Új Szó - Vasárnapi kiadás, 1983. július-december (16. évfolyam, 26-52. szám)
1983-10-28 / 43. szám
(kJ szú 183. X. 28. TUDOMÁNY :::::::::: TECHNIKA Az atomenergetikai berendezések fejlesztése világszerte tapasztalható. E munkálatokat az a szándék vezeti, hogy a jövö energetikája megbirkózzék a jelenleg elterjedt atomerőművek hátrányaiból adódó nehézségekkel. A mai atomerőművek könnyüvizes reaktorai csak kis hatásfokkal hasznosítják az uránt. A becslések szerint viszont a rendelkezésre álló uránkészletek az üzemelő vagy épülő könnyűvizes reaktorokkal működő atomerőművek fűtőanyagellátását csak néhány évtizedig képesek biztosítani. Ha kétségbe vonjuk is a becslések pontosságát, akkor sem tagadhatjuk, hogy hosszú távon más hasadóanyagokra és más reaktortípusokra van szükség. Ezért sok országban széles körű fejlesztési munka folyik a szaporító reaktorokkal működő atomerőművek létrehozása érdekében. Nagy figyelmet szentelnek a nagy hőmérsékletű gázhútésú reaktorok kifejlesztésének is. Ez a reaktortípus lehetővé tenné, hogy az atomenergiából ne csak villamos energiát, hanem technológiai folyamatokhoz szükséges ipari hőt is nyerjenek. Az emberiség a szabályozott termonukleáris fúzió megvalósításán is fáradozik. Az eredményes kutatások szerint kimeríthetetlen energiaforrást tárnának fel előttünk. Jelenleg a fúziós reaktorokkal kapcsolatos technológiai problémák megoldásán dolgoznak. A jelentős ráfordítások miatt azonban gyors eredmények csak nemzetközi együttműködéssel érhetők el. írásunkban a nevezett három reaktortípussal foglalkozunk. A szaporító reaktor A szaporító (gyors) reaktorok létrehozásának gondolata már a negyvenes években a Szovjetunióban és az Egyesült Államokban egyaránt felvetődött. E reaktortípus nevét onnan kapta, hogy képes a benne elhelyezett üzemanyag szaporítására. A lejátszódó láncreakciók-folytán több üzemanyagot termel, mint amennyit elfogyaszt. A láncreakciót az ún. gyorsneutronok tartják fenn. Több mint húsz év intenzív kutatómunkájára volt szükség ahhoz, hogy az energetikai szaporító reaktorok életképességét bizonyítsák. Kísérleti berendezések egész sorát építették meg ahhoz, hogy a fejlesztés irányát meg lehessen ítélni. Már a kezdet kezdetén világossá vált, hogy itt hűtőközegként leginkább folyékony fémek jöhetnek számításba. A kiváló hőhordozó tulajdonsága miatt a választás a nátriumra esett. Rengeteg kísérleti és elmélet: munkát igényeltek a reaktor neut- rofizikai problémái is. Csak ezek megoldása után foghattak hozzá az energetikai alkalmazást előkészítő kísérleti reaktorok építéséhez. A Szovjetunió kísérleti szaporító reaktorai közé tartozik az 1956- ban elkészült 100 kW-os BR-2, az 1959-en felépült 5 MW-os BR-5 és az 1969-ben átadott BOR-60, melynek teljesítménye már 60 MW volt. Ezzel egyidóben az Egyesült Államokban a fejlesztés egyes stádiumait a Clementine, az EBR I és EBR II kísérleti reaktorok jelzik. A kísérleti reaktorok építésével egyidőben elkezdték a kiégett üzemanyag újrafeldolgozási technológiájának fejlesztését is. A fokozatosan kidolgozott eljárás szerint a kiégett fémurán fűtőelemeket rövid ideig pihentették, majd belőlük pirometalurgiai módszerekkel eltávolították a láncreakció hasadási termékeit. A kinyért hasadóanyagból ismét fűtőelemeket készítettek, amelyeket újra a reaktorba helyeztek. Amikor a kísérleti reaktorok bizonyították, hogy a gyorsneutro- nos berendezésekben a hasadóanyag újratermelhető, hozzáláttak az energetikai szaporító reaktorok prototípusának megépítéséhez. A