IV. generációs reaktorok és transzmutáció Csom Gyula, Fehér Sándor, Szieberth Máté

IV. generációs reaktorok és transzmutáció

Csom Gyula, Fehér Sándor, Szieberth Máté

Atomerőművek generációi

Nemzetközi együttműködés• Amerikai (DoE) kezdeményezés 2000-ben• Generation-IV International Forum (GIF)

megalakulása 2001-ben• Tagok:

– alapítók: Argentína, Brazília, Kanada, Franciaország, Japán, Korea, Dél-Afrika, Nagy-Britannia, USA

– csatlakozók: Svájc (2002), Euratom (2003), Kína és Oroszország (2006)

– megfigyelők: NAÜ, OECD NEA (titkárság)

Célkitűzések I.

• Fenntarthatóság– Jobb üzemanyag-hasznosítási hatásfok: az

üzemanyagciklus zárása, reprocesszálás– Kevesebb radioaktív hulladék és rövidebb tárolási idő:

szétválasztás és transzmutáció

• Gazdaságosság– Egyértelmű árelőny más energiaforrásokal szemben:

a beruházási költség és a kivitelezés időtartamának csökkentése.

– Más energiaforrásokkal azonos szintű pénzügyi kockázat

Célkitűzések II.

• Biztonság és megbízhatóság– kiválóságra törekvés – nagyon alacsony zónasérülési valószínűség: passzív

biztonsági elemek– törekvés telephelyen kívüli veszélyhelyzeti

intézkedések szükségtelenné tételére

• Fegyvercélra való alkalmatlanság és fizikai védelem– Hasadóanyagok illetéktelen kezekbe jutásának

megakadályozása és terrortámadás elleni védelem

Negyedik generációs atomerőművek

• Az Egyesült Államok kormányzata 2000-ben kezdeményezte olyan új típusú, negyedik generációs atomerőművek kifejlesztését, amelyek 2025–2030 körül állhatnak üzembe.

• Az Egyesült Államok céljait széleskörű 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 EU-tagországot képviseli. 2006-tól Oroszország és Kína is tagja a GIF-nek. Jelenleg napirenden van India csatlakozása.

Negyedik generációs atomerőművek

• 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. Valamennyi típussal szemben alapvető követelmények a következők:

– gazdaságosság, – a természeti erőforrások fenntartása, – a keletkező hulladékok minimalizálása, – biztonság és megbízhatóság, – katonai célra való felhasználhatatlanság.

• További fontos követelmény a negyedik generációs atomerőművek fejlesztésében az üzemanyagciklus új átgondolása, új típusú üzemanyagciklus kifejlesztése.

A GIF által javasolt reaktor típusok

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.

Üzemanyagciklusok

• A GIF a nukleáris üzemanyagciklus négy osztályát definiálta: – nyitott ciklus, – plutónium részleges recirkulációja, – teljes plutónium-recirkuláció, – transzurán elemek teljes recirkulációja.

Koncepcióneutron-spektrum

hűtő-közeg

hőmér-séklet

°Cnyomás(1) üzem-

anyag

üzem-anyag-ciklus

teljesítő- képesség

MWe

termék

Na-hűtéses gyorsreaktor

gyors Na 550 alacsony U-238 és MOX

zárt 150-500500-1500

vill. energia

Nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor

termikus He 1000 magas UO2

hasáb vagy golyók

nyitott 250 hidrogénés vill. energia

Szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor

termikus v. gyors

víz 510-550

nagyon magas

UO2 nyitott (term.) zárt (gyors)

1500 vill. energia

Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor

gyors Pb-Bi 550-800

alacsony U-238 (+) zárt (regionális)

50-150300-4001200

vill. energiaés hidrogén

Gázhűtéses gyorsreaktor

gyors He 850 magas U-238 (+) zárt 288 vill. energia és hidrogén

Sóolvadékos reaktor epiter-mikus

fluo-rid-sók

700-800

alacsony UF sóban feloldva

zárt 1000 vill. energia és hidrogén

Megjegyzések: (1) magas = 7‑15 MPa; (+) kisebb mennyiségű U-235-tel vagy Pu-239-cel

A negyedik generációs reaktorkoncepciók legfontosabb jellemzői

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.

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.

Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR)

A nátriumhűtésű gyorsreaktor a hat Generation IV rendszer technológiailag leginkább kifejlesztett rendszere. A koncepció a nátriumhűtésű gyorsreaktorokkal nyolc országban 5 évtizeden keresztül szerzett több, mint 300 reaktorévnyi tapasztalaton alapul. SFR-eket üzemeltetnek régóta Franciaországban, Japánban, Németországban, az Egyesült Királyságban, Oroszországban és az Egyesült Államokban. A demonstrációs atomerőművek teljesítménytartománya 1,1 MWhő-től (az 1951-ben üzembe helyezett EBR-I) 1200 MWe-ig (az 1985-ben üzembe helyezett Super Phenix) terjed. A kiégetési szint 150-200 MWnap/tonna tartományig kísérletileg demonstrált mind a MOX, mind a fém üzemanyagra. A kiégett üzemanyag reprocesszálására továbbfejlesztett vizes eljárás a PUREX eljárás sok éves üzemi tapasztalatain alapul. A pirofolyamat kifejlesztés alatt áll az Integral Fast Reactor program 1984. évi kezdete óta az Egyesült Államokban. A fém üzemanyag távműködtetett gyártását az 1960-es években demonstrálták.

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.

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.

VHTR-rel üzemelő hidrogéntermelő létesítmény sémája


• Egy hidrogéntermelésre dedikált 600 MWhő teljesítményű VHTR több, mint 2 millió normál m3 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.

Reaktorparaméter Referencia érték

Reaktorteljesítmény, MWhő

Hűtőközeg be/kilépő hőmérséklete, ºCHűtőközeg be/kilépő nyomásaHélium tömegárama, kgs-1

Átlagos teljesítménysűrűség a reaktorban, MWhőm

–3

Referencia üzemanyag

Nettó erőműhatásfok, %

600640/1000

Folyamattól függő320

6-10ZrC-burkolatú szemcsék,

pálcák vagy golyók.>50

Egy 600 MWhő teljesítőképességű VHTR referencia adatai


• 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 VHTR rendszer – a magas átalakítási hatásfok és hidrogéntermelési hatékonyság miatt

gazdasági szempontból kiváló, – biztonsága és megbízhatósága magas fokú (elsősorban a reaktor

belső (inherens) biztonságának köszönhetően), – jónak tekinthető a proliferációállóság és a fizikai védelem

vonatkozásában,– a nyitott üzemanyagciklus miatt azonban kevésbé jó a

fenntarthatóság biztosításában. (Ez utóbbi minősítés lényegesen jobbá tehető, ha a VHTR egy 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.

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

aktinida-recirkulációval. • Mindkettő elgőzölgő vízzel hűtött. A termikus és a gyors verziók közötti

különbség az SCWR aktív zónájában lévő moderátor mennyiségében van. 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.

Reaktorparaméter Referenciaérték

Fajlagos beruházási költség, USD/kWe

Blokkteljesítmény, MWe

NeutronspektrumNettó hatásfok, %Hűtőközeg belépő/kilépő hőmérséklete, ºCHűtőközeg nyomása, MPaÁtlagos teljesítménysűrűség, MWhőm

–3

Referencia üzemanyag

Kiégési szint, MWnap/kgnehézfém

Üzemanyag-károsodás, dpaBiztonsági megközelítés

9001700

termikus44

280/51025

~100UO2 magas szilárdságú

ausztenites, vagy ferrites-martenzites rozsdamentes acél,

vagy Ni-ötvözet burkolattal~45

10-30Hasonlít az ALWR-ekéhez

Egy termikusneutron-spektrumú SCWR jellemző tervezési paraméterei

Az SCWR unikális tulajdonságai

• Az átalakítási hatásfok jelentős növekedése (~44%-ra) az LWR-ekéhez képest (33-35%).

• 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/kWe).• Nagy mérettartományban (400-1600 MWe) életképes, s ezáltal rugalmasan

alkalmazkodik a piaci igényekhez.• A rendelkezésre álló ismeretek miatt viszonylag gyorsan kifejleszthető.

Szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor (SCWR)

• 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.

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.


• 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

Rankine-ciklus 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).

