Atomerőművek felépítése, tervezése

Átírás

1 Atomerőművek felépítése, tervezése Atomerőművek 1. Prof. Dr. Aszódi Attila, Boros Ildikó, BME NTI

2 Az atomenergia jelenlegi szerepe Forrás: WNA 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 ra tölti ki tervezett élettartamát Átlagéletkoruk év Atomerőművek 1. 2

3 A világ és Európa atomerőművei Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 3

4 Atomerőmű-generációk Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 4

5 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 vezénylő ( , 100 MWe) HWGCR heavy water gas cooled reactor SGHWR steam generating HWR Winfrith SGHWR leszerelése Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 5

6 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. P th =1400 kw, P e =200 kw. A National Reactor Testing Station egy épületének világítását látták el vele. Forrás: INL Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 6

7 Első generációs atomerőművek július 27: Az Obnyinszki Atomerőmű hálózatra kapcsolódik. Későbbi RBMK-k atyja, grafitmoderálású, csöves, forralóvizes típus. Nettó 5 MW elektromos telj ben állították le! Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 7

8 A Shippingport Atomerőmű december 2-án indult, 1982-ig üzemelt Nyomottvizes, amit eredetileg a haditengerészet részére fejlesztettek ki P th =230 MW, P e =60 MW Az USA első reaktora, amelyet teljesen leszereltek. Leszerelési idő: 5 év Befejezve: 1990 április Költség: 98,3 M USD Forrás: Pennsylvania State Archives Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 8

9 Első generációs atomerőművek 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 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 Atomerőművek 1. 9

10 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 10

11 Második generációs atomerőművek Üzemelő atomerőművek típusok szerint Forrás: NAÜ Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 11

12 FORRALÓVIZES REAKTORRAL SZERELT ATOMERŐMŰ (BWR) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 12

13 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 13

14 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 14

15 BWR felépítése Forrás: NRC Recirkulációs hurok teljesítményszabályozás eszköze is Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 15

16 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) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 16

17 BWR fűtőelemköteg 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 17

18 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 18

19 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 19

20 MARK I konténment A Fukushima Daiichi 1-5. blokk konténment típusa Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 20

21 MARK II Konténment A Fukushima Daiichi 6. blokkjának konténment típusa Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 21

22 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) Árnyékolás Gépház, Krümmel atomerőmű Üzemzavari nyomáscsökkentés a konténmentben a kondenzációs kamra segítségével Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 22

23 NYOMOTTVIZES REAKTORRAL SZERELT ATOMERŐMŰ (PWR) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 23

24 PWR felépítése Nyomottvizes reaktornál: kétkörös, a primerköri nyomás kb. 160 bar, ezért nincs gőzképződés. A szekunder kör hagyományos víz-gőz kör, kb. 65 bar nyomással Forrás: NRC Atomerőművek 1. 24

25 Nyomottvizes atomreaktor (PWR) PWR-ek a környéken : Paks, Mohi, Temelin, Krsko, Dukovany, Kozloduy, Loviisa, Bohunice Diablo Canyon (USA) MOX üzemanyag Atomerőművek 1. 25

26 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 13. KNY előmelegítő 14. KNY előmelegítő kondenzszivattyú 15. Tápvíztartály 16. Tápvízszivattyú 17. Üzemzavari tápvízszivattyú 18. NNY előmelegítő kondenzhűtő 19. NNY előmelegítő 20. Főáramkörű gőzhűtő Atomerőművek 1. 26

27 CANDU Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 27

28 Moderátor anyagok Moderátor paraméterek Moderációs úthossz [cm] Neutronabszorpciós hatáskeresztmetszet [barn] H 2 O D 2 O Grafit 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 28

29 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) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 29

30 CANDU reaktorok Európában Unit Country Start of operation Nominal power Load factor Cernavoda 1 Romania December MWe 88,61% Cernavoda 2 Romania October MWe 94,89% Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 30

31 CANDU MW névleges teljesítmény 11 blokk üzemel világszerte ( ) Összesen 34 Candu blokk Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 31

32 CANDU Nyomott csöves (nyomott reaktortartály nélkül) D 2 O moderátor és hűtőközeg Szeparált hűtő és moderátor rendszer Hűtés: ~ 100bar, 300 o C Moderátor: ~1 bar, <80 o C Üzem közbeni átrakás lehetséges! Természetes urán használata -> kis reaktivitás-tartalék a zónában > nem kell bóros szabályozás Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 32

33 CANDU üzemanyag Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 33

34 CANDU zóna Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 34

35 CANDU zóna Heavy water moderator in the calandria Shielding pool arund the calandria Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 35

