Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 1 BUDAPESTI MŰSZAKI ÉS GAZDASÁGTUDOMÁNYI EGYETEM Nukleáris Technikai Intézet HARMADIK ÉS NEGYEDIK GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK Dr. Csom GyulaDr. Fehér Sándor professor emeritusegyetemi docens

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 2 ATOMERŐMŰ-GENERÁCIÓK

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 3 Az üzemben lévő és építés alatt álló atomerőművi blokkok a világon (2003)

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 4 HARMADIK GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK Csoportjai: Evolúciós atomerőművek (G3) Revolúciós atomerőművek (G3+) Sajátosságaik: - Szabványosított tervezet, gyorsabb engedélyezési eljárás, rövidebb építési idő, kisebb fajlagos beruházási költség kisebb beruházási kockázat - Egyszerűbb, robusztusabb kialakítás, magasabb rendelkezésre állás, hosszabb üzemidő (ált. 60 év) - Belső (inherens) biztonság magasabb foka, passzív védelmi rendszerek kiteljesedése - Zónaolvadásos balesetek lehetőségének csökkenése (  /reaktorév), Környezeti hatással járó balesetek lehetőségének csökkenése (  reaktorév) - Magasabb kiégetési szint jobb üzemanyag-hasznosítási hatékonyság, kevesebb radioaktív hulladék - A termelt villamos energia kisebb egységköltsége A legelső III. generációs atomerőmű: ABWR (GE+Toshiba+Hitachi, 2x1300 MW e, Japán, 1998)

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 5 ÉPÍTÉSRE ÉRETT III. GENERÁCIÓS PWR TERVEZETEK EPR (EPR-1600): Framatom ANP (Framatom-Siemens KWU)- AREVA NP vállalatcsoport tagvállalata Alapja: a II. generációs francia N4 és német Konvoi típusok Kielégíti az európai komplex követelménystruktúrát (EUR-European Utility Requirement) – 1999-ben kapta meg ehhez a jóváhagyást AP-1000 és AP-600: Westinghouse (G3+ típus) A követelményeket magas szinten kielégíti NRC 2004-ban elfogadta a terveket VVER-1000 különböző továbbfejlesztett változatai Fő képviselői: VVER-1000/320 VVER-1000/428 VVER-1000/466 A II. generációs VVER-1000/230 és VVER-1000/213 típusokból kifejlesztve. ÉPÍTÉSRE ÉRETT III. GENERÁCIÓS CANDU ATOMERŐMŰVEK A II. generációs CANDU-6 továbbfejlesztésével dolgozták ki Kanadában CANDU 3 (450 MW e ) CANDU 9 ( MW e ) ACR 700 (730 MW e ) ACR 1000 (1200 MW e )

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 6 TOVÁBBI HARMADIK GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 7 TOVÁBBI HARMADIK GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 8 HARMADIK GENERÁCIÓS CANDU REAKTOROK, ILLETVE ATOMERŐMŰVEK CANDU (CANadian Deuterium-Uranium) Fejlesztője: a kanadai AECL (Atomic Energy of Canada Limited) Fejlesztési fázisai

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 9 A CANDU FŐ KERESKEDELMI VÁLTOZATAI Második generációs CANDU CANDU 6 (600 MW e, illetve 900 MW e ) Kanada (Pickering, Bruce, Gentilly,….) Románia (Csernavoda) Dél-Korea… Harmadik generációs CANDU CANDU 3 (450 MW e ) CANDU 6 továbbfejlesztései, G3 CANDU 9 ( MW e ) ACR 700 (730 MW e, Advanced Candu Reactor) G3+ ACR 1000 (1200 MW e )

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 10 CANDU 6

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 11 ACR-1000 Kapcsolási séma

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 12 ACR-1000 CANDU-6 és az ACR-1000 keresztmetszete

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 13 ACR-1000 Üzem közbeni fűtőelemcsere - Hűtőcsatornánkénti fűtőelemkötegek száma 12 - Adott hűtőcsatorna mindkét végéhez csatlakozik egy-egy átrakó gép - Ugyanezen gépek csatlakoz-nak egyidejűleg a friss és a kiégett fűtőelemtárolóhoz, valamint a hűtővíz- vezetékhez - Átrakás során ellenőrzik a fűtőelemek hermetikusságát

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 14 ACR-1000 Biztonsági jellemzői - Kielégíti az IAEA-szabványokat - Kielégíti a kanadai szabványokat, kódokat, előírásokat - Belső (inherens) biztonság magasabb foka - Két független leállítórendszer - Inherens passzív hőelvitel (nagy víztérfogatok, passzív rendszerek) - Az automatizmus magas foka enyhíti az operátorok terhelését - A biztonsági és azokat támogató rendszerek javított elválasztása és redundanciája - Megnövelt ellenállás a súlyos zónakárosodással szemben (passzív rendszerek a hőelvitelre) - Több szintű mélységi védelem magas foka - Korszerűsített, robusztus konténment (pl. becsapódó repülőgépek ellen stb.)

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 15 VVER-TECHNOLÓGIA A VVER-technológia fejlődése

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 16 HARMADIK GENERÁCIÓS VVER-TECHNOLÓGIÁK Fő képviselői (építésre érettek): VVER-1000/320 VVER-1000/392 (Novovoronyezsi atomerőmű) VVER-1000/412 VVER-1000/428(Kína- Tianwan atomerőmű) VVER-1000/466 (Bulgária-Belene atomerőmű) VVER-640/213 vagy 407 Fejlesztés alatt lévő VVER-technológiák VVER-1200/491 (G3+?) VVER-1500 (G3+?) Fenti reaktorokkal épülő atomerőművek: NPP 91 NPP 91/99 (Kína-Tianwan atomerőmű) NPP 92 (Oroszország-Novovoronyezsi atomerőmű, Bulgária-Belene atomerőmű, India-Kudankulam atomerőmű) NPP-2006

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 17 A VVER-1000 REAKTOROK MŰSZAKI-GAZDASÁGI MUTATÓI

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 18 TOVÁBBFEJLESZTETT MÉRNÖKI GÁTAK

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 19 VVER-1200/491 REAKTORRAL ÉPÍTETT NPP-2006/1 Alapvető célok -A névleges (bruttó) teljesítmény: legalább 1200 MW -Tervezett üzemidő (fő berendezések cseréje nélkül): 60 év -Évi terhelési tényező a teljes élettartamra átlagolva: 90% -Két nagyjavítás közötti időtartam:legalább 8 év -Megbízhatósági célok: - Lekapcsolások frekvenciája:  1/üzemév - Átlagos nem rendelkezésre állás:  1,4% (  5 nap/év) -Maximális kiégetési szint: 70 MWnap/kg -Üzemanyagciklus - hossz: 24 hó -Követelmények: EUR-nak megfelelő -Zónaolvadásos balestek valószínűsége < /reaktorév -Radioaktív anyagok baleseti kibocsátásával járó balesetek v.sz.-e < / reaktorév

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 20 VVER-1200/491 REAKTORRAL ÉPÍTETT NPP-2006/2 A blokk fő paraméterei - Névleges hőteljesítmény: 3212 MW -Névleges (nettó) villamos teljesítmény: 1160 MW -Teljesítménysűrűség az aktív zónában: 107,1 kW/dm 3 -Bruttó hatásfok: 36,2% -Nettó hatásfok: 33,7% -Gőznyomás a gőzfejlesztő-kilépésnél: 7,0 MPa -Primerköri hurkok száma: 4 -Primerköri hűtőközeg hőmérséklete - belépésnél: 298,6 ºC - kilépésnél: 329,7 ºC - Primerköri hűtőközeg nyomása: 16,2 MPa -Négy fekvő gőzfejlesztő (átmérő: 4,2 m) -Egy gőzturbina.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 21 VVER-640 (Tervezve: nemzetközi összefogással) A VVER technológia továbbfejlesztésének eredménye - Továbbfejlesztett biztonságú aktív zóna - Új passzív biztonsági rendszerek alkalmazása - Tervezési balesetek következményeinek csökkentése (max. burk. hőm.  993K) - Zónaolvadék csapda reaktortartályon belül - Stb.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 22 VVER-640 Fő jellemzői:

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 23 NEGYEDIK GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK (INNOVÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK) A legfontosabb kiindulási pontok: Számos teljesen új, vagy megváltozott alapelv Számos teljesen új, vagy megváltozott termelési cél Számos teljesen új, vagy megváltozott biztonsági követelmény Eddigiektől alapjaiban eltérő megoldások alkalmazása Teljes üzemanyagciklus átalakítása, illetve korszerűsítése Az új, illetve megváltozott alapelvek, termelési célok és követelmények : Fenntarthatóság Gazdasági versenyképesség Biztonság és megbízhatóság Radioaktív hulladék-kezelés Proliferáció állóság Nemzetköziség és globalitás

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 24 Fenntarthatóság A nukleáris üzemanyagkészletek hatékony energetikai hasznosítása Az üzemanyagciklus teljes zárása, (szimbiotikus atomenergia-rendszer) A hosszú életű izotópokat tartalmlazó nagyaktivitású r.a. hulladékok új elvek szerinti kezelése (transzmutálás) Hidrogén előállításában történő közreműködés magas hőmérséklet szükségessége  Atomenergiának hosszú távon is folyamatosan nyitott opciónak kell lennie Gazdasági versenyképesség A villamosenergia-egységköltség fentiek ellenére maradjon alacsony A fajlagos beruházási költség kordában tartása Az üzemanyagköltség alacsony szinten tartása továbbra is Árstabilitás, hosszú távú gazdasági előretervezhetőség továbbra is  Ne csak villamosenergia-termelésre legyen alkalmas Különböző reaktortípusok és blokknagyságok rendelkezésre állása, tipizálás, szabványosítás Élettartam növelése

