Generation IV Reaktorkonzepte

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1 Generation IV Reaktorkonzepte Alexander Stanculescu Department of Nuclear Energy Nuclear Power Technology Development Section International Atomic Energy Agency

2 Inhalt Generation IV International Forum (GIF) Ziele Allgemeine Merkmale der GEN-IV Energiesysteme Struktur GEN-IV Reaktorkonzepte Stand der GIF Aktivitäten STE Forum, FZK,

3 Generation IV International Forum (GIF) Internationale F&E Zusammenarbeitsinitiative mit dem Ziel Machbarkeitsnachweis zukünftiger nuklearer Energiesysteme (GEN-IV Systeme) Erabeitung der Auslegungsmerkmale, Betriebsdaten und Sicherheitseigenschaften von GEN-IV Energiesystemen STE Forum, FZK,

4 Anforderungen an GEN-IV Systeme Nachhaltigkeit (effiziente Spalatstoffnutzung und Abfallminimierung) Wirtschaftlichkeit (wettbewerbsfähige Kostenstruktur Sicherheit und Zuverlässigkeit Proliferationsresistenz und Schutz gegen terroristische Angriffe (Proliferation Resistance and Physical Protection, PRPP) STE Forum, FZK,

5 GEN-IV Systeme Allgemeine Merkmale System Neutronenspektrum Kühlmittel Temperatur ( C) Brennstoffzyklus Leistung (MWe) VHTR Thermisch He Offen SFR Schnell Na 550 Geschl , , SCWR Thermisch / Schnell H2O Offen / Geschl. GFR Schnell He 850 Geschl , LFR Schnell Pb Geschl , , MSR Epitherm. Fluoridsalze Geschl STE Forum, FZK,

6 Struktur der GIF Übereinkünfte Framework Agreement Parties: Canada, China, Euratom, France, Japan, Republic of Korea, Russian Federation, South Africa, Switzerland, United States System Arrangements Project Arrangements System Steering Committees Project Management Boards Project Management Fuel and Fuel Boards Cycle Project Management Materials Boards Project Management Energy Conversion Boards other Quelle: John E. Kelly, US DOE

7 System Arrangement (SA) Partners Fussnote ANRE CAEA CEA DME DOE JAEA JRC KOSEF MEST MOST NRCan PSI Agency for Natural Resources and Energy (JP) -- China Atomic Energy Authority (CN) Commissariat à l Énergie Atomique (FR) Department of Minerals and Energy (ZA) Department of Energy (US) Japan Atomic Energy Agency (JP) Joint Research Centre (EU) Korean Science and Engineering Foundation (KR) Ministry of Education, Science and Technology (KR) Ministry of Science and Technology (CN) Natural Resources Canada (CA) Paul Scherrer Institute (CH) VHTR GFR SFR SCWR LFR MSR Very-High-Temperature Reactor Gas-Cooled Fast Reactor Sodium-Cooled Fast Reactor Supercritical Water-Cooled Reactor Lead-Cooled Fast Reactor Molten Salt Reactor Fussnote: Süedafrika beteiligt sich am VHTR Materials & Components Project, hat aber das SA nicht unterschrieben Quelle: John E. Kelly, US DOE

8 Generation IV Reaktorkonzepte VHTR (Very High Temperature Reactor, Höchsttemperaturreaktor ) GFR (Gas Cooled Fast Reactor, gasgekühlter schneller Reaktor) SFR (Sodium Cooled Fast Reactor, natriumgekühlter schneller Reaktor) STE Forum, FZK,

9 Generation IV Reaktorkonzepte SCWR (Super Critical Water Cooled Reactor, Reaktor gekühlt mit Wasser im überkritischen Zustand; schnelle und thermische Neutronenspektren) LFR (Lead Cooled Fast Reactor, bleigekühlter schneller Reaktor) MSR (Molten Salt Reactor, Salzschmelzereaktor) STE Forum, FZK,

10 VHTR STE Forum, FZK,

11 VHTR Reaktorparameter Auslegungswerte Leistung 600MWth Netto Anlagenwirkungsgrad > 50% Temperatur und Druck des Kühlmittels beim Ein- und Austritt aus dem Reaktorkern 640 C/1000 C, Druck: abhängig vom Prozess Mittlere Leistungsdichte 6-10 MWth/m3 Brennstoff ZrC - beschichtete Brennstoffpartikel in Blöcken/Stäben/Kugeln Abbrand GWd/tHM STE Forum, FZK,

12 VHTR Project Arrangements (PAs) PA Computational Methods Validation and Benchmarks (CMVB) in Vorbereitung Quelle: John E. Kelly, US DOE

13 GFR mit kombinierten He Gas-Dampf Kreislauf* He *Der indirekte kombinierte Kreislauf uebernommen vom ANTARES HTR main heat exchanger He-N 2 turbine steam turbine He He-N2 H2O hp reactor primary circulator He-N 2 compressor Heat recovery steam generator feed pump condenser Quelle: R. Stainsby, AMEC

14 Schnittansicht eines 2400 MWth GFR mit indirektem Kreislauf main heat exchanger (indirect cycle) core barrel Decay heat removal heat exchanger steel reactor pressure vessel re-fuelling equipment control and shutdown rod drives core Quelle: R. Stainsby, AMEC

15 GFR Motivation und Herausforderungen Schnellreaktorkonzept unter Vermeidung spezifischer SNR Problempunkte Na Voidreaktivität Chemische Reaktivität Opazität Verringerte Wärmeträgheit Reaktorabschaltung Abfuhr der Nachzerfallswärme Sicherheit Tertiärabschaltsystem and zuverlässige Nachzerfallswärmeabfuhr bei Druckverlust sind die zentralen Sicherheitsherausforderungen

16 GFR Project Arrangements (PAs) Quelle: John E. Kelly, US DOE

17 SFR Auslegungsziele, 1/2 Aktinidemanagement effiziente Nutzung (Spaltung) der Aktinide im schnellen Neutronenspektrum Kostenreduktion wettbewerbsfähige Kosten im Vergleich mit zukünftigen Alternativenergien Sicherheitsnachweis Risiko wegen SFR Aufstellung viel geringer als bei Alternativenergien STE Forum, FZK,

18 SFR Auslegungsziele, 2/2 Abfallminimierung (aus Betrieb, Wartung und Stilllegung) Verstärkte Nicht-Proliferations- und Anlagenschutzeigenschaften innovative Sicherungsmassnahmen und robuste Auslegung STE Forum, FZK,

19 EXHAUST TO VENT STACK 7m (23') IHX X-SECTION (FLATTENED FOR CLARITY) CONTROL RODS (7) PLAN VIEW OF IHX AND PUMPS IHX (2) 2 1.7m EACH PUMPS (2) ON Ø 142.5" B.C. DRACS (2) 2 0.4m EACH SECONDARY CONTROL RODS Na-CO2 HEAT EXCHANGER SODIUM DUMP TANK Ø 2.5 m x 3.8 m LONG (Ø 7.5' x 12.6' LONG) PRIMARY CONTROL RODS CORE BARREL Ø 266 / 268 cm (104.7" / 105.5") PLAN VIEW OF THE CORE METERS 10 TURBINE/GENERATOR BUILDING 3.25m (10'-8") 7m [23FT] 0.75m (29.5") THERMAL SHIELD 1m TRAVEL DISTANCE OF THE CONTROL RODS 4.57m Primary Vessel I.D. [15FT] IHX 5.08m Guard Vessel I.D. [16.7FT] m 3,186 gal. 1.89m [6.2FT] Ø 7.7m (Ø 25.5') SECTION A - A Na-Air HEAT EXCHANGER (2) ELEVATOR 1m (39.4") 3.5m (11'-8") GUARD VESSEL (1" THICK) PRIMARY VESSEL (2" THICK) CONTROL BUILDING 12.72m [41.7FT] 14.76m [48.4FT] 1.93m [6.3FT].61m [2FT] Hot Pool Normal sodium level Cold Pool Normal sodium level 2.29m [7.5FT] Pump off Sodium Level Sodium faulted level SFR Konzepte Grosses Loop Konzept JSFR Mittleres Pool Konzept KALIMER Kleines Modulares Konzept SMFR Secondary Pump AHX Chimney SG Primary Pump/IHX IHTS piping PDRC piping Steam Generator IHX DHX PHTS pump Reactor core IHTS pump In-vessel core catcher Reactor Vessel Quelle: Dohee Hahn, KAERI

20 SFR Auslegungsdaten Design Parameters JSFR KALIMER SMFR Power Rating, MWe 1, Thermal Power, MWth 3,570 1, Plant Efficiency, % ~38 Core outlet coolant temperature, o C ~510 Core inlet coolant temperature, o C ~355 Main steam temperature, o C Main steam Pressure, MPa Cycle length, years Fuel reload batch, batches Core Diameter, m Core Height, m Fuel Type MOX Metal (TRU bearing) (U-TRU-10%Zr Metal (U-TRU- 10%Zr Alloy) Alloy) Cladding Material ODS HT9M HT9 Pu enrichment (Pu/HM), % Burn-up, GWd/t ~87 Breeding ratio Quelle: Dohee Hahn, KAERI

21 SFR Project Arrangements (PAs) Quelle: Dohee Hahn, KAERI EUR FRA JPN PRC ROK RUF USA SFR System Arrangement (15 Feb 2006) SFR AF PA (21 Mar 2007) SFR GACID PA (Sept 2007) SFR CDBOP PA (11 Oct 2007) SFR SO PA (11 June 2009) SFR SIA PA (Waiting for PG Approval) X X X X X X X X X X D X X X X X D X X X X D X X D X X P P P D P P Advanced Fuel / Component Design and Balance-Of-Plant / Global Actinide Cycle International Demonstration / System Integration and Assessment X=Signatory, P=Provisional Participants, D=Under Discussion

22 SCWR SCWR Konzepte basieren auf fortgeschrittene GEN III Reaktortechnolgien und überkritisch gekühlte fossile Kraftwerkstechnologien Flexibilität der SCWR Auslegungsoptionen ermöglicht Erfüllung der GIF Anforderungen Die meisten F&E Erdordernisse sind generisch

23 High Performance Light Water Reactor (HPLWR) Konzept (Euratom) Thermal neutron spectrum Control rods 4 extractable steam outlet lines, 500 C Control rod guide tubes 4 feedwater inlets, 280 C, with backflow limiters Upper mixing chamber Evaporator Superheater 1 Superheater 2 Water cooled reflector KIT Lower mixing chamber Core inlet mixing chamber Quelle: T. Schulenberg, KIT

24 HPLWR Containment and Safety System Design Concept containment condensers steam lines depressurization system high pressure coolant injection system feedwater lines containment isolation valves pressure suppression pool KIT active low pressure coolant injection Quelle: T. Schulenberg, KIT

25 SCWR System Integration and Assessment Concept of a pressure vessel type reactor: Japanese Supercritical Water Cooled Reactor Toshiba Nettoleistung: 1620 MW e Wirkungsgrad ~44% Thermisches Neutronenspecktrum UO 2 Brennstoff Auslegungsdetails auf Advanced Reactor Information System Quelle: T. Schulenberg, KIT

26 SCWR System Integration and Assessment Pre-conceptual design of a pressure tube reactor: CANDU SCWR (Canada) AECL Nettoleistung: 1200 MW e Wirkungsgrad ~48% Kuelmittelaustritts-T: 625 C Schwerwassermoderator Thermisches Neutronenspecktrum Thorium oder MOX Brennstoff Direkter once through Dampfkreislauf Quelle: T. Schulenberg, KIT

27 SCWR Project Arrangements (PAs) PAs under preparation/discussion: Fuel Qualification Test and System Integration and Assessment (Canada, Euratom and Japan) Quelle: John E. Kelly, US DOE

28 LFR Referenzkonzepte SSTAR ( MWe) CLOSURE HEAD CO2 OUTLET NOZZLE (1 OF 8) CO 2 INLET NOZZLE (1 OF 4) Pb-TO-CO 2 HEAT EXCHANGER (1 OF 4) FLOW SHROUD RADIAL REFLECTOR ELSY (600 MWe) CONTROL ROD DRIVES CONTROL ROD GUIDE TUBES AND DRIVELINES THERMAL BAFFLE GUARD VESSEL REACTOR VESSEL ACTIVE CORE AND FISSION GAS PLENUM FLOW DISTRIBUTOR HEAD Quelle: A. Alemberti, AnsaldoNucleare STE Forum, FZK,

29 LFR F&E Plan MoU ( ) zwischen Euratom (JRC) un Japan (Tokyo Institute of Technology) System Integration and Assessment (SIA) GEN-IV Ziele, Machbarkeit System- und Komponentenauslegung, Entwicklung Brennstoffauslegung Blei und Materialforschung (kurzfristig / langfristig: existierende Technologie / hohe Temperaturen) STE Forum, FZK,

30 MSR 2010: MoU zwischen Euratom und Frankreich (Russland und USA Beobachter) Konzeptentwicklung eines MSFR (Molten Salt Fast Reactor) Entwicklung numerischer Methoden Thermohydraulische Simulationsstudien Entwicklung von Prozessen zur Salzwiederaufarbeitung Messung der chemo-physikalischen Eigenschaften von Fluoridsalzen Korrosionstudien

31 Vielen Dank für Ihre Aufmerksamkeit STE Forum, FZK,