Reaktorparaméter

Referencia adat

Pb-Bi telep(rövid táv)

Pb-Bi modul(rövid táv)

Pb, nagy (rövid táv)

Pb telep(hosszú táv)

HűtőközegKilépő hőmérséklet, °CNyomásReak.teljesítmény, MWhő

Üzemanyag

Burkolat

Átlagos kiégési szint, MWnap/t nehéz fém

Konverziós tényezőRácsPrimer köri áramlás

Pb-Bi~550

atmoszférikus125-400

fémötvözetvagy nitrid

ferrites

~1001,0

NyitottTermészetes

Pb-Bi~550

atmoszférikus~1000

fémötvözet

ferrites

100-150>1,0

NyitottKényszerített

Pb~550

atmoszférikus3600nitrid

ferrites

100-1501,0-1,02Kevert

Kényszerített

Pb750-800

atmoszférikus400

nitrid

keramikus vagy tűzálló

ötvözet

1001,0

NyitottTermészetes

Különböző LFR opciók főbb referencia adatai


• 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.


• Az LFR rendszer kiváló minősítésű a fenntarthatóságban (mivel zárt üzemanyagciklust alkalmaz hasadóanyag-újratermeléssel), a proliferáció-állóságban 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.

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.


Reaktorteljesítmény, MWhő

Villamos teljesítmény (Brayton ciklusban), MWe

Nettó erőműhatásfok, %Hűtőközeg belépő/kilépő hőmérséklete, ºCHűtőközegnyomás, barÁtlagos teljesítménysűrűség, MWhőm

–3

Referencia üzemanyag-kompozíció

Térfogatarány, üzemanyag/gáz/SiCKonverziós (tenyésztési) tényezőKiégési szint, %Aktív zóna térfogata, m3

Nyomásesés az aktív zónában, barMaximális üzemanyag-hőmérséklet, °CNehézatomok tömege, tonnaFajlagos Pu+MA tömeg, kg/MWe

60028848

490/85070

100UPuC/SiC(70/30%), kb.

20% Pu-tartalommal50/40/10%

~1 (önellátó)5

5,80,4

1135169,3

Referencia GFR fő tervezési paraméterei

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 reaktivitás-visszacsatolás

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 StVrain az Egyesült Államokban, HTTR Japánban, HTR-10 Kínában),

– néhány gyorsneutron-spektrumú gázhűtésű reaktortervezet (300 MWhő teljesítményű, golyóágyas — PBMR — reaktor, 300 MWhő teljesítményű GT-MHR reaktor).

• A projektet az EU 6. keretprogramja befogadta.• A GFR üzembe állására legkorábban 2020–25-ben kerülhet sor.

Sóolvadékos reaktor (MSR)

• A sóolvadékos reaktorban az urán- és/vagy plutónium-fluoridot 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.


• Jelenleg négy üzemanyagciklus-opció létezik: – maximális (1,07-ig terjedő) konverziós tényezőjű, Th-233U

üzemanyagciklusú rendszer; – katonai felhasználásra alkalmas nukleáris anyagoknak csak

minimális mennyiségét tartalmazó denaturált Th-233U 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 NaF/ZrF4 — 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.


• A reaktor fertilis üzemanyagaként a 238U vagy a 232Th 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.


Nettó teljesítmény, MWe

Teljesítménysűrűség, MWhőm–3

Nettó átalakítási hatásfok, %Olvadt só – belépő hőmérséklete, °C – kilépő hőmérséklete, ºCModerátorEnergiaciklus

Neutronspektrum

100022

44-50565

700 (850 hidrogéntermelés esetén)Grafit

Multi újrahevítésű, rekuperatív héliumos Brayton-ciklus

Termikus

Egy referencia MSR jellemző paraméterei

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.


• 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.

