Atomerőművek felépítése, tervezése - oldweb.reak.bme.huoldweb.reak.bme.hu/fileadmin/user_upload/... · Német nyomottvizes atomerőmű hűtőköreinek és tápvíz/gőz körének

Atomerőművek felépítése, tervezése

Atomerőművek 1.

Prof. Dr. Aszódi Attila, Boros Ildikó, BME NTI

Az atomenergia jelenlegi szerepe

• Az atomenergetika részesedése

a villamosenergia-termelésben

(2011, 2014)

világ 16% → 11%

EU 35% → 27%

Magyaro. 36% → 53%

• A világon 448 atomerőművi

blokk üzemel, 2 tartósan leállítva,

és 57 áll építés alatt.

• Az atomerőművi blokkok

zöme 2015-2030-ra tölti ki

tervezett élettartamát

– Átlagéletkoruk 28-30 év

2018.10.19. 2 Atomerőművek 1.

Forrás: WNA

A világ és Európa atomerőművei

2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 3

Atomerőmű-generációk


Első generációs atomerőművek

• Az 50-es, 60-as évek prototípus

atomerőművi reaktorai

• Viszonylag kis egységteljesítmény

(<250 MW)

• Kis darabszámú szériák, inkább

prototípus (kivétel: Magnox)

• Biztonsági hiányosságok

• Többnyire természetes urán üzemanyag

• „Egzotikus” reaktortípusok is (FBR

– pl. Fermi I., GCR – pl. Magnox,

HWGCR – pl. Monts D'Arree,

SGHWR – Winfrith)

Winfrith SGHWR leszerelése

Winfrith SGHWR vezénylő (1967-90, 100 MWe)

HWGCR – heavy water gas cooled reactor

SGHWR – steam generating HWR


EBR (Experimental Breeder Reactor)

• 1951-ben helyezték üzembe, a világ első reaktora, amivel

áramot termeltek, de nem atomerőmű!

• Gyorsreaktor, üa.: 94%-os dúsítottságú urán, hűtőközeg

folyékony Na-K.

• Pth=1400 kW, Pe=200 kW. A

National Reactor Testing

Station egy épületének

világítását látták el vele.

Forrás: INL



• 1954. július 27: Az Obnyinszki Atomerőmű hálózatra kapcsolódik.

• Későbbi RBMK-k „atyja”, grafitmoderálású, csöves, forralóvizes

típus.

• Nettó 5 MW elektromos telj.

• 2002-ben állították le!


• 1957. december 2-án indult, 1982-ig üzemelt

• Nyomottvizes, amit eredetileg a

haditengerészet részére fejlesztettek ki

• Pth=230 MW, Pe=60 MW

• Az USA első reaktora, amelyet teljesen

leszereltek.

• Leszerelési idő: 5 év

• Befejezve: 1990 április

• Költség: 98,3 M USD

A Shippingport Atomerőmű Forrás: Pennsylvania

State Archives


9


• Magnox: szén-dioxid gáz hűtésű, grafitmoderátoros

reaktorok (GCR), természetes urán üzemanyaggal

• Az első Magnox-ot (Calder Hall) 1956-ban indították, és

2003-ban állt le

• 200-500 MWe teljesítmény

• Wylfa-1: ez az egyetlen első generációs blokk üzemel a

világon (Nagy-Britannia,

Magnox, 550 MWe)

– építés kezdete: 1963;

– első kritikusság: 1969;

– hálózatra kapcsolódás: 1971

– ma is üzemel, cumulative load factor 70,6%

Wylfa

2018.10.19. Atomerőművek 1.

Második generációs atomerőművek

• A jelenleg üzemelő blokkok nagy

része

• Kereskedelmi forgalomban

kapható, nagy darabszámú szériák

• Főleg könnyűvizes blokktípusok

ill. nehézvizes reaktorok

• Első generációs reaktorokból továbbfejlesztve

• Csak a biztonságos, gazdaságos típusokat tartották meg

• Bizonyos sztenderdizálás már megfigyelhető, de a blokkok

még számos egyedi paraméterrel rendelkeznek


Második generációs atomerőművek

• Üzemelő atomerőművek típusok szerint

Forrás: NAÜ


FORRALÓVIZES

REAKTORRAL SZERELT

ATOMERŐMŰ (BWR) 2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 12


A forralóvizes reaktor

• Egykörös atomerőművi kapcsolás

– a turbinára jutó gőz az aktív zónában termelődik

– a korszerű energetikai BWR-ekben nincs a PWR-eknél megszokott

elkülönülő primer és szekunder kör, a primer körben alacsonyabb a

nyomás

(~6,9-7,2 MPa), a víz forráspontja ~285°C

– erőmű hatásfok: 32-34%

– a reaktor úgy van megtervezve, hogy a zóna felső részében a

kétfázisú hűtőközeg tömegének 12-15%-a gőz

→ alacsonyabb moderáltság,

→ alacsonyabb hasadási sűrűség,

→ alacsonyabb teljesítmény-sűrűség mint a zóna alsó részében.


