Az előadás letöltése folymat van. Kérjük, várjon

Az előadás letöltése folymat van. Kérjük, várjon

IV. generációs reaktorok és transzmutáció Csom Gyula, Fehér Sándor, Szieberth Máté.

Hasonló előadás


Az előadások a következő témára: "IV. generációs reaktorok és transzmutáció Csom Gyula, Fehér Sándor, Szieberth Máté."— Előadás másolata:

1 IV. generációs reaktorok és transzmutáció Csom Gyula, Fehér Sándor, Szieberth Máté

2 Atomerőművek generációi

3 Nemzetközi együttműködés Amerikai (DoE) kezdeményezés 2000-ben Generation-IV International Forum (GIF) megalakulása 2001-ben Tagok: –alapítók: Argentína, Brazília, Kanada, Franciaország, Japán, Korea, Dél-Afrika, Nagy- Britannia, USA –csatlakozók: Svájc (2002), Euratom (2003), Kína és Oroszország (2006) –megfigyelők: NAÜ, OECD NEA (titkárság)

4 Célkitűzések I. Fenntarthatóság –Jobb üzemanyag-hasznosítási hatásfok: az üzemanyagciklus zárása, reprocesszálás –Kevesebb radioaktív hulladék és rövidebb tárolási idő: szétválasztás és transzmutáció Gazdaságosság –Egyértelmű árelőny más energiaforrásokal szemben: a beruházási költség és a kivitelezés időtartamának csökkentése. –Más energiaforrásokkal azonos szintű pénzügyi kockázat

5 Célkitűzések II. Biztonság és megbízhatóság –kiválóságra törekvés –nagyon alacsony zónasérülési valószínűség: passzív biztonsági elemek –törekvés telephelyen kívüli veszélyhelyzeti intézkedések szükségtelenné tételére Fegyvercélra való alkalmatlanság és fizikai védelem –Hasadóanyagok illetéktelen kezekbe jutásának megakadályozása és terrortámadás elleni védelem

6 Negyedik generációs atomerőművek Az Egyesült Államok kormányzata 2000-ben kezdeményezte olyan új típusú, negyedik generációs atomerőművek kifejlesztését, amelyek 2025–2030 körül állhatnak üzembe. Az Egyesült Államok céljait széleskörű nemzetközi összefogással kívánja megoldani. Az ezt szolgáló Generation-IV International Forum (GIF) 2000 januárjában alakult meg. A Generation-IV projektben szinte kezdettől fogva részt vesznek a nukleáris fejlesztésekben jelentős szerepet játszó országok (az Egyesült Államokon kívül Kanada, Franciaország, Nagy-Britannia, Svájc, a Dél-afrikai Köztársaság, Argentína, Brazília, Japán és a Koreai Köztársaság) ban az Európai Unió (az EURATOM) a nemzetközi projekt tagjává vált. Az EURATOM valamennyi EU-tagországot képviseli tól Oroszország és Kína is tagja a GIF-nek. Jelenleg napirenden van India csatlakozása.

7 Negyedik generációs atomerőművek A Generation-IV projekt által perspektivikusnak tekintett, új reaktortípusok egyike sem előzmények nélküli, de a jelenlegi atomerőműpark ilyen típusokat gyakorlatilag nem használ. A szükséges fejlesztések csak jelentős volumenű kutatási programok megvalósításával érhetők el. Valamennyi típussal szemben alapvető követelmények a következők: –gazdaságosság, –a természeti erőforrások fenntartása, –a keletkező hulladékok minimalizálása, –biztonság és megbízhatóság, –katonai célra való felhasználhatatlanság. További fontos követelmény a negyedik generációs atomerőművek fejlesztésében az üzemanyagciklus új átgondolása, új típusú üzemanyagciklus kifejlesztése.

8 A GIF által javasolt reaktor típusok

9 A kiválasztott hat reaktorfejlesztési irány Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR – Sodium-Cooled Fast Reactor System): gyorsneutron-spektrumú, nátriumhűtéses reaktor zárt üzemanyagciklussal, az aktinidák hatékony kezelésére és a fertilis uránium hasadóanyaggá alakítására. Nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor (VHTR – Very-High-Temperature Reactor System): grafit moderátoros, héliumhűtéses reaktor nyitott üzemanyagciklussal. Szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor (SCWR – Supercritical- Water-Cooled Reactor System): magas nyomású, és magas hőmérsékletű, vízhűtéses reaktor, ami a víz termodinamikai kritikus pontja felett üzemel. Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor (LFR – Lead-Cooled Fast Reactor System): gyorsneutron-spektrumú, ólom vagy ólom/bizmut eutektikus folyékonyfém-hűtéses reaktor zárt üzemanyagciklussal, a fertilis uránium hasadóanyaggá történő hatékony átalakítására és az aktinidák kezelésére. Gázhűtéses gyorsreaktor (GFR – Gas-Cooled Fast Reactor System): héliumhűtéses gyorsreaktor zárt üzemanyagciklussal. Sóolvadékos reaktor (MSR – Molten Salt Reactor System): fissziós energiát termel cirkuláló olvadt só+üzemanyag keverékben egy epitermikus neutronspektrumú reaktor és teljes aktinida-recirkulációs üzemanyagciklus segítségével.

10 Üzemanyagciklusok A GIF a nukleáris üzemanyagciklus négy osztályát definiálta: –nyitott ciklus, –plutónium részleges recirkulációja, –teljes plutónium-recirkuláció, –transzurán elemek teljes recirkulációja.

11 Koncepció neutron- spektrum hűtő- közeg hőmér- séklet °C nyomás (1) üzem- anyag üzem- anyag- ciklus teljesítő- képesség MW e termék Na-hűtéses gyorsreaktor gyorsNa550alacsonyU-238 és MOX zárt vill. energia Nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor termikusHe1000magasUO 2 hasáb vagy golyók nyitott250hidrogén és vill. energia Szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor termikus v. gyors víz nagyon magas UO 2 nyitott (term.) zárt (gyors) 1500vill. energia Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor gyorsPb-Bi alacsonyU-238 (+) zárt (regionális) vill. energia és hidrogén Gázhűtéses gyorsreaktor gyorsHe850magasU-238 (+) zárt288vill. energia és hidrogén Sóolvadékos reaktorepiter- mikus fluo- rid- sók alacsonyUF sóban feloldva zárt1000vill. energia és hidrogén Megjegyzések: (1) magas = 7 ‑ 15 MPa; (+) kisebb mennyiségű U-235-tel vagy Pu-239-cel A negyedik generációs reaktorkoncepciók legfontosabb jellemzői

12 Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR) Az SFR rendszer gyorsneutron-spektrumú reaktor zárt üzemanyag- ciklussal. A villamosenergia-termelésen túl elsődleges feladata a nagy aktivitású aktinidák — elsősorban a plutónium — hasznosítása, illetve kezelése. E reaktorok segítségével energetikailag hasznosíthatóvá válik a természetes urán teljes mennyisége, szemben a termikus reaktorok maximum 1%-os hasznosítási hatásfokával. Az SFR-rel épített atomerőművek különböző teljesítményű opciói állnak rendelkezésre, néhány száz MWe-tól MW e -ig. Az aktív zónából kilépő nátrium hőmérséklete tipikusan °C, aminek következtében jó termodinamikai hatásfokkal lehet villamos energiát termelni. A primer rendszer az atomreaktorral együtt egy közös medencében helyezkedik el. A primer hűtőközeg nagy termikus inerciával rendelkezik. Növeli a rendszer biztonságát, hogy a hűtőközegnek igen nagy tartaléka van az elgőzölgéssel szemben és a primer rendszer lényegében atmoszférikus nyomáson üzemel. A nátrium reagál a levegővel és a vízzel, s így limitálni kell az ilyen reakciók lehetőségét és következményeit. Emiatt iktatnak be a primer kör és a gőzkörfolyamat köre közé egy ugyancsak folyékonyfém tartalmú, de már nem radioaktív közbenső kört.

13

14 Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR) Két üzemanyag-opciójuk van: –MOX üzemanyag és –kevert uránium-plutónium-cirkónium fémötvözet üzemanyag. A MOX üzemanyaggal szerzett tapasztalatok lényegesen kiterjedtebbek, mint a fém üzemanyagra vonatkozóak. Az SFR zárt üzemanyagciklusára két technológiai opció van: –továbbfejlesztett vizes folyamat és –pirofolyamat, ami a száraz pirometallurgiai eljárásból lett kifejlesztve. Mindkét eljárás funkciói: az aktinidák 99,9%-ának visszanyerése és visszakeringetése, és a plutónium többi radioaktív termékkel történő együttes leválasztása. A gyorsreaktorok induló üzemanyagát ebben a koncepcióban a termikus reaktorok kiégett üzemanyagából nyerik. Mindezek eredményeként csökken a nagy aktivitású hulladék mennyisége és annak elhelyezéséhez szükséges tárolói kapacitás nagysága. A reaktortechnológia és az üzemanyagciklus-technológia szoros kapcsolatban van egymással.

15 Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR) A nátriumhűtésű gyorsreaktor a hat Generation IV rendszer technológiailag leginkább kifejlesztett rendszere. A koncepció a nátriumhűtésű gyorsreaktorokkal nyolc országban 5 évtizeden keresztül szerzett több, mint 300 reaktorévnyi tapasztalaton alapul. SFR-eket üzemeltetnek régóta Franciaországban, Japánban, Németországban, az Egyesült Királyságban, Oroszországban és az Egyesült Államokban. A demonstrációs atomerőművek teljesítménytartománya 1,1 MW hő -től (az 1951-ben üzembe helyezett EBR-I) 1200 MW e -ig (az 1985-ben üzembe helyezett Super Phenix) terjed. A kiégetési szint MWnap/tonna tartományig kísérletileg demonstrált mind a MOX, mind a fém üzemanyagra. A kiégett üzemanyag reprocesszálására továbbfejlesztett vizes eljárás a PUREX eljárás sok éves üzemi tapasztalatain alapul. A pirofolyamat kifejlesztés alatt áll az Integral Fast Reactor program évi kezdete óta az Egyesült Államokban. A fém üzemanyag távműködtetett gyártását az 1960-es években demonstrálták.

