Upload
others
View
1
Download
0
Embed Size (px)
Citation preview
Atomerőművek felépítése, tervezése
Atomerőművek 1.
Prof. Dr. Aszódi Attila, Boros Ildikó, BME NTI
Az atomenergia jelenlegi szerepe
• Az atomenergetika részesedése
a villamosenergia-termelésben
(2011, 2014)
világ 16% → 11%
EU 35% → 27%
Magyaro. 36% → 53%
• A világon 448 atomerőművi
blokk üzemel, 2 tartósan leállítva,
és 57 áll építés alatt.
• Az atomerőművi blokkok
zöme 2015-2030-ra tölti ki
tervezett élettartamát
– Átlagéletkoruk 28-30 év
2018.10.19. 2 Atomerőművek 1.
Forrás: WNA
A világ és Európa atomerőművei
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 3
Atomerőmű-generációk
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 4
Első generációs atomerőművek
• Az 50-es, 60-as évek prototípus
atomerőművi reaktorai
• Viszonylag kis egységteljesítmény
(<250 MW)
• Kis darabszámú szériák, inkább
prototípus (kivétel: Magnox)
• Biztonsági hiányosságok
• Többnyire természetes urán üzemanyag
• „Egzotikus” reaktortípusok is (FBR
– pl. Fermi I., GCR – pl. Magnox,
HWGCR – pl. Monts D'Arree,
SGHWR – Winfrith)
Winfrith SGHWR leszerelése
Winfrith SGHWR vezénylő (1967-90, 100 MWe)
HWGCR – heavy water gas cooled reactor
SGHWR – steam generating HWR
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 5
EBR (Experimental Breeder Reactor)
• 1951-ben helyezték üzembe, a világ első reaktora, amivel
áramot termeltek, de nem atomerőmű!
• Gyorsreaktor, üa.: 94%-os dúsítottságú urán, hűtőközeg
folyékony Na-K.
• Pth=1400 kW, Pe=200 kW. A
National Reactor Testing
Station egy épületének
világítását látták el vele.
Forrás: INL
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 6
Első generációs atomerőművek
• 1954. július 27: Az Obnyinszki Atomerőmű hálózatra kapcsolódik.
• Későbbi RBMK-k „atyja”, grafitmoderálású, csöves, forralóvizes
típus.
• Nettó 5 MW elektromos telj.
• 2002-ben állították le!
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 7
• 1957. december 2-án indult, 1982-ig üzemelt
• Nyomottvizes, amit eredetileg a
haditengerészet részére fejlesztettek ki
• Pth=230 MW, Pe=60 MW
• Az USA első reaktora, amelyet teljesen
leszereltek.
• Leszerelési idő: 5 év
• Befejezve: 1990 április
• Költség: 98,3 M USD
A Shippingport Atomerőmű Forrás: Pennsylvania
State Archives
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 8
9
Első generációs atomerőművek
• Magnox: szén-dioxid gáz hűtésű, grafitmoderátoros
reaktorok (GCR), természetes urán üzemanyaggal
• Az első Magnox-ot (Calder Hall) 1956-ban indították, és
2003-ban állt le
• 200-500 MWe teljesítmény
• Wylfa-1: ez az egyetlen első generációs blokk üzemel a
világon (Nagy-Britannia,
Magnox, 550 MWe)
– építés kezdete: 1963;
– első kritikusság: 1969;
– hálózatra kapcsolódás: 1971
– ma is üzemel, cumulative load factor 70,6%
Wylfa
2018.10.19. Atomerőművek 1.
Második generációs atomerőművek
• A jelenleg üzemelő blokkok nagy
része
• Kereskedelmi forgalomban
kapható, nagy darabszámú szériák
• Főleg könnyűvizes blokktípusok
ill. nehézvizes reaktorok
• Első generációs reaktorokból továbbfejlesztve
• Csak a biztonságos, gazdaságos típusokat tartották meg
• Bizonyos sztenderdizálás már megfigyelhető, de a blokkok
még számos egyedi paraméterrel rendelkeznek
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 10
Második generációs atomerőművek
• Üzemelő atomerőművek típusok szerint
Forrás: NAÜ
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 11
FORRALÓVIZES
REAKTORRAL SZERELT
ATOMERŐMŰ (BWR) 2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 12
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 13
A forralóvizes reaktor
• 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
– 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.
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 14
A BWR-ek fejlesztése • Dresden-1 (USA)
– 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
BWR felépítése
Recirkulációs hurok – teljesítményszabályozás eszköze is
Forrás: NRC
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 15
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)
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 16
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 17
• 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
BWR fűtőelemköteg
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 18
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.
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
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 19
MARK I konténment
• A Fukushima Daiichi
1-5. blokk
konténment típusa
Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 20 2018.10.19.
MARK II Konténment
A Fukushima Daiichi 6.
blokkjának konténment
típusa
Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 21 2018.10.19.
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)
Üzemzavari nyomáscsökkentés a konténmentben a kondenzációs kamra
segítségével
Gépház, Krümmel atomerőmű
Árnyékolás
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 22
NYOMOTTVIZES
REAKTORRAL SZERELT
ATOMERŐMŰ (PWR) 2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 23
24
PWR felépítése
2018.10.19. Atomerőművek 1.
Forrás: NRC Nyomottvizes reaktornál: kétkörös, a primerköri nyomás kb. 160 bar, ezért nincs
gőzképződés. A szekunder kör hagyományos víz-gőz kör, kb. 65 bar nyomással
Nyomottvizes atomreaktor (PWR)
PWR-ek a „környéken”: Paks, Mohi, Temelin, Krsko,
Dukovany, Kozloduy, Loviisa, Bohunice
Diablo Canyon (USA) MOX üzemanyag
2018.10.19. 25 Atomerőművek 1.
Hűtőrendszer sémája
Német nyomottvizes atomerőmű hűtőköreinek és tápvíz/gőz
körének sémája
1. Reaktor
2. Gőzfejlesztő
3. FKSZ
4. Térfogatkompenzátor
5. Lefúvató tartály
6. Turbina
7. Cseppleválasztó
8. Közbülső túlhevítő
9. Cseppleválasztó,
kondenzszivattyú
10. Kondenzátor
11. Főkondenzszivattyú
12. KNY előmelegítő
– kondenzhűtő
13. KNY előmelegítő
14. KNY előmelegítő
– kondenzszivattyú
15. Tápvíztartály
16. Tápvízszivattyú
17. Üzemzavari
tápvízszivattyú
18. NNY előmelegítő
– kondenzhűtő
19. NNY előmelegítő
20. Főáramkörű gőzhűtő
2018.10.19. 26 Atomerőművek 1.
CANDU
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 27
Moderátor anyagok
Moderátor
paraméterek
H2O D2O Grafit
Moderációs úthossz
[cm]
5.74 10.93 19.7
Neutronabszorpciós
hatáskeresztmetszet
[barn]
0.66 0.0026 0.0045
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 28
• 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
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 29
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)
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 30
CANDU reaktorok Európában
Unit Country Start of operation Nominal
power Load factor
Cernavoda 1 Romania December 1996 706 MWe 88,61%
Cernavoda 2 Romania October 2007 706 MWe 94,89%
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 31
CANDU-6
• 700 MW névleges teljesítmény
• 11 blokk üzemel világszerte (1983-2007)
• Összesen 34 Candu blokk
CANDU
• Nyomott csöves (nyomott reaktortartály nélkül)
• D2O moderátor és hűtőközeg
• Szeparált hűtő és moderátor rendszer
– Hűtés: ~ 100bar, 300oC
– Moderátor: ~1 bar, <80oC
• Üzem közbeni átrakás lehetséges!
• Természetes urán használata -> kis reaktivitás-tartalék a
zónában > nem kell bóros szabályozás
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 32
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 33
CANDU üzemanyag
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 34
CANDU zóna
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 35
CANDU zóna
Shielding pool arund
the calandria
Heavy water
moderator in
the calandria
CANDU üzemanyag kezelés
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 36
• Üzem közbeni átrakás: két átrakógép segítségével
• Neutrongazdag zóna – Különböző
üzemanyagok használata: natU, enyhén dúsított U (0.8-1.2%), MOX, RU (recovered uranium)
– PWR kiégett üzemanyag kémiai reprocesszálás nélkül felhasználható!
CANDU hűtőrendszer
• 2-hurkos primer kör, 4 GF
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 37
CANDU
CANDU leállító rendszerek
Forrás: AECL
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 38
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
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 39
RBMK
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 40
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 41
RBMK reaktorok a világban
• Üzemelő blokkok – 11 RBMK +
– 4 EGP-6 („mini RBMK” -
Bilibino atomerőmű)
• Építés alatt álló
blokkok: 0
Típus Blokkok száma Össz MW(e)
BWR 84 78 122
FBR 2 580
GCR 15 8040
LWGR 15 10 219
PHWR 48 23 961
PWR 270 249 621
Összesen: 434 370 543
PRIS database. Last update on 2013-09-09 (http://www.iaea.org/PRIS/home.aspx)
Moderátor
paraméterek
H2O D2O Grafit
Moderációs úthossz
[cm]
5.74 10.93 19.7
Neutronabszorpciós
hatáskeresztmetszet
[barn]
0.66 0.0026 0.0045
Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek
1.
