Wyniki wyszukiwania - BazTech

1

Safeguard w małych reaktorach modularnych −SMR

Rzymkowski Krzysztof

Postępy Techniki Jądrowej

|

2022

|

z. 2

22--28

PL

W opracowaniu przedstawiono podstawowe cechy systemu zabezpieczeń w projektowanych Małych Reaktorach Modularnych – SMR. Rozpowszechnienie małych reaktorów jądrowych budzi uzasadnioną obawę przed ewentualnym rozprzestrzenieniem materiałów jądrowych. Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej (MAEA) opracowuje zalecenia dotyczące kontroli tych materiałów w nowo powstających małych reaktorach o bardzo różnorodnych konstrukcjach na etapie projektowania.

EN

The paper presents the basic features of the safeguard at the designed Small Modular Reactors – SMR. The spreading of small nuclear reactors gives rise to a well-founded fear of the possible proliferation of nuclear material. The International Atomic Energy Agency (IAEA) is developing recommendations for the control of these materials in newly developed small reactors of a wide variety of designs at the design stage.

2

Natural zeolite as a replacement for resin in the cation exchange process of cesium on post-irradiated nuclear fuel

Ginting Aslina Br., Siti Amini, Noviarty, Yanlinastuti, Nugroho Arif, Boybul

Nukleonika

|

2021

|

Vol. 66, No. 1

11--19

EN

Characterization of natural salts from Bayah, Lampung, and Tasikmalaya, Indonesia has been carried out as a substitute for synthetic resins. The characteristics include zeolite activation with NH4Cl, and heated at 200C, the bond stability test of 137Cs-zeolite, chemical composition analysis, surface area, pore size, analysis of Cs cation exchange capacity (CEC), diffusion coeffi cient (Di), activation energy (Ea), and absorption of three zeolites. To do this, pipette 50 l of a standard solution of 137Cs from the National Institute of Standards and Technology (NIST), put in, 2 ml of 0.1 N HCl, and then add 1 g of zeolite and stir each for 1, 2, 3, 4, 5, and 24 h. Based on this stirring time, the 137C isotope will exchange ions with NH4-zeolite to 137Cs-zeolite in the solid phase. The content of 137Cs in 137Cs-zeolites (solid phase) was analysed using a gamma spectrometer. The results of the chemical composition analysis showed that the character of zeolite from Lampung has a Si/Al ratio, with a CEC value of 1.448 mEq/g which is greater than Bayah and Tasikmalaya, while the Di and Ea values for the three select types were obtained almost the same. Moreover, the stability test of the Cs ion bond with zeolite showed no signifi cant release of Cs ions from the zeolite structure. It can be concluded that the three soloists tested that the zeolite from Lampung has better characters. The results of 137Cs isotope separation in 150 l of U3Si2/Al fuel solution post-irradiation using zeolite from Lampung and Dowex resins obtained almost the same recovery around 98–99%, so it can be concluded that zeolite from Lampung can be used as a substitute for synthetic resin in the cation exchange process for the 137Cs isotope in nuclear fuel post-irradiated.

3

Efektywność termodynamiczna i ekonomiczna innowacyjnych hierarchicznych gazowo-gazowych elektrowni jądrowych z wysokotemperaturowym reaktorem i helem jako czynnikiem obiegowym

Bartnik Ryszard, Kowalczyk Tomasz

Nowa Energia

|

2021

|

nr 2

44--54

PL

Budowa energetyki jądrowej jest bezwzględnie konieczna i to z wielu powodów. (1) Jest przyjazna środowisku, jest bowiem bezemisyjnym źródłem elektryczności. Nie emituje w ogóle pyłów, związków siarki, azotu, dwutlenku węgla. (2) Zapewnia przy tym, co szalenie ważne, stabilne zasilanie odbiorców w energię elektryczną przez cały rok. W energię, bez której współczesna cywilizacja nie może istnieć. Roczny czas wykorzystania mocy elektrowni jądrowych przekracza bowiem 8000 h (należy przypomnieć, że rok liczy 8760 h). (3) Co więcej, paliwa jądrowego: uranu, plutonu i toru wystarczy na wiele setek lat, gdy natomiast zasoby węgla i gazu w coraz szybszym tempie się wyczerpują.

4

Elektrownia Jądrowa Cernavoda – rumuńskie doświadczenia z technologią CANDU

Nowicki Jacek

Energetyka

|

2021

|

nr 1

26--41

PL

W Rumunii pracuje jedyna na kontynencie europejskim Elektrownia Jądrowa Cernavoda (rum. Centrala Nucleară de la Cernavodă) wykorzystująca kanadyjską technologię reaktorów energetycznych CANDU 6. W reaktorach tego typu paliwem jest niewzbogacony uran, zaś chłodziwem i moderatorem ciężka woda. EJ Cernavoda pokrywa około 20% zapotrzebowania na energię elektryczną w krajowym systemie elektroenergetycznym Rumunii, przyczyniając się do redukcji emisji CO2 o około 10 milionów ton rocznie. Obecnie w elektrowni pracują dwa bloki jądrowe, każdy o mocy elektrycznej 706 MW, uruchomione kolejno w latach 1996 i 2007. Pierwotne plany przewidywały budowę jeszcze trzech kolejnych jednostek, z których w przyszłości ostatecznie powstać mają jeszcze dwie. W artykule opisano historię powstania EJ Cernavoda i jej dotychczasową eksploatację. Obszernie scharakteryzowano kanadyjską technologię reaktorów energetycznych CANDU.

EN

Cernavoda Nuclear Power Plant (Centrala Nucleară de la Cernavodă) in Romania – using the Canadian technology of power reactors CANDU 6 – is the only one of this type working on the European continent. In such reactors the fuel is natural uranium and heavy water works as the coolant and the moderator. NPP Cernavoda covers about 20% of electric energy demand in the Romanian national power system, contributing to the CO2 emission reduction by around 10 million tonnes per year. At present, there are two nuclear units (of 706 MW capacity each) working in the plant, commissioned in the years 1996 and 2007 respectively. It was originally planned to build three more units but finally it was decided to build only two in the future. Presented is the history of how the NPP Cernavoda originated and its up to now conducted operation. Described is extensively the Canadian technology of CANDU power reactors.

5

Oznaczanie wybranych zanieczyszczeń obecnych w wodach obiegu pierwotnego podczas normalnej eksploatacji elektrowni jądrowej

Chajduk E., Kulisa K., Samczyński Z.

Przemysł Chemiczny

|

2016

|

T. 95, nr 5

934--937

PL

Opracowano procedury wydzielania, zatężania i oznaczania wybranych jonów, które mogą być wykorzystywane do oceny procesów fizykochemicznych zachodzących podczas normalnej eksploatacji elektrowni jądrowej. Woda jest niezbędna do prawidłowej pracy elektrowni jądrowej. Może ona być jednak silnie agresywnym medium w kontakcie z materiałami konstrukcyjnymi, co prowadzi m.in. do obniżenia szczelności i wytrzymałości prętów paliwowych i materiałów układu pierwotnego reaktora, a tym samym do powstawania źródeł skażeń. Czystość wody używanej w eksploatacji reaktora jest więc istotnym czynnikiem wpływającym na procesy korozji elementów konstrukcyjnych.

EN

Four H₃BO, Li, transition metal ions and anions-containing model solns. were treated either with an anion exchange resin or with a cation-chelating agent and then analyzed by spectroscopic methods for anions and cations present in the pre-treated soln. samples. The procedure based on chelating the cations was more efficient at detn. of transition metal ions.

6

Strategiczny projekt badawczy Narodowego Centrum Badań i Rozwoju. Technologie wspomagające rozwój bezpiecznej energetyki jądrowej. Zadanie nr 4: Rozwój technik i technologii wspomagających gospodarkę wypalonym paliwem i odpadami promieniotwórczymi

Fuks L., Oszczak A.

Postępy Techniki Jądrowej

|

2015

|

z. 2

16--28

PL

NCBR założył, że Projekt będzie realizowany w postaci dziesięciu niezależnych zadań badawczych. Trzy z nich koordynował Instytut Chemii i Techniki Jądrowej w Warszawie. Niniejsza publikacja przedstawia zadanie nr 4: Rozwój technik i technologii wspomagających gospodarkę wypalonym paliwem i odpadami promieniotwórczymi. Cele szczegółowe były następujące: − metody wyodrębniania plutonu i długożyciowych aktynowców; − metody skracania okresu rozpadu promieniotwórczego komponentów wypalonego paliwa w reaktorach na neutrony prędkie lub metodami transmutacji; − opracowanie nowych technologii przerobu i postępowania z nisko- i średnioaktywnymi odpadami promieniotwórczymi; − opracowanie nowych technologii zmniejszenia radiotoksyczności odpadów promieniotwórczych, w tym metodami radiochemicznymi; − opracowanie fizyko-chemicznych podstaw technologii kondycjonowania odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa; − wykorzystywanie wyodrębnionych pierwiastków z wypalonego paliwa do wytwarzania prekursorów paliwa dla reaktorów nowej generacji. Dodatkowym i szczególnie cennym rezultatem prowadzonych prac było wykształcenie młodej kadry badawczej, która stanie się naukowym zapleczem dla powstającego w Polsce programu budowy energetyki jądrowej.

EN

Main objectives of the Project were the scientific and development studies on techniques and technologies supporting management and storage of spent nuclear fuel and radioactive wastes formed in course of exploitation of the nuclear power plants with special emphasize of Polish nuclear industry. The detailed goals of the Project were: − separation of plutonium and other long-lived actinides; − decreasing the decay period of the radioactive components of spent nuclear fuel in the fast neutron reactors and/or by transmutation; − new technologies for reprocessing of the low- and medium-level radioactive wastes; − hybride processes for the purification of the radioactive wastes; − reducing radiotoxicity of the radioactive wastes by radiochemical methods; − physico-chemical conditioning technologies of the radioactive wastes and spent nuclear fuels; − fuel precursors for the IV generation reactors based on main components recovered from the spent nuclear fuels. Apart from the scientific goals, probably important aim of the Project was to create new generation of specialists needed for the development of nuclear energy industry in Poland.

7

Możliwe źródła zaopatrzenia w paliwo potencjalnych elektrowni jądrowych w Polsce

Smakowski T., Wołkowicz S., Miecznik J. B.

Zeszyty Naukowe Instytutu Gospodarki Surowcami Mineralnymi i Energią PAN

|

2013

|

nr 85

295--307

PL

Plany rozwoju energetyki jądrowej w Polsce spowodowały kolejną falę zainteresowania występowaniem rud uranu w Polsce. Obecnie uran nie jest traktowany jako surowiec strategiczny i Polska potencjalnie może go pozyskać na zasadach rynkowych. Stąd też niniejsza analiza geologiczno-gospodarcza wystąpień uranu w Polsce nawiązuje ściśle do aktualnych światowych trendów w geologii i gospodarce uranem. Postępujący rozwój technologii odzysku uranu i nacisk na efektywność ekonomiczną przedsięwzięć górniczo-przeróbczych spowodowały, że zainteresowanie budzą przede wszystkim złoża występujące na powierzchni terenu lub na bardzo małych głębokościach (złoża kalkretowe, w granitach/alaskitach i typu metasomatycznego) nadające się do taniej eksploatacji metodą odkrywkową, złoża typu piaskowcowego nadające się do eksploatacji metodą podziemnego ługowania, występujące do głębokości 500 m, oraz bardzo bogate złoża związane z niezgodnościami proterozoicznymi lub polimetaliczne złoża w brekcjach hematytowych. Dotychczas największymi producentami uranu były Kanada i Australia, ale od 2008 r. największym producentem został Kazachstan, dynamicznie rozwijający produkcję żółtego keku ze złóż w piaskowcach metodą ługowania in situ. Także państwa afrykańskie, przede wszystkim Namibia i Niger, oraz Rosja i Uzbekistan należą do poważnych producentów światowych. Natomiast kraje Europy środkowo-zachodniej, będące w przeszłości ważnymi dostawcami uranu (Francja, b. Czechosłowacja, b. NRD) praktycznie zaprzestały wydobycia na swoim terenie, co było spowodowane wyczerpaniem się zasobów złóż z jednej strony i restrykcyjnymi względami środowiskowymi z drugiej. Wystąpienia uranu w Polsce znane są z dolnoordowickich łupków dictyonemowych obniżenia podlaskiego (typ łupków czarnych) i triasowych piaskowców syneklizy perybałtyckiej (złoża typu piaskowcowego). Głębokość występowania, niskie zawartości (łupki ordowiku), bardzo duża zmienność okruszcowania (piaskowce triasu) powodują, że nie mają one złożowego znaczenia i mogą być klasyfikowane co najwyżej jako wystąpienia rud U o niewielkich zasobach o charakterze prognostycznym lub perspektywicznym, występujące w trudnych warunkach geologiczno-górniczych oraz środowiskowo-krajobrazowych.

EN

The latest plans to develop a nuclear energy industry in Poland led to revival of interest in domestic uranium reserves. However, in the meantime uranium lost its status of a strategic raw material which opened possibilities to import that commodity. This makes it necessary to conduct geological-economic analysis of Polish uranium deposits in close reference to current world trends in development and management of uranium resources. The recent developments in technology ot uranium production and market requirements for economic efficiency of mining operations and processing focus on deposits occurring at the surface or shallow depths (calcrete deposits, those related to granites/alaskites or of the metasomatic type) suitable for inexpensive open-pit mining, deposits of the sandstones type at depths not greater than 500 m and suitable for mining by underground leaching, and very rich deposits related to Proterozoic unconformities or hematite breccias. Canada and Australia had been the main uranium producers until 2008 when the first place has been taken over by Kazakhstan thanks to dynamic growth of its production of yellow cake from sandstone uranium deposits mined by in situ leaching. The other leading producers include Namibia, Niger and some other African countries, as well as Russia and Uzbekistan. In turn, several important suppliers from the past (as e.g. France, former Czechoslovakia or former East Germany) have practically ceased out the production due to exhaustion of economic resources and/or environmental restrictions. In Poland uranium mineralization has been found in Lower Ordovician Dictyonema Shale in the Podlasie Depression (deposit of the black shale type) and Triassic Sandstones in the Peribaltic Syneclise (deposit of the sandstone type). The depth of burial combined with low concentrations of uranium (Ordovician Shale) and very high variability in mineralization (Triassic sandstones) make these deposits uneconomic and classifiable as uranium ore occurrences with limited resources and of prognostic or perspective importance, additionally limited by geological-mining conditions and environmental restrictions.

8

Od produkcji do składowania paliwa jądrowego : aspekty techniczne

Kocańda W.

Przegląd Mechaniczny

|

2013

|

nr 11

34--40

PL

W związku z rosnącym zapotrzebowaniem energetycznym przy jednoczesnym wzroście wymogów ochrony środowiska w Unii Europejskiej czynniki ekonomiczne zmuszają do pozyskiwania energii z innych źródeł niż węgiel. Autor wskazuje, że w Polsce konieczna będzie budowa elektrowni jądrowych. Energetyka jądrowa wymaga rygorystycznego spełniania warunków bezpieczeństwa nie tylko przy budowie i eksploatacji elektrowni jądrowych, ale także przy pozyskaniu surowca oraz odpowiedniej gospodarki odpadami promieniotwórczymi i składowaniem zużytego paliwa. Te zagadnienia zostały przedstawione między innymi na przykładzie przodującej szwedzkiej atomistyki, z którą Autor zapoznał się bezpośrednio podczas swojego pobytu w Szwecji. Autor zwraca uwagę na konieczność podjęcia w Polsce na szerszą skalę kształcenia w tej dziedzinie nie tylko specjalistów od energetyki jądrowej, ale także studiujących na wydziałach mechanicznych uczelni technicznych. Wiedza z tej dziedziny zwiększy też społeczną akceptację budowy w Polsce elektrowni jądrowych.

EN

Due to growing energy demand and strengthening regulations of environmental protection in the EU, economic factors make it necessary to obtain energy from sources other than coal. The Author points out that building nuclear power stations in Poland will be necessary. Nuclear power requires rigorous compliance with safety requirements not oniy during construction and maintenance of nuclear power stations, but also when it comes to extracting raw material and in regards to appropriate management of radioactive waste and storing used fuel. These issues were presented, among others, on the example of the leading Swedish atomism, with which the Author became acquainted during his stay in Sweden. The Author draws attention to the necessity of educating not only specialists in the field of nuclear power, but also those studying at mechanical departments of technical universities in Poland. He highlights that sound knowledge in this field will increase social acceptance of constructing nuclear power plants in Poland.

9

MOX and UOX Fuel Melt Margin for European Pressurized Reactor

Stręciwilk P. O., Darnowski P., Dominiak A., Domański R.

Journal of Power Technologies

|

2013

|

Vol. 93, nr 3

169--177

EN

Safety of Nuclear Power Plants (NPP) is the most important issue during its design and maintenance. Crucial area is nuclear isle where irradiated elements occur. During severe accidents in nuclear reactor core very dangerous is possibility of fuel melt which can lead to release of enormous amounts of radioactive elements. Nowadays Uranium Oxide fuels (UOX) as well as Mixed Oxides fuels (MOX) is under consideration for operating existing and planned NPPs. In this paper prepared Thermal-Hydraulics (TH) model and reliable thermal conductivity of UOX and MOX fuels relations are used for the margin to melt for UOX and MOX fuels calculations. This evaluation is performed for European Pressurized Reactor (EPR) geometry and thermophysical parameters.

10

Thorium nuclear fuel - thoron aspect

Zagórski Z. P., Głuszewski W.

Nukleonika

|

2010

|

Vol. 55, No. 3

407-408

EN

The communication reports a serious complication connected with preparation, storage and transportation of fuel for thorium and uranium/thorium nuclear reactors. Whereas uranium fuel of any degree of enrichment is free from radium, which produces radon-222, thorium itself produces thoron (radon-220). Measurement of thoron by a routine ionization-chamber device around a small sample of 2 g thorium dioxide shows already the health endangerment situation. The presence of thoron is also confirmed by a typical solid state dosemeter (polymer CR-39), exposed to the air around ThO2 and etched afterwards with warm NaOH solution. The unavoidable presence of thoron can cause increase of price of production of nuclear fuel, demanding special approach to the method of manufacture.

11

Nuclear fissile fuels worldwide reserves

Chmielewski A. G.

Nukleonika

|

2008

|

Vol. 53, suppl. 2

11--14

EN

The paper reports on the present evaluation of uranium reserves and discusses different possibilities of the efficiency of fissile fuel use including the possibility of fuel reprocessing, MOX fuel application and breeder reactors deployment. The possibility of thorium applications and uranium extraction from law grade ores and other material streams (phosphoric acid, copper leaching solution) are discussed as well.

12

Wykorzystanie toru w energetyce jądrowej

Chwaszczewski S., Kilim S., Mądry M.

Polityka Energetyczna

|

2007

|

T. 10, spec. 2

97-112

PL

Obecnie stosowane technologie w energetyce jądrowej wykorzystują głównie, jedyny występujący w przyrodzie, izotop rozszczepialny - U235. W naturalnym uranie izotop ten stanowi 0,72% ogólnej masy uranu. Pozostała część to nierozszczepialny neutronami termicznymi izotop U238. Wprawdzie niewielka ilość tego izotopu, pod wpływem neutronów, ulega przekształceniu w rozszczepialny izotop Pu239, ale w rezultacie tylko około 1% wydobywanego ze środowiska uranu ulega rozszczepieniu i jest wykorzystywana do wytwarzania energii. Reszta idzie do odpadów. Jest to rozrzutna gospodarka tym surowcem energetycznym. Możliwość wykorzystania nierozszczepialnego izotopu U238 do wytwarzania rozszczepialnego izotopu Pu239 i Pu241 zwiększy zasoby energetyczne uranu ponad pięćdziesiąt razy. Jeszcze większe zasoby energetyczne są zawarte w torze. Pod wpływem neutronów powstaje z toru rozszczepialny izotop U233. Wykorzystanie toru jako materiału paliworodnego pozwoli zwiększyć zasoby energetyczne paliw jądrowych ponad stukrotnie w porównaniu do zasobów uranu wykorzystywanych w obecnych technologiach. Wykorzystanie zarówno U238 jak i Th232 w energetyce jądrowej wymaga zastosowania nowych technologii reaktorów energetycznych - reaktorów, w których przeprowadzano by procesy jądrowe wytwarzające z materiałów paliworodnych paliwo jądrowe. Są to w przypadku wykorzystania U238 reaktory powielające na neutronach prędkich - FBR (Fast Breeder Reactor). W przypadku wykorzystania toru procesy te mogą być prowadzone w odpowiednio przystosowanych do tych celów reaktorów wykorzystujących neutrony termiczne: lekkowodnych (PWR i BWR), reaktorach ciężkowodnych (PHWR-CANDU) oraz w budowanych obecnie reaktorach wysokotemperaturowych. W pracy przedstawiono podstawowe informacje o reakcjach jądrowych prowadzących do uzyskania izotopów rozszczepialnych w procesie naświetlania toru neutronami w reaktorze energetycznym, własności tych izotopów jako paliwa jądrowego, wykorzystanie toru w cyklach paliwowych reaktorów energetycznych oraz zalet i utrudnień w realizacji tego zamierzenia.

EN

Present-day nuclear power reactors are based mainly on U235 fission for power generation. The abundance of this isotope is only 0,72% in natural uranium, the rest is U238 isotope, non fissionable by thermal neutrons. The small amount of fission takes place in fissionable isotope Pu239 which was created during irradiation of U238 by neutrons. Finally, only about 1% of uranium extracted from environment is used in fission processes and is used for energy generation. The remains go to wastes. This way most of nuclear material is dissipated. Possibility of effective use of non fissionable isotope U238 to generate fissionable isotopes Pu239 and Pu241 will enlarge world energy resources of the uranium over fifty times. Much greater energy-resources are contained in thorium. Irradiation of thorium with neutrons leads to fissionable U233 production. Application of these processes for energy generation will enlarge the world nuclear energy resources more then hundredfold. The utilization both U238 and/or Th232 in the nuclear power generation demands use of new technologies of power reactors - reactors in which the "fertile" materials as U238 or Th232 can be transformed into fissile isotopes Pu239, Pu241 and U233. In case of U238 use for plutonium generation the breeder reactor with high energy neutrons FBR (Fast breeder reactor) can be used. In case of thorium fuel cycle, in which U233 isotope created is, the slightly modified power reactors (e.g. PWR, BWR, CANDU) can be used. The presented paper gives the basic information about nuclear reactions which lead to generation of fissionable isotopes by irradiation of thorium or depleted uranium (uranium with lover concentration of U235- mostly 0,2%) with neutrons in power reactors, properties of these isotopes as a nuclear fuel, experience with up to date use of thorium in power reactors and benefits and challenges of such technology.

13

Wspieranie energetyki odnawialnej w Wielkiej Brytanii a rozwiązania krajowe

Syroka M.

Biuletyn Urzędu Regulacji Energetyki

|

2005

|

nr 4

60-66

PL

Dnia 18 kwietnia 2005 r. została opublikowana długo oczekiwana ustawa z 4 marca 2005 r. o zmianie ustawy – Prawo energetyczne oraz ustawy – Prawo ochrony środowiska.1] Ustawa ta dokonuje znaczącej przebudowy wielu obszarów sektora energetycznego, a szczególnie korzystne regulacje wprowadza wobec podsektora odnawialnych źródeł energii elektrycznej (OZE). Najistotniejszą zmianą wynikającą z obecnie wprowadzanych rozwiązań jest umożliwienie sprzedaży świadectw pochodzenia, będących dokumentami potwierdzającymi wytworzenie określonej ilości energii elektrycznej w źródle odnawialnym, niezależnie od sprzedaży energii elektrycznej. Towarzyszy temu nałożenie na przedsiębiorstwa energetyczne, sprzedające energię elektryczną odbiorcom końcowym, obowiązku zakupu świadectw pochodzenia. Ustalono przy tym również alternatywny sposób wypełnienia obowiązku poprzez wniesienie opłaty zastępczej. Wprowadzeniu nowych mechanizmów nie towarzyszy natomiast wycofanie tych istniejących dotychczas, tak więc w rezultacie w dalszym ciągu funkcjonuje, w nieco zmodyfikowanej formie, obowiązek zakupu energii z OZE. Podstawowym instrumentem wspierania OZE w Polsce stał się jednak nowo wprowadzony mechanizm, oparty na obowiązkowym nabywaniu świadectw pochodzenia, a właściwie praw z nich wynikających. Należy przypuszczać, że będzie on determinować rozwój krajowego rynku OZE w dłuższym horyzoncie czasowym. Niniejszy tekst przedstawia rozwiązania brytyjskie, wktórych od ponad trzech lat wykorzystywane są mechanizmy analogiczne do obecnie wdrażanych w Polsce. Wiedza ta może być pomocna przy dokonywaniu oceny rozwiązań funkcjonujących w kraju, a także dzięki niej możliwe jest zweryfikowanie oczekiwań co do efektów, jakie mogą przynieść te mechanizmy w naszych warunkach.

14

Gospodarka wypalonym paliwem reaktorów energetycznych - technologie, ekonomika, środowisko

Chwaszczewski S.

Polityka Energetyczna

|

1999

|

T. 2, z. 1-2

65-79

PL

Przeprowadzone analizy zbilansowania podaży i popytu na energię elektryczna w Polsce wskazują na konieczność wykorzystania po około 2020 roku jądrowych surowców energetycznych. Dążenie do zrównania poziomów życia społeczeństwa Polski ze społeczeństwami sąsiednich krajów Unii Europejskiej wymusi wzrost zapotrzebowania na energie elektryczną. Kraj nasz nie będzie obszarem wykorzystania niespotykanych w innych krajach energooszczędnych technologii. Jednocześnie rosnące koszty wydobycia krajowego węgla przy rosnących wymaganiach ochrony środowiska wymuszą stosowanie czystych ekologicznie surowców energetycznych: gazu i paliw jądrowych. Uniezależnienie się od dostawców gazu i zmian cen tego surowca wymusi poważne rozważenie opcji energetyki jądrowej. Biorąc pod uwagę te aspekty, przeprowadzone w 1997 roku przez PSE SA i Instytut Energetyki analizy określiły zapotrzebowanie na produkcję energii elektrycznej z elektrowni jądrowych w 2050 roku w Polsce na 158 TW×h rocznie w scenariuszu dolnym i 209 TW×h rocznie w scenariuszu górnym. Wytworzenie takiej ilości energii elektrycznej wymaga uruchomienia elektrowni jądrowych o mocy 22 GW w scenariuszu dolnym i 29 GW w scenariuszu górnym. Zakładając 60-letni okres eksploatacji tych elektrowni jądrowych oraz współczynnik wykorzystania 85%, przeprowadzono analizy gospodarki wypalonym paliwem z tych reaktorów. Zgodnie z dokumentem EUR (European Utility... 1995) założono wykorzystanie w Polsce reaktorów wodnych nowej generacji, z wypaleniem paliwa uranowego do 55 GWdni na tonę uranu i 50 GWdni na tonę HM w paliwie MOX, z możliwością wykorzystania w reaktorze do 50% załadunku paliwa MOX. Przeanalizowano opcję składowania wypalonego paliwa w przechowalnikach, a następnie ich ostateczne składowanie w głębokich formacjach geologicznych. Przeanalizowano również opcję przerobu wypalonego paliwa i wykorzystania odzyskanego plutonu w paliwie MOX. Zakładając stały poziom cen przeprowadzono oszacowania kosztów gospodarki wypalonym paliwem w obu opcjach przy stopie dyskonta 0,5 i 10% w przeliczeniu na 1MW×h sprzedanej energii elektrycznej (wykorzystanie na potrzeby własne i poziom strat w sieci - 15%). Koszt gospodarki wypalonym paliwem bez przerobu wynosi od 2 do 4 zł/MW×h, natomiast w opcji przerobu wypalonego paliwa od 8 do 12 zł/MW×h (poziom cen 1998 rok). Wykazano, że wzrost stopy dyskonta prowadzi do zmniejszenia kosztów gospodarki wypalonym paliwem reaktorów energetycznych. W referacie przedstawiono wyniki analiz radioaktywności, energii promieniowania oraz radiotoksyczności wypalonego paliwa w porównaniu z naturalnymi pierwiastkami radioaktywnymi znajdującymi się w środowisku. Wykazano, że po 1000-letnim okresie "studzenia" wypalonego paliwa wielkości te są zbliżone do odpowiednich parametrów promieniowania naturalnego środowiska. Wykazano także - wbrew rozpowszechnionej opinii - że wykorzystanie uranu w reaktorze jądrowym zmniejsza bilans radioaktywności środowiska.

EN

Proposals of systematics of the methods of energy intensity analysis in national economy on the base of international comparison are given in this paper. The definitions of macroeconomic and energy quantities, which are used in energy intensity analysis are described. Differences of energy and macroeconomic data aggregations applied by international organisations are discussed in detail. Problems of obtaining comparable data as regards subject and object are reported. Definitions of new quantities useful for energy intensity analysis are presented. Conception of estimating method of energy consumption in financial expression is reported. Definitions of indices for energy intensity assesment in national economy are given. Conception of so-called structural energy intensity indices based on regression equation analysis and describing links between GDP and energy consumption is presented. Methodical problems connected with calculating annual average growth rate of macroeconomic and energy quantities and elasticity indices of energy consumption with respect to GDP are described. Methodical considerations are illustrated by calculation results for OECD countries.