Jaderné reaktory blízké i vzdálené budoucnosti. Vyhořelé jaderné palivo současné trendy a možnosti

Transkript

1 Jaderné reaktory blízké i vzdálené budoucnosti Vyhořelé jaderné palivo současné trendy a možnosti Tomáš Bílý Katedra jaderných reaktorů FJFI ČVUT v Praze

2 Plán výletu: Současný stav jaderné energetiky Vyhořelé jaderné palivo Surovina nebo odpad? Nakládání s vyhořelým jaderným palivem současnost, nové trendy a možnosti Další rozvoj jaderné energetiky Reaktory blízké a vzdálené budoucnosti Nová uplatnění jaderné energetiky Tak co tu všechno máme? Úvodní kurz

3 Jaderná energetika současnost 1/3 432 reaktorů v provozu (v 29 zemích) : 14% světové elektřiny (2011),cca 6,5% energie 65 reaktorů ve výstavbě ČR -32.5% el. en. (6 reaktorů, 3686 MWe) 65 nových zemí vážně připravuje využívání jádra Trendy: Prodlužování životnosti Zvyšování výkonu a účinnosti stávajících reaktorů Růst využitelnosti reaktorů Vzrůst výroby za posledních 5 let je ekvivalentní postavení 40 nových velkých jaderných elektráren. 2 % z toho pocházejí od nových reaktorů, zbytek je dosažen zvyšováním účinnosti a výkonu stávajících. (2008) Úvodní kurz

4 Jaderná energetika současnost 2/3 Výroba elektřiny v EU Výroba elektřiny ve světě Ropa 15% Voda 11% Ostatní obnovit elné zdroje 3% Jádro 29% Ropa 10% Voda 19% Jádro 16% Plyn 21% Uhlí 22% Plyn 15% Uhlí 39% Úvodní kurz

5 Jaderná energetika současnost 3/3 Reaktory Počet GWe Tlakovodní lehkovodní ,5 Varné 94 86,4 Tlakovodní těžkovodní 43 23,6 Plynem chlazené 18 10,8 Lehkovodní moderované grafitem 12 12,3 Rychlé 4 1 Jiné 4 0,05 - celková provozní zkušenost: > reaktorroků Úvodní kurz

6 Vyhořelé jaderné palivo Ježíšmarjá, kdo se v tom má vyznat? Odpad nebo surovina? Roční produkce jaderného odpadu ve Francii (75% energie): Vysoce aktivní (1000 MBq/g) : 100 m 3 Středně aktivní (1 MBq/g) : m 3 Úvodní kurz

7 VJP: otázky, možnosti a perspektivy Odpovědnost vůči budoucím generacím Dokonalejší technologie v budoucnosti Spolehlivé řešení v současnosti, vize pro budoucnost dočasné uložení trvalé uložení zpracování a recyklace Úvodní kurz

8 Co s vyhořelým jaderným palivem? (Současnost) dochlazení : bazén skladování u reaktoru let odvod tepla Mezisklady (mokré, suché) Zpracování a uložení - hlubinné úložiště Úvodní kurz

9 Hlubinné úložiště v ČR stran technickoekonomických informací o stávající představě řešení hlubinného úložiště Cíl prací Výběr dvou vhodných lokalit pro hlubinné úložiště Termín dokončení prací 2015 Výběr finální lokality 2025 Výstavba podzemní laboratoře v lokalitě Zahájení provozu hlubinného úložiště Úvodní kurz

10 Koncepce hlubinného uložení Cíl: Zabezpečit, aby radionuklidy obsažené ve vyhořelém palivu nepronikly k člověku a do biosféry minimálně sto tisíc let, tedy po dobu potřebnou ke snížení RA vyhořelého paliva na úroveň přírodního pozadí Řešení: projektována jako systém vzájemně svázaných přírodních a technických bariér geologická formace nejdůležitější a nejtrvalejší tufy, granity (žuly), solná ložiska, jílovité sedimenty a ruly technické bariéry - 3 slupky borosilikátové sklo nebo keramické materiály - znehybnění radionuklidů kovové obaly - kontejnery na vysoce RA odpady, vyrobené z oceli, Cu nebo Ti jílovité materiály, jako například betonit, jimiž budou kontejnery v úložišti obklopeny Přírodní analogie Oklo, Gabon (před 2 mld. let přírodní reaktor) Úvodní kurz

11 Zvažované exotické metody ukládání RAO ukládání do věčně zmrzlé půdy hlubinné vrty (až 10 km) subdunkční zóny (do zanořujících se zemských ker (vrt 5-8 km, pak až 50 km ) ukládání na mořském dně extrateresriální ukládání Úvodní kurz

12 Politicko-ekonomické aspekty VJP Současnost odpovědnost za ukládání : stát - SÚRAO Plátce původce odpadu - jaderný účet (např. z JE 50 Kč / MWh) národní úložiště 5 % z ceny elektřiny (nakládání s odpadem) Nové trendy GNEP (Global Nuclear Energy Partnership) dodavatelé (zpětný odběr paliva) a uživatelé paliva 16 zemí GNPI (Global Nuclear Power Infrastructure) zvažována mezinárodní úložiště podpora IAEA, EU ERDO (European Repository Development Organisation) Pangea projekt - Austrálie Úvodní kurz

13 Co s vyhořelým jaderným palivem? (Budoucnost) Zpracování a recyklace spálení štěpných nuklidů energeticky cenné, radiotoxické, produkující teplo snížení množství odpadu a jeho dlouhodobé toxicity stabilizace štěpných produktů Úvodní kurz

