Tematika 1. Az atommagfizika elemei 2. Magsugárzások detektálása és detektorai 3. A nukleáris fizika története, a nukleáris energetika születése 4. Az atomreaktor 5. Reaktortípusok a felhasználás módja szerinti csoportosításban 6. Atomreaktorok generációi 7. Magyarországi atomerőművek 8. Mini atomerőművek 9. Reaktorbiztonság, sugárvédelem 10. Atomerőmű balesetek 11. Atomerőmű és környezetvédelem 12. Fúziós erőművek 13. Természetes reaktorok 6. előadás
Atomreaktorok generációi 6. fejezet
6. előadás
A terminológiáról • A US Department of Energy vezette be ezt az osztályozást • 4 generációt különböztetünk meg, a reaktorok modernitása szerint
6. előadás
I. Generációs atomerőművek 6. fejezet
6. előadás
I. Generációs atomerőművek • Értelmezés (I. generációs atomerőmű): I. generációs atomerőműnek nevezzük az atomerőművek szinte legelső korai prototípusait. • Példák: 1. 2. 3. 4.
Shippingport Atomerőmű Magnox Atomerőmű Fermi 1 Atomerőmű Dresden 1 Atomerőmű
6. előadás
I. gen: Shippingport Atomerőmű 1. Shippingport Atomerőmű (Ohio, Beaver Country, Pennsylvania, USA): o Könnyűvizes, breeder erőmű o 40 km-re esik Pittsburgh-től o A világ legelső teljes skálájú energiatermelő atomerőműve, amelyet már békeidőben (II. világháború után) kezdtek el használni. o Eisenhower elnök adott utasítást a megépítésére o 1956. augusztus 27-én kötötték rá a villamosenergia hálózatra o 1957. december 2-án kezdett üzemelni a hálózaton o 1982. októberéig üzemelt o Katonai célokra plutóniumot termelt o Teljesítmény: 60 MWe o Első reaktor mag: 1957 7 évig üzemel o Második reaktor mag: 1965 9 évig üzemel o 1974: turbina hiba miatt leállás o Harmadik reaktor mag: 1977 5 évig 6. előadás
I. gen: Shippingport Atomerőmű
6. előadás
Forrás: Wikipedia
I. gen: Magnox Atomerőmű 2. Magnox Atomerőmű (Egyesült Királyság): o 1957 o Egy ma már elavult típusú atomreaktor, amelyet az Egyesült Királyságban terveztek o Még ma is használatban van! o Más országok is átvették a dizájnt (Dél-Korea) o Nukleáris alkalmazások céljaira plutóniumot termel o Széndioxiddal hűtött, grafitmoderátorú reaktor, amely természetes uránt használ fűtőanyagként, bór-acél ötvözet kontrol rudakat használ o 11 Magnox reaktor volt az Egyesült Királyság területén
6. előadás
I. gen: Magnox Atomerőmű
6. előadás
Forrás: Wikipedia
I. gen: Enrico Fermi Atomerőmű – Fermi 1. 3. Fermi 1 Atomerőmű (Erie tó partján, Monroe közelében, Michigan állam, USA: o Két egységből áll (indulások 1963, 1988) o 94 MWe, o Gyors breeder reaktor o 1966. október 5. : erőmű baleset részleges üzemanyagcella olvadás nem szivárog ki radioaktív sugárzás a környezetbe o Leállás, javítás, üzemanyagcella eltávolítás és csere o 1972. szeptember 22-én indul újra az erőmű, de már soha nem érte el maximális teljesítményét o 1975. november 29-én hivatalosan leállították és szétszerelése megkezdődött o Könyv az erőmű balesetről: „We almost lost Detroit”
6. előadás
I. gen: Enrico Fermi Atomerőmű – Fermi 1.
Forrás: Wikipédia
6. előadás
I. gen: Dresden 1 Atomerőmű 4. Dresden 1 Atomerőmű (Morris, Illinois folyón, Illinois állam, USA): o Az első nem állami pénzből finanszírozott nukleáris erőmű o Az Exelon cég tulajdonában volt o Megnyitás: 1960, bezárás: 1978 o 1970 óra mint Dresden 2 és Dresden 3 működött forralóvizes reaktorként o Chicagot és Illinois állam északi negyedét volt hivatott elektromos árammal ellátni
6. előadás
II. Generációs atomerőművek 6. fejezet
6. előadás
II. Generációs atomerőművek • Értelmezés (II. generációs atomerőmű): II. generációs atomerőműnek nevezzük az 1990-es évek végéig felépült és üzembe helyezett általános célú energiatermelő nukleáris erőműveket. • Például: Nyomottvizes reaktorok (PWR =Pressurized Water Reactor) Folrralóvizes reaktor (BWR = Boiling Water Reactor) Nehézvizes reaktor (CANDU = CANada Deuterium Uranium Továbbfejlesztett gázhűtéses reaktor (AGR = Advanced Gas Cooled Reactor) o Vízhűtéses Vízmoderátoros Energiatermelő Reaktor (VVER = Water-Water Energetic Reactor) – nyomottvizes reaktor típus o o o o
6. előadás
II. gen: AGR Atomerőmű 4. Továbbfejlesztett gázhűtéses reaktor
A hőcserélő maga a nyomás tartály és a sugárzást védő fal, mint egységes kamra belsejében helyezkedik el.
1. 2. 3. 4.
Töltési csövek Kontrol rudak Grafit moderátor Üzemanyag kazetták
6. előadás
5. Nyomás tartály és sugárzást védő pajzs 6. Gáz keringető egység 7. Víz 8. Víz keringető szivattyú 9. Hőcserélő 10. Gőz
Forrás: Wikipédia
II. gen: VVER 5. VVER = Vízhűtéses Vízmoderátoros Energiatermelő Reaktor o A régen Szovjetúnió, ma Oroszország által kifejlesztett és fejlesztett reaktor típus o Nyomottvizes erőmű és fajtája o 440 – 1200 MWe teljesítményűek o Románia, Bulgária, Kína, Cseh Köztársaság, Finnország, Magyarország (Paks), India, Irán, Szlovákia, Ukrajna, és az Orosz Föderáció által használt erőmű típus o 1970 előtti fejlesztés o A VVER-440 V230 a leginkább általános dizájn, 440 MW elektromos teljesítménnyel o 6 hűtőkör, mindegyik önálló gőzgenerátorral o Az orosz Nukleáris Biztonsági Szabvány szerint kivitelezett egység o Vízszintesen elhelyezett gőzgenerátorok o Hatszög keresztmetszetű üzemanyag kapszulák o Fejlett hűtés 6. előadás
II. gen: VVER 400
6. előadás
Forrás: http://www.cvrez.cz/web/en/research-reactor-lr-0
III. Generációs atomerőművek 6. fejezet
6. előadás
III. Generációs atomerőművek • Értelmezés (III. generációs atomerőmű): III. generációs atomerőműnek nevezzük minden olyan nukleáris reaktort, amely valamely II. generációs atomerőmű működése során történt továbbfejlesztésének eredménye. • Jellemzői: o o o o
Továbbfejlesztett üzemanyag technológia Nagyobb termális hatásfok további passzív biztonsági rendszerek az emelt biztonság érdekében Standardizált dizájn a karbantartási és fenntartási költségek csökkentésére
• Következmények: o Hosszabb üzem élettartam (kb. 60 év) o Az üzemanyagcella sérülések gyakorisága csökken
• Az első III. generációs erőműveket Japán fejlesztette 6. előadás
III. Generációs atomerőművek • A legfontosabb III. generációs atomerőmű típusok: 1. Továbbfejlesztett forralóvizes reaktor (ABWR – Advanced Boiling Water Reactor) 2. Továbbfejlesztett nyomottvizes reaktor (APWR – Advanced Pressurized Water Reactor) 3. Nagyobb CANDU 6 (EC6 – Enhanced CANDU 6) 4. Továbbfejlesztett vízhűtéses vízmoderátorú nyomottvizes reaktor (VVER1000/392 – Water-Water Energy Reactor) 5. Továbbfejlesztett nehézvízes reaktor (AHWR – Advanced Heavy Water Reactor)
• III+ generációs atomerőmű modellek: Továbbfejlesztett CANDU AP 1000 – (AP 600-ra épül, de nagyobb a teljesítménye) EPR (European Pressurized Reactor) – európai fejlesztés ESBWR – Gazdaságos Egyszerűsített Forralóvizes Reaktor (Economical Simplified Boiling Water Reactor) o VVER-1200 –orosz fejlesztés, nyomottvizes o o o o
• III++ generációs atomerőmű modell: o B&W mPower – Továbbfejlesztett Könnyűvizes Reaktor 6. előadás
III. Generációs atomerőművek
European Pressurized Reactor
Forrás: Wikipédia
6. előadás
IV. Generációs atomerőművek 6. fejezet
6. előadás
IV. Generációs atomerőművek • Értelmezés (IV. generációs atomerőmű): IV. generációs atomerőműnek nevezünk minden olyan elméleti nukleáris reaktor dizájnt, amelyek tervei, kutatásai, fejlesztései jelenleg is folyamatban vannak. • Következmény: IV. generációs nukleáris reaktor a maga fizikai valóságában még nem létezik • Jellemzők: o o o o o
2030 előtt nem várható megépítésük és üzembehelyezésük Megnövelt biztonsági elvárásoknak való megfelelés Megnövelt üzemanyagcella érzékenység Minimalizált nukleáris hulladék termelés és hulladék újrahasznosítás Csökkentett építési és üzemeltetési költségek
6. előadás
IV. Generációs atomerőművek • A legtávolabbra mutató IV. generációs atomerőmű koncepciók: 1. Termikus reaktorok a) Nagyon nagy hőmérsékletű reaktor (VHTR – Very High Temperature Reactor) b) Szuperkritikus-víz hűtéses reaktor (SCWR – Supercritical Watercooled Reactor) c) Olvadéksó reaktor (MSR – Molten Salt Reactor) 2. Gyors reaktorok a) Gázhűtéses gyors reaktor (GFR – Gas-cooled Fast Reactor) b) Nátriumhűtéses gyors reaktor (SFR – Sodium-cooled Fast Reactor) c) Ólomhűtéses gyors reaktor (LFR – Lead-cooled Fast Reactor)
6. előadás
IV. Generációs termikus atomerőművek – VHTR dizájn
6. előadás
Nagyon magas hőmérsékletű reaktor
Forrás: Wikipédia
IV. Generációs termikus atomerőművek – SCWR dizájn
6. előadás
Szuperkritikus-víz hűtéses reaktor
Forrás: Wikipédia
IV. Generációs termikus atomerőművek – MSR dizájn
6. előadás
Olvadéksó reaktor
Forrás: Wikipédia
IV. Generációs gyors reaktor – GFR dizájn
6. előadás
Gázhűtéses gyors reaktor
Forrás: Wikipédia
IV. Generációs gyors reaktor – SFR dizájn
6. előadás
Nátriumhűtéses gyors reaktor
Forrás: Wikipédia
IV. Generációs gyors reaktor – LFR dizájn
6. előadás
Ólomhűtéses gyors reaktor
Forrás: Wikipédia