16 Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR) Az SFR rendszer mind a fenntarthatóság, mind a nukleáris üzemanyagkészletek hasznosítása, mind pedig az aktinidakezelés szempontjából kiválónak minősül. Jónak minősül a biztonság, a gazdaságosság, a proliferációállóság és a fizikai védelem szempontjából. Az SFR rendszer van legközelebb az aktinidakezelés teljes kifejlesztéséhez. Nagyon intenzív fejlesztés folyik több országban. Mivel a technológia alapvetően ismert, a tökéletesített, új generációs nátriumhűtéses reaktorok bevezetése már 2015–20 között megkezdődhet.

17 Nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor (VHTR) A termikusneutron-spektrumú, nyitott üzemanyagciklusú VHTR rendszert a villamosenergia-termelésen túl elsősorban magas hőmérsékletű folyamathő előállítására szánják, pl. szénelgázosítás és termokémiai hidrogéntermelés céljából. Fejlesztése a grafitmoderátoros, héliumhűtésű reaktorok tekintélyes mennyiségű tapasztalatain alapul, ezért viszonylag gyors kifejlesztése és rendszerbe állítása remélhető. Az aktív zóna építhető hasáb alakú blokkokból, amilyen a japán HTTR, valamint a General Atomics és mások közös fejlesztése alatt álló GT-MHR, vagy lehet golyóágyas, mint amilyen pl. a Dél-Afrikában fejlesztett PBMR. Az 1000 ºC körüli kilépő hőmérséklet alkalmas nagyon jó hatásfokú villamosenergia-termelésre és termokémiai hidrogén-előállításra egyaránt.

18 VHTR-rel üzemelő hidrogéntermelő létesítmény sémája

19 Nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor (VHTR) Egy hidrogéntermelésre dedikált 600 MW hő teljesítményű VHTR több, mint 2 millió normál m 3 hidrogént képes előállítani naponta. A magas hőmérséklet eredményeként a villamos energiát legalább 50%-os hatásfokkal termeli. A hő és a villamos energia kogenerációja a VHTR-t vonzó hőforrássá teszi nagy ipari létesítményekhez. A 1000 ºC feletti zónakilépő hőmérséklet a nukleáris hőt képessé teszi olyan folyamatokhoz történő alkalmazásra, mint pl. az acél- és az alumíniumtermelés.

20 ReaktorparaméterReferencia érték Reaktorteljesítmény, MW hő Hűtőközeg be/kilépő hőmérséklete, ºC Hűtőközeg be/kilépő nyomása Hélium tömegárama, kgs -1 Átlagos teljesítménysűrűség a reaktorban, MW hő m –3 Referencia üzemanyag Nettó erőműhatásfok, % /1000 Folyamattól függő ZrC-burkolatú szemcsék, pálcák vagy golyók. >50 Egy 600 MW hő teljesítőképességű VHTR referencia adatai

21 Nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor (VHTR) A VHTR üzemelhet MOX üzemanyaggal, következésképpen egy szimbiotikus atomenergia-rendszer egyik komponense lehet. Jelentős feladatok vannak még az üzemanyag-fejlesztésben és a magas hőmérsékleteknek ellenálló anyagok kutatásában. A VHTR rendszer –a magas átalakítási hatásfok és hidrogéntermelési hatékonyság miatt gazdasági szempontból kiváló, –biztonsága és megbízhatósága magas fokú (elsősorban a reaktor belső (inherens) biztonságának köszönhetően), –jónak tekinthető a proliferációállóság és a fizikai védelem vonatkozásában, –a nyitott üzemanyagciklus miatt azonban kevésbé jó a fenntarthatóság biztosításában. (Ez utóbbi minősítés lényegesen jobbá tehető, ha a VHTR egy szimbiotikus atomenergia-rendszer részeként üzemel.) A VHTR projektben Japán és Dél-Korea mellett az EU (Framatome) is fontos szereplő, a projektet a 6. keretprogram is befogadta. Rendszerbe állítása 2020 körül remélhető.

22 Szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor (SCWR) A SCWR-nek két üzemanyagciklus opciója van: –termikusneutron-spektrumú reaktor nyitott üzemanyagciklussal, és –gyorsneutron-spektrumú reaktor zárt üzemanyagciklussal, teljes aktinida-recirkulációval. Mindkettő elgőzölgő vízzel hűtött. A termikus és a gyors verziók közötti különbség az SCWR aktív zónájában lévő moderátor mennyiségében van. A gyorsneutron-spektrumú reaktorokban nincs kiegészítő moderátoranyag, ugyanakkor a termikus változat kiegészítő moderátoranyag alkalmazását igényli. Mindkét opció olyan vízhűtésű reaktort használ, melyben a nyomás és a hőmérséklet a víz termodinamikai kritikus pontja (22,1 MPa, 374 ºC) felett van, ezáltal igen magas (~44%) átalakítási hatásfok elérését teszi lehetővé. A gyorsneutron-spektrumú opció továbbfejlesztett vizes eljáráson alapuló központi feldolgozóművet használ az aktinida-recirkulációhoz. Az atomerőmű felépítését egyszerűsíti, hogy a hűtőközeg halmazállapota nem változik a reaktorban.

23

24 ReaktorparaméterReferenciaérték Fajlagos beruházási költség, USD/kW e Blokkteljesítmény, MW e Neutronspektrum Nettó hatásfok, % Hűtőközeg belépő/kilépő hőmérséklete, ºC Hűtőközeg nyomása, MPa Átlagos teljesítménysűrűség, MW hő m –3 Referencia üzemanyag Kiégési szint, MWnap/kg nehézfém Üzemanyag-károsodás, dpa Biztonsági megközelítés termikus / ~100 UO 2 magas szilárdságú ausztenites, vagy ferrites- martenzites rozsdamentes acél, vagy Ni-ötvözet burkolattal ~ Hasonlít az ALWR-ekéhez Egy termikusneutron-spektrumú SCWR jellemző tervezési paraméterei

25 Az SCWR unikális tulajdonságai Az átalakítási hatásfok jelentős növekedése (~44%-ra) az LWR-ekéhez képest (33-35%). A hűtőközeg magasabb entalpianövekedése miatt kisebb hűtőközeg- tömegforgalmat tesz lehetővé egységnyi reaktorteljesítményre vonatkoztatva. Ez csökkenti a hűtőközeg-szivattyú, a csővezetékek, elzáró szerkezetek és egyéb berendezéselemek méretét és a fajlagos szivattyúteljesítmény-igényt. A rendszer teljes hűtőközeg-tartalma kisebb, mint az LWR-ekben, ami kisebb konténment-térfogatot eredményez. Nem léphet fel a reaktorban forráskrízis, s ez elkerülhetővé teszi a hőátadási üzemállapotok váltakozását. Kiküszöbölhetővé teszi a gőzszárítók, gőzszeparátorok és a gőzfejlesztők szükségességét, ami egyszerűbb felépítésű atomerőművet eredményez. Nem követel turbinafejlesztést, minthogy azok már rendelkezésre állnak a hagyományos erőművi technológiából. Alacsony fajlagos beruházási költség (<1000 USD/kW e ). Nagy mérettartományban ( MW e ) életképes, s ezáltal rugalmasan alkalmazkodik a piaci igényekhez. A rendelkezésre álló ismeretek miatt viszonylag gyorsan kifejleszthető.

26 Szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor (SCWR) A termikusneutron-spektrumú SCWR-ek területén az utóbbi évben Japánban (Toshiba, Hitachi) folyik a legnagyobb fejlesztési munka (SCLWR). Érdeklődik iránta Dél-Korea, USA, Kanada, Euratom, Németország,Franciaország és Svájc is. Az európai verzió a High Performance Light Water Rector (HPLWR). Az SCWR — a magas átalakítási hatásfok, az egyszerű felépítés és az ezekből adódó alacsony fajlagos beruházási költség miatt — a gazdasági versenyképesség szempontjából kiválónak minősül. A gyorsneutron-spektrumú változat jó a fenntarthatóság tekintetében, a termikus változatról ez csak akkor mondható el, ha szimbiotikus atomenergia-rendszer részeként üzemel. Jónak minősül a proliferációállóság és a fizikai védelem vonatkozásában. Biztonsági problémái még nem teljesen megoldottak. Az SCWR-et elsősorban villamosenergia-termelésre szánják, de van olyan verziója, amely aktinidakezelésre is alkalmas. Az SCWR rendszerbe állítására jó esetben 2020 ‑ 25-ben kerülhet sor.

27 Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor (LFR) Legfontosabb jellemzői –gyorsneutron-spektrum, –zárt üzemanyagciklus, –a fertilis urán hatékony átalakítása plutóniummá, –az aktinidák kezelésére (transzmutációjára) való képesség. A vonatkozó elképzelések teljes aktinida-recirkulációs üzemanyagciklus terveznek központi és regionális üzemanyagciklus-létesítményekkel. A reaktor hűtőközege ólom vagy ólom-bizmut eutektikum. Teljesítőképesség-opciók: – MW e -os telep, amit nagyon hosszú kiégési ciklus (kampányhossz) jellemez, – MW e -os moduláris rendszer és –1200 MW e -os nagy monolit atomerőmű. A „telep” elnevezés a hosszú élettartamra, gyári készítésű aktív zónára utal. Egy kisméretű aktív zóna kiégési ciklusának (kampányának) hossza év.

28

29 Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor (LFR) Az üzemanyag fém vagy nitrid alapú fertilis anyagot és transzuránokat tartalmaz. Az LFR legfontosabb előnyei (pl. az SFR-rel szemben is) a következők: –A magasabb kilépési hőmérséklet a hozzá kapcsolt Brayton- vagy Rankine-ciklus magasabb hatásfokát és a folyamathő jobb alkalmazási lehetőségét nyújtja (pl. hidrogéntermelésre vagy sótalanításra). A természetes cirkuláció nagyobb biztonságot eredményez. –A Pb és a Pb-Bi hűtőközeg előnyösebb neutronfizikai jellemzőkkel rendelkezik, mint a nátrium. Ez is hozzájárul a jobb hasadóanyag- újratermeléshez és a hosszabb (15-20 éves) kampányhosszhoz. –Megnövelt inherens biztonságú és zárt üzemanyagciklusú atomerőművek érhetők el általuk rövid és középtávon. –Az ólom nem lép reakcióba a vízzel, ami egyszerűbb felépítésű atomerőművet eredményez. Ez határozott előny a nátriumhűtésű gyorsreaktorokkal szemben (pl. nincs szükség közbenső körre).

30 Reaktorparaméter Referencia adat Pb-Bi telep (rövid táv) Pb-Bi modul (rövid táv) Pb, nagy (rövid táv) Pb telep (hosszú táv) Hűtőközeg Kilépő hőmérséklet, °C Nyomás Reak.teljesítmény, MW hő Üzemanyag Burkolat Átlagos kiégési szint, MWnap/t nehéz fém Konverziós tényező Rács Primer köri áramlás Pb-Bi ~550 atmoszférikus fémötvözet vagy nitrid ferrites ~100 1,0 Nyitott Természetes Pb-Bi ~550 atmoszférikus ~1000 fémötvözet ferrites >1,0 Nyitott Kényszerített Pb ~550 atmoszférikus 3600 nitrid ferrites ,0-1,02 Kevert Kényszerített Pb atmoszférikus 400 nitrid keramikus vagy tűzálló ötvözet 100 1,0 Nyitott Természetes Különböző LFR opciók főbb referencia adatai

31 Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor (LFR) A rendszert villamos energia és más termékek — beleértve hidrogén és ivóvíz — együttes előállítására tervezik. A kis teljesítményű telep kielégíti a kis fejlődő országok és az elszigetelt hálózatok piaci igényeit, amelyek nem rendelkeznek az üzemanyagciklusra saját infrastruktúrával. A legrövidebb távú opciók villamosenergia-termelésre koncentrálnak, könnyen kifejleszthető üzemanyag-burkolat- hűtőközeg kombinációkkal foglalkoznak, és kapcsolt üzemanyag- recirkulációt tételeznek fel. A hosszabb távú Pb-hűtésű opciók inherensen biztonságos reaktorra törekszenek, amelyeknek magasabb kilépési hőmérséklete ( ºC) folyamathő — pl. hidrogén — termelésére is alkalmas. A típusra vonatkozó tapasztalatok az orosz atom-tengeralattjárók Pb-Bi hűtésű reaktoraiból (BREST gyorsreaktor), továbbá a fémötvözet üzemanyagú Integral Fast Reactor gyártási és recirkulációs fejlesztéseiből származnak.

32 Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor (LFR) Az LFR rendszer kiváló minősítésű a fenntarthatóságban (mivel zárt üzemanyagciklust alkalmaz hasadóanyag-újratermeléssel), a proliferáció-állóságban és a fizikai védelemben (mivel hosszú kiégési ciklussal rendelkezik). Jónak minősül a biztonság és a gazdaságosság tekintetében (elsősorban a többfajta termék előállíthatóságának köszönhetően). Ennek ellenére — legalábbis egyelőre — Európában zsákutcának tartják ennek a reaktortípusnak a fejlesztését. Az LFR rendszerbe állítása legkorábban 2020 ‑ 25-ben történhet.

33 Gázhűtéses gyorsreaktor (GFR) Gyorsneutron-spektrumú, héliumhűtéses, zárt üzemanyag-ciklusú reaktor, magas kilépési hűtőközeg-hőmérséklettel (850 °C). A magas hőmérséklet lehetővé teszi, hogy a GFR-hez közvetlen ciklusú gázturbinás rendszer kapcsolódjék (Brayton-ciklus), ami magas energiaátalakítási hatásfokú (~48%) villamosenergia-termelést tesz lehetővé. A magas kilépő hőmérséklet folyamathő előállítására, így pl. hidrogén- termelésre is alkalmassá teszi az atomerőművet. A rendszer teljesen integrált kivitelben is megvalósítható, a kiégett üzemanyag reprocesszálható a helyszínen (pirometallurgiai vagy más száraz eljárással) és az összes hosszú életű radioizotóp (hasadási termék és aktinidák) az üzemanyagba történő helyszíni beépítését követően visszavezethetők a reaktorba transzmutálás céljából. Ezáltal minimalizálható a nukleáris anyagok szállítása. Különböző típusú üzemanyagok jöhetnek szóba a magas hőmérsékletű üzem feltételei között. A kemény gyorsneutron-spektrum jó hasadóanyag- újratermelő képességet (legalább egységnyi tenyésztési tényezőt) és magas transzmutációs hatékonyságot kölcsönöz a rendszernek. Az előbbi a rendelkezésre álló nukleáris üzemanyagkészletek — köztük a szegényített uránt tartalmazó dúsítási maradék — hatékony hasznosítását, az utóbbi a hosszú életű transzuránokat tartalmazó radioaktív hulladékok mennyiségének minimalizálását eredményezi.

