<
2013. január 8.

Szerző:
Szegedi Imre

Atomjövő

Az atomerőművek egyik lehetséges fűtőanyagaként emlegetik a tóriumot. Az Egyesült Államokban, Kanadában és Németországban már épült olyan kísérleti reaktor, amely igazolta a tórium alkalmasságát. Ez azonban a távolabbi jövő, a közelebbit a hagyományos fűtőanyaggal, az uránnal működő, úgynevezett harmadik generációs atomerőművek jelentik. A környezetvédelmi szempontból is optimálisnak tekinthető fúziós erőművek hálózatra termelése évtizedek múlva várható.


Egy 2007-ben megjelent tanulmány 4,5 millió tonnára becsülte a világ tóriumkészleteit. A szakértők szerint a tórium nukleáris fűtőelemként való alkalmazása valóban ígéretesnek tűnik, de sok még a megválaszolandó kérdés. A kétségek ellenére az indiai kormány 2011 őszén bejelentette, hogy nagyszabású tóriumprogramja első lépéseként az ország megkezdi új, tórium alapú atomerőművének építését. A létesítmény a tervek szerint az évtized végén kezd működni, és bár viszonylag alacsony (300 megawatt) kapacitással üzemelne, mérföldkő lehet az atomenergia történetében. De miért beszélünk tóriumról? Mert az uránkészletek belátható időn belül elfogynak.

Az urán különböző koncentrációban ugyan, de a Föld minden pontján megtalálható, ám kitermelése akkor kifizetődő, ha a kőzetben az uránérc koncentrációja eléri az 500 gramm/tonna értéket, illetve, ha a kitermelés költsége nem haladja meg a 130 dollárt uránérc-kilogrammonként. A világon jelenleg működő 436 reaktor üzemeltetése évente megközelítően 66 ezer tonna urán kitermelését teszi szükségessé. Az ismert és iparilag is alkalmazott technológiákkal a világon napjainkban gazdaságosan kitermelhető uránkészlet körülbelül 5,5 millió tonnára tehető, ami az atomenergia-termelés jelenlegi volumene mellett e század végéig elegendő. A piaci árak megduplázódása esetén a becsült és elméleti forrásokkal együtt a gazdaságosan kinyerhető készletek mennyisége akár megtízszereződhet. Megnyugtató, hogy az uránkészletek számottevő része politikailag stabil országokban van – a világ két legnagyobb urántermelője Kanada és Ausztrália. A kitermelt urán csaknem fele ezekből az országokból származik, és a feltárt készletek harmada is ott található.

A képet tovább színesítik az úgynevezett másodlagos források. Ilyen forrás a kiégett fűtőelemekben található hasadóanyag, a leszerelt nukleáris fegyverek urán- és plutóniumtartalma, valamint a polgári célú tartalékkészletek. Az elmúlt másfél évtizedben azért csökkent a bányászott urán mennyisége az atomerőművekben felhasznált mennyiség alá, mert a nukleáris fegyverek leszereléséből származó másodlagos készleteket is energiatermelésre fordították. Ez a program szükségtelenné tette új bányák nyitását, illetve a meglévők fejlesztését is visszafogták. Ugyanakkor biztos, hogy a másodlagos készletek elapadásával a bányafejlesztések újraindulnak.

A napjainkban működő atomreaktorokban az urán 235-ös izotópját hasznosítják, ez a helyzet a világ legnépszerűbb reaktortípusa, a nyomottvizes változat (Pressurized Water Reactor; PWR) esetében is. Több mint 400 ilyen reaktor üzemel a világon, köztük a paksi blokkok is. A természetben előforduló uránnak azonban csak 0,7 százaléka a 235-ös izotóp, a maradék több mint 99 százalékot az U-238 jelenti. Emiatt a fűtőelemek gyártásakor a 235-ös izotóp arányát körülbelül 3-5 százalékra emelik. Az energiatermelés során a 235-ös izotóp fogy, ezért a kiégett üzemanyagban már csupán egy százalék az U-235 aránya, termelődik azonban helyet­te körülbelül egyszázaléknyi plutónium. Mindkettő értékes anyag, amit ki kell vonni a kiégett fűtőelemből, a maradékot pedig semlegesíteni, azaz stabil vagy rövid felezési idejű izotópokká kell alakítani. A kiégett fűtőelem ugyanis erősen radioaktív. A kiégett fűtőelemek direkt eltemetése még akkor is problémás, ha a számítások azt mutatják, hogy 500-600 év alatt jelentősen csökken a hasadási termékek sugárzása, egészségre káros hatása.

