Atomerőmű, 2003 (26. évfolyam, 1-12. szám)

2003-04-01 / 4. szám

4. oldal_______________________________________________________ATOMERŐMŰ____________________________________________________________2003. április

DR. SZEKÉR GYULA ^

Gondolatok a Paksi Atomerőmű élettartamnövelő

bővítéséhez és korszerűsítéséhez

Nagy örömmel mentem el és vettem részt a 20 éves az 1. blokk jubileumi szakmai konferencián 2002. november 21-22-én, a Paksi Atomerőműben. Sokakat töltött el hozzám hasonló jó érzés, hiszen majdnem két generáció és sok-sok ezer ember kiváló és szorgalmas munkájáról adtak ott számot. Beszámoltak a biztonságnövelő intézkedésekről és felvázolták az erőmű élettartamnövelő beruházásának menetrendjét.

Engem visszatérően megkérdeztek korábban és most is arról, hogy miért állították le annak idején a Paksi Atomerőmű építését. Jó, hogy akkor leállították, ezt egészen biztosan állíthatjuk. Ezekben az években napirenden volt az energiaszerkezet korszerűsítése, a lakosságot kiszolgáló korszerű vegyipar alapjainak lerakása és egy korszerű atomerőmű megépítése. Ez a három gazdasági problémakör egymással szoros összefüggésben és kölcsönhatásban élt és fejlődött. E körhöz a későbbi években, mint energiafogyasztó, az automobilizmus csatlakozott.

Az energiaszerkezet korszerűsítése és Paks

A magyar kormány 1966 decemberében egyezményt kötött a szovjet kormánnyal két darab 400 MW-os reaktorral felszerelt atomerőmű létesítéséről.

Az atomerőmű létesítésének elhatározása igen nagy jelentőségű döntés volt. S mint a jelentős döntések többsége, ez sem volt előzmények híján. Szervesen illeszkedett egy fontos folyamatba, a hazai energiaszerkezet korszerűsítésének folyamatába, egyúttal a világfejlődés trendjébe.

Az 1950-1980 közötti három évtizedben alaposan megváltozott a világ energiaszerkezete. A szénfelhasználás aránya az 1950. évi 60 %-ról 25 %-ra csökkent, a kőolaj és a földgáz részaránya pedig 1980-ra 65 %-ra nőtt.

Ha pár éves késéssel is - de erre a változásra nálunk is sor került. A szén felhasználása a hazai energiaszerkezetben az 1960. évi 70 %-ról 1980-ban 27 %-ra csökkent, a fajlagosan olcsóbb kőolajé és földgázé pedig az 1960. évi 25 %-ról 60 %-ra emelkedett. Azaz, energiaszerkezetünk összetétele az 1980-as évekre lényegében elérte, megközelítette a gazdaságilag fejlett országokét. Ennek az átalakulásnak gazdasági és társadalmi jelentőségét aligha lehet túlbecsülni. Minden bizonnyal fontos komponense volt az életszínvonaléletkörülmények fokozatos, ám hoszszabb távon jelentős emelésének.

Intezívebbé vált a hazai kőolaj- és földgázvagyon kutatása és feltárása. Szerencsénk is volt, mert ezekben az években találtuk meg a máig legnagyobb kőolaj és földgázmezőt - a szeged-algyőit. 1960-85 között két kőolaj- és földgázszállító vezetéket létesítettünk a volt Szovjetunió és Magyarország között, amelyek ma is létfontosságúak gazdaságunk számára. Az ugrásszerűen megnőtt motorizáció kikövetelte a nagyarányú kőolaj feldolgozást és a kőolaj feldolgozó-ipar kibővítését. A kőolaj finomítókban megtermelt benzinnek mintegy a felét kötötte le a gépkocsik üzemeltetése, a másik felére korszerű és jelentős fogyasztáscentrikus műanyagipart építettünk, amely ugyancsak ebben az időszakban nagy ütemben fejlődött.

A kőolajfeldolgozás úgynevezett fenéktermékei is értékesek és hasznosak, mert ezekből választják le az ipari és útépítési bitument, a feldolgozási maradék fűtőolaj pedig az erőművekbe kerül. Ebben az időszakban kőolaj- és földgáztüzelésre állított erőművi blokkok sorát építettük fel, amelyek fajlagosan olcsóbban és környezetkímélőbb módon termelték az energiát, mint a hagyományos széntüzelésű erőművek.

