Új megoldásokkal a fenntartható atomenergetika felé: harmadik és negyedik generáció, valamint kis és közepes méretű reaktorok

Átírás

1 Új megoldásokkal a fenntartható atomenergetika felé: harmadik és negyedik generáció, valamint kis és közepes méretű reaktorok Pázsit Imre Chalmers University of Technology Nuclear Engineering MTA Tudományos Ülés, 2015 május 7

2 Működési elvek A nukleáris energetika mai helyzete Fejlesztési igények - lehetőségek Evolúciós, biztonságosabb reaktorok: Gen-III és Gen-III+ Kis, moduláris reaktorok (SMR) Fenntarthatóság: alapvetően új megoldások, negyedik generáció

3 Néhány alapvető tény Hasadó és hasítható ( termékeny ) magok (izotópok) Hasadó: páratlan tömegszám: U-235, U-233, Pu-239. Könnyen hasíthatók lassú neutronokkal ( termikus reaktorok ) Természetben csak U-235 fordul elő A földi készletek majdnem kizárólag termékeny izotópokból állnak: Th-232 és U-238 Ezeket csak gyors (energetikus) neutronok hasítják (> 1 MeV). Viszont: neutronbefogással hasítható izotóppá alakulnak. Üzemanyag termikus (=mostani) reaktorokhoz

4 Működési elv Hasadás Neutronbefogá s Küszöbenergia Neutronbefogá s Hasadási neutronok A hasadásban keletkező gyors neutronoknak le kell lassulni a rezonanciaterület alá, egy lassító anyag (moderátor) segítségével

5 Tenyésztés Tenyésztés: hasítható ( termékeny ) magból, neutronbefogással. Neutrontöbbletet igényel a reaktorban: - plutónium üzemanyag ( = 3.2) és kemény (gyors) neutronspektrum ( gyors tenyésztőreaktor ) - külső neutronforrás: gyorsítóval hajtott rendszer, ADS

6 Tenyésztés és transzmutáció Hasadási neutronok átlagos száma termikus hasadásban: Pu-239 gyors hasadás: 3.2 neutron/hasadás Az üzemelés során keletkező hulladék (transzuránok) transzmutációja hasonló alapokon történik: hasadó magba átalakítás neutronbefogással Mind a tenyésztés, mind a transzmutáció feldolgozást igényel. Megoldás: negyedik generácós reaktorok Gen IV

7 Kiégett üzemanyag Hasadási termékek (FP, fission products) Rövid felezési idejűek (500 év alatt lecsengenek) Transzuránok (TRU) Hosszú felezési idejűek (tehát kevésbé aktívak) Transzmutációval használható üzemanyaggá alakíthatók Viszont gyorsreaktorokat igényelnek (Gen-IV).

8 A jelen helyzet Kb 435 reaktor müködik 31 országban. A világ eletromos kapacitásának 16 %-a (Európa: 28%). 60% PWR, 20% BWR. 60+ új reaktor építés alatt, +160 tervezett

9 Nyomottvizes reaktor sémája Chalmers University of Technology A világ reaktorainak kb 60%-a nyomottvizes reaktor (PWR)

10 Forralóvizes reaktor sémája Chalmers University of Technology A világ reaktorainak kb. 20%-a forralóvizes reaktor (PWR)

11 Előretekintés, prognózis, üzemanyag A most ismert uránkészletek: Kb 270 évig elég a mai once-through (nyílt ciklus) reaktorokban Elég évig gyors tenyésztőreaktorokban, Pu újrafeldolgozással (zárt ciklus) Elég évig teljes reprocesszálással Ha toriumot is használunk, akkor még hosszabb ideig.

12 A nukleáris energetika fejlődési szakaszai

13 A nukleáris energia vitatott kérdései Probléma Biztonság (baleset, fűtőanyagkárosodás, rádioaktív szennyezés kibocsátása) Megoldás Passzív biztonság Core catcher Anyagfejlesztés (magas hőm.) Gazdaságosság Üzemanyag-tartalékok Nukleáris hulladék, kiégett üzemanyag tárolása Proliferáció, safeguards Magasabb termikus hatásfok; Jobb üzemanyag-felhasználás; Jobb reaktorkihasználtság Magasabb kiégés, MOX Tenyésztőreaktorok (Gen-IV) Jobb konverzió Transzmutáció (Gen-IV) Nehezebb diverziós lehetőségek, safeguards

14 Gen-III és III+ reaktorok Mostani technológia (termikus neutronspektrum, dúsított urán) mint a már meglevő reaktorokban, de: Szignifikánsan alacsonyabb zónaolvadási valószínüség: passzív, inherens biztonság; többszintű, redundáns biztonsági rendszer Leállás után 72 órát kitart beavatkozás nélkül Az olvadt zóna megerősített benntartása (core catcher) Erős külső behatásnak ellenáll (földrengés, repülőgép) Magasabb kiégés: jobb hasadóanyag kihasználás, kevesebb hulladék Magasabb termikus hatásfok Jobb üzemelési kihasználtság, hosszabb élettartam (60 év) Egyszerüsitett konstrukció, engedélyezés és üzemelés

15 Gen-III és III+ reaktorok Areva: EPR, Atmea1, Kerena Westinghouse/Toshiba: AP1000, ABWR GE-Hitachi: ABWR, ESBWR, PRISM Candu: EC6 KHNP: APR1400 Mitsubishi: APWR Rosatom: AES-92, AES-2006 etc CNNC & CGN: ACPR1000, ACP1000 Forrás: World Nuclear Association

16 Gen-III és III+ reaktorok a piacon Type Model Electric power Supplier Country of origin BWR ABWR MW GE/Hitachi, Toshiba/W USA Japan ESBWR 1550 MW GE/Hitachi USA PWR EPR MW Areva France / Germany AP MW Westinghouse USA APWR 1700 MW Mitsubishi Japan Source: New Nuclear Power Plants - courtesy of Nils-Olov Jonsson

17 Areva: Europai Nyomottvizes Reaktor (EPR) Magas teljesítmény: 1600 MWe 60 év élettartam 37% termikus hatásfok Redundáns biztonsági rendszer (4x100%-os kapacitás) részlegesen diverzált. Aktív rendszerek (elektromos motor, szivattyúk szelepek, vezérlés) Zónaolvadás nem vezet rádióaktivitás kiengedésére Ellenáll terrorakcióknak, pl repülőgép-becsapódás Építés alatt Finnországban, Franciaországban és Kínában USA-ban is alkalmazásra kerül Angliában tárgyalás alatt

18 Areva EPR Olkiluotóban (5. Finn erőmű)

19 1100 MWe 60 year life-time Passive emergency core cooling systems Passive containment cooling Large reduction of the number of safety classified pumps, valves, piping and equipment for power supply and control Westinghouse AP1000 Source: New Nuclear Power Plants - courtesy of Nils-Olov Jonsson Chalmers University of Technology

20 Westinghouse AP1000 Chalmers University of Technology Source: New Nuclear Power Plants - courtesy of Nils-Olov Jonsson

21 Westinghouse AP1000 USA-ban és Kínában, építés alatt Chalmers University of Technology VC Summer (South Carolina), 2 blokk Vogtle (Georgia), 2 blokk Kína: Sanmen és Haiyang, 4 blokk Source: World Nuclear Association

22 Konvencionális erőművek: nagyon nagyméretű beruházás. Kizáró ok lehet fejlődő országokban Kis- és közepes reaktorok (SMRs) sokkal kisebb beruházást igényelnek, és sokkal könnyebben telepíthetők távoli, nehezen hozzáférhető helyeken; nem igényelnek kifejlesztett elektromos hálózatot Az ötlet nem vadonatúj; SMR-ek üzemelnek világszerte. Azonban az új SMR-ek fejlettebbek lehetnek.

23 Kis reaktor: < 300 MWe Közepes reaktor: Mwe között Fenti definicióval a létező reaktorok majdnem fele SMR lenne. Ezek azonban nagy reaktorok kisméretű változatai. Az SMR definicóba ugyanis speciális konstrukciós megoldások is beleszámítanak, amelyek különböznek a meglevő reaktoroktól.

