Már dolgoznak az atomenergia megmentésén

A lábbeli saját maga akadályozza meg, hogy leváljon a talpa, nem kell cipész a javításához - ezzel a képpel lehet összefoglalni, mi a harmadik generációs atomreaktorok lényege. Az elmúlt évtizedek atomkatasztrófái miatt sok az atomenergia-felhasználás ellenzője, az ő aggályaikra adhatnak választ a harmadik és negyedik generációs atomerőművek. A prototípusok 2013 után épülhetnek meg, de nem világos, hogy pontosan mikor.

Az utóbbi három évtized mindegyikében előfordult egy-egy súlyos vagy katasztrofális atomerőművi baleset. A Three Mile Island (USA) erőmű 1979-es zónaolvadása, az 1986-os csernobili robbanás és a mostani japán atomválság jelzi, hogy ha nagy a baj, a jelenleg használatos erőműveket muszáj emberi erővel, hatalmas áldozatok árán menteni. A jórészt még tervezőasztalon létező harmadik generációs erőművek ezt a problémát küszöbölik ki.

A Fukusima I erőmű viszonylag jól állta a 9-es erősségű földrengést, annak ellenére, hogy két blokkjánál is nagyobb talajgyorsulás következett be, mint amennyire a reaktort és az épületeket tervezték. A balesetsorozatot az okozta, hogy a földrengéssel megszűnt az áramszolgáltatás, a cunami miatt meg a biztonsági hűtőrendszert működtető dízelgenerátorok is leálltak egy idő után. Az erőműben azóta is az így bekövetkezett robbanások és részleges nukleáris üzemanyag-sérülés elhárításán dolgoznak, és még nem látni, mikorra sikerül megnyugtatóan rendezni a helyzetet.

A harmadik és negyedik generációs erőművekkel éppen az ilyen vészhelyzeteket akarják elkerülni a mérnökök és kutatók. "Már a harmadik generációs erőművekben is passzívan van megoldva számos üzemzavari rendszer, azaz nincs szükség villamos betáplálásra, hanem egyszerű fizikai törvényszerűségek 'hajtják' azokat, például a gravitáció vagy a nyomáskülönbség" - magyarázta az [origo] kérdésére Yamaji Bogdán, a BME Nukleáris Technológiai Intézetének munkatársa.

A harmadik generációs erőművek mindegyike a most üzemelő, a gyártóktól megvásárolható erőműtechnológiák utódainak számítanak, azzal a különbséggel, hogy gazdaságosabbak is a jelenlegieknél. Ennek oka többek közt a moduláris építési technológia, ami azért fontos szempont, mert egy atomerőmű milliárd eurós-dolláros beruházás, és az építés a legnagyobb költségtétel. A fejlesztésekkel egy 3. generációs erőmű élettartama hatvan évre tolható ki a jelenlegiek szokásos negyven évéhez képest, és ez meg is duplázható. Ilyen létesítmények épülnek többek között a franciaországi Flamanville-ben, a finnországi Olkiluotóban és a kínai Sanmenben. A 4. generációs erőművek még csak tervezőasztalon léteznek.

Tűzoltófecskendővel, vízágyúval, majd betonpumpával kellett kívülről hűteni a japán erőművet

A japán nukleáris hatóságnak, a Fukusima I-et üzemeltető Tepcónak és a mentésen dolgozóknak jelenleg is az a legnagyobb gondja, hogyan biztosítsák a használt fűtőelemkötegek hűtését. Miután az urándioxid-rudakat tartalmazó kötegeket kiemelik a reaktortartályból, évekig víz alatt kell tartani ezeket, a pihentető medencékben, mert a láncreakció továbbra is maradékhőt termel bennük. Egyszerűbben kezelhető lenne tehát egy olyan erőmű, amiben nincsenek fűtőelemkötegek, amelyeket sem szerelni, sem pihentetni nem kell.

Ilyen a sóolvadékos reaktor (MSR). Noha a technológia még kísérleti szakaszban van, támogatói szerint egy ilyen erőművet egyszerűen nem érthet olyan balesetsorozat, mint amilyen Japánban bekövetkezett. A New Scientist tudományos folyóirat által a témában megszólaltatott kutatók azzal érveltek, hogy amíg nem lehet jórészt megújuló energiaforrásokból fedezni a világ áramigényét, szükség van az innovatív atomerőművekre.

Addig kering az üzemanyag, amíg már nem radioaktív

Az ilyen reaktorban a sóolvadékba - pontosabban lítiumfluoridba - elegyített tórium a fűtőanyag (angol rövidítéssel ezért LFTR-nek hívják a típust). A tórium természetben előforduló fém. Négyszer nagyobbak a kitermelhető készletek belőle, mint uránból - az uránkapacitás a becslések szerint körülbelül 80-100 évre elegendő, ha a most használatos reaktor-technológiákkal számolunk. A tóriumhoz kis mennyiségű urán-233 izotópot kell adagolni, hogy a láncreakció beinduljon. A reakció révén felszabaduló neutronok a tóriumatomokat U-233-má alakítják, hő szabadul fel, és a folyamat kezdődik elölről. "Magasabb, 500-800 Celsius-fokos hőmérséklet érhető el velük, mint a hagyományos vizes reaktorokban, ahol 300 fok a szokásos szint, így jobb a termikus hatásfok. Megjegyzem, hogy sóolvadékokat használnak a fémgyártásban, a vegyiparban, de hőszállító közegként egyes kísérleti naperőművekben is" - mondta el Yamaji.

"A sóolvadék hőszállító és hűtőközeg egyben, ezt cirkuláltatják a reaktorban és a primer körben" - tette hozzá a szakértő. Ez azt jelenti, hogy a felhevített anyag egy hőcserélőbe kerül, amelyben szintén sóolvadék veszi át az energiáját, és ez utóbbi hajtja meg az áramtermelő turbinákat. Az elrendezés hasonló a paksi atomerőműéhez, mert ott sem kerülhet közvetlenül a turbinákra az a sugárszennyezett víz, ami a reaktortartályból kikerül. A nyomottvizes reaktorokban - mint amilyen a paksi is - viszont 120-130 bar nyomáson kell tartani a vizet, de a forralóvizesekben is szükséges 70 bar (ilyen a fukusimai erőmű). Ehhez képest a sóolvadékos rendszer légköri nyomáson üzemelhet.

A folyékony üzemanyag további előnye, hogy addig lehet keringetni a reaktorban, míg a hasadóanyag teljesen lebomlik belőle, vagy már nem radioaktív hulladékká alakul. "Az üzemanyag összetétele a reaktor leállítása nélkül változtatható, így transzmutációra is jó a reaktor. Ezáltal a magreakciók révén rövidebb felezési idejű hasadó- vagy stabil anyagokká lehet átalakítani a hagyományos erőművekben keletkező radioaktív melléktermékeket" - mondta el kérdésünkre a BMT NTI szakértője.

Az erőmű közeléből kitelepítetteknél sugárterhelést mértek

Fukusimában a robbanásokat az okozta, hogy a megoldvadó üzemanyag cirkónium burkolata reakcióba lépett a vízzel, és hidrogén keletkezett. A sóolvadék viszont nem reagál hevesen vízzel vagy vízgőzzel. Ha mégis vészhelyzet áll elő, a környezet védelmét a második generációsakhoz hasonló elvek mentén építik ki. A reaktortartály mellé zárt hűtőkör kerül, melyet egy megfelelő biztonsági védőépületben helyeznek el. A reaktortartályba biztonságvédelmi rudak ereszthetők le. A sóolvadékos reaktor jellegzetessége a kiolvadó biztosíték. Amennyiben teljes áramkimaradás van - mint ahogy Japánban bekövetkezett - megszűnik a biztosító dugó hűtése is, így kiolvad, és az olvadék vészhelyzeti tartályokba folyik át és lelassul benne a láncreakció.

A sóolvadékos erőmű előnyei egyben a hátrányai is. A magasabb üzemi hőmérséklet nehezebben kezelhető. Az olvadék erősen korrozív anyag, tehát nagyon ellenálló reaktortartályt kell kialakítani. Az üzemanyag sűrűsége nagyobb, mint a vízé vagy a folyékony fémeké. Számos technológiai, műszaki, fizikai kérdés megoldásra vár - tette hozzá Yamaji Bogdán. (Az olvadék valóban "eszi" a reaktortartályt. Az első kísérleti MSR-reaktort mindössze három évig, 1965 és 1969 között működtette az USA Oak Ridge Laboratóriuma. A konténert nagy szilárdságú nikkel-molibdén ötvözetből gyártották, mégis leromlott az állapota.)

Az uránnál bőségesebb tóriumfelhozatal és a kevesebb hulladékot termelő, biztonságosabb működtetés azonban vonzó perspektíva. Több nemzetközi kutatási program foglalkozik a sóolvadékos reaktorral. Az Európai Unió nukleáris ügynöksége, az Euratom 2010 decemberében jelentette be, hogy egymillió euróval finanszírozza a folyékony üzemanyagú reaktorokról szóló kutatást (ez az EVOL). "Folynak az anyagtudományi, anyagtechnológiai kérdésekkel foglalkozó, a termohidraulikai, vagyis hő- és áramlástani viselkedéssel kapcsolatos és a reaktorfizikai kutatások. A korrózión kívül kérdés még az is, hogy a szerkezeti anyagokból hogyan kerülhet be szennyeződés a reaktorba. További feladat a megfelelő szivattyúk, tartályok tervezése, legyártása, a hőcserélők tervezése" - sorolta fel a BME NTI szakértője.

Az EVOL keretében 2013-ban készülne el a reaktor megvalósíthatósági tanulmánya, tehát finanszírozást egy prototípus megépítésére csak azután remélhetnek a kutatók. Az uniós kutatásoknak egyszersmind a tórium-technológiában érdekelt fejlődő országokkal, Kínával és Indiával kell felvenniük a versenyt. A kínai tudományos akadémia Innováció 2020 nevű programja keretében jelentette be egy sóolvadékos reaktor kifejlesztését. Indiai atomfizikusok a szilárd tóriumot hasznosító erőműtípuson dolgoznak. Ez ugyan több szempontból kedvezőtlenebb konstrukció, mint az olvadékos, azonban India mindenképpen jól jár. Ez az ország rendelkezik ugyanis a világ tóriumkészletének egynegyedével, a különböző felmérések szerint 290-320 ezer tonnával.