Analyse des nuklearen Brennstoffkreislaufes und Energieszenarien

Transkript

1 Analyse des nuklearen Brennstoffkreislaufes und Energieszenarien Aleksandra Schwenk-Ferrero (KIT CN), Arbeitsgruppe Transmutation KIT Universität des Landes Baden-Württemberg und nationales Forschungszentrum in der Helmholtz-Gemeinschaft

2 Nuklearer Brennstoffkreislauf Uranerzabbau Erzaufbereitung Uranhexafluorid- Herstellung Uran-Anreicherung Brennelement- Herstellung Zwischenlager für bestrahlte Brennelemente Wiederaufarbeitungs- Anlage Brennelement- Konditionierung Abfall - Endlagerung März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

3 Anfall und Entsorgung von abgebranntem Kernbrennstoff März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

4 Isotopenverhältnis im Brennstoff nach Bestrahlung frisches UOX Brennstoff abgebranntes UOX Brennstoff Uran 235 (3-5 wt%) Uran 238 (97-95 wt%) Radioaktive Spaltprodukte (Spaltungsprozess) - Cs, Sr, Ru, Tc, J etc. Transurane (Neutroneneinfang) - Pu und MA (Np, Am, Cu ) März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

5 Bestimmungsgrößen Nuklidkonzentrationen Radiotoxizität *) Maß für die Gesundheitsschädlichkeit eines Radionuklids Strahlenart Strahlenenergie Resorption im Organismus Verweildauer im Körper Wärmeerzeugung: Nachzerfallswärme rme Radioaktivität α-, β- und γ-strahlung Neutronenemissionen *) Radiotoxizität = Aktivität(Bq) * Faktor für effektive Dosis (Sv/Bq) März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

6 Beispielhafte Radiotoxizität des abgebrannten UOX-BE März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

7 Entwicklungstrends: innovative Reaktorkonzepte Gasgekühlte schnelle Reaktorsysteme Bleigekühlte schnelle Reaktorsysteme (ELSY) Salzschmelze Reaktorsysteme Natriumgekühlte Reaktorsysteme (ESFR) Wassergekühlte Reaktorsysteme mit überkritischen Dampfzuständen Gasgekühlte Höchsttemperatur-Reaktorsysteme Beschleuniger-getriebene unterkritische Systeme (ADS) Hybrid - Systeme: Fusion - Spaltung März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

8 Fortgeschrittene Brennstoffkreisläufe Referenz: offener Zyklus abgebrannter U LWR Brennstoff Endlager Pu (+U) U LWR WA LWR/SR U MA + SP+Verluste Lagerung U Lagerung HRA Geschlossener Zyklus Pu (+U) U LWR WA LWR/SR MA (+Pu) U ADS WA Lagerung U SP+Verluste Lagerung HRA SP+Verluste Double strata U LWR WA U Lagerung U SP+Verluste ADS/SR Lagerung HRA TRU =(Pu+MA) (+U) WA SP+Verluste U U+Pu+MA SR GEN IV WA SP+Verluste Lagerung HRA Homogene Verbrennung der Transurane Geschlossener Zyklus mit GEN IV Reaktor März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

9 Analysemethoden und Werkzeuge Nukleare Datenbibliotheken Ebene 0 - Datenbasis NUCLEONICA Database: Zugriff auf die nukleare Datenfiles und Datenverarbeitung zu Bibliotheken JEF-2.2, ENDF/B-VI, JENDL-3.2, BROND-2, CENDL-2. Cross section data JEFF3.1-RDD Radioactive decay data (half-lives, branching ratios, spectral data ) NUBASE 03 atomic masses, decay data ADR A1&A2 JEF2.2, JEFF3.1, JENDL-3.2, ENDF/B-VI Fission yields, neutrons per fission ICRP 68, 72 dose coefficients EGAF prompt gamma neutron activation data NIST Photon attenuation, build-up factors 8 th TOI spectral data Codes NJOY JANIS Rhein März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

