Reaktorityyppejä. Seppo Sipilä

Reaktorityyppejä Seppo Sipilä

Reaktorityyppien luokittelukriteerit 1) Käyttötarkoitus tutkimusreaktorit materiaalitestausreaktorit koereaktorit ydinmateriaalin tuottoreaktorit (Pu) tehoreaktorit 2) Fission aiheuttavien neutronien energia termiset reaktorit nopeat reaktorit intermediaariset reaktorit 3) Jäähdyte vesi (H 2 O, D 2 O) kaasu (CO 2, He) nestemetalli (Na, Pb-Bi) orgaaniset jäähdytteet 4) Moderaattori tavallinen vesi (H 2 O) raskas vesi (D 2 O) grafiitti 5) Polttoaineen ja moderaattorin sijoitus homogeeninen reaktori heterogeeninen paineastiareaktori heterogeeninen paineputkireaktori 6) Polttoaineen väkevöintiaste Luonnonuraani heikosti väkevöity uraani voimakkaasti väkevöity uraani 7) Kehitysaste vakiintunut tekniikka (PWR, BWR, CANDU, RBMK, GCR, AGR) prototyyppiaste (LMFBR, HTGR) kehitys- ja suunnitteluaste: evoluutio- ja revoluutiomallit PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 2

Reaktorityyppien lyhenteitä PWR = Pressurized Water Reactor, painevesireaktori venäjäksi VVER BWR = Boiling Water Reactor, kiehutusvesireaktori PHWR = Pressurized Heavy Water Reactor, raskasvesireaktori (esim. CANDU) HWLWR = Heavy Water (moderated) Light Water (cooled) Reactor (nyk. ei käytössä) LWGR = Light Water (cooled) Graphite (moderated) Reactor, vesijäähdytteinen grafiittihidasteinen reaktori esim. RBMK LMFBR = Liquid Metal Fast Breeder Reactor, nestemetallijäähdytteinen nopea hyötöreaktori GCFR = Gas Cooled Fast Reactor, kaasujäähdytteinen nopea reaktori MSBR = Molten Salt Breeder Reactor, sulasuolahyötöreaktori GCR = Gas Cooled Reactor, kaasujäähdytteinen reaktori AGR = Advanced Gas (cooled) Reactor, kehittynyt kaasujäähdytteinen reaktori HTGR = High Temperature Gas (cooled) Reactor, korkean lämpötilan kaasujäähdytteinen reaktori PBMR = Pebble Bed Modular Reactor, kuulakekoreaktori PBMR:ää lukuunottamatta yksityiskohtaista tietoa eri reaktorityypeistä löytyy Lamarsh-Barattan kirjan (3. painos) luvusta 4.5. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 3

Maailman tehoreaktorit IAEA Power Reactor Information System (http://www.iaea.org/pris) 9/2015 Kiina Venäjä Intia USA Etelä-Korea Emiraatit Valko-Venäjä Japani Pakistan Slovakia Ukraina Argentiina Brasilia Suomi Ranska rakenteilla: 67 0 5 10 15 20 25 USA Ranska Japani Venäjä Kiina Etelä-Korea Intia Kanada UK Ukraina Ruotsi Saksa Belgia Espanja Tsekki Sveitsi Suomi Unkari Slovakia Argentiina Pakistan Brasilia Bulgaria Meksiko Romania Etelä-Afrikka Armenia Iran Alankomaat Slovenia toimintakunnossa: 438 0 20 40 60 80 100 PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 4

Maailman ydinreaktorit (2012) PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 5

Uusia ydinvoimaloita Uusia yksiköitä sähköverkossa: Fuqing-2 1000 MW(e) PWR, Kiina 8/2015 Hongyanhe-3 1000 MW(e) PWR, Kiina 3/2015 Ningde-3 1018 MW(e) PWR, Kiina 3/2015 Yangjiang-2 1000 MW(e) PWR, Kiina 3/2015 Shin-Wolsong-2 960 MW(e) PWR, Etelä-Korea 2/2015 Fangjiashan-2 1000 MW(e) PWR, Kiina 2/2015 Rostov-3 1011MW(e) PWR, Venäjä 12/2014 Fuqing-1 1000 MW(e) PWR, Kiina 8/2014 Bushehr 1 VVER-1000 Käynnistetty uudelleen pitkän tauon jälkeen: Bruce 2 772 MW(e) PHWR, Kanada 10/2012 (suljettuna 17 v.) Bruce 1 772 MW(e) PHWR, Kanada 9/2012 (suljettuna 15 v.) Browns Ferry 1 1065 MW(e) BWR, USA 6/2007 (suljettuna 22 v.) PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 6

Ydinvoimalat: uusia hankkeita / poistuneita Rakentaminen aloitettu: Hongyanhe-6 1000 MW(e) PWR, Kiina 7/2015 Fuqing-5 1000 MW(e) PWR, Kiina 5/2015 Hongyanhe-5 1000 MW(e) PWR, Kiina 3/2015 Barakah-3 1345 MW(e) PWR, Emiraatit 9/2014 Belarusian-2 1109 MW(e) PWR, Valko-Venäjä 4/2014 CAREM25 25 MW(e) PWR, Argentiina 2/2014 Lopullisesti suljettuja: Grafenrheinfeld 1275 MW(e) PWR, Saksa 6/2015 Shimane-1 439 MW(e) BWR, Japani 4/2015 Genkai-1 529 MW(e) PWR, Japani 4/2015 Mihama-1 320 MW(e) PWR, Japani 4/2015 Mihama-2 470 MW(e) PWR, Japani 4/2015 Tsuruga-1 340 MW(e) BWR, Japani 4/2015 PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 7

Reaktorisukupolvet Sukupolvi I: kaupallisten reaktorien prototyypit 1950- ja 1960-luvulla, esim. MAGNOX (UK), Shippingport PWR (USA), Dresden-1 BWR (USA). Sukupolvi II: 1970- ja 1980-luvuilla käyttöön otetut kaupalliset laitokset. Esim. perustyypin PWR, BWR, CANDU (Kanada), RBMK (Neuvostoliitto) ja AGR (UK). Sukupolvi III: perustyypeistä jatkokehitetyt LWR:t, kuten ABWR, APWR (esim. ABB System 80+), VVER-1000 ja passiivista turvallisuutta korostava AP600. ABWR, APWR ja VVER-1000 reaktoreita on jo käytössä maailmalla. Taloudellisesti, hyötysuhteeltaan ja turvallisuudeltaan parempia kuin aiempi sukupolvi. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 8

Reaktorisukupolvet Sukupolvi III+: 1990-luvulla kehitettyjä reaktorityyppejä, joiden suunnittelussa turvallisuus ja taloudellisuus ovat entisestään korostuneet. Esim. ACR (Advanced CANDU), ESBWR, AP1000 ja EPR (ensimmäinen III+ -reaktori rakenteilla, OL3) sekä Westinghousen vetämän kansainvälisen konsortion IRIS (International Reactor Innovative & Secure), kevytvesireaktori jonka kaikki primääripiirin komponentit ovat paineastian sisällä. Sukupolvi IV. Tullevat käyttöön vuoteen 2030 mennessä. Erittäin turvallisia ja taloudellisia, tuottavat minimimäärän jätettä eivätkä sovellu asemateriaalin tuotantoon. Pitkällä kehityksessä ovat esim. He-jäähdytekaasuturbiinilla sähköä tuottava PBMR. He-jäähdytekaasuturbiinia sovelletaan myös General Atomicsin passiivista turvallisuutta korostavassa modulaarisessa heliumreaktorissa (GT-MHR, Gas Turbine - Modular Helium Reactor). PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 9

Painevesireaktori (PWR): esimerkki Vodo-Vodyannoy Energeticheskiy Reaktor VVER 440-213 Loviisa 1 ja 2 reaktoritoimittaja: Atomenergoexport turbiinit & generaattorit: Electrosila, Harkova, 2 x 258 MW / yksikkö 3000 r/min, 400 kg/s, p = 46 bar, T = 255 C nettosähköteho: 496 MW / yksikkö nettohyötysuhde: eff = 33% polttoaine: UO 2, 313 sauvanippua à 126 sauvaa Suomi 2 kpl Tsekki 4 Slovakia 4(+2) Unkari 4 Venäjä 2 Ukraina 2 primääripiiri: 6 kiertopiiriä à 7100 tonnia/h p = 123 bar T = 264 299 C suojakuoren vesijäähdytys katalyyttinen vedyn rekomb. vedynpolttajat hätävesiakut sprinklerit Jäälauhduttimet, n. 900 tonnia Jäähdyte pidetään nesteenä korkeassa paineessa; höyryntuotto lämmönvaihtimessa matalampipaineisessa sekundääripiirissä terässuojakuori sähköyhteys vesivoimalasta varasähködieselit hätäsyöttövesipumput varahätäsyöttövesipumppaamo reaktorisydän ilmansuodattimet hätälisävesipumput hätäjäähdytyspumput PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 10

