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
Atmreaktrk generációi 6. fejezet
A terminlógiáról A US Department f Energy vezette be ezt az sztályzást 4 generációt különböztetünk meg, a reaktrk mdernitása szerint
I. Generációs atmerőművek 6. fejezet
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
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 1956. augusztus 27-én kötötték rá a villamsenergia hálózatra 1957. december 2-án kezdett üzemelni a hálózatn 1982. któberéig üzemelt Katnai célkra plutóniumt termelt Teljesítmény: 60 MWe Első reaktr mag: 1957 7 évig üzemel Másdik reaktr mag: 1965 9 évig üzemel 1974: turbina hiba miatt leállás Harmadik reaktr mag: 1977 5 évig
I. gen: Shippingprt Atmerőmű Frrás: Wikipedia
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
I. gen: Magnx Atmerőmű Frrás: Wikipedia
I. gen: Enric Fermi Atmerőmű Fermi 1. 3. Fermi 1 Atmerőmű (Erie tó partján, Mnre közelében, Michigan állam, USA: Két egységből áll (indulásk 1963, 1988) 94 MWe, Gyrs breeder reaktr 1966. któber 5. : erőmű baleset részleges üzemanyagcella lvadás nem szivárg ki radiaktív sugárzás a környezetbe Leállás, javítás, üzemanyagcella eltávlítás és csere 1972. szeptember 22-én indul újra az erőmű, de már sha nem érte el maximális teljesítményét 1975. nvember 29-én hivatalsan leállíttták és szétszerelése megkezdődött Könyv az erőmű balesetről: We almst lst Detrit
I. gen: Enric Fermi Atmerőmű Fermi 1. Frrás: Wikipédia
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: 1978 1970 óra mint Dresden 2 és Dresden 3 működött frralóvizes reaktrként Chicagt és Illinis állam északi negyedét vlt hivattt elektrms árammal ellátni
II. Generációs atmerőművek 6. fejezet
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
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
II. gen: VVER 5. VVER = Vízhűtéses Vízmderátrs Energiatermelő Reaktr A régen Szvjetúnió, ma Orszrszág által kifejlesztett és fejlesztett reaktr típus Nymttvizes erőmű és fajtája 440 1200 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
II. gen: VVER 400 Frrás: http://www.cvrez.cz/web/en/research-reactr-lr-0
III. Generációs atmerőművek 6. fejezet
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
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
III. Generációs atmerőművek Eurpean Pressurized Reactr Frrás: Wikipédia
IV. Generációs atmerőművek 6. fejezet
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
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)
IV. Generációs termikus atmerőművek VHTR dizájn Nagyn magas hőmérsékletű reaktr Frrás: Wikipédia
IV. Generációs termikus atmerőművek SCWR dizájn Szuperkritikus-víz hűtéses reaktr Frrás: Wikipédia
IV. Generációs termikus atmerőművek MSR dizájn Olvadéksó reaktr Frrás: Wikipédia
IV. Generációs gyrs reaktr GFR dizájn Gázhűtéses gyrs reaktr Frrás: Wikipédia
IV. Generációs gyrs reaktr SFR dizájn Nátriumhűtéses gyrs reaktr Frrás: Wikipédia
IV. Generációs gyrs reaktr LFR dizájn Ólmhűtéses gyrs reaktr Frrás: Wikipédia