A nukleáris energiatermelés új lehetőségei Radnóti Katalin ELTE TTK Fizikai Intézet Honlap:

Miről lesz szó? Atomerőművek típusai Generációk Nyomottvizes reaktorok Paks1 összehasonlítása Paks2 Fűtőelemek Reaktorok biztonsága IV. Generációs reaktorok Tórium

Főbb reaktortípusok Termikus – gyors reaktorok (tenyésztő, Pu) Termikus  Vizes, könnyűvíz MPa nyomáson (Paks), kb. 65%  Nehézvizes (CANDU: Canada, Deutérium, Urán), Kanada, India, Románia 5%  Forralóvizes (Japán, Németország), kb. 100 darab, 22%  Grafit moderátoros, vízhűtéses, csatorna típusú, Volt Szovjetunió utódállamaiban Plutónium előállítására is alkalmas (Csernobil és CANDU)…

Nyomott vizes reaktorok (Paks) 3 vízkör 42 tonna urán 37 db szabályzó- rúd P=500MW h = 3m d = 2,5m

Forralóvizes reaktor boiling water reactor (BWR) 1. Reaktortartály 2. Fűtőelem 3. Szabályozórúd 4. Keringető szivattyú 5. Szabályozórúd hajtás 6. Friss gőz 7. Tápvíz 8. Gőzturbina nagynyomású ház 9. Gőzturbina kisnyomású ház 10. Generátor 11. Gerjesztőgép 12. Kondenzátor 13. Hűtővíz 14. Tápvíz előmelegítő 15. Tápvízszivattyú 16. Hűtővízszivattyú 17. BetonsugárvédelemReaktortartálySzabályozórúdGőzturbinaGenerátorKondenzátor

Grafit moderátoros reaktor (Csernobil, plutónium előállítás lehetősége) 1 vízkör 190 tonna Urán 1850 tonna grafit 200 db szabályzó- rúd P=1000MW h = 11,8m d = 7m

Példa A paksi atomerőműben 4 reaktor működik. Reaktoronként a hőteljesítmény 1485 MW, villamos teljesítmény pedig 500 MW. a) Becsüljük meg 1 reaktor üzemanyagtöltetét, ha tudjuk, hogy az üzemanyag kb. 4,2 % -ban tartalmaz jól hasadó 235 U izotópot, és az izotóp koncentrációja (az egész töltetre nézve) évente átlagosan 1,14 %-kal csökken! Tegyük fel, hogy a felszabaduló energia nagyrészt az 235 U maghasadásából ered, ahol egy - egy hasadás alkalmával 32 pJ energia szabadul fel. (Egy évben átlagosan 330 napot üzemel egy-egy reaktor) Mekkora a tömege és a térfogata? b) Mekkora lenne a paksi erőművel azonos hőteljesítményű hőerőmű évi üzemanyag szükséglete, ha az 24,5 MJ/kg fűtőértékű szenet használna? Mekkora lenne a tömege és a térfogata? c) Becsüljük meg a szénerőmű által évenként kibocsátott gáz térfogatát normál állapotban! Milyen vastagon borítaná be ez a szén-dioxid gáz Magyarország területét, amely km 2 ?

Megoldás a ) Határozzuk meg egy reaktor aktív zónájában naponként elhasadt uránmagok számát! A naponként elhasadt urán össztömege: Évi 330 üzemnappal számolva, az 235 U elhasadt tömege évente: 517 kg. Az ehhez szükséges teljes üzemanyagtöltet tömege 45,35 tonna. 4 blokkra: 181,4 tonna. Térfogata: az urán sűrűsége meglehetősen nagy 19,1 g/cm 3, vagy kg/m 3, vagy 19,1 tonna/m 3. V = m/ρ  2,375 m 3 egy reaktor esetében. A 4 blokkra 9,5 m 3. Összehasonlításképp számoljuk ki egy kicsi szoba térfogatát. Magassága legyen 3 m, és 4 x 4 m-es. V = 4 x 4 x 3 = 48 m 3, melyben 5 évre elegendő töltet halmozható fel. A Paksi Atomerőműben 2 évre elegendő üzemanyagot tárolnak. Az üzemanyag szállítási térfogata, és a kiégett, nagy aktivitású fűtőanyag térfogata is ennyi.

b ) A szükséges szén tömege 4 reaktorblokkra számolva: 6, t. Térfogata: a szén sűrűsége 1 – 0,85 tonna/m 3, tehát térfogata 6,9 millió m 3 lenne. Gondolatban terítsük szét egy focipályára. A pálya mérete legyen 100 m x 50 m = 5000 m /5000 = 1380 m = 1,38 km magas lenne. Magasabb, mint a Kékes! Például a Mátrai Erőmű átlagos éves lignitfelhasználása 8,5 millió tonna 700 MW-os teljesítmény eléréséhez. (A lignit fűtőértéke lényegesen kisebb, átlagosan 7300 kJ/kg, mint amivel a becslés során számoltunk.)

c ) Ha feltesszük, hogy a teljes szénmennyiség tökéletesen elég, akkor a szénatomokból szén-dioxid molekulák lesznek, ezek száma megegyezik a szénatomok számával. Ekkor a keletkező gáz anyagmennyisége: Normál állapotban a szén-dioxid gáz térfogata: Az ország teljes területét befedő normál állapotú gázréteg vastagsága pedig: 1, m 3 /9, m 2  13,8 cm lenne.

1 – 4. generációs atomerőművek, biztonsági szempontok 1.Az ötvenes és hatvanas években, illetve a hetvenes évek elején helyeztek üzembe. 2.A ma üzemelő erőművek döntő többségét. Itt már a tervezés során is szigorúbb biztonsági elveket alkalmaztak, például mindegyiket ellátták olyan nyomásálló burkolattal (konténmenttel), amely baleseti helyzetekben megakadályozza a radioaktív anyagok környezetbe jutását. 3.Tökéletesebbek a második generáció erőműveinél, mind gazdaságossági (hatásfok), mind biztonsági (fejlett biztonsági kultúra alapján tervezték) tekintetben, de lényegileg (típusok, üzemanyagciklusuk) nem különböznek azoktól. Zónaolvadás valószínűséges kisebb, mint /év 4.Nagyobb termodinamikai hatásfok elérésére és a kapcsolt energiatermelésre is alkalmassá teszik a reaktorokat. A kapcsolt műveletek alatt általában hidrogéntermelést, metanol gyártást értünk, melyekből viszonylag egyszerűen energia szabadítható fel. Ez azért fontos, mivel az egyszer már megtermelt energia, nem tárolható, azonban a hidrogént vagy a metanolt el tudjuk raktározni, és akkor tudjuk felhasználni, amikor a további energiatermelésre igény van.

ROSZATOM (Moszkva, Szentpétervár, Nyizsnyij Novgorod)

AES 2006 legfontosabb elemei, 60 év

1 Vasbeton védőépület

2 Reaktorblokk (primer kör)

Reaktor, főbb elemei

Fűtőelem kazetta a most működő reaktorban

4 Fűtőelem kazetta

E 110

Reaktorméreg Xenon folyamatosan keletkezik a maghasadás során! A Xe-135 nagyon jó neutronelnyelő, ezért nevezik reaktorméregnek. Oka: a neutronok száma 81, majdnem mágikus (82). - A neutronelnyelés során keletkező Xe-136 gyakorlatilag stabil (a természetes előfordulás 8,9%-a). A Xe-135 T = 9,1 óra felezési idővel Cs-135-re bomlik. ******************************************************************** -Gadolínium: kiégőméreg, a túl nagy reaktivitás lekötése a kezdeti időszakban. Így hosszabb lehet a kampányidőszak.

5 Gőzfejlesztő, 6 Aktív biztonsági rendszerek (elektromos)

Természetes cirkuláció a környezet felé

Teljesítménykövető üzemmód!!

További fejlesztések

Mikor tekinthető egy atomerőmű biztonságosnak? 1.) A láncreakció minden körülmények között leállítható. 2.) A leállított reaktor folyamatos hűtése biztosítható. 3.) Radioaktív anyagok nem kerülni ki a környezetbe.

Tervezési alapon túli balesetek kezelése

Hidrogén rekombinátorok

Külső események elleni védettség NUKLEON 152-es cikk

Miért van szükség új, 4. generációs reaktorokra? Üzemanyagciklus zárása, reprocesszált hulladék hasznosítása, hatékonyság növelése. Magasabb termo-elektromos átalakítási hatásfok vagy kapcsolt energiatermelés. Passzív biztonsági berendezések és automatizálás, kevesebb emberi hiba. Moduláris építkezés, gyorsabb, olcsóbb. Az 235 U olyan ritka, mint a palládium. A 238 U és 232 Th készlet kiaknázásához tenyésztőreaktor szükséges.

