A SÓOLVADÉKOS REAKTOROKBAN REJLŐ LEHETŐSÉGEK Király Márton
[email protected] MTA Energiatudományi Kutatóközpont Fűtőelem és Reaktoranyagok Laboratórium
2013. december 5. XII. MNT Nukleáris Technikai Szimpózium
Vázlat • Az új típusú reaktorok és hűtőközegeik • A sóolvadékos reaktorok fajtái • Oak Ridge-i sóolvadékos kísérlet • Az MSR előnyei és problémái • A tórium és a tórium ciklus,
233U
• Termikus tenyésztőreaktor • Utópia-e a tórium alapú atomenergia? • Miért tart itt az atomenergia?
Vázlat
?!
?
Miért van szükségünk új reaktorokra? • Üzemanyagciklus zárása, reprocesszált
hulladék hasznosítása, hatékonyság növelése • Magasabb termo-elektromos átalakítási hatásfok vagy kapcsolt energiatermelés • Passzív biztonsági berendezések és automatizálás, kevesebb emberi hiba • Moduláris építkezés, gyorsabb, olcsóbb • Az 235U olyan ritka, mint a palládium, a 238U és 232Th készlet kiaknázásához tenyésztőreaktor
IV. Generációs reaktorok Gyorsreaktorok:
Termikus reaktorok:
Egy magas hőmérsékletű reaktor hőforrásként szolgálhat más energia-átalakító műveletekhez: • Réz-klór ciklus (530 °C), kén-jód ciklus (850 °C), katalitikus vízbontás és hidrogéngyártás • Másodlagos, CO2 semleges üzemanyaggyártás (metanol, dimetil-éter, ammónia, metán) • Nitrogénmegkötéses műtrágyagyártás • Műanyagok termikus depolimerizációja • Tengervíz sótalanítás
Hűtőközeg választás I. Hűtőközeg nyomása Hűtőközeg hőmérséklete
Atmoszférikus nyomás (≈ 1 bar)
Nagy nyomás (80 - 250 bar)
Közepes hőmérséklet (250-550 °C)
Folyékony fém
Víz
Sóolvadék
Gáz
Magas hőmérséklet (600-900 °C)
Hűtőközeg választás II. Li2BeF4 (FLiBe)
Sóolvadék hűtésű reaktor (FHT)
A sóolvadékos reaktorok (MSR) • Lehetséges sók: 7LF, BeF2, NaF, KF, RbF, ZrF4, • Az üzemanyag:
11BF 3
235UF , 239PuF , 233UF 4 3 4
• Termikus neutronok, grafit moderátor tömbök • A reaktivitás negatív termikus visszacsatolása a só
hőtágulása miatt, csak a grafit moderátorok között van lassú neutron és láncreakció, kevés szabályozórúd • Negatív üregtényező, 1300 °C fölötti atmoszférikus forráspont (üzemi hőmérséklet 600-800 °C) • Nincs külön hűtőrendszer, emiatt nincs LOCA • A néhány fém hasadvány szilárdan kicsapódik, ha nincs jól oldódó fluoridja (As, Nb, Mo, Tc, Ru, Rh, Pd, Ag, Cd, In, Sn, Sb), a hasadási gázok eltávoznak az elegyből
Oak Ridge-i sóolvadékos kísérlet • 1960-69 ORNL Molten Salt Reactor Experiment • A hordozó só 7LiF-BeF2-ZrF4 (65-29-5), ebben
oldva található meg 1% UF4 (30% 235U), 650 °C • A szekunder kör 2LiF-BeF2 (Flibe), léghűtés • 1965. júniustól 9005 óra üzemelés 8 MWth(eq), ebből 3860 óra (5 hónap) folyamatos üzem • Fluorinálással a teljes uránmennyiség kiszedhető UF6 formájában, mely 56,5 °C-on szublimál • 1968. októberétől 233U üzemanyag, a világ első reaktora, 4167 óra üzemelés 8 MWth(eq) • 1969-ben sikeres 239PuF3 adagolási kísérletek
Reaktor Szivattyú
Primer kör
Hőcserélő
Szekunder kör be
Szekunder kör ki
„Freeze plug” avagy fagyott dugó • Egy fagyott sódugó,
melyet a csövön kívülről hűtenek • Ha megszűnik az áramellátás, a hűtés is leáll, a só felolvad és az olvadék gravitációs úton több passzívan hűtött, neutronárnyékolt tartályba folyik át 1. Reaktortartály, 2. Hőcserélő, 3. Primer szivattyú, 4. Fagyásperem 5. Hőszigetelés 6. Szekunder szivattyú, 7. Hűtő, 8. Szekunder leeresztő tartály, 9. Ventilátor 10. Primer leeresztő tartály, 11. Tisztító tartály 12. Konténment, 13. Fagyasztó szelep
