AES-2006. Balogh Csaba



Hasonló dokumentumok
A VVER-1200 biztonságának vizsgálata

Paks 2 projekt a beruházás jelen állása

Hermetikus tér viselkedése tervezési és tervezésen túli üzemzavarok során a Paksi Atomerőműben

A paksi atomerőmű. Készítette: Szanyi Zoltán RJQ7J0

Aktuális CFD projektek a BME NTI-ben

Geotermikus energiahasznosítás - hőszivattyú

Magyarországi nukleáris reaktorok

A paksi kapacitás-fenntartási projekt bemutatása

Mi történt a Fukushimában? A baleset lefolyása

Az atomenergia jelenlegi szerepe. A 3+ generációs atomerőművek nukleáris biztonsági és környezeti aspektusai. Prof. Dr.

Atomenergia a 21. században

A paksi atomerőmű hosszú távú szerepe a magyar villamos kapacitásmérlegben

A Célzott Biztonsági Felülvizsgálat (CBF) intézkedési tervének aktuális helyzete

Felkészülés az új atomerőművi blokkok létesítésének felügyeletére

Felkészülés az új atomerőművi blokkok létesítésének felügyeletére

Harmadik generációs atomerőművek és Paks 2

A Paksra tervezett új blokkok fô jellemzôi

Paksi kapacitás-fenntartás aktuális kérdései

Környezetbarát elektromos energia az atomerőműből. Pécsi Zsolt Paks, november 24.

Atomerőmű. Radioaktívhulladék-kezelés

Fukusima: mi történt és mi várható? Kulacsy Katalin MTA KFKI Atomenergia Kutatóintézet

A hazai nukleáris kapacitás hosszú távú biztosítása

VVER-440 (V213) reaktor (főberendezések és legfontosabb üzemi jellemzők)

Dél-dunántúli Környezetvédelmi és Természetvédelmi Felügyelőség

Mini Atomerőművek. Dr. Rácz Ervin. Óbudai Egyetem, Kandó Kálmán Villamosmérnöki Kar, Villamosenergetikai Intézet

Tóth csilla Műszaki igazgató

Horváth Miklós Törzskari Igazgató MVM Paks II. Zrt.

Quo vadis nukleáris energetika

Paks déli részén a 6-os számú főút és a Duna között. Ennek oka: Az atomerőmű működéséhez nagy mennyiségű víz szükséges, amit a Dunából vesznek.

Az atommagtól a konnektorig

tumokban: kezdet HTH HTH módosítása

A paksi kapacitás-fenntartási projekt jelenlegi helyzete. Engedélyezés

Gadó János Nukleáris biztonság - 4 Valósz ín ségi alapú biztonsági elemzések

Atomenergetikai alapismeretek

Világ atomerőművi blokkjai. Statisztika

1. TÉTEL 2. TÉTEL 3. TÉTEL

Nagy Sándor vezérigazgató

Atomreaktorok üzemtana. Az üzemelő és leállított reaktor, mint sugárforrás

Paksi Atomerőmű 1-4. blokk. A Paksi Atomerőmű üzemidő hosszabbítása ELŐZETES KÖRNYEZETI TANULMÁNY

5kW, 6kW, 8kW, 10kW, 14kW, 16kW model. Levegő víz hőszivattyú. Waterstage

Vizsgálatok a Hermet program termohidraulikai modelljével kapcsolatban

1. TÉTEL 2. TÉTEL 3. TÉTEL

ALLEGRO gázhűtésű gyorsreaktor CATHARE termohidraulikai rendszerkódú számításai

A hazai energiaellátás és Paks biztonsága

Tanulmányi verseny I. forduló megoldásai

CFX számítások a BME NTI-ben

A teljesítménysűrűség térbeli eloszlása

1. TÉTEL 2. TÉTEL 3. TÉTEL 4. TÉTEL

PhD beszámoló. 2015/16, 2. félév. Novotny Tamás. Óbudai Egyetem, június 13.

Major Ferenc részlegvezető ACIS Benzinkúttechnika kft.

MET 7. Energia műhely

Ózon fertőtlenítéshez és oxidációhoz ProMinent Környezetbarát ózon előállítás és adagolás

A paksi bővítés műszaki aktualitásai

Levegő-víz inverteres hőszivattyú

A Nukleáris Technikai Intézet és az atomenergetikai

Atomenergia a 21. században

Fizikai Szemle MAGYAR FIZIKAI FOLYÓIRAT

lső környezeti hatásokkal szembeni biztonsága

MŰANYAG HULLADÉK HASZNOSÍTÓ BERENDEZÉS

Atomreaktorok. Készítette: Hanusovszky Lívia


Atomerőművi primerköri gépész Atomerőművi gépész

A Paks II. projekt helyzete

Beüzemelési riport FUJITSU Airstage VRF V-II

Atomenergia. Atomerımővi kapacitások. Atomenergetika - Európa. Finnország Olkiluoto év elején

Paksi Atomerőmű Zrt. termelői működési engedélyének 7. sz. módosítása

HŐSZIVATTYÚK AEROGOR ECO INVERTER

AIRPOL PRM frekvenciaváltós csavarkompresszorok. Airpol PRM frekvenciaváltós csavarkompresszorok

235 U atommag hasadása

Környezetvédelmi előírásoknak megfelel: - Emissziós értékek 15% O 2 mellett: o NO x 100 mg/nm 3 o CO 100 mg/nm 3. Darabszám: 1

Zeparo Cyclone. Automata légtelenítők és leválasztók Automatikus iszapleválasztók

III. Ventor - Minimax Beépített Oltóberendezés Konferencia FM Global irányelvek szerinti tervezés

ECU teljesítm. Huszár r Viktor V. évf. villamosmérn. rnök k hallgató. Konzulensek: MIT Miklós ThyssenKrupp Presta.

alkalmazások az Intelligens otthon témában

Levegős hőszivattyúk alkalmazása. Tóth István

Energetikai mérnökasszisztens Mérnökasszisztens

Maghasadás, atomreaktorok

1. TECHNIKAI JELLEMZŐK ÉS MÉRETEK 1.1 MÉRETEK 1.2 HIDRAULIKAI VÁZLAT 1.3 VÍZSZÁLLÍTÁS HATÁSOS NYOMÁS DIAGRAM. L= 400 mm H= 720 mm P= 300 mm

Az alternatív energiák fizikai alapjai. Horváth Ákos ELTE Atomfizikai Tanszék

Az OAH nukleáris biztonsági hatósági határozatai 2012

Atomenergia a 21. században

Hőszivattyúk - kompresszor technológiák Január 25. Lurdy Ház

Atomerőművi technológiák Szekunder kör. Boros Ildikó, BME NTI március 1.

Vaillant aurostep szolárrendszer

MUST Három fázisú Moduláris UPS. A moduláris UPS előnyei már mindenki számára elérhetőek

Orosz atomenergia technológia a tudomány és a versenyképesség szolgálatában

OAH TSO szeminárium Dr. Ősz János

Kárpát-medencei Magyar Energetikai Szakemberek XVIII. Szimpóziuma

Az ABS és ASR rendszerekkel kapcsolatos alapfogalmak. Áramkör Autóvillamossági Szakmai Egyesület

Maghasadás Szabályozatlan- és szabályozott láncreakció Atombomba és a hidrogénbomba

Első magreakciók. Targetmag

Food Processing Equipment. NEAEN Cook n chill SZAKASZOSAN ÜZEMELŐ FŐZŐ ÉS FAGYASZTÓ-BERENDEZÉS

Vélemény a Mohi Atomerőmű harmadik és negyedik blokkja megépítésével kapcsolatos előzetes környezeti tanulmányról

A szabályozott láncreakció PETRÓ MÁTÉ 12.C

Paksi tervek: Üzemidő-hosszabbítás, célzott biztonsági felülvizsgálat, új blokkok. Volent Gábor biztonsági igazgató

Atomenergia itthon és a világban

Gazdaságosabb üzemanyag és üzemanyag ciklus a paksi reaktorok növelt teljesítményén

A Nukleáris Technikai Intézet és az atomenergetikai képzések

Szarvasi Mozzarella Kft. Éves energetikai összefoglaló jelentés

A Paksi Atomerőmű üzemidő hosszabbításához. kábelek üzemzavari minősítő vizsgálata

Átírás:

AES-2006 Készítette: Balogh Csaba

Mit jelent az AES-2006 rövidítés? Az AES-2006 a rövid neve a modern atomerőműveknek amik orosz tervezésen alapszanak és VVER-1000-es típusú reaktorral vannak felszerelve! 2

Fejlesztés/fejl s/fejlődés AES-2006 fejlesztésének az alapja a AES-91 és s VVER-91/99 passzív v védelmi v rendszerei, valamint a VVER-640 esetében már r bizonyított műszaki m megoldások 3

Fejlődés B-320 AES-91 VVER-91/99 AES-2006 VVER-640 4

Fő innováci ció az atomerőművekben AES-91 4-szeres redundancia Dupla konténment nment VVER-91/99 4-szeres redundancia Dupla konténment nment AES-2006 4-szeres redundancia Dupla konténment nment Tervezett üzemidő: 40 év Tervezett üzemidő: 60 év Passzív konténment nment hőelvonó rendszer Független energgiaellátés 72 óráig Védelem nehéz repülő rázuhanás ellen Tervezett üzemidő: 50 év Passzív konténment nment és GF hőelvonó rendszer Független energgiaellátés 72 óráig Védelem nehéz repülő rázuhanás ellen 5

Védelem külsk lső veszélyek ellen Szeizmikus terhelés tervezési vízszintes maximális gyorsulás: 0.25 g Szél terhelés A biztonsági rendszerek 30 m/s szélsebességre vannak tervezve (3-as 4-es fokozatú forgószélnek felel meg) Repülőgép becsapódás: Tervezési alap: megfelel egy 5,7 tonnás, 100 m/s sebességű lövedéknek Külső robbanás Tervezési alap: külső robbanás nyomáshulláma (30 kpa 1 s-ig) Hó és jég terhelés Tervezési alap: extrém hóterhelés (4,9 kpa) 6