Esimerkki: BWR Olkiluoto 1 ja 2 reaktoritoimittaja: ASEA-Atom (nyk. Westinghouse Electric Sweden AB) turbiini- ja generaattoritoimittaja STAL-Laval; Brown, Boveri & Cie 870 MW, 3000 r/min, 67 bar höyryntuottojärjestelmä: 1260 kg/s, p = 70 bar, T = 274 286 C (syöttövesi 185 C) nettosähköteho: 880 MW / yksikkö (2010-11) nettohyötysuhde: eff = 33% polttoaine: UO 2 500 sauvanippua, à 64 100 sauvaa Jäähdytteen annetaan kiehua (paine matalampi kuin PWR:ssa): höyryntuotto suoraan reaktorissa PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 11

Grafiittimoderoitu kevytvesireaktori: LWGR RBMK: grafiittimoderoitu kiehutusreaktori; Venäjällä 11 kpl v. 2013 (+ 4 EGP-6) Esim. Leningrad 1-4 grafiittihidasteisia uusia reaktoreita ei länsimaissa v. 1957 jälkeen (ilmajäähdytteisen Windscale Pile 1:n moderaattoripalo) ei paineastiaa, polttoainesauvat paineputkissa sauvoja voidaan vaihtaa sammuttamatta reaktoria PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 12

Raskasvesireaktorit (Paine)raskasvesireaktori (PHWR): moderaattorina/jäähdytteenä raskas vesi D 2 O (terminen neutroniabsorptio erittäin vähäistä) voidaan ladata luonnonuraanilla ei tarvita kallista väkevöintiteknologiaa toisaalta moderointi D 2 O:lla heikompaa kuin tavallisella vedellä paineastiallinen reaktori on suurikokoinen esim. Kraftwerk Unionin (nyk. Siemens) HWR Argentiinassa (Atucha 1). suuren paineastian sijaan voidaan käyttää useita paineputkia (esim. CANDU ja Fugen ATR). Etuna mahdollisuus ladata yksittäisiä putkia reaktorin toimiessa. CANDU: PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 13

Esimerkki: PHWR CANDU 6: CANada Deuterium Uranium Point Lepreau reaktoritoimittaja: AECL (Atomic Energy of Canada Ltd) nettosähköteho: 680 MWe reaktoriastia eli calandria: 380 paineputkea, paine 100 bar polttoaineniput polttoaineena luonnonuraani-uo 2 CANDU-reaktoreita on toiminnassa (v. 2015) Kanadassa 19 kpl, Etelä-Koreassa 4, Romaniassa 2, Kiinassa 2, Intiassa 2 (+16 muuta), Argentiinassa 1, Pakistanissa 1 CANDU 6 bundle CANDU 6:n calandria PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 14

Parannuksia peruskonsepteihin: ABWR ABWR, Advanced BWR (General Electric Toshiba, 1356 MWe): ei ulkoisia pääkiertolooppeja, pumput paineastian sisällä (LOCA-riskin minimointi, paljon vähemmän putkiläpivientejä) hienosäätöiset säätösauvat (polttoaineen käytön ja säädön optimointi) digitaalinen reaktorin suojausjärjestelmä (RPS) ja valvomo yksinkertaistetut, toisistaan riippumattomat aktiiviset turvajärjestelmät (EU: sydänsieppari) parannettu ECCS (EU: kolminkertainen redundanssi) ja suojarakennus ABWR-laitoksia on jo toiminnassa Japanissa, esim. Hamaoka 5 ja Shika 2. 1: sydän 2: säätösauvat 3: RIP, Reactor Internal Pump (moottori); 10 kpl 4: höyrylinja 5: syöttövesilinja PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 15