Transzmutáció• Általánosan: új kémiai elem megjelenése a

magátalakulás hatására (sugárkárosodás)• Jelen esetben: hosszú felezési izotópok átalakítása rövid

felezési idejű vagy stabil izotópokká neutronbesugárzás segítségével

Alapvetően új megoldásAlapvetően új megoldás

Particonálás (kémiai szétválasztás) &

Transzmutálás (neutron-besugárzással kiváltott magátalakítás -

„kiégetés”)

• Cél: a felezési idő, az aktivitás, és a hulladékmennyiség (térfogat) csökkentése

Szétválasztási technológiákSzétválasztási technológiák

• PUREX: – Kiegészítve is csak részben alkalmas– Fejlesztés folyik

• Egyéb specifikus eljárások– pirometallurgiai, pirokémia eljárások– részben már vannak, de a fejlesztés folyik

Várhatóan ez nem lesz akadály

Radioaktív hulladékokRadioaktív hulladékok

• Kis aktivitású radioaktív hulladékok• Közepes aktivitású radioaktív hulladékok• Nagyaktivitású radioaktív hulladékok

– Rövid felezési idejűek (< 10 év)– Közepes felezési idejűek (10-30 év)– Hosszú felezési idejűek (30-109 év)– Nagyon hosszú felezési idejűek (> 109 év)

Nagy aktivitású hulladékokNagy aktivitású hulladékok

• Aktinidák• Hosszú felezési idejű hasadási termékek

Hasadási termékHasadóizotóp

90Sr 99Tc 129I 137Cs235U 5,78 6,11 0,6 6,19238U 3,34 6,23 0,62 6,0

237Np 3,44 6,61 0,97 6,18239Pu 2,1 6,21 1,37 6,61240Pu 1,84 5,97 1,35 6,57241Pu 1,54 5,96 0,82 6,65242Pu 1,24 6,0 0,97 6,72

241Am 1,37 6,62 1,36 6,41242Am 1,38 5,35 1,47 6,14243Am 1,14 5,02 1,21 6,29

Hasadási termékekHasadási termékek

Kumulatív keletkezési gyakoriság [%]

Izotóp Termelt

mennyiség(a), kg/GWeév

Felezési idő,

év

Bomlási mód

79Se 0,158 6,5104 85Kr 0,75 10,76 90Sr 15,3 28,1 93Zr 23,1 1,5106 94Nb 2,0104 99Tc 26,6 2,1105

107Pd 6,8 7,0106 113mCd 13,6 126Sn 0,69 1,0105

129I 5,8 1,7107 135Cs 12,5 2,3106 137Cs 35,8 30,1 151Sm 87

(a) UO2 üzemanyag, 45-50 GWnap/t kiégés, 5 év hűtés után.

Hasadási termékekHasadási termékek

AktinidákAktinidák

• Benne: transzurán izotópok (TRU)• Csoportjai:

– domináns aktinidák (Pu, U)– másodlagos aktinidák – MA (Np, Am, Cm)

IzotópTermelt

mennyiség(a),kg/GWeév

Felezésiidő,év

Bomlásimód

233U 1,59105

235U 7,04108 236U 2,34107

238U 4,47109 237Np 15,6 2,14106 238Pu 7,46 87,7 sf239Pu 125,3 24,3103 240Pu 60,8 6,56103 sf241Pu 26,3 13,2

242Pu 17,6 3,74105 sf241Am 9,3 433 242Am 0,004

242mAm 0,016 141 243Am 3,5 7,36103 243Cm 0,012 30 sf244Cm 1,557 18,10 sf245Cm 0,075 8,50103 sf246Cm 0,1 4,73103 sf

(a) UO2 üzemanyag, 45-50 GWnap/t kiégés, 5 év hűtés után.

AktinidákAktinidák

Mennyiségi adatokMennyiségi adatok

• 1 GWeév termelés mellett keletkezik (LWR)~ 130 kg hosszú és közepes élettartamú FP~ 300 kg radiotoxikus aktinida (Pu, Np, Am, Cm,…)~ 900 kg rövid élettartamú és stabil FP

• 1 tonna kiégett üzemanyag tartalma~ 955 kg urán (benne ~ 8 kg 235U)~ 10 kg plutónium~ 1 kg MA (0,4 kg Np, 0,3 kg Am, 0,03 kg Cm)~ 34 kg hasadási termék

• Plutónium felhalmozódás a világon2000-ig: ~ 1300 tonna2000 után: ~ 80 tonna/év

Nonproliferation!

