Egyéb reaktortípusok. Atomerőművi technológiák. Boros Ildikó BME NTI

Átírás

1 Egyéb reaktortípusok Atomerőművi technológiák Boros Ildikó BME NTI

2 A forralóvizes reaktor (BWR) 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 alacsonyabb 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 AE Technológiák 2

3 BWR felépítése Forrás: NRC Recirkulációs hurok teljesítményszabályozás eszköze is AE Technológiák 3

4 Dresden-1 (USA) A BWR-ek fejlesztése 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 AE Technológiák 4

5 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) AE Technológiák 5

6 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 AE Technológiák 6

7 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 AE Technológiák 7

8 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 AE Technológiák 8

9 MARK I konténment A Fukushima Daiichi 1-5. blokk konténment típusa AE Technológiák 9

10 MARK II Konténment A Fukushima Daiichi 6. blokkjának konténment típusa AE Technológiák 10

11 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 AE Technológiák 11

12 A BWR-ek technológiai és biztonsági rendszerei Izolációs betáplálást biztosító rendszer (Isolation Condenser - IC) Feladata a reaktor lehűtése izolált állapot esetén, azaz végső hőnyelő és külső villamos-energia betáplálás elvesztésekor Nem csökkenti a hűtőközeg tartalmat Kondenzátum passzív módon jut vissza a reaktorba AE Technológiák 12

13 A BWR-ek technológiai és biztonsági rendszerei Aktív zóna izolációs hűtő rendszere (Reactor Core Isolation Cooling System RCIC) Feladata: a hűtés biztosítása izoláció esetén A remanens hőfejlődés során keletkezett gőzt az RCIC turbinára vezetik, ami az RCIC szivattyút hajtja meg Az RCIC szivattyú juttat AE Technológiák 13 be hűtővizet a hidegágba

14 A BWR-ek technológiai és biztonsági rendszerei Üzemzavari hűtőrendszerek (Emergency Core Cooling System ECCS) Két nagynyomású (High Pressure Coolant Injection - HPCI és az Automatic Depressurization - ADS) és két kisnyomású (Low Pressure Coolant Injection és a Core Spray - CS) rendszer alkotja Az üzemzavari hűtővíz rendszerek kondenzátum tartályai 1900 és 2500 m 3 kapacitással rendelkeznek AE Technológiák 14

15 A BWR-ek technológiai és biztonsági rendszerei A blokk leállását követően a rendszer nyomáscsökkentésével együtt hűtést végez Két független, térben elválasztott hurokból áll Recirkulációs hurkon keresztül kapcsolódik a primer körhöz és a zónához Hétféle különböző üzemmód: Leállási hűtés és a reaktortartály felső részének a hűtése Nyomáscsökkentő medence hűtés Konténment spray üzemmód Gőzkondenzációs mód Tartalék hűtőközeget biztosító mód Pihentető medence hűtés mód Remanenshő-elvonó rendszer (RHR) AE Technológiák 15

16 A BWR-ek technológiai és biztonsági rendszerei Szűrt leresztés (Hardened Venting System- HVS) Feladata megakadályozni a konténment nyomásnövekedését baleseti szituációban Elvileg zónaolvadás esetén is lehetséges a nedves- ill. száraz aknából a légkörbe történő leeresztés AE Technológiák 16

17 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) AE Technológiák 17

18 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 AE Technológiák 18

19 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% AE Technológiák 19

20 CANDU MW névleges teljesítmény 11 blokk üzemel világszerte ( ) Összesen 34 Candu blokk AE Technológiák 20

21 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 reaktivitástartalék a zónában > nem kell bóros szabályozás AE Technológiák 21

22 CANDU zóna AE Technológiák 22

23 CANDU zóna Heavy water moderator in the calandria Shielding pool arund the calandria AE Technológiák 23

24 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! AE Technológiák 24

25 CANDU hűtőrendszer 2-hurkos primer kör, 4 GF AE Technológiák 25

26 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 AE Technológiák 26

27 CANDU CANDU leállító rendszerek Forrás: AECL AE Technológiák 27

28 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 AE Technológiák #14 /

29 RBMK reaktorok a világban Üzemelő blokkok 11 RBMK + 4 EGP-6 ( mini RBMK - Bilibino atomerőmű) Típus Blokkok száma Össz MW(e) BWR FBR GCR LWGR PHWR PWR Építés alatt álló blokkok: 0 Összesen: PRIS database. Last update on ( AE Technológiák 29

30 RBMK AE Technológiák

31 RBMK RBMK BWR összevetés AE Technológiák 31

32 Zóna és üzemanyag AE Technológiák 32

33 Zóna és üzemanyag AE Technológiák 33

34 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 víz urán víz grafit víz urán víz víz urán víz urán víz víz urán víz grafit víz urán víz Nyomott vizes reaktor Csernobili típusú reaktor AE Technológiák #14 /

35 RBMK biztonsági hiányosságok Pozitív üregegyüttható! Nagy térfogatú reaktorzóna Instabilitások, egyenlőtlenségek Xenon-lengés Bonyolult szabályozás (több mint 200 szabályozórúd) Konténment hiánya Tervezési alap problémái (jelentősebb hűtőközegvesztésre nincs méretezve) AE Technológiák 35