Folyamatos orosz innovációk az atomenergetikában

Az újrahasznosítás már a jelen az atomenergetikában, az eddigi tapasztalatok legalábbis kedvezőek az oroszországi Belojarszki Atomerőmű BN–800 típusú gyorsneutronos egységében. Itt a dúsított urántól eltérően a MOX-üzemanyag előállításához plutónium-oxidot használnak, amelyet a hagyományos nyomottvizes VVER típusú reaktorokból származó kiégett üzemanyag feldolgozása során nyernek.

A Rosztatom folyamatosan fejleszt, a BN-800 után a BN-1200 blokk is megépülhet Fotó: Martin Divisek

A globális klímavédelmi, ellátásbiztonsági és versenyképességi célok elérésének egyetlen helyes útja van, ez pedig az atomenergia és a megújuló energiaforrásoknak a közös útja. Ha körülnézünk a világon, akkor az láthatjuk, hogy egy új nukleáris reneszánsz részesei vagyunk. Ugyanakkor az atomenergia hosszú távú fenntarthatósága, a társadalmi elfogadottság növelése, valamint a biztonság növelése érdekében szükség van a technológia folyamatos fejlesztésére – mondta el lapunknak ki Hárfás Zsolt mérnök, atomenergetikai szakértő.

A Roszatomnál a jövő már a jelen, ha egy technológiai újítás beválik, azt hamarosan exportra is felkínálják. A BN–800 eddigi üzemeltetési tapasztalatai kedvezőek
 Fotó: Roszatom

Szavaiból kiderül, nem túlzás kijelenteni, hogy az újrahasznosítás már a jelennek számít a nukleáris technológiában, és ebben a fejlesztésben is Oroszország jár az élen. Az igazi hosszú távú fenntarthatóságot a nukleáris üzemanyagciklus zárása jelenti, hiszen ebben az esetben az atomipar nem eltemetendő hulladékként tekint a kiégett nukleáris üzemanyagokra, hanem az újrafeldolgozás révén potenciális új üzemanyagként. Ennek eddigi legfontosabb állomása az oroszországi Belojarszki Atomerőmű BN–800 típusú gyorsneutronos egysége – ismertette Hárfás Zsolt.

A szakértő személyes tapasztalatai alapján számolt be a látottakról. Ennek az egységnek a rendkívüli jelentősége abban rejlik, hogy már több mint egy éven keresztül képes volt kizárólag kevert, urán-plutónium, MOX-üzemanyaggal üzemelni, amely üzemeltetési tapasztalata kiváló. 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, azaz kinyerik a még használható izotópokat. A plutóniumot és uránt tartalmazó kevert üzemanyagnak és a gyorsneutronos reaktoroknak köszönhetően sokkal több energia nyerhető, mint a hagyományosan uránt használó termikus neutronos reaktorokkal, hiszen a nátriumhűtésű gyorsneutronos reaktorok nukleáris üzemanyag-kihasználtsága kutatások szerint mintegy 50–70-szerese a hagyományos atomerőművek üzemanyag-kihasználtságának. Úgy gondolom, hogy ez az esemény egy rendkívül fontos mérföldkő az atomiparban, hiszen igazolja a nukleáris üzemanyagciklus zárását elősegítő orosz technológiák létjogosultságát és megbízhatóságát – jelentette ki Hárfás Zsolt.

Szólt az egység kapcsán másról is: ennek a reaktornak az egyik igazi különlegessége, hogy a reaktorban felszabaduló hatalmas mennyiségű hőt nem víz szállítja el, hanem folyékony nátrium a nagyon kedvező tulajdonságai miatt. Itt érdemes megjegyezni, hogy ennél a reaktornál teljesen más hőmérséklet-viszonyok uralkodnak. A primerköri nátrium hőmérséklete 547 Celsius fok, a szekunderköri nátriumé – ami elhagyja a reaktort – 505 Celsius fok. Ez utóbbi a gőzfejlesztőkbe kerül, az itt képződő 490 fokos gőz, ami meghatja a gőzturbinát és a vele egy tengelyen elhelyezkedő villamos generátort, ami áramot termel.

Összevetésül: az új paksi blokkok nyomottvizes technológiát alkalmaznak és az itt is használt üzemanyag izotópjait lehet az előbb említett módon a BN–800-as egység működtetéséhez felhasználni. Ezenfelül a szakértő elmondta, a gyorsneutronos egység további előnye, hogy a kiégett üzemanyagból kinyert hosszú felezési idejű másodlagos izotópokat (például amerícium, neptúnium) is fel lehet használni, 

 ami azt jelenti, hogy ily módon nagyon nagymértékben csökkenthető az atomhulladék mennyisége.

Hárfás Zsolt további innovációról is beszélt. Tavaly decemberben a Roszatom már elkészítette és tesztelte is azt a három üzemanyag urán-plutónium MOX-üzemanyag-kazettát, amelyben nem csak plutónium van, hanem más, hosszú felezésű izotóp is, amerícium-241 és neptúnium-237. A magas előremenő hőmérséklet azt is eredményezi, hogy a gyorsneutronos blokkok termikus hatásfoka magasabb, mint a könnyűvizes egységeké.

A tervek szerint tehát 

megépül a BN–800-as egység nagyobb, BN–1200-as változata is. 

Ez lesz az úgynevezett kétkomponensű atomenergetika zászlóshajója, miután sorozatgyártást – és adott esetben – exportot is tervez a Roszatom. A termikus neutronos 1200 MW-os nyomottvizes blokkok és párjuk, a gyorsneutronos BN-1200-as párban épülnének, és egy újrafeldolgozó üzem és üzemanyaggyártó egység közbeiktatásával egymás kiégett üzemanyagát használják majd a működésükhöz.

A BN–800 típusú gyorsneutronos egység és a hely, ahol a MOX üzemanyagot gyártják.