Egyre többen látják be, hogy az atomenergia nélkülözhetetlen

A BN-800 típusú gyorsneutronos blokk

Nemzetközileg elfogadott tény, hogy az atomenergia nélkülözhetetlen pillére a globális klímaváltozás és az energiaszegénység elleni harcnak. Az ENSZ után az Európai Parlament is kinyilvánította ezt, ami igazi áttörés, hiszen 180 fokos fordulatot jelent a korábbi uniós állásponthoz képest. Ehhez képest kisebb hangsúlyt kapott egy múlt heti hír arról, hogy Oroszországban kézzelfogható közelségbe került a nukleáris üzemanyagciklus zárása. Ez az áttörés jelentőségét tekintve nem kisebb, mint az a tény, hogy az atomenergetikát illetően megváltozott a nemzetközi közhangulat. A hír jelentőségét az adja, hogy a nukleáris üzemanyagciklus zárásával a földi uránkészletek több ezer évre elegendővé válnak. Az ezt biztosító gyorsneutronos reaktorokban ugyanis újra fel lehet használni a kiégett fűtőelemekből kinyert plutóniumot, ami friss uránnal keverve a töredékére csökkenti a ciklus végén megmaradó nukleáris hulladékot.

A Roszatom 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 jelentette be. Világraszóló áttörés, hogy december elején a Roszatomhoz tartozó TVEL üzemanyaggyártó vállalat leányvállalata, a Szibériai Vegyi Kombinát a BRESZT-OD-300 típusú ólomhűtésű gyorsneutronos atomerőművi blokk létesítését célzó építési és szerelési feladatok elvégzésére vonatkozó szerződést írt alá a Titan-2 Konszern orosz mérnöki vállalattal. Az új blokk a nyugat-szibériai Tomszk megyében található Szeverszk városa mellett valósul meg, 2026-ra.

A BRESZT-OD-300 típusú gyorsneutronos atomerőművi blokk látványterve Forrás: TVEL

A 300 MW teljesítményű, innovatív, gyorsneutronos atomerőművi blokk az Áttörés program kulcslétesítménye. A projekt részeként a telephelyen építenek egy, a zárt nukleáris üzemanyagciklushoz szükséges, kevert urán-plutónium nitrid nukleáris üzemanyag gyártására, illetve a kiégett üzemanyag újrafeldolgozására szolgáló moduláris berendezést is. Ennek köszönhetően egy helyen valósul meg az energiatermelésre szolgáló gyorsneutronos reaktorban keletkező kiégett üzemanyag újrafelhasználása.

E technológia nagyban hozzájárul az atomenergia elfogadottságának növeléséhez, hiszen segíti a termikus neutronokkal működő „hagyományos" reaktorok kiégett fűtőelemeinek újrahasznosítását is, és így jelentősen csökken a végleges elhelyezésre váró nagyaktivitású hulladék mennyisége. És a lényeg: a jövő globális atomenergetikai infrastruktúrája lehetőséget biztosít az egységnyi természetes urán szinte teljes mértékű felhasználására, ötvenszeresére növelve a földi uránkészletekből kinyerhető energia mennyiségét.

A gyorsneutronos reaktoroknak két nagy előnye van. Az első összefügg az atomenergetikát érintő üzemanyag kérdésével. A gyorsneutronok egyaránt hasítják az urán-235-ös és az urán-238-as izotópokat. 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. A „gyorsreaktorok" második előnye, hogy segítségükkel hatékonyan ki lehet égetni a kiégett üzemanyagban lévő leghosszabb élettartamú radionuklidokat. Így megoldható az atomerőművi termelés során keletkező kiégett üzemanyag ártalmatlanítása, jelentősen csökkentve annak mennyiségét, biztonságosabbá téve az atomenergetikát, megoldva egy sor környezeti kérdést.

A BN-800 típusú gyorsneutronos blokk Forrás: rosenergoatom.ru

A legfontosabb, hogy ez a technológia nem a távoli jövő, hanem az atomenergetikai ipar mércéjével mérve 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 is büszkélkedhet. 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.

Áramot termelő gyorsneutronos blokkok

A gyorsneutronos kísérleti reaktorok az 1950-es években jelentek meg. Az 1960-tól 1980-ig terjedő időszakban aktív kutatások folytak az USA-ban, a Szovjetunióban és több európai országban. Mégis ma Oroszország az egyetlen, ahol működő gyorsneutronos kereskedelmi blokkok termelik az áramot. A belojarszki atomerőműben már 1980 óta működik a BN-600 típusú gyorsneutronos blokk. A több mint 38 éve üzemelő blokk a kezdetektől számítva mintegy 140 milliárd kilowattóra villamos energiát termelt. Ez a mennyiség – a tavalyi fogyasztáshoz viszonyítva – hazánk közel háromévnyi teljes villamosenergia-fogyasztását tudná biztosítani. A blokk jelenleg is üzembiztosan és biztonságosan működik, ezzel is bizonyítva e technológia létjogosultságát és hatékonyságát.

A gyorsneutronok hazája

A BN-600 típusú blokk alapján fejlesztették ki a biztonság és a gazdaságosság további növelésének céljával a biztonsági szempontból 3+ generációsnak számító belojarszki BN-800-as típusú gyorsneutronos blokkot, amelyet 2016. október végén a világ legnagyobb teljesítményű, kereskedelmi üzemben működő gyorsneutronos blokkjaként állítottak termelésbe. Üzemanyaga kevert urán-plutónium – MOX – üzemanyag. 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 gyorsneutronos technológia. A BN-1200-as blokkok a jövőben lehetővé teszik a kétpólusú atomenergia-rendszert és az üzemanyagciklus zárását.