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 25 Biztonság és megbízhatóság Az üzemanyagciklus valamennyi elemére Mélységi védelem további fejlesztése Belső (inherens) biztonság Passzív biztonsági tulajdonságok kiteljesedése Valószínűségi biztonsági elemzés (PSA) fejlesztése Baleseti valószínűségek csökkentése, következmények enyhítése (pl. zónaolvadás) Radioaktív hulladékok kezelése és elhelyezése Különösen a hosszú életű izotópokat tartalmazó nagy aktivitású r.a. hulladékokra P  T technológia fejlesztése (Partitioning/Transmutation) Proliferációállóság és fizikai védelem Műszaki, fizikai megoldások Jogi eszközök Szervezési, őrzési eszközök

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 26 Az Egyesült Államok kormányzata 2000-ben kezdeményezte olyan új típusú, negyedik generációs atomerőművek kifejlesztését, amelyek 2025– 2030 körül állhatnak üzembe. Az Egyesült Államok céljait széles körű 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 27 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. További fontos követelmény a negyedik generációs atomerőművek fejlesztésében az üzemanyagciklus új átgondolása, új típusú üzemanyagciklus kifejlesztése.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 28 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 29 ÜZEMANYAGCIKLUSOK A GIF a nukleáris üzemanyagciklus négy osztályát definiálta: –nyitott ciklus, –plutónium részleges recirkulációja, –teljes plutónium-recirkuláció, –transzurán elemek teljes recirkulációja.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 30 A NEGYEDIK GENERÁCIÓS REAKTORKONCEPCIÓK LEGFONTOSABB JELLEMHZŐI Koncepció neutron- spektrum hűtő- közeg hőmér -séklet °C nyomás (1) üzem- anyag üzem- anyag- ciklus teljesítő- képessé g 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 (+) zárt (in situ) 288vill. energia és hidrogén Sóolvadékos reaktor epiter- mikus fluo- rid- sók alacsonyUF sóban feloldva zárt1000vill. energia és hidrogén

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 31 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 32 AZ SFR SÉMÁJA

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 33 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 34 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 35 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 36 VHTR-REL ÜZEMELŐ HIDROGÉNTERMELŐ LÉTESÍTMÉNY SÉMÁJA

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 37 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 38 EGY 600 MW hő TELJESÍTŐKÉPESSÉGŰ VHTR REFERENCIA ADATAI 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

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 39 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 magas átalakítási hatásfok és hidrogéntermelési hatákonyságh miatt gazdasági szempontból kiváló Biztonsága és megbízhatósága magas fokú (elsősorban a reaktor belső – inherens – biztonságának köszönhetően) Jónak tekinthető a proliferációállóság és a fizikai védelem szempontjából A nyitott üzemanyagciklus miatt kevésbé jó a fenntarthatóság biztosításában (ez a minősítés jobbá tehető, ha a VHTR 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 40 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. A termikus és a gyors verziók közötti különbség: 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 41 AZ SCWR SÉMÁJA

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 42 EGY TERMIKUSNEUTRON-SPEKTRUMÚ SCWR JELLEMZŐ TERVEZÉSI PARAMÉTEREI 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

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 43 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 44 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 45 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 46 AZ LFR SÉMÁJA

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 47 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).

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 48 KÜLÖNBÖZŐ LFR OPCIÓK FŐBB REFERENCIA ADATAI 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 atmoszfériku s ~1000 fémötvözet ferrites >1,0 Nyitott Kényszerített Pb ~550 atmoszfériku s 3600 nitrid ferrites ,0-1,02 Kevert Kényszerített Pb atmoszfériku s 400 nitrid keramikus vagy tűzálló ötvözet 100 1,0 Nyitott Természetes

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 49 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 50 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 reaktor- típusnak a fejlesztését. Az LFR rendszerbe állítása legkorábban 2020 ‑ 25-ben történhet.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 51 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 52 A GFR SÉMÁJA

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 53 REFERENCIA GFR FŐ TERVEZÉSI PARAMÉTEREI 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

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 54 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 55 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 56 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 57 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 58 AZ MSR SÉMÁJA

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 59 EGY REFERENCIA MSR JELLEMZŐ PARAMÉTEREI 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

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 60 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 61 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.

Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 62 Köszönöm a figyelmet!