10 Verwendete Programmsysteme Neutronenphysikalische Analyse des Reaktorkerns Berechnung der effektiven Neutronen-WQ C4P-DANTSYS ERANOS MCNP Abbrand- und Zerfallsanalyse des Brennstoffs im Reaktorkern sowie außerhalb des Reaktors Berechnung der Nuklidkonzentrationen KORIGEN und webkorigen C4P-TRAIN Present in nuclear wastes Medium Half-Life (<100 años) Short Half-Life (< 30 dias) High A actinides Thermal and Fast Fission Fast Fissión Low Fission Cross Section TRU Transmutation Scheme Fast Spectrum 9 64,7% 8,0% 65,2% 11,4% 44,6% Av. Flux Intensity (n/cm2/s) 3,00E+15 Cm242 Cm243 Cm244 Cm245 Cm246 Cm247 Second 1 Time Unit α / SF α / EC/ SF α / SF α / SF α / SF α Hour / 6.2E /0.29/ 5.3E- 100 / 1.35E / 6.1E / 3E Day ,446 29,068 18, , , ,494 Year 3E+07 18,130 2,798 6,257 2,922 16,459 Dynamische Analyse des gesamten Brennstoffkreislaufes NFCsim COSI Am241 Am242 Am242m Am243 Am244 α / SF β / EC IT / α / SF α / SF β / EC Pu238 Pu239 Pu240 Pu241 Pu242 Pu243 α / SF α / SF α / SF β / α α / SF β Np237 Np238 Np239 Pu239 Symbol & Mass α / SF β β α / SF Decay modes 100 / 2E / 3.1E-10 Branching ratios ,095 0,006 0, ,608 Half-Life Ln(2)/(σφ) 4,332 15,928 3,477 Absorption-Half-Life 81,5% 13,1% 19,4% (n,γ)/absoption Zeitskala 10 7 s s Längenmaßstab 10 6 m m März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

11 Bestrahlungsphase: neutronenphysikalische Analyse E R A N O S März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

12 Abbrand und Zerfall : KORIGEN und webkorigen 1,E-01 Mode 2 : Gamma Heat Release during 5y Decay of 1g Pu236 1,E+08 Mode 1 : Masses during 4.8y Irrad. of 20tHM PWRMOX Burnup 55MWd/kgHM Heat Release (W) dom. at 5y 1,E-02 1,E-03 1,E-04 1,E-05 Tl208 Bi212 Pb212 Pu236 Ra224 Th228 U Decay time (y) Masses dominant at 4.8y 1,E+07 1,E+06 1,E+05 1,E+04 1,E+03 1,E Irradiation time (y) U 238 Pu239 Pu240 Pu241 Pu242 Xe136 Xe134 U 235 Ba138 Cs137 Heat Releases (W) dominating at 100y Mode 3 : Total Heat during Decay of 535kgHM PWRUOX Burnup 50MWd/kgHM Am241 Pu238 Ba137m Y 90 Pu240 Cs137 Sr 90 Pu239 Cm244 Am Discharged Fuel Decay Time (y) Mode 4 : Heat Release during 1000y Decay 20tHM PWRUOX Burnup 55MWd/kgHM März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Heat (W) 1,E+07 1,E+05 1,E+03 1,E+01 1,E-01 Reprocessing TOTAC TOTFP Discharged Fuel and Waste Decay Time (y) Neutrons/s 1000y after Discharge 1,0E+08 1,0E+07 1,0E+06 1,0E+05 1,0E+04 1,0E+03 1,0E+02 0,2500MeV 0,7500 Mode 4 : Neutrons from 20tHM PWRUOX Waste Burnup 55MWd/kgHM MeV 1,2500MeV 1,7500MeV 2,2500MeV 2,7500MeV 3,2500MeV 3,7500MeV Mean Neutron Energy 4,2500MeV 4,7500MeV 5,2500MeV 5,7500MeV 6,2500MeV 6,7500MeV 7,2500MeV 7,7500MeV 8,2500MeV

