12 czerwca br. na konferencji zorganizowanej przez Związek Pracodawców Polskich zaprezentowano po raz pierwszy publicznie projekt koncepcyjny nowego polskiego badawczego reaktora wysokotemperaturowego opracowany w NCBJ. Chłodzony helem reaktor dostarczy 30 MW mocy cieplnej, a temperatura helu na wyjściu pierwotnego obiegu chłodzącego osiągnie 750⁰C.
Projekt koncepcyjny reaktora badawczego, dla którego proponowana jest nazwa HTGR-POLA, został opracowany w zespole Zakładu Energetyki Jądrowej i Analiz Środowiska NCBJ pracującym pod kierownictwem prof. dr hab. Mariusza Dąbrowskiego.
Podstawowe parametry techniczne HTGR-POLA:
- Rdzeń reaktora typu pryzmatycznego składający się z sześciokątnych bloków.
- Maksymalna moc termiczna reaktora 30 MWt.
- Paliwo typu TRISO o wzbogaceniu 8-12%. Uszczegółowienie nastąpi w trakcie opracowywania projektu podstawowego po wykonaniu ostatecznych symulacji.
- Cykl paliwowy otwarty.
- Moderatorem jest grafit.
- Pierwotny obieg chłodzenia helem w wymuszonej cyrkulacji o ciśnieniu 6 MPa.
- Temperatura helu na wyjściu z reaktora 750⁰C, na wejściu 325 ⁰C.
- Wymiary zewnętrzne zbiornika ciśnieniowego reaktora to: średnica 4,1 m i wysokość 12,3m.
- Wtórny obieg chłodzenia wodno-parowy pod ciśnieniem 13,8 MPa.
- Pasywne i aktywne systemy bezpieczeństwa.
- Kontrola reaktywności poprzez system elementów regulacyjnych (pręty), mieszczące się na stałe w blokach paliwowych materiały redukujące reaktywność, oraz rezerwowe kapsuły redukujące reaktywność.
- Planowany czas użytkowania reaktora to 60 lat.
- Możliwa praca kogeneracyjna: maksymalna moc elektryczna brutto to 10 MWe, maksymalna moc wysokotemperaturowej pary wodnej o temperaturze 540⁰C dla procesów przemysłowych 17 MWt z maksymalną wydajnością 25 t/h, maksymalna produkcja pary niskotemperaturowej dla celów komunalnych 16,5 MWt.
Projekt został przygotowany we współpracy z Japońską Agencją Energii Atomowej (JAEA), która posiada własny reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem HTTR. Projekt koncepcyjny stanowi punkt wyjścia do opracowania projektu podstawowego (basic design), w ramach którego zostaną także przeprowadzone analizy bezpieczeństwa oraz wykonane badania materiałów konstrukcyjnych reaktora.
Projekt koncepcyjny został zaprezentowany po raz pierwszy publicznie 12 czerwca 2023 r. przez dr. Józefa Sobolewskiego, pełnomocnika dyrektora NCBJ ds. rozwoju reaktorów wysokotemperaturowych. Prezentacja miała miejsce na zorganizowanej w Warszawie przez Związek Przedsiębiorców i Pracodawców konferencji pod tytułem „SMR – Modułowy Atom dla Biznesu (Polska inkubatorem technologii SMR w Europie?)”. Patronem honorowym wydarzenia był także NCBJ. Konferencja zgromadziła około 150 osób, w tym przedstawicieli wszystkich najważniejszych uczestników zaangażowanych w rynku SMR w Polsce. Szczegóły dostępne są na stronie organizatora konferencji (https://zpp.net.pl/). NCBJ reprezentowali występujący w sesji plenarnej dyrektor NCBJ, prof. K. Kurek oraz prezentujący działania NCBJ w obszarze reaktorów wysokotemperaturowych dr J. Sobolewski.
Prace NCBJ nad reaktorem wysokotemperaturowym finansowane są w ramach przedsięwzięcia Ministra Edukacji i Nauki pod nazwą “Opis techniczny badawczego wysokotemperaturowego reaktora jądrowego chłodzonego gazem (ang. Hight Temperature Gas cooled Reactor, HTGR)” w latach 2021-2024 kwota finansowania 60 mln zł brutto, umowa nr 1/HTGR/2021/14.
Źródło: Narodowe Centrum Badań Jądrowych
