Áttörés az atomenergetikában

Az oroszországi Belojarszki Atomerőmű BN-800 típusú gyorsneutronos reaktora tavaly szeptember óta kizárólag kevert, urán-plutónium, MOX-üzemanyagot használ, amely az elmúlt egy évben jól vizsgázott. A hír önmagában nem sokat mond az olvasónak, ám ha hozzátesszük, hogy egy olyan mérföldkőről van szó, amely nagyságrenddel segít megnövelni a jelenleg csak néhány száz évre elegendő földi uránkészletek felhasználását, nem mellesleg pedig hozzájárul a világszerte felhalmozott hatalmas mennyiségű kiégett üzemanyag újrahasznosításához, akkor már jobban értjük a hír jelentőségét. Ráadásul a nukleáris üzemanyagciklus- zárásnak nevezett folyamat nyomán a végső elhelyezésre kerülő sugárzó hulladék mennyiségének jelentős csökkentése várható. Mi több, a hulladék csak olyan izotópokat fog tartalmazni, amelyek felezési ideje több ezer vagy százezer év helyett 2-300 év lesz. Ezért a gyorsneutronos reaktoroknak köszönhetően a sokkal gyorsabban "lecsengő" nagy aktivitású hulladék mélységi tárolókban való elhelyezésének költségigénye is kisebb lesz, mivel kevésbé bonyolult eljárásokra lesz szükség az ártalmatlanításukhoz.

A BN-800 típusú gyorsneutronos reaktor Forrás: Roszatom

Jelenleg Oroszország az egyetlen, ahol működő gyorsneutronos kereskedelmi blokkok termelik a villamos energiát. Oroszország a Belojarszaki Atomerőmű nátrium hűtésű gyorsneutronos BN-600 és BN-800 típusú blokkjaival világelsőként és egyedülálló módon áramtermelésre használt BN-800-as belojarszki gyorsneutronos reaktor egy teljes éven át kiégett üzemanyag újrahasznosításával nyert MOX-üzemanyaggal termelt. A blokk MOX-üzemanyagra történő teljes átállítása régóta várt esemény volt a nukleáris iparban.

Mi is ez a MOX-üzemanyag, ami a fenti korszakos jelentőségő előnyökkel kecsegtet?

Az elnevezés a kevert urán-oxid üzemanyagot takarja, angol megfelelője a Mixed-Oxide Fuel, rövidítve MOX-fuel - MOX-üzemanyag, ami alapvetően nem új keletű termék. Hatvan éve létezik, de a mai termikus neutronos reaktorokban, mint amilyenek a paksi blokkok is, nem terjedt el széles körben a használata. Ennek oka, hogy jelentős átalakítások szükségesek az alkalmazásához, illetve hosszadalmas engedélyeztetési folyamat kell ahhoz, hogy ezekben a reaktorokban az uránnal együtt alkalmazzák a plutóniumot. Előfordulhat, hogy a szabályozó rudak számát is meg kell ehhez növelni, ami jelentős átalakítást igényel. Japán a fukusimai baleset előtt a működő blokkjainak egyharmadában tervezte a MOX-üzemanyag használatát. Nyugat-Európában a már bezárt német atomerőművek mellett Franciaországban, Belgiumban és Svájcban összesen hozzávetőleg 40 reaktor rendelkezett a MOX-üzemanyag használatához szükséges engedéllyel, amely általában egyharmados, maximum 50 százalékos MOX-arányú üzemanyagra vonatkozott. Az USA-ban négy reaktort terveztek teljes MOX-üzemanyaggal, köztük a legnagyobb teljesítményű, Arizonában működő Palo Verde Atomerőműben, de egyik sem kapott engedélyt.

Az oroszországi BN-800 típusú gyorsneutronos egység

A kevert urán-oxid üzemanyag a gyorsneutronos reaktorokban hasznosítható igazán optimálisan. Az első nátriumhűtésű energiatermelő gyorsneutronos reaktor a szovjet időkben a kazahsztáni Aktau (korábban Sevcsenko) városa mellett 1973-tól 1999-ig üzemelt. Ezt már eleve MOX-üzemanyagra tervezték csakúgy, mint a BN-600-ast, illetve a BN-800-as blokkot, de sokáig váratott magára a speciális üzemanyag. A MOX-üzemanyag-kazettákat a Krasznojarszki területen Zseleznogorszk városában működő Bányászati és Vegyi Üzemben (FGUP GHK) kezdték el 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, és ehhez szegényített urántartalmú oxidot adnak. Ez utóbbit a szegényített urán-hexafluorid (UF6) átalakításával nyerik ki, ez az urándúsító létesítmények mellékterméke.

A MOX-üzemanyag előállításához a kiégett üzemanyag-kazettákból teljesen automatizált, zárt rendszerben high-tech technológia alkalmazásával nyerik ki a még felhasználható izotópokat és azokat feldolgozzák. A termikus neutronos reaktorokban keletkező kiégett üzemanyagban a plutónium részaránya egy-két százalék, amely többféle plutónium-izotópból tevődik össze: döntően Pu-239-esből, Pu-240, Pu-241-esből, illetve Pu-242-esből, valamint pár százalék a Pu-238 részaránya. A plutónium izotópjai hasadóképesek, illetve transzmutációval hasadóanyag nyerhető belőlük. 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 nukleáris üzemanyagciklus zárásához alapvető fontosságú a gyorsneutronos technológia alkalmazása, ami jelentős mérföldkő az atomipar globális jövőjét illetően. E technológia környezetvédelmi szempontból is rendkívül fontos, hiszen lehetővé teszi a termikus neutronokkal üzemelő, hagyományos atomerőművek kiégett üzemanyagának újrahasznosítását. Ennek köszönhetően nagymértékben csökkenti a végleges elhelyezésre váró nagy aktivitású hulladék mennyiségét.

A jövő globális atomenergetikai infrastruktúrája lehetőséget biztosít az egységnyi természetes urán szinte teljes mértékű felhasználására, ötvenszeresére növelve a földi uránkészletekből kinyerhető energia mennyiségét. Ez azt jelenti, hogy a Föld uránkészletei több ezer évre elegendőek lesznek. A gyorsneutronos technológiák alkalmazásának köszönhetően Oroszország világelső az atomiparban, 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 és fejlesztésekkel. Ez alapozza meg Oroszország ambiciózus és hosszú távú terveit. Ennek érdekében új termelőkapacitásokat hoznak létre a kiégett fűtőelemek feldolgozására.

Forrás: Roszatom

A kísérleti és valós ipari felhasználás eredményei alapján igazolódott először az, hogy a zárt nukleáris üzemanyagciklus technológiája készen áll az ipari alkalmazásra.

Amerikai elismerések

Ezzel összefüggésben érdemes megjegyezni azt a tényt, hogy 2020-ban a mérvadó amerikai energetikai szaklap, a Power a 12 legfontosabb szakmai esemény közé sorolta a kevert urán-plutónium MOX-üzemanyaggal töltött első kazetták behelyezését a Belojarszki Atomerőmű gyorsneutronos BN-800 típusú reaktorának aktív zónájába. A lap által legfontosabbnak tartott szakmai eseményekről a teljes listát az amerikai kiadvány honlapján tették közzé.

Az amerikai Power energetikai szaklap 2016-ban Power Awards díjjal tüntette ki a Belojarszki Atomerőmű 4. blokkját. 2017-ben a folyóirat a világ három legjobb nukleáris létesítménye közé sorolta a Novovoronyezsi Atomerőmű 6. blokkját, amely a világ első 3+ generációs, VVER-1200 típusú atomerőművi blokkja. A Lomonoszov Akadémikus névre keresztelt, a világ első úszó atomerőművének oroszországi beindítását pedig a 2019. év egyik legjelentősebb eseményének nevezte a lap a globális atomenergetikai ipar történetében.

További fejlesztések

Oroszországban több gyorsneutronos, negyedik generációs reaktor létezik, illetve áll fejlesztés alatt. A folyamatos és többirányú fejlesztések részeként idén már egy olyan ötödik generációs urán-plutónium üzemanyagot kívánnak üzemi körülmények között tesztelni a Novovoronyezsi Atomerőmű második kiépítésének egyik VVER–1200 típusú reaktorában, amelyet kiégett üzemanyag újrahasznosításával terveznek sorozatgyártásban előállítani. A jövőben ezeket az innovatív üzemanyagokat a VVER–1000 és a VVER–1200 típusú reaktorokban is alkalmazhatják.

Oroszország rendelkezik már olyan transzmutációs technológiával, amellyel akár két nagyságrenddel csökkenthető a végső elhelyezésre kerülő hulladék „lecsengése", azaz ezer és százezer helyett száz években lesz mérhető az az idő, amely alatt a radioaktivitás a veszélyes mérték alá csökken, ami fontos költségcsökkentő tényező a hulladéktároló kialakításakor.

A BN-800 típusú gyorsneutronos egység biztonságos üzemeltetése pedig világosan jelzi, hogy a jövőbe mutató gyorsneutronos és MOX-technológia, a nukleáris üzemanyagciklus zárása már nemcsak a tervasztalon és papíron létezik, hanem – az atomenergetikai ipar mércéjével mérve – ez már a holnap technológiája, egy valós, reális perspektíva az atomerőművek hosszú távú jövője és a globális klímavédelmi célok elérésének érdekében. Úgy is fogalmazhatunk, hogy az atomenergetika „Szent Grálja" hamarosan elérhetővé válik.

Hárfás Zsolt, atomenergetikai szakértő, az atombiztos.blogstar.hu oldal szerzőjének írása.