Energetyka Jądrowa. Zygmunt Szefliński Środowiskowe Laboratorium Ciężkich Jonów Wykład 13 6 czerwca 2017

Transkrypt

1 Energetyka Jądrowa Wykład 13 6 czerwca 2017 Zygmunt Szefliński Środowiskowe Laboratorium Ciężkich Jonów szef@fuw.edu.pl

2 Krótki przegląd

3 Prawo rozpadu promieniotwórczego Rozpady obiektów nietrwałych podlegają statystycznemu prawu, które można zapisać w postaci; N N t N dn Rozwiązanie: N 0 e t dt N Rozwiązanie po zlogarytmowaniu: ln N ln N0 t

4 Prawo rozpadu promieniotwórczego ln N ln N0 t Krzywa rozpadu promieniotwórczego w skali logarytmicznej

5 Energia wiązania jąder Pomiary mas jąder M (Z,A) prowadzą do stwierdzenia, że różnica między sumą mas składników a masą złożonego z nich jądra jest wielkością różną od zera, dodatnią, różną dla różnych jąder. B mn N mp Z M Z, Energię wiązania można określić jako ilość energii, koniecznej do pełnego rozbicia jądra na wszystkie jego składniki. Np. energia wiązania deuteronu (jądra ) wynosi MeV 2 1H Energia wiązania cząstki alfa (jądra He) wynosi około 27 MeV. p n A

6 Energia wiązania nukleonu Często rozważa się wartość energii wiązania przypadającej - średnio - na jeden nukleon, B/A

7 Energia wiązania He B m N m Z M Z, n p A M p = 1,00728 u, M n = 1,00866 u, u = 931,494 MeV/c 2 M = u 2,0146+2,0173=4,0319 4,0319-4,0015=0,0304 0,0304*931,5 28 MeV

8 Reakcja rozszczepienia Badanie procesów wychwytu neutronu doprowadziło do stwierdzenia, że gdy tarczą jest ciężkie jądro (A >ok. 200), a źródło i tarcza są otoczone materiałem bogatym w wodór (np. parafina), ta obserwowana po procesie "wymuszona" aktywność jest szczególnie silna. W latach 30-ch prowadzono intensywne, systematyczne badania procesów wychwytu neutronów przez bardzo ciężkie jądra. Oczekiwano w ich wyniku powstawania transuranowców (jąder o Z>92), np.: po czym następowałby rozpad β, prowadzący do powstania jądra o liczbie Z większej o jedność, czyli jądra transuranowego U n U Np Poza procesami, jak zapisane powyżej, stwierdzono występowanie w stanie końcowym znacznie lżejszych jąder promieniotwórczych, należących do środkowej części układu periodycznego pierwiastków!!! U e

9 Reakcja rozszczepienia

10 Energie w rozszczepieniu Oszacowanie ilości energii uwalnianej w jednym procesie rozszczepienia, traktowanego jako podział jądra na dwa, w przybliżeniu równe, fragmenty jądrowe. Podział tej energii między poszczególne produkty procesu przedstawia się w istocie następująco: energia kinetyczna jąder-produktów ok. 165 MeV energia wynoszona przez neutron ok. 5 MeV energia wynoszona przez "natychmiastowe" ok. 7 MeV energia wynoszona przez elektrony i kwanty z wzbudzonych jąder promieniotwórczych ok. 25 MeV Razem.ok. 200 MeV

11 Pożyteczne jednostki (przypomnienie) Jednostka atomowa masy (u) 1/12 masy atomu izotopu 12 C = 1, kg Masa neutronu = 1, u; Masa protonu = 1, u; Masa elektronu 5, u Gramoatom ilość pierwiastka, którego masa wyrażona w gramach jest równa masie atomowej u, np. 12,01 grama węgla W jednym gramoatomie znajduje się 6, atomów Stała Avogadro. Podobnie określa się masę gramocząsteczkę związku chemicznego Jednostka energii atomowej: ev jest to energia, którą otrzymuje cząsteczka o ładunku elektrycznym jednego elektronu w polu elektrycznym o różnicy potencjału 1 V (1 ev = 1, J); jednostki pochodne: kev, MeV, GeV Wzór Einstein a E= mc 2 Jednej jednostce atomowej masy odpowiada energia 931 MeV 1, J Energia atomu i co z tego?

12 Elektrownia atomowa Fukushima 1 Fukushima Daiichi, 6 reaktorów typu BWR, uruchamiane w latach Reaktor wodny wrzący, w skrócie BWR (ang. Boiling Water Reactor) reaktor moderowany i chłodzony wodą cyrkulującą w jednym obiegu pod ciśnieniem 7,6 Mpa (75 atm). Temperatura wrzenia C. Lekka woda pełni jednocześnie funkcje moderatora i czynnika roboczego; wytworzona w reaktorze para jest kierowana do turbiny.

13 Zbiornik reaktora 1.Podczas przejścia przez rdzeń odparowuje około 20% wody. 2.Para oddzielana jest od wody w separatorze. 3.Pozostała woda jest zawracana ponownie do rdzenia poprzez pompy strumieniowe

14 Kasety paliwowe Temperatura topnienia Cyrkonu T= C Pręty paliwowe

15 Bariery bezpieczeństwa Zbiornik Zbiornik reaktora reaktora Koszulka Koszulka Obudowa bezpieczeństwa Paliwo Paliwo produkty produkty rozszcz. rozszcz.

16 Zr+2H 2 O>2H 2 +ZrO 2 Gwałtowny wzrost mocy reaktora Wrzenie chłodziwa Pogorszenie odbioru ciepła Produkty rozszczepienia 3UO 2 +2H 2 O>2H 2 +U 3 O 8 Awaria reaktywnościowa -przyrost dodatniej reaktywności M T P T Uszkodzenie koszulki paliwa!

17 Reaktor BWR

18 Reaktor PWR Reaktor wodny ciśnieniowy, w skrócie PWR (ang. Pressurized Water Reactor) reaktor, w którym moderatorem jest zwykła (lekka) woda pod ciśnieniem ok. 15 Mpa (150 atm). Woda spełnia jednocześnie funkcję czynnika roboczego chłodziwa rdzenia reaktora. Reaktor PWR (RJ) produkuje gorącą wodę pod dużym ciśnieniem, która następnie trafia do wytwornicy pary. Tam oddaje ciepło wodzie pod niższym ciśnieniem, która zmienia się w parę mokrą (zazwyczaj 275 C i 6 MPa). Dwa obiegi czynnika roboczego (wody)!!!

19 Reaktor BWR

20 Obieg wtórny reaktora PWR Obieg wtórny także jest zamkniętym obiegiem wodnym, który za pośrednictwem wytwornic pary odbiera ciepło transportowane przez wodę obiegu pierwotnego. Ten obieg umożliwia wytwarzanie energii elektrycznej przy pomocy turbiny i generatora. Za turbiną, para trafia do skraplacza, w którym jest chłodzona i powraca do stanu ciekłego. Obieg chłodzący może być tu otwarty albo zamknięty. W obiegu otwartym, woda zimna, ujmowana na zewnątrz elektrowni (w morzu albo w rzece), jest zasysana i filtrowana w pompowni, przepływa przez rurki skraplacza, a następnie jest odprowadzana ze zwiększoną temperaturą.

21 Moderator W zależności od średniej prędkości ruchu neutronów w rdzeniu reaktora, rozróżnia się dwie rodziny reaktorów: reaktory prędkie (FNR), reaktory termiczne, reaktory na neutrony powolne (na przykład typy PWR czy BWR). W reaktorach prędkich moderator nie jest potrzebny. Neutronów uwolnionych przez rozszczepienia nie spowalnia się i powodują one kolejne rozszczepienia. Uruchamianie takich reaktorów wymaga dużych ilości materiałów rozszczepialnych, gdyż neutrony są tak szybkie (kilkadziesiąt tysięcy kilometrów na sekundę), że zachodzi niewiele oddziaływań wzajemnych z materią i prawdopodobieństwo zapoczątkowania 6.VI.2017 rozszczepienia jest niskie. EJ - Wykład 13

22 Dlaczego moderator?

23 Generacja II PWR, BWR < 1400 MWe ( ) N4, KONVOI MWe ( )

24 III Generacja Postępy w konstrukcji reaktorów drugiej generacji skłoniły producentów do zaoferowania reaktorów tzw. trzeciej generacji. Uwzględniono wnioski płynące z awarii w elektrowni Three Mile Island, a także wnioski z awarii w elektrowni w Czarnobylu na Ukrainie w 1986 roku. Konstrukcyjnie ograniczono możliwość emisji promieniotwórczych poza elektrownię, nawet w razie całkowitego stopienia się rdzenia. W porównaniu do generacji III, generacja III+ obejmuje reaktory, które będą gotowe do wdrożenia od 2010 roku począwszy, a których konstrukcja została jeszcze udoskonalona pod względem bezpieczeństwa i ekonomiki.

25 IV Generacja Reaktory czwartej generacji znajdują się w fazie koncepcyjnej i są przedmiotem prac badawczo-rozwojowych, prowadzonych w ramach współpracy międzynarodowej. Konstrukcyjnie jeszcze bardziej innowacyjne niż reaktory trzeciej generacji; ich wdrożenia można się spodziewać w dalszej perspektywie, około 2040 roku.

26 Oczekiwania rynku wobec reaktorów III generacji i generacji III+ Reaktor EPR, oferowany przez firmę AREVA, przedstawia najbardziej zaawansowane stadium rozwoju pracujących obecnie reaktorów wodnych ciśnieniowych (PWR). EPR jest reaktorem o mocy rzędu MWe, typu PWR, którego konstrukcja jest wynikiem ponad 50 lat prac rozwojowych i doświadczeń eksploatacyjnych reaktorów tego typu (w tym reaktorów PWR serii N4 we Francji i serii KONVOI w Niemczech). Z lepszą konkurencyjnością i zwiększonym bezpieczeństwem reaktor EPR stanowi krok naprzód na drodze zrównoważonego rozwoju. Całkowicie spełnia on wymogi stawiane nowym elektrowniom jądrowym przez firmy elektroenergetyczne i urzędy dozoru jądrowego.

27 EPR wg Wikipedii Europejski Reaktor Ciśnieniowy, w skrócie EPR (ang. European Pressurized Reactor) reaktor wodnociśnieniowy (PWR) trzeciej generacji. Zaprojektowany i rozwijany głównie przez koncerny Framatome (obecnie Areva) i Électricité de France (EDF) we Francji oraz Siemens AG w Niemczech. Obecnie w fazie budowy znajdują się 4 reaktory EPR. Konstrukcja dwóch pierwszych, w Finlandii i Francji jest opóźniona z powodu kosztów. W 2009 i 2010 r. rozpoczęła się budowa dwóch dodatkowych reaktorów w Chinach. W lipcu 2008 r. francuski prezydent zapowiedział, że z powodu wysokich cen ropy i gazu we Francji zostanie zbudowany drugi reaktor EPR. W 2009 jako lokalizację wybrano Penly, a budowa powinna rozpoczeła się w 2012 r

28 Czym jest EPR? W porównaniu ze specyfikacją reaktorów trzeciej generacji, EPR jest przedstawicielem bardziej rozwiniętej generacji III, tzw. generacji III+, gdyż posiada jeszcze bardziej zaawansowane rozwiązania w zakresie ekonomiki, ograniczania ilości odpadów i bezpieczeństwa. Zapewnia on szczególnie wysoki poziom bezpieczeństwa, między innymi dzięki poczwórnie rezerwowanym układom zabezpieczeń, oraz możliwości utrzymania stopionego rdzenia w zamknięciu. Ponadto, EPR jest nadzwyczajnie odporny na zdarzenia zewnętrzne, takie jak uderzenie ciężkiego samolotu pasażerskiego.

29 Systemy zabezpieczeń reaktora EPR W budowie reaktora EPR zastosowano kilka aktywnych i pasywnych środków zabezpieczających przed ewentualnymi wypadkami: cztery niezależne awaryjne systemy chłodzące, każdy zdolny do schłodzenia reaktora po wyłączeniu zasilania (tzn. 300% redundancja [1]). szczelna obudowa bezpieczeństwa wokół reaktora. dodatkowy zbiornik i strefa chłodzenia na wypadek wydostania się płynnego rdzenia z reaktora. dwuwarstwowy mur betonowy o całkowitej grubości 2,6 metra, zaprojektowany tak, by wytrzymał uderzenie samolotu czy gwałtowny wzrost ciśnienia wewnątrz reaktora. [1] nadmiar zbytek

30 Cykl paliwowy Paliwa jądrowego nie robi się bezpośrednio z rudy uranowej w stanie naturalnym. Wytwarzanie ciepła z rozszczepień jąder atomów wymaga przygotowania materiału rozszczepialnego w cyklu, który składa się z szeregu etapów technologicznych. Cykl paliwowy zależy od rodzaju zastosowanego reaktora i od doboru kombinacji rud rozszczepialnych i paliworodnych.

31 Etapy wspólne dla wszystkich typów reaktorów wydobycie rudy materiału rozszczepialnego; oczyszczanie i zwiększanie stężenia rudy; wytwarzanie paliwa i montaż zestawów paliwowych; napromieniowanie paliwa w reaktorze; tymczasowe przechowywanie paliwa wypalonego; recykling paliwa wypalonego, w tym przerób wstępny; gospodarka odpadami promieniotwórczymi.

32 Wykorzystanie uranu i plutonu w cyklu zamkniętym Uran i pluton są ponownie wykorzystywane w reaktorze po etapie przerobu wstępnego i po wyprodukowaniu nowego paliwa (tzw. paliwa MOX). Na odpady promieniotwórcze składają się aktynowce mniejszościowe, produkty rozszczepienia oraz produkty aktywacji (powstające na skutek aktywacji materiałów koszulek i materiałów konstrukcji zestawów2 paliwowych). Odpady promieniotwórcze są kondycjonowane, tymczasowo przechowywane i przeznaczane do zeskładowania. Taki wariant wybrały między innymi Francja, Japonia i Rosja.

33 Cykl paliwowy reaktorów PWR i BWR

34 Zasoby, tys. ton U3O8 Wydobycie uranu Światowe rozpoznane zasoby uranu mln ton U 3 O 8 <80 $/kgu <130 $/kgu Australia 1,074 1,910 Kazachstan 0,662 0,957 Kanada 0,439 0,532 Poł. Afryka 0,298 0,369 Namibia 0,213 0,287 Rosja 0,158 0,218 Brazylia 0,143 0,309 USA 0,102 0,355 Uzbekistan 0,093 0,153 Pozostali 0,480 0,526 Ogółem 3,622 5, Koszt wydobycia $/kg U

35 Zasada wzbogacania Aby można było uruchomić reaktor wodny, w paliwie musimy zwiększyć zawartość izotopu U 235, która w uranie naturalnym wynosi 0,7 %, do poziomu 3-5 %. Mówi się o wzbogacaniu uranu w izotop rozszczepialny. W oparciu o gazowy UF 6, w zakładzie wzbogacania metodą rozdzielania izotopowego wytwarza się z jednej strony uran wzbogacony (około 16 % początkowej objętości wsadu UF6, przy wzbogaceniu w U 235 do 3,5 %), a z drugiej strony uran zubożony (około 84 % objętości wsadu UF 6 ).

36 Wzbogacanie - wirówki Metoda wirówkowa jest technologią sprawdzoną od ponad trzydziestu lat w Holandii, w Niemczech i w Wielkiej Brytanii. Ostatnio metoda ta rozwinęła się dzięki postępowi technologii materiałów kompozytowych. Proces wymaga znacznie mniejszej liczby stopni rozdziału, aby osiągnąć poziom wzbogacenia porównywalny z wynikami dyfuzji gazowej. Rozdzielanie izotopów następuje w wirujących z dużą prędkością pojemnikach cylindrycznych zawierających UF6. Pod wpływem siły odśrodkowej, cząstki cięższe zbierają się na obwodzie, podczas gdy lżejsze migrują do środka, powodując rozdzielenie się izotopów.

37 Wirówka wzbogacająca Schemat wirówki do rozdzielania izotopów UF 6

38 Ile jest wypalonego paliwa na jednostkę wytworzonej energii? Reaktor PWR: 2,5 tony/twh 1,25 m 3 /TWh Reaktor BWR: 3 tony/twh 1,5 m 3 /TWh 1,14 m Uran Wypalone paliwo i odpady promieniotwórcze, 40 m w.k. 90 m w.b. Węgiel kamienny Węgiel brunatny Reaktor HTGR: <1,5 tony/twh <0,7 m 3 /TWh Surowiec Ilość na 1 TWh(t) Odpad (t) Uranu (t) Toru (t) Uran 23 3 Węgiel kamienny 400 k 100 k ~1 ~3 Węgiel brunatny 1500 k 900 k ~2 ~6

39 Transmutacja jądrowa Proces transmutacji pogarsza bilans neutronów w reaktorze. Dlatego przewiduje się zastosowanie podkrytycznych reaktorów współpracujących ze spalacyjnym źródłem neutronów, tzw. ADS: Accelerator Driven System n Radioaktywny izotop aktynowców n Długozyciowy produkt rozszczepienia I-129; Tc-99 n Izotop rozszczepialny Produkty rozszczepienia Izotop stabilny Xe-130; Ru-100

40 Idea transmutacji jądrowej Doprowadzić do rozszczepienia jak największej ilości aktynowców. Otrzymujemy energię i zmniejszamy radiotoksyczność wypalonego paliwa

41 Transmutacja jądrowa Najbardziej uciążliwe składniki wypalonego paliwa to tzw. aktynowce mniejszościowe (minor actinides), pierwiastki cięższe od uranu i plutonu (aktynowców większościowych), powstające w paliwie jądrowym w czasie jego wypalania. Najwięcej jest izotopów ameryku, kalifornu i kiuru. Z energetycznego punktu widzenia są one bezużyteczne nie ulegają rozszczepieniu. Przy tym są długożyciowe i silnie promieniotwórcze, wymagają więc długoterminowego składowania. Ideą podziału i transmutacji aktynowców jest przekształcenie ich do formy bardziej przyjaznej dla środowiska np. do izotopów krótkożyciowych lub o niższej radiotoksyczności. Cały proces prowadzi do skrócenia czasu, w którym odpady są silnie promieniotwórcze z setek tysięcy do setek lat.

42 Składowe radiotoksyczności wypalonego paliwa

43 Accelerator Driven System (ADS Do inicjowania rozszczepienia w podkrytycznym płaszczu strumień neutronów dostarczany jest w reakcji spalacji wywoływanej w centralnej tarczy przez wiązkę protonów z zewnętrznego akceleratora protonów.

44 Koniec