Moderne Kernkraftwerkstechnologie – ein Überblick KIT Tromm...Final submittal of the Safety Analysis Report planned for October 2010 17 Th. Walter Tromm, VDI-GEU-FAKT, VDE-Karlsruhe,

KIT – University of the State of Baden-Wuerttemberg and National Laboratory of the Helmholtz Association

Programm Nukleare Sicherheitsforschung

www.kit.edu

Th. Walter Tromm

Moderne Kernkraftwerkstechnologie – ein Überblick

KIT – University of the State of Baden-Wuerttemberg and National Laboratory of the Helmholtz Association www.kit.edu


Programm Nukleare Sicherheitsforschung2 Th. Walter Tromm, VDI-GEU-FAKT, VDE-Karlsruhe, 20/04/2010

Inhalt:

Einige Energiedaten

Reserven und Ressourcen

Stand der Technik

Weiterentwicklungen der LWR Technologie

Internationale Kernenergie-Strategien

Neue Reaktoren der Generation IV

Abfallvernichtung durch Transmutation


Bevölkerung, Primärenergie, Stromverbrauch

Quelle: UN, IEA, Areva

http://www.kernenergie.de/ktg/de/index.php?navid=0


Entwicklung der weltweiten Stromerzeugung und –nutzung

Quelle: UN, IEA, Areva (Stand 2005)

IAEA 2009:

Growth of electricity demand (and nuclear):

by factor 2 in 2050

by factor 5 in 2100

Nuclear power:

372 GWel 2008

445 – 543 GWel in 2020

511 – 807 GWel in 2030

http://www.kernenergie.de/ktg/de/index.php?navid=0


443 Kernkraftwerke in 31 Ländern

104 + 1 + 3558 + 1 + 1

56 + 3 + 1131 + 6 + 17

Grossbritannien20 + 10

17 - 1720 + 4 + 219 + 8 + 10

10876 + 22 + 25 + 2 - 15 + 1

64 + 1 + 2

11 + 14 + 262 + 1

4

22 + 1 + 5

2 + 1 + 28

2 + 1 + 21 – 1 + 2

11

2 + 2 + 11

19 – 4 + 4

15 + 2

Russland

Abschaltung angekündigt: 23 im Bau: 51 geplant: 171

+ 1 + 1 Iran

+ 1 Libyen


Statische Reichweite von Energieträgern weltweit

Quelle : BGR

0 50 100 150 >200 >1000 Jahre

= Reserven

=Ressourcen

Erdölkonventionell

konv. + nicht konv.Erdgaskonventionell

konv. + nicht konv.Urankonv.

Brüter-T.

Steinkohle

Braunkohle

6743

62

64

157

149

756

67585

64

207

198

1425

1264

~ 67.500~ 8.500


Entwicklungsgeschichte

Generation I

Generation II

1950 1970 1990 2010 2030 2050 2070 2090

Generation III

First First ReactorsReactors

UNGGCHOOZ

Current Current ReactorsReactors

REP 900 REP 1300

N4 EPR

Advanced Advanced ReactorsReactors

Future Future SystemsSystems

Generation IV

?

Generation I

Generation II

1950 1970 1990 2010 2030 2050 2070 2090 1950 1970 1990 2010 2030 2050 2070 2090 1950 1970 1990 2010 2030 2050 2070 2070 2090 2090

Generation III


UNGGCHOOZ


REP 900 REP 1300

N4 EPR



Generation IVGeneration IV

?

1. Generation: Kleine Prototypen einiger 100MWe Leistung

2. Generation: Große Druck- und Siedewasserreaktoren mit ~1000MWe,

wie z.B. CONVOI, N4, …

3. Generation: DWR und SWR mit verbesserter Sicherheitstechnik, wie

z.B. EPR, SWR 1000, VVER , APWR, AP 1000


Entwicklungsgeschichte

Generation I

Generation II

1950 1970 1990 2010 2030 2050 2070 2090

Generation III


UNGGCHOOZ


REP 900 REP 1300

N4 EPR



Generation IV

?

Generation I

Generation II

1950 1970 1990 2010 2030 2050 2070 2090 1950 1970 1990 2010 2030 2050 2070 2090 1950 1970 1990 2010 2030 2050 2070 2070 2090 2090

Generation III


UNGGCHOOZ


REP 900 REP 1300

N4 EPR



Generation IVGeneration IV

?

Stand 2009:

Sichere und zuverlässige Kernkraftwerke heute kommerziell verfügbarAusblick:

Weiterentwicklung der Sicherheitstechnik

höhere Verfügbarkeit und verbesserte Ausnutzung

Einführung eines geschlossenen Brennstoffkreislaufs zur Ressourcenschonung und Abfallminimierung.


Zusammenfassung Weltmarkt für Kernkraftwerke

17 Druckwasserreaktoren (7 Hersteller)4 Siedewasserreaktoren (3 Hersteller)5 Schwerwasserreaktortypen (3 Hersteller)

Außerdem:

3 Hochtemperaturreaktoren3 Schnelle BrüterKleine Reaktoren (z.T. mobil)

Langfristig:

GENERATION- IV- Programm (US- Energieministerium 2002)

Argentinien, Brasilien, Kanada, Frankreich, Japan, Südkorea, Südafrika, Schweiz,Großbritannien und EURATOM

Entwicklung von sechs fortgeschrittenen Reaktortypen mitVerbesserter Sicherheit, Zuverlässigkeit und Wirtschaftlichkeit,Geringerem Proliferationsrisiko


Reaktorbauer weltweit (aus Sicht von MHI)

Super large multi- functional NC-machine from MHI


Anforderungen von Behörden an Sicherheitsanforderungen


Europäischer Druckwasserreaktor EPR

Der EPR ist ein großer fortschrittlicher Druckwasserreaktor der 1600-MWe-Leistungsklasse mit evolutionären Merkmalen.

Auslegungskonzept basiert auf weltweit gesammelten Erfahrungen aus Tausenden von LWR-Betriebsjahren, vor allem die mit den derzeit modernsten Reaktoren: den französischen N4- und den deutschen Konvoi-Anlagen.

Der EPR verkörpert die Ergebnisse jahrzehntelanger FuE-Programme, besonders der CEA und des FZK.

Wirkungsgrad etwa 36%; Investitionskosten etwa 2 k€/kW; Stromgestehungskosten ~3-4 ct/kWh.

Quelle: http://www.areva-np.com EPR Project in Finland: Olkiluoto III.


Europäischer Druckwasserreaktor EPR

Notkühlung durch vier voneinander unabhängige, räumlich getrennte Teilsysteme sichergestellt. Jeder Stränge kann die zugeordnete Schutzfunktion komplett und alleine ausführen.

Gleichzeitiges Versagen aller Stränge aufgrund

von Einwirkungen von innen oder außen ausgeschlossen.

Reaktorgebäude: Auch für den extrem unwahrscheinlichen Fall einer Kernschmelze schließt das gasdichte Containment die freiwerdende Radioaktivität sicher ein und begrenzt alle Auswirkungen auf die Anlage.

Ausbreitungsfläche für Kernschmelze: Schmelze wird innerhalb des Containments auf spezieller Ausbreitungsfläche aufgefangen und dort zuverlässig gekühlt.

Robustes Containment: Sechs Meter dicke Fundamentplatte aus Stahlbeton. Zwei Stahlbetonhüllen von je 1,3 Meter Dicke.


EPR Safety Features


Realisierung der Generation III in Finnland

Inner Dome Installation

September 2009


Sowie: Realisierung der Generation III in Flamanville, Frankreich

September 2009 status: First deliveries on site: RPV Support Ring IRWST suction lines Primary anchors (1stbatch) Embedded ex-core tubes Embedded tank

Construction: EDF scope: Installation of the 300-ton bridge crane in the turbine buildingPrimary Equipment: RPV and steam generators are currently being manufactured at Chalon St. MarcelPressurizer manufacturing has also begun at Chalon St. MarcelLicensing agenda: Preliminary Safety Analysis Report (PSAR) presented in 2004Final submittal of the Safety Analysis Report planned for October 2010


EPR: Lizensierung in den USA

From: http://www.areva.com

U.S. EPR™ Design Certification: Progress ReportDC Review Status as of September 18:

Received 3,131 NRC formal questions and provided 2,675 complete responses

DC Review Milestones Achieved:Received Draft Safety Evaluation for the Incore Trip Setpoints and Transient Methodology topical report, dated August 20, 2009Received NRC Phase 2 Safety Evaluation with no Open Items for FSAR Chapter 8, “Electrical Systems,” dated August 20, 2009Received NRC Phase 2 Safety Evaluation with Open Items for FSAR Chapter 2, “Site Characteristics,” dated September 3, 2009

DC Rulemaking scheduled completion: February 2012


Siedewasserreaktor SWR 1000

Entwicklungsgeschichte in Deutschland:

1961: Kahl – 16MWe; 1966: Gundremmingen A – 252MWe; 1971: Würgassen 670MWe; 1976: Brunsbüttel – 806MWe.

