Új megoldásokkal a fenntartható atomenergetika felé: harmadik és negyedik generáció, valamint kis és közepes méretű reaktorok

Chalmers University of Technology

Új megoldásokkal a fenntartható atomenergetika felé: harmadik és negyedik generáció, valamint kis és közepes méretű reaktorok

Pázsit Imre Chalmers University of Technology Nuclear Engineering MTA Tudományos Ülés, 2015 május 7


Működési elvek A nukleáris energetika mai helyzete Fejlesztési igények - lehetőségek “Evolúciós”, biztonságosabb reaktorok: Gen-III és Gen-III+ Kis, moduláris reaktorok (SMR) Fenntarthatóság: alapvetően új megoldások, negyedik generáció


Néhány alapvető tény Hasadó és hasítható (”termékeny”) magok (izotópok) Hasadó: páratlan tömegszám: U-235, U-233, Pu-239. Könnyen hasíthatók lassú neutronokkal (”termikus reaktorok”) Természetben csak U-235 fordul elő A földi készletek majdnem kizárólag ”termékeny” izotópokból állnak: Th-232 és U-238 Ezeket csak gyors (energetikus) neutronok hasítják (> 1 MeV). Viszont: neutronbefogással hasítható izotóppá alakulnak.

Üzemanyag termikus (=mostani) reaktorokhoz


Működési elv

Hasadás

Neutronbefogá s Küszöbenergia

Neutronbefogá s Hasadási neutronok

A hasadásban keletkező gyors neutronoknak le kell lassulni a rezonanciaterület alá, egy lassító anyag (moderátor) segítségével


Tenyésztés Tenyésztés: hasítható (“termékeny”) magból, neutronbefogással.

Neutrontöbbletet igényel a reaktorban: - plutónium üzemanyag ( = 3.2) és kemény (gyors) neutronspektrum (“gyors tenyésztőreaktor”) - külső neutronforrás: “gyorsítóval hajtott rendszer”, ADS


Tenyésztés és transzmutáció Hasadási neutronok átlagos száma termikus hasadásban:

Pu-239 gyors hasadás: 3.2 neutron/hasadás

Az üzemelés során keletkező ”hulladék” (transzuránok) transzmutációja hasonló alapokon történik: hasadó magba átalakítás neutronbefogással Mind a tenyésztés, mind a transzmutáció feldolgozást igényel. Megoldás: negyedik generácós reaktorok – Gen IV


Kiégett üzemanyag Hasadási termékek (FP, fission products) Rövid felezési idejűek (500 év alatt lecsengenek) Transzuránok (TRU) Hosszú felezési idejűek (tehát kevésbé aktívak)

Transzmutációval használható üzemanyaggá alakíthatók Viszont gyorsreaktorokat igényelnek (Gen-IV).


A jelen helyzet Kb 435 reaktor müködik 31 országban. A világ eletromos kapacitásának 16 %-a (Európa: 28%). 60% PWR, 20% BWR. 60+ új reaktor építés alatt, +160 tervezett


Nyomottvizes reaktor sémája

A világ reaktorainak kb 60%-a nyomottvizes reaktor (PWR)


Forralóvizes reaktor sémája A világ reaktorainak kb. 20%-a forralóvizes reaktor (PWR)


Előretekintés, prognózis, üzemanyag A most ismert uránkészletek: Kb 270 évig elég a mai “once-through” (nyílt ciklus) reaktorokban Elég 8 000 évig gyors tenyésztőreaktorokban, Pu újrafeldolgozással (zárt ciklus) Elég 48 000 évig teljes reprocesszálással Ha toriumot is használunk, akkor még hosszabb ideig.


A nukleáris energetika fejlődési szakaszai


A nukleáris energia vitatott kérdései Probléma

Megoldás

Biztonság (baleset, fűtőanyagkárosodás, rádioaktív szennyezés kibocsátása)

Passzív biztonság “Core catcher” Anyagfejlesztés (magas hőm.)

Gazdaságosság

Magasabb termikus hatásfok; Jobb üzemanyag-felhasználás; Jobb reaktorkihasználtság

Üzemanyag-tartalékok

Magasabb kiégés, MOX Tenyésztőreaktorok (Gen-IV)

Nukleáris hulladék, kiégett üzemanyag tárolása

Jobb konverzió Transzmutáció (Gen-IV)

Proliferáció, safeguards

Nehezebb diverziós lehetőségek, safeguards


Gen-III és III+ reaktorok Mostani technológia (termikus neutronspektrum, dúsított urán) mint a már meglevő reaktorokban, de:

• • • • • • • •

Szignifikánsan alacsonyabb zónaolvadási valószínüség: passzív, inherens biztonság; többszintű, redundáns biztonsági rendszer Leállás után 72 órát kitart beavatkozás nélkül Az olvadt zóna megerősített benntartása (core catcher) Erős külső behatásnak ellenáll (földrengés, repülőgép) Magasabb kiégés: jobb hasadóanyag kihasználás, kevesebb hulladék Magasabb termikus hatásfok Jobb üzemelési kihasználtság, hosszabb élettartam (60 év) Egyszerüsitett konstrukció, engedélyezés és üzemelés


Gen-III és III+ reaktorok

• • • • • • • •

Areva: EPR, Atmea1, Kerena Westinghouse/Toshiba: AP1000, ABWR GE-Hitachi: ABWR, ESBWR, PRISM Candu: EC6 KHNP: APR1400 Mitsubishi: APWR Rosatom: AES-92, AES-2006 etc CNNC & CGN: ACPR1000, ACP1000

Forrás: World Nuclear Association


Gen-III és III+ reaktorok a piacon Type

Model

Electric power

Supplier

Country of origin

BWR

ABWR

1400 – 1600 MW

GE/Hitachi, Toshiba/W

USA Japan

ESBWR

1550 MW

GE/Hitachi

USA

EPR

1600 – 1750 MW

Areva

France / Germany

AP1000

1100 MW

Westinghouse

USA

APWR

1700 MW

Mitsubishi

Japan

PWR

Source: New Nuclear Power Plants - courtesy of Nils-Olov Jonsson


Areva: Europai Nyomottvizes Reaktor (EPR)

• • • • • • • • •

Magas teljesítmény: 1600 MWe 60 év élettartam 37% termikus hatásfok Redundáns biztonsági rendszer (4x100%-os kapacitás) – részlegesen diverzált. Aktív rendszerek (elektromos motor, szivattyúk szelepek, vezérlés) Zónaolvadás nem vezet rádióaktivitás kiengedésére Ellenáll terrorakcióknak, pl repülőgép-becsapódás Építés alatt Finnországban, Franciaországban és Kínában USA-ban is alkalmazásra kerül Angliában tárgyalás alatt


Areva EPR Olkiluotóban (5. Finn erőmű)


Westinghouse AP1000 • • •

• •

1100 MWe 60 year life-time Passive emergency core cooling systems Passive containment cooling Large reduction of the number of safety classified pumps, valves, piping and equipment for power supply and control Source: New Nuclear Power Plants - courtesy of Nils-Olov Jonsson


Westinghouse AP1000



Westinghouse AP1000 USA-ban és Kínában, építés alatt

•

VC Summer (South Carolina), 2 blokk

•

Vogtle (Georgia), 2 blokk

•

Kína: Sanmen és Haiyang, 4 blokk

Source: World Nuclear Association


• Konvencionális erőművek: nagyon nagyméretű beruházás. Kizáró ok lehet fejlődő országokban • Kis- és közepes reaktorok (SMRs) sokkal kisebb beruházást igényelnek, és sokkal könnyebben telepíthetők távoli, nehezen hozzáférhető helyeken; nem igényelnek kifejlesztett elektromos hálózatot • Az ötlet nem vadonatúj; SMR-ek üzemelnek világszerte. Azonban az új SMR-ek fejlettebbek lehetnek.


• Kis reaktor: < 300 MWe • Közepes reaktor: 300 - 700 Mwe között Fenti definicióval a létező reaktorok majdnem fele SMR lenne. Ezek azonban nagy reaktorok kisméretű változatai. Az SMR definicóba ugyanis speciális konstrukciós megoldások is beleszámítanak, amelyek különböznek a meglevő reaktoroktól.


Konstrukció • Kis méret: • Kompakt (integrális) konstrukció: keringetőszivattyúk nyomástartályban gőzgenerátorok -“– nyomásszabályozó (pressurizer) - “ – szabályozórudak -“– • Gyári elkészítés, telepítésre szállítás és helyi összeszerelés • Kis környezeti behatás



Biztonság • Csökkentett aktív anyagmennyiség • Kisebb baleseti következmények: integrális konstrukció = hatékonyabb benntartás nagy (relatív) hűtővízmennyiség, nincsenek nagy tápvízcsövek hőcserélő a zóna felett: jobb természetes keringés • Hatékonyabb hulladékhő eltávolítás (nagyobb felület/térfogat arány)


Üzemelési flexibilitás • Könnyü telepítés (közelebb az igényhez) process heat (shale oil) sótlanítás • Kevesebb hűtővíz (kis folyó elég) • Jobb teherkövetés • Jobb hálózati stabilitás


Gazdaságosság • Teljes beruházás alacsonyabb összegü • Kis méretben építhető, az igénynek megfelelően • Teljes élettartamra, 1kWh valamivel drágább mint a teljes léptékű reaktorokban


• IRIS (DoE initiative, Westinghouse Electric development) • mPower (Babcock and Wilcox) • WSMR (Westinghouse) • PRISM (GE and Hitachi) (Integrális gyorsreaktor)

• • • •

NuScale (NuScale Power) SMART (KAERI) Super Safe Small and Simple (4S) (Toshiba) Next Generation Nuclear Plant (NGNP, Next Generation)


IRIS: International Reactor Innovative and Secure (DoE -> Westinghouse) • •

Scalable power 100 – 350 MWe Integral construction (everything is inside the pressure vessel)

•

17 x 17 UO2 PWR fuel, 3.5 years cycle, 50.000 MWd/t burnup

Source: Progress in Nuclear Energy, Volume 51, Issues 4–5, 2009, 589 - 603


mPower: Babcock and Wilcox

• •

180 MWe Integral reactor vessel

•

Produces superheated steam

Source: Progress in Nuclear Energy, Volume 70, 2014, 20 - 28


WSMR: Westinghouse SMR

• •

225 MWe Descendant of AP1000

•

Same passive safety systems

Source: Progress in Nuclear Energy, Volume 70, 2014, 20 - 28


PRISM: GE/Hitachi • • • • •

Based on the EBR-II construction 300 MWe Metallic fuel (pyroprocessing) Sodium cooled Suitable for breeding and plutonium incineration

•

Considered by the UK to reduce/eliminate the

plutonium stockpile Source: Progress in Nuclear Energy, Volume 51, Issues 4–5, 2009, 589 - 603


Fenntarthatóság

•

A Brundtland-kommisszió definiciója: Oly módon kielégíteni a jelen generáció igényeit, amely nem rontja a jövő generáció esélyeit ugyanerre

•

Az energiatermelésre vonatkoztatva ez igy fogalmazható meg:

- ne meritsük ki a nyersanyagokat (csak ”megújuló” vagy “kimeríthetetlen” forrásokat használjunk) - ne szennyezük a bioszférát (hulladékkezelés)


A jelen nukleáris energia Nem fenntartható: • Ma csak nagyon kis részét használjuk az uránkészleteknek (U-235, a természetes urán 0.7%-a) Az ismert gazdaságosan kinyerhető készletek ilyen felhasználással 200-300 évig elegendők. • Magas aktivitású hulladék keletkezik, amelyet 100.000 évig el kell különíteni a környezettől (”once through” vagy ”nyitott ciklus”). Ha minden uránizotópot felhasználnánk, a készletek 10 - 100 ezer évig kitartanának. Ehhez, valamint kevesebb és rövidebb idejű hulladékhoz új technika szükséges: tenyésztőreaktorok és reprocesszálás Zárt ciklus: IV generációs reaktorok


A világ “első” elektromosságot termelő reaktora egy gyors tenyésztőreaktor: EBR-I, Idaho, USA (1951)

Az úttörők számára, a tenyésztő/szaporító technológia magától értetődő volt!


Az atomenergetika fejlődési lépései


Roadmap: GIFGeneration IV International Forum A Generation IV kezdeményezés 2001-ben indult 12 ország + EU Célok: • Biztonságos, kompetitív és megbízható energiatermelés • Szigorú biztonsági követelmények • Maximálisan gazdaságos üzemanyagfelhasználás és minimális hulladék • Proliferáció-ellenálló • Megfelel a közvélemény elvárásainak • 6 kiválasztott reaktortípus

China

Russia


Hat kiválasztott 4. generációs reaktortípus • Nátriumhűtésű gyorsreaktor (SFR) • Ólomhűtésű gyorsreaktor (LFR) • Gázhűtésű gyorsreaktor (GFR) • Olvadtsós reaktor (MSR) • Magashőmérsékleten működő reaktor (VHTR) • Szuperkritikus vizzel hűtött reaktor (SCWR)


Nátriumhűtésű gyorsreaktor (SFR) 

  





Nyílt hurkos (“medencés”) típus (Francia vonal)



Zárt vagy nyílt hurkos (pool and loop) típus Moduláris vagy egyedi megoldás 40% termikus hatásfok Alacsony nyomás 150 – 500 MWe UPU-aktinid-Zr üzemanyag, helyszini feldolgozás 500 – 1500 MWe MOX fűtőelemmel, központi reprocesszálás 550 °C kilépési hőmérséklet


Nátriumhűtésű gyorsreaktor (SFR)

Európai tervek: ASTRID, Franciaország tervezi Terv kész 2015-16-ban Indítás 2020-2025-ben Svéd részvétel egy államközi szerződés keretében, CEA és a Svéd Tudományos Tanács között


Ólomhűtésű gyorsreaktor (LFR)

• • • •

• • • •

Pb vagy Pb/Bi hűtőanyag Kilépési hőmérséklet: 550 – 800 °C Passzív biztonság: természetes keringés Magasfokú proliferációs ellenállás 15 – 30 év zónaélettartam Moduláris (50 – 150 – 300 MWe) vagy nagy rendszer (1200 Mwe) Teherkövető képesség Használható akár elektromosság, akár hidrogén előállításra, vagy , magashőmérsékletet követelő folyamatoknál (sótlanítás, édesvíz)


Gázhűtésű gyorsreaktor (GFR)

•

Kb 300 MWe, heliummal hűtött, 850 °C kilépő hőmérséklet

•

Zárt üzemanyagciklus. Integrált reprocesszálás és fűtőelemgyártás közel az erőműhöz.


Olvadtsós reaktor (MSR)

• • • • • • • •

Olvadt/olvadék üzemanyag: uránfluoridok, nátrium, zirkónium Magas kilépő hőmérséklet (7 – 800 °C) Légköri nyomás Lehet termikus vagy gyors spektrumú (tórium) Nem igényel fűtőelemgyártást Nincs fűtőelemsérülés Üzemközbeni reprocesszálás (reaktormérgek eltávolítása, refuelling – kis tartalékreaktivitás) Zárt ciklus


Gázhűtésű nagyon magas hőmérsékletű gyorsreaktor (VHTR) n

Grafitmoderált, héliummal hűtött 1000 °C kilépő hőmérséklet

n

600 MWth

n

Zóna vagy prizmatikus blokkok, vagy golyók (pebble bed)

n

Alkalmas hidrogén előállítására

n

U/Pu üzemanyag


A IV. Generációs reaktorok kihívásai: Müszaki áttörések és újítások szükségesek mindegyik IV. Generációs reaktortípushoz.

A legfontosabb területek: anyagtudomány: új üzemanyagtípus, új szerkezeti anyagok: - magas hőmérséklet, agresszív kémiai környezet, magas kiégés - Szeparációs és transzmutációs technologiák


EU hosszútávú programja Vízió: Sustainable Nuclear Energy Technology Platform (SNETP) (Fenntartható nukleáris energetikai platform) Tervezett infrastruktúra:

• Jules Horowitz magasteljesítményű anyagkutató reaktor Cadarache-ban (CEA). Indítás: 2015-16 • MYRRHA Mol, Belgium, gyors spektrumú, gyorsítóval hajtott szubkritikus reaktor/neutronforrás • ASTRID, IV. generációs, nátriumhűtésű gyorsreaktor, in Franciaországban for megépülni. Konstrukció kezd 201415-ben, indítás 2020 után • VHTR, egy “first-of-a kind” nagyon magas hőmérsékletű reaktor, többek között hidrogéntermelésre.


The Travelling Wave Reactor R=120 cm,

L= 500 cm

(Pu-U cycle)

(Lig= 70.71 сm)

r

Metal fuel (44%)

Pb-Bi coolant (36%) CM - Fe (20%)

jext ~ 1015 cm-2 s-1

R 238 U

Jext

238 U

90 % Pu 10 %

L

100 % L

ig

toff = 400 days Ignition zone

Breeding zone

z



P

I

U

S

The core is situated deep down in a pool of borated water. In case a loss of coolant accident, the core gets flooded by borated water from the pool by gravity (no pumps, control rods etc. are needed). The chain reaction stops automatically, and the rest heat is transported by natural circulation. Advantages:

• • • •

passive safety (via a so-called “density lock”) simple construction, minimum dependence on “high-tech” economical reactor in a small scale outstanding operational safety.



PBMR – Pebble Bed Modular Reactor Reactor Unit

Recuperators

Compressors

Turbine

Pre-cooler Generator

Inter-cooler

CCS & Buffer Circuit

CBCS & Buffer Circuit

Un-contaminated Oil Lube System Shut-off Disk

Contaminated Oil Lube System


Új megoldásokkal a fenntartható atomenergetika felé: harmadik és negyedik generáció, valamint kis és közepes méretű reaktorok

Recommend Documents