BUDAPESTI MSZAKI S GAZDASGTUDOMNYI EGYETEM Nukleris Technikai Intzet

BUDAPESTI MŰSZAKI ÉS GAZDASÁGTUDOMÁNYI EGYETEM Nukleáris Technikai Intézet HARMADIK ÉS NEGYEDIK GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK Dr. Csom Gyula Dr. Fehér Sándor professor emeritus egyetemi docens Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 1

ATOMERŐMŰ-GENERÁCIÓK Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 2

Az üzemben lévő és építés alatt álló atomerőművi blokkok a világon (2003) Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 3

HARMADIK GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK Csoportjai: Evolúciós atomerőművek (G 3) Revolúciós atomerőművek (G 3+) Sajátosságaik: - Szabványosított tervezet, gyorsabb engedélyezési eljárás, rövidebb építési idő, kisebb fajlagos beruházási költség kisebb beruházási kockázat - Egyszerűbb, robusztusabb kialakítás, magasabb rendelkezésre állás, hosszabb üzemidő (ált. 60 év) - Belső (inherens) biztonság magasabb foka, passzív védelmi rendszerek kiteljesedése - Zónaolvadásos balesetek lehetőségének csökkenése ( 10 -6/reaktorév), Környezeti hatással járó balesetek lehetőségének csökkenése ( 10 -7 reaktorév) - Magasabb kiégetési szint jobb üzemanyag-hasznosítási hatékonyság, kevesebb radioaktív hulladék - A termelt villamos energia kisebb egységköltsége A legelső III. generációs atomerőmű: ABWR (GE+Toshiba+Hitachi, 2 x 1300 MWe, Japán, 1998) Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 4

ÉPÍTÉSRE ÉRETT III. GENERÁCIÓS PWR TERVEZETEK EPR (EPR-1600): Framatom ANP (Framatom-Siemens KWU)- AREVA NP vállalatcsoport tagvállalata Alapja: a II. generációs francia N 4 és német Konvoi típusok Kielégíti az európai komplex követelménystruktúrát (EUR-European Utility Requirement) – 1999 -ben kapta meg ehhez a jóváhagyást AP-1000 és AP-600: Westinghouse (G 3+ típus) A követelményeket magas szinten kielégíti NRC 2004 -ban elfogadta a terveket VVER-1000 különböző továbbfejlesztett változatai Fő képviselői: VVER-1000/320 VVER-1000/428 VVER-1000/466 A II. generációs VVER-1000/230 és VVER-1000/213 típusokból kifejlesztve. ÉPÍTÉSRE ÉRETT III. GENERÁCIÓS CANDU ATOMERŐMŰVEK A II. generációs CANDU-6 továbbfejlesztésével dolgozták ki Kanadában CANDU 3 (450 MWe) CANDU 9 (925 -1300 MWe) ACR 700 (730 MWe) ACR 1000 (1200 MWe) Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 5

TOVÁBBI HARMADIK GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 6

TOVÁBBI HARMADIK GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 7

HARMADIK GENERÁCIÓS CANDU REAKTOROK, ILLETVE ATOMERŐMŰVEK CANDU (CANadian Deuterium-Uranium) Fejlesztője: a kanadai AECL (Atomic Energy of Canada Limited) Fejlesztési fázisai Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 8

A CANDU FŐ KERESKEDELMI VÁLTOZATAI Második generációs CANDU 6 (600 MWe, illetve 900 MWe) Kanada (Pickering, Bruce, Gentilly, …. ) Románia (Csernavoda) Dél-Korea… Harmadik generációs CANDU 3 (450 MWe) CANDU 6 továbbfejlesztései, G 3 CANDU 9 (925 -1300 MWe) ACR 700 (730 MWe, Advanced Candu Reactor) G 3+ ACR 1000 (1200 MWe) Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 9

CANDU 6 Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 10

ACR-1000 Kapcsolási séma Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 11

ACR-1000 CANDU-6 és az ACR-1000 keresztmetszete Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 12

ACR-1000 Üzem közbeni fűtőelemcsere - Hűtőcsatornánkénti fűtőelemkötegek száma 12 - Adott hűtőcsatorna mindkét végéhez csatlakozik egy-egy átrakó gép - Ugyanezen gépek csatlakoz-nak egyidejűleg a friss és a kiégett fűtőelemtárolóhoz, valamint a hűtővízvezetékhez - Átrakás során ellenőrzik a fűtőelemek hermetikusságát Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 13

ACR-1000 Biztonsági jellemzői - Kielégíti az IAEA-szabványokat - Kielégíti a kanadai szabványokat, kódokat, előírásokat - Belső (inherens) biztonság magasabb foka - Két független leállítórendszer - Inherens passzív hőelvitel (nagy víztérfogatok, passzív rendszerek) - Az automatizmus magas foka enyhíti az operátorok terhelését - A biztonsági és azokat támogató rendszerek javított elválasztása és redundanciája - Megnövelt ellenállás a súlyos zónakárosodással szemben (passzív rendszerek a hőelvitelre) - Több szintű mélységi védelem magas foka - Korszerűsített, robusztus konténment (pl. becsapódó repülőgépek ellen stb. ) Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 14

VVER-TECHNOLÓGIA A VVER-technológia fejlődése Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 15

HARMADIK GENERÁCIÓS VVER-TECHNOLÓGIÁK Fő képviselői (építésre érettek): VVER-1000/320 VVER-1000/392 (Novovoronyezsi atomerőmű) VVER-1000/412 VVER-1000/428(Kína- Tianwan atomerőmű) VVER-1000/466 (Bulgária-Belene atomerőmű) VVER-640/213 vagy 407 Fejlesztés alatt lévő VVER-technológiák VVER-1200/491 (G 3+? ) VVER-1500 (G 3+? ) Fenti reaktorokkal épülő atomerőművek: NPP 91/99 (Kína-Tianwan atomerőmű) NPP 92 (Oroszország-Novovoronyezsi atomerőmű, Bulgária-Belene atomerőmű, India-Kudankulam atomerőmű) NPP-2006 Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 16

A VVER-1000 REAKTOROK MŰSZAKI-GAZDASÁGI MUTATÓI Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 17

TOVÁBBFEJLESZTETT MÉRNÖKI GÁTAK Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 18

VVER-1200/491 REAKTORRAL ÉPÍTETT NPP-2006/1 Alapvető célok - - A névleges (bruttó) teljesítmény: legalább 1200 MW Tervezett üzemidő (fő berendezések cseréje nélkül): 60 év Évi terhelési tényező a teljes élettartamra átlagolva: 90% Két nagyjavítás közötti időtartam: legalább 8 év Megbízhatósági célok: - Lekapcsolások frekvenciája: 1/üzemév - Átlagos nem rendelkezésre állás: 1, 4% ( 5 nap/év) Maximális kiégetési szint: 70 MWnap/kg Üzemanyagciklus - hossz: 24 hó Követelmények: EUR-nak megfelelő Zónaolvadásos balestek valószínűsége < 10 -6/reaktorév Radioaktív anyagok baleseti kibocsátásával járó balesetek v. sz. -e < 10 -7/ reaktorév Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 19

VVER-1200/491 REAKTORRAL ÉPÍTETT NPP-2006/2 A blokk fő paraméterei - Névleges hőteljesítmény: 3212 MW Névleges (nettó) villamos teljesítmény: 1160 MW Teljesítménysűrűség az aktív zónában: 107, 1 k. W/dm 3 Bruttó hatásfok: 36, 2% Nettó hatásfok: 33, 7% Gőznyomás a gőzfejlesztő-kilépésnél: 7, 0 MPa Primerköri hurkok száma: 4 Primerköri hűtőközeg hőmérséklete - belépésnél: 298, 6 ºC - kilépésnél: 329, 7 ºC - Primerköri hűtőközeg nyomása: 16, 2 MPa - Négy fekvő gőzfejlesztő (átmérő: 4, 2 m) - Egy gőzturbina. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 20

VVER-640 (Tervezve: nemzetközi összefogással) A VVER technológia továbbfejlesztésének eredménye - Továbbfejlesztett biztonságú aktív zóna - Új passzív biztonsági rendszerek alkalmazása - Tervezési balesetek következményeinek csökkentése (max. burk. hőm. 993 K) - Zónaolvadék csapda reaktortartályon belül - Stb. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 21

VVER-640 Fő jellemzői: Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 22

NEGYEDIK GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK (INNOVÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK) A legfontosabb kiindulási pontok: • • • Számos teljesen új, vagy megváltozott alapelv Számos teljesen új, vagy megváltozott termelési cél Számos teljesen új, vagy megváltozott biztonsági követelmény Eddigiektől alapjaiban eltérő megoldások alkalmazása Teljes üzemanyagciklus átalakítása, illetve korszerűsítése Az új, illetve megváltozott alapelvek, termelési célok és követelmények: • • • Fenntarthatóság Gazdasági versenyképesség Biztonság és megbízhatóság Radioaktív hulladék-kezelés Proliferáció állóság Nemzetköziség és globalitás Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 23

Fenntarthatóság • • • A nukleáris üzemanyagkészletek hatékony energetikai hasznosítása Az üzemanyagciklus teljes zárása, (szimbiotikus atomenergia-rendszer) A hosszú életű izotópokat tartalmlazó nagyaktivitású r. a. hulladékok új elvek szerinti kezelése (transzmutálás) Hidrogén előállításában történő közreműködés magas hőmérséklet szükségessége Atomenergiának hosszú távon is folyamatosan nyitott opciónak kell lennie Gazdasági versenyképesség • • A villamosenergia-egységköltség fentiek ellenére maradjon alacsony A fajlagos beruházási költség kordában tartása Az üzemanyagköltség alacsony szinten tartása továbbra is Árstabilitás, hosszú távú gazdasági előretervezhetőség továbbra is Ne csak villamosenergia-termelésre legyen alkalmas Különböző reaktortípusok és blokknagyságok rendelkezésre állása, tipizálás, szabványosítás Élettartam növelése Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 24

Biztonság és megbízhatóság • • • Az üzemanyagciklus valamennyi elemére Mélységi védelem további fejlesztése Belső (inherens) biztonság Passzív biztonsági tulajdonságok kiteljesedése Valószínűségi biztonsági elemzés (PSA) fejlesztése Baleseti valószínűségek csökkentése, következmények enyhítése (pl. zónaolvadás) Radioaktív hulladékok kezelése és elhelyezése • • Különösen a hosszú életű izotópokat tartalmazó nagy aktivitású r. a. hulladékokra P T technológia fejlesztése (Partitioning/Transmutation) Proliferációállóság és fizikai védelem • • • Műszaki, fizikai megoldások Jogi eszközök Szervezési, őrzési eszközök Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 25

• Az Egyesült Államok kormányzata 2000 -ben kezdeményezte olyan új típusú, negyedik generációs atomerőművek kifejlesztését, amelyek 2025– 2030 körül állhatnak üzembe. • Az Egyesült Államok céljait széles körű nemzetközi összefogással kívánja megoldani. Az ezt szolgáló Generation-IV International Forum (GIF) 2000 januárjában alakult meg. A Generation-IV projektben szinte kezdettől fogva részt vesznek a nukleáris fejlesztésekben jelentős szerepet játszó országok (az Egyesült Államokon kívül Kanada, Franciaország, Nagy. Britannia, Svájc, a Dél-afrikai Köztársaság, Argentína, Brazília, Japán és a Koreai Köztársaság). 2003 -ban az Európai Unió (az EURATOM) a nemzetközi projekt tagjává vált. Az EURATOM valamennyi EUtagországot képviseli. 2006 -tól Oroszország és Kína is tagja a GIF-nek. Jelenleg napirenden van India csatlakozása. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 26

• A Generation-IV projekt által perspektivikusnak tekintett, új reaktortípusok egyike sem előzmények nélküli, de a jelenlegi atomerőműpark ilyen típusokat gyakorlatilag nem használ. A szükséges fejlesztések csak jelentős volumenű kutatási programok megvalósításával érhetők el. • További fontos követelmény a negyedik generációs atomerőművek fejlesztésében az üzemanyagciklus új átgondolása, új típusú üzemanyagciklus kifejlesztése. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 27

A KIVÁLASZTOTT HAT REAKTORFEJLESZTÉSI IRÁNY • Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR – Sodium-Cooled Fast Reactor System): gyorsneutron-spektrumú, nátriumhűtéses reaktor zárt üzemanyagciklussal, az aktinidák hatékony kezelésére és a fertilis uránium hasadóanyaggá alakítására. • Nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor (VHTR – Very-High-Temperature Reactor System): grafit moderátoros, héliumhűtéses reaktor nyitott üzemanyagciklussal. • Szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor (SCWR – Supercritical. Water-Cooled Reactor System): magas nyomású, és magas hőmérsékletű, vízhűtéses reaktor, ami a víz termodinamikai kritikus pontja felett üzemel. • Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor (LFR – Lead-Cooled Fast Reactor System): gyorsneutron-spektrumú, ólom vagy ólom/bizmut eutektikus folyékonyfém-hűtéses reaktor zárt üzemanyagciklussal, a fertilis uránium hasadóanyaggá történő hatékony átalakítására és az aktinidák kezelésére. • Gázhűtéses gyorsreaktor (GFR – Gas-Cooled Fast Reactor System): héliumhűtéses gyorsreaktor zárt üzemanyagciklussal. • Sóolvadékos reaktor (MSR – Molten Salt Reactor System): fissziós energiát termel cirkuláló olvadt só+üzemanyag keverékben egy epitermikus neutronspektrumú reaktor és teljes aktinida-recirkulációs üzemanyagciklus segítségével. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 28

ÜZEMANYAGCIKLUSOK • A GIF a nukleáris üzemanyagciklus négy osztályát definiálta: – – nyitott ciklus, plutónium részleges recirkulációja, teljes plutónium-recirkuláció, transzurán elemek teljes recirkulációja. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 29

A NEGYEDIK GENERÁCIÓS REAKTORKONCEPCIÓK LEGFONTOSABB JELLEMHZŐI hőmér -séklet °C nyomás(1) Na 550 alacsony U-238 és MOX zárt 150 -500 5001500 vill. energia termikus He 1000 magas UO 2 hasáb vagy golyók nyitott 250 hidrogén és vill. energia Szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor termikus v. gyors víz 510550 nagyon magas UO 2 nyitott (term. ) zárt (gyors) 1500 vill. energia Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor gyors Pb-Bi 550800 alacsony U-238 zárt (regionális ) 50 -150 300 -400 1200 vill. energia és hidrogén Gázhűtéses gyorsreaktor gyors He 850 magas U-238 zárt (in situ) 288 vill. energia és hidrogén Sóolvadékos reaktor epitermikus fluoridsók 700800 alacsony UF sóban feloldva zárt 1000 vill. energia és hidrogén neutronspektrum hűtőközeg Na-hűtéses gyorsreaktor gyors Nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor Koncepció üzemanyag (+) Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI üzemanyagciklus 30 teljesítőképesség MWe termék

NÁTRIUMHŰTÉSES GYORSREAKTOR (SFR) • • Az SFR rendszer gyorsneutron-spektrumú reaktor zárt üzemanyag-ciklussal. A villamosenergia-termelésen túl elsődleges feladata a nagy aktivitású aktinidák — elsősorban a plutónium — hasznosítása, illetve kezelése. E reaktorok segítségével energetikailag hasznosíthatóvá válik a természetes urán teljes mennyisége, szemben a termikus reaktorok maximum 1%-os hasznosítási hatásfokával. Az SFR-rel épített atomerőművek különböző teljesítményű opciói állnak rendelkezésre, néhány száz MWe-tól 1500 -1700 MWe-ig. Az aktív zónából kilépő nátrium hőmérséklete tipikusan 530 -550 °C, aminek következtében jó termodinamikai hatásfokkal lehet villamos energiát termelni. A primer rendszer az atomreaktorral együtt egy közös medencében helyezkedik el. A primer hűtőközeg nagy termikus inerciával rendelkezik. Növeli a rendszer biztonságát, hogy a hűtőközegnek igen nagy tartaléka van az elgőzölgéssel szemben és a primer rendszer lényegében atmoszférikus nyomáson üzemel. A nátrium reagál a levegővel és a vízzel, s így limitálni kell az ilyen reakciók lehetőségét és következményeit. Emiatt iktatnak be a primer kör és a gőzkörfolyamat köre közé egy ugyancsak folyékonyfém tartalmú, de már nem radioaktív közbenső kört. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 31

AZ SFR SÉMÁJA Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 32

NÁTRIUMHŰTÉSES GYORSREAKTOR (SFR) • Két üzemanyag-opciójuk van: – MOX üzemanyag és – kevert uránium-plutónium-cirkónium fémötvözet üzemanyag. A MOX üzemanyaggal szerzett tapasztalatok lényegesen kiterjedtebbek, mint a fém üzemanyagra vonatkozóak. • Az SFR zárt üzemanyagciklusára két technológiai opció van: – továbbfejlesztett vizes folyamat és – pirofolyamat, ami a száraz pirometallurgiai eljárásból lett kifejlesztve. • Mindkét eljárás funkciói: az aktinidák 99, 9%-ának visszanyerése és visszakeringetése, és a plutónium többi radioaktív termékkel történő együttes leválasztása. A gyorsreaktorok induló üzemanyagát ebben a koncepcióban a termikus reaktorok kiégett üzemanyagából nyerik. Mindezek eredményeként csökken a nagy aktivitású hulladék mennyisége és annak elhelyezéséhez szükséges tárolói kapacitás nagysága. • A reaktortechnológia és az üzemanyagciklus-technológia szoros kapcsolatban van egymással. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 33

NÁTRIUMHŰTÉSES GYORSREAKTOR (SFR) • Az SFR rendszer mind a fenntarthatóság, mind a nukleáris üzemanyagkészletek hasznosítása, mind pedig az aktinidakezelés szempontjából kiválónak minősül. • Jónak minősül a biztonság, a gazdaságosság, a proliferációállóság és a fizikai védelem szempontjából. • Az SFR rendszer van legközelebb az aktinidakezelés teljes kifejlesztéséhez. Nagyon intenzív fejlesztés folyik több országban. • Mivel a technológia alapvetően ismert, a tökéletesített, új generációs nátriumhűtéses reaktorok bevezetése már 2015– 20 között megkezdődhet. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 34

NAGYON MAGAS HŐMÉRSÉKLETŰ GÁZHŰTÉSES TERMIKUS REAKTOR (VHTR) • A termikusneutron-spektrumú, nyitott üzemanyagciklusú VHTR rendszert a villamosenergia-termelésen túl elsősorban magas hőmérsékletű folyamathő előállítására szánják, pl. szénelgázosítás és termokémiai hidrogéntermelés céljából. • Fejlesztése a grafitmoderátoros, héliumhűtésű reaktorok tekintélyes mennyiségű tapasztalatain alapul, ezért viszonylag gyors kifejlesztése és rendszerbe állítása remélhető. • Az aktív zóna építhető hasáb alakú blokkokból, amilyen a japán HTTR, valamint a General Atomics és mások közös fejlesztése alatt álló GT-MHR, vagy lehet golyóágyas, mint amilyen pl. a Dél-Afrikában fejlesztett PBMR. • Az 1000 ºC körüli kilépő hőmérséklet alkalmas nagyon jó hatásfokú villamosenergia-termelésre és termokémiai hidrogén-előállításra egyaránt. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 35

VHTR-REL ÜZEMELŐ HIDROGÉNTERMELŐ LÉTESÍTMÉNY SÉMÁJA Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 36

NAGYON MAGAS HŐMÉRSÉKLETŰ GÁZHŰTÉSES TERMIKUS REAKTOR (VHTR) • Egy hidrogéntermelésre dedikált 600 MWhő teljesítményű VHTR több, mint 2 millió normál m 3 hidrogént képes előállítani naponta. • A magas hőmérséklet eredményeként a villamos energiát legalább 50%-os hatásfokkal termeli. • A hő és a villamos energia kogenerációja a VHTR-t vonzó hőforrássá teszi nagy ipari létesítményekhez. • A 1000 ºC feletti zónakilépő hőmérséklet a nukleáris hőt képessé teszi olyan folyamatokhoz történő alkalmazásra, mint pl. az acél- és az alumíniumtermelés. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 37

EGY 600 MWhő TELJESÍTŐKÉPESSÉGŰ VHTR REFERENCIA ADATAI Reaktorparaméter Referencia érték Reaktorteljesítmény, MWhő Hűtőközeg be/kilépő hőmérséklete, ºC Hűtőközeg be/kilépő nyomása Hélium tömegárama, kgs-1 Átlagos teljesítménysűrűség a reaktorban, MWhőm– 3 Referencia üzemanyag 600 640/1000 Folyamattól függő 320 Nettó erőműhatásfok, % Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 6 -10 Zr. C-burkolatú szemcsék, pálcák vagy golyók. >50 38

NAGYON MAGAS HŐMÉRSÉKLETŰ GÁZHŰTÉSES TERMIKUS REAKTOR (VHTR) • A VHTR üzemelhet MOX üzemanyaggal, következésképpen egy szimbiotikus atomenergia-rendszer egyik komponense lehet. • Jelentős feladatok vannak még az üzemanyag-fejlesztésben és a magas hőmérsékleteknek ellenálló anyagok kutatásában. • A magas átalakítási hatásfok és hidrogéntermelési hatákonyságh miatt gazdasági szempontból kiváló • Biztonsága és megbízhatósága magas fokú (elsősorban a reaktor belső – inherens – biztonságának köszönhetően) • Jónak tekinthető a proliferációállóság és a fizikai védelem szempontjából • A nyitott üzemanyagciklus miatt kevésbé jó a fenntarthatóság biztosításában (ez a minősítés jobbá tehető, ha a VHTR szimbiotikus atomenergia-rendszer részeként üzemel) • A VHTR projektben Japán és Dél-Korea mellett az EU (Framatome) is fontos szereplő, a projektet a 6. keretprogram is befogadta. • Rendszerbe állítása 2020 körül remélhető. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 39

SZUPERKRITIKUS NYOMÁSÚ VÍZZEL HŰTÖTT REAKTOR (SCWR) • A SCWR-nek két üzemanyagciklus opciója van: – termikusneutron-spektrumú reaktor nyitott üzemanyagciklussal, és – gyorsneutron-spektrumú reaktor zárt üzemanyagciklussal, teljes aktinidarecirkulációval. • A termikus és a gyors verziók közötti különbség: A gyorsneutron-spektrumú reaktorokban nincs kiegészítő moderátoranyag, ugyanakkor a termikus változat kiegészítő moderátoranyag alkalmazását igényli. • Mindkét opció olyan vízhűtésű reaktort használ, melyben a nyomás és a hőmérséklet a víz termodinamikai kritikus pontja (22, 1 MPa, 374 ºC) felett van, ezáltal igen magas (~44%) átalakítási hatásfok elérését teszi lehetővé. • A gyorsneutron-spektrumú opció továbbfejlesztett vizes eljáráson alapuló központi feldolgozóművet használ az aktinida-recirkulációhoz. • Az atomerőmű felépítését egyszerűsíti, hogy a hűtőközeg halmazállapota nem változik a reaktorban. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 40

AZ SCWR SÉMÁJA Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 41

EGY TERMIKUSNEUTRON-SPEKTRUMÚ SCWR JELLEMZŐ TERVEZÉSI PARAMÉTEREI Reaktorparaméter Referenciaérték Fajlagos beruházási költség, USD/k. We Blokkteljesítmény, MWe Neutronspektrum Nettó hatásfok, % Hűtőközeg belépő/kilépő hőmérséklete, ºC Hűtőközeg nyomása, MPa Átlagos teljesítménysűrűség, MWhőm– 3 Referencia üzemanyag 900 1700 termikus 44 280/510 25 ~100 UO 2 magas szilárdságú ausztenites, vagy ferritesmartenzites rozsdamentes acél, vagy Ni-ötvözet burkolattal ~45 10 -30 Hasonlít az ALWR-ekéhez Kiégési szint, MWnap/kgnehézfém Üzemanyag-károsodás, dpa Biztonsági megközelítés Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 42

AZ SCWR UNIKÁLIS TULAJDONSÁGAI • • • Az átalakítási hatásfok jelentős növekedése (~44%-ra) az LWR-ekéhez képest (3335%). A hűtőközeg magasabb entalpianövekedése miatt kisebb hűtőközeg-tömegforgalmat tesz lehetővé egységnyi reaktorteljesítményre vonatkoztatva. Ez csökkenti a hűtőközeg-szivattyú, a csővezetékek, elzáró szerkezetek és egyéb berendezéselemek méretét és a fajlagos szivattyúteljesítmény-igényt. A rendszer teljes hűtőközeg-tartalma kisebb, mint az LWR-ekben, ami kisebb konténment-térfogatot eredményez. Nem léphet fel a reaktorban forráskrízis, s ez elkerülhetővé teszi a hőátadási üzemállapotok váltakozását. Kiküszöbölhetővé teszi a gőzszárítók, gőzszeparátorok és a gőzfejlesztők szükségességét, ami egyszerűbb felépítésű atomerőművet eredményez. Nem követel turbinafejlesztést, minthogy azok már rendelkezésre állnak a hagyományos erőművi technológiából. Alacsony fajlagos beruházási költség (<1000 USD/k. We). Nagy mérettartományban (400 -1600 MWe) életképes, s ezáltal rugalmasan alkalmazkodik a piaci igényekhez. A rendelkezésre álló ismeretek miatt viszonylag gyorsan kifejleszthető. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 43

• • A termikusneutron-spektrumú SCWR-ek területén az utóbbi 10 -15 évben Japánban (Toshiba, Hitachi) folyik a legnagyobb fejlesztési munka (SCLWR). Érdeklődik iránta Dél-Korea, USA, Kanada, Euratom, Németország, Franciaország és Svájc is. Az európai verzió a High Performance Light Water Rector (HPLWR). Az SCWR — a magas átalakítási hatásfok, az egyszerű felépítés és az ezekből adódó alacsony fajlagos beruházási költség miatt — a gazdasági versenyképesség szempontjából kiválónak minősül. A gyorsneutron-spektrumú változat jó a fenntarthatóság tekintetében, a termikus változatról ez csak akkor mondható el, ha szimbiotikus atomenergia-rendszer részeként üzemel. Jónak minősül a proliferációállóság és a fizikai védelem vonatkozásában. Biztonsági problémái még nem teljesen megoldottak. Az SCWR-et elsősorban villamosenergia-termelésre szánják, de van olyan verziója, amely aktinidakezelésre is alkalmas. Az SCWR rendszerbe állítására jó esetben 2020‑ 25 -ben kerülhet sor. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 44

ÓLOM/BIZMUT HŰTÉSES GYORSREAKTOR (LFR) • Legfontosabb jellemzői – – gyorsneutron-spektrum, zárt üzemanyagciklus, a fertilis urán hatékony átalakítása plutóniummá, az aktinidák kezelésére (transzmutációjára) való képesség. • A vonatkozó elképzelések teljes aktinida-recirkulációs üzemanyagciklus terveznek központi és regionális üzemanyagciklus-létesítményekkel. • A reaktor hűtőközege ólom vagy ólom-bizmut eutektikum. • Teljesítőképesség-opciók: – 50 -150 MWe-os telep, amit nagyon hosszú kiégési ciklus (kampányhossz) jellemez, – 300 -400 MWe-os moduláris rendszer és – 1200 MWe-os nagy monolit atomerőmű. A „telep” elnevezés a hosszú élettartamra, gyári készítésű aktív zónára utal. Egy kisméretű aktív zóna kiégési ciklusának (kampányának) hossza 10 -30 év. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 45

AZ LFR SÉMÁJA Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 46

ÓLOM/BIZMUT HŰTÉSES GYORSREAKTOR (LFR) • Az üzemanyag fém vagy nitrid alapú fertilis anyagot és transzuránokat tartalmaz. • Az LFR legfontosabb előnyei (pl. az SFR-rel szemben is) a következők: – A magasabb kilépési hőmérséklet a hozzá kapcsolt Brayton- vagy Rankineciklus magasabb hatásfokát és a folyamathő jobb alkalmazási lehetőségét nyújtja (pl. hidrogéntermelésre vagy sótalanításra). A természetes cirkuláció nagyobb biztonságot eredményez. – A Pb és a Pb-Bi hűtőközeg előnyösebb neutronfizikai jellemzőkkel rendelkezik, mint a nátrium. Ez is hozzájárul a jobb hasadóanyag-újratermeléshez és a hosszabb (15 -20 éves) kampányhosszhoz. – Megnövelt inherens biztonságú és zárt üzemanyagciklusú atomerőművek érhetők el általuk rövid és középtávon. – Az ólom nem lép reakcióba a vízzel, ami egyszerűbb felépítésű atomerőművet eredményez. Ez határozott előny a nátriumhűtésű gyorsreaktorokkal szemben (pl. nincs szükség közbenső körre). Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 47

KÜLÖNBÖZŐ LFR OPCIÓK FŐBB REFERENCIA ADATAI Referencia adat Reaktorparaméter Hűtőközeg Kilépő hőmérséklet, °C Nyomás Reak. teljesítmény, MWhő Üzemanyag Pb-Bi telep (rövid táv) Pb-Bi modul (rövid táv) Pb, nagy (rövid táv) Pb telep (hosszú táv) Pb-Bi ~550 atmoszférikus 125 -400 fémötvözet vagy nitrid ferrites Pb-Bi ~550 atmoszfériku s ~1000 fémötvözet Pb ~550 atmoszfériku s 3600 nitrid Pb 750 -800 atmoszfériku s 400 nitrid ferrites keramikus vagy tűzálló ötvözet Burkolat Átlagos kiégési szint, MWnap/t nehéz fém Konverziós tényező Rács Primer köri áramlás ~100 1, 0 Nyitott Természetes 100 -150 >1, 0 -1, 02 Nyitott Kevert Kényszerített Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 48 100 1, 0 Nyitott Természetes

ÓLOM/BIZMUT HŰTÉSES GYORSREAKTOR (LFR) • A rendszert villamos energia és más termékek — beleértve hidrogén és ivóvíz — együttes előállítására tervezik. A kis teljesítményű telep kielégíti a kis fejlődő országok és az elszigetelt hálózatok piaci igényeit, amelyek nem rendelkeznek az üzemanyagciklusra saját infrastruktúrával. • A legrövidebb távú opciók villamosenergia-termelésre koncentrálnak, könnyen kifejleszthető üzemanyag-burkolat-hűtőközeg kombinációkkal foglalkoznak, és kapcsolt üzemanyag-recirkulációt tételeznek fel. • A hosszabb távú Pb-hűtésű opciók inherensen biztonságos reaktorra törekszenek, amelyeknek magasabb kilépési hőmérséklete (750 -800 ºC) folyamathő — pl. hidrogén — termelésére is alkalmas. • A típusra vonatkozó tapasztalatok az orosz atom-tengeralattjárók Pb-Bi hűtésű reaktoraiból (BREST gyorsreaktor), továbbá a fémötvözet üzemanyagú Integral Fast Reactor gyártási és recirkulációs fejlesztéseiből származnak. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 49

ÓLOM/BIZMUT HŰTÉSES GYORSREAKTOR (LFR) • Az LFR rendszer kiváló minősítésű a fenntarthatóságban (mivel zárt üzemanyagciklust alkalmaz hasadóanyag-újratermeléssel), a proliferációállóságban és a fizikai védelemben (mivel hosszú kiégési ciklussal rendelkezik). • Jónak minősül a biztonság és a gazdaságosság tekintetében (elsősorban a többfajta termék előállíthatóságának köszönhetően). Ennek ellenére — legalábbis egyelőre — Európában zsákutcának tartják ennek a reaktortípusnak a fejlesztését. • Az LFR rendszerbe állítása legkorábban 2020‑ 25 -ben történhet. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 50

GÁZHŰTÉSES GYORSREAKTOR (GFR) • • • Gyorsneutron-spektrumú, héliumhűtéses, zárt üzemanyag-ciklusú reaktor, magas kilépési hűtőközeg-hőmérséklettel (850 °C). A magas hőmérséklet lehetővé teszi, hogy a GFR-hez közvetlen ciklusú gázturbinás rendszer kapcsolódjék (Brayton-ciklus), ami magas energiaátalakítási hatásfokú (~48%) villamosenergia-termelést tesz lehetővé. A magas kilépő hőmérséklet folyamathő előállítására, így pl. hidrogén-termelésre is alkalmassá teszi az atomerőművet. A rendszer teljesen integrált kivitelben is megvalósítható, a kiégett üzemanyag reprocesszálható a helyszínen (pirometallurgiai vagy más száraz eljárással) és az összes hosszú életű radioizotóp (hasadási termék és aktinidák) az üzemanyagba történő helyszíni beépítését követően visszavezethetők a reaktorba transzmutálás céljából. Ezáltal minimalizálható a nukleáris anyagok szállítása. Különböző típusú üzemanyagok jöhetnek szóba a magas hőmérsékletű üzem feltételei között. A kemény gyorsneutron-spektrum jó hasadóanyag-újratermelő képességet (legalább egységnyi tenyésztési tényezőt) és magas transzmutációs hatékonyságot kölcsönöz a rendszernek. Az előbbi a rendelkezésre álló nukleáris üzemanyagkészletek — köztük a szegényített uránt tartalmazó dúsítási maradék — hatékony hasznosítását, az utóbbi a hosszú életű transzuránokat tartalmazó radioaktív hulladékok mennyiségének minimalizálását eredményezi. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 51

A GFR SÉMÁJA Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 52

REFERENCIA GFR FŐ TERVEZÉSI PARAMÉTEREI Reaktorparaméter Reaktorteljesítmény, MWhő Villamos teljesítmény (Brayton ciklusban), MWe Nettó erőműhatásfok, % Hűtőközeg belépő/kilépő hőmérséklete, ºC Hűtőközegnyomás, bar Átlagos teljesítménysűrűség, MWhőm– 3 Referencia üzemanyag-kompozíció Térfogatarány, üzemanyag/gáz/Si. C Konverziós (tenyésztési) tényező Kiégési szint, % Aktív zóna térfogata, m 3 Nyomásesés az aktív zónában, bar Maximális üzemanyag-hőmérséklet, °C Nehézatomok tömege, tonna Fajlagos Pu+MA tömeg, kg/MWe Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI Referencia érték 600 288 48 490/850 70 100 UPu. C/Si. C(70/30%), kb. 20% Pu-tartalommal 50/40/10% ~1 (önellátó) 5 5, 8 0, 4 1135 16 9, 3 53

GÁZHŰTÉSES GYORSREAKTOR (GFR) • A rendszer kielégíti a IV. generációs alapelveket és követelményeket: – a fenntarthatóságot (konverziós tényezője kb. 1, aktinida-recirkuláció), – a gazdasági versenyképességet (magas hőmérséklet, közvetlen ciklus, magas — 48% — energiaátalakítási hatásfok, hidrogén-termelés), – a proliferáció-állóságot (zárt üzemanyagciklus, U, Pu és MA együttes visszavezetése), – a biztonságot és megbízhatóságot (robusztus tervezés, negatív reaktivitásvisszacsatolás stb. ) • A GFR megvalósításának technológiai alapjai jelentősek: – több magas hőmérsékletű gázhűtésű termikusreaktor üzeme (pl. Dragon reaktor az Egyesült Királyságban, AVR és THTR Németországban, Peach Bottom és a Fort St. Vrain az Egyesült Államokban, HTTR Japánban, HTR-10 Kínában), – néhány gyorsneutron-spektrumú gázhűtésű reaktortervezet (300 MWhő teljesítményű, golyóágyas — PBMR — reaktor, 300 MWhő teljesítményű GTMHR reaktor). • A projektet az EU 6. keretprogramja befogadta. • A GFR üzembe állására legkorábban 2020– 25 -ben kerülhet sor. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 54