Az uránt használó reaktorok közvetlenül maghasadással állítják elő az energiát, míg a tórium alapúak csak egy úgynevezett tenyésztési (szaporítási) fázis után képesek erre. A tórium ugyanis önmagában nem hasad, ehhez a tórium-232 izotópot először urán 233-as izotóppá kell alakítani neutronbefogással. Vidovszky István, az MTA Energiatudományi Kutatóközpont munkatársa szerint a tóriumra épülő koncepció nyilvánvaló lehetőség, megvalósítható, de jelenleg nem tűnik gazdaságosnak. Indiában, ahol sok a tórium és kevés az urán, kézenfekvő, hogy ilyen irányban keresik a megoldást.

A világ első, hálózatra energiát termelő atomreaktora, azaz atomerőműve bő fél évszázaddal ezelőtt, 1954-ben, a szovjetunióbeli Obnyinszkban kezdte meg működését. Azóta – a többi műszaki létesítményhez hasonlóan – az atomerőművek is nagymértékben korszerűsödtek. „Első generációs atomerőműveket az ötvenes és hatvanas években, illetve a hetvenes évek elején helyeztek üzembe” – tudtuk meg Vidovszky Istvántól. Ezek zöme ma már nem üzemel, a maradék pedig élettartama végén jár. Az első generációs erőművek sem jelentettek kimagasló biztonsági kockázatot, de mivel ez a generáció még a mainál sokkal kevésbé szigorú biztonsági előírások figyelembevételével épült, az üzemeltetés sok, részben jogos kritikának van kitéve, még akkor is, ha ezeken az erőműveken több biztonságnövelő átalakítást végeztek az elmúlt évtizedekben.

A második generációs erőművek alkotják a ma működő erőművek döntő többségét. Itt már a tervezés során is jóval szigorúbb biztonsági előírásokat tartottak szem előtt, például szinte mindegyiket ellátták olyan nyomásálló burkolattal (konténmenttel), amely baleseti helyzetekben megakadályozza a radioaktív anyagok környezetbe jutását. A konténmentek hatékonysága valós baleseti helyzetben is bebizonyosodott az 1979 tavaszán az egyesült államokbeli Three Mile Islanden bekövetkezett baleset nyomán. Hiányának következményeit pedig a csernobili katasztrófa mutatta meg a világnak. A második generációs erőműveken – az egyre szigorodó előírásoknak megfelelően – több biztonságnövelő átalakítást hajtottak végre. (A második generációhoz tartoznak a Paksi Atomerőmű blokkjai.) Vidovszky István szerint a szakemberek többsége biztonságosnak ítéli a második generációs erőműveket, a közvélemény azonban sok esetben nem osztja ezt a véleményt. Valószínűleg könnyebb lesz egy új generáció biztonságosságát elfogadtatni, mint a meglévő előítéleteket eloszlatni.

A harmadik generációs reaktorok legfőbb sajátossága a szabványosított terv valamennyi típusra, amely gyors engedélyezési eljárást, mérsékelt fajlagos beruházási költséget és rövid (úgy 4 év) építési időt eredményez. Egyszerűbb és robusztusabb a kialakításuk, mint az eddig épített atomreaktoroké. Nagyon fontos, hogy e reakto­rok üzemi élettartama tipikusan 60 év. (A paksi blokkokat harmincéves működésre tervezték, amit újabb húsz évvel szeretnének meghosszabbítani.) A magasabb kiégetési szintnek köszönhetően hatékonyabb az üzemanyag-felhasználás, és kevesebb kiégett üzemanyag keletkezik. Ilyen harmadik generációs atomerőművek épülnek a többi között a franciaországi Flamanville-ben, a finnországi Olkiluotóban, a kínai Sanmenben, és néhány hónapja – harminc év kihagyás után – két telephelyen az Egyesült Államokban is ilyen új reaktor építése kezdődött meg.