#14 / 42 2018.10.19.
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
RBMK
43 2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 44
RBMK • RBMK – BWR összevetés
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 45
Zóna és üzemanyag
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 46
Zóna és
üzemanyag
Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek
1.
#14 / 47 2018.10.19.
A PWR és az RBMK közötti fizikai
különbségek
Nyomott vizes reaktor Csernobili típusú reaktor
víz urán víz urán víz
víz urán víz urán vízvízurán
víz vízurán
vízgrafit
vízurán
víz vízurán
vízgrafit
Moderátor anyagok
jellemzői
H2O D2O Grafit
termikus úthossz [cm] 5,74 10,93 19,7
neutronabszorpciós
hatáskeresztmetszet [barn]
0,66 0,0026 0,0045
RBMK biztonsági hiányosságok
• Pozitív üregegyüttható!
• Nagy térfogatú reaktorzóna
– Instabilitások, egyenlőtlenségek
– Xenon-lengés
• Bonyolult szabályozás (több mint 200 szabályozórúd)
• Konténment hiánya
• Tervezési alap problémái (jelentősebb hűtőközeg-vesztésre
nincs méretezve)
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 48
HARMADIK GENERÁCIÓS
ERŐMŰVEK
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 49
Harmadik generációs atomerőművek
• Jelenleg piacra kerülő típusok, a
második generációs erőművek
továbbfejlesztett változatai.
• Fejlesztés a második generációs
típusokhoz képest: evolúciós és
innovatív reaktortípusok
• Továbbfejlesztés irányai:
– Gazdasági versenyképesség javítása
– Nagyobb biztonság
– Non-proliferációs célok megvalósítása
– Fenntarthatósági szempontok
Forrás: titan2.ru
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 50
51
Harmadik generációs atomerőművek
• Gazdasági versenyképesség elérése
– Atomerőmű: villamosenergia-előállítás költsége 45-75%-a az
építés. Szénnél ugyanez 25-60%, földgáznál 15-40%.
– Nagy építési költség miatt igen tőkeigényes, hosszú távú
megtérüléssel kell számolni
– Költségeket jelentősen csökkentheti a kapcsolt termelés (távhő,
hidrogén-előállítás, tengervíz sótalanítás)
• Eszközök:
– Méret miatti megtakarítások
– Racionalizált építési módszerek, építési idő
csökkentése
– Sztenderdizálás és sorozatgyártás
– Több blokkos telephelyek.
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
52
Harmadik generációs atomerőművek
• Eszközök (folyt.):
– Projektmenedzsment eszközök:
• Hatékony beszerzés és szerződések,
• költség- és minőség-ellenőrzés,
• helyi vállalatok bevonása
• Szoros együttműködés a releváns szabályozó hatóságokkal, hatósági munka racionalizálása
– Modularizáció – előre gyártott elemek használata
– Passzív rendszerek fejlesztése (olcsóbbak!)
– Túlméretezés csökkentése fizikai
folyamatok pontosabb leírásával,
modellezhetőségével (termohidraulika,
reaktorfizika), kódfejlesztés
– Modern tervezési eszközök
• Komponensek számának csökkentése
– Hatásfok-növelés (magasabb üzemi
hőmérséklet)
– Biztonsági követelmények
sztenderdizálása nemzetközi szinten.
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
53
Harmadik generációs atomerőművek
• Nagyobb biztonság elérése – Cél:
• balesetek valószínűségének és következményeinek csökkentése
• Gyakorlatilag ki kell zárni a jelentős telephelyen kívüli kibocsátással járó szcenáriókat (konténment!)
– Eszközök: továbbfejlesztett aktív és passzív biztonsági rendszerek
• Nagyobb biztonság elérése: zónasérülési gyakoriság (Core Damage Frequency – CDF) csökkentése
• NAÜ: 1999-es INSAG-12 (International Nuclear Safety Advisory Group):
– a jelenleg üzemelő atomerőművekre cél: a súlyos zónasérülés valószínűsége 10-4 /év. (A telephelyen kívüli jelentős kibocsátás balesetkezelési eljárásokkal további egy nagyságrenddel csökkenthető.)
– új atomerőművekre a súlyos zónasérülés valószínűsége 10-5 /év lehet
– Új atomerőművekre: térben és időben korlátozott következmények
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
54
Harmadik generációs atomerőművek
• Eszközök: • műszaki eszközök
– Nagyobb víztérfogatok (nyomáskiegyenlítők, gőzfejlesztők), kisebb teljesítmény-sűrűség, negatív reaktivitás-együtthatók alkalmazása -> nagyobb tartalékok, nagyobb időállandók
– Megbízható, redundáns és diverz rendszerek, térbeli szeparációval (redundancia szint növelése)
– eszközök súlyos balesetek kezelésére is – pl. hidrogénkoncentráció kontroll
– Konténmentek megerősítése
• passzív biztonsági rendszerek
– Fizikai folyamatokon alapuló, külső beavatkozás és energiaforrás nélkül működő rendszerek
– Gravitáció, természetes áramlás, kondenzáció, párolgás és sűrített (nagy nyomású) hajtógázok segítségével hőelvonás a primer körből ill. a konténmentből –ld. paksi atomerőmű hidroakkumulátorai
– Hő elnyelése: pl. elgőzölögtető vízmedence, vagy levegő hűtés
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
A Kerena passzív biztonsága
A Kerena passzív
biztonsági rendszerei
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 55
• Kerena:
továbbfejlesztett
forralóvizes
reaktor (Areva)
• Pel=1250 MW
• Passzív biztonsági
rendszerek
56
Harmadik generációs atomerőművek
• Nagyobb biztonság elérése:
Kerena (SWR-1000) - Areva (Siemens-Framatome) BWR
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
Harmadik generációs
atomerőművek
• Kerena: továbbfejlesztett
forralóvizes reaktor (Areva)
• Pel=1250 MW
• Passzív biztonsági rendszerek:
– Üzemzavari kondenzátor
– Konténment hűtés
– Zóna elárasztás
– Passzív nyomásjeladók Source: Areva
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 57
Harmadik generációs atomerőművek • Nagyobb biztonság elérése: súlyos balesetek következményeinek csökkentése
– Nagy nyomású olvadék-kilökődés kizárása primer kör nyomáscsökkentésével
– Direkt konténment hevítés minimalizálása zónatörmelék összegyűjtésével
– Hidrogén-robbanás megelőzése (hidrogén-égetők vagy rekombinátorok)
– Gőzrobbanás megelőzése vagy arra méretezés
– Zónaolvadék-beton reakciók csökkentése, zónaolvadék hűthetősége: terülő felületek vagy
zónaolvadék-csapda kialakítása
EPR biztonsági rendszerek / Zónaolvadék-terülő felület
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 58
Harmadik generációs atomerőművek
• Non-proliferációs célok megvalósítása:
„proliferáció-rezisztens” blokktípusok
– Műszaki-tervezési eszközökkel, megfelelő
üzemeltetéssel, safeguards módszerekkel, pl.:
• Üzemanyag reprocesszálás és újrahasznosítás
központosítása (ld. GNEP)
• Hosszú (több éves) kampányok, hosszabb távon
telephelyi átrakás nélküli blokkok
• Telephelyen tárolt üzemanyag mennyiségének
csökkentése
• Reaktorban termelődő hasadóanyag-mennyiség
csökkentése
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 59
Harmadik generációs atomerőművek
• Fenntarthatóság: – Fenntartható fejlődés feltétele, hogy a
jelen nemzedék szempontjai mellett - azokkal egyenrangú módon - figyelembe vegyük a jövő nemzedékeinek szempontjait is
– Jelenlegi atomenergia-rendszerek igen alacsony hatásfokkal hasznosítják az üzemanyagot (-> urán készletek kb. 60-80 év alatt kimerülnének)
– De: reprocesszálás, új típusú (tenyésztő) reaktorok több száz évre növelik a felhasználhatóságot
– Alacsony szén-dioxid kibocsátás
– Kapcsolt termelés (hidrogén, tengervíz sótalanítás stb.)
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 60
Harmadik generációs atomerőművek
– EUR: European Utility Requirements
– Minősített blokkok:
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 61
62
Harmadik generációs atomerőművek
• Követelmények új atomerőművek építéséhez –
sztenderdizálás
– EUR: European Utility Requirements
• Fő berendezések élettartama min. 40 év, a nem cserélhető
komponenseké 60 év
• Rendelkezésre állás átlagosan min. 90%
• Éves tervezett leállás ideje <14 nap (csak átrakásnál)
• Nem tervezett SCRAM gyakoriság <1/7000 óra
• Legalább 50% MOX használható
• Kampányhossz 12-24 hónap
• 0.25 g vízszintes talajmenti gyorsulásnak
megfelelő tervezési földrengés
• Hidrogén-koncentráció <10% a konténmentben,
ha a teljes üzemanyag-burkolat oxidálódik
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
63
Harmadik generációs atomerőművek
• Követelmények új atomerőművek építéséhez –
sztenderdizálás
– EUR: European Utility Requirements
• Zónasérülési gyakoriság <10-5 /reaktorév
• Konténment: belső konténment a nyomás- és hőmérsékletcsúcsokra
tervezve, külső konténment külső veszélyek és belső kibocsátás ellen
• Súlyos balesetek gyakorisága
jelentős kibocsátással <10-6/reaktorév, e felett csak korlátozott
környezeti hatás lehet
• Korlátozott környezeti hatás:
– az első 24 órában nincs szükség veszélyhelyzeti
beavatkozásra 800 m-es körzeten túl, és egyáltalán
nem kell ott hosszú távú intézkedés
– 3 km-en túl egyáltalán nem kell veszélyhelyzeti
beavatkozás
– Növény/állat fogyasztás korlátozása max. 1-2 évre
igen kis területen 2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
Jelen helyzet
• Üzemelő 3. generációs blokkok:
– ABWR: 4 blokk Japánban (épp leállítva)
– VVER-1200: Novovoronyezs (2016), Leningrád (2018)
– APR-1400: Dél-Korea: Shin-Kori-3
– EPR: Taishan-1
– AP1000: Sanmen 1-2, Haiyang-1
• Épülő 3. generációs reaktorok:
– ABWR
• Tajvan: Lungmen-1, -2
• Japán: Shimane-3
• Litvánia (?)
– EPR
• Finnország: Olkiluoto-3
• Franciaország: Flamanville-3
• Kína: Taishan -2
– APR-1400
• Dél-Korea: Shin-Kori-4
• Egyesült Arab Emirátusok!
– AP-1000
• Kína: Haiyang-2
• USA: Vogtle 3,4,
Virgil C. Summer 3,4
– VVER-1200:
• Leningrád II (1-2)
• Novovoronyezs II (1-2)
• Fehéroroszország: Osztrovec
Olkiluoto-3
2018.10.19. 64 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
ABWR
• Advanced Boiling Water Reactor – General Electric,
Hitachi Ltd., Toshiba Corp.
• Forralóvizes reaktorral (BWR)
• Elektromos teljesítmény: 1385/1300 MW
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 65
ABWR
• 872 üzemanyagköteg
• Zóna termikus teljesítménye: 3926 MWt,
(50,6 kW/l teljesítménysűrűség)
• Reaktivitás kontroll:
hűtőközeg tömegáram,
szabályozó rudak, kiégő
méreg
• 205 motoros
finommozgatású
szabályozórúd
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 66
IAEA-TECDOC-1391 Status of advanced light water reactor designs 2004 2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 67
ABWR
• Belső keringtető szivattyúk, finommozgatású szabályozó rudak, többszörös digitális száloptikás irányítórendszer, továbbfejlesztett vezénylőterem
• 60 éves tervezett üzemidő,
• 87%-nál nagyobb rendelkezésre állás,
• 1-nél kevesebb nem tervezett SCRAM évente
• 24 hónapos kampányok
• CDF < 10-5 /reaktorév
• Jelentős kibocsátás gyakorisága < 10-6 /reaktorév
• Rövid (3+1 év) építési idő!
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 68
GE Hitachi - ABWR
1
2
3
4
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 69
70
EPR
• European Pressurized Water Reactor –
Európai Nyomottvizes Reaktor,
Framatome ANP (az AREVA és a Siemens tulajdona)
• A francia N4 és a német Konvoi típus alapján továbbfejlesztett 3.
generációs, evolúciós reaktor
• Nyomottvizes reaktorral szerelt
• Termikus teljesítmény: 4200/4500 MW
• Elektromos
teljesítmény:
~1600-1650 MW
• Hatásfok: 36-37% (a paksi blokkoké kb. 33%)
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
71
EPR
• Primer kör:
– 241 üzemanyag-kazetta, összesen 128 t UO2.
