Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 Trykvandsreaktoren Erik Nonbøl Risø DTU Nationallaboratoriet for Bæredygtig Energi.

Præsentationer af emnet: "Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 Trykvandsreaktoren Erik Nonbøl Risø DTU Nationallaboratoriet for Bæredygtig Energi."— Præsentationens transcript:

1 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 Trykvandsreaktoren Erik Nonbøl Risø DTU Nationallaboratoriet for Bæredygtig Energi

2 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 2 Indhold Introduktion PWR konstrution og funktion Brændselsdesign Regulering under drift Kontrolstave - opløseligt neutrongift Xenon/Samarium forhold Udvikling af PWR fra GEN I – GEN III+ Afslutning

3 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 3 PWR konstruktion og funktion

4 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 4 PWR layout

5 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 5 PWR konstruktion og funktion 2

6 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 6 PWR konstruktion og funktion 3

7 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 7 PWR konstruktion og funktion 4

8 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 8 PWR reaktortank design data

9 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 9 PWR core fuel layout

10 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 10 PWR fuel design

11 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 11 BWR fuel design

12 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 12 PWR brændselselement

13 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 13 Dampgenerator data

14 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 14 Størrelseforholdet i en PWR

15 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 15 Typiske PWR design- og driftsparametre Parameter Elektrisk effekt1.120 MWe Termisk effekt3.400 MWt Antal brændselselementer157 Antal brændselsstave pr. element17 x 17 Længde af brændselselement420 cm Brændselsstaves varmeudvikling pr. længdeenhed190 W/cm Reaktortankens indre diameter400 cm Primære tryk150 bar Sekundære tryk65 bar Reaktor-indløbstemperatur285 o C Reaktor-udløbstemperatur325 o C Varmeoverføringsareal af dampgenerator11.250 m 2 Kølevandsstrøm gennem reaktoren5.000 kg/s Trykholderens rumfang570 m 3

16 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 16 PWR konstruktion og funktion 3

17 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 17 PWR konstruktion og funktion 3

18 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 18 EPR layout

19 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 19 EPR layout

20 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 20 Regulering af en PWR reaktor Kontrolstave - Borcarbid Opløseligt gift – Borsyre Brandbar gift i brændselspinde Varm og kold tilstand af reaktoren Fissionsprodukter - Xenon/Samarium

21 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 21 Hurtig-regulering af en PWR reaktor Kontrolstave – Borcarbid, som sidder i grupper af 24 i ca. 1/3 af brændselselementerne Halvdelen af kontrolstavene er reserveret til scram – hurtig-nedlukning- resten anvendes til regulering af effekten gennem kontrol af temperaturen i det primære kredsløb. Kontrolstavene anvendes også sammen med brandbar gift i brændselsstavene til at sikre en flad neutronfluxfordeling Ved scram afbrydes strømmen til spoler, som fastholder stavene og disse falder ind i brændselselementerne via gravitation

22 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 22 Langsom-regulering af en PWR reaktor Ændring af koncentrationen af opløselig neutrongift – borsyre- i moderatoren kompenserer for reaktivitetstabet som følge af udbrænding af brændslet Ved overgang fra kold til varm tilstand og omvendt er der to modsat rettede reaktivitetseffekter som har betydning. Fra kold til varm tilstand reduceres densiteten af moderatoren, hvilket fører til følgende reaktivitetseffekter: - Reduktion af moderationen= negativ reaktivitet - Reduktion af koncentrationen af borsyre = positiv reaktivitet Her er det førstnævnte effekt som er størst og sikrer en negativ temperatur-reaktivitetskoefficient og stabil reaktor For at komme fra kold til varm tilstand må man således reducere koncentrationen af borsyre eller udtrække kontrolstave

23 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 23 Opstartsproblemer som følge af fissionsproduktet xenon

24 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 24 Reguleringsproblemer som følge af fissionsproduktet xenon

25 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 25 Udviklingen af reaktor design fra Gen I til Gen III+ Siden starten af tresserne har designet af reaktorer gennemgået en række udviklingstrin. Man taler om generation I, II, III, III+ og generation IV, som illustreret nedenfor I det følgende vil der blive gjort et forsøg på at beskrive, hvad der kendetegner de forskellige udviklingstrin.

26 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 26 Udviklingen af reaktor design – Generation I Reaktorerne fra slutningen af halvtredserne og begyndelsen af tresserne er karakteriseret ved at være såkaldte prototyper, d.v.s. de skulle demonstrere, at det var muligt at konstruere anlæg, som på sikkerhedsmæssig forsvarlig måde var i stand til at producere elektricitet på kommercielle vilkår. Shippingport i den amerikanske stat Pensylvanien er et eksempel på en af de første reaktorer, der i 1957 blev koblet på el-nettet i USA. Reaktoren markerede starten på udviklingen af en trykvandsreaktor, PWR, med en størrelse på 60 MWe, den blev taget ud af drift i 1982 til fordel for større og mere rentable anlæg. Dresden 1 var den første kogendevandsreaktor som blev sat i kommerciel drift i 1960 (200 MWe). De engelske Magnox reaktorer blev også udviklet i denne periode.

27 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 27 Udviklingen af reaktor design – Generation II Begrebet ”Design-basis-accident” opstår og får en væsentlig betydning for designet og kommer til at indgå i de nukleare myndigheders krav for at godkende et anlæg. El-selskaber, som ansøger om at opføre et kernekraftværk, skal således ved beregninger herunder risikoanalyser sandsynliggøre, at anlægget er i stand til at modstå disse postulerede uheld uden, det får konsekvenser for omgivelserne. Eksempler på nogle af disse postulerede uheld er følgende: Loss of Coolant Accident, LOCA Loss of Offsite power Turbine trip Stucked controlrod during shutdown (Scram) Fuel handling failure

28 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 28 Udviklingen af reaktor design – Generation II I designet af generation II anlæggene indgår forskellige barrierer, som er i stand til at tilbageholde radioaktive stoffer, skulle der forekomme lækage. Disse 5 barrierer er illustreret nedenfor

29 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 29 Udviklingen af reaktor design – Generation III, III+ Denne generation af reaktorer repræsenterer en udvikling af designprincipperne og udnyttelse af driftserfaringerne fra generation II. Bl.a. har forbedret brændselsdesignet for at opnå højre udbrænding ligesom turbiner og generatorer har fået bedre virkningsgrader. Der er også introduceret adskillige sikkerhedsforbedringer, som er illustreret i det følgende. Bl.a. har man indført en dobbeltvægget kontainment bygning med en stålliner imellem, mulighed for filtreret ventilation fra kontainment samt et specielt ”core-catcher” design i bunden af bygningen til at tilbageholde og køle en smeltet reaktorkerne. Men især er man gået over til at anvende standardiserede design for at dels reducere tiden, som de nukleare myndigheder er om at godkende en ansøgning og dels for at reducere byggetiden og prisen på anlægget.

30 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 30 Udviklingen af reaktor design – Generation III, III+ Sikkerhedstiltag for EPR reaktoren

31 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 31 Corium compartment – Core Catcher

32 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 32 Plant layout

33 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 33 Udviklingen af reaktor design – Generation III+ De senere års reaktorudvikling har fokuseret på simplificering og sikkerhedsmæssige forbedringer af allerede eksisterende anlæg gennem introduktion af såkaldte generation III+ reaktorer. Man har introduceret begrebet ”Beyond-Design-Basis-Accident”, hvor man forsøger at tage højde for mulige terroraktioner herunder også flystyrt. Dobbeltvægget kontainment og øget fysisk beskyttelse af sikkerhedssystemerne er resultater heraf. Passive sikkerhedessystemer er også blevet taget i anvendelse Der er imidlertid ikke nogen helt tydelig forskel på Generation III og Generation III+ designet. I nogen sammenhænge betegnes den finske EPR som en Generation III enhed og i andre som en Generation III+, dette blot for at understrege, at der er en glidende overgang fra G-III til G-III+.

34 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 34 Udviklingen af reaktor design – Generation II Reaktorerne Begrebet ”Design-basis-accident” opstår og får en væsentlig betydning for designet og kommer til at indgå i de nukleare myndigheders krav for at godkende et anlæg. El-selskaber, som ansøger om at opføre et kernekraftværk, skal således ved beregninger herunder risikoanalyser sandsynliggøre, at anlægget er i stand til at modstå disse postulerede uheld uden, det får konsekvenser for omgivelserne. Eksempler på nogle af disse postulerede uheld er følgende: Loss of Coolant Accident, LOCA Loss of Offsite power Turbine trip Stucked controlrod during shutdown (Scram) Fuel handling failure

35 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 35 Fordeling af reaktortyper

36 Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 2009 36 CO2 belastninger ved forskellige el-produktioner