Uppsala Universitet Institutionen för fysik och astronomi Avdelningen för tillämpad kärnfysik Kärnkraft – Teknik och System VT 08
Kärnkraftverk - Generation IV
Författare: Mattias Wondollek
Innehållsförteckning Kärnkraftens utveckling ............................................................................................................. 1 Generation IV ............................................................................................................................. 2 Very-High Temperature Reactor (VHTR) ............................................................................. 3 Gas-Cooled Fast Reactor (GFR) ............................................................................................ 3 Lead-Cooled Fast Reactor (LFR) ........................................................................................... 4 Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR)....................................................................................... 5 Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR) ....................................................................... 6 Molten Salt Reactor (MSR).................................................................................................... 7 Avslutande diskussion................................................................................................................ 8 Källförteckning........................................................................................................................... 9
Kärnkraftens utveckling Det var i början av 1950-talet, efter att många länder erfarit svårigheter att tillskansa sig energi under krigsåren, som kärnkraften fick sitt genombrott i världen. [1] De första prototyperna, som numera går under beteckningen Generation I, byggdes i syfte att skaffa kunskap och erfarenhet om hur man senare ämnade använda storskaliga kärnkraftverk för elproduktion till elnäten. Dessa kännetecknades av egenartig design, medan Generation II, som dagens kärnkraftverk går under, oftast har en individuell design men följer samma designprinciper. [2] Mellan åren 1971 och 1987 ägde den stora utbyggnaden av kärnkraft rum, då dess andel av den globala elproduktionen ökade från 2% till 16%. Det var först med Tjernobylolyckan som utvecklingen stagnerade, efter att bl.a. folkomröstningar runt om i världen lett till stopp för fortsatt utbyggnad. [3]
Bild 1: Kärnkraftens utveckling. [4]
I en tid av oro för klimatförändringarna och dess konsekvenser, i kombination med det ökade energibehovet har blickarna återigen vänt sig till kärnkraften, som är ett koldioxidfritt (åtminstone när det gäller el-tillverkningen) komplement till de förnyelsebara energikällorna. Sedan första prototypreaktorn i Obninsk sattes i gång 27 juni, 1954, har kärnkraften genomgått enorma förändringar, såväl i energiutvinning såväl som inom säkerhetstänkande. Den första reaktorn hade en kapacitet på 5 MW, vilket kan jämföras med 1600 MW, som förväntas bli kapaciteten för den nybyggda EPR-reaktorn i Olkiluoto, Finland. [5] Ett problem med dagens kärnkraftverk, som tillhör generation II, är att de avfallsrester som bildas i kärnreaktorerna innehåller radioaktiva restprodukter som endast kan återanvändas ifall de upparbetas. Med upparbetning menas tillvaratagande av resterna av klyvbart uran och plutonium, för ytterligare energiutvinning. Idag finns upparbetningsanläggningar på tre ställen i världen: La Hague i Frankrike, Sellafield i Storbritannien samt Majak i Ryssland. Men även vid upparbetning uppstår långlivat avfall som behövs slutförvaras. Som ovan nämnts, har 1
kärnkraftverkens kapacitet utvecklats genom åren. En stor anledning till detta, är att man har blivit bättre på att låta bränslestavarna sitta kvar i reaktorn under längre tid och därigenom minska mängden klyvbart material i det använda bränslet. [6] Tredje generationens kärnkraftverk har idag börjat byggas runt om i världen. Japan var först 1996, med deras ABWR (Advanced Boiling Water Reactor). Såväl förbättrad säkerhet, såväl som förbättrad kapacitet är ett kännetecken. Dels valde man att placera de interna recirkulationspumparna inuti reaktorhärden, istället för utanför, vilket är både en billigare och säkrare lösning. [7] Dessutom går mindre värme förlorad och stråldosen till personalen vid underhåll minskar. En annan nyhet med ABWR var att den var utrustad med ett helautomatiskt säkerhetssystem i händelse av LOCA1. [8] EPR-reaktorn (European Pressurized Reactor), som håller på att byggas i Olkiluoto, är ett kärnkraftverk som placerar sig mellan generation III och III+ och är designad så att i härden, i händelse av en härdsmälta, flyter ned i ett i ett särskilt säkrat utrymme under jorden. Den är även dimensionerad för att klara av störtande flygplan, genom dubbel reaktorinneslutning.
Bild 2: EPR design i tvärsnitt. [9]
Generation IV Generation IV International Forum (GIF), är ett samarbete mellan 10 länder i syfte att utveckla ännu effektivare och säkrare kärnkraftverk. Samarbetet började 2001, med att över 100 experter inom området definierade mål för de nya systemen, identifierade många lovande koncept, evaluerade dem, samt definierade den forskning och utveckling som var nödvändig för de mest lovande systemen. Det fanns många förslag på den fjärde generationens fissionskraftverk, men endast sex reaktoralternativ valdes året efter ut för vidare studier. Dessa kännetecknas bl.a. av ökad säkerhet, billigare byggnads- och driftskostnader, reducerat radioaktivt avfall, bättre tillvaratagande av naturresurser, samt bättre skydd mot stöld av fissilt material. Även nya användningsområden, såsom vätgasproduktion eller produktion av processånga till andra industrier, kommer bli aktuellt för vissa av reaktorerna. [10] Fjärde generationens kärnkraftverk förväntas inte bli tillgängliga för kommersiellt bruk förrän 2030, med undantag för VHTR och SCWR, som kan bli verklighet i början av 20-talet. [11]
1
Loss Of Coolant Accident. D.v.s. en händelse som resulterar i reducerad kylning.
Bild 3: VHTR. [12]
Very-High Temperature Reactor (VHTR) VHTR, som är en grafitmodererad och heliumkylt reaktorsystem, använder liksom dagens kärnkraftverk, uranbränsle. Med en utgångstemperatur på 1000 grader ifrån reaktorhärden möjliggörs väteproduktion eller processånga för petrokemisk industri2. Vätgas skulle kunna tänkas tillverkas av bara vatten och värme, genom en termokemisk jod-svavel-process eller genom högtemperaturelektrolysprocesser. Den största fördelen med VHTP är således att den, förutom el-tillverkning, även parallellt kan producera vätgas och användbar processånga. [13] Grundtekniken för en VHTR finns redan i tidigare prototyper, men den största utmaningen består i att utveckla material och bränsle för att systemet ska kunna operera med en temperatur över 1000 grader utan göra avkall på säkerheten. 2007 hade sju av GIF-länderna inlett en förberedande forskning i med målet att 2010 ha definierat systemets grunder och 2015 ha optimerat designen. [14]
Bild 4: GFR. [15]
Gas-Cooled Fast Reactor (GFR) Gaskyld snabbreaktor (GFR) är en heliumkyld reaktor som kommer ha ett snabbt neutronspektrum och sluten bränslecykel. Valet av bränsle har ännu inte gjorts, men 2
Processindustri som tillverkar kemiska produkter med petroleum som råvara.
kandidaterna ska kunna klara av väldigt höga temperaturer och samtidigt innesluta fissionsprodukterna. Processångan kan tillsammans med kylmedlet helium, användas i termokemisk tillverkning av vätgas, alternativt i elproduktionssyfte. Referensreaktorn, vars kapacitet förväntas bli 1200 MW, kommer ha en anläggning för behandling och återproduktion av använt bränsle. Genom kombinationen av snabba neutroner och full återvinning av de radioaktiva aktiniderna, minimeras det långlivade radioaktiva avfallet. [16] Att använda snabba neutroner, möjliggör även användning av tillgängliga fissila och fertila material, såsom utarmat uranium, vilket är en fördel gentemot termiska kärnkraftverk. En av utmaningarna, förutom att hitta material och bränsle som kan operera vid 850 grader, är att hitta en lösning på hur gas med högt tryck och dålig termiska egenskaper ska kunna kyla en reaktor med låg termisk tröghet under tryckminskning. GIF har satt upp som mål att en GFRanläggning för forskning- och utvecklings-ändamål ska stå färdig 2020. [17]
Bild 5: LFR. [18]
