Új Szó - Vasárnapi kiadás, 1982. január-június (15. évfolyam, 1-25. szám)
1982-04-16 / 15. szám
ÚJ szú 17 1982. IV. 16. TUDOMÁNYI IliüülllllüllHMlsil TECHNIKA A tomerőműveket nagyon sokféle működési móddal lehet megvalósítani A több évtizedes műszaki fejlesztés és gazdasági mérlegelés után eddig csupán néhány megoldás bizonyult verseny- képesnek. A legelterjedtebb és legkiforrottabb a természetes vízzel hűtött termikus reaktor. A századfordulóig minden bizonnyal ez lesz az atomerőművi technika uralkodó típusa. A termikus reaktorok dúsított fűtőelemeket igényelnek (a természetben található uránban a hasadóképes 235-ös izotóp koncentrációja 0,7 %, ezt kell dúsítással 2-4 %-ra növelni). Elterjedésükkel mindjobban előtérbe kerül üzemanyaggal való ellátásuk problémája, így az uránkészlet felhasználási hatékonyságának növelésére kell törekedni A készletek egyenlőtlen földrajzi megoszlása miatt a hatékonyság növelése nem minden országban egyformán sürgető. Az alaptendencia azonban közös: az iparilag fejlett országokban a kutató-fejlesztő munka súlypontja a szaporító gyorsreaktorokba tevődik át. A gyorsreaktor tulajdonságai A gyorsreaktor nevét az urán maghasadásakor felszabaduló nagyenergiájú, gyors neutronoktól kapta, melyek e reaktortípusokban a láncreakció fenntartói (a termikus reaktorokban a láncreakciót a lassított, termikus energiaszintű neutronok tartják fenn). Üzemanyaga az urán 238-as és a plutónium keverékéből áll. Alapvető tulajdonsága, hogy benne a természetes urán hasadóképes plutóniummá alakul át, és így több hasadóanyagot termel, mint amennyit energiatermelésre elfogyaszt. A jövő atomenergetikája a gyorsreaktorokra alapozva intenzíven fejleszthető az uránérc bányászatának jelentős növelése nélkül is A termikus reaktorok kiégett üzemanyaga, mely még urán 238-ast és plutóniumot is tartalmaz, a gyorsreaktorokban hasznosítható. A gyorsreaktoros atomerőmüvek építése és meghonosítása tehát nem jelentené a termikus reaktorokkal dolgozó atomerőmüvek létesítésének megszüntetését, mert a gyorsreaktorok az első plutóniumtöltelék miatt legalább 10 éven keresztül rá lesznek utalva a termikus reaktorokra. 10 GW teljesítményű WER típusú reaktorok harmincéves üzemeltetése alatt annyi kiégett üzemanyagot hagynak maguk után, amellyel a gyorsreaktorokban hazánk jelenlegi énergiaigé- nyeinek a 350-szeresét tudnánk elérni A gyorsreaktorokat üzemeltető atomenergetika energiaforrásai tehát tulajdonképpen kimerít- hetetlenek. Ez az energetika eddigi történetében soha nem látott fordulatot jelent. összehasonlítva a termikus reaktorokkal, a gyorsreaktorokban vízhűtés nem alkalmazható, mert a víz kiváló moderátor, s ezért lelassítaná a gyorsneutronokat Leggyakrabban folyékonyfém-hű- tést alkalmaznak Előnye a nagy fajhő, és hogy a sűrűség viszonylag kis mennyiségek szivattyúzását eredményezi, ami csökkenti a csővezetékek átmérőjét és az atomerőmű önfogyasztását. Erre a célra a legmegfelelőbb a folyékony nátrium, noha alkalmazása jelentősen bonyolítja az atomerö- müvi berendezések szerkezetét (különleges gőzfejlesztők, hőcserélők, szivattyúk, tolózárak stb ki- fejlesztését igényli) A folyékony nátrium mint hőhordozó egy sor követelményt támaszt az üzemvitellel szemben is. A nátrium olvadáspontja magas (90 °C), ezért az atomerőmű hidegindításakor a reaktor hűtőköri berendezéseit és csővezetékeit előzetesen villamos energiával 90 °C hőmérsékletre kell felmelegíteni. Emiatt az erőmű indítása 3-5 hetet is igénybe vesz. Meg kell akadályozni a nátrium és a víz vagy vízgőz érintkezését is a nagy sebességgel lefolyó vegyi reakciók kizárása érdekében, ami azzal járhat, hogy a primér körből radioaktív anyagok juthatnak ki a kiszolgáló helyiségekbe. Annak megakadályozására, hogy még üzemzavar esetén is elkerülhessék a radioaktív nátriumnak vízzel vagy gőzzel való érintkezését, kiegészítő, közbenső hűtőkört létesítettek. Ezért a gyorsreaktorok atomerőműveket háromkörös atomerőmüveknek is nevezik. A radioaktív folyékony nátriumot szivattyú keringteti a reaktoron és a közbenső hőcserélőn keresztül. A közbenső hőcserélőn hőcsere jön létre a radioaktív folyékony és a folyékony, de már nem radioaktív nátrium között. Ez utóbbi kering a hőcserélőből, gőzfejlesztőből és szivattyúból álló közbenső körben. A közbenső kör és a szekundér kör közötti tömítetlen- ség esetén a víz, illetve a gőz csak inaktív nátriummal érintkezik A gyorsreaktor szekundér köre hasonlít a termikus reaktorok szekundér köréhez Az üzemelő gyorsreaktorok A nátriumhűtésű gyorsreaktorokat fejlesztő országok általában vagy befejezték a kísérleti ’-eakto- rok programját (Franciaország- Rapszodie, Szovjetunió - BR és BOR sorozat, Nagy-Britannia- Dounreay, NSZK - Karlsruhe, USA - FBR) vagy csak nemrég kezdték el azt (Japán-Yoyo). A prototípus reaktorok építésében néhány éves tapasztalata van a Szovjetuniónak, ahol az első nagy teljesítményű, folyékony nát- riumhütésű Sevcsenkóban létesült (BN-350). A villamosenergia-termelés (150 MW) mellett tengervíz sótalanítására is használják A szovjet gyorsreaktor-fejlesz- tés további előrelépését jelenti a bjelojarszki atomerőmű harmadik, BN-600 jelzésű gyorsreaktoros blokkja. Ez még némileg a prototípus kategóriába tartozik, de már átmenetet képez a demonstrációs típusokhoz. Az 1980 április nyolcadikán üzembe helyezett reaktor megbízhatóan működik A Szovjetunióban jelenleg az 1600 MW-os típus elötervezése folyik. Demonstrációsnak nevezhető az az egység is, melynek építését Franciaországban nyugatnémet és olasz együttműködésben 1976- ban kezdték meg (Super - Phénix, 1200 MW) és a tervek szerint 1983-ban fejeznek be. Ekkor kezdik el a Super Phénix II. építését 2x1600 MW teljesítményre méretezve. Ennek befejezését 1990-re tervezik. Ekkor Franciaországban a gyorsreaktorok összteljesítménye már 4400 MW lesz. Az ezt követő évtizedben a gyorsreaktorok építését gyors ütemben tervezik és 2000-re további 12 000 MW kapacitást kívánnak üzembe helyezni. A kiégett nukleáris üzemanyag újrafeldolgozása A termikus és gyorsreaktorok üzemanyagának újrafeldolgozása a gyorsreaktoros programok megvalósításának fontos feltétele. Megállapítható, hogy az immár több mint 25 éves PUREX technológiai folyamat (plutónium és urán redukciós-oxidációs szétválasztása tributilfoszfátos extrakcióval) az alapja ma is az újrafeldolgozásnak Kisebb átalakításoktól eltekintve ezen a téren semmiféle forradalmi változás nem várható Az atomenergetika fejlődési üteme megköveteli a fejlett atomiparral rendelkező országoktól, hogy már ma gondoskodjanak hasadóanyagigényeik fedezéséről és újabb reprocesszáló műveket helyezzenek üzembe 1976-ban Franciaországban helyeztek üzembe egy francia, angol és nyugatnémet együttműködésben épült 400 t U/év kapacitású ipari célú reprocesszáló üzemet, melynek évi kapacitását azóta megkétszerezték. Az NSZKban még nagyobb, évi 1400tU kapacitású üzem felépítését tervezik 1986-ra. Ami a gazaasagi mutatókat illeti, az optimális reprocesszáló üzem kapacitása 1500 t U/év, ami 50 000 MW beépített teljesítőképességű atomerőművi kapacitást szolgál ki. Ennek jelenlegi beruházási költsége mintegy 1 milliárd dollár. Ezért nyilvánvaló, hogy ilyen teljesítményű üzemek a jövőben, különösen kis országok esetében, csak nemzetközi összefogással épülhetnek. Figyelembe véve, hogy a WER típusú atomerőművek kiégett üzemanyagában kb. 10 kg plutónium van felhalmozva tonnánként, a szovjet adatok szerint 1990-ben ez kb. 105 kg Pu előállítását teszi elvileg lehetővé, ami a maga nemében meghatározó tényezővé válik a KGST-országok atomerőművi hasadóanyag hátterének biztosításában A KGST országok atomreaktoraiban kiégett nukleáris üzemanyag feldolgozását majd a Szovjetunióban létesítendő t feldolgozó üzemek végzik el. Hazai helyzet A KGST országok közös gyorsreaktoros atomerőművi program megvalósításába fogtak A kutatási problémák jelentős megoldásában vezető szerepe a Szovjetuniónak van. A csehszlovák hozzájárulás a számunkra előnyös területeken valósul meg, összhangban műszaki fejlettségünkkel és iparunk fejlesztési terveivel. Fő célunk a lehető leghatékonyabb hozzájárulás a közös programhoz gyorsreaktoros berendezések fejlesztésével és gyártásával, és ezzel egyidejűleg a gyorsreaktorok hazai felhasználási lehetőségének megteremtése a Szovjetunió műszaki segítségével. A gyorsreaktoros berendezőA GYORSREAKTOROK ÉS AZ A TOMENERGETIKA A nátriumhűtésű gyorsreaktoros atomerőmű vázlata: 1- reaktor, 2-góz- turbina, 3-villa- mos generátor, 4- kondenzátor, 5- tápszivattyű, 6-folyékony fémszivattyú, 7- gozfejlesztö. 8- közbensö hőcserélő (A szerző rajza) sek fejlesztése területén már jelentős sikereket mondhatunk-ma- gunkénak. A Brnói Energetikai Gépgyár az A-1 csehszlovák atomerőmű C02'víz típusú gőzgenerátorainak gyártásánál szerzett tapasztalataiból kiindulva elkezdte a nátrium-víz típusú gözgenerátor fejlesztését. Már 1973-ban leszállították az első gózgenerátort a szovjet BOR-60 dimitrovgradi kísérleti gyorsreaktor számára. A gözgenerátor teljesítménye 30 MW volt és nagyszerűen megfelelt a rendkívül igényes üzemeltetési feltételeknek. Később a 200 MW hőteljesítményű „Nagya“ típusjelzésű egységek fejlesztésére is sor került. Ezeket 1977-ben gyártották le a szovjet BN-350 sevcsenkói kísérleti erőmű részére. Jelenleg a meglévő egységek további tökéletesítése és új egységek fejlesztése folyik. A SIGMA nemzeti vállalat is bekapcsolódott a gyorsreaktoros programba. Villamos hajtású tolózárak fejlesztésével foglalkozik nátriumhűtésű gyorsreaktorok primér körei részére. Jelenleg a már elkészített protopípusok szovjetunióbeli kipróbálása folyik. Hazánk azon kevés országok közé tartozik, melyek gyorsreaktoros berendezések fejlesztésével és gyártásával foglalkoznak és a világ egyetlen országa, mely már megvalósította ezen berendezések exportját is. Kutatóintézeteink (Atomkutató Intézet — Réz pri Prahe, Atomerőművek Kutatóintézete - Jaslovské Bohunice stb.) a gyorsreaktorokkal kapcsolatos elméleti munkákon is dolgoznak. E munkák felölelik a reaktorfizikai, reaktortechnológiai és biztonsági analízisek számos problémakörét. Alapul a szovjet gyorsreaktorok prototípusai szolgálnak, melyek lehetővé teszik a számítási és kísérleti eredmények összevetését a reaktor fizikai és energetikai indításánál, valamint üzemeltetésénél szerzett tapasztalatokkal. így kutatóink a gyorsreaktorok kiválasztott problémáiban lépést tudnak tartani a világszínvonallal. Jól bevált formája az együttműködésnek a nemzetközi kutatókollektivák létrehozása, melyek együtt használják a kísérleti berendezéseket, számítógépes programokat cserélnek és közös jelentésekben dolgozzák ki ajánlásaikat a műszaki tervezés és a kivitelezés részére. összefoglaló Egyértelműnek látszik, hogy az energiaigények kielégítéséhez az atomenergia szükségszerű, mással nem helyettesíthető és olyan energiahordozó, mely mind rövid, mind hosszú távon az emberiség energiagondjait meg tudja oldani. Rövid távon az atomenergetika a termikus reaktorokra támaszkodik, míg hosszú távon a gyorsreaktoroktól várja a megoldást. A gyorsreaktorok prototípusai már üzemelnek, de széles körű elterjedésük csak e század végére várható. Elterjedésük fontos feltétele a kiégett fűtőelemek újrafeldolgo- zási lehetősége, ami azonban az atomfegyverek elterjedésének veszélyével jár. Ennek megakadályozására a műszaki lehetőségek megteremthetők, de a probléma teljes megoldása alapvetően politikai síkú rendezést kíván. KOVÁCS ZOLTÁN MODUL A NAPENERGIA HASZNOSÍTÁSÁRA Szovjet-Türkméniában, ahol a napenergia hasznosításának számos tekintélyes kutatója dolgozik, egymást követik a jelentős gyakorlati, fejlesztési eredmények a napenergetikai berendezések tökéletesítésében. A választéknövelés egyik legfrissebb terméke a csöves generátor, amely modulként szolgálhat különféle napenergetikai rendszerekben, egyebek között azokban a földi generátoregyüttesekben is, amelyeknek 500 watt a teljesítményük, s amelyeket 20 esztendeig működtethetnek folyamatosan. (d) ÉRDEKESSÉGEK, ÚJDONSÁGOK Takarékos tartályhajók Eredményesen befejezte pro- baútját az „Ogden Volga“ elnevezésű 60 ezer tonnás új tartály hajó, amely rendkívül kevés energiát • használ fel saját haladásához, tehát nagyon takarékos. Japánban épült egy libériái társaság megrendelésére, és elsőként szerelték fel lassan járó négyhengeres dízelmotorral. A Svájcban épült 10,7 MW-os hajtómotor percenként száz fordulattal forgó hajócsavarral jobb hatásfokot érnek el, így a gyár 12,5 százalékos hajtóanyagmegtakarítással számol A négyhengeres motor gyártása is gyorsabb, egyszerűbb, mint az eddigi hathengeres hajómotoroké, azonkívül nagyobb raktér áll rendelkezésre és a karbantartás is egyszerűbb. A szakértők tartottak a lassan forgó négyhengeres motor esetleges kiegyensúlyozatlansági problémáitól, de a próbaút során semmiféle rendellenességet sem észleltek. A bazalt kincsei A müncheni egyetem ásványtani intézetének munkatársai immár évek óta tanulmányozzák Bajorország északi részén a bazalt keletkezésének folyamatát. E vizsgálatok során megállapították, hogy a bazalt, amelyet eddig csak útburkoló anyagként és zúzalékként hasznosítottak, egyébek között 10-12 százaléknyi vasoxidot, és bizonyos esetekben akár háromszázaléknyi titán-oxidot is tartalmazhat. Ha tehát a nagy értékű ércelőfordulások a jövőben fokozatosan kimerülnek, a bazaltot is számításba vehetik e két fontos elem előállításának kiindulási anyagaként. (d)
