Werking van Moderne Kerncentrales

Een kerncentrale maakt gebruik van uranium als splijtstof. Zoals elk atoom bestaat ook uranium uit een positief geladen kern omringd door negatief geladen elektronen. De atomkern bevat positief geladen protonen en ongeladen neutronen. Doordat de atoomkern bijeengehouden wordt door sterke kernkrachten, kan bij splitsing ervan veel meer energie vrijkomen dan in chemische reacties, waarbij alleen de elektronenconfiguratie wijzigt. Helaas is niet alle uranium direct splijtbaar. Uranium bestaat namelijk uit twee isotopen: U-238 en U-235. Beide hebben 92 protonen, want dat bepaalt immers het element, maar U-238 heeft daarnaast 146 neutronen, terwijl U-235 er maar 143 heeft. Doordat U-235 een oneven aantal neutronen heeft, is het minder stabiel en daardoor beter splijtbaar na vangst van een thermisch (langzaam) neutron.

Om een kettingreactie van splijtingen in stand te houden maakt een kerncentrale vooral gebruik van U-235. Daarom moet het gehalte U-235 in het uranium worden verhoogd van 0,7% (de fractie U-235 in natuurlijk uranium) naar ongeveer 4%. Daartoe wordt eerst het UO₂ omgezet in uranium-hexafluoride UF₆. Bij een temperatuur lager dan 57 °C is dit een vaste witte stof (lijkt een beetje op zout), terwijl het bij hogere temperatuur gasvormig is. Het UF₆ kan worden verrijkt in U-235 met behulp van ultracentrifugetechnieken zoals die ook bij URENCO worden toegepast. Na verrijking wordt het UF₆ weer omgezet in UO₂ dat vervolgens wordt gebruikt voor de fabricage van splijtstofelementen.

De isotoop U-235 zal vooral splijten na vangst van een langzaam (thermisch) neutron. Hierbij komen twee brokstukken vrij, de zogenaamde splijtingsprodukten, en gemiddeld tussen de twee en drie nieuwe neutronen. Deze neutronen hebben een hoge snelheid waardoor ze nauwelijks nieuwe kernsplijtingen kunnen induceren. Ze moeten eerst worden afgeremd door een moderator. In veel reactoren wordt water of grafiet gebruikt als moderator. Als eenmaal de neutronen zijn afgeremd zodanig dat ze in thermisch evenwicht zijn met hun omgeving, zullen ze weer een nieuwe splijting kunnen induceren. Van de splijtingsneutronen die vrijkomen zal een fractie worden ingevangen door U-238. Dit splijt niet maar vervalt via een paar stappen naar plutonium-239. Dit is wel een goede splijtstof. Als eenmaal plutonium is gevormd, zal dit ook volop meedoen aan de kettingreactie van splijtingen. In een moderne centrale is 40-50% van alle energie afkomstig van de splijting van plutonium.

Bij een kernsplijtingsreactie komt wel 10 miljoen keer meer energie vrij dan bij een chemische verbrandingsreactie. Dit komt doordat de sterke kernkracht die de atoomkern bij elkaar houdt zo veel groter is dan de Coulombkrachten die de elektronen aan de atoomkern binden. Het versplijten van 1 gram uranium of plutonium, levert evenveel energie op als bij de verbranding van 2500 liter benzine of 3000 kg kolen vrijkomt.

Schematisch weergegeven bevat een reactorkern de volgende componenten (zie figuur hierboven). Allereerst de splijtstof die meestal bestaat uit cylindrische UO₂ tabletten van 8 mm diameter en 1 cm lengte, en een moderator waarvoor meestal waterstof of grafiet wordt gebruikt. Verder is een koelmiddel nodig om de geproduceerde warmte op te nemen en af te voeren naar het energieconversiesysteem. Ook zijn regelstaven noodzakelijk om het vermogensprofiel in de kern te kunnen beïnvloeden en de kettingreactie in de kern te kunnen starten of stoppen. Deze regelstaven bevatten een sterk neutronabsorberend materiaal zoals boron. Omdat bij splijting ioniserende straling vrijkomt zal de reactorkern moeten worden afgeschermd met beton of een ander afschermingsmateriaal.

In een drukwaterreactor (zie figuur hierboven) wordt water onder hoge druk (150 bar) en temperatuur (300 °C) gebruikt als koelmiddel. Door de hoge druk raakt het water in de reactorkern niet aan de kook en kan het veel warmte opnemen. Daardoor blijft de temperatuurtoename van het koelwater bij passage door de reactorkern beperkt tot slechts 30 °C. Het koelwater in het primaire circuit draagt zijn warmte af in een stoomgenerator aan het koelwater in het secundaire circuit. Omdat de druk en temperatuur in het secundaire circuit lager zijn dan in het primaire, wordt hier wel stoom gevormd. Bovenin de stoomgenerator wordt de stoom gescheiden van het resterende koelwater, gedroogd en vervolgens geleid naar een hogedrukturbine. Na passage door deze turbine, wordt de stoom opnieuw ontdaan van condens en verwarmd en naar een (serie van) lage drukturbines geleid. Deze bevinden zich op dezelfde as als van de hogedrukturbine en van de generator waarmee electriciteit wordt opgewekt.

Na de lagedrukturbines wordt de stoom gecondenseerd door een tertiaire kringloop die in contact staat met de omgeving (hetzij via een koeltoren of direct met het oppervlaktewater). Het condensaat wordt vervolgens weer opgewarmd (door een kleine hoeveelheid stoom af te tappen van de lage en hoge drukturbines) en weer naar de stoomgenerator geleid. Deze opwarmstappen verhogen het rendement van de centrale, omdat warmteoverdracht bij kleinere temperatuurverschillen meer reversibel is, waardoor het rendement dichter bij het theoretisch maximaal haalbare Carnotrendement ligt.

In een drukwaterreactor wordt in de reactorkern hetzelfde water gebruikt als koelmiddel en als moderator. Dit heeft belangrijke gevolgen voor de veiligheid van de centrale. Als namelijk het koelwater teveel opwarmt, zal het uitzetten en vervolgens minder neutronen modereren. De kans op nieuwe splijting van U-235 neemt daardoor af. Dit is dus een belangrijk terugkoppeleffect. Bovendien zal bij temperatuurstijging van de splijtstof het nucleaire Dopplereffect zorgen voor meer neutronabsorpties in U-238, hetgeen ook de kettingreactie tegenwerkt. Deze twee effecten samen zorgen ervoor dat de kettingreactie van splijtingen altijd stopt als de temperatuur in de reactorkern te hoog oploopt.

Naast de kettingreactie is echter een deel van de warmteproduktie in de reactorkern afkomstig van verval van radioactieve splijtingsprodukten. Bij stationair bedrijf is dat ongeveer 6% van de totale energie die wordt geproduceerd (zie figuur hierboven). Hoewel deze fractie na het beëindigen van de splijtingsreacties snel afneemt in de tijd, zal de reactorkern toch altijd moeten worden gekoeld, omdat anders de omhulling van de splijtstof en de splijtstoftabletten zelf zouden kunnen smelten. Voor een centrale met een thermisch vermogen van 1500 MWth, vergelijkbaar met de KernCentrale Borssele (KCB), bedraagt de vervalwarmte initiëel 100 MWth, wat overeenkomt met de warmteproductie van 50.000 electrische kachels. Na een halve dag is de totale vervalwarmte produktie gelijk aan 400 seconden reactorbedrijf op vol vermogen. De warmtecapaciteit van de splijtstof is zodanig dat na 9 seconden reactorbedrijf de splijtstof van 100 °C naar bedrijfstemperatuur (ongeveer 1000 °C) kan worden gebracht. Als de splijtstof niet wordt gekoeld, zal de warmteproductie ten gevolge van verval van splijtingsproduktie dus ernstige gevolgen voor de integriteit van de reactorkern kunnen hebben, zoals het ongeval in Harrisburg heeft aangetoond.

De veiligheidsfilosofie van een kerncentrale is altijd gebaseerd op het ‘defense in depth’ principe dat is gebaseerd op drie verdedingsmechanismen:

1. Voorkomen dat een incident kan plaatsvinden. Dit wordt bereikt door toepassing van inherent veilige terugkoppelmechanismen zoals hierboven beschreven (het moderator- en Dopplereffect), ruime veiligheidsmarges, betrouwbare componenten en materialen, etc.
2. Een incident snel onder controle brengen en stoppen. De beschikbaarheid van de hiervoor benodigde veiligheidsrelevante systemen wordt vergroot door deze in meervoud en redundant uit te voeren. Voorbeelden zijn reactor noodstopsystemen en veiligheidskleppen, etc. Deze systemen kunnen zijn gebaseerd op passieve werkingsmechanismen zoals zwaartekracht, of op actieve mechanismen zoals pompen en kleppen die vermogen en een stuursignaal nodig hebben voor hun werking.
3. Het derde principe is gericht op het beperken van de gevolgen van een incident.

Als er radioactieve splijtingsproducten uit de splijtstof ontsnappen, zullen deze door verschillende verdedigingslinies worden tegengehouden. In de praktijk zijn het de meervoudig uitgevoerde barrieres zoals de splijtstofomhulling, het primaire circuit, en meervoudig uitgevoerde veiligheidsomhullingen, die ervoor zorgen dat radioactieve splijtingsprodukten binnen de reactorkoepel blijven. In Harrisburg heeft dit principe goed gewerkt en zijn ondanks een ernstig kernsmeltongeval nauwelijks radioactieve splijtingsprodukten in de biosfeer terecht gekomen. De veiligheidsomhullingen van kerncentrales dienen niet alleen om radioactieve splijtingsprodukten binnen te houden maar ook om weerstand te bieden aan externe invloeden zoals natuurrampen en terroristische aanslagen.

De splijtstof van een drukwaterreactor bestaat uit gesinterde UO₂ tabletten met een diameter van 8 mm en een lengte van 1 cm. Deze tabletten zitten gestapeld in een lange buis gemaakt van een zirkoniumlegering, de zogenaamde ‘cladding’ of splijtstofhuls. Enkele honderden van deze buizen zijn samengevoegd tot een splijtstofelement. In dit element is ook ruimte uitgespaard voor regelstaven die tussen de splijtstofstaven op en neer bewogen kunnen worden en voor instrumentatie die in de centrale buis gepositioneerd kan worden. De regelstaven bevatten een materiaal dat sterk neutronen absorbeert zoals boron. Verse splijtstofelementen gemaakt van lichtverrijkt UO₂ zijn nauwelijks radioactief en kunnen met de handen worden aangeraakt en visueel worden geïnspecteerd.

Het conventionele deel van een kerncentrale wijkt niet sterk af van een fossiel gestookte centrale. Het nucleaire deel zit in de betonnen koepel en herbergt een aantal specifieke elementen voor een drukwaterreactor. Hierna zullen drie componenten kort aan bod komen: het reactorvat, de drukhouder en de stoomgenerator.

Het reactorvat bestaat uit twee grote secties: het onderste deel van het vat met bovenin de aansluitingen voor toe- en afvoer van het koelwater, en het reactorvatdeksel met daarop de regelstaafaandrijvingen en instrumentatietoevoeren. Het deksel zit met dikke schroeven (tot wel 60 stuks) vastgeschroefd aan het reactorvat en hoeft alleen voor de splijtstofwissel, normaliter een keer per 12 of 18 maanden, te worden opengemaakt. De hoogte van het vat is ongeveer 12 meter en de diameter 4 meter. Ter hoogte van de reactorkern is de vatwand ongeveer 20 cm dik. Het reactorvat is in vrijwel alle gevallen limiterend voor de technische levensduur van de kerncentrale. Tijdens bedrijf staat het staal van het vat bloot aan interacties met snelle neutronen waardoor het kan verbrossen. Als dit proces te ver voortschrijdt, kan de integriteit van het vat niet meer worden gegarandeerd en zal het vat moeten worden vervangen. In de praktijk betekent dit veelal sluiting van de centrale. Koelwater stroomt boven de kern in het reactorvat en wordt langs het reactorvat naar beneden geleidt waar het zich verdeelt over de vele splijtstofelementen (121 voor KCB, 241 voor een grote centrale zoals de EPR die later wordt beschreven). Voordeel hiervan is dat de reactorvatwand wordt gekoeld en dat het koelwater het reactorvat afschermt van snelle neutronen.

De drukhouder van een PWR is een groot stalen vat dat is gemonteerd op het hete been van de koelmiddelstroom tussen de uitlaat van het reactorvat en de stoomgenerator. Het vangt drukwisselingen op door bij te lage druk water te verdampen door middel van elektrische stookelementen en bij te hoge druk stoom in de bovenste helft van de drukhouder te condenseren door middel van een waterstroom afgetapt van het koude been (tussen stoomgenerator en reactorvat). Afhankelijk van de fabrikant zijn de stookelementen horizontaal of verticaal gemonteerd. De drukhouder heeft een hoogte van ongeveer 13 meter en een wanddikte van 15-18 cm.

In tegenstelling tot een reactorvat en drukhouder, bevat een PWR meerdere stoomgeneratoren (zie hierboven). Een kleine centrale als KCB heeft er twee, terwijl grote centrales zoals de EPR er wel vier hebben. Een stoomgenerator is een 20 meter hoog vat waarin de warmte van het primaire circuit wordt overgedragen aan het secundaire circuit. Omdat de druk en temperatuur van het secundaire koelwater lager zijn dan in het primaire circuit, wordt hier wel stoom gevormd. In de meeste gevallen stroomt het primaire koelwater door U-vormige pijpen (ongeveer 3000 stuks per stoomgenerator) die met de openingen naar beneden zijn gemonteerd. Het secundaire koelwater komt in de bovenste helft van de stoomgenerator binnen en stroomt eerst door een annulaire ring van boven naar beneden waarna het van onder naar boven langs de U-pijpen stroomt en wordt opgewarmd. Boven de U-pijpen zijn stoomwaterscheiders en stoomdrogers gemonteerd. Het afgescheiden water wordt weer met de koelwatervoedingsstroom gemengd. Stoomgeneratoren zijn kritieke componenten die veel onderhoud vergen. Door corrosie, vibraties en vermoeiing raken regelmatig U-pijpen lek waarna deze moeten worden gedicht. Als teveel pijpjes zijn gedicht wordt het warmteoverdragende oppervlak kleiner wat kan leiden tot een noodzakelijke reductie van het reactorvermogen. Ook worden stoomgeneratoren soms intern (chemisch) gereinigd om te worden ontdaan van corrosieaanslag. In veel kerncentrales zijn al stoomgeneratoren vervangen, wat een dure en tijdrovende operatie is.

Het merendeel van de kerncentrales die wereldwijd in bedrijf zijn, bijna 60%, is van het drukwaterreactor type. Bijna een kwart van de centrales zijn kokendwaterreactoren (BWR) waarin het koelwater al in de reactorkern aan de kook raakt. Het werkingsprincipe lijkt simpeler dan dat van een drukwaterreactor. Doordat het koelwater al in de reactorkern in stoom wordt omgezet, zijn een drukhouder en stoomgenerator overbodig en kan de stoom direct naar de turbines worden geleid. De druk van het koelwater in het primaire circuit is circa 70 bar, waardoor ook het wanddikte van het reactorvat enkele centimeters dunner kan zijn dan van een PWR. Daar staat tegenover dat de stoomwaterscheiders en stoomdrogers, die in een PWR bovenin de stoomgeneratoren zitten, in een BWR in het reactorvat zelf dienen te worden gemonteerd. Het reactorvat is daardoor met een hoogte van wel 22 meter veel groter dan dat van een PWR. Ook is de vermogensdichtheid in een BWR lager dan in een PWR (door verminderde moderatie van het koelwater) waardoor ook de reactorkern groter moet zijn voor het zelfde reactorvermogen. Op het gebied van bedrijfseconomie ontlopen de twee reactortypen elkaar niet veel en zullen andere factoren zoals praktijkervaring de keuze voor een van deze twee reactortypen bepalen.

De splijtstofelementen van een BWR zijn wat robuuster uitgevoerd omdat ze beter bestand moeten zijn tegen vibraties ten gevolge van de kookprocessen in de kern. De splijtstofstaven zijn enkele millimeters dikker dan in een PWR en zijn gebundeld in splijtstofelementen van 8x8 staven in plaats van 17x17 zoals in een moderne PWR. Bovendien zijn de splijtstofelementen omgeven door een metalen huls om te zorgen voor voldoende koeling van elk element. Tussen de splijtstofhulzen kunnen kruisvormige regelbladen worden gestoken die van onderaf worden aangedreven. Dit in tegenstelling tot een PWR waar de regelstaven van bovenaf worden ingebracht. Hiervoor is echter in een BWR geen ruimte.

Huidige kerncentrales zijn vrijwel alle van de tweede generatie. Dit zijn de centrales die in de jaren '60 en '70 van de vorige eeuw zijn gebouwd. Hoewel veel van deze centrales continue zijn gemoderniseerd en zijn aangepast aan de eisen van de moderne tijd, is de opzet van deze centrales ongewijzigd. Moderne centrales zijn van generatie III, zoals de EPR en ABWR, of van generatie III+ zoals de SBWR en de AP1000. Het onderscheid tussen deze twee klassen van centrales is echter niet altijd even duidelijk en in sommige opzichten behoren generatie III centrales tot generatie III+ en omgekeerd. De reactoren van generaties III en III+ onderscheiden zich vooral in de achterliggende veiligheidsfilosofie van het reactorontwerp.

Zoals eerder vermeld, is de veiligheid van kerncentrales gebaseerd op het 'defense in depth' principe dat drie verdedigingslinies kent:

1. Voorkomen dat een incident kan plaatsvinden.
2. Een incident zo snel mogelijk onder controle brengen.
3. De gevolgen van een incident beperken.

De European Pressurized-water Reactor (EPR) is een Europese kerncentrale gebaseerd op het Franse N4 reactorontwerp en het Duitse Konvoi ontwerp. Deze reactor wordt is momenteel in aanbouw in Finland (zie figuur hierboven) en Frankrijk. De kenmerken van deze reactor zijn:

• Een dubbele betonnen omhulling om zowel grote overdruk (6,5 bar) van binnenuit als vliegtuigcrashes (type F16) van buitenaf te weerstaan.
• Vier gescheiden veiligheidsvoorzieningen met redundantie die de kans op een verlies aan koelmiddel sterk reduceren.
• Grotere watervolumes in het primaire circuit om een langere respijttijd te verkrijgen tot een kernsmelt in het geval van een verlies aan koelmiddel.
• Een zogenaamde ‘core catcher’ om de gevolgen van een kernsmelt te beperken tot de eerste betonnen omhulling en zo verspreiding van radioactieve stoffen te voorkomen.

De AP1000 van Westinghouse (zie figuur hierboven), recent overgenomen door Toshiba, onderscheidt zich van andere drukwaterreactoren door vergaande vereenvoudiging van het ontwerp, wat heeft geresulteerd in 50% minder kleppen, 80% minder buizen en 35% minder pompen. Verder wordt zoveel mogelijk gebruik gemaakt van passieve veiligheidssystemen, waarvan de werking berust op natuurwetten zoals zwaartekracht en natuurlijke circulatie (bijvoorbeeld voor koeling van het containment), of van actieve systemen in ‘fail-safe mode’, bijvoorbeeld kleppen die zich openen als de netspanning wegvalt. Bovendien zijn nieuw ontworpen componenten zoveel mogelijk gebaseerd op bestaande ontwerpen die hun kwaliteiten hebben bewezen.

Ook bij kokendwaterreactoren (BWR) is een soortgelijke ontwikkeling zichtbaar van generatie II, naar generatie III en generatie III+. Dit komt het duidelijkst tot uiting in het reactorvatontwerp (zie figuur hierboven). Generatie II reactoren maken gebruik van externe circulatie van het primaire koelwater met twee extern geplaatste circulatiepompen die ieder een tiental Jet-pompen in het reactorvat aandrijven. De Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) van generatie III maakt daarentegen gebruik van een tiental interne pompen die aan de onderzijde van het reactorvat zijn geplaatst. Dit reduceert de kans op een kernsmeltongeval aanzienlijk. In de Economic Simplified Boiling Water Reactor (ESBWR) wordt helemaal geen gebruik gemaakt van primaire koelmiddelpompen, maar wordt de koelmiddelstroom aangedreven door dichtheidsverschillen. Hiertoe is de reactorkern lager in het vat gemonteerd en een schoorsteen op de kern geplaatst. Hierdoor ontstaan grotere dichtheidsverschillen tussen de ‘riser’ boven de kern en de ‘downcomer’ naast de kern die leiden tot natuurlijke circulatie van de koelmiddelstroom. De kokendwaterreactor in Dodewaard stond model voor dit werkingsprincipe.

Tot generatie III+ behoren ook de Hoge Temperatuur Reactoren (HTR). Deze maken gebruik van grafiet als moderator en helium als koelmiddel. De splijtstof zit in kleine korreltjes met een diameter van 0,5 mm omgeven door een bufferlaagje voor de opslag van gasvormige splijtingsproducten en een drietal containerlaagjes (zie figuur hieronder). Deze splijtstofdeeltjes blijven intact tot een temperatuur van 1600 °C. Door het ontwerp van de reactor zodanig te kiezen dat zelfs bij een verlies aan koelmiddel de temperatuur in de splijtstof onder het toegestane maximum van 1600 °C blijft, kan deze reactor als inherent veilig worden beschouwd. Dit betekent dat onder alle omstandigheden de splijtstof zijn integriteit behoudt en geen splijtingsproducten kunnen vrijkomen. Ook is het niet nodig noodkoelwaterreservoirs aan te leggen.

De reactorkern van een Pebble-Bed Modular Reactor (PBMR), een Zuid-afrikaans HTR ontwerp, wordt gekoeld met helium dat direct naar een gasturbine wordt geleid die op haar beurt is gekoppeld aan een generator. Door de hoge bedrijfstemperatuur van deze reactor (circa 850 °C versus 330 °C voor een LWR) is de efficiëntie beduidend hoger dan voor standaard LWRs. Hoewel HTR technologie gedurende lange tijd als niet-rendabel werd beschouwd, claimen de ontwerpers dat door de hoge efficiëntie en modulaire productie op rendabele wijze elektriciteit kan worden geproduceerd. Om de kostprijs te drukken heeft men al meermalen het reactorvermogen moeten bijstellen tot de huidige waarde van 165 MWe per module. Grote vermogens kan men verkrijgen door meerdere modules bij elkaar te zetten, mogelijkerwijs bestuurd vanuit één regelzaal. China heeft net als Zuid-Afrika grote belangstelling voor de kogelbed-HTR. Ofschoon het ontwerp van de High Temperature Reactor Pebble-bed Module (HTR-PM) later is gestart dan van de PBMR, zal de commerciële introductie van deze reactor waarschijnlijk niet ver achterblijven. Door de bouw en exploitatie van de HTR-10, een prototype, heeft China meer ervaring met HTR technologie. Door de toepassing van de stoom-watercyclus zou het veiligheidsniveau lager kunnen liggen dan bij de PBMR, doordat water uit het secundaire circuit naar de reactorkern zou kunnen lekken. Dit moet echter nog worden onderzocht. Door de inherent veilige vervalwarmteafvoer is het niet nodig noodkoelwaterreservoirs aan te leggen.

Het is duidelijk dat de ontwikkeling van kerncentrales niet stil staat en dat er een continue opeenvolging van innovaties plaatsvindt. Moderne centrales van generaties III en III+ zijn of komen op korte termijn beschikbaar met een duidelijk nieuwe veiligheidsfilosofie. Onderstaande tabel geeft een overzicht van de karakteristieken van diverse generatie III en generatie III+ reactoren.

The slides can be downloaded here.

For more information, please contact  j.l.kloosterman (at) tudelft.nl