IV. generációs reaktorok kutatásaoldweb.reak.bme.hu/fileadmin/user_upload/felhasznalok/doczi/kismagfiz/... · francia reaktorok voltak • ASTRID: francia (EU) prototípus-reaktor

IV. generációs reaktorok kutatása

Czifrus SzabolcsBME NTI

Az atomenergia jelenlegi helyzete a világon

• 435 atomerőmű működik (2015. február)• 31 ország, összesen 375 000 MWe

kapacitás• 70 reaktort építenek• 56 országban 240 kutatóreaktor• 180 reaktor anyahajókon és

tengeralattjárókon

Jelenleg működő atomerőművek

Energiatermelés az egyes országokban

4

Reaktorgenerációk

5

Early PrototypeReactors

Generation I

-Shippingport-Dresden, Fermi I-Magnox

Commercial PowerReactors

Generation II

-LWR-PWR, BWR-CANDU-VVER/RBMK

1950 1960 1970 1980 1990 2000 2010 2020 2030

Generation IV

-Highly Economical-Enhanced Safety-Minimal Waste-Proliferation Resistant

-ABWR-System 80+-AP600-EPR

AdvancedLWRs

Generation III

Gen I Gen II Gen III Gen III+ Gen IV

Near-Term Deployment

Generation III+ Evolutionary designs offering improved economics

Atoms forPeace

TMI-2 Chernobyl

Mi lehet hasadóanyag?

• Urán (235, 238?) – különbségek• Termikus reaktorok: csak 235 (miért?)

6

Mi lehet hasadóanyag?

• Pu-239, Pu-240, Pu-241 (termikus reaktor: 239,241)

7

Hogyan keletkeznek ezek?

8

238U(n,γ)239U reakció

Radioizotópok keletkezése

Csoportjai: Hasadási termékekTranszurán izotópok

Hasadási termékek:Nemesgázok (Xe, Kr)Illékony hasadási termékek (I, Cs, Te)Nem illékony hasadási termékek (Ru,Ba,Mo)Transzurán izotópok (aktinoidák):

elsődleges (Pu iz.-ok)másodlagos(Np , Am, Cm)

Mi ezekkel a gond?

Transzurán izotópok

keletkezése

10

Mi lehet hasadóanyag? (3)

• U-233 (vajon miből keletkezik?)

11

Hogyan keletkezik az U-233?

4. Generációs reaktorok kutatása Czifrus Szabolcs BME NTI 12

4. generációs reaktorkoncepciók

13

• 6 típust választottak ki a kutatások céljára• Miért érdemes ezeket kutatni?• Az NTI a 6-ból 5 típus kutatásában vesz részt a kezdetek

óta (kb. egy évtizede)

Mi a célkitűzés?• Fenntarthatóság

– Fenntartható energiatermelés az üzemanyag hatékony hasznosításával

– A radioaktív hulladék minimalizálása és kezelése, a jövő generációkra háruló terhek csökkentése

• Biztonság és megbízhatóság– Zónasérüléses balesetek rendkívül kis valószínűsége – Külső veszélyeztetés nullára szorítása

• Gazdaságosság– Élettartamra jutó költségek csökkentése (más

energiaforrásokhoz képest is alacsony értékre)– Pénzügyi kockázatok csökkentése

• Proliferáció-állóság és fizikai védelem– Ne legyenek vonzók a létrejövő/felhasznált anyagok– Terrorizmus ellen biztosított, magas fokú fizikai védelem


A radioaktív hulladék minimalizálása

• Transzmutáció: nagyon hosszú felezési idejű radionuklidok átalakítása rövidebb felezési idejűvé

• Alkímia? ☺• Nem: valóság• Mi a fizikai alapja? -> a magfizika ☺


A radioaktív hulladék minimalizálása


A radioaktív hulladék minimalizálása (2)


Gyorsreaktorok

• Az előbbi magfizikai okok miatt (is) érdemes gyorsreaktor építeni

• Nem lesz ebből bomba? Nem … de miért?• Gyorsreaktorok képesek a saját

üzemanyaguk előállítására • Képesek elhasználni a termikus

reaktorokból kikerülő üzemanyagot is (MOX)• Ez az üzemanyagciklus zárása


19

Gen IV koncepció jellemzők – SFRNátriumhűtésű gyorsreaktor

Hűtőközeg: Na

közbenső hűtőkör

Tki: ~ 550 °C

P: 150 – 1500 MWe

fémurán vagy MOX ÜA

Előnyök:

• hulladék mennyiségének minimalizálása

• Jó uránhasznosítás

20

Gen IV koncepció jellemzők – LFRÓlomhűtésű reaktor

Közeg: Pb vagy Pb-Bi

Tki: ~ 550 – 800 °C

P: 500 – 1200 MWe

fém urán vagy MOX ÜA

Nitrid üzemanyag

Kampányhossz: 15 – 30 év

Előnyök:

• Proliferációálló

• Passzív biztonság

• Természetes cirkulációval is működhet

Nátriumhűtésű reaktor

• BN-600, BN-800, BN-1200: orosz reaktorok (az első kettő működik, energiát termel)

• Phoenix, Superphoenix: francia reaktorok voltak

• ASTRID: francia (EU) prototípus-reaktor

• Kína, India


22

Miért folyékony fém?• Generation IV célok

– transzmutáció, aktinida égetés– ÜA ciklus zárása– Magas hőmérséklet, folyamathő hasznosítás

• távfűtés• tengervíz sótlanítás• olajfinomítás• H termelés• Stb.

• Kell: gyorsneutron-spektrum és magas kilép ő hőmérséklet

Folyékony fémek � Gáz �

Közeg

Víz �


Magas nyomás Légköri nyomás Légköri nyomásátlátszó nem átlátszó átlátszóforráspont: - 883ºC > 1200ºCInert hevesen reagál enyhén reaktív

Hélium Nátrium Sóolvadék

Sóolvadék, mint hőszállító közeg


Sóolvadékos reaktor


Ennek aktív zónája nem tud megolvadni – már olvadt ☺

Referencia MSR paraméterei


Reaktorparaméter Referencia érték Nettó teljesítmény, MWe Teljesítménysűrűség, MWhőm

–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


Fő jellemzők• Jó neutron-hasznosítás: alkalmazható aktinida égetésre

(transzmutációra) vagy hasadóanyag-tenyésztésre• Magas hűtőközeg-hőmérséklet – alkalmas lehet

hidrogéntermelésre, folyamathő hasznosításra• Sóolvadékok alacsony nyomáson tarthatók• Folyékony üzemanyag: folyamatos, üzem közbeni lehetőség

összetétel változtatására, hasadási termékek, mérgek, stb. kivonására

• Magas rendelkezésre állás• Th is hasznosítható (Th-U-233 ciklus) • Fluorid sóolvadékok: NaF/ZrF4• Sóolvadékok nem reagálnak hevesen vízzel• Kompatibilitási problémák/kérdések• Korróziós problémák



Gázhűtésű gyorsreaktor (GFR) • A GFR egy gyorsneutron-

spektrumú, héliumhűtésű, zárt üzemanyagciklusú reaktor, magas kilépési hűtőközeg-hőmérséklettel (850 °C).

• A magas hőmérséklet lehetővé teszi, hogy a GFR-hezközvetlen ciklusú gázturbinás rendszer kapcsolódjék (Brayton-ciklus), ami magas energiaátalakítási hatásfokú (~48%) villamosenergia-termelést tesz lehetővé.

• A magas kilépő hőmérséklet folyamathő előállítására, így pl. hidrogéntermelésre is alkalmassá teszi az atomerőművet.


Gázhűtésű gyorsreaktor (GFR)

• A rendszer teljesen integrált kivitelben is megvalósítható, a kiégett üzemanyag reprocesszálható a helyszínen (pirometallurgiai vagy más száraz eljárással)

• 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 �proliferáció-állóság.



• 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.



• Prototípusa az ALLEGRO lesz• Visegrádi együttműködés• Nagyon komoly magyar részvétellel• Szlovákiában épülhet meg• 75 MW kísérleti reaktor• Rozsdamentes acél burkolat, MOX üzemanyag• Keramikus üzemanyag tesztelése• Kiterjedt kutatási program


Nagyon magas hőmérsékletű reaktor (VHTR)

A termikusneutron-spektrumú, nyitott üzemanyag-ciklusú VHTR rendszert a villamosenergia-termelésen túl elsősorban magas hőmérsékletű folyamathőelőállítására szánják:

– szénelgázosítás – termokémiai

hidrogéntermelés céljából



• Fejlesztése a grafitmoderátoros, héliumhűtésű reaktorok tekintélyes mennyiségű tapasztalatain alapul, ezért viszonylag gyors kifejlesztése és rendszerbe állítása remélhető.

• Kínában épül, Japánban működött



• Az aktív zóna építhető hasáb alakú blokkokból, amilyen a japán HTTR, valamint a General Atomicsés mások közös fejlesztése alatt álló GT-MHR, vagy lehet golyóágyas (pebblebed), 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.



• Egy ilyen feladatra dedikált 600 MWhő teljesítményű VHTR több, mint 2 millió normál m3 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 h őforrássáteszi nagy ipari létesítményekhez.

• A 1000 ºC feletti zónakilépő hőmérséklet a nukleáris hőt képessé teszi olyan folyamatokhoz történő alkalmazásra, mint pl. az acél- és alumíniumtermelés.

Reaktorparaméter Referencia érték

Reaktorteljesítmény, MWhőHűtőközeg be/kilépő

hőmérséklete, ºCHűtőközeg be/kilépő

nyomásaHélium tömegárama, kgs-1

Átlagos teljesítménysűrűség a reaktorban, MWhőm

–3

Referencia üzemanyag

Nettó erőműhatásfok, %

600

640/1000

Folyamattól függő320

6-10ZrC-burkolatú szemcsék,

pálcák vagy golyók.>50


Szuperkitikus vízhűtésű reaktor (SCWR)


Szuperkritikus folyadék

Vízre: TC=373,95 °C

pC=220,64 bar

Szuperkritikus fluidum

Meredek anyagjellemző-változás a pszeudokritikus hőmérséklet szűk környezetében


Műszaki nehézségek, nyitott kérdések:

• Extrém magas nyomás, magas hőmérséklet�anyagtechnológiai kérdések (szerkezeti anyagok);

• DHT (Deteorioration Heat Trasfer) jelenség, a tömegáram fluxushoz képest aránylag magas hőfluxusok esetén a hőátadási tényező eloszlás elfajulása�Szerepe?

• Negyedik hőterjedési mód: „Piston effektus”�Szerepe, dominanciája?

• Tervezéshez mérések és új eszköz használata (CFD kódok)? � Validáció szükséges!

SCWR (HPLWR)


Miért használjuk a szuperkritikus vizet? Az SCW műszaki jelent ősége

• A pkrt=221 bar fölött melegítve a vizet nem lép fel fázisátalakulás � nincs forráskrízis, kiszáradás, felületi túlhevülés;

• Izobár fajhő csúcs � magasabb hűtőközeg entalpia növekedés �azonos hűtőközeg tömegáram több hőt tud elvonni � kevesebb hűtőközeg szükséges azonos blokkteljesítménynél és így kisebb szivattyúk, kisebb belső átmérőjű primerköri csövek szükségesek.

∫=∆out

in

T

T

pb dTch

Tin Tout

A világ energiaszükséglete

39

Documents

IV. generációs reaktorok kutatásaoldweb.reak.bme.hu/fileadmin/user_upload/felhasznalok/doczi/kismagfiz/... · francia reaktorok voltak • ASTRID: francia (EU) prototípus-reaktor