Atomerőművek
(n,f) reakciók, maghasadás (Otto Hahn):
235
U+n →
[
236
]
U → 3n + Kr + Ba 90
143
A természetes uránnak csak 0.71%-a 235-ös izotóp, a többi 238-as, amely termikus neutronokkal nem hasítható
235-U hasadvány-termékei eloszlása Hozam 1.0
0.01
80
100
140
160 Tömegszám
A promt emittált energia: 176,5 MeV ebből a hasadási termékek energiája: 164,6 MeV neutron kinetikus energiája: gamma sugárzás energiája:
Késleltetve emittált energia: ebből a béta-részecskék energiája: neutrínók energiája: gamma sugárzás energiája: Összesen:
4,9 MeV 7,0 MeV
23,5 MeV 6,5 MeV 10,5 MeV 6,5 MeV 200 MeV
(n,f) reakcióra képes magok Izotóp 235-U 233-U 239-Pu 241-Pu 238-U 232-Th
Kiindulási anyag Természetes urán Természetes tórium, neutron besugárzás 238-U neutron besugárzás 238-U neutron besugárzás Természetes urán Természetes tórium
Hatásos neutron termikus termikus termikus termikus gyors gyors
Láncreakció
k - sokszorozási tényező:
k≡
szekunder neutronok száma primer neutronok száma
A rendszer lehet: szuperkritikus - atombomba
kritikus - atomreaktor
szubkritikus
Véges méretű rendszer esetén un. effektív sokszorosítási tényezőről beszélünk: k eff ≡ k ∞ ⋅ P ahol k ∞ - végtelen kiterjedésű rendszer sokszorosítási tényezője P - az adott méretektől függő paraméter a méret növelésével P közelít az egyhez. Kritikus térfogat (tömeg) esetén : k eff = 1.0 - a rendszer kritikussá válik. U-233 U-235 Pu-239 (alpha phase)
16 kg 52 kg 10 kg
Természetes előfordulása Primer: uránszurokérc U3O8
Szekunder: pl: karnotit K2O·2UO3·V2O5·8H2O utinit P2O5·UO2·CaO·12H2O Autonit P2O5UO3·CaO·12H2O Torberit CuO·2UO3·P2O5·12H2O Uranocircit P2O5·2UO3·BaO·8H2O Beatfit (U, Ca)(Nb, Ta, Ti)3·4H2O Uranotil CaO·2UO3·2SiO2·6H2O Skladowskit MgO·2UO3·2SiO2·6H2O Karnotit K2O·2UO3·V2O5·8H2O
A világ uránkészlete
1000 t-ban
Ausztrália Kanada Franciaország Niger Namibia USA Algéria Közép-Afrikai Közt. Gabon Brazilia Dél-Afrikai Közt.
492 527 156 274 125 1300 34 18 47 160 296
Urántermelés 1000 t/év
1980 33
1985 54
1990 88
1995 130
2000 190
Uránérc bányászat Fizikai dúsítás Őrlés, elválasztás a sűrűségkülönbség alapján, flotáció, elektrosztatikus, mágneses szeparálás. Kémiai feltárás Savas feltárás UO2SO4
Lúgos feltárás Na4UO2(CO3)3 Elválasztás, dúsítás
Kicsapás NH3, NaOH
Ioncsere
Technikai U-koncentrátum utótisztítása Reaktor tisztaságú urán feldolgozása
Extrakció
U3O8
1.
235U
használat: dúsítás fizikai módszerekkel.
K-25 Diffúziós Dúsítómű, Oak Ridge, TN
Dúsítási fok: 1.004=>Nagy üzem, (4000 egység)
Modern módszer: Gás centrifuga URENCO GAS CENTRIFUGA
2. 239Pu előállítás Szaporító reaktorban Pu, U és hasadványtermékek elválasztása kémiai módszerrel (PUREX) (reprocesszálás) X-10 grafit reaktor at Oak Ridge
Üzemanyag nyomottvizes reaktorhoz
Nukleáris fűtőanyag ciklus „F R O N T E N D ”
“B A C K E N D ”
F űtőelem előállítás, tokozás Izotópos dúsítás
R eak tor
239 235
U,
238
U
Á tm eneti tárolás
P u,
233
U
R eprocesszálás
K ém iai átalakítás
F eltárás
“N U K L E Á R IS F Ű T Ő A N Y A G C IK L U S ” V égső geológiai elhelyezés
B ányászat
BACK END A to m e rő m ű
LEBONTÁSI ÉS NEM AE EREDETŰ NAGY AKTIVITÁSÚ HULLADÉKOK
Á tm e n e ti T á ro ló
konvencionális zárt ciklus
nyílt ciklus
K ié g e tt Ü A .
