Gyorsreaktorok szerepe az atomenergetika fenntarthatóságában

Átírás

1 Gyorsreaktorok szerepe az atomenergetika fenntarthatóságában Szieberth Máté Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem () Nukleáris Technikai Intézet () MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május 14. 1/25

2 Bevezetés A kiégett üzemanyag újrahasznosításra alkalmas anyagokat tartalmaz Fenntarthatósági szempontok: természeti erőforrások hasznosítása uránhasznosítási hatásfok hátrahagyott hulladékok hosszú távú kockázatok (radiotoxicitás) Ezekre a problémákra a gyorsneutron-spektrumú reaktorok adnak választ MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május 14. 2/25

3 Az üzemanyagban történő magátalakulások Hasadások Neutronbefogások Konverzió/tenyésztés 238 U tenyészanyagból 239 Pu hasadóanyag 232 Th tenyészanyagból 233 U hasadóanyag Másodlagos aktinidák felépülése Np, Am, Cm izotópok 240 U 239 U 238 U 237 U 3, a 14,4 a 14,1 h 23,5 m 6,8 d 240 Np 239 Np 238 Np 237 Np 7m, 1h 2,4 d 2,1 d 2, a 243 Pu 242 Pu 241 Pu 240 Pu 239 Pu 238 Pu 87,7 a 432,1 a 4,96 h K-bef. 16 h 15 a 243 Am 242m Am 242 Am 89% 241 Am 7380a 11% 16 h 18,1 a 28,5 a 162,8 d 244 Cm 243 Cm 242 Cm 236 U 235 U 6, a 2, a MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május 14. 3/25

4 A Th-U és az U-Pu ciklus sémája 244 Cm tenyészanyag 1, a 234 Th 233 Th 232 Th 231 Th (n,2n) β 24,1 d 7380a Th-U U-Pu β 22,2 m β 25,5 h 234 Pa 233 Pa 232 Pa 231 Pa β 1,17m;6,67h (n,2n) β 27 d β 1,31 d (n,2n) 235 U 234 U 233 U 232 U 2, a hasadóanyag 1, a 71,7 a tenyészanyag 240 U 239 U 238 U 237 U 236 U 235 U 3, a 14,4 a 14,1 h 23,5 m 6,8 d 240 Np 239 Np 238 Np 237 Np 7m, 1h 2,4 d 2,1 d 2, a 243 Pu 242 Pu 241 Pu 240 Pu 239 Pu 6, a 2, a 238 Pu 87,7 a 432,1 a 4,96 h K-bef. 16 h 15 a 243 Am 242m Am 242 Am 89% 241 Am 11% 16 h 18,1 a hasadóanyag 28,5 a 162,8 d 243 Cm 242 Cm MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május 14. 4/25

5 Hasadó izotóp Hasadási neutronhozam η = η ν σ c σ f σ νσ f f + σ c = ν + σ : elnyelt neutrononként felszabaduló neutronok száma (hasadási neutronhozam) : hasadásonként felszabaduló neutronok száma : befogás/hasadás aránya () Hasadást kiváltó neutronok energiája E=0,025 ev E=1 MeV E=2 MeV 233 U 2,48 2,55 2, U 2,43 2,50 2, Pu 2,87 3,03 3,18 σ 1 c f ν = 1+ ν értéke néhány izotópra és neutronenergiára MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május 14. 5/25

6 Hasadási neutronhozam 1 neutron hasadóanyagban történő befogása szükséges a láncreakció folytatásához. L neutron vész el parazita befogás vagy a reaktorból történő kiszökés miatt. Következésképpen: η - (1 + L) neutron fogódik be fertilis anyagban. A szaporítás feltétele: η - (1 + L) >1, azaz: η > 2 + L A szaporítási tényező: BR = η - (1 + L) Kiszökő neutronok hasznosítása: tenyészköpeny axiális radiális hasadóanyag aktív zóna fertilis tenyészköpeny MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május 14. 6/25

7 Üzemanyag-tenyésztés U-Pu ciklusban gyorsneutron-spektrumban hatékony Th-U ciklus termikus reaktorral is Konverziós/tenyésztési tényező: megtermelt és elfogyasztott hasadóanyag aránya Gyors spektrumban a neutronhozam gyorsan emelkedik termikus gyors Neutronhozam (η): egy elnyelt neutron által keltett neutronok átlagos száma Tenyésztés feltétele: η > 2 MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május 14. 7/25