Mindezt azért tartottam szükségesnek elmondani, hogy jobban megérthessük az összefüggést a szén-, a fűtőolaj- és a földgáztüzelésű erőművek létesítése és a Paksi Atomerőmű építése időpontjának meghatározása között, valamint a szerves összefüggést, kölcsönös függőséget és meghatározottságot az iparfejlesztés különböző területei között.

A 60-as évektől a gazdaságilag fejlett nyugati országokban, de a volt

így került sor az atomerőmű létesítésére vonatkozó kormányközi egyezmény megkötésére. Megkezdődtek az erőmű építésével kapcsolatos előkészítő munkálatok.

A Duna mentén négy telephelyet vizsgáltak meg tüzetesebben 2000 MW teljesítményű atomerőmű létesítése szempontjából. így került a választás Paksra, mint sok szempontból a legalkalmasabbra. Az építkezés 1969-ben kezdődött meg.

Az atomerőmű hatalmas beruházási költségei, az akkori szovjet reaktorokkal szembeni szakmai fenntartások, az atomerőmű nagyobb biztonságára irányuló igény, a rendelkezésünkre álló olcsó szovjet nyersolaj- és földgázforrásokra alapozott szénhidrogén-program,

Szovjetunióban is kidolgozták a nagy teljesítményű atomerőművek technológiáját. Az energiaszerkezet korszerűsítésében éppen az atomenergia erőművi felhasználása jelentette az újabb fejlődési fokozatot.

A magyar energetikusok java része is aránylag gyorsan felismerte jelentőségét és támogatta meghonosítását. Ezt a felfogást a kormányzati szervek is magukévá tették.

továbbá a hazai energetikai gépgyártás foglalkoztatási szándéka együttes hatására 1970-1973 között a beruházás átmeneti leállítására került sor.

Ez így igaz, sok oka volt a beruházás átmeneti leállításának. Azonban mégis azt mondhatom, hogy két fő oka volt.

Az első, hogy nem volt elég pénz az atomerőmű építéséhez. A másik ok az atomerőmű korszerűsége és biztonsága volt.

Sok szakember volt azon a véleményen, hogy a tervezettnél korszerűbb és biztonságosabb erőművet építsünk.

1965-ben helyezték üzembe a volt Szovjetunióban az első ipari atomerőművet, mi pedig 1966 decemberében már kormányközi egyezményt írtunk alá atomerőmű szállításáról. Sokan voltak azon a véleményen, hogy korszerűbb atomerőmű építésére még várni kell. Néhány atomerőmű építését akkor le is állították, sőt olyan eset is volt, hogy megépült atomerőművet nem helyeztek üzembe.

Ezekből az első generációsnak is nevezett atomerőművekből a Szovjetunióban és a környező országokban néhány meg is épült. Ezeket az erőműveket nem kielégítő biztonságuk miatt leállították, illetőleg a közeli években le fogják állítani.

Két fontos mozzanatra szeretnék még utalni. Ezekben az években világosan értésünkre adta a szovjet kormány, hogy nem áll módjában növelni minden évben a kőolajszállításokat, mert tartalékai azt nem teszik lehetővé. Ekkor javasolta a szovjet fél, hogy beruházási hozzájárulással építsék meg az érdekelt országok a 15 milliárd köbméter évi kapacitású Orenburgi földgázvezetéket. Magyarország évi 2,8 milliárd köbméter szállítását kérte. A beruházási hozzájárulásunk 700 millió dollárt tett ki, amit a szovjet fél földgázzal törlesztett.

Minden szempontból megérett most már a helyzet az atomerőmű, de most már egy korszerű atomerőmű építésére.

Amikor a Paksi Atomerőmű építését leállították, sokan attól tartottak, hogy az atomerőmű építésére már soha nem fog sor kerülni.

Ez azonban nem így történt. 1975 tavaszán a magyar kormány - a nehézipari miniszter jelen sorok írója kezdeményezésére - arra kérte a szovjet kormányt, hogy tegye lehetővé négy 440 MW-os atomerőművi blokk szállítását úgy, hogy azok 1980-tól kezdve üzembe helyezhetők legyenek.

Az élettartam-hosszabbítás feltétele

A Paksi Atomerőmű építésében az ötéves halasztás végeredményében rendkívüli módon előnyünkre, hasznunkra vált. Előnyös volt az ország, a villamosenergia-ipar és természetesen a Paksi Atomerőmű számára is. Ugyanis ezekben az években lényegesen módosult az atomerőművek építésének biztonsági filozófiája, s egyidejűleg a mi megemelt, határozott igényünk és elvárásunk is egy korszerűbb megnövelt biztonságú atomerőműre, oly módon, hogy a legnagyobb primerköri csővezeték törése miatti radioaktív víz- és gőzömlést is környezeti ártalom nélkül tudja felfogni a védőburkot pótló, utólag szerkesztett beton biztonsági tér. Ezt ma a külföldiek kontémentnek hívják.

Az ily módon megépített Paksi Atomerőmű sok más, menetközben végrehajtott fontos változtatással együtt, a legszigorúbb nemzetközi mércével mérve is, a világ egyik legbiztonságosabb atomerőművének számít.

A biztonságnövelésre fordított 60 Md Ft a villamosenergia-ipar vezérkarát és a Paksi Atomerőmű kollektíváját dicséri. Örömmel hallgattam a biztonságnövelő intézkedések részleteit is. Jót tettünk tehát az országnak akkor, amikor egy jobb és korszerűbb megoldásra várva elhalasztották öt évvel a Paksi Atomerőmű építését. Ha nem halászijuk el öt évvel a Paksi Atomerőmű létesítését 1970-ben, most nem az erőmű korszerűsítéséről, a biztonságnövelő intézkedésekről, hanem az erőmű egy későbbi időpontban esedékessé váló leállításáról kellene majd tárgyalnunk. A Paksi Atomerőmű korszerűsége szempontjából sorsdöntő volt, hogy a tervezők az új, korszerű, nemzetközi tapasztalatokat érvényesítették a Paksi Atomerőmű tervezésénél és kivitelezésénél.

A Paksi Atomerőmű beruházásánál nem építettünk felvonulási barakkokat. A majdnem kész épületekbe helyeztük el az építő- és szerelőmunkásokat, valamint az alkalmazottakat. A lakótelepet más véleményekkel szemben Paksra telepítettük, így egy új, korszerű város alapjait raktuk le.

Az atomenergiáról szóló első törvényjavaslatot a Parlament 1980. március 6- án tárgyalta meg és hagyta jóvá. A törvényjavaslat előteijesztője az igazságügyi miniszter volt, a kormány nevében pedig, mint a Minisztertanács elnökhelyettese, én szóltam hozzá. A törvényi szabályozást követő jogszabályok elősegítették, hogy az atomerőmű a nemzetközi normáknak megfelelően épüljön meg. A korszerű környezetvédelemre, a nukleáris biztonságra a Paksi Atomerőműben kezdettől fogva kiemelt figyelmet fordítottak. A nemzetközi szervezetek folyamatos vizsgálatokat végeznek, hogy mely tényezők a legfontosabbak az elvárható nukleáris biztonságban.

Az elmondottak miatt vettem én is részt a 20 éves az 1. blokk jubileumi szakmai konferenciáján. Örömmel hallgattam meg annak a biztonságnövelő 60 Mrd Ft-os beruházásnak a részleteit, amit eddig már elvégeztek. Biztatóak azok a munkák, amelyek az erőmű kapacitásának növelését, az élettartam hosszabbítását és biztonságának további növelését célozzák.

Negyedik generációs reaktorok <i. rész)

Az USA Energiaügyi Minisztériuma a negyedik generációs reaktorok kutatásának nemzetközi kitérj esztésében reménykedik. A meghatározó tevékenység ennek során egy „útmutató” kifejlesztése, ami az együttes kutatási-fejlesztési tevékenységet koordinálja. Az útmutatót az a nemzetközi fórum vázolta fel, amelyik együttműködik az OECD-vel, a NAÜ-vel, az Európai Bizottsággal és az USA Energiaügyi Minisztériuma Atomenergia Tanácsadó Bizottságával. A csoporthoz jelenleg tíz ország tartozik. 2002-ben jelentős mérföldkőhöz érkezett a program, amikor közel száz műszaki szakértő kiválasztotta azt a hat reaktorkoncepciót, amelyeket követendőnek tartanak a közös fejlesztés szempontjából. Ezek közül ismertetem röviden az első hármat, a májusi számban pedig a többi típust.

I. Gázhűtésű gyors reaktor (GFR)

Gyorsneutron spektrumú, héliumhűtésű reaktor, zárt üzemanyag ciklussal. A magas kilépő hőmérsékletű hélium alkalmas villamos energia előállítására, hőtermelésre - kimagasló hatásfok mellett. A referencia reaktor 288 MW villamos teljesítménnyel bír, a gáz hőmérséklete 850 °C (Brayton ciklusú gázturbina az energiatermelő egység). A reaktorban különböző formájú üzemanyag elemek jöhetnek szóba, kiváló hasadási termék visszatartó hatékonysággal. A zóna konfigurációja alapvetően hasáb alakú, pálca vagy lemez alakú üzemanyaggal. A rendszer adottságai között szerepel az elhasznált üzemanyag telephelyi kezelése és újrahasznosítása is. A GFR közvetlen ciklusú turbinája elektromos áramot termelhet, de a folyamathőből opcionálisan - termokémiai úton - hidrogén is előállítható. A gyorsneutron spektrumú üzemmód és az aktinidák teljes feldolgozása következtében a reaktor minimalizálja a hosszú felezési idejű radioaktív hulladékok mennyiségét. A rendszer szintén lehetővé teszi különböző meglévő hasadóanyagok (pl. szegényített urán) felhasználását is - sokkal hatékonyabban, mint termikus spektrumú, gázhűtésű reaktorok.

2. Ólomhűtésű gyors reaktor (LFR)

Gyorsneutron spektrumú reaktor, folyékony ólom vagy ólom/bizmut hűtőközeggel. Zárt üzemanyag ciklus, hatékony urán felhasználás és aktinida kezelés. Közel áll a több éve az orosz szakemberek által támogatott BREST koncepcióhoz. A rendszer teljes aktinida feldolgozással bír. A lehetőségek között szerepel egy 50-150 MW-os kapacitás (ezt akkunak, telepnek becézi az eredeti cikk), 15-20 éves kampányhosszal; egy moduláris 300-400 MW- os egység; valamint egy masszív 1200 MW-os blokk is. Az üzemanyag fémvagy nitridbázisú, uránt vagy transzuránokat tartalmazó anyag lehet. A reaktort természetes konvencióval hűti a hűtőközeg, a kilépő hőmérséklet 550- 800 °C közötti lehet. A magasabb hőmérséklet igényesebb szerkezeti anyagokat kíván, de lehetővé teszi hidrogén termokémiai előállítását is. Az LFR „akku” egy kisméretű, gyárilag kulcsrakészre szerelt egység, patron (egyben cserélhető) jellegű zónával vagy reaktormodulokkal. Ezt a típust kis hálózati igényekhez, fejlődő országoknak szánják, ahol nem kívánnak hazai üzemanyag ciklust kifejleszteni. Az „akku” termelhet villamos energiát, hőenergiát, hidrogént vagy ivóvizet, így gyakorlatilag bárhol bevethető.

3. Sóolvadékos reaktor (MSR)

A hűtőközeg nátrium-cirkónium-uránfluorid olvadék. A rendszer teljes aktinida feldolgozással rendelkezik. Az olvadék a zóna grafit csatornáin áramlik keresztül, a spektrum epitermikus (termikus neutron feletti). A sóolvadékban keletkezett hőt egy közbenső hőcserélővel viszik át a szekunder körbe, majd egy másik hőcserélővel az energiatermelő szekcióba. A referencia reaktor 1000 MW teljesítményű, a kilépő hőmérséklet 700-800 °C közötti lehet. A zárt üzemanyag ciklus hatékony kiégetést tesz lehetővé, kevés aktinida keletkezése mellett. Érdekesség, hogy nincs szükség az üzemanyag gyártóművi előállítására. Az aktinidák és a fluoridokból származó hasadási termékek a folyékony hűtőközegben

maradnak. A sóolvadék kimagasló hőszállítási jellemzőkkel rendelkezik, az alacsony nyomásértékek pedig csökkentik az edényekben és a csővezetékekben keletkező feszültséget.

Az eredeti cikk az alábbiakban határozza meg a generációs határokat:

I. generáció: a kezdetektől a 60-as évek közepéig (prototípus reaktorok, pl. Dresden, Magnox, Fermi-1).

II. generáció: a 90-es évek közepéig tartó időszak (klasszikus nyomottvizes, vízforraló, CANDU reaktorok).

III: generáció: továbbfejlesztett vízforraló reaktorok, AP600 és EPR típusok kb. 2010-ig történő bevezetéssel. Ezek gazdaságilag még inkább racionalizált változatai működhetnek 2030-ig.

IV. generáció: a 2030 utáni időszak reaktorai megnövelt biztonsággal, minimális hulladékkal, magas gazdasági mutatókkal és a fegyvergyártás lehetőségének kizárásával.

Forrás: Modem Power Systems, 2003. február Varga József