• Radiotoxicitás - 1

• Radiotoxicitás - 2

• Relatív radiotoxicitás

• Maradék kockázat

A hosszú távú kockázatokA hosszú távú kockázatok

i

iiD (t)DCFA(t)

)()(

)(,

, tt

tUD

DDrel

dtttKT

tUDDm )()( ,

i i

iiA ÉFEK

tAft

)()(

““Tiszta” atomenergetikaTiszta” atomenergetika

Szükséges tárolási idő

0.01

0.1

1

10

100

1000

10000

100000

1 10 100 1000 10000 100000 1000000

Idő (év)

Rel

atív

radi

otox

icitá

s

A kiégett üzemanyag hosszútávú kockázata

• A radiotoxicitást a Pu izotópok (1%) határozzák meg: az üzemanyagciklus zárása szükséges

• A másodlagos aktinidák hozzájárulása nagyon jelentős• A hasadási termékek rendszerint rövidebb felezési

idejűek

1.00E-03

1.00E-02

1.00E-01

1.00E+00

1.00E+01

1.00E+02

1.00E+03

1.00E+04

1.00E+05

1.00E+06

1.00E+07

1 10 100 1000 10000 100000 1000000Idő (év)

Re

latí

v r

ad

ioto

xic

itá

s

Összes

Pu-238

Pu-239

Pu-241

Has. term.

A nagyaktivitású hulladék hosszú A nagyaktivitású hulladék hosszú távú kockázatatávú kockázata

1.E-03

1.E-02

1.E-01

1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

1.E+06

1.E+07

1 10 100 1000 10000 100000 1000000

Idő (év)

Re

latí

v r

ad

ioto

xic

itá

s

Összes

Pu-238

Pu-239

Pu-241

Has. term.

A relatív radiotoxicitás alakulása nyílt üzemanyagciklus esetén

1.E-03

1.E-02

1.E-01

1.E+00

1.E+01

1.E+02

1.E+03

1.E+04

1.E+05

1.E+06

1 10 100 1000 10000 100000 1000000

Idő (év)

Re

latí

v r

ad

ioto

xic

itá

s

Sum

SR 90

TC 99

CS 135

CS 137

I 129

A hasadási termékek radiotoxicitása

A nagyaktivitású hulladékA nagyaktivitású hulladék hosszú távú hosszú távú kockázatakockázata

A transzmutáció... A transzmutáció...

• ...lényege: Átalakítás rövid élettartamú vagy stabil izotóppá

Radikális megoldás• ...fő fázisai:

– reprocesszálás– leválasztás (P: partitioning)– recirkulálás P&T technológia– transzmutálás (T: transmutation)

• …története: – ’40-es években vetődött fel először (gyorsítókkal)– 1958: első publikáció– 1976: NAÜ kutatási program– 1982: NAÜ tanulmány („technikailag megvalósítható, de költséges”)– 1988: Japán kormány kezdeményezése (Options of MakingExtraGains from

Actinides)– 1990-es években igen gyors fejlődés– Ma:

• több nemzeti program (USA, Japán, Oroszország, …)• nemzetközi programok (OECD/NEA, Európai Unió, NAÜ, CERN)

A transzmutáció elvi alapjaiA transzmutáció elvi alapjai

• Termikus neutronokkal: főleg (n,γ) reakcióval

• Gyorsneutronokkal: (n,γ), (n,p), (n,2n), (n,3n), (n,f)

• Transzmutációs alapkövetelmény:Teff<<T

trtr

trtreff

treff

eff

T

T

tr

trT

2ln

2/1

trtr

treff

TT

TTT

2ln

2/12/1

2/12/12/1

treff TT 2/12/1

Transzmutáció fizikai kritériumaiTranszmutáció fizikai kritériumai

• Nagy • Nagy tr

• Transzmutáció reakcióterméke rövid élettartamú, vagy stabil legyen

Hosszú felezési idejű hasadási Hosszú felezési idejű hasadási termékek transzmutációjatermékek transzmutációja

(stabil)n s RuTc),Tc( 1008,1510099

(stabil)n XeI),(I 130h 12,36130129

• Reakciók, pl.:

A hosszú felezési idejű hasadási termékek (n,γ) -hatáskeresztmetszete négy referencia neutronspektrumra

σc, barn Gyorsreaktor Termikus reaktor

Izotóp Kemény

spektrum(a) Lágy spektrum(b) Kemény spekt-

rum(c) Lágy spektrum(d)

79Se 0,28 0,445 4,6 14,6 93Zr 0,075 0,126 0,716 1,28 99Tc 0,493 0,707 9,53 15,6

107Pd 0,781 1,06 3,5 4,71 126Sn 0,008 0,009 0,011 0,028

129I 0,302 0,432 2,38 7,75 135Cs 0,16 0,271 2,42 4,52 90Sr 0,01 0,011 0,066 0,239

137Cs 0,019 0,029 0,024 0,055 151Sm 1,46 2,52 584,0 3150

(a) Na-hűtésű, fém üzemanyagú gyorsreaktor spektruma (b) Na-hűtésű, oxid üzemanyagú gyorsreaktor spektruma (c) MOX üzemanyagú PWR spektruma (d) Homogén grafitmoderátorú reaktor (C/U=1000) jól termalizált spektruma


Következtetés:• Termikus neutronok alkalmasak• 126Sn, 90Sr, 137Cs gazdaságosan nem transzmutálható• 99Tc technológiailag is könnyű• 129I nehezebb (gáz halmazállapotú termék) tr viszonylag kicsi igen nagy kell

• 99Tc és 129I transzmutációja jöhet szóba


• Termikus neutronokkal c általában nagy, de távolabbi TRU-ok

épülnek fel f csak néhány izotópnál 0

• Gyors neutronokkal– valamennyi aktinida hasad (küszöbenergia)– zavaró reakció itt is van (n,)– követelmény: f / c nagy legyen

Aktinidák transzmutációjaAktinidák transzmutációja

• Kétlépéses transzmutáció– termikus és gyors spektrumra is szükség

van


),(),(1,2

),( 239238238237 fnPunPud

NpnNp

),(),(16316

),( 239238242242241 fnPunPud

Cmh

AmnAm

),(),(1,1810

),( 241240244244243 fnPunPud

Cmh

AmnAm


Az aktinidák transzmutációs hatáskeresztmetszete termikus-(PWR) és gyorsneutron-spektrumban (FBR)

PWR FBR Nuklid

σf σc σf/σc σf σc σf/σc 237Np 0,52 33 0,0158 0,32 1,7 0,188 238Np 134 13,6 9,853 3,6 0,2 18 238Pu 2,4 27,7 0,0866 1,1 0,58 0,1897 239Pu 102 58,7 1,1738 1,86 0,56 3,321 240Pu 0,5 110,6 0,0045 0,36 0,57 0,632 241Pu 94,8 36,7 2,583 2,49 0,47 5,298 242Pu 0,43 29 0,0148 0,23 0,44 0,523

241Am 1,1 110 0,01 0,27 2,0 0,135 242Am 159 301 0,528 3,2 0,6 5,333

242mAm 595 137 4,343 3,3 0,6 5,5 243Am 0,44 49 0,009 0,21 1,8 0,117 242Cm 1,14 4,5 0,253 0,58 1,0 0,58 243Cm 88 14 6,286 7,2 1,0 7,2 245Cm 116 17 6,824 5,1 0,9 5,667

0.0001

0.001

0.01

0.1

1

10

100

1000

10000

1E-5 1E-4 1E-3 1E-2 1E-1 1E+0 1E+1 1E+2 1E+3 1E+4 1E+5 1E+6 1E+7Energy [eV]

Cro

ss

-se

cti

on

[b

arn

]

Fission

Capture

A A 237237Np hasadási és neutronbefogási Np hasadási és neutronbefogási hatáskeresztmetszetehatáskeresztmetszete

0.00001

0.0001

0.001

0.01

0.1

1

10

100

1000

10000

100000

1E-5 1E-4 1E-3 1E-2 1E-1 1E+0 1E+1 1E+2 1E+3 1E+4 1E+5 1E+6 1E+7Energy [eV]

Cro

ss-s

ecti

on

[b

arn

]

Fission

Capture

A A 239239Pu hasadási és neutronbefogási Pu hasadási és neutronbefogási hatáskeresztmetszetehatáskeresztmetszete

Aktinidák transzmutációja

• Az aktinida izotópokra bomlási sor épül: hasadás kell

• Nagy energiájú neutronokra valamennyi aktinida hasad (pl. Np237)

• Megoldás: gyorsreaktor

(n,)

(n,)

(n,)

(n,)

(n,)

(n,) 95%

(n,) 5%

(n,)

(n,)

(n,)

244Am

– (84%) 16 h

– 4,96 h

– 16 h

432,1 a

14,4 a

7,04·108 a

2,34·107 a

4,47·109 a

9,3·103 a

7,38·103 a

162,8 d

28,5 a

18,1 a

+ – 15 a

–

-

246Cm

245Cm

(n,2n)

(n,2n)

(n,2n)

(n,2n) (n,2n)

(n,2n)

(n,2n)

(n,2n)

(n,2n)

(n,2n) (n,2n)

(n,2n) (n,)

243Pu

245Am

(n,) (n,) (n,)

(n,) 11%

244Cm

(n,) 8,9%

241Am

242Pu

K-bef. (16%)16 h

3,76105 a

4,73103 a

241Pu

240Pu

239Pu

238Pu -

2,1 d

- 2,4 d

- 7m, 1h

(n,)

(n,) (n,)

- 14,1 h

- 23,5 m

- 6,8 d

6,63 a

240Np 240U

2,44104a

(n,)

(n,)

(n,)

239U 239Np

238U 238Np

237U 237Np

236U

235U

244mAm

243Cm 243Am

242Am 242Cm

241Cm

242mAm

2. ábra. A transzurán izotópok keletkezési-átalakulási sémája

1.0E-05

1.0E-04

1.0E-03

1.0E-02

1.0E-01

1.0E+00

1.0E+01

1.0E+02

1.0E+03

1.0E+04

1.0E-05 1.0E-04 1.0E-03 1.0E-02 1.0E-01 1.0E+00 1.0E+01 1.0E+02 1.0E+03 1.0E+04 1.0E+05 1.0E+06 1.0E+07

Neutron energia (eV)

Hat

ásk

eres

ztm

etsz

et (

bar

n)

hasadás

befogás

hasadás/befogás


• Következtetés

–gyorsneutron-spektrumban lehet hatékonyan

–a spektrum átlagenergiája a döntő

–speciális esetekben kétlépéses transzmutáció

Transzmutáló eszközökTranszmutáló eszközök

• Ma üzemelő atomreaktorok: – LWR (PWR és BWR)– HWR– LMFBR

• Dedikált berendezések– gyorsneutron-spektrumú atomreaktorok– nagyfluxusú termikusneutron-spektrumú atomreaktorok– gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszerek

• termikusneutron-spektrum• gyorsneutron-spektrum

• Fontos szempontok– transzmutációs hatékonyság– hatás a berendezés biztonságra

(pl.: Na-voideffektus, Doppler-tényező)

Gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszer (ADS)

• Nagyenergiájú neutronok spallációs reakciókból

• Szubkritikusság:– biztonság a reaktivitás

balesetekkel szemben– magasabb másodlagos

aktinida koncentráció a zónában

• Jobb transzmutációs hatásfok

• Technológia nehézségek a gyorsítóval és a céltárggyal


A σf/σ c arány a különböző lehetséges transzmutáló rendszerekben kial a-kuló neutronspektrumok átlagenergiájánál

Kritikus rend-szer

Gyorsítóval hajtott oxidüzemanyagú szubkritikus

rendszer

Gyorsítóvalhajtott fém

üzemanyagúszubkritikus

rendszer

Jellem-ző, ill.nuklid

oxidüzem-anyag

fémüzem-anyag

keff=0,9 keff=0,8 keff=0,7 keff=0,8 keff=0,7

Elsőütközé-si spek-

trum

Hasadá-si spek-

trum

Átlagosneutron-energia,keV

273 328 325 406 491 418 563 720 ~2000

237Np 0,57 0,79 0,71 0,9 1,15 0,96 1,47 1,5 6,23241Am 0,35 0,44 0,43 0,55 0,7 0,54 0,85 0,72 3,87243Am 0,34 0,48 0,44 0,56 0,73 0,57 0,92 0,77 4,14244Cm 1,78 2,37 2,19 2,72 3,41 2,85 4,22 4,18 15,0

Üzemanyag-hasznosítási Üzemanyag-hasznosítási problémákproblémák

• Üzemanyag-hasznosítás napjainkban – a reaktorok 99%-a termikus reaktor– nagyon alacsony hatásfok (kb. 0.15-0.2%)

– U források (<80 $/kgU): 3.5 millió t 14000 GWeév

– jelenlegi kapacitás: 375 GWe 35-40 év

– teljes energiatartalom: 8 millió GWév!!!

• a transzmutáció megvalósításának nincsen értelme az üzemanyag-hasznosítás hatásfokának növelése nélkül

• a két problémát együtt kell kezelni• rendszerelemzés szükséges

Üzemanyaghasznosítási hatásfokÜzemanyaghasznosítási hatásfok csak termikus reaktorokat tartalmazó rendszerekben

0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

0 0.01 0.02 0.03 0.04

Növekedési ütem (év -1)

Hatá

sfo

k (

%)

PWRPWR/IBBWRHWR/NUHWR/LEU

0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

0.7

0.8

0.9

1

0 0.01 0.02 0.03 0.04

Növekedési ütem (év -1)

Hat

ásfo

k (%

)

PWRPWR/PuPWR/IBBWRHWR/NUHWR/LEUAPWR

Nyílt üzemanyagciklus Zárt üzemanyagciklus

Szimbiotikus atomerőmű-Szimbiotikus atomerőmű-rendszerekrendszerek

• Definíció:– Termikus és gyorsreaktorokat tartalmaz– Éppen elegendő Pu-ot termel az összes reaktor

számára

• Optimális az üzemanyag-hasznosítás szempontjából

0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

0 0.01 0.02 0.03 0.04

Növekedési ütem (év-1)

Telj

es

ítm

én

y a

rán

y (

%) 2

3456

• Termikus reaktorok részaránya

– növekedési ütemmel csökken

– az APWR esetében a legmagasabb (C~0.9)

Szimbiotikus atomerőmű-rendszerekSzimbiotikus atomerőmű-rendszerek 2 — PWR/Pu + LMFBR; 3 — APWR + LMFBR;

4 — BWR + LMFBR; 5 — HWR/NU + LMFBR; 6 — HTGR + LMFBR

• Üzemanyag-hasznosítás

– növekedési ütemmel romlik

– vegyes rendszerek a legjobbak

– szegényített uránnal való helyettesítés lehetősége

5

10

15

20

25

30

35

0 0.01 0.02 0.03 0.04

Növekedési ütem (év-1)

Hat

ásfo

k (%

)

1

2

3

4

5

6

Szimbiotikus atomerőmű-rendszerekSzimbiotikus atomerőmű-rendszerek 1 — csak LMFBR ; 2 — PWR/Pu + LMFBR; 3 — APWR + LMFBR;

4 — BWR + LMFBR; 5 — HWR/NU + LMFBR; 6 — HTGR + LMFBR

• Szimbiotikus rendszer + transzmutáció– Mindkettő igényli és lehetővé teszi a nukleáris

energetika fejlődését– kölcsönösen feltételezik egymást– összekapcsolásuk szükséges– a felhalmozódott szegényített urán és kiégett

üzemanyag kiválthatja a természetes uránt

Kétszeresen zárt atomenergia-Kétszeresen zárt atomenergia-rendszerekrendszerek

Spent fuel

Depleteduranium

Reprocessingand

partitioning

Fuelfabrication

Fuel fortransmutation

Transmutation inthermal spectrum(e.g. TTR or ADS)

Transmutation infast spectrum

(e.g. FBuR or ADS)

Thermalreactor

(converter)

Fast reactor(breeder)

Short- and medium-lived radioactive waste (LLW, MLW, HLW)

U,Pu U,PuU

Pu, U, MA, FP Pu, U, MA, FP

Pu, U, MA,(LLFP)

U, Pu,LLFP, (MA)

Pu, U, MA, FP

U

U

U, Pu MA, LLFP, ( Pu)

LLWLLWLLW

LLWHLW

LLW

Kétszeresen zárt atomenergia-Kétszeresen zárt atomenergia-rendszerekrendszerek

Az üzemanyagciklus átalakulása

Az üzemanyagciklus átalakulása

Documents

IV. generációs reaktorok és transzmutáció Csom Gyula, Fehér Sándor, Szieberth Máté