A tórium a 90-es rendszámú elem, az 5f mező első eleme 1828-ban fedezte fel Jöns Jacob Berzelius és a skandináv mitológiában a villámok istenéről, Thor-ról nevezte el A természetben egy stabil izotópja fordul elő, a 232 Th  bomló, felezési ideje 14 milliárd év, mely nagyjából az Univerzum feltételezett kora, így bomlási sora még tart Egyike azon elemeknek, mely a Föld magját fűti A földkéregben gyakorisága az óloméhoz hasonló, átlagosan 6-10 ppm, vagyis mintegy három-négyszer olyan gyakori, mint az urán (átlagosan 2-3 ppm) (CH x  3,9 ppm) Leggyakrabban ritkaföldfémekkel együtt fordul elő monazit ásványokban, az uránbányászat mellékterméke, jelenleg gyakorlatilag értéktelen, sőt… A tórium

A tórium, mint üzemanyag

Sóolvadékos reaktor (MSR Molten Salt Reactor) A következő elrendezést az amerikai Oak Ridge National Laboratory által vezetett Sóolvadékos Reaktor Kísérlet során fejlesztették ki között és a IV. generációs elképzelések közé sorolták! A reaktorokban 7 LiF – BeF 2 – UF 4 sókeverék található, nagyjából 62:32:1 arányban. 700 °C-ra hevült a hasadási reakciók következtében, mindvégig közel atmoszférikus körülmények között. Az urán hasításához a ma elterjedt reaktorokhoz hasonlóan termikus neutronokra van szükség. Erre a célra grafit tömbök szolgálnak, melyek között kialakított csatornákban folyik a sóolvadék. A fűtőanyag csak a grafit tömbök között lehet kritikus, mivel a só önmagában nem alkalmas moderátornak. Az olvadék tovább haladva egy hőcserélőbe kerül, ahol energiáját egy szekunder sóolvadékos körnek adja át, majd a szivattyú után visszakerül a grafitos aktív zónába. A reaktor primer köri olvadékában 5% ThF 4 -ot oldva tenyésztő reaktort kapunk, mely neutronok befogásával képes megtermelni saját hasadóanyagát, könnyen utántölthető, nem veszélyes az önmagában hasadásra képtelen tóriummal, a hasadásokból származó be nem fogott neutronok pedig továbbviszik a láncreakciót.

A MSR előnyei I. - Direkt hőátadás, nincs leolvadás, mivel már olvadt, nincs szilárd fűtőelem, nincs átrakodás. - Kisebb 135 Xe mérgezés, a gázok elválaszthatók. - Atmoszférikus nyomás, nincs dekompresszió. - Magas hőmérséklet ( °C), magasabb átalakítási hatásfok, kapcsolt energiatermelésre alkalmas. Passzív biztonság, ’freeze plug’, negatív termikus reaktivitás visszacsatolás, negatív üregtényező. Baleset vagy csőtörés esetén a só megszilárdul.

„Freeze plug” avagy fagyott dugó Egy fagyott sódugó, melyet a csövön kívülről hűtenek Ha megszűnik az áramellátás, a hűtés is leáll, a só felolvad és az olvadék gravitációs úton több passzívan hűtött, neutronárnyékolt tartályba folyik át 1. Reaktortartály, 2. Hőcserélő, 3. Primer szivattyú, 4. Fagyásperem 5. Hőszigetelés 6. Szekunder szivattyú, 7. Hűtő, 8. Szekunder leeresztő tartály, 9. Ventilátor 10. Primer leeresztő tartály, 11. Tisztító tartály 12. Konténment, 13. Fagyasztó szelep

A MSR előnyei II. Nincs külön hűtőrendszer, emiatt nincs LOCA! A sóolvadék nem olyan érzékeny a vízre, nincs H 2. Indítótöltet lehet 233 U, 235 U vagy 239 Pu is. On-line utántöltés és szeparálás, reprocesszálás Könnyen kinyerhető értékes orvosi izotópok ( 99 Mo, 213 Bi, 229 Th, 125 I, 106 Ru, 90 Y). Nem kell a hasadóanyagot reprocesszálni akár 30 évig, csak a grafitot kell időnként cserélni. A koncentrált, reprocesszált radioaktív sóolvadék hulladék fluorapatit formában tárolható: LaF 3 + 4,5 Ca 3 (PO 4 ) 2 → 3 (La 0,33 Ca 4,5 )(PO 4 ) 3 F

A tórium ciklus 232 U keletkezhet 233 U-ból (n,2n) reakcióban A 233 Pa-ból keletkezhet (n,2n) reakcióban 232 Pa, mely 1,3 napos felezési idővel  - bomlik 232 Th-ból (n,2n) reakcióval 231 Th, mely 25,5 h felezési idővel  - bomlik 231 Pa-á, abból neutron befogással 232 Pa, ami azután  - bomlik

Tóriumos tenyésztőreaktorok A ThO 2 hővezetési tényezője nagyobb, mint az UO 2, magasabb az olvadáspontja, stabil +4 oxidációs állapot. A ThO 2 tartalmú MOX nagyobb kiégést kibír, hosszabb kampány, a reaktorban tenyésztett hasadóanyag. India régóta használ teljesítmény kiegyenlítésre tóriumot az AHWR-ban, a tórium ciklus az új CANDU-ban technikailag és gyakorlatban megvalósítható. A Thor Energy Co. egy norvég tórium kezdeményezés, a Halden reaktorban 5 éves Th-Pu MOX (ThO 2 mátrixban 10% PuO 2 ) besugárzási kísérlet indult áprilisában. Ez a jelenleg MOX technológiát használó könnyűvizes reaktorokban is alkalmazható lenne, engedélyeztetés…

232 Th – 233 U tenyésztés előnyei A tenyésztés termikus neutronokkal is működik. Nem keletkeznek transzuránok, csak rövidebb felezési idejű izotópok ( 238 U nélkül), 100 év alatt a bomlások 84%-a lezajlik, a többi 300 év alatt. Kis tenyésztési arány, nem termel többlet 233 U-at, nem kell nagy reaktivitást lekötni. A termelődő 233 U az 232 U miatt nem jó fegyvernek! 600 évre elegendő tórium-készlet a fosszilis energiahordozók kiválthatására világszerte, három-négyszer több, mint az urán-készletek!

ALLEGRO projekt Héliumhűtéses gyorsreaktor, francia – magyar- cseh –szlovák fejlesztés

Hűtőközeg választás Li 2 BeF 4 (FLiBe)

Problémák A hélium az illesztéseknél, tömítéseknél relatív könnyen el tud szökni. A nyomáscsökkenés pedig a hűtőközeg hőelvonó-képességét csökkenti. Ahhoz, hogy megfelelő mennyiségű hő elvihető legyen a zónából, nagy áramlási sebességekre van szükség, amelyek a rendszerben a nyomásesést csak növelik. A nagy sebességeknek köszönhetően a helyi lokális ellenállások komoly hőmérsékletkülönbségeket tudnak létrehozni a zónában. Ezek kiküszöbölésére különböző dúsítású fűtőanyagot lehet célszerű alkalmazni. A különböző hűtőközeg-vesztéses balesetekre is ki kell találni a megfelelő elhárítási eljárást. Nehézséget okoz, hogy a vízhűtésű reaktorok esetében használt elemzési módszerek gázhűtés esetén nem, vagy ellenőrzés nélkül nem alkalmazhatóak.

Felhasznált és ajánlott irodalom Hózer Zoltán, Pázmándi Tamás (2014): Új blokkok a paksi atomerőműben. Nukleon. VII. évfolyam 1. szám 152-es cikk Király Márton – Radnóti Katalin (2012): Az energiáról és az energiatermelésről I-II- III. rész. A Fizika Tanítása. MOZAIK Oktatási Stúdió. Szeged. XX. Évfolyam 2. szám oldalak, 3. szám oldalak és 4. szám oldalak. Király Márton (2012): Egy részben elfelejtett technológia nyomában. Nukleon. V. évfolyam 3. szám 114-es cikk Keresztúri András és mtrsai (2014): Negyedik generációs reaktorok. Fizikai Szemle. LXIV. Évfolyam 4. szám

Köszönöm a figyelmet!