– 89 szabályozó és biztonságvédelmi rúd
– Üzemi nyomás: 154 bar
– Be/kilépő hőmérséklet: 296/327 oC
– 4 primer hurok
• Szekunder kör:
– Szekunder köri nyomás: 78 bar
– Frissgőz-hőmérséklet: 290 oC
– 1 nagynyomású + 3 kisnyomású turbina ház
• Dupla falú hermetikus védőépület, nagy utasszállító repülőgép rázuhanására méretezve
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
EPR duplafalú
konténment
EPR védőépület
72
EPR „nukleáris
sziget”
Konténment,
reaktor, primer kör
1. segédépület
3. segédépület,
pihentető medence,
friss üzemanyag-tároló
4. segédépület
2. segédépület,
vezénylőterem
Nukleáris
segédépület
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki -
Atomerőművek 1.
73
4-szeres
redundancia a fő
biztonsági
rendszereknél,
fizikai szeparáció
(pl. repülőgép-
rázuhanás vagy tűz
esetére)
IRWST (Incontainment
Refuelling Water Storage
Tank): üzemzavari
hűtőrendszer ellátása,
zónaolvadás esetén
olvadék hűtése
Duplafalú konténment
külső és belső sérülések
ellen (szellőző és
szűrőberendezésekkel),
konténmenten belül H2-
rekombinátorokkal
Zónaolvadék
felfogására és
szétterítésére
szolgáló terület
Végső konténment
hő elszállító
rendszer (spray
rendszer)
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
74
EPR - Biztonsági rendszerek
• Biztonsági filozófia: megakadályozni a telephelyen kívüli következményeket
– Javítani a balesetek megelőzését szolgáló rendszereket. Módszerek: egyszerűsítés, fizikai
szeparáció, emberi hibák lehetőségének csökkentése.
– Súlyos balesetek esetén csökkenteni a következmények súlyosságát. Módszerek:
konténment hűtése, zónaolvadék felfogása és hűtése, talapzat hűtése alulról
• Zónasérülés valószínűsége 10-6 / év, de a zónasérülés sem jelent automatikusan
nagy kibocsátást
• 6 m vastag beton talapzat
• A konténment dupla falú, a
külső héj a 2. és 3. segéd-
épületeket is
védi
A zónaolvadék-elvezető
rendszer
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
75
EPR - Biztonsági rendszerek
A zónaolvadék-elvezető rendszer
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
76
Olkiluoto-3, az első EPR • 2002 május: a finn parlament 107:92 arányban jóváhagyja az 5. blokk
létesítését (korábban ugyanilyen arányban bukott el a terv)
• 2002. szept.: nemzetközi tender
• 2003. október: TVO kiválasztja a telephelyet (Olkiluoto)
• 2003. december - döntés: az AREVA-Siemens konzorcium építheti a finn EPR-t (1600 MW, 37% hatásfok, 60 év tervezett üzemidő)
• 2004 február: megkezdődtek a földmunkák
• A telephelyi előkészületek befejeződtek, 2005. áprilisában megkezdődött a beton alaplemez készítése
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
Olkiluoto-3 projekt mérföldkövei
Komoly projektirányítási problémák, valamint az irányítástechnikai rendszer tervezési hiányosságai miatt a blokk üzembelépése jelenleg 2019-ben várható…
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 77
78
Flamanville, a második EPR
• 2004 októberében az EDF bejelentette, hogy demonstrációs
EPR blokkot kíván építeni Franciaországban
• A telephely: Flamanville, Normandia
• A tervek szerint 2012-ben kezdi meg az üzemelést
– Az új tervek szerint 2016-ban…
• 2007. december 12-én megkezdődött az építés
• (2009. január 29.: bejelentik egy második francia EPR
építésének tervét. Penly, 2012-től – Fukushima után elhalasztva)
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
AP1000 • AP1000 – Advanced Passive Plant, Westinghouse
• Nyomottvizes reaktorral (PWR), kéthurkos, 1117 MWe
• Passzív biztonsági rendszerek (dízel generátorra nincs
szükség!)
– egyszerűbb rendszerek (kevesebb komponens), mint a mai
PWR bizt. rendszerek
• NRC 2005-ben hagyta jóvá a típustervet
• PSA szerint CDF=5,09x10-7 / reaktorév
• Moduláris szerkezet (szállítás vasúton vagy hajóval)
• Építési idő: 36 hónap
• 18 hónapos kampány
• 60 év tervezett üzemidő 2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 79
AP1000
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 80
AP1000
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 81
AP1000
• Passzív biztonsági rendszerek:
üzemzavart követően 72 órán át
nincs szükség operátori
beavatkozásra
• Passzív Zónahűtő Rendszer
(PXS) – remanens hő eltávolítás,
automatikus nyomáscsökkentés,
hűtőközeg befecskendezés
• Passzív Konténment Hűtő
Rendszer (PCS)
• Vezénylőterem vészhelyzeti
használhatósági rendszere (VES)
- 11 ember 72 órára!
• Konténment izoláció –
60%-kal kevesebb átvezetés
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 82
AP1000
• Passzív
biztonsági
rendszerek
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 83
AP1000
reaktortartály
külső elárasztás
• Súlyos baleset kezelési koncepció: megelőzni a reaktortartály meghibásodást zónaolvadás esetén
• In-vessel retention (IVR)
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 84
AP1000 - Vogtle
• USA: 1978-ban adtak ki utoljára építési
engedélyt új atomerőműre
• Az új engedélyezési rendszerben (típus- és
telephely-engedélyek, valamint kombinált
építési engedélyek - COL) még nem adtak
ki COL engedélyt
• 2012. február 9: az NRC vezető bizottsága
4-1 arányban megszavazta a Southern
Company kérelmét, két új AP-1000 reaktor
építésére a Vogtle telephelyen (jelenleg két
PWR üzemel)
• A tervek szerint 2016-2017-ben 2017-2018-
ban 2019-2020-banindulhatnak az új
blokkok
• További 2 blokk épül az USA-ban (Virgil C
Summer telephely), 4 pedig Kínában
2018.10.19. 85 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
AP1000 – Vogtle – építés
86
VVER-1200
• VVER-1000 (AES-91 és AES-92) alapján
– AES-91: Tianwan
– AES-92: Kudankulam
• III+ generációs reaktor
• névleges bruttó teljesítménye 1150-1200 MW
• éves csúcskihasználási tényezője > 90%
• A nem cserélhető főberendezések tervezett
élettartama 60 év
• 18 vagy 24 hónapos kampány is elérhető
• 0,25 g maximális talajfelszíni gyorsulásra
méretezve
• zónasérülési gyakoriság 6×10-7/év,
a korai nagy radioaktív kibocsátás számított
valószínűsége <10-7/év.
Reaktor generációk
A Kudankulam atomerőmű
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 87
VVER-1200
• Két altípus:
– V491 – Atomenergoprojekt moszkvai
iroda
– V392M – szentpétervári iroda
• Fő paraméterek azonosak,
biztonsági rendszerekben vannak
különbségek
• Építések
– V392M épül a Novovoronyezs-II
erőműben (1 blokk üzemel, 1 épül)
– V491 épül: Leningrád-II (1 blokk
üzemel, 1 épül), Belarusz (2 blokk);
ilyet rendelt Finnország és
Magyarország
Blokki paraméterek
Paraméter VVER-1000
(V466B) VVER-
1200/V392M VVER-
1200/V491 Névleges
hőteljesítmény [MW] 3000 3212 3200
Névleges bruttó
elektromos
teljesítmény [MW] 1000 1195,4 1198,8
Effektív üzemidő
[óra/év] >7884 >7884 8065
Üzemidő [év] 60 60 60 Primer köri paraméterek
Fűtőelemek száma
[db] 163 163 163
Hurkok száma [db] 4 4 4 Primer hűtőközeg
tömegárama [m3/h] 84800 85600 85600±2900
Primer hűtőközeg
be/kilépő hőm. [°C] 291/321 298,6/329,7 298,6/329,7
Primer köri nyomás
[bar] 157 162 162
Szekunder köri paraméterek Frekvencia [Hz] 50 50 50
Felépítés
(turbinaházak
száma)
2KNY+1NN
Y
+2KNY
2KNY+1NNY
+2KNY 2KNY+1NNY
+2KNY
Névleges
frissgőznyomás [bar] 62,7 70 68
Névleges tápvíz
hőmérséklet [°C] 220 220 225±5
Generátor névleges
feszültség [kV] 24 - 24
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 88
Nukleáris sziget
2018.10.19.
Reaktor
Térfogatkompenzátor
Gőzfejlesztő Térfogatkompenzátor lefúvató szelep
Hidroakkumulátor
Főkeringtető szivattyú
89
Operational parameters
Efficiency 33,9%
Pressure of primary circuit 162 bar
Temperature of primary coolant 298-328 oC
Steam pressure 68 bar
Steam temperature 283 oC
Initial enrichment 4,79%
Burnable poison Gd2O3 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
VVER-1200
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 90
VVER-1200 layout
• VVER-1000 alapján
• V491: nukleáris sziget,
turbina sziget,
konvencionális zóna
• Nukleáris sziget:
reaktorépület
(konténment),
biztonsági, irányító
épületek, üzemanyag-
kezelő épület
Leningrád-II telephelye 2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 91
VVER-1200 layout
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 92
V491 biztonsági rendszerek
• EUR terminológia, biztonsági filozófia átvétele (TA1-4, TAK1-2
üzemállapotok)
• Külső események elleni védelem
– pl. 4,1 kPa hónyomás, 0,25 g maximális PGA
• Passzív biztonsági rendszerek
• Aktív rendszerek: 4x100%, fizikai szeparáció
A biztonsági rendszerek négy elkülönülő ága
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 93
V491
biztonsági
rendszerek 1. Reaktor 2. Gőzfejlesztő 3. FKSZ 4.
Térfogatkompenzátor 5.
Hidroakkumulátorok 6. Belső
konténment fal 7. Külső konténment
fal 8. Alacsony koncentrációjú bórsav
tartály (ZÜHR és zsomp közös
táptartály) 9. Hőcserélők 10.
Kisnyomású befecskendező szivattyú
11. Nagynyomású befecskendező
szivattyú 12. Sprinkler szivattyúja 13.
Magas konc. bórsav tartály
(vészbórozó rendszer) 14.
Üzemzavari bórsav szivattyú 15.
Vegyi reagensek táptartálya 16. Vegyi
reagensek szivattyúja 17. Sprinkler
befecskendezés 18. Passzív
hidrogén rekombinátor 19.
Térfogatkompenzátor, lefúvató tartály
20. Üzemzavari vegyszertartály 21.
Főgőz lefúvató rendszer 22.
Köpenytéri ventillátor 23. Szűrő 24.
Szellőztető kémény 25. Ioncserélt víz
táptartálya 26. Üzemzavari
tápszivattyú 27. Passzív remanens
hőelvonó rendszer kondenzátora 28.
Passzív RHR hőcserélője 29. RHR
GF hőcserélője 30. Vízdugó 31.
Zónaolvadék csapda 2018.10.19. 94 Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1.
V491 biztonsági rendszerek
• Aktív védelmi rendszerek (ZÜHR, sprinkler,
vészbórozó rendszer, remanenshő-elvonó,
üzemzavari tápvízrendszer, stb.)
• Lokalizációs rendszerek
– pl. konténment: előfeszített vasbetonból, félgömb
kupolával, vasbeton alaplemezzel.
– A belső konténment belső felülete szénacél
lemezekkel burkolt a nagyobb biztonság érdekében.
– A szivárgási limit 24 órára vetítve 0,2 %.
– Pd: 5 bar Td: 150 oC
• Passzív rendszerek (BDBA)
– Hidroakkumulátor (59 bar)
– Passzív konténment hűtés
– Passzív GF hűtés
• Kísérleti és numerikus megalapozás
– Passzív H-rekombinátorok (1000 kg H2)
A passzív konténment és GF
hűtés rendszere
A SPOT-PG köztes hőcserélője
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 95
V491 biztonsági rendszerek
A passzív konténment hűtés hőcserélője
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 96
V491 biztonsági rendszerek
• Zónaolvadék-csapda
• Teljes zóna befogadása, kórium
lokalizáció
• Tianwan, Kudankulam erőművekben már
telepítve
• 150 t tömeg, 6 m magasság
• Al2O3-Fe2O3 keverék olvadó töltet (200
t)
• Dupla falú csapda
• Külső hűtés az üzemzavari tartályokból és
befecskendezés a karbantartó medencéből
(passzív)
• Kísérleti és numerikus megalapozás
Zónaolvadékcsapda
1. Reaktor 2. Zónaolvadék csapda 3. Pihentető
medence 4. Karbantartó medence 5. Üzemzavari
táptartály 6. Elárasztó vezetékek – olvadék
felszínére befecskendezés 7. Csapda hőcserélő
tápcsövei 8. Gőzelszívás
2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 97
V491 biztonsági rendszerek
• Zónaolvadék-csapda
A zónaolvadék csapda elhelyezése a
Leningrád-2 telephely 1. blokkján
A 491-es projekt zónaolvadék csapdájának
olvadó töltete 2018.10.19. Reaktortechnikai szakmérnöki - Atomerőművek 1. 98