A természetes uránnak csak 0.71%-a 235-ös izotóp, a többi 238-as, amely termikus neutronokkal nem hasítható

Átírás

1 Atomerőművek

2 (n,f) reakciók, maghasadás (Otto Hahn): 235 U + n [ ] 236 U 3n+ 90 Kr+ 143 Ba A természetes uránnak csak 0.71%-a 235-ös izotóp, a többi 238-as, amely termikus neutronokkal nem hasítható

3 235-U hasadvány-termékei eloszlása Hozam Tömegszám

4 A promt emittált energia: 176,5 MeV ebből a hasadási termékek energiája: 164,6 MeV neutron kinetikus energiája: gamma sugárzás energiája: 4,9 MeV 7,0 MeV Késleltetve emittált energia: ebből a béta-részecskék energiája: neutrínók energiája: gamma sugárzás energiája: 23,5 MeV 6,5 MeV 10,5 MeV 6,5 MeV Összesen: 200 MeV

5 (n,f) reakcióra képes magok Izotóp Kiindulási anyag Hatásos neutron 235-U Természetes urán termikus 233-U Természetes tórium, termikus neutron besugárzás 239-Pu 238-U neutron termikus besugárzás 241-Pu 238-U neutron termikus besugárzás 238-U Természetes urán gyors 232-Th Természetes tórium gyors

6 Láncreakció k - sokszorozási tényező: k szekunder neutronok száma primer neutronok száma

7 A rendszer lehet: szuperkritikus - atombomba szubkritikus kritikus - atomreaktor

8 Véges méretű rendszer esetén un. effektív sokszorosítási tényezőről beszélünk: k ahol k P - az adott méretektől függő paraméter a méret növelésével P közelít az egyhez. Kritikus térfogat (tömeg) esetén : k eff eff k P - végtelen kiterjedésű rendszer sokszorosítási = a rendszer kritikussá válik. tényezője U kg U kg Pu-239 (alpha phase) 10 kg

9 Természetes előfordulása Primer: Szekunder: uránszurokérc U 3 O 8 pl: karnotit K 2 O 2UO 3 V 2 O 5 8H 2 O utinit P 2 O 5 UO 2 CaO 12H 2 O Autonit P 2 O 5 UO 3 CaO 12H 2 O Torberit CuO 2UO 3 P 2 O 5 12H 2 O Uranocircit P 2 O 5 2UO 3 BaO 8H 2 O Beatfit (U, Ca)(Nb, Ta, Ti) 3 4H 2 O Uranotil CaO 2UO 3 2SiO 2 6H 2 O Skladowskit MgO 2UO 3 2SiO 2 6H 2 O Karnotit K 2 O 2UO 3 V 2 O 5 8H 2 O

10 A világ uránkészlete 1000 t-ban Ausztrália 492 Kanada 527 Franciaország 156 Niger 274 Namibia 125 USA 1300 Algéria 34 Közép-Afrikai Közt. 18 Gabon 47 Brazilia 160 Dél-Afrikai Közt. 296 Urántermelés t/év

11 Uránérc bányászat Fizikai dúsítás Őrlés, elválasztás a sűrűségkülönbség alapján, flotáció, elektrosztatikus, mágneses szeparálás. Kémiai feltárás Savas feltárás UO 2 SO 4 Lúgos feltárás Na 4 UO 2 (CO 3 ) 3 Elválasztás, dúsítás Kicsapás NH 3, NaOH Ioncsere Extrakció Technikai U-koncentrátum utótisztítása Reaktor tisztaságú urán feldolgozása

12 U 3 O 8

13 U használat: dúsítás fizikai módszerekkel. K-25 Diffúziós Dúsítómű, Oak Ridge, TN Dúsítási fok: 1.004=>Nagy üzem, (4000 egység)

14 Modern módszer: Gás centrifuga URENCO GAS CENTRIFUGA

15 Pu előállítás Szaporító reaktorban Pu, U és hasadványtermékek elválasztása kémiai módszerrel (PUREX) (reprocesszálás) X-10 grafit reaktor at Oak Ridge

