6 dni temu
Małe Reaktory Modułowe (Small Modular Reactors – SMR) to reaktory jądrowe o maksymalnej mocy elektrycznej nie przekraczającej 300 MWe. Wyróżniającą cechą ma być konstrukcja modułowa, tj. główne komponenty SMR mają być prefabrykowane, dostarczane oraz montowane bezpośrednio na miejscu budowy. Taka koncepcja ma się przyczynić do skrócenia czasu budowy oraz redukcji nakładów inwestycyjnych. Ponadto zaletą reaktorów SMR ma być ich lepsza elastyczność w kwestiach umiejscowienia oraz skalowalność. Możliwość rozbudowy o kolejne reaktory ma pozwolić na dopasowanie podaży do popytu na energię bez konieczności angażowania kapitału w takiej wysokości jaka jest niezbędna do wybudowania nowej elektrowni SMR od podstaw. Małe reaktory świetnie wpisują się w koncepcję kogeneracji. Mają generować nie tylko bezemisyjną energię elektryczną, ale również ciepło technologiczne wykorzystywane np. do elektrolizy wody i produkcji wodoru, odsalaniu wody morskiej.
Spośród blisko 60 projektów reaktorów SMR trzy są w stanie operacyjnym i są to odpowiednio reaktor HTR-PM (CNNC/Uniwersytet Tsingua w Chinach o mocy 210 MWe (2 moduły) oraz reaktory KLT-40S, a także RITM-200 o mocy ok 52 MWe (OKBM Afrikantov, Rosatom Federacja Rosyjska). Ten ostatni używa wysoko wzbogaconego paliwa HALEU (ok. 20% U-235) pozwalający na sześcioletnią pracę reaktora bez napełniania. Osiem reaktorów SMR jest w trakcie budowy z czego trzy są budowane w USA (Aurora/Oklo, Hermes/Kairos Power, Natrium/TerraPower/GE Vernova Hitachi), jeden w Kanadzie (BWRX-300/GE Vernova Hitach), jeden w Chinach (ACP100/CNNC), dwa w Rosji (BREST-OD-300/NIKIET, RITM-200N/OKBM Afrikanov). Reaktor SMR budowany jest również w Argentynie (CAREM-25/CNEA). Tabela 1 prezentuje podsumowanie w tej chwili budowanych reaktorów SMR.
Tab. 1. Przegląd wybranych projektów małych reaktorów jądrowych (SMR/AMR) – stan na 2026 r.
Polskie reaktory SMR
W obliczu nieuniknionej transformacji energetycznej oraz dużej dozie akceptacji społecznej dla energetyki jądrowej w Polsce, spółka Orlen Synthos Green Energy (OSGE) podjęła strategiczną decyzję dotyczącą pozyskania technologii reaktorów SMR BWRX-300 produkcji GE Vernova Hitachi Nuclear Energy (GVH). W konsekwencji na wniosek OSGE, 23 maja 2023 r. Państwowa Agencja Atomistyki (PAA) w Polsce wydała opinię w sprawie wybranych założeń technicznych technologii reaktora BWRX-300. Opinia ogólna to dobrowolny, przedlicencyjny instrument ułatwiający dialog pomiędzy inwestorem, a organami dozoru atomowego. Najprawdopodobniej oceniane były jedynie wyselekcjonowane aspekty techniczne przedłożone przez inwestora, a których zgodność miała być potwierdzona z polskimi przepisami. Nie wiadomo jednak czy oceniany był szczegółowy projekt, uwarunkowania lokalizacyjne wraz z pełnym raportem bezpieczeństwa (PSAR). W sierpniu 2025 r. OSGE wskazało Włocławek jako lokalizację pierwszego polskiego reaktora SMR, a w lutym 2026 r. GE Vernova Hitachi Nuclear Energy (GVH) wraz OSGE podpisały kolejną umowę mającą na celu dalszy rozwój i opracowanie projektu polskiego reaktora SMR (Polish generic design of the BWRX-300 SMR). Na mocy porozumienia OGSE zainwestuje w rozwój szczegółowego projektu reaktora, który będzie służył jako tzw. projekt odniesienia dla innych projektów SMR w Polsce. Informacje te sugerują, iż szczegółowy projekt budowlany (Detailed Design) nie pozostało gotowy.
