2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs1 ÚJ FEJLESZTÉSEK A BIZTONSÁGOSABB ATOMREAKTO- ROK LÉTREHOZÁSÁRA – NEGYEDIK GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK Dr. Csom Gyula.

Az előadások a következő témára: "2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs1 ÚJ FEJLESZTÉSEK A BIZTONSÁGOSABB ATOMREAKTO- ROK LÉTREHOZÁSÁRA – NEGYEDIK GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK Dr. Csom Gyula."— Előadás másolata:

1 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs1 ÚJ FEJLESZTÉSEK A BIZTONSÁGOSABB ATOMREAKTO- ROK LÉTREHOZÁSÁRA – NEGYEDIK GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK Dr. Csom Gyula professor emeritus BME Nukleáris Technikai Intézet

2 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs2 TARTALOM 1.Bevezetés 2.Szóba jöhető üzemanyagciklusok 3.Alapelvek a jövő atomenergia-rendszereinek kiépítéséhez 4.Generation IV International Forum (GIF) 5.A Generation IV fejlesztési irányai 6. Magyarországi lehetőségek és teendők Irodalom

3 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs3 1. BEVEZETÉS Az atomenergetika fejlődése a elmúlt fél évszázadban 1. ábra Az atomerőművi kapacitás és az atomerőművekben termelt villamosenergia-részesedés időbeli alakulása a világon

4 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs4 1. BEVEZETÉS (folyt.) 2002-ben: 4 41 atomerőművi blokk ~360 GW e összkapacitás 2543 Md kWh villamosenergia-termelés atomerőművekben Ennek aránya a teljes villamosenergia-termelésen belül: 16% Néhány országban az atomerőművek dominanciája

5 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs5 1. BEVEZETÉS (folyt.) 1. táblázat. Az üzemben lévő és építés alatt álló atomerőművi blokkok a világon (2002 december) Ország Üzemelő blokkok Építés alatt álló blokkok Termelt vill. en. és annak részesedése Teljes üzemi tapasztalat SzámaMW e SzámaMW e TWh e %reaktorév USA Franciaország Japán Németország Oroszország Dél-Korea Egyesült Királyág Ukrajna Kanada Svédország Spanyolország Belgium Kína Csehország Svájc Bulgária Finnország India Szlovákia Litvánia Brazília Dél-Afrika Magyarország Mexikó Argentína Szlovénia Románia Hollandia Pakisztán Örményország Irán Észak-Korea 104 59 54 19 30 18 31 13 14 11 9 7 6 5 4 14 6 2 4 2 1 2 1 - 98230 63073 44287 21283 20793 14890 12252 11207 10018 9432 7574 5760 5318 3468 3200 2722 2656 2503 2408 2370 1901 1800 1755 1360 935 676 655 450 425 376 - --3-32-4----4----82-----1-1---21--3-32-4----4----82-----1-1---21 3696 - 2825 1920 - 3800 - 3275 - 3610 776 - 692 - 655 - 2111 1040 768,83 401,30 321,94 162,30 125,36 112,13 83,34 71,67 72,35 69,20 61,07 44,1 16,68 14,75 25,29 18,24 21,88 17,32 17,10 11,36 14,35 13,34 14,13 8,11 6,54 5,03 5,05 3,75 1,98 1,99 - 20,35 77,07 34,26 30,52 15,40 39,32 22,44 46,36 12,85 43,85 26,88 58,03 1,14 19,76 35,96 41,55 30,54 3,72 53,44 77,58 4,34 6,65 39,09 3,66 8,19 38,98 10,46 4,16 2,86 34,82 - 2767,67 1287,17 1070,33 629,08 731,33 202,58 1301,67 266,83 461,17 300,08 210,17 184,58 31,50 68,83 138,83 125,17 95,33 209,42 97,00 34,50 23,25 36,25 70,17 21,92 48,58 21,25 6,50 59,00 33,83 35,25 - Összes441358661 33271002543,5710696,33

6 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs6 1. BEVEZETÉS (folyt.) 1980-as évektől kezdve: Visszaesés, ill. stagnálás Okai: Atomerőművi balesetek Néhány kulcskérdés megoldásra vár (biztonság, nagyakt-ú hulladékok, proliferáció, ü.a. hasznosítás) Antinukleáris mozgalmak felerősödése  Lakossági elfogadottság visszaesése sok országban A politika elbizonytalanodása Változás az 1990-es évek közepétől Cél: Kulcskérdések megoldása

7 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs7 2. SZÓBA JÖHETŐ ÜZEMANYAGCIKLUSOK Nyitott üzemanyagciklus Zárt üzemanyagciklus Hulladék-recirkulációs zárt üzemanyag-ciklus Szimbiotikus atomenergia-rendszer Hulladék-recirkulációs szimbiotikus atomenergia- rendszer Atomerőmű-generációk

8 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs8 3. ALAPELVEK A JÖVŐ ATOMENERGIA- RENDSZEREINEK KIÉPÍTÉSÉHEZ a)Fenntarthatóság Tiszta környezet megőrzése Nukleáris üzemanyag hatékony felhasználása (zárt, szimbiotikus a.e. rendszer) Radioaktív hulladékok minimalizálása (transzmutáció) Más energiaforrások felhasználásából származó környezeti terhelés enyhítése (hozzájárulás a H-termeléshez) b) Gazdasági versenyképesség Jelenleg: vill. en. egységköltsége versenyképes egységköltség belső szerkezete előnyös  árstabilitás, előretervezhetőség, stratégiai készlet képzése műszakilag könnyű, gazd-lag olcsó (hozzájárulás az ellátás- biztonsághoz) Cél: Ezen előnyök megőrzése a várható változások mellett is.

9 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs9 3. ALAPELVEK A JÖVŐ ATOMENERGIA- RENDSZEREINEK KIÉPÍTÉSÉHEZ (folyt.) Megoldás: Vill. en. mellett más termékek (H, folyamathő stb.) előállítása (magasabb hőmérsékletek) Különböző blokk nagyságok (különböző rendszernagyságokhoz) Fajlagos beruházási költség csökkentése (tipizálás, modularitás, engedélyezési eljárások korszerűsítése stb.)→ beruházói bizalom javítása c) Nukleáris létesítmények biztonsága és megbízhatósága Egyik kulcskérdés Megoldás: Mélységi védelem fejlesztése Belső (inherens) biztonság Passzív védelmi tulajdonságok és eszközök Balesetek valószínűségének csökkentése (Valószínűségi biztonsági elemzések – PSA – fejlesztése) Mindezek új kihívások mellett

10 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs10 3. ALAPELVEK A JÖVŐ ATOMENERGIA- RENDSZEREINEK KIÉPÍTÉSÉHEZ (folyt.) d) Radioaktív hulladékok kezelése és elhelyezése Másik kulcskérdés Megoldás a lakosság számára is meggyőző módón Megoldás: mennyiség (radiotoxicitás) csökkentése lebomlási idő rövidítése  Transzmutáció - P&T technológia – ipari méretű alkalmazása Mélységi tárolók kiépítése

11 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs11 3. ALAPELVEK A JÖVŐ ATOMENERGIA- RENDSZEREINEK KIÉPÍTÉSÉHEZ (folyt.) e) Proliferációállóság és fizikai védelem Harmadik kulcskérdés Terrorizmus terjedésével nő a jelentősége Eszközei: Belső eszközök, ill. jellemvonások (technikai) Külső eszközök, ill. jellemvonások (állami döntések és kötelezettségek)

12 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs12 4. GENERATION IV INFORMATION FORUM (GIF) (folyt.) Multinacionális kezdeményezések a fejlesztésre Michelangelo Network 8MICANET): 1997 - EU INPRO projekt: 2001 - NAÜ GIF: 2000 – USA kezdeményezés GIF célja: Az ismertetett alapelveket kielégítő kereskedelmileg hasznosítható atomerőművek kifejlesztése 2030-ig Alapító országok (9+1): Argentína, Brazília, Dél-Afrika Dél- Korea, Franciaország, Japán, Kanada, Nagy-Britannia, USA, majd Svájc

13 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs13 4. GENERATION IV INFORMATION FORUM (GIF) (folyt.) 2 éves tanácskozás eredménye: ~100-ból 6 reaktortechnológia (4. generációs reaktor) kiválasztása, melyek vizsgálandók és fejlesztendők a jövő számára. Sajátossága: Az üzemanyagciklus valamennyi elemére a kiterjed a K+F projekt. Nemzetközileg koordinált K+F projekt Definiált üzemanyagciklusok: nyitott ü.a. ciklus Pu részleges recirkulációja Pu teljes recirkulációja Kialakult a teljes irányítási séma

14 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs14 5. A GENERATION IV FEJLESZTÉSI IRÁNYAI Gázhűtésű gyorsreaktor (GFR) - He-hűtésű gyorsreaktor zárt ü.a. ciklus (2025) Nagyon magas hőmérsékletű reaktor (VHTR) - Grafit mod. He- hűtésű nyitott ü.a. ciklus (2020) Szuperkritikus vízhűtésű reaktor (SCWR) (2025) Na-hűtésű gyorsreaktor (SFR) - zárt ü.a. ciklus (2015) Ólomhűtésű gyorsreaktor (LFR) - zárt ü.a. ciklus (2025) Sóolvadékos reaktor (MSR….. ADS) (2025)

15 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs15 5. A GENERATION IV FEJLESZTÉSI IRÁNYAI (folyt.) a)Gázhűtésű gyorsreaktor (GFR) 2. ábra. A GFR-rel szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája

16 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs16 5. A GENERATION IV FEJLESZTÉSI IRÁNYAI (folyt.) b) Nagyon magas hőmérsékletű reaktor (VHTR) 3. ábra. A VHTR-rel üzemelő hidrogéntermelő üzem sémája

17 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs17 5. A GENERATION IV FEJLESZTÉSI IRÁNYAI (folyt.) 3. táblázat. 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, % 600 640/1000 Folyamattól függő 320 6-10 ZrC-burkolatú szemcsék, pálcák vagy golyók. >50

18 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs18 5. A GENERATION IV FEJLESZTÉSI IRÁNYAI (folyt.) c) Szuperkritikus vízhűtésű reaktor (SCWR) 4. ábra. Az SCWR-rel szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája

19 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs19 5. A GENERATION IV FEJLESZTÉSI IRÁNYAI (folyt.) 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/kgnehézfém Üzemanyag-károsodás, dpa Biztonsági megközelítés 900 1700 termikus 44 280/510 25 ~100 UO 2 magas szilárdságú ausztenites, vagy ferrites-martenzites rozsdamentes acél, vagy Ni-ötvözet burkolattal ~45 10-30 Hasonlít az ALWR-ekéhez 4. táblázat. A termikusneutron-spektrumú SCWR jellemző tervezési paraméterei

20 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs20 5. A GENERATION IV FEJLESZTÉSI IRÁNYAI (folyt.) d) Nátriumhűtésű gyorsreaktor (SFR) 5. ábra. Medence típusú SFR-rel szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája

21 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs21 5. A GENERATION IV FEJLESZTÉSI IRÁNYAI (folyt.) 6. ábra. Hurok típusú SFR-rel szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája

22 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs22 5. A GENERATION IV FEJLESZTÉSI IRÁNYAI (folyt.) e) Ólomhűtésű gyorsreaktor (LFR) 7. ábra. Az LFR-el szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája

23 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs23 5. A GENERATION IV FEJLESZTÉSI IRÁNYAI (folyt.) 5. táblázat. 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 125-400 fémötvözet vagy nitrid ferrites ~100 1,0 Nyitott Természetes Pb-Bi ~550 atmoszférikus ~1000 fémötvözet Ferrites 100-150 >1,0 Nyitott Kényszerített Pb ~550 atmoszférikus 3600 nitrid Ferrites 100-150 1,0-1,02 Kevert Kényszerített Pb 750-800 atmoszférikus 400 nitrid keramikus vagy tűzálló ötvözet 100 1,0 Nyitott Természetes

24 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs24 5. A GENERATION IV FEJLESZTÉSI IRÁNYAI (folyt.) f) Sóolvadékos reaktor (MSR) 8. ábra. Az MSR-rel szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája

25 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs25 5. A GENERATION IV FEJLESZTÉSI IRÁNYAI (folyt.) 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 1000 22 44-50 565 700 (850 hidrogéntermelés esetén) Grafit Multi újrahevítésű, rekuperatív héliumos Brayton-ciklus Termikus 6. táblázat. Egy referencia MSR jellemző paraméterei

26 2005. szeptember 16.Dr. Csom Gyula, Pécs26 6. MAGYARORSZÁGI LEHETŐSÉGEK ÉS TEENDŐK Irodalom Dr. Csom Gyula Nemzetközi összefogás a 21. század atomenergetikájáért http://www.reak.bme.hu/balmaz/IV_generacio.doc