8 Hasadási neutronhozam különböző reaktorokban η teljes neutronspektrumra átlagolt értéke termikus és gyors reaktorban 233 U 235 U 239 Pu LWR spektrumra átlagolva (~0,025 ev) Tipikus oxid-üzemanyagú LMFR spektrumra átlagolva 2,26 2,06 2,04 2,31 2,10 2,45 MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május 14. 8/25

9 A kiégett üzemanyag összetétele 244 Cm Távolabbi aktinidák épülnek fel neutron befogásokkal Bomlási láncot alkotnak Erősen radiotoxikusak (-bomlás) Hasadási termékek Kevésbé toxikusak (β-bomlás) Többnyire rövidebb felezési idejűek Stabil izotóppá bomlanak elsődleges aktinidák 240 U 239 U 238 U U 237 U 3, a 14,4 a 14,1 h 23,5 m 6,8 d 240 Np 239 Np Np 238 Np 237 Np 7m, 1h 2,4 d 2,1 d 2, a 243 Pu 242 Pu 241 Pu Pu 240 Pu 239 Pu 238 Pu 87,7 a 432,1 a 4,96 h K-bef. 16 h 15 a 243 Am 242m Am 242 Am 89% 241 Am 7380a Am + Cm 11% 16 h 18,1 a 28,5 a 162,8 d 243 Cm 242 Cm 236 U 235 U 6, a 2, a másodlagos aktinidák MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május 14. 9/25

10 Másodlagos aktinidák átalakítása (transzmutáció) Neutronbefogások révén további aktinidák épülnek fel Gyorsneutron-spektrumban a hasadások aránya nagyobb Átalakítás hasadási termékekké MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május /25

11 Hosszú távú kockázatok alakulása Összesen 1000 Pu Relatív radiotoxicitás ,1 MA Hasadási termékek 0,01 0, Pihentetési idő (év) MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május /25

12 A neutronlassítás (moderálás) fizikája Azonos tömegű magnak ( 1 H) a neutron akár teljes energiáját átadhatja Nagyobb tömegű magról visszapattan Gyorsreaktorokban a könnyű magokat kerülni kell (pl. víz) Szóba jöhetnek: folyékony fémek vagy gázok nátrium ólom, ólom-bizmut eutektikum hélium MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május /25

13 Neutronspektrum Termikus reaktorban a moderátorral termikus egyensúlyban lévő neutrongáz Maxwell- Boltzman-eloszlást mutat Gyorsreaktorkban a kev alatti tartomány elhanyagolható Gyorsreaktorban a spektrum keményedése a neutronhozam növekedéséhez vezet Pozitív üregtényező! (elsősorban nátrium hűtőközegnél) MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május /25

14 Folyékonyfém-hűtőközegek jellemzői Nátrium: olvadáspont 97,8 C, forráspont 892 C Nagy hőkapacitás, kiváló hővezetés Nátrium-víz, illetve nátrium-levegő reakció Kémiai kompatibilitás rozsdamentes acéllal Aktiválódás neutronbesugárzásra Ólom: olvadáspont: 327 C, forráspont : 1740 C a nátriuméhoz hasonló fajhő, de négyszer kisebb hővezetési tényező kémiai semlegesség a vízzel szemben korrózió, erózió alacsony neutronbefogási hatáskeresztmetszet csak gyengén aktiválódik Légköri nyomáson alkalmazható Nem átlátszó MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május /25

15 Nátriumhűtésű gyorsreaktorok Medence vagy hurok típusú elrendezés Közbenső Na-Na hőcserélő az aktív Na-víz reakció elkerülésére Kihívások Pozitív üregegyüttható Na-víz reakció MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május /25

16 Nátriumhűtésű gyorsreaktorok (SFR) Első tenyésztő reaktorok (EBR-I, EBR-II,...) Összesen kb. 400 reaktorév üzemeltetési tapasztalat Legkiforrottabb technológia a 4. generációs reaktortípusok közül BN-600, BN-800 jelenleg is üzemel és hálózatra termel (Beloyarsk-3) Nemzetközi benchmark a kínai CEFR indításával kapcsolatban MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május /25

17 Az ólomhűtés által kínált előnyök Biztonság Nagy hőkapacitás, természetes cirkuláció (akár 20-25%-ban) Magas forráspont Nincs heves reakció vízzel vagy levegővel Üzemanyagsérülés esetén az ólom visszatartja a hasadási termékeket Egyszerűség Közvetlen ólom-víz hőcserélő Teljesen természetes cirkuláció lehetősége Kis, moduláris reaktorok (SMR) MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május /25

18 Gázhűtésű gyorsreaktor He-hűtés előnyei: kémiailag semleges átlátszó elhanyagolható neutronabszorpció Magas hatásfok kombinált ciklusban (gázturbina + gőzfejlesztő) Alternatív termelési célok lehetősége (ipari folyamathő, H-termelés) Kihívások: Csekély hőtehetetlenség miatt magas hőmérsékletek Hőálló üzemanyag és burkolat szükséges keramikus burkolat (SiC) MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május /25

19 Európai gyorsreaktor fejlesztések ASTRID: nátriumhűtésű demonstrációs reaktor - alacsony üregegyüttható - N 2 -hűtésű tercier kör a víz-reakció elkerülésére - tervezett üzembehelyezés: 2030 Alternatív technológiák: Ólomhűtés Gázhűtés ALFRED ólomhűtésű demonstrációs reaktor koncepcionális tervek FALCON konzorcium, Románia? MYRRHA ólom-bizmut hűtésű gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszer (Mol, Belgium) ALLEGRO gázhűtésű kísérleti reaktor előzetes koncepció V4-CEA együttműködés MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május /25

20 Nyitott üzemanyagciklus A kiégett üzemanyag nem kerül feldolgozásra Közvetlen elhelyezés Az uránhasznosítási hatásfok kb. 0,45% változatlan felhasználás esetén kb. 120 évre elegendőek az igazolt uránforrások Szegényített urán halmozódik fel Plutónium határozza meg az elhelyezett hulladékkal kapcsolatos hosszú távú kockázatokat Prognosztizált és spekulatív készletek Igazolt források < 260 USD/kgU < 130 USD/kgU < 80 USD/kgU MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május /25

21 Zárt üzemanyagciklus termikus reaktorok A kiégett üzemanyag újrafeldolgozásra kerül (reprocesszálás) Plutónium visszatáplálás (MOX üzemanyag) konverziós tényező alacsony (C=0,5-0,9) Pu összetétel romlik többszörös visszaforgatás lehetősége korlátozott Uránhasznosítási hatásfok max. 1 % A hosszú távú kockázatok változatlanok, ha a Pu is elhelyezésre kerül (kiégett MOX) Az hulladék mennyisége jelentősen csökken (U eltávolítása) MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május /25

22 Zárt üzemanyagciklus - gyorsreaktorok Üzemanyag-tenyésztés tenyésztési tényező: 1-1,2 (tenyészköpeny) Pu összetétel állandósul visszatáplálásnak nincs korlátja Uránhasznosítási hatásfok: 10-20% évezredes távlatban elegendő források Felhalmozódott szegényített U és kiégett üa. hasznosítható Az elhelyezett hulladékból hiányzik a Pu másodlagos aktinidák határozzák meg a hosszútávú kockázatokat MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május /25

23 Szimbiotikus atomerőmű-rendszerek Termikus és gyorsreaktorok együttműködése természetes urán betáplálás a tenyészköpenybe termikus reaktorba MOX üa. tenyésztett Pu-ból kiégett üa-ból Pu a gyorsreaktorokba Lassan növekvő rendszerben optimális lehet termikus reaktorok kisebb indítótöltet igénye max. 50 % termikus reaktor Nemzetközi együttműködés egyes országok megmaradhatnak a termikus reaktoroknál MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május /25

24 Kétszeresen zárt üzemanyagciklus Másodlagos aktinidák visszatáplálása Továbbfejlesztett szétválasztási eljárásokat igényel (partitioning) Gyorsneutron-spektrumban lehetséges Hasadási termékek maradnak a hulladékban Kétrétegű üa-ciklus első réteg: U-Pu ciklus második réteg: MA visszatáplálás forrás: JAEA MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május /25

25 Összegzés Az üzemanyagciklus zárása a gyorsreaktorok megjelenése esetén éri el a fenntarthatósági célokat Gyorsreaktorokban a Pu és a másodlagos aktinidák visszatáplálása is megvalósítható Az üzemanyagciklus zárása megvalósítható termikus és gyorsreaktorok (transzmutációs berendezések) együttműködésében A gyorsreaktorok képesek feldolgozni a nyitott üzemanyagciklusban felhalmozódó szegényített uránt és kiégett üzemanyagot A kiégett üzemanyag a jövő nukleáris üzemanyagciklusában erőforrás, nyersanyag MTA Sugár- és Környezetfizikai Albizottság tudományos ülése, május /25