Atomerőművek felépítése, tervezése

Átírás

1 Atomerőművek felépítése, tervezése Atomerőművek 3. Prof. Dr. Aszódi Attila, Boros Ildikó, BME NTI

2 Épülő VVER-1200 blokkok Oroszországban: + 20 darab tervezett VVER-TOI Forrás: WNA Reaktortechnikai szakmérnöki 2 - Atomerőművek

3 Épülő / üzemelő VVER-1200 blokkok Novovoronyezs-II V392M Fővállalkozó a JSC AtomEnergoProekt 1. blokk építés kezdete: július Tervezett első indítás: december 2. blokk építés egy évvel később Tervezett költség: 5 milliárd USD Fő beszállítók: OMZ Izhora (reaktortartály), ZiO Podolsk (GF) 2015 május: egy-egy év csúszás várható, ezzel az 1. blokk első indítása 2016-ban várható, kereskedelmi üzeme 2017-ben Reaktortechnikai szakmérnöki 3 - Atomerőművek

4 Épülő / üzemelő VVER-1200 blokkok Leningrád-II V491 Fővállalkozója a St Petersburg AtomEnergoProekt, a 2008-as szerződés összege 5,8 milliárd USD Telephely-engedély 2007-ben, építési engedély 2008-ban kiadva Az építkezés 2008-ban kezdődött, 2013-as első indítást tervezve Csúszás az építkezésben (szakemberhiány?) Jelenleg az 1. blokk első indítását re, kereskedelmi üzembe lépését ra tervezik (2. blokk két évvel később) Első kritikusság: február Reaktortechnikai szakmérnöki 4 - Atomerőművek

5 Épülő VVER-1200 blokkok Leningrád-II Reaktortechnikai szakmérnöki 5 - Atomerőművek

6 Épülő VVER-1200 blokkok Balti V491 Kalinyingrádi exklávéba, 49% tervezett külföldi részesedéssel Két blokk, 2009-ben 6,8 milliárd USD-re becsült költséggel JSC Baltic NPP a fővállalkozó (több vállalat) Reaktortartály: OMZ Izhora Alstom-Atomenergomash Arabelle félsebességes turbina! Kisnyomású turbina rotor gyártása a Balti erőműnek (WNN) Reaktortechnikai szakmérnöki 6 - Atomerőművek

7 Épülő VVER-1200 blokkok Balti V491 Telephelyi munkálatok 2011 elején kezdődtek Építési engedély: nov. Első beton: április Tervezett első indulás: 2016, kereskedelmi üzem Problémák: Termelt áram 87%-át exportra szánták, ez 1 milliárd eurós hálózati fejlesztést igényel Külföldi tőke hiánya (tárgyalások: CEZ, Iberdrola, Enel) júniusában az építést felfüggesztették Egyéb lehetőségek vizsgálata pl. 8 db úszó atomerőmű, VVER-600 Reaktortechnikai szakmérnöki 7 - Atomerőművek

8 Épülő VVER-1200 blokkok Balti Reaktortechnikai szakmérnöki 8 - Atomerőművek

9 Épülő VVER-1200 blokkok Külföldön: Forrás: WNA Reaktortechnikai szakmérnöki 9 - Atomerőművek

10 Épülő VVER-1200 blokkok Belarusz Atomerőmű, Osztrovec V : Atomsztrojekszport, Westinghouse-Toshiba, Areva érdeklődik 2009-ben a kormány az oroszokat választotta, 2011-ben államközi szerződés 2 blokkról 10 milliárd dolláros orosz hitel a költségek 90%-ának fedezésére 1. blokk építése 2013-ban kezdődött, 2. blokké 2014-ben 1. blokk kereskedelmi üzemét 2018-ra tervezték (késés munkaerőhiány miatt?) A számított LCOE 5.81 cent/kwh Reaktortechnikai szakmérnöki 10 - Atomerőművek

11 Épülő VVER-1200 blokkok Belarusz Atomerőmű, Osztrovec V491 Reaktortechnikai szakmérnöki 11 - Atomerőművek

12 Tervezett VVER-1200 blokkok Hanhikivi V ben alakult a Fennovoima Oy, eredetileg az E.On vezetésével 2010: parlamenti elvi jóváhagyás Telephely: Pyhäjoki Eredetileg nagyobb (EPR?) blokkot terveztek, de az E.On kiszállt -> MW 2013: Szerződés a Rusatom Overseas-zel egy VVER-1200 építéséről, és 34%-os orosz részesedésről Új tulajdonosok keresése (Migrit Solarnaja Energija), Fortum Fővállalkozó a Titan2, Arabelle turbina (AAEM) Tervezett költség 6-7 milliárd euró, LCOE: 5 cent/kwh Reaktortechnikai szakmérnöki 12 - Atomerőművek

13 Tervezett VVER-1200 blokkok Akkuyu -V : nemzetközi tender, csak a Roszatom adott be érvényes pályázatot (kiégett üzemanyag visszavétele) BOO (build-own-operate) alapon épülő erőmű Jelenlegi becslések szerint a 4 blokk költsége ~20 milliárd USD lesz A török áramszolgáltató 12,35 cent/kwhért veszi át a termelt villamos energia 70%-át 15 évig vagy 2030-ig (3-4. blokk esetén 30%-ot) Ezt követően a projektcég a profit 20%-át a török kormánynak adja Építés kezdete: április 3. Reaktortechnikai szakmérnöki 13 - Atomerőművek

14 VVER-1200 Fő műszaki paraméterek A Paksra ajánlott reaktortípus: VVER-1200/V491 Megegyezik a Finnországba, Pyhäjoki telephelyre választott típussal (építteti a Fennovoima Oyj) General Termikus teljesítmény 3200 MW Bruttó villamos teljesítmény 1198 MW Nettó villamos teljesítmény 1113 MW Nettó hatásfok 34,8% Önfogyasztás 7,1% Rendelkezésre állás >90% Tervezett élettartam 60 év Primer kör Üzemi nyomás 162 bar Zóna belépő hőmérséklet 298,2 C Zóna kilépő hőmérséklet 328,9 C Szekunder kör Üzemi nyomás 68 bar Frissgőz hőmérséklet 283,8 C Gőz tömegáram 1780 kg/s Biztonsági paraméterek (PSA szerint) Zónasérülési gyakoriság (CDF) <5,94*10-7 /y Nagy korai kibocsátás (LRF) <2*10-8 /y > Hazai törvényi előírások 10-5 /y 10-6 /y Reaktortechnikai szakmérnöki 14 - Atomerőművek

15 V392M biztonsági rendszerek Passzív rendszerek (eltérés V491-től): Két fokozatú hidroakkumulátor (második fokozat 15 bar-nál) Passzív GF hűtés Passzív filtrációs rendszer Passzív remanenshőelvonó rendszer, NVAES-2 A hidroakkumulátorok Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. kapcsolódása a primer körre 15

16 V392M biztonsági rendszerek 1. Légszűrők 2. Katalitikus H2 rekombinátorok 3. Sprinkler rendszer 4. Primer hidroakkumulátor 5. Szekunder hidroakkumulátor 6. SPOT PG 7. Térfogatkompenzátor 8. Reaktor 9/x. X. gőzfejlesztő 10. Zónaolvadék csapda 11. Főkeringtető szivattyú 12. BRU-A (lefúvatószelep atmoszférikus térbe) 13. Zsomp/ZÜHR tartály 14. Primer köri részáramú víztisztító 15. Gáztalanító pótvíz tartály 16. Szerves adalékok tartálya 17. Szivattyú 18. Szennyezett kondenzátum tartálya 19. Szivattyú 20. ZÜHR 21. Gőzfejlesztők vészhelyzeti hűtője 22. Bioógiai védelem hűtése 23. Vészhelyzeti bórsav szivattyúk 24. Vészhelyzeti reaktorhűtés 25. Hűtőmedencék Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 16