36 CANDU üzemanyag kezelés Üzem közbeni átrakás: két átrakógép segítségével Neutrongazdag zóna Különböző üzemanyagok használata: natu, enyhén dúsított U ( %), MOX, RU (recovered uranium) PWR kiégett üzemanyag kémiai reprocesszálás nélkül felhasználható! Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 36

37 CANDU hűtőrendszer 2-hurkos primer kör, 4 GF Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 37

38 CANDU CANDU leállító rendszerek Forrás: AECL Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 38

39 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 39

40 RBMK Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 40

41 RBMK reaktorok a világban Üzemelő blokkok 11 RBMK + 4 EGP-6 ( mini RBMK - Bilibino atomerőmű) Építés alatt álló blokkok: 0 Moderátor paraméterek Moderációs úthossz [cm] Neutronabszorpciós hatáskeresztmetszet [barn] Típus Blokkok száma Össz MW(e) BWR FBR GCR LWGR PHWR PWR Összesen: H 2 O D 2 O Grafit PRIS database. Last update on ( Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 41

42 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. #14 /

43 RBMK Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.

44 RBMK RBMK BWR összevetés Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 44

45 Zóna és üzemanyag Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 45

46 Zóna és üzemanyag Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 46

47 A PWR és az RBMK közötti fizikai különbségek Moderátor anyagok H 2 O D 2 O Grafit jellemzői termikus úthossz [cm] 5,74 10,93 19,7 neutronabszorpciós hatáskeresztmetszet [barn] 0,66 0,0026 0,0045 víz urán víz urán víz urán víz víz grafit urán víz víz víz urán víz urán víz urán víz víz grafit urán víz víz Nyomott vizes reaktor Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. Csernobili típusú reaktor #14 /

48 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) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 48

49 HARMADIK GENERÁCIÓS ERŐMŰVEK Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 49

50 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 50

51 Harmadik generációs atomerőművek 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 51

52 Harmadik generációs atomerőművek 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 52

53 Harmadik generációs atomerőművek 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 53

54 Harmadik generációs atomerőművek Eszközök: műszaki eszközök Nagyobb víztérfogatok (nyomáskiegyenlítők, gőzfejlesztők), kisebb teljesítménysűrűség, 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 54

55 A Kerena passzív biztonsága Kerena: továbbfejlesztett forralóvizes reaktor (Areva) P el =1250 MW Passzív biztonsági rendszerek A Kerena passzív biztonsági rendszerei Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 55

56 Harmadik generációs atomerőművek Nagyobb biztonság elérése: Kerena (SWR-1000) - Areva (Siemens-Framatome) BWR Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 56

57 Harmadik generációs atomerőművek Source: Areva Kerena: továbbfejlesztett forralóvizes reaktor (Areva) P el =1250 MW Passzív biztonsági rendszerek: Üzemzavari kondenzátor Konténment hűtés Zóna elárasztás Passzív nyomásjeladók Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 57

58 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 58

59 Harmadik generációs atomerőművek 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 59

60 Harmadik generációs atomerőművek 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 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.) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 60

61 Harmadik generációs atomerőművek EUR: European Utility Requirements Minősített blokkok: Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 61

62 Harmadik generációs atomerőművek Követelmények új atomerőművek építéséhez sztenderdizálás EUR: European Utility Requirements 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 hónap 0.25 g vízszintes talajmenti gyorsulásnak megfelelő tervezési földrengés Hidrogén-koncentráció <10% a konténmentben, ha a teljes üzemanyag-burkolat oxidálódik Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 62

63 Harmadik generációs atomerőművek Követelmények új atomerőművek építéséhez sztenderdizálás EUR: European Utility Requirements 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 63

64 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 64

65 ABWR Advanced Boiling Water Reactor General Electric, Hitachi Ltd., Toshiba Corp. Forralóvizes reaktorral (BWR) Elektromos teljesítmény: 1385/1300 MW Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 65

66 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 66

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

68 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! Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 68

69 GE Hitachi - ABWR Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 69

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: ~ MW Hatásfok: 36-37% (a paksi blokkoké kb. 33%) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 70

71 EPR Primer kör: 241 üzemanyag-kazetta, összesen 128 t UO szabályozó és biztonságvédelmi rúd Üzemi nyomás: 154 bar Be/kilépő hőmérséklet: 296/327 o C 4 primer hurok Szekunder kör: Szekunder köri nyomás: 78 bar Frissgőz-hőmérséklet: 290 o C 1 nagynyomású + 3 kisnyomású turbina ház Dupla falú hermetikus védőépület, nagy utasszállító repülőgép rázuhanására méretezve Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. EPR duplafalú konténment EPR védőépület 71

72 2. segédépület, vezénylőterem 1. segédépület 4. segédépület Konténment, reaktor, primer kör EPR nukleáris sziget 3. segédépület, pihentető medence, friss üzemanyag-tároló Nukleáris segédépület Reaktortechnikai szakmérnöki - 72

73 Duplafalú konténment külső és belső sérülések ellen (szellőző és szűrőberendezésekkel), konténmenten belül H 2 - rekombinátorokkal Zónaolvadék felfogására és szétterítésére szolgáló terület Végső konténment hő elszállító rendszer (spray rendszer) IRWST (Incontainment Refuelling Water Storage Tank): üzemzavari hűtőrendszer ellátása, zónaolvadás esetén olvadék hűtése Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 4-szeres redundancia a fő biztonsági rendszereknél, fizikai szeparáció (pl. repülőgéprázuhanás vagy tűz esetére) 73

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. segédépületeket is védi A zónaolvadék-elvezető rendszer Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 74

75 EPR - Biztonsági rendszerek A zónaolvadék-elvezető rendszer Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 75

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) szept.: nemzetközi tender október: TVO kiválasztja a telephelyet (Olkiluoto) 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, áprilisában megkezdődött a beton alaplemez készítése Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 76

77 Olkiluoto-3 projekt mérföldkövei Komoly projektirányítási problémák, valamint az irányítástechnikai rendszer tervezési hiányosságai miatt a blokk üzembelépése jelenleg 2019-ben várható Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 77

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 december 12-én megkezdődött az építés (2009. január 29.: bejelentik egy második francia EPR építésének tervét. Penly, 2012-től Fukushima után elhalasztva) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 78

79 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 79

80 AP Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 80

81 AP Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 81

82 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 82

83 AP1000 Passzív biztonsági rendszerek Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 83

84 AP1000 reaktortartály külső elárasztás Súlyos baleset kezelési koncepció: megelőzni a reaktortartály meghibásodást zónaolvadás esetén In-vessel retention (IVR) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 84

85 AP 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 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 ben ban banindulhatnak az új blokkok További 2 blokk épül az USA-ban (Virgil C Summer telephely), 4 pedig Kínában Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 85

86 AP1000 Vogtle építés 86

87 VVER-1200 VVER-1000 (AES-91 és AES-92) alapján AES-91: Tianwan AES-92: Kudankulam III+ generációs reaktor névleges bruttó teljesítménye 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 /év, a korai nagy radioaktív kibocsátás számított valószínűsége <10-7 /év. A Kudankulam atomerőmű Reaktor generációk Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 87

88 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 Paraméter VVER-1000 (V466B) Blokki paraméterek VVER- VVER- 1200/V392M 1200/V491 Névleges hőteljesítmény [MW] Névleges bruttó elektromos ,4 1198,8 teljesítmény [MW] Effektív üzemidő [óra/év] >7884 > Üzemidő [év] Primer köri paraméterek Fűtőelemek száma [db] Hurkok száma [db] Primer hűtőközeg tömegárama [m 3 /h] ±2900 Primer hűtőközeg be/kilépő hőm. [ C] 291/ ,6/329,7 298,6/329,7 Primer köri nyomás [bar] Szekunder köri paraméterek Frekvencia [Hz] Felépítés 2KNY+1NN 2KNY+1NNY (turbinaházak Y +2KNY száma) +2KNY 2KNY+1NNY +2KNY Névleges frissgőznyomás [bar] 62, Névleges tápvíz hőmérséklet [ C] ±5 Generátor névleges Reaktortechnikai szakmérnöki feszültség - Atomerőművek [kv] 1. 88

89 Nukleáris sziget Hidroakkumulátor Főkeringtető szivattyú Térfogatkompenzátor lefúvató szelep Reaktor Térfogatkompenzátor Gőzfejlesztő Operational parameters Efficiency 33,9% Pressure of primary circuit 162 bar Temperature of primary coolant o C Steam pressure 68 bar Steam temperature 283 o C Initial enrichment 4,79% Burnable poison Gd2O3 Reaktortechnikai szakmérnöki 89 - Atomerőművek

90 VVER Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 90

91 VVER-1200 layout VVER-1000 alapján V491: nukleáris sziget, turbina sziget, konvencionális zóna Nukleáris sziget: reaktorépület (konténment), biztonsági, irányító épületek, üzemanyagkezelő épület Leningrád-II telephelye Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 91

92 VVER-1200 layout Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 92

93 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 93

94 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 Reaktortechnikai szakmérnöki 94 - Atomerőművek

95 V491 biztonsági rendszerek 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 %. P d : 5 bar T d : 150 o C 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 95

96 V491 biztonsági rendszerek A passzív konténment hűtés hőcserélője Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 96

97 V491 biztonsági rendszerek 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 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 97

98 V491 biztonsági rendszerek Zónaolvadék-csapda A zónaolvadék csapda elhelyezése a Leningrád-2 telephely 1. blokkján A 491-es projekt zónaolvadék csapdájának olvadó töltete Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 98