Orosz az atomenergetika „Szent Grálja”
MOX-üzemanyagok
Nézze meg a sporthíreket is
Iratkozzon fel hírlevelünkre Nézze meg a sporthíreket is
Csatlakozzon hozzánk közösségi oldalainkon is!
Az oroszországi Szocsiban március 25-26-án rendezték meg a Roszatom támogatásával megszervezett Atomexpót, amely a globális atomszakma legnagyobb seregszemléje. Mi sem bizonyítja ezt jobban, minthogy a rendezvényen rekordszámú, 75 ország közel 4500 résztvevője volt jelen. Ez egyértelműen megerősíti az atomenergia globális szerepének és súlyának a növekedését, hiszen egyre több ország ismeri fel, hogy az atomenergia a fenntartható fejlődés egyik alappillére. Nem véletlenül választották ezért a Roszatom által szervezett XIII. Nemzetközi Atomexpo mottójául az Együtt a tiszta jövőért szlogent.
A rendezvényen magam is részt vettem, és azt követően alkalmam nyílt meglátogatni a Belojarszki Atomerőmű BN-800 típusú egységét, ami a maga nemében világszenzáció, igazi mérnöki remekmű. Önmagában az a tény, hogy ma már tisztán a kiégett nukleáris üzemanyag újrafeldolgozásával készült kevert plutónium-urán-oxid (MOX) üzemanyaggal termel, hatalmas fegyvertény. Jelzi, hogy
a nukleáris üzemanyagciklus zárása már nem álom, hanem valóság,
ami azt jelenti, hogy a nukleáris reneszánsz már a jelen, ahogy ez többször is elhangzott a fórumon.
Fotó: Hárfás Zsolt / Alexei I.Antonov
Az Atomexpo fókuszában olyan stratégiai fontosságú témák szerepeltek, amelyek alapvetően határozhatják meg a fenntartható és karbonsemleges jövőt. Az egyik ilyen téma a negyedik generációs reaktorok fejlesztése és a nukleáris üzemanyagciklus zárása, hiszen ezek révén az atomerőművek még biztonságosabbak lehetnek, bővülhetnek a rendelkezésre álló üzemanyagforrások, a kiégett üzemanyag-kazetták újrafeldolgozása, valamint az egyéb innovatív technológiák felhasználásával jelentősen csökkenhet a radioaktív hulladék mennyisége és az azt alkotó aktinidák felezési ideje, ami egyszerűbbé és olcsóbbá teszi a végleges elhelyezésre kerülő hulladék kezelését. Oroszország e technológiák fejlesztésében, építésében és üzemeltetésében egyaránt az élen jár. A Roszatom Áttörés elnevezésű projektnek az a célja, hogy az atomenergetika egy minőségileg új szakaszba lépjen a gyorsneutronos reaktorokon alapuló zárt nukleáris üzemanyagciklus és ennek ipari léptékű megvalósításának eredményeképpen.
Az első szakasz lezárult azzal, hogy a BN-800 típusú gyorsneutronos egységnek köszönhetően
a gyakorlatban is bizonyítást nyert, hogy ez a blokk egy éven keresztül 100 százalékban kiégett üzemanyag újrahasznosításával gyártott üzemanyaggal üzemelt és kiválóan vizsgázott.
Emellett a belojarszki telephelyen már megkezdődtek a BN-1200 típusú gyorsneutronos egység építésének előkészületei. Ez lesz az úgynevezett kétkomponensű atomenergetika zászlóshajója, miután sorozatgyártást – és adott esetben – exportot is tervez a Roszatom. A termikus neutronos 1200 MW-os nyomottvizes blokkok és párjuk, a gyorsneutronos BN-1200-as párban épülnének, és egy újrafeldolgozó üzem és üzemanyaggyártó egység közbeiktatásával egymás kiégett üzemanyagát használják a működésükhöz. Ily módon a természetes urán legalább harminc százaléka hasznosul, nem úgy, mint a termikus neutronos erőművek esetében, amelyek csak a 235-ös tömegszámú uránt hasznosítják, ezek részaránya mintegy 1 százalék. A moderátor nélküli gyorsneutronos reaktorokban ráadásul használható az urán több mint 99 százalékát kitevő 238-as izotóp.
A nyugat-szibériai Szeverszkben épül a szintén folyékony fém-ólomhűtésű BRESZT-OD-300 gyorsneutronos, negyedik generációs egység, amelyhez az adott telephelyen a kiégett üzemanyagot feldolgozó üzem és üzemanyaggyár is kapcsolódik. A rendezvényen videókonferencián keresztül, ünnepélyes keretek között megkezdődött az egyedülálló nitrid üzemanyag gyártásához szükséges berendezések tesztelése.
Ha minden technológia megépítése befejeződik, akkor ezen a telephelyen világelsőként meg fog valósulni a zárt nukleáris üzemanyagciklus.
A már üzemelő technológiák mellett a kis moduláris reaktorokban is hatalmas lehetőségek rejlenek. E technológiák fejlesztésében, gyártásában és üzemeltetésében is világelső az orosz Roszatom. Példaként említhető, hogy Pevekben már évek óta üzemel a világ első úszó atomerőműve, ami szintén kis moduláris technológiára épül. Jakutföldön pedig már épül az első újgenerációs szárazföldi SMR, de a Roszatom tervei között szerepel szárazföldi mikroerőmű-építés is.
Az Atomexpo plenáris ülésén Alekszej Lihacsov, a Roszatom vezérigazgatója arról beszélt, hogy
a következő 20 évben 40 új atomerőművi blokkot kell építeni Oroszországban annak érdekében, hogy az ország áramtermelésének 25 százaléka atomenergiából származzon.
A világ legkorszerűbb típusának számító 3+ generációs VVER-1200 típusú egység után már itt van a negyedik generációs gyors neutronos BN-1200 típus is, ami rendkívül fontos mérföldkő az üzemanyagciklus zárásában, amelynek révén újabb és újabb üzemanyagot lehet gyártani. Az atomenergetikában a nagy egységteljesítményű egységek mellett általános lesz a kis- és közepes méretű moduláris egységek alkalmazása is.
Fotó: Hárfás Zsolt
Szijjártó Péter külgazdasági és külügyminiszter a fórum plenáris ülésén kiemelte: súlyos problémának tartja, hogy az energetika kérdését továbbra is ideológiai viták övezik, miközben e területen különösképpen fontos lenne a fizikai valóság figyelembevétele.
Az ideológiának nincs semmi köze az energiaellátáshoz, legalábbis addig, amíg nem lehet hátizsákban vagy sporttáskában elszállítani valahonnan a nukleáris fűtőanyagot, a földgázt vagy a kőolajat
– húzta alá.
A miniszter hangsúlyozta azt is, hogy a kormány nem fog hozzájárulni olyan európai uniós szankciókhoz, amelyek sértenék hazánk nemzeti érdekeit. Az orosz nukleáris ipart célzó korlátozások éppen ilyenek lennének. Megemlítette, hogy az ilyen fajta büntetőintézkedések más országok érdekeit is sértenék, csak e kormányok képviselői nem eléggé bátrak ennek kimondásához, ezért egyes kollégái inkább tőle kérik, hogy lépjen fel az ügyben. Megjegyezte, hogy furcsa is lenne a nukleáris energetikai együttműködés betiltása, minthogy
tavaly Oroszország volt az Egyesült Államok első számú uránszállítója, amelytől mintegy egymilliárd dollárnyi értékben vásárolt az USA.
Szijjártó Péter a Paks II. projekttel kapcsolatban kiemelte, hogy rendkívül fontos mérföldkőre kerül majd sor az idei év végén, hiszen megtörténhet az első beton öntése. „Újabb nagyon fontos előfeltételt tudtunk kipipálni abban a tekintetben, hogy az idei esztendő végén az első betonhoz el tudjunk jutni” – fogalmazott. Arra is kitért, hogy eközben folynak az egyeztetések a Framatome és a Siemens konzorciumával arról, hogy milyen módon lesz alkalmazható majd a német és francia irányítástechnika az erőműben.
A mérnöki remekmű
Az atomenergia hosszú távú társadalmi elfogadottsága szempontjából az egyik legfontosabb kérdés a radioaktív hulladékok és a kiégett üzemanyagok hosszú távú biztonságos kezelése. Ebben a tekintetben az igazi hosszú távú fenntarthatóságot és a társadalmi elfogadottságot a nukleáris üzemanyagciklus zárása jelenti, hiszen ebben az esetben az atomipar nem eltemetendő hulladékként tekint a kiégett üzemanyagokra, hanem az újrafeldolgozás révén potenciális új üzemanyagként. E kezelési stratégia jelentősen kibővítheti a globálisan rendelkezésre álló uránkészleteket is.