Parannuksia peruskonsepteihin: ESBWR Economic Simplified BWR, ESBWR (General Electric Hitachi, 1560 MWe): USNRC on sertifioinut laitostyypin 9/2014. useita passiivisia turvallisuuspiirteitä jäähdytteen pääkierto luonnollinen, ei pumppuja vähemmän läpivientejä passiivinen painovoimainen reaktorin hätäjäähdytys (GDCS) passiivinen suojarakennuksen jäähdytys (PCCS) kondensoituva vesi kerätään talteen ja se ohjautuu painovoimaisesti GDCS-altaaseen reaktorin jäähdytykseen digitaalinen instrumentointi, hienosäätöiset säätösauvat nopea automaattinen paineenalennus LOCA-tilanteessa 4 3 1 2 1: ICS, Isolation Condenser System 2: painovoimatoimisen jäähdytysjärjestelmän (GDCS) allas 3: suojarakennuksen lauhdutusallas 4: passiivisen suojarakennuksen jäähdytyksen (PCCS) allas PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 16

Parannuksia peruskonsepteihin: System 80+ System 80+ APWR (ABB, nyk. Westinghouse) 1350 MWe Esim. Yeonggwang 3 & 4, Korea kehittynyt PWR (APWR), merkittäviä turvallisuus- ja käytettävyysparannuksia pallomainen (D = 61m) kaksikuorinen teräs- ja betonisuojarakennus toimii höyryn paisuntatilana ja lämpönieluna LOCAn aikana kehittyneempi paineastian rakenne, käyttöikä 60 v yksinkertaistettu primäärikierto, kaksi pääkiertolooppia edistyksellinen polttoainepellettien, sauvojen ja suojakuorten rakenne suurempi palama mahd. 33% suurempi paineistin, sekundääripiirissä 25% enemmän vettä transienteissa painevaihtelut pienempiä PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 17

Parannuksia peruskonsepteihin: AP600/1000 Westinghouse AP600 ja AP1000 (Toshiba) AP1000 rakenteilla mm: Sanmen 1&2, Haiyang 1&2, Kiina; Vogtle 3&4, VC Summer 2&3, USA kehittynyt PWR (APWR): AP1000 Gen III+ kaksi primäärilooppia painopiste passiivisissa turvallisuuspiirteissä suojarakennus toimii lämpönieluna LOCAn aikana, kattokuvun ulkoinen jäähdytys (72 h) 30% suurempi paineistin pienentää paineenvaihteluita transienteissa pienempi sydämen tehotiheys ja vaurioriski passiivinen hätäjäähdytys LOCAn aikana: suuri korkeapaineinen vesivarasto, automaattinen paineenalennus ja painovoimainen hätäjäähdytysveden toimitus reaktoriin PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 18

Parannuksia peruskonsepteihin: EPR Areva-Siemens EPR, 1650 MWe (European Pressurized Reactor) OL3 Framatomen N4- ja Siemensin KONVOIreaktorista jatkokehitetty edistynyt PWR Ensimmäinen rakennettu Gen III+ -reaktori hyötysuhde eff = 36-37%, käytettävyys >92% 4x100% hätäjäähdytysjärjestelmä, fyysisesti eriytetty neljäksi riippumattomaksi linjaksi kaksinkertainen, sotilaslentokoneen ja ison matkustajakoneen kestävä suojarakennus, kattaa myös 2 ECCS-linjaa ja valvomon sydänsieppari digitaalinen instrumentointi ja valvomo käyttöikä 60 vuotta PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 19

Metallijäähdytteiset hyötöreaktorit Nestemetallijäähdytteinen nopea hyötöreaktori (LMFBR): ainoa laajemmin käytetty hyötöreaktori hyötää uraani-238:sta plutonium-239:ää sydäntä ympäröivässä vaipassa toimii nopeilla neutroneilla, ei moderointia vähäinen paine, ei tarvetta paksulle paineastialle jäähdytteenä useimmiten natrium 23 Na: hyvä lämmönjohtavuus, heikko moderointi, ei syövytä haittana kemiallinen reaktiivisuus veden ja ilman kanssa, korkea sulamispiste 98 C sekä 24 Na-aktivaatio (b & g emitteri, T 1/2 = 15 h) PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 20

