Szuperkritikus állapotban levő víz, nemesgáz, sóolvadék, nátrium: ilyen anyagokkal tervezik hűteni a 21. század második felének atomreaktorait.

Az úgynevezett negyedik generációs reaktorok felépítésükben is alapvetően különböznek a ma használatos legkorszerűbb atomerőművektől, és fenntarthatóbbá tehetik az atomenergiát – hangzott el az MTA Műszaki Osztályának legutóbbi ülésén.

„Személyes kedvencem az olvadt sós reaktor. Ebben a reaktorban lehetetlen a zónaolvadás, hiszen már eleve meg van olvadva” – érzékeltette Pázsit Imre, a svédországi Chalmers Egyetem professzora a fukusimai atomkatasztrófára célozva, hogy milyen biztonsági újdonságokat tartogatnak az úgynevezett negyedik generációs atomreaktorok a gyermekeink számára. Pázsit Imre az MTA Műszaki, illetve Biológiai Tudományok Osztályának „Korszerű atomenergia” című együttes ülésén beszélt az atomenergetikai kutatás-fejlesztés jelenlegi irányairól. Miért fontosak ezek a kutatások? Az előadó szerint a fenntarthatóság követelménye miatt: olyan módon kell kielégítenünk a jelen generáció energiaigényeit, hogy ne rontsuk a jövő generáció esélyeit ugyanarra, vagyis ne merítsük ki a nyersanyagokat, és ne szennyezzük a bioszférát radioaktív hulladékkal.

A jelen nukleárisenergia-ipara nem fenntartható – állapította meg Pázsit Imre. Az üzemben levő atomreaktorokban az urán 235-ös izotópja a hasadóanyag. Ez az izotóp azonban a természetes uránban csak 0,7%-ban fordul elő, ezért az uránkészleteknek csak elenyészően kis részét hasznosítjuk. Ilyen felhasználással a jelenleg ismert és gazdaságosan bányászható-kitermelhető készletek 200-300 évig elegendők. „Ha viszont minden uránizotópot felhasználnánk, a készletek legalább 10, de akár 100 ezer évig kitartanának” – mondta az előadó. Lényegesen hatékonyabb lenne az atomenergia, ha az urán 238-as izotópját, valamint a tóriumot is fel lehetne használni az erőművekben a kiégett üzemanyagrudakból kivont urán és plutónium mellett.

A napjainkban használatos atomerőművekben továbbá magas aktivitású hulladék keletkezik. A kiégett üzemanyagrudak többek között olyan izotópokat tartalmaznak, mint a jód-129 (felezési ideje 16 millió év) vagy a technécium-99 (felezési ideje 200 ezer év). A hulladékot olyan stabil geológiai rétegekben, olyan föld alatti létesítményekben kell tárolnunk, ahol legalább több tízezer évig biztonságosan el lehet különíteni őket a környezettől (ami az emberi történelem léptékével mérve óriási idő, gondoljunk csak például arra, hogy az állatok háziasítása csupán 10-13 ezer éve történt). A megoldás az lehet, hogy a negyedik generációs reaktorokban rövid felezési idejű hasadási termékeket állítunk elő a hosszú felezési idejűekből.

Az uránkészletek hatékonyabb felhasználáshoz tehát új technológia szükséges, amellyel szemben az is követelmény, hogy csökkenjen a radioaktív hulladék mennyisége, és a benne maradó izotópok felezési ideje a lehető legrövidebb legyen. Fontos a termodinamikai hatásfok növelése is, hogy a reaktor egységnyi üzemanyag felhasználásával minél több hőt állítson elő, amelyet a turbinák, pontosabban az általuk meghajtott generátorok alakítanak át villamos energiává.

Teljesen új típusú reaktorok

A negyedik generációs reaktorok kutatását célzó kezdeményezést 2001-ben indította az Európai Unió, valamint Argentína, Brazília, Dél-Afrika, Dél-Korea, az Egyesült Államok, Franciaország, Japán, Kanada, Kína, Nagy-Britannia, Oroszország és Svájc. A szakértők hat olyan reaktortípust választottak ki, amely a kompetitív energiatermelés és a szigorú biztonsági követelmények mellett minimális hulladékot termel, tehát megfelel a közvélemény elvárásainak is – foglalta össze Pázsit Imre. Ezek a következők: a nátrium-, az ólom-, illetve a gázhűtésű gyorsreaktor, az olvadt sós, a magas hőmérsékleten működő, valamint a szuperkritikus vízzel hűtött reaktor.

A nátriumhűtésű gyorsreaktor kevert, plutónium-urán oxidos üzemanyagot hasznosítana. Előnye a 40%-os termikus hatásfok és az 550 Celsius-fokos kilépő hőmérséklet. Egy reaktorblokk elektromos teljesítménye 500-1500 MWe lenne. Ilyen kísérleti reaktor megépítése Franciaországban áll a legközelebb a megvalósuláshoz: a terveket 2015-2016-ban véglegesítik, és 2020-2025-ben indulna a berendezés. Az ólomhűtésű reaktornál a kilépési hőmérséklet még magasabb: 550-800 fok lenne, a biztonságot a hűtőközeg természetes keringése fokozná (vagyis a hűtés nem igényelné az irányító központ beavatkozását).

Gázhűtéses típusú reaktornál a hűtőközeg a hélium, és 850 fokos kilépő hőmérsékletet lehet elérni. A fent már említett olvadt sós reaktor különlegessége, hogy a fűtőanyagát alkotó különféle urán-fluoridok olvadékként keringenek benne légköri nyomáson. Emiatt nem igényel fűtőelemgyártást, és nincs fűtőelem-sérülés sem, miközben 700-800 fokos kilépő hőmérséklet is elérhető. A kilépő hőmérséklet további emelése a héliummal gázhűtött, nagyon magas hőmérsékletű reaktorban lehetséges, amellyel az 1000 Celsius-fokot is el lehetne érni. A reaktor hűtését szuperkritikus állapotban levő vízzel is meg lehet oldani, amennyiben a hűtőközeget 22,1 MPa fölötti nyomáson 374 fok fölé melegítjük. A reaktor tehát a víz termodinamikai kritikus pontja felett üzemel (e pont elérésével a víz sem szilárd, sem folyadék, de nem is gáz halmazállapotú, leginkább „folyadékszerű gáz”-ként jellemezhető). Előnye az egyszerűbb felépítés, mert a reaktorban nem változik a hűtőközeg halmazállapota.

„Mindez nagyon jól hangzik, de van néhány műszaki probléma, amelyet meg kell oldani ahhoz, hogy ezek a reaktortervek megvalósulhassanak. Nagyon magas hőmérsékletekről, olvadt nátriumról, olvadt ólomról beszélünk – valamennyi nagyon agresszív kémiai környezetet jelent” – hangsúlyozta az előadó. Anyagtudományi kutatásoknak kell felderíteniük az új üzemanyagtípusok jellemzőit, és előállniuk a nagy hőmérsékleteknek és extrém korróziónak ellenálló új szerkezeti anyagokkal.

Paks II.: ezek lesznek a biztonsági megoldások

A leghamarabb a 2030-as évekre várható negyedik generációs erőművekben tehát a 2000-2010-es években kutatott-fejlesztett megoldások üzemelhetnek majd. Ehhez képest a jelenleg elérhető legjobb technológiájú harmadik generációs erőművek az 1970-2000-es évek kutatásain alapulnak. A 2014. január 14-én megkötött magyar-orosz államközi egyezmény értelmében a Paksi Atomerőműben is két ilyen típusú reaktor épülne. A Roszatom orosz atomenergetikai konszern által Paksra ajánlott VVER-1200/V491-es reaktorblokkokról Aszódi Attila, a Paksi Atomerőmű kapacitásának fenntartásáért felelős kormánybiztos, a BME egyetemi tanára beszélt az osztályülésen.

A két új, egyenként 1200 MW teljesítményű blokk újdonsága a passzív, azaz emberi beavatkozást nem igénylő és az aktív biztonsági rendszerek kombinálása. A blokkok többek között 108 km/h-s szélsebesség, 4,1 kPa hónyomás és 0,25 g legnagyobb talajgyorsulás (PGA) ellen védettek. Az aktív, tehát az operátorok utasítására bekapcsoló biztonsági rendszerből négyet telepítenek egy reaktorblokkhoz úgy, hogy a rendszerek fizikailag el vannak választva egymástól (így az egyiken úgy lehet biztonsági ellenőrzést végezni, hogy három továbbra is készenlétben van).

A passzív rendszerek közé tartozik a bóroldatot a reaktorblokk primer körébe juttató hidroakkumulátorok, a gőzfejlesztő rendszerek passzív hőelvonó rendszere. A reaktort körbevevő hermetikus épületbe, a konténmentbe szintén passzív hőelvonókat szerelnek, amelyeken a reaktor leállítása után a gőz kondenzálódhat. Szintén fontos eleme a passzív biztonságnak a zónaolvadék-csapda. Ha a reaktor hűtésében olyan súlyos zavar támadna, mint a Fukusima Daiicsi erőműben, hogy a megolvadó üzemanyagrudak átégetnék a reaktortartályt, akkor ezt az olvadékot egy 150 tonna tömegű, 6 méter magas, 200 tonna alumínium-oxiddal és vas(III)-oxiddal ellátott tartály fogná fel, amely külön hűtőrendszert is kap – mondta el Aszódi Attila.

Az MVM Paks II. Atomerőmű Fejlesztő Zrt. azzal számol, hogy az új blokkok 2017-ben kapnak létesítési engedélyt a Magyar Energetikai és Közmű-szabályozási Hivataltól. A kiviteli tervezés 2017-től, az építés, a gyártás és a szerelés 2018-tól indulna. Az 5-ös és 6-os blokk 2025-ben, illetve 2026-ban lépne kereskedelmi üzembe, miután megkapta a szükséges üzembe helyezési és üzemeltetési engedélyeket az Országos Atomenergia Hivataltól.

Forrás: richpoi.com / MTA Kattintson ide...