BDBA rendszerek 1. Konténment nment passzív hőelvonó rendszer (CPHRS) 2. Gőzfejlesztői i passzív hőelvonó rendszer (PHRS- SG) 3. PHRS hőelvonó tartály 4. Vészhelyzeti kémiai k ellátó rendszer (alkáli??) li??) 5. H2 rekombinálók 6. H2 ellenőrz rző rendszer 7. TK biztonsági szelep 8. Zóna csapda 9. Víz z ellátó rendszer 10. Bóros víz v z tárolt roló 11. Hőelvonás s az olvadékt któl 7

Passzív hőelvonó rendszerek 1. Hőelvonó tartály 2. Gőz z vezeték 3. Kondenz vezeték 4. PHRS-SG SG szelep 5. Konténment nment kondenzátorok 6. Gőzfejlesztő (SG) 7. Elzáró szelep (Cutoff) 8

Konénment nment nyomása BDBA és s a spinkler rendszer sérülése s se esetén 1. Nyomás s CHRS működés s nélkn lkül 2. Nyomás s CHRS működésével 2010.10.20 AES-2006 9

Zóna olvadék k csapda vízellv zellátása 1. Reaktor 2. Zóna csapda 3. Pihentető medence 4. Átrakó medence 5. Bóros víz v z tárolt roló (Tank- pits) 6. Vízvezeték k (olvadt felület let hűtésére) h 7. Vízvezeték k (Hőcser cserélő) 10

A technológia paraméterei 1. Beépített elektromos teljesítm tmény Névleges termikus teljesítm tmény Primer kör ágainak száma Névleges hűtőközeg forgalom Reaktorból kilépő hűtőközeg nyomása Reaktorba belépő hűtőközeg hőmérséklete Reaktorból l kilépő hűtőközeg hőmérséklete Gőz fejlesztés Gőz nyomás a gőzfejlesztő után Gőz z hőmérsh rséklete Tápvíz z hőmérsh rséklete Gőz z nedvesség g tartalma 1160 3200 4 86000 16,2 298,2 328,9 1602 7 285,8 225 0,2 MWe MWt m 3 /h MPa C C t/h MPa C C % 11

A technológia paraméterei 2. Kiégés Üzemanyag típusa Kampány hossza >70 UO2 ~24 MWnap/kg hónap A blokk bruttó hatásfoka [%] A blokk nettó hatásfoka [%] 36,2 33,7 % % 12

Biztonsági elemzések (PSA eredményei) A beépített biztonsági rendszereknek köszönhetően: en: A zónasz nasérülés s kockázata kisebb mint 5,94*10-7 1/reaktorév Radioaktív v anyag kikerülésének kockázata kisebb mint 1,8*10-8 1/reaktorév 13

Különbségek a VVER-91/99 és s az AES-2006 közöttk AES-2006 A spinkler rendszer nem vesz részt r a maradvány hőh elvonásban A kisnyomású ZHÜR R használhat lható a maradvány hőh eltávol volítására Egy diesel generátor elegendő a betápl plálás s elvesztése se esetén A generátor víz v z hűtésűh VVER-91/99 A spinkler rendszerrel hűtheth thető a reaktor A kisnyomású ZHÜR R nem használhat lható a maradvány hőh eltávol volítására Két t diesel generátor szüks kséges a betápl plálás s elvesztése se esetén A generátor hidrogén n hűtésűh 14

Összeségében megfelel a piaci elvárásoknak Passzív v védelmi v rendszerek 4 év v alatt felépíthet thető és s a nagyberendezések száll llíthatók Továbbfejlesztett civil technológi giák k (Moduláris szerkezetek) Az élettartam 60 év Lehetőség g a terhelés s követk vető üzemre Maximális kiégés s legalább 70 MWnap/kgU Kampány hossza 2 év Karbantartási leáll llás s 18 nap Szabványos nyosított tervezés 15

Összefoglalás AES-91 blokkok működnek m Tianwan telephelyen Kínában, amelyek aktív v biztonsági rendszerekkel vannak felszerelve BDBA esetére, valamint egyszerre használnak aktív és s passzív v védelmi v rendszereket a súlyos s üzemzavarok kezelésére. VVER-91/99 fejlesztésénél l figyelembe vették k a nemzetközi zi szigorú biztonsági követelmk vetelményeket. Így a megfelelő intézked zkedések révén r n elértek 10-6 6 1/reaktor reaktorévnél kisebb zónasz nasérülési si valósz színűséget A további fejlesztésekben sekben elsőbbs bbséget élveznek a passzív rendszerek BDBA kezelésére. Ezek jelennek meg az AES- 2006 terveiben. 16

Források http://www.atomstroyexport.ru/ http://www.reak.bme.hu/ 17

Köszönöm m a figyelmet!!! 18