Generasjon IV internasjonalt forum
Den Generation IV International Forum ( GIF ) er et forskningsprosjekt forening dedikert til felles forskning og utvikling av fremtidige kjernekraftverk . Disse såkalte fjerde generasjons kraftverk bør oppfylle høye krav når det gjelder sikkerhet, bærekraft og økonomisk effektivitet. Den første skal være operativ fra 2030.
historie
De første møtene i Generation IV International Forum fant sted i 2000 i USAs energidepartement . GIF ble grunnlagt i mai 2001 av følgende ni nasjoner:
Sveits ble med på forumet i 2002, og European Atomic Energy Community ble med i GIF i 2003 som det ellevte medlemmet. Kina og Russland ble også medlemmer i 2006, etterfulgt av Australia i 2016.
Argentina, Brasil og Storbritannia er ikke-aktive medlemmer, noe som betyr at de ikke (ennå) er involvert i aktiv utvikling, men drar nytte av forsknings- og utviklingsresultatene.
Utviklingsmål
Generasjon III og III + kjernekraftverk (f.eks. Den europeiske trykkvannsreaktoren ) er som de fleste forgjengerne av Generation II lette vannreaktorer som bruker anriket uran som drivstoff. Når drivstoffstavene fjernes fra reaktoren inneholder de hovedsakelig uran og plutonium som ikke lenger er fissile. Begge er stoffer som i prinsippet kan bearbeides til nye drivstoffelementer. De resterende 3% er fisjonsprodukter og høyere aktinider , som utgjør det faktiske radioaktive avfallet. En stor del av det mulige drivstoffet vil derfor bli overført til sluttlagring , inkludert langlivede transuranelementer . Når det gjelder direkte sluttdisponering av brukte drivstoffelementer, produseres rundt 50 m³ høyt nivå radioaktivt avfall i et stort atomkraftverk. Ved opparbeiding er det fortsatt rundt 7 m³ per år, og driften av opparbeidingsanlegget øker volumet med lavt og middels nivåavfall fem ganger.
Når petroleum og andre fossile brensler tar slutt, vil det være nødvendig å gi proporsjonalt mer energi fra andre kilder. Avhengig av applikasjon kan disse være forskjellige kilder. Fjerde generasjon atomkraftverk kan også prosessvarme for hydrogenproduksjon ( svovelsyre-jod prosess ) og for fremstilling av XTL brennstoffer ( kull flytendegjøring + Fischer-Tropsch-syntese ), og fjernvarme er også tenkelig.
Målene for utviklingen av den fjerde generasjonen av atomkraftverk er derfor:
bærekraft
- Bruk det tilgjengelige kjernefysiske drivstoffet så effektivt som mulig
- mulig bruk av alternative drivstoff som thorium og plutonium fra atomvåpen
- Minimering og omfattende selvgjenvinning av radioaktivt avfall
- Hvis det er mulig, bare avfall med kort halveringstid: Ved å bruke de mest avanserte drivstoffsyklusene og intensiv drivstoffgjenvinning (med metoder som ennå ikke er utviklet) kan det være mulig å redusere avfallets endelige lagringstid med flere størrelsesordener
økonomi
- lavere livssykluskostnader sammenlignet med andre former for energi
- økonomisk og teknisk risiko som kan sammenlignes med andre energiformer
- økonomisk kullraffinering og hydrogenproduksjon
- Fjernvarmebruk
sikkerhet
- høye sikkerhetsstandarder
- svært lav sannsynlighet for alvorlig reaktorskade
- Fjern behovet for ekstern nødhjelp
- så lite attraktiv kilde som mulig for tyveri eller avledning av spaltbart materiale
- Uranberikelse skal ikke være nødvendig for drift
- så trygg som mulig mot terrorangrep
- Inneslutning fylt med inert gass for å forhindre brann
Reaktortyper
I desember 2002 ble den såkalte Technology Roadmap publisert, som beskriver seks reaktortyper som anses som egnet for å nå eller oppfylle utviklingsmålene. For å oppnå bærekraft er de fleste reaktortyper avlsreaktorer . Hver type reaktor blir evaluert med tanke på egenskapene, og nøkkelforskningsområder er navngitt som må mestres for å oppnå operasjonsberedskapen til den respektive typen.
Følgende er en oversikt over de seks reaktortypene med en kort beskrivelse. De respektive spesialartiklene kan nås for detaljer. For hver type er det en kort liste over fordeler og ulemper sammenlignet med de andre reaktortypene.
