Fizikai Tudományok Doktori Iskola

BME TTK, Nukleáris Technika Tanszék/Nukleáris Technikai Intézet

Témavezetők: Dr. Fehér Sándor, Dr. Csom Gyula és Dr. Czifrus Szabolcs

Szuperkritikus nyomású vízhűtéses reaktorok vizsgálata

A kutatási téma néhány soros bemutatása

PhD munkám során a szuperkritikus nyomású vízhűtéses reaktorok (SCWR) neutronfizikai és termohidraulikai kérdéseivel foglalkoztam témavezetőim irányítása alatt. A kutatás első fázisában az ezen reaktorokban lejátszódó xenonlengéseket vizsgáltuk meg. Jelen kutatásunk célja egy olyan SCWR-kazetta megtervezése, amelynél egyidejűleg biztosítható a hasadóanyag újratermelése és a pozitív reaktivitástartalék.

A kutatóhely rövid bemutatása

A Nukleáris Technikai Intézet (NTI) oktatási-kutatási tevékenységével nemzetközi hírnevet szerzett magának. Fő kutatási területei a reaktorfizika, termohidraulika, sugárvédelem és fúzió. A reaktorfizikai csoportban többek között számításokat, elemzéseket végzünk a Paksi Atomerőmű reaktoraira, továbbá az SCWR, a GFR és az LFR negyedik generációs reaktorokra.

A kutatás történetének, tágabb kontextusának bemutatása

A jövő atomenergetikáját meghatározó tudományos programok közül a Generation IV Inernational Forum a legjelentősebb, amely keretében hat fő reaktorfejlesztési irányt határoztak meg ([1]): gázhűtésű gyorsreaktor (GFR, [2]), ólomhűtésű gyorsreaktor (LFR, [3]), nátriumhűtésű gyorsreaktor (SFR, [4]), sóolvadékos gyorsreaktor (MSR, [5]), szuperkritikus nyomású vízhűtéses reaktor (SCWR, [6]) és nagyon magas hőmérsékletű reaktor (VHTR, [7]). Ezen reaktorokat a következő szempontok alapján választották ki: biztonság, atomenergia fenntarthatósága, proliferáció-állóság (a hasadóanyagok illetéktelen kezekbe kerüléséből és ezáltal az atomfegyverek elterjedéséből származó kockázat minimalizálása), fizikai védelem és gazdasági versenyképesség.

Az SCWR a víz kritikus pontja (374°C, 221 bar) fölött működő, magas hőmérsékletű, magas nyomású vízzel hűtött reaktor, amely ötvözi a mai könnyűvizes reaktorok és a szuperkritikus kazánok előnyös tulajdonságait (pl. magasabb erőműhatásfok, kisebb hűtőközegáram, forráskrízis hiánya). Az aktív zóna kialakításától függően termikus- és gyorsneutron-spektrumú is lehet. Ezzel a reaktortípussal már az 1950-es és 60-as években is foglalkoztak, majd a 90-es években kerültek ismét az érdeklődés középpontjába: új japán [8] és orosz [9] koncepciókat dolgoztak ki. A biztató eredményeket látva beindult az amerikai [10] és a koreai [11] SCWR-kutatás, a kanadai CANDU szuperkritikus nyomásra való fejlesztése [12], továbbá az európai High Performance Light Water Reactor (HPLWR, [6]) tervezése. A 2006-ban indult nemzetközi HPLWR Phase 2 projekthez az NTI is csatlakozott.

A kutatás célja, a megválaszolandó kérdések

Egy tipikus SCWR aktív zónájában jelenlévő szuperkritikus nyomású víz két funkciót lát el: hűti az üzemanyag-kazettákat és lassítja a neutronokat (moderál). Eközben sűrűsége nagyon jelentősen változik (ugyanakkor fázisátalakulás nem lép fel): a körülbelül 220°C-os melegedés során (280°C-ról 500°C-ra) közelítőleg a tizedére (0,77 g/cm³-ről 0,08 g/cm³-re) csökken. Ennek következtében egy lokális hőmérséklet-, sűrűség- és teljesítmény-ingadozásra hajlamos rendszer alakul ki. Tovább növeli ezt az ingadozási hajlamot az a körülmény, hogy a szuperkritikus víz sűrűsége 372 és 392°C között drasztikusan változik (ezt pszeudokritikus átalakulásnak is nevezik).

A hűtőközeg jelentős sűrűségcsökkenésének (és a moderálási képesség romlásának) enyhítésére kölünböző módszereket dolgoztak ki, pl. a HPLWR-ben vízrudakat építettek a kazetták belsejébe, továbbá háromhuzamú áramlási útvonalat valósítottak meg [6]. Ezen módszerek alkalmazásával viszont az SCWR-konstrukciók megvalósítása meglehetősen bonyolult lett. Az egyszerűséget szem előtt tartva olyan új kazettakonstrukciók megtervezését céloztuk meg, amelyek egyszerűbb hűtőközeg-áramlási útvonallal rendelkeznek, ugyanakkor az üzemanyag-hasznosítás terén felülmúlják az eddigi koncepciókat.

A legtöbb SCWR koncepció aktív zónájának hossza meghaladja a 4 métert, így ezekben a reaktorokban instabil, térbeli xenonlengések is kialakulhatnak a ¹³⁵Xe erős reaktorméreg miatt. A sűrűség- és teljesítmény-ingadozás az előbbi mechanizmussal kölcsönhatva a mai reaktorokban megszokott dinamikai foylamatoktól jelentősen eltérő lehet. A kazettatervezés mellett másik feldatunk ezen jelenségek feltérképezése és elemzése volt az SCWR-ben.

Módszerek

Az előbbi fejezetben említett ingadozási hajlam következtében az SCWR-ek tanulmányozásához létrehoztunk egy csatolt neutronfizikai-termohidraulikai programrendszert (lásd 3. ábra), amely alkalmas tetszőleges reaktor stacionárius egyensúlyi állapotának (teljesítmény- és hőmérséklet-eloszlásának) meghatározására, illetve kiégés-számítására. A belső iterációban meghatározott stacionárius eloszlások egy rákövetkező kiégés-számításban kerülnek felhasználásra. Ennek alapja az a megfigyelés, hogy a hűtőközeg aktív zónán belüli tartózkodási ideje jóval kisebb, mint a kiégés során használt időlépés.

A programrendszerben használt tipikus diszkretizációs sémát mutatja a 4. ábra: bal oldalt egy függőleges orientációjú kazetta található bejelölve a hőmérséklet-számítási pontokkal, jobb oldalon pedig kinagyítva látható az elemi cella (az áttekinthetőség érdekében csak egy üzemanyagpálcát jelöltünk).

A belső iteráció feladata a hőmérséklet-eloszlás bekonvergáltatása, amely a pszeudokritikus átalakulás miatt (elsősorban a fajhő és a sűrűség menete miatt, 1b. ábra) nemtriviális; erre az egyik jól bevált módszert, az alulrelaxációt használtuk. A számítási modell pontosabbá tehető az üzemanyag-hőmérséklet reaktivitásra gyakorolt hatásának figyelembevételével (Doppler-effektus), így a programba beépítettük a megfelelő hővezetési és hőátadási differenciálegyenleteket is.

A külső iterációban a kiégést leíró Bateman-egyenleteket oldottuk meg egy előre meghatározott időlépésre. Ennek eredményeként megváltozik a rendszer anyagi összetétele, tehát változnak a mikroszkópikus hatáskeresztmetszetek és ezzel együtt a teljesítmény-eloszlás is. Ennél fogva meg kell határozni az új egyensúlyi állapot eloszlásait. A fenti eljárást addig ismételjük, amíg el nem érjük az üzemanyag előre meghatározott kiégetettségi fokát.

A programot modulárisan építettük fel, ami lehetővé tette különböző problémák gyors és hatékony megoldását. A reaktorfizikai modulon belül a részletes (pl. háromdimenziós, teljes részletességű, kazettaszintű) számításokhoz az MCNP-t, míg a nagyobb geometriák (pl. teljes aktív zóna) elemzéséhez a SCALE programokat használtuk. Utóbbihoz kifejlesztettünk egy hatáskeresztmetszet-homogenizációs eljárást, amely megfontolt, ésszerű és validált módszerek alapján több lépésben leegyszerűsíti a vizsgált problémát, ezzel jelentősen gyorsítva a számításokat. A programba implementáltuk a xenonlengések számításához szükséges differenciálegyenleteket is.

Eddigi eredmények

A fent bemutatott programrendszerrel összehasonlító számításokat végeztünk különböző geometriák és peremfeltételek mellett  (pl. a háromutas HPLWR-re), ezzel bizonyítva a helyes működést. [A, B, C]

SCWR-kazetta ZrH extra moderátorral

A bonyolult hűtőközeg-áramlási útvonal elkerülése érdekében – amelynek egyik oka a HPLWR esetében a "moderátor box" használata – megvizsgáltuk egy olyan kazetta felépítését, amely extra moderátorként cirkónium-hidrid pálcákat tartalmaz. A hűtőközeg felmelegedése miatti axiális sűrűség- és moderáltság-csökkenést úgy kompenzáltuk, hogy az üzemanyag-pálcák egy részét fokozatosan helyettesítettük ezekkel a ZrH-pálcákkal. A teljes zónára elvégzett számítások során minimalizáltuk az axiális és radiális teljesítmény-egyenlőtlenségeket, ugyanakkor az egyszerűsítés ára az üzemanyag dúsításának növelése volt. Utóbbi megkérdőjelezi egy ilyen koncepció gazdasági versenyképességét, ezért további megoldásokat kerestünk. [D, E]

SCWR-kazetta tórium-alapú üzemanyaggal

Az előbbi számítások során felismertük, hogy a kedvezőtlen tulajdonságok forrása az eddig használt (és a mai atomerőművek döntő többségében alkalmazott) urán-dioxid üzemanyag. Ebben az üzemanyagban az urán 235-ös izotópja a hasadóanyag (a 238-as izotóp csak gyors neutronnal hasad, neutronbefogással és rákövetkező béta-bomlással viszont belőle is hasadóképes izotópok, pl. plutónium-239, keletkeznek). A kis felezési ideje miatt ma már a természetben csak nyomokban fellelhető ²³³U szintén hasadóanyag, reaktorban a tórium 232-es izotópjából keletkezik neutronbefogással és rákövetkező két béta-bomlással. Neutronfizikai tulajdonságait (pl. neutronhozam, lásd 5. ábra) tekintve a ²³³U felülmúlja a ²³⁵U-t, továbbá a hatáskeresztmetszetek kedvező energiafüggése miatt nincs szüksége extra moderátorra. Az előbbi észrevételeket az elvégzett egyszerű egydimenziós számítások alátámasztották, így belefogtunk egy (Th-²³³U)O₂ üzemanyaggal szerelt SCWR-kazetta tervezésébe.

A kezdeti egydimenziós számításokat két- és háromdimenziós vizsgálatok követték, melyek eredményeként megszületett a kétutas, a belső és külső régióban különböző üzemanyag-átmérővel és rácsosztással rendelkező koncepció. A közelmúltban befejezett háromdimenziós, kazettaszintű, csatolt neutronfizikai-termohidraulikai számítások során optimalizáltuk az üzemanyag dúsítását és a kiégő méreg koncentrációját. A végleges elrendezés konverziós tényezője egészen 40,0 MWnap/kg kiégettségi szintig meghaladja az önfenntartáshoz szükséges 1,0 határt. Ez azt jelenti, hogy a kezdeti hasadóanyag-töltet biztosítása után a reaktor élettartama alatt csupán a tóriumot kell pótolni, ez pedig 3-4-szer gyakoribb a Földön, mint az urán. [G]

Xenonlengés SCWR-ekben

A neutronok migrációs hosszának közelítő kiszámítása után megállapítottuk, hogy az SCWR-ek első közelítésben stabilak a xenonlengésekkel szemben. Részletes háromdimenziós számítások alapján kimutattuk, hogy a reaktor stabilizálásában az üzemanyag negatív hőmérsékleti reaktivitástényezője (Doppler-tényező) a meghatározó (7.ábra). Ezzel szemben a hűtőközeg felmelegedéséből adódó jelentős sűrűségcsökkenésének csak másodlagos szerepe van. Bebizonyítottuk, hogy az előbb bemutatott tóriumos kazettákból felépített reaktor ezen a téren is jobban vizsgázik, mint az UO₂-s változat, ami a hasadási termékek kedvezőbb hozamarányának köszönhető. [F]

Várható impakt, további kutatás

Az atomenergia jövőjét meghatározó negyedik generációs reaktorok kifejlesztése és a tórium-alapú üzemanyagok használata felkapott téma a tudományos közéletben. Az SCWR kifejlesztése sok területen jelentős előrelépést jelentene a mai könnyűvizes reaktorokhoz képest, a tórium használata pedig meghosszabítaná a nukleáris üzemanyagkészletek kiaknázhatóságának időtartamát [13].

A szakirodalom és saját tapasztalataink alapján is úgy tűnik, hogy az SCWR-eknél a konvenciális urán-dioxid üzemanyag használata esetén innovatív, de végeredményben bonyolult elrendezésekre van szükség. Ezzel szemben megmutattuk, hogy a kétutas, tórium-alapú üzemanyag alkalmazásával létrehozható egy egyszerű hűtőközeg-áramlási útvonallal rendelkező, a hasadóanyag szempontjából önfenntartó SCWR. Folytatjuk ezen reaktor vizsgálatát, optimalizációját (pl. megtervezzük az egyensúlyi zónát).

Saját publikációk, hivatkozások, linkgyűjtemény

Kapcsolódó saját publikációk listája

[A] Reiss T., Horváth D., Czifrus Sz., Fehér S. (2007), Csatolt neutronfizikai-termohidraulikai számítások a HPLWR reaktor axiális teljesítmény-eloszlásának meghatározására, Magyar Energetika 2007/5.

[B] Reiss T., Fehér S., Czifrus Sz. (2008), A HPLWR tanulmányozásához használt csatolt neutronfizikai-termohidraulikai programrendszer továbbfejlesztése, Nukleon I.

[C] Reiss T., Fehér S., Czifrus Sz (2008), Coupled neutronics and thermohydraulics calculations with burn-up for HPLWRs, Progress in Nuclear Energy 50.

[D] Reiss T., Csom Gy., Fehér S., Czifrus Sz. (2010), The Simplified Supercritical Water-Cooled Reactor (SSCWR), a new SCWR design, Progress in Nuclear Energy 52.

[E] Reiss T., Csom Gy., Fehér S., Czifrus Sz. (2010), Full-core SSCWR calculations applying a fast computational method, Progress in Nuclear Energy 52.

[F] Reiss T., Fehér S., Czifrus Sz. (2011), Xenon oscillation in SCWRs, Progress in Nuclear Energy 53.

[G] Reiss T., Csom Gy., Fehér S., Czifrus Sz. (2011), Thorium as an alternative fuel for SCWRs, beküldve az Annals of Nuclear Energy számára

Linkgyűjtemény

Generation IV International Forum

HPLWR Phase 2 projekt

Nemzetközi Atomenergia-ügynökség

Nukleáris Technikai Intézet, BME

Hivatkozások listája

[1] GIF (2002), A technology roadmap for Generation IV nuclear energy systems, GIF-002-00.

[2] Anzieu P., Stainsby R., Mikityuk K. (2009), Gas-cooled fast reactor (GFR): overview and perspectives, Proceedings of GIF Symposium, Párizs, 2009. szeptember 9-10.

[3] Cinotti L., Smith C.F., Sekimoto H. (2009), Lead-cooled fast reactor (LFR): overview and perspectives, Proceedings of GIF Symposium, Párizs, 2009. szeptember 9-10.

[4] Konomura M., Ichimiya M. (2007), Design challenges for sodium cooled fast reactors, Journal of Nuclear Materials 371.

[5] Mathieu L. et al. (2006), The thorium molten salt reactor: Moving on from the MSBR, Progress in Nuclear Energy 48.

[6] Fischer K., Schulenberg T., Laurien E. (2009), Design of a supercritical water-cooled reactor with a three-pass core arrangement, Nuclear Engineering and Design 239.

[7] El-Genk M.S., Tournier J.-M. (2009), Performance analyses of VHTR plants with direct and indirect closed Brayton cycles and different working fluids, Progress in Nuclear Energy 51.

[8] Oka Y., Koshizuka S., Yamasaki T. (1992), Direct cycle light water reactor operating at supercritical pressure, Journal of Nuclear Science and Technology 29.

[9] Silin V.A., Voznesensky V.A., Afrov A.M. (1993), The Light Water Integral reactor with natural circulation of the coolant at supercritical pressure B-500 SKDI, Nuclear Engineering and Design 144.

[10] MacDonald P. et al. (2004), Feasibility study of Supercritical Water Cooled Reactors for electric power production, Final report, INEEL/EXT-04-02530.

[11] Bae Y.-Y. et al. (2007), Research activities on a Supercritical Pressure Water Reactor in Korea, Nuclear Engineering and Technology 39.

[12] Torgerson D.F. et al. (2006), CANDU technology for Generation III+ and IV reactors, Nuclear Engineering and Design 236.

[13] IAEA-TECDOC-1450 (2005), Thorium fuel cycle - Potential benefits and challenges