Analyse des nuklearen Brennstoffkreislaufes und Energieszenarien
←
→
Transkription von Seiteninhalten
Wenn Ihr Browser die Seite nicht korrekt rendert, bitte, lesen Sie den Inhalt der Seite unten
Analyse des nuklearen Brennstoffkreislaufes und Energieszenarien Aleksandra Schwenk-Ferrero Institut für Kern und Energietechnik (KIT CN), Arbeitsgruppe Transmutation KIT – Universität des Landes Baden-Württemberg und nationales Forschungszentrum in der Helmholtz-Gemeinschaft www.kit.edu
Nuklearer Brennstoffkreislauf
Uranerzabbau Zwischenlager für
Erzaufbereitung bestrahlte Brennelemente
Uranhexafluorid- Wiederaufarbeitungs-
Herstellung Anlage
Uran-Anreicherung Brennelement-
Konditionierung
Brennelement-
Herstellung Abfall - Endlagerung
2 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“
Anfall und Entsorgung von abgebranntem Kernbrennstoff
3 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“
Isotopenverhältnis im Brennstoff nach Bestrahlung
frisches UOX Brennstoff abgebranntes UOX Brennstoff
Uran 235 (3 - 5 wt%) Radioaktive Spaltprodukte (Spaltungsprozess)
- Cs, Sr, Ru, Tc, J etc.
Uran 238 (97-95 wt%) Transurane (Neutroneneinfang)
- Pu und MA (Np, Am, Cu )
4 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“
Bestimmungsgrößen
¾ Nuklidkonzentrationen
¾ Radiotoxizität*)
Maß für die Gesundheitsschädlichkeit eines Radionuklids
Strahlenart
Strahlenenergie
Resorption im Organismus
Verweildauer im Körper
¾ Wärmeerzeugung: Nachzerfallswärme
¾ Radioaktivität
α-, β- und γ-Strahlung
Neutronenemissionen
*) Radiotoxizität = Aktivität(Bq) * Faktor für effektive Dosis (Sv/Bq)
5 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“
Beispielhafte Radiotoxizität des abgebrannten UOX-BE
6 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“
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
7 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“
Fortgeschrittene Brennstoffkreisläufe
abgebrannter
Referenz: offener Zyklus U LWR Brennstoff Endlager
Pu (+U)
Pu (+U) U LWR WA LWR/SR
U LWR WA LWR/SR MA (+Pu)
U
U MA + SP+Verluste
ADS WA
Lagerung U SP+Verluste
Lagerung U Lagerung HRA
Lagerung HRA
SP+Verluste
Geschlossener Zyklus Double strata
U LWR WA TRU =(Pu+MA) U+Pu+MA
U (+U)
U SR GEN IV WA
Lagerung U
ADS/SR WA SP+Verluste
SP+Verluste Lagerung HRA
Lagerung HRA
SP+Verluste
Homogene Verbrennung der Transurane Geschlossener Zyklus mit GEN IV Reaktor
8 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“
Analysemethoden und Werkzeuge
Ebene 0 - Datenbasis
Zugriff auf die nukleare Datenfiles und
Datenverarbeitung zu Bibliotheken
Nukleare
NUCLEONICA
Datenbibliotheken
Database:
JEFF3.1-RDD
JEF-2.2, ENDF/B-VI, Radioactive decay data
JENDL-3.2, BROND-2,
CENDL-2. (half-lives, branching NUBASE ´03
ratios, spectral data…) atomic masses,
Cross section data decay data
ADR
A1&A2
8th TOI
ICRP 68, 72
spectral Codes
JEF2.2, JEFF3.1, dose coefficients data
JENDL-3.2, ENDF/B-VI NJOY
Fission yields, NIST JANIS
neutrons per fission Photon attenuation,
EGAF prompt build-up factors Rhein
gamma neutron
activation data
9 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“
Verwendete Programmsysteme
Dynamische Analyse
Abbrand-
Abbrand- und Zerfallsanalyse des des gesamten
Brennstoffs im Reaktorkern sowie Brennstoffkreislaufes
auß
außerhalb des Reaktors
Neutronenphysikalische Berechnung der
Analyse des Reaktorkerns Nuklidkonzentrationen
Berechnung der NFCsim
effektiven Neutronen-
Neutronen-WQ COSI
KORIGEN und webKORIGEN
C4P-
C4P-TRAIN
C4P-
C4P-DANTSYS
ERANOS Present in nuclear wastes
Medium Half-Life (Bestrahlungsphase: neutronenphysikalische Analyse
E
R
A
N
O
S
11 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“Abbrand und Zerfall : KORIGEN und webKORIGEN
www.nucleonica.net
Mode 2 : Gamma Heat Release during Mode 1 : Masses during 4.8y Irrad. of 20tHM PWRMOX
5y Decay of 1g Pu236 Burnup 55MWd/kgHM
1,E-01 1,E+08
Heat Release (W) dom. at 5y
1,E+07
Masses dominant at 4.8y
1,E-02 Tl208 U 238
Bi212 1,E+06 Pu239
Pb212 Pu240
1,E-03 Pu236 Pu241
1,E+05
Ra224 Pu242
Th228 Xe136
1,E+04 Xe134
U 232
1,E-04
U 235
1,E+03 Ba138
Cs137
1,E-05
1,E+02
0 1 2 3 4 5
0 1 2 3 4 5
Decay time (y)
Irradiation time (y)
Mode 3 : Total Heat during Decay of 535kgHM Mode 4 : Heat Release during 1000y Decay 20tHM Mode 4 : Neutrons from 20tHM PWRUOX Waste
PWRUOX Burnup 50MWd/kgHM PWRUOX Burnup 55MWd/kgHM Burnup 55MWd/kgHM
Neutrons/s 1000y after Discharge
400 1,E+07 1,0E+08
Heat Releases (W) dominating at 100y
Am241 TOTAC
350 1,0E+07
Pu238 TOTFP
300 Ba137m 1,E+05 1,0E+06
Y 90
250 Pu240 1,0E+05
Heat (W)
200 Cs137 1,E+03 1,0E+04
Sr 90 Reprocessing
150 Pu239 1,0E+03
Cm244
100 1,E+01
Am243 1,0E+02
50
75 eV
25 eV
75 eV
25 eV
75 eV
25 eV
75 eV
25 eV
75 eV
25 eV
75 eV
25 eV
75 eV
25 eV
75 eV
25 eV
eV
M
M
1, 0M
2, 0M
M
M
3, 0M
4, 0M
M
5, 0M
M
6, 0M
6, 0M
7, 0M
M
8, 0M
M
00
00
00
00
00
00
00
00
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
1,E-01
25
0,
0,
1,
2,
3,
4,
5,
7,
0 20 40 60 80 100 1 10 100 1000
Discharged Fuel Decay Time (y) Mean Neutron Energy
Discharged Fuel and Waste Decay Time (y)
12 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“COSI Code: Brennstoffzyklusanalyse
+ Kostenanalyse + „nicht Proliferation“
Simulationsmodell
Reichweite der Analyse
Energiebedarf
ENERGY
FABRICATION
Materialbestände (U, PLANTS
INTERIM
Pu, etc.) UOX, MOX, STORAGE
MOX UE, REACTORS UOX
Leistungsreaktoren mit U free, PWR, FNR, HTR,
MOX
ihren Kenndaten Particles,Targets BWR, ADS, ….
MOX UE
Brennstoffkomposition U free
Targets
Infrastruktur:
MATERIALS STORAGE
Anlagen nat. U S
Wastes
A, B, C PROCESSING
Isotopenanreicherung W PLANTS
U Dilution,
Isotopentrennung M ATERIALS
PARTITIONING
Pu Partitioning
(Wiederaufarbeitung) ENRICHMENT
PLANTS URT
Brennstofffabrikation Diffusion Np
Centrifugation dep. U Am Cycle
Konditionierung - Avlis Cm
Needs
Verglasung
Physical models
Zwischenlagerung:
nass und trocken
Endlagerung der
abgebrannten BE
13 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“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
14 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“Beispiel national: Ausstiegsszenario in Deutschland
Power Plants in Operation
8
7
6
Number of Reactors
5
PWR MOX
4
BWR MOX
PWR UOX
3
BWR UOX
2
1
0
2005 2008 2009 2010 2013 2014 2016 2018 2019 2020 2021
Year
Kernreaktoren im Betrieb im Jahre 2002: 19 (DWR, SWR)
Gesamtenergieerzeugung 21.3 GWel
15 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“Annahmen und Resultate
Commercial MOX Insertion in PWRs und BWRs
13
12 KWO
GKN I, II
11 BZN-1, 2
KKU
10
KKG
9 KKP-2
KWG
8
KBR
7 KKG-2
KKI 2
6
BWR KRB-A
BWR GUN-C
5
BWR GUN-B
4
3
2
1
0
1971
1972
1973
1974
1975
1976
1977
1978
1979
1980
1981
1982
1983
1984
1985
1986
1987
1988
1989
1990
1991
1992
1993
1994
1995
1996
1997
1998
1999
2000
2001
16 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“Bestände bezogen auf 2022
Inventare t Gesamt U Pu Np Am Cm
Tot. SF 9840 9290 127 6.04 14.2 0.669
HRA 215 0.664 0.201 2.94 3.63 0.07
MERKMALE:
Alpha Radioaktivität (MCi) 147.0
Gamma Wärmeleistung (MW) 3.72
Neutronen aus Spontanspaltungen (x109 n/s) 6170
Nachzerfallswärme in 2026 (MW) 13.07
Nachzerfallswärme in 2112 (MW) 4.11
Gesamte Nachzerfallswärme (MW-yr) 22.05
Radiotoxizität Inhalation ( m3 air to dilute to RCG) 1.03E20
Radiotoxizität Ingestion (m3 water “ ) 1.29E12
17 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“Beispiel regional: Reduzierung der Radiotoxizität
hochradioaktiver Abfälle – Partitioning und Transmutation
Prinzip der Transmutation
18 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“Regionale P&T Szenarien mit ADS
Hypothesen
COUNTRY A REGIONAL FACILITIES COUNTRY B
Repository
Losses
Spent fuel PuA + MA A Reprocessing and PuB + MA B Nuclear power
storage blending
PuA + MA A + MA B PuB
fleet:
UOX-LW Rs
Massenfluss ins regionale
Dedicated fuel
Fabrication
MOX-LW Rs with
multirecycling Transmutationszentrum
Modular
ADS ADS: 1 year cycle, discharge BU ~
Burn-out of Pu and Pu-only management in German Park:
LWRs. M A sent to second ‘French’ Park: 210 MWd/kg, 840 MWt,
M A stocks
Dry reproces. stratum of fuel cycle 60 GWe 3000 kg HM inventory
of ded. fuel Spent Fuel in 2030:
Losses
Waste in 2030: 0.7 ton MA/ year
(45% of demand) 130 tons Pu
Scenario d : Regional “BLEND- 50 tons MA 25 tons MA
and-BURN” scenario (R2B) One ADS
(Startup Mode)
Demand:
~ 1.5 tons TRU / year
0.8 ton TRU/ year
(55% of demand)
Waste production during
Symbiotische Partnerschaft: continuing operations:
~ 4 tons MA / year
One ADS
(Reload Mode)
z.B. Deutschland und Frankreich 0.24 ton MA/ year
Demand:
~ 0.3 tons TRU / year 0.06 ton TRU/ year
(80% of demand) (20% of demand)
19 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“Bewertungsergebnisse: Bestände, Wärme
20 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“1) Wärmeerzeugung im gelagerten abgebrannten
Kernbrennstoff
2) Wärmeerzeugung nach 100 Jahren 3) Integralwert über den Zeitraum 100 bis 2000
Jahre
21 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“Beispiel Welt: Analyse des Weltübergangsszenarios
- von thermischen zur schnellen Reaktorsystemen -
Unsere Expertentätigkeit bei NEA-OECD: künftige Weltenergieversorgung ?
25000
Energy production (TWhel) per reactor and fuel type
24000
breeder cdt~ 24 y breeder cdt~24 y
22000
PWR fleet energy production share (TWhe)
total total
20000 breeder cdt~ 20 y breeder cdt~20 y
20000
isogenerator isogenerator
18000 breeder cdt~ 14 y
breeder cdt~14 y
16000
15000
14000
12000
10000 10000
8000
6000
5000
4000
2000
0
0
2000 2050 2100 2150 2200
2000 2050 2100 2150 2200
Year
Year
Ressourcenverfügbarkeit erforderliche Kapazitäten der Anlagen
7 4
3,5x10 6x10
Fabr. (LW R+FR)
breeder cdt~18 y Repr. (LW R+FR)
7
3,0x10 breeder cdt~22 y
Consumed Uranium mass (tonnes)
4
5x10
isogenerator
breeder cdt~14 y
Fuel Mass (Tonnes)
7
2,5x10 4
4x10
7
2,0x10
4
3x10
7
1,5x10
4
2x10
7
1,0x10
4
6
1x10
5,0x10
0,0 0
2000 2050 2100 2150 2200 2000 2020 2040 2060 2080 2100 2120 2140 2160 2180 2200
Year Year
22 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“Unsere F&E Kooperationen
Unser Expertenwissen ist weltweit anerkannt und wird eingesetzt:
¾ 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
¾ 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)
¾ In nationalen Studien und Analysen
¾ Lehrbeitrag: webKORIGEN web orientierte Abbrand- und Zerfallsanalyse mit „legacy“-Code KORIGEN
23 24. März 2010 Symposium der Mitglieder des Kompetenzbereichs Systeme und Prozesse Institut für Kern und Energietechnik
A. Schwenk-Ferrero „Brennstoffkreislauf und Energieszenarien“Sie können auch lesen