16 Üzemanyag nyomottvizes reaktorhoz

17 FRONT END Fűtőelem előállítás, tokozás Nukleáris fűtőanyag ciklus Reaktor BACK END Átmeneti tárolás Izotópos dúsítás 235 U, 238 U 239 Pu, 233 U Kémiai átalakítás Reprocesszálás Feltárás Bányászat NUKLEÁRIS FŰ TŐ ANYAG CIKLUS Végső geológiai elhelyezés

18 BACK END Kiégett ÜA. Átm eneti Tároló Atomerő m ű LEBONTÁSI ÉS NEM AE EREDETŰ NAGY AKTIVITÁSÚ HULLADÉKOK nyílt ciklus konvencionális zárt ciklus Reprocesszáló Üzem Üvegezett hull. Üvegezett hulladék továbbfejlesztett zárt ciklus kierjesztett idejű átmeneti tároló éves tároló Transzm utáló Üzem késleltetett döntés Mélygeológiai tároló

19 ATOMREAKTOR MŰKÖDÉSE

20 A fosszilis erőmű és az atomerőmű elvi felépítése

21 Az atomreaktorok osztályozása Cél szerint kísérleti reaktorok (izotóp előállítás, magfizikai kutatás, oktatás) erőművi reaktorok (energiatermelés) tenyészreaktorok (új hasadóanyag előáll.) impulzusreaktorok (különleges magfizikai vizsgálatok) anyagvizsgáló reaktorok (szerkezeti anyagok vizsgálata)

22 Fűtőanyag elrendezése szerint - homogén reaktorok - heterogén reaktorok Hasadóanyag szerint U U Pu - Keverék (MOX), különböző dúsítás

23 Moderátor szerint -H 2 O -D 2 O -C -Be - szerves anyag Hűtőközeg szerint -H 2 O -D 2 O - folyékony fém -gáz - szerves anyag

24 Az atomerőmű-építés fejlődése a) Első generációs atomerőművek Az as években fejlesztették ki - Egyesült Államokban (Shippingport, Dresden, Fermi), - Szovjetunióban (Obnyinszk, Novovoronyezs-1 stb.), - Angliában (Magnox reaktorok) és Franciaországban. b) Második generációs atomerőművek

25 A jelenleg üzemelő első és második generációs reaktortípusok (elvi technológiai) jellegű csoportosítás Kereskedelmi úton beszerezhető reaktorok Vízhűtésű reaktorok (WR) Gázhűtésű reaktorok (GCR) Szaporító reaktorok (BR) Nehézvizes reaktorok (HWR) Könnyűvizes reaktorok (LWR) Magnoxreaktor Magas hőmérsékletű gázhűtésű reaktor (HTGR) Sóolvadékos szaporító reaktor (MSBR) Nyomott nehézvizes reaktor (PHWR) CANDU reaktor Nehézvizes vízforralásos reaktor (SGHWR) Nyomottvizes reaktor (PWR) Vízhűtésű, grafitmoderátoros forralóvizes reaktor (RBMK) Forralóvizes reaktor (BWR) Folyékony fém hűtésű (gyors) szaporító reaktor (LMFBR) Gázhűtésű gyors szaporító reaktor (GFBR)

26 c) Harmadik generációs atomerőművek A harmadik generációs reaktorok legfontosabb sajátosságai: szabványosított terv valamennyi típusra, amely gyors engedélyezési eljárást, alacsony fajlagos beruházási költséget (konkrét feltételektől függően általában USD/kWe) és rövid (4 év) építési időt eredményez; egyszerűbb és robusztusabb kialakítás; belső (inherens) biztonság és a passzív védelmi tulajdonságok minél teljesebbé tétele; magasabb rendelkezésre állás és hosszabb tipikusan 60 év üzemi élettartam; a zónaolvadásos balesetek kisebb (~ 10-6 reaktorévenként) valószínűsége; minimális környezeti hatás; magasabb kiégetési szint, ami hatékonyabb üzemanyag-felhasználást eredményez és kevesebb kiégett üzemanyag keletkezésére vezet;

27 Harmadik generációs rektorortípusok ABWR (Advanced Boiling Water Reactor), AP1000 (Advanced Pressurized Water Reactor 1000), ESBWR (European Simplified Boiling Water Reactor), GT-MHR (Gas Turbine-Modular High Temperature Reactor), PBMR (Pebble Bed Modular Reactor), SWR-1000 (Siedewasser Reactor 1000).

28 Fontosabb erőműtípusok

29 Nyomottvizes reaktor (Pressured Water Reactor, vagy VVER) Idegen nyelvű rövidítés értelmezése: Pressurized Water Reaktor = PWR, illetve Vodo-Vodjannij Energeticseszkij Reaktor = VVER Az ábrán lévő számok magyarázata: 1: Fűtőelemek, 2: Szabályozó rudak, 3: Víz, 4: Reaktortartály, 5: Gőzfejlesztő berendezés, 6: A turbina gőzvezetéke, 7: Sugárvédelem

30 VVER-440/213 TÍPUSÚ ATOMREAKTOR (PAKS) (Heterogén reaktor, termikus, nyomott vizes típus, moderátora a hőhordozó víz) Fűtőanyag: 235 U-ban dúsított UO 2 (d=7,65 mm, m=30 mm, középen 1,2 mm furat) Dúsítás: 1,6-2,4-3,6% Fémuránban a súly: 42t (312 db üzemi kazetta (126 fűtőelem), max. T= C) Fűtőanyag burkolat: 1% Nb-t tartalmazó Zr Hűtővíz (moderátor): Könnyű víz Belépő hűtővíz: C Kilépő hűtővíz: C (Tervezési T:325 0 C, p:13,3mpa) Cirkuláltatott víz mennyisége: t/óra Bórsavtartalom: 0-8,0 g/dm 3 üzemzavari tartalék: 40 g/dm 3

31 Neutronfluens teljesítmény a reaktortartályban: n/cm 2 s Reflektor: hűtővíz és acélfal Szabályozó anyag: Bóracél (2% B) Felmelegítés sebessége: 20 0 C/óra Hűtés: 30 0 C/óra A PRIMER KÖR NAGYOBB EGYSÉGEI Atomreaktor Fővízkör Térfogatkiegyenlítő rendszer A primerkör részáramú tisztítórendszere Pótvíz és bórsavas szabályozás rendszere Szervezett szivárgások rendszere Aktív zóna üzemzavari hűtőrendszerei Üzemzavar lokalizációs rendszerek Pihentető medence hűtőrendszere Hidrogénégető rendszer Radioaktív gáz tisztító rendszere Primerköri víztisztító rendszer Folyékony hulladék tárolók Közbenső hűtőkörök

32 1 Reaktortartály 2 Gőzfejlesztő 3 Átrakógép 4 Pihentető medence 5 Biológiai védelem 6 Kiegészítő tápvízrendszer 7 Reaktor 8 Lokalizációs torony 9 Buborékoltató tálcák 10 Légcsapda 11 Szellőző 12 Turbina 13 Kondenzátor 14 Turbinaház 15 Gáztalanítós tápvíztartály 16 Előmelegítő 17 Turbinacsarnok daruja 18 Szabályzó és műszer helyiségek

33

34

35

36

37 Elgőzölögtető, illetve forraló vizes reaktor (Boiling Water Reactor = BWR) 1: Fűtőelemek, 2: Szabályozó rudak, 3: Víz, 4: Reaktortartály, 5: Gőz, 6: Turbinához, 7: Szabályozó rudak meghajtása, 8: Tápvíz, 9: Sugárvédelem.

38 Nehézvizes reaktor (Heavy Water Reactor = HWR)

39

40

41 Gázhűtésű reaktor (Gas Cooled Reactor = GCR)

42 A gázhűtésű atomerőmű elvi kapcsolási rajza

43 Folyékony fémhűtésű gyors tenyészreaktor (Liquid Metal Fast Breeder Reactor = LMFBR)

44

45 Gyors tenyészreaktorok

46 RBMK (Pressure-Tube Graphite Reactors)

47 A Csernobil-1 egyik eleme és a reaktorépület

48 Golyóhalom reaktor (Thorium High Temperature Reactor )