Villanyszerelők Lapja

A nukleárisüzemanyag-ciklus zárása

2018. június 18. | Hárfás Zsolt energetikai mérnök, okleveles gépészmérnök |  159 | |

A nukleárisüzemanyag-ciklus zárása

Az atomenergia alkalmazása számos gazdasági, környezetvédelmi és ellátásbiztonsági előnnyel jár, ugyanakkor folyamatosan arra készteti a szakembereket, hogy bizonyos műszaki, fizikai és környezetvédelmi kérdéseket a lehető legnagyobb körültekintéssel kezeljenek. Mindez azért is különösen fontos, mert az atomenergia alkalmazása a klímaváltozás és az energiaszegénység elleni globális küzdelemhez nélkülözhetetlen. Éppen ezért ennek a villamosenergia-termelési módnak a jövője szorosan összefonódik a fenntartható energiatermeléssel, azaz a nukleárisüzemanyag-ciklus zárásával és a gyorsneutronos technológia alkalmazásával. Az atomenergetikai ipar fejlődésében meghatározó mérföldkő az üzemanyagciklus zárása.

Ez környezetvédelmi szempontból biztonságosabbá és elfogadottabbá teszi az atomenergiát, hiszen segíti a termikus neutronokkal működő reaktorok – ilyenek a paksiak is – kiégett fűtőelemeinek újrahasznosítását, jelentősen csökkentve a végleges elhelyezésre kerülő nagy aktivitású hulladék mennyiségét. Úgy is fogalmazhatunk, hogy a fejlett atomenergetikai ipar a kiégett fűtőelemekben nem hulladékot, hanem a potenciális új üzemanyagot látja.

Ennek érdekében olyan globális atomenergetikai infrastruktúrára van szükség, ami lehetőséget biztosít egységnyi természetes urán szinte teljes mértékű felhasználására, ötvenszeresére növelve a kinyerhető energia mennyiségét.

A gyorsneutronos reaktoroknak két fő előnye van. Az első összefügg az atomenergetikát érintő üzemanyag kérdésével. A gyors neutronok egyaránt hasítják az urán-235 és az urán-238-as izotópot. A gyorsneutronos reaktorok meghatározott típusai képesek arra, hogy másodlagos fűtőanyagot hozzanak létre az uránban rejlő energia szinte teljes kihasználása érdekében, utat nyitva az uránnak jószerével korlátlanul rendelkezésre álló energiaforrásként való használata előtt. Ez a technológia így választ ad az uránkészletek kimerülésével kapcsolatos atomenergia-ellenes zöld aggodalmakra is.

A „gyors” reaktorok második előnye, hogy hatékonyan ki lehet égetni a leghosszabb élettartamú radionuklidokat, amelyek a kiégett üzemanyagban találhatóak. Ennek köszönhetően megoldható az atomerőművi termelés során keletkező kiégett üzemanyag ártalmatlanítása, jelentősen csökkentve annak mennyiségét, biztonságosabbá téve az atomenergetikát, megoldva egy sor környezeti kérdést, valamint a fegyvertisztaságú plutónium mennyiségének a csökkentését is.

A BN-800 típusú gyorsneutronos blokk látképe.

Ezek a technológiai fejlesztések már nem a távoli jövő technológiáját jelentik, hiszen atomipari mércével mérve ez már a holnap technológiája. Jelenleg Oroszország az egyetlen olyan ország a világon, amely rendelkezik e kétpólusú atomenergia-rendszer bevezetéséhez és az üzemanyagciklus zárásához szükséges összes technológiával, valamint több évtizedes üzemeltetési tapasztalattal és fejlesztésekkel. Ez alapozza meg Oroszország ambiciózus és hosszú távú terveit.

Ennek érdekében új termelőkapacitásokat hoznak létre a kiégett fűtőelemek feldolgozására, valamint új urán-plutónium (MOX-üzemanyag) fejlesztése is folyamatban van.

