Villamosenergia-termelés nyomottvizes atomerőművekben 6.5. témakör Villamosenergia-termelés nyomottvizes atomerőművekben

Tartalom 1. Vízhűtésű atomerőművek. 2. Atomreaktor, mint hőforrás. 3. Nukleáris gőzfejlesztő rendszer. 4. Gőzkörfolyamat. 5. Energetikai jellemzők. 6. Környezeti hatások. 7. EPR reaktor.

1. Vízhűtésű atomerőművek Vízhűtésű reaktorok: nyomottvizes (PWR, VVER), forralóvizes (BWR, RBMK). Nyomottvizes reaktorok: radioaktív primerkör, inaktív szekunderkör. Forralóvizes reaktorok: radioaktív gőzerőmű. Lényegében gőzerőmű, GK helyett NGR (forralóvizes reaktor), alacsony gőz kezdő jellemzők, telített és nedves gőz a gőzturbinában, 2-2,5-szer nagyobb munkaközeg tömegáram.

Nyomottvizes atomerőmű kapcsolása

Forralóvizes atomerőmű kapcsolása

2. Atomreaktor, mint hőforrás A hasadt uránmagok nukleárisan kötött energiája felszabadul. A felszabaduló energia nagyobb része (≈84%) a keletkező részecskék kinetikus energiájává (Ek) alakul, kisebb részét (≈16%) a különböző sugárzások viszik magukkal. A fűtőelem-tablettákban a nagy sebességű (kinetikus energiájú) részecskék ütköznek a szilárd fűtőelemben levő részecskékkel, s az ütközésnél a részecskék kinetikus energiája hővé alakul. Végső soron a sugárzási energia döntő része is hővé alakul. A keletkező hőt folyamatosan el kell vonni!

VVER-440 kazetta (zárt kazettafal)

VVER-1000 (összes PWR) kazetta (nincs kazettafal)

A reaktor hőteljesítménye A reaktor egy elemi δV térfogatrészéből a maghasadás révén kinyerhető hőteljesítmény: Σf makroszkopikus hatáskeresztmetszet, Φ termikus neutronfluxus a δV térfogatrészben, qh≈200 MeV/hasadás=3,2.10-11 J/hasadás

A reaktor hőteljesítménye Az atomreaktorok aktív zónája rendszerint henger alakú. Az R sugarú és H magasságú aktív zóna ncs számú hűtőcsatornát (fűtőelem körül, kazetta, aktív zóna), amelyben elvárás az azonos tömegáramú víz:

Hengeres atomreaktor hűtőrendszere (a) és hűtőcsatornája (b) [Büki]

A hűtőcsatorna-hőteljesítmény és a vonalmenti hőteljesítmény változása a reaktorsugár (R) ill. a reaktorhossz (H) függvényében [Büki]

Az üzemanyag-csatorna sugármenti hőmérséklet-eloszlása [Büki]

Hűtőközeg, üzemanyag és burkolat hőmérsékletváltozása a forrócsatornában [Büki]

A hűtőközeg felmelegedése a reaktor sugara mentén [Büki]

Tüzelőanyag Tüzelőanyag: urán-oxid pasztillák (U-235 (0,72%) dúsítva: 1,6, 2,4, 3,6 (4-4,5) % + U-238 (99,27 %). Kiégési szint (Hü): 30000-40000 kWnap/kg=(4,5-6).1012 J/kg=(4,5-6).106 MJ/kg (fosszilis: 47-6 MJ/kg), a jelenlegi hasznosítás mellett 5 nagyságrend különbség!

Biztonsági filozófia 1./ Kerámia mátrixú pasztillák, 2500-2800 oC olvadási hőmérséklettel. 2./ A pasztillák cirkónium-ötvözetű, zárt fűtőelem pálcákban. 3./ A fűtőelem pálcákból kazetták, a kazetták reaktortartályba helyezve, nyomottvizes (nagynyomású folyadékfázisú) víz keringtetése, a kazetták hűtése, a hő elvonása a gőzfejlesztőkben (FKSZ, hurkok, gőzfejlesztők). 4./ Containment vagy hermetikus tér (pmax=5 ill. 1,5 bar) a radioaktív szennyeződések kikerülése esetén, egy hurokcső törése esetén az aktivitáshordozók környezetbe való kikerülésének megakadályozása érdekében. 5./ Inherens (önbiztosító) reaktorok: a teljes primerkör nagy bórsav-tartalmú víz alatt, medencében (3. generáció). Az eddigi tapasztalatok: az emberi tévedések a balesetekben, ezért ezek kiküszöbölése.

3. Nukleáris gőzfejlesztő rendszer (NGR) NGR (GF, tv-1): a nukleárisan kötött energia felszabadítása a reaktorban, az aktív zónában a keletkező hő elvonása nagynyomású, folyadékfázisú („nyomott”) áramló hűtővízzel (296-265 oC), a hűtővíz lehűtése a gőzfejlesztő csőterében (primerkör), a gőzfejlesztő köpenyterében a vízgőz munkaközeg felmelegítése, elgőzölögtetése (szekunderkör).

