halasz mate dolgozat
TRANSCRIPT
NEGYEDIK GENERÁCIÓS ATOMREAKTOROK A ZÁRT
ÜZEMANYAGCIKLUSBAN
Halász Máté Gergely
BME, Természettudományi Kar
Fizika Bsc., III. évfolyam
-2-
Kivonat
A fosszilis energiahordozók kimerülésével az emberiség egyre sürgetőbb problémájává
válik a kieső szén, kőolaj és földgáz alapú energiatermelés helyettesítése más
energiaforrásokkal. Az egyre növekvő energiaszükséglet fedezésének egy lehetséges
megoldása az atomenergia szerepének növelése a nukleáris üzemanyag hatékonyabb
felhasználása mellett. A jelenleg üzemelő második, illetve harmadik generációs
atomreaktorok segítségével megvalósított nyílt üzemanyagciklus során azonban a nukleáris
üzemanyag termikus hasítással kinyerhető energiájának legfeljebb 0,5%-os kihasználása
történik meg. A 2030 utáni években üzembe állítani tervezett negyedik generációs
atomreaktorok alkalmazásával lehetőség nyílik a nukleáris üzemanyag zárt ciklusban történő
felhasználására, mely kedvezőbb üzemanyag-hasznosítást tesz lehetővé, valamint kisebb
mennyiségű és kisebb radiotoxicitású hulladék keletkezését eredményezi. A dolgozat célja a
negyedik generációs atomreaktorok perspektivikus típusainak bemutatása, részletesen
ismertetve az úgynevezett gázhűtésű gyorsreaktort (GCFR – Gas Cooled Fast Reactor). A
gyorsreaktorok zárt üzemanyagciklusban betöltött jelentőségét a bennük létrejövő kemény
neutronspektrum okozza. A nukleáris hulladék nagy radiotoxicitású, hosszú felezési idejű
komponensei közé tartoznak az úgynevezett másodlagos aktinidák, melyek termikus
neutronok hatására csupán egyre magasabb rendszámú elemekké transzmutálódnak, gyors
neutronspektrum esetén viszont kisebb rendszámú elemekre hasadnak el. A gyorsreaktorok
tehát ezen izotópok mennyiségét csökkenteni képesek, miközben azok hasadása
energiatermelésre fordítódik. A dolgozatban részletesen megvizsgáljuk, hogy a
gyorsreaktorok – különös tekintettel a GCFR reaktor – alkalmazása során mely aktinidák
transzmutációja valósítható meg, illetve azok mennyisége az üzemanyag kiégése során milyen
mértékben csökkenthető. A kemény neutronspektrum másik, a dolgozatban vizsgált kiemelt
jelentősége az üzemanyagtenyésztés lehetősége. A gyorsreaktorok lehetőséget teremtenek
plutónium termikus reaktorok által nem hasznosított 238
U izotópból történő előállítására,
valamint a Földünkön hatalmas mennyiségben rendelkezésre álló tórium felhasználására,
évezredekre növelve ezzel a nukleáris üzemanyagkészletek várható kimerülési időtartamát.
-3-
Tartalomjegyzék
1. Bevezetés 4
1.1. Növekvő energiaszükséglet ......................................................................................... 4
1.2. Nukleáris üzemanyag-készletek................................................................................... 5
2. A nukleáris üzemanyag hatékony felhasználása 7
2.1. A zárt üzemanyagciklus .............................................................................................. 7
2.2. Üzemanyag-tenyésztés ................................................................................................ 9
2.3. A másodlagos aktinidák transzmutációja ................................................................... 11
3. Negyedik generációs atomreaktorok 15
3.1. A GIF (Generation IV. International Forum) ............................................................. 15
3.2. A gázhűtésű gyorsreaktor .......................................................................................... 17
3.2.1. A GFR600 referencia reaktor ............................................................................. 18
3.2.2. Kiégésszámítások eredményei ........................................................................... 21
4. Összefoglalás 24
5. Függelék 25
-4-
1. Bevezetés
1.1. Növekvő energiaszükséglet
A világ villamos áram-szükséglete várhatóan továbbra is minden más típusú energiánál
nagyobb mértékben fog növekedni. A Nemzetközi Energia Ügynökség (IEA – International
Energy Agency) becslései szerint 2008 és 2035 között évi 2,2%-os növekedésre számíthatunk,
melynek 80%-a a nem OECD országokban következik be. Az elavult kapacitás lecserélése és
a növekvő szükséglet fedezése 5900 gigawatt (GW) kapacitásnövelést igényel, mely a
jelenlegi termelés 25%-a [1].
A növekvő energiaszükséglet mellett további problémát jelent több jelentős fosszilis
energiahordozó kimerülése, és az egyre növekvő CO2 kibocsátás, ami a globális felmelegedést
okozó üvegházhatás egyik kiváltó oka. 2008-ban a világ villamos áram termelésének összesen
67,8%-át tette ki a szén, földgáz és kőolaj alapú termelés (1.1. ábra) [2]. Az egyes
energiahordozók készleteinek I. táblázatban található kimerülési időtartamairól azonban
leolvasható, hogy 65 éven belül a földgáz és kőolaj alapú energiatermelést más
energiahordozókkal kell helyettesítenünk. A Föld szénkészlete a jelenlegi felhasználás mellett
még 144 évre lenne elegendő [3], azonban a kieső termelés pusztán szénnel történő
helyettesítése egyrészt a nagyobb arányú felhasználás következtében lerövidíti ezt az
időtartamot, másrészt komoly környezeti problémákat vet fel nagy mennyiségű CO2 emissziós
hatása miatt. Az 1.2. ábrán látható, hogy a világ villamos áram termeléséből származó CO2
kibocsátásának szinte egésze a szén, földgáz, és kőolaj alapú termelésből származik [2]. Az
IEA 2010-es tanulmánya szerint a globális átlaghőmérséklet emelkedésének 2-2,4°C-ra való
mérsékléséhez 2050-re 50%-kal csökkentenünk kell a globális CO2 emissziót, melynek az
energia szektor jelenleg 41 százalékáért felelős. Amennyiben a világ kormányai a jelenlegi
energia- és klímapolitikát folytatják, a globális emisszió 40 éven belül közel kétszeresére
emelkedhet [9].
Mindez azt mutatja, hogy a növekvő energiaszükséglet fedezését kisebb szén-dioxid
kibocsátással járó energiatermeléssel kell megoldanunk. A hatalmas méretű beépítendő
kapacitás csak számos energiaforrás együttes alkalmazásával érhető el, ezen belül ígéretes
perspektíva a megújuló energiaforrások nagyobb arányú kihasználása mellett a gyakorlatilag
nulla fajlagos szén-dioxid kibocsátást biztosító atomenergia szerepének növelése, a
szükségleteknek megfelelő kapacitásnöveléssel. Az I. táblázatban azonban látható, hogy a
jelenlegi üzemanyagciklussal és termikus reaktorokkal történő felhasználás mellett a Föld
uránkészletei is csak 80 évre elegendőek [4]. Ahhoz tehát, hogy biztosítsuk az atomenergia
hosszútávú alkalmazásának lehetőségét, a nukleáris energiatermelés hatékonyságának
növelésére van szükségünk.
I. táblázat: A rendelkezésre álló energiahordozó készletek várható kimerülése
Energiahordozó Termelési csúcs
várható ideje [5]
Készlet várható
élettartama
Kőolaj 2005-2020 40 év
Földgáz 2015-2035 65 év
Szén 2020-2035 144 év
Urán N/A 80 év
-5-
1.1. ábra: A világ elektromos áram termelésének megoszlása 2008-ban
1.2. ábra: A világ energiatermelésből származó CO2 emissziójának megoszlása 2008-ban
1.2. Nukleáris üzemanyag-készletek
A Földünkön fellelhető uránkészleteket egy geológiai bizonyosság és kitermelési ár alapú
séma szerint osztályozzák annak érdekében, hogy a különböző országok becsléseit
összeegyeztethető, konzisztens rendszerbe foglalják. Ez alapján megkülönböztetünk
felfedezett (megalapozottan biztosított és bizonyított), valamint felfedezetlen (előrejelzett és
spekulatív) készleteket. A felfedezett források azon készletekre vonatkoznak, melyeket a
megvalósíthatósági tanulmányokat vezetni képes direkt mérések támasztanak alá. Ezek közé
tartoznak a megalapozottan biztosított (RAR – Reasonably Assured Resources), melyek
minősége és nagysága nagy bizonyossággal kompatibilis a bányászati döntések irányelveivel,
továbbá a kevésbé definiált bizonyított készletek, melyek bányászati osztályozásához további
mérések szükségesek. Felfedezetlen források alatt azon készleteket értjük, melyek meglétét
előzetes geológiai információk, korábban felfedezett lerakatok, valamint regionális geológiai
feltérképezések alapján valószínűsítik. Ide tartoznak az előrejelzett készletek, melyek
jelenlétét ismert urántermelő országokban feltételezik, általában valamilyen direkt bizonyíték
folytán, valamint a spekulatív készletek, melyek jelenléte a jövőben lehetséges
uránszolgáltató geológiai tartományokban várható. Mind az előrejelzett, mind a spekulatív
-6-
készletek jelentős mennyiségű vizsgálatot szükségeltetnek, mielőtt jelenlétüket elfogadhatjuk,
és mielőtt osztályozásuk, mennyiségük meghatározása megtörténhetne [4].
A felfedezett, 130 $/kg-nál olcsóbban kitermelhető uránkészleteket 2009-ben 5,4 millió
tonnára becsülték. Ezen kívül további 0,9 millió tonna 130 $/kg és 260 $/kg bányászati ár
közé eső készletet becsülnek. A teljes felfedezetlen készlet becsült nagysága emellett további
10 400 000 tU. A 2008-as évben világszerte 43880 tonna uránt bányásztak ki, a teljes
szükséglet pedig abban az évben 59040 tonna volt [4]. A világ uránszükségletének 1.3. ábrán
látható alakulásán egyértelműen növekvő tendencia figyelhető meg, de még a 2010-es 68000
tonna urán/év szükséglettel számolva is a 130 $/kg kitermelési költség alatti készletek 80 év
alatt kimerülnek.
A nukleáris üzemanyag jelenlegi, nyílt üzemanyagciklusban történő felhasználása mellett
(2.1. ábra) az uránérc által tartalmazott, potenciálisan hasznosítható energia legfeljebb 0,5%-
át használják fel. Az üzemanyagciklus zárásával, azaz a plutónium felhasználásával ez a
hatásfok hetvenszeresére, a tórium érc felhasználásával további háromszorosára nőhet.
Mindez azt mutatja, hogy a nukleáris üzemanyag a jelenlegi felhasználási hatásfok mellett
hosszútávon nem nyújt megfelelő alternatívát a kőolaj, földgáz, és szén alapú villamos áram
termelés kiváltására.
1.3. ábra: A világ uránszükségletének és bányászatának alakulása 1945-től 2009-ig [4]
-7-
2. A nukleáris üzemanyag hatékony felhasználása
2.1. A zárt üzemanyagciklus
A jelenleg használt termikus reaktorok a 2.1. ábrán látható nyílt üzemanyag-ciklusban
üzemelnek. A nyílt üzemanyag-ciklus során azonban a nukleáris üzemanyagban lévő,
potenciálisan hasznosítható energiának csupán 0,4%-át használják fel. Ilyen hatásfokú
felhasználás mellett a Föld uránkészletei 80 éven belül kimerülnek. Az üzemanyag-ciklus
zárásával ez a hatásfok jelentősen növelhető, amivel párhuzamosan csökken a végleges
elhelyezésre kerülő radioaktív hulladék mennyisége. A II. táblázatban három különböző
üzemanyag-ciklus, a nyílt ciklus, a plutónium reprocesszálásával részlegesen zárt, illetve a
termikus és gyorsreaktorokat is tartalmazó zárt üzemanyag-ciklus esetén látható az
üzemanyag felhasználásának hatásfoka, a keletkező hulladék fajlagos mennyisége, valamint a
szükséges tárolási idő. Látható, hogy a nyílt üzemanyagciklus során két nagyságrenddel több
hulladék keletkezik, mint a zárt ciklus során, és a szükséges tárolási idő is 8-szor hosszabb.
Néhány országban már manapság is elterjedt eljárás a kiégett fűtőelemekben található
plutónium kisebb-nagyobb mértékű MOX üzemanyag (Mixed Oxide – Kevert Oxid)
formájában történő recirkuláltatása (2.2. ábra), azonban a plutónium izotóp-összetétele egyre
romlik, és a harmadik ciklus után termikus reaktorokban már nem alkalmazható
energiatermelésre. Az üzemanyag-ciklus zárására a negyedik generációs atomreaktorok közt
megjelenő gyors neutronspektrummal rendelkező reaktorok adnak lehetőséget (2.3. ábra). A
gyors spektrum lehetővé teszi a termikus reaktorokban már nem használható összetételű
plutónium, valamint az urán 238-as tömegszámú izotópjának energetikai hasznosítását, illetve
a nagy radiotoxicitású másodlagos aktinidák hasítással történő transzmutálását. A II.
táblázatról leolvasható, hogy a gyorsreaktorok bevezetésével a nukleáris üzemanyag
felhasználásának hatásfoka 20%-ra növekedhet, a termelt hulladék mennyisége pedig
drasztikusan lecsökken. A hulladék szükséges tárolási ideje a zárt ciklusban körülbelül 50000
év, ez az időtartam ún. szubkritikus rendszerek bevezetésével tovább csökkenthető, egészen
1000 év alá [11].
II. táblázat: A nukleáris üzemanyag hasznosításának hatásfoka különböző üzemanyag-
ciklusok alkalmazása esetén [11]
Üzemanyag-ciklus
típusa
Hasznosítási
hatásfok
(%)
Termelt hulladék
mennyisége
(kg/GWeév)
Szükséges tárolási
idő
(év)
Nyitott 0,4% 30000 >400000
Részben zárt 0,5% 25000 ~100000
Zárt 20% 150 ~50000
-8-
2.1. ábra: Termikus reaktor nyílt üzemanyagciklussal [11]
2.2. ábra: Termikus reaktor részben zárt üzemanyagciklussal [11]
-9-
2.3. ábra: Termikus és gyorsreaktor zárt üzemanyagciklussal [11]
2.2. Üzemanyag-tenyésztés
A nukleáris üzemanyag-tenyésztés két legjelentősebb folyamata a hasadóképes plutónium
uránból történő előállítása valamint hasadóképes urán tóriumból történő előállítása. Az
üzemanyag-tenyésztés a nukleáris üzemanyag nagyobb hatásfokú felhasználásának
kulcsfontosságú eleme, ugyanis ez tenné lehetővé a jelenleg fel nem használt, viszont elsöprő
mennyiségű 238
U és 232
Th izotópok energetikai hasznosítását. Az urán 238-as tömegszámú
izotópjának partícionálása és hasznosítása az energetikai előnyök mellett nagyságrenddel
csökkentené a végleges elhelyezésre kerülő nukleáris hulladék tömegét, illetve térfogatát, ami
jelentős mértékben hozzájárulna a mély-geológiai tárolók gazdaságosabb kihasználásához.
A 239
Pu izotóp 238
U izotópból neutronbefogással történő keletkezését a 2.4. ábra
szemlélteti. Az urán 238-as tömegszámú izotópja először 239
U-ná alakulva elnyel egy
neutront, majd 23,5 perc felezési idejű béta-bomlással 239
Np izotóppá alakul. Ezt követően a
neptúnium 2,35 nap felezési idővel alakul 239
Pu-má, szintén béta-bomlás útján. A termikus
reaktorok kiégett üzemanyagában a legnagyobb tömegű és térfogatú komponens a termikus
spektrumban nem hasznosítható 238
U izotóp. A gyorsreaktorok azonban az itt leírt tenyésztési
folyamat segítségével képesek azt hasadóképes 239
Pu-má alakítani, így az urán hasznosítási
hatásfoka jelentősen növelhető, a végleges elhelyezésre kerülő hulladék mennyisége pedig
nagymértékben lecsökkenthető. Az üzemanyag-tenyésztés kérdését a 3.2.2. alfejezetben
konkrét reaktoron végzett kiégés-számítások szemléltetik.
A 233
U izotóp 232
Th izotópból neutronbefogással történő keletkezését a 2.5. ábra
szemlélteti. Az 232
Th izotóp neutronbefogással 233
Th-má alakul, majd ezt követően béta-
bomlással 233
Pa izotóp keletkezik belőle, melyből végül egy újabb béta-bomlással 233
U izotóp
keletkezik. A tórium Földünkön 3-4-szer nagyobb mennyiségben fordul elő, mint az urán,
továbbá számos országban könnyen kibányászható nyersanyag, illetve számos előnyös
tulajdonsága miatt is (mint például oxidjának némely kémiai sajátsága) ígéretes nukleáris
üzemanyag. A tóriumot gyakorlatilag teljes mennyiségében alkotó 232
Th izotóp termikus
neutron fluxusra érvényes abszorpciós hatáskeresztmetszete háromszorosa az 238
U-énak,
továbbá az 233
U hasadásakor keletkező neutronok átlagos száma termikus spektrum esetén is
magasabb 2-nél. Ennek következtében a tórium nem csak gyors, hanem termikus, vagy
epitermikus spektrummal rendelkező reaktorokban is alkalmas jelentős üzemanyag-
tenyésztésre [15].
-10-
Egy reaktor kritikussága akkor áll fenn, ha minden egyes hasadás egy újabb, hasadást
okozó neutron emissziójával jár. Az ezen felül kibocsátott további neutronok további
hasadóanyag termelődéséhez vezethetnek, ezért minél több neutron keletkezik egy hasadás
során, annál több használható fel hasadóanyag előállítására, ami javítja a nukleáris üzemanyag
felhasználásának hatásfokát. Adott izotóp esetén a hasadás során keletkező és elnyelt
neutronok arányát az alábbi összefüggés írja le:
(2.1)
ahol az E energiájú neutron által okozott hasadás során kibocsátott neutronok átlagos
száma, míg és rendre az izotóp hasadási és elnyelési mikroszkopikus
hatáskeresztmetszete. Megfigyelhető, hogy ebben a hányadosban – különösen 1 MeV energia
felett – látványos és folyamatos növekedés jelentkezik minden izotóp esetében. Ez a jelenség
magyarázza a gyorsneutron-spektrum előnyét a termikus spektrummal szemben:
hasadásonként több neutron keletkezik, így több áll rendelkezésre üzemanyag-tenyésztésre, a
fűtőanyagot a reaktor nagyobb hatásfokkal hasznosítja.
2.4. ábra: 239
Pu izotóp keletkezése 238
U izotópból
2.5. ábra: 233
U izotóp keletkezése 232
Th izotópból
-11-
2.3. A másodlagos aktinidák transzmutációja
A nukleáris üzemanyag alacsony hatásfokú hasznosítása mellett a nyitott üzemanyagciklus
másik problémája a kiégett üzemanyagban jelenlévő hosszú felezési idejű komponensek nagy
mennyisége. Jelenleg az atomerőművek által termelt hulladék több évtizedes (tipikusan
minimum 50 éves) pihentetés után végleges elhelyezésre kerül mélygeológiai tárolókban. A
jelenlegi hulladékösszetétel mellett több százezer évig tart, mire a hulladék radiotoxicitása
eléri a referenciaszintet, a tárolók integritásának ilyen hosszú időre történő biztosítása komoly
mérnöki problémákat vet fel.
A III. táblázatban láthatóak egy nyomottvizes reaktor kiégett üzemanyagában tipikusan
előforduló hasadási termékek, illetve transzurán elemek, feltüntetve az egyes izotópok
felezési idejét, dóziskonverziós tényezőjét és a termelt mennyiséget [11]. Kezdetben az
üzemanyag radiotoxicitásának elsöprő részét a hasadási termékek adják. Körülbelül 800 év
elteltével azonban a hasadási termékek radiotoxicitása eléri a referenciaszintet, és már 80-100
év múltán a hulladék radiotoxicitását lényegében a transzurán elemek, azon belül is a
plutónium határozzák meg (2.3. ábra). A referenciaszint elérése ezen izotópok esetében több
százezer évet vesz igénybe. Amennyiben ezeket a hosszú felezési idejű, nagy radiotoxicitású
transzurán elemeket képesek vagyunk eltávolítani a hulladékból, nagyságrendekkel
csökkenthetjük a szükséges tárolás időtartamát. A transzmutációt az urán partícionálásával
kombinálva így egyaránt csökkenthető a tárolandó üzemanyag térfogata és a tárolási idő, ami
lehetővé teszi a mélygeológiai tárolók kihasználtságának és biztonságosságának számottevő
növelését (2.7. ábra).
A transzmutáció céljai tehát [13]:
A kiégett üzemanyag jelentette közép- és hosszútávú veszélyek (>300 év)
csökkentése a plutónium és másodlagos aktinidák mennyiségének jelentős
csökkentésével.
A radiotoxicitás referencia szint eléréséhez szükséges időtartamának csökkentése a
transzurán elemek újrafelhasználásával.
A gyorsreaktorok transzmutációban betöltött jelentőségét szintén a (2.1) összefüggésben
szereplő hasadási és teljes abszorbciós hatáskeresztmetszetek hányadosának
viselkedése magyarázza. A kérdéses hányados értéke ugyanis magasabb neutronenergiák
esetén – különösen 1 MeV felett – jelentősen megnő, így az egyes izotópok nagyobb
valószínűséggel hasadnak el, mint alakulnak neutronbefogással magasabb tömegszámú,
illetve rendszámú transzurán elemekké. A 2.7. ábrán neptúnium, plutónium és amerícium
izotópok hasadási és teljes abszorbciós hatáskeresztmetszetei láthatóak a neutron energiájának
függvényében [12]. Az ábráról leolvasható, hogy mindegyik ábrázolt izotóp esetén
megfigyelhető a hányados növekedése nagy neutronenergiák esetén.
A kérdéses izotópok keletkezési és fogyási sebességét a teljes üzemanyag-összetétel és a
kialakult neutronspektrum bonyolult módon befolyásolja, ezért a transzmutáció mértékét csak
összetett kiégésszámításokkal lehet meghatározni. Az ilyen kiégésszámítások eredményeivel a
3.2.2. alfejezet foglalkozik.
-12-
III. táblázat: Nyomottvizes reaktorban keletkező jellemző hasadási termékek és másodlagos
aktinidák néhány jellemzője [11], 1. részlet, másodlagos aktinidák
Izotóp
Termelt
mennyiség
(kg/GWeév)
Felezési
idő
(év)
Bomlási
mód
Dóziskonverziós
tényező
(nSv/Bq)
Lenyelés Belégzés 237
Np 15,6 2,14∙106 α 110 23000
238Pu 7,46 87,7 α, sf 230 46000
239Pu 125,3 24,3∙10
3 α 250 50000
240Pu 60,8 6,56∙10
3 α, sf 250 50000
241Pu 26,3 13,2 α, β
- 4,8 900
242Pu 17,6 3,74∙10
5 α, sf 240 48000
241Am 9,3 433 α 200 42000
242Am 0,004 β
-
242mAm 0,016 141 α 190 37000
243Am 3,5 7,36∙10
3 α 200 41000
243Cm 0,012 30 α, sf 150 31000
244Cm 1,557 18,10 α, sf 120 27000
245Cm 0,075 8,50∙10
3 α, sf 210 42000
246Cm 0,1 4,73∙10
3 α, sf
III. táblázat: Nyomottvizes reaktorban keletkező jellemző hasadási termékek és másodlagos
aktinidák néhány jellemzője [11], 2. részlet, hasadási termékek
Izotóp
Termelt
mennyiség
(kg/GWeév)
Felezési
idő
Bomlási
mód
Dóziskonverziós
tényező
(nSv/Bq)
Lenyelés Belégzés 79
Se 0,158 6,5∙104 β
- 2,9 2,6
85Kr 0,75 10,76 β
-
90Sr 15,3 28,6 β
- 28 36
93Zr 1,5∙10
6 β
- 1,1 10
94Nb 2,0∙10
4 β
-
99Tc 26,6 2,1∙10
5 β
- 0,64 4
107Pd 7,0∙10
6 β
- 0,037 0,085
113Cd 13,6 β
-
126Sn 0,69 1,0∙10
5 β
- 4,7 28
129I 5,8 1,7∙10
7 β
- 110 15
135Cs 12,5 2,3∙10
6 β
- 2 3,1
137Cs 35,8 30,2 β
- 13 9,7
151Sm 87 β
-
59Ni 7,5∙10
4 EC
63Ni 92,1 β
-
-13-
2.6. ábra: A relatív radiotoxicitás időbeli változása VVER-440 reaktorból származó kiégett
üzemanyag komponenseire [11]
2.7. ábra: A relatív radiotoxicitás időbeli változása LWR reaktorból származó kiégett
üzemanyag komponenseire különböző újrahasznosítás esetén [16]
-14-
2.7.a ábra: 237
Np hasadási
hatáskeresztmetszete
2.7.b ábra: 237
Np abszorpciós
hatáskeresztmetszete
2.7.c ábra: 240
Pu hasadási
hatáskeresztmetszete
2.7.d ábra: 240
Pu abszorpciós
hatáskeresztmetszete
2.7.e ábra: 241
Am hasadási
hatáskeresztmetszete
2.7.f ábra: 241
Am abszorpciós
hatáskeresztmetszete
2.7. ábra: Np, Pu és Am izotópok hasadási és teljes abszorbciós hatáskeresztmetszetei a
neutronenergia függvényében [12]. A vízszintes tengelyen a neutron energiája [eV], a
függőleges tengelyen a hatáskeresztmetszet [barn] található.
-15-
3. Negyedik generációs atomreaktorok
3.1. A GIF (Generation IV. International Forum)
Az USA 2000-ben indította el az ún. GIF (Generation IV. International Forum)
kezdeményezést, mely különféle szerződések és egyezmények rendszerén keresztül irányítja
hat, 2002-ben kiválasztott és 2030-ra üzembe állítani tervezett reaktortípus kutatását. A GIF
kezdeményezés céljai [6]:
Fenntarthatóság-1: A negyedik generációs atomenergia rendszerek fenntartható
energiatermelést biztosítanak, amely megfelel a tiszta levegő céljának, és elősegítik a
rendszerek hosszútávú felhasználhatóságát, valamint a nukleáris üzemanyag hatékony
felhasználását a világszintű energiatermeléshez.
Fenntarthatóság-2: A negyedik generációs atomenergia rendszerek minimalizálni és kezelni
fogják nukleáris hulladékukat, így jelentősen csökkentik a hosszútávú intézkedések terhét,
hozzájárulva ezzel a közegészség, valamint a természet védelméhez.
Gazdaságosság-1: A negyedik generációs atomenergia rendszereknek világos életciklus-
költség előnyük lesz más energiaforrásokkal szemben.
Gazdaságosság-2: A negyedik generációs atomenergia rendszereknek más energetikai
beruházásokkal összemérhető szintű pénzügyi kockázatuk lesz.
Biztonság és megbízhatóság-1: A negyedik generációs atomenergia rendszerek kiemelkedő
biztonsággal és megbízhatósággal fognak bírni.
Biztonság és megbízhatóság-2: A negyedik generációs atomenergia rendszerek nagyon
alacsony valószínűséggel és legfeljebb nagyon kis mértékben szenvedhetnek majd
zónasérülést.
Biztonság és megbízhatóság-3: A negyedik generációs atomenergia rendszerek
szükségtelenné teszik a külső reakciót vészhelyzet esetén.
Proliferációs ellenállás és fizikai védelem: A negyedik generációs atomenergia rendszerek
biztosítottan nem fognak célpontot nyújtani eltérítés, vagy fegyverek előállítására alkalmas
anyagok ellopása számára, továbbá növelt védelemmel rendelkeznek majd esetleges
terrorcselekmények ellen.
A hat kiválasztott reaktortípus: a gázhűtéses gyorsreaktor (GFR), ólomhűtésű gyorsreaktor
(LFR), sóolvadékos reaktor (MSR), Na-hűtésű reaktor (SFR), szuperkritikus nyomású vízzel
hűtött reaktor (SCWR), és a magashőmérsékletű, gázhűtésű termikus reaktor (VHTR) főbb
jellemzőit az IV. táblázat foglalja össze [14]. A másodlagos aktininák transzmutációja, és az
üzemanyag-tenyésztés szempontjából a gyors neutronspektrummal rendelkező reaktorok, a
Na-hűtésű, gázhűtéses, és folyékony ólommal hűtött gyorsreaktorok rendelkeznek
jelentőséggel. A továbbiakban ezek közül részletesen a gázhűtésű gyorsreaktor ismertetésére
kerül sor.
-16-
IV. táblázat: A negyedik generációs atomreaktorok főbb jellemzői, 1. részlet [14]
Típus Angol
rövidítés
Neutron
spektrum Hűtőközeg
Hőmérséklet
°C Nyomás
Na-hűtéses gyors
reaktor SFR gyors Na 550 alacsony
Magas hőmér-
sékletű gázhűtéses
termikus reaktor
VHTR termikus He 1000 magas
Szuperkritikus
nyomású vízzel
hűtött reaktor
SCWR termikus
vagy gyors víz 510-550
nagyon
magas
Ólom/bizmut
hűtéses
gyorsreaktor
LFR gyors Pb-Bi 550-800 alacsony
Gázhűtéses
gyorsreaktor GFR gyors He 850 magas
Sóolvadékos
reaktor MSR epitermikus
U, Pu
fluorid sók 700-800 alacsony
IV. táblázat: A negyedik generációs atomreaktorok főbb jellemzői, 2. részlet [14]
Típus Angol
rövidítés Üzemanyag
Üzem-
anyag
ciklus
Teljesítő-
képesség
(MWe)
Termék
Na-hűtéses gyors
reaktor SFR U-238 és MOX zárt
150-500
500-1500
villamos
energia
Magas hőmér-
sékletű gázhűtéses
termikus reaktor
VHTR UO2 hasáb
vagy golyók nyitott 250
hidrogén és
villamos
energia
Szuperkritikus
nyomású vízzel
hűtött reaktor
SCWR UO2
nyitott
(termikus)
zárt (gyors)
1500 villamos
energia
Ólom/bizmut
hűtéses
gyorsreaktor
LFR U-238(+)
zárt
(regionális)
50-150
300-400
1200
villamos
energia és
hidrogén
Gázhűtéses
gyorsreaktor GFR U-238
(+)
zárt
(in situ) 288
villamos
energia és
hidrogén
Sóolvadékos
reaktor MSR
UF+egyéb
aktinidák sóban
feloldva
zárt 1000
villamos
energia és
hidrogén
+Th-ciklus
-17-
3.2. A gázhűtésű gyorsreaktor
A zárt üzemanyag-ciklusú GFR rendszer egy gyors neutronspektrummal rendelkező,
héliumhűtésű reaktort tartalmaz. A rendszer felépítésének vázlata a 3.1. ábrán látható. A
reaktorzónában keletkező hőt a hűtésre használt hélium szállítja, ez teszi lehetővé az
elektromos áram, hidrogén, vagy közvetlen hő nagy hatásfokkal történő termelését. A GFR
közvetlen-ciklusú hélium turbinát használ villamos áram generálására, és képes a fejlődő hőt
hidrogén termokémiai előállításához használni. A kemény neutronspektrumnak és az
aktinidák teljes újrahasznosításának köszönhetően a GFR minimálisra csökkenti a hosszú
felezési idejű radioaktív izotópok keletkezését. Ugyancsak a gyors spektrum teszi lehetővé
azt, hogy a gázhűtésű gyorsreaktor a nyílt ciklusú termikus gázhűtésű reaktoroknál két
nagyságrenddel nagyobb hasznosítási hatásfokkal képes felhasználni a nukleáris
üzemanyagot. A GFR referencia egy egységbe rendezett, az üzemanyagot helyben kezelő és
újrahasznosító erőmű [6].
A GFR (Gas-cooled Fast Reactor) általános jellemzői:
Gázhűtés (kis voideffektus, kis abszorpció, kis korróziós hatás)
Gyorsneutron-spektrum (a hűtőközeg kis sűrűsége miatt)
Magas hőmérséklet (hűtőközeg: 450°C/850°C, üzemanyag: 1000-1200°C)
Egykörös működés
Zárt üzemanyagciklus (teljes aktinida újrahasznosítás, 1 közeli konverziós faktor)
A He gáz, mint hűtőközeg alkalmazásának előnyei:
Kis mikroszkopikus hatáskeresztmetszet
Nem gyúlékony, kémiailag semleges, nincsenek korrozív hatásai és nem lesz
radioaktív
Átlátszó, így lehetővé válik a zóna optikai megfigyelése
Üregtényezője és hőmérsékleti tényezője kicsi, így nincs jelentékeny hatása a
reaktivitásra
A gázzal történő hűtés legfontosabb következménye a gyorsneutron-spektrum létrejötte.
Ennek oka egyrészt a gáz kis sűrűsége, másrészt az, hogy a hűtéshez használt He
mikroszkopikus hatáskeresztmetszete kicsi, így nem jelentkezik szignifikáns elnyelő, illetve
moderáló hatás.
Az üzemanyaggal szemben támasztott követelmények a magas olvadáspont és a magas
hővezetési tényező, a kemény neutronspektrummal és magas kiégetéssel szembeni ellenálló-
képesség, illetve a nagy sűrűség, a megfelelő hőcseréhez szükséges nagy hűtőközeg térfogat
ellensúlyozására, és a nyomáscsökkenés csökkentésére.
A GFR fejlesztése során három üzemanyag-típust tettek vizsgálat tárgyává:
Kerámia-kerámia kompozit üzemanyag (CERCER) szorosan elhelyezett, SiC
burkolattal ellátott (U, Pu)C belekből, vagy rostokből.
Üzemanyag-szemcsék nagyméretű (U, Pu)C belekkel, vékony burkolattal.
Kerámia védőburkolattal ellátott szilárd-oldat fém (CERMET) üzemanyag.
A reaktorban megkívánt nagy nehézfém-sűrűség vezetett az aktinida-karbid
üzemanyaghoz, és aktinida-nitrid szerkezeti anyagokhoz. A GFR üzemanyagok kutatásának
-18-
befejezését 2020-ra tervezik, ekkorra már várhatóan termikus reaktorokban történő
besugárzással tesztelt üzemanyag-prototípusok állnak majd rendelkezésre.
A reaktor szerkezeti anyagainak tervezésekor a legnagyobb kihívást a kemény
neutronspektrum nagy roncsoló hatása és a magas hőmérséklet jelenti (reaktorbaleset esetén a
szerkezeti anyagoknak 1600°C hőmérsékletet kell elviselniük. A legígéretesebb
zónaszerkezeti anyagok a karbidok (SiC, ZrC, TiC, NbC), nitridek (ZrN, TiN), és oxidok
(MgO, Zr(Y)O2). A gyors neutronokat visszaverő reflektor-anyag feltehetőleg Zr3Si2 lesz.
Támasztékként alkalmazott fémek közül a Zr, V és Cr lehetőségeket vizsgálják.
3.1. ábra: A gázhűtésű gyorsreaktor felépítése [6]
3.2.1. A GFR600 referencia reaktor
Az európai GCFR-STREP (GCFR Specific Targeted Research Project) kutatási projekt
2005-ben indult, célja a gázhűtésű gyorsreaktorok kutatása és fejlesztése. A projekt referencia
-19-
reaktorként a GFR egy 600 MW teljesítményű koncepcióját, a GFR600 reaktort választotta. A
reaktor főbb tervezési paramétereit az V. táblázat tartalmazza [7].
V. táblázat: A GFR600 referencia reaktor aktív zónájának paraméterei
Aktív zóna paraméterek
Hőteljesítmény 600 MW
Teljesítménysűrűség 103 MW/m3
Hatásfok 48 %
Aktív zóna magassága 1,95 m
Aktív zóna átmerője 1,95 m
Aktív zóna térfogata 5,82 m3
Üzemanyag típusa CERCER
Maximális üzemanyag hőmérséklet 1125 °C
Tervezett kiégés 5% FIMA
Bemenő hűtőközeg nyomása 70 bar
Nyomáscsökkenés a zónában 0,52 bar
Bemenő hűtőközeg hőmérséklete 490 °C
Kimenő hűtőközeg hőmérséklete 850 °C
Hűtőközeg áramlási sebessége 330 kg/s
Reflektor anyaga Zr3Si2
Reflektor hőmérséklete 565 °C
A reaktor lehetséges megvalósítása a CERCER üzemanyag-kazettákkal történő
működtetés. A GFR600 zóna elrendezése a 3.2. ábrán található [8]. A kék hatszögek
jelképezik az üzemanyag-kazettákat, a szürkék a reflektort, a zöld és piros hatszögek a
szabályozórudakat, illetve a vészhelyzet esetén alkalmazott leállító rudak helyeit jelölik. Az
üzemanyag-kazetták SiC borítású, UPuC béllel ellátott lemezek SiC struktúrába helyezett
hatszöges elrendezésben, a hűtőközeg a lemezek közötti réseken áramlik keresztül (3.3. ábra).
A reaktorzónában 112 darab kazetta található, melyek mindegyikét 21 lemez alkotja. A
GFR600 üzemanyagának főbb paramétereit a VI. táblázat tartalmazza.
VI. táblázat: A GFR600 referencia reaktor üzemanyagának paraméterei
Kazetta paraméterek
Kazetta típusa Lemezek hatszöges geometriában
Lemezek száma kazettánként 21
Kazették száma a zónában 112
Üzemanyag típusa CERCER
Üzemanyag-összetétel 70/30 V/V% UPuC/SiC
SiC sűrűség 3,21 g/cm3
UPuC sűrűség 12,62 g/cm3
Üzemanyag porozitás 15 %
Kezdeti Pu tartalom 16 %
Üzemanyag hőmérséklete (max.) 990 °C (1200 °C)
Burkolat SiC
Burkolat hőmérséklete (max.) 665 °C (1000 °C)
-20-
3.2. ábra: A GFR600 reaktor zóna alaprajza
3.3. ábra: A GFR600 üzemanyag-kazettáinak szerkezete
-21-
3.2.2. Kiégés-számítások eredményei
Az üzemanyag-összetétel és a kialakuló neutronspektrum bonyolult módon befolyásolja az
egyes izotópok mennyiségében bekövetkező változásokat, ezért az üzemanyag-összetétel
megváltozásának vizsgálata csak összetett, időigényes kiégés-számítások segítségével
lehetséges. A következő fejezet célja a Perkó Zoltán [8] által a GFR600 referenciareaktoron
végzett kiégés-számítások ide vonatkozó eredményeinek rövid ismertetése.
A számítások célja a gázhűtésű gyorsreaktorok transzmutációs képességeinek, valamint
belső üzemanyag-ciklusának tanulmányozása volt. Ennek érdekében létrehozták a GFR600
referenciareaktor precíz, háromdimenziós geometriai modelljét, majd az MCNPX és SCALE
kódrendszerek segítségével számos kiégés-szimulációt végeztek különböző kezdeti feltételek
mellett. A reaktor háromdimenziós geometriai modellje a 3.4. ábrán látható.
A transzmutációs képesség vizsgálat során nyomottvizes (PWR) és paksi (VVER) típusú
reaktorok különböző másodlagos aktinida tartalmú kiégett üzemanyagai szolgáltatták a
kezdeti összetételt. A különböző kezdeti üzemanyag-összetételek esetén a számítások
különböző eredményre jutottak, azonban az eredmények egyértelműen azt mutatják, hogy a
kiégés során határozottan csökken az üzemanyagban található másodlagos aktinidák
mennyisége (3.5. és 3.6. ábra). Az egyes transzurán elemek mennyiségének kiégés során
történő időbeli változását vizsgálva (3.7. és 3.8. ábra) látható, hogy a transzmutáció csak a
neptúnium és amerícium izotópok esetében valósul meg, az egyébként hasadóképes kűrium
izotópok felhalmozódnak a reaktorban. Ennek oka a Cm izotópok neutronbefogással történő
folyamatos keletkezéses más aktinidákból. A kiégés-számítások eredményei szerint egy 1300
napos kiégési ciklus során körülbelül 300 kg másodlagos aktinida hasítható el, amely
mennyiség ekvivalens három könnyűvizes reaktor egy évi másodlagos aktinida termelésével.
A gyorsreaktorok 2.2. alfejezetben taglalt másik jelentős előnye a termikus reaktorokkal
szemben a hasadásonként felszabaduló nagyobb számú neutron. Ezen többletneutronok
ugyanis hozzájárulhatnak további hasadóanyag létrejöttéhez, így az üzemanyag reaktivitása
lassabban csökken, illetve bizonyos esetekben akár növekedhet is. A 3.9. és 3.10. ábrákon a
reaktorba töltött különböző másodlagos aktinida tartalmú PWR, valamint VVER
üzemanyagok reaktivitásának időbeli változása látható tisztán uránnal történő táplálás mellett.
Ez utóbbi azt jelenti, hogy a kiégés és reprocesszálás során bekövetkező aktinidaveszteséget
teljes mértékben uránizotópokkal pótolják. A reaktivitás csökkenése nagyobb kezdeti
másodlagos aktinida tartalom esetén lassabban következik be, ami részben annak a
következménye, hogy a másodlagos aktinidák az uránnál nagyobb abszorpcióval
rendelkeznek termikus neutronokra, így nagyobb mennyiségük esetén keményebb spektrum
alakul ki, ami kedvez az üzemanyag-tenyésztésnek. Ily módon a kezdeti üzemanyaghoz
másodlagos aktinidákat keverve meghosszabbítható a kiégési időtartam, vagyis növelhető az
üzemanyag felhasználásának hatásfoka.
Más kiégés-számítások [10] szintén arra utalnak, hogy a gázhűtésű gyorsreaktor nagy
alkalmazhatóságot mutat a másodlagos aktinidák transzmutációjának terén. A VII. táblázatban
egy szintén a GFR600 referenciareaktoron végzett, három ciklusból álló, összesen 6545 napos
kiégés eredményei láthatóak. A kezdeti üzemanyag-összetétel ez esetben 80% szegényített
urán, illetve összesen 20% könnyűvizes reaktorból származó plutónium és másodlagos
aktinida volt. Az eredmények arra utalnak, hogy a GFR600 aktív zónája magas konverziós
képességekkel rendelkezik, mivel az egymást követő ciklusok során egyre kisebb mennyiségű
másodlagos aktinida tartalom mellett is fennáll a reaktor kritikussága a keletkezett többlet
hasadóanyag következtében. A transzurán elemek mennyisége a hasadóképes plutónium
-22-
izotópok kivételével erőteljes csökkenést mutat, vagy legalábbis növekedésük sebessége
ciklusról-ciklusra jelentősen csökken (például 240
Pu és 244
Cm izotópok). A hosszú kiégési
ciklusokkal felvetődő probléma, hogy a nagyenergiájú neutronsugárzás hatására a szerkezeti
anyagok sugárkárosodása igen nagymértékű lehet. Az üzemanyag paraméterei és a szerkezeti
anyagok megfelelő optimalizálása mellett azonban a gázhűtésű gyorsreaktorok jelentős
szerepet tölthetnek be a másodlagos aktinidák transzmutációja és az üzemanyag-tenyésztés
területén.
VII. táblázat: Kimeneti és bemeneti mennyiségek arányai a főbb izotópok esetén az
üzemanyag többszöri visszaforgatása során [10]
1. ciklus 2. ciklus 3. ciklus Összesen
Hossz (nap) 2944 1863 1738 6545
(Pu+MA)C atomi hányad
(%) 20 18,4 18,3 –
238Uki/
238Ube (%) 88 91 92 73,7
237Npki/
237Npbe (%) 46 61 66 18,5
238Puki/
238Pube (%) 163 97 89 140,7
239Puki/
239Pube (%) 96 101 101 97,9
240Puki/
240Pube (%) 110 105 104 120
241Puki/
241Pube (%) 45 85 98 37,5
242Puki/
242Pube (%) 98 93 93 84,8
241Amki/
241Ambe (%) 94 80 85 63,9
243Amki/
243Ambe (%) 87 94 94 76,9
244Cmki/
244Cmbe (%) 245 118 106 306,4
3.4. ábra: A GFR600 háromdimenziós geometriai modellje
-23-
3.5. ábra: A másodlagos aktinidák
mennyiségében bekövetkező változás kiégett
PWR üzemanyag kezdeti MA
koncentrációjának függvényében
3.6. ábra: A másodlagos aktinidák
mennyiségében bekövetkező változás kiégett
VVER üzemanyag kezdeti MA
koncentrációjának függvényében
3.7. ábra: A másodlagos aktinidák
mennyisége a kiégés során 10% MA tartalmú
PWR üzemanyag esetén
3.8. ábra: A másodlagos aktinidák
mennyisége a kiégés során 10% MA tartalmú
VVER üzemanyag esetén
3.9. ábra: A reaktivitás változása különböző
MA tartalmú PWR üzemanyag esetén
3.10. ábra: A reaktivitás változása különböző
MA tartalmú VVER üzemanyag esetén
-24-
4. Összefoglalás
A fenntarthatóság kritériumának teljesítése érdekében az emberiség egyre növekvő
energiaszükségletének a kimerülőben lévő fosszilis energiahordozók helyett más, kisebb
fajlagos CO2 kibocsátással rendelkező energiaforrásokkal történő fedezése, valamint az
energiatermelés hatékonyságának növelése szükségeltetik, melyben várhatóan kiemelkedő
szerepet kap az atomenergia. Láthattuk, hogy a jelenlegi hasznosítási hatásfok mellett
bolygónk uránkészletei 80 éven belül kimerülnek, ezért a hosszútávú felhasználás biztosítása
érdekében a nukleáris üzemanyag nagyobb hatásfokú alkalmazására van szükség. Ez a
nukleáris üzemanyag-ciklus zárásával érhető el, melyre a negyedik generációs atomreaktorok
teremtenek majd lehetőséget. A Generation IV International Forum (GIF) egy olyan
kezdeményezés, melynek célja hat kiválasztott reaktortípus kutatása és fejlesztése a nukleáris
energiatermelés hatékonyságának és fenntarthatóságának biztosítása érdekében. A hat
reaktortípus várhatóan jelentős szerepet kap majd az üzemanyag-tenyésztés és a másodlagos
aktinidák transzmutációja szempontjából. A dolgozatban megvizsgáltuk a gyors
neutronspektrum lehetséges előnyeit a termikus spektrummal szemben, valamint részletes
ismertetésre került a hat kiválasztott negyedik generációs reaktortípus egyike, a gázhűtésű
gyorsreaktor. A GFR600 referenciareaktoron végzett kiégés-számítások igazolták, hogy a
gázhűtésű gyorsreaktor valóban alkalmas üzemanyag-tenyésztésre és a másodlagos aktinidák
transzmutálására, így ez a reaktortípus valóban jelentős szerepet tölthet be a zárt üzemanyag-
ciklusban, ezért további kutatása – a többi kiválasztott reaktorral együtt - kiemelt fontosságú a
nukleáris üzemanyag-ciklus vizsgálatok szempontjából.
-25-
5. Függelék
A nukleáris üzemanyag felhasználásának hatásfoka:
(5.1)
ahol a felhasznált energia a ténylegesen elhasított atommagokból felszabaduló energia, a
kinyerhető energia pedig a termikus neutronok hatására hasadó, vagy hasadóvá tehető
izotópokból kinyerhető összes energia. Termikus neutronok hatására hasadó izotópok például
az 233
U, 235
U, illetve hasadóvá tehetőek például a 2.2. alfejezetben említett 232
Th és 238
U
izotópok.
-26-
Irodalomjegyzék
[1] World Energy Outlook 2010 Executive Summary, IAE
[2] Key World Energy Statistics 2010, IAE
[3] Coal Information 2010, IEA Statistics
[4] Uranium 2009: Resources, Production and Demand, A Joint Report by the OECD
Nuclear Agency and the International Atomic Energy Agency, 2010
[5] Eckhard Rebham: Challenges for Future Energy Usage
[6] U.S. DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the Generation IV
International Forum: A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy
Systems, 2002
[7] Martin McDermott, Colin Mitchell: Gas Cooled Fast Reactor, National Nuclear
Corporation Ltd., 2006
[8] Perkó, Z.: Investigating the fuel cycle and the transmutational capabilities of Gas-
Cooled Fast Reactors; Master thesis, BME-NTI, 2010
[9] Energy Technology Perspectives 2010, IAE
[10] E. Bomboni, N. Cerullo, G. Lomonaco, V. Romanello: A Critical Review of the Recent
Improvements in Minimazing Nuclear Waste by Innovative Gas-Cooled Reactors,
Hindawi Publishing Corporation, 2008
[11] Fehér, S.: Az atomerőművi kiégett üzemanyag hosszú felezési idejű komponenseinek
transzmutációja, A Magyar Villamos Művek Közleményei, 2009
[12] Evaluated Nuclear Data File (ENDF) Retrieval and Plotting, National Nuclear Data
Center, http://www.nndc.bnl.gov/sigma/index.jsp
[13] Implications of Partitioning and Transmutation in Radioactive Waste Management,
International Atomic Energy Agency, Vienna, 2004
[14] Giber, J.: Az energiatudomány néhány (távlati) alapkérdéséről, A Magyar Villamos
Művek Közleményei, 2009
[15] Thorium Fuel Cycle – Potential benefits and challenges, IAEA, 2005
[16] Rémi Coulon: Recycling Benefits, Strategy and International Projects, AIEA, 2010