IV. generációs reaktorok és transzmutáció Csom Gyula, Fehér Sándor, Szieberth Máté

Atomerőművek generációi

Nemzetközi együttműködés Amerikai (DoE) kezdeményezés 2000-ben Generation-IV International Forum (GIF) megalakulása 2001-ben Tagok: alapítók: Argentína, Brazília, Kanada, Franciaország, Japán, Korea, Dél-Afrika, Nagy-Britannia, USA csatlakozók: Svájc (2002), Euratom (2003), Kína és Oroszország (2006) megfigyelők: NAÜ, OECD NEA (titkárság)

Célkitűzések I. Fenntarthatóság Gazdaságosság Jobb üzemanyag-hasznosítási hatásfok: az üzemanyagciklus zárása, reprocesszálás Kevesebb radioaktív hulladék és rövidebb tárolási idő: szétválasztás és transzmutáció Gazdaságosság Egyértelmű árelőny más energiaforrásokal szemben: a beruházási költség és a kivitelezés időtartamának csökkentése. Más energiaforrásokkal azonos szintű pénzügyi kockázat

Célkitűzések II. Biztonság és megbízhatóság kiválóságra törekvés nagyon alacsony zónasérülési valószínűség: passzív biztonsági elemek törekvés telephelyen kívüli veszélyhelyzeti intézkedések szükségtelenné tételére Fegyvercélra való alkalmatlanság és fizikai védelem Hasadóanyagok illetéktelen kezekbe jutásának megakadályozása és terrortámadás elleni védelem

Negyedik generációs atomerőművek Az Egyesült Államok kormányzata 2000-ben kezdeményezte olyan új típusú, negyedik generációs atomerőművek kifejlesztését, amelyek 2025–2030 körül állhatnak üzembe. Az Egyesült Államok céljait széleskörű nemzetközi összefogással kívánja megoldani. Az ezt szolgáló Generation-IV International Forum (GIF) 2000 januárjában alakult meg. A Generation-IV projektben szinte kezdettől fogva részt vesznek a nukleáris fejlesztésekben jelentős szerepet játszó országok (az Egyesült Államokon kívül Kanada, Franciaország, Nagy-Britannia, Svájc, a Dél-afrikai Köztársaság, Argentína, Brazília, Japán és a Koreai Köztársaság). 2003-ban az Európai Unió (az EURATOM) a nemzetközi projekt tagjává vált. Az EURATOM valamennyi EU-tagországot képviseli. 2006-tól Oroszország és Kína is tagja a GIF-nek. Jelenleg napirenden van India csatlakozása.

Negyedik generációs atomerőművek A Generation-IV projekt által perspektivikusnak tekintett, új reaktortípusok egyike sem előzmények nélküli, de a jelenlegi atomerőműpark ilyen típusokat gyakorlatilag nem használ. A szükséges fejlesztések csak jelentős volumenű kutatási programok megvalósításával érhetők el. Valamennyi típussal szemben alapvető követelmények a következők: gazdaságosság, a természeti erőforrások fenntartása, a keletkező hulladékok minimalizálása, biztonság és megbízhatóság, katonai célra való felhasználhatatlanság. További fontos követelmény a negyedik generációs atomerőművek fejlesztésében az üzemanyagciklus új átgondolása, új típusú üzemanyagciklus kifejlesztése.

A GIF által javasolt reaktor típusok

A kiválasztott hat reaktorfejlesztési irány Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR – Sodium-Cooled Fast Reactor System): gyorsneutron-spektrumú, nátriumhűtéses reaktor zárt üzemanyagciklussal, az aktinidák hatékony kezelésére és a fertilis uránium hasadóanyaggá alakítására. Nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor (VHTR – Very-High-Temperature Reactor System): grafit moderátoros, héliumhűtéses reaktor nyitott üzemanyagciklussal. Szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor (SCWR – Supercritical-Water-Cooled Reactor System): magas nyomású, és magas hőmérsékletű, vízhűtéses reaktor, ami a víz termodinamikai kritikus pontja felett üzemel. Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor (LFR – Lead-Cooled Fast Reactor System): gyorsneutron-spektrumú, ólom vagy ólom/bizmut eutektikus folyékonyfém-hűtéses reaktor zárt üzemanyagciklussal, a fertilis uránium hasadóanyaggá történő hatékony átalakítására és az aktinidák kezelésére. Gázhűtéses gyorsreaktor (GFR – Gas-Cooled Fast Reactor System): héliumhűtéses gyorsreaktor zárt üzemanyagciklussal. Sóolvadékos reaktor (MSR – Molten Salt Reactor System): fissziós energiát termel cirkuláló olvadt só+üzemanyag keverékben egy epitermikus neutronspektrumú reaktor és teljes aktinida-recirkulációs üzemanyagciklus segítségével.

Üzemanyagciklusok A GIF a nukleáris üzemanyagciklus négy osztályát definiálta: nyitott ciklus, plutónium részleges recirkulációja, teljes plutónium-recirkuláció, transzurán elemek teljes recirkulációja.

A negyedik generációs reaktorkoncepciók legfontosabb jellemzői neutron- spektrum hűtő-közeg hőmér-séklet °C nyomás(1) üzem-anyag üzem- anyag- ciklus teljesítő- képesség MWe termék Na-hűtéses gyorsreaktor gyors Na 550 alacsony U-238 és MOX zárt 150-500 500-1500 vill. energia Nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor termikus He 1000 magas UO2 hasáb vagy golyók nyitott 250 hidrogén és vill. energia Szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor termikus v. gyors víz 510-550 nagyon magas UO2 nyitott (term.) zárt (gyors) 1500 Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor Pb-Bi 550-800 U-238 (+) zárt (regionális) 50-150 300-400 1200 és hidrogén Gázhűtéses gyorsreaktor 850 288 vill. energia és hidrogén Sóolvadékos reaktor epiter-mikus fluo-rid-sók 700-800 UF sóban feloldva Megjegyzések: (1) magas = 7‑15 MPa; (+) kisebb mennyiségű U-235-tel vagy Pu-239-cel

Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR) Az SFR rendszer gyorsneutron-spektrumú reaktor zárt üzemanyag-ciklussal. A villamosenergia-termelésen túl elsődleges feladata a nagy aktivitású aktinidák — elsősorban a plutónium — hasznosítása, illetve kezelése. E reaktorok segítségével energetikailag hasznosíthatóvá válik a természetes urán teljes mennyisége, szemben a termikus reaktorok maximum 1%-os hasznosítási hatásfokával. Az SFR-rel épített atomerőművek különböző teljesítményű opciói állnak rendelkezésre, néhány száz MWe-tól 1500-1700 MWe-ig. Az aktív zónából kilépő nátrium hőmérséklete tipikusan 530-550 °C, aminek következtében jó termodinamikai hatásfokkal lehet villamos energiát termelni. A primer rendszer az atomreaktorral együtt egy közös medencében helyezkedik el. A primer hűtőközeg nagy termikus inerciával rendelkezik. Növeli a rendszer biztonságát, hogy a hűtőközegnek igen nagy tartaléka van az elgőzölgéssel szemben és a primer rendszer lényegében atmoszférikus nyomáson üzemel. A nátrium reagál a levegővel és a vízzel, s így limitálni kell az ilyen reakciók lehetőségét és következményeit. Emiatt iktatnak be a primer kör és a gőzkörfolyamat köre közé egy ugyancsak folyékonyfém tartalmú, de már nem radioaktív közbenső kört.

Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR) Két üzemanyag-opciójuk van: MOX üzemanyag és kevert uránium-plutónium-cirkónium fémötvözet üzemanyag. A MOX üzemanyaggal szerzett tapasztalatok lényegesen kiterjedtebbek, mint a fém üzemanyagra vonatkozóak. Az SFR zárt üzemanyagciklusára két technológiai opció van: továbbfejlesztett vizes folyamat és pirofolyamat, ami a száraz pirometallurgiai eljárásból lett kifejlesztve. Mindkét eljárás funkciói: az aktinidák 99,9%-ának visszanyerése és visszakeringetése, és a plutónium többi radioaktív termékkel történő együttes leválasztása. A gyorsreaktorok induló üzemanyagát ebben a koncepcióban a termikus reaktorok kiégett üzemanyagából nyerik. Mindezek eredményeként csökken a nagy aktivitású hulladék mennyisége és annak elhelyezéséhez szükséges tárolói kapacitás nagysága. A reaktortechnológia és az üzemanyagciklus-technológia szoros kapcsolatban van egymással.

Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR) A nátriumhűtésű gyorsreaktor a hat Generation IV rendszer technológiailag leginkább kifejlesztett rendszere. A koncepció a nátriumhűtésű gyorsreaktorokkal nyolc országban 5 évtizeden keresztül szerzett több, mint 300 reaktorévnyi tapasztalaton alapul. SFR-eket üzemeltetnek régóta Franciaországban, Japánban, Németországban, az Egyesült Királyságban, Oroszországban és az Egyesült Államokban. A demonstrációs atomerőművek teljesítménytartománya 1,1 MWhő-től (az 1951-ben üzembe helyezett EBR-I) 1200 MWe-ig (az 1985-ben üzembe helyezett Super Phenix) terjed. A kiégetési szint 150-200 MWnap/tonna tartományig kísérletileg demonstrált mind a MOX, mind a fém üzemanyagra. A kiégett üzemanyag reprocesszálására továbbfejlesztett vizes eljárás a PUREX eljárás sok éves üzemi tapasztalatain alapul. A pirofolyamat kifejlesztés alatt áll az Integral Fast Reactor program 1984. évi kezdete óta az Egyesült Államokban. A fém üzemanyag távműködtetett gyártását az 1960-es években demonstrálták.

Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR) Az SFR rendszer mind a fenntarthatóság, mind a nukleáris üzemanyagkészletek hasznosítása, mind pedig az aktinidakezelés szempontjából kiválónak minősül. Jónak minősül a biztonság, a gazdaságosság, a proliferációállóság és a fizikai védelem szempontjából. Az SFR rendszer van legközelebb az aktinidakezelés teljes kifejlesztéséhez. Nagyon intenzív fejlesztés folyik több országban. Mivel a technológia alapvetően ismert, a tökéletesített, új generációs nátriumhűtéses reaktorok bevezetése már 2015–20 között megkezdődhet.

Nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor (VHTR) A termikusneutron-spektrumú, nyitott üzemanyagciklusú VHTR rendszert a villamosenergia-termelésen túl elsősorban magas hőmérsékletű folyamathő előállítására szánják, pl. szénelgázosítás és termokémiai hidrogéntermelés céljából. Fejlesztése a grafitmoderátoros, héliumhűtésű reaktorok tekintélyes mennyiségű tapasztalatain alapul, ezért viszonylag gyors kifejlesztése és rendszerbe állítása remélhető. Az aktív zóna építhető hasáb alakú blokkokból, amilyen a japán HTTR, valamint a General Atomics és mások közös fejlesztése alatt álló GT-MHR, vagy lehet golyóágyas, mint amilyen pl. a Dél-Afrikában fejlesztett PBMR. Az 1000 ºC körüli kilépő hőmérséklet alkalmas nagyon jó hatásfokú villamosenergia-termelésre és termokémiai hidrogén-előállításra egyaránt.

VHTR-rel üzemelő hidrogéntermelő létesítmény sémája

Nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor (VHTR) Egy hidrogéntermelésre dedikált 600 MWhő teljesítményű VHTR több, mint 2 millió normál m3 hidrogént képes előállítani naponta. A magas hőmérséklet eredményeként a villamos energiát legalább 50%-os hatásfokkal termeli. A hő és a villamos energia kogenerációja a VHTR-t vonzó hőforrássá teszi nagy ipari létesítményekhez. A 1000 ºC feletti zónakilépő hőmérséklet a nukleáris hőt képessé teszi olyan folyamatokhoz történő alkalmazásra, mint pl. az acél- és az alumíniumtermelés.

Egy 600 MWhő teljesítőképességű VHTR referencia adatai Reaktorparaméter Referencia érték Reaktorteljesítmény, MWhő Hűtőközeg be/kilépő hőmérséklete, ºC Hűtőközeg be/kilépő nyomása Hélium tömegárama, kgs-1 Átlagos teljesítménysűrűség a reaktorban, MWhőm–3 Referencia üzemanyag Nettó erőműhatásfok, % 600 640/1000 Folyamattól függő 320 6-10 ZrC-burkolatú szemcsék, pálcák vagy golyók. >50

Nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor (VHTR) A VHTR üzemelhet MOX üzemanyaggal, következésképpen egy szimbiotikus atomenergia-rendszer egyik komponense lehet. Jelentős feladatok vannak még az üzemanyag-fejlesztésben és a magas hőmérsékleteknek ellenálló anyagok kutatásában. A VHTR rendszer a magas átalakítási hatásfok és hidrogéntermelési hatékonyság miatt gazdasági szempontból kiváló, biztonsága és megbízhatósága magas fokú (elsősorban a reaktor belső (inherens) biztonságának köszönhetően), jónak tekinthető a proliferációállóság és a fizikai védelem vonatkozásában, a nyitott üzemanyagciklus miatt azonban kevésbé jó a fenntarthatóság biztosításában. (Ez utóbbi minősítés lényegesen jobbá tehető, ha a VHTR egy szimbiotikus atomenergia-rendszer részeként üzemel.) A VHTR projektben Japán és Dél-Korea mellett az EU (Framatome) is fontos szereplő, a projektet a 6. keretprogram is befogadta. Rendszerbe állítása 2020 körül remélhető.

Szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor (SCWR) A SCWR-nek két üzemanyagciklus opciója van: termikusneutron-spektrumú reaktor nyitott üzemanyagciklussal, és gyorsneutron-spektrumú reaktor zárt üzemanyagciklussal, teljes aktinida-recirkulációval. Mindkettő elgőzölgő vízzel hűtött. A termikus és a gyors verziók közötti különbség az SCWR aktív zónájában lévő moderátor mennyiségében van. A gyorsneutron-spektrumú reaktorokban nincs kiegészítő moderátoranyag, ugyanakkor a termikus változat kiegészítő moderátoranyag alkalmazását igényli. Mindkét opció olyan vízhűtésű reaktort használ, melyben a nyomás és a hőmérséklet a víz termodinamikai kritikus pontja (22,1 MPa, 374 ºC) felett van, ezáltal igen magas (~44%) átalakítási hatásfok elérését teszi lehetővé. A gyorsneutron-spektrumú opció továbbfejlesztett vizes eljáráson alapuló központi feldolgozóművet használ az aktinida-recirkulációhoz. Az atomerőmű felépítését egyszerűsíti, hogy a hűtőközeg halmazállapota nem változik a reaktorban.

Egy termikusneutron-spektrumú SCWR jellemző tervezési paraméterei Reaktorparaméter Referenciaérték Fajlagos beruházási költség, USD/kWe Blokkteljesítmény, MWe Neutronspektrum Nettó hatásfok, % Hűtőközeg belépő/kilépő hőmérséklete, ºC Hűtőközeg nyomása, MPa Átlagos teljesítménysűrűség, MWhőm–3 Referencia üzemanyag Kiégési szint, MWnap/kgnehézfém Üzemanyag-károsodás, dpa Biztonsági megközelítés 900 1700 termikus 44 280/510 25 ~100 UO2 magas szilárdságú ausztenites, vagy ferrites-martenzites rozsdamentes acél, vagy Ni-ötvözet burkolattal ~45 10-30 Hasonlít az ALWR-ekéhez

Az SCWR unikális tulajdonságai Az átalakítási hatásfok jelentős növekedése (~44%-ra) az LWR-ekéhez képest (33-35%). A hűtőközeg magasabb entalpianövekedése miatt kisebb hűtőközeg-tömegforgalmat tesz lehetővé egységnyi reaktorteljesítményre vonatkoztatva. Ez csökkenti a hűtőközeg-szivattyú, a csővezetékek, elzáró szerkezetek és egyéb berendezéselemek méretét és a fajlagos szivattyúteljesítmény-igényt. A rendszer teljes hűtőközeg-tartalma kisebb, mint az LWR-ekben, ami kisebb konténment-térfogatot eredményez. Nem léphet fel a reaktorban forráskrízis, s ez elkerülhetővé teszi a hőátadási üzemállapotok váltakozását. Kiküszöbölhetővé teszi a gőzszárítók, gőzszeparátorok és a gőzfejlesztők szükségességét, ami egyszerűbb felépítésű atomerőművet eredményez. Nem követel turbinafejlesztést, minthogy azok már rendelkezésre állnak a hagyományos erőművi technológiából. Alacsony fajlagos beruházási költség (<1000 USD/kWe). Nagy mérettartományban (400-1600 MWe) életképes, s ezáltal rugalmasan alkalmazkodik a piaci igényekhez. A rendelkezésre álló ismeretek miatt viszonylag gyorsan kifejleszthető.

Szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor (SCWR) A termikusneutron-spektrumú SCWR-ek területén az utóbbi 10-15 évben Japánban (Toshiba, Hitachi) folyik a legnagyobb fejlesztési munka (SCLWR). Érdeklődik iránta Dél-Korea, USA, Kanada, Euratom, Németország,Franciaország és Svájc is. Az európai verzió a High Performance Light Water Rector (HPLWR). Az SCWR — a magas átalakítási hatásfok, az egyszerű felépítés és az ezekből adódó alacsony fajlagos beruházási költség miatt — a gazdasági versenyképesség szempontjából kiválónak minősül. A gyorsneutron-spektrumú változat jó a fenntarthatóság tekintetében, a termikus változatról ez csak akkor mondható el, ha szimbiotikus atomenergia-rendszer részeként üzemel. Jónak minősül a proliferációállóság és a fizikai védelem vonatkozásában. Biztonsági problémái még nem teljesen megoldottak. Az SCWR-et elsősorban villamosenergia-termelésre szánják, de van olyan verziója, amely aktinidakezelésre is alkalmas. Az SCWR rendszerbe állítására jó esetben 2020‑25-ben kerülhet sor.

Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor (LFR) Legfontosabb jellemzői gyorsneutron-spektrum, zárt üzemanyagciklus, a fertilis urán hatékony átalakítása plutóniummá, az aktinidák kezelésére (transzmutációjára) való képesség. A vonatkozó elképzelések teljes aktinida-recirkulációs üzemanyagciklus terveznek központi és regionális üzemanyagciklus-létesítményekkel. A reaktor hűtőközege ólom vagy ólom-bizmut eutektikum. Teljesítőképesség-opciók: 50-150 MWe-os telep, amit nagyon hosszú kiégési ciklus (kampányhossz) jellemez, 300-400 MWe-os moduláris rendszer és 1200 MWe-os nagy monolit atomerőmű. A „telep” elnevezés a hosszú élettartamra, gyári készítésű aktív zónára utal. Egy kisméretű aktív zóna kiégési ciklusának (kampányának) hossza 10-30 év.

Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor (LFR) Az üzemanyag fém vagy nitrid alapú fertilis anyagot és transzuránokat tartalmaz. Az LFR legfontosabb előnyei (pl. az SFR-rel szemben is) a következők: A magasabb kilépési hőmérséklet a hozzá kapcsolt Brayton- vagy Rankine-ciklus magasabb hatásfokát és a folyamathő jobb alkalmazási lehetőségét nyújtja (pl. hidrogéntermelésre vagy sótalanításra). A természetes cirkuláció nagyobb biztonságot eredményez. A Pb és a Pb-Bi hűtőközeg előnyösebb neutronfizikai jellemzőkkel rendelkezik, mint a nátrium. Ez is hozzájárul a jobb hasadóanyag-újratermeléshez és a hosszabb (15-20 éves) kampányhosszhoz. Megnövelt inherens biztonságú és zárt üzemanyagciklusú atomerőművek érhetők el általuk rövid és középtávon. Az ólom nem lép reakcióba a vízzel, ami egyszerűbb felépítésű atomerőművet eredményez. Ez határozott előny a nátriumhűtésű gyorsreaktorokkal szemben (pl. nincs szükség közbenső körre).

Különböző LFR opciók főbb referencia adatai Reaktorparaméter Referencia adat Pb-Bi telep (rövid táv) Pb-Bi modul Pb, nagy Pb telep (hosszú táv) Hűtőközeg Kilépő hőmérséklet, °C Nyomás Reak.teljesítmény, MWhő Üzemanyag Burkolat Átlagos kiégési szint, MWnap/t nehéz fém Konverziós tényező Rács Primer köri áramlás Pb-Bi ~550 atmoszférikus 125-400 fémötvözet vagy nitrid ferrites ~100 1,0 Nyitott Természetes ~1000 100-150 >1,0 Kényszerített Pb 3600 nitrid 1,0-1,02 Kevert 750-800 400 keramikus vagy tűzálló ötvözet 100

Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor (LFR) A rendszert villamos energia és más termékek — beleértve hidrogén és ivóvíz — együttes előállítására tervezik. A kis teljesítményű telep kielégíti a kis fejlődő országok és az elszigetelt hálózatok piaci igényeit, amelyek nem rendelkeznek az üzemanyagciklusra saját infrastruktúrával. A legrövidebb távú opciók villamosenergia-termelésre koncentrálnak, könnyen kifejleszthető üzemanyag-burkolat-hűtőközeg kombinációkkal foglalkoznak, és kapcsolt üzemanyag-recirkulációt tételeznek fel. A hosszabb távú Pb-hűtésű opciók inherensen biztonságos reaktorra törekszenek, amelyeknek magasabb kilépési hőmérséklete (750-800 ºC) folyamathő — pl. hidrogén — termelésére is alkalmas. A típusra vonatkozó tapasztalatok az orosz atom-tengeralattjárók Pb-Bi hűtésű reaktoraiból (BREST gyorsreaktor), továbbá a fémötvözet üzemanyagú Integral Fast Reactor gyártási és recirkulációs fejlesztéseiből származnak.

Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor (LFR) Az LFR rendszer kiváló minősítésű a fenntarthatóságban (mivel zárt üzemanyagciklust alkalmaz hasadóanyag-újratermeléssel), a proliferáció-állóságban és a fizikai védelemben (mivel hosszú kiégési ciklussal rendelkezik). Jónak minősül a biztonság és a gazdaságosság tekintetében (elsősorban a többfajta termék előállíthatóságának köszönhetően). Ennek ellenére — legalábbis egyelőre — Európában zsákutcának tartják ennek a reaktortípusnak a fejlesztését. Az LFR rendszerbe állítása legkorábban 2020‑25-ben történhet.