PA primerköri kapcsolás

VVER-440 fekvő gőzfejlesztő

Felső tápvíz-bevezetéssel

PWR álló gőzfejlesztő

GF T-Q diagram . Tki E tv Q T Tbe QGF = mg(h1-htv) QR = mhvc(Tki-Tbe) TS =[PGF] .

4. Gőzkörfolyamat 1TH u1 u’’ 1’’ Sz u x 1 TH T1 T2 u’ (1-x) 2 tv Tápvízelőmelegítés 2’

K-220-44 gőzturbina elvi kapcsolása KSZ CS TH1 TH2 GTT NX12 3 db KSZ pótvíz NX01 KT NX02 NX08 NX11 NX06 NX07 NX10 Leiszapolás NX13 5 db CSH AH N2H4 2 db K GF E8 E7 E6 E5 E4 E3 E2 E1 CSUH NNY KNY

Hőkörfolyamat

NGR hőteljesítmény Reaktor: Gőzfejlesztők: ηpr=0,99.

Gőzturbina tengelyteljesítmény Gőzturbina (1-u, u1-2): a kisnyomású (44-70 bar) telített (ω≈0,005) vízgőz termikus energiájának forgási energiává alakítása. Teljesítmény: ηC=0,40-0,45, ηirrT=0,80-0,85.

ηC nem növelhető! p1 nem növelhető 44 bar (ppr=125 bar, thv=296/265 oC) ill. 70 bar (ppr=160 bar, thv=336/305 oC). Megcsapolásos (regeneratív) tápvízelőmelegítés. ωmax=0,1-0,15→nedvesség-leválasztás, közbenső túlhevítés frissgőzzel. Végnyomás (p2≈0,03 bar) elérte a határt.

VVER-440 CSTH

PWR cseppleválasztó

5. Energetikai jellemzők Generátor, transzformátor (lásd 6.1. témakör). Kondenzátor-hűtővíz rendszer (lásd 6.1. témakör) Hatásfok: Fajlagos tüzelőhő-felhasználás:

6. Környezeti hatások Radioaktív kibocsátás: légköri és folyékony → tisztítás és szigorú ellenőrzés. Radioaktív hulladékok („szemét”): nagy aktivitású: kiégett fűtőelemek (transzuránok T1/2=millió év) → néhány ország reprocesszálás + hulladék nefelin mártixba és hordóba. PA: KKÁT – kivárás, reménybeli technológia: transzmutáció. kis és közepes aktivitású (T1/2 (Co-60)=5,3 év): feldolgozás az AE-ben, PA: 100 m3/év blokk, 200 ill. 400 l hordók: szilárd → tisztaság, szervezeti intézkedésekkel, folyékony cementmátrix?, elhelyezés átmeneti tárolóba (Mo: Bátaapáti).

Paksi Atomerőmű

Paksi Atomerőmű

Paksi Atomerőmű

Paksi Atomerőmű

Paksi Atomerőmű

Reaktorok generációja

7. EPR reaktor

Adatok Termikus teljesítmény: 4200/4500 MWth, Villamos teljesítmény: 1600 MWe, Hatásfok: 36-37 %. Primerkör: 4 hurok, 241 üzemanyag-kazetta, összesen 128 t UO2, 89 szabályozó és biztonságvédelmi rúd, üzemi nyomás: 154 bar, be/kilépő hőmérséklet: 296/327 oC. Szekunderkör: kilépő telített gőz: 78 bar/290 oC, Gőzturbina: 1 db nagy- és 3 db kisnyomású turbina ház.

Biztonsági filozófia Dupla falú hermetikus védőépület, (nagy utasszállító repülőgép rázuhanására méretezve) Megakadályozni a telephelyen kívüli következményeket. Javítani a balesetek megelőzését szolgáló rendszereket: Egyszerűsítés, fizikai szeparáció, emberi hibák lehetőségének csökkentése. Zónasérülés valószínűsége 10-6 / év, de a zónasérülés sem jelent nagy kibocsátást Súlyos balesetek esetén csökkenteni a következmények súlyosságát (konténment hűtése, zónaolvadék felfogása és hűtése, talapzat hűtése alulról).

Versenyképesség Az elektromos áram termelési költsége az EPR-rel várhatóan 10%-kal alacsonyabb, mint a jelenlegi atomerőművekben, 20 %-kal alacsonyabb, mint a jelenleg fejlesztés alatt álló legnagyobb kombinált ciklusú gázerőművekben. Az externális költségeket (CO2-adó) beszámítva az arány még kedvezőbb. A versenyképesség okai: 1600 MWe-os, nagy teljesítményű blokkok; 36-37%-os hatásfok (ez a legmagasabb a vízhűtésű reaktorok között); rövid konstrukciós idő (építés megkezdésétől a normál üzemig optimális esetben akár 48 hónap); 60 évre tervezett élettartam; Akár 92% rendelkezésre állás (hosszú üzemanyag-ciklusok, rövid leállások, és üzem közbeni karbantartások).