Oroszország a gyorsneutronos technológiák alkalmazása terén is világelső, hiszen ez az egyetlen olyan ország, amely rendelkezik e kétpólusú atomenergia-rendszer bevezetéséhez és az üzemanyagciklus zárásához szükséges összes technológiával, valamint több évtizedes üzemeltetési tapasztalattal, építésekkel és fejlesztésekkel. Ez alapozza meg Oroszország ambiciózus és hosszú távú terveit. Ennek érdekében új termelőkapacitásokat hoznak létre a kiégett fűtőelemek feldolgozására, valamint új, kevert urán-plutónium üzemanyagot (MOX-üzemanyagot) is gyártanak.
Jelenleg Oroszország az egyetlen, ahol működő gyorsneutronos kereskedelmi blokkok termelik az áramot.
A Belojarszki Atomerőműben már 1980 óta működik a BN-600 típusú gyorsneutronos blokk. Továbbá ezen a telephelyen állt üzembe 2016. október végén a világ legnagyobb kereskedelmi üzemben lévő nátriumhűtésű gyorsneutronos blokkjaként a 3+ generációs technológiát alkalmazó BN-800 típusú egység is. Jelenleg ez a gyorsneutronos egység már több mint 1 éven keresztül kizárólag kevert, urán-plutónium, MOX-üzemanyagot használ, amely üzemeltetési tapasztalata kiváló. Ez az esemény egy fontos mérföldkő az atomiparban, hiszen igazolja az üzemanyagciklus zárását elősegítő technológiák létjogosultságát és megbízhatóságát. Kivételes lehetőségként meglátogathattam ezt az innovatív egységet és a hozzá tartozó szimulátorközpontot is.
A MOX-üzemanyagról
Az elnevezés a kevert urán-plutónium-oxid üzemanyagot jelenti, amelyet optimálisan gyorsneutronos reaktorokban lehet alkalmazni. A MOX-üzemanyag-kazettákat a Krasznojarszki területen Zseleznogorszk városában működő Bányászati és Vegyi Üzemben (FGUP GHK) kezdték gyártani. A nukleáris iparban hagyományosan használt dúsított urántól eltérően a MOX-üzemanyag előállításához plutónium-oxidot használnak, amelyet a hagyományos nyomottvizes VVER típusú reaktorokból származó kiégett üzemanyag feldolgozása során nyernek, azaz kinyerik a még használható izotópokat.
A plutóniumot és uránt tartalmazó kevert üzemanyagnak és a gyorsneutronos reaktoroknak köszönhetően sokkal több energia nyerhető, mint a hagyományosan uránt használó termikus neutronos reaktorokkal!
A BN-800 típusú gyorsneutronos egységben alkalmazott üzemanyag-kazetta hossza 3,5 méter, súlya közel 100 kg.
Maga a monumentális üzemanyaggyártó üzem és a kiszolgáló egységek mélyen, egy hegy gyomrában találhatóak, ahol nap mint nap több ezer ember dolgozik azért, hogy az atomenergia hosszú távon és biztonságosan tudja az emberiséget szolgálni.
Miért gyorsneutron?
A kérdés megválaszolásához röviden érdemes összefoglalni, hogyan működik egy modern atomerőmű. A hagyományos atomerőművekben a maghasadáskor hatalmas mennyiségű energia szabadul fel. A szabályozott láncreakcióhoz azonban le kell lassítani a gyors hasadási neutronokat (az 235-ös urán hasítása érdekében), amelyet nyomottvizes reaktor esetén a moderátorral, a vízzel érhetünk el. Ezzel szemben már vannak olyan innovációs gyorsneutronos reaktorok, amelyekben a neutronokat nem lassítják le, azaz a maghasadást gyorsneutronokkal tudják elérni. Az ilyen típusú gyorsneutronos egységeknek azonban teljesen más a felépítése, az üzemanyaga és a hűtése is. Ezek közül az egyik az orosz BN-800 típusú egység.
Fotó: Roszatom
Miért szükséges a nátriumhűtés?
Ennek a reaktornak az a különlegessége, hogy a reaktorban felszabaduló hatalmas mennyiségű hőt nem víz szállítja el, hanem folyékony nátrium. Miért ezt alkalmazzák hűtőközegként? A nátrium alkalmazásának egyik legfontosabb előnye a jó hővezető képesség, az elhanyagolható korrozív hatás a reaktorszerkezetekre és a gyenge neutronlassítási képessége, valamint az is, hogy a vízhez hasonló sűrűsége miatt kisebb szivattyúteljesítmények szükségesek hozzá. Emellett csak kismértékben aktiválódik fel neutronok hatására, az aktivációs terméknek pedig rövid a felezési ideje. A reaktortartályban a nyomás majdnem megegyezik egy személyautó gumiabroncsának nyomásával.
A nátrium közismerten hevesen reagál a vízzel és a levegővel, ezért reaktortechnikai és nukleáris biztonsági szempontból olyan reaktortartályt és primer kört kellett kialakítani, amelyben nincs sem víz, sem pedig oxigén.
Ezt az orosz mérnökök és fizikusok úgy oldották meg, hogy a BN-800 típusú egység esetében a szokásos kettő helyett három hűtőkört terveztek.
A primer és a szekunder kör nátriumot tartalmaz, a harmadik (tercier) kör pedig víz/gőz lehet.
A medence típusú reaktorban található egy belső elkülönített tér, melynek alján találjuk az aktív zónát a primer köri, folyékony nátriummal, amelynek hőmérséklete eléri az 547 Celsius-fokot (visszatérő Na-hőmérséklet 354 Celsius-fok). Ebben a belső térben kaptak helyet a közbenső hőcserélők is, amelyek köpenytereiben a primer köri forró nátriumolvadékot, míg a csőkötegeiben a szekunder köri meleg nátriumot keringtetik.
A közbenső hőcserélőkből távozó forró, 505 Celsius-fokos szekunder köri nátrium (visszatérő másodlagos nátrium-hőmérséklet 309 Celsius-fok) a gőzfejlesztők köpenyterébe kerül, ahol felmelegíti és elpárologtatja a gőzfejlesztők csőkötegeiben található vizet. Az ekkor képződő magas hőmérsékletű 490 fokos, száraz gőz meghajtja a gőzturbinát és a vele egy tengelyen elhelyezkedő villamos generátort, ami áramot termel. A visszatérő víz hőmérséklete pedig 217 Celsius-fok. A turbogenerátor forgó része 42 méter hosszú, a turbina három kisnyomású és egy nagynyomású részből áll. Az erőmű teljesítménye 882 MW, ami elegendő egy olyan város villamos- és hőellátásához, mint Jekatyerinburg.
A nátriumhűtésű reaktorok egyik különlegessége az is, hogy a közbenső hőcserélő egyfajta védelmi funkciót tölt be abban a tekintetben, hogy a radioaktív primer köri hűtőközeg ne érintkezhessen közvetlenül a nem radioaktív szekunder köri hűtőközeggel.
Emellett szivárgás esetén fontos szerepe van a nátriumtüzek és a nátrium-víz reakció lejátszódásának megakadályozásában is. A gőzfejlesztőben a csőkötegek – amikben a víz-vízgőz áramlik – általában dupla falúak annak érdekében, hogy ezzel is megakadályozzák egy esetleges csőrepedés esetén a nátrium-víz reakciót.
Ráadásul a nátriumhűtésű gyorsneutronos reaktorok nukleáris üzemanyag-kihasználtsága kutatások szerint mintegy 50–70-szerese a hagyományos atomerőművek üzemanyag-kihasználtságának, ami végeredményképpen tovább növeli a rendelkezésre álló uránkészletek nagyságát. Míg az elterjedt nyomottvizes reaktorok az uránalapú nukleáris üzemanyagforrás 1–2 százalékát képesek kihasználni, addig az SFR-ek az uránforrások 60–70 százalékát tudják hasznosítani.
Mindez komoly lépést jelenthet az üzemanyagciklus zárásában és transzmutációs megvalósításában is.
Fotó: Roszatom
A gyorsneutronos egység további előnye az is, hogy a kiégett üzemanyagból kinyert hosszú felezési idejű másodlagos izotópokat (például amerícium, neptúnium) is fel lehet használni, ami azt jelenti, hogy ily módon nagyon nagy mértékben csökkenthető a nagy aktivitású hulladék mennyisége és egyben a biztonságos tárolás időtartalma is. Tavaly decemberben pedig a Roszatom már elkészítette azt a három üzemanyag urán-plutónium MOX-üzemanyag-kazettát, amelyben nem csak plutónium van, hanem más, hosszú felezésű izotóp is, amerícium-241 és neptúnium-237. A magas előremenő hőmérséklet azt is eredményezi, hogy a gyorsneutronos blokkok termikus hatásfoka magasabb, mint a könnyűvizes egységeké.
Elsőrendű a biztonság
A BN-800 típusú gyorsneutronos egység esetén számos aktív és passzív biztonságvédelmi rendszert és természetes visszacsatolásokat alkalmaznak a nukleáris biztonság garantálása érdekében. Mindezek azt eredményezik, hogy a reaktor rendkívül ellenálló a tervezési alapon túli balesetekkel szemben. A gyorsneutronos egység természetesen védett a külső hatásokkal (például utasszállító repülőgép rázuhanása, külső robbanás stb.) szemben is. A folyamatos fejlesztések pedig azt is lehetővé teszik, hogy tovább nőjön a versenyképessége ezen a területen.
Nemrég a BN-800 típusú gyorsneutronos egység karbantartáson esett át, amelynek során egy ritkán előforduló műveletet is elvégeztek: közbenső hőcserélőt is cseréltek. Ennél a reaktornál az első és a második nátriumkörök között a hőátadást hat ilyen berendezés biztosítja. Mindegyikük másodpercenként mintegy 1,4 tonna folyékony nátriumot szállít 547 fokos hőmérsékleten. A közbenső hőcserélő 58 tonnát nyom, magassága 14 méter, átmérője pedig 2 méter.
Ahol az üzemeltető személyzetet képzik
A Belojarszki Atomerőmű BN-800 típusú gyorsneutronos egység teljes léptékű szimulátora lehetővő teszi, hogy az atomerőmű szakemberei minőségi képzést kapjanak és a megszerzett tudásukat folyamatosan frissen tarthassák és elmélyíthessék. A szimulátor funkciói lefedik az összes üzemmódot, beleértve a normál üzemmódot, a rendellenes körülményeket, a tervezési alapú és a tervezésen túli baleseteket, valamint a meghibásodásokat bármilyen kombinációban. A látogatás során a személyzet egy vészleállítást is szimulált. Természetesen előzetesen már megtaláltam azt a panelt, amelyen a híres piros vészleállító gombok találhatóak.
Fotó: Hárfás Zsolt
Az itt dolgozó szakemberek mindegyike rendelkezik speciális, az adott technológiára vonatkozó végzettséggel és jogosítvánnyal, ez utóbbi megtartásához folyamatosan vizsgákat kell letenniük. Ugyanis
a nukleáris biztonság a fejlesztők, az építők és az atomerőművek üzemeltetői számára olyan evidencia, mint a levegővétel.
Ezzel kelnek és fekszenek, folyamatosan észben tartják és átérzik munkájuk felelősségét. A biztonság garantálása érdekében a rendszerben vannak másodlagos panelek is, amelyekre az elsődleges vezérlőrendszer meghibásodása esetében lenne szükség.
A jövő lehetőségei
A Roszatom már konkrét megoldásokat is kínál a partnereinek a kiégett üzemanyagok újrahasznosítására. Oroszországban már tesztelik azt az innovatív MOX-üzemanyagot, amelyet az orosz VVER típusú reaktorokban, köztük a Paks II. Atomerőműben is használni lehet majd. A MOX-üzemanyagot a kiégett fűtőelemekből kivont plutónium-oxid, valamint a szegényített urán-oxid (ez az urándúsítás mellékterméke) keverékéből gyártják. Ráadásul Oroszország rendelkezik már olyan transzmutációs technológiával, amellyel akár két nagyságrenddel csökkenthető a végső elhelyezésre kerülő hulladék „lecsengése”, azaz száz években mérhetővé válik az az idő, amely alatt a radioaktivitás a veszélyes mérték alá csökken, ez egy fontos költségcsökkentő tényező a hulladéktároló kialakításakor.
Összegezve az orosz atomtechnológia jelenét és jövőjét kijelenthetjük, hogy a Roszatom a már meglévő technológiák mellett 10-15 év múlva a szárazföldi SMR technológiát, a negyedik generációs reaktorokat, a zárt üzemanyag-ciklust, a kiégett nukleáris üzemanyag többszörös újrahasznosítását, valamint egyéb innovatív lehetőséget is ajánlani tud majd a partnereinek.
A jövő már elkezdődött, az atomenergetika „Szent Grálja” hamarosan elérhetővé válik.
A szerző, Hárfás Zsolt atomenergetikai szakértő, az atombiztos.blogstar.hu oldal szerzője