Transcript IV_gen_SZM.ppt

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, NagyBritannia, 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 – SupercriticalWater-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.
A negyedik generációs reaktorkoncepciók legfontosabb jellemzői
hőmérséklet
°C
üzemanyagciklus
teljesítőképesség
MWe
neutronspektrum
hűtőközeg
Na-hűtéses
gyorsreaktor
gyors
Na
550
alacsony
U-238 és
MOX
zárt
150-500
5001500
vill. energia
Nagyon magas
hőmérsékletű
gázhűtéses termikus
reaktor
termikus
He
1000
magas
UO2
hasáb
vagy
golyók
nyitott
250
hidrogén
és vill.
energia
Szuperkritikus
nyomású vízzel
hűtött reaktor
termikus
v. gyors
víz
510550
nagyon
magas
UO2
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
288
vill. energia
és hidrogén
Sóolvadékos reaktor
epitermikus
fluoridsók
700800
alacsony
UF
sóban
feloldva
zárt
1000
vill. energia
és hidrogén
Koncepció
Megjegyzések:
(1) magas = 7-15 MPa;
nyomás(1)
üzemanyag
(+) kisebb mennyiségű U-235-tel vagy Pu-239-cel
termék
Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR)
• Az SFR rendszer gyorsneutron-spektrumú reaktor zárt üzemanyagciklussal.
• 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
Nagyon magas hőmérsékletű
gázhűtéses termikus reaktor (VHTR)
• 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.
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, %
6-10
ZrC-burkolatú szemcsék,
pálcák vagy golyók.
>50
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 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.
Egy termikusneutron-spektrumú SCWR
jellemző tervezési paraméterei
Reaktorparaméter
Fajlagos beruházási költség, USD/kWe
Blokkteljesítmény, MWe
Neutronspektrum
Nettó hatásfok, %
Hűtőközeg belépő/kilépő hőmérséklete, ºC
Hűtőközeg nyomása, MPa
Átlagos teljesítménysűrűség, MWhőm–3
Referencia üzemanyag
Kiégési szint, MWnap/kgnehézfém
Üzemanyag-károsodás, dpa
Biztonsági megközelítés
Referenciaérték
900
1700
termikus
44
280/510
25
~100
UO2 magas szilárdságú
ausztenites, vagy ferritesmartenzites rozsdamentes acél,
vagy Ni-ötvözet burkolattal
~45
10-30
Hasonlít az ALWR-ekéhez
Az SCWR unikális tulajdonságai
• Az átalakítási hatásfok jelentős növekedése (~44%-ra) az LWR-ekéhez
képest (33-35%).
• A hűtőközeg magasabb entalpianövekedése miatt kisebb hűtőközegtömegforgalmat 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.
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
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 hasadóanyagújratermeléshez 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).
Különböző LFR opciók főbb referencia
adatai
Referencia adat
Reaktorparaméter
Hűtőközeg
Kilépő hőmérséklet, °C
Nyomás
Reak.teljesítmény, MWhő
Üzemanyag
Burkolat
Átlagos kiégési szint,
MWnap/t nehéz fém
Konverziós tényező
Rács
Primer köri áramlás
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
atmoszférikus
~1000
fémötvözet
Pb
~550
atmoszférikus
3600
nitrid
Pb
750-800
atmoszférikus
400
nitrid
ferrites
ferrites
keramikus
vagy tűzálló
ötvözet
~100
1,0
Nyitott
Természetes
100-150
>1,0
Nyitott
Kényszerített
100-150
1,0-1,02
Kevert
Kényszerített
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-burkolathűtőközeg kombinációkkal foglalkoznak, és kapcsolt üzemanyagrecirkulációt 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.
Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor (LFR)
• 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. hidrogéntermelésre 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 hasadóanyagújratermelő 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.
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/SiC
Konverziós (tenyésztési) tényező
Kiégési szint, %
Aktív zóna térfogata, m3
Nyomásesés az aktív zónában, bar
Maximális üzemanyag-hőmérséklet, °C
Nehézatomok tömege, tonna
Fajlagos Pu+MA tömeg, kg/MWe
Referencia érték
600
288
48
490/850
70
100
UPuC/SiC(70/30%), kb.
20% Pu-tartalommal
50/40/10%
~1 (önellátó)
5
5,8
0,4
1135
16
9,3
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, hidrogéntermelés),
– 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.
Sóolvadékos reaktor (MSR)
• 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 Befluoridok — alkalmazása előnyös.
• Lehetséges a folyékony üzemanyag on-line és off-line kezelése.
Sóolvadékos reaktor (MSR)
• 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.
Egy referencia MSR jellemző
paraméterei
Reaktorparaméter
Referencia érték
Nettó teljesítmény, MWe
Teljesítménysűrűség, MWhőm–3
Nettó átalakítási hatásfok, %
Olvadt só – belépő hőmérséklete, °C
– kilépő hőmérséklete, ºC
Moderátor
Energiaciklus
1000
22
44-50
565
700 (850 hidrogéntermelés esetén)
Grafit
Multi újrahevítésű, rekuperatív
héliumos Brayton-ciklus
Termikus
Neutronspektrum
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.
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.
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 megoldás
Particonálás
&
Transzmutálás
(kémiai szétválasztás)
(neutron-besugárzással
kiváltott magátalakítás „kiégetés”)
• Cél: a felezési idő, az aktivitás, és a hulladékmennyiség
(térfogat) csökkentése
Szétválasztási 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 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 hulladékok
• Aktinidák
• Hosszú felezési idejű hasadási termékek
Hasadási termékek
Kumulatív keletkezési gyakoriság [%]
Hasadási termék
Hasadóizotóp
90
235
U
238
U
237
Np
239
Pu
240
Pu
241
Pu
242
Pu
241
Am
242
Am
243
Am
Sr
5,78
3,34
3,44
2,1
1,84
1,54
1,24
1,37
1,38
1,14
99
Tc
6,11
6,23
6,61
6,21
5,97
5,96
6,0
6,62
5,35
5,02
129
137
0,6
0,62
0,97
1,37
1,35
0,82
0,97
1,36
1,47
1,21
6,19
6,0
6,18
6,61
6,57
6,65
6,72
6,41
6,14
6,29
I
Cs
Hasadási termékek
Izotóp
Felezési
idő,
év
4
Se
6,510
85
Kr
10,76
90
Sr
28,1
93
6
Zr
1,510
94
4
Nb
2,010
99
5
Tc
26,6
2,110
107
6
Pd
6,8
7,010
113m
Cd
13,6
126
5
Sn
0,69
1,010
129
7
I
5,8
1,710
135
6
Cs
12,5
2,310
137
Cs
35,8
30,1
151
Sm
87
UO2 üzemanyag, 45-50 GWnap/t kiégés, 5 év hűtés után.
79
(a)
Termelt
(a)
mennyiség ,
kg/GWeév
0,158
0,75
15,3
23,1
Bomlási
mód


























Aktinidák
• Benne: transzurán izotópok (TRU)
• Csoportjai:
– domináns aktinidák (Pu, U)
– másodlagos aktinidák – MA (Np, Am, Cm)
Aktinidák
Termelt
mennyiség(a),
kg/GWeév
(a)
Felezési
Izotóp
idő,
év
233
5
U
1,5910
235
U
7,04108
236
U
2,34107
238
U
4,47109
237
Np
15,6
2,14106
238
Pu
7,46
87,7
239
Pu
125,3
24,3103
240
Pu
60,8
6,56103
241
Pu
26,3
13,2
242
Pu
17,6
3,74105
241
Am
9,3
433
242
Am
0,004
242m
Am
0,016
141
243
Am
3,5
7,36103
243
Cm
0,012
30
244
Cm
1,557
18,10
245
Cm
0,075
8,50103
246
Cm
0,1
4,73103
UO2 üzemanyag, 45-50 GWnap/t kiégés, 5 év hűtés után.
Bomlási
mód



 sf

 sf

 sf




 sf
 sf
 sf
 sf
Mennyiségi 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 világon
2000-ig: ~ 1300 tonna
2000 után: ~ 80 tonna/év
Nonproliferation!
A hosszú távú kockázatok
• Radiotoxicitás - 1
fi Ai (t )
 A (t )  
i ÉFEKi
• Radiotoxicitás - 2
D(t)   Ai(t)DCFi
• Relatív radiotoxicitás
i
D (t )
rel ,D (t ) 
D ,U (t )
• Maradék kockázat
T
Km (t )   D (t )  D,U  dt
t
“Tiszta” atomenergetika
R elatív radiotoxic itás
100000
10000
1000
100
10
1
0.1
0.01
1
10
100
1000
10000
Idő (év)
Szükséges tárolási idő
100000
1000000
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+07
1.00E+06
Összes
Pu-238
Pu-239
Pu-241
Has. term.
1.00E+05
Relatív radiotoxicitás
1.00E+04
1.00E+03
1.00E+02
1.00E+01
1.00E+00
1
1.00E-01
1.00E-02
1.00E-03
10
100 Idő (év) 1000
10000
100000
1000000
A nagyaktivitású hulladék hosszú
távú kockázata
1.E+07
1.E+06
Összes
Pu-238
Pu-239
Pu-241
Has. term.
Relatív radiotoxicitás
1.E+05
1.E+04
1.E+03
1.E+02
1.E+01
1.E+00
1.E-01
1.E-02
1
10
100
1000
10000
100000
1000000
Idő (év)
1.E-03
A relatív radiotoxicitás alakulása nyílt üzemanyagciklus esetén
A nagyaktivitású hulladék hosszú távú
kockázata
1.E+06
1.E+05
Sum
SR 90
TC 99
CS 135
CS 137
I 129
Relatív radiotoxicitás
1.E+04
1.E+03
1.E+02
1.E+01
1.E+00
1.E-01
1.E-02
1
10
100
1000
10000
100000
Idő (év)
1.E-03
A hasadási termékek radiotoxicitása
1000000
A transzmutáció...
• ...lényege: Átalakítás rövid élettartamú vagy stabil izotóppá

• ...fő fázisai:
Radikális megoldás
– 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 alapjai
• Termikus neutronokkal: főleg (n,γ) reakcióval
• Gyorsneutronokkal: (n,γ), (n,p), (n,2n), (n,3n), (n,f)
ln 2
tr
tr   tr
T1/ 2 
 tr
tr
eff  tr     tr  




T
eff  tr  
Teff
T1/ 2T1/ 2
ln 2
T  tr

T1/ 2  T1/ 2  tr  
eff
1/ 2
• Transzmutációs alapkövetelmény:Teff<<T
T1eff/ 2  T1tr/ 2
Transzmutáció fizikai kritériumai
• Nagy 
• Nagy tr
• Transzmutáció reakcióterméke rövid
élettartamú, vagy stabil legyen
Hosszú felezési idejű hasadási
termékek transzmutációja
• Reakciók, pl.:
99
Tc( n,  )
Tc 
I(n,  )
12,36 h
129
100
130
15,8s
100
I 

130
Ru (stabil)
Xe (stabil)
Hosszú felezési idejű hasadási
termékek transzmutációja
A hosszú felezési idejű hasadási termékek (n,γ)-hatáskeresztmetszete négy referencia
neutronspektrumra
σc, barn
Izotóp
79
Se
Zr
99
Tc
107
Pd
126
Sn
129
I
135
Cs
90
Sr
137
Cs
151
Sm
93
(a)
Gyorsreaktor
Termikus reaktor
(b)
Kemény
Lágy spektrum
Kemény spekt- Lágy spektrum(d)
spektrum(a)
rum(c)
0,28
0,445
4,6
14,6
0,075
0,126
0,716
1,28
0,493
0,707
9,53
15,6
0,781
1,06
3,5
4,71
0,008
0,009
0,011
0,028
0,302
0,432
2,38
7,75
0,16
0,271
2,42
4,52
0,01
0,011
0,066
0,239
0,019
0,029
0,024
0,055
1,46
2,52
584,0
3150
Na-hűtésű, fém üzemanyagú gyorsreaktor spektruma
Na-hűtésű, oxid üzemanyagú gyorsreaktor spektruma
(c)
MOX üzemanyagú PWR spektruma
(d)
Homogén grafitmoderátorú reaktor (C/U=1000) jól termalizált spektruma
(b)
Hosszú felezési idejű hasadási
termékek transzmutációja
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
Aktinidák transzmutációja
• 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 transzmutációja
• Kétlépéses transzmutáció
– termikus és gyors spektrumra is szükség
van

237
241
243
Np(n,  ) Np
238

Am(n,  ) Am
16h
242


238
2,1d
Pu(n,  )239Pu(n, f )

238
Cm
Pu(n,  )239Pu(n, f )
163d
242

244
240
Am(n,  )244Am
Cm
Pu(n,  )241Pu(n, f )
10h
18,1d
Aktinidák transzmutációja
Az aktinidák transzmutációs hatáskeresztmetszete termikus-(PWR) és gyorsneutronspektrumban (FBR)
PWR
FBR
Nuklid
σf
σc
σf/σc
σf
σc
σf/σc
237
Np
0,52
33
0,0158
0,32
1,7
0,188
238
Np
134
13,6
9,853
3,6
0,2
18
238
Pu
2,4
27,7
0,0866
1,1
0,58
0,1897
239
Pu
102
58,7
1,1738
1,86
0,56
3,321
240
Pu
0,5
110,6
0,0045
0,36
0,57
0,632
241
Pu
94,8
36,7
2,583
2,49
0,47
5,298
242
Pu
0,43
29
0,0148
0,23
0,44
0,523
241
Am
1,1
110
0,01
0,27
2,0
0,135
242
Am
159
301
0,528
3,2
0,6
5,333
242m
Am
595
137
4,343
3,3
0,6
5,5
243
Am
0,44
49
0,009
0,21
1,8
0,117
242
Cm
1,14
4,5
0,253
0,58
1,0
0,58
243
Cm
88
14
6,286
7,2
1,0
7,2
245
Cm
116
17
6,824
5,1
0,9
5,667
A 237Np hasadási és neutronbefogási
hatáskeresztmetszete
10000
Fission
Cross-section [barn]
1000
Capture
100
10
1
0.1
0.01
0.001
0.0001
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+7
Energy [eV]
A 239Pu hasadási és neutronbefogási
hatáskeresztmetszete
100000
Cross-section [barn]
10000
1000
Fission
Capture
100
10
1
0.1
0.01
0.001
0.0001
0.00001
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+7
Energy [eV]
Aktinidák transzmutációja
246
Cm

3
4,7310 a
• Az aktinida izotópokra bomlási sor
épül: hasadás kell
• Nagy energiájú neutronokra
valamennyi aktinida hasad (pl. Np237)
• Megoldás: gyorsreaktor
Am
(n,)
244m
242
Pu
Hatáskeresztmetszet (barn)
(n,)
(n,2n)
241
Pu

14,1 h
240
U
240

Pu
7m, 1h
(n,2n) (n,)
(n,)
-
240
Np
1.0E+01
(n,)
1.0E+00
239

23,5 m
-
U
1.0E-01
U
239

2,1 d
(n,)

6,8 d

432,1 a
237
Np
(n,2n) (n,)
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)

7
2,34·10 a
236
U

3
6,6 a
(n,2n) (n,)

8
7,04·10 a
235
U
Pu

4
2,4410 a
Cm
 (n,2n)
16 h

244
–
(n,2n)
243
243
(n,)
Am
(n,)
(n,2n)
–
(n,)
Cm
(n,)
Cm
(n,)

Am (84%) 242Cm
(n,) (n,2n) (n,) 16 h (n,2n)
8,9%
– 11
+
 %

241
241
Am
Cm
15 a
242m
Am

18,1 a
242

3
9,3·10 a

3
7,38·10 a
Pu
238
245
–
(n,2n) (n,)
-
Np
-
237
Np
238
238
U

9
4,47·10 a
(n,2n) (n,)
1.0E-04
239
(n,2n)
(n,)
1.0E-03

2,4 d
-
-
(n,)
5%
(n,)
-
1.0E-02
Am
(n,)
95%

Pu
4,96 h
K-bef.
(n,)
(16%)16 h

14,4 a
1.0E+02
1.0E-05
1.0E-05
–
243
1.0E+04
hasadás
befogás
hasadás/befogás
244
Am

5
3,7610 a
1.0E+03

245

162,8 d

28,5 a
Aktinidák transzmutációja
• Következtetés
–gyorsneutron-spektrumban lehet hatékonyan
–a spektrum átlagenergiája a döntő
–speciális esetekben kétlépéses transzmutáció
Transzmutáló 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
Aktinidák transzmutációja
A σf/σc arány a különböző lehetséges transzmutáló rendszerekben kialakuló neutronspektrumok átlagenergiájánál
Jellemző, ill.
nuklid
Átlagos
neutronenergia,
keV
237
Np
241
Am
243
Am
244
Cm
Gyorsítóval
hajtott fém
üzemanyagú
szubkritikus
rendszer
Kritikus rendszer
Gyorsítóval hajtott oxid
üzemanyagú szubkritikus
rendszer
oxid
üzemanyag
fém
üzemanyag
keff=0,9 keff=0,8 keff=0,7 keff=0,8 keff=0,7
273
328
0,57
0,35
0,34
1,78
0,79
0,44
0,48
2,37
325
0,71
0,43
0,44
2,19
406
0,9
0,55
0,56
2,72
491
1,15
0,7
0,73
3,41
418
0,96
0,54
0,57
2,85
Első
Hasadáütközési speksi spektrum
trum
563
720
1,47
0,85
0,92
4,22
1,5
0,72
0,77
4,18
~2000
6,23
3,87
4,14
15,0
Üzemanyag-hasznosítási
problémák
• 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 hatásfok
csak termikus reaktorokat tartalmazó rendszerekben
0.6
1
0.9
0.8
Hatásfok (%)
Hatásfok (%)
0.5
0.4
0.3
PWR
PWR/IB
BWR
HWR/NU
HWR/LEU
0.2
0.1
0.7
0.6
0.5
0.4
PWR
PWR/Pu
PWR/IB
BWR
HWR/NU
HWR/LEU
APWR
0.3
0.2
0.1
0
0
0
0.01
0.02
0.03
0.04
Növekedési ütem (év -1)
Nyílt üzemanyagciklus
0
0.01
0.02
0.03
0.04
-1
Növekedési ütem (év )
Zárt üzemanyagciklus
Szimbiotikus atomerőműrendszerek
• Definíció:
– Termikus és gyorsreaktorokat tartalmaz
– Éppen elegendő Pu-ot termel az összes reaktor
számára
• Optimális az üzemanyag-hasznosítás
szempontjából
Szimbiotikus atomerőmű-rendszerek
2 — PWR/Pu + LMFBR; 3 — APWR + LMFBR;
4 — BWR + LMFBR; 5 — HWR/NU + LMFBR; 6 — HTGR + LMFBR
• Termikus reaktorok
részaránya
– növekedési ütemmel
csökken
– az APWR esetében a
legmagasabb (C~0.9)
Teljesítmény arány (%)
90
80
2
3
4
5
6
70
60
50
40
30
20
10
0
0
0.01 0.02 0.03 0.04
-1
Növekedési ütem (év )
Szimbiotikus atomerőmű-rendszerek
1 — csak LMFBR ; 2 — PWR/Pu + LMFBR; 3 — APWR + LMFBR;
4 — BWR + LMFBR; 5 — HWR/NU + LMFBR; 6 — HTGR + LMFBR
35
– növekedési ütemmel
romlik
– vegyes rendszerek a
legjobbak
– szegényített uránnal
való helyettesítés
lehetősége
30
Hatásfok (%)
• Üzemanyaghasznosítás
1
2
3
25
4
5
20
6
15
10
5
0
0.01
0.02
0.03
0.04
-1
Növekedési ütem (év )
Kétszeresen zárt atomenergiarendszerek
• 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 atomenergiarendszerek
Depleted
uranium
U
Spent fuel
U
Fuel
fabrication
U,Pu
Pu, U, MA, FP
U, Pu
U,Pu
Thermal
reactor
(converter)
U
Fast reactor
(breeder)
HLW
LLW
LLW
LLW
Reprocessing
and
partitioning
Pu, U, MA, FP
MA, LLFP, ( Pu)
Fuel for
transmutation
U, Pu, Pu, U, MA,
LLFP, (MA) (LLFP)
Transmutation in
Transmutation in
thermal spectrum
fast spectrum
(e.g. TTR or ADS)
(e.g. FBuR or ADS)
Pu, U, MA, FP
LLW
Short- and medium-lived radioactive waste (LLW, MLW, HLW)
LLW
Az üzemanyagciklus átalakulása
Az üzemanyagciklus átalakulása