Gázhűtéses gyorsreaktor (GFR) Gyorsneutron-spektrumú, héliumhűtéses, zárt üzemanyag-ciklusú reaktor, magas kilépési hűtőközeg-hőmérséklettel (850 °C). A magas hőmérséklet lehetővé teszi, hogy a GFR-hez közvetlen ciklusú gázturbinás rendszer kapcsolódjék (Brayton-ciklus), ami magas energiaátalakítási hatásfokú (~48%) villamosenergia-termelést tesz lehetővé. A magas kilépő hőmérséklet folyamathő előállítására, így pl. hidrogén-termelésre is alkalmassá teszi az atomerőművet. A rendszer teljesen integrált kivitelben is megvalósítható, a kiégett üzemanyag reprocesszálható a helyszínen (pirometallurgiai vagy más száraz eljárással) és az összes hosszú életű radioizotóp (hasadási termék és aktinidák) az üzemanyagba történő helyszíni beépítését követően visszavezethetők a reaktorba transzmutálás céljából. Ezáltal minimalizálható a nukleáris anyagok szállítása. Különböző típusú üzemanyagok jöhetnek szóba a magas hőmérsékletű üzem feltételei között. A kemény gyorsneutron-spektrum jó hasadóanyag-újratermelő képességet (legalább egységnyi tenyésztési tényezőt) és magas transzmutációs hatékonyságot kölcsönöz a rendszernek. Az előbbi a rendelkezésre álló nukleáris üzemanyagkészletek — köztük a szegényített uránt tartalmazó dúsítási maradék — hatékony hasznosítását, az utóbbi a hosszú életű transzuránokat tartalmazó radioaktív hulladékok mennyiségének minimalizálását eredményezi.

Referencia GFR fő tervezési paraméterei Reaktorparaméter Referencia érték Reaktorteljesítmény, MWhő Villamos teljesítmény (Brayton ciklusban), MWe Nettó erőműhatásfok, % Hűtőközeg belépő/kilépő hőmérséklete, ºC Hűtőközegnyomás, bar Átlagos teljesítménysűrűség, MWhőm–3 Referencia üzemanyag-kompozíció Térfogatarány, üzemanyag/gáz/SiC Konverziós (tenyésztési) tényező Kiégési szint, % Aktív zóna térfogata, m3 Nyomásesés az aktív zónában, bar Maximális üzemanyag-hőmérséklet, °C Nehézatomok tömege, tonna Fajlagos Pu+MA tömeg, kg/MWe 600 288 48 490/850 70 100 UPuC/SiC(70/30%), kb. 20% Pu-tartalommal 50/40/10% ~1 (önellátó) 5 5,8 0,4 1135 16 9,3

Gázhűtéses gyorsreaktor (GFR) A rendszer kielégíti a IV. generációs alapelveket és követelményeket: a fenntarthatóságot (konverziós tényezője kb. 1, aktinida-recirkuláció), a gazdasági versenyképességet (magas hőmérséklet, közvetlen ciklus, magas — 48% — energiaátalakítási hatásfok, hidrogén-termelés), a proliferáció-állóságot (zárt üzemanyagciklus, U, Pu és MA együttes visszavezetése), a biztonságot és megbízhatóságot (robusztus tervezés, negatív reaktivitás-visszacsatolás stb.) A GFR megvalósításának technológiai alapjai jelentősek: több magas hőmérsékletű gázhűtésű termikusreaktor üzeme (pl. Dragon reaktor az Egyesült Királyságban, AVR és THTR Németországban, Peach Bottom és a Fort StVrain az Egyesült Államokban, HTTR Japánban, HTR-10 Kínában), néhány gyorsneutron-spektrumú gázhűtésű reaktortervezet (300 MWhő teljesítményű, golyóágyas — PBMR — reaktor, 300 MWhő teljesítményű GT-MHR reaktor). A projektet az EU 6. keretprogramja befogadta. A GFR üzembe állására legkorábban 2020–25-ben kerülhet sor.

Sóolvadékos reaktor (MSR) A sóolvadékos reaktorban az urán- és/vagy plutónium-fluoridot tartalmazó olvadt sókeverék szolgál üzemanyagként és hűtőközegként egyaránt. A rendszer fejlesztése az 1940-es, 1950-es évekre nyúlik vissza. Képes a sóolvadékba kevert összes aktinida hatékony kezelésére, illetve átalakítására.

Sóolvadékos reaktor (MSR) Jelenleg négy üzemanyagciklus-opció létezik: maximális (1,07-ig terjedő) konverziós tényezőjű, Th-233U üzemanyagciklusú rendszer; katonai felhasználásra alkalmas nukleáris anyagoknak csak minimális mennyiségét tartalmazó denaturált Th-233U konverter; nyitott aktinidakiégető (Pu- és MA-kiégető) denaturált üzemanyagciklus minimális kémiai kezeléssel; aktinidakiégetés folyamatos recirkulációval. Ha a villamosenergia-termelés az elsődleges cél, akkor a nagyobb mennyiségű aktinida feloldását lehetővé tevő fluoridsók — mint pl. a NaF/ZrF4 — kerülnek előtérbe. Ha hidrogéntermelés a fő cél, akkor a kevesebb tríciumkeletkezést igénylő sók — mint pl. a Li- és a Be-fluoridok — alkalmazása előnyös. Lehetséges a folyékony üzemanyag on-line és off-line kezelése.

Sóolvadékos reaktor (MSR) A reaktor fertilis üzemanyagaként a 238U vagy a 232Th használható olvadt sóban oldott fluoridként. Az MSR megépíthető termikus és epitermikus neutronspektrummal. Előbbi esetben a jelenlegi elképzelés szerint grafitot használnak moderátorként. Az MSR-ek üzemi hőmérséklet-tartománya az eutektikus fluoridsók (450 ºC körüli) olvadáspontjától a jelenleg felhasználásra alkalmasnak minősített szerkezeti anyagok (nikkel bázisú ötvözetek) kémiai kompatibilitási hőmérsékletéig (800-850 ºC) terjed. A termikus neutronspektrumú megoldás esetében az üzemanyagot tartalmazó sóolvadék az aktív zónába épített grafitban lévő csatornákon áramlik át. A felmelegített olvadék egy hőcserélőben adja át hőjét a közbenső körben áramló közegnek, ami ugyancsak olvadt só. A közbenső körben áramló sóolvadék egy második hőcserélőben — a gőzfejlesztőben — adja le hőjét és termel ezáltal nagy nyomású és hőmérsékletű vízgőzt vagy forró gázt az energiaátalakítás céljára.

Egy referencia MSR jellemző paraméterei Reaktorparaméter Referencia érték Nettó teljesítmény, MWe Teljesítménysűrűség, MWhőm–3 Nettó átalakítási hatásfok, % Olvadt só – belépő hőmérséklete, °C – kilépő hőmérséklete, ºC Moderátor Energiaciklus Neutronspektrum 1000 22 44-50 565 700 (850 hidrogéntermelés esetén) Grafit Multi újrahevítésű, rekuperatív héliumos Brayton-ciklus Termikus

Az MSR unikális tulajdonságai Jó neutrongazdálkodás, aminek révén számításba jöhet aktinidakiégetésre és/vagy magas hasadóanyag-termelésre. Magas hőmérsékletű üzem, ami lehetővé teszi a folyamathő szolgáltatást (pl. hidrogéntermeléshez) és a magas energiaátalakítási hatásfokot (>40%). Az olvadt fluoridsók nagyon alacsony gőznyomásúak, ezáltal csökken a reaktortartály és a csővezetékek falában ébredő feszültség. A fail-safe üríthetőség, a passzív hűtés és az üzemanyagban lévő illó hasadási termékek alacsony koncentrációja révén inherens biztonság. Az üzemanyagcsere, -feldolgozás és a hasadási termékek eltávolítása megvalósítható on-line módon, ami megteremti a magas rendelkezésre állás lehetőségét. Az aktinida-betáplálással széles tartományban változtatható a homogén sóoldat összetétele.

Sóolvadékos reaktor (MSR) Az MSR rendszer a zárt üzemanyagciklus és a radioaktív hulladék kiégetésében mutatott kiváló képessége miatt a fenntarthatóság szempontjából kiválónak minősül. Jónak minősül a biztonság, a proliferáció-állóság és a fizikai védelem tekintetében. Gazdaságossága függ a konkrét feltételektől (pl. a termékfajták számától), s ezért további elemzést igényel. Nemzetközileg is kiterjedt vizsgálat tárgya a gyorsítóval hajtott sóolvadékos szubkritikus rendszer (ADS – Accelerator Driven System) megvalósításának lehetősége. A projektet már az 5. keretprogram óta befogadta az Európai Unió. Az MSR kifejlesztése várhatóan csak 2030 körül fejeződhet be.

Transzmutáció Általánosan: új kémiai elem megjelenése a magátalakulás hatására (sugárkárosodás) Jelen esetben: hosszú felezési izotópok átalakítása rövid felezési idejű vagy stabil izotópokká neutronbesugárzás segítségével

Alapvetően új megoldás Particonálás (kémiai szétválasztás) & Transzmutálás (neutron-besugárzással kiváltott magátalakítás - „kiégetés”) Cél: a felezési idő, az aktivitás, és a hulladékmennyiség (térfogat) csökkentése

Szétválasztási technológiák PUREX: Kiegészítve is csak részben alkalmas Fejlesztés folyik Egyéb specifikus eljárások pirometallurgiai, pirokémia eljárások részben már vannak, de a fejlesztés folyik  Várhatóan ez nem lesz akadály

Radioaktív hulladékok Kis aktivitású radioaktív hulladékok Közepes aktivitású radioaktív hulladékok Nagyaktivitású radioaktív hulladékok Rövid felezési idejűek (< 10 év) Közepes felezési idejűek (10-30 év) Hosszú felezési idejűek (30-109 év) Nagyon hosszú felezési idejűek (> 109 év)

Nagy aktivitású hulladékok Aktinidák Hosszú felezési idejű hasadási termékek

Hasadási termékek Kumulatív keletkezési gyakoriság [%]

Hasadási termékek

Aktinidák Benne: transzurán izotópok (TRU) Csoportjai: domináns aktinidák (Pu, U) másodlagos aktinidák – MA (Np, Am, Cm)

Aktinidák  

Mennyiségi adatok 1 GWeév termelés mellett keletkezik (LWR) ~ 130 kg hosszú és közepes élettartamú FP ~ 300 kg radiotoxikus aktinida (Pu, Np, Am, Cm,…) ~ 900 kg rövid élettartamú és stabil FP 1 tonna kiégett üzemanyag tartalma ~ 955 kg urán (benne ~ 8 kg 235U) ~ 10 kg plutónium ~ 1 kg MA (0,4 kg Np, 0,3 kg Am, 0,03 kg Cm) ~ 34 kg hasadási termék Plutónium felhalmozódás a világon 2000-ig: ~ 1300 tonna 2000 után: ~ 80 tonna/év Nonproliferation!

A hosszú távú kockázatok Radiotoxicitás - 1 Radiotoxicitás - 2 Relatív radiotoxicitás Maradék kockázat

“Tiszta” atomenergetika Szükséges tárolási idő

A kiégett üzemanyag hosszútávú kockázata A radiotoxicitást a Pu izotópok (1%) határozzák meg: az üzemanyagciklus zárása szükséges A másodlagos aktinidák hozzájárulása nagyon jelentős A hasadási termékek rendszerint rövidebb felezési idejűek

A nagyaktivitású hulladék hosszú távú kockázata A relatív radiotoxicitás alakulása nyílt üzemanyagciklus esetén

A nagyaktivitású hulladék hosszú távú kockázata A hasadási termékek radiotoxicitása

A transzmutáció... ...lényege: Átalakítás rövid élettartamú vagy stabil izotóppá  Radikális megoldás ...fő fázisai: reprocesszálás leválasztás (P: partitioning) recirkulálás P&T technológia transzmutálás (T: transmutation) …története: ’40-es években vetődött fel először (gyorsítókkal) 1958: első publikáció 1976: NAÜ kutatási program 1982: NAÜ tanulmány („technikailag megvalósítható, de költséges”) 1988: Japán kormány kezdeményezése (Options of MakingExtraGains from Actinides) 1990-es években igen gyors fejlődés Ma: több nemzeti program (USA, Japán, Oroszország, …) nemzetközi programok (OECD/NEA, Európai Unió, NAÜ, CERN)

A transzmutáció elvi alapjai Termikus neutronokkal: főleg (n,γ) reakcióval Gyorsneutronokkal: (n,γ), (n,p), (n,2n), (n,3n), (n,f) Transzmutációs alapkövetelmény:Teff<<T

Transzmutáció fizikai kritériumai Nagy  Nagy tr Transzmutáció reakcióterméke rövid élettartamú, vagy stabil legyen

Hosszú felezési idejű hasadási termékek transzmutációja Reakciók, pl.:

Hosszú felezési idejű hasadási termékek transzmutációja

Hosszú felezési idejű hasadási termékek transzmutációja Következtetés: Termikus neutronok alkalmasak 126Sn, 90Sr, 137Cs gazdaságosan nem transzmutálható 99Tc technológiailag is könnyű 129I nehezebb (gáz halmazállapotú termék) tr viszonylag kicsi  igen nagy  kell 99Tc és 129I transzmutációja jöhet szóba

Aktinidák transzmutációja Termikus neutronokkal c általában nagy, de távolabbi TRU-ok épülnek fel f csak néhány izotópnál 0 Gyors neutronokkal valamennyi aktinida hasad (küszöbenergia) zavaró reakció itt is van (n,) követelmény: f / c nagy legyen

Aktinidák transzmutációja Kétlépéses transzmutáció termikus és gyors spektrumra is szükség van

Aktinidák transzmutációja

A 237Np hasadási és neutronbefogási hatáskeresztmetszete

A 239Pu hasadási és neutronbefogási hatáskeresztmetszete

Aktinidák transzmutációja Az aktinida izotópokra bomlási sor épül: hasadás kell Nagy energiájú neutronokra valamennyi aktinida hasad (pl. Np237) Megoldás: gyorsreaktor

Aktinidák transzmutációja Következtetés gyorsneutron-spektrumban lehet hatékonyan a spektrum átlagenergiája a döntő speciális esetekben kétlépéses transzmutáció

Transzmutáló eszközök Ma üzemelő atomreaktorok: LWR (PWR és BWR) HWR LMFBR Dedikált berendezések gyorsneutron-spektrumú atomreaktorok nagyfluxusú termikusneutron-