13 COSI Code: Brennstoffzyklusanalyse Simulationsmodell Reichweite der Analyse Energiebedarf Materialbestände (U, Pu, etc.) Leistungsreaktoren mit ihren Kenndaten Brennstoffkomposition Infrastruktur: Anlagen Isotopenanreicherung Isotopentrennung (Wiederaufarbeitung) Brennstofffabrikation Konditionierung - Verglasung Zwischenlagerung: nass und trocken Endlagerung der abgebrannten BE + Kostenanalyse + nicht Proliferation nat. U FABRICATION PLANTS UOX, MOX, MOX UE, U free, Particles,Targets ENRICHMENT PLANTS Diffusion Centrifugation Avlis S W U MATERIALS dep. U REACTORS PWR, FNR, HTR, BWR, ADS,. MATERIALS Pu URT Np Am Cm ENERGY STORAGE Wastes A, B, C PARTITIONING INTERIM STORAGE UOX MOX MOX UE U free Targets PROCESSING PLANTS Dilution, Partitioning Cycle Needs Physical models März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

14 Perspektiven auf die Zukunft - Szenarien in der Energiepolitik- Szenario stellt eine bestimmte Denkweise über die Zukunft dar Szenarien sind ein wichtiges Element in der gesellschaftlichen Diskussion über langfristige und nachhaltige Energieversorgung und in der politischen Entscheidungsfindung Ziel eines Szenarios ist die Beschreibung einer möglichen zukünftigen Entwicklung und nicht im Sinne einer Prognose die Vorhersage der Zukunft In einer Szenarioanalyse werden mehrere Entwicklungen (Szenarien) gemeinsam erstellt und miteinander verglichen Die in einem Szenario beschriebene Entwicklung ist explizit abhängig von bestimmten Annahmen (Hypothesen) Ziel der Szenarioanalyse ist es, die alternativen Entwicklungen zu bewerten und Handlungsoptionen abzuleiten Je nach Zielsetzung können Szenerien auf der nationalen (Deutschland), regionalen (EU, OECD) oder Weltebene, ohne Einschränkung, untersucht werden März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

15 Beispiel national: Ausstiegsszenario in Deutschland Power Plants in Operation Number of Reactors PWR MOX BWR MOX PWR UOX BWR UOX Year Kernreaktoren im Betrieb im Jahre 2002: 19 (DWR, SWR) Gesamtenergieerzeugung 21.3 GW el März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

16 Annahmen und Resultate Commercial MOX Insertion in PWRs und BWRs KWO GKN I, II BZN-1, 2 KKU KKG KKP-2 KWG KBR KKG-2 KKI 2 BWR KRB-A BWR GUN-C BWR GUN-B März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

17 Bestände bezogen auf 2022 Inventare t Gesamt U Pu Np Am Cm Tot. SF HRA MERKMALE: Alpha Radioaktivität (MCi) Gamma Wärmeleistung (MW) 3.72 Neutronen aus Spontanspaltungen (x10 9 n/s) 6170 Nachzerfallswärme in 2026 (MW) Nachzerfallswärme in 2112 (MW) 4.11 Gesamte Nachzerfallswärme (MW-yr) Radiotoxizität Inhalation ( m 3 air to dilute to RCG) 1.03E20 Radiotoxizität Ingestion (m 3 water ) 1.29E März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

18 Beispiel regional: Reduzierung der Radiotoxizität hochradioaktiver Abfälle Partitioning und Transmutation Prinzip der Transmutation März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

