fbpx

Generációváltás a reaktoroknál

Nukleáris energia: Kevesebb hulladék, hosszabb élettartam

Már most forgatókönyvek készülnek arra az esetre, amikor nem lesz elegendő mennyiségű urán az atomerőművek számára. Az egyik változat, hogy a meglévő készleteket a jelenleginél nagyobb hatékonysággal használjuk fel – így odázva el az uránmentes korszakot –, ráadásul úgy, hogy kevesebb radioaktív hulladék keletkezzen.

Ezt a célt szolgálnák a ma még csupán koncepció formájában létező negyedik generációs atomerőművek. A világon jelenleg működő 436 reaktor üzemeltetése évente mintegy 66 ezer tonna urán kitermelését igényli. Az ismert technológiákkal a gazdaságosan kibányászható uránkészlet 5,5 millió tonnára tehető, ami az atomenergia-termelés jelenlegi intenzitása mellett nagyjából e század végéig elegendő. (A piaci árak duplázódása esetén a gazdaságosan kinyerhető készletek mennyisége akár megtízszereződhet.) A világ első, hálózatra energiát termelő atomerőműve 1954-ben, a szovjetunióbeli Obnyinszkban kezdte meg működését.

Az obnyinszkihez hasonló első generációs atomerőművek zömét bezárták, a néhány még működő nemzedéktárs élettartama végén jár. A második generációs erőművek – ilyen a paksi atomerőmű négy blokkja – alkotják a ma működő erőművek döntő többségét. Itt már a tervezés során jóval szigorúbb biztonsági előírásokat alkalmaztak, például szinte mindegyiket ellátták olyan nyomásálló burkolattal (konténmenttel), amely üzemi balesetnél megakadályozza a radioaktív anyagok környezetbe jutását.

A tipikusan hatvanéves üzemelésre tervezett harmadik generációs reaktorok kialakítása egyszerűbb és robusztusabb, mint az eddig épített atomreaktoroké. (A paksi blokkokat harmincéves működésre tervezték, amit újabb húsz évvel szeretnének meghosszabbítani – az első blokk már megkapta az engedélyt.) Hatékonyabb az üzemanyag-felhasználásuk is, és kevesebb kiégett üzemanyag keletkezik. Ilyen atomerőmű épül meglehetősen vontatottan, a többi között a franciaországi Flamanville-ben, illetve a finnországi Olkiluotóban. A negyedik generációs atomerőművek a jövő erőművei, jelenleg azonban még nincs ezekre letisztult koncepciójú, energetikai célra hasznosítható méretű reaktor.

A 2000 januárjában alakult nemzetközi projekt, a Generation IV International Forum (GIF) hat lehetséges negyedik generációs reaktortípus kutatására koncentrál: 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. Hogy három gyorsreaktor is szerepel a hat között, az ennek a reaktor típusnak a fontosságát jelzi, valamint azt, hogy ezen a területen ma még nincs elegendő tapasztalat ahhoz, hogy a legjobb megoldást ki lehessen választani. Magyar, cseh és szlovák atomkutató intézetek 2010 májusában egy kísérleti negyedik generációs, gázhűtéses atomreaktor építésére szövetkeztek.

Az együttműködéshez később csatlakozott egy lengyel kutatóintézet is. A magyar–cseh–szlovák–lengyel együttműködés célja bebizonyítani azt, hogy a gázhűtésű gyorsreaktor is megvalósítható – a hűtőközeg a hélium lenne. Európában a franciák a nátriumhűtésű gyorsreaktor terveire koncentrálnak, míg a belga–olasz–román hármas az ólomhűtésű gyorsreaktor megvalósításában hisz. Az MTA Energiatudományi Kutatóközpont főigazgatója, Horváth Ákos szerint a nátriumos koncepció van a legelőrehaladottabb állapotban, míg a gázhűtéses a legkevésbé kidolgozott, de bármikor fordulhat a kocka. A négy visegrádi ország által tervezett 75 megawatt hőteljesítményű demonstrációs célokat szolgáló reaktor azt bizonyítaná, hogy az eljárás technológiailag működőképes.

Az Allegro rövidítéssel jelölt program idén júliusban új lendületet vett, hiszen bejelentették a V4G4 Kiválósági Központ létrejöttét, amelyhez a magyar akadémiai kutatóközponton kívül a három másik közreműködő tudományos intézet egy-egy kutatólaboratórium kiépítésével és működtetésével járul hozzá. A demonstrátorreaktor sokéves sikeres működése után épülhet majd meg a prototípus, amelynek tervezett hőteljesítménye 2400 megawatt. (A jelenlegi, négy reaktorblokkból álló paksi atomerőmű összesített hőteljesítménye 1485 megawatt.)

A főigazgató szerint a reaktorok új nemzedékének köszönhetően a radioaktív hulladékok mennyisége minimalizálódik, a hulladékok sugárzása pedig olyan mértékben csökken, hogy az 300 év alatt éri el az uránérc természetes radioaktivitásának szintjére, szemben a mai atomreaktorokra jellemző 100 ezer évvel. További előny, hogy a hasadóanyagok „tenyésztésével” – speciális újrahasznosításról van szó – az adott mennyiségű uránüzemanyagból kinyerhető energia megötvenszereződik. Ha minden jól megy, a 2020-as években készülhet el a prototípus, a helyszín azonban nem dőlt el. Horváth Ákos szerint ott valósul meg a reaktor, amelyik ország az építkezés költségéből a legnagyobb részt vállalja. Előbb azonban működjön a demonstrációs reaktor.

A cikk eredetiben itt olvasható.

Forrás: http://nol.hu

 

Vélemény, hozzászólás?

Az email címet nem tesszük közzé.

Ez a weboldal az Akismet szolgáltatását használja a spam kiszűrésére. Tudjunk meg többet arról, hogyan dolgozzák fel a hozzászólásunk adatait..

%d blogger ezt szereti: