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

Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 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 dampgenerator m 2 Kølevandsstrøm gennem reaktoren5.000 kg/s Trykholderens rumfang570 m 3

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

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

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

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

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

Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 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

Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 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

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

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

Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 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.

Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 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.

Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 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

Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 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

Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 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.

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

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

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

Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 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+.

Kursus i Kernekraftteknologi – IDA Energi 7- 8 december 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

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

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