17 ACR-1000 AECL (Atomic Energy of Canada) Nehézvizes reaktorral (PHWR) CANDU továbbfejlesztése 1165 MWe 520 párhuzamos vízszintes cső a kalandriában Kalandriában nehézvíz moderátor Könnyűvíz hűtőközeg Alacsony dúsítású urán üzemanyag 60 év tervezési élettartam Gőz Tápvíz Könnyűvíz hűtőközeg Nehézvíz moderátor 1 Főgőzvezeték 2 Térfogat-kompenzátor 3 Gőzfejlesztők 4 FKSZ-ek 5 Zárófedelek 6 Calandria 7 Üzemanyag 8 Moderátor szivattyúk 9 Moderátor hőcserélő 10 Átrakógép Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 17

18 ACR-1000 ACR-1000 átrakás ACR-1000 aktív zóna Üzem közbeni folyamatos átrakás Átrakás miatti leállás nem szükséges Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 18

19 ACR-1000 Passzív üzemzavari hűtés CDF < 3,4x10-7 / reaktorév (üzem közben) Építési idő: <5 év (n-edik blokknál 42 hónap első betonozástól első üzemanyagbetöltésig) Megrendelés hiányában a fejlesztés szünetel ACR-1000 konténment, passzív hűtés Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 19

20 Egzotikus atomreaktorok

21 AZ OKLÓI TERMÉSZETES REAKTOROK Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 21

22 A legelső atomreaktorok - Oklo U-235 izotóparánya a természetes uránban: 0,72% Gabon, Oklo uránbánya: U-235 izotóparánya csak 0,717% Ok: 2 milliárd évvel ezelőtt 17 természetes reaktor üzemelt a területen, akár 1 millió éven keresztül! A természetes reaktorok kialakulását az 50-es években Paul Kuroda már felvetette Az Oklo környéki reaktorok geológiai környezete Forrás: Scientific American Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 22

23 A legelső atomreaktorok - Oklo A természetes reaktorok kialakulásának feltételei: Magas urántartalmú és megfelelő kiterjedésű, geometriájú érctömeg Megfelelő U-235 tartalom Megfelelő moderátor anyag elérhetősége Ne legyen neutron-abszorbens anyag (ezüst, bór) a reaktor környékén Az U-235 izotóparány változása Forrás: Scientific American Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 23

24 A legelső atomreaktorok - Oklo A hasadások akkor kezdődhettek, amikor a homokkőzetben az urán koncentrációja elérte a 10%-ot, kb. 3%-os U-235 izotóparány mellett Moderátor: talajvíz A reaktorok több százezer évig működhettek, feltehetően periodikusan (moderátor elforrása miatt), néhány órás periódusokban, megszaladás nélkül A reaktorok az U-235 szegényedése miatt álltak le végleg A 17 reaktor közül 16-ot kitermeltek Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 24

25 ATOM-TENGERALATTJÁRÓK Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 25

26 Egzotikus reaktorok - tengeralattjárók Az első atom-tengeralattjáró a Nautilus ( , PWR). PWR és LMBR (!) reaktorokkal készülnek Nautilus SSN-571, az első atom-tengeralattjáró Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 26

27 A hagyományos tengeralattjárók határai Az amerikai tengeralattjárók eredményei a második világháborúban: 214 hadihajó és 1178 kereskedelmi hajó elsüllyesztése; ez az összes elsüllyesztések 55%-a volt, ugyanakkor a fegyvernem legénysége a tengerészetnek csupán 1,6%-át tette ki! A háború alatt 52 amerikai, 781 német (korlátlan tengeralattjáró-háború) és 130 japán tengeralattjáró veszett oda Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 27

28 A hagyományos tengeralattjárók határai Legelterjedtebb a dízel-elektromos hajtás Főgép: 2 dízelmotor (kb. 3-4 MW/db). Légperiszkóp-pár - tartós periszkópmélységben való maradás. Tömegének 15-20%-a az üzemanyag, hatótávolsága km. Víz alatt: akkumulátorokkal közlekedik. Lehetőségek: néhány óra km/h sebességgel, vagy 100 óra 4-8 km/h sebességgel közlekedve. Újabb lehetőség az AIP (Air-independent Propulsion): pl. üzemanyagcellás hajtás Mozgó alkatrészek hiánya miatt sokkal csendesebb km/h sebesség akkumulátorok nélkül Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 28

29 Atommeghajtású tengeralattjárók előnyei Sokkal kisebb a logisztikai támogatás igénye: a Nautilus tengeri mérföldet (kb km) tett meg első üzemanyagcseréjéig. Az Enterprise tengeri mérföld (kb km) megtételére képes "tankolás" nélkül! Üzemanyagcsere: 4-5 évente. A nukleáris láncreakció és fenntartása nem igényel oxigént, a legénység számára pedig a tengervízből nyerhető oxigén. Az atommeghajtású tengeralattjáró akár az atmoszférától függetlenül is üzemelhet Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 29

30 A Nautilus - SSN 571 Kongresszusi felhatalmazás: 1951 júliusában, 18 hónapi építési munkálatok után január 21-én avatta fel az akkori First Lady, Eisenhower elnök felesége. Az összköltség (pezsgővel együtt) 75 millió dollár volt, ennek harmadát a reaktor tette ki július 23: Pearl Harborról - "Operation Sunshine" - a tengeralattjáró a víz alatt jusson át az északi sarkon Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 30

31 A Nautilus - SSN augusztus óra 15 perckor a kapitány a következő szavakkal rendelte el a feladat végrehajtását: "A világért, Országunkért és a Haditengerészetért- az Északi Sarkhoz!" 116 emberrel a fedélzetén véghezvitte a "lehetetlent", a Nautilus elérte az Északi Sarkot. Az első teljes átvizsgálás és üzemanyagcsere: 1959 májusában. Újratöltés nélkül kb km megtételére volt képes a Nautilus Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 31

32 A Nautilus - SSN márciusában, tehát 14 évvel első vízre bocsátása után rekordot írt a megtett tengeri mérfölddel (kb km). A következő 12 évben tovább szolgált fejlesztési tesztprogramok alapjául. Utolsó víz alatt töltött napja május 26-án volt, tehát több, mint 25 évig szolgált. Jelenlegi állomáshelye : Groton, Connecticut, Haditengerészeti Múzeum Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 32

33 USS Seawolf USS Pasadena A második amerikai atom-tengeralattjáró Na-hűtésű S2G reaktorral (2 évig ) Los Angeles osztályú 1987-től üzemel S6G reaktorral USA - Ohio osztály 18 tengeralattjáró közötti vízre bocsátás S8G reaktorral Floridában Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. #01 / 33

34 USA Virginia osztály A legújabb amerikai atomtengeralattjáróosztály 2004-től üzemben Meghajtás: S9G reaktor (nyomottvizes, GE gyártmány) 30 MW teljesítmény 33 év üzemidő átrakás nélkül! Vízsugárhajtóművel (pump jet propulsion) 12 darab már üzemel, további 16 megrendelve USS Texas (SSN-775) christening ceremony Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. #01 / 34

35 Alfa-osztály (/Lira, SZU) Vízkiszorítás: Méretek: Hajtómű: 2 turbina Sebesség: Legénység: 2900 t vízfelszínen, 3680 t víz alatt 81 m hossz, 9,5 m átmérő 2 db folyékony fém hűtésű atomreaktor, 83,25 km/h 40 fő Ólom-bizmut hűtésű gyorsreaktor 150 MW Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 35

36 Alfa-osztályú vadász (USSR) Építés: 1960-as és 1970-es években Kompakt folyékony ólom-bizmut hűtésű gyors reaktorral rendelkezik, amely nagy teljesítményének köszönhetően 83 km/h-nál nagyobb tenger alatti sebességet tesz lehetővé! Minden más tengeralattjárónál mélyebbre, kb méteres mélységbe képes merülni ez az akkor használatos torpedók bevethetőségi szintjénél alacsonyabban volt! Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 36

37 Alfa-osztályú vadász (USSR) Ezen mélység elérését a titán-ötvözetű külső borítása tette lehetővé. A kemény váz egyébként a sekély vízben a hagyományos eszközökkel való elpusztítást is megnehezítette. Első útja: 1971-ben - igen hangos volt a reaktor. 7 üzemelt ebből a típusból, mind leállítva (az első 1974-ben) A NATO akkori megfigyelései szerint olyan gyorsan halad, hogy harci körülmények között gyakorlatilag lehetetlen védekezni ellene. Orosz beceneve "Aranyhal", drága előállítási költségeire utalva. Problémák: korrózió, Po-210 keletkezése Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 37

38 Orosz atomtengeralattjárók balesetei The K-19 accident at sea in 1961 due to cooling failure in an early PWR resulted in 8 deaths from acute radiation syndrome (ARS) in repairing it (doses 7.5 to 54 Sv) and possibly more later as well (+15?) The K-27 accident at sea in 1968 also involved coolant failure, this time in an experimental lead-bismuth cooled reactor, and 9 deaths from ARS as well as high exposure by other crew. In 1985 the K-431 was being refuelled in Vladivostok when a criticality occurred causing a major steam explosion which killed 10 workers. Over 200 PBq of fission products was released causing high radiation exposure of about 50 others, including ten with ARS Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 38

39 ÚSZÓ REAKTOROK (JÉGTÖRŐK, ÚSZÓ ATOMERŐMŰVEK) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 39

40 Az Enterprise anyahajó 1961 novemberében állították hadrendbe, a világ első nukleáris meghajtású repülőgép-hordozó anyahajója Személyi állomány: kb fő 25 emelet magas, 78,5 m széles, 342 m hosszú Nyolc PWR típusú reaktor, LE, 220,65 MW Maximális sebesség több, mint 30 csomó, 55,2 km/h Kb. 75 repülőgépet szállíthat magával Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 40

41 Nimitz anyahajó Hajó személyzete 3200 fő, a légierőé 2480 fő május 3-án állt hadrendbe. A Nimitz-hez hasonló repülőgép-hordozó anyahajók, amelyekből 10 teljesít szolgálatot a világon, a világ legnagyobb hadihajói. Mindegyiket amerikai elnökről nevezték el, utolsó üzembe helyezett a George H. W. Bush nevű Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 41

42 Nimitz anyahajó Építő: Newport News Shipbuilding Co., Newport, Két A4W reaktor, turbina Hossz: 1,092 feet (332,85 méter) Repülő fedélzet szélesség: 252 feet (76,8 méter) Sebesség: 30+ csomó - 55 km/h Repülőgépek: 85 Gyártási költség: 4,5 milliárd USD / db Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 42

43 Egzotikus reaktorok - jégtörők Jelenleg 6 atomjégtörőből álló flotta Az első atomjégtörő a szovjet Lenin volt ( ) Három, egyenként 90 MW termikus teljesítményű PWR hajtotta, 5% dúsítású urán-oxid üzemanyaggal (eredetileg ). Lenin (SZU) ( ) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. Arktika (SZU) (1975- ) 43

44 Egzotikus reaktorok - jégtörők Az újabb atomjégtörőknek fejlesztették a KLT-40 típusú atomreaktort. (35 MW elektromos teljesítményű PWR U-Al ötvözetből készült üzemanyaggal. Zónája 0.95 m magas, 1.2 m átmérőjű.) A Yamal (RU, ) turistákat szállít a sarkkörre Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 44