A BWR-ek fejlesztése • Dresden-1 (USA)

– kétciklusú BWR: a reaktorban gőz termelődött, ez egy

magasabban lévő gőzdob/gőzfejlesztőbe került, ahonnan a

szekunder gőz ment a turbinára

• KRB (Gundremmingen, Németo.)

– kétciklusú, a külső gőzdob helyett belső cseppleválasztó,

gőzszárító

• Oyster Creek

– már nincsenek gőzfejlesztők, direkt ciklus

– 5 recirkulációs hurok, melyek a zónán belüli kényszeráramot

biztosították

• Dresden-2

– belső sugárszivattyúk, ezzel együtt a külső recirkulációs hurkok

számának csökkentése kettőre (ötről)

– vezetékek, szivattyúk és szelepek számának csökkentése

BWR felépítése

Recirkulációs hurok – teljesítményszabályozás eszköze is

Forrás: NRC


Forralóvizes atomreaktor

BWR-ek a „környéken”: Finnország: Olkilouto, Németország: Brunsbüttel (Permanent Shutdown)

Gundremmingen (A – Permanent Shutdown; B,

C – operational) Isar-1 (Permanent Shutdown) Svédország: Barseback (1, 2 – Permanent Shutdown)

Oyster Creek (USA)



• szabályozórúd és környezete (1-6)

– egy szabályozó cella (fűtőelemmodul) a szabályozórúdból (7) és a négy mellette lévő fűtőelemkötegből (5x5-10x10, stb) áll.

– BWR fűtőelemköteg palásttal rendelkező csatornában (6)

– alulról bevezetett szabályozórudak

– Kihúzott szabályozórúd esetén a helyét víz foglalja el, ami jelentős termikusneutron-fluxuscsúcsot eredményez („neutroncsapda”)

• a szomszédos fűtőelemekben is megemeli a termikusneutron-fluxust.

• Ezekben az elemekben alacsonyabb dúsítású (esetleg természetes) uránt alkalmaznak.

– Fűtőelem nélküli pozíciók kazettán belül: víz moderátor

BWR fűtőelemköteg


BWR konténment

• A legelterjedtebb a GE konténment sorozata: Mark I, II és III, és ezek altípusai

– Szárazaknával (drywell) és nedvesaknával (wetwell/ suppression pool/suppression chamber) is rendelkeznek.

– Mindegyik kialakítás célja a nyomáscsökkentés LOCA esetén.

– A konténment fő feladata a reaktorból kijutó gőz kondenzációja és a primerkörből kijutó hasadási termékek visszatartása, hogy a telephelyen kívüli dózisterhelés ne érje el a hatósági szintet, illetve hogy hőnyelőt és vízforrást (betáplálási forrást) biztosítson adott biztonsági berendezéseknek.

Konténment keresztmetszet

1 Aktív zóna

2 Szabályozórudak

3 Recirkulációs szivattyú

4 Tápvízcsonkok

5 Frissgőz-vezeték

6 Reaktortartály

7 Konténment

8 Kondenzációs kamra (nedvesakna)

9 Bórsav-tartály

10 Hermetikus acélbevonat

11 Nehézbeton

12 Zsilip

13 Lefúvató / kondenzációs cső


MARK I konténment

• A Fukushima Daiichi

1-5. blokk

konténment típusa

Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 20 2018.10.19.

MARK II Konténment

A Fukushima Daiichi 6.

blokkjának konténment

típusa

Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 21 2018.10.19.

BWR – konstrukciós sajátosságok

Enyhén radioaktív gőz jut a

turbinához -> beton

árnyékolás

Zárt köpenyű fűtőelem-kazetták

(tömegáram szabályozása

az instabilitások elkerülésére)

Szabályozórudak

bevezetése alulról

Értékességük a gőztérben

kicsi lenne

A tartály felső részében van a cseppleválasztó és a gőzszárító, ezért

nem lehetséges a szabályozók átvezetése

Nagy térfogatú reaktortartály (670 m³)

Üzemzavari nyomáscsökkentés a konténmentben a kondenzációs kamra

segítségével

Gépház, Krümmel atomerőmű

Árnyékolás


NYOMOTTVIZES

REAKTORRAL SZERELT

ATOMERŐMŰ (PWR) 2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 23

24

PWR felépítése

2018.10.19. Atomerőművek 1.

Forrás: NRC Nyomottvizes reaktornál: kétkörös, a primerköri nyomás kb. 160 bar, ezért nincs

gőzképződés. A szekunder kör hagyományos víz-gőz kör, kb. 65 bar nyomással

Nyomottvizes atomreaktor (PWR)

PWR-ek a „környéken”: Paks, Mohi, Temelin, Krsko,

Dukovany, Kozloduy, Loviisa, Bohunice

Diablo Canyon (USA) MOX üzemanyag


Hűtőrendszer sémája

Német nyomottvizes atomerőmű hűtőköreinek és tápvíz/gőz

körének sémája

1. Reaktor

2. Gőzfejlesztő

3. FKSZ

4. Térfogatkompenzátor

5. Lefúvató tartály

6. Turbina

7. Cseppleválasztó

8. Közbülső túlhevítő

9. Cseppleválasztó,

kondenzszivattyú

10. Kondenzátor

11. Főkondenzszivattyú

12. KNY előmelegítő

– kondenzhűtő



– kondenzszivattyú

15. Tápvíztartály

16. Tápvízszivattyú

17. Üzemzavari

tápvízszivattyú

18. NNY előmelegítő

– kondenzhűtő

19. NNY előmelegítő

20. Főáramkörű gőzhűtő


CANDU


Moderátor anyagok

Moderátor

paraméterek

H2O D2O Grafit

Moderációs úthossz

[cm]

5.74 10.93 19.7

Neutronabszorpciós

hatáskeresztmetszet

[barn]

0.66 0.0026 0.0045


• Deutérium moderátor: üzemelés természetes uránnal is lehetséges

• Különböző típusok:

– Nehézvíz vagy könnyűvíz hűtőközeg

– Nyomott csöves vagy nyomott tartályos

• CANDU: nehézvíz moderátoros, nehézvíz hűtésű, nyomott csöves reaktor


CANDU

• CANada Deuterium Uranium Reactor

• Fejlesztés: 50-es, 60-as években (AECL - Atomic Energy of Canada Limited,

Hydro-Electric Power Commission of Ontario, Canadian General Electric)

• Jelentős kanadai uránkészletek hasznosítására fejlesztették (dúsítás ne legyen

szükséges)


CANDU reaktorok Európában

Unit Country Start of operation Nominal

power Load factor

Cernavoda 1 Romania December 1996 706 MWe 88,61%

Cernavoda 2 Romania October 2007 706 MWe 94,89%


CANDU-6

• 700 MW névleges teljesítmény

• 11 blokk üzemel világszerte (1983-2007)

• Összesen 34 Candu blokk

CANDU

• Nyomott csöves (nyomott reaktortartály nélkül)

• D2O moderátor és hűtőközeg

• Szeparált hűtő és moderátor rendszer

– Hűtés: ~ 100bar, 300oC

– Moderátor: ~1 bar, <80oC

• Üzem közbeni átrakás lehetséges!

• Természetes urán használata -> kis reaktivitás-tartalék a

zónában > nem kell bóros szabályozás



CANDU üzemanyag


CANDU zóna


CANDU zóna

Shielding pool arund

the calandria

Heavy water

moderator in

the calandria

CANDU üzemanyag kezelés


• Üzem közbeni átrakás: két átrakógép segítségével

• Neutrongazdag zóna – Különböző

üzemanyagok használata: natU, enyhén dúsított U (0.8-1.2%), MOX, RU (recovered uranium)

– PWR kiégett üzemanyag kémiai reprocesszálás nélkül felhasználható!

CANDU hűtőrendszer

• 2-hurkos primer kör, 4 GF


CANDU

CANDU leállító rendszerek

Forrás: AECL


CANDU biztonság

• Reaktivitás-szabályozás: könnyűvíz-rekeszekkel,

szabályozó rudakkal, neutronmérgekkel

• Két független leállító rendszer

• Pozitív üregegyüttható!

• Kis reaktivitás-tartalék

• Alacsony dúsítás

– Az üzemanyag nem válhat kritikussá levegőn vagy könnyűvízben


RBMK



RBMK reaktorok a világban

• Üzemelő blokkok – 11 RBMK +

– 4 EGP-6 („mini RBMK” -

Bilibino atomerőmű)

• Építés alatt álló

blokkok: 0

Típus Blokkok száma Össz MW(e)

BWR 84 78 122

FBR 2 580

GCR 15 8040

LWGR 15 10 219

PHWR 48 23 961

PWR 270 249 621

Összesen: 434 370 543

PRIS database. Last update on 2013-09-09 (http://www.iaea.org/PRIS/home.aspx)

Moderátor

paraméterek

H2O D2O Grafit

Moderációs úthossz

[cm]

5.74 10.93 19.7

Neutronabszorpciós

hatáskeresztmetszet

[barn]

0.66 0.0026 0.0045

Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek

1.

#14 / 42 2018.10.19.

RBMK - Nagy teljesítményű, csatorna típusú reaktor

1 Urán üzemanyag 7 Cseppleválasztó/gőzdob 13 Hőelvezetés 18 Keringtető szivattyú

2 Hűtőcső 8 Gőz a turbinához 14 Tápvíz szivattyú 19 Vízelosztó tartály

3 Grafit moderátor 9 Gőzturbina 15 Tápvíz előmelegítő 20 Acélköpeny

4 Szabályozórúd 10 Generátor 16 Tápvíz 21 Betonárnyékolás

5 Védőgáz 11 Kondenzátor 17 Víz visszafolyás 22 Reaktorépület

6 Víz/gőz 12 Hűtővíz szivattyú

RBMK

43 2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.


RBMK • RBMK – BWR összevetés


Zóna és üzemanyag


Zóna és

üzemanyag

Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek

1.

#14 / 47 2018.10.19.

A PWR és az RBMK közötti fizikai

különbségek

Nyomott vizes reaktor Csernobili típusú reaktor

víz urán víz urán víz

víz urán víz urán vízvízurán

víz vízurán

vízgrafit

vízurán

víz vízurán

vízgrafit

Moderátor anyagok

jellemzői

H2O D2O Grafit

termikus úthossz [cm] 5,74 10,93 19,7

neutronabszorpciós

hatáskeresztmetszet [barn]

0,66 0,0026 0,0045

RBMK biztonsági hiányosságok

• Pozitív üregegyüttható!

• Nagy térfogatú reaktorzóna

– Instabilitások, egyenlőtlenségek

– Xenon-lengés

• Bonyolult szabályozás (több mint 200 szabályozórúd)

• Konténment hiánya

• Tervezési alap problémái (jelentősebb hűtőközeg-vesztésre

nincs méretezve)


HARMADIK GENERÁCIÓS

ERŐMŰVEK


Harmadik generációs atomerőművek

• Jelenleg piacra kerülő típusok, a

második generációs erőművek

továbbfejlesztett változatai.

• Fejlesztés a második generációs

típusokhoz képest: evolúciós és

innovatív reaktortípusok

• Továbbfejlesztés irányai:

– Gazdasági versenyképesség javítása

– Nagyobb biztonság

– Non-proliferációs célok megvalósítása

– Fenntarthatósági szempontok

Forrás: titan2.ru


51


• Gazdasági versenyképesség elérése

– Atomerőmű: villamosenergia-előállítás költsége 45-75%-a az

építés. Szénnél ugyanez 25-60%, földgáznál 15-40%.

– Nagy építési költség miatt igen tőkeigényes, hosszú távú

megtérüléssel kell számolni

– Költségeket jelentősen csökkentheti a kapcsolt termelés (távhő,

hidrogén-előállítás, tengervíz sótalanítás)

• Eszközök:

– Méret miatti megtakarítások

– Racionalizált építési módszerek, építési idő

csökkentése

– Sztenderdizálás és sorozatgyártás

– Több blokkos telephelyek.

2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.

52


• Eszközök (folyt.):

– Projektmenedzsment eszközök:

• Hatékony beszerzés és szerződések,

• költség- és minőség-ellenőrzés,

• helyi vállalatok bevonása

• Szoros együttműködés a releváns szabályozó hatóságokkal, hatósági munka racionalizálása

– Modularizáció – előre gyártott elemek használata

– Passzív rendszerek fejlesztése (olcsóbbak!)

– Túlméretezés csökkentése fizikai

folyamatok pontosabb leírásával,

modellezhetőségével (termohidraulika,

reaktorfizika), kódfejlesztés

– Modern tervezési eszközök

• Komponensek számának csökkentése

– Hatásfok-növelés (magasabb üzemi

hőmérséklet)

– Biztonsági követelmények

sztenderdizálása nemzetközi szinten.


53


• Nagyobb biztonság elérése – Cél:

• balesetek valószínűségének és következményeinek csökkentése

• Gyakorlatilag ki kell zárni a jelentős telephelyen kívüli kibocsátással járó szcenáriókat (konténment!)

– Eszközök: továbbfejlesztett aktív és passzív biztonsági rendszerek

• Nagyobb biztonság elérése: zónasérülési gyakoriság (Core Damage Frequency – CDF) csökkentése

• NAÜ: 1999-es INSAG-12 (International Nuclear Safety Advisory Group):

– a jelenleg üzemelő atomerőművekre cél: a súlyos zónasérülés valószínűsége 10-4 /év. (A telephelyen kívüli jelentős kibocsátás balesetkezelési eljárásokkal további egy nagyságrenddel csökkenthető.)

– új atomerőművekre a súlyos zónasérülés valószínűsége 10-5 /év lehet

– Új atomerőművekre: térben és időben korlátozott következmények


54


• Eszközök: • műszaki eszközök

– Nagyobb víztérfogatok (nyomáskiegyenlítők, gőzfejlesztők), kisebb teljesítmény-sűrűség, negatív reaktivitás-együtthatók alkalmazása -> nagyobb tartalékok, nagyobb időállandók

– Megbízható, redundáns és diverz rendszerek, térbeli szeparációval (redundancia szint növelése)

– eszközök súlyos balesetek kezelésére is – pl. hidrogénkoncentráció kontroll

– Konténmentek megerősítése

• passzív biztonsági rendszerek

– Fizikai folyamatokon alapuló, külső beavatkozás és energiaforrás nélkül működő rendszerek

– Gravitáció, természetes áramlás, kondenzáció, párolgás és sűrített (nagy nyomású) hajtógázok segítségével hőelvonás a primer körből ill. a konténmentből –ld. paksi atomerőmű hidroakkumulátorai

– Hő elnyelése: pl. elgőzölögtető vízmedence, vagy levegő hűtés


A Kerena passzív biztonsága

A Kerena passzív

biztonsági rendszerei


• Kerena:

továbbfejlesztett

forralóvizes

reaktor (Areva)

• Pel=1250 MW

• Passzív biztonsági

rendszerek

56


• Nagyobb biztonság elérése:

