Kövesse az Indexet Facebookon is!
Követem!További Tudomány cikkek
-
Megtalálták a másnaposság felelősét, de nem az, amire eddig gyanakodtak - Ha nincs vérfrissítés, jönnek a bajok
- Magas rangú katonatiszt tűnt fel a világ legnagyobb hadseregében, de még mindig rejtély, ki irányítja őket
- Végre tényleg megoldódhatott Stonehenge rejtélye
- Még mindig mérgező az 1916-os verduni csata helyszíne
Az OECD és az Európai Unió intenzíven érdeklődik az új típusú, úgynevezett negyedik generációs reaktorok után. A kutatási programban a Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem kutatói is részt vesznek: vizsgálják az úgynevezett sóolvadékos reaktorok tulajdonságait, amelyben nincs külön üzemanyag-kazetta, mint például a paksi reaktorokban, hanem a nukleáris reakció zónája és a hűtés összefolyik. Ez sok problémát megold, de legalább annyit fel is vet. Mégis ez lehet a jövő egyik útja. A kutatók áramlással kapcsolatos eredményeiket a Annals of Nuclear Energy című szaklapban publikálták.
A sóolvadékos gyorsreaktor (Molten-Salt Fast Reactor, MSFR) egyike azoknak az úgynevezett negyedik generációs atomreaktor típusoknak, amelyek elvileg 2030 után kezdenek majd működni. Az új generációval hatékonyabban újrahasznosítható a nukleáris üzemanyag, ezzel csökken a keletkező radioaktív hulladék, így jóval kevésbé veszélyesek ezek a reaktorok.
Fotó: Isifa / Europress / Getty
Az MSFR-koncepció egyik fő célja, hogy úgynevezett tóriumalapú üzemanyagciklussal kibővítse az atomenergetika lehetőségeit: a tóriummal olyan nyersanyagot vonjon be az energiatermelésbe, amely jelenlegi eszközökkel nem hasznosítható.
„Ez a fejlesztés a gázhűtésű reaktor kutatásával párhuzamosan zajlik. De ahhoz képest – történelmi okokból is – le van maradva a sóolvadékos reaktor. A gázhűtésű reaktornál is az egyik cél a magas közeghőmérséklet, azaz jó termikus hatásfok elérése volt, ebben hasonlítanak, illetve a gázhűtésű gyorsreaktor szintén alkalmas hasadóanyag előállítására” – tudtuk meg Aszódi Attilától, aki kutatócsoportjával a BME Nukleáris Technikai intézetében több új generációs reaktoron is dolgozik.
Generációváltás
Az atomerőművek első generációja, a mai reaktorok prototípusa az ötvenes-hatvanas években alakult ki. Ezekből fejlődött ki az a második generáció, amely ma az atomerőművek gerincét adja: körülbelül 400 ilyen reaktor működik a világ harminc országában. Ezek a hetvenes és a kilencvenes évek között indultak, és várhatóan 40-60 évig üzemelnek. Ilyen Paks is, ahol vízhűtésű, úgynevezett nyomottvizes reaktorok működnek.A harmadik generációs reaktorok ezek továbbfejlesztései: olyan nyomottvizes vagy forralóvizes reaktorok, amelyek műszaki tervezése tipikusan a kétezres években zajlott, és még szervesen épülnek a második generációra. Ilyen harmadik generációs erőművek épülnek ma, és ilyet terveznek Pakson is.
A negyedik generációs reaktorok viszont nem a harmadik generáció továbbfejlesztései: ezek olyan speciális hűtőközegű, speciális felépítésű reaktorok, amelyek majd sokkal hatékonyabban használják fel a nukleáris üzemanyagot, magasabb hatásfokkal termelnek áramot, hőt, esetleg hidrogént, és kevesebb hulladékot állítanak elő.
A fejlett országok összesen hat különböző negyedik generációs reaktor kutatás-fejlesztése zajlik. A hatból az egyik a gázhűtésű, egy másik a sóolvadékos. Vizsgálják még nátriumhűtésű, folyékonyólom-hűtésű, szuperkritikus nyomású vízhűtéses, és nagyon magas hőmérsékletű gázhűtésű reaktorok megvalósíthatóságát is.
Atomrepülővel kezdődött
Az atomrepülőt hajtó turbinák
Fotó: Wikipedia
Az egész sóolvadékos megoldás jó pár évtizeddel ezelőtt volt először forró téma: az USA-ban a negyvenes évek végén repülőgép-meghajtására akartak kifejleszteni kisméretű, viszonylag nagy teljesítményű reaktort. Végül ebből kísérleti berendezés lett, az interkontinentális rakéták feleslegessé tették.
A hatvanas években aztán megépült, és rövid ideig működött az MSRE (Molten-Salt Reactor Experiment), az első és eddig egyetlen, kisméretű és kis teljesítményű sóolvadékos reaktor. Ebben kísérleteztek először sóolvadékban üzemanyagként tóriummal. Az MSRE alapján később elkészült egy 1000 megawatt teljesítményű sóolvadékos tenyésztőreaktor (MSBR) terve is, de a projektet leállították, a forrásokat folyékony fém hűtésű reaktorok fejlesztésére csoportosították át.
Nincsenek üzemanyagkazetták
A sóolvadékos reaktor különlegessége, hogy üzemanyaga fel van oldva a hűtőközegként is használt speciális olvadt sóban. A hűtőközeg és az üzemanyag keveréke kering a reaktorban és hűtőrendszerében is.
A folyékony üzemanyagú, sóolvadékkal hűtött reaktor jelentős fenntarthatósági és biztonsági előnyökkel kecsegtet, ugyanakkor megvalósítása még széles körű kutatás-fejlesztési munkát igényel számos területen.
Az oldott hasadóanyagot tartalmazó folyékony sóolvadékot keringetik a reaktorban. Az olvadékok jellemzően fluoridalapú vegyületek, nátrium-fluorid (NaF), lítium-flourid (LiF), berillium-flourid (BeF2), ebben kell feloldani a hasadóanyagot tartalmazó vegyületet, ami tipikusan urán-tetrafluorid (UF4).
Ezek az anyagok 100-200 Celsius-fok felett már folyékonyak (van olyan, ami már szobahőmérsékleten is), de van, amelyik csak 400-500 Celsius-fokon olvad. Ezért jók hőszállításra, jó hőelvonó anyagok, és elég magas a forráspontjuk, a víznél jóval magasabb, így magas hőmérsékleten termikus jó hatásfokot lehet velük elérni, amitől hatékonyabb lesz az erőmű.
A sóolvadék egyben a hőszállító közeg is, azaz a sóolvadékos reaktorban nincsenek üzemanyagkazetták. Az aktív zónában történik a láncreakció, itt felmelegszik a sóolvadék, majd ez kering tovább, a reaktoron kívülre, ott hőcserélőben továbbadja a hőt egy másik hűtőkör számára, végül ezzel a hővel a hagyományos módon gőz és villamos energia állítható elő.
Nem akkora baj, ha elromlik a hűtés
Az olvadékos erőművekben nem fordulhat elő olyan, a csernobili katasztrófához hasonló krízis, mint például a szilárd üzemanyagú, könnyűvíz hűtésű reaktoroknál: ha valamiért nem elég a hűtés, kiszárad a szilárd üzemanyag, túlhevül, megsérül és megolvad. Egy sóolvadékos reaktorban az üzemanyag már eleve az olvadt sóban van, a hűtés elégtelensége legfeljebb a sóolvadék elforrásához vezetne, ha ezt a nagyon magas hőmérsékletet elérnék.
A Lungmen Taiwan III. Generációs erőműve
Fotó: Ashley Pon / Europress / Getty
Ugyanakkor hátrány, hogy ezek a sóolvadékok kémiailag nagyon agresszívak is lehetnek, a tartály falát idővel tönkretehetik. A jelenséget ráadásul fokozza a magas hőmérséklet, így az anyagtechnológiai kihívások itt nagyobbak, mint a ma használt reaktoroknál, pedig a megbízhatóság már most is első számú kérdés. Ehhez hozzájön még, hogy mivel az olvadék mindenhol kering, a teljes rendszert éri sugárterhelés, megfelelő sugárvédelmet kell köré építeni. Aszódi szerint ez is még kutatási fázisban van, de sok eredmény felhasználható az MSRE-programból.
Több jön ki, mint ami bement
A folyékony üzemanyag haszna, hogy elméletileg üzem közben lehet változtatni a kémiai- vagy izotóp-összetételt, így jól alkalmazható transzmutációra, azaz uránnál nehezebb elemek és hasadási termékek kiégetésére, hosszú felezési idejű radioaktív izotópok átalakítására, aminek az a vége, hogy kevesebb radioaktív hulladék keletkezik.
Fotó: BME Nukleáris Technikai Intézet
Aszódi szerint a mai rektorok 33-36 százalékos hatásfokkal működnek, azaz a nukleáris reakcióban keletkező hőből ennyi villamos energiát tudnak termelni, a sóolvadékos reaktorral ez az érték már ötven százalékot is elérhet, a sóolvadék magas hőmérséklete miatt. Másik előnye, hogy megfelelő anyagösszetétellel annyi vagy több hasadóanyagot tud előállítani, mint amennyit üzem közben elhasznál.
A folyékony üzemanyag haszna, hogy elméletileg üzem közben lehet változtatni a kémiai- vagy izotóp-összetételt, így jól alkalmazható transzmutációra, azaz uránnál nehezebb elemek és hasadási termékek kiégetésére, hosszú felezési idejű radioaktív izotópok átalakítására, aminek az a vége, hogy kevesebb radioaktív hulladék keletkezik.
Szimulálják
A világon több nemzetközi program keretében is kutatják a sóolvadékos reaktorokat. A magyar szakemberek az EU 7. keretprogramjának támogatásával sóolvadékos gyorsreaktor-koncepció áramlástani viselkedését tanulmányozzák: a BME NTI szakemberei foglalkoztak azzal a kérdéssel, hogy az aktív zónájában hogyan áramlik a sóolvadék üzemanyag-hűtőközeg. Ezen kívül a kísérletekre alapozva számítógépes modellezéssel támogatják a többi kutatást.
Ezért a BME Nukleáris Technikai Intézetében építettek egy kicsinyített, vízzel működő modellt, amelyen áramlástani méréseket végeznek. Az eredmények alapján az újfajta reaktorokkal kapcsolatban konkrét javaslatokat tud készíteni a kutatócsoport.
Messze a cél, de jön a folytatás
Aszódi szerint a valódi reaktort megvalósításától még messze vannak. Az EU-n kívül Kínában van egy erős anyagi hátterű program, aminek célja egy sóolvadékos demonstrációs reaktor építése körülbelül tíz éven belül, és Oroszországban is folynak ilyen irányú kutatások.
Fotó: Chinafotopress / Europress / Getty
„Még nagyon sok kérdést kell megválaszolni alapvető kémiai, anyagtudományi, reaktorfizikai szempontból: a vegyületek oldhatósága, az összetétel milyen módon befolyásolja a legfontosabb fizikai jellemzőket, például hővezetés, viszkozitás?” – sorolja Aszódi.
A hároméves, EU-s EVOL projekt tavaly november végén lezárult, de ezzel nem fejeződtek be a sóolvadékos gyorsreaktorral kapcsolatos kutatások a BME-n, a kutatók az EU-s Horizon 2020 programon keresztül végeznének újabb kutatásokat. A BME-n dolgoznak még a szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor és a gázhűtésű reaktor kutatásán, valamint kisebb mértékben ólomhűtés területén is.
Kövesse az Indexet Facebookon is!
Követem!
