ton wypalonego paliwa uranowego o objętości 1400 m sześc.
Kolejna grupa to średnio- i niskoaktywne odpady długożywotne o objętości ok. 1000-2000 m sześc., a także wysokoaktywne, krótkożywotne odpady ok. 360 m sześć. np. stal, i inne elementy metalowe, które po wytraceniu radioaktywności (np. 5 lat dla stali) będą nadawać się do normalnej przeróbki.
Ilość użytego paliwa wygenerowanego w BWRX-300 jest w prostej zależności od wzbogacenia i poziomu wypalenia paliwa (czyli ilości wyprodukowanej energii) oraz w mniejszym stopniu od zarządzania przeładowaniami paliwa w trakcie eksploatacji i jego ilość odpowiadać będzie oszacowaniom jak powyżej.
Reaktor BWRX-300 nie będzie więc na jednostkę wyprodukowanej energii generował więcej użytego paliwa, czyli to co nazywamy wysokoaktywnymi odpadami radioaktywnymi niż elektrownia „wieloskalowa”.
Jaka jest strategia Orlenu w składowaniu takich odpadów? Czy grupa planuje budowę własnych magazynów?
Polskie prawo jednoznacznie reguluje, iż ustawowo umocowanym operatorem państwowym zagospodarowującym odpady jest państwowy Zakład Unieszkodliwiania Odpadów Promienotwórczych, który będzie odbierał paliwo od operatorów jądrowych. Tylko on może prowadzić politykę w tym zakresie budować magazyny itp.
Szczegółowe rozwiązania związane z gospodarką użytym paliwem są następujące: użyte paliwo po wyładowaniu z rdzenia zostaje przeniesione do basenu wewnątrz obudowy reaktora dla tymczasowego przechowywania i chłodzenia użytego paliwa. Czas przebywania użytego paliwa w tym basenie to minimum 8 lat.
Po 8 latach wychłodzone kasety paliwowe zastaną przeniesione do wielozadaniowego przechowalnika użytego paliwa typu „suchego”, tzn. pasywnie chłodzonego powietrzem. Przechowalnik taki będzie mógł przechowywać użyte paliwo przez okres kilkudziesięciu lat na terenie elektrociepłowni BWRX-300 w specjalnie zaprojektowanym magazynie.
Następnie przechowalnik ten będzie mógł być użyty jako kontener do transportu użytego paliwa do geologicznego składowiska użytego paliwa. Geologiczne składowisko użytego paliwa zostanie opracowane wspólnie z programem „dużego atomu”. Metody geologicznego przechowywania zużytego paliwa są te same dla paliwa reaktorów typu wrzącego jak BWRX-300 i dla reaktorów ciśnieniowych, PWR, które planuje „duży atom”.
Co się zaś tyczy średnio- i niskoaktywnych odpadów radioaktywnych, podkreślić należy, że BWRX-300 jest zaprojektowany ze specjalną uwagą na minimalizację strumienia średnio- i niskoaktywnych odpadów radioaktywnych. Cały obieg materiałów stałych, płynnych i gazowych będzie zarządzany przy pomocy rygorystycznego monitorowania i efektywnego odseparowania wszystkich radioaktywnych materiałów przekraczających graniczne wartości.
Średnio- i niskoaktywne odpady stałe będą podzielone na trzy kategorie ich obróbki i minimalizacji masy i objętości:
- Przetwarzanie zużytej żywicy ;
- Przetwarzanie osadów radioaktywnych ;
- Składowania odpadów stałych w wyodrębnionym magazynie odpadów na terenie elektrociepłowni BWRX-300.
Zakłada się, że po okresie eksploatacji reaktora BWRX-300, lub w terminie uzgodnionym z kompetentnymi instytucjami, wszystkie nisko- i średnio-aktywne odpady radioaktywne będą skompaktowane i przetransportowane do końcowego składowiska odpadów nisko- i średnio-aktywnych.
Postępowanie z wypalonym paliwem będzie zgodne z Krajowym Planem postępowania z odpadami promieniotwórczymi i wypalonym paliwem jądrowym
Czy rozważany jest recykling odpadów radioaktywnych i użycie ich do ponownego zasilenia reaktorów?
Jest bardzo prawdopodobne, że w okresie eksploatacji reaktorów BWRX-300 rozwinie się dostatecznie technologia przeróbki użytego paliwa i wówczas zużyte paliwa zostanie przetransportowane do zakładu przeróbki paliwa jądrowego w celu odzyskania uranu i pierwiastków transuranowych, które mogą być paliwem dla reaktorów IV generacji. W tym przypadku ilość i objętość wysokoaktywnych odpadów radioaktywnych zmniejszy się znaczne, kosztem zwiększenia strumieni średnio- i nisko-aktywnych odpadów.
Wszystko zależeć będzie od opłacalności. Dzisiejsza, istniejąca technologia recyklingu użytego paliwa jest droższa w porównaniu z cenami paliwa bez recyklingu. Jeśli ceny uranu na rynku wzrosną a technologia recyklingu się rozwinie, recykling będzie rzeczą oczywistą i konieczną. Recykling użytego paliwa może wielokrotnie obniżyć użycie „świeżego” uranu, teoretycznie do 20-30 razy.
Rozmawiał Jacek Perzyński
Gajda: Ambitne plany jądrowe Polski mogą wymagać składowiska odpadów radioaktywnych (ROZMOWA)