Esimerkki: looppityypin LMFBR Monju (Fukui, Japani, 1994 ) reaktoritoimittaja: Fuji / Hitachi / Mitsubishi / Toshiba nettosähköteho: 246 MWe (eff = 39%) hyötösuhde: ~1.2 primäärikierto: 3 looppia, p = 2-9 bar T = 397 529 C polttoaine: (Seisokissa joulukuusta 1995 198 heksagonaalista C-loopin sekundääripiirin natriumvuodon takia, elementtiä à 169 sauvaa, 238 UO 2 & 239 koekäyttöön 2/2010, latauskonehaaveri 8/2010) PuO 2 seos (MOX), reunoilla pelkkä 238 UO 2. Pu:n väkevöinti 16 21%, latausjakso noin 6 kk (20 25% vaihto). PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 21

LMFBR-allasreaktorit toinen LMFBRpäätyyppi kaikki primäärikiertoon liittyvä on reaktoriastian sisällä sekundääripiirin natrium käy astiassa hyvin säteilysuojatussa lämmönvaihtimessa etuna kompaktimpi rakenne säteilysuojauksen kannalta. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 22

Esimerkki: allastyypin LMFBR Superphénix (Ranska, 1985 1996) Epäonninen laitos: kokonaistuotto vain 8.2 TWh, käytettävyys 6.3%. reaktoritoimittaja: Novatome / NIRA nettosähköteho: 1200 (tot. 600) MWe hyötökerroin: ~1.2 jäähdytteen T: 395 545 C polttoaine: 364 heksagonaalista elementtiä à 271 sauvaa, 238 UO 2 & 239 PuO 2 seos (MOX). Pu:n väkevöintiaste 16 20 %, latausjakso 26 kk (100% vaihto). PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 23

Esimerkki: allastyypin LMFBR BN-600 (Rosenergoatom) Beloyarsk 3, 1980 reaktoritoimittaja: Mintyazhmash kapasiteettikerroin: 22 reaktorivuoden keskiarvo 70%, parhaat yksittäiset vuodet (1993) jopa 83% nettosähköteho: 560 MWe (eff = 38%) hyötökerroin: ~1.2 jäähdytteen T: 377 550 C polttoaine: 369 heksagonaalista elementtiä à 127 sauvaa, HEUO 2. Väkevöintiaste 17 26%, latausjakso noin 5 kk. Myös MOX-konversiokokeita. 1. Reaktorikuoppa 2. Reaktoriastia 3. Primäärijäähdytteen pääkiertopumppu 4. Pumpun moottori 5. Suuri pyörivä kansi 6. Biologinen suoja 7. Natrium-natriumlämmönvaihdin 8. Pyörivä keskikolumni, säätösauvaja pikasulkumekanismit 9. Sydän PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 24

Kaasujäähdytteiset reaktorit Kaasujäähdytteinen reaktori, GCR grafiittihidasteinen, kaasujäähdytteinen terminen reaktori on yksi vanhimmista tyypeistä Euroopassa. ensimmäisissä läpivirtaustyypeissä (Englanti ja Ranska, esim. Windscale) jäähdytteenä oli ilma, polttoaineena luonnonuraani väkevöintilaitoksia oli vain USA:lla. Käyttötarkoitus oli asemateriaalin, ei sähkön tuottaminen. pian vakiintui säteilyn hallinnan kannalta parempi suljettu CO 2 - kaasukierto (muita jäähdytevaihtoehtoja ovat typpi ja helium). PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 25

Esimerkki: MAGNOX-GCR Calder Hall 1 4 (Englanti, 1956 2003) reaktoritoimittaja: UKAEA nettosähköteho: 50 MWe / yksikkö moderaattori: grafiitti jäähdyte: CO 2 kaasu, ~7 bar, 150 345 C polttoaine: 10000 sauvaa, metallinen luonnonuraani sauvojen suojakuoret: MAGNOX seos (MgO, Al) 1. pile cap 2. gas duct bellows 3. fuel preparation room 4. thermal shield 5. gas duct valve 6. gas sampling room 7. control room 8. steam drum 9. boiler (4 per reactor) 10. steam main 11. pipe bridge to turbine hall 12. emergency batteries 13. gas duct valve 14. boiler circulating pump 15. main coolant gas circulator 16. vessel support legs 17. gas duct, inlet to reactor 18. core support plate 19. cylindrical pressure vessel 20. biological shield 21. reactor core moderator, bricks, fuel & control rod channels 22. fuel discharge well 23. gas duct, outlet from reactor 24. fuel element & control rod standpipes 25. refuelling machine 26. cooling fans PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 26