A finnországi Olkiluoto szigetén indí­tott 1600 megawattos EPR (Európai Nyo­mottvizes Reaktor) projekt 3,9 milliárd eurós költséggel indult. Ma 5,3 milliárdnál tart, és még mindig nem adták át – legkorábban 2014-ben kerülhet erre sor –, holott a céldátum 2009 volt. Újabb két évet csúszik, így csak 2016-ban lehetséges a franciaországi flamanville-i erőmű három új, szintén EPR típusú egységének átadása is – jelentette be 2011 augusztusában az építtető francia EdF.

A rotor elhelyezése a turbinateremben
(Flamanville, harmadik generációs, nyomottvizes reaktor)

A harmadik generációs, 1650 megawattos blokk átadását először „technikai okok” miatt tolták el 2014-re. Az újabb kétéves halasztás egyik oka, hogy eleget tehessenek a fukusimai-daiicsi erőműbaleset következtében megszigorodott biztonsági előírásoknak. A létesítményt eredetileg 3,3 milliárd euróból kellett volna megvalósítani, ezt utóbb négymilliárdra módosították, most hatmilliárdnál tartanak. Vidovszky István szerint a fukusimai baleset általában visszavetette a harmadik generációs erőművek fejlesztését, felgyorsította a német atomerőművek leállítását, és kiváltotta, hogy az olaszok elálljanak az atomenergia újraélesztésétől.

Aszódi Attila, a Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technikai Intézetének (BME NTI) igazgatója úgy véli, az atomenergia fejlődését valóban lelassította, de meg nem törte a japán baleset. A katasztrófa következménye egyes országok energiapolitikájának megváltozása; a németek mellett például Svájc is az atomenergia fokozatos kivezetéséről döntött. A nukleáris ipar fejlődését képviselő országok azonban többnyire nem állították le projektjeiket.
Jelenleg Kína a legnagyobb atomerőmű-építtető, a világszerte épülő 64 reaktor közül 26 az ázsiai országban található. Kína mellett Oroszország és India a fejlődés motorja, de az Amerikai Egyesült Államok is folytatja atomenergia-fejlesztési programját.

A nagynyomású reaktortartály behelyezése
(Olkiluoto, harmadik generációs, nyomottvizes reaktor)

A közelmúltban jelent meg a Nemzet­kö­zi Energia Ügynökség előrejelzése a világ villamosenergia-termeléséről a következő évtizedekben, amely alátámasztja: a nuk­leá­ris kapacitások a jövőben tovább nőnek, ám részarányuk a folyamatosan bővülő vil­lamosenergia-termelésben valamelyest csökkenhet a maihoz képest. Fontos szempont, hogy a szigorúbb biztonsági előírások a korábbi becslésekhez képest növelhetik az építési beruházások költségeit.
„A negyedik generációs atomerőművek a jövő erőművei. Jelenleg azonban még nincs ezekre letisztult, energetikai célra hasznosítható méretű reaktor” – figyelmeztet Vidovszky István. A negyedik generációs atomerőművek fejlesztésekor már nem a ma általános nyílt üzemanyagciklust veszik alapul, hanem zárt ciklusban gondolkoznak. Ez két alapvető előnnyel jár: egyrészt az uránkincs jobb kihasználását teszi lehetővé, másrészt megkönnyíti a kiégett fűtőelemek kezelését. A zárt ciklus azt jelenti, hogy a kiégett fűtőelemeket nem tárolják közép- és hosszú távon, hanem meghatározó komponenseiket visszatáplálják az energiatermelő folyamatba. A zárt ciklus előnye, hogy a keletkező hulladékok mennyisége csökken, és a rossz szándékú felhasználás kizárása is könnyebb.

Ilyen atomerőművek létrehozására 2000 januárjában alakult nemzetközi projekt, Generation IV International Forum (GIF) néven. A programban a kezdetektől részt vesznek a fejlesztésekben meghatározó szerepet játszó országok: Argentína, Brazília, Dél-afrikai Köztársaság, Egyesült Államok, Egyesült Királyság, Franciaország, Japán, Kanada, Koreai Köztársaság és Svájc. A GIF projektben a tanulmányozásra kiválasztott hat lehetséges reaktortípus közé tartozik a magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor, a szuperkritikus nyomáson és hőmérsékleten működő vízhűtéses termikus reaktor, a nátriumhűtésű gyorsreaktor, a gázhűtésű gyorsreaktor, az ólom-bizmut hűtésű gyorsreaktor, valamint a sóolvadékos reaktor.

Az Egyesült Államokban már működött egy kísérleti sóolvadékos reaktor, de az újrafeldolgozási igények csökkenése miatt a fejlesztések abbamaradtak. Kérdéses, hogy ipari méretben szóba jöhet-e egy ilyen típus. Az ilyen reaktorok fontos szerepet játszhatnak a kiégett üzemanyag legkellemetlenebb alkotóelemeinek (a plutónium és a többi transzurán elem) békés megsemmisítésében.

Negyedik generációs, sóolvadék-hűtésű reaktor (MSR)

A gyorsreaktorok fejlesztését az Egyesült Államokban annak idején Jimmy Carter, az egyetlen nukleáris diplomával rendelkező amerikai elnök szigorú tilalma akadályozta – említ arra példát Vidovszky István, hogy a politika és a szakma egyes embereknél különválik. Világméretekben azonban nem sikerült teljesen leállítani, mert prototípusok működtek (Szovjetunió, később Kazah­sztán), sőt részben működnek (Franciaország, India) néhány országban. Az, hogy há­rom gyorsreaktor is szerepel a hat között, e reaktor­típus fontosságát jelzi, valamint azt, hogy ezen a területen ma még nincs elegendő tapasztalat ahhoz, hogy a legjobb megoldást ki lehessen választani. Az Akadémia kutatója úgy vélekedik, hogy a jövő atomerőműve a három gyorsreaktor közül kerül ki.

A francia–japán fejlesztésű ATMEA1 3+ generációs EPR

Mi, magyarok is kivesszük a részünket a kutatásokból. A hazai, a csehországi és a szlovákiai atomkutató intézetek 2010 májusában arra szövetkeztek, hogy e három ország valamelyikében épüljön fel egy kísérleti negyedik generációs atomreaktor. Az együttműködéshez később csatlakozott egy lengyel kutatóintézet is. A magyar–cseh–szlovák–lengyel együttműködés célja bebizonyítani azt, hogy a gázhűtésű gyorsreaktor is megvalósítható. Ez lehetne a világ első ilyen berendezése. A tervezett 75 megawatt hőteljesítményű reaktor nem feltétlenül termelne áramot, csupán azt bizonyítaná, hogy a reaktor technológiailag működőképes. A magyar–cseh–szlovák–lengyel együttműködésben készülő berendezésben a gyors – tehát nagy energiájú – neutronok is komoly szerepet játszanak a hasadás kiváltásában. Az Allegro rövidítéssel jelölt reaktor felépítése szerepel az Európai Unió fenntartható atomipar (ESNII) programjában. A teljes beruházás költsége 4,8-7,2 milliárd euró lenne, a kapcsolódó kutatás-fejlesztési költség további 1,5-3 milliárd euró. A gyorsreaktor építésének technológiai akadályai is vannak, ám itt a biztonsági kérdések is fokozott jelentőségűek, elsősorban a gyors kinetika miatt. További nehézséget jelentenek a speciális hűtőközegek tulajdonságai: a nátrium kémiailag igen agresszív, az ólom lehűlve megszilárdul, ami szintén probléma lehet, a héliumnak igen kicsi a hőkapacitása, ami baleseti helyzetekben különös figyelmet érdemel.

A BME NTI-ben is intenzíven foglalkoznak a negyedik generációs reaktorok fejlesztésével – mondja Aszódi Attila. A GIF projekt hat kiválasztott reaktora közül négy típus kutatása is zajlik itt. Reaktorfizikai és termohidraulikai kutatások folynak a gázhűtésű (GFR) és a folyékonyólom-hűtésű gyorsreaktorral (LFR), a szuperkritikus nyomású vízhűtéses reaktorral (SCWR), valamint a sóolvadékos reaktorral (MSR) kapcsolatban.

Az ólomhűtésű gyorsreaktor fejlesztése összekapcsolódik a szintén ólomhűtéssel tervezett, gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszerek (ADS) fejlesztésével, melynek kapcsán egy belga kísérleti berendezésen végzett reaktorfizikai mérések kiértékelése és elemzése történik a Műegyetemen. Korábban a folyékony ólom áramlástechnikai kérdéseinek szimulációs vizsgálatával is foglalkoztak. A sóolvadékos reaktorok kutatási területe az intézetben a folyékony üzemanyag áramlási stabilitásának kísérleti vizsgálata úgynevezett PIV (particle image velocimetry) technikával. Egy európai uniós kutatási projekt keretében most épül egy plexi kísérleti hurok a BME NTI-ben, melyen széles körű mérési programot, majd ahhoz kapcsolódó numerikus vizsgálatokat fognak elvégezni.

A negyedik generációs reaktorok anyagszerkezeti problémáira a megoldás egy új acéltípus, az ODS acél kifejlesztése lehet. A kutatók abból indulnak ki, hogy krómacélt már ma is széles körben használnak az erőműiparban, 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 sem engedik át a radioaktív izotópokat a reaktortérből.

Negyedik generációs, nátriumhűtésű gyorsreaktor (SFR)

Felmerül még egy lényeges kérdés: mekkorák legyenek a reaktorok? A blokkméretet kezdetben a műszaki lehetőségek határozták meg. Mivel a gazdaságosság a blokkmérettel arányosan nő, egyre nagyobb blokkokat építettek. Így a harmadik generációban már 1750 megawatt villamos teljesítményt is sikerült elérni. Vidovszky István szerint azonban a villamosenergia-hálózat biztonsága szempontjából nem szerencsés túlságosan nagy blokkok üzemeltetése, mert ilyen esetekben egy-egy blokk kiesése – például üzemzavar miatt – túlságosan nagy fennakadást okozna különösen a kisebb országokban. A kis és a fejletlen országok igénye tehát a relatíve kis teljesítményű (150–500 MW) blokkok üzemel­tetése. A szakember szerint a negyedik generáció valószínűleg igen különböző teljesítményű (150–2000 MW) erőművekből áll majd.

Az energiatermelés másik lehetséges útja a maghasadással ellentétben a magfúzió. Valahogy úgy, ahogy a Nap belsejében történik. A világ legnagyobb magfúziós kísérleti berendezése, a Nemzetközi Termonukleáris Kísérleti Reaktor (ITER) a dél-franciaországi Cadarache-ban épül. A 2006-ban még ötmilliárd euróra becsült ITER költségvetése ma 15 milliárd eurónál tart. Franciaországban 2008 őszén kezdődtek meg az ITER építési munkálatai, az első plazmaműveletet 2021-re várják. A kísérleti fúziós reaktor teljes élettartama előreláthatólag harminc év lesz, költségvetése körülbelül 20 milliárd euró. Ez a berendezés még nem termel villamos energiát, csak 500 megawatt teljesítmény előállítását demonstrálja majd néhány ezer másodperces impulzusokban. Az Európai Unió célkitűzése, hogy 2050-re megépüljön az első, villamos energiát adó fúziós erőmű. Kína ennél gyorsabb haladást szeretne, tíz éven belül megkezdené egy ITER-szerű saját berendezés építését. Az óvatosabbak szerint a magfúzió a század második felében kaphat szerepet – ha megvalósítható lesz.
A művelet a Nap energiatermelő magjában lezajló folyamathoz hasonlít, ahol hidrogénatommagok héliummá egyesülnek. Ez a reakció a Napban csak nagyon lassan termel energiát, ezért a Földön egy hasonló, de gyorsabb folyamatot vettek célba, amelyben deutérium- és tríciumatommmagok (deutérium: nehézhidrogén, a hidrogén stabil izotópja; trícium: a hidrogén radioaktív izotópja) egyesülnek héliummá. Ez azonban tízszer magasabb hőmérsékletet – mintegy 100 millió Celsius-fokot – igényel, mint amilyen hőmérséklet a Nap magjában uralkodik. Azaz plazmaállapotot (ionizált gázt) kell létrehozni, amihez két alapvető feladatot kell megoldani. Az egyik a plazma egyben tartása, mert ha például a plazma a kamra falával érintkezik, lehűl és lelohad. (A plazma tárolását jelenleg egy hatalmas, tórusz alakú elektromágnes által létrehozott mágneses mezőben képzelik el. Az ITER tervezett tokamakjában 1000 köbméter plazma fér majd el.) A másik feladat, hogy a hidrogénatomokat egyáltalán rábírják az egyesülésre. Az eddigi kísérleti eszközökkel az volt a gond, hogy a plazmaállapot fenntartása jóval több energiát igényelt, mint amennyit a néhány másodperces fúzió alatt kinyertek. A tudósok azt remélik: ha sikerül ilyen méretben megvalósítani az irányított magfúziót, akkor nagyobb, a mai atomerőművekével megegyező kapacitású fúziós reaktorok is épülhetnek.

Jó hír, hogy a radioaktív hulladékok problémája, ami a maghasításos atomerőművek esetében az egyik legnagyobb megoldandó feladat, ez esetben gyakorlatilag nincs, illetve nagyon kicsi. A fúziós reakció maga nem termel radioaktív végterméket, de a szerkezetben a létrejövő neutronok által keletkeznek ilyenek. Ezek lebomlási ideje a kiégett nukleáris fűtőelemekéhez viszonyítva igen rövid, körülbelül száz év, ami a mainál kevésbé aktiválódó anyagokkal szinte nullára lenne csökkenthető. Maga a fúziós reaktor üzemanyaga, a hidrogén, illetve nehézizotópjai, a deutérium és a trícium könnyen hozzáférhetők, illetve a reaktorban előállíthatók.

Magyarok két kulcstémában is dolgoznak az ITER-en: a plazma mérésére szolgáló diagnosztikai berendezések fejlesztésében (lásd Innotéka, 2012. december, 19. o.) és a trí­ciumtermelésre szolgáló kazetták tech­no­ló­­giájának kialakításában. Zoletnik Sándor (MTA Wigner Fizikai Kutatóközpont) vezetésével magyar fizikusok próbaberen­dezést építettek és üzemeltettek a koreai KSTAR tokamak kísérleten (lásd Innotéka, 2012. október, 14–15. o.), és hasonlót építe­nek a kínai EAST tokamakra is. A BME Nukleáris Technikai Intézet munkatársai is fontos szerepet játszottak a Koreába szállított eszköz kifej­lesztésében, valamint kutatásokat folytatnak az ITER-rel kapcsolatban is. A BME Oktató­reaktorában egyebek között a mérőberendezések besugárzásos vizsgálatát végzik, és fejlesztenek a neutronfluxus mérésére szolgáló fólia dozimétereket is. A magyar részvétel azért is fontos ezeknél a kísérleti eszközöknél, mert az itt alkalmazott mérésekhez hasonlót építenek a világ legnagyobb, már épülő magfúziós kísérleti bázisán, a franciaországi Cadarache-ban. Ha itt jók vagyunk, ott is jók lehetünk.•

 
Archívum
 2011  2012  2013  2014  2015  2016  2017  2018  2019  2020
Címkék

Innotéka