Ugrás a tartalomhoz

Ipari technológiák

Dr. Német Béla (2013)

Pécsi Tudományegyetem

Atomerőműi technológiák

Atomerőműi technológiák

2008. év végén

– 439 atomerőművi blokk üzemelt, összesen 372 GW(e) beépített nettó kapacitással

– 5 atomerőművi blokk volt hosszú távon leállítva

– 39 atomerőművi blokkot építenek

Reaktor generációk

I. 1970 előtt természetes uránnal működő reaktorok

II. A 70-es évktől kifejezetten könnyűvizes reaktorok. Zömük 2015-2030 között tölti ki tervezett élettartamát

III. A jelenlegi reaktortípusok optimalizálása biztonsági és gazdaságossági szempontok szerint. Jelenleg készek a kereskedelmi forgalomra.

Továbbfejlesztés irányai:

- Gazdasági versenyképesség elérése – elsősorban létesítési költségek csökkentése. Egyszerűsítés, sztenderdizálás, moduláris blokkok, nagy méret, rövidebb építési idő

- Nagyobb biztonság. Balesetek valószínűségét és következményeit is csökkenteni kell. Aktív és passzív biztonsági rendszerek fejlesztése

IV. Jelenleg fejlesztés alatt 6 fő típus vizsgálata nemzetközi projektekben. Céljuk fenntartható energiaforrás biztosítása (villamos és hőtermelés, tengervíz sótalanítása) illetve hidrogéntermelés

Továbblépés:

- blokkok üzemidő-hosszabbítása,

- harmadik generációs atomerőművek,

- negyedik generációs atomerőművek.

Második generációs atomerőművek, üzemidő hosszabbítás

A jelenleg üzemelő blokkok nagy része ebbe a kategóriába tartozik.

Kereskedelmi forgalomban kapható, nagy darabszámú szériák jellemzik.

Főleg könnyűvizes blokktípusok (a jelenleg üzemelők 88 %-a) ill. nehézvizes reaktorok alkotják az erőművek hőtermelő egységeit.

1. Táblázat. A második generációs atomerőművek jellemző típusai és összteljesítmény adatai

Típus

db

GW

BWR

94

85,0

FBR

2

0,69

GCR

18

9,03

LWGR

16

11,4

PHWR

44

22,4

PWR

265

243,2

Összes

439

371,8

Blokkok üzemidő-hosszabbítása

http://www.haea.gov.hu/web/v2/portal.nsf/att_files/eloadasok/$File/bmenti.pdf?OpenElement

A legtöbb, atomenergiát alkalmazó országban a blokkok üzemidő-hosszabbítását tervezik. A Paksi Atomerőműnél is üzemidő-hosszabbítás fog bekövetkezni. Indokai:

• Kiugró nagyberuházás nem kell az üzemidő-hosszabbításhoz. A paksi főberendezések (reaktortartály, gőzfejlesztők) is alkalmasak a 30+20 éves üzemre.

• Gondosan vezetett, összesen 50 éves üzemidőt szem előtt tartó karbantartási programot kell vinni Pakson.

• Új gépészeti vagy erősáramú technológiára és új vízkémiára nincs szükség.

• Az üzemidő-hosszabbításhoz jelentős szakember-utánpótlásra lesz szükség

• A nukleáris képzésben részesülő mérnököknek, fizikusoknak bőven lesz munkájuk!

Harmadik generációs atomerőművek

A harmadik generációs atomerőművek a második generációs atomerőművek szisztematikus továbbfejlesztésének eredményeként születettek meg. Ezért evolúciós atomerőműveknek is nevezik őket. Az első kettő Japánban került üzembe a 90-es évek második felében, a többinek nagy része építési fázisban vagy rendelésre kész állapotban van. A fejlesztési munka ma is tart. Valószínű, hogy a következő egy-két évtizedben szinte kizárólag ilyen atomerőművek épülnek a világon.

A harmadik generációs reaktorok legfontosabb sajátosságai

Szabványosított terv valamennyi típusra, amely gyors engedélyezési eljárást, alacsony fajlagos beruházási költséget (konkrét feltételektől függően általában 1000-1800 USD/kWe) és rövid (4 év) építési időt eredményez.

• Egyszerűbb és robusztusabb kialakítás, mint az eddig épített atomreaktoroké, ami kevésbé sebezhetővé teszi az üzemi rendellenességekkel szemben.

• A belső (inherens) biztonság és a passzív védelmi tulajdonságok minél teljesebbé tétele.

• Magasabb rendelkezésre állás és hosszabb — tipikusan 60 év — üzemi élettartam.

• A zónaolvadásos balesetek kisebb (~10-6 /reaktorév) valószínűsége.

• Magasabb kiégetési szint, ami hatékonyabb üzemanyag felhasználást eredményez és kevesebb kiégett üzemanyag keletkezésére vezet.

• Az eddigieknél is olcsóbb és biztonságosabb villamosenergia-termelés lehetősége.

13.13. ábra - Az AP-1000 típusú, harmadik generációs atomerőmű látványképe. Franciaország

Az AP-1000 típusú, harmadik generációs atomerőmű látványképe. Franciaország

http://nukleraj.blog.hu/2009/03/18/csak_4_befuto#more1009266

A harmadik generációs reaktorok jellemző adatai

Nyomottvizes reaktor

Termikus teljesítmény: 4200/4500 MW

Elektromos teljesítmény: 1600 MW

Hatásfok: 36-37 %

Duplafalú hermetikus épület, nagy utasszállító repülőgép rázuhanására méretezve.

13.14. ábra - A harmadik generációs reaktorok biztonsági filozófiája

A harmadik generációs reaktorok biztonsági filozófiája

13.15. ábra - Baleseteket megelőző szolgáltatások rendszere

Baleseteket megelőző szolgáltatások rendszere

Negyedik generációs atomerőművek

A kiválasztott hat reaktorfejlesztési irány

http://www.haea.gov.hu/web/v2/portal.nsf/att_files/eloadasok/$File/bmenti.pdf?OpenElement

Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR – Sodium-Cooled Fast Reactor System): gyorsneutron-spektrumú, nátriumhűtéses reaktor zárt üzemanyagciklussal, az aktinidák hatékony kezelésére és a fertilis (tenyész, szaporító) 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 (P), és magas hőmérsékletű (T), vízhűtéses reaktor, amely a víz termodinamikai kritikus pontja felett üzemel (T>Tk, P>Pk).

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.

13.16. ábra - Szuperkritikus vízhűtésű reaktorok jellemző adatai és blokksémája

Szuperkritikus vízhűtésű reaktorok jellemző adatai és blokksémája