1983: Krümmel 1316MWe; 1984: Gundremmingen B und C – 1310MWe.

SWR 1000:

Implementierung von passiven Systemen (basierend auf Schwerkraft oder Wärmekonvektion von Flüssigkeiten). Verringerung der Wahrscheinlichkeit für das Auftreten menschlichen Versagens.

Modulares Design und Doppelung der Sicherheitssysteme, um so die Auswir- kungen von Störfällen jeglicher Art auf die Umwelt einzuschränken.

Ermöglicht Kühlung des Reaktors über mehrere Tage ohne menschliches Ein- greifen oder elektrische Regelung.


Siedewasserreaktor SWR 1000 Entwicklungsgeschichte in Deutschland:

1961: Kahl – 16MWe; 1966: Gundremmingen A – 252MWe; 1971: Würgassen 670MWe; 1976: Brunsbüttel – 806MWe.

1983: Krümmel 1316MWe; 1984: Gundremmingen B und C – 1310MWe.

SWR 1000:

Elektrische Leistung ca. 1250 MW

Wirkungsgrad ca. 34%

Investitionskosten ca. 2000 €/kW ?

Stromgestehungskosten ca. 3-4 c/kWh ?


Not- kondensator

Gebäude- kondensator

Kondensationsrohre als Containment-

Druckhalter

Sicherheits- und

Entlastungs- ventile

Aktives Nachkühlsystem© AREVA NP

Durchdringungs- armatur der

Frischdampf- leitungen

RDB Flutleitung

Kondensations- kammer

Absetzbecken

Passive Sicherheitseinrichtungen


Nuclear Energy in Rep. of South Korea

20 units in operation 16 PWRs (6 OPR1000)4 PHWRs

Under construction4 OPR1000

Under license review2 APR1400

Planned by 20202 APR1400

(As of April 2006)

Installed CapacityInstalled CapacityTotal : 65.6 GWeNuclear : 17.7 GWe (27.0 %)

Electricity GenerationElectricity GenerationTotal : 387.8 TWhNuclear : 146.8 TWh (37.8%)

Kori

Ulchin

Wolsong

Yonggwang In operation

Under license review

OPR1000

Under construction

APR1400

Under preparation

(Optimised Power Reactor) (Advanced Power Reactor)

In operation


OPR1000

Under construction

APR1400

Under preparation

In operation


OPR1000

Under construction

APR1400

Under preparation

(Optimised Power Reactor) (Advanced Power Reactor)


In 2005 the capacity factor for South Korean power reactors averaged 96.5%

- one of the highest in the world.

In 2005 permits for construction of Shin Kori 1 & 2 and Shin Wolsong 1 & 2 were authorised.

First concrete for Shin Kori-1 & 2 was in June 2006 and August 2007 respectively.

For Shin Wolsong first concrete for unit 1 was December 2007 and for unit 2 September 2008. Overall, 20 reactors in operation

Additionally, 12 power reactors under construction or planned with a total capacity of 15 GWe

South Korea


KHNP APR1400


Regulations, including requirements for newplants as reflected in US-NRC guidelines

Severe Accident Management System of APR1400

Large dry pre-stressed concrete containment

Hydrogen Management System (HMS)

Large reactor cavity & Core chamber

Cavity Flooding System (CFS)

In-vessel retention IVR-ERVC

Safety Depressurization & Vent System (SDVS)

Emergency Containment Spray Backup System (ECSBS)

Equipment Survivability


VVER 1000: Tian-wan China

With core catcher.


Russia: VVER 1200

Characteristic Data:

Electric power: 1170 MWe

Life time: 60 years,

Efficiency: 36,6%.

Built at site Leningradskaya NPP-2

Source: SPAEP (Saint Peterburg Research and Design Institute ATOMENERGOPROEKT)



Mitsubishi APWR: US Licensing

The US-APWR was developed by MHI to comply with US regulations. TXU has elected the US-APWR for use at multiple sites.

