Ugrás a tartalomhoz

Ipari technológiák

Dr. Német Béla (2013)

Pécsi Tudományegyetem

Atomerőművek. (nyomott vizes, gázos)

Atomerőművek. (nyomott vizes, gázos)

Atomerőművek listája: http://en.wikipedia.org/wiki/List_of_nuclear_reactors

Atomerőmű

http://molnardavid.uw.hu/atomeromu.html

Az atomerőművek technológiai csoportosítása

1. Könnyűvizes (könnyűvíz hűtésű és könnyűvíz moderátoros) atomreaktor (LWR)

1a. Nyomottvizes reaktor (PWR)

1b. Forralóvizes reaktor (BWR)

2. Nyomottvizes, nehézvíz (D2O) hűtésű és nehézvíz moderátoros atomreaktor (PHWR)

3. Grafitmoderátoros atomreaktor

3a. Könnyűvizes elgőzölögtető, grafitmoderátoros atomreaktor (LWGR)

3b. Gázhűtésű, grafitmoderátoros atomreaktor (GGR)

3c. Továbbfejlesztett gázhűtésű, grafitmoderátoros atomreaktor

3d. Golyóágyas moduláris atomreaktor

4. Gyorsreaktorok (FBR)

5. Kis és közepes atomreaktorok

A Paksi Atomerőműben lévő 4 darab reaktor a könnyűvizes, nyomottvizes reaktorok (PWR) közé tartozik. Típusuk VVER-440 (V.213), amely utal a 440 MW elérhető névleges teljesítményre. Ezt mind a négy blokk esetében 2009-re 500 MW-ra emelték különböző fejlesztésekkel, így az erőmű összteljesítménye 2000 MW lett. Az egyes reaktorok hőteljesítménye külön-külön 1485 MW. Felépítését a következő két ábra szemlélteti.

9.13. ábra - Forralóvizes rektor atomerőműben

Forralóvizes rektor atomerőműben

http://users.atw.hu/limbo/elemek/erettsegi/fizika/fizkozepszobeli/fizkozepszobeli.htm

9.14. ábra - Paksi Atomerőmű blokksémája és működése

Paksi Atomerőmű blokksémája és működése

http://dortje.freeblog.hu/archives/2007/12/02/A_Paksi_atomeromu_mukodese_-_ertheto_flash/

9.15. ábra - A Paksi Atomerőmű egy reaktora és a hozzá csatlakozó hőcserélők sematikus rajza

A Paksi Atomerőmű egy reaktora és a hozzá csatlakozó hőcserélők sematikus rajza

http://users.atw.hu/limbo/elemek/erettsegi/fizika/fizkozepszobeli/fizkozepszobeli.htm

A Magyar Országgyűlés 2009. március 30-án 330 igen, 6 nem szavazat és 10 tartózkodás mellett elvi jóváhagyását adta Pakson új atomerőművi blokk(ok) létesítésének előkészítését szolgáló tevékenység megkezdéséhez.

9.16. ábra - Paksi Atomerőmű turbina és generátor terme

Paksi Atomerőmű turbina és generátor terme

http://mta.hu/tudomany_hirei/a-tudomany-a-fenntarthato-atomenergiaert-126851/

9.17. ábra - Üzemanyag kazetta reaktorba

Üzemanyag kazetta reaktorba

http://infovilag.hu/hir-15362-uj_nemzedeku_nuklearis_uzemanyag_paksnak.html

A következőkben összefoglaljuk a lehetséges további atomerőműi technológiákat. Ezek céljai: nagyobb legyen az elektromos energia előállítás hatásfok, és az alkalmazott üzemanyagot, vagy annak „termékét” minél kevésbé lehessen atomfegyver előállítására használni. (Generation IV International Forum - GIF http://www.gen-4.org/ )

1. Gázhűtésű gyorsreaktorok

2. Ólomhűtésű gyorsreaktorok

3. Sóolvadék hűtésű reaktorok

4. Nátrium hűtésű gyorsreaktorok

5. Szuperkritikus vízhűtésű reaktor

6. Nagyon magas hőmérsékletű reaktor

9.18. ábra - Gázhűtésű gyorsreaktor

Gázhűtésű gyorsreaktor

Gázhűtésű gyorsreaktor Gas-Cooled Fast Reactor-GFR; Hűtőközeg: He gáz; Üzemanyag: UPuC/SiC zárt üzemanyagciklus; Termikus teljesítmény. 600 MW; Hűtőközeg hőmérséklet: 490-850 C; magas hőmérséklet, jó hatásfokkal elektromos energia, vagy hidrogén gáztermelése, hatásfok 48 %. http://en.wikipedia.org/wiki/Gas-cooled_fast_reactor

9.19. ábra - Ólomhűtésű gyorsreaktor

Ólomhűtésű gyorsreaktor

Ólomhűtésű gyorsreaktor (Lead-cooled fast reactor-LFR) Hűtőközeg: Pb-Bi, vagy Pb; Üzemanyag: UPu fém, vagy nitrid, zárt üzemanyagciklus; Termikus teljesítmény. 125-3600 MW; Hűtők hőmérséklete: 550-800 oC; Elektromos energia és hidrogén gáztermelése moduláris (15-20 éves kampány) és nagy erőművi formában egyaránt.

http://en.wikipedia.org/wiki/Lead-cooled_fast_reactor

9.20. ábra - Sóolvadék hűtésű reaktor

Sóolvadék hűtésű reaktor

Sóolvadék közegű reaktor (Molten salt reactor – MSR) Hűtőközeg és üzemanyag: UPu-fluorid tartalmú sóolvadék, Th fertilis anyaggal, zárt üzemanyagciklus; Elektromos teljesítmény. 1000 MW; Hűtők hőmérséklete: 565-850 oC; Sóolvadék gőze nagyon alacsony nyomású; Elektromos energia és hidrogén gáztermelése egyaránt; Jó konverziós tényező Alkalmas aktinidák átalakítására, transzmutációra.

http://en.wikipedia.org/wiki/Molten_salt_reactor

9.21. ábra - Nátrium hűtésű gyorsreaktor

Nátrium hűtésű gyorsreaktor

Nátrium hűtésű gyorsreaktor (Sodium-Cooled fast Reactor or SFR): Üzemanyag: U/Pu fém, vagy oxid tartalmú só, zárt üzemanyagciklus; Termikus teljesítmény. 1000-5000 MW; Hűtőközeg hőmérséklete: 530-550 oC; Nyomás alacsony 1 bar körüli; Jó konverziós tényező, akár 1,3. http://en.wikipedia.org/wiki/Sodium-cooled_fast_reactor

9.22. ábra - Szuperkritikus vízhűtésű reaktor

Szuperkritikus vízhűtésű reaktor

Szuperkritikus vízhűtésű reaktor (Supercritical-Water-Cooled_Reactor - SWCR) Hűtőközeg: könnyűvíz; Üzemanyag: Hasonló a PWR üzemanyaghoz; Hőmérséklet és nyomás a kritikus ont felett:>374 C,> 22 MPa, ha nincs forráskrízis; gőzleválasztók, gőzfejlesztők feleslegesek; Termikus és gyors reaktor; Jó hatásfok 44 %; Jó konverziós tényező, akár 1,3.

http://en.wikipedia.org/wiki/File:Supercritical-Water-Cooled_Reactor.svg

9.23. ábra - Nagyon magas hőmérsékletű reaktor

Nagyon magas hőmérsékletű reaktor

Nagyon magas hőmérsékletű reaktor (Very High Temperature Reactor - VHTR) A HTGR továbbfejlesztése. Gázhűtésű reaktor, akár 1000 C hőmérsékletű közeggel. Elektromos energia és hidrogén gáztermelésére. Hatásfok 50 % felett.

http://blogs.princeton.edu/chm333/f2006/nuclear/2007/01/the_very_high_temperature_reactor_vhtr.html; http://www.gen-4.org/Technology/systems/vhtr.htm