„kierjesztett idejű átmeneti tároló”
R e p r o c e s s z á ló Ü z e m
Ü v e g e z e t t h u ll.
“ 2 0 0 -3 0 0 é v e s tá ro ló ” Ü v e g e z e t t h u lla d é k
továbbfejlesztett zárt ciklus T r a n s z m u t á ló Ü z e m
késleltetett döntés
M é ly g e o ló g ia i tá r o ló
ATOMREAKTOR MŰKÖDÉSE
A fosszilis erőmű és az atomerőmű elvi felépítése
Az atomreaktorok osztályozása •
Cél szerint – kísérleti reaktorok (izotóp előállítás, magfizikai kutatás, oktatás) – erőművi reaktorok (energiatermelés) – tenyészreaktorok (új hasadóanyag előáll.) – impulzusreaktorok (különleges magfizikai vizsgálatok) – anyagvizsgáló reaktorok (szerkezeti anyagok vizsgálata)
Fűtőanyag elrendezése szerint - homogén reaktorok - heterogén reaktorok Hasadóanyag szerint - 235U - 233U - 239Pu - Keverék (MOX), különböző dúsítás
Moderátor szerint - H2O - D2O -C - Be - szerves anyag Hűtőközeg szerint - H2O - D2O - folyékony fém - gáz - szerves anyag
Az atomerőmű-építés fejlődése • a) Első generációs atomerőművek Az 1950-60-as években fejlesztették ki - Egyesült Államokban (Shippingport, Dresden, Fermi), - Szovjetunióban (Obnyinszk, Novovoronyezs-1 stb.), - Angliában (Magnox reaktorok) és Franciaországban.
• b) Második generációs atomerőművek
A jelenleg üzemelő első és második generációs reaktortípusok (elvi – technológiai) jellegű csoportosítás Kereskedelmi úton beszerezhető reaktorok
Vízhűtésű reaktorok (WR) Nehézvizes reaktorok (HWR) Nyomott nehézvizes reaktor (PHWR)
„CANDU” reaktor
Gázhűtésű reaktorok (GCR)
Könnyűvizes reaktorok (LWR) Nehézvizes vízforralásos reaktor (SGHWR)
Magnoxreaktor
Vízhűtésű, grafitmoderátoros forralóvizes reaktor (RBMK)
Nyomottvizes reaktor (PWR)
Forralóvizes reaktor (BWR)
Szaporító reaktorok (BR)
Magas hőmérsékletű gázhűtésű reaktor (HTGR)
Sóolvadékos szaporító reaktor (MSBR)
Folyékony fém hűtésű (gyors) szaporító reaktor (LMFBR)
Gázhűtésű gyors szaporító reaktor (GFBR)
c) Harmadik generációs atomerőművek A harmadik generációs reaktorok legfontosabb sajátosságai: •
szabványosított terv valamennyi típusra, amely gyors engedélyezési eljárást, alacsony fajlagos beruházási költséget (konkrét feltételektől függően általában 1000-1800 USD/kWe) és rövid (4 év) építési időt eredményez;
•
egyszerűbb és robusztusabb kialakítás;
•
belső (inherens) biztonság és a passzív védelmi tulajdonságok minél teljesebbé tétele;
•
magasabb rendelkezésre állás és hosszabb – tipikusan 60 év – üzemi élettartam;
•
a zónaolvadásos balesetek kisebb (~ 10-6 reaktorévenként) valószínűsége;
•
minimális környezeti hatás;
•
magasabb kiégetési szint, ami hatékonyabb üzemanyag-felhasználást eredményez és kevesebb kiégett üzemanyag keletkezésére vezet;
Harmadik generációs rektorortípusok • ABWR (Advanced Boiling Water Reactor), • AP1000 (Advanced Pressurized Water Reactor 1000), • ESBWR (European Simplified Boiling Water Reactor), • GT-MHR (Gas Turbine-Modular High Temperature Reactor), • PBMR (Pebble Bed Modular Reactor), • SWR-1000 (Siedewasser Reactor 1000).
Fontosabb erőműtípusok
Nyomottvizes reaktor (Pressured Water Reactor, vagy VVER) • • • • • • • • • • •
Idegen nyelvű rövidítés értelmezése: Pressurized Water Reaktor = PWR, illetve Vodo-Vodjannij Energeticseszkij Reaktor = VVER Az ábrán lévő számok magyarázata: 1: Fűtőelemek, 2: Szabályozó rudak, 3: Víz, 4: Reaktortartály, 5: Gőzfejlesztő berendezés, 6: A turbina gőzvezetéke, 7: Sugárvédelem
VVER-440/213 TÍPUSÚ ATOMREAKTOR (PAKS) (Heterogén reaktor, termikus, nyomott vizes típus, moderátora a hőhordozó víz) Fűtőanyag: 235U-ban dúsított UO2 (d=7,65 mm, m=30 mm, középen 1,2 mm furat) Dúsítás: 1,6-2,4-3,6% Fémuránban a súly: 42t (312 db üzemi kazetta (126 fűtőelem), max. T=2000 0C)
Fűtőanyag burkolat: 1% Nb-t tartalmazó Zr Hűtővíz (moderátor): “Könnyű víz” Belépő hűtővíz: 267 0C Kilépő hűtővíz: 295 0C (Tervezési T:325 0C, p:13,3MPa) Cirkuláltatott víz mennyisége: 43000 t/óra Bórsavtartalom: 0-8,0 g/dm3 üzemzavari tartalék: 40 g/dm3
Neutronfluens teljesítmény a reaktortartályban: 1013 n/cm2 s Reflektor: hűtővíz és acélfal Szabályozó anyag: Bóracél (2% B) Felmelegítés sebessége: 20 0C/óra Hűtés: 30 0C/óra
A PRIMER KÖR NAGYOBB EGYSÉGEI •Atomreaktor
•Üzemzavar lokalizációs rendszerek
•Fővízkör
•Pihentető medence hűtőrendszere
•Térfogatkiegyenlítő rendszer
•Hidrogénégető rendszer
•A primerkör részáramú tisztítórendszere
•Radioaktív gáz tisztító rendszere
•Pótvíz és bórsavas szabályozás rendszere
•Primerköri víztisztító rendszer
•Szervezett szivárgások rendszere
•Folyékony hulladék tárolók
•Aktív zóna üzemzavari hűtőrendszerei
•Közbenső hűtőkörök
1 Reaktortartály 2 Gőzfejlesztő 3 Átrakógép 4 Pihentető medence 5 Biológiai védelem 6 Kiegészítő tápvízrendszer 7 Reaktor 8 Lokalizációs torony 9 Buborékoltató tálcák 10 Légcsapda 11 Szellőző 12 Turbina 13 Kondenzátor 14 Turbinaház 15 Gáztalanítós tápvíztartály 16 Előmelegítő 17 Turbinacsarnok daruja 18 Szabályzó és műszer helyiségek
Elgőzölögtető, illetve forraló vizes reaktor (Boiling Water Reactor = BWR) • • • • • • •
1: Fűtőelemek, 2: Szabályozó rudak, 3: Víz, 4: Reaktortartály, 5: Gőz, 6: Turbinához, 7: Szabályozó rudak meghajtása, • 8: Tápvíz, • 9: Sugárvédelem.
Nehézvizes reaktor (Heavy Water Reactor = HWR)
Gázhűtésű reaktor (Gas Cooled Reactor = GCR)
A gázhűtésű atomerőmű elvi kapcsolási rajza
Folyékony fémhűtésű gyors tenyészreaktor (Liquid Metal Fast Breeder Reactor = LMFBR)
Gyors tenyészreaktorok
RBMK (Pressure-Tube Graphite Reactors)
A Csernobil-1 egyik eleme és a reaktorépület
Golyóhalom reaktor (Thorium High Temperature Reactor )