14 Recyklace Úspora zdrojů Minimalizace odpadu Spálení plutonia Co přináší recyklace: První krok Spalování Pu v lehkovodních reaktorech (MOX) Přepracování vyhořelého paliva na MOX (U, Pu): Fr, GB, Jap, Rus Není trvale udržitelné řešení Dlouhodobá perspektiva Recyklace minoritních aktinidů (Np, Am, Cu) Množivé reaktory Úvodní kurz

15 Recyklace U a Pu v lehkovodních reaktorech Reaktory využívající MOX (Fr) Francie: separace Pu od r. 1958, od 90. let výrazně MOX palivo, nyní cca 20 reaktorů využívajících MOX (až do cca 30 % AZ) Úvodní kurz

16 Co přináší recyklace: Dlouhodobá radiotoxicita vyhořelého paliva Úvodní kurz

17 Co přináší recyklace: Úvodní kurz

18 Shrnutí: o co jde? Otevřený palivový cyklus Tradiční uzavřený palivový cyklus Pokročilý uzavřený palivový cyklus Palivový cyklus s recyklací Úvodní kurz

19 Vývoj jaderných reaktorů Fermi, 1942 EPR Gen. IV, 2030 Odkud přicházíme? Co jsme? Kam jdeme? Úvodní kurz

20 Vývoj jaderných reaktorů 50. léta počátek využívání jaderné energie léta první komerční reaktory 80. a 90. léta - zvyšování efektivity a bezpečnosti Úvodní kurz

21 Současné reaktory (II. generace) Palivo: převážně mírně obohacený uran (obsah U-235 do 5%) Moderátor: voda, grafit Chlazení: Voda (příp. CO 2 ) Teplota chladiva cca. 300 C (PWR) Tlak v I.O. cca 16 MPa Výkon MWe Účinnost cca. 33 % Úvodní kurz

22 Blízká budoucnost: reaktory III. generace Evoluční vývoj - efektivní, bezpečné (kontejnment, pasivní bezpečnostní prvky), dlouhodobá životnost (Olkiluoto a Flamanville). Pokročilé tlakovodní reaktory, MWe: AP 600, AP 1000, APR1400, APWR+, EPR, MIR 1200 Pokročilé varné reaktory, MWe: ABWR II, ESBWR, HC-BWR, SWR-1000 AP-1000 Už běžím! Až 110 nových reaktorů do 2020! (?) EPR Úvodní kurz

23 Reaktory IV. generace Řeší směřování jaderné energetiky v dlouhodobém horizontu, obsahuje celý palivový cyklus, zabývá se trvale udržitelným rozvojem a možným využitím jaderných reaktorů nejen pro výrobu elektrické energie. Rozsáhlá mezinárodní spolupráce Sdílení znalostí Výzkum a vývoj reaktorových technologií IV. generace Úvodní kurz

24 Reaktory IV. generace Hlavní úkoly: Využít veškerý potenciál jaderného paliva ( 238 U, 232 Th) - rychlé reaktory Snížit množství jaderného odpadu na minimum Zvýšit bezpečnost a spolehlivost na maximum Práce při velmi vysokých teplotách ( 1000 o C) možnost efektivní produkce vodíku a využití pro průmyslové účely Životnost minimálně 60 let Snížení nebezpečí šíření jaderných materiálů Ekonomika jasně cenově výhodné Umožnění efektivního využití veškerého paliva kombinací množivých rychlých reaktorů a velmi efektivních klasických reaktorů Úvodní kurz

25 Reaktory IV. generace Studie šesti různých nových typů reaktorů, čtyři jsou rychlé a jen dva jsou klasické GFR - Rychlý reaktor chlazený plynem LFR - Rychlý reaktor chlazený olovem MSR - Reaktor chlazený roztavenou solí SFR - Rychlý reaktor chlazený sodíkem SCWR - Reaktor chlazený vodou s nadkritickým cyklem VHTR - Reaktor s velmi vysokými teplotami Úvodní kurz

26 Proč rychlé reaktory? Přírodní zastoupení uranu 99,3 % U-238 0,7 % U-235 Jů, to je energie! Vliv zavedení uzavřených palivových cyklů s přepracováním na vývoj světové spotřeby paliva (vlevo) a vývoj světové kumulované spotřeby uranu (vpravo) Úvodní kurz

27 Technologie s potřebou procesního tepla aneb nejde jen o výrobu vodíku Technologie PBMR, MHR-GT 850 ºC STAR-H2 780 ºC Jaderné teplo VHTR (převážně otázka materiálů) ºC Úvodní kurz

28 Charakteristiky chladivo Na cca. atmosférický tlak Spotřeba aktinidů z LWR SFR sodíkem chlazený rychlý reaktor, MWe Úvodní kurz

29 Charakteristiky palivo: tekuté Li, Be, Th a U fluoridy Nízký tlak (<0.5 MPa) & vysoká T (>700 C) Nízký zdrojový člen díky on-line přepracování Minimalizace odpadu a efektivní využití suroviny MSR Reaktor chlazený roztavenými solemi 1000 MWe Úvodní kurz

30 Charakteristiky Chladivo He >1000 C výstupní teplota Grafitové bloky jako GT-MHR vysoká účinnost Výroba vodíku Výroba procesního tepla Vysoká úroveň pasivní bezpečnosti VHTR vysokoteplotní reaktor (grafitem moderovaný, heliem chlazený) 600 MWe Úvodní kurz

31 Jaderné reaktory a energetika věda ovlivňovaná politikou další rozvoj závisí i na otevřeném přístupu k veřejnosti a podpoře veřejného mínění Úvodní kurz

32 Reaktory a obnova vozového parku... Počet provozovaných reaktorů podle stáří... aneb kdy to bude potřeba a kdo to bude dělat? 25 doba výstavby JE cca 10 let životnost JE: let -> let Roky Úvodní kurz

33 Děkuji za Vaši pozornost! Dotazy? Honem, na co se mám zeptat?