A gyorsneutronos kísérleti reaktorok az 1950-es években jelentek meg. Az 1960-tól 1980-ig terjedő időszakban aktív kutatások folytak az Amerikai Egyesült Államokban, a Szovjetunióban és több európai országban. Ma Oroszország az egyetlen ország, ahol működő gyorsneutronos kereskedelmi blokkok termelik a villamos energiát. A Belojarszki Atomerőműben már 1980 óta működik a BN-600 típusú gyorsneutronos blokk. A több mint 38 éve működő blokk a kezdetektől számítva közel 137 milliárd kilowattóra villamos energiát termelt. Ez a mennyiség – a tavalyi fogyasztáshoz viszonyítva – hazánk 3 évnyi teljes villamosenergia-fogyasztását tudná biztosítani.

A BN-600 típusú blokk alapján fejlesztették ki a biztonság és a gazdaságosság további növelésének céljával, a biztonság szempontjából már 3+ generációsnak számító belojarszki BN-800-as típusú gyors neutronos blokkot, amelyet 2016. október végén a világ legnagyobb teljesítményű, kereskedelmi üzemben működő gyorsneutronos blokkjaként állítottak termelésbe. Üzemanyaga kevert urán-plutónium, más néven MOX-üzemanyag. A két gyors neutronos blokk jelenleg is üzembiztosan és biztonságosan, 100 százalékos teljesítményszinten működik, ezzel is bizonyítva a gyorsneutronos technológiának a létjogosultságát és hatékonyságát. 

Érdemes megemlíteni, hogy 2016 novemberében az Amerikai Egyesült Államok legrégebbi és az egyik legbefolyásosabb nemzetközi energetikai folyóirata, a POWER magazin atomerőművek kategóriában a 2016. év egyik díjnyertes atomerőművének minősítette a Belojarszk-4, BN-800 típusú gyorsneutronos blokkot az amerikai Peach Bottom és a kínai Ningde atomerőmű mellett. A magazin olyan projekteket díjazott, amelyek különböző helyszíneken, politikailag és gazdaságilag egymástól eltérő környezetben létesültek, de az egyedi megoldásaikkal képesek választ adni a globális kihívásokra. A zsűri indoklásában megállapítja, hogy Oroszország a kezdetektől fogva elkötelezett e technológia fejlesztésében, hiszen zárni kívánja a nukleáris üzemanyagciklust, újrafeldolgozni a kiégett fűtőelemeket, csökkentve a fegyvertisztaságú plutónium mennyiségét, valamint a végleges elhelyezésre kerülő hulladékok mennyiségét.

BN-800 típusú gyorsneutronos reaktor
fotó: rosenergoatom.ru

Az amerikai elismerést kapott legújabb BN-800 típusú blokk után a következő lépés a piacképes, már sorozatgyártásra tervezett BN-1200 típusú, 60 éves üzemidővel rendelkező gyorsneutronos blokk lesz, amelyet a jövőben már külföldi partnereinek is ajánlani tud a Roszatom. Az 1200-as blokk fejlesztéséhez értékes üzemeltetési tapasztalatokat biztosít a közel négy évtizede áramtermelésre használt orosz gyors neutronos technológia. A BN-1200 típusú blokkok a jövőben lehetővé teszik a kétpólusú atomenergia-rendszer megvalósítását, valamint az üzemanyagciklus zárását.

MBIR gyorsneutronos reaktor

2015 szeptemberében a dimitrovgradi Nukleáris Reaktorok Kutatóintézetének telephelyén megkezdődött egy többfunkciós, nátriumhűtésű gyors neutronos kutatóreaktor (MBIR – multipurpose sodium-cooled fast neutron research reactor) építése is. Megépítését követően az MBIR lesz világ legnagyobb és legkorszerűbb gyorsneutronos kutatóreaktora, amely a gyorsneutronos technológia elsőbbségét biztosítja nemcsak Oroszországban, hanem a világban is.

Az új reaktor várhatóan 2024-ben kezdheti meg a működését. Ez a reaktor fogja leváltani a BOR-60 típusú orosz reaktort, amely csaknem 50 éve működik az intézet telephelyén. Az új reaktor üzembe helyezését követően jelentősen kibővíti majd a nukleáris ágazat kísérleti képességeit, ily módon igazolva a gyors neutronos reaktorok globális szintű létjogosultságát. Az új kutatóreaktor iránt nagyon nagy a nemzetközi érdeklődés.

Tavaly például a Roszatom orosz állami atomenergetikai konszern és a 2013-ban létrehozott visegrádi országok V4G4 Kiválósági Központja is szándéknyilatkozatot írt alá az együttműködési lehetőségekről a többfunkciós, gyors neutronos kísérleti reaktor bázisán, hiszen a kutatóintézetek szakemberei továbbra is arra keresik a műszaki megoldásokat, hogy az atomenergiát hogyan lehet nagyon hosszú távon fenntarthatóvá tenni.

A 150 MW termikus teljesítményű kutatóreaktor elsősorban nátriumhűtésű lesz, és egy új, a VMOX típusú üzemanyaggal (vibropacked mixed-oxide) fog üzemelni, amely az orosz MOX-üzemanyag továbbfejlesztett változata. Az MBIR kutatóreaktorban tanulmányozni, kutatni, fejleszteni lehet majd a gyorsneutronos technológiával kapcsolatos új rendszereket, üzemanyagokat, szerkezeti anyagokat, hűtési módokat, valamint az új izotóp technológiákat és a szükséges, különleges tulajdonságokkal rendelkező anyagok gyártási folyamatait is.

Oroszország az „Áttörés” nevű projekt keretében – amely az atomenergetikában az új, negyedik generációs, gyorsneutronos reaktorok létesítését és ezzel az üzemanyagciklus zárását célozza meg – egy egész kísérleti atomenergetikai komplexum létrehozását tervezi. A BRESZT-OD-300 típusú ólomhűtésű, gyorsneutronos reaktor mellett nitrid fűtőelemeket gyártó és kiégett fűtőelemek feldolgozására szolgáló üzemek is létesülnek.

Új technológiák

2018. április 17–19. között Madridban tartották a Globális Nukleáris Üzemanyagciklus 2018 elnevezésű nemzetközi konferenciát, ahol a Roszatom orosz állami atomenergetikai konszern képviselője kiemelte, hogy Oroszország az üzemanyagciklus zárásához a gyorsneutronos reaktorok segítségével teremti meg a technológiai alapot. Oroszország folytatja a többször újrahasznosítható REMIX fűtőanyaggal a kísérleteket, jelentősen növelve az uránfelhasználás hatékonyságát a könnyűvizes reaktorok esetében. A nukleáris üzemanyagciklus terén az orosz atomipar másik fontos projektje egy olyan, úgynevezett toleráns nukleáris üzemanyag kifejlesztését célozza, amely üzemzavar esetén is stabil marad.

A back-end szektorban a nemzetközi értékesítés terén iparági integrátori szerepet betöltő TENEX vállalat képviselője előadásában a kiégett fűtőelemek és a radioaktív hulladékok kezelésének innovatív technológiáiról, azok fejlesztéséről és a technológia kereskedelmi kiaknázásáról beszélt. Kiemelte: „A Roszatom technológiái a kiégett fűtőelemek és a radioaktív hulladékok kezelésében – beleértve a nukleáris hulladék frakcionálását is – lehetővé teszi a vállalat számára, hogy csak olyan, közepes aktivitású hulladékot juttasson vissza megrendelőinek, amelyhez nem szükséges mély, föld alatti izolálás.”

A nukleáris üzemanyagciklus zárásának lehetősége nem egy szakmai álom, hanem mára szinte valóssága vált. Együttesen kell azon dolgozni, hogy az atomenergia hosszú távú és domináns szerepe megmaradjon, válaszok szülessenek a környezetvédelmi aggályokra, valamint nagymértékben növekedjen az atomenergia társadalmi elfogadottsága.

AtomerőműEnergetika