Esimerkki: AGR Kehittynyt kaasujäähdytteinen reaktori: brittiläinen konsepti, 14 reaktoria toiminnassa. GCR:n kehittyneempi versio polttoaineena hieman väkevöity UO 2 (n. 2 3%) pelletteinä polttoainesauvoissa sauvojen suojakuoret terästä Esim. Hinkley Point B1 ja B2 (1976 ) reaktoritoimittaja: NPC nettosähköteho: 420 MWe / yksikkö (70%) nettohyötysuhde: 40% moderaattori: grafiitti jäähdyte: CO 2 -kaasu, 42 bar 280 655 C reaktoriastia: esijännitettyä betonia 1. core 2. support grid 3. gas baffle 4. circulator outlet gas duct 5. steam generator 6. thermal insulation 7/8. steam duct penetrations 9. steam generator feedwater inlet penetrations 10. access gallery to stressing cables 11. gas circulators PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 27

HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) grafiittihidasteinen, He-jäähdytteinen terminen reaktori heliumin etuna reagoimattomuus (sallii korkean lämpötilan) ja neutroniabsorption puuttuminen: ei aktivaatiota. periaatteessa kuumaa heliumia voidaan käyttää suoraan turbiinilla ilman vesi-höyrypiiriä, jolloin syklin hukkalämpö on yhä riittävän kuumaa esim. meriveden suolanpoistoon korkea hyötysuhde. jo 1940-luvun lopulla esitetty konsepti, kokeiluja 1960-70 luvuilla Peach Bottomin HTGR (USA) tuotti kaupalliseen verkkoon sähköä 40 MWe 1967-1974. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 28

Esimerkki: HTGR Fort St. Vrain, USA (1979-1989) nettosähköteho: 330 MWe moderaattori: grafiitti jäähdyte: helium, 48 bar, 405 776 C polttoaine: heksagonaaliset HEU-Th karbidi-sauvat, voimakkaasti väkevöity 235 U (93.15%) pieni ja kompakti sydän. Th konvertoituu 233 U:ksi. suojakuori: karbidikeraami reaktoriastia: esijännitetty betoni turbiini: vesihöyrykäyttöinen (höyrystimellä) HTGR-konseptin 4. sukupolven (Gen IV) kehitelmä on VHTR (Very High Temperature Reactor), jossa jäähdytteen lämpötila on jopa 1000 C. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 29

Tulevaisuuden reaktorikonsepteja (Gen IV) Nopea kaasujäähdytteinen reaktori GCFR: HTGR:n jatkokehitelmä, nopea hyötöreaktori polttoaineena UO 2 PuO 2 jäähdytteenä helium, noin 100 bar, 300 520 C suojakuoret karhennettua terästä (parempi konvektio) sauvat harvemmassa kuin LMFBR:ssä hyötökerroin parempi kuin LMFBR:ssä, koska heliumin neutronimoderointi heikompi kuin natriumilla reaktoriastia esijännitettyä betonia PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 30

Tulevaisuuden reaktorikonsepteja (Gen IV) Sulasuolareaktori, MSR: epiterminen reaktori, kokeita jo 60-luvulla soveltuu Th- 233 U hyötösykliin ( 233 U on ainoa termisesti hyödettävä fissiili) polttoaine, hyötömateriaali ja jäähdyte muodostavat homogeenisen nestemäisen seoksen (fluorideja, esim. UF 4, ThF 4, LiF, BeF 2 ) sydämen läpi virranneesta seoksesta erotetaan 233 Pa, joka hajoaa 233 U:ksi (T 1/2 = 27.4 d) ei tarvetta sulkea reaktoria hyödetyn 233 U:n poistamiseksi sulasuolaseos kestää korkeita lämpötiloja tehokas höyrysykli. Lisäetuna alhainen höyrynpaine korkeissa lämpötiloissa; ei tarvetta korkeaan paineeseen eikä paksuun paineastiaan. haittana koko sulasuolapiirin aktivoituminen (huolto kallista) ja pieni hyötökerroin. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 31

Tulevaisuuden reaktorikonsepteja (Gen IV) Ylikriittisellä vedellä jäähdytetty reaktori, SCWR: terminen tai nopea höyryn sijasta jäähdyte kuumenee ylikriittiseksi vedeksi (neste- ja höyryfaasien kriittisen pisteen yli): ei erillisiä neste- ja höyryfaaseja hyvä hyötysuhde ulostulolämpötila >500 C paine noin 250 bar UO 2 -polttoaine passiiviset turvallisuuspiirteet kuten SBWR:ssä haittapuolina huono LOCA-sietoisuus sekä alttius positiiviseen aukko-osuuden takaisinkytkentään PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 32

Tulevaisuuden reaktorikonsepteja (Gen IV) Kuulakekoreaktori PBMR: jäähdyte: helium (70 bar, 540 900 C) pyörittää suoraan turbiinia: eff 50% polttoaine: TRISOpallosia (9% UO 2, D = 1 mm) grafiittipallokuoressa ( pebble, D = 60 mm). T max > 1600 C. TRiple ISOtropic Coating Reaktoriastiassa n. 450 000 kuulaa. Uusia polttoainekuulia lisätään päältä, vanhat ulos alaosasta kuulat syötetään uudelleen reaktoriin keskimäärin noin 6 kertaa (à 6 kk). Vaihtuvuus on siis ~100 kuulaa / h. Teho 165 MWe. pieni tehotiheys, T <<0 inherentisti turvallinen, ei kalliita hätäjärjestelmiä hyvin korkea poistopalama sähkö halvempaa kuin PWR:llä, tosin jätettä syntyy yli 10-kert. tilavuus He-virtaus kuulien välistä jätetilavuus sama kuin LWR:llä, koska raskasta kapselointia ei tarvita lisensiointi käynnissä Etelä-Afrikassa (Eskom-energiayhtiö, PBMR Ltd) ~15000 PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 33

Vesireaktorillakin voi hyötää Kevytvesihyötöreaktori (LWBR): pidettiin aluksi mahdottomana toteuttaa edes 233 U- polttoaineella huonon neutronitalouden vuoksi. ratkaisu: vähentämällä veden suhteellista määrää neutronitalous paranee ja neutronispektri kovenee: fissiot alueella 1 ev < E < 10 kev huolellisella neutronitalouden suunnittelulla pystytään saavuttamaan pieni hyötökerroin, jonka turvin voidaan tuottaa 233 U:ta saman verran kuin jälleenkäsittelyssä hukataan. tällaista LWBR:ää voitaisiin ladata loputtomiin 232 Th:lla, jota on runsaasti. Shippingportin 60 MWe PWR (1957 1974) muunnettiin LWBR:ksi, toimi menestyksekkäästi 1977 1982. Polttoaineena oli lievästi väkevöity levymäinen UO 2 ThO 2, jäähdytysvesi 140 bar, 271 283 C. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 34

Yhteenveto perinteiset kevytvesireaktorit (PWR, BWR) ovat ylivoimaisesti yleisimpiä tehoreaktoreita myös muita tyyppejä kaupallisessa käytössä (PHWR, GCR, AGR, LWGR) paranneltujen laitostyyppien kehitystyö on vilkasta (ABWR, APWR, EPR, ESBWR, ) ja laitoksia on jo rakennettu. uuden sukupolven laitokset ovat turvallisuudeltaan, käytettävyydeltään ja taloudellisuudeltaan merkittävästi parempia kuin nykyinen laitossukupolvi ensimmäinen sukupolven III+ reaktori (EPR) rakenteilla Olkiluotoon kehitystyö painottuu kohti inherenttejä ja passiivisia turvallisuuspiirteitä, joita sovelletaan mahdollisuuksien mukaan myös olemassaoleviin laitoksiin (esim. Loviisa) myös kokonaan uudenlaisia laitostyyppejä pitkällä kehityksessä, esim. PBMR hyötöreaktoriteknologian soveltaminen toistaiseksi vähäisempää (hinta, hyväksyttävyys) prototyyppejä ja konsepteja kuitenkin kehitellään. PHYS-E0460 Reaktorifysiikan perusteet (2015) 35