SÓOLVADÉKOS REAKTOR (MSR) • A sóolvadékos reaktorban az urán- és/vagy plutóniumfluoridot tartalmazó olvadt sókeverék szolgál üzemanyagként és hűtőközegként egyaránt. • A rendszer fejlesztése az 1940 -es, 1950 -es évekre nyúlik vissza. • Képes a sóolvadékba kevert összes aktinida hatékony kezelésére, illetve átalakítására. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 55

SÓOLVADÉKOS REAKTOR (MSR) • Jelenleg négy üzemanyagciklus-opció létezik: – maximális (1, 07 -ig terjedő) konverziós tényezőjű, Th-233 U üzemanyagciklusú rendszer; – katonai felhasználásra alkalmas nukleáris anyagoknak csak minimális mennyiségét tartalmazó denaturált Th-233 U konverter; – nyitott aktinidakiégető (Pu- és MA-kiégető) denaturált üzemanyagciklus minimális kémiai kezeléssel; – aktinidakiégetés folyamatos recirkulációval. • Ha a villamosenergia-termelés az elsődleges cél, akkor a nagyobb mennyiségű aktinida feloldását lehetővé tevő fluoridsók — mint pl. a Na. F/Zr. F 4 — kerülnek előtérbe. • Ha hidrogéntermelés a fő cél, akkor a kevesebb tríciumkeletkezést igénylő sók — mint pl. a Li- és a Be-fluoridok — alkalmazása előnyös. • Lehetséges a folyékony üzemanyag on-line és off-line kezelése. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 56

SÓOLVADÉKOS REAKTOR (MSR) • A reaktor fertilis üzemanyagaként a 238 U vagy a 232 Th használható olvadt sóban oldott fluoridként. • Az MSR megépíthető termikus és epitermikus neutronspektrummal. Előbbi esetben a jelenlegi elképzelés szerint grafitot használnak moderátorként. • Az MSR-ek üzemi hőmérséklet-tartománya az eutektikus fluoridsók (450 ºC körüli) olvadáspontjától a jelenleg felhasználásra alkalmasnak minősített szerkezeti anyagok (nikkel bázisú ötvözetek) kémiai kompatibilitási hőmérsékletéig (800 -850 ºC) terjed. • A termikus neutronspektrumú megoldás esetében az üzemanyagot tartalmazó sóolvadék az aktív zónába épített grafitban lévő csatornákon áramlik át. • A felmelegített olvadék egy hőcserélőben adja át hőjét a közbenső körben áramló közegnek, ami ugyancsak olvadt só. A közbenső körben áramló sóolvadék egy második hőcserélőben — a gőzfejlesztőben — adja le hőjét és termel ezáltal nagy nyomású és hőmérsékletű vízgőzt vagy forró gázt az energiaátalakítás céljára. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 57

AZ MSR SÉMÁJA Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 58

EGY REFERENCIA MSR JELLEMZŐ PARAMÉTEREI Reaktorparaméter Nettó teljesítmény, MWe Teljesítménysűrűség, MWhőm– 3 Nettó átalakítási hatásfok, % Olvadt só – belépő hőmérséklete, °C – kilépő hőmérséklete, ºC Moderátor Energiaciklus Neutronspektrum Referencia érték 1000 22 44 -50 565 700 (850 hidrogéntermelés esetén) Grafit Multi újrahevítésű, rekuperatív héliumos Brayton-ciklus Termikus Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 59

AZ MSR UNIKÁLIS TULAJDONSÁGAI • Jó neutrongazdálkodás, aminek révén számításba jöhet aktinidakiégetésre és/vagy magas hasadóanyag-termelésre. • Magas hőmérsékletű üzem, ami lehetővé teszi a folyamathő szolgáltatást (pl. hidrogéntermeléshez) és a magas energiaátalakítási hatásfokot (>40%). • Az olvadt fluoridsók nagyon alacsony gőznyomásúak, ezáltal csökken a reaktortartály és a csővezetékek falában ébredő feszültség. • A fail-safe üríthetőség, a passzív hűtés és az üzemanyagban lévő illó hasadási termékek alacsony koncentrációja révén inherens biztonság. • Az üzemanyagcsere, -feldolgozás és a hasadási termékek eltávolítása megvalósítható on-line módon, ami megteremti a magas rendelkezésre állás lehetőségét. • Az aktinida-betáplálással széles tartományban változtatható a homogén sóoldat összetétele. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 60

SÓOLVADÉKOS REAKTOR (MSR) • Az MSR rendszer a zárt üzemanyagciklus és a radioaktív hulladék kiégetésében mutatott kiváló képessége miatt a fenntarthatóság szempontjából kiválónak minősül. • Jónak minősül a biztonság, a proliferáció-állóság és a fizikai védelem tekintetében. • Gazdaságossága függ a konkrét feltételektől (pl. a termékfajták számától), s ezért további elemzést igényel. • Nemzetközileg is kiterjedt vizsgálat tárgya a gyorsítóval hajtott sóolvadékos szubkritikus rendszer (ADS – Accelerator Driven System) megvalósításának lehetősége. • A projektet már az 5. keretprogram óta befogadta az Európai Unió. • Az MSR kifejlesztése várhatóan csak 2030 körül fejeződhet be. Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 61

Köszönöm a figyelmet! Dr Csom Gyula, Dr Fehér Sándor BME NTI 62