Lead-Cooled Fast Reactor (LFR) Blykyld snabbreaktor (LFR) kommer istället för helium, använda bly eller vismut som flytande kylmedel, samt metall, nitridbaserat, fertil uran, eller transuraner som bränsle. Liksom GFR kommer LFR använda ett sprektrum av snabba neutroner och en sluten bränslecykel för omvandlig av fertilt uran3 och hantering av aktinider. Med hjälp av en regional eller central anläggning, återanvänds aktiniderna. Reaktorns storlek kan variera från 50 till 1200 MW, beroende på härdens konstruktion. Tanken med små reaktorhärdar för LFR, är att de ska ha en sluten bränslecykel med ett tidsintervall på 15 till 20 och kunna ersättas som kassett eller modul. Syftet är att på så vis kunna förse t.ex. u-länder med billig kärnkraft, utan att för det behöva bygga upp en stor infrastruktur. Liksom ovannämnda reaktorer, kommer den höga temperaturen (uppemot 800 grader) förutom elproduktion, möjliggöra produktion av processånga, samt väte genom en
3
Med fertilt uran, avses uran-238, som kan omvandlas till det lätt klyvbara plutionium-239 genom neutronbestrålning [20]
termokemisk process. Energiomvandlingen till elektricitet förväntas vara runt 44%, med hjälp av en superkritisk koldioxidbaserad braytoncykel4. [19] LFR förväntas leva upp till samtliga av Generation IVs mål vad gäller ickespridning, uthållighet, säkerhet, tillförlitlighet och ekonomi. Detta kan LFR uppfylla, dels eftersom den använder bly som kylmedel. Bly är nämligen dålig absorbent av snabba neutroner, vilken möjliggör längre uthållighet. Dessutom interagerar inte blyg nämnvärt med luft, vatten/ånga eller koldioxid, vilket minimerar risken för exotermiska reaktioner. Utöver det kommer LFR vara självgående, enkel att manövrera samt ha låg produktion av långlivade radioaktiva restpartiklar och aktinider. Två LFR-anläggningar för forskning och utveckling, förväntas stå färdig 2018, en liten, transportabel LFR med en lång reaktorhärdlivslängd och ett medelstolt kraftverk med högre kapacitet.[21]
Bild 6: SFR. [22]
Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR) Natriumkyld snabbreaktor (SFR) kombinerar liksom GFR och LFR, snabba neutroner med en sluten bränslecykel för effektiv hantering av aktinider och omvandling av fertilt uran, fast med natrium som kylmedel. SFR är särskilt utvecklat för att effektivt och nästan fullkomligt konsumera transuranium som bränsle och reducera mängden aktinider i det högaktiva radioaktiva avfallet. Viktiga säkerhetsfunktioner inkluderar en lång termisk svarstid, hög kokpunkt hos kylmedlet, ett primärsystem som opererare nära det atmosfäriska trycket, samt ett mellanliggande natriumsystem mellan det radioaktiva natriumet i primärsystemet och kraftomvandlingssystemet. [23] Två möjliga bränslevarianter finns. Den första är blandad uran-plutoniumoxid (MOX) och förutsätter en effekt på mellan 150 och 500 MW, medan den andra är blandad uraniumplutonium-zirkonium-metall med en möjlig effekt på 500 till 1500 MW. Den senare har en fördel ur säkerhetssynpunkt, medan den förra har en fördel av att MOX idag redan 4
Braytoncykeln är en konstant-tryck-cykel som beskriver arbetet en gasturbinmotor utför. Användningsområdet är bland annat jetmotorer. [24]
förekommer i kärnkraftverk i runt om i världen. Oskarshamn har planer på att även de börja använda MOX i sina reaktorer, men väntar på SKI:s säkerhetsrapport. MOX kan framställas av upparbetat kärnbränsle, från t.ex. Sellafield Oskarshamn och har fördelen att man därigenom kan återanvända de ursprungliga bränsleresterna samtidigt som en del av plutoniumet kan förbrukas. För båda alternativen kommer kylmedlet ha en temperatur runt 550 grader. [25], [26]
Bild 7: SCWR. [26]
Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR) Den superkritiska vattenkylda reaktorn (SCWR), arbetar under högt tryck och temperatur (374°C och 22 MPa), vilket är ovanför den termodynamiska kritiska punkten för vatten. Tekniken bakom SCWR är en blandning av vanlig lättvattenreaktor och superkritisk fossileldad kokare. SCWRs kommer ha en högre termiska verkningsgrad, 45% jämfört med 33% för dagens LWR. Drift ver det kritiska trycket, eliminerar kylmedelskokning. D.vs. kylmedlet förblir i vätskefas genom systemet. Således finns inte det behov man i dagens lättvattenreaktorer har av recirculations-och rörpumpar, tryckutjämnare, ånggeneratorer, ångseparerare och torkare, vilket möjliggör en enklare konstruktion. [28] SCWR är främst designad för effektiv elproduktion men kommer även ha en möjlighet till aktinidhantering. Här finns det två möjligheter. Den första är en termisk snabbneutronspektrumreaktor. Den andra är en sluten bränslecykel med snabba neutroner och full aktinidåtervinning, baserad på avancerad vätskebehandling i en särskild anläggning. Kärnbränslet i en SCWR förväntas bli uranoxid och reaktorn förväntas ha en kapacitet på 1700 MW. [29] När det gäller SCWR, forskas det i dagsläget, kring material, vattenkemi, termohydraulik, reaktorhärddesign och säkerhet. Målet är att en prototypreaktor med en kapacitet mellan 30150MW ska vara i drift 2020 och en kommersiell lansering strax därefter. [30]
Bild 8: MSR. [31]
Molten Salt Reactor (MSR) Smält saltreaktor (MSR) är en flytande bränslereaktor som kan komma att användas för elproduktion, aktinidförbränning, produktion av vätgas och produktion av fissilt material. Det smälta kärnbränslet, bestående av en blandning av natrium, zirkonium och uranflourider, är även reaktorns kylmedel. Blandningen uppstår när fissila och fertila radioaktiva isotoper löses i ett högtempererat fluoridsalt, med en kokpunkt på 1400 grader. [32] Processen går till så att kärnbränslet flyter igenom reaktorhärden, där fission äger rum via epitermiskt neutronspektrum5, vid en temperatur på 700 rader för att sedan flyta in i en primär värmeväxlare, där värmet överförs till ett sekundärt smältsaltkylmedel. Därefter flyter bränslet tillbaka till den grafitmodererade reaktorhärden. Det rena saltet i det sekundära värmetransportsystemet överför värmet från primära värmeväxlare till en högtemperatursBraytoncykel, vilken konverterar värmet till elektricitet. Braytoncykeln kommer antingen använda kväve- eller heliumgas och effekten på referensanläggningen förväntas bli 1000 MW. En fördel med MSR, är att flouridsalter, som bildas av fissionsprodukterna i det flytande kylmedlet, har utmärkt värmeöverföringsförmåga samt lågt ångtryck, vilket minskar belastningen på reaktorinneslutningen och rören. [34]
5
Neutroner med en energi mellan 10 keV och 5 eV. [33]
Avslutande diskussion De sex reaktortyperna som redogjorts för ovan, har i mitt tycke väldigt intressanta användningsområden. De tre snabbreaktorerna, tillsammans med smältsaltreaktorn möjliggör aktinidhantering, vilket jag tycker ligger helt rätt i tiden. Att kunna återanvända kärnbränslet på ett effektivare sätt, än vad som är möjligt idag, och samtidigt få ner livslängden på kärnbränsleavfallet markant, är nog en förutsättning för att kärnkraften fortfarande ska ses som ett alternativ till de förnyelsebara energikällorna om 50 år. Samtliga reaktorer, förutom SCWR och SFR kommer att kunna erbjuda vätgasproduktion, en tillämpning jag tror kommer att bli alltmer efterfrågad i takt med att forskningen kring vätgas och bränsleceller övergår i en kommersialisering. Vätgas i kombination med bränsleceller som kan omvandla vätgas till el och värme, spås bli en av framtidens viktigaste tekniker för energiutvinning. Det kan även tänkas att endast ett par stycken av ovanstående reaktormodeller kommer bli verkligen, då det historiskt sett har visat sig svårt att driva flera parallella reaktortyper. LWRtekniken ”vann” t.ex. över natriumkylningstekniken när de var konkurrerade tekniker, flera decennier sedan. Den största utmaningen ligger i att ta fram material och tekniker som tål drift under väldigt höga temperaturer, för att inte äventyra säkerheten. Huruvida ovanstående kärnkraftverk har någon framtid kommer antagligen även vara beroende av kostnaden för FoU och hur dyrt det kommer att bli att bygga kärnkraftverken. Priset på uran och andra energikällor, kommer förmodligen också avgöra hur snabbt utvecklingen går. Det kan tänkas att priset på uran kommer att stiga kraftigt i samband med den stora kärnkraftsexpansion som idag sker runt om i världen.
Källförteckning [1], [3] Vetenskapliga argument i energidebatten, no 2, Juni 2006, Information från Kungl. Vetenskapsakademiens energiutskott. Tillgänglig 2008-05-12 på: http://www.kva.se/KVA_Root/publications/committees/energy_info2.pdf [2] Wikipedia, Generation II reactor. Tillgänglig 2008-05-12 på: http://en.wikipedia.org/wiki/Generation_I_reactor [4] GIF, Evolution of Nuclear Energy Systems. Tillgänglig 2008-05-13 på: http://www.gen-4.org/Technology/evolution.htm [5] Wikipedia, Generation IV reactor. Tillgänglig 2008-05-12 på: http://en.wikipedia.org/wiki/Generation_IV_reactor [6] Svensk Kärnbränslehantering AB, Upparbetning av använt kärnbränsle. Tillgänglig 200805-12 på: http://www.skb.se/default2____15331.aspx [7] BBC News, UK Nuclear power: The contenders, 2008-01-10. Tillgänglig 2008-05-13 på: http://news.bbc.co.uk/1/hi/sci/tech/5165182.stm [8] Wikipedia, Advanced Boiling Water Reactor. Tillgänglig 2008-05-13 på: http://en.wikipedia.org/wiki/Advanced_Boiling_Water_Reactor [9] STUK, Olkiluoto3. Tillgänglig 2008-05-13 på: http://www.stuk.fi/ydinturvallisuus/ydinvoimalaitokset/suomen_ydinvoimalaitokset/sv_FI/olk iluoto3/ [10] GIF, A technology roadmap for generation IV nuclear energy systems. Tillgänglig 200805-13 på: http://www.gen-4.org/Technology/roadmap.htm [11] Idaho Department of Environmental Quality, INL and Economic Development: Generation IV, Back to the Future for INL. Tillgänglig 2008-05-13 på: http://www.deq.state.id.us/inl_oversight/economic_development/generation_iv.cfm [12],[14] GIF, Very-High-Temperature Reactor. Tillgänglig 2008-05-13 på: http://www.gen-4.org/Technology/systems/vhtr.htm [13] Idaho National Laboratory, Very High Temperature Reactor (VHTR). Tillgänglig 200805-13 på: http://nuclear.inl.gov/gen4/vhtr.shtml [15],[17] GIF, Gas-cooled Fast Reactor. Tillgänglig 2008-05-13 på: http://www.gen-4.org/Technology/systems/gfr.htm [16] Idaho National Laboratory, Gas-cooled Fast Reactor (GFR). Tillgänglig 2008-05-13 på: http://nuclear.inl.gov/gen4/gfr.shtml [18],[19] GIF, Lead-cooled Fast Reactor. Tillgänglig 2008-05-13 på: http://nuclear.inl.gov/gen4/lfr.shtml
[20] Vattenfall, Energilexikon. Tillgänglig 2008-05-13 på: http://www2.vattenfall.se/miniapps/om_vattenfall/Energikunskap/energilexikon/mainresult.as p?ItemID=344 [21] Idaho National Laboratory, Appendix 4 Lead cooled Fast Reactor. Tillgänglig 2008-0513 på: http://nuclear.inl.gov/deliverables/docs/appendix_4.pdf [22], [23] GIF, Sodium-cooled Fast Reactor. Tillgänglig 2008-05-13 på: http://www.gen4.org/Technology/systems/sfr.htm [24] Wikipedia, Brayton cycle. Tillgänglig 2008-05-14 på: http://en.wikipedia.org/wiki/Brayton_cycle [25] Idaho National Laboratory, Sodium-cooled Fast Reactor (SFR). Tillgänglig 2008-05-13 på: http://nuclear.inl.gov/gen4/sfr.shtml [26] Statens kärnkraftinspektion, MOX- bränsle. Tillgänglig 2008-05-13 på: http://www.ski.se/page/1/51.html?2553 [27], [28] GIF, Supercritical-Water-Cooled Reactor. Tillgänglig 2008-05-13 på: http://www.gen-4.org/Technology/systems/scwr.htm [29] Idaho National Laboratory, Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR). Tillgänglig 2008-05-13 på: http://nuclear.inl.gov/gen4/scwr.shtml [30] Helsinki University of Technology, Department of Engineering, Physics and Mathematics, Tulkki Ville, Supercritical Water Reactors A Survey on International State of Research in 2006, 2006-11-06. Tillgänglig 2008-05-13 på: http://www.tkk.fi/Units/AES/studies/dis/tulkki.pdf [31], [32] GIF, Molten-Salt-cooled Reactor. Tillgänglig 2008-05-13 på: http://www.gen-4.org/Technology/systems/msr.htm [33] Fairchild R G, Medical Research Center, Brookhaven National Laboratory, Upton, L.I., N.Y., 1964-11-01, Development and Dosimetry of an ‘Epithermal’ Neutron Beam for Possible Use in Neutron Capture Therapy I. ‘Epithermal’ Neutron Beam Development. Tillgänglig 2008-05-13 på: http://www.iop.org/EJ/abstract/0031-9155/10/4/303 [34] Idaho National Laboratory, Molten-Salt-cooled Reactor (MSR). Tillgänglig 2008-05-13 på: http://nuclear.inl.gov/gen4/msr.shtml