45 Egzotikus reaktorok - úszó erőművek Történelem: Az USA 1950 és 1979 között több kis méretű, kompakt, hordozható atomerőművet gyártott katonai célokra Az úszó atomerőművek távoli katonai létesítmények áramellátását szolgálták (Grönland, sarkvidéki területek) A program a magas költségek miatt zárult le. Az MH-1A Sturgis katonai úszó erőmű (az utolsóként épített katonai úszó erőmű, 45 MW PWR) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 45

46 Egzotikus reaktorok - úszó erőművek Jelenleg építési fázisban Oroszország távol-keleti régióinak áramellátásához Orosz-kínai együttműködés Adatok: 2*35 MW el. teljesítmény (KLT-40S típusú nyomottvizes reaktorral) 40 év üzemidő, 3 évente átrakás üzemeltető személyzet: 60 fő Villamos energia termelés mellett távhő-szolgáltatásra és tengervíz sótalanításra is használható Az úszó erőmű terve Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 46

47 Úszó atomerőmű (KLT-40S) 2 db KLT-40S reaktor (a jégtörőkön használt KLT-40 alapján fejlesztve) Kis méretű, kompakt primerkör 4 hurok Once-through gőzfejlesztő Térfogatkompenzátor külső gázrendszerrel Passzív biztonsági rendszerek Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 47

48 Úszó atomerőmű (KLT-40S) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 48

49 Úszó atomerőmű (KLT-40S) KLT-40S gőzfejlesztő Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 49

50 Úszó atomerőmű (KLT-40S) A KLT-40S biztonsági berendezései Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 50

51 Akademik Lomonoszov az első úszó atomerőmű Névadója Mihail Vasziljevics Lomonoszov ( ) orosz fizikus, kémikus, prózaíró, költő Az első kereskedelmi úszó atomerőmű (két KLT-40S reaktorral) Az építés 2007-ben kezdődött a szeverodinszki Szevmas hajógyárban, de 2009-ben a szentpétervári Balti Hajógyárba tették át Tervezett indulás: 2018 Célállomás: Csukcs Autonóm Tartomány, Pevek Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 51

52 ACP100S a kínai úszó atomerőmű 100 MW-os integrált nyomottvizes reaktortípus A demonstrációs reaktor építése 2017-ben kezdődik, 2019-re lesz kész a tervek szerint Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 52

53 A MAGAS HŐMÉRSÉKLETŰ TÓRIUMOS REAKTOR Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 53

54 Magas hőmérsékletű tóriumos reaktor (THTR) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 54

55 Magas hőmérsékletű tóriumos reaktor (THTR) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 55

56 Magas hőmérsékletű tóriumos reaktor (THTR) Termikus teljesítmény MW Abszorbens golyók száma Elektromos teljesítmény MW Primer kör: Hatásfok 40,49 % Hűtőközeg He Hasadóanyag U-235 Kilépő hőmérséklet 750 o C Az U-235 hasadóanyag tömege 344 kg Nyomás 39.2 bar Tenyésztőanyag Th-232 Szekunder kör: Tenyésztőanyag tömege kg Munkaközeg H 2 O A nehézfém hasadó anyag tartalma 5.4 % Tápvíz hőmérséklet 180 o C Abszorbens anyaga B 4 C Frissgőz hőmérséklet 530 o C Üzemanyagot tartalmazó golyók száma Frissgőz nyomás bar Grafit (moderátor) golyók száma Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. Hamm (Németország) 56

57 GYORS TENYÉSZTŐ REAKTOROK Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 57

58 Gyors tenyésztő reaktorok (FBR) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 58

59 Gyors tenyésztő reaktorok (FBR) Termikus teljesítmény 3000 MW Nettó elektromos teljesítmény 1180 MW Nettó hatásfok 39 % Fűtőelemek száma 271 Fűtőelempálcák száma fűtőelemenként 364 A fűtőelem burkolatának anyaga rozsdamentes acél Max. üzemanyag hőmérséklet 620 o C A Na teljes mennyisége a primer körben 3,314 t A névleges Na tömegáram 4*4,10 t/s A zónába belépő Na hőmérséklete A zónából kilépő Na hőmérséklete A Na teljes mennyisége a szekunder körben A Na névleges tömegárama a szekunder körben A gőzfejlesztőbe belépő Na hőmérséklete A gőzfejlesztőből kilépő Na hőmérséklete A víz hőmérséklete a gőzfejlesztőbe lépéskor A víz nyomása a gőzfejlesztőbe lépéskor A gőz hőmérséklete a turbinába lépéskor A gőz nyomása a turbinába lépéskor Névleges gőz tömegáram A Na olvadáspontja (10 bar) A Na forráspontja (10 bar) 395 o C 545 o C t 4*3,27 t/s 525 o C 345 o C 237 o C 218 bar 487 o C 177 bar 4*340 kg/s 98 o C 883 o C Gyors tenyésztő reaktor és nyomottvizes reaktor zónájának összehasonlítása Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 59

60 Gyors tenyésztő reaktorok (FBR) Folyékony fém hűtésű gyors tenyésztő reaktorok: Phenix (Franciao.), Monju (Japán), Aktau (Kazahsztán), Belojarszk-3 (Oroszország) Phenix (Franciaország) Superphenix (Franciaország) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 60

61 SMR KIS MODULÁRIS REAKTOROK Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 61

62 SMR kis, moduláris reaktorok Az 50-es évek óta az atomerőművek teljesítménye 5 MWról 1600 MW-ra nőtt Továbbra is sok kis teljesítményű (<200 MW) reaktor, de főleg egyéb alkalmazásokra Költségcsökkentés sztenderdizálással, moduláris építéssel Biztonság növelése: pl. földfelszín alá telepítéssel Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 62

63 Egzotikus reaktorok - kis teljesítményű, moduláris reaktorok (SMR) Tervezési fázisban Távoli régiók (Alaszka, Szibéria) áram- és hőellátásához, sótalanító üzemekhez MW elektromos teljesítményű blokkok Jellemzők: magas dúsítású urán üzemanyag (4-20 %), kis méretű aktív zóna, ritka üzemanyagcsere (2-15 év), passzív rendszerek 10 MWe 50 MWe min. max. min. max Különböző típusú SMR-ek által termelt áram becsült összköltsége (cent/kwh). Összehasonlításképp: Alaszkában és Hawaii-on az áramtermelés költsége jelenleg cent/kwh Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 63

64 Integrált reaktor koncepciója Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. #01 / 64

65 Egzotikus reaktorok - SMR Az IRIS-projekt USA-fejlesztésű, 50 MWe teljesítményű integrált PWR a teljes primer kör (a gőzfejlesztőkkel együtt) a reaktortartályon belül helyezkedik el 5% dúsítású UO2 üzemanyag átrakás 5-9 évente Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 65

66 Egzotikus reaktorok - kis teljesítményű, moduláris reaktorok (SMR) Az ENHS-projekt Encapsulated Nuclear Heat Source USA-fejlesztésű, 50 MWe teljesítményű reaktor folyékony Pb-, vagy Pb-Bi hűtéssel 13% dúsítás (U-Zr, vagy U-Pu-Zr ötvözet) üzemanyag-átrakás 15 évente hűtőközeg be/kilépő hőmérséklete: 400/550 o C a primer körben nincs szivattyú ill. szelep szilárd hűtőközeggel szállítanák, a helyszínen olvasztanák fel az üzemelés után addig tárolnák a telephelyen, amíg a hűtőközeg újra meg nem szilárdul, ami egyúttal a kiégett fűtőelemek szállításánál konténerként szolgálna Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 66

67 Egzotikus reaktorok - kis teljesítményű, moduláris reaktorok (SMR) Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 67