34

35 ReaktorparaméterReferencia érték Reaktorteljesítmény, MW hő Villamos teljesítmény (Brayton ciklusban), MW e Nettó erőműhatásfok, % Hűtőközeg belépő/kilépő hőmérséklete, ºC Hűtőközegnyomás, bar Átlagos teljesítménysűrűség, MW hő m –3 Referencia üzemanyag-kompozíció Térfogatarány, üzemanyag/gáz/SiC Konverziós (tenyésztési) tényező Kiégési szint, % Aktív zóna térfogata, m 3 Nyomásesés az aktív zónában, bar Maximális üzemanyag-hőmérséklet, °C Nehézatomok tömege, tonna Fajlagos Pu+MA tömeg, kg/MW e / UPuC/SiC(70/30%), kb. 20% Pu-tartalommal 50/40/10% ~1 (önellátó) 5 5,8 0, ,3 Referencia GFR fő tervezési paraméterei

36 Gázhűtéses gyorsreaktor (GFR) A rendszer kielégíti a IV. generációs alapelveket és követelményeket: –a fenntarthatóságot (konverziós tényezője kb. 1, aktinida-recirkuláció), –a gazdasági versenyképességet (magas hőmérséklet, közvetlen ciklus, magas — 48% — energiaátalakítási hatásfok, hidrogén- termelés), –a proliferáció-állóságot (zárt üzemanyagciklus, U, Pu és MA együttes visszavezetése), –a biztonságot és megbízhatóságot (robusztus tervezés, negatív reaktivitás-visszacsatolás stb.) A GFR megvalósításának technológiai alapjai jelentősek: –több magas hőmérsékletű gázhűtésű termikusreaktor üzeme (pl. Dragon reaktor az Egyesült Királyságban, AVR és THTR Németországban, Peach Bottom és a Fort StVrain az Egyesült Államokban, HTTR Japánban, HTR-10 Kínában), –néhány gyorsneutron-spektrumú gázhűtésű reaktortervezet (300 MW hő teljesítményű, golyóágyas — PBMR — reaktor, 300 MW hő teljesítményű GT-MHR reaktor). A projektet az EU 6. keretprogramja befogadta. A GFR üzembe állására legkorábban 2020–25-ben kerülhet sor.

37 Sóolvadékos reaktor (MSR) A sóolvadékos reaktorban az urán- és/vagy plutónium-fluoridot tartalmazó olvadt sókeverék szolgál üzemanyagként és hűtőközegként egyaránt. A rendszer fejlesztése az 1940-es, 1950-es évekre nyúlik vissza. Képes a sóolvadékba kevert összes aktinida hatékony kezelésére, illetve átalakítására.

38 Sóolvadékos reaktor (MSR) Jelenleg négy üzemanyagciklus-opció létezik: –maximális (1,07-ig terjedő) konverziós tényezőjű, Th- 233 U üzemanyagciklusú rendszer; –katonai felhasználásra alkalmas nukleáris anyagoknak csak minimális mennyiségét tartalmazó denaturált Th- 233 U konverter; –nyitott aktinidakiégető (Pu- és MA-kiégető) denaturált üzemanyagciklus minimális kémiai kezeléssel; –aktinidakiégetés folyamatos recirkulációval. Ha a villamosenergia-termelés az elsődleges cél, akkor a nagyobb mennyiségű aktinida feloldását lehetővé tevő fluoridsók — mint pl. a NaF/ZrF 4 — kerülnek előtérbe. Ha hidrogéntermelés a fő cél, akkor a kevesebb tríciumkeletkezést igénylő sók — mint pl. a Li- és a Be- fluoridok — alkalmazása előnyös. Lehetséges a folyékony üzemanyag on-line és off-line kezelése.

39 Sóolvadékos reaktor (MSR) A reaktor fertilis üzemanyagaként a 238 U vagy a 232 Th használható olvadt sóban oldott fluoridként. Az MSR megépíthető termikus és epitermikus neutronspektrummal. Előbbi esetben a jelenlegi elképzelés szerint grafitot használnak moderátorként. Az MSR-ek üzemi hőmérséklet-tartománya az eutektikus fluoridsók (450 ºC körüli) olvadáspontjától a jelenleg felhasználásra alkalmasnak minősített szerkezeti anyagok (nikkel bázisú ötvözetek) kémiai kompatibilitási hőmérsékletéig ( ºC) terjed. A termikus neutronspektrumú megoldás esetében az üzemanyagot tartalmazó sóolvadék az aktív zónába épített grafitban lévő csatornákon áramlik át. A felmelegített olvadék egy hőcserélőben adja át hőjét a közbenső körben áramló közegnek, ami ugyancsak olvadt só. A közbenső körben áramló sóolvadék egy második hőcserélőben — a gőzfejlesztőben — adja le hőjét és termel ezáltal nagy nyomású és hőmérsékletű vízgőzt vagy forró gázt az energiaátalakítás céljára.

40

41 ReaktorparaméterReferencia érték Nettó teljesítmény, MW e Teljesítménysűrűség, MW hő m –3 Nettó átalakítási hatásfok, % Olvadt só – belépő hőmérséklete, °C – kilépő hőmérséklete, ºC Moderátor Energiaciklus Neutronspektrum (850 hidrogéntermelés esetén) Grafit Multi újrahevítésű, rekuperatív héliumos Brayton-ciklus Termikus Egy referencia MSR jellemző paraméterei

42 Az MSR unikális tulajdonságai Jó neutrongazdálkodás, aminek révén számításba jöhet aktinidakiégetésre és/vagy magas hasadóanyag-termelésre. Magas hőmérsékletű üzem, ami lehetővé teszi a folyamathő szolgáltatást (pl. hidrogéntermeléshez) és a magas energiaátalakítási hatásfokot (>40%). Az olvadt fluoridsók nagyon alacsony gőznyomásúak, ezáltal csökken a reaktortartály és a csővezetékek falában ébredő feszültség. A fail-safe üríthetőség, a passzív hűtés és az üzemanyagban lévő illó hasadási termékek alacsony koncentrációja révén inherens biztonság. Az üzemanyagcsere, -feldolgozás és a hasadási termékek eltávolítása megvalósítható on-line módon, ami megteremti a magas rendelkezésre állás lehetőségét. Az aktinida-betáplálással széles tartományban változtatható a homogén sóoldat összetétele.

43 Sóolvadékos reaktor (MSR) Az MSR rendszer a zárt üzemanyagciklus és a radioaktív hulladék kiégetésében mutatott kiváló képessége miatt a fenntarthatóság szempontjából kiválónak minősül. Jónak minősül a biztonság, a proliferáció-állóság és a fizikai védelem tekintetében. Gazdaságossága függ a konkrét feltételektől (pl. a termékfajták számától), s ezért további elemzést igényel. Nemzetközileg is kiterjedt vizsgálat tárgya a gyorsítóval hajtott sóolvadékos szubkritikus rendszer (ADS – Accelerator Driven System) megvalósításának lehetősége. A projektet már az 5. keretprogram óta befogadta az Európai Unió. Az MSR kifejlesztése várhatóan csak 2030 körül fejeződhet be.

44 Transzmutáció Általánosan: új kémiai elem megjelenése a magátalakulás hatására (sugárkárosodás) Jelen esetben: hosszú felezési izotópok átalakítása rövid felezési idejű vagy stabil izotópokká neutronbesugárzás segítségével

45 Alapvetően új megoldás Particonálás (kémiai szétválasztás) & Transzmutálás (neutron-besugárzással kiváltott magátalakítás - „kiégetés”) Cél: a felezési idő, az aktivitás, és a hulladékmennyiség (térfogat) csökkentése

46 Szétválasztási technológiák PUREX: –Kiegészítve is csak részben alkalmas –Fejlesztés folyik Egyéb specifikus eljárások –pirometallurgiai, pirokémia eljárások –részben már vannak, de a fejlesztés folyik  Várhatóan ez nem lesz akadály

47 Radioaktív hulladékok Kis aktivitású radioaktív hulladékok Közepes aktivitású radioaktív hulladékok Nagyaktivitású radioaktív hulladékok –Rövid felezési idejűek (< 10 év) –Közepes felezési idejűek (10-30 év) –Hosszú felezési idejűek ( év) –Nagyon hosszú felezési idejűek (> 10 9 év)

48 Nagy aktivitású hulladékok Aktinidák Hosszú felezési idejű hasadási termékek

49 Hasadási termékek Kumulatív keletkezési gyakoriság [%]

50 Hasadási termékek

51 Aktinidák Benne: transzurán izotópok (TRU) Csoportjai: –domináns aktinidák (Pu, U) –másodlagos aktinidák – MA (Np, Am, Cm)

52 Aktinidák

53 Mennyiségi adatok 1 GW e év termelés mellett keletkezik (LWR) ~ 130 kg hosszú és közepes élettartamú FP ~ 300 kg radiotoxikus aktinida (Pu, Np, Am, Cm,…) ~ 900 kg rövid élettartamú és stabil FP 1 tonna kiégett üzemanyag tartalma ~ 955 kg urán (benne ~ 8 kg 235 U) ~ 10 kg plutónium ~ 1 kg MA (0,4 kg Np, 0,3 kg Am, 0,03 kg Cm) ~ 34 kg hasadási termék Plutónium felhalmozódás a világon 2000-ig: ~ 1300 tonna 2000 után: ~ 80 tonna/év Nonproliferation!

54 Radiotoxicitás - 1 Radiotoxicitás - 2 Relatív radiotoxicitás Maradék kockázat A hosszú távú kockázatok

55 “Tiszta” atomenergetika Szükséges tárolási idő

56 A kiégett üzemanyag hosszútávú kockázata A radiotoxicitást a Pu izotópok (1%) határozzák meg: az üzemanyagciklus zárása szükséges A másodlagos aktinidák hozzájárulása nagyon jelentős A hasadási termékek rendszerint rövidebb felezési idejűek

57 A nagyaktivitású hulladék hosszú távú kockázata A relatív radiotoxicitás alakulása nyílt üzemanyagciklus esetén

58 A hasadási termékek radiotoxicitása A nagyaktivitású hulladék hosszú távú kockázata

59 A transzmutáció......lényege: Átalakítás rövid élettartamú vagy stabil izotóppá  Radikális megoldás...fő fázisai: –reprocesszálás –leválasztás (P: partitioning) –recirkulálás P&T technológia –transzmutálás (T: transmutation) …története: –’40-es években vetődött fel először (gyorsítókkal) –1958: első publikáció –1976: NAÜ kutatási program –1982: NAÜ tanulmány („technikailag megvalósítható, de költséges”) –1988: Japán kormány kezdeményezése (O ptions of M aking E xtra G ains from A ctinides ) –1990-es években igen gyors fejlődés –Ma: több nemzeti program (USA, Japán, Oroszország, …) nemzetközi programok (OECD/NEA, Európai Unió, NAÜ, CERN)

60 A transzmutáció elvi alapjai Termikus neutronokkal: főleg (n,γ) reakcióval Gyorsneutronokkal: (n,γ), (n,p), (n,2n), (n,3n), (n,f) Transzmutációs alapkövetelmény:T eff <

61 Transzmutáció fizikai kritériumai Nagy  Nagy  tr Transzmutáció reakcióterméke rövid élettartamú, vagy stabil legyen

62 Hosszú felezési idejű hasadási termékek transzmutációja Reakciók, pl.:

63 Hosszú felezési idejű hasadási termékek transzmutációja

64 Következtetés: Termikus neutronok alkalmasak 126 Sn, 90 Sr, 137 Cs gazdaságosan nem transzmutálható 99 Tc technológiailag is könnyű 129 I nehezebb (gáz halmazállapotú termék)  tr viszonylag kicsi  igen nagy  kell 99 Tc és 129 I transzmutációja jöhet szóba Hosszú felezési idejű hasadási termékek transzmutációja

65 Termikus neutronokkal –  c általában nagy, de távolabbi TRU-ok épülnek fel –  f csak néhány izotópnál  0 Gyors neutronokkal –valamennyi aktinida hasad (küszöbenergia) –zavaró reakció itt is van (n,  ) –követelmény:  f /  c nagy legyen Aktinidák transzmutációja

66 Kétlépéses transzmutáció –termikus és gyors spektrumra is szükség van Aktinidák transzmutációja

67

68 A 237 Np hasadási és neutronbefogási hatáskeresztmetszete

69 A 239 Pu hasadási és neutronbefogási hatáskeresztmetszete

70 Aktinidák transzmutációja Az aktinida izotópokra bomlási sor épül: hasadás kell Nagy energiájú neutronokra valamennyi aktinida hasad (pl. Np 237 ) Megoldás: gyorsreaktor

71 Aktinidák transzmutációja Következtetés –gyorsneutron-spektrumban lehet hatékonyan –a spektrum átlagenergiája a döntő –speciális esetekben kétlépéses transzmutáció

72 Transzmutáló eszközök Ma üzemelő atomreaktorok: –LWR (PWR és BWR) –HWR –LMFBR Dedikált berendezések –gyorsneutron-spektrumú atomreaktorok –nagyfluxusú termikusneutron-spektrumú atomreaktorok –gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszerek termikusneutron-spektrum gyorsneutron-spektrum Fontos szempontok –transzmutációs hatékonyság –hatás a berendezés biztonságra (pl.: Na-voideffektus, Doppler-tényező)

73 Gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszer (ADS) Nagyenergiájú neutronok spallációs reakciókból Szubkritikusság: –biztonság a reaktivitás balesetekkel szemben –magasabb másodlagos aktinida koncentráció a zónában Jobb transzmutációs hatásfok Technológia nehézségek a gyorsítóval és a céltárggyal

74 Aktinidák transzmutációja

75 Üzemanyag-hasznosítási problémák Üzemanyag-hasznosítás napjainkban –a reaktorok 99%-a termikus reaktor –nagyon alacsony hatásfok (kb %) –U források (<80 $/kgU): 3.5 millió t  GW e év –jelenlegi kapacitás: 375 GW e  év –teljes energiatartalom: 8 millió GWév!!! a transzmutáció megvalósításának nincsen értelme az üzemanyag-hasznosítás hatásfokának növelése nélkül a két problémát együtt kell kezelni rendszerelemzés szükséges

76 Üzemanyaghasznosítási hatásfok Üzemanyaghasznosítási hatásfok csak termikus reaktorokat tartalmazó rendszerekben Nyílt üzemanyagciklusZárt üzemanyagciklus

77 Szimbiotikus atomerőmű- rendszerek Definíció: –Termikus és gyorsreaktorokat tartalmaz –Éppen elegendő Pu-ot termel az összes reaktor számára Optimális az üzemanyag-hasznosítás szempontjából

78 Termikus reaktorok részaránya –növekedési ütemmel csökken –az APWR esetében a legmagasabb (C~0.9) Szimbiotikus atomerőmű-rendszerek Szimbiotikus atomerőmű-rendszerek 2 — PWR/Pu + LMFBR; 3 — APWR + LMFBR; 4 — BWR + LMFBR; 5 — HWR/NU + LMFBR; 6 — HTGR + LMFBR

79 Üzemanyag- hasznosítás –növekedési ütemmel romlik –vegyes rendszerek a legjobbak –szegényített uránnal való helyettesítés lehetősége Szimbiotikus atomerőmű-rendszerek Szimbiotikus atomerőmű-rendszerek 1 — csak LMFBR ; 2 — PWR/Pu + LMFBR; 3 — APWR + LMFBR; 4 — BWR + LMFBR; 5 — HWR/NU + LMFBR; 6 — HTGR + LMFBR

80 Szimbiotikus rendszer + transzmutáció –Mindkettő igényli és lehetővé teszi a nukleáris energetika fejlődését –kölcsönösen feltételezik egymást –összekapcsolásuk szükséges –a felhalmozódott szegényített urán és kiégett üzemanyag kiválthatja a természetes uránt Kétszeresen zárt atomenergia- rendszerek

81

82 Az üzemanyagciklus átalakulása

83


Letölteni ppt "IV. generációs reaktorok és transzmutáció Csom Gyula, Fehér Sándor, Szieberth Máté."

Hasonló előadás


Google Hirdetések