Fortum förklarar fjärde generationens kärnkraft
Fjärde generationens kärnkraft är inte en typ av reaktor utan en uppsättning egenskaper som kan uppfyllas av många olika reaktortyper. Egenskaperna definierades av ett amerikanskt forskningsprojekt kallat Integral Fast Reactor, IFR, som pågick fram till 1994 då det avbröts av politiska skäl. Samtidigt definierade man även generation I-III för att underlätta diskussion om olika teknikgenerationer.
Kärnkraftens IV generationer
Till generation I brukar man räkna de första elproducerande reaktorerna som oftast hade karaktär av utvecklingsprojekt, exempelvis Shippingport i USA och Ågesta i Sverige. Generation II omfattar de kommersiella reaktorer som byggdes fram till 1990-talet och utgör majoriteten av världens kärnkraftverk i produktion. Generation III och III+ är vidareutvecklingar av generation II som har förbättrad bränsleekonomi, längre teknisk livslängd (ca 60 år) och förbättrad passiv säkerhet.
Ett exempel på en passiv säkerhetsfunktion är en konstruktion som gör att reaktorns restvärme kan kylas bort automatiskt utan att en operatör ingriper. Bland de reaktorer som brukar klassas som generation III kan nämnas KEPCO:s APR-1400 som bland annat byggts i Sydkorea (tre i drift och tre under uppförande) och i Förenade Arabemiraten (två i drift och två under uppförande).
Gen II i Sverige har blivit gen III
Konstruktioner som är generation III+ är EDF:s EPR som håller på att tas i drift i Finland samt Westinghouse AP1000 som byggts i USA och Kina. Gränsen för vad som anses vara generation II och III/III+ är lite flytande och många äldre generation II-reaktorer har uppgraderats till att ur säkerhetssynpunkt motsvara generation III i samband med renoveringar. De tolv reaktorer som byggdes i Sverige tillhörde generation II när de togs i bruk men har sedan dess försetts med filtrerad tryckavlastning och oberoende härdkylning.
Forskningsreaktorn EBR-II användes för att demonstrera en sluten bränslecykel, dvs. bridning, upparbetning och bränsletillverkning i samma anläggning. Den användes av forskningsprogrammet IFR under åren 1983–1994 (Foto: Argonne National Laboratory-West).
Fjärde generationens kärnkraft
År 2000 skapades Generation IV International Forum, ett internationellt samarbete med målet att kunna driftsätta anläggningar 2030. Klivet från Generation III till IV är större än tidigare eftersom generation IV inte bara omfattar reaktorn utan hela systemet med bränsletillverkning och upparbetning. De kriterier som måste uppfyllas för gen IV är:
En Gen IV-reaktor ska producera energi till samma kostnad eller billigare än dagens reaktorer.
Reaktorn får inte lämna efter sig något långlivat avfall.
Det får inte finnas rent plutonium någonstans i bränslecykeln.
Reaktorerna ska ha en så hög säkerhetsnivå att det inte finns något olycksscenario där det skulle bli nödvändigt att evakuera människor som befinner sig utanför kraftverkets staket.
Sex huvudkoncept anses kunna uppfylla kriterierna för Gen IV. Bland dessa finns högtemperatursreaktorer med gaskylning och snabbreaktorer med natrium eller bly som kylmedel.
Metall- eller gaskylda reaktorer kan låta som science-fiction men faktum är att inga av dessa reaktortyper egentligen är nya. I stort sett alla tekniker som vi uppfattar som nya idag utvecklades under pionjäråren på 1950-talet och den första energiproducerande reaktorn, EBR 1 i USA, var en metallkyld snabbreaktor. När den storskaliga kärnkraftsutbyggnaden inleddes var det emellertid mest lättvattenreaktorer som byggdes och intresset för andra reaktortyper minskade. Det berodde inte på att lättvattenreaktorn var överlägsen utan de viktigaste skälen var industriella och ekonomiska.
När den amerikanska flottan införde atomdrift av ubåtar och större ytfartyg valde man att bygga tryckvattenreaktorer med lättvatten som moderator. Den ambitiösa satsningen ledde till att det byggdes ett ekosystem av leverantörer och personal med erfarenhet från konstruktion, drift och underhåll av lättvattenreaktorer. Fokus försköts därmed mot de lättvattenreaktorer som dominerar elproduktionen idag. På senare tid har intresset för fjärde generationens kärnkraft vuxit sig allt starkare eftersom det kommer krävas en massiv utbyggnad av planerbar fossilfri elproduktion för att fasa ut fossila bränslen. Reaktorerna har även egenskaper som gör att de kan användas i tillämpningar där konventionella lättvattenreaktorer inte är lämpliga.
Gaskylda högtemperaturreaktorer
Högtemperaturreaktorer med gaskylning (HTGR) utvecklades på 1960-talet och flera prototypanläggningar byggdes i USA, Storbritannien och Tyskland. HTR-PM är en kinesisk SMR (Small Modular Reactor) som gick kritisk i september 2021. Den använder helium som kylmedel och arbetstemperaturen (750 °C) är betydligt högre än i en lättvattenreaktor. Den höga temperaturen gör det möjligt att ersätta kol i många industriprocesser och för elproduktion blir verkningsgraden högre än för konventionella reaktorer. HTR-PM behöver inte heller en vattenreservoar för kylning och kan därför byggas långt från vattendrag eller kuster.
Reaktorn använder TRISO-bränsle (TRi-structural ISOtropic particle fuel) i form av biljardbollsstora (60 mm diameter) klot. TRISO-bränsle kan inte smälta i reaktorn och varje bränslepartikel är omgiven av flera skyddande skikt som fungerar som kapsling. Sedan december 2022 går anläggningen med full effekt (210 MW) och reaktortypen är tänkt att användas för att ersätta kolkraftverk i Kinas inland. I strikt mening är HTR-PM inte en Gen IV-anläggning eftersom den inte använder en sluten bränslecykel. Avfallet hanteras på samma sätt som för en konventionell reaktor.
Snabbreaktorer och bridning
Snabbreaktorer är konstruerade för att undvika moderering, dvs. de använder ett snabbt neutronspektrum och kan därför inte använda vatten som kylmedel. Vanligtvis använder man bly eller annan metall som, förutom att den inte bromsar in neutroner, har andra gynnsamma egenskaper. Kokpunkten är mycket hög och reaktorn behöver därför inte trycksättas. Ett läckage blir därmed inte lika dramatiskt som i en vattenkyld reaktor och det går åt mindre konstruktionsmaterial eftersom det inte krävs samma godstjocklek som i ett trycksatt system. Mängden kylmedel som krävs är också mindre vilket gör det möjligt att bygga mycket kompakta anläggningar. Metallkylda reaktorer har bland annat använts i ubåtar där utrymmet är mycket begränsat.
Den stora fördelen med en snabbreaktor är att den kan bränna andra grundämnen än en lättvattenreaktor. Den kan därför återvinna använt kärnbränsle (och material från skrotade kärnvapen) men även åstadkomma bridning vilket innebär att den producerar mer klyvbart material än den förbrukar. Det använda bränslet från en snabbreaktor upparbetas, dvs. man separerar långlivade ämnen som plutonium, americium och curium på kemisk väg. Dessa återförs sedan till reaktorn som nytt bränsle och man brukar därför säga att man sluter bränslecykeln. Avfallet som återstår behöver fortfarande slutförvaras men mängden är mindre och förvaringstiden betydligt kortare (hundratals år) jämfört med bränslet från lättvattenreaktorer. På sikt försvinner behovet av uranutvinning och gruvbrytning.
Snabbreaktorer utvecklades redan i kärnkraftens barndom eftersom det på 1950-talet rådde stor osäkerhet om hur stora mängder uran som fanns tillgängligt. Bridning ansågs därför nödvändigt för att bränslet skulle räcka till och teknik för upparbetning prövades i stor skala. Omfattande uranprospektering visade emellertid att det fanns mycket stora mängder uran som kunde brytas till så låg kostnad att bridning och upparbetning inte lönade sig. Intresset för snabbreaktorer minskade därför samtidigt som ett ökat politiskt motstånd mot kärnkraft resulterade i att pågående utvecklingsprojekt stoppades eller gick på sparlåga. Den största snabbreaktor som byggts, Superphénix i Frankrike, stängdes efter ett politiskt beslut 1998. Det är egentligen bara Ryssland som bedrivit utveckling av snabbreaktorer kontinuerligt och sedan 2015 är BN-800, en natriumkyld snabbreaktor på 880 MW, i drift.
På europeisk nivå pågår för närvarande ALFRED (Advanced Lead-cooled Fast Reactor European Demonstrator) som är ett EU-gemensamt utvecklingsprojekt med målet att ta fram en typ av SMR redo för kommersiella leveranser 2035–2040. Reaktorn använder bly som kylmedel och har en elektrisk effekt på 125 MW. Konstruktionsarbetet leds av Ansaldo Nucleare och en första reaktor ska byggas i Rumänien.
I Sverige byggdes tidigt en snabbreaktor (FR 0 i Studsvik) som var i drift 1964–1971. Idag bedrivs forskning och utveckling med målet att konstruera en Gen IV SMR kallad Sealer (Swedish advanced lead reactor). Projektet drivs gemensamt av Swedish Modular Reactors, Blykalla, Uniper och forskare från KTH. I närtid kommer man bygga en icke-nukleär prototypreaktor som ska stå färdig 2024. Prototypen ska användas för att utvärdera olika konstruktionslösningar och placeras i Simpevarp. Inom projektet SUNRISE utvecklas nästa steg som är en blykyld forskningsreaktor med 80 MW termisk effekt. Den ska tas i drift 2030 och målet är att kunna serietillverka reaktorer en bit in på 2030-talet.
Införande av Gen IV
En övergång till fjärde generationens kärnkraft med sluten bränslecykel innebär att vi kan sluta bryta uran, att avfallsmängden minskar kraftigt och att slutförvaring behöver ske under betydligt kortare tid än för avfall från konventionella reaktorer. De nya reaktortyperna har också egenskaper, exempelvis hög arbetstemperatur, som gör att de är extra intressanta för industriella tillämpningar som vätgasproduktion.
De olika teknologier som krävs för fjärde generationens kärnkraft (snabbreaktorer, bridning och upparbetning) har prövats och fungerar. Nästa steg är att bygga kompletta system i kommersiell skala vilket sannolikt sker i början på 2030-talet. Parallellt med den utvecklingen kan vi bygga det som finns och är beprövat, dvs reaktorer med lättvattenteknik.