24 Konstrukció Kis méret: Kompakt (integrális) konstrukció: keringetőszivattyúk nyomástartályban gőzgenerátorok - nyomásszabályozó (pressurizer) - szabályozórudak - Gyári elkészítés, telepítésre szállítás és helyi összeszerelés Kis környezeti behatás

25

26 Biztonság Csökkentett aktív anyagmennyiség Kisebb baleseti következmények: integrális konstrukció = hatékonyabb benntartás nagy (relatív) hűtővízmennyiség, nincsenek nagy tápvízcsövek hőcserélő a zóna felett: jobb természetes keringés Hatékonyabb hulladékhő eltávolítás (nagyobb felület/térfogat arány)

27 Üzemelési flexibilitás Könnyü telepítés (közelebb az igényhez) process heat (shale oil) sótlanítás Kevesebb hűtővíz (kis folyó elég) Jobb teherkövetés Jobb hálózati stabilitás

28 Gazdaságosság Teljes beruházás alacsonyabb összegü Kis méretben építhető, az igénynek megfelelően Teljes élettartamra, 1kWh valamivel drágább mint a teljes léptékű reaktorokban

29 IRIS (DoE initiative, Westinghouse Electric development) mpower (Babcock and Wilcox) WSMR (Westinghouse) PRISM (GE and Hitachi) (Integrális gyorsreaktor) NuScale (NuScale Power) SMART (KAERI) Super Safe Small and Simple (4S) (Toshiba) Next Generation Nuclear Plant (NGNP, Next Generation)

30 IRIS: International Reactor Innovative and Secure (DoE -> Westinghouse) Scalable power MWe Integral construction (everything is inside the pressure vessel) 17 x 17 UO 2 PWR fuel, 3.5 years cycle, MWd/t burnup Source: Progress in Nuclear Energy, Volume 51, Issues 4 5, 2009,

31 mpower: Babcock and Wilcox 180 MWe Integral reactor vessel Produces superheated steam Source: Progress in Nuclear Energy, Volume 70, 2014, 20-28

32 WSMR: Westinghouse SMR 225 MWe Descendant of AP1000 Same passive safety systems Source: Progress in Nuclear Energy, Volume 70, 2014, 20-28

33 PRISM: GE/Hitachi Based on the EBR-II construction 300 MWe Metallic fuel (pyroprocessing) Sodium cooled Suitable for breeding and plutonium incineration Considered by the UK to reduce/eliminate the plutonium stockpile Source: Progress in Nuclear Energy, Volume 51, Issues 4 5, 2009,

34 Fenntarthatóság A Brundtland-kommisszió definiciója: Oly módon kielégíteni a jelen generáció igényeit, amely nem rontja a jövő generáció esélyeit ugyanerre Az energiatermelésre vonatkoztatva ez igy fogalmazható meg: - ne meritsük ki a nyersanyagokat (csak megújuló vagy kimeríthetetlen forrásokat használjunk) - ne szennyezük a bioszférát (hulladékkezelés)

35 A jelen nukleáris energia Nem fenntartható: Ma csak nagyon kis részét használjuk az uránkészleteknek (U-235, a természetes urán 0.7%-a) Az ismert gazdaságosan kinyerhető készletek ilyen felhasználással évig elegendők. Magas aktivitású hulladék keletkezik, amelyet évig el kell különíteni a környezettől ( once through vagy nyitott ciklus ). Ha minden uránizotópot felhasználnánk, a készletek ezer évig kitartanának. Ehhez, valamint kevesebb és rövidebb idejű hulladékhoz új technika szükséges: tenyésztőreaktorok és reprocesszálás Zárt ciklus: IV generációs reaktorok

36 A világ első elektromosságot termelő reaktora egy gyors tenyésztőreaktor: EBR-I, Idaho, USA (1951) Az úttörők számára, a tenyésztő/szaporító technológia magától értetődő volt!

37 Az atomenergetika fejlődési lépései

38 Roadmap: GIF- Generation IV International Forum A Generation IV kezdeményezés 2001-ben indult 12 ország + EU Célok: Biztonságos, kompetitív és megbízható energiatermelés Szigorú biztonsági követelmények Maximálisan gazdaságos üzemanyagfelhasználás és minimális hulladék Proliferáció-ellenálló Megfelel a közvélemény elvárásainak 6 kiválasztott reaktortípus China Russia

39 Hat kiválasztott 4. generációs reaktortípus Nátriumhűtésű gyorsreaktor (SFR) Ólomhűtésű gyorsreaktor (LFR) Gázhűtésű gyorsreaktor (GFR) Olvadtsós reaktor (MSR) Magashőmérsékleten működő reaktor (VHTR) Szuperkritikus vizzel hűtött reaktor (SCWR)

40 Nátriumhűtésű gyorsreaktor (SFR) Nyílt hurkos ( medencés ) típus (Francia vonal) Zárt vagy nyílt hurkos (pool and loop) típus Moduláris vagy egyedi megoldás 40% termikus hatásfok Alacsony nyomás MWe U- PU-aktinid-Zr üzemanyag, helyszini feldolgozás MWe MOX fűtőelemmel, központi reprocesszálás 550 C kilépési hőmérséklet

41 Nátriumhűtésű gyorsreaktor (SFR) Európai tervek: ASTRID, Franciaország tervezi Terv kész ban Indítás ben Svéd részvétel egy államközi szerződés keretében, CEA és a Svéd Tudományos Tanács között

42 Ólomhűtésű gyorsreaktor (LFR) Pb vagy Pb/Bi hűtőanyag Kilépési hőmérséklet: C Passzív biztonság: természetes keringés Magasfokú proliferációs ellenállás év zónaélettartam Moduláris ( MWe) vagy nagy rendszer (1200 Mwe) Teherkövető képesség Használható akár elektromosság, akár hidrogén előállításra, vagy, magashőmérsékletet követelő folyamatoknál (sótlanítás, édesvíz)

43 Gázhűtésű gyorsreaktor (GFR) Kb 300 MWe, heliummal hűtött, 850 C kilépő hőmérséklet Zárt üzemanyagciklus. Integrált reprocesszálás és fűtőelemgyártás közel az erőműhöz.

44 Olvadtsós reaktor (MSR) Olvadt/olvadék üzemanyag: uránfluoridok, nátrium, zirkónium Magas kilépő hőmérséklet (7 800 C) Légköri nyomás Lehet termikus vagy gyors spektrumú (tórium) Nem igényel fűtőelemgyártást Nincs fűtőelemsérülés Üzemközbeni reprocesszálás (reaktormérgek eltávolítása, refuelling kis tartalékreaktivitás) Zárt ciklus

45 Gázhűtésű nagyon magas hőmérsékletű gyorsreaktor (VHTR) n n n n n Grafitmoderált, héliummal hűtött 1000 C kilépő hőmérséklet 600 MWth Zóna vagy prizmatikus blokkok, vagy golyók (pebble bed) Alkalmas hidrogén előállítására U/Pu üzemanyag

46 A IV. Generációs reaktorok kihívásai: Müszaki áttörések és újítások szükségesek mindegyik IV. Generációs reaktortípushoz. A legfontosabb területek: anyagtudomány: új üzemanyagtípus, új szerkezeti anyagok: - magas hőmérséklet, agresszív kémiai környezet, magas kiégés - Szeparációs és transzmutációs technologiák

47 EU hosszútávú programja Vízió: Sustainable Nuclear Energy Technology Platform (SNETP) (Fenntartható nukleáris energetikai platform) Tervezett infrastruktúra: Jules Horowitz magasteljesítményű anyagkutató reaktor Cadarache-ban (CEA). Indítás: MYRRHA Mol, Belgium, gyors spektrumú, gyorsítóval hajtott szubkritikus reaktor/neutronforrás ASTRID, IV. generációs, nátriumhűtésű gyorsreaktor, in Franciaországban for megépülni. Konstrukció kezd ben, indítás 2020 után VHTR, egy first-of-a kind nagyon magas hőmérsékletű reaktor, többek között hidrogéntermelésre.

48 The Travelling Wave Reactor (Pu-U cycle) Chalmers University of Technology R=120 cm, L= 500 cm (L ig = сm) r Metal fuel (44%) Pb-Bi coolant (36%) CM - Fe (20%) j ext ~ cm -2 s -1 J ext R 238 U 90 % Pu 10 % L ig 238 U 100 % L z t off = 400 days Ignition zone Breeding zone

49

50 P I U S The core is situated deep down in a pool of borated water. In case a loss of coolant accident, the core gets flooded by borated water from the pool by gravity (no pumps, control rods etc. are needed). The chain reaction stops automatically, and the rest heat is transported by natural circulation. Advantages: passive safety (via a so-called density lock ) simple construction, minimum dependence on high-tech economical reactor in a small scale outstanding operational safety.

51

52 PBMR Pebble Bed Modular Reactor Reactor Unit Recuperators Compressors Turbine Pre-cooler Generator Inter-cooler CCS & Buffer Circuit CBCS & Buffer Circuit Shut-off Disk Contaminated Oil Lube System Un-contaminated Oil Lube System Source: New Nuclear Power Plants - courtesy of Nils-Olov Jonsson