Kerena (SWR-1000) - Areva (Siemens-Framatome) BWR


Harmadik generációs

atomerőművek

• Kerena: továbbfejlesztett

forralóvizes reaktor (Areva)

• Pel=1250 MW

• Passzív biztonsági rendszerek:

– Üzemzavari kondenzátor

– Konténment hűtés

– Zóna elárasztás

– Passzív nyomásjeladók Source: Areva


Harmadik generációs atomerőművek • Nagyobb biztonság elérése: súlyos balesetek következményeinek csökkentése

– Nagy nyomású olvadék-kilökődés kizárása primer kör nyomáscsökkentésével

– Direkt konténment hevítés minimalizálása zónatörmelék összegyűjtésével

– Hidrogén-robbanás megelőzése (hidrogén-égetők vagy rekombinátorok)

– Gőzrobbanás megelőzése vagy arra méretezés

– Zónaolvadék-beton reakciók csökkentése, zónaolvadék hűthetősége: terülő felületek vagy

zónaolvadék-csapda kialakítása

EPR biztonsági rendszerek / Zónaolvadék-terülő felület



• Non-proliferációs célok megvalósítása:

„proliferáció-rezisztens” blokktípusok

– Műszaki-tervezési eszközökkel, megfelelő

üzemeltetéssel, safeguards módszerekkel, pl.:

• Üzemanyag reprocesszálás és újrahasznosítás

központosítása (ld. GNEP)

• Hosszú (több éves) kampányok, hosszabb távon

telephelyi átrakás nélküli blokkok

• Telephelyen tárolt üzemanyag mennyiségének

csökkentése

• Reaktorban termelődő hasadóanyag-mennyiség

csökkentése



• Fenntarthatóság: – Fenntartható fejlődés feltétele, hogy a

jelen nemzedék szempontjai mellett - azokkal egyenrangú módon - figyelembe vegyük a jövő nemzedékeinek szempontjait is

– Jelenlegi atomenergia-rendszerek igen alacsony hatásfokkal hasznosítják az üzemanyagot (-> urán készletek kb. 60-80 év alatt kimerülnének)

– De: reprocesszálás, új típusú (tenyésztő) reaktorok több száz évre növelik a felhasználhatóságot

– Alacsony szén-dioxid kibocsátás

– Kapcsolt termelés (hidrogén, tengervíz sótalanítás stb.)



– EUR: European Utility Requirements

– Minősített blokkok:


62


• Követelmények új atomerőművek építéséhez –

sztenderdizálás


• Fő berendezések élettartama min. 40 év, a nem cserélhető

komponenseké 60 év

• Rendelkezésre állás átlagosan min. 90%

• Éves tervezett leállás ideje <14 nap (csak átrakásnál)

• Nem tervezett SCRAM gyakoriság <1/7000 óra

• Legalább 50% MOX használható

• Kampányhossz 12-24 hónap

• 0.25 g vízszintes talajmenti gyorsulásnak

megfelelő tervezési földrengés

• Hidrogén-koncentráció <10% a konténmentben,

ha a teljes üzemanyag-burkolat oxidálódik


63


• Követelmények új atomerőművek építéséhez –

sztenderdizálás


• Zónasérülési gyakoriság <10-5 /reaktorév

• Konténment: belső konténment a nyomás- és hőmérsékletcsúcsokra

tervezve, külső konténment külső veszélyek és belső kibocsátás ellen

• Súlyos balesetek gyakorisága

jelentős kibocsátással <10-6/reaktorév, e felett csak korlátozott

környezeti hatás lehet

• Korlátozott környezeti hatás:

– az első 24 órában nincs szükség veszélyhelyzeti

beavatkozásra 800 m-es körzeten túl, és egyáltalán

nem kell ott hosszú távú intézkedés

– 3 km-en túl egyáltalán nem kell veszélyhelyzeti

beavatkozás

– Növény/állat fogyasztás korlátozása max. 1-2 évre

igen kis területen 2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.

Jelen helyzet

• Üzemelő 3. generációs blokkok:

– ABWR: 4 blokk Japánban (épp leállítva)

– VVER-1200: Novovoronyezs (2016), Leningrád (2018)

– APR-1400: Dél-Korea: Shin-Kori-3

– EPR: Taishan-1

– AP1000: Sanmen 1-2, Haiyang-1

• Épülő 3. generációs reaktorok:

– ABWR

• Tajvan: Lungmen-1, -2

• Japán: Shimane-3

• Litvánia (?)

– EPR

• Finnország: Olkiluoto-3

• Franciaország: Flamanville-3

• Kína: Taishan -2

– APR-1400

• Dél-Korea: Shin-Kori-4

• Egyesült Arab Emirátusok!

– AP-1000

• Kína: Haiyang-2

• USA: Vogtle 3,4,

Virgil C. Summer 3,4

– VVER-1200:

• Leningrád II (1-2)

• Novovoronyezs II (1-2)

• Fehéroroszország: Osztrovec

Olkiluoto-3

2018.10.19. 64 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.

ABWR

• Advanced Boiling Water Reactor – General Electric,

Hitachi Ltd., Toshiba Corp.

• Forralóvizes reaktorral (BWR)

• Elektromos teljesítmény: 1385/1300 MW


ABWR

• 872 üzemanyagköteg

• Zóna termikus teljesítménye: 3926 MWt,

(50,6 kW/l teljesítménysűrűség)

• Reaktivitás kontroll:

hűtőközeg tömegáram,

szabályozó rudak, kiégő

méreg

• 205 motoros

finommozgatású

szabályozórúd


IAEA-TECDOC-1391 Status of advanced light water reactor designs 2004 2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 67

ABWR

• Belső keringtető szivattyúk, finommozgatású szabályozó rudak, többszörös digitális száloptikás irányítórendszer, továbbfejlesztett vezénylőterem

• 60 éves tervezett üzemidő,

• 87%-nál nagyobb rendelkezésre állás,

• 1-nél kevesebb nem tervezett SCRAM évente

• 24 hónapos kampányok

• CDF < 10-5 /reaktorév

• Jelentős kibocsátás gyakorisága < 10-6 /reaktorév

• Rövid (3+1 év) építési idő!


GE Hitachi - ABWR

1

2

3

4


70

EPR

• European Pressurized Water Reactor –

Európai Nyomottvizes Reaktor,

Framatome ANP (az AREVA és a Siemens tulajdona)

• A francia N4 és a német Konvoi típus alapján továbbfejlesztett 3.

generációs, evolúciós reaktor

• Nyomottvizes reaktorral szerelt

• Termikus teljesítmény: 4200/4500 MW

• Elektromos

teljesítmény:

~1600-1650 MW

• Hatásfok: 36-37% (a paksi blokkoké kb. 33%)


71

EPR

• Primer kör:

– 241 üzemanyag-kazetta, összesen 128 t UO2.

– 89 szabályozó és biztonságvédelmi rúd

– Üzemi nyomás: 154 bar

– Be/kilépő hőmérséklet: 296/327 oC

– 4 primer hurok

• Szekunder kör:

– Szekunder köri nyomás: 78 bar

– Frissgőz-hőmérséklet: 290 oC

– 1 nagynyomású + 3 kisnyomású turbina ház

• Dupla falú hermetikus védőépület, nagy utasszállító repülőgép rázuhanására méretezve


EPR duplafalú

konténment

EPR védőépület

72

EPR „nukleáris

sziget”

Konténment,

reaktor, primer kör

1. segédépület

3. segédépület,

pihentető medence,

friss üzemanyag-tároló

4. segédépület

2. segédépület,

vezénylőterem

Nukleáris

segédépület

2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki -

Atomerőművek 1.

73

4-szeres

redundancia a fő

biztonsági

rendszereknél,

fizikai szeparáció

(pl. repülőgép-

rázuhanás vagy tűz

esetére)

IRWST (Incontainment

Refuelling Water Storage

Tank): üzemzavari

hűtőrendszer ellátása,

zónaolvadás esetén

olvadék hűtése

Duplafalú konténment

külső és belső sérülések

ellen (szellőző és

szűrőberendezésekkel),

konténmenten belül H2-

rekombinátorokkal

Zónaolvadék

felfogására és

szétterítésére

szolgáló terület

Végső konténment

hő elszállító

rendszer (spray

rendszer)


74

EPR - Biztonsági rendszerek

• Biztonsági filozófia: megakadályozni a telephelyen kívüli következményeket

– Javítani a balesetek megelőzését szolgáló rendszereket. Módszerek: egyszerűsítés, fizikai

szeparáció, emberi hibák lehetőségének csökkentése.

– Súlyos balesetek esetén csökkenteni a következmények súlyosságát. Módszerek:

konténment hűtése, zónaolvadék felfogása és hűtése, talapzat hűtése alulról

• Zónasérülés valószínűsége 10-6 / év, de a zónasérülés sem jelent automatikusan

nagy kibocsátást

• 6 m vastag beton talapzat

• A konténment dupla falú, a

külső héj a 2. és 3. segéd-

épületeket is

védi

A zónaolvadék-elvezető

rendszer


75

EPR - Biztonsági rendszerek

A zónaolvadék-elvezető rendszer


76

Olkiluoto-3, az első EPR • 2002 május: a finn parlament 107:92 arányban jóváhagyja az 5. blokk

létesítését (korábban ugyanilyen arányban bukott el a terv)

• 2002. szept.: nemzetközi tender

• 2003. október: TVO kiválasztja a telephelyet (Olkiluoto)

• 2003. december - döntés: az AREVA-Siemens konzorcium építheti a finn EPR-t (1600 MW, 37% hatásfok, 60 év tervezett üzemidő)

• 2004 február: megkezdődtek a földmunkák

• A telephelyi előkészületek befejeződtek, 2005. áprilisában megkezdődött a beton alaplemez készítése


Olkiluoto-3 projekt mérföldkövei

Komoly projektirányítási problémák, valamint az irányítástechnikai rendszer tervezési hiányosságai miatt a blokk üzembelépése jelenleg 2019-ben várható…


78

Flamanville, a második EPR

• 2004 októberében az EDF bejelentette, hogy demonstrációs

EPR blokkot kíván építeni Franciaországban

• A telephely: Flamanville, Normandia

• A tervek szerint 2012-ben kezdi meg az üzemelést

– Az új tervek szerint 2016-ban…

• 2007. december 12-én megkezdődött az építés

• (2009. január 29.: bejelentik egy második francia EPR

építésének tervét. Penly, 2012-től – Fukushima után elhalasztva)


AP1000 • AP1000 – Advanced Passive Plant, Westinghouse

• Nyomottvizes reaktorral (PWR), kéthurkos, 1117 MWe

• Passzív biztonsági rendszerek (dízel generátorra nincs

szükség!)

– egyszerűbb rendszerek (kevesebb komponens), mint a mai

PWR bizt. rendszerek

• NRC 2005-ben hagyta jóvá a típustervet

• PSA szerint CDF=5,09x10-7 / reaktorév

• Moduláris szerkezet (szállítás vasúton vagy hajóval)

• Építési idő: 36 hónap

• 18 hónapos kampány

• 60 év tervezett üzemidő 2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 79

http://en.wikipedia.org/wiki/Probabilistic_risk_assessment

AP1000


AP1000


AP1000

• Passzív biztonsági rendszerek:

üzemzavart követően 72 órán át

nincs szükség operátori

beavatkozásra

• Passzív Zónahűtő Rendszer

(PXS) – remanens hő eltávolítás,

automatikus nyomáscsökkentés,

hűtőközeg befecskendezés

• Passzív Konténment Hűtő

Rendszer (PCS)

• Vezénylőterem vészhelyzeti

használhatósági rendszere (VES)

- 11 ember 72 órára!

• Konténment izoláció –

60%-kal kevesebb átvezetés


AP1000

• Passzív

biztonsági

rendszerek


AP1000

reaktortartály

külső elárasztás

• Súlyos baleset kezelési koncepció: megelőzni a reaktortartály meghibásodást zónaolvadás esetén

• In-vessel retention (IVR)


AP1000 - Vogtle

• USA: 1978-ban adtak ki utoljára építési

engedélyt új atomerőműre

• Az új engedélyezési rendszerben (típus- és

telephely-engedélyek, valamint kombinált

építési engedélyek - COL) még nem adtak

ki COL engedélyt

• 2012. február 9: az NRC vezető bizottsága

4-1 arányban megszavazta a Southern

Company kérelmét, két új AP-1000 reaktor

építésére a Vogtle telephelyen (jelenleg két

PWR üzemel)

• A tervek szerint 2016-2017-ben 2017-2018-

ban 2019-2020-banindulhatnak az új

blokkok

• További 2 blokk épül az USA-ban (Virgil C

Summer telephely), 4 pedig Kínában

2018.10.19. 85 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.

AP1000 – Vogtle – építés

86

VVER-1200

• VVER-1000 (AES-91 és AES-92) alapján

– AES-91: Tianwan

– AES-92: Kudankulam

• III+ generációs reaktor

• névleges bruttó teljesítménye 1150-1200 MW

• éves csúcskihasználási tényezője > 90%

• A nem cserélhető főberendezések tervezett

élettartama 60 év

• 18 vagy 24 hónapos kampány is elérhető

• 0,25 g maximális talajfelszíni gyorsulásra

méretezve

• zónasérülési gyakoriság 6×10-7/év,

a korai nagy radioaktív kibocsátás számított

valószínűsége <10-7/év.

Reaktor generációk

A Kudankulam atomerőmű


VVER-1200

• Két altípus:

– V491 – Atomenergoprojekt moszkvai

iroda

– V392M – szentpétervári iroda

• Fő paraméterek azonosak,

biztonsági rendszerekben vannak

különbségek

• Építések

– V392M épül a Novovoronyezs-II

erőműben (1 blokk üzemel, 1 épül)

– V491 épül: Leningrád-II (1 blokk

üzemel, 1 épül), Belarusz (2 blokk);

ilyet rendelt Finnország és

Magyarország

Blokki paraméterek

Paraméter VVER-1000

(V466B) VVER-

1200/V392M VVER-

1200/V491 Névleges

hőteljesítmény [MW] 3000 3212 3200

Névleges bruttó

elektromos

teljesítmény [MW] 1000 1195,4 1198,8

Effektív üzemidő

[óra/év] >7884 >7884 8065

Üzemidő [év] 60 60 60 Primer köri paraméterek

Fűtőelemek száma

[db] 163 163 163

Hurkok száma [db] 4 4 4 Primer hűtőközeg

tömegárama [m3/h] 84800 85600 85600±2900

Primer hűtőközeg

be/kilépő hőm. [°C] 291/321 298,6/329,7 298,6/329,7

Primer köri nyomás

[bar] 157 162 162

Szekunder köri paraméterek Frekvencia [Hz] 50 50 50

Felépítés

(turbinaházak

száma)

2KNY+1NN

Y

+2KNY

2KNY+1NNY

+2KNY 2KNY+1NNY

+2KNY

Névleges

frissgőznyomás [bar] 62,7 70 68

Névleges tápvíz

hőmérséklet [°C] 220 220 225±5

Generátor névleges

feszültség [kV] 24 - 24


Nukleáris sziget

2018.10.19.

Reaktor

Térfogatkompenzátor

Gőzfejlesztő Térfogatkompenzátor lefúvató szelep

Hidroakkumulátor

Főkeringtető szivattyú

89

Operational parameters

Efficiency 33,9%

Pressure of primary circuit 162 bar

Temperature of primary coolant 298-328 oC

Steam pressure 68 bar

Steam temperature 283 oC

Initial enrichment 4,79%

Burnable poison Gd2O3 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.

VVER-1200


VVER-1200 layout

• VVER-1000 alapján

• V491: nukleáris sziget,

turbina sziget,

konvencionális zóna

• Nukleáris sziget:

reaktorépület

(konténment),

biztonsági, irányító

épületek, üzemanyag-

kezelő épület

Leningrád-II telephelye 2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 91

VVER-1200 layout


V491 biztonsági rendszerek

• EUR terminológia, biztonsági filozófia átvétele (TA1-4, TAK1-2

üzemállapotok)

• Külső események elleni védelem

– pl. 4,1 kPa hónyomás, 0,25 g maximális PGA

• Passzív biztonsági rendszerek

• Aktív rendszerek: 4x100%, fizikai szeparáció

A biztonsági rendszerek négy elkülönülő ága


V491

biztonsági

rendszerek 1. Reaktor 2. Gőzfejlesztő 3. FKSZ 4.

Térfogatkompenzátor 5.

Hidroakkumulátorok 6. Belső

konténment fal 7. Külső konténment

fal 8. Alacsony koncentrációjú bórsav

tartály (ZÜHR és zsomp közös

táptartály) 9. Hőcserélők 10.

Kisnyomású befecskendező szivattyú

11. Nagynyomású befecskendező

szivattyú 12. Sprinkler szivattyúja 13.

Magas konc. bórsav tartály

(vészbórozó rendszer) 14.

Üzemzavari bórsav szivattyú 15.

Vegyi reagensek táptartálya 16. Vegyi

reagensek szivattyúja 17. Sprinkler

befecskendezés 18. Passzív

hidrogén rekombinátor 19.

Térfogatkompenzátor, lefúvató tartály

20. Üzemzavari vegyszertartály 21.

Főgőz lefúvató rendszer 22.

Köpenytéri ventillátor 23. Szűrő 24.

Szellőztető kémény 25. Ioncserélt víz

táptartálya 26. Üzemzavari

tápszivattyú 27. Passzív remanens

hőelvonó rendszer kondenzátora 28.

Passzív RHR hőcserélője 29. RHR

GF hőcserélője 30. Vízdugó 31.

Zónaolvadék csapda 2018.10.19. 94 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.


• Aktív védelmi rendszerek (ZÜHR, sprinkler,

vészbórozó rendszer, remanenshő-elvonó,

üzemzavari tápvízrendszer, stb.)

• Lokalizációs rendszerek

– pl. konténment: előfeszített vasbetonból, félgömb

kupolával, vasbeton alaplemezzel.

– A belső konténment belső felülete szénacél

lemezekkel burkolt a nagyobb biztonság érdekében.

– A szivárgási limit 24 órára vetítve 0,2 %.

– Pd: 5 bar Td: 150 oC

• Passzív rendszerek (BDBA)

– Hidroakkumulátor (59 bar)

– Passzív konténment hűtés

– Passzív GF hűtés

• Kísérleti és numerikus megalapozás

– Passzív H-rekombinátorok (1000 kg H2)

A passzív konténment és GF

hűtés rendszere

A SPOT-PG köztes hőcserélője



A passzív konténment hűtés hőcserélője



• Zónaolvadék-csapda

• Teljes zóna befogadása, kórium

lokalizáció

• Tianwan, Kudankulam erőművekben már

telepítve

• 150 t tömeg, 6 m magasság

• Al2O3-Fe2O3 keverék olvadó töltet (200

t)

• Dupla falú csapda

• Külső hűtés az üzemzavari tartályokból és

befecskendezés a karbantartó medencéből

(passzív)

• Kísérleti és numerikus megalapozás

Zónaolvadékcsapda

1. Reaktor 2. Zónaolvadék csapda 3. Pihentető

medence 4. Karbantartó medence 5. Üzemzavari

táptartály 6. Elárasztó vezetékek – olvadék

felszínére befecskendezés 7. Csapda hőcserélő

tápcsövei 8. Gőzelszívás



• Zónaolvadék-csapda

A zónaolvadék csapda elhelyezése a

Leningrád-2 telephely 1. blokkján

A 491-es projekt zónaolvadék csapdájának

olvadó töltete 2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 98

Documents

Atomerőművek felépítése, tervezése - oldweb.reak.bme.huoldweb.reak.bme.hu/fileadmin/user_upload/... · Német nyomottvizes atomerőmű hűtőköreinek és tápvíz/gőz körének