szovjet prototípus a BN-350-es reaktor volt. Energetikai indítására 1973-ban került sor. Hőteljesítménye 700 MW, ami 125 MW villamos teljesítmény és 85 ezer tonna sótlan víz előállítását teszi lehetővé naponta. Az eddigi üzemi tapasztalatok magasfokú biztonságáról tanúskodnak. Az Egyesült Államokban ezt a fejlesztési lépcsőfokot az Enrico Fermi Atomerőmű jelenti. A reaktor a kritikus állapotot 1963-ban érte el. Az erőmű teljesítménye azonban csak 61 MW. Tervezésének és építésének á célja az volt, hogy lehetőséget nyújtson a kereskedelmi méretű gyorsreaktoros erőművek gazdaságosságának megítéléséhez, ugyanis a prototípus után a kereskedelmi méretű, demonstrációs erőmű a fejlesztés további stádiuma. Ma azonban csak egy ilyen atomerőmű működik, mégpedig a Szovjetunióban BN-600 típusjellel. Ez a belojarsz- ki atomerőmű harmadik blokkja. Teljesítménye 600 MW. A fizikai indítás 1981-ben valósult meg. A blokk a névleges teljesítményt 1982 első felében érte el. Az amerikai Clinch-River demonstrációs erőmű befejezését a Carter-kormányzat plutóniumpolitikája akadályozta. Ennek alapján az USA-ban leállították, illetve visszafogták a kiégett üzemanyag újrafeldolgozására szolgáló ún. reprocesszáló művek és az energiatermelés mellett nagy mennyiségben plutóniumot is előállító szaporító reaktorok fejlesztését, illetve építését. A Carter-féle plutónium-ellenes politika lényege abban volt, hogy meg akarta akadályozni a plutóniumnak, mint a nukleáris fegyverek potenciális alapanyagának széles körű elterjesztését. A Reagan-kormányzat az atomenergia-moratóriumot feloldotta, s így a szaporító reaktorok fejlesztése az USA-ban újra beindult. Időközben más országok is felzárkóztak a gyorsreaktorok fejlesztése területén. Franciaországban Avignon mellett már több évvel ezelőtt üzembe helyezték a Phénix 250 MW villamos teljesítményű reaktort. A tervek szerint 1984-ben megkezdi működését az 1300 MW-os Super-Phénix szaporító energetikai reaktor is. Létrehozásában Olaszország, az NSZK, Hollandia és Belgium is részt vett. A japán munkák kezdetét, a JO- YO kísérleti szaporító reaktor 1978 szeptemberi üzembe helyezése - jelzi. Az aktív zóna hőteljesítménye 75 MW. A MONJU prototípus erőmű kiviteli tervezése jelenleg folyik. Nagy hőmérsékletű gázhűtésü reaktorok E reaktorfajta széles körű elterjedése lehetővé tenné az atomenergia felhasználását magas potenciálú technológiai hőigények kielégítésére is. A lehetséges alkalmazási területek az iparban a következők: szerves vegyipari és petrolkémiai folyamatokhoz, szé- nelgázosításhoz, kohászati folyamatokhoz, hidrogén előállítására stb. Jelenleg négy országban (Szovjetunió, USA, NSZK és Japán) állnak rendelkezésre olyan tapasztalatok, amelyek lehetővé teszik a nagy hőmérsékletű gáz- hűtésű reaktorok ipari bevezetésének előkészítését. Az eddigi kutatások során a reaktorból kilépő gáz magas hőmérséklete (kb. 1000 °C) okozta a legnagyobb problémákat. Fontos kutatási téma még a gázhűtésü reaktorok fűtóelemcikiusának kialakítása, az urán-tórium fűtőanyag újrafeldolgozási technológiájának kidolgozása stb. Az amerikai fejlesztési program legközelebbi célja az első gázhűtésü reaktorokkal működő atomerőmű létrehozása Az elképzelt menetrend szerint a műszaki terveket az első ilyen atomerőmű megépítéséhez az idén fejezik be. Mivel az építési engedély megszerzését csak 1978-ra ütemezték, az üzemeltetést 1993-ban kezdenék el. Az NSZK-ban az elmúlt 25 év alatt a gázhűtésü reaktorok fejlesztése mindig a nemzeti