elektromos hálózatot, vagy a friss és kiégett
üzemanyag szállítására alkalmas úthálózatot (egyszeri töltéssel
működnek).
A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség definíciója
szerint kis reaktornak számít az a blokk, amelynek elektromos
teljesítménye nem haladja meg a 300 MW-ot, míg egy közepesnek
nevezett reaktor elektromos teljesítménye 300-700 MW közötti.
Egymagában ezzel a definícióval természetesen a most működő
reaktorok majdnem fele SMR lenne. Ezek azonban nagy reaktorok
kisméretű változatai. Az SMR-definícióba ugyanis speciális új
konstrukciós megoldások is beleszámítanak, amelyek alapvetően
különböznek a ma üzemben levő reaktoroktól. Ezek az újszerű
megoldások képezik az SMR-ek előnyeinek jelentős részét, amelyeket
az alábbiakban pontokba foglalva ismertetünk.
Konstrukció • A kis méret kompakt (integrális)
konstrukció eredménye, illetve velejárója. Minden fontos, a mai
reaktorokban a nyomástartályon kívül elhelyezett komponens itt a
nyomástartályon belülre kerül, úgymint a keringetőszivattyúk,
gőzfejlesztők (a nyomottvizes SMR-ben), nyomásszabályozó,
szabályozórudak mozgató mechanizmusa stb. A kompakt SMR-ek összes
komponense gyárban elkészíthető, majd a telephelyre szállítás után
helyben összeszerelhető. A kis méret másik velejárója a kis
környezeti behatás. Egy SMR könnyen elhelyezhető a föld alatt is, de
a felszínen is kis területet igényel.
Biztonság • Egy SMR a hagyományosnál sokkal
kevesebb aktív anyagot tartalmaz működés közben, emiatt jóval
kisebbek az esetleges baleseti következmények. Az integrális
konstrukció következtében hatékonyabb a radioaktív anyagok
benntartása a nyomástartályban. Az SMR-ekben a zóna térfogatához
képest viszonylag nagy mennyiségű hűtővíz van (a Three Mile Island
balesetnél a zónaolvadás egyik oka a Babcock-Wilcox-konstrukció más
reaktorokhoz képest kicsiny vízmennyisége volt). A benntartást
elősegíti, hogy nincsenek nagy tápvízcsövek. Azzal, hogy a hőcserélő
a zóna felett van, vészleállás, illetve áramkimaradás esetén
biztosított a jobb természetes keringés. Leállás után a hulladékhő
hatékonyabb eltávolítását elősegíti a kis térfogattal járó nagyobb
felület/térfogat arány.
Üzemelési flexibilitás • SMR-eket, az említett okok
miatt könnyű közelebb telepíteni az igényhez, kiépített
infrastruktúra nélküli helyen is (sarkköri települések; hőforrás
(process heat), például olajpala feldolgozásához vagy sótlanításhoz
(édesvíz-előállítás)). Az SMR üzemeltetése kevesebb hűtővizet
igényel, akár egy kis folyó mellé is telepíthető. Jobbak a
teherkövetési tulajdonságai, így jobb hálózati stabilitást
biztosítanak.
Gazdaságosság • A teljes beruházás jóval
alacsonyabb összegű, mint a tradicionális erőműveknél. Kis méretben
építhető, az igénynek megfelelően, moduláris rendszerben, ami
lépésenként bővíthető. Hozzá kell tenni azonban, hogy teljes
élettartamra számítva 1 kWh előállítása valamivel többe kerül, mint
a mai nagyobb, „teljes léptékű” reaktorokban.
Számos reaktorgyártó vállalat tervez SMR típusú
reaktort, amelyekből a főbb konstrukciók:
• IRIS (DoE-kezdeményezés, Westinghouse Electric
fejlesztés)
• mPower (Babcock & Wilcox)
• WSMR (Westinghouse)
• PRISM (GE & Hitachi) (Integrális gyorsreaktor)
• NuScale (NuScale Power)
• SMART (KAERI)
• Super Safe Small and Simple (4S) (Toshiba)
• Next Generation Nuclear Plant (NGNP, Next
Generation)
Az 5. ábra
példa a kompakt megoldásra (a koreai KAERI Intézet által
fejlesztett SMART reaktor)
Fenntarthatóság • A mai környezetvédelmi kérdéseket
a korábbinál jóval nagyobb súllyal figyelembe vevő helyzetben fontos
vitatott téma a nukleáris energetika fenntarthatósága. Itt célszerű
a Brundtland-bizottság definíciójából kiindulni, miszerint a
fenntarthatóság követelménye az, hogy olyan módon kell kielégíteni a
jelen generáció igényeit, amely nem rontja a jövő generáció esélyeit
ugyanerre. Az energiatermelésre vonatkoztatva ez két követelményben
foglalható össze:
• ne merítsük ki a nyersanyagokat (csak megújuló
vagy [áttekinthető léptékkel] „kimeríthetetlen” forrásokat
használjunk);
• ne terheljük a bioszférát környezetszennyező
hulladékok felhalmozásával.
Ebből nyilvánvalóan következik, hogy a nukleáris
energia termelésének jelen formája nem tartható fenn. Egyrészt, bár
ma csak nagyon kis részét használjuk a létező véges uránkészleteknek
(a természetes urán 0,7%-át), az ismert gazdaságosan kinyerhető
készleteket ilyen felhasználással kétszáz-háromszáz év alatt
kimerítjük. Másrészt, a mai (nyitott ciklusú) reaktorokban jelentős
mennyiségű magas aktivitású hulladék keletkezik, amit százezer évig
el kell különíteni a környezettől.
Ezen hiányosságok mindegyike orvosolható már
létező, de még nagy léptékben használatba nem vett technológiák
alkalmazásával. A nyersanyag-kimerítést illetően, ha az
uránkészletekből nemcsak a 235-ös, hanem a 238-as izotópot is
felhasználnánk a szaporítóreaktorok alkalmazásával, akkor a
készletek százszor hosszabb ideig, de legalább tízezer évig
kitartanának. Az uránnál három-négyszer nagyobb mennyiségben
előforduló tórium felhasználásával ez az idő ötvenezer évre tolódna
ki. A már meglévő, magas aktivitású, hosszú felezési idejű nukleáris
hulladék transzurán részét pedig gyors spektrumú reaktorokban,
transzmutációval hasadó magokká lehet alakítani, és ezáltal
újrafelhasználni. Ilyen módon elvileg a hosszú felezési idejű
hulladék – energiakihasználás mellett – eliminálható. Ami
visszamarad, az a viszonylag rövid, emberi léptékkel áttekinthető, a
bioszférától ötszáz éves elkülönítést igénylő hasadási termékek,
amelyeknek emellett a mennyiségük is kb. 1%-a az eredeti,
transzmutáció előttinek.
Ezen program mindkét fent említett céljának
megvalósításához (tehát az üzemanyag hosszú ideig rendelkezésre
állásához, valamint jelentősen kevesebb mennyiségű és rövidebb idejű
hulladék termeléséhez) új technika szükséges: tenyésztőreaktorok és
reprocesszálás, tehát zárt üzemanyagciklus. Ezt valósítják meg a IV.
generációs reaktorok.
Gen-IV reaktorok
A IV. generációs reaktorok főbb jellemzőit és a korábbi generációs
reaktorokhoz való viszonyát, különbségeit mutatja a 4. ábra.
Kifejlesztésükre nemzetközi együttműködési fórum alakult, a GIF
(Generation IV International Forum,
URL1). A GIF kezdeményezés
2001-ben indult, és ma már tizenhárom tagja van: tizenkét ország
(Argentína, Brazília, Dél-Afrikai Köztársaság, Koreai Köztársaság,
Egyesült Királyság, Franciaország, Japán, Kanada, Kína, Orosz
Föderáció, Svájc, USA) és az EU. A GIF célkitűzése olyan
nukleárisenergia-kitermelő egységek kifejlesztése, amelyek
kielégítik a következő igényeket:
• biztonságos, kompetitív és megbízható
energiatermelés;
• szigorú biztonsági követelmények;
• maximálisan gazdaságos üzemanyag-felhasználás és
minimális hulladék;
• proliferáció-ellenálló;
• megfelel a közvélemény elvárásainak
(társadalmilag elfogadott).
A negyedik generációs reaktorok (egy kivétellel)
zárt üzemanyagciklusra törekszenek, ami az urán-plutónium ciklusban
gyors neutronspektrumot igényel. Ezek a reaktorok a vízhűtés helyett
például olvadt fém (nátrium vagy ólom) hűtőközeget alkalmaznak. A
konvencionális, könnyű- vagy nehézvizes technológiától való
eltérésnek számos előnye van. A reaktorok magas hőmérsékleten (jobb
termikus hatásfokkal), viszont atmoszferikus nyomáson üzemelhetnek.
Az olvadt fém nagyobb hőkapacitása és fajsúlya következtében
üzemzavari vészleállás esetén a hulladékhő természetes keringetéssel
is elszállítható a zónából. Ennek következtében ezek a reaktorok
inherensen és passzívan biztonságosak. Ezekben a reaktorokban
reprocesszálással és újrafelhasználással eleve kis mennyiségű és
rövid felezési idejű hulladék keletkezik; ezen kívül a már meglévő
reaktorok nyílt ciklusában keletkező, hosszú felezési idejű és magas
aktivitású hulladékot is hasznosítani és ártalmatlanítani tudják.
Tórium használata esetén szaporítás és
transzmutáció lehetséges mind termikus, mind gyors
neutronspektrummal, ami érdekes újabb lehetőségeket nyit.
Nevezetesen, tórium felhasználásával lehet sóolvadékos üzemanyagú
reaktorokat építeni (Molten Salt Reactor – MSR). Ezekben a
reaktorokban a fluoridalapú, urán- és/vagy tóriumalapú sóoldatok
mind az üzemanyag, mind a hőszállító (hűtőanyag) szerepét betöltik.
Ebben a konstrukcióban eleve lehetetlen a zónaolvadásos baleset,
hiszen a normál üzemmód is olvadt üzemanyaggal történik. Nemcsak
zónaolvadás, hanem még a tradicionális reaktorokban lehetséges
üzemanyag-sérülés sem fordulhat elő, és nincs szükség fűtőelemrudak
és kazetták gyártására sem. A sóoldatból a reaktormérgek (hasadási
termékek), valamint a nemesgázok (hélium, xenon) on-line
reprocesszálással eltávolíthatók, ugyanakkor a kiégett hasadóanyagot
üzem közben is pótolni lehet. Emiatt az üzemelés alatt
elhanyagolható mennyiségű tartalékreaktivitás szükséges, ugyanakkor
a leállást követő hulladékhő-termelés minimális, amit a sóoldat
természetes keringésével könnyű eltávolítani. Így ezek a reaktorok
biztonsági szempontból kiemelkednek a többi reaktortípus közül.
A GIF-együttműködés, gondos tanulmányozás után, hat
konkrét negyedik generációs konstrukciót választott ki további
tanulmányozás és bevetés céljára. Ezek a következők:
• Nátriumhűtésű gyorsreaktor (SFR)
• Ólomhűtésű gyorsreaktor (LFR)
• Gázhűtésű gyorsreaktor (GFR)
• Olvadtsós reaktor (MSR)
• Magas hőmérsékleten működő reaktor (VHTR)
• Szuperkritikus vízzel hűtött reaktor (SCWR)
Ezekből az első öt típust az alábbiakban röviden
ismertetjük.
Nátriumhűtésű gyorsreaktor (SFR)
(6. ábra)
• Zárt- vagy nyílthurkos típusban építhető
• Moduláris vagy egyedi megoldás
• 40% termikus hatásfok
• Alacsony nyomás
• 150–500 MWe U-PU-aktinida-Zr-üzemanyag, helyszíni
feldolgozás
• 500–1500 MWe MOX-fűtőelemmel, központi
reprocesszálás
• 550 °C kilépési hőmérséklet
IV. generációs, nátriumhűtésű gyorsreaktor (SFR)
építésére a legelőrehaladottabb tervei Franciaországnak vannak. Az
Atom- és Alternatív Energia Bizottság (Commissariat à l’énergie
atomique et aux énergies alternatives – CEA) kapott megbízást a
francia kormánytól egy SFR tervezésére és ipari partnerekkel együtt
való konstrukciójára. Az ASTRID nevet kapott reaktor egyelőre a
tervezés stádiumában van. A tervek szerint a konstrukció végleges
formája 2015-2016-ban rögzítődik, a megépítés 2020-2025 között
történik. Ebben a projektben a CEA és a Svéd Tudományos Tanács közti
államközi szerződés keretében Svédország is részt vesz.
Ólomhűtésű gyorsreaktor (LFR)
(7. ábra)
• Pb- vagy Pb/Bi-hűtőanyag
• Kilépési hőmérséklet: 550–800 °C
• Passzív biztonság: természetes keringés
• Magas fokú proliferációs ellenállás
• 15–30 év zónaélettartam
• Moduláris (50–150–300 MWe) vagy nagy rendszer
(1200 MWe)
• Teherkövető képesség
Használható akár elektromosság, akár hidrogén
előállításra, vagy magas hőmérsékletet követelő folyamatoknál
(sótalanítás, édesvíz)
Gázhűtésű gyorsreaktor (GFR)
(8. ábra)
• Kb. 300 MWe, héliummal hűtött, 850 °C kilépő
hőmérséklet
• Zárt üzemanyagciklus. Integrált
reprocesz-szálás/fűtőelemgyártás közel az erőműhöz.
• Nyílt üzemanyagciklus
Sóolvadékos reaktor (MSR)
(9. ábra)
• Olvadt/olvadék üzemanyag: uránfluoridok, nátrium,
cirkónium
• Magas kilépő hőmérséklet (700–800 °C)
• Légköri nyomás
• Lehet termikus vagy gyors spektrumú (tórium)
• Nem igényel fűtőelemgyártást
• Nincs fűtőelem-sérülés
• Üzemközbeni reprocesszálás (reaktormérgek
eltávolítása, refuelling – kis tartalékreaktivitás)
• Zárt ciklus
Gázhűtésű nagyon magas hőmérsékletű gyorsreaktor
(VHTR) (10. ábra)
• Grafitmoderált, héliummal hűtött 1000 °C kilépő
hőmérséklet
• 600 MW termikus teljesítmény
• Zóna vagy prizmatikus blokkok, vagy golyók
(pebble bed)
• Alkalmas hidrogén előállítására
• U/Pu-üzemanyag
A negyedik generációs reaktorok kihívásai
Műszaki áttörések és újítások szükségesek mindegyik negyedik
generációs reaktortípushoz. A legfontosabbak az anyagtudományi
kutatások területén találhatók: szükség van új üzemanyagtípusra és
új szerkezeti anyagokra, amelyek toleránsak a magas hőmérséklet,
valamint az agresszív kémiai környezet elviselésére, egyben
ellenállóak a magas kiégéssel kapcsolatos problémákkal szemben,
továbbá kompatibilisek a szeparációs és transzmutációs
technológiákkal is.
Az Európai Közösség hosszú távú programja
Az aktuális program neve Sustainable Nuclear Energy Technology
Platform (SNETP – fenntartható nukleáris energetikai platform).
Ennek keretén belül a következő infrastruktúra áll tervezés, illetve
felépítés alatt:
Jules Horowitz Reactor (JHR): magas teljesítményű
anyagkutató reaktor Cadarache-ban (CEA). Indítás: 2016–2017;
MYRRHA: Mol, Belgium: gyors spektrumú, gyorsítóval
hajtott szubkritikus reaktor/neutronforrás;
ASTRID: IV. generációs, nátriumhűtésű gyorsreaktor,
Franciaországban fog megépülni. Konstrukció kezdése 2015–2016-ban,
indítás 2020 után;
VHTR: a maga nemében első, nagyon magas
hőmérsékletű reaktor, többek között hidrogéntermelésre.
Összefoglalás
A nukleáris energetika jövője technikai szempontból nagyon biztató.
A vitatott problémákra, amelyek magukban foglalják a biztonság,
fenntarthatóság és a proliferáció kérdéseit, a Fukusima-típusú
baleseteket is figyelembe véve, van technikai megoldás, még ha
további fejlesztésre és megerősítésre is szükség van. Közepesen
hosszú idő (húsz–ötven év) távlatában jelen pillanatban nem áll
rendelkezésre más, nagy méretekben bevethető technológia. Ezen
időtartam alatt a nukleáris energia termelése tűnik az egyetlen
reális alternatívának a szén- és gáztüzelésű erőművekkel szemben.
A szerző köszönetét fejezi ki Szabados Lászlónak a kézirat
gondozásáért és a cikk szövegének tökéletesítéséért.
Kulcsszavak: fenntartható atomenergia, III. és IV. generáció, kis
és közepes méretű reaktorok
IRODALOM
Marcus, Gail H. (2010): Nuclear Firsts:
Milestones on the Road to Nuclear Power Development. American
Nuclear Society, La Grange Park, Illinois, USA
|