ÚJ FEJLESZTÉSEK A BIZTONSÁGOSABB ATOMREAKTO-ROK LÉTREHOZÁSÁRA – NEGYEDIK GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK

2005. szeptember 16. Dr. Csom Gyula, Pécs 1

ÚJ FEJLESZTÉSEK A BIZTONSÁGOSABB ATOMREAKTO-ROK LÉTREHOZÁSÁRA – NEGYEDIK

GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK

Dr. Csom Gyula

professor emeritus

BME Nukleáris Technikai Intézet


TARTALOM

1. Bevezetés

2. Szóba jöhető üzemanyagciklusok

3. Alapelvek a jövő atomenergia-rendszereinek kiépítéséhez

4. Generation IV International Forum (GIF)

5. A Generation IV fejlesztési irányai

6. Magyarországi lehetőségek és teendők

Irodalom


1. BEVEZETÉS

Az atomenergetika fejlődése a elmúlt fél évszázadban

1. ábraAz atomerőművi kapacitás és az atomerőművekben termelt villamosenergia-részesedés

időbeli alakulása a világon


1. BEVEZETÉS (folyt.)

2002-ben: 441 atomerőművi blokk

~360 GWe összkapacitás

2543 Md kWh villamosenergia-termelés atomerőművekben

Ennek aránya a teljes villamosenergia-termelésen belül: 16%

Néhány országban az atomerőművek dominanciája


1. BEVEZETÉS (folyt.) 1. táblázat. Az üzemben lévő és építés alatt álló atomerőművi blokkok a világon

(2002 december)

OrszágÜzemelő blokkok

Építés alatt álló blokkok

Termelt vill. en. és annak részesedése

Teljes üzemi tapasztalat

Száma MWe Száma MWe TWhe % reaktorév

USAFranciaországJapánNémetországOroszországDél-KoreaEgyesült KirályágUkrajnaKanadaSvédországSpanyolországBelgiumKínaCsehországSvájcBulgáriaFinnországIndiaSzlovákiaLitvániaBrazíliaDél-AfrikaMagyarországMexikóArgentínaSzlovéniaRomániaHollandiaPakisztánÖrményországIránÉszak-Korea

104 59 54 19 30 18 31 13 14 11 9 7 7 6 5 4 4 14 6 2 2 2 4 2 2 1 1 1 2 1 - -

98230 63073 44287 21283 20793 14890 12252 11207 10018 9432 7574 5760 5318 3468 3200 2722 2656 2503 2408 2370 1901 1800 1755 1360 935 676 655 450 425 376 - -

--3-32-4----4----82-----1-1---21

- - 3696 - 2825 1920 - 3800 - - - - 3275 - - - - 3610 776 - - - - - 692 - 655 - - - 2111 1040

768,83 401,30 321,94 162,30 125,36 112,13 83,34 71,67 72,35 69,20 61,07 44,1 16,68 14,75 25,29 18,24 21,88 17,32 17,10 11,36 14,35 13,34 14,13 8,11 6,54 5,03 5,05 3,75 1,98 1,99 - -

20,3577,0734,2630,5215,4039,3222,4446,3612,8543,8526,8858,03 1,1419,7635,9641,5530,54 3,7253,4477,58 4,34 6,6539,09 3,66 8,1938,9810,46 4,16 2,8634,82 - -

2767,67 1287,17 1070,33 629,08 731,33 202,58 1301,67 266,83 461,17 300,08 210,17 184,58 31,50 68,83 138,83 125,17 95,33 209,42 97,00 34,50 23,25 36,25 70,17 21,92 48,58 21,25 6,50 59,00 33,83 35,25 - -

Összes 441 358661 33 27100 2543,57 10696,33


1. BEVEZETÉS (folyt.)

1980-as évektől kezdve: Visszaesés, ill. stagnálás

Okai: Atomerőművi balesetek

Néhány kulcskérdés megoldásra vár (biztonság, nagyakt-ú hulladékok, proliferáció, ü.a. hasznosítás)

Antinukleáris mozgalmak felerősödése

Lakossági elfogadottság visszaesése sok országban

A politika elbizonytalanodása

Változás az 1990-es évek közepétől

Cél: Kulcskérdések megoldása


2. SZÓBA JÖHETŐ ÜZEMANYAGCIKLUSOK

Nyitott üzemanyagciklus

Zárt üzemanyagciklus

Hulladék-recirkulációs zárt üzemanyag-ciklus

Szimbiotikus atomenergia-rendszer

Hulladék-recirkulációs szimbiotikus atomenergia-rendszer

Atomerőmű-generációk


3. ALAPELVEK A JÖVŐ ATOMENERGIA-RENDSZEREINEK KIÉPÍTÉSÉHEZ

a) FenntarthatóságTiszta környezet megőrzéseNukleáris üzemanyag hatékony felhasználása (zárt, szimbiotikus a.e. rendszer) Radioaktív hulladékok minimalizálása (transzmutáció)Más energiaforrások felhasználásából származó környezeti terhelés enyhítése (hozzájárulás a H-termeléshez)

b) Gazdasági versenyképességJelenleg: vill. en. egységköltsége versenyképes

egységköltség belső szerkezete előnyös

árstabilitás, előretervezhetőség, stratégiai készlet képzéseműszakilag könnyű, gazd-lag olcsó (hozzájárulás az ellátás-biztonsághoz)

Cél: Ezen előnyök megőrzése a várható változások mellett is.


3. ALAPELVEK A JÖVŐ ATOMENERGIA-RENDSZEREINEK KIÉPÍTÉSÉHEZ (folyt.)

Megoldás: Vill. en. mellett más termékek (H, folyamathő stb.) előállítása (magasabb hőmérsékletek) Különböző blokk nagyságok (különböző rendszernagyságokhoz)Fajlagos beruházási költség csökkentése (tipizálás, modularitás, engedélyezési eljárások korszerűsítése stb.)→ beruházói

bizalom javítása c) Nukleáris létesítmények biztonsága és megbízhatósága

Egyik kulcskérdésMegoldás: Mélységi védelem fejlesztése

Belső (inherens) biztonság Passzív védelmi tulajdonságok és eszközökBalesetek valószínűségének csökkentése (Valószínűségi

biztonsági elemzések – PSA – fejlesztése)Mindezek új kihívások mellett



d) Radioaktív hulladékok kezelése és elhelyezése

Másik kulcskérdés

Megoldás a lakosság számára is meggyőző módón

Megoldás: mennyiség (radiotoxicitás) csökkentése

lebomlási idő rövidítése

Transzmutáció - P&T technológia – ipari méretű

alkalmazása

Mélységi tárolók kiépítése



e) Proliferációállóság és fizikai védelem

Harmadik kulcskérdés

Terrorizmus terjedésével nő a jelentősége

Eszközei: Belső eszközök, ill. jellemvonások (technikai)

Külső eszközök, ill. jellemvonások (állami döntések és kötelezettségek)


4. GENERATION IV INFORMATION FORUM (GIF) (folyt.)

Multinacionális kezdeményezések a fejlesztésre

Michelangelo Network 8MICANET): 1997 - EU

INPRO projekt: 2001 - NAÜ

GIF: 2000 – USA kezdeményezés

GIF célja: Az ismertetett alapelveket kielégítő kereskedelmileg hasznosítható atomerőművek kifejlesztése 2030-ig

Alapító országok (9+1): Argentína, Brazília, Dél-Afrika Dél- Korea, Franciaország, Japán, Kanada, Nagy-Britannia, USA, majd Svájc


4. GENERATION IV INFORMATION FORUM (GIF) (folyt.)

2 éves tanácskozás eredménye: ~100-ból 6 reaktortechnológia (4. generációs reaktor) kiválasztása, melyek

vizsgálandók és fejlesztendők a jövő számára.

Sajátossága: Az üzemanyagciklus valamennyi elemére a kiterjed a K+F projekt.

Nemzetközileg koordinált K+F projekt

Definiált üzemanyagciklusok: nyitott ü.a. ciklus

Pu részleges recirkulációja

Pu teljes recirkulációja

Pu teljes recirkulációja

Kialakult a teljes irányítási séma


5. A GENERATION IV FEJLESZTÉSI IRÁNYAI

• Gázhűtésű gyorsreaktor (GFR) - He-hűtésű gyorsreaktor zárt ü.a. ciklus (2025)

• Nagyon magas hőmérsékletű reaktor (VHTR) - Grafit mod. He-hűtésű nyitott ü.a. ciklus (2020)

• Szuperkritikus vízhűtésű reaktor (SCWR) (2025)• Na-hűtésű gyorsreaktor (SFR) - zárt ü.a. ciklus (2015)• Ólomhűtésű gyorsreaktor (LFR) - zárt ü.a. ciklus (2025)• Sóolvadékos reaktor (MSR….. ADS) (2025)


5. A GENERATION IV FEJLESZTÉSI IRÁNYAI (folyt.)

a) Gázhűtésű gyorsreaktor (GFR)

2. ábra. A GFR-rel szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája



b) Nagyon magas hőmérsékletű reaktor (VHTR)

3. ábra. A VHTR-rel üzemelő hidrogéntermelő üzem sémája



3. táblázat. Egy 600 MWhő teljesítőképességű VHTR referencia adatai

Reaktorparaméter Referencia érték

Reaktorteljesítmény, MWhő

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

Átlagos teljesítménysűrűség a reaktorban, MWhőm

–3

Referencia üzemanyagNettó erőműhatásfok, %

600640/1000

Folyamattól függő320

6-10ZrC-burkolatú szemcsék, pálcák vagy golyók.

>50



c) Szuperkritikus vízhűtésű reaktor (SCWR)

4. ábra. Az SCWR-rel szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája



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/kgnehézfémÜzemanyag-károsodás, dpaBiztonsági megközelítés

9001700

termikus44

280/51025

~100UO2 magas szilárdságú ausztenites, vagy

ferrites-martenzites rozsdamentes acél, vagy Ni-ötvözet burkolattal

~4510-30

Hasonlít az ALWR-ekéhez

4. táblázat. A termikusneutron-spektrumú SCWR jellemző tervezési paraméterei



d) Nátriumhűtésű gyorsreaktor (SFR)

5. ábra. Medence típusú SFR-rel szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája



6. ábra. Hurok típusú SFR-rel szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája



e) Ólomhűtésű gyorsreaktor (LFR)

7. ábra. Az LFR-el szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája



5. táblázat. Különböző LFR opciók főbb referencia adatai

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

BurkolatÁtlagos kiégési szint, MWnap/t nehéz fémKonverziós tényezőRácsPrimer köri áramlás

Pb-Bi~550

atmoszférikus125-400

fémötvözetvagy nitrid

ferrites~100

1,0Nyitott

Természetes

Pb-Bi~550

atmoszférikus~1000

fémötvözetFerrites

100-150

>1,0Nyitott

Kényszerített

Pb~550

atmoszférikus3600nitrid

Ferrites

100-150

1,0-1,02Kevert

Kényszerített

Pb750-800

atmoszférikus400

nitridkeramikus vagy tűzálló ötvözet

100

1,0Nyitott

Természetes



f) Sóolvadékos reaktor (MSR)

8. ábra. Az MSR-rel szerelt atomerőmű egyszerűsített sémája



Reaktorparaméter Referencia érték

Nettó teljesítmény, MWe

Teljesítménysűrűség, MWhőm–3

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

100022

44-50565

700 (850 hidrogéntermelés esetén)Grafit

Multi újrahevítésű, rekuperatív héliumos Brayton-ciklus Termikus

6. táblázat. Egy referencia MSR jellemző paraméterei


6. MAGYARORSZÁGI LEHETŐSÉGEK ÉS TEENDŐK

Irodalom

Dr. Csom Gyula

Nemzetközi összefogás a 21. század atomenergetikájáért

http://www.reak.bme.hu/balmaz/IV_generacio.doc

Documents

ÚJ FEJLESZTÉSEK A BIZTONSÁGOSABB ATOMREAKTO-ROK LÉTREHOZÁSÁRA – NEGYEDIK GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK