Atomerőmű, 2003 (26. évfolyam, 1-12. szám)
2003-05-01 / 5. szám
8. oldal ATOMERŐMŰ 2003. május Negyedik generációs reaktorok pi. rész) 4. Nátriumhűtésű gyors reaktor (SFR) Gyorsneutron spektrumú, nátriummal hűtött reaktor, zárt üzemanyagciklussal. Hatékony aktinida kezelés és urán konverzió. A rendszer teljes aktinida visszanyerést alkalmaz, két lehetőséggel. Az első lépcső egy 150-500 MW teljesítményű reaktor, urán-plutónium-cirkónium összetételű fémötvözet üzemanyaggal. Az üzemanyagciklust pirometallurgiai feldolgozás támogatja, amit a telephelyen a reaktorhoz integrálnak. A második méret 500-1500 MW közötti, kevert urán-plutóniumoxid üzemanyaggal, továbbfejlesztett vízalapú feldolgozó rendszerrel. Ez utóbbi egy központi telepen helyezkedhet el, és több reaktort is kiszolgálhat. A nátrium kilépő hőmérséklete mindkét reaktornál ~550 °C. Az SFR-t úgy tervezték, hogy képes a nagy aktivitású hulladék kezelésére, különös tekintettel a plutóniumra és egyéb aktinidákra. A rendszer legfontosabb biztonsági jellemzői az alábbiak: hosszú termikus válaszidő, a közeg forrásáig nagy tartalék áll rendelkezésre, a primer kör közel atmoszférikus nyomáson működik, valamint egy közbenső nátrium hűtőközeg található a radioaktív primer kör és a gőztermelő egység között. A spektrum lehetővé teszi különböző meglévő hasadóanyagok (pl. szegényített urán) felhasználását is - sokkal hatékonyabban, mint termikus spektrumú, gázhűtésű reaktorok. 5. Szuperkritikus vízzel hűtött reaktor (SCWR) Nagy hőmérsékletű, nagynyomású vízzel hűtött reaktor, amely a termodinamikai kritikus pont (374 °C és 22,1 MPa) felett üzemel. A szuperkritikus állapotú víz lehetővé teszi, hogy a termikus hatékonyság egyharmaddal magasabb legyen a jelenlegi könnyűvíz-hűtésű reaktorokénál. Ez egyúttal azt is jelenti, hogy jelentősen Gázhűtésű gyors reaktor Lead-cooled fast reactor Header U-tube heat exchanger modules (4) distributor Reactor eccuperator Heatsink Ólomhűtésű gyors reaktor egyszerűsödik a hőmérleg, mivel a hűtőközeg nem vált fázist a reaktorban, és így közvetlenül hajtja az energiatermelő egységet. A referencia rendszer 1700 MW teljesítményű, az üzemi nyomás 25 MPa, a reaktorból kilépő víz hőmérséklete 510 °C (ez esetleg 550 °C-ra növelhető). Az üzemanyag uránoxid. A passzív biztonsági rendszereket - hasonlóan a továbbfejlesztett vízforraló típushoz - a rendszer integráltan tartalmazza. A reaktort elsősorban hatékony villamosenergia-termelésre tervezték, de opcionálisan aktinida kezelést is végezhet, az aktív zóna kialakításától függően. A zóna ugyanis lehet termikus- vagy gyors spektrumú is. Ezek alapján az üzemanyagciklus lehet nyitott, vagy lehet zárt. Utóbbi esetben továbbfejlesztett vízalapú feldolgozó rendszer végzi az aktinidák reciklálását, egy központi telephelyen. Nátriumhűtésű gyors reaktor 6. Nagyon magas hőmérsékletű reaktor (VHTR) Grafittal moderált, héliumhűtésű reaktor, egyszeres urán üzemanyagciklussal. Az aktív zóna feletti hőmérséklet 1000 °C, ami lehetővé teszi hidrogén vagy ipari hő előállítását. A referencia reaktor teljesítménye 600 MW(th). Közbenső hőcserélő szolgáltatja az ipari felhasználásra szánt hőt. Az aktív zóna lehet hasáb alakú (mint a Japánban üzemelő HTTR típusé), vagy kavicságyas (mint a HTR-10 típus Kínában). A hidrogén előállítására a rendszer elegendő hőt szállít a jód-kén bázisú termokémiai folyamathoz. A VHTR-t olyan nagy hatékonyságú rendszerként tervezték meg, hogy széles körben szállítson hőt a nagy hőmérsékletű és energiaigényes, de nem elektromos célú folyamatokhoz. A reaktor kellően rugalmas, így alkalmassá tehető urán/plutónium üzemanyag ciklusra, és minimalizálja a hulladékok keletkezését. így a reaktor számos ipari folyamatban alkalmazható, egyúttal megőrzi a magas hőmérsékletű, gázhűtésű reaktorok kívánatos biztonsági jellemzőit. A további tervek 2003-ra: az „útmutató” kongresszusi jóváhagyatása, és USA-specifikus tervek benyújtása a kongresszusnak. Kutatási egyezményt kell kötni a programban szereplő országok között, majd be kell indítani a kutatási-fejlesztési programot. A 2004-re vonatkozó fontosabb tennivalók: a termokémiai ciklus kutatása, megfelelő szerkezeti anyagok keresése a magas hőmérsékletű technológia számára, gazdasági modellek készítése. Az áprilisi számból technikai okok kimaradt reaktortípusok sémáit is most közöljük. Forrás: Modem Power Systems, 2003. február Varga József . Szuperkritikus vízzel hűtött reaktor Control rods Graphite APumP y** 11 ü »K. reactor core ' 11 / ftranhita Very-hightemperrature reactor (with hydrogen Produktion) Reactor TM'uni ljeat coolant exchangei Hydrogen production plant drogén Nagyon magas hőmérsékletű reaktor Orosz szakértők az erőműben Április 28-án hat orosz szakértő érkezett a tisztítótartályban lévő sérült fűtőelemekkel kapcsolatos teendők megbeszélésére. A szakértők minden rendelkezésre álló információt megkaptak, majd hazautaztak, otthon elemzik a kialakult helyzetet és tesznek javaslatot a teendőkre. Sóolvadékos reaktor