Combined construction and operating licence (COL) under way in US.


Westinghouse AP 1000

The AP1000 is an advanced 1117 to 1154 MWe nuclear power plant that uses the forces of nature and simplicity of design to enhance plant safety and operations and reduce construction costs.

Licensing: In January 2006, the NRC approved the final design certification for Westinghouse Electric Co.’s AP1000 advanced design reactor.


Westinghouse AP 1000

China National Nuclear Corp. selected the Westinghouse/Shaw consortium to build four nuclear reactors for an estimated US$8 billion, the largest international nuclear contract in history.

Additionally, five U.S. utilities have chosen the AP1000 for possible nuclear plant construction.

http://www.westinghousenuclear.com

Vogtle


Simplification was a major design objective for the AP1000The simplified plant design includes:

overall safety systems,

normal operating systems

control room

construction techniques

instrumentation and control systems.

Reactor design: Passive DHR.


Very High Temperature Reactor

Internationale Arbeiten zu Generation IV

Strategische Zielsetzung:

Entwicklung von neuen Kernreaktoren bis 2030 in internationaler Kooperation

Strom, Meerwasserentsalzung, Wasserstoff, Wärme Technologische Zielsetzungen:

Höhere Wirschaftlichkeit

Gesteigerte Nachhaltigkeit

Verbesserte Sicherheit

Höhere Proliferationsresistenz

U.S.A. ArgentinaBrazilUnited Kingdom

South Korea Japan CanadaFranceSwitzerland South Africa European Union

Plus China und Russland seit 2006! Und Deutschland?


1 Wirtschaftlichkeit: Generation IV Kernenergiesysteme sollen einen klaren Kostenvorteil gegenüber anderen Energiequellen haben.

2 Nachhaltigkeit: Generation IV Kernenergiesysteme sollen den nuklearen Abfall minimieren und einfacher entsorgen, insbesondere die Langzeit- Radiotoxizität reduzieren und dadurch den Schutz von Menschen und Umwelt verbessern.

3 Sicherheit und Zuverlässigkeit: Notfall- Schutzmaßnahmen außerhalb der Anlagen sollen nicht erforderlich sein.

Evaluierung von nahezu 100 Konzepten.

2002: Auswahl von 6 Kernenergiesystemen.

Entwicklungsziele: Auswahlkriterien (Auszug)



Sodium Fast

Supercritical Water ReactorMolten Salt Reactor

Gas Fast Reactor

Sodium Fast Reactor

Lead Fast ReactorGas Fast Reactor


Superciritical Water ReactorMolten Salt ReactorGen IV Systems


Internationale Strategien

Significant Prospects WorldwideUSA

+ 1500 Power Plants by 2020 including

nuclear(+ 50 GWe?)

FINLAND 5th reactor:

EPR

KOREAnuclear capacity

increase+ 9 GWeby ~ 2015

INDIA nuclear capacity

increase from 2.5 to 20 GWeby 2020

CHINA + 400 GWe

including + 30 GWeof nuclear capacity

by 2020

BRAZIL Nuclear Program

Revival

JAPAN nuclear capacity

increase+ 12 GWeby 2012

FRANCE New EPR



nuclear(+ 50 GWe?)

: FINLAND

5th reactorEPR





CHINA + 400 GWe


by 2020


Revival



FRANCE New EPR



nuclear(+ 50 GWe?)

FINLAND 5th reactor:

EPR





CHINA + 400 GWe


by 2020


Revival



FRANCE New EPR



nuclear(+ 50 GWe?)

: FINLAND

5th reactorEPR

FINLAND 5th reactor

EPR





CHINA + 400 GWe


by 2020


Revival



FRANCE New EPR

Frankreich

USA

China

Indien

Korea

Generation IV International Forum


Kernenergie-Strategie in Frankreich:

From: EdF, France

OperatingFleet

1975 2000 2025 2050 2075

Gen IV

EPR

Lifetimeextension

Reactors

OperatingFleet

1975 2000 2025 2050 2075

Gen IV

EPR

Lifetimeextension

Reactors

OperatingFleet

1975 2000 2025 2050 20751975 2000 2025 2050 2075

Gen IV

EPR

Lifetimeextension

Reactors

Laufzeitverlängerung

Ersatz alter Anlagen durch Anlagen der Generation III+

Stromerzeugung und Transmutation von hochradioaktivem Abfall in Schnellen Reaktoren


Forschungspolitik in Frankreich Jacques Chirac: New Year's address (06.01.2006)

„A generation IV reactor will operate in France by 2020.“

Objective: to "produce less waste and make better use of fissile materials."

The CEA is in charge of the project, but "we will naturally include industry or international partners who want to participate."

Philippe Pradel, CEA, acknowledges that the logical site for a 100 to 300MW class prototype reactor would be the CEA's Marcoule center.

Sodium Cooled Fast Reactor


Referenz in den USA

Closed Fuel Cycle Strategy

GNEP: Global Nuclear Energy Partnerschip

Transuranics, Uranium

http://www.energy.gov/


Energy policy in China

Mainland China has 9 nuclear power reactors in commercial operation (2% of electricity production), a further 2 units grid connected or with construction well advanced, and 4 more under construction.

Additional reactors are planned, including some of the world's most advanced, to give a 5-fold increase in nuclear capacity to 40 GWe by 2020 (being 3 to 4 units per year over 10 years).

The country aims to become self-sufficient in reactor design and construction, as well as other aspects of the fuel cycle.

Electricity demand is growing very rapidly.

On Taiwan 6 nuclear power reactors operate and 2 advanced reactors are under construction.


NPP under operation:

Chinese PWR technology (up to 600 MWe, GEN-II)

French (or modified French) PWR, 1000 MWe (GEN-II)

CANDU (GEN-II)

WWER, 1000 MWe size (GEN-II+)

NPP under construction / near term deployment:

Chinese PWR (up to 1000 MWe, GEN- II)

CPR-1000 (modified French PWR, GEN-II+)

AP-1000 (start construction, GEN-III)

EPR 1600 (start construction, GEN-III)

CAP1500? (modified AP-1000 type, name still not defined )

GEN-IV:

SFR (experimental facility started 2009, prototype is under design)

HTR (experimental facility is running, prototype is under design)

SCWR (conceptual design an d feasibility study are initiated)

Deployment strategy

GEN-IV

GEN-III

GEN-II

40

2501000 MW NPP

2000 2030 2040 20502010 2020

50

150

100

250

200

Cap

acity

, GW

GEN-IV

GEN-III

GEN-II

40

2501000 MW NPP

2000 2030 2040 20502010 2020

50

150

100

250

200

Cap

acity

, GW

GEN-IV

GEN-III

GEN-II

40

2501000 MW NPP1000 MW NPP

2000 2030 2040 20502010 20202000 2030 2040 20502010 2020

50

150

100

250

200

50

150

100

250

200

Cap

acity

, GW


Experimental Reactor Experimental Reactor JOYOJOYO

Criticality in 1977Criticality in 1977140 MWth140 MWth

Prototype Power Reactor Prototype Power Reactor MONJUMONJU

Criticality in 1993Criticality in 1993280 MWe280 MWe

Demo PlantDemo Plant

Start Operation ~ 2025 Start Operation ~ 2025 500500--750 MWe750 MWe

Commercial Plants in around 2050

FBR Development in Japan


R/VNa

R/V

中間熱交換器（ＩＨＸ）

ポンプ

JSFR Primary H/L Piping System with a 90°Elbow (～ 25 m / loop)

IHX / Pump IHX / Pump

MONJU Primary H/L Piping System with Eight 90°Elbows (～100m/loop)

Pump

IHX

JSFR: Simplified and Compact Design


India: Prototype Fast Breeder Reactor

Pool type Fast Breeder reactor with power of 500 MWe.

Coolant: sodium. Fuel: UO2-PuO2. Design life time: 40 years.

Government granted financial sanction for construction in Sept. 2003.

Site: Madras, construction by BHAVINI.

Indigenous design.

Construction started Oct. 2004.

Commissioned by 2010.


Safety vessel Main vessel

SGNICB

Prototype Fast Breeder Reactor


Nuclear Energy Policy in Korea

Nuclear Power Plants for export

Indigenous nuclear fuel technology

Technology Leadership

http://www.kaeri.re.kr/engnew/main1.htm



KIEP-21

FR Closed Fuel Cycle Volume Reduction

Pyroprocess

HLWGEN-IV

SFR

PWR

CANDU

U+TRU+REFuel

(U, Cs, Sr, I)Decay Storage

DisposalDisposal

S/G

IHTS Piping

Secondary EM Pum p

Reactor Core

P rim ary P um p

Reactor Vessel

IHX

DH X

Reactor Head

Containm ent V essel

S/G

IHTS Piping

Secondary EM Pum p

Reactor Core

P rim ary P um p

Reactor Vessel

IHX

DH X

Reactor Head


Benefits Save the disposal space by a factor of 100 Shorten the management period to a few

hundred years Enhance NPT Characteristics (No Pu Mine)

FR Closed Fuel Cycle Volume Reduction

Pyroprocess

HLWGEN-IV

SFR

PWRPWR

CANDUCANDUCANDU

U+TRU+REFuel

(U, Cs, Sr, I)Decay Storage

DisposalDisposal

S/G

IHTS Piping

Secondary EM Pum p

Reactor Core

P rim ary P um p

Reactor Vessel

IHX

DH X

Reactor Head


S/G

IHTS Piping

Secondary EM Pum p

Reactor Core

P rim ary P um p

Reactor Vessel

IHX

DH X

Reactor Head


Benefits Save the disposal space by a factor of 100 Shorten the management period to a few

hundred years Enhance NPT Characteristics (No Pu Mine)

Korean, Innovative, Environmentally Friendly, and Proliferation Resistant System for the 21st C (KIEP-21)




Pebble Bed Modular Reactor: PBMR in Südafrika Entwicklung gestoppt, zur Zeit geplant als NGNP (Next generation nuclear power plant) Versuchsanlage in Idaho National Lab (INL), USA

He-Hochdruck- Turbine und Verdichter

He-Niederdruck- Turbine und Verdichter

Reaktor mit Schüttbett aus Graphitkugeln

Rekuperator

VorkühlerZwischenkühler

Generator


High Temperatur Reactor HTR-10 in China Main parameters:

Type: Pebble bed

Thermal power: 10 MW

Inlet He temp.: 250 C

Outlet He temp.: 700 C

He pressure: 3.0 MPa

Core height: 1.97 m

Core diameter: 1.8 m

Diameter of fuel: 6 cm

Number of fuel: 27500

Burn-up: 80,000 MWd/t

Steam pressure: 4.0 MPa

Steam temp.: 440 C


Brennelement eines HTR: TRISO

Temperaturbeständig bis 1600°C

Praktisch keine Freisetzung von Spaltprodukten

TRISO: Tristructural-isotropic fuel


Verschiedene Anwendungen

LEUTRISO

LWR-Abfällein TRISO c.p.

Verbrennungvon Waffen-Plutonium

TRISO

TRISO Fuel in Graphitblöcken

oder -kugeln

Er-167 abbrennbarer AbsorberReines W-Pu, kleine C-PartikelTRISO Beschichtung750,000 MWd/HMt Abbrand

Hochradioaktive Abfälleaus WiederaufarbeitungLWR Actiniden, kleine C-PartikelTRISO - Beschichtung700,000 MWd/HMt Abbrand

Konventionelle Absorbergrößere LEU C-PartikelTRISO coated 100-150 GWd/HMt burnup

Elektrizität

Wasserstoff

Prozesswärme

LEUTRISO

LWR-Abfällein TRISO c.p.

Verbrennungvon Waffen-Plutonium

TRISO

TRISO Fuel in Graphitblöcken

oder -kugeln

Er-167 abbrennbarer AbsorberReines W-Pu, kleine C-PartikelTRISO Beschichtung750,000 MWd/HMt Abbrand

Hochradioaktive Abfälleaus WiederaufarbeitungLWR Actiniden, kleine C-PartikelTRISO - Beschichtung700,000 MWd/HMt Abbrand

Konventionelle Absorbergrößere LEU C-PartikelTRISO coated 100-150 GWd/HMt burnup

Elektrizität

Wasserstoff

Prozesswärme


Supercritical Water Cooled Reactor ein Generation IV KonzeptIdee: kontinuierliche Verbesserung der Frischdampfzustände analog der Entwicklung fossil gefeuerter Dampfkraftwerke

25%

30%

35%

40%

45%

50%

1960 1970 1980 1990 2000 2010

Jahr

Net

to-W

irkun

gsgr

ad Dampfkraftwerke Steinkohle

Druckwasserreaktoren

überkrit. Druck


Konzepte im Generation IV International Forum

Europa: High Performance Light Water Reactor

Thermischer LWR mit Reaktordruckbehälter

Japan: Super Fast Reactor

Schneller LWR mit Reaktordruckbehälter

Kanada: CANDU SC

Thermischer schwerwassermoderierter Reaktor mit Druckröhren

Südkorea: Thermischer Reaktor mit festem ZrH Moderator

China: Thermischer und schneller Hybrid-Reaktor


CANDU Reactor

Der mit schwerem Wasser moderierte CANDU (Canada Deuterium Uranium) - Druckwasserreaktor (Druckröhren- Reaktor) kann mit natürlichem, nicht angereichertem Uran betrieben werden.

Design by: Atomic Energy of Canada, Limited (AECL).

15 CANDU in Kanada, weitere CANDU in Argentinien, China, Indien, Rumänien und Südkorea.

http://canteach.candu.org/library/20000101.pdf


Weiterentwicklung des CANDU Reaktors

Generation III


Wärmeisolierte Druckröhren des CANDU SC mit überkritischem Druck

Druckröhrenkonzept

Generation IV

Hochdruckkreislauf im Containment


Endlagerung hochradioaktiver Abfälle







Abfallmengen und Zeitskalen

Einfluss von Gen IV und P&T


Kerntechnische Daten für Deutschland

2004:

Betrieb von 18 Kernkraftwerken mit einer installierten Netto- Leistung von etwa 21,7 GW(el)

Produktion von 167 TWh, was etwa 1/3 der gesamten Stromproduktion entspricht

Mittlere Zeitverfügbarkeit: 89,8 %

Grundlastanteil: etwa 50%

Kernkraftwerk Philippsburg

2 0 0 5 2 0 1 0 2 0 1 5 2 0 2 0 2 0 2 5 2 0 3 0 1 0

1 1

1 2

1 3

1 4

1 5

1 6

1 7

1 8

Abg

ebra

nnte

r Ker

nbre

nnst

off

J a h r

x 1 0 0 0 tS M

Prognose für 22 GWe Szenario

Prognose auf Basis der Restlaufzeiten

Abgebrannter Kernbrennstoff:

Angefallen bis Ende 2003: etwa 10600 t

bis Ende Restlaufzeit (etwa 2022): etwa 6650 t

Summe: etwa 17250 t Zielstellungen:

Entwicklung eines nationalen Entsorgungsplans, Erhebung der vorhandenen und Abschätzung der zukünftig anfallenden Abfallmengen und Betrachtung der Entsorgung,

Überarbeitung der Sicherheitskriterien,

Neubeginn der Endlagersuche: „Weiße Landkarte“.


Kernenergie in Deutschland

Erzeugte Energie: ca. 160 TWel h / a

Vermiedener CO2 Ausstoß: 160 Mt / a

Verbrauchter Brennstoff: 450 t/a

Plutonium: 4.6 t / a

Americium: 253 kg / a

Neptunium: 276 kg / a

Curium: 40 kg / a

Spaltprodukte: 19 t / a


Brennstoff Abfall

Endlager

KKW Aufarbeitung

Bisheriger Weg des Brennstoffs


Brennstoff Abfall

Endlager

KKW Aufarbeitung

Zukünftiger Weg ? Brennstoffkreislauf mit P&T

Strategie: Abtrennung und Vernichtung von Plutonium und Minoren Actiniden in einer Transmutationsmaschine.

Vorteil: Reduzierung der Radiotoxizität, des Volumens und der Wärmemenge des in ein Endlager einzubringenden Abfalls.


Reduzierung der Radiotoxizität

101 102 103 104 105 106101

102

103

104

105

106

107

108

109

nat. U

FP

Np

Cm

Am

PuTotal

Rad

ioto

xici

ty [S

v/tH

M]

Time after discharge [years]

Hauptbeitrag: <40 Jahre FP

40 – 130 Jahre Pu, FP

>130 Jahre Pu, Am

Radiotoxizität von 1 t abgebranntem

Kernbrennstoff(Actiniden: einschl. Zerfallsprodukte)

Zeit nach Einlagerung / a

Rad

ioto

xizi

tät /

Sv/

t SM


101 102 103 104 105 106101

102

103

104

105

106

107

108

109

nat. U

99.9% U,Pu,MA

99.9% U,Pu

no separation

Rad

ioto

xici

ty [S

v/tH

M]

Time after discharge [years]

AbtrennungRadiotoxizität auf dem Niveau von

nat. Uran nach [Jahren]

keine

99.9% U,Pu

99.9% U,Pu,MA

170.000

17.000

320

Geologischer Zeitraum Historischer Zeitraum

Reduzierung der Radiotoxizität

Radiotoxizität von 1 t abgebranntem Kernbrennstoff

verschiedene Abtrennszenarien

Zeit nach Einlagerung / a

Rad

ioto

xizi

tät /

Sv/

t SM

Keine Abtrennung


Partitioning(Abtrennung)

und

Transmutation(Umwandlung)


Partitioning & TransmutationVorgehensweise:

Abtrennung der langlebigen, hochradioaktiven Radionuklide (Pu, MA, LLSP) aus dem radio-aktiven Abfall

Umwandlung der hochradio-aktiven Elemente in kurzlebige und/oder stabile Elemente durch Neutronen induzierte Spaltung oder durch Neutroneneinfang- reaktionen


Grundlegende Untersuchungen

Prozess-Design

Machbar im Labormaßstab

Abtrennung (Partitioning)

Extraktionsmittelund -verfahren


Protonenbeschleuniger (Linac oder Zyklotron) +

Spallationstarget zur Erzeugung hochenergetischer Neutronen +

Unterkritische Anordnung (Reaktorkern) mit Pu und MA

Was ist eine Transmutationsmaschine?

Main pump

Beam window

Fuel region

Beam duct

Steamgenerator

roton beam

Pb-Bi

Strahlfenster

Kern

Strahlrohr

Dampferzeuger Pumpe ProtonenstrahlProtonenstrahl


6thFP RED-IMPACT / NEA: Scenarios

Scenario

A1 (dir. disp.)

A2

A3

B1

B2

B3

Characteristics

Once through fuel cycle in Gen II & III reactors

Mono-recycling of Pu in Gen III reactorsMulti recycling of Pu in Sodium Fast reactors

Multi recycling of U, Pu and MA in Gen IV reactorsMono recycling of Pu in Gen III reactor + Burning of Pu and MA in ADSMono-recycling of Pu in Gen III reactor + Multi-recycling of Pu in Gen IV Reactor + Burning of MA in ADS

Remarks

50 GWd/THM @ 4.2% 235U

cooling 50 years2020

2040

2040

2040

Evol

utio

nary

Scen

ario

sN

earT

erm

Sc

enar

ios

HM Loss Wastekg/TWhe

1920.0

10.7

1.4

1.9

0.8

0.8


Löst P&T oder Gen IV das Problem?

Entscheidende Reduktion der langlebigen Radiotoxizität (Actiniden)

Problematische Spalt- / Aktivierungsprodukte weiter zu untersuchenAnionen: 36Cl, 79Se, 129IKationen: 59Ni, 135CsNeutrale Spezies: 14CH4

Prozess- und Abtrenntechnik großskalig zu demonstrieren


TU Dresden

FZ Rossendorf

FH Zittau/Görlitz

TU Munich

Uni Stuttgart

Uni Karlsruhe

FZ Karlsruhe

MPA Stuttgart

FZ Jülich

RWTH Aachen

FH Aachen/Jülich

Uni Heidelberg

GRS

ITU

BGR

Universitäten FachhochschulenForschungszentren

Regionales Patenschaftskonzept

der EVUs und Industrie

(Quelle: H. Pamme, RWE Power)

Kompetenzverbund Kerntechnik

http://www.vattenfall.de/


Zusammenfassung und Ausblick, weltweit

Lebensdauerverlängerungsprogramm der bestehenden Anlagen

Sicherheit der Anlagen höchste Priorität

Realisierung der nächsten Generation von Kernkraftwerken

Realisierung von Endlagerkonzepten

Als erste Länder: Schweden und Finnland

Generation IV Reaktoren

Technologische Machbarkeit der Transmutation hochradioaktiver Abfälle (incl. Partitioning)

Nutzung aller Energieoptionen

Enge Kooperation zwischen Forschung/Lehre und Industrie


Vielen Dank

Th. Walter Tromm Karlsruher Institut für Technologie


[email protected]

Documents

Moderne Kernkraftwerkstechnologie – ein Überblick KIT Tromm...Final submittal of the Safety Analysis Report planned for October 2010 17 Th. Walter Tromm, VDI-GEU-FAKT, VDE-Karlsruhe,