Rask gasskjølt reaktor
(Gasskjølt hurtigreaktor, GFR)
Den raske gasskjølte reaktoren bruker raske nøytroner for å dele drivstoffet og en direkte heliumsyklus for høy effektivitet. Kraftens tetthet til kjernen er høyere enn den for høytemperaturreaktorer. Uran, thorium eller plutonium eller blandinger derav brukes som drivstoff. Drivstoffet er i keramisk form og er derfor veldig temperaturbestandig; drivstoffelementer innkapslet med keramikk kan også tenkes. Bruk av umodererte nøytroner resulterer også i transmutasjoner av transuraner , noe som reduserer atomavfall. Reaktorkjernen er konstruert av nål- eller plateformede drivstoffsenheter eller prismatiske blokker. Den høye kjerneutløpstemperaturen på rundt> 850 ° C kan brukes som prosessvarme i svovelsyre-jodprosessen for å produsere hydrogen eller for å raffinere kull ( XtL-drivstoff ).
- fordeler
- enkel konstruksjon
- Helium som kjølevæske blir ikke radioaktivt
- ekstremt temperaturbestandig kjerne (smeltepunkt thoriumdioksid 3390 ° C)
- Prosessvarme for hydrogenproduksjon eller kullraffinering
- Transmutasjon av langlivede radionuklider til kortere levetid av raske nøytroner
- ulempe
- høye termiske belastninger
- høy nøytronstrøm
Utviklingsteam: Euratom, Frankrike, Japan, Sveits
Høy temperatur reaktor
(Reaktor med veldig høy temperatur, VHTR)
Den høytemperatur-reaktor er et konsept der kjernen er i form av et prisme eller globular klynge. Kulene er laget av grafitt og har små korn av uran eller thoriumkeramikk inni, som utgjør 5% av ballens masse. Grafitten fungerer som en moderator og beskytter drivstoffet fra omgivelsene i reaktoren. Haugen skylles med gassformet helium for å avgi varmen. Gassen har en kjerneutløpstemperatur på over 1000 ° C og ekspanderes deretter direkte i en turbin . Den lave effekttettheten på 6 MW / m³ gjør den maksimale temperaturreaktoren iboende sikker, dvs. H. en kjernesmelting kan ikke finne sted. Med økende temperatur i reaktoren er den termiske hastigheten til drivstoffatomene at sannsynligheten for nøytronfangst ved økt 238 øker uran, og derved reduserer reaksjonshastigheten. Avhengig av utforming er det derfor en maksimal reaktortemperatur; hvis dette er under reaktormaterialets smeltepunkt, kan ingen kjernesmelting finne sted. For å gjøre dette må det imidlertid sikres at reaktoren passivt kan utstråle varmen som genereres til utsiden. Den høye kjerneutløpstemperaturen kan brukes som prosessvarme i svovelsyre-jodprosessen for å produsere hydrogen eller for å raffinere kull ( XtL-drivstoff ).
- fordeler
- høy effektivitet (50%)
- ingen nedsmelting mulig
- Uranium og thorium er mulig som drivstoff
- Helium kan ikke aktiveres (radioaktivt)
- trykkløs krets
- Prosessvarme for hydrogenproduksjon eller kullraffinering
- ulempe
- Grafitt som moderator
- høye termiske belastninger
- Økning i viskositeten til helium med økende temperatur
- Det beskyttende oksydlaget på metaller ødelegges i rent helium
- En stor mengde radioaktivt støv genereres av slitasje på kulene som brukes
Utviklingsteam: Canada, Kina, Euratom, Frankrike, Japan, Korea, Sveits, USA, Sør-Afrika
Superkritisk lettvannsreaktor
(Superkritisk vannkjølt reaktor, SCWR)
Den superkritiske lette vannreaktoren er en termisk reaktor som bruker superkritisk vann som arbeidsmedium. Strukturen tilsvarer en kokevannreaktor med en enkel krets, men arbeidsmediumvannet er alltid over det kritiske punktet , så det er ingen faseoverganger i primærkretsen . Kjernetemperaturen er høyere enn i kokende reaktorer med trykkvann. Vannet mates inn i turbinen i en enkel krets for å generere energi. Det superkritiske vannet fungerer som moderator, men nøytronene modereres bare delvis for å øke effekttettheten og for å muliggjøre transmutasjon av aktinider . Fordelen ligger i den enkle og rimelige konstruksjonen av systemet og i høye effektivitetsnivåer (opptil 45%). På grunn av høyt trykk i kretsen er inneslutningen tykkere.
- fordeler
- høy effektivitet (45%)
- enkel konstruksjon
- Transmutasjon av langlivede radionuklider til kortere levetid av raske nøytroner
- ulempe
- Turbinen er forurenset som i en reaktor med kokende vann
- veldig høyt trykk i kretsen (250 bar)
- sterkere inneslutning nødvendig
- Vann kondenserer i tilfelle tap av kjølevæskeulykke , produksjonen øker kort ("pukkel")
- Ugyldig koeffisient, avhengig av konstruksjon og belastning, litt positiv eller sterkt negativ
Utviklingsteam: Canada, Euratom, Japan
Rask natriumkjølt reaktor
(Sodium-Cooled Fast Reactor, SFR)
Den raske natriumkjølte reaktoren er en avlsreaktor , noe som betyr at den kan produsere mer drivstoff enn den bruker selv. Effektiviteten skal økes ved å avle plutonium fra naturlig uran. Reaktoren fungerer uten moderator; den bruker raske nøytroner for å holde fisjonen i gang. Hvis reaktoren overopphetes, økte den korrekte bevegelsen av uranatomer, som sannsynligheten for nøytronfangst med økt 238 økte uran, og reduserte dermed spaltningshastigheten. Reaktoren er således beskyttet mot en kjernesmelting utelukkende av den fysiske oppførselen til drivstoffene den inneholder, uten behov for ekstra sikkerhetsinnretninger. Flytende natrium brukes til å spre varme; kjernens utløpstemperatur er maksimalt 550 ° C. Reaktorkjernen sitter i et basseng laget av flytende natrium. Varmen overføres til en andre natriumkrets via en varmeveksler, som fungerer som beskyttelse i tilfelle lekkasjer, da natrium er veldig reaktivt. I den tredje kretsen fordampes vannet for å drive et turbo-sett .
Noen SFR har allerede vært i kommersiell bruk over hele verden (f.eks. Phénix 1973–2010, BN-reaktor 1980 - i dag), slik at mest erfaring ble oppnådd med denne serien. Det viktigste generasjons IV SFR-prosjektet er Power Reactor Innovative Small Module PRISM fra Hitachi og General Electric . Det andre generasjons IV SFR-prosjektet var den franske Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration (ASTRID) . Oppføringen av anlegget skulle opprinnelig være bestemt i 2020, og i midten av 2019 rapporterte pressen at ASTRID vil bli avviklet.
- fordeler
- Klekker drivstoff
- passiv safe
- trykkløs primær og sekundær krets
- Transmutasjon av langlivede radionuklider til kortere levetid av raske nøytroner
- ulempe
- tre kretser
- natrium som brukes som kjølevæske er veldig reaktivt
- komplekst, kostbart system
- Inkubasjon av våpenkvalitet plutonium
Utviklingsteam: Kina, Euratom, Frankrike, Japan, Korea, USA
Rask blykjølt reaktor
(Bly-avkjølt hurtigreaktor, LFR)
Den raske bly kjølte reaktor anvender hurtige nøytroner og en eutektisk bly- vismut legering for varmespredning. Systemet er også kjent som et "kjernefysisk batteri" fordi det kan brukes i flere tiår (15 til 20 år) uten påfyll. Det er ingen pumper i primærkretsen; naturlig konveksjon brukes til kjøling. Drivstoffet er i metallisk form og består av beriket 235 uran-, MOX- og transuranelementer. Den lange oppholdstiden for drivstoffelementene i reaktoren øker sannsynligheten for kjernefysisk fisjon per individuelt atom over tid, noe som betyr at selv partikler med et lite effektivt tverrsnitt (målt i fjøs ) kan splittes eller i det minste transmitteres . Kjernens utløpstemperatur er rundt 560 ° C, den maksimale temperaturen i Joule-syklusen som drives med karbondioksid som arbeidsgass er 400 ° C. Effektiviteten er omtrent 44%. Bly-vismutlegeringen må alltid holdes flytende, ellers ville reaktoren være ubrukelig.
Det viktigste internasjonale prosjektet av denne typen er MYRRHA (Multi-purpose hybrid Research Reactor for High-tech Applications).
- fordeler
- lave termiske belastninger
- trykkløs primærkrets
- ingen pumper
- Bly har høyt kokepunkt og gode skjermingsegenskaper
- Transmutasjon av langlivede radionuklider til kortere levetid av raske nøytroner
- ulempe
- Hvis bly-vismutlegeringen lekker eller ikke holdes varm nok, stivner den og reaktoren blir ubrukelig. Se virkningen på sovjetiske ubåter i Alfa-klassen .
- Vismut er dyrt og sjeldent
- Bly og vismut er veldig tett, jo høyere vekt krever sterkere strukturer for å være jordskjelvsikker. Byggekostnadene økes derfor.
Utviklingsteam: Euratom, Japan
Smeltet saltreaktor
(Smeltet saltreaktor, MSR)
I en smeltet saltreaktor brukes flytende salt som kjølevæske og drivstoffbærer. Allerede på 1960-tallet ble det forsøkt å utstyre atomdrevne bombefly med det. Den smeltede saltreaktoren har tre kretser. I den første brukes et salt som kjølevæske, for eksempel 2LiF - BeF 2 . Drivstoffet, som også er tilstede som salt, blandes inn i saltet. I spørsmålet her kommer 235 UF 4 og 232 ThF 4 som en 1 til 2 prosent blanding. Det er også hensyn til å bruke plutonium av våpenkvalitet som drivstoff 239 PuF 3 , som produseres når atomvåpen blir skrotet. Saltet, som er flytende på grunn av varmen, pumpes gjennom en “reaktorkjerne” laget av grafitt. Siden grafitt fungerer som moderator, forekommer kjernefysisk fisjon her , og saltet varmes opp til nesten 800 ° C. Etter å ha forlatt reaksjonssonen strømmer kjølevæsken til den første varmeveksleren . Der overføres varmen til en annen flytende saltkrets, som sirkulerer uten drivstoff og er ment å forhindre forurensning i tilfelle varmevekslerlekkasjer. Varmen overføres deretter til den tredje kretsen, som driver et turbo-sett . En vannkjølt ventil er plassert under grafittkjernen, som smelter gjennom hvis kjøling skulle mislykkes, er slått av eller temperaturen i drivstoffkretsen blir for høy. Tyngdekraften får saltet til å strømme i tankene. Tankene blir avkjølt for å absorbere forråtnelsesvarmen (for eksempel stå i et vannbasseng) og er ordnet slik at ingen kritisk masse av smelten oppstår.
- fordeler
- Reaktorkjernen har allerede smeltet
- Den nøytron giften 135 Xe kan lett fjernes fra primærkretsen
- Reaktorstengingen skjer automatisk på grunn av designet
- trykkløs primær og sekundær krets, derfor er ingen kompleks reaktortrykkbeholder nødvendig.
- små konstruksjoner mulig
- Uranium, thorium og muligens også plutonium er mulig som drivstoff
- Prosessvarme for hydrogenproduksjon eller kullraffinering
- ulempe
- Li-7 må brukes i primærkretsen, ellers produseres hydrogenfluorid
- tre kretser
- Grafitt som moderator
- Flytende salter er etsende og krever spesielle korrosjonsbestandige metalllegeringer
Utviklingsteam: Euratom, Frankrike
weblenker
- GIF-hjemmesiden (engelsk)
- Technology Roadmap Oppdatering av Gen IV , fra Nuclear Energy Agency av OECD , januar 2014
- Generasjons IV Reactor Program Plan (PDF; 10,5 MB) av Oak Ridge National Laboratory fra 2005 (engelsk)
- Hva er generasjon IV? (PDF; 1.12 MB) Vitenskapelig rapport fra forskningssenteret Karlsruhe fra 2004
- Fremdriftsrapport om den superkritiske vannreaktoren (SCWR) (PDF; 2,4 MB) fra Idaho National Laboratory , 2003
- SCWR-avhandling 2005 (PDF; 4,9 MB) Institute for Nuclear Energy and Energy Systems ved University of Stuttgart (engelsk)
hovne opp
- ↑ a b GIF-medlemskap
- ↑ a b https://www.gen-4.org/gif/upload/docs/application/pdf/2013-09/genivroadmap2002.pdf
- ↑ https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_42148/gas-cooled-fast-reactor-gfr
- ↑ https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9362/vhtr
- ↑ https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9360/scwr
- ↑ https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9361/sfr
- ^ Tiår med innovasjon hjalp GEH med å skape PRISM , GE Hitachi
- ↑ Avansert natriumteknologisk reaktor for industriell demonstrasjon (ASTRID) ( siden er ikke lenger tilgjengelig , søk i webarkiver ) Info: Linken ble automatisk merket som defekt. Vennligst sjekk lenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen.
- ↑ Frankrike planlegger å bygge fjerde generasjons atomreaktorer. Cooperation International, arkivert fra originalen 5. mars 2016 ; åpnet 8. oktober 2015 .
- ↑ https://www.lemonde.fr/economie/article/2019/08/29/nucleaire-la-france-abandonne-la-quatrieme-generation-de-reacteurs_5504233_3234.html
- ↑ https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9358/lfr
- ↑ arkivert kopi ( minnesmerke av den opprinnelige datert 06.08.2010 i Internet Archive ) Omtale: The arkivet koblingen ble satt inn automatisk og har ennå ikke blitt sjekket. Vennligst sjekk originalen og arkivlenken i henhold til instruksjonene, og fjern deretter denne meldingen.
- ↑ MYRRHA: Multifunksjonell hybrid forskningsreaktor for høyteknologiske applikasjoner . Hentet 8. oktober 2015
- ↑ https://web.archive.org/web/20131026135602/http://home.earthlink.net/~bhoglund/uri_MSR_WPu.html
- ↑ https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_42150/molten-salt-reactor-msr