A MSR előnyei I. • Direkt hőátadás, nincs leolvadás, mivel már
olvadt, nincs szilárd fűtőelem, nincs átrakodás • Kisebb 135Xe mérgezés, a gázok elválaszthatók • Atmoszférikus nyomás, nincs dekompresszió • Magas hőmérséklet (600-800 °C), magasabb átalakítási hatásfok (Brayton ciklus, η = 0,45-0,5), kapcsolt energiatermelésre alkalmas • Passzív biztonság, ’freeze plug’, negatív termikus reaktivitás visszacsatolás, negatív üregtényező • Baleset vagy csőtörés esetén a só megszilárdul, a hasadási termékek retenciója nagy, konténment
A MSR előnyei II. • Nincs külön hűtőrendszer, emiatt nincs LOCA • A sóolvadék nem olyan érzékeny a vízre, nincs H2
vagy 239Pu is • On-line utántöltés és szeparálás, reprocesszálás • Könnyen kinyerhető értékes orvosi izotópok (99Mo, 213Bi, 229Th, 125I, 106Ru, 90Y) • Nem kell a hasadóanyagot reprocesszálni akár 30 évig, csak a grafitot kell időnként cserélni • A koncentrált, reprocesszált radioaktív sóolvadék hulladék fluorapatit formában tárolható: LnF3 + 4,5 Ca3(PO4)2 → 3 (Ln0,33Ca4,5)(PO4)3F • Indítótöltet lehet
233U, 235U
MSR problémák • A Hastelloy-N (Ni/Mo/Cr/Fe) ötvözet korróziója, tellúr (FP) Te3-, • • • • • • • •
+Ti +Nb az ötvözetbe, 2% UF3 tartalom, Be-mal leredukálás A 6Li-ból neutronokkal trícium keletkezik, ami kidiffundálhat a környezetbe, emiatt 7Li (92,5%) dúsítás szükséges (NaBF4) Ha a szekunder NaBF4 és összekeveredik az reaktorméreg Reprocesszálás reduktív extrakcióval, folyékony Bi+Li Hasadási gázok leválasztása és kezelése, aktív szén szűrők Grafit mállása, tágulása, repedezése, bevonat vagy csere A só összetételének nyomon követése, elektrokémiai analitika Proliferáció-állóság (232U miatt γ, detektálható és veszélyes, denaturálni lehet 238U-val, de akkor sok előny elveszik) Jelenleg nincs üzemeltetési tapasztalat (csak volt, 1974-ig)
A tórium • A tórium a 90-es rendszámú elem, az 5f mező első eleme • 1828-ban fedezte fel Jöns Jacob Berzelius és a skandináv mitológiában a villámok istenéről, Thor-ról nevezte el • A természetben egy stabil izotópja fordul elő, a 232Th • α bomló, felezési ideje 14 milliárd év, mely nagyjából az Univerzum feltételezett kora, így bomlási sora még tart • Egyike azon elemeknek, mely a Föld magját fűti • A földkéregben gyakorisága az óloméhoz hasonló, átlagosan 6-10 ppm, vagyis mintegy három-négyszer olyan gyakori, mint az urán (átlagosan 2-3 ppm) (CHx ≈ 3,9 ppm) • Leggyakrabban ritkaföldfémekkel együtt fordul elő monazit ásványokban, az uránbányászat mellékterméke, jelenleg gyakorlatilag értéktelen, sőt…
A tórium
A tórium
A tórium ciklus I.
keletkezhet 233U-ból (n,2n) reakcióban • A 233Pa-ból keletkezhet (n,2n) reakcióban 232Pa, mely 1,3 napos felezési idővel β- bomlik • 232Th-ból (n,2n) reakcióval 231Th, mely 25,5 h felezési idővel β- bomlik 231Pa-á, abból neutron befogással 232Pa, ami azután β- bomlik •
232U
A „békés” 232U • Az
232U
felezési ideje 68,9 év (α), a belőle keletkező 228Th-é 1,9 év (α), a leányelemei ezután jóval rövidebb, néhány órás felezési idejűek, 232Th-sorozat • Több leányeleme erős gamma-sugárzó pl.: 208Tl, Eγ = 2,61 MeV (60Co E γ = 1,33 + 1,17 MeV) • Emiatt az elválasztott 233U feldolgozása is nehezebb, távirányításra van szükség, mivel a veszélyek már 5 ppm 232U esetén is jelentősek • Az 232U és az 233U nem különíthető el, az 232U szennyezés pedig elkerülhetetlen, így detektálható!
Az „elfeledett” 233U • A felezési ideje 159 200 év (α), a
természetben csak nyomokban található meg (neptúnium sorozat) • Alkalmas nukleáris hasadóanyagnak • Az ötvenes években az USA kipróbálta a hadi célú hasznosítását, a hatvanas évekre pedig több tonnát halmozott fel (Hanford reaktorok) • 1998-ban India is felrobbantott egy kis
kísérleti bombát (Shakti V, 0.2 kt) • Az atomfegyverekben használatos 239Pu-nál a követelmény a max. 6,5% 240Pu és 0,5% 238Pu, 233U esetén viszont a 232U 50 ppm alatt legyen!
Operation Teapot MET, 1955, 22kt
A tórium ciklus II.
• Az
233U
neutronbefogási aránya a legkisebb termikus és gyors
neutronok esetén is, az ütközések nagyobb hányada vezet hasadáshoz • Az
233U
átlagos hasadási neutronhozama termikus neutronokra nagyobb, mint az 235U vagy a 239Pu neutronhozama
A tórium ciklus III. A termikus neutron befogási és hasadási hatáskeresztmetszetek (a területek arányában)
• A 232Th termikus neutronbefogási hatáskeresztmetszete
háromszor nagyobb, mint az 238U esetén • A 239Pu a termikus neutronok több mint negyedét befogja • Gyors neutronokra a befogási keresztmetszetek több százszor kisebbek, több hasadóanyag szükséges • A tórium ciklussal lehetséges 239Pu önfenntartó tenyésztőreaktor építése termikus neutronokkal is!
Tóriumos tenyésztőreaktorok I. Több tenyésztési elképzelés létezik: • CANDU, BWR, PWR erőművekben, ThO2–MOX
Shippingport (USA), Radkowsky, VVER • HTR TRISO üzemanyagában (oxid v. karbid),
AVR és THTR (Németo.), Fort St. Vrain (USA) • Tórium reflektor, tiszta
233U
elválasztás
• Gyorsreaktorok üzemanyagába keverve • Részecskegyorsító és spalláció (Carlo Rubbia) • Sóolvadékos tenyésztőreaktorok
Tóriumos tenyésztőreaktorok II. • A ThO2 hővezetési tényezője nagyobb, mint az UO2,
magasabb az olvadáspontja, stabil +4 oxidációs állapot • A ThO2 tartalmú MOX nagyobb kiégést kibír, hosszabb
kampány, a reaktorban tenyésztett hasadóanyag (U és Pu) • India régóta használ teljesítmény kiegyenlítésre, kazetta
profilírozásra tóriumot az AHWR-ban, a tórium ciklus az új CANDU-ban technikailag és gyakorlatban megvalósítható • A Thor Energy Co. egy norvég tórium kezdeményezés, a
Halden reaktorban 5 éves Th-Pu MOX (ThO2 mátrixban 10% PuO2) besugárzási kísérlet indult 2013. áprilisában • Ez a jelenleg MOX technológiát használó könnyűvizes
reaktorokban is alkalmazható lenne, engedélyeztetés
Sóolvadékos tenyésztőreaktorok • Két körös tenyésztő, külön
232Th-os
tenyésztő és 233U-os hasadó kör, kiszökő neutronok
• Egy körös tenyésztő, folyamatos hasadvány
és 233Pa szeparálás, 1,065 számított tenyésztési arány (ORNL 1970) • Denaturált reaktor, mindenhol 80%
238U
a proliferáció állóság javítására, de ettől a tórium ciklus elveszti a főbb előnyeit, transzuránok •Sóolvadékos gyorsreaktor koncepciók
Sóolvadékos tenyésztőreaktorok
232Th
– 233U tenyésztés előnyei
• A tenyésztés termikus neutronokkal is működik • Nem keletkeznek transzuránok, csak rövidebb
felezési idejű izotópok (238U nélkül), 100 év alatt a bomlások 84%-a lezajlik, a többi 300 év alatt (FP) • Kis tenyésztési arány, nem termel többlet 233U-at, nem kell nagy reaktivitást lekötni • A termelődő 233U az 232U miatt nem jó fegyvernek • 600 évre elegendő tórium-készlet a fosszilis energiahordozók kiválthatására világszerte, három-négyszer több, mint az urán-készletek
Összefoglalás • A sóolvadék ideális reaktor hűtőközeg lehet • A sóolvadékos reaktorok a IV. generációs
elképzelések közé tartoznak, számos előnnyel bírnak a vetélytársaikkal szemben • Az építési és üzemeltetési tapasztalat elvesztése a legnagyobb probléma • A tórium ciklust kihasználva termikus neutronokkal is építhető tenyésztőreaktor • A jelenleg üzemelő atomerőművek is használhatnának tórium üzemanyagot
KÖSZÖNÖM A FIGYELMET!
