Forschungszentrum Jülich GmbH Institute for Safety Research and Reactor Technology Der...

Forschungszentrum Jülich GmbHInstitute for Safety Research and Reactor Technology

Der Hochtemperaturreaktor – Der Hochtemperaturreaktor – Sicherheitseigenschaften und ProjekteSicherheitseigenschaften und Projekte

von

Peter-W. Phlippen

Forschungszentrum Jülich GmbHInstitut für Sicherheitsforschung und Reaktortechnik

67. Physikertagung der Deutschen Physikalischen Gesellschaft

Hannover, 24. – 28. März 2003

DPG AKE 24. März 2003, Phlippen, FZJ-ISR


GliederungGliederung

Heutige Situation der Kernenergienutzung Anforderungen an zukünftige Kernreaktoren HTR - Sicherheit

Stabilitätskriterien Beispiel: Thermische Stabilität Beispiel: Nukleare Stabilität

Laufende HTR-Projekte Nachhaltigkeit Ausblick



Heutige Situation der KernenergienutzungHeutige Situation der Kernenergienutzung

1 0 -7

1 0 -6

1 0 -5

1 0 -4

1 0 -3

1 9 8 0 1 9 9 0 2 0 0 0

C o re D a m a ge F req u en cy, C D F, (1 /reactor-yea r)

1

2

5

1 01 2

9

6

114

7

83

3 B ib lis B , 4 K o n v o i, 5 E P R

In n o v a tiv ed esig n s

y ear

0 ,07

0 ,06

0 ,05

0 ,04

0 ,03

0 ,02

0 ,01

00 1 10 100

t im e / h o u rs

for a 3800 M W th - p lant

t = 0: 250 M W

t = 1h: 40 M W

C o re o f th e P W R m o lten in 1 h o u r a fter to ta l lo ss o f co o la n t

P d e c a y

P th e r m a l

C orium

reactorpre ssure vessel

reactor-conta inm ent

C o n se q u e n c e s o f c o re m e ltin g

fa ilu re b y ex cessp ressu re

H 2 - ex p lo sio n

stea m - ex p lo s io n

p en etra tio n offu n d a m en t

h igh p ressu rep a th

C ore

D e c a y h e a t p ro d u c tio n a n d c o re m e ltin gCore-Zerstörung durch Ausfallder Nachwärmeabfuhr möglich



Heutige Situation der Kernenergienutzung (2)Heutige Situation der Kernenergienutzung (2)

Probabilistisches Sicherheitskonzept (Defence in Depth)

Unfälle können sehr großes Schadensausmaß annehmen

Langandauernde Flächenkontamination

Umsiedlungen erforderlich Zahlreiche Todesfälle

(unmittelbar oder verspätet) erwartet

Schäden nicht versicherbar

10000

1000

100

10

1

10-6 10-7 10-8 10-9 10-X

LWR heute (1)

EPR (wenn Schadens- begrenzung auf die Anlage)

Innovative Reaktoren(katastrophenfreieKernenergie)

Wahrscheinlichkeit der Kernzerstörung (1 / a)

G

esam

tsch

ad

en 1

0 D

M9

LWR heute (2)



Zukünftige KernenergienutzungZukünftige Kernenergienutzung

„Katastrophenfreie“ Kernenergienutzung

Keine Todesfälle außerhalb des Anlagenzaunes

Keine unzulässige Freisetzung von Radioaktivität in die Umgebung Keine Umsiedlung Keine Landkontamination

Keine volkswirtschaftliche Katastrophe, denn Schäden bleiben auf die

Anlageninvestition begrenzt Schäden sind versicherbar



Zukünftige Kernenergienutzung (2)Zukünftige Kernenergienutzung (2) Ertüchtigung der LWR-Technik durch

Einführung des Core-Catchers (EPR) oder Reduktion der Kernschmelzhäufigkeit (AP-600, ABWR, SWR-1000)

Containment muss trotz Wasserstoffver-brennung, Druckaufbau und evtl. Kernschmelze für lange Zeit dicht bleiben!

Dimensionierung/Realisierung nicht schmelzfähiger Reaktoren (HTR)

Kernschmelzen ist physikalisch ausgeschlossen.

Spaltprodukte bleiben im Brennelement!



StabilitätskriterienStabilitätskriterien

Katastrophenfreie Kernreaktoren müssen folgende Stabilitätskriterien durch selbsttätige Eigenschaften erfüllen:

Thermische Stabilität

Nukleare Stabilität

Mechanische Stabilität

Chemische Stabilität

Keine Zerstörung durch Überhitzung

Keine Zerstörung durch nukleare Transienten

Keine Zerstörung durch Komponentenversagen

Keine Zerstörung durch Korrosion oder deren Folgeprodukte



Stabilitätskriterien (2)Stabilitätskriterien (2)

Der HTR erfüllt die Stabilitätskriterien durch

keramischen Coreaufbau (Graphit) keramische Brennelemente (Graphit) Limitierung der Leistungsdichte im Core

und der bestimmenden Dimensionen (Durchmesser)

inertes Kühlmittel (He) Limitierung des Zutritts korrosiver

Medien (Luft, Wasser) Wahl des Primärkreiseinschlusses (z. B.

vorgespannte Behälter)

coated particle

graphite matrix

UO 2-karnel

SiC-layer

C-layers

Brennstofftemperaturen bleiben stets unterhalb der Schädigungsgrenze



HTR – KugelbrennelementHTR – Kugelbrennelement

Werkstoff: GraphitDichte: 1,75 g/cm3

Durchmesser: 60 mm Schalendicke: 5 mm Uran-Beladung: < 12 g/BE

Coated Particle: TRISO UO2-Kern: 500 m

Dichte: 10,4 g/cm3

Anreicherung: < 10 Gew.-%

Schichten: C, PyC, SiC,PyCDicke / m: 95, 40, 35, 40Dichte / g/cm3: 1,05/1,9/3,18/1,9



HTR – SpaltprodukteinschlussHTR – Spaltprodukteinschluss Partikelschädigung Spaltproduktfreisetzung



HTR – KatastrophenfreiHTR – Katastrophenfrei

Solange Tmax < 1600 °C bleibt Spaltproduktfreisetzung

< 10-7 des Inventars Dosisleistung in der Umgebung

sehr gering keine Evakuierung keine Umsiedlung

extreme Störfallannahme Kühlmittelverlust,

d.h. keine aktive NWA

Verlust der aktiven Abschaltfunktionen, d.h. Freigabe von Überschussreaktivität

Spaltprodukte im BE in der Umgebung

I0 I* < 10-7· I0



Katastrophenfrei – GeltungsbereichKatastrophenfrei – Geltungsbereich

externeUrsachen

Absturz von FlugzeugenGaswolkenexplosionErdbeben (a<0,3 g)FeuerTornados, HurrikaneÜberflutung

interneUrsachen

vollständiger Kühlmittelverlustvollständiger Ausfall deraktiven Nachwärmeabfuhrmassiver Wassereinbruchin das Primärsystemmassiver Lufteinbruch indas Primärsystem

extreme ReaktivitätsstörungenMassive Schäden anReaktorkomponenten

Externe Ursachen(außerhalb desGenehmigungs- verfahren)

Sabotagekriegerische EinwirkungenExtreme Erdbeben (a>0,3g)Meteoriten

1.

2.

3.terroristische Angriffe

Atombomben

Einschluss der radioaktiven Stoffe in der Reaktoranlage, besser noch im Brennstoff

Zeit für aktive Maßnahmen zur Begrenzung der Auswirkungen ist wichtig.



Thermische Stabilität - PrinzipThermische Stabilität - Prinzip Ausfall der aktiven Systeme zur Nachwärmeabfuhr



Thermische Stabilität - PrinzipThermische Stabilität - Prinzip

thermisch instabil thermisch stabil



Thermische Stabilität - PrinzipThermische Stabilität - Prinzip



HTR – Thermische StabilitätHTR – Thermische Stabilität

Radius / cm

Zeit / h

Annahme: Ausfall der aktiven NWA und Druckentlastung

Beispiel: Modul HTR 200 MWth



Nukleare Stabilität - PrinzipNukleare Stabilität - Prinzip Reaktivitätssteigerung bei Ausfall aller aktiven Systeme

zur Regelung / Abschaltung

TF < TFallm ax

T =2850°CFm ax T < 1600°C

Fm ax

P(t) dt >> Q (t) dto u t

00

P(t) dt ~~ Q (t) dtout

~ 1s

(t)

t

P/P0

1

t

TF

TF0

T (max)fuel

t

in

0 0

after 10s

PD

EQ out

PelletsCoated particles

Q out

PD

E

C-Matrix

1 = + i x i0 always negativi

2

0 v

c T dV dt = P(t) dt

0 0

Q (t) dto ut

3

a) b)

Com parison between the conditions of the fuel of LW R (pellets)

and of pebble-bed fuel HTR (TRISO-coated particles) in the caseof extrem e nuclear accidents



Nukleare Stabilität - PrinzipNukleare Stabilität - Prinzip

thermisch instabil thermisch stabil

TF < TFallm ax

T =2850°CFm ax T < 1600°C

Fm ax

P(t) dt >> Q (t) dto u t

00

P(t) dt ~~ Q (t) dtout

~ 1s

(t)

t

P/P0

1

t

TF

TF0

T (max)fuel

t

in

0 0

after 10s

PD

EQ out

PelletsCoated particles

Q out

PD

E

C-Matrix

1 = + i x i0 always negativi

2

0 v

c T dV dt = P(t) dt

0 0

Q (t) dto ut

3

a) b)

Com parison between the conditions of the fuel of LW R (pellets)

and of pebble-bed fuel HTR (TRISO-coated particles) in the caseof extrem e nuclear accidents



HTR - Nukleare StabilitätHTR - Nukleare Stabilität Schnelles Ausfahren des

1. Abschaltsystems im Volllastbetrieb ohne Gegenmaßnahmen

/ %

/°C

Beispiel: Modul HTR 200 MWth



Beispiel: ISR-300Beispiel: ISR-300

Konzept eines katastrophenfreien HTR



HTR-Projekte weltweitHTR-Projekte weltweit

China SA Germany USA Japan Great Britain

AVR

THTR

HTR500

ModulHTR

PeachBottom

FSV

HTGR1160

MHTGR HTTR

Dragon

PBMRHTR 10

50

750

1250

115

800

200

600 3040010

3000

20

Angaben im MWth



HTR-Projekte weltweit (2)HTR-Projekte weltweit (2)

Modul HTR-10 PBMR HTTR MHTGC

country Germany China South Africa Japan USA/Russia thermal power

MW 200 10 400 30 600

electrical power

MW 80 3 110 - 286

purpose of plant

- cogeneration, electricity production

experimental, electricity production

demonstration, electricity production

experimental, electricity production

demonstration, electricity production

type of fuel element

- spherical sphercial spherical block block

max. helium temperature

°C 700 700...900 900 850...900 850

max. temp. in case of accident

°C

< 1500

< 1100

< 1600

< 1600

< 1600

status - detailed engineering finished

operating detailed engineering proceeding

operating detailed engineering proceeding



HTR-10 ChinaHTR-10 China

Aufgabe: experimenteller Reaktor

Kugelhaufen-Zylinder-Core Leistung: 10 MW Leistungsdichte: 3,3 MW/m3

TRISO-Coated Partikel Helium: 700 ... 900 °C

Druck: 4 MPa kontinuierliche Beschickung

mit 10-fachem Kugeldurchlauf

Abschaltsysteme: 1. Stäbe in Reflektorkanälen 2. KLAK in Reflektorkanälen

Behälterkühlung mit Kaltgas



PBMR SüdafrikaPBMR Südafrika Aufgabe: Stromerzeugung Kugelhaufen-Ring-Core

Leistung: 400 MW Leistungsdichte: 4,8 MW/m3

Höhe / Durchm. 11 / 1 - 3,7 m Abbrand: 90 MWd/kgSM

TRISO-Coated Partikel Helium: 480 °C 900 °C

Druck: 9 MPa kontinuierliche Beschickung mit

6-fachem Kugeldurchlauf Abschaltsysteme:

1. Stäbe in Reflektorkanälen 2. KLAK in Reflektorkanälen

Behälterkühlung mit Kaltgas 3-Wellen-Gasturbinenanlage



PBMR - SchaltungPBMR - SchaltungMerkmale: THe (E/A) = 480/900 °C

Druck: 9 MPa kompakte Bauweise schnelllaufende

Turbomaschinen Lastwechsel:

10 % / min Wasserkühlung



NachhaltigkeitNachhaltigkeit Erwarteter Verlauf des Weltenergiebedarfs

1960 1980 2000 2020Year

0

5

10

15

20

fossile

nuclear energy+

renewable energy

energy

10

9t

SK

E /

yP

rim

ary

En

erg

y /

CO2-frei

Bereitstellung fossile Energieträger Kernfusion Solarenergie Kernspaltung

Realisierung

Kosten

Sicherheit, Endlagerung

Zuwachs Entwicklungsländer

Schwellenländer



Nachhaltigkeit (2)Nachhaltigkeit (2)Primaryenergy

Specificinvestment

($/kWel)

Fuel costs(ct/kWhth)

Productioncosts of

electricity(ct/kWhel)

Coal(world market)

1000 1 4

Natural gas 400 2 4.5

Wind power 1000 0 5...10

Photovoltaic(direct use)

7000 0 70

Photovoltaic(H2-storage)

7000 ++..... 0 300

Nuclear(old plants)

600 0.5 2.5

Nuclear(new plants)

1500 0.5 3.5

nachhaltigeKernenergie-

nutzung

Anlagen, bei denen

m öglich sind

keinekatastrophalen Unfallfolgen

Keine langlebigen radioaktivenReststoffe, deren Radiotoxizität

über der des Urans liegt

Keine bemerkbare Erhöhung dernatürlichen Radioaktivität durch

den Betrieb kerntechnischerAnlagen

Wirtschaftlich konkurrenzfähigeEnergiebereitstellung

Sicherung der über sehr lange

Zeiträum e

Brennstoffver-sorgung

Um fassende internationaledes SpaltstoffwegesSicherung

gegen Mißbrauch



Spezifische InvestitionskostenSpezifische Investitionskosten

Basis: industrielle Angebotsabgaben



Nachhaltigkeit – KostenstrukturNachhaltigkeit – Kostenstruktur

Life-Cycle-Kosten von Stromerzeugungsanlagen in Deutschland



AusblickAusblick

Der Einsatz „katastrophenfreier Kerntechniken“ kann helfen, die öffentliche Akzeptanz der Kernspaltung wieder zu gewinnen.

Der HTR hält die Spaltprodukte im Core zurück, solange die Stabilitätskriterien eingehalten werden (i. w. T < 1600 °C).

Selbsttätige Nachwärmeabfuhr und selbsttätige Begrenzung der nuklearen Leistung wurden am AVR bereits demonstriert.

Eine unterirdische Bauweise bietet auch Schutz gegen extreme äußere Einwirkungen.

Kernspaltung ist eine seit langem etablierte und wirtschaftliche Technik zur Stromerzeugung.

Daher wird Kernenergie auch weiterhin eine dominante Rolle in der CO2-freien Stromerzeugung wahrnehmen.

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