Tóriumos reaktorok

Megmentheti a tórium az atomenergiát?

2011. március 30. 19:51, szerda

"El tudnám képzelni, hogy az egész bolygó tóriumból nyeri az energiáját" - írta még 2006-os blogjában Kirk Sorensen, aki jelenleg az alabamai Teledyne Brown Engineering cég vezető atomtechnológusa. Sorensen akkor sem volt, és azóta sincs egyedül a hagyományos uránnal működő reaktorok fűtőanyagánál kétszázszor nagyobb energiát rejtő platinafényű, puha fém iránti szimpátiájával, ami a japán katasztrófa kapcsán újra előtérbe kerülhet.

Sokan szeretnének ezzel a természetben is előforduló elemmel üzemelő erőműveket látni, leváltva az uránt és a plutóniumot. Bár a technológia még közel sem kiforrott és nagyban különbözik a jelenlegi, hagyományosnak mondható reaktoroktól, támogatói meggyőződéssel állítják, hogy ezek a reaktorok immúnisak lennének a fukusimai reaktorokat sújtó problémákkal szemben, miközben nagyságrendekkel kevesebb radioaktív hulladékot termelnének. "Több igazán lenyűgöző biztonsági előnye van" - tette hozzá Sorensen.

A tóriumra sokan az éghajlatváltozás elleni küzdelem egyik leghatékonyabb eszközeként tekintenek, miközben a fukusimai események egyre inkább megingatják az atomenergiába vetett hitet. "Meg kell állítanunk a szénhidrogén üzemanyagok használatát" - mondta Roger Barlow, a brit Manchester Egyetem részecskefizikusa. "Sajnos azt kell mondanom, hogy a megújuló erőforrások aligha lesznek képesek kielégíteni az energiaszükségleteinket"

A tóriumos reaktorok is a radioaktivitáson alapulnak, mégis nagyban különböznek a hagyományos nukleáris reaktoroktól, éppen ezért támasztanak teljesen egyedi kihívásokat, amiket le kell küzdeni mielőtt egy működő változat valósággá válhat.

Egy folyékony fluoridos tórium reaktor (LFTR) szívében egy több száz Celsius fokos sóolvadékban, esetünkben lítium-fluoridban feloldott tóriummal feltöltött kamra helyezkedik el. A tórium önmagában alig rendelkezik radioaktivitással, ezért egy kis mennyiségű urán-233 hasadóanyag hozzáadása szükséges a nukleáris reakciók elindításához. Akárcsak az urán-235, a 233 is radioaktív, ezért hasad, hőt és neutronokat szabadítva fel. Ezek a tórium atomoknak ütközve újabb urán-233 izotópokká alakítják azokat, hőt termelve a folyamatban. Mivel az urán-233 hasad, újabb neutronok jönnek létre, így egy újra és újra ismétlődő folyamat alakul ki, magyarázta Sorensen. Az üzemanyag egy ugyancsak sóolvadékot tartalmazó hőcserélőn áthaladva lehűl, ezt a sót használhatják a turbinák meghajtásához és az elektromos energia generálásához.

Mivel a hűtéshez nem vizet használnak, sokkal kisebb a robbanás kockázata, amit Fukusimánál a gőz felgyülemlése és a víz lebomlásával keletkezett hidrogén idézett elő. A folyékony üzemanyag a radioaktív hulladék mennyiségét is jelentősen lecsökkenti. A hagyományos reaktorokban a szilárd üzemanyag-rudakat jóval a radioaktív melléktermékek elbomlása, és az urán üzemanyag felhasználása előtt el kell távolítani a magból. Erre azért van szükség, mert a túl magas sugárzás megduzzasztja és megrepeszti a rudakat, lehetővé téve a sugárzás kiszabadulását.

Ezzel szemben egy folyékony reaktor üzemanyagára nincs hatással a sugárzás, ezért folytathatja a felhasználását egészen addig, míg gyakorlatilag az összes radioaktív komponense le nem bomlik nem radioaktív melléktermékekké. Másik előnye, hogy a hagyományos üzemanyag-rudakkal ellentétben a fluorid sók nem gyúlékonyak. Ha a szilárd rudak lángba borulnak, radioaktív füstöt bocsátanak ki. A fluorid sók hátulütője azonban, hogy rendkívüli maróhatással rendelkeznek, ezért tárolásukhoz különleges anyagok kellenek. Egy kísérleti sóolvadékos reaktorhoz, ami 1965 és 1969 között üzemelt az Egyesült Államok Oak Ridge Nemzeti Laboratóriumában egy korrózió álló nikkel-molibdén ötvözetet, az úgynevezett Hastelloy N-t használtak tároló anyagként, a projekt végére azonban még ezt is lebontotta az anyag.

Emellett, bár az LFTR-ek az általuk termelt hulladék nagy részét elégetik, nem semmisítik meg az összes maradványt, ezért továbbra is szükség lenne valamennyi hosszú életű radioaktív anyag tároló kapacitásra.

5.6. Szaporító reaktorok

Az atomreaktorok második generációjába az ún. szaporító reaktorok tartoznak. (Az első generációs reaktorok dúsított urán 235-tel, vagy plutónium 239-cel működnek.)

A szaporító reaktorok működése azon alapszik, hogy nem a természetes uránba csak igen kis százalékban (0,7 %) előforduló 235-ös uránizotópot használják, hanem a (3.2.2.1. fejezet) mesterségesen előállított hasadó izotópokat.

A cél az, hogy a szaporító reaktorokban több plutónium képződjék mint amennyi az elhasználódott urán. Ezért lehetőleg minél több neutront kell bevinni az urán 238-ba anélkül, hogy ez a láncreakció lefolyását lényegesen megzavarná. Mivel az uránizotóp a gyors neutronokat rendkívül könnyen elnyeli a moderátorra sincs szükség.

A szaporító reaktorok így több hasadóanyagot hoznak létre, mint amennyit felhasználnak. Azt az időtartamot mely alatt a reaktor a kezdeti fűtőanyag-mennyiséget megduplázza kétszerezési időnek nevezzük.

Moderátorközeg hiányában a neutronok könnyen "megszökhetnének", ezt azzal akadályozzák meg, hogy az urán 238-as izotópot ún. tenyészköpenyként (szaporító zóna) a reaktor magja köré építik.

Mivel a tenyészköpeny neutronelnyelése igen aktív, a láncreakció a beindítás után hamar leállna, ezért a fűtőanyagot az egyébként szokásosnál erősebben kell dúsítani. Így a fűtőelemek kiégési szintje elérheti a forralóvizes reaktor kiégési szintjének háromszorosát, ami nagy energia-, illetve teljesítménysűrűséget jelent, ezért hűtőközegként igen jó hővezetőképességű közeget, folyékony nátriumot használnak.

A nátrium könnyen radioaktívvá válik, ezért a reaktort hűtő nátrium energiáját egy másik nátrium kör kapja meg hőcserélőn keresztül, s csak ennek energiája kerül egy újabb hőcserélő körön keresztül a tercier körbe, ahol hőfejlesztésre használják.

A szaporító reaktorok ún. háromkörös erőművek.

5. Atomerőművek

Az atomerőművek a bomlási (hasadási) magreakció fisszió energiájával fűtött hőerőművek.

A hagyományos hőerőművek kazánjában lezajló égés helyett, a reaktorban lezajló folyamatok termelik az energiát, amellyel a vizet gőzzé alakítják, s a gőz (hasonlóan mint a hőerőművekben) a turbógenerátorokat meghajtva villamos energiát termel.

A ma működő atomerőművek többségében a 235-ös uránizotóp hasadásának energiáját hasznosítják (3.2.2. fejezet).

(Érdekességként megemlítjük, hogy a tiszta uránfém nehezen alkalmazható atomenergia előállítására, mert 750-800 ° C körül megduzzad, deformálódik, összetöredezik. A világ első kísérleti atomreaktorának —Chicagó 1942— még 6,2 t fémurán volt a fűtőanyaga.)

Ma az erőművek fűtőanyaga urán-dioxid, vagy urán-karbid pasztillák formájában kerül a reaktorba. Egy-egy ilyen pasztilla mintegy ceruzaelem méretű, melyből több millió szükséges egy átlagos erőművi reaktor működtetéséhez.

A pasztillákat speciális cirkónium-ón-krómnikkel-vas ötvözetekből készült csövekbe töltik, melyeket nyalábokba összefogva helyeznek el a reaktorban.

A maghasadási láncreakció szabályozásához szükség van neutronelnyelő anyagra. Ez általában a kadmium és a bór. Ezekből szabályzó rudak készülnek, melyek benyúlnak a fűtőelem-kötegek közé. A szabályozó rudak fel-le történő mozgatásával a reakció szabályozható. Ha a szabályozó rudakat teljesen leeresztjük a fűtőelemek közé, a folyamat leáll.

Mivel az urán hasadási reakcióiban egy neutron általában két vagy három neutront vált ki, a szabályozó rudak beállításával kell elérni, hogy a neutron által kiváltott hasadás statisztikai értelemben mindig csak egy újabb bomlást kiváltó neutront eredményezzen, azaz a folyamat a kívánt szinten állandósuljon.

Ez részletezve a következőt jelenti:

A hasadási gyors neutron mielőtt lelassulna az üzemanyagban befogódhat és gyorshasítást eredményezhet, ami a neutronok számát növeli.
Az üzemanyag a gyors neutront befoghatja anélkül, hogy az hasítást okozna. Ez a befogás a neutronok számát csökkenti.
A lelassított neutronok egy részét a moderátor, a hűtőközeg, a szerkezeti anyagok és a hasadási termékek befogják.
Ezzel —akaratunktól függetlenül— csökken a termikus neutronok száma.
A termikus neutronok egy részét a szabályzó rudak fogják be és ezzel —a szabályozás érdekében— szükség szerint csökken a neutronok száma.
A termikus neutronok egy részét a hasadó anyag anélkül fogja be, hogy azok hasadást okoznának. Ez szintén csökkenti a neutronok számát.
A hasadó anyag befogja a termikus neutronokat és azok maghasadást eredményeznek. Ez hatásosan növeli a neutronok számát.
A neutronok egy része még gyors állapotban elhagyja az aktív zónát.
A termikus neutronok egy része szintén kilép az aktív zónából.

Az 1. és 6. szerint együttesen keletkező neutronok száma mindenkor egyenlő a 2-5 és a 7-8 szerint összesen elfogyó neutronok számával.

A láncreakció kiváltására és fenntartására csak a kis energiájú ún. termikus neutronok alkalmasak, viszont a folyamat, a hasadások nagy energiájú gyors neutronokat szolgáltatnak, tehát a gyors neutronokat termikus sebességre kell lefékezni. Ezt valósítja meg a moderátor közeg (lassító közeg).

Moderátornak olyan anyag alkalmas, amelyiknek kis tömegű az atommagja, ugyanis ha a gyors neutron kis tömegű atommagba ütközik, energiájának egy részét leadja, s sorozatos ütközések (energia-leadások) révén termikus neutronná válik.

Leggyakoribb moderátorközegek: a közönséges víz, a nehézvíz és a grafit.

A víznek hátránya, hogy hidrogénje sok neutront befog és deutériummá alakul. Nehéz vizet —gazdasági okokból— viszonylag ritkán használnak, a grafit hátránya pedig az, hogy atommagja lényegesen nagyobb a vizénél, tehát lassító hatása is rosszabb.

Az atomerőműveknek sok típusa ismeretes, így csak a legfontosabbak közül mutatunk be néhányat.

5.1. Csatorna típusú reaktor

A világ első atomerőművének (Obnyinszk, 1954) reaktora vízhűtésű, csatorna típusú reaktor volt, elektromos teljesítménye pedig 5 MW. (Szinte "játéknak" tűnik a mai reaktorok akár 1000 MW teljesítménye mellett.)

A 13. ábrán látható csatorna típusú reaktorban a grafitmoderátorokon keresztül csatornák futnak, melyekben a nagynyomású hűtővíz kering.

A vízvezeték csövek és a grafit mag közötti rész erősen dúsított uránnal van föltöltve.

13. ábra

Csatorna típusú reaktor

5.2. Nyomottvizes reaktor

A nyomottvizes reaktorban a víz moderátor és hűtőközeg egyaránt. Az egész reaktort vízzel föltöltik és a nagynyomású víz szabadon kering a fűtőelemek között (14. ábra).

14. ábra

Nyomottvizes reaktor

5.3. Forralóvizes reaktor

A forralóvizes reaktorban a víz közvetlenül a tartályban forr, a keletkezett gőz egyenesen a turbinákra áramlik, majd a kondenzátorból kikerülő vizet a tápszivattyú visszajuttatja a reaktorba (15. ábra)

15. ábra

Forralóvizes reaktor

5.4. Golyós reaktor

A golyós reaktorok fűtőelemei 10 mm falvastagságú, 60 mm átmérőjű grafitgolyók, amelyek 0,5 mm átmérőjű apró urán-karbid golyócskákkal vannakmegtöltve, tehát egy ilyen nagy golyó a fűtőelemet és a moderátorközeget egyaránt tartalmazza. Üzemelés közben a reaktorban több tízezer ilyen golyó van.

A hűtőközeg hélium, melynek előnyös tulajdonsága, hogy nem válik radioaktívvá.

A golyós raktorban a golyók egy lassú körfolyamatban vesznek részt, a tartály alján elhagyják a reaktort, s automatikusan egy osztályozóba kerülnek, ahonnét a még üzemképes golyók visszakerülnek a reaktorba, s így a más típusoknál hosszú állásidőt jelentő üzemanyagcserék elmaradnak.

A golyós reaktornak további előnye, hogy a hagyományos típusuaknál magasabb (800-900 ° C) hőmérséklet állítható elő bennük, valamint az, hogy miután egy-egy golyó három-hat alkalommal megy végig a reaktoron, ez a többi típusnál jobb kiégési szintet tesz lehetővé.

5.5. Egy- és kétkörös atomerőművek

Az atomerőműveket csoportosíthatjuk aszerint, hogy az energiaátadás hány hőcserélőn keresztül történik.

Egykörösek (16. ábra) általában a forraló típusúak, kétkörösek (17. ábra) a csatornatípusú és a forralóvizes reaktorok.

16. ábra

Egykörös atomerőmű

17. ábra

Kétkörös atomerőmű

5.6. Szaporító reaktorok

Az atomreaktorok második generációjába az ún. szaporító reaktorok tartoznak. (Az első generációs reaktorok dúsított urán 235-tel, vagy plutónium 239-cel működnek.)

A szaporító reaktorok ún. háromkörös erőművek.

VIII. tananyagrész

Kötelező irodalom

1	Lásd IV/1.
	Atomerőművek fő berendezései 340-352. o.

Ajánlott irodalom

HAFELE WOLF:

Az atomenergia távlatai
Tudomány
1990/11 90-104. o.

Ellenőrző kérdések

Definiálja az atomerőművet mint technikai rendszert!
Mi a különbség a moderátor közeg és a szabályozó rudak szerepe között?
Ismertesse a csatorna típusú reaktor működését!
Mi a különbség a nyomottvizes reaktor és a forralóvizes reaktor között ?
Mi a különbség az egykörös és a kétkörös atomerőmű között?
Melyek a golyósreaktorok előnyei?
Mi a szaporító reaktorok lényege?
Miért háromkörösek a szaporító reaktorok?
Milyen típusú volt a csernobili katasztrófa reaktora?
Milyen típusúak a Paksi Atomerőmű reaktorai?

5.7. Gázhűtésű reaktorok

Az 5.7 és az 5.8 fejezet a reaktortípusok összefoglaló áttekintését adja. Gázhűtésű reaktorok esetén három generációról beszélhetünk:

GGR (Gas cooled, Graphite moderated Reactor) reaktorok. A gázhűtésű reaktorok első generációját Anglia és Franciaország külön-külön fejlesztette ki, kezdetben főleg Pu-termelésre, majd a villamosenergia-termelő atomerőművek számára. A kifejlesztés koncepciója az olcsó reaktoranyagok alkalmazása volt.

Üzemanyagként természetes uránt választottak, mivel a dúsításra nem voltak felkészülve, ill. a dúsítást költségesnek ítélték. Megfelelő reaktivitás eléréséhez az üzemanyagot fémurán formában építették be. A fémurán térfogatnövekedésével járó átkristályosodásának elkerülése érdekében az üzemanyagban megengedhető maximális hőmérsékletet

alatt kellett tartani.

Moderátorként az olcsó anyagok közül a grafit jöhetett számításba, amely homogén keverékként a természetes uránnal ugyan nem teszi lehetővé a kritikusság elérését, de nagymértékű heterogenitás mellett a kritikus rendszer (K_eff>1) létrehozható.

Természetes urán és grafit mellett a viszonylag olcsón alkalmazható könnyű víz hűtőközegként nem megfelelő, ezért kis neutronbefogással rendelkező gázt kellett választani. A választás a széndioxidra esett, amelynek sem kirívóan kedvező, sem kizáró reaktorfizikai és hőtechnikai jellemzői nincsenek. Az üzemanyag burkolásához szintén kis neutronbefogású fémre volt szükség. Megfelelt az Al és Mg ötvözete az ún. Magnox, amiről a reaktortípus a Magnox-elnevezést kapta. A magnox-burkolatban megengedhető maximális hőmérséklet

A feszített reaktorfizikai jellemzők következtében csak viszonylag alacsony üzemanyag kiégetési szintet (q₀=3...5000 MWnap/t) tudtak elérni.

A választott reaktoranyagok megszabták a reaktor felépítését és az atomerőmű hőtechnikai jellemzőit is.

A szükséges heterogenitás biztosítása érdekében az üzemanyagrúd átmérőjét viszonylag nagyra, min. 25...30 mm-re választották. A gázhűtés rossz hőátadási tényezője miatt az üzemanyagrúd burkolatának felületét bordázattal jelentősen, kb. egy nagyságrenddel növelték. A bordázott nagyátmérőjű üzemanyagelem és a nagy keresztmetszetű hűtőcsatorna elhelyezése a grafitban jelentősen megnövelte egy-egy cella keresztmetszetét, továbbá, az aktív zóna térfogatát. Az aktív zóna térfogategységére vetített hősűrűség tehát viszonylag alacsony volt.

A hűtés javítása érdekében igyekeztek a gáz nyomását növelni. Az első egységeknél a gáznyomás ~ 7 bar volt, ezt a későbbi reaktoroknál ~ 40 barig emelték. A hűtőközeg hőmérsékletét az üzemanyag és burkolat erősen korlátozta, a belépő hőmérséklet
T_be = 150...200 ° C, a maximális kilépő hőmérséklet pedig mintegy T_ki= 400 ° C lehetett. Az alacsony hőmérsékletű hűtőközeghez csak mérsékelt kezdőjellemzőjű gőzkörfolyamatot tudtak csatlakoztatni. A jelentős gázlehűtés (D T_H=T_ki-T_be) kétnyomású gőzkörfolyamat kialakítását indokolta, amelyben a nagy- és kisnyomáson termelt gőzt külön-külön vezették a gőzturbinába. A mérsékelt kezdőjellemzők miatt az ilyen típusú atomerőművek hatásfoka alacsony h @0,3).

Az akív zóna térfogatának és a hűtőközeg nyomásának növelését a reaktortartály szilárdsági igénybevétele korlátozta. Az első reaktorokat hengeres acéltartályba helyezték, amelyeknél az acéllemez hegeszthető vastagsága szabott határt az átmérő és nyomásszorzat növelésének. Később henger és gömb alakú előfeszített vasbeton tartályokat fejlesztettek ki, ezek tették lehetővé a nagy, maximálisan mintegy 600 MW villamos teljesítményű reaktorok létesítését. Az első egységeknél a hűtőgázt vezették ki a reaktorból a kisebb-nagyobb gázfűtésű gőzfejlesztőkbe. Később az előfeszített vasbetontartályok esetén olyan integrált felépítést alakítottak ki, amelynél a hengeres aktív zónán kívül a gázfűtésű gőzfejlesztőt is a vasbeton tartályon belül helyezték el.

AGR-(Advanced Gas cooled Reactor) reaktorok. A GGR reaktorok továbbfejlesztésének az volt a célja, hogy a gáz be- és kilépő hőmérsékletét olyan mértékben növeljék, hogy a gázhűtésű reaktorhoz korszerű, nagynyomású és újrahevítéses gőzerőművet lehessen csatlakoztatni. A második generációban a kilép gázhőmérsékletet mintegy 650 ° C-ra növelték, ami

üzemanyagként uránoxid (UO₂) formában dúsított urán,
burkolatként pedig cirkonium, ill. rozsdamentes acél alkalmazását tette szükségessé. A moderátor és hűtőközeg anyaga nem változott. Nagyobb hőmérsékletek és hőmérséklet-különbségek mellett az üzemanyagelemek bordázata feleslegessé, az üzemanyagelemek felépítése egyszerűbbé vált.

Az aktív zóna, a hűtőrendszer és a reaktortartály kialakításában ez a fejlesztés lényeges változást nem hozott.

HTGR (High-Temperature, Gas cooled Reactor)- reaktorok. A gázhűtésű reaktorok harmadik generációjának —még jelenleg is tartó— fejlesztése során olyan magas hőmérsékletű reaktorokat kívánnak megvalósítani, amelyek hűtőközege

egyrészt közvetlenül gázturbinába vezethető, azaz egyszerűbb felépítésű egykörös atomerőmű megvalósítását teszi lehetővé, amelynél a reaktor hűtőközege egyben a gázturbina munkaközege is,
másrészt felhasználható technológiai folyamatok, pl. szénelgázosítás magas hőmérsékletű hőigényének fedezésére.

A nagyhőmérsékletű gázhűtésű reaktoroknál a fémes szerkezeti anyagokat el kell hagyni, szerkezeti anyagként ( az üzemanyag burkolataként) megfelelő tömörségű grafitot alkalmaznak. Változik az üzemanyagelem felépítése, a rúd alakú üzemanyagelemek helyett a már megépített kísérleti reaktorban pl. mintegy 6 cm átmérőjű üzemanyag golyókat alkalmaztak. A grafit burkolat hosszabb besugárzást tesz lehetővé, mint a fémek. Ezért a grafitba nemcsak hasadó izotópokat, hanem tenyészanyagokat is beágyaznak, ami a kiégetési szint jelentős növelését eredményezi.

A tervezett magas hőmérsékleten a széndioxid már nem alkalmas hűtőközeg, mivel a grafittal reakcióba lép. Helyette héliumot választottak.

A nagyhőmérsékletű gázhűtésű reaktorok fejlesztését az is motiválja, hogy a gázhűtésű reaktorok újra visszaszerezzék gazdasági versenyképességüket, amit az első két generáció a vízhűtésű reaktorokkal szemben gyakorlatilag elveszített.

5.8. Vízhűtésű reaktorok

A vízhűtésű reaktorokat elsősorban a Szovjetunió és az Egyesült Államok párhuzamosan fejlesztette ki. Rajtuk kívül más országokban is jelentős fejlesztő tevékenység folyt ez irányban. A vízhűtésű reaktoroknak több alcsoportja alakult ki:

Általában a könnyűvizes (LWR Light Water Reactor típusú) reaktorokat alkalmaznak, de néhány országban (pl. Kanada) nehézvizes (HWR Heavy Water Reactor típusú) reaktorokat is építenek. A könnyűvíz (H₂O) neutronbefogási hatáskeresztmetszete nagy, ezért a könnyűvizes reaktorok üzemanyaga dúsított urán. A nehézvíz (D₂O) neutronbefogása viszont kicsi, a nehézvizes reaktorok tehát természetes uránnal is üzemeltethetők.

A könnyű, ill. nehézvíz a hűtőközeg és a moderátor szerepét egyaránt betöltheti. Általában a vízzel hűtött és moderált reaktorok terjedtek el, de létesítettek néhány olyan vízhűtésű reaktort is, amelyeknél a moderátor grafit.

Vízhűtés esetén a hűtőközeg nyomása szükségszerűen elég nagy. A nyomás tartására méretezhető az aktív zónát magába foglaló reaktortartály (tartály típusú reaktorok) vagy külön-külön az egyes hűtőcsatornák (csöves reaktorok).

A hűtőközeg fázisát tekintve a vízhűtésű reaktorok nyomottvizes és elgőzölögtető rendszerűek lehetnek.

PWR (Pressurized Water Reactor) reaktorok: Nyomottvizes reaktorokban a felmelegítés során a hűtőközeg mindvégig folyadékfázisban marad. Ebben az esetben a víz moderációs jellemzői gyakorlatilag nem változnak, mivel a víz sűrűsége közel állandónak tekinthető.

A nyomottvizes reaktorok aktív zónájának felépítése egyszerű és kompakt. Dúsított urán alkalmazása következtében az üzemanyagot urán-oxid formájában lehet beépíteni. Az üzemanyagrudak átmérője kisebb (6...9 mm), mint a gázhűtésű reaktoroké. Az üzemanyagrudak közötti viszonylag kis térben áramlik a hűtőközeg, ami egyúttal moderátor is. A kompakt felépítés az aktív zónában nagy fajlagos térfogati hőteljesítményt eredményez. Azonos hőteljesítmény mellett tehát az aktív zóna térfogata jóval kisebb, mint gázhűtésű reaktoroknál, ill. elérhetővé vált igen nagy, 1000 MW és ennél nagyobb villamos teljesítményű reaktorok építése is. Az üzemanyagrúd nagy felületi hőteljesítményének elvonását a nyomott víz jó hőátadási tényezője lehetővé teszi.

Nyomottvizes reaktorokban a hűtővíz hőmérséklete átlagosan D T_H=30...50° C-szal emelkedik, kilépő hőmérséklete
T_kI=300...320 ° C-ot ér el. Az elgőzölgés biztonságos megakadályozása érdekében a hűtőközeg nyomása p_r=120...160 bar. Erre a nagy nyomásra kell méretezni az aktív zónát magába foglaló acéltartályt, ami —viszonylag kis tartályátmérő mellett is— igen jelentős szilárdsági igénybevételt jelent. A reaktortartályt szénacélból készítik, de a hűtővízzel érintkező belső felületét rozsdamentes acéllal platirozzák. A korrózió elkerülése érdekében rozsdamentes acélból készült a reaktor és a hozzá csatlakozó primer körnek minden olyan eleme, amelyben a reaktor hűtőközege kering.

A reaktorból kilépő forróvízből a gőzfejlesztőben csak p₁= 40...70 bar nyomású telített gőzt lehet termelni, amit telitettgőz- körfolyamatú atomerőműben hasznosíthatunk. A mérsékelt paraméterű atomerőmű hatásfoka h = 0,3.

BWR (Boiling Water Reactor) reaktorok. Elgőzölögtető reaktorok felépítése sok tekintetben azonos a nyomottvizes reaktorokéval. Lényeges különbség, hogy a hűtővíz bizonyos mértékű elgőzölgését a reaktorcsatornákban megengedjük, a reaktorból gőz-víz keverék lép ki. Elgőzölögtetés során változnak a víz moderációs jellemzői, s ez korlátozza az elgőzölögtetés megengedett mértékét.

Az elgőzölgés lehetővé tétele érdekében a hűtőközeg nyomása az elgőzölgés hőmérsékletéhez tartozó telítési nyomás, szokásos értéke 60...70 bar. Elgőzölögtető reaktoroknál a reaktortartályt, ill. a hűtőcsatornát erre a nyomásra kell méretezni, ami lényegesen kisebb, mint a nyomottvizes reaktoroknál szükséges nyomás. Az elgőzölögtető reaktorokban viszont —elsősorban a nagyobb keresztmetszetű hűtőcsatornák következtében— a fajlagos térfogati hőteljsítmény kisebb, a honos hőteljesítménynél pedig az aktív zóna térfogata nagyobb, mint a nyomottvizes reaktoroknál. A kisebb nyomás és valamivel nagyobb átmérőjű aktív zóna végeredményben csökkenti az acéltartály falvastagságát a nyomottvizes reaktorokhoz képest.

A reaktorból kilépő gőz-víz keveréket szeparátorban szétválasztják. A száraz telített gőz közvetlenül a telitettgőz turbinába jut, tehát az atomerőmű lényegében egykörös. A szeparátorban leválasztott víz és az erőműben expandált gőz kondenzátuma együtt kerül vissza a reaktorba.

A csöves rendszerű elgőzölögtető reaktor továbbfejlesztéseként létesítettek olyan reaktort is, amelynél a szeparátorban leválasztott száraz telített gőzt a reaktor bizonyos hűtőcsatornáiba visszavezetik és azokban túlhevítik. A nukleáris túlhevítés természetesen bonyolítja a reaktor felépítését, a túlhevített gőzzel hűtött csatornákban kisebb fajlagos hőteljesítmények engedhetők meg, de az erőművi körfolyamat szempontjából kedvező, mert túlhevített frissgőz esetén nincs szükség a gőz expanzió közbeni szárítására vagy újrahevítésére.

A gáz- és vízhűtésű termikus reaktorok legfontosabb üzemanyag-gazdálkodási és hőtechnikai adatait a táblázatban hasonlítjuk össze. A reaktorba helyezett üzemanyag elérhető kiégetési szintje szoros korrelációban van az urán dúsításával, dúsítással nő a kiégetési szint. A reaktor hőtechnikai jellemzésére a hatásfok (h) és az aktív zóna fajlagos térfogati hőteljesítménye együtt alkalmas. A hatásfok —a dúsítással és a kiégetési szinttel együtt— a reaktor üzemanyagköltségét befolyásolja, a fajlagos térfogati hőteljesítmény pedig a reaktor méreteivel, végeredményben a reaktor beruházási költségeivel van összefüggésben. Mivel atomerőművek költségeiben a beruházási költségek nagyobb részarányt képviselnek, a reaktor korszerűségének megítélésében is nagyobb súllyal szerepel a fajlagos térfogati hőteljesítmény, mint a hatásfok. Ez az elvi értékelés érthetővé teszi, hogy széles körben miért a vízhűtésű atomerőműveket építik, s hogy a rosszabb hatásfokú vízhűtésű atomerőművek miért tudták kiszorítani a nagyobb hatásfokot biztosító gázhűtésű reaktorokat.

	Gázhűtésű reaktorok			Vízhűtésű reaktorok
	GGR	AGR	HTGR	PWR	BWR
Üzemanyag dúsítása, %	term. U	1,5...2	tenyész-anyag	2,5...4	2,5...4
Kiégetési szint, MWnap/t	3...5000	15...20000	>30000	25...35000	25...35000
Atomerőmű hatásfoka, %	~ 30	~ 40	40...45	~ 30	~ 30
Az aktív zóna térfogati hőteljesítménye, W/cm³	2...3	5...10	10...20	70...120	40...50

Gáz-és vízhűtésű termikus reaktorok tájékoztató jellemzői

5.9. A VVER-440 reaktor

A szovjet tervezésű magyarországi (Paks) atomreaktor VVER-440 (Voda-Voda Energeticseszkij Reaktor) típusú, könnyűvízzel hűtött és moderált, tartálytípusú nyomottvizes reaktor.

Hőteljesítménye 1375 MW, ez 2x220=440 MW villamos teljesítményű gőzturbina üzemeltetését teszi lehetővé.

A reaktor legfontosabb eleme a reaktortartály. Ezen belül vannak a belső szerkezeti elemek, az aktív zóna és ennek csonkjain keresztül áramlik a hűtőközeg. A reaktortartályt a hűtőközeg 125 bár nyomására méretezték úgy, hogy a szilárdsági és a radioaktív sugárzásból eredő igénybevételt 30 éves élettartamig biztonságosan elviselje.

A reaktortartályon belül peremmel van felfüggesztve az akna, mely hordja a szerkezeti elemeket az aktív zónát és elválasztja a hideg és meleg vízáramot. Anyaga rozsdamentes acél, átlagos falvastagsága 36 mm.

Az akna alsó pereméhez csatlakozik a fékező csőblokk. Feladata a szabályozó és biztonsági rudak esésének fékezése, továbbá a hűtővíz áramlásának irányítása az aktív zónába lépés előtt.

Az aktív zónát az ún. kosár hordozza, s biztosítja az üzemanyag- -kötegek pontos elhelyezkedését.

Az aktív zóna átmérője 2880 mm, magassága 2500 mm. A zónában 312 üzemanyagköteg és 37 olyan köteg van, amely felül szabályozó, illetve biztonsági rudakat, alul üzemanyagrudakat tartalmaz.

A reaktortartályt a reaktorfedél zárja le, melynek feladata a tartály bezárásán kívül a szabályzórúd hajtások tartása is.

A reaktorból hat hűtőkör szállítja a hőt a gőzfejlesztőhöz (primer kör), a vezetékek átmérője 500 mm.

A gőzfejlesztő vízszintes elrendezésű 3,2 m átmérőjű, 12,3 m hosszú tartály. A hőátadó felület 2510 m². Egy-egy hűtőkör gőzfejlesztője 452 t/h gőzt termel, a telített gőz nyomása 47 bar. Három gőzfejlesztő lát el gőzzel egy 220 MW villamos teljesítményű telített gőzturbinát.

A reaktor és a primer rendszer kialakításának alapvető követelménye a biztonság és a környezetvédelem

Normális üzem esetén az atomerőmű személyzetét és környezetét védi az, hogy a reaktort és a primerkör radioaktív berendezéseit megfelelő védelmet biztosító vasbeton termekben (ún. bokszokban) helyezték el. Ezekben a személyzet csak esetenként és meghatározott ideig tartózkodhat.

Legnagyobb üzemzavari esetként a reaktortervezés a primerköri csővezeték törésével számol. A reaktor és primer rendszer kialakítása ebben az esetben is meggátolja mind a reaktor aktív zónájának megolvadását, mind az eltört vezetéken kiszabaduló radioaktív anyag környezetbe jutását.

Befejezésül a VVER- 440 reaktor aktív zónájának reaktorfizikai és hőtechnikai jellemzőit a 18. ábra mutatja

Zóna egyenértékű átmérője	2880		mm
Zóna magassága	2500		mm
Üzemanyagkötegek száma	312
Szabályozó (+üzemanyag) kötegek száma	37
A kötegek kulcsmérete	144		mm
Üzemanyagrudak száma kötegenként	126
UO₂ pasztillák átmérője	7	,6	mm
Zr burkolat külső átmérője	9	,1	mm
Zr burkolat vastagsága	0	,65	mm
Az üzemanyag rácsosztása	12	,2	mm
Moderátor/üzemanyag térfogatarány	1	,7
Teljes urántöltet mennyisége	42		t
Urántöltet átlagos dúsítása	2	,5	%
Friss urán mennyisége	14		t
Friss urán dúsítása	3	,6	%
Kiégetési szint	28600		MW_nap/t
Kiégetési ciklus időtartama	7000		h

Hőteljesítmény	1375		MW
Hűtőközeg nyomása	125		bar
Hűtőközegáram	43000		t/h
Hűtőközeg belépő hőmérséklete	267		° C
Hűtőközeg átlagos kilépő hőmérséklete	295		° C
Aktív zóna átlagos fajlagos térfogati hőteljesítménye	84	,5	W/cm³

18. ábra

A VVER-440 reaktor aktív zónájának reaktorfizikai és hőtechnikai jellemzői

5.10. Balesetveszély és gazdaságosság

A hatvanas évek második fele óta az atomerőművek üzemeltetése már nem drágább a fosszilis energiahordozókkal működő erőművekénél, sőt teljesítményük annyira megnövekedett, hogy a teljesítményegységre vonatkoztatott beruházási költségeiket is sikerült a széntüzelésű erőműveké alá szorítani.

Az atomerőmű pedig sohasem válhat atombombává, mint azzal a "zöldek" egy-egy szélsőséges csoportja ijesztgeti a laikusokat, hiszen ha egy reaktorból "kivennénk" a szabályozó rudakat a teljesítménye természetesen megnőne, de a robbanás megrepesztené a reaktor falát, s az elszökő víz, az elfolyó moderátorközeg miatt a láncreakció önmagától leállna.

Ilyen persze még elméletben sem fordulhat elő, a szabályzórudakat mozgató szerkezet, üzemzavar esetén kikapcsol, a rudak a fűtőelemek közé esnek, s a láncreakció leáll.

Az atomerőmű sohasem válhat atombombává, de nagyon veszélyes üzem. "A technika veszélyes, a veszély a lényegéből fakad" mondta Neumann János, s ebben feltétlenül igaza volt.

Természetesen voltak atomerőművekben is balesetek, gondoljunk csak a nagybritanniai erőmű 1959-es grafittüzére, vagy a Pennsilvániai Harrisburg erőművének 1979-es csőrobbanására.

A legsúlyosabb erőművi baleset a Csernobili atomerőmű 4. sz. blokkjában 1986 április 26-án bekövetkezett gázrobbanás volt.

A csernobili reaktorok grafit moderátoros, csatornatípusú forralóvizes berendezések, tehát egykörösek. Egy-egy reaktor 100 MW villamos teljesítményt szolgáltat.

A csernobili katasztrófa okait elemezni, meghaladná e jegyzet kompetenciáját, de feltételezhető, hogy szabálytalanságok, emberi mulasztások egész sora vezetett egy rosszul megtervezett kísérlet végrehajtása során a katasztrófához.

Az atomenergiát leírni az emberiség energiaellátásból egyenlőre —akárcsak Magyarországot vesszük— naivitás.

Az atomenergia-ipar baleseti statisztikája más iparágakkal összehasonlítva nagyon jó, a mai sokszoros biztonsági rendszerek szinte kizárttá teszik a jelentősebb baleseteket.

A környezet sugárterhelése által okozott "sugárveszély" eltörpül a környezet természetes sugárterhelése mellett, más területeken pedig rendszerint kisebb szennyezést jelent mint a fosszilis energiahordozókat használó erőművek.

Az azonban kétségtelen, hogy a nukleáris energia hulladékot termel, s ennek elhelyezése sokszor hatalmas gondot jelent, óriási szakmai-
-politikai vitákat vált ki (nálunk Magyarországon is).

5.11. Atombomba, hidrogénbomba, neutronbomba

A Japánra ledobott egyik atombomba anyaga urán-235, a másiké plutónium volt. Mindkét esetben kb. 20 kg a kritikus tömeg, ami azt jelenti, hogy futball-labda méretű urán- vagy plutóniumtömb már nem tartható egyben, hanem ha pl. két félgömbből egyesítjük, akkor az érintkezés pillanatában meginduló láncreakció energia-felszabadulása szétdobja a golyót. A bomba megfelelő szerkezeti kivitelével éppen azt érték el, hogy a robbanótöltettel egymásnak lőtt, kritikus méretnél kisebb urán-, illetve plutóniumtömbök annyi ideig együtt maradjanak, ami alatt a hasadóanyag túlnyomó része széthasad és ezzel biztosítja a megfelelő energia-felszabadulást. Az eredmény: 20 millió fok hőmérséklet, 20 ezer tonna trinitro-toluolnak megfelelő rombolás, erős gamma- és neutron-sugárzás, valamint nagy mennyiségű radioaktív hasadvány, ami nemcsak a robbanás környékét szennyezi hosszú időre, hanem a sztratoszférába kerülve a Föld minden részére is eljut.

Bármennyire is pusztító az atombomba —pontosabban: a hasadási atombomba— hatása, megalkotása után szinte azonnal megindult a kutatás még pusztítóbb fegyverek után. A hasadási bombánál a rombolóerő nem növelhető korlátlanul, éppen a kritikus tömeg miatt. A kritikus tömegnél lényegesen nagyobb tömeget nem lehet egy bombába beépíteni, mivel az egyes hasadóanyagrészek tömegének a kritikus alatt kell lenni. A korlátlanul növelhető romboló erejű bomba, ahidrogénbomba megalkotásának kétes értékű dicsősége elsősorban a magyar származású Teller Ede nevéhez fűződik.

A hidrogénbomba vagy más néven fúziós bomba Napunk energiatermelő folyamatával azonos elven működik. Az atommagba zárt energia a nehéz magok széthasításával és könnyű magok egyesítésével egyaránt hozzáférhető. A maghasadás megfelelő körülmények között, a hasadásnál keletkező neutronok közvetítésével —mint láttuk— láncreakciószerűen megy végbe. A magegyesülésnél (fúziónál) a helyzet már nehezebb. Számítások és kísérletek egyaránt kimutatták, hogy a hidrogén atommagjainak egyesülése igen nagy, a maghasadásnál is nagyobb energia-felszabadulással jár. A nehézség csak az, hogy a hidrogént legalább 20-30 millió fok hőmérsékletre kell hevíteni ahhoz, hogy a fúzió bekövetkezzék. A fúzió békés célra való felhasználásával évtizedek óta kísérleteznek. Annak ellenére, hogy a kísérletek eredményei biztatóak, nem várhatjuk, hogy évezredünkben az emberiség energiagondjainak megoldásában afúziós erőmű szerepet kapjon.

Míg a fúziós erőmű a távolabbi jövő ígérete, a fúziós bombát megvalósították. A gyújtási hőmérsékletet ugyanis könnyen elérhetjük egy közönséges atombomba felrobbantásával. Az alapelv egyszerű, a technikai megoldás itt sem ment könnyen. Az USA első hidrogénrobbantása tulajdonképpen még nem jelentette az első bomba megalkotását. A cseppfolyós hidrogén és a hozzá tartozó hűtőberendezés ugyanis ház nagyságú szerkezet volt.

A technikai kivitel megértéséhez tudnunk kell azt, hogy a természetben gyakori, közönséges hidrogénizotóp atommagjai között nem jön létre fúzió az említett hőmérsékleten.

A deutérium már kedvezőbb fúziós anyag, de még ennek a begyújtásához is 100 millió fok szükséges. Az említett, 20 millió fok körüli hőmérséklet a deutérium és trícium keverékére vonatkozik. Ez volt az első amerikai robbanószerkezet anyaga is. Ismeretes, hogy az első szállítható, tehát valóban fegyverként is használható hidrogén robbanószerkezetet a Szovjetunió alkotta meg. Ebben már nem deutérium-trícium keverék található, a trícium rendkívül drága, és radioaktivitása miatt igen nehezen kezelhető anyag, hanem lítium és deutérium vegyülete: litium-deuterid. Ennél a megoldásnál a fúziót begyújtó atombomba neutronsugárzása a lítiumot tríciummá alakítja, és második lépésként jön létre a magfúzió. Ez az ötlet valószínűleg Szaharov szovjet fizikusnak, illetve később —tőle függetlenül— Tellernek jutott eszébe.

A bomba begyújtása sem egyszerű feladat. Ha egy atombombát fúziós köpennyel vennénk körül, akkor a robbanás szétdobná a köpenyt, mielőtt a fúzió megindulna. Nehéz anyagból, pl. ólomból készült ellipszoid tükörrel kell a robbanás lökéshullámát a lítium--deuteridre fókuszálni, hogy a fúzió létrejöjjön.

A fúziós töltet mérete tetszőlegesen nagy lehet, így a H-bomba robbanóereje nem ezer, hanem millió tonna robbanóanyaggal egyenértékű. A H-bomba romló hatásával nem nő arányosan a radioaktív szennyezőképessége, mert a fúzió nem termel radioaktív végtermékeket: a hidrogénizotópok egyesülése nem radioaktív héliumot eredményez. A pusztító eszközök kitalálásában fáradhatatlan elméknek új ötletei születtek a hidrogénbomba e "hiányosságának" kiküszöbölésére. A bombát körülvevő, hasadási bombának nem alkalmas urán-238-anyagból készült köpeny a fúzió során keletkező neutronok hatására nagy mennyiségű radioaktív hasadványt termel. (Az urán-238-ban nem megy végbe láncreakció, tehát robbanófejnek nem alkalmas, de a neutronok hasítják, és így a bomba radioaktivitását növeli.) Az ilyen bombát fissziós-fúziós--fissziós vagy háromlépcsős bombának is hívják. Hasonló eredményt ér el a kobaltköpeny: a neutronok hatására óriási aktivitású kobalt--60-izotóp keletkezik (kobaltbomba).

A neutronbomba elve abból indul ki, ha egy bomba robbanóerejét csökkentjük, akkor a rombolási körzet sugara rohamosabban csökken, mint a sugárhatásé. Ebből az összefüggésből már következik, hogy egy viszonylag kis hatóerejű nukleáris fegyvernél lesz egy olyan körzet, ahol a sugárhatás halálos, a romboló hatás azonban viszonylag kicsi, így az épületek csak kevéssé rongálódnak meg, a harcjárművek használható állapotban maradnak. Ha még azt is sikerül elérni, hogy a rendkívüli áthatolóképességű és veszélyes neutronsugárzás termelésére nagyobb hányad jusson a bomba energiájából, akkor a sugárhatás még jobban fokozódik. Ezért a szakirodalom a neutronbombát inkább "fokozott sugárhatású fegyver" néven emlegeti.

A kis robbanóerejű fegyver könnyen megvalósítható transzurán robbanóanyaggal. Az uránium 20 kg körüli kritikus tömegével szemben a kalifornium kritikus tömege csak néhány gramm. Ez azt jelenti, hogy két, néhány milliméteres fémdarabka egyesítésével létrehozható a robbanás, aminek hatóereje csak néhány tonna robbanóanyagnak felel meg.

Világelső kísérleti atomerőmű épülhet Magyarországon

atomenergia-ipart érő egyik legerősebb kritika az, hogy az elhasznált fűtőelemekkel több tíz vagy akár százezer éven át sugárzó káros anyagot hagy maga után. Erre megoldás a negyedik generációs atomreaktor, amellyel hasznosítani lehet a hagyományos erőművekben kiégett fűtőanyagot. Egy új típusú kísérleti reaktor kifejlesztésében Magyarország is részt vesz.

A fűtőelemek dúsítotturán-darabokból állnak

Magyarországnak egyszerre kell alkalmazkodnia az Európai Unió üvegházhatást okozó gázok kibocsátás-csökkentési stratégiájához, ugyanakkor elérhető áron kell biztosítania az ország áramellátását. A jelenlegi ismeretekből és elérhető technológiákból kiindulva a kormányzat tízéves távlatban a Paksi Atomerőmű blokkjainak élettartam-hosszabbításában gondolkozik. Ezen felül előkészületek folynak egy vagy két újabb reaktorblokk építésére is (részletek: Csukott szemmel bólintottak rá a paksi bővítésre).

2020-ban a hazai villamosenergia-termelés mintegy 60%-át biztosítanák a Pakson jelenleg üzemelő és a tervezett új blokkok, szemben a jelenlegi 41%-kal - derült ki a Nemzeti Fejlesztési Minisztérium energetikáért felelős helyettes államtitkárának előadásából. Kovács Pál azon a konferencián szólalt fel a Magyar Tudományos Akadémián, amelyet egy új intézmény, a Fenntartható Atomenergia Technológiai Platform (FAE-TP) szervezett bemutatkozásként. A FAE-TP az atomenergia területén kutatással foglalkozó intézményeket, az ebben érdekelt tervezőcégeket, valamint az így létrejövő tudás potenciális felhasználóit tömöríti.

Az atomtechnológiát érő leggyakoribb kritika, hogy az elhasznált fűtőelemekkel olyan nagy radioaktivitású anyagokat hagy maga után, melyek környezetbe kerülésük esetén, akár több százezer éven keresztül károsak az élővilágra. Pakson az atomerőmű közvetlen szomszédságában üzemel a Kiégett Kazetták Átmeneti Tárolója (KKÁT). Ötéves pihentetés után oda szállítják át a paksi fűtőelemeket, tárolásuk így ötven évre biztosított. Bővítésével a létesítmény alkalmas lesz a blokkok üzemidejének meghosszabbítására, valamint arra is, hogy a tervezett új blokkok üzembelépése miatt keletkező használt fűtőelemeket átmenetileg tárolja.

Az átmeneti tárolóból való kiemelés után a fűtőelemeket több száz méter mélységben kell elhelyezni az erre megfelelő kőzetben. Ezzel biztosítható, hogy a több mint 700 köbméter, erősen sugárzó anyag több tízezer évig izolálva legyen a környezettől (lásd cikkünket: Unokáinkra hagyjuk a magyar atomszemét gondját).

Sugárzásmentesítés

A jelenleg elterjedt atomreaktorok az urán 235-ös izotópját hasznosítják, ez a helyzet a világ legnépszerűbb reaktortípusa, a nyomottvizes változat (PWR) esetében is (több mint 400 üzemel belőle a világon, a paksi blokkok is PWR-rendszerűek). A természetben előforduló uránnak azonban csak 0,7%-a a 235-ös izotóp, a maradék több mint 99%-ot az U-238 jelenti. Emiatt a fűtőelemek gyártása során a 235-ös izotóp arányát körülbelül 3-4%-ra dúsítani kell. A nyomottvizes erőművek használt üzemanyaga 95%-ban uránt tartalmaz, de miután az energiatermelés során leginkább a 235 izotóp fogy, ebből csak 1% az urán-235 aránya. A második legfontosabb összetevő az 1%-nyi plutónium, ami szintén használható még hasadóanyagként - állapítja meg dr. Fehér Sándor, a Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem tanára a Magyar Tudomány 2007/1-es számában közölt tanulmányában.

Forrás: Nemzeti Fejlesztési Minisztérium

A feladat tehát kivonni a kiégett fűtőelemből a tovább hasznosítható uránt és plutóniumot, a maradékot pedig semlegesíteni, azaz stabil, vagy rövid felezési idejű izotópokká alakítani. A fűtőelem ugyanis erősen káros, azaz radiotoxikus izotópokat is tartalmaz. Noha mindössze az elhasznált üzemanyag 0,1%-át teszik ki, olyan veszélyes anyagokról van szó, mint a jód 129-es izotópja, amelynek felezési ideje 16 millió év - azaz ennyi időnek kell eltelnie ahhoz, hogy radioaktivitása a felére csökkenjen. A technécium 99-es izotópjának 200 ezer éves felezési ideje is bőven meghaladja az ember által belátható időt. A kiégett fűtőelemek eltemetése még akkor is problémás, ha a számítások azt mutatják, hogy 5-600 év után jelentősen csökken a hasadási termékek sugárzása, egészségre káros hatása.

Itt kerülnek előtérbe a negyedik generációs atomerőművek, amelyek tervezése három szempont mentén zajlik. Az első az, hogy a rendszer képes legyen a hosszú ideig sugárzó hasadási termékeket és másodlagos aktinidákat átalakítani rövidebb ideig sugárzó anyagokká. Ezzel együtt a reaktornak képesnek kell lennie hasznosítani a hagyományos reaktorok használt fűtőelemeiből származó uránt és plutóniumot, elvileg több ezer évre biztosítva az atomerőművek fűtőelem-ellátását. Harmadsorban az, hogy a magas üzemi hőmérsékletet kihasználva képes legyen termokémiai reakcióval hidrogént előállítani a vízből, a kénsavat és a jódot katalizátorként használva (H₂O => H₂ + 1/2 O₂, a teljes folyamat leírása itt található). Ez azért fontos, mert számos kutatás a tüzelőanyagcellákban elhasznált hidrogént tekinti a jövő energiahordozójának a fosszilis tüzelőanyagok, vagyis a kőolaj, a földgáz és a szén helyett. A termokémiai reakcióval a reaktor hőjét felhasználva lehetne hatékonyabban hidrogént termelni, azaz nem kellene előbb áramot termelni, hogy elektrolízissel állítsunk elő hidrogént a vízből.

Magyarország is a helyszínjelöltek között

A magyar atomkutatás úgy kerül a képbe, hogy a hazai, a csehországi és a szlovákiai atomkutató intézetek közös elvi nyilatkozatot tettek 2010 májusában arról, hogy e három ország valamelyikében épüljön fel egy kísérleti negyedik generációs atomreaktor. Franciaországban már előrehaladott kísérletek folynak egy nátriumhűtésű, negyedik generációs berendezés építésére. A magyar-cseh-szlovák együttműködés célja bebizonyítani azt, hogy gázhűtéssel is megvalósítható az új típusú reaktor. Ez lenne a világ első ilyen berendezése - mondta el az [origo] kérdésére dr. Horváth Ákos, az Akadémia KFKI Atomenergia Kutatóintézet (AEKI) Anyagszerkezeti Laboratóriumának vezetője. A tervezett 75 MW hőteljesítményű reaktor nem termelne áramot: annak bemutatására szolgál, hogy a reaktor technológiailag működőképes. A negyedik generációs reaktorok elterjedése egyébként a 2040-es évekre várható.

A számos akadály ellenére ez azért könnyebb feladat, mint az atomenergia-kutatás Szent Gráljának megtalálása, vagyis a fúziós reaktor megépítése. Ennek oka az, hogy az atommagok egyesülését kihasználó reaktor esetében előbb azt is be kell bizonyítani, hogy maga a csillagok energiatermelésével azonos reakció fizikailag megvalósítható földi körülmények között (ezért épül Franciaországban az ITER-reaktor).

"Ne hagyjunk az utókorra atomhulladékot, illetőleg minél inkább csökkentsük a mennyiségét. El lehetne velük tüntetni gyakorlatilag az összes veszélyes fűtőelemet " - ez a fő szempontja a negyedik generációs reaktorokra irányuló kutatásoknak, mondta Horváth. A magyar-cseh-szlovák együttműködésben tervezett berendezés, úgynevezett gyorsreaktor. A jelző arra utal, hogy a berendezésben a gyors - tehát nagy energiájú - neutronok hatására következik be a bomlás. "Az urán-238-ból neutron befogásával plutónium keletkezik, mely aztán a reaktorban elhasad, és közben energia szabadul fel " - magyarázta a gyorsreaktor működési elvét az AEKI laboratóriumvezetője.

Az ALLEGRO rövidítéssel jelölt reaktor helyszínét két-három év alatt jelölnék ki. A kísérleti reaktor felépítése szerepel az Európai Unió fenntartható atomipar (ESNII) programjában. Az ESNII elvileg 2012-re tűzi ki a reaktor környezethasználati engedélyének benyújtását, ami azt feltételezi, hogy addig meg kell találni a lehetséges helyszíneket is Magyarországon, Csehországban vagy Szlovákiában. A teljes beruházás költsége 4,8-7,2 milliárd euró lenne, a kapcsolódó kutatás-fejlesztési költség pedig 1,5-3 milliárd euró.

Anyagszerkezeti akadályok

"A gyorsreaktor építésének számos technológiai akadálya van. Mindegyik ott csúcsosodik ki, hogy valamelyik szerkezeti anyag vagy nem bírja ki a reaktor 800 Celsius-fok körüli üzemi hőmérsékletét, vagy egyszerűen megeszik, azaz korrodálják őket azok az anyagok, amelyeket hűtőközegként akarunk körülöttük áramoltatni. Hűtőközegként a gyorsreaktorban a nátrium, az ólom, vagy a mi esetünkben a hélium kerül szóba, de ilyen magas hőmérsékleten ez a gáz is agresszív anyag. A probléma egyaránt fennáll a fűtőelem burkolata, a tartószerkezetek vagy a tartály esetében" - mondta el a kutató.

^{Így
működne a gázhűtéses negyedik generációs atomreaktor}

A gond az, hogy hiába képesek 1000-1200 fokon működni azok a szupernikkel-ötvözetek, amelyeket turbinák gyártásában már sikerrel használnak az erőműiparban, gyorsreaktorokban nem alkalmazhatók. A nikkelnek ugyanis megvan az a kellemetlen tulajdonsága, hogy neutronbesugárzás hatására hélium keletkezik belőle. "Ezt úgy kell elképzelni, hogy a vastag szerkezeti anyag, például a reaktortartály falának belsejében héliumbuborékok képződnek, így egy bizonyos idő után rideggé válik, tönkremegy. További gond, hogy a nikkel elnyeli azokat a neutronokat, amelyeket mi hasznosítani akarunk" - tette hozzá Horváth.

A negyedik generációs reaktorok anyagszerkezeti problémáira a megoldás elvileg egy új acéltípus, az ODS acél kifejlesztése lehet (ennek kapcsán Budapesten, az AEKI anyagszerkezeti laboratóriumában is folynak előkísérletek). A kutatók abból indulnak ki, hogy krómacélt széles körben használnak az erőműiparban jelenleg is, maximum 550-600 fokos hőmérsékleten. A cél ennek feltornászása még 100-200 fokkal, esetleg annak árán is, hogy nem 800, hanem 700 fok lesz a reaktorhőmérséklet a negyedik generációs erőműben. A másik lehetséges megoldás olyan speciális kerámiák vagy kerámiaszendvicsek kifejlesztése, melyek egyszerre bírják ki a magas hőmérsékletet, ugyanakkor lyukacsos szerkezetük ellenére gáztömörek, azaz nem engedik át a radioaktív izotópokat a reaktortérből.

Új típusú atomerőművet tervez India

Világsiker küszöbén: mindent megváltoztathat a kormány terve

Alternatív fűtőanyag alkalmazásával forradalmasíthatja a Föld atomenergia-termelését India – az urán alapú erőművek egy részének helyét éveken belül a tórium alapú atomreaktorok vehetik át. A tórium gazdaságosabb és radioaktivitás szempontjából veszélytelenebb az uránnál, viszont van egy nagy “hátránya”: nem lehet belőle atombombát gyártani.

India rohamosan növekvő gazdasági ereje az országot a legnagyobb energiapiaci szereplők közé sorolja. Előrejelzések szerint 2035-re a világ második legjelentősebb energiaigényű államává nőheti ki magát (vagyis India energiaszükséglete a globális erőforrás-igények 18 százalékát is lefedheti), az ország energiapolitikájának fókuszában így az alternatív energiaforrások kiaknázása, az atomenergia-termelés korszerűsítése, annak folyamatos technikai fejlesztése áll. Környezetvédelmi szempontból természetesen a megújuló energiaforrások energiaipari dominanciája lenne kívánatos, a nemzetközi közhangulat – India népét is beleértve – a fukusimai atomkatasztrófa óta egyébként is félelemmel tekint az atomenergiára. A félelmekkel együtt, egyben azokat eloszlatva India jelentős energetikai változásoknak nézhet elébe.

Az egykori gyarmati főváros, Kolkata képeinken

Az ország energiájának túlnyomó részét (70 százalékát) jelenleg fosszilis erőforrásokból nyeri (40 százalék származik kőszénből, 24 százalék kőolajból, a fennmaradó 6 százalékot a földgáz teszi ki), jelentős mértékben támaszkodva az importból szerzett forrásokra. Úgy tervezik, hogy folyamatosan növelik az atomenergia-felhasználás mértékét: 25 év alatt a mostani 3,2 százalékról 9 százalékra. Már 2020-ra 20.000 MW áramot termelnének nukleáris energiából, míg jelenleg körülbelül 4000 MW a kapacitás. Becslések szerint az emelkedő energiaigény nyomán 2030-ra az ország energiaellátásának több mint a felét exportból fogják biztosítani, ezért különösen fontos kérdés, hogy sikeres lesz-e a mumbai Bhabha Atomkutató Központ projektje és India áramellátásának egy részét tórium alapú atomreaktorok végzik-e majd.

Miért éppen tórium?

A hosszútávon is működőképes, tórium alapú reaktorokkal már évtizedek óta kísérleteznek Németországban, az Egyesült Államokban és Indiában is. Felhasználása után sokkal kevesebb veszélyes hulladék marad, a tóriumalapú reaktorok ráadásul olcsóbbak, helytakarékosak, hiszen hűtésük nem igényel nagy nyomású vizet. Az uránreaktorokkal szemben a robbanás esélye is jóval kisebb, mert víz hiányában nem képződik hidrogén sem. Az átállás ráadásul igen gazdaságos: egy tonna tórium körülbelül kétszáz tonna uránt vagy három-négymillió tonna szenet helyettesíthet. Mindezek ismeretében sem mellékes, hogy becslések szerint a világon háromszor annyi tórium áll rendelkezésre, mint urán. A tórium főként ritkaföldfémekben és a monazit nevű ásványban található meg.

Ratan Kumar Szinha, a központ igazgatója szerint a tórium-meghajtású nehézvizes reaktorral (AHWR) kapcsolatos műszaki kérdések már tisztázottak, a tervek pedig készen állnak, a megvalósítás még várat magára. A következő hat hónapot a megfelelő telephely kiválasztásának szentelik, további másfél évbe telhet a szükséges engedélyek beszerzése, és “csak ezek után indulhat meg az építkezés, végül újabb hat év kell ahhoz, hogy a reaktort üzemképes állapotba hozzuk” – nyilatkozta. Bár nem a legújabb technológiáról van szó, a hosszútávon is működőképes tóriumos reaktor igazi áttörést jelenthet a világ energiatermelésében. Az 1950-es, 1960-as években ugyanis az Egyesült Államok már kísérletet tett az urán ilyetén helyettesítésére, a próbálkozások azonban idejekorán kifulladtak: a Tennessee állambeli Oak Ridge kísérleti sóoldatos tóriumreaktorának fémszerkezete túl gyorsan korrodálódott, az üzem további működtetése így néhány év után meghiúsult.

A kudarc és ami mögötte van

A tóriumhasznosítás mellett érvelő lobbisták szerint az 1950-es évektől kezdődő kutatások leállása az urán, illetve sokkal inkább a plutónium mellett elkötelezett államhatalmak közbenjárásának köszönhető. A ma ismert reaktorok üzemanyagában ugyanis többnyire urán-238 izotópok vannak. Az urán-235 izotóp hasadása során felszabaduló neutronok egy részét az urán-238 magok befogják, végül plutóniummá alakulnak át. A tórium alapú reaktorok viszont nem alkalmasak hadászati célra alkalmas plutónium előállítására.

Mivel jelenleg India rendelkezik a Föld legnagyobb tórium-készleteivel, így nyilvánvalóan érdekében áll, hogy a nemzetközi piacra is eljuttassa technológiáját. Több mint három évtizedig záporoztak nemzetközi szankciók az ország atomprogramjára (1974-ben India nukleáris kísérleti robbantást végzett, holott elvileg békés atomprogramjáért kapott nemzetközi támogatást), három évvel ezelőtt azonban India és az USA megállapodást kötött, melynek értelmében az ország külföldi exportra kínálhatja nukleáris technológiáját. Ratan Kumar Szinha elsősorban azon országok érdeklődésére számít, melyek áramhálózatának teljesítménye maximum 5000 megawatt körül mozog, hiszen a tervezett tórium-reaktorok “olcsóbbak, kisebbek, és az ár szempontjából is versenyképesek” – nyilatkozta az igazgató. A 2008-as megállapodásban foglaltak kötöttségeket is jelentenek Indiára nézve, mivel a leendő tórium-reaktorok az eredeti tervek szerint elenyésző mennyiségű plutóniumot is igényelnének a működéshez. Ezt “alacsony dúsítású uránnal” (LEU) lehet helyettesíteni, amit a plutóniummal ellentétben importálhat India az USA-val kötött paktum alapján. Szinha igazgató úgy látja, hogy a rugalmas kivitelezéssel, LEU-tórium fűtőanyaggal versenyképesek lehetnek külföldön is, mert a keletkező plutónium mennyiségének minimalizálásával megfelelnek majd a szigorú nemzetközi követelményeknek. A hírek szerint Kazahsztrán és az Öböl-menti államok érdeklődnek a tóriummal működő atomerőmű iránt.

Bármilyen nehézség merüljön is fel, Richard Jones, a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (IAEA) igazgatóhelyettese szerint „Indiának folytatnia kell, amit elkezdett, keresztül kell vinnie polgári atomprogramját. (…) Németország, Olaszország és több más nemzet, amelyek nem is rendelkeztek jelentős nukleáris tervekkel, már beharangozták erre vonatkozó politikájuk megváltoztatását, miközben Kína például továbbra is fenntartja eddigi atomprogramját.”

Mivel India a Föld legnagyobb tóriumkészletének birtokosa, éveken belül kivételesen kedvező feltételek közt, erős pozícióban tudhatja magát. Nabuo Tanaka, a Nemzetközi Energia Ügynökség (IEA) korábbi igazgatója úgy véli, “ha India sikerrel keresztülviszi jelenlegi atomprogramját, olyan hatást gyakorolhat a kőolaj és a földgáz áraira, hogy azt az egész világgazdaság meg fogja érezni.”

Marad az urán is

India természetesen nem tesz fel mindent egy lapra: a tórium alapú atomenergia mellett hagyományos atomerőműveket is tervez. A fukusimai baleset azonban megrengette az atomenergiába vetett, egyébként is törékeny bizalmat. A Maharastra államban francia befektetéssel megvalósuló dzsaitapúri és a Tamil Nadu állambeli Kudankulamban orosz támogatással készülő atomerőmű építése is késik a helyi lakosság tiltakozásának köszönhetően. A közvélemény mellett a hatóságok is szkeptikusak az erőművek biztonságát illetően: Nyugat-Bengál állam vezetése megtagadta az engedélyt egy hat reaktorral tervezett atomerőmű építéséhez.

Az urántechnológiát ugyanakkor erősíti, hogy júliusban óriási, 150-170 ezer tonna uránt rejtő lelőhelyet találtak Andhra Pradés államban. Emellett a múlt héten az ausztrál kormánypárt úgy döntött, hogy feloldja az Indiával szembeni tilalmat és hajlandó uránt eladni a dél-ázsiai országnak annak ellenére, hogy nem írta alá az atomsorompó egyezményt. Julia Gillard kormányának döntésében minden bizonnyal szerepet játszott, hogy India a világ hatodik legnagyobb atomenergiát előállító országa az Egyesült Államok, Franciaország, Japán, Oroszország és Dél-Korea után.

Forrás: kitekinto.hu

Teller Ede is a tórium mellett volt

Túlnépesedés, környezetszennyezés, klímaváltozás, növekvő olajár, közel-keleti konfliktusok, nukleáris erőműbezárások – jelek, amik arra utalnak, hogy az emberiség egy újabb, minden eddiginél nagyobb energiaválság küszöbén áll. Nemzetközileg elismert szakemberek érvelnek amellett, hogy a megoldást az atomreaktorok fűtőanyagaként használható tórium jelenti, amelynek előnyös tulajdonságaira már a Manhattan-terv fizikusai is felfigyeltek az 1940-es évek elején.

A maghasadást, vagyis azt a jelenséget, amelynek során az atommag több kisebb magra szakad, miközben hatalmas mennyiségű energia szabadul fel, először Otto Hahn, német kémikus írta le 1939-ben. Mivel mindez a II. világháború kezdetén történt, óhatatlanul felmerült a kérdés, hogy az atomok magjában tárolt óriási kötési energiát miként lehetne fegyverkészítési célokra használni. Ennek kiderítésére indult 1942-ben az Egyesült Államok atomprogramja, a Mannhattan-terv.

