Fjärde generationens reaktorer i Sverige och Europa Janne Wallenius Professor Reactor Physics, KTH
Översikt Vad är Generation IV? Forskning om fjärde generationens reaktorer i Europa GENIUS-projektet European Sustainable Nuclear Industrial Initiative (ESNII) Generation IV i Ryssland ELECTRA
Mål för fjärde generationens reaktorer Fjärde generationens reaktorer Öka bränsleresurser (tillverka fissilt material från 238 U eller 232 Th) Minska mängden långlivat högaktivt avfall (återanvända plutonium, americium och curium). Möjliggöra högre drifttemperaturer För att förbättra omvandlingsfaktorn till elektricitet och/eller tillåta användning av värme för industriella ändamål Ekonomin är direkt avhängig av livstiden för strukturmaterial
Bärkraftig kärnkraft 4 η:neutron yield/absorption Bridningskriteriet kräver: η > 2.0 3 Snabbspektrum med U-Pu cykel 2 233 U 239 Pu η ( 239 Pu) ~ 2.4 2.6 1 Vältermaliserat spektrum med Th-U cykel: 0 10-3 10-1 E n [ev] 10 1 10 3 10 5 10 7 η ( 233 U) < 2.26
Termiskt system: Högtemperaturreaktorn (HTR). Arevas ANTARES Drift av HTR med toriumbränsle har utförts i industriell skala (THTR, Tyskland) Upparbetning av kulbränsle är komplicerat och kostsamt (uppeldning av aktiverad grafit) Väteproduktion kräver T 900 C, idag saknas tillämpliga material för långtidsdrift. Kompositmaterial (SiC-SiC) tänkbar lösning Arevas ANTARES-design för industriell tillverkning av processvärme @ 600 700 C, utan upparbetning.
Snabbt vs termiskt spektrum 100 Radiotoxic inventory [Sv/g] 100 Radiotoxic inventory [Sv/g] Fissionprobability 10 1 0.1 0.01 0.001 10 1 TRU FP Uranium in nature t[y] 10 2 10 3 10 4 10 5 10 6 10 240 Pu 1 239 Pu 238 Pu 0.1 0.01 243 Am 242 Pu U nat 237 Np TRU 241 Am 10 1 10 2 10 3 10 4 10 5 10 6 t [y] 238 Pu 239 Pu 240 Pu 241 Pu 242 Pu 241 Am 243 Am 244 Cm För att reducera inventariet av långlivat högaktivt avfall krävs återanvändning av Pu, Am & Cm! 245 Cm 246 Cm 247 Cm I termiskt spektrum är klyvningssannolikheten för fertila isotoper ~ noll! 0.2 0.4 0.6 0.8 1 Produktion av neutronkällan Cf-252 är 1000 ggr högre i termiskt spektrum än i snabbspektrum!
Strategi för återanvändning LWR 65% Förluster vid upparbetning: 0.1% Spent fuel Utbränning: 20% Totalförlust: 0.5% Fission products Inventariereduktion ~ 200 Reprocessing Repository Reduktion av toxicitet: TRU + 238 U Spent fuel Pu+Am återanvändning: <10 Pu+Am+Cm återanvändning: ~ 300! 35% Lagringstid: < 1000 years! Fast Reactor
Natriumkyld snabbreaktor
Natriumkylda reaktorn + Baserad på industriellt prövad kylmedelsteknik + Demonstrationsanläggning kan stå färdig till 2020 + God bridningsförmåga Kostnader för att förhindra reaktion mellan vatten och natrium Säkerhetsfrågor i samband med kokning av natrium Phénix Marcoule France
Blykylda snabbreaktorn
Blykylda reaktorer + Ingen kraftig växelverkan med vatten värmeväxlaren kan placeras i primärkretsen! + Hög koktemperatur låg sannolikhet för voidbildning K745 Sovjetisk ubåt + Hög andel självcirkulation- passiv värmebortföring Kylmedelsteknik endast provad i militära reaktorer Kostnad för syrekontroll och ytbeläggningar Erosion av pumpmaterial