19 Regionale P&T Szenarien mit ADS Hypothesen COUNTRY A REGIONAL FACILITIES Repository COUNTRY B Spent fuel storage Pu A + MA A Losses Reprocessing and blending Pu A + MA A + MA B Dedicated fuel Fabrication Pu B + MA B Pu B Nuclear power fleet: UOX-LWRs MOX-LWRs with multirecycling Massenfluss ins regionale Transmutationszentrum Burn-out of Pu and MA stocks Modular ADS Dry reproces. of ded. fuel Pu-only management in LWRs. MA sent to second stratum of fuel cycle French Park: 60 GWe ADS: 1 year cycle, discharge BU ~ 210 MWd/kg, 840 MWt, 3000 kg HM inventory German Park: Spent Fuel in 2030: Losses Scenario : Regional BLENDand-BURN scenario (R2B) Waste in 2030: 50 tons MA 0.7 ton MA/ year (45% of demand) One ADS (Startup Mode) 130 tons Pu 25 tons MA Demand: ~ 1.5 tons TRU / year 0.8 ton TRU/ year (55% of demand) Symbiotische Partnerschaft: z.b. Deutschland und Frankreich Waste production during continuing operations: ~ 4 tons MA / year 0.24 ton MA/ year (80% of demand) One ADS (Reload Mode) Demand: ~ 0.3 tons TRU / year 0.06 ton TRU/ year (20% of demand) März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

20 Bewertungsergebnisse: Bestände, Wärme März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

21 1) Wärmeerzeugung im gelagerten abgebrannten Kernbrennstoff 2) Wärmeerzeugung nach 100 Jahren 3) Integralwert über den Zeitraum 100 bis 2000 Jahre März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse

22 Beispiel Welt: Analyse des Weltübergangsszenarios - von thermischen zur schnellen Reaktorsystemen - Unsere Expertentätigkeit tigkeit bei NEA-OECD: künftige k Weltenergieversorgung? Energy production (TWh el ) per reactor and fuel type breeder cdt~ 24 y total breeder cdt~ 20 y isogenerator breeder cdt~ 14 y Year Ressourcenverfügbarkeit PWR fleet energy production share (TWhe) breeder cdt~24 y total breeder cdt~20 y isogenerator breeder cdt~14 y Year erforderliche Kapazitäten der Anlagen Consumed Uranium mass (tonnes) 3,5x10 7 breeder cdt~18 y 3,0x10 7 breeder cdt~22 y isogenerator 2,5x10 7 breeder cdt~14 y 2,0x10 7 1,5x10 7 1,0x10 7 5,0x10 6 Fuel Mass (Tonnes) 6x10 4 5x10 4 4x10 4 3x10 4 2x10 4 1x10 4 Fabr. (LWR+FR) Repr. (LWR+FR) 0, Year März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Year

23 Unsere F&E Kooperationen Unser Expertenwissen ist weltweit anerkannt und wird eingesetzt: Bei NEA/OECD aktuelle Beteiligung an Expertengruppen WPFC on Fuel Cycle Scenario Studies WPFC Task Force on Comparative Study on Homogeneous v.s. Heterogeneous Recycle of TRU in Fast Reactors WPFC on Innovative Fuels In Europäischen 6 und 7 Forschungsrahmenprogrammen: EUROTRANS (EURopean Research Programme for the TRANsmutation of HLW in ADS) ARCAS (ADS and Fast Reactor Comparison Study in support of Strategic Agenda of SNETP) SUCCESS (Sustainable Fuel Cycles: Challenges, Effektive Strategies and Sollutions) ELSY ( European lead-coold System) ESFR ( European Sodium Fast Reactor) CDT (ADS-Central Design Team MYRHHA) EVOL (Salzschmeltze Reaktorsysteme) GoFastR ( Gasgekühlte schnelle Reaktorsysteme) HPLWR (Kooperation mit China und Tschechien) In nationalen Studien und Analysen Lehrbeitrag: webkorigen web orientierte Abbrand- und Zerfallsanalyse mit legacy -Code KORIGEN März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse