Elektroenergetyka.pl

Przewodnicz¹cy Komitetu Energetyki J¹drowej SEP Przewidywany rozwój energetyki j¹drowej1) Historiê rozwoju energetyki j¹drowej dzieli siê zwykle i deregulacja rynku energii elektrycznej wywo³a³a niepew- na kilka okresów, w których wystêpuj¹ reaktory o innych noœæ przedsiêbiorstw energetycznych i doprowadzi³a do konstrukcjach, budowane z punktu widzenia osi¹gania ró¿- zaostrzenia konkurencji. Nadwy¿ki mocy zainstalowanej przy jednoczesnym zmniejszeniu tempa wzrostu zapotrze- I generacja reaktorów energetycznych. Pierwsz¹ gene- bowania na energiê elektryczn¹, poprawa sprawnoœci wy- racjê stanowi³a grupa reaktorów energetycznych o konstruk- twarzania energii elektrycznej w wyniku postêpu techno- cjach przejêtych po wojnie z programów wojskowych, przy- logicznego, niskie ceny paliw — g³ównie gazu, zmniejszo- stosowanych do produkcji plutonu. G³ówn¹ ich cech¹ cha- ne wsparcie finansowe ze strony bud¿etów pañstwowych, rakterystyczn¹ by³a mo¿liwoœæ dokonywania prze³adunków zmieni³y w istotny sposób sytuacjê energetyki j¹drowej.
paliwa w czasie pracy reaktora bez koniecznoœci jego wy- Przedsiêbiorstwa energetyczne zaczê³y wyraŸnie pre- ³¹czania. By³y to reaktory grafitowe, ch³odzone wod¹ lub ferowaæ opcje o niskich nak³adach inwestycyjnych, krót- dwutlenkiem wêgla, pracuj¹ce na uranie naturalnym lub kich cyklach budowy, niskim poziomie ryzyka finansowe- s³abo wzbogaconym. Nale¿a³y do nich reaktory: MAGNOX go, a wiêc takie, które zapewniaj¹ szybki i pewny zwrot w W. Brytanii, GCR we Francji, CANDU w Kanadzie, RBMK kapita³u. Warunków tych nie spe³nia³y elektrownie j¹dro- w ZSRR. Ten etap rozwoju „przeskoczy³y” Stany Zjedno- we. Do tego dosz³y obawy i uprzedzenia spo³eczne wywo- czone wprowadzaj¹c do energetyki od razu reaktory typu ³ane awariami (Three Mile Island — 1979, Czarnobyl — PWR (równie¿ przejête z konstrukcji reaktorów wojskowych 1986). To wszystko wywo³a³o reakcjê przedsiêbiorstw ener- s³u¿¹cych do napêdu ³odzi podwodnych).
getycznych i przemys³u j¹drowego, które podjê³y wspólne II generacja reaktorów energetycznych. G³ównym za- dzia³ania nad opracowaniem nowej, ulepszonej generacji daniem reaktorów nale¿¹cych do tego pokolenia jest reaktorów, g³ównie lekkowodnych, okreœlonych mianem najbardziej efektywne wytwarzanie energii elektrycznej.
ALWR. W opracowaniu oparto siê na wieloletnich doœwiad- Do tej grupy reaktorów nale¿¹ najbardziej dziœ rozpowszech- czeniach w budowie i eksploatacji reaktorów LWR. Wpro- nione reaktory lekkowodne typu PWR i BWR.
wadzane zmiany i ulepszenia maj¹ wiêc charakter „ewolu- III generacja reaktorów energetycznych. W po³owie lat cyjny” i ukierunkowane s¹ g³ównie na zwiêkszenie bezpie- 80. zainicjowano prace badawcze i projektowe nad now¹, czeñstwa eksploatacji (obni¿enie prawdopodobieñstwa ulepszon¹ generacj¹ reaktorów j¹drowych zwan¹ genera- powa¿nego uszkodzenia rdzenia reaktora) oraz podwy¿sze- cj¹ III. Prace koncentruj¹ siê g³ównie nad ulepszaniem re- nia efektywnoœci ekonomicznej (obni¿enie kosztów budo- aktorów lekkowodnych, st¹d nazwa tego typu reaktorów — ALWR (Advanced Light Water Reactors).
Zwiêkszenie bezpieczeñstwa uzyskano g³ównie poprzez Opracowano kilka typów reaktorów tej generacji: ABWR wprowadzenie szeregu pasywnych elementów, ale równie¿ (General Electric), APWR (Westinghouse), AP 600 (We- poprzez podjêcie innych œrodków, jak: zmniejszenie gêsto- stinghouse), EPP 1000, EPR (Nuclear Power International), œci mocy w rdzeniu, zwiêkszenie iloœci wody w obiegu pier- 80+ (ABB Combustion Engineering), BWR 90 (ABB Atom), wotnym, dywersyfikacjê Ÿróde³ zasilania elektrycznego, modernizacjê uk³adów sterowania i zabezpieczeñ itp.
Podjêcie prac badawczych i projektowych nad III gene- Podwy¿szenie efektywnoœci ekonomicznej uzyskuje siê racj¹ reaktorów energetycznych by³o wywo³ane sytuacj¹, przez podjêcie szeregu dzia³añ organizacyjnych i technicz- jaka siê wytworzy³a w latach 80. w elektroenergetyce nych, jak: uproszczenie procedur licencjonowania, skróce- œwiatowej. Wprowadzana w wielu krajach prywatyzacja nie czasu budowy (do ok. 4.5 lat), wprowadzenie modu-laryzacji i standaryzacji, upraszczanie systemów bezpieczeñ-stwa, zwiêkszanie dyspozycyjnoœci elektrowni, podwy¿sza- 1) Niniejszy artyku³ stanowi drug¹ czêœæ publikacji poœwiêconej wspó³cze- nie stopnia wypalania paliwa, przed³u¿anie (do 60 lat) cza- snej energetyce j¹drowej. Czêœæ pierwsz¹ zamieœciliœmy w numerze lu- Opracowano kilka typów reaktorów tej generacji cha- Advanced Nuclear Power. Utworzona firma jest liderem rakteryzuj¹cych siê parametrami [10]: moc elektryczna — na œwiatowym rynku elektrowni j¹drowych. Zatrudnia 1530.1300 MW; bezpoœredni koszt budowy (overnight 13 000 pracowników; Francja dysponuje 66%, a Niemcy cost) — 1200.1600 USD/kW; czas budowy — 48.51 34% udzia³ów. Firma oferuje swoje reaktory w ró¿nych miesiêcy; planowany okres eksploatacji — 60 lat; dyspo- zycyjnoœæ — 87.92%; kampania paliwowa — 12.24 mie- Reaktor BWR 90. Szwedzka ga³¹Ÿ miêdzynarodowej si¹ce; wypalenie paliwa — 45.60 MW/kg U.
szwajcarsko-szwedzkiej firmy ABB (BBC + ASEA) opraco- Do najwa¿niejszych z nich zaliczyæ mo¿na: wa³a projekt reaktora BWR 90 o mocy 1200 MW oparty ABWR — o mocy 1300 MW opracowany przez General na sprawdzonej konstrukcji i bardzo dobrych doœwiadcze- Electric, USA. Dwa reaktory ABWR o mocy jednostkowej niach eksploatacyjnych elektrowni j¹drowych budowanych 1356 MW w wersji japoñskiej (opracowanej we wspó³pra- przez ASEA-Atom, pracuj¹cych od lat w Szwecji i Finlan- cy z firmami Hitachi i Toshiba) uruchomiono w listopadzie dii. W wyniku wspó³pracy z firm¹ TVO w Finlandii opraco- 1996 i czerwcu 1997 r. w elektrowni Kashiwazaki-Kariwa.
wano zmodyfikowan¹ wersjê BWR 90+ o mocy 1500 MW, By³y to pierwsze bloki III generacji reaktorów zbudowane któr¹ zaoferowano Finlandii w zwi¹zku z planami budowy w rekordowym tempie 48 miesiêcy. W latach 2000 i 2001 rozpoczêto budowê dwóch nastêpnych bloków; planuje siê AP 600 — reaktor typu PWR o mocy 600 MW opra- budowê dalszych 8 jednostek. Rozpoczêto budowê dwóch cowany przez amerykañsk¹ firmê Westinghouse. G³ów- jednostek na Taiwanie (planowane uruchomienie w 2004 nymi cechami reaktora jest uproszczona konstrukcja, mo- r.). W Japonii rozpoczêto prace konstrukcyjne nad ABWR- dularna budowa oraz oparcie systemów bezpieczeñstwa II ulepszon¹ wersj¹ reaktora ABWR o mocy zwiêkszonej do na elementach pasywnych. Certyfikat bezpieczeñstwa 1700 MW. Da to, jak siê przewiduje, obni¿enie kosztów standardowego modelu udzielony zosta³ przez NRC w 1999 jednostkowych w wyniku efektu skali.
roku. Koncepcjê reaktora AP 600 przyjê³y Chiny w pra- System 80+ — reaktor typu PWR o mocy 1350 MW cach nad reaktorem pasywnym AC 600 (Advanced Chi- opracowany przez ABB Combustion Engineering (firma nese PWR) o mocy 610 MW. Bior¹c pod uwagê myœl kon- utworzona przez amerykañski koncern Combustion Engi- strukcyjn¹ towarzysz¹c¹ opracowywaniu koncepcji tego neering jednego z producentów reaktorów PWR oraz reaktora oraz jego w³aœciwoœci nale¿a³oby go raczej zali- szwajcarsko-szwedzki koncern ABB) na podstawie do- czyæ ju¿ do IV generacji reaktorów. Powszechnie jednak œwiadczeñ z eksploatacji reaktorów Systemu 80 osi¹- prezentowany jest w grupie ulepszonych reaktorów III ge- gaj¹cych bardzo korzystne wskaŸniki pracy. NRC (amery- kañski urz¹d dozoru j¹drowego) wyda³ w 1997 roku cer- Reaktor EPP — projekt reaktora APWR 1000 MW opra- tyfikat bezpieczeñstwa dla standardowego projektu. We cowywany od roku 1994 przez Westinghouse oraz grupê wspó³pracy z Combustion Engineering koreañski prze- towarzystw energetycznych z oœmiu krajów Europy Za- mys³ reaktorowy opracowa³ w³asn¹ modyfikacjê projektu chodniej. Celem jest ocena mo¿liwoœci zaadaptowania Systemu 80+ okreœlon¹ jako Korean Standard Nuclear Plant technologii reaktorów Westinghouse’a z pasywnymi uk³a- (KSNP). Dwa pierwsze jego bloki po 1000 MW zosta³y dami bezpieczeñstwa do wymagañ bezpieczeñstwa euro- uruchomione w 1998 roku, cztery nastêpne znajduj¹ siê pejskich towarzystw energetycznych (European Utility Re- w budowie, a cztery w przygotowaniu do rozpoczêcia bu- quirements). Reaktor EPP 1000 podobnie jak AP 600 cha- rakteryzuje siê znacz¹co wy¿szym poziomem bezpieczeñ- Na podstawie doœwiadczeñ z pracuj¹cymi ju¿ blokami stwa ni¿ obecnie pracuj¹ce reaktory PWR z uwagi na za- przyst¹piono do opracowania zmodyfikowanego przez stosowanie pasywnych uk³adów bezpieczeñstwa.
przemys³ koreañski reaktora o mocy 1450 MW okreœlane- WWER 640 i WWER 1000. Rosyjskie firmy Atomener- go jako Korean Next Generation Nuclear Reactor (KGNR), goprojekt i Gigropress opracowa³y reaktor typu APWR oznaczanego równie¿ jako APR 1400. Reaktory tego typu o mocy 640 MW z du¿ym udzia³em pasywnych elemen- tów w systemie bezpieczeñstwa. Rosyjski dozór j¹drowy EPR (European Power Reactor) — reaktor typu APWR udzieli³ licencji na budowê takiego reaktora w Sosnowym opracowany przez NPI (Nuclear Power International) spó³- Borze (pod Petersburgiem) oraz na pó³wyspie Kola (pod Mur- kê utworzon¹ w 1989 roku przez dwa koncerny — fran- mañskiem). Opracowano ulepszon¹ wersjê pracuj¹cych cuski Framatome i niemiecki Siemens w celu rozwoju dzisiaj reaktorów WWER 1000; zaoferowano je Chinom, reaktora nowej generacji. Projekt wstêpny zakoñczono Iranowi i Indiom; takie 2 bloki planuje siê wybudowaæ w w 1997 roku. W 1998 roku podniesiono moc nominaln¹ z 1500 MW do 1750 MW. Projekt przygotowywano w Do reaktorów III generacji zalicza siê te¿ unowoczeœniane œcis³ej wspó³pracy z urzêdami dozoru j¹drowego obu kra- przez przemys³ kanadyjski ciê¿kowodne reaktory typu CAN- jów w celu ujednolicenia wymagañ, tak aby mo¿na by³o DU. Dwie takie jednostki CANDU-6 o mocy 728 MW ka¿- uzyskiwaæ pozwolenia na budowê reaktorów w obu kra- da znajduj¹ siê w budowie w Quinshan, Chiny. Unowocze- jach bez potrzeby przystosowywania projektów do wy- œniony typ CANDU-9 o mocy 935 MW uzyska³ w 1997 magañ krajowych. W zwi¹zku z sytuacj¹ energetyki j¹- roku licencjê od kanadyjskiej komisji dozoru j¹drowego.
drowej w Europie Zachodniej, szczególnie trudnej w Niem- Trwaj¹ prace nad now¹ generacj¹ reaktorów (NG-CANDU) czech, bran¿e atomowe Framatomu i Siemensa po³¹czy³y o mocy 1300 MW — ma on pracowaæ z nieco wzbogaco- siê w styczniu 2001 roku w joint venture — Framatome nym uranem i ch³odzeniem lekk¹ wod¹.
IV generacja reaktorów energetycznych. O ile rozwój III mo¿liwoœæ zastêpowania starych, koñcz¹cych swój ¿ywot generacji polega³ na wprowadzaniu ulepszeñ i raczej umiar- elektrowni wêglowych (najczêœciej s¹ to niewielkie elek- kowanych zmian w konstrukcji reaktorów LWR, zmian opar- tych na dotychczasowych doœwiadczeniach eksploatacyj- Warunki wspó³pracy z systemem elektroenergetycznym.
nych i kontynuacji trendów rozwojowych, o tyle reaktory Terminy budowy kolejnych elektrowni j¹drowych mo¿na IV generacji maj¹ mieæ charakter nowatorski, s¹ otwarte lepiej dopasowaæ do wzrostu zapotrzebowania mocy w na nowe koncepcje i zasadnicze zmiany w dzia³aniu reak- systemie. Nie ma ograniczeñ w³¹czania do s³abych syste- torów w porównaniu z aktualn¹ praktyk¹.
mów elektroenergetycznych (du¿e jednostki w³¹czane do Wiele z nich to reaktory wodne ma³ej i œredniej mocy niewielkiego systemu wymagaj¹ tworzenia odpowiednio o oryginalnych rozwi¹zaniach konstrukcyjnych. Zalicza siê du¿ej rezerwy mocy w systemie) — jest to szczególnie wa¿- do nich równie¿ nowe konstrukcje reaktorów ciê¿kowod- ne w niewielkich krajach s³abo rozwiniêtych.
nych, grupê reaktorów HTR ch³odzonych helem oraz reak- Koszty. Wymagaj¹ ni¿szych nak³adów kapita³owych o szybszym zwrocie. Ryzyko ekonomiczne jest roz³o¿one na Wielu ekspertów jest zdania, ¿e wielkie, ciê¿kie, prze³a- kilka mniejszych jednostek. U³atwiona jest prefabrykacja dowane du¿¹ iloœci¹ systemów bezpieczeñstwa reaktory przemys³owa i produkcja seryjna; wytwarzanie fabryczne wodne III generacji wyczerpa³y ju¿ swoje mo¿liwoœci roz- ca³ych jednostek reaktorowych pozwala na podwy¿szenie woju i maj¹ niewielkie szanse skutecznego konkurowania jakoœci ich wykonania z jednoczesnym obni¿eniem kosztów ekonomicznego w ró¿norakich warunkach gospodarczych produkcji; stypizowane modu³y reaktorowe mog¹ byæ trans- ró¿nych krajów. Widz¹ oni przysz³oœæ energetyki j¹drowej portowane na miejsce budowy; typizacja upraszcza i skraca w radykalnym odejœciu od aktualnych trendów i znalezie- procedury licencyjne, co pozwala na znaczne skrócenie cy- niu nowych rozwi¹zañ reaktorów, które by³yby prostsze, klu budowy i obni¿enie jej kosztów; czynniki te mog¹ skom- tañsze i bardziej bezpieczne. Tak powstaje koncepcja reak- pensowaæ efekt skali (zwiêkszenie jednostkowego kosztu w ma³ych reaktorach w porównaniu z du¿ymi), tak ¿e kosz- O ile konstrukcje reaktorów III generacji opiera³y siê ty wytwarzania mog¹ byæ porównywalne z kosztami w du- na dotychczasowych rozwi¹zaniach i stanowi³y jedynie ¿ych jednostkach, a nawet mniejsze.
ich udoskonalone wersje, dziêki czemu mo¿na unikn¹æ Wiele reaktorów SMR typu PWR projektuje siê w sy- budowy i d³ugotrwa³ych badañ prototypów („ewolucyj- stemie zintegrowanym (rdzeñ reaktora umieszczany jest ny” kierunek zmian); o tyle reaktory IV generacji zrywaj¹ w zbiorniku reaktorowym wspólnie z wytwornic¹ pary), co z utartymi szablonami: poszukuje siê ca³kiem nowych czyni zbêdnymi ruroci¹gi obiegu pierwotnego.
pomys³ów i rozwi¹zañ (innovative designs). W porówna- Westinghouse pracuje nad reaktorem IRIS typu zin- niu z reaktorami III generacji zmiany maj¹ mieæ charak- tegrowanego o ma³ej mocy 100.300 MW. Argentyñski ter „rewolucyjny”. W generacji III dominowa³a tendencja reaktor CAREM (moc prototypu — 27 MW) jest ch³o- do budowy reaktorów coraz to wy¿szych mocy, aby wy- dzony wod¹ w obiegu naturalnym i wyposa¿ony jedynie korzystaæ efekt skali, natomiast w generacji IV odwrotnie w pasywne systemy bezpieczeñstwa. W Korei P³d. opra- — panuje opinia, ¿e stawiane cele ³atwiej bêdzie osi¹- cowuje siê reaktor SMART typu PWR w uk³adzie zinte- gn¹æ przy mniejszych reaktorach: ma³ej (do 300 MW) growanym o mocy cieplnej 330 MW — podjêto ju¿ decy- zjê o budowie ma³ej instalacji pilotowej o mocy cieplnej Istnieje wiele czynników, które sprawiaj¹, ¿e budowa 65 MW. Japoñski Instytut Energii Atomowej opracowuje reaktorów ma³ej i œredniej mocy (SMR — Small and Me- reaktor w systemie zintegrowanym o mocy 300 MW na dium Reactors) mo¿e byæ korzystniejsza ni¿ budowa reak- bazie okrêtowego reaktora MRX. Koncern Toshiba wspól- torów du¿ej mocy. Zaliczyæ do nich mo¿na: nie z Uniwersytetem Tokijskim opracowuj¹ ma³y reaktor Bezpieczeñstwo. W reaktorach tych ³atwiej jest instalo- typu BWR o mocy w zakresie 100.300 MW z natural- waæ pasywne systemy bezpieczeñstwa. £atwiej te¿ oprzeæ nym obiegiem wody ch³odz¹cej i pasywnymi systemami odprowadzanie ciep³a powy³¹czeniowego na konwekcji na- turalnej. Mo¿na wiêc znacznie zredukowaæ w nich syste- W Rosji opracowano projekty kilku reaktorów ma³ej my bezpieczeñstwa. Mimo to s¹ one generalnie bezpiecz- mocy: reaktor KLT-40C o mocy 35 MW, pêtlowy ch³odzony niejsze od reaktorów du¿ej mocy. Bezpieczeñstwo jest do- wod¹ pod ciœnieniem; reaktor basenowy typu PWR Ruta- datkowo podwy¿szone dziêki z regu³y ni¿szym parametrom 55; reaktor typu PWR o mocy cieplnej 15 MW UNITHERM; technicznym (temperatura, ciœnienie, gêstoœæ mocy). St¹d zintegrowany reaktor typu PWR oparty na technologii materia³y i elementy reaktorów s¹ bardziej odporne na na- reaktorów okrêtowych ABV-6 o mocy 6 MW; reaktor ra¿enia mechaniczne, cieplne i j¹drowe. W czasie awarii VK-300 typu BWR bêd¹cy powiêkszon¹ wersj¹ reaktora reaktory te stwarzaj¹ mniejsze zagro¿enia. Bardziej bez- doœwiadczalnego VK-50. W opracowaniu jest reaktor œred- pieczne reaktory mog¹ byæ lokalizowane bli¿ej miast, co niej mocy VPBER-600 w systemie zintegrowanym.
u³atwia lub w ogóle umo¿liwia wykorzystanie ich jedno- W Instytucie Energii J¹drowej pod Pekinem opracowa- czeœnie jako Ÿród³a ciep³a grzewczego.
no reaktor typu PWR w systemie zintegrowanym o mocy Poziom ochrony œrodowiska naturalnego. Wymagaj¹ one cieplnej 200 MW, NHR-200 dla wytwarzania ciep³a grzew- mniej wody ch³odz¹cej (co jednoczeœnie zwiêksza zbiór czego oraz odsalania wody morskiej. W Europie siedem mo¿liwych lokalizacji). Mniejsza iloœæ ciep³a odpadowego instytucji badawczych oraz przemys³owych we wspó³pra- jest ³atwiej rozpraszana w œrodowisku. Istnieje wiêksza cy z Uniwersytetem Tokijskim stworzy³o zespó³ sponsoro- wany przez Komisjê Europejsk¹ do badania mo¿liwoœci W Chinach w grudniu 2001 roku osi¹gn¹³ krytycz- opracowania reaktora LWR o wysokiej sprawnoœci cieplnej noœæ pierwszy reaktor doœwiadczalny HTR o mocy cieplnej pracuj¹cego z nadkrytycznymi parametrami pary podobnie 10 MW. Reaktory HTR maj¹ byæ wykorzystywane do pro- do stosowanych w najbardziej nowoczesnych elektrowniach dukcji energii elektrycznej oraz jako Ÿród³a ciep³a proceso- parowych. Parametry pary na wyjœciu reaktora osi¹ga³yby temperaturê 374°C przy ciœnieniu 22 MPa. Pozwoli³oby to W USA nad reaktorami HTR pracuj¹ zespo³y w MIT oraz osi¹gn¹æ sprawnoœæ ciepln¹ ok. 44%.
w Idaho National Engineering Laboratory. Reaktor ma byæ Trwaj¹ równie¿ prace nad reaktorami HWR IV gene- przeznaczony do produkcji ciep³a procesowego, ale rów- racji. Przemysl kanadyjski podj¹³ prace projektowe nad nie¿ do produkcji wodoru i odsalania wody morskiej [11].
reaktorem CANDU-X o niewielkiej mocy z podwy¿szon¹ Grupa firm: rosyjska (Minatom), francuska (Framatome), sprawnoœci¹ dziêki parametrom nadkrytycznym ch³odziwa.
amerykañska (General Atomics) i japoñska (Fuji Electric) Ma³y reaktor AHWR o mocy 235 MW jest obecnie projek- nawi¹za³a wspó³pracê w celu opracowania reaktora HTR towany w Indiach. Bêdzie on moderowany ciê¿k¹ wod¹, z turbin¹ helow¹ (GT-HTR) o mocy cieplnej 600 MW do ch³odzony lekk¹ wrz¹c¹ wod¹ oraz przystosowany do u¿y- produkcji energii elektrycznej z wysok¹ sprawnoœci¹ ciepl- n¹ (47%). Najwiêksze ostatnio zainteresowanie budzi pro-jekt budowy reaktora wysokotemperaturowego zwanegoPBMR (Pebble Bed Modular Reactor) przez firmê Eskom w Afryce P³d. Wspó³pracuj¹ z ni¹ przy projekcie firmy amery-kañskie (Exelon) i brytyjskie (BNFL). Blok reaktora z turbin¹ Protoplastami reaktorów wysokotemperaturowych HTR helow¹ ma mieæ moc 120 MW, sprawnoœæ — 43%, tem- by³y reaktory gazowe: Magnox w W. Brytanii, GCR we Fran- peratura helu przed turbin¹ — 900°C. Koszt inwestycyjny cji. Pierwsza w œwiecie elektrownia zawodowa uruchomiona ocenia siê na 1000 USD/kW, a koszt produkcji energii elek- w 1956 roku w Calder Hall, W. Brytania, wyposa¿ona by³a w reaktory gazowe ch³odzone CO i moderowane grafitem.
W celu osi¹gniêcia wy¿szych temperatur rozpoczêto w la-tach 60. budowaæ reaktory doœwiadczalne ch³odzone helem.
Takie reaktory uruchomiono w Niemczech (AVR, 13 MW),w USA (Peach Bottom, 40 MW, Fort St. Vrain, 330 MW), Prace nad reaktorami na neutronach prêdkich rozpo- w W. Brytanii (Dragon, 20 MW mocy cieplnej) [5]. Wszystkie czêto w póŸnych latach 40. w USA, ZSRR, W. Brytanii i Francji. Pierwszym w œwiecie reaktorem j¹drowym u¿y- W Niemczech na podstawie bardzo dobrych rezultatów tym jako Ÿród³o ciep³a w instalacji do wytwarzania energii badañ w reaktorze AVR (temperatura helu na wylocie elektrycznej by³ reaktor prêdki ch³odzony sodem (EBR-1, z rdzenia — 750°C) zbudowano w latach 80. prototypowy USA, 200 kW, 1951). W latach 1950—1970 uruchamiano reaktor THTR o mocy 300 MW z paliwem uranowo-toro- instalacje badawcze i niewielkie doœwiadczalne reaktory wym. Z ró¿nych powodów, g³ównie politycznych, reaktor w szeregu krajów: USA (EBR-II, Fermi), ZSRR (BR-10, BR- nie zosta³ uruchomiony. Na fali ograniczania rozwoju ener- 60), Francja (Rapsodie), Niemcy (KNK-II), Japonia (Joyo), getyki j¹drowej w koñcu lat 70. i w latach 80. zmala³o W. Brytania (DFR). W nastênych latach powstawa³y ju¿ zainteresowanie przemys³u reaktorami HTR. W ostatnich reaktory demonstracyjne lub prototypowe o wiêkszej mocy: we Francji (Phenix, 270 MW), w W. Brytanii (PFR, Reaktory HTR, nad którymi siê obecnie pracuje nale¿y 250 MW), w ZSRR (BN-350, 150 MW; BN-600, 600 MW), zaliczyæ do IV generacji reaktorów. Charakteryzuj¹ siê one w USA (FFTF), w Indiach (PFBR, 500 MW), w Japonii (Mon- wysokim stopniem bezpieczeñstwa j¹drowego (znacznie ju-II). Ukoronowaniem rozwoju by³o uruchomienie we Francji wy¿szym ni¿ w reaktorach wodnych); bardzo niskim stop- zawodowej elektrowni Superphenix o mocy 1200 MW, która niem zagro¿enia radiacyjnego nawet w przypadku awarii przepracowa³a z powodzeniem wiele lat zanim, z ró¿nych reaktora (szczelne elementy paliwowe, nieaktywuj¹cy siê zreszt¹ powodów — g³ównie ekonomicznych, zosta³a wy- hel); mo¿liwoœci¹ budowy modu³ów o niewielkiej mocy.
³¹czona. W wyniku takiego rozwoju w pe³ni opanowano Trwaj¹ prace badawcze w krajach Unii Europejskiej (Fran- technologiê budowy i eksploatacji reaktorów prêdkich.
cja, W. Brytania, Holandia), USA, Rosji, Chinach, Japonii, G³ównymi trudnoœciami z jakimi siê borykano, praktycznie P³d. Afryce. Zwykle s¹ to stanowiska doœwiadczalne z re- we wszystkich instalacjach, by³y k³opoty ze szczelnoœci¹ aktorami ze z³o¿em usypanym (kulowym) oraz turbin¹ he- wymienników ciep³a sód/woda w drugim (nieaktywnym) W Japonii w listopadzie 1998 r. osi¹gn¹³ krytycznoœæ Do niedawna uwa¿ano, ¿e trzecim pokoleniem reakto- reaktor doœwiadczalny HTTR o mocy cieplnej 30 MW.
rów bêd¹ reaktory prêdkie. Rozwój reaktorów prêdkich for- Zebrane doœwiadczenia maj¹ pos³u¿yæ do opracowania re- sowano w pocz¹tkach lat siedemdziesi¹tych, kiedy to prze- aktora do produkcji energii elektrycznej o mocy cieplnej widywano bardzo znaczny rozwój energetyki j¹drowej na 600 MW z turbin¹ helow¹. W reaktorze doœwiadczalnym œwiecie i obawiano siê szybkiego wyczerpania zapasów przewiduje siê przetestowanie mo¿liwoœci wykorzystania uranu. Reaktory prêdkie mog³yby wtedy pracowaæ jeszcze ciep³a z reaktora j¹drowego do produkcji metanolu i wodo- bardzo d³ugo, wykorzystuj¹c pluton z paliwa wypalonego ru drog¹ reformingu parowego metanu.
w reaktorach termicznych oraz ogromne zapasy uranu zubo¿onego, zmagazynowane w zak³adach wzbogacania W wyniku zaobserwowanych nieszczelnoœci wymien- uranu jako odpady produkcyjne. Zmniejszenie tempa roz- nika sód/woda zosta³ wy³¹czony w koñcu 1995 r. W Korei woju energetyki j¹drowej w stosunku do planowanego oraz P³d. zakoñczono w 2002 r.projekt reaktora Kalimer o mocy zmniejszenie zapotrzebowania na energiê elektryczn¹ stwo- 150 MW. Aktualnie opracowuje siê koncepcjê reaktora ADS rzy³o ju¿ w koñcu lat siedemdziesi¹tych nowa sytuacjê.
Hyper. W Rosji, w Bie³ojarsku planuje siê budowê nastêp- W wyniku zmniejszonego zapotrzebowania na uran jego nego z serii reaktorów prêdkich BR-800 o mocy 800 MW.
ceny gwa³townie spad³y. Wprowadzenie reaktorów prêd- Przewiduje siê uruchomienie go ok. 2010 r. Pracuje siê nad kich odsuniêto na dalsz¹ perspektywê. W przysz³oœci trze- koncepcj¹ reaktora o mocy ok. 1600 MW. W mniejszych ba bêdzie jeszcze rozstrzygn¹æ czy i ewentualnie, kiedy reaktorach doœwiadczalnych (Brest-300) bada siê mo¿liwo- reaktory prêdkie bêd¹ w stanie wygraæ konkurencjê z nie- œci ch³odzenia reaktorów o³owiem lub eutektyk¹ o³owio- w¹tpliwie ulepszonymi ju¿ znacznie reaktorami termiczny- wo-bizmutow¹ zamiast sodu. W innych stanowiskach do- mi z podwy¿szonym wspó³czynnikiem konwersji. Koszty œwiadczalnych bada siê transmutacje transuranowców, jak przerobu paliwa z reaktorów prêdkich bêd¹ prawdopodob- równie¿ problemy zwi¹zane z u¿yciem reaktora do odsala- nie znacznie wy¿sze ni¿ z reaktorów termicznych (dzisiaj nia wody morskiej. W Chinach, w 1997 r. ukoñczono pro- technologia przerobu paliwa wypalonego w reaktorach prêd- jekt reaktora CEFR o mocy 25 MW. Aktualnie znajduje siê kich nie jest jeszcze przemys³owo opanowana). Koszty on w budowie — jego ukoñczenie przewiduje siê w 2005 r.
budowy reaktora prêdkiego, wg dzisiejszych ocen, s¹ ok.
W W. Brytanii, firma BNFL zajmuje siê projektem rdzenia, 50% wy¿sze ni¿ reaktora termicznego. W takiej sytuacji obliczeniami cieplno-przep³ywowymi oraz opracowywaniem reaktory termiczne mog³yby wygraæ konkurencjê z reakto- paliwa dla reaktora ch³odzonego gazem w systemie ADS.
rami prêdkimi, nawet gdyby ceny paliwa wzros³y kilkakrot- W Indiach opracowano projekt reaktora PFBR o mocy 500 nie w porównaniu z obecnymi. Znaczne podwy¿szenie ceny MW. Budowê planowano rozpocz¹æ w 2003 r. [1].
paliwa spowodowa³oby jednoczeœnie du¿y wzrost produk-cji uranu i jego rezerw (op³acalne sta³oby siê uzyskiwanieuranu z ubo¿szych rud). Motywacja wprowadzania reakto- rów prêdkich uleg³aby dalszemu os³abieniu.
Pomimo tych niezbyt zachêcaj¹cych do dalszych badañ czynników, w wielu krajach prowadzi siê prace badawcze W 2000 r. z inicjatywy USA powsta³o forum grupuj¹ce nad reaktorami prêdkimi. Nale¿a³yby one do IV generacji kilkanaœcie krajów (m.in. USA, Argentyna, Brazylia, Kana- reaktorów. Wspólnym celem tych prac badawczych jest da, Francja, Japonia, Korea P³d., P³d. Afryka, W. Brytania) obni¿enie kosztów budowy i eksploatacji reaktorów, pod- pod skrócon¹ nazw¹ GIF (Generation IV International wy¿szenie sprawnoœci i bezpieczeñstwa reaktorowego, Forum), maj¹ce na celu wspó³pracê w zakresie rozwoju zwiêkszenie odpornoœci na proliferacjê materia³ów roz- reaktorów IV generacji [12]. IAEA (Miêdzynarodowa Agen- szczepialnych, uproszczenie cyklu paliwowego.
cja Energii Atomowej z siedzib¹ w Wiedniu) oraz NEA (Agen- Zw³aszcza du¿o uwagi poœwiêca siê badaniom mo¿li- cja Energii Atomowej afiliowana przy OECD) maj¹ status woœci „wypalania” w tych reaktorach promieniotwórczych obserwatorów. Opracowano „mapê drogow¹” (roadmap), pierwiastków transuranowych o bardzo d³ugich okresach wg której bêd¹ identyfikowane nowe koncepcje reaktorów, ¿ycia, zawartych w produktach rozszczepienia. Bada siê równie¿ mo¿liwoœci zast¹pienia sodu jako ch³odziwa o³o- W 2002 r. wyselekcjonowano szeœæ tematów badaw- wiem lub eutektyk¹ o³owiowo-bizmutow¹. Nieszczelnoœci czych do wspó³pracy miêdzynarodowej i ka¿dy z nich przy- w wymiennikach sód/woda wprowadzaj¹ groŸbê ich wy- dzielono jednemu z krajów, który ma byæ liderem organi- buchu z uwagi na gwa³townoœæ reakcji sodu z wod¹.
zuj¹cym wspó³pracê. USA przypad³y reaktory prêdkie Du¿ym zainteresowaniem badaczy cieszy siê koncep- ch³odzone gazem, Szwajcarii — reaktory prêdkie ch³odzo- cja tzw. systemu hybrydowego ADS (Accelerator Driven ne o³owiem, Japonii — reaktory prêdkie ch³odzone sodem, System), w którym praca reaktora prêdkiego skojarzona Kanadzie — reaktory wodne z parametrami nadkrytycz- jest z akceleratorem cz¹stek. Reaktor pracuje w stanie lek- nymi pary, Francji — reaktory o bardzo wysokiej tempera- kopodkrytycznym, neutrony konieczne do osi¹gniêcia kry- turze gazu. Nikt jak dotychczas nie podj¹³ siê pilotowa- tycznoœci powstaj¹ w wyniku reakcji wywo³anych wyso- nia badañ nad reaktorami ch³odzonymi stopionymi solami.
koenergetycznymi cz¹stkami z akceleratora. System taki Celem jest doprowadzenie tych szeœciu koncepcji ró¿- bêdzie siê charakteryzowa³, jak siê przewiduje, bardzo wy- nego typu reaktorów do takiego poziomu rozwoju, ¿eby sokim stopniem bezpieczeñstwa i zmniejszon¹ iloœci¹ od- ok. 2030 r. mo¿liwe by³o ich wdra¿anie.
Pod auspicjami IAEA powsta³ miêdzynarodowy program Prace badawcze prowadzone s¹ w kilku krajach.
badawczy o nazwie INPRO (International Project on Inno- We Francji, w starym ju¿ reaktorze doœwiadczalnym vative Nuclear Reactors and Fuel Cycles) [13]. Impuls do Phenix prowadzi siê badania transmutacji w strumieniu neu- stworzenia programu da³a rezolucja Konferencji Generalnej tronów d³ugo¿yj¹cych pierwiastków zawartych w odpa- IAEA we wrzeœniu 2000 r., a poparcie przysz³o ze strony dach promieniotwórczych. Studiuje siê równie¿ koncepcje Zgromadzenia Ogólnego NZ w postaci rezolucji przyjêtej reaktorów prêdkich ch³odzonych gazem. W Japonii, reak- 14 grudnia 2001 r., gdzie podkreœlono potrzebê miêdzy- tor Monju o mocy 280 MW osi¹gn¹³ krytycznoœæ w 1994 narodowej wspó³pracy nad rozwojem nowych technologii roku, a w lecie 1995 roku pod³¹czony zosta³ do sieci.
j¹drowych i rolê IAEA przy organizowaniu tej wspó³pracy.
Ogólnym celem programu jest zapewnienie, ¿e energia Wytwarza siê coraz wiêcej paliwa MOX wykorzystu- j¹drowa bêdzie w stanie pomóc zaspokoiæ potrzeby ener- j¹c pluton uzyskany z przerobu paliwa wypalonego. Wiele getyczne œwiata w XXI wieku i przyczyniæ siê do jego reaktorów LWR zdoby³o ju¿ licencje na wykorzystywa- zrównowa¿onego rozwoju. W realizacji programu bierze nie paliwa MOX, zwykle w iloœci 20—50% zawartoœci aktywny udzia³ 12 krajów i UE, a nastêpne 12 krajów przy- rdzenia. Zgodnie z porozumieniem zawartym miêdzy Rosj¹ jê³o status obserwatorów. W pierwszym etapie pracy skon- a USA w 1998 roku ka¿da ze stron przeznaczy po 50 ton centrowano siê na okreœleniu wymagañ zgrupowanych w plutonu z zapasów wojskowych na wytworzenie paliwa piêciu obszarach: ekonomika, bezpieczeñstwo, ekologia, MOX. Specjalne zak³ady do przetwarzenia tego plutonu w proliferacja, opinia publiczna. W dalszych etapach opracu- paliwo MOX s¹ budowane i w USA, i w Rosji.
je siê kryteria i metody oceny spe³niania tych wymagañprzez ró¿ne zaproponowane nowatorskie rozwi¹zania.
Zasadniczym Ÿród³em wysokoaktywnych odpadów pro- mieniotwórczych jest wypalane w reaktorze paliwo j¹dro- Œwiatowa energetyka j¹drowa zu¿ywa obecnie ok.
we. Docelowo odpady te zostan¹ pogrzebane w sk³ado- 65 tys. t uranu naturalnego rocznie. Uran ten pozyskiwany wiskach sta³ych zlokalizowanych kilkaset metrów pod jest ze Ÿróde³ pierwotnych (kopalnie rud uranu) oraz ziemi¹ w g³êbokich pok³adach geologicznych. Od wielu wtórnych (nagromadzone wczeœniej zapasy oraz przerób lat poszukuje siê odpowiednich lokalizacji. Po znalezie- wysokowzbogaconego uranu wojskowego na paliwo reak- niu lokalizacji musi byæ przeprowadzonych szereg badañ torowe). Ze Ÿróde³ pierwotnych w 2002 r. uzyskano „in situ” w celu oceny jej przydatnoœci. Prace takie prowa- ok. 36 tys. t uranu naturalnego (tab. 1). W za³o¿eniu utrzy- dzone s¹ w wielu krajach (m.in. Belgii, Finlandii, Francji, mania wydobycia na obecnym poziomie wielkoœæ zasobów rud uranu (pewnych i mo¿liwych w kategoriach kosztów Przewiduje siê, ¿e w latach 2010—2040 w kilkunastu do 130 USD [5]) wystarczy³aby na ok. 50 lat.
krajach rozpocznie siê eksploatacja ostatecznych sk³ado- Istniej¹ bardzo du¿e iloœci uranu w skorupie ziemskiej wisk wysokoaktywnych odpadów. Koszt budowy takich zbyt jednak rozproszonego, aby jego wydobycie by³o dzi- g³êbokich sk³adowisk jest bardzo wysoki i bêdzie pokryty siaj op³acalne. Mo¿na znacznie zwiêkszyæ dostêpne zaso- z funduszy gromadzonych od lat z odpisów od sprzedawa- by uranu poprzez siêgniêcie do ubo¿szych rud. Zwiêksze- nej energii elektrycznej (np. w USA u¿ytkownicy energii nie kosztu uzyskania uranu bêdzie mia³o ma³y wp³yw na dop³acaj¹ 0,1 cUSD do ka¿dej kWh na konto tego fundu- koszt energii elektrycznej, gdy¿ udzia³ kosztów surowców szu). Obecnie wypalone paliwo mo¿e byæ czasowo sk³a- uranowych w koszcie wytwarzanej w elektrowni j¹drowej dowane w zintegrowanej postaci przy elektrowniach (lub energii elektrycznej jest bardzo ma³y (4.5% [7]).
poza nimi) w basenach wodnych lub suchych kontenerach W 1994 roku rozpoczêto realizacjê rosyjsko-amery- ch³odzonych powietrzem. Innym rozwi¹zaniem jest podda- kañskiego programu „Megatony na megawaty”. W ramach nie paliwa wypalonego procesowi przerobu chemicznego programu nastêpuje zredukowanie liczby wojskowych w celu odzyskania niewypalonego uranu i plutonu oraz g³owic j¹drowych, a odzyskiwany w ten sposób wysokow- zmniejszenia objêtoœci odpadów. Wtedy odpady w postaci zbogacony uran jest przetwarzany na paliwo reaktorowe.
ciek³ej s¹ magazynowane na terenie zak³adów przerobu Do 2002 r. przetworzono 7 tys. g³owic j¹drowych z 20 tys.
paliwa w specjalnych niekoroduj¹cych zbiornikach nawet przeznaczonych do likwidacji do 2013 r. [6]. Czêœæ uzyski- kilkadziesi¹t lat. Od dawna opanowane s¹ technologie ich wanego w Rosji uranu wykupywana jest przez USA i inne zatê¿ania, zestalania (poprzez zeszkliwienie) i zamykania firmy zachodnie. Przewiduje siê, ¿e w najbli¿szych latach w metalowych gilzach w celu umieszczenia g³êboko pod uran z g³owic j¹drowych bêdzie pokrywaæ du¿¹ czêœæ œwia- ziemi¹ w sztolniach ostatecznego sk³adowiska. Poszuki- towego zapotrzebowania na uranowe paliwo reaktorowe.
wania lokalizacji na ostateczne sk³adowiska oraz ich bada-nia prowadzone s¹ niezbyt intensywnie, gdy¿ odpady czyto w zintegrowanej postaci wypalonych kaset paliwowych, czy w ciek³ej postaci pozosta³oœci po chemicznym przero-bie, mog¹ jeszcze kilkadziesi¹t lat przebywaæ w tymczaso- wych sk³adowiskach. Czym d³u¿ej bêd¹ tam pozostawaæ, tym ³atwiejszy i tañszy bêdzie proces ich pakowania, prze- wo¿enia i lokowania w ostatecznych sk³adowiskach, gdy¿ intensywnoœæ ich promieniowania z czasem maleje.
Podstawowym zagadnieniem ekonomicznym energety- ki j¹drowej jest jej konkurencyjnoœc wobec innych metod wytwarzania energii elektrycznej, przede wszystkim wo- bec elektrowni opalanych wêglem kamiennym i gazem.
gii koszty te s¹ niezwykle wra¿liwe na zmiany cen gazu.
Zagadnienia te od dawna s¹ przedmiotem sporów. Nie Nikt dzisiaj nie jest w stanie przewidzieæ, jak bêd¹ ros³y mo¿na dzisiaj generalnie stwierdziæ, w jakich elektrow- ceny gazu w najbli¿szych dziesiêcioleciach. St¹d ma³a wia- niach energia elektryczna produkowana jest taniej. Zale¿y to od lokalnych warunków, relacji ekonomicznych panuj¹- Dosyæ ³atwo jest przewidzieæ kierunek zmian innych cych w danym kraju. W krajach Dalekiego Wschodu w elek- warunków maj¹cych wp³yw na koszty. Zaostrzanie przepi- trowniach j¹drowych energia wytwarzana jest taniej.
sów odnoœnie do bezpieczeñstwa pracy elektrowni j¹dro- W Europie Zachodniej (z wyj¹tkiem niektórych krajów) wy- wej jak i do przechowywania odpadów promieniotwór- twarzana jest dro¿ej, przynajmniej jeœli chodzi o nowe, nie- czych bêdzie prowadziæ do zwiêkszenia kosztów wytwa- zamortyzowane jeszcze elektrownie j¹drowe.
rzania w elektrowni j¹drowej. Konsekwentna realizacja Sprawa konkurencyjnoœci ekonomicznej ma szczegól- zobowi¹zañ miêdzynarodowych odnoœnie do ograniczania nie du¿e znaczenie przy opracowywaniu prognoz rozwoju emisji CO jak i koniecznoœæ uwzglêdniania w porówna- elektroenergetyki, zwykle na d³ugie dziesiêciolecia. W ob- niach ekonomicznych kosztów zewnêtrznych bêdzie sprzy- liczeniach porównawczych wysokoœæ kosztów produkcji jaæ opcji j¹drowej. Bior¹c to wszystko pod uwagê mo¿na energii elektrycznej w ró¿nego typu elektrowniach (wêglo- stwierdziæ, ¿e porównania ekonomiczne ró¿nych opcji dla wych, gazowych, j¹drowych) mo¿e decydowaæ o wyborze d³u¿szej perspektywy czasowej obdarzone s¹ tak wysokim scenariuszy rozwoju. Porównanie kosztów produkcji ener- stopniem niepewnoœci, ¿e nie mog¹ byæ one traktowane gii rozci¹ga siê na okres co najmniej 30-letni (dla aktualnie jako g³ówne kryterium wyboru wariantu scenariusza roz- budowanych elektrowni j¹drowych przewiduje siê 60-letni woju energetyki. G³ównym czynnikiem ma³ej wiarygod- okres eksploatacji). Obliczenia prowadzi siê stosuj¹c po- noœci tych porównañ jest niepewnoœæ zmian cen gazu wszechnie dzisiaj u¿ywan¹, standardow¹ metodykê ujed- w tak d³ugim okresie (minimum 30 lat). Za³o¿ony w obli- noliconych kosztów opartych na „zdyskontowanym prze- czeniach poziom cen gazu nie mo¿e byæ podstaw¹ do po- p³ywie kapita³u” (discounted cash flow). Wymaga ona przy- dejmowania strategicznych decyzji wyboru okreœlonej technologii wytwarzania energii elektrycznej na dalek¹ perspektywê. Przy wyborze wariantu rosn¹æ musi rola l tendencji do zmian kosztów paliwa w ci¹gu ca³ego po- innych czynników, jak: bezpieczeñstwo energetyczne kraju, dywersyfikacja Ÿróde³ zasilania w energiê, dostêp- l przewidywanych zmian przepisów prawnych czy innych noœæ paliw, ochrona œrodowiska itp.
okolicznoœci wp³ywaj¹cych na poziom kosztów.
W ró¿nych krajach przyjmuje siê ró¿ne wartoœci stopy dyskonta (zwykle w granicach 5.10%) zale¿nie od aktu- alnych warunków ekonomicznych i finansowych, jak rów-nie¿ od polityki energetycznej i inwestycyjnej kraju. Niska W roku 2002 Miêdzynarodowa Agencja Energii Atomo- stopa dyskonta faworyzuje warianty kapita³och³onne o ni- wej (IAEA) z siedzib¹ w Wiedniu oraz Miêdzynarodowa skim udziale kosztów paliwa w koszcie produkowanej energii Agencja Energetyczna (IEA) afiliowana przy OECD og³osi³y elektrycznej, wysoka — technologie o mniejszym udziale uaktualnione prognozy rozwoju energetyki j¹drowej do roku kapita³u, a wy¿szym kosztów paliwa. Struktura jednostko- wych kosztów wytwarzania w elektrowniach: j¹drowej, Tabela 2 przedstawia w uproszczonej formie prognozê wêglowej i gazowej ró¿ni siê zasadniczo. Udzia³ kosztów inwestycyjnych w ca³kowitych kosztach wytwarzanej energiiwynosi dla elektrowni j¹drowej 60.70%, wêglowej 40.50%, a gazowej 20.30% [8]. Tak wiêc wartoœæ przy- D³ugoterminowa prognoza rozwoju produkcji energii elektrycznej jêtej do obliczeñ porównawczych stopy dyskonta mo¿e mieædecyduj¹ce znaczenie na wybór wariantu. Wybór wartoœci stopy dyskonta przez zespo³y prowadz¹ce porównania opie- raj¹ siê czêsto na subiektywnych odczuciach autorów bez g³êbszego uzasadnienia ekonomicznego. St¹d ró¿ne zespo³y dochodz¹ czêsto do wrêcz przeciwstawnych wniosków.
Gaz sta³ siê dzisiaj g³ównym konkurentem paliwa j¹dro- wego nawet na dalsz¹ perspektywê. Koszty gazu w elek- trowni gazowej lub gazowo-parowej stanowi¹ g³ówny sk³ad- nik (60.70%) kosztów produkowanej energii. Koszty pali- wa j¹drowego s¹ stosunkowo niewielkie — ok. 20% z tym, ¿e koszt samego surowca uranowego zawartego w paliwie w postaci tzw. koncentratu uranowego stanowi jedynie4.5% kosztów wytwarzanej energii [7]. St¹d bardzo ma³a Prognoza IAEA opracowana jest w dwóch wariantach: wra¿liwoœæ kosztów wytwarzanej energii na ewentualnie silny nawet wzrost kosztów uranu. Ceny gazu stale rosn¹, Scenariusz „niski” zak³ada niebudowanie nowych a z uwagi na ich du¿y udzia³ w ca³kowitych kosztach ener- bloków j¹drowych poza tymi znajduj¹cymi siê aktualnie w budowie lub zatwierdzonymi do budowy oraz demonta¿ bloków najstarszych koñcz¹cych przewidywany okres eks- [1] Nuclear Technology Review — 2003 update. IAEA, Vienna, 2003 ploatacji. Przewiduje on 9-procentowy wzrost produkcji [2] Country Nuclear Power Profile — 2002 Edition. International energii elektrycznej w elektrowniach j¹drowych w roku 2015 [3] Reference Data Series. International Atomic Energy Agency.
(w stosunku do roku 2001) i nastêpnie jej zmniejszenie w roku 2020 do poziomu o 2% wy¿szego od produkcji [4] World Energy Outlook 2002. International Energy Agency.
w roku 2001. Zmiany te wywo³ane s¹ znacznym zwiêk- szeniem produkcji w krajach Dalekiego Wschodu oraz w [5] Celiñski Z.: Energetyka j¹drowa. PWN, Warszawa 1991 [6] Stan i tendencje rozwojowe energetyki j¹drowej na œwiecie mniejszym zakresie w krajach Europy Wschodniej. Towa- w latach 2001—2003. Pañstwowa Agencja Atomistyki, rzyszy temu zmniejszenie produkcji w Europie Zachodniej i w nieco mniejszym stopniu, w Ameryce P³n.
[7] Celiñski Z.: Paliwa j¹drowe. Archiwum Energetyki 1992, nr 2 Scenariusz „wysoki” przewiduje sta³y wzrost produk- [8] Laudyn D.: Koszty produkcji energii elektrycznej w nowych elektrowniach podstawowych w Polsce w roku 2010. Semi- cji w energetyce j¹drowej osi¹gaj¹c w 2020 roku poziom narium „Energetyka j¹drowa dla Polski”. Warszawa, 25—26 wy¿szy o 46% ni¿ w 2001 r. Wzrost ten zachodzi we wszystkich regionach, ale bardzo silnie na Dalekim Wscho- [9] Celiñski Z.: Nowa generacja elektrowni j¹drowych. Ener- dzie, znacznie s³abiej w Europie Zachodniej i Ameryce P³n.
[10] Reduction of Capital Costs of Nuclear Power Plants. NEA/ Nawet przy scenariuszu „wysokim”udzia³ energetyki j¹dro- wej w ca³kowitej produkcji energii elektrycznej w œwiecie [11] Stan i tendencje rozwojowe energetyki j¹drowej na œwiecie spada z 16,2% w roku 2001 do 14% w 2020 r.
w latach 1999—2000. Pañstwowa Agencja Atomistyki, IEA rozci¹gnê³o po raz pierwszy swoj¹ prognozê do [12] Guindon S.: Status of Work Under Generation IV Interna- roku 2030. Oparto j¹ na oficjalnych informacjach zebra- tional Forum (GIF). International Conference on Innovative nych od placówek rz¹dowych odpowiedzialnych za rozwój Technologies for Nuclear Fuel Cycles and Nuclear Power.
energetyki. Prognoza zbli¿ona jest do „niskiego” scenariu- Vienna, 23—26 June 2003. Proceedings, IAEA, Vienna [13] Mourogov V. M., Kupitz J.: Backround and Structure of the sza IAEA. Scenariusz IEA przewiduje produkcjê 2889 TWh International Project on Innovative Nuclear Reactors and w 2010 r. (nieco wy¿ej ni¿ IAEA) i zmniejszanie siê produk- Fuel Cycles (INPRO). International Conference on Innovative cji do 2758 TWh w 2020 r. (wy¿ej ni¿ IAEA) i do 2697 Technologies for Nuclear Fuel Cycles and Nuclear Power.
TWh w 2030 r. Podobnie jak w „niskim” scenariuszu IAEA Vienna, 23—26 June 2003. Proceedings, IAEA, Vienna [14] Celiñski Z.: Energetyka j¹drowa a spo³eczeñstwo. PWN, zmniejszanie produkcji w Europie Zachodniej i Ameryce P³n.
kompensowane jest w du¿ym stopniu przez wzrost pro- [15] Reference Data Series. International Atomic Energy Agency.

Source: http://elektroenergetyka.pl/upload/file/2004/3/elektroenergetyka_nr_04_03_1.pdf