a jövő atomerőművei

Már tervezik a jövő atomerőműveit

2008. június 24. 11:33, kedd - Forrás: Napi Online

Amennyiben Magyarországon a következő 15-20 évben új atomerőművet kezdenek építeni, biztos, hogy az úgynevezett harmadik generációs blokk lesz, mivel a következő - negyedik generációs - blokkok ekkorra még nem lesznek sorozatgyártásra készek - tudtuk meg Csom Gyulától, a Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem professzorától.

Az első közüzemi villamosenergia-termelésre készült blokkot 1954-ben helyezték üzembe. Ezek az első generációs erőművek lényegében a katonai alkalmazásra készült reaktorok áramtermelésre átalakított változatai voltak. Ilyenek az 1970-es évek közepéig épültek, az ezt követő második generációs reaktorok - amelyek az 1990-es évek közepéig készültek - már lényegesen biztonságosabbak és korszerűbbek voltak. Ilyen a paksi atomerőmű is, s a jelenleg működő reaktorok 90 százaléka ebbe a generációba tartozik. A következő, harmadik generáció első blokkját 1998-ban Japánban helyezték üzembe, és a következő 15-20 évben is ezt a típust fogják gyártani, ám már készülnek úgynevezett harmadik+ generációs erőművek is, amelyek tulajdonképpen egy továbbfejlesztett változatot képviselnek, de működésüket tekintve alapvetően nem különböznek a jelenlegi, harmadik generációs társaiktól - mondta Csom Gyula.

Az atomerőművek fejlesztése természetesen nem állt le, a tudósok már dolgoznak a következő, negyedik generációs reaktorok különféle változatain, amelyeknek számos területen teljesen új vagy megváltozott alapelveket, biztonsági követelményeket kell kielégíteniük. Egyik ilyen követelmény a teljes üzemanyagciklus átalakítása, hogy biztosítani lehessen a nukleáris üzemanyagkészletek hatékony energetikai hasznosítását. A reaktoroknak alkalmasaknak kell lenniük a hosszú életű izotópokat tartalmazó nagy aktivitású radioaktív hulladékok új elvek szerinti kezelésére (transzmutálás), valamint hidrogén előállítására is. Mindezt úgy kell megvalósítani, hogy a villamos energia egységköltsége továbbra is alacsony maradjon, és sikerüljön a fajlagos beruházási, valamint az üzemanyagköltséget megfelelő határok korlátok között tartani. És legalább ennyire fontos az élettartam megnövelése is.

Az Egyesült Államok kormányzata 2000-ben kezdeményezte olyan új típusú, negyedik generációs atomerőművek kifejlesztését, amelyek 2025-2030 körül állhatnak üzembe. Ezt jelentős nemzetközi összefogással kívánják megoldani. A Generation-IV. projektben szinte kezdettől fogva részt vesznek a nukleáris fejlesztésekben jelentős szerepet játszó országok (az Egyesült Államokon kívül Kanada, Franciaország, Nagy-Britannia, Svájc, a Dél-afrikai Köztársaság, Argentína, Brazília, Japán és a Koreai Köztársaság). Az Európai Unió (az Euratom) 2003-ban lett a nemzetközi projekt tagja. (Az Euratom valamennyi uniós tagországot képviseli, 2006-tól Oroszország és Kína is tagja, jelenleg napirenden van India csatlakozása is.)

A Generation-IV. projekt által perspektivikusnak tekintett új reaktortípusok egyike sem előzmények nélküli, de a jelenlegi atomerőműpark ilyen típusokat gyakorlatilag nem használ. A szükséges fejlesztések csak jelentős volumenű kutatási programok megvalósításával érhetők el - hangsúlyozta Csom Gyula. Fontos követelmény a negyedik generációs atomerőművek fejlesztésében az üzemanyagciklus átgondolása, az új típusú üzemanyagciklus kifejlesztése.

A jelenlegi kutatások szerint hatféle reaktor jöhet számításba. A nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR - Sodium-Cooled Fast Reactor System) gyorsneutron-spektrumú, nátriumhűtéses zárt üzemanyagciklussal, az aktinidák hatékony kezelésére és a fertilis uránium hasadóanyaggá alakítására. A nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor (VHTR - Very-High-Temperature Reactor System) pedig grafitmoderátoros, héliumhűtéses, nyitott üzemanyagciklussal. A szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor (SCWR - Supercritical-Water-Cooled Reactor System) magas nyomású és magas hőmérsékletű, vízhűtéses reaktor, amely a víz termodinamikai kritikus pontja felett üzemel.

A sorban a negyedik az ólom/bizmuthűtéses gyorsreaktor (LFR - Lead-Cooled Fast Reactor System), amely gyorsneutron-spektrumú, ólom vagy ólom/bizmut eutektikus folyékonyfém-hűtéses, zárt üzemanyagciklussal, a fertilis uránium hasadóanyaggá történő hatékony átalakítására és az aktinidák kezelésére. A gázhűtéses gyorsreaktor (GFR - Gas-Cooled Fast Reactor System) pedig héliumhűtéses gyorsreaktor, zárt üzemanyagciklussal. A hatodik a sóolvadékos reaktor (MSR - Molten Salt Reactor System), amely fissziós energiát termel cirkuláló olvadt só, plusz üzemanyag-keverékben, egy epitermikus neutronspektrumú teljes aktinida-recirkulációs üzemanyagciklus segítségével.

A nátriumhűtéses gyorsreaktornak a villamosenergia-termelésen túl elsődleges feladata a nagy aktivitású aktinidák - elsősorban a plutónium - hasznosítása, illetve kezelése. E reaktorok segítségével energetikailag hasznosíthatóvá válik a természetes urán teljes mennyisége, szemben a termikus reaktorok maximum egyszázalékos hasznosítási hatásfokával. Az SFR-rel épített atomerőművek különböző teljesítményű opciói állnak rendelkezésre, néhány száz megawattól 1500-1700 megawattig. Mivel a technológia alapvetően ismert, a tökéletesített, új generációs nátriumhűtéses reaktorok bevezetése már 2015-2020 között megkezdődhet.

A nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor termikusneutron-spektrumú, nyitott üzemanyag-ciklusú VHTR rendszert a villamosenergia-termelésen kívül elsősorban magas hőmérsékletű folyamathő előállítására szánják, például szénelgázosítás és termokémiai hidrogéntermelés céljából. Fejlesztése a grafitmoderátoros, héliumhűtésű reaktorok széles körű tapasztalatain alapul, ezért van esély a viszonylag gyors kifejlesztésére és rendszerbe állítására. A magas hőmérséklet eredményeként a villamos energiát legalább 50 százalékos hatásfokkal termeli. A VHTR projektben Japán és Dél-Korea mellett az Európai Unió (Framatome) is fontos szereplő, a projektet a 6. keretprogram is befogadta. Rendszerbe állítása 2020 körül várható.

A szuperkritikus nyomású, vízzel hűtött reaktornak (SCWR) két üzemanyagciklus-opciója van: termikusneutron-spektrumú reaktor nyitott üzemanyagciklussal és gyorsneutron-spektrumú reaktor zárt üzemanyagciklussal, teljes aktinida-recirkulációval. Mindkét opció olyan vízhűtésű reaktort használ, amelyben a nyomás és a hőmérséklet a víz termodinamikai kritikus pontja (22,1 MPa, 374 Celsius-fok) felett van, ezáltal igen magas (körülbelül 44 százalék) átalakítási hatásfok elérését teszi lehetővé. Előnye a viszonylag alacsony fajlagos beruházási költség (kilowattonként kevesebb mint 1000 dollár), valamint nagy mérettartományban (400-1600 megawatt) életképes, ezáltal rugalmasan alkalmazkodik a piaci igényekhez. A rendelkezésre álló ismeretek alapján viszonylag gyorsan kifejleszthető. Az SCWR rendszerbe állítására - jó esetben - 2020-2025-ben kerülhet sor.

Az ólom/bizmuthűtéses gyorsreaktor legfontosabb jellemzői a gyorsneutron-spektrum, a zárt üzemanyagciklus, a fertilis urán hatékony átalakítása plutóniummá és az aktinidák kezelésére (transzmutációjára) való képesség. Az LFR rendszer kiváló minősítésű a fenntarthatóságban (mivel zárt üzemanyagciklust alkalmaz hasadóanyag-újratermeléssel), a proliferáció-állóságban és a fizikai védelemben (mivel hosszú kiégési ciklussal rendelkezik). Jónak minősül a biztonság és a gazdaságosság tekintetében is (elsősorban a többfajta termék előállíthatóságának köszönhetően). Ennek ellenére - legalábbis egyelőre - Európában zsákutcának tartják ennek a reaktortípusnak a fejlesztését. Rendszerbe állítása legkorábban 2020-2025-ben várható.

A gázhűtéses gyorsreaktor (GFR) gyorsneutron-spektrumú, héliumhűtéses, zárt üzemanyag-ciklusú reaktor, magas kilépési hűtőközeg-hőmérséklettel (850 Celsius-fok). A magas hőmérséklet lehetővé teszi, hogy a GFR-hez közvetlen ciklusú gázturbinás rendszer kapcsolódjék (Brayton-ciklus), ami magas energiaátalakítási hatásfokú (48 százalék körüli) villamosenergia-termelést tesz lehetővé. A projektet az unió 6. keretprogramja befogadta, üzembe állására legkorábban 2020-2025-ben kerülhet sor.

A sóolvadékos reaktorban az urán- és/vagy plutónium-fluoridot tartalmazó olvadt sókeverék szolgál üzemanyagként és hűtőközegként egyaránt, a rendszer fejlesztése az 1940-es, 1950-es évekre nyúlik vissza. Az MSR rendszer a zárt üzemanyagciklus és a radioaktív hulladék kiégetésében mutatott kitűnő képessége miatt a fenntarthatóság szempontjából kiválónak minősül. Jónak számít a biztonság, a proliferáció-állóság és a fizikai védelem tekintetében is. A projektet már az 5. keretprogram óta befogadta az Európai Unió, kifejlesztése várhatóan csak 2030 körül fejeződhet be.

Már tervezik őket, de még nőniük kell

Nagy remények a negyedik generációs atomreaktorok körül

Az atomerőművek jelenleg a világ teljes villamosenergia-termelésének 14 százalékát adják, az Európai Unió ban pedig az arány eléri a 30 százalékot. Mindezt 438 működő reaktor szolgáltatja, miközben 44 új egységet már építenek. Eközben már fejlesztés alatt állnak az úgynevezett negyedik generációs (4G) reaktorok.

Érdekes áttekintést ad az IEEE Spectrum tudományos folyóirat néhány ígéretes 4G reaktorról. A „Következő generációs atomerőmű” nevet viselő projekten két nagy vállalatkonzorcium dolgozik az Egyesült Államok energetikai minisztériumának támogatásával. Ennek különlegessége a fűtőanyag megoldása, amely hármas struktúrájú uránrészecskékből áll. Ezt a háromrétegű üzemanyagot kétféle alakban lehet előállítani: 60 mm átmérőjű kis gömbök vagy 39 mm magas rudacskák formájában. Belőlük több ezer kerül – a fűtőanyag-részecskék alakjától függően különböző geometriájú – grafitbélésű blokkba. Mivel a hűtőanyag hélium, a belső mag pedig graﬁ t, sokkal magasabb hőmérsékleten tud üzemelni (mintegy 900 Celsius-fok), mint a hagyományos nyomottvizes reaktorok. A héliummal közvetlenül lehet turbinát hajtani, vagy a hőjével ipari folyamatok fűtése látható el. De hiá ba a magasabb hőmérséklet, ez a reaktortípus viszonylag kis, maximum 270 MW villamos teljesítményt tud szolgáltatni. Előnye, hogy az elhasznált fűtőanyagot üzemelés közben lehet pótolni, nem kell hozzá leállítani a reaktort. Egyelőre azonban még igen sok anyagtechnikai, reaktorfizikai, működési és biztonsági vizsgálatot, mérést, szimulációkat kell végezni rajta. Az energetikai minisztérium jövőre tekinti át a két versengő konzorcium eredményeit, és akkor választ közülük. Mindenesetre, ha beválik is, nem fog nagyon hamar elterjedni, mivel a további fejlesztési munkák még legalább nyolctíz évet igényelnek.

A japánok imádják a betűsorozatokból álló mottókat, kijelentéseket, utasításokat, mozgalmakat. A Toshiba cég által kigondolt nukleáris „akkumulátor” nevében a 4S is ilyen: szuper, biztonságos, kicsi és egyszerű (super, safe, small, simple). A „kicsi” jelző kétségtelenül igaz, mert mind össze 30 MW hőés 10 MW villamos teljesítményt tud adni (egy-egy paksi blokkunk 500 megawattos, de a harmadik generációs reaktorok általában ezer vagy annál több megawattot adnak). A reaktor magja egy hosszú, vékony szerkezet, benne egy gyűrű alakú reflektor, amely lassan mozog felfelé. A radiális pajzson belül áramlanak a láncreakciót létrehozó neutronok. A gyűrű felfelé mozgása során lassan kiég az alatta lévő üzemanyag. Három kör alkotja a rendszert. Az elsőben folyékony nátrium kering, ez hűti a reaktormagot. Ugyanilyen anyag kering a másodikban is, ez szállítja a hőt a harmadik, vizet és gőzt tartalmazó, a turbinákat meghajtó körhöz. A biztonság érdekében mozgó alkatrész nélküli elektromágneses szivattyúk végzik a keringtetést. A reaktort harminc méterrel a föld alatt, lezárva helyezik el, így védve természeti csapásoktól és még inkább a terroristáktól.

A lezárt reaktort, amelyet 19,9 százalékra dúsított (azért nem pontosan 20 százalék, mert ez a bombaként használatos anyag határértéke), cirkóniummal vegyített és acéltokba zárt uránnal üzemeltetnék, addig használják, amíg a fűtőanyag ki nem merül. Ez a tervek szerint 30 év. Ezután kiveszik és, akár egy töltőtoll kiszáradt betétjét, „eldobják”, majd másikat raknak a helyébe. Persze minden fénynek van árnyéka, a 4S esetében egyebek között a nátrium hordoz veszélyeket, mert illékony, és vízzel érintkezve robban. Amellett az elhelyezendő kiégett fűtőanyag még mindig igen erősen radioaktív, és könnyen lehet belőle piszkos bombát gyártani. És bár máris jelentkezett egy lehetséges alkalmazó, az alaszkai Galena város (lakossága 599 fő!), egyelőre a japánok csak 2012 végén küldik el a terveket a hatóságokhoz felülvizsgálatra és esetleges jóváhagyásra.

Kétségtelenül a legizgalmasabb és talán leginkább jövőbe mutató tervezet a washingtoni Intellectual Ventures fejlesztése, a Terrapower TP–1. Ez már jelentősebb, 350-től egészen 500 megawattig terjedő villamos teljesítményt tud adni, és ráadásul több egység összekapcsolva akár gigawattos erőműkció hullámszerűen mozog a magban, évente néhány centimétert haladva. Kétfajta reakció keletkezik a hullámban. Az egyikben az U-238 plutóniummá alakul, míg a másodikban ez utóbbi tovább hasad, ezzel újabb neutronokat és hőt termelve. A reaktor 40-50 évig működhet üzemanyag utántöltése nélkül. Szükség esetén szabályozó rudakkal le is állítható, és azok eltávolítása után újraindítható. A kiégett fűtőanyaggal és a többi sugárzó anyag kezelésével sincs gond, mert a működés végeztével azok a szétszedett reaktor helyén tárolhatók. A TP–1 sok előnyös tulajdonsága mellett a kilátásokat erősen rontja, hogy egyelőre igencsak kísérleti stádiumban létezik, minthogy seregnyi – például anyagtudományi, szerkezeti – problémát kell még kutatni, megoldani. Bár a tervezést már 2006-ban elkezdték, kiterjedt nemzetközi együttműködésre vár még a további fejlesztés. A fejlesztők elképzelései szerint esetleg 2020-ra elkészülhet egy kísérleti reaktor, és ha ez megfelelő eredményeket hoz, akkor talán a húszas évek végére várható a Terrapower ipari alkalmazása

Forrás: Népszabadság

ÚJABB KÍNAI LÉPÉS A NEGYEDIK GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK IRÁNYÁBA

2011-07-22 10:48

Kína sikeresen csatlakoztatta első kísérleti gyorsreaktorát (FNR) az észak-kínai áramhálózatba, ezzel megalapozta a későbbi kereskedelmi hasznosítását - jelentette a kínai média csütörtökön.

A reaktor nukleáris hő teljesítménye 65 megawatt, energiatermelő kapacitása 20 megawatt. Biztonsági követelményeit tekintve eléri a negyedik generációs erőművekét. A szóban forgó technológiával, ami a negyedik generációs atomerőművek alapja, az urán energiahatékonyságát a nyomottvizes reaktorokra jellemző 1 százalékról 60 százalékra képesek növelni.
Gyakran hangoztatott előnye, hogy a második és harmadik generációs, tehát hagyományos erőművek által termelt nukleáris hulladékok, az elhasznált fűtőelemek ezzel a technológiával újra hasznosíthatók.
Kína az 1960-as években kezdte meg kutatásait ezen a területen, és jelenleg egyike azoknak az országoknak, amelyek önállóan rendelkeznek a technológiával. A reaktor megépítése mintegy tíz évet vett igénybe.
A Nukleáris Világszövetség (WNA) honlapján található adatok szerint körülbelül 20 ilyen gyorsreaktor működik a Földön, néhány az 1950-es évek óta. Az Egyesült Államok, az Egyesült Királyság, Franciaország, India, Japán, Kazahsztán, Németország és Oroszország rendelkezik az FNR bemutató, vagy prototípusával, illetve kísérleti, vagy kereskedelmi szolgáltatásban működő példányával.
Kína saját fejlesztésű 1 gigawattos gyorsreaktort tervez építeni a Fucsien (Fujian) tartományi Szanming (Sanming) városban 2018-ra, és orosz tervek felhasználásával két 800 megawattos negyedik generációs reaktor megépítésére is készül 2013-ban, illetve 2014-ben ugyanott. Az ország 2015-től kezdődően további 600 megawatt kapacitás feletti gyorsreaktorok építésébe fog, és 2030-tól kezdené meg üzembe helyezésüket.
A világ közismerten energiaéhes második legnagyobb gazdasága 1994-ben kezdett első kereskedelmi atomerőművének építésébe, ma a legtöbb erőmű itt épül a világon. A 13 működő mellé 28 új létesítése van folyamatban. Elképzelhető, hogy 2020-ra Kínában több mint 100 atomerőmű fog működni, illetve lesz épülőfélben. A japán fukusimai atomválság következményeként Kínában a területet érintő teljes biztonsági felülvizsgáltba kezdtek, amelynek első körét a tervek szerint októberben befejezik.

Forrás: MTI

A fukushimai nukleáris baleset

2011. március 22. 11:35
Hunhír.info

Nemzeti portálokon nem találtam a Japán atomreaktor-katasztrófa tudományos magyarázatára semmilyen cikket, tanulmányt. Emiatt kötelességemnek éreztem, hogy az olvasók tájékoztatása végett időt szánjak a témának és ismertessem a problémát tudományos ismeretterjesztő színvonalon. (A képen a fukushimai atomerőmű madártávlatból)

Fukushima Tokyotol északra fekszik kb. 400 km-re a Csendes Óceán partján. Az erőművet 1966-ban építették, tulajdonosa The Tokyo Electric Power Company. Évi elektromos áram termelése 29891 GWh, hűtővize: tengervíz.

A baleset 2011 március 11-én kezdődik a 9-es erősségű földrengéssel, ami elpusztította Japánnak ezt a részét. Ezt követte a Cunami, ami tetőzte a kárt. Az eddig felmért károkat 180 milliárd euróra becsülik. A fukushimai erőmű helyreállítási munkáinak értéke meg fogja haladni az 5 milliárd Eurót. A kormány rendkívüli állapotot hirdetett meg: 215 000 lakost telepítettek eddig ki.

Miképp működik egy atomerőmű?

Maghasadás és láncreakcio: baloldalt egy neutron láthato, ami eltalálja a 235-ös urán atommagot keletkezik 2 új elem atommagja , 2 vagy 3 neutron és 200MeV energia szabadul fel

A láncreakció és a kritikus tömeg feltalálója Szilárd Leo magyar fizikus. Ugyancsak őt tekintik az első atomreaktor megépítőjének is, amit Enrico Fermivel kísérleti céllal fel is építettek és sikeresen ki is próbáltak. Az atomreaktorban a dúsított urán 235-ös izotópját, vagy más hasadó anyagot, használnak fel. A reaktorban az urán rudak mellett a neutronokat fékező, ill. ezeket elnyelő közeg is található, amelyeket mozgatva szabályozzák a neutronok számát, ami a láncreakció fenntartásához, 2 generációban, az 1-es számot kell fenntartsa (k=1). Ez azt jelenti, hogy a láncreakció beindítása után kettéhasadó uránatomból kilépő neutronokból annyit kell a lassító közegnek elnyelnie, hogy csak egy nagysebességű neutron maradjon. Ez az egy neutron újabb maghasadást okoz rendkívül rövid idő alatt, minden alkalommal felszabadítva 200MeV energiát is. A neutron ágyú által kilőtt neutronokat is elnyeli a lassító közeg. A reaktor belsejében egy neutronszámláló is el van helyezve, ami a vezérlésnek folyamatosan visszajelzi a neutronok számát. Addig, amíg a neutronok száma 2 maghasadást követően (2 generáció) megmarad 1-nek, addig kritikus állapotú, önfenntartó láncreakcióról beszélünk. Amennyiben a 2 generációs neutronok száma nagyobb lesz 1-nél (k>1), úgy kritikuson felüli láncreakcióról van szó, amit a vezérlő és szabályozó rendszer visszaállít a megkövetelt hőmérséklet fenntartásához szükséges szintre.

Lobogóvíz -reaktoros erőmű működési vázlata

A Fukushima-i atomreaktor konstrukciója: a General Electric terveit vették át, anélkül, hogy egy Cunamit ill. 7-esnél erősebb földrengést tekintetbe vettek volna

A reaktorok úgy vannak megépítve, hogy egy földrengés kezdetekor, ha az elér egy bizonyos erősségi fokot, automatikusan a láncreakciót le kell a vezérlés állítsa. Azonban a reaktort továbbra is hűteni kell a meglévő magas hőmérséklet miatt, amely fennmarad több órán keresztül is. A hűtési rendszer nagy pumpái villamos energiát igényelnek, amit vagy külső árammal biztosítanak, vagy bekapcsolnak a biztonsági, helyi, dízelmotorokkal meghajtott generátorok és a pumpák működtetéséhez szükséges áramot megtermelik. A harmadik áramforrás a mindig feltöltött akkumulátorok. A fukushimai erőműben a 3. áramforrást kényszerültek bekapcsolni, ugyanis az erős földrengés miatt áramszünet keletkezett az országban és sajnos –eddig nem közölt indokok miatt- a dízelmotoros áramfejlesztők nem indultak be. (Tenger mellett, pontosan a Cunami lehetősége miatt, nem lett volna szabad dieselmotorokkal meghajtott generátorokra bízni a biztonsági áramellátást!) Az akkumulátorok pedig egy idő után kimerültek és így az urán rudak már többször teljesen vízmentes állapotba kerültek. Mivel a reaktor egy zárt kupolában működik így a forró urán vagy plutónium rudak a vizet gőzzé és rövid idő után hidrogénné változtatják, ami a megfelelő gázkeverék elérése után felrobban, nagy mennyiségű radioaktív anyagot bocsátva ki az atmoszférába. A rudak az egyik reaktorban 1,4 míg a másikban 2,9 m hosszan szabadon voltak, vagyis nem volt elegendő hűtő víz!

Sajnos rendkívül sok és ellentmondó hír kering, így nehéz megállapítani, hogy eddig mi is történt. Ugyanis Japánban hírzárlat van és még a mindennel felszerelt svájci katasztrófasegítő egységek sem tudnak hiteles adatokat szolgáltatni: mindenki csak spekulál. A még nagyobb baj akkor következik be, mikor a hűtés sikertelensége miatt a reaktor szíve (franciául „coeur” lásd a 3-as és az 5-ös rajzot) összeolvad (INES 7 baleseti fokozat) és a nagy hőmérsékletű olvadék elkezd lesüllyedni, addig amíg nem találkozik nagy mennyiségű vízzel. Ekkor újabb robbanás következik be, ami az erősen sugárzó anyagot sok kilométeres távolságra juttatja ki. Rossz széljárás esetén ezek a radioaktív anyagok messze elkerülhetnek. Például a Csernobili katasztrófa alatt kiszabadult radioaktív anyagok miatt a dél németországi vaddisznók húsát még ma sem tanácsos fogyasztani, mert radioaktívak az erdőben felzabált élelemtől.

A hírek szerint a Fukushima reaktort „elárasztották tengervízzel”, amit az elején nem akartak megtenni, hogy elkerüljék a reaktor korrodálódását! Ennek ellenére mégis további robbanásokról tudósítanak. A tengerbe pedig hatalmas mennyiségű radioaktív anyag került. A halkonzervek még éveken keresztül radioaktívak lesznek.

A reaktor hűtés kiesésének következményei

Ez az oka annak, hogy egy atomerőmű a megsemmisülés útjára kerül. Francia szaknyelv „accident majeur” a német meg „GAU”-ról (Grösste Annehmbare Unfall; magyarul: legnagyobb feltételezhető baleset) beszél. A következmények a következőek lehetnek:

1. Mechanikai robbanás: a leggyorsabban következik be, mivel a hűtővíz a magas hőmérsékletű nukleáris üzemanyag rudak miatt mind nagyobb mennyiségben és sebességgel gőzzé alakul és végül a túlnyomás miatt bekövetkezik az első robbanás a reaktorban, amely megkárosítja a reaktort.

2. Radioaktív szennyezés: A hőmérséklet a termikus tehetetlenség miatt is tovább emelkedik, a hosszú üzemanyagcsövekben repedések keletkeznek, és a reaktor szívébe hasadási termékek kerülnek. A kockázat az, hogy ezek a hasadási termékek kikerülnek a légkörbe a túlnyomásos gőzzel együtt, ami súlyos radioaktív szennyeződést jelent több kilométeres körzetben.

3. Hidrogéntermelődés és vegyi robbanás: Az üzemanyagcsövek, ha már nem merülnek bele a hűtőfolyadékba tovább melegednek és több száz fokot érnek el. Ezen hőmérsékletnél a cirkonium, ami az üzemanyag rudak köpenyét képezi, reagál a forró vízzel és cirkoniumoxidot meg hidrogént képez, amely keveredik a gőzzel és az elsődleges zárt keringés felső részeiben összegyűl. A reakció sokkal gyorsabb, mint ahogy a hőmérséklet emelkedik, és amikor a rudak teljesen vízmentesek lesznek, 1200°-on felül a folyamat felgyorsul. Ezen a szinten a legfőbb veszély, hogy a felgyűlt hidrogén akkora robbanást okoz, amely a „szívben” mindent elpusztít. (Finomabban kifejezve: megváltoztatja a reaktor szívének geometriáját!)

4. A reaktor szívének elolvadása: Végül a csövek is elolvadnak és az olvadék (corium, de nevezik magmának is) a reaktor aljába folyik, ahol felhalmozódik. Amennyiben a szív geometriája megváltozott és a kontrol rudak már nem tudják funkciójukat ellátni, úgy a helyzet a szuper kritikusság állapotába került, vagyis a maghasadáskor 2 generáción belül megnő a keletkező neutronok száma: k>1. Ebben a helyzetben a maghasadást fékezni a hűtővízben feloldott borsav segítene, ami ismert neutron elnyelő.

5. Az önfenntartó nukleáris reakció: a kritikussági állapot elérésekor jön létre (k=1) és a hőmérséklet meg a gőz jelenlétében mechanikus robbanásokat vált ki. Az atombombához hasonló robbanás viszont nem jön létre, pontosan a folyamatosan szétfolyó üzemanyag miatt, ami megakadályozza a kritikus tömeg létrejöttét. A Csernobili eset itt nem ismétlődhet meg, mivel a hűtőközeg nem grafit (ami Csernobilban meggyúlt), hanem víz.

5. Lobogó-víz reaktor:
1. Vészleállító rúd 2. Kontrol rúd 3. fűtőelemek 4. biológiai védelem 5. páraelszívás 6. vízbevezető 7. hő védelem

A Fukushima Daiichi mind a 4 reaktora veszélybe került és működés képtelen illetve a kieső hűtés miatt különböző baleseti fokozatba soroljak őket! 2 reaktor már az alább látható állapotban van, míg a megmaradt másik kettőben az ellenőrizhetetlen folyamatok lassabban, de haladnak a reaktor megsemmisítésének útján.

A mai nap még 50 alkalmazott sürgölődött a reaktorok körül, kitéve magukat a gyógyíthatatlan egészségi károsodásnak. A sugárzás nagysága már olyan nagy, hogy ezeknek a- már ma- hősöknek tekintett munkásoknak az életükbe kerül a honfitársaik tömegeinek megmentése, ill. az egészségi károsodásaik csökkentése.

A reaktorok felülről: jól láthatóak a 2 felrobbant (1-es és 3-as) és megsemmisült reaktor maradványai

A megsemmisült 3-as reaktor látványa. Az omladék magasan radioaktív! Akárcsak Csernobilben valószínű itt is egy szarkofággal próbálják meg elszigetelni a törmeléket! Másik lehetőség, hogy az egész törmeléket plazma berendezésben (ha van ilyen Japánban?!) amorf „üveggé“ olvasztják és olyan kb. 50 cm-es átmérőjű és kb. 50 cm magas tömbökben, mint radioaktív hulladékot elszállítják valamelyik radioaktív-hulladék temetőbe

A képen látható már a radioaktív anyagok terjedése, a széljárás tekintetbe vételével. 10 nap múlva már Észak-Amerika nagy területeit fedi be a félelmetes anyag! Emiatt az amerikai hadsereg egyik speciális drón repülőgépe berepült a reaktorok fölé és méréseket végzett. Az eredményekre csak annyit jelentettek eddig be, hogy „remélik a kiértékeléseik nem jók és a Japán kormány által megbízott szakemberekre bízzák az eredmények kiértékelését”!

A sugárzás emberre gyakorolt hatása

A sugárzásnak az emberre gyakorolt hatása, az amit a japánok jól ismernek. A második világháború végén Japánra dobott 2 atombomba, a „Little boy” és a „Fat man” utóhatásai közül a legszörnyűbbek az ártatlan újszülötteket érintő sejtburjánzások, amelyek a magzati állapotban elképesztő torzulásokhoz vezetnek.

A sugárzás következtében torzzá fejlődött és életképtelen újszülött; Japán

2011. március 17. Helyi óra szerint 4.29 perckor az amerikai nukleáris bizottság szóvivője bejelentette, hogy a fukushimai atomreaktorok víztárolójából kifogyott a víz. Az üzemanyag rudak „víztelenek” lettek, ami miatt rendkívül magas sugárzást keletkezik. Különböző elképzelések születnek, hogy a víztárolókat feltöltsék. Egyelőre katonai helikopterek nagy zsákokkal a tengerből merítik a vizet és dobják le a romhalmazra és tűzoltó kocsikból öntözik a tengervizet a reaktorok romjaira, amely alatt ott „ügyködik” a palackból kiszabadított szellem!

Dr. Ing. Sebestyén István(Az adatok egy része a francia nyelvű Wikipediaból, a Google képtárából, és több más az interneten összegyűjtött angol és német nyelvű forrásból származik.)

Ugye belátod , hogy ez egy félre tájékoztatás , hisz az elemzés a nagyközönség megtévesztésére szánt tudományos mese !!!

Egy előző cikkemben írtam a blog – Népünk igen is a zsidó szabadkőműves terror bolsevizmus ellen lázadt fel 56- ban .

Ebben egy cikk : - mire képes a háttérhatalom – ki van fejtve hogy ezek az elemzések csak megtévesztések .

Atomenergia: áldás vagy átok?

Írta: sirius - Dátum: 2010. 06. 27. 08:40 - Kategória: energia

60 éve még nem létezett. Mégis, egyesek nélkülözhetetlen energiaforrásnak tekintik, ami nélkül nem tudnánk élni, mások ezt másképp látják. De mi is ez az atomenergia, és miért annyira ellentmondásos? Erre keressük a választ, több oldalról megvilágítva a témát.

Bevezető

Az atomenergia békés célú felhasználását a második világháborút követően nagy lelkesedés kísérte. „Annyira olcsó, hogy mérni sem érdemes” – üzenték a hirdetések. Nyugaton több száz atomerőművet helyeztek üzembe 1960 és 1980 között, s ezek valóban hozzájárultak a gazdaság élénküléséhez. Az idilli képet azonban kezdték beárnyékolni az eltitkolt, majd nyilvánosságra kerülő incidensek. Az 1978-ban bekövetkezett Three Mile Island-i baleset és az 1986-os csernobili katasztrófa vetett véget az atomenergia virágkorának. Ettől kezdve egészen a 2000-es évekig egetlen új reaktorra sem nyújtottak be engedélyezési kérelmet a fejlett országokban, számos erőművet viszont leállítottak, részben műszaki okokból, részben a közvélemény nyomására. Így a ma még üzemelő atomerőműveknek, amelyek globálisan a megtermelt villamos energia 16%-át adják, az átlagos életkora meglehetősen magas (23 év).

A veszélyesség mellett a nukleáris hulladékok elhelyezésének megoldatlansága is táplálta az ellenérzéseket. Úgy tűnik azonban, hogy az atomenergiával kapcsolatos félelmeket mostanában más aggályok kezdik felülírni. Ilyen a „peak oil”, azaz a fosszilis energiahordozók korlátlanságába vetett hit szertefoszlása, a más országoktól való energiafüggőség és a hagyományos energiatermeléssel járó környezeti ártalmak.

Ezekre a problémákra a nukleáris energia részben megoldást ígér, bár az iparág problémáira továbbra sem született megnyugtató válasz. Mindazonáltal a nukleáris ipar offenzívába kezdett (Magyarországon is), és egyre több kormány országát sikerül meggyőzniük, hogy az atomenergia gyógyírt jelent a fenti bajokra.

A reaktorok működése

Az atomerőmű elnevezése onnan ered, hogy az atomon belüli, rendkívül nagy energiákat használja fel energiatermelés céljára. A maghasadásos reaktorokban atommagok és neutronok ütköztetése révén a magok széthasadnak, és újabb neutronok keletkeznek, amelyek újabb atommagok hasadását idézhetik elő. Ahhoz, hogy ez a láncreakció ne vezessen robbanáshoz, de önfenntartó és kontrollálható legyen, egy moderátor anyagot használnak, amelyik lefékezi a neutronokat.

Egy reaktor működése (Sulinet)

A régebbi atomerőművekben grafitot használtak moderátorként, a jelenleg elterjedt, második generációs nyomott vizes reaktorokban könnyűvíz a moderátor (ilyen a paksi is). Ezek mesterségesen dúsított uránt használnak üzemanyagként. A már említett nukleáris reakció során hő fejlődik, amelyet vízzel hűtenek, az így képzett gőzzel pedig turbinákat hajtanak meg, amelyek villamos energiát termelnek. Egy reaktor teljesítménye jellemzően 200 és 5000 MW között mozog¹.

Az urán

A reaktorok működésükhöz uránt használnak. Mivel az uránérc roppant kis sűrűségben tartalmazza a jelenleg elterjedt reaktorokhoz szükséges üzemanyagot, azt fel kell dúsítani². Kanada, Ausztrália, Kazahsztán és Oroszország adják a világtermelés 68%-át³.

Energiahordozók kitermelésekor mindig figyelembe kell venni a kitermelésre és üzemanyag előállításra használt anyagi ráfordítást. A két tábor véleménye ugyan eltér az uránérc rendelkezésre állásáról a jövőben, de az mindenképpen évtizedekben mérhető.

Az Energy Watch Group „Uranium Report”-ja alapos elemzést ad az érckészletek helyzetéről⁴. A tanulmány szerint a jelenleg ismert források nem biztosítják az uránutánpótlást több mint 30 évre (más források ezt 70 évre teszik – ez függ az érc minőségétől, a bányászat költségeitől). Jelenleg az erőművek 67 ezer tonna uránt igényelnek évente, ebben 42 ezer tonnát biztosít a kitermelés, a maradék 25 ezer tonnát az 1980 előtt felhalmozott készletek adják. Mivel ez a készlet 10 éven belül kimerül, ezért a kitermelést 50%-al meg kell növelni, hogy fedezze az igényeket.

A köv. ábra szemlélteti az urántermelés alakulását⁴:

Az urántermelés alakulása. Ha csak a táblázat első sorának alacsony költségű részét vesszük (40 $/kg-os készletek, narancsszín), ezzel még a jelenlegi kapacitás sem látható el zavarok nélkül (Constant capacity, 2005 szaggatott vízszintes vonal). Ha az összes bizonyított készletet kibányásszák, akkor a jelenlegi kapacitás ellátható 2010-ig zavar nélkül (halványsárga), de már ez sem teszi lehetővé a reaktorok számának növelését. A jelenlegi készletekből következtetett további készletek is tetőznek 2030-ra (kék), ráadásul ez már drága is.

Mivel a jelen technológiák hosszú távú működése kétséges, kutatásokat végeznek a fáradt üzemanyag további hasznosítására, illetve nagyobb hatásfokú reaktorok kifejlesztésére. Ezeknek a IV. generációs, elméleti reaktoroknak a célkitűzéseik figyelemre méltóak, elkészülésük ideje viszont bizonytalan. Általánosan elfogadott, hogy nem helyezhetők üzembe 2030-nál hamarabb¹⁷. A Paks bővítésére szánt reaktorok III. generációsak.

Előnyök és hátrányok

A nukleáris energiának vannak kétségtelen előnyei: nem termel üvegházhatású gázt működés közben (csak életciklusa egyéb fázisaiban), jó az egységnyi területen elért energiasűrűsége⁶, korlátozott mennyiségű hulladékot termel, komoly kutatási potenciált képez és csökkenti az országok energiafüggőségét (bár ezt egyesek kétségbe vonják). Ugyanakkor a hátrányok is nyilvánvalók: a magas beruházási költségek (a legmagasabbak az energiaszektorban), a hulladékok és felhasznált anyagok nagyon veszélyes volta és a motiváció-elvonás más, fenntartható megoldások rendszerbe helyezésével, illetve az energiamegtakarítással szemben.

Érdekes az energiafüggőség kérdése. Általában elfogadott nézet, hogy az atomenergia használata csökkenti egy ország energiaimport-függőségét. Ez azért van, mert az atomerőművekben az üzemanyag kisebb költséghányadot képvisel, mint a hagyományos energiaforrások esetében, így kisebb a függőség az energiahordozók importárának változásaitól. A fűtőanyagok koncentráltabb méretűek, szállíthatók akár repülőn és jelenleg beszerezhetőek több helyről is.

Ugyanakkor ez egyáltalán nem jelent energiafüggetlenséget (a teljes üzemanyag külföldről jön), és fenntarthatóságot sem (a készletek világszerte évtizedekre korlátozottak.) A megújuló energiaforrások (nap, szél, föld és bioenergia) ingyen vannak és időben nincsenek korlátozva.

Az atomerőművek környezetterhelő hatása, amit ma egységesen CO₂kibocsátásban mérnek újabb éles viták forrása. Mivel működése közben nem termel üvegházhatású gázokat, egyesek ezt „nulla kibocsátás”-nak tekintik és az atomerőművet a klímaváltozás elleni küzdelem egyik letéteményesének, amely nélkül szerintük „nem teljesíthetőek a CO₂ kibocsátás-csökkentési vállalások (Magyarországon).⁷”

Ezzel a szemlélettel az a probléma, hogy nem veszi figyelembe az erőművek teljes életciklusára (az erőmű építésére és lebontására, az uránbányászatra, fűtőelem-gyártásra és hulladékkezelésre) vonatkozó CO₂ kibocsátást. Ezekkel kalkulálva a környezetterhelés a szélerőművek és a napelemek közé helyezhető, bizonyos elemzések szerint⁸. Igaz, ez így is viszonylag „tiszta” energiának számít⁹, mégis csak kevéssel járul hozzá a klímavédelemhez, a gyenge elterjedtsége miatt¹⁰. Egy másik kérdés, hogy mennyire tekinthető tisztának egy olyan energiatermelés, amelynek a hulladékai többezer évig veszélyt jelenthetnek az emberiségre. Az energiamegtakarítással elérhető széndioxid kibocsátás-csökkenés mindig magasabb, mint amit nukleáris energiatermeléssel el lehet érni⁵.

Az atomenergia költségei

Az anyagi ráfordítások egy másik, fontos és vitatott elem. Az atomenergiát támogatói olcsónak mondják, az ellenzői nem versenyképesnek. Nehéz itt tisztán látni, mivel óriási összegekről van szó, amelyek évtizedeken keresztül kerülnek befektetésre, illetve fejtik ki hatásukat, nem kevés bizonytalanság által övezve; így jó becslést a legjobb szakemberek sem tudnak adni. A költségek is sokrétűek: egyrészt az erőművek építési költsége, a tőke költsége (kamatok), a működés alatt megtermelt energia és a karbantartás költségei, a hulladékok elhelyezésének, illetve az erőművek lebontásának költségei. Mi csak arra vállalkozunk, hogy rövid ízelítőt adjunk a témából. Felsmann Balázs közgazdász, a Gazdasági és Közlekedési Minisztérium volt államtitkára egy kitűnő és átfogó elemzést készített a témáról¹¹.

Kezdjük az építési költségekkel. Az atomerőműveknek messze a legmagasabbak az építési költségei, a fajlagos költséget is beleértve¹². A Paksra tervezett két új blokk előzetes becsült építési költsége 1600-2000 milliárd Ft, ami megfelel négy 4-es metró költségének, illetve a 2009-es bruttó hazai termék 6-8%-ának. A technológia nagyon bonyolult: bizonyos elemeket csak egy pár cég gyárt a világon¹³, a szakértelem pedig hiánycikk a nukleáris iparban, így az óriási befektetés nem a magyar alvállalkozók ezreinek fog munkát adni.

Az atomerőművek építése meglehetősen időigényes (jelenleg átlagosan 7 év), és bonyolultságuk folytán az építkezések rendre elhúzódnak. Jó példa erre Olkiluoto 3, a most épülő finn reaktor, amely több szempontból demonstrációnak minősíthető¹⁴. Két évvel az építkezés kezdete után már két éves csúszásról beszéltek, ami mind az építési idő, mind a költségek másfélszeres növekedését jelentette.

Az atomerőművek becsült és valós építési költségei az Egyesült Államokban, illetve aktuális példák (2007)

Az ehhez hasonló eseteket, valamint a befektetés nagyságát és megtérülésének bizonytalanságát figyelembe véve érthető, hogy a világon miért nem épült atomerőmű csak magántőkéből. Jelentős állami szerepvállalásra, tőkére és garanciákra van szükség az építésükhöz, egy liberalizált piacon az atomenergia nem lenne versenyképes.

Ezzel szemben az energiaipari cégek azt állítják, hogy az atomenergia a leggazdaságosabb és mindenképpen versenyképes megoldás. Ennek alátámasztására nálunk a mostani paksi villamosenergiaárat említik. Paks jelenleg valóban a legolcsóbb magyarországi termelő, de ehhez a szocializmusban uralkodó, illetve a rendszerváltás óta az energetikában jellemző sajátos viszonyok is hozzájárultak . Felsmann említett tanulmánya szerint a jövőben 18-19 Ft/kWh induló áramárral indokolt kalkulálni, ami erősen kérdésessé teszi az új atomerőmű szignifikáns versenyelőnyét az egyéb szóba jöhető technológiákkal összehasonlítva¹⁵.

Veszélyes vagy biztonságos?

Amikor tudományos vagy nukleár-ipari körökben beszélnek az atomenergia veszélyességéről – avagy biztonságos voltáról – általában megelégszenek a halálozási statisztikák említésével. „Inkább tartózkodjon az ember atomerőmű mellett, mint fénysorompónál” – hallottuk Bencze Gyula magfizikus professzor előadásában a Mindentudás Egyetemén, aki az atombalesetekben, illetve a vasúti közlekedésnél elhunytak számát tette mérlegre. A statisztikai számok viszont nem adnak képet a jelenségről: ha „csak” ennyiről lenne szó, miért aggódnánk bizonyos országok atomfegyverkezése miatt? A balesetek valószínűsége valóban alacsony, viszont a következmények apokaliptikusak lehetnek. Csernobil bebizonyította, hogy a hosszan tartó sugárzásnak még sok ismeretlen mellékhatása van: 18 évvel a baleset után a környező területeken olyan növények nőttek, amelyek abnormális mértékű genetikai mutációkat mutattak. Még aggasztóbb, hogy gyermekekben olyan mutációk jelentek meg, amelyek nem voltak jelen sem a szüleikben, sem a baleset előtt született nagyobb testvéreikben, sem a hasonló életkorú, nem szennyezett helyen élő társaiknál. A mutációt az ő leszármazottaik örökölni fogják.

A nukleáris anyagok veszélyességét és speciális kezelésük fontosságát kicsiben ugyan, de jól példázza egy hazai 2009-es eset: Bagi Antal kamionsofőr kálváriája²⁴. A halálozási statisztikát más mutatóknak kell felváltania.

Balesetek¹⁶

A Fukusimai balesetről lásd itt

1999-ben a Tokiótól 150 km-re lévő Tokaimura-i uránfeldolgozó üzemben majdnem tragédia történt egy emberi mulasztás miatt. A rendszer összeomlását csak a tűzoltók és önkéntesek 20 órán át tartó áldozatos munkája akadályozta meg, akik így lehetővé tették a már kitelepített 300000 ember hazatérését. Elég aggasztó, ha figyelembe vesszük, hogy nem valami régi, elavult ukrán berendezésekről volt szó, hanem a létező legmodernebbekről.

Az 1986-os Csernobili katasztrófa okai elég jól ismertek: emberi mulasztások sorozata, egy elővigyázatlanul végzett műveletsorozat során egy régi és veszélyes reaktortípusnál (amelyből még egy tucat működik jelenleg a világon.) Kevésbé ismertek a következmények. Az ENSZ által szervezett Csernobili Fórum csupán 58 áldozatról adott számot és azt állította, hogy a sugárzás gyakorlatilag nem érte el a lakosságot, miközben csak a pajzsmirigy-daganatok száma több ezer volt.

10 évvel a baleset után százszoros növekedést regisztráltak a gyermekkori pajzsmirigy-daganatok számában és 200 elhunyt „likvidátort”, a több százezer közül, akiket kivezényeltek a reaktor betemetésére. A reaktor hőmérséklete még pár száz fok volt és még semmi nem volt biztonságba téve. Feltételezések szerint 9 millió személy betegedett meg, több ezren haltak meg a „normális statisztikán” felül a szomszédos országokban és több ezer-tízezer daganatos betegről is beszéltek. Az Egészségügyi Világszervezet szerint az áldozatok száma 1996-ban 7000 volt.

2000-ben a Nature folyóirat egy cikkében azt állította, hogy az ukrajnai mezőgazdasági termékek a normálisnál hatszor magasabb mutációs szinttel rendelkeztek. 15 évvel a baleset után az erőmű még nem volt biztonságban, és még regisztráltak sugárzásokat ideiglenes javításokból. 20 évvel az incidens után a becsült áldozatok száma 58 (ötvennyolc) és 500000 (ötszázezer) között mozgott, egy abszurd helyzet, ami azóta sincs lezárva⁵.

A világ legbiztonságosabb erőművei közé sorolt paksi atomerőműben 2003-ban súlyos üzemzavar keletkezett. A hátrahagyott romok eltakarításának előkészítése évekig tartott, és csak külföldi segítséggel valósulhatott meg.

A radioaktív hulladékok mennyiségileg korlátozottak ugyan, de nagyon hosszú ideig (egyes elemei akár több tízezer évig) veszélyt rejtenek az élőlényekre, ráadásul olyan veszélyt, amely érzékszerveinkkel nem érzékelhető. Egy hulladéktárolónak több kritériumnak kell megfelelnie: egyrészt geológiailag megfelelő kell, hogy legyen, a tároláshoz komoly műszaki problémákat kell megoldani, társadalmi konszenzust és védelmi szolgálatot kell létrehozni a lerakóhoz.

Geológiailag olyan helyet kell keresni, ahol kicsi a földrengésveszély, és biztonságosnak mondható vulkanikus-, illetve hidrogeológiai szempontból is (kicsi az árvíz- vagy talajerózió-kitettség). A tárolónak jó „szigetelő” képességekkel is kell rendelkeznie - erre a legmegfelelőbbek a kősó, illetve agyagos helyek. Mivel elképzelhető, hogy új technológiákkal a jelenlegi hulladékok később "újrahasznosíthatók" lesznek, a tárolókat úgy tervezik, hogy a hulladékok visszanyerhetőek legyenek. Bár a feladat nem megoldhatatlan, mégis kevés az olyan hely a Földön, amely biztonságos tárolást tudna biztosítani meghatározatlan időre. Lerakás előtt a radioaktív hulladékokat több évig/évtizedig hűteni kell. A legfontosabb viszont az ott élők hozzájárulásának a megszerzése. Ez gyakran az egyik legnagyobb probléma, amelyet nem mindig sikerül megoldani. Nyugaton komoly modelleket dolgoztak ki és alkalmaznak ma is a társadalommal való párbeszédben, a radioaktív hulladéklerakókról szóló döntési folyamatokban. Erről kitűnő leírást ad Vári Anna könyve¹⁸.

Fontos megemlíteni, hogy az ún. nagyaktivitású hulladékok (kiégett fűtőelemek, stb.) végleges elhelyezését még egyetlen országnak sem sikerült megnyugtatóan megoldania, bár többnek e téren előrehaladott programjai vannak (Finnország, Svédország, USA). Az ún. kis és közepes aktivitású hulladékok végleges elhelyezése is csak kis részben tekinthető megoldottnak¹⁸. Ezek fényében felmerül a kérdés, hogy alkalmazhatunk-e olyan technológiát, ami nehéz helyzetbe hozhatja az elkövetkező generációkat²¹.

Egyéb szempontok

Egy másik szempont a központosítás és fenntarthatóság. Az atomenergia jelenlegi hasznosítási formájában sem környezeti (uránbányászat, hulladékok), sem energetikai (az uránkészletek hosszabb távon várható kimerülése) szempontból nem nevezhető fenntartható energiaforrásnak. Ugyanakkor konzerválja az energetikai rendszer rugalmatlanságát: más, nem folyamatosan rendelkezésre álló, megújulókkal termelt villamos energia beiktatása szinte lehetetlen a jelenlegi elosztórendszerben¹⁹. A megújuló erőforrások ezzel szemben nem centralizáltak, így nagyszámú munkahelyet területileg szétszórtan generálnak, növelve a vidék megtartóképességét. Az atomerőműi energia részarányának hosszú távú fenntartása tehát akadályozza a fenntartható megoldások rendszerbe vezetését, a jelenlegi struktúrákat konzerválva.

Egy másik kérdés a nemzeti biztonság. Mivel erős nukleáris arzenál központosul az atomerőművek szűk területén, ez úgy energetikailag, mint nemzetbiztonsági szempontból érzékeny, sebezhető pontot jelent (a hulladéklerakók is ide értendők, azokat is védeni kell, állandó katonai őrizettel). Az atomerőművek működése társadalmi stabilitást feltételez. De ki tudja garantálni, hogy 200 évig béke lesz? Ha „ettől nem félünk”, akkor miért borzolja a kedélyeket bizonyos országok urándúsítási programja?

Végül egy etikai kérdés: lehet-e felelősséggel a jövő nemzedékekre hagyni megoldatlan problémákat²²?

Habár az atomenergia mai használata biztonságérzetet ad az energiaellátásban és viszonylag tisztának is mondható (bár ez vitatható), a fűtőanyag importja és kimerülése miatt csak ideiglenes megoldásnak tekinthető. Ugyanakkor nem serkent takarékosságra, és veszélyezteti a fenntartható megoldások bevezetését. A hulladékok lerakásának megoldatlansága súlyos etikai problémákat vet föl.

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.

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.

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.

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

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

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

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.

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

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

2018. november 9., péntek

a jövő atomerőművei

a jövő atomerőművei

Már tervezik őket, de még nőniük kell

ÚJABB KÍNAI LÉPÉS A NEGYEDIK GENERÁCIÓS ATOMERŐMŰVEK IRÁNYÁBA

A fukushimai nukleáris baleset

Atomenergia: áldás vagy átok?

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

magfúzió a garázsban

Új típusú atomerőművet tervez India

Világsiker küszöbén: mindent megváltoztathat a kormány terve

A kudarc és ami mögötte van

Marad az urán is

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

magfúzió a garázsban

Nincsenek megjegyzések:

Megjegyzés küldése