Urán vagy tórium

A Robert Oppenheimer által vezetett kutatók három hasadóanyagot vizsgáltak, amelyek a leendő atomfegyver készítésénél szóba jöhettek. Az egyik az urán 235-ös izotópja volt, amely a természetben található anyagok közül egyedüliként hajlamos a maghasadásra, ezért alkalmasnak tűnt a robbanáshoz vezető láncreakció beindítására. A másik a plutónium volt, egy mesterséges elem, amelyet az urán 238-as izotópjának neutronokkal való bombázásával lehet előállítani. Ezzel szintén előidézhető a láncreakció. A harmadik az urán 233-as izotópja volt, amelyet a tórium neutronbombázásával lehet előállítani. Ez eleinte ugyancsak használhatónak tűnt.

Később azonban kiderült, hogy utóbbi esetében a bomba elkészítése technikai problémákba ütközik, ezért a kutatók inkább az első két jelöltre koncentráltak, bár ezekkel kapcsolatban is akadtak megoldandó feladatok. Az urán 235-ös izotópjának például nagy hátránya, hogy igen ritka (a földi uránkészlet 0,72 százaléka), ezért dúsítani kell, a plutónium előállításához viszont atomreaktorra van szükség. A Hirosimára ledobott bomba egyébként urán 235-ből, a Nagaszakira ledobott pedig plutóniumból készült.

A nukleáris energia felhasználása tehát urán alapon kezdődött, és a technológia fejlődését a háború utáni években is elsősorban katonai érdekek vezérelték.
Az atomenergia békés felhasználása

Az 50-es évek elején merült fel először komolyan az ötlet, hogy az atomenergiát békés célok szolgálatába is lehet állítani. Az első kísérleti atomreaktort, amellyel elektromos áramot termeltek, az egyesült államokbeli Idaho államban helyezték üzembe 1951-ben. A világ első békés célú atomerőművének megépítésével mégis a Szovjetunió büszkélkedhet: az obnyinszki létesítményt még Sztálin parancsára kezdték el építeni, és 1954-ben kapcsolták az ország villamos hálózatára. Nem sokkal később indult a világ első kereskedelmi atomerőművének építése, amely 1957-től látta el elektromos árammal az USA-beli Pittsburgh városát. Mindhárom esetben a már jól bevált urán alapú reaktorokat alkalmazták.

Létezett azonban egy másik technológiai elképzelés, amelynek a Mannhattan-terv fizikusai által leírt megfigyeléssorozat volt az alapja. Annak ellenére ugyanis, hogy a tórium végül nem bizonyult alkalmasnak az atomfegyver gyártására, már az 1940-es években világossá vált, hogy az anyag a maghasadási folyamatok szempontjából számos előnyös tulajdonsággal bír az uránnal szemben.

Wigner Jenő nyomában

„A tórium minden szempontból jobb választás, ha atomfegyver gyártása helyett kizárólag áramot akarsz termelni.” – vélekedik Kirk Sorensen, az atomreaktorok új generációjának kifejlesztésén dolgozó Flibe Energy alapítója. A korábban a NASA alkalmazásában is álló Sorensen 12 éve tanulmányozza a tóriumon alapuló nukleáris technológiákat. Cége annak az Alvin Weinbergnek az elképzeléseit követi, aki munkatársai segítségével az 1960-as években megépítette a világ első kísérleti tóriumos atomreaktorát. Weinberg ekkoriban az Egyesült Államok egyik legfontosabb nukleáris kutatóintézetének, az Oak Ridge National Laboratory-nak volt az igazgatója.

Köztudott, hogy az atomfizika történetében elévülhetetlen szerepet játszottak a magyar kutatók, ezért nem érdemes meglepődni azon sem, hogy az említett reaktor koncepcióját a Nobel-díjas Wigner Jenő dolgozta ki. A fűtőanyagként és hűtőközegként is speciális sóolvadékot használó berendezés (Molten Salt Reactor – MSR) négy évig működött, és bár a kísérlet számos pontján igazolta az elképzelés helyességét, a program nem kapott elég pénzügyi és kormányzati támogatást, így pár évvel később befejeződött.

A Flibe Energy a Weinberg-féle sóolvadékos reaktor modern változatán, az úgynevezett LFTR (Liquide Fluoride Thorium Reactor) koncepció megvalósításán dolgozik. „E technológiának számos előnye van. Segítségével nagyságrendekkel növelhető az energiatermelés hatékonysága, hiszen ezen a módon egy tonna tóriumból nagyjából annyi energia nyerhető, mint 200 tonna uránból a jelenleg használt eljárásokkal” – nyilatkozta az Indexnek Kirk Sorensen. „A tórium ráadásul sokkal gyakoribb, mint az urán: nagyjából négyszer annyi található belőle a Földön, így akár több tízezer évig biztosíthatjuk vele az energiaellátásunkat." Sorensen szerint további előny, hogy a megsemmisült nukleáris üzemanyag után maradó hasadási termékek kezelése a jóval kisebb felezési idő miatt csak rövid távon terheli a környezetet. Ezen felül az LFTR technológia jelentősen kisebb és biztonságosabb atomerőművek építését teszi lehetővé. Ez javarészt annak köszönhető, hogy a magas nyomású vízhűtéses rendszer helyett, amely a drága és robbanásveszélyes, folyékony sóoldatot használ hűtőközegként.

„Évente nagyjából 65 ezer tonna uránt használunk fel a világ jelenleg is üzemelő 441 atomreaktorában, amelyek együttes kapacitása az emberiség becsült energiaigényének csupán 15 százalékát fedezi. A teljes energiaszükséglet kielégítéséhez, amelybe a közlekedési és szállítási szektor fogyasztása is beletartozik, 7000 tonna tórium is elegendő lenne” – állítja Sorensen.

Carlo Rubbia és Teller Ede

A Flibe Energy alapítója, akinek munkássága a www.energyfromthorium.com weboldalon követhető nyomon, csak egy azoknak a nemzetközileg elismert szakembereknek a sorában, akik a tórium mellett törnek lándzsát. Közülük talán a legismertebb a Nobel-díjas Carlo Rubbia, aki 2010-ben − több más vezető atomfizikussal együtt − nyílt levélben fordult Barack Obamához, hogy támogatását kérje az amerikai erőművek tóriumra történő átállításához. Meglátása szerint ugyanis csak ez az egyetlen módja annak, hogy civilizációnk elkerülje a közelgő energiaválság okozta katasztrófát.

Rubbia, aki Nobel-díját a W- és Z-bozonok felfedezéséért kapta 1984-ben, korábban maga is kidolgozott egy elképzelést arra, hogy miként lehetne hatékonyan

felszabadítani a tóriumban rejlő nukleáris energiát. Találmányát energiasokszorozónak nevezte el (energy amplifier). A berendezés központi eleme egy részecskegyorsító, amely nagy energiájú protonok segítségével neutronokat állít elő, így „helyettesítve” a láncreakción alapuló neutronforrást (atomreaktort). Ezekkel bombázva a tórium urán 233-as izotóppá alakul, és ennek hasadása révén keletkezik energia. Érdekesség, hogy amikor az olasz atomfizikust 1994-ben a Magyar Tudományos Akadémia tiszteletbeli tagjává választották, az esemény alkalmából tartott székfoglaló beszédében erre az ígéretes ötletre is kitért. Sajnálatos, hogy a koncepció alacsony kidolgozottsági foka és a részecskegyorsító berendezés alacsony rendelkezésre állása miatt az elképzelést eddig nem sikerült megvalósítani.

Szintén magyar vonatkozású szál a történetben, hogy Teller Ede is a tóriumban látta a fogyatkozó fosszilis tüzelőanyagok és az energiatermelési módszereink okozta problémák megoldását. A Nuclear Technology folyóirat oldalain két évvel a halála után jelent meg az a cikk, amelyet egy amerikai atomkutatóval, Ralph W. Moir-al közösen jegyez, és amelyben a tórium alapon működő sóolvadékos (MSR) reaktorok előnyeit ecseteli az uránra épülő technológiákkal szemben (a cikk magyarul a Fizikai Szemle tavaly novemberi számában olvasható).
Kína és India kapcsolt a leghamarabb

A Kínai Tudományos Akadémia egy évvel ezelőtt tartott kongresszusán jelentették be először, hogy az ország nagyszabású kutatási programot indít a tórium alapú sóolvadékos reaktortípus kifejlesztésére. Pár hónappal a bejelentés előtt egy kínai tudományos delegáció éppen azért látogatta meg az Oak Ridge National Laboratory-t, hogy tagjai Alvin Weinberg csapatának 60-as években elért eredményeit tanulmányozzák. Mindez cseppet sem meglepő, hiszen Kína energiaszükséglete évről évre drámai mértékben nő, és az elmúlt időszakban épített nukleáris és vízierőművek dacára az ország gazdasága döntően még mindig a fosszilis energiahordozókra épül. Az elhatározás komolyságát támasztja alá az a híresztelés is, amely szerint a távol-keleti nagyhatalom akkora tóriumkészletet halmozott fel az elmúlt évtizedekben, amellyel évezredekig csillapíthatná egyre fokozódó energiaéhségét.

Kína mellett India is élénk érdeklődést mutat a tórium mint nukleáris fűtőanyag iránt; mi több, bizonyos tekintetben előrébb tart a megvalósítás útján. Az indiai kormány ugyanis tavaly ősszel jelentette be, hogy az előkészítő tudományos munka befejezésével az ország felépíti a világ első, tóriumot használó atomerőművét. A létesítmény a tervek szerint az évtized végén kezdi meg működését, és bár viszonylag alacsony kapacitással fog üzemelni (300 megawatt, míg Paks közel 2000 megawatt villamosenergiát termel összesen), jelentős mérföldkő lehet az atomenergia történetében. A beruházás sajátossága, hogy a sóolvadékos koncepcióval szemben az erőmű központi eleme egy szilárd fűtőanyagot használó reaktor.
A tórium még nem kész a bevetésre

Dr. Sükösd Csaba, a BME Nukleáris Technika Tanszékének docense úgy véli, hogy a tórium nukleáris fűtőelemként való alkalmazása, különös tekintettel a sóolvadékos (MSR, illetve LFTR) technológiára, valóban ígéretesnek tűnik, de sok még a megválaszolandó kérdés vele kapcsolatban. „Alvin Weinberg és Wigner Jenő csapatán kívül több tudományos kísérlet is foglalkozott az elképzelések megvalósításával, ezek során azonban csak a tórium alapú reaktorok működésének bizonyos részleteit tesztelték. Hiba volna tehát azt állítani, hogy ez a technológia már teljesen kipróbált, és bevetésre kész” – mondta megkeresésünkre Sükösd, aki egyben arra is felhívta a figyelmet, hogy maga az urán is jóval több energiát rejt, mint amennyit a mai módszereinkkel hasznosítunk belőle.

Sükösd szerint nem szabad elfelejteni, hogy a jelenlegi urán alapú reaktorok közvetlenül állítják elő az energiát a maghasadással, míg a tórium alapúak csak egy úgynevezett tenyésztési (szaporítási) fázis után képesek erre. A tórium ugyanis önmagában nem hajlamos a hasadásra, ehhez először urán 233-as izotóppá kell alakítani. Ennek érdekében neutronokkal kell bombázni, amelynek forrása kezdetben az urán 235-ös izotópjára épülő láncreakció lehet. A tóriumból keletkező urán 233-as izotópokkal egy idő után már fenntartható a láncreakció, ezáltal a folyamat önfenntartóvá válik, és saját maga számára termeli meg az üzemanyagot. „Ha az urán alapú reaktorok is ezen az elven, vagyis tenyésztési ciklus közbeiktatásával működnének, akkor az energiatermelési hatékonyságuk a tóriuméval vetekedne" – fogalmazott a docens.

Sükösd annak a széleskörű nemzetközi kutatómunkának a jelentőségére is rámutatott, amely a IV. generációs reaktorok kifejlesztésével kapcsolatban már hosszú évek óta zajlik. „Magyarország is részt vesz ebben a munkában, amelynek fő célkitűzései közé az üzembiztonság növelése, az atomfegyverekhez szükséges anyagok elterjedésének megakadályozása, a radioaktív hulladékok mennyiségének minimalizálása és a nukleáris üzemanyagokban rejlő energia minél jobb kihasználása tartozik" – magyarázta. „Hat különböző reaktortípust emeltek a vizsgálatok fókuszába, köztük a sóolvadékot használó tórium alapú koncepció is megtalálható, amellyel egy hazai kutatói csoport is foglalkozik. Általánosságban elmondható, hogy a IV. generációs atomerőművek üzembe helyezésére leghamarabb 2030-tól számíthatunk.”
Reaktort minden háztartásba?

Dr. Oláh János, az MSZP parlamenti képviselője tavaly ősszel a következő kérdést intézte Dr. Fellegi Tamáshoz, az akkori nemzeti fejlesztési miniszterhez: „Mi a minisztérium álláspontja az extrém, kisméretű, kis teljesítményű Tórium Nukleáris Reaktorok háztartási alkalmazása kapcsán?”. A miniszter válaszában úgy fogalmazott, hogy az ezzel kapcsolatos kutatások még kezdeti stádiumban vannak, így amíg ezek nem zárulnak le, és nem állnak rendelkezésre megbízható műszaki megoldások, addig a tóriumos mikroreaktorok háztartási alkalmazása Magyarországon nem elképzelhető.

Dr. Sükösd Csaba, a BME Nukleáris Technika Tanszékének docense nem hiszi, hogy valaha is megérné tóriumos erőművet telepíteni a háztartásokba: „Jelenleg az atomenergiából úgy állítható elő villamosenergia, hogy a reaktorban termelődött hő vizet forral, az így keletkező gőz turbinát hajt meg, amely egy generátort forgat. A felhasznált gőzt azonban vissza kell kondenzálni, ezért valamilyen hűtőközegre is szükség van. Az ehhez szükséges berendezések akkor gazdaságosak, ha megfelelő méretűek. Azt viszont elképzelhetőnek tartom, hogy a viszonylag kis reaktorok által termelt hőt nagyobb épületek (lakótömbök, kórházak, stb.) fűtésére, melegvíz előállítására használjuk. Erre vonatkozólag folynak is kutatások.”
GötzAttila
index.hu

Indul a fúziós erőmű építése Franciaországban

2006. április 15. 16:51, szombat - Forrás: Napi Online

Májusban zöld utat kap a kísérleti fúziós szupererőmű, miután Brüsszelben a kutatásban részt vevő országok, az Európai Unió, az Egyesült Államok, Kína, Japán, Oroszország, Dél-Korea és India képviselői aláírják a beruházást elindító nemzetközi egyezményt.

Az erőmű, az ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) helyszínéről már tavaly döntöttek: a dél-franciaországi Cadarache-re esett a választás, amely a francia nukleáris kutatás egyik központja. A reaktor tényleges kivitelezését 2008-ben kezdik el, de az engedélyeztetés már a nyáron elindulhat, 2016-ban pedig már az első próbaüzemet is elvégezhetik.

Amennyiben az ITER sikeres lesz, a következő fázisban már az ipari méretekben is energiát termelő erőmű, a DEMO is felépülhet, ennek várható időpontját 2025 és 2035 közé teszik a szakértők. Igaz, sokan inkább a század végére valószínűsítik a Nap energiájának megszelídítését. Az óriásberuházás 4,7 milliárd euróba kerül, ezzel a Nemzetközi Űrállomás után a második legdrágább tudományos projekt lesz. A költségek 45,4 százalékát az Európai Unió állja, a többit a másik hat állam adja össze.

Klikk a képre a nagyobb változathoz

A reaktor 500 megawatt villamos energia termelésére lesz képes a fúzió 400 másodperce alatt, ennek ellenére mégsem lesz nettó áramtermelő, hiszen a fúziós működés fenntartásához folyamatosan 120 megawatt teljesítményre van szükség, a reakció beindítása pedig néhány tíz másodperces 500 megawattos lökést igényel. Éppen ezért az ITER-t rákötik a francia villamos művek, az EdF hálózatára is.

A fúziós erőmű elvét már évtizedekkel ezelőtt kidolgozták. Lényege, hogy a hagyományos atomerőművel ellentétben nem atommagok hasításával - fissziójával -, hanem egyesítésével termel hatalmas mennyiségű energiát. Az atommagok egyesülése a természetben a csillagokban zajlik, de jelenlegi ismereteink szerint a Földön, mesterséges körülmények között is előállítható a fúzió. Az erőmű alapanyaga a hidrogén két izotópja: a deutérium (nehézvíz), amely tengervízben bőségesen áll rendelkezésre és a trícium, amely terméskövekből nyerhető ki.

A szabályozatlan fúziós energiafelszabadítást Teller Ede és csapata hidrogénbomba formájában már megvalósította, de az irányított fúzió iparszerű felhasználására optimista becslések szerint is legalább negyven-ötven évet várni kell. Ha az ITER gazdaságosan és sikeresen működne, egyetlen kilogrammnyi fűtőanyaga ugyanannyi energiát termelne, mint 10 millió kilogramm hagyományos (foszszilis) tüzelőanyag. Az ilyen erőmű sokkal tisztább lesz nemcsak a hagyományos, hanem az atomerőműveknél is, mert nincs károsanyag-kibocsátás, illetve mind az alapanyagok, mind pedig a keletkező végtermékek sokkal veszélytelenebbek az uránnál, a plutóniumnál vagy azok származékainál.

Olyan környezetbarát energia lenne, amely hosszú távon és gazdaságosan képes az emberiség egyre növekvő energiaigényét kielégíteni. Egy ilyen erőmű megépítése rendkívül költséges, de minden eddig ismert technológiánál olcsóbban szolgáltatná az energiát. Mindez igen jól hangzik ugyan, de a fúziós reaktor megvalósítása előtt még hatalmas akadályok tornyosulnak. Ahhoz, hogy kontrollálni tudják a fúziót, a gázokat 100 millió Celsius fokra kell hevíteni, ami ötször magasabb a Nap belső hőmérsékleténél.

Klikk a képre a nagyobb változathoz

Laboratóriumi körülmények között lehetetlen előállítani a csillagokban uralkodó viszonyokat. Az ehhez szükséges technikai feltételek megteremtése óriási kihívást jelent a tudósok számára. A százmillió fokos hőmérséklet ugyanis, amelyben a hidrogén és hélium plazma formájában lesz jelen, rendkívül nehezen állítható elő, és a plazma szabályozása, körülhatárolása is csak rendkívül drága - nióbium-ón szupravezetőket tartalmazó - berendezésekkel lehetséges. A tervek szerint a plazmát mágneses mező segítségével tartanák egyben, viszont a jelenlegi anyagismereteink szerint nincs olyan anyag, amely kibírná a folyamatos és rendkívül erős sugárzást, így eddig csak néhány tizedmásodpercig sikerült fenntartaniuk a fúziót.

Bár még mindig ez a megoldás tűnik a legkecsegtetőbbnek, ugyanis ezzel a technológiával sikerült a legtöbb energiát előállítani. Az Európai Unió Oxford közelében lévő culhalmi kísérleti reaktorában (JET) 1997-ben fél másodpercre már sikerült 16,1 megawatt energiát kinyerni, igaz, ehhez 25 megawatt villamos energiát használtak fel. Az amerikai Berkeley Egyetemen viszont más módszerrel kísérleteznek: lézernyalábokkal nyomják össze és hevítik fel a lefagyasztott üzemanyagcseppeket, itt az energia-felszabadulás robbanásszerűen megy végbe.

Az ITER sikeres működésében azonban nem mindenki bízik, a kétkedők között van például Edouard Brézin, a Francia Tudományos Akadémia elnöke és a nagyhírű École Normale Supérieur elméletifizika-laboratóriumának professzora. Szerinte túl optimisták azok, akik úgy gondolják, hogy a fúziós energia ötven éven belül eljuthat az iparszerű termelés szintjére. A reaktort sokan csak presztízsberuházásnak tartják, amely más kutatásoktól vonja el a pénzt, amelyek esetleg már rövid távon is kielégíthetnék a növekvő szükségleteket.

Az ITER és egy másik kísérleti projekt, a JET

Gőzerővel folyik az új negyedik generációs atomerőművek fejlesztése, amelyek 2030 után válthatják le a hagyományos, évtizedek óta működő és az újaknál alacsonyabb hatásfokú reaktorokat. Ezek az új, magas hőmérsékletű erőművek 50 százalékkal hatékonyabbak, biztonságosabbak és jóval olcsóbbak a jelenleg használt megoldásoknál, így ezekkel egyes vélemények szerint eljöhet az atomenergia reneszánsza. Jelenleg azonban a magas költségei miatt csak kooperációban valósíthatók meg az ilyen típusú fejlesztések, ezért 2000 januárjában Argentína, Brazília, Dél-Afrikai Köztársaság, Dél-Korea, az Euratom, Japán, Kanada, Svájc, Nagy-Britannia, Franciaország és az USA létrehozta a Generation IV International Forumot.

Ennek célja az uránkészletek hatékonyabb hasznosítása mellett az atomerőművek bevonása a hidrogéntermelésbe, de az új generáció megoldást jelenthet a hosszú életű radioaktív izotópok elhelyezésére is, mert magreakciók útján rövid életű izotópokká alakítanák azokat. A kísérleti reaktorfejlesztések több országban is jól haladnak. Az amerikai General Atomics T-MHR és a dél-afrikai Eskom által fejlesztett PBMR hamarosan felépül, Franciaország pedig 2020-ra ígéri, hogy elkészül saját prototípusával.

Az egyesült államokbeli és a dél-afrikai abban hasonlít, hogy mindkettő héliumhűtésű, magas hőmérsékletű reaktor zárt körös üzemanyagciklussal. A magas hőmérséklet miatt hatásfokuk 48 százalék, ami magasabb az eddig üzembe helyezett blokkoknál. Mindkét megoldás olyan passzív biztonsági megoldásokat tartalmaz, amelyek vészhelyzet esetén emberi beavatkozás nélkül leállítják a reaktort.

Egely György - Magfúzió a Garázsban (Fusion in the Garage) [EngSub]

http://www.youtube.com/watch?v=AkIE0ixu8Z8&feature=related

magfúzió a garázsban

http://www.youtube.com/watch?v=1SI13PepzC8&feature=related

nézd meg ezt a két videót a jövő lehet hogy erre vezet majd, családi fúziós reaktorok áramfejlesztésre, és fűtésre, esetleg közlekedésre, új anyagok előállítására. Vagy ezt is lenyúlják és az alkotókat likvidálják. Várjuk az ipari modell bejelentését, hogy életetek ne legyen veszélybe, mert már mindenki tud róla, és látta a berendezést, amit ő is meg tud építeni, vagy üzemeltetni tudja a készüléket.

visz a víz sodor

2012. július 5., csütörtök

Tóriumos reaktorok