ASTRID: Advanced Sodium Test Reactor for Industrial Demonstration Huvudspåret i det franska Generation IV-programmet Prototyp med 250 600 MWe effekt. Kostnad: 2 4 M. EU-projekt ESFR (European Sodium Fast Reactor) MOX-bränsle & experimentella patroner med Am-laddat MOX-bränsle Avgörande val i designprocessen: ODS-stål för kapslingsmaterial? Bly eller gas för mellankretsen? Placering bredvid Phenix. 2012: Beslut om att bygga
Lead Cooled Advanced Experimental Reactor: LEADER EU-projekt med start 1:a april 2010. EU-finansiering: 3 M Design av 100 MWe Experimental Technology Demonstration Plant Viktiga materialfrågor Validering av ytlegeringsteknik för att kontrollera korrosion (FeCrAlY) Pumpmaterial: MAXTAL? KTH deltar i säkerhetsanalys KTH leder utbildningsverksamheten
GENIUS Generation IV-forskning i universitets-sverige (KTH, Chalmers & UU) 36 MSEK från VR för 2009 2012 för 12 doktorander och 16 forskare Tre arbetspaket: Bränsleutveckling: Tillverkning, provning och modellering av (U,Pu)N & (Pu,Zr)N-bränslen Materialforskning: Modellering och undersökning av strålskador. Experimentella undersökningar av korrosion i blysmältor. Säkerhet: Växelverkan mellan bränsle och bly, kärndata,termohydraulik i bly, transientanalyss, detektorutveckling & icke-spridning.
SWANFUEL: Swedish Advanced Nuclear Fuel Laboratory Handskboxar, ugn och kvarn installerade på KTH 2009 Nitridpulver tillverkade från uranoch zirkoniummetaller ZrN-pulver 5 ggr renare än kommersiellt pulver! UN och ZrN-kutsar pressade Sintring med högströmsassisterad isostatisk pressning. Plutoniumbränslelabb under uppbyggnad på Chalmers
TALL-slinga TALL: Bly-vismutkrets uppförd på KTH 2004 Använd för provning av självcirkulation Unik anläggning i Europa Experimentella data används idag för kodvalidering Aktiv användning inom en rad EUprojekt
European Sustainable Nuclear Industrial Initiative (ESNII) Initiativ baserat på slutsatser från plattformsarbete i SNE-TP Forskning, utveckling och demonstration av bärkraftig kärnkraft Natriumkyld reaktor med 250 600 MWe effekt, driftstart 2022 Blykyld reaktor med 100 MWe effekt, driftstart 2025 Gaskyld reaktor med 60 MWt effekt, driftstart 2025 Bly-vismutkyld materialtestreaktor med 100 MWt effekt, driftstart 2022. Baserad på Belgiska MYRRHA-projektet. Total kostnad, inklusive bränsletillverkning och forskningsinfrastruktur: ~10 G.
Generation IV i Ryssland Natriumkylda BN-800 under uppförande, driftklar 2014 Materialtestreaktor MBIR-100 ersätter BOR-60 SVBR-100 (100 MWe blyvismutkyld reaktor) utvecklas av konsortium mellan Rosatom och privat industri Genombrott i korrosionsfrågan: Kiselanrikat stål provat med fullgott resultat under 30 000 timmar vid 600 C! Byggstart 2016!
ELECTRA: European Lead Cooled Training Reactor Snabbreaktorprogrammet saknar utbildningsreaktor Liten härd omöjlig att designa med uran-bränsle (< 20% anrikning) 2 MW härd med (Pu,Zr)N bränsle kan kylas med 100% naturlig cirkulation av bly. Härdhöjd ~ 16 cm. Studenter kan köra sådan reaktor Linjäreffekt och dosrat tillräcklig hög för viss materialprovning Design utförs av doktorander i LEADER-projektet Placering i Sverige?
Sammanfattning Fjärde generationens reaktorer kommer att kunna producera elektricitet i Europa under 20-talet Natriumkyld reaktor (ASTRID) i Frankrke Blyvismut-kyld materialtestreaktor i Belgien (MYRRHA) Blykyld prototyp under utveckling i LEADER-projektet Fjärde generationens upparbetning (?) Svensk forskning utförs i GENIUS-projektet på KTH, Chalmers och UU