GVH BWRX-300
Projekt BWRX-300 (rys. 1) to wynik rozwoju wodnych reaktorów wrzących (BWR). w tej chwili jest to dziesiąta generacja reaktorów BRW tworzonych przez GVH. Reaktor ten klasyfikowany jest jako SMR (Small Modular Reactor) i opiera się na doświadczeniu firmy General Electric (GE), która zajmuje się rozwojem reaktorów atomowych od 1955 r. Rdzeń reaktora wraz z układami kontrolno-sterującymi znajduje się w zbiorniku ciśnieniowym (RPV – Reactor Pressure Vessel) i ma pomieścić 240 kaset paliwowych. Zbiornik RPV wypełniony jest cieczą chłodzącą znajdującą się pod wysokim ciśnieniem.
Reaktor ma wykorzystywać zestawy paliwowe GNF2 wykorzystujące nisko wzbogacony uran U-235 (LEU 3,4-4,95%). Jest to paliwo o dużej dostępności (na razie), co uważa się za przewagę ekonomiczną w stosunku do innych projektów SMR wykorzystujących pręty paliwowe z wysoko wzbogaconym uranem (HALEU). Po pełnym roku pracy zbiornik rozkręca się po to, aby uzyskać fizyczny dostęp do rdzenia. dzięki chwytaka wymienia się zestawy paliwowe (32 zestawy po roku lub 72 zestawy po 2 latach). Zużyte zestawy przechowuje się w basenie wypełnionym wodą, co zapewnia izolację oraz skuteczne odprowadzanie ciepła. Procedura wymiany zestawów paliwowych trwa do dwóch tygodni.
Projekt jest wynikiem uproszczenia reaktora ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor), gdzie w celu minimalizacji kosztów projektowania dokonano redukcji szeregu rozwiązań konstrukcyjnych. Zmniejszono moc reaktora z 1520 MWe do ok. 300 MWe oraz całkowicie zrezygnowano z aktywnego systemu chłodzenia, postawiono na naturalną cyrkulację wypornościową, taką jak w znacznie mniejszym reaktorze Dodewaard w Holandii (55 MWe). Reaktor Dodewaard przez wiele lat był testowany pod kątem stabilności w skrajnych warunkach operacyjnych. W trakcie badań wykazano istnienie dwóch typów niestabilności: Typu I dla niskiej częstotliwości oscylacji parametrów reaktora oraz niestabilności Typu II pojawiającej się dla wysokich częstotliwości oraz dużej mocy reaktora.
Rys. 1. Założenia konstrukcyjne BWRX-300
W związku z powyższym reaktory GE ESBWR zostały tak zaprojektowane, aby zmaksymalizować swobodny przepływ cieczy w rdzeniu i zapewnić duży margines bezpieczeństwa. Skrócono zestawy paliwowe, nad rdzeniem zaprojektowano wysoki komin naturalnie zwiększający cyrkulację krążącej wody, użyto ulepszonych separatorów pary, co skutkuje znacznie większym przepływem cieczy chłodzącej niż w przypadku tradycyjnych reaktorów BWR, gdzie cyrkulacja jest wywoływana przez pompy elektryczne. Nie jest wykluczone, iż przeciwieństwie do reaktorów typu AP1000 (3415 MWt), w których znajdują się dwa niezależne obwody chłodzenia: pasywny i aktywny, upraszczanie mogło pójść zbyt daleko. Z logicznego punktu widzenia im mniej elementów może ulec awarii, tym szybszy powinien być proces oceny, certyfikacji i wydawania licencji. Problem pojawia się w fizyce dynamiki płynów. Certyfikacja rozwiązań jest prostsza i szybsza wtedy, kiedy istnieje bogata baza danych utworzona dla wielu lat eksploatacji operacyjnej. Układy chłodzenia oparte o pompy elektryczne są prostsze do modelowania w stosunku do systemów pasywnych, które w pełni opierają się o złożoną obliczeniowo fizykę dynamiki przepływu płynów. Dlatego też certyfikacja SMRów będzie wymagać twardych dowodów naukowych potwierdzających tezę, iż dla konkretnego projektu zbiornika RPV wraz z rdzeniem i elementami chłodzenia – chłodzenie będzie skuteczne w każdych warunkach. Chodzi o to, iż systemy aktywne można w dowolnej chwili wyłączyć, włączyć, przetestować i zmierzyć. System pasywny nie jest do końca weryfikowalny, albowiem działa on tylko w momencie pracy reaktora, więc testy i kontrola realizowane są w trakcie pracy rdzenia. Nie do końca wiadomo jak to testować przy wyłączonym reaktorze, jak system będzie się zachowywał w momencie, kiedy elementy systemu ulegną degradacji, np. wskutek korozji rur. Ponieważ w chwili obecnej żaden reaktor tego typu nie działa, brak jest statystyk awarii. W przypadku awarii np. typu II (wysoka moc oraz wysoka częstość oscylacji mocy reaktora), może potencjalnie dość do zniszczenia rdzenia i jest to głównych czynnik ryzyka reaktorów pozbawionych zapasowego systemu chłodzenia. Na te pytania muszą odpowiedzieć i projektanci i potencjalni inwestorzy.
Ekonomika i ryzyka prototypowania: Czego nie mówią prospekty?
Aby uzyskać rzetelny obraz sytuacji, należy przeanalizować koszty SMR-ów w trzech kluczowych płaszczyznach: nakładów inwestycyjnych (CAPEX), kosztów operacyjnych (OPEX) oraz ostatecznego wyrównanego kosztu energii (LCOE), pamiętając o bezwzględnej różnicy między prototypem, a produkcją seryjną.
Ryzyko FOAK (First-of-a-Kind), a CAPEX (Nakłady Inwestycyjne)
Tradycyjna, wielkoskalowa energetyka jądrowa (reaktory powyżej 1000 MWe) opiera się na ekonomii skali. Koszty betonu, stali, systemów bezpieczeństwa i robocizny rozkładają się na ilość produkowanej energii. Reaktory SMR, z definicji pozbawione są tego atutu, zysk ekonomiczny ma wynikać z produkcji seryjnej, tj. produkcji poszczególnych komponentów w fabrykach. w tej chwili produkcja seryjna wciąż nie ma miejsca, nie istnieją fabryki produkujące moduły dla BWRX-300. Pierwsze realizacje w Kanadzie (Darlington) i potencjalnie w Polsce będą budowane de facto metodami tradycyjnymi, jako jednostki prototypowe. Historyczne analizy wdrożeń nowych technologii jądrowych pokazują, iż koszty instalacji typu First-of-a-Kind (pierwszych w swoim rodzaju) są zwykle od 2 do 3 razy wyższe niż szacunki dla instalacji Nth-of-a-Kind (NOAK – jednostek seryjnych). Koszty te obejmują poprawki inżynieryjne „w locie”, przecieranie szlaków certyfikacyjnych przez dozór jądrowy oraz budowę bazy podwykonawców. W fazie FOAK nakłady kapitałowe na 1 MW mocy zainstalowanej w przypadku SMR będą z dużym prawdopodobieństwem znacznie wyższe niż w przypadku budowy sprawdzonych, dużych bloków (jak AP1000, czy EPR), które są już budowane seryjnie na świecie.
OPEX (Koszty Eksploatacji i Utrzymania) – pułapka małej skali
Choć pasywne systemy bezpieczeństwa (jak w BWRX-300) teoretycznie zmniejszają zapotrzebowanie na konserwację ruchomych części (np. pomp), fizyka i prawo atomowe są bezlitosne dla małych jednostek w kwestii kosztów stałych.
Koszty personelu: Elektrownia o mocy 300 MWe nie wymaga proporcjonalnie mniejszej liczby operatorów i inżynierów w sterowni, niż reaktor o mocy 1200 MWe. Wymogi licencyjne narzucają sztywne minima kadrowe, co sprawia, iż koszt wyszkolonego personelu w przeliczeniu na wyprodukowaną megawatogodzinę jest dla SMR wyższy. Każdy obiekt jądrowy wymaga rygorystycznego zabezpieczenia antyterrorystycznego, ochrony fizycznej, płotów sensorycznych oraz systemów cyberbezpieczeństwa. Są to koszty w dużej mierze stałe, niezależne od wielkości rdzenia, co ponownie uderza w rentowność małych instalacji. Model budowy wielu SMR-ów blisko zakładów przemysłowych (np. Włocławek, Ostrołęka) zwielokrotnia koszty OPEX. Każda lokalizacja to osobny zespół zarządzania kryzysowego, osobna straż pożarna oraz dublowanie infrastruktury zabezpieczającej.
LCOE (Uśredniony Koszt Energii) – bilans zysków i strat
Kombinacja wysokich początkowych nakładów kapitałowych (CAPEX FOAK) oraz niekorzystnego skalowania kosztów operacyjnych (OPEX) sprawia, iż energia z pierwszych SMR-ów w Polsce nie będzie tania. Zarówno publiczne agencje (np. NEA/OECD), jak i niezależne ośrodki badawcze wskazują, iż do momentu osiągnięcia fazy seryjnej (szacunkowo w latach 40. XXI w., po wybudowaniu kilkunastu/kilkudziesięciu takich samych jednostek na świecie), LCOE z małych reaktorów może być wyższy nie tylko od odnawialnych źródeł energii (OZE) stabilizowanych gazem, ale również od energii pochodzącej z dużych reaktorów jądrowych. Polska, wchodząc w projekt BWRX-300 na tak wczesnym etapie, przyjmuje na siebie ryzyko współfinansowania krzywej uczenia się dostawcy technologii (GE Hitachi), z nadzieją na zyski z potencjalnego transferu technologii w przyszłości, a nie z natychmiastowej taniej energii elektrycznej. Obietnica obniżenia kosztów przez SMR-y (dzięki fabrycznej prefabrykacji) musi zostać zderzona z brutalną fizyką małej skali, która narzuca wyższe koszty operacyjne (OPEX) w obszarze cyklu paliwowego i zarządzania odpadami. To sprawia, iż energia z małych reaktorów będzie trwale obciążona „podatkiem od małej skali”.
Fizyka rdzenia, a „ekonomia neutronów”
Kluczowym wskaźnikiem wydajności reaktora jest to, jak efektywnie wykorzystuje on neutrony powstające podczas rozszczepienia do podtrzymania reakcji łańcuchowej i generowania ciepła. Wielkoskalowe reaktory, posiadają duże rdzenie, co oznacza optymalny stosunek objętości do pola powierzchni. Neutrony mają długą drogę do przebycia wewnątrz rdzenia, co maksymalizuje szansę na rozszczepienie kolejnych jąder uranu i utrzymanie stanu krytycznego. Dzięki temu duże reaktory osiągają wysoki stopień wypalenia paliwa (ang. burnup) przy użyciu standardowego, nisko wzbogaconego uranu (LEU). Małe reaktory (SMR), mają mniejszą średnicę rdzenia, co drastycznie pogarsza ten stosunek. Znacznie więcej neutronów „ucieka” z rdzenia, nie biorąc udziału w reakcji łańcuchowej. Aby skompensować ten efekt i utrzymać krytyczność, mniejsze reaktory powinny stosować paliwo o wyższym stopniu wzbogacenia (np. HALEU do 20% U-235) lub gęściej upakowane rdzenie. choćby jeżeli projekt taki jak BWRX-300 zakłada użycie standardowego paliwa LEU, gorsza ekonomia neutronów sprawia, iż paliwo to jest po prostu wykorzystywane mniej efektywnie niż w dużym bloku. Z uwagi na te cechy koszty cyklu paliwowego są wyższe w przeliczeniu na wyprodukowaną megawatogodzinę oraz obniża ogólną sprawność termodynamiczną układu.
Gospodarka odpadami
Wspomniany wcześniej „wyciek neutronów” uderza w elementy konstrukcyjne reaktora (np. stalowy zbiornik ciśnieniowy, osłony). Silniejsze napromieniowanie tych elementów oznacza ich szybszą degradację i aktywację promieniotwórczą. W efekcie, podczas prac serwisowych i ostatecznego demontażu elektrowni (tzw. decommissioning), SMR wygeneruje proporcjonalnie więcej odpadów nisko- i średnioaktywnych, niż duża jednostka. Kolejnym wyzwaniem będzie rozproszony charakter inwestycji oraz umiejscowienie wielu mniejszych jednostek w różnych rejonach kraju. Będzie to oznaczało wdrożenia skomplikowanej i kosztownej logistyki transportu, zabezpieczenia oraz magazynowania wypalonych kaset paliwowych dla kilkunastu różnych lokalizacji w Polsce.
Podsumowanie
Wdrażanie technologii małych reaktorów modułowych, w tym planowanego w Polsce projektu BWRX-300, wiąże się z obiecującymi założeniami projektowymi, ale wymaga zmierzenia się ze znacznymi wyzwaniami technologicznymi i ekonomicznymi. Choć koncepcja modułowości i uproszczonych, pasywnych systemów bezpieczeństwa ma docelowo obniżyć koszty, wczesny etap rozwoju tej technologii sprawia, iż pierwsze realizowane jednostki wpadną w pułapkę wdrożeń FOAK. Brak infrastruktury do seryjnej produkcji komponentów znacząco wywinduje początkowe nakłady inwestycyjne. Z kolei rygorystyczne wymogi licencyjne dotyczące zabezpieczeń i minimalnej obsady personelu obciążą małe jednostki nieproporcjonalnie wysokimi kosztami operacyjnymi w porównaniu do dużych elektrowni. Kluczową barierą dla rentowności SMR-ów są również bezlitosne prawa fizyki. Zmniejszony rdzeń reaktora charakteryzuje się gorszą ekonomią neutronów, co bezpośrednio przekłada się na niższą efektywność wykorzystania paliwa oraz zwiększone napromieniowanie elementów konstrukcyjnych. Skutkiem tego będzie wyższa generacja odpadów radioaktywnych w przeliczeniu na wyprodukowaną megawatogodzinę. Wymusi to konieczność wykreowania nowej, skomplikowanej logistyki transportu i zarządzania wypalonym paliwem w modelu rozproszonym. W rezultacie, wyrównany koszt wytwarzania energii (LCOE) z pierwszych polskich instalacji SMR będzie z dużym prawdopodobieństwem wyższy niż z dojrzałych, wielkoskalowych elektrowni jądrowych oraz stabilizowanych źródeł odnawialnych. Decyzja o wczesnym zaangażowaniu w projekt BWRX-300 jest zatem inwestycją wiążącą się ze współfinansowaniem krzywej uczenia się dostawcy technologii, a ewentualne korzyści z tego płynące należy upatrywać w przyszłym transferze technologicznym, a nie w dostępie do natychmiastowej, taniej energii elektrycznej.
Autorzy: K. Szutkowski, R. E. Przekop, A. Araszkiewicz, Uniwersytet im. Adama Mickiewicza w Poznaniu
Źródło: Artykuł pochodzi z wydania 3/2026 magazynu , ,Nowa Energia”