energiaprogram részét képezte. Már a hatvanas évek elején kifejlesztettek egy kísérleti reaktort (AVR), melynek kilépő gázhőmérséklete elérte a 950 °C-ot. E reaktor tapasztalatait felhasználva fogtak hozzá egy 300 MW teljesítményű demonstrációs erőmű (THTR 300) tervezéséhez. Jelenleg az erőmű már a befejezéséhez közeledik és a közeljövőben várható üzembe helyezése. Japánban a szénhidrogének helyettesítésére számos technológiai folyamatban a nagy hőmérsékletű gázhútéses reaktorokat a legmegfelelőbb hőforrásnak ítélik. Jelenleg az első ilyen reaktor tervein dolgoznak. Hőteljesítménye 50 MW lesz, a gáz kilépési hőmérséklete pedig 950 °C. Hűtőközegként héliumot alkalmaznak. A Szovjetunióban e reaktortípus erőteljes fejlesztése az elmúlt évtizedekben indult meg. A cél az, hogy az atomenergia ipari hasznosítását olyan ágazatokra is kiterjesszék, amelyek a könnyűvizes reaktorok számára hozzáférhetetlenek, és így nagy mennyiségű kőolajat és földgázt takarítsanak meg. Jelenleg a VG—400 demonstrációs erőmű tervezését végzik, amely villamos energia termelése mellett ipari hőigényeket fog kielégíteni. A reaktorból kilépő hélium hőmérséklete 950 °C lesz. A szabályozott termonukleáris fúzió A termonukleáris fúzió a Nap energiaforrása. A Földön legköny- nyebben megvalósítható fúziós reakció a deutérium és tritium között zajlik le. A reakció elindításához a deutérium és tritium keverékét legalább 100 millió °C-ra kell hevíteni és a Lawson-kritérium által meghatározott ideig kell ezen a hőmérsékleten tartani, vagyis az atommagok sűrűségének és az összetartási idő szorzatának meg kell haladnia a 1020 s-m'3 értéket. A felhevített gáz teljesen ionizálódik és plazma keletkezik. A plazma összetartása és a kellő hőmérséklet biztosítása jelenti a legnagyobb problémát. A fúziós kutatások legnagyobb részét olyan berendezéseken végzik, amelyekben a nagy hőmérsékletű plazmát különböző mágneses terek segítségével tartják össze. Alternatívaként foglalkoznak olyan ún. inerciális rendszerekkel is, ahol D-T tablettákat lézersugarakkal nyomnak össze és hevítenek. Ez a fejlesztési irány azonban több országban főleg alapkutatások céljaira szolgál. Az alapvető fizikai kérdések mellett egyre nagyobb érdeklődés fordul a termonukleáris reaktorok gépészeti és technológiai problémái felé. Vizsgálják a reaktor gépészeti kialakításának lehetőségeit, gazdaságos kialakítási módokat keresnek és megpróbálják megállapítani, milyen plazmafizikai jellemzők a legmegfelelőbbek a reaktor szerkezeti szempontjából. Az elméleti vizsgálatokat széles körű kísérleti program egészíti ki, amely olyan területeket ölel fel, mint a szupravezetés, a szerkezeti A Plzeöi Skoda konszern Energetikai Gépgyárában - a WER 440-es atomreaktorok gyártásában - alkalmazni kezdték a szovjet gyártmányú automata ráhegesztő készüléket. A készülék segítségével jelentős energia- és anyagmegtakarítás érhető el, s a korábbi kézi hegesztési módszerhez viszonyítva lényegesen növekszik a munkatermelékenység és munkaerőt is megtakarítanak. Amit az automata megvásárlása előtt 18 hegesztő végzett el, azt ma a berendezésnek köszönhetően ketten elvégzik. A felvételen Jirí Cerveny (jobbról) az automata hegesztőt figyeli működés közben és Jirí Stepánek lakatos a hegesztőelektróda fölösleges leolvadt anyagát szívja el. (Felvétel: ŐTK - Jirí Vlach) anyag sugárkárosodása a trítium- kezelés stb. A mágneses rendszerek között eddig a legbiztatóbb eredményeket a Tokárnak berendezésekkel érték el. E berendezések jellegzetessége, hogy az összetartó teret transzformátor hatás révén magában a plazmában létrejövő áram kelti. Ez az áram egyidejűleg a plazmát is fűti. Az eddigi kísérleti eredmények azt bizonyítják, hogy a Tokárnak berendezésekben lejátszódó termonukleáris folyamatok jobb megismeréséhez nagyobb és nagyobb kísérleti berendezéseket kell létrehozni. Ez a tény vezetett a nemzetközi összefogás szükségességéhez. Ennek előmozdítására a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség létrehozta az INTOR munkacsoportot, melynek legjelentősebb résztvevői a Szovjetunió az, USA, Japán és a Közös Piac tagországai. A munkacsoport már eddig is jelentős eredményeket ért el, mert ráirányította a kutatók és fejlesztők figyelmét azokra a műszaki és tudományos problémákra, amelyeket meg kell oldani ahhoz, hogy a fúziós energiatermelés megvalósulhasson. A munka- csoport jelenleg egy olyan Tokárnak reaktor megépítésén fáradozik, amelynek hőteljesítménye 620 MW lenne, s amely alkalmas a villamos energiát termelő, teljes mértékű demonstrációs erőmű létrehozásához szükséges összes fizikai és technológiai kísérlet elvégzéséhez. Az ismertetett három reaktortípus közül az első kettő már közel van a széles körű ipari felhasználáshoz, míg a harmadik csak a távoli jövőben válhat hasznosítható- vá. Tekintettel a csehszlovák atomenergetikai programra, szintén érdekünk a gyors- és a nagy hőmérsékletű gázhútésú reaktorok mihamarabbi hazai üzembe állítása. Ennek elősegítéséért hazánk a KGST együttműködése keretében szintén részt vállal a Szovjetunióban folyó kutatásokból. KOVÁCS ZOLTÁN ÉRDEKESSÉGEK, ÚJDONSÁGOK MESTERSÉGES TÁPLÁLÁS - AKTATÁSKÁBÓL Bécsben a mesterséges táplálásnak egy olyan új eljárását dolgozták ki, amelynek révén a súlyos gyomor- és bélrendszeri betegségben szenvedők járóbetegként kezelhetők. Ezt az tette lehetővé, hogy sikerült egy különleges, igen puha műanyag szondát készíteni, amely a tápfolyadékot az egyik orrlyukon keresztül juttatja a szervezetbe. Ezt a tápfolyadékot a bél - az emésztés rendes munkája nélkül - felszívja, s közvetlenül a vérbe juttatja. De mert a bél felvevőképessége nem kielégítő, a berendezést egy szivattyúval is ellátták. A tápoldatot, a pumpát és az azt árammal ellátó telepet egy aktatáskaszerú tartályba helyezik. így a betegek most már kórházon kívül is kezelhetők. Sőt, e berendezés révén némely beteg alapbetegsége, az idült bélgyulladás annyira javult, hogy az egyébként esedékes műtétre már nem is volt szükség, mig más, nyelőcső-, illetőleg gyomorrákos betegek erőnléte annyira feljavult, hogy meg- múthették őket. Eddig huszonöt betegen alkalmazták ezt az eljárást, igen jó eredménnyel. (Die Presse) LEFÉNYKÉPEZETT ATOMMAGHASADÁS Eddig az urán atommagok hasadását csak erős nagyítással lehetett tanulmányozni. A hasadási termékek hatósugara csak néhány mikronnyi volt például csillámban, a magtöredékek pályája közötti szögeltérés pedig elérte a 180 fokot. Kaliforniai tudósoknak most sikerült „röptűkben“ lencsevégre kapniok az urán atommagok hasadását. A hasadási termékek pályája között csak kis szögeltérés tapasztalható, és messze is repültek - mindez amellett bizonyít, hogy a hasadó atommagok csaknem fénysebességgel haladtak száguldásuk közben. A különleges fényképfelvétel elkészítéséhez két fokozatban csaknem fénysebességre gyorsították fel az urán atommagokat. Egy másik világcsúcsra is szükség volt a különleges felvétel elkészítéséhez: az egész berendezésben tízmilliárdod torros légritkítást kellett létrehozni. (d) >-
