Atomreaktorok generációi

Átírás

1 Tematika 1. Az atmmagfizika elemei 2. Magsugárzásk detektálása és detektrai 3. A nukleáris fizika története, a nukleáris energetika születése 4. Az atmreaktr 5. Reaktrtípusk a felhasználás módja szerinti csprtsításban 6. Atmreaktrk generációi 7. Magyarrszági atmerőművek 8. Mini atmerőművek 9. Reaktrbiztnság, sugárvédelem 10. Atmerőmű balesetek 11. Atmerőmű és környezetvédelem 12. Fúziós erőművek 13. Természetes reaktrk

2 Atmreaktrk generációi 6. fejezet

3 A terminlógiáról A US Department f Energy vezette be ezt az sztályzást 4 generációt különböztetünk meg, a reaktrk mdernitása szerint

4 I. Generációs atmerőművek 6. fejezet

5 I. Generációs atmerőművek Értelmezés (I. generációs atmerőmű): I. generációs atmerőműnek nevezzük az atmerőművek szinte legelső krai prttípusait. Példák: 1. Shippingprt Atmerőmű 2. Magnx Atmerőmű 3. Fermi 1 Atmerőmű 4. Dresden 1 Atmerőmű

6 I. gen: Shippingprt Atmerőmű 1. Shippingprt Atmerőmű (Ohi, Beaver Cuntry, Pennsylvania, USA): Könnyűvizes, breeder erőmű 40 km-re esik Pittsburgh-től A világ legelső teljes skálájú energiatermelő atmerőműve, amelyet már békeidőben (II. világhábrú után) kezdtek el használni. Eisenhwer elnök adtt utasítást a megépítésére augusztus 27-én kötötték rá a villamsenergia hálózatra december 2-án kezdett üzemelni a hálózatn któberéig üzemelt Katnai célkra plutóniumt termelt Teljesítmény: 60 MWe Első reaktr mag: évig üzemel Másdik reaktr mag: évig üzemel 1974: turbina hiba miatt leállás Harmadik reaktr mag: évig

7 I. gen: Shippingprt Atmerőmű Frrás: Wikipedia

8 I. gen: Magnx Atmerőmű 2. Magnx Atmerőmű (Egyesült Királyság): 1957 Egy ma már elavult típusú atmreaktr, amelyet az Egyesült Királyságban terveztek Még ma is használatban van! Más rszágk is átvették a dizájnt (Dél-Krea) Nukleáris alkalmazásk céljaira plutóniumt termel Széndixiddal hűtött, grafitmderátrú reaktr, amely természetes uránt használ fűtőanyagként, bór-acél ötvözet kntrl rudakat használ 11 Magnx reaktr vlt az Egyesült Királyság területén

9 I. gen: Magnx Atmerőmű Frrás: Wikipedia

10 I. gen: Enric Fermi Atmerőmű Fermi Fermi 1 Atmerőmű (Erie tó partján, Mnre közelében, Michigan állam, USA: Két egységből áll (indulásk 1963, 1988) 94 MWe, Gyrs breeder reaktr któber 5. : erőmű baleset részleges üzemanyagcella lvadás nem szivárg ki radiaktív sugárzás a környezetbe Leállás, javítás, üzemanyagcella eltávlítás és csere szeptember 22-én indul újra az erőmű, de már sha nem érte el maximális teljesítményét nvember 29-én hivatalsan leállíttták és szétszerelése megkezdődött Könyv az erőmű balesetről: We almst lst Detrit

11 I. gen: Enric Fermi Atmerőmű Fermi 1. Frrás: Wikipédia

12 I. gen: Dresden 1 Atmerőmű 4. Dresden 1 Atmerőmű (Mrris, Illinis flyón, Illinis állam, USA): Az első nem állami pénzből finanszírztt nukleáris erőmű Az Exeln cég tulajdnában vlt Megnyitás: 1960, bezárás: óra mint Dresden 2 és Dresden 3 működött frralóvizes reaktrként Chicagt és Illinis állam északi negyedét vlt hivattt elektrms árammal ellátni

13 II. Generációs atmerőművek 6. fejezet

14 II. Generációs atmerőművek Értelmezés (II. generációs atmerőmű): II. generációs atmerőműnek nevezzük az 1990-es évek végéig felépült és üzembe helyezett általáns célú energiatermelő nukleáris erőműveket. Például: Nymttvizes reaktrk (PWR =Pressurized Water Reactr) Flrralóvizes reaktr (BWR = Biling Water Reactr) Nehézvizes reaktr (CANDU = CANada Deuterium Uranium Tvábbfejlesztett gázhűtéses reaktr (AGR = Advanced Gas Cled Reactr) Vízhűtéses Vízmderátrs Energiatermelő Reaktr (VVER = Water-Water Energetic Reactr) nymttvizes reaktr típus

15 II. gen: AGR Atmerőmű 4. Tvábbfejlesztett gázhűtéses reaktr A hőcserélő maga a nymás tartály és a sugárzást védő fal, mint egységes kamra belsejében helyezkedik el. 1. Töltési csövek 2. Kntrl rudak 3. Grafit mderátr 4. Üzemanyag kazetták 5. Nymás tartály és sugárzást védő pajzs 6. Gáz keringető egység 7. Víz 8. Víz keringető szivattyú 9. Hőcserélő 10. Gőz Frrás: Wikipédia

16 II. gen: VVER 5. VVER = Vízhűtéses Vízmderátrs Energiatermelő Reaktr A régen Szvjetúnió, ma Orszrszág által kifejlesztett és fejlesztett reaktr típus Nymttvizes erőmű és fajtája MWe teljesítményűek Rmánia, Bulgária, Kína, Cseh Köztársaság, Finnrszág, Magyarrszág (Paks), India, Irán, Szlvákia, Ukrajna, és az Orsz Föderáció által használt erőmű típus 1970 előtti fejlesztés A VVER-440 V230 a leginkább általáns dizájn, 440 MW elektrms teljesítménnyel 6 hűtőkör, mindegyik önálló gőzgenerátrral Az rsz Nukleáris Biztnsági Szabvány szerint kivitelezett egység Vízszintesen elhelyezett gőzgenerátrk Hatszög keresztmetszetű üzemanyag kapszulák Fejlett hűtés

17 II. gen: VVER 400 Frrás:

18 III. Generációs atmerőművek 6. fejezet

19 III. Generációs atmerőművek Értelmezés (III. generációs atmerőmű): III. generációs atmerőműnek nevezzük minden lyan nukleáris reaktrt, amely valamely II. generációs atmerőmű működése srán történt tvábbfejlesztésének eredménye. Jellemzői: Tvábbfejlesztett üzemanyag technlógia Nagybb termális hatásfk tvábbi passzív biztnsági rendszerek az emelt biztnság érdekében Standardizált dizájn a karbantartási és fenntartási költségek csökkentésére Következmények: Hsszabb üzem élettartam (kb. 60 év) Az üzemanyagcella sérülések gyakrisága csökken Az első III. generációs erőműveket Japán fejlesztette

20 III. Generációs atmerőművek A legfntsabb III. generációs atmerőmű típusk: 1. Tvábbfejlesztett frralóvizes reaktr (ABWR Advanced Biling Water Reactr) 2. Tvábbfejlesztett nymttvizes reaktr (APWR Advanced Pressurized Water Reactr) 3. Nagybb CANDU 6 (EC6 Enhanced CANDU 6) 4. Tvábbfejlesztett vízhűtéses vízmderátrú nymttvizes reaktr (VVER- 1000/392 Water-Water Energy Reactr) 5. Tvábbfejlesztett nehézvízes reaktr (AHWR Advanced Heavy Water Reactr) III+ generációs atmerőmű mdellek: Tvábbfejlesztett CANDU AP 1000 (AP 600-ra épül, de nagybb a teljesítménye) EPR (Eurpean Pressurized Reactr) európai fejlesztés ESBWR Gazdaságs Egyszerűsített Frralóvizes Reaktr (Ecnmical Simplified Biling Water Reactr) VVER-1200 rsz fejlesztés, nymttvizes III++ generációs atmerőmű mdell: B&W mpwer Tvábbfejlesztett Könnyűvizes Reaktr

21 III. Generációs atmerőművek Eurpean Pressurized Reactr Frrás: Wikipédia

22 IV. Generációs atmerőművek 6. fejezet

23 IV. Generációs atmerőművek Értelmezés (IV. generációs atmerőmű): IV. generációs atmerőműnek nevezünk minden lyan elméleti nukleáris reaktr dizájnt, amelyek tervei, kutatásai, fejlesztései jelenleg is flyamatban vannak. Következmény: IV. generációs nukleáris reaktr a maga fizikai valóságában még nem létezik Jellemzők: 2030 előtt nem várható megépítésük és üzembehelyezésük Megnövelt biztnsági elvárásknak való megfelelés Megnövelt üzemanyagcella érzékenység Minimalizált nukleáris hulladék termelés és hulladék újrahasznsítás Csökkentett építési és üzemeltetési költségek

24 IV. Generációs atmerőművek A legtávlabbra mutató IV. generációs atmerőmű kncepciók: 1. Termikus reaktrk a) Nagyn nagy hőmérsékletű reaktr (VHTR Very High Temperature Reactr) b) Szuperkritikus-víz hűtéses reaktr (SCWR Supercritical Watercled Reactr) c) Olvadéksó reaktr (MSR Mlten Salt Reactr) 2. Gyrs reaktrk a) Gázhűtéses gyrs reaktr (GFR Gas-cled Fast Reactr) b) Nátriumhűtéses gyrs reaktr (SFR Sdium-cled Fast Reactr) c) Ólmhűtéses gyrs reaktr (LFR Lead-cled Fast Reactr)

25 IV. Generációs termikus atmerőművek VHTR dizájn Nagyn magas hőmérsékletű reaktr Frrás: Wikipédia

26 IV. Generációs termikus atmerőművek SCWR dizájn Szuperkritikus-víz hűtéses reaktr Frrás: Wikipédia

27 IV. Generációs termikus atmerőművek MSR dizájn Olvadéksó reaktr Frrás: Wikipédia

28 IV. Generációs gyrs reaktr GFR dizájn Gázhűtéses gyrs reaktr Frrás: Wikipédia

29 IV. Generációs gyrs reaktr SFR dizájn Nátriumhűtéses gyrs reaktr Frrás: Wikipédia

30 IV. Generációs gyrs reaktr LFR dizájn Ólmhűtéses gyrs reaktr Frrás: Wikipédia