Az MBIR kutatóreaktor

2015-ben a dimitrovgradi Nukleáris Reaktorok Kutatóintézetének telephelyén megkezdődött egy többfunkciós, nátriumhűtésű gyorsneutronos kutatóreaktor (MBIR – multipurpose sodium-cooled fast neutron research reactor) építése is. Megépítését követően az MBIR lesz a 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 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 gyorsneutronos reaktorok globális szintű létjogosultságát.

A jövő gyorsneutronos kutatóreaktora

Az új kutatóreaktor iránt nagyon nagy a nemzetközi érdeklődés. 2017-ben például a Roszatom orosz állami atomenergetikai konszern és a 2013-ban létrehozott visegrádi országok V4G4 Kiválósági Központja szándéknyilatkozatot írt alá az együttműködési lehetőségekről a többfunkciós, gyorsneutronos kísérleti reaktor bázisán. A kutatóintézetek szakemberei ugyanis továbbra is arra keresik a műszaki megoldásokat, hogy az atomenergiát hogyan lehet minél hosszabb távon fenntarthatóvá tenni. Jelenleg a kutatóreaktorral kapcsolatos Nemzetközi Kutatóközpontnak a világ számos technológiai nagyhatalma is tagja, így például az Amerikai Egyesült Államok és Kína is.

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 izotóptechnológiákat és a szükséges, különleges tulajdonságokkal rendelkező anyagok gyártási folyamatait is.

A Roszatomhoz tartozó TVEL nukleáris üzemanyaggyártó vállalat az üzemanyagot előállító üzemeken kívül az uránércet feldolgozó üzemekkel, urándúsítókkal, az ezt szolgáló gázcentrifugákat gyártó üzemekkel, továbbá stabil izotópokat előállító üzemmel, tudományos kutatóintézetekkel, valamint mérnöki tervezőintézetekkel rendelkezik. A TVEL a világ 15 országában található 76 energiatermelő reaktor számára szállít üzemanyagot, illetve nyolc ország kutatóreaktorait látja el üzemanyaggal. Például a cég novoszibirszki üzeme szállítja az üzemanyagot a Budapesti Kutatóreaktor számára is. Emellett az orosz atommeghajtású flotta egységei számára is a TVEL biztosítja az üzemanyagot. Ma a világon működő energetikai reaktorok közül minden hatodik a TVEL üzemanyagát használja. Néhány nappal ezelőtt a TVEL és a Kozloduji Atomerőmű 2025-ig szóló szerződést kötött az orosz nukleáris üzemanyag szállításáról a bolgár atomerőmű számára, amely az ország villamosenergia-termelésének közel harmadát biztosítja.

Látogatás az üzemanyaggyárban
Szerkesztő/vágó: Hárfás Zsolt

Az orosz TVEL nukleáris üzemanyaggyártó vállalat egyik gyáregységét november elején magyar, cseh és szlovák újságírók látogatták meg. Az üzemanyaggyártás technológiájának bemutatása mellett a látogatás során Alekszandr Ugrjumov, a TVEL kutatás-fejlesztésért felelős alelnöke elmondta, hogy az MVM Paksi Atomerőmű Zrt. innovációja nyomán a kifejezetten új típusú, a 15 hónapos üzemanyagciklusra továbbfejlesztett üzemanyag-kazetták tesztelése már folyamatban van. Az idei évben elkészült az új típusú üzemanyagköteg teljes értékű modellje, amelyet a finnországi Loviisai Atomerőműben tesztelnek. Az új típusú üzemanyag-kazettákat a Paksi Atomerőműben és a Loviisai Atomerőműben is használni fogják. A Paks II. Atomerőmű vonatkozásában említésre méltó, hogy a két új paksi blokk már üzemelő, igazi referenciája, a Leningrádi Atomerőmű II. kiépítés első blokkja számára is itt készült az első üzemanyagtöltet. A TVEL mindkét üzemanyaggyára képes a jövőbeli Paks II. számára szükséges üzemanyag-kazetták gyártására.

A VVER-1200 típusú üzemanyag-kazetta

A TVEL fejleszti és vezeti be a piacra az úgynevezett toleráns vagy balesetálló üzemanyagot (angol nevén ATF-Accident Tolerant Fuel), amely ellenáll egy súlyos, nem tervezhető, a hűtőközeg elvesztéséből fakadó hipotetikus atomerőművi baleset során fellépő hatásoknak is. A toleráns üzemanyag használata rendszerbiztonsági, illetve az atomenergetika általános biztonsága szempontjából egy új minőségi szintet jelent.

A nukleáris üzemanyagciklus zárása, az új, a legszigorúbb biztonsági követelmények alapján fejlesztett termikus és gyorsneutronos atomerőművek biztosítják, hogy az atomenergia hosszú távon biztonságosan és üzembiztosan szolgálja az emberiség villamosenergia-ellátását.

Szerző: Hárfás Zsolt
energetikai mérnök, okleveles gépészmérnök
Urántoll-díjas, az atombiztos.blogstar.hu oldal szerzője