Új Szó - Vasárnap, 1979. január-június (12. évfolyam, 1-25. szám)
1979-05-06 / 18. szám
TUDOMÁNY Íjj;W 'll es TECHNIKA atommagok hasadásakor keletkező neutronok mennyisége nemcsak a hasadóanyag fajtájától függ, hanem attól Is, hogy milyen neutron idézi elő a hasadást, gyors-e, vagy pedig lassú. Az urán—235 magja például termikus neutron hatására csak 2,07 új neutront bocsát ki, a gyorsneutron hatására azonban 2,31 új neutron keletkezik. A plutónium—239 esetében ezek az értékek 2,09 és 2,7, az urán —233 hasadásánál pedig termikus neutron hatására 2,28, gyorsneutron hatására 2,45 új neutron keletkezik. A neutronok mennyisége szempontjából tehát a termikus reaktorok számára jobb tüzelőanyag az urán —233, a gyorsreaktorok számára viszont a plutónium 239. Az utóbbinál egyébként azonos feltételek mellett 15—20 százalékkal több neutron keletkezik, mint az urán—233 esetében. Mivel a gyorsreaktoroknál egyáltalán nem alkalmaznak moderátort, lassító közeget, a neutronok egy része ebben nem nyelődik el. A gyorsneutronok egyébként is nehezebben nyelődnek el, ami kedvezően hat a neutrongazdálkodásra. És ez még nem minden. Az urán—238, amely a termikus reaktorokban egyáltalán nem hasad, a gyorsreaktorokban szintén növeli a tüzelőanyag hatásfokát. Az elméleti számítások szerint egy közepes gyorsreaktorban a sokszorozódási tényező értéke megközelítheti a 2,5-öt. Ez azt jelenti, hogy 1 kg plutónium elégetésével a reaktor nemcsak teljes mértékben pótolja az elhasznált tüzelőanyagot, hanem további 1,5 kg új tüzelőanyagot is termel. A Szovjetunióban a gyorsreaktorok üzemeltetésére irányuló kutatások A. I. Lejpunszkij akadémikus vezetése alatt már 1949-ben elkezdődtek, s 1955-ben el is készült az első ilyen kísérleti reaktor, a BR—1. E reaktor aktív zónájában mintegy 12 kilo- grammnyi plutóniumrudacskát helyeztek el, rozsdamentes acéltokokban. Ez a kis méretű kísérleti reaktor rendkívül értékes információt nyújtott, bebizonyította, hogy a szaporítási tényező a plutónium—239 és az urán—238 keverékében elérheti a 2,5-ös értéket. Ez az eredmény alapozta meg az energetikai gyorsreaktorok tervezését, amelyeknél ugyan a szaporítási tényező 1,3—a,5 értékűre csökkent, viszont más műszaki és gazdasági előnyök érvényesültek. A termikus reaktorokban hűtőközegként leggyakrabban közönséges vagy nehézvizet használnak, ez azonban a gyorsreaktorok számára nem alkalmas. Ezért olyan hűtőközeget kerestek, amely nem lassítja, és nem nyeli el a neutronokat. Számításba jöhetett a hélium, a lítium, a nátrium, a higany, vagy bizonyos ötvözetek, mint például az ólombizmut, vagya nátrium és a kálium ötvözete. Szerkezeti anyagnak az ausz- tenitikus, nem rozsdásodó acélt választották. A kísérletek eredményeként 1959-ben üzembe helyezték a Szovjetunióban . a BR—5-ös reaktort, a világ első plutóniumdioxiddal fűtött és nátriummal hűtött gyorsreaktorát, amely 5 MW teljesítményű volt. E reaktor többéves működése alatt igazolta a gyors- reaktorok építésére vonatkozó feltevések és tervek helyességét, s megalapozta a soron következő, lényegesen nagyobb és korszerű berendezések műszaki tervezését. A BOR—60 kísérleti gyorsreaktor, amely 60 MW termikus teHttUflláayű és 12 MW áramfejlesztési teljesítményű volt, 1969-ben kezdett üzemelni Di- mitrovgrádban. Négy évvel később helyezték üzembe a Kasz- pi-tenger partján, Sevcsenko város mellett a BN 350-es gyorsreaktort, melynek áram- fejlesztő teljesítménye 350 MW. Azonban csak három, egyenként 50 MW teljesítményű turbógenerátort üzemeltetnek vele, teljesítményének nagyobbik részét a tengervíz sótalanításá- ra fordítják, amivel naponta 120 000 tonna édesvizet nyernek. A tervek szerint az idén helyezik üzembe az .Uraiban a Belojarszki I. V. Kurcsatov Atomerőmű harmadik blokkját, a BN 600 jelzésű, gyorsneutronokkal működő reaktort. A BN 600 gyorsreaktor 205 cm átmérőjű és 75 cm magas - aktív zónájában 370 fűtőelem- köteget helyeztek el, ezek mindegyike 127 darab, 6,9 mm átmérőjű fűtőelemet tartalmaz. Az urán—235 tüzelőanyag teljes mennyisége 1260 kg. Ezt az aktív zónát ún. szaporítőkö- pennyel vették körül. A szaporítóköpenyt alul és felül természetes uránnal töltött téglákból építették ki, oldalt viszont a köpeny ugyanolyan fűtőelem- kötegekből áll, mint az aktív zóna, a fűtőelemek azonban csaik természetes, nem dúsított uránt, illetve dúsítási hulladékot tartalmaznak. Az aktív zónát folyékony nátriummal töltött reaktortartályban helyezték el. A tartályon belül, az aktív zóna mellett van még a primer kör három szivattyúja, valamint hat hőcserélő berendezés. A szivattyúk a nátriumot a tartály aljában fekvő nyomókamrába préselik, itt a nátrium elosztódik az aktív zóna és a szaporítóköpeny fűtőelem-kötegei között, s felfelé haladva 377 C°- ról 550 C°-ra melegszik fel. Innen a primer kör nátriuma a hat csőrendszerű hőcserélőn halad át, ahol a felvett hőt leadja a szekunder körben cir- kuláló nátriumnak. A primer kör lehűtött nátriumát az említett három szivattyú tovább nyomja a nyomókamrába. A szekunder kör hűtőközege, amely szintén folyékony nátrium, 322 C°-ról 520 C°-ra meHOGYAN MŰKÖDNEK A GYORS SZAPORÍTÓ REAKTOROK? (FOLYTATÁS) legszlk fel, ez egy 72 szekcióból álló gőzgenerátoron halad át, ahol 140 atmoszféra nyomású és 510 C° hőmérsékletű gőzt fejleszt. A szekunder kör szivattyúja a lehűlt nátriumot visszanyomja a reaktorba, ahol az a hőcserélőben újból felme legszik, s folytatódik az egész körforgás. A keletkezett gőzzel három 200 MW-os hagyományos turbógépcsoportot működtetnek. Miközben a BN 600 reaktor építése a befejezéséhez közeledik, a műszaki tervezők már az ennél is nagyobb teljesítményű gyorsreaktorok kifejlesztésén dolgoznak. A BN 1600 reaktor teljesítménye például 1600 MW lesz. A Szovjetunióban kifejlesztett gyorsreaktorokat a hasonló jellegű külföldi berendezések hez hasonlítva megállapítható, hogy a szovjet reaktorok szaporítási tényezője nagyobb. Ez annak köszönhető, hogy a szovjet reaktorok aktív zónájában nagyobb a tüzelőanyag dúsítási foka — a BN 350 és a BN 600 reaktorok esetében 0,465 és 0,444, míg az angliai, a japán, az amerikai, az NSZK-beli és a francia gyorsreaktoroknál csak 0,35—0,36 értéket ár el. A szovjet reaktorokban a szaporítóköpeny fala is vastagabb, 40 centiméteres, míg az említett külföldi reaktorok szaporítóköpenye csak 20—30 cm vastag. Ezeket a különbségeket az a körülmény okozza, hogy a külföldi cégek elsősorban azt tartják szemük előtt, hogy minél olcsóbb legyen a villamos energia termelése, a szovjet kutatók pedig a maximálisan gazdaságos neutronfelhasználásra törekednek. Ez azzal jár, hogy a tüzelőanyag megkétszerezéséhez szükséges idő a külföldi országokban sokkal nagyobb. A gyorsreaktorok további műszaki tökéletesítése, az előnyösebb hűtőközegek, valamint a hatékonyabban szaporító tüzelőanyagok alkalmazása a jövőben bizonyára lehetővé teszi, hogy a Földön található urán—238 és tórium—232 készletek jelentős szerepet vállalhassanak az energiaellátás problémáinak közeli megoldásában. GERMAN SZMIRNOV ÖNELLÁTÓ ERŐMŰVEK A jelenleg üzemeltetett és épülő termikus reaktortípusok jövedelmezőségüket egyedül az U 235-izotópnak köszönhetik. Meglepő, hogy egyáltalán beszélhetünk jövedelmezőségről, hiszen a fáradságosan kitermelt természetes uránnak 1 százaléka sem hasadóképes. A maradék 99 .százalék szinte megemészthetetlen, az első nemzedékhez tartozó reaktorok nem tudnak vele mit kezdeni. Ennek ellenére bebizonyosodott, hogy az atomerőművek olcsóbban termelnek energiát, mint a széntüzelésűek. Valójában azonban uránpazarlók. Milyen óriási haladást jelentene, ha sikerülne az urán-238-at is felhasználni. Ekkor egyedül az uránkészletek egy csapásra 50—100-szorosra növekednének. Noha ma még sehol sincsen uránhiány, az atomi tüzelőanyag-ellátás a következő néhány évszázadra még az energiaszükséglet korlátlan növekedése mellett is biztosítva volna. A problémát elméletileg már régen megoldották. Az eljárás azon alapszik, hogy az urán-238 bizonyos körülmények között hasadóképes Pu 239-cé alakul át. Ez részben már a közönséges reaktorokban is végbemegy. A képződött plutóniummennyiség és a felhasznált hasadóanyag-mennyiség arányát K átalakulási tényezőnek nevezik. A termikus reaktorokban a K értéke 0,5 és 0,8 között van, vagyis mindig kevesebb Pu 239 keletkezik, mint amennyi U 235 elhasználódik. Ha azonban több plutónium keletkezik, mint az elhasznált U 235 mennyisége, vagyis a K 1- nél nagyobb, akkor szaporításról beszélünk, és a K tényezőt szaporítási tényezőnek nevezzük. A szaporításnak két módja lehetséges. Az egyik lehetőség az alapfolyamat neutronmérlegének a javítása. Minden maghasadásnál átlagosan 2,45 neutron szabadul fel. Minden hat neutron közül azonban csak öt okoz hasadást, egy haszontalanul elnyelődik és eh vész. Az effektiv hasadási neutronszám tehát nem 2,45, hanem csak 2,1. Ez az effektiv hasadási neutronszám nagymértékben nő, ha a reaktort nem lassított, hanem gyors- neutronokkal működtetjük. Értéke ebben az esetben U 235-re 2,23, plutóniumra pedig 2,7 lesz. Az átalakulási tényező növelésének másik módja: lehetőleg minél több neutront belőni az urán-238-ba anélkül, hogy ez a láncreakció további lefolyását veszélyeztetné. Minthogy az U 238 a gyors neutronokat igen erősen elnyeli, a moderátor is elmaradhat, amely mindig a neutronveszteség forrása. Az ilyen reaktorokat gyors szaporító reaktoroknak nevezzük. Velük megszületett az atomerőművek második nemzedéke. Ezeket a reaktorokat nemcsak az jellemzi, hogy szaporítanak, vagyis több hasadóanyagot termelnek, mint amennyit elhasználnak, hanem az időtartam is, amely alatt meghatározott mennyiségű hasadóanyagot előállítanak. Ez utóbbi adatot a kétszerezési idővel fejezik ki. Ez alatt a reaktor nemcsak saját hasadóanyagfogyasztását pótolja (ez K = 1 szaporítási tényezőnek felelne meg), hanem azt meg is kétszerezi. A fölösleg újonnan létesített reaktorban használható fel. A korszerű szaporító reaktorok kétszerezési ideje három-öt esztendő, de kísérleteznek az időtartam lerövidítésével. A gyors szaporító reaktorok első nemzedékbeli öreg társaikat is el tudják látni tüzelőanyaggal. A képződött Pu 239-et azonban ki kell vonni a kiégett fűtőelemekből. Mivel az urán és a plutónium két különböző kémiai elem, szétválasztásuk kémiai eszközökkel az izotópszétválasztáshoz viszonyítva könnyen megvalósítható. A gyors szaporító reaktorok különleges felépítésűek. Mivel nincs moderátor, a neutronok könnyen megszökhetnének. Ennek megakadályozására a szaporítóanyagot, ahogy ebben az esetben az átalakítandó U 238- at hívják, vastag köpenyként a reaktormag köré építik. A szaporítás a köpenyben és a reaktor aktív zónájában egyaránt végbemegy. Minthogy a termikus reaktoroknál meglevő reflektor is hiányzik, a mag megmaradó neutronárama olyan gyenge volna, hogy a láncreakció azonnal leállna. Ezért az üzemanyagot sokkal jobban kell hasadóanyaggal dúsítani, mint egyébként szokásos. Ennek következtében a fűtőelemek kiégési szintje és hőigénybevétele sokkal nagyobb, mint a termikus reaktoroknál. A reakcióhőt tehát nagyon gyorsan el kell vezetni. Ez az oka annak is, hogy miért tartott a gyors szaporító reaktorok fejlesztése olyan sokáig. A fémuránból készült fűtőelemekben a hasadási termékek és a szerkezeti változások olyan nagy károsodásokat okoztak, hogy csak a kerámiai üzemanyagok kifejlesztése után léphettek előbbre. Mindez kifejezően megnyilvánul a gyors szaporító reaktorok igen nagy teljesítménysűrűségében, amely a legjobb nyomottvizes reaktorokét is tízszeresen felülmúlja. A nagy teljesítménysűrűség miatt azonban rendkívül jó hővezető képességű, szokatlan hűtőközegekre is szükség van. Jól bevált a fémnátrium, amely 97 C° hőmérsékleten cseppfolyósodig Magas forráspontja következtében a nátrium gőznyomá sa igen kicsiny, a BN 350 jelű szovjet reaktorban például a 1979. nátrium hőmérséklete 500 C°, v 6 és az ehhez tartozó telítési gőznyomás mindössze 10 at. Ez műszaki szempontból igen előnyös. Kedvezőtlen tény viszont, hogy a nátrium a neutronok bombázásának hatására köny- nyen radioaktívvá válik. Ezért a primer körben keringő nátrium hőjét egy második, nem radioaktív nátriumkörre viszik át. Ezzel hevítik a tur- bogenerátorok meghajtására szolgáló gőzfejlesztő berendezést. HELMUT LINDER ozsrn * * t i* A gyors szaporító reaktor felépítésé nek vázlata: 1 — maghasadási zóna, 2 — szaporító zóna, 3 — szabályozórudak, 4 — primer nátrium-körfolyamat (radioaktív), 5 — szekunder nátrium-körfolyamat, — 6 hőcserélő, 7 — gőz- fejlesztő, 8 — a turbinához, 9 — reaktortartály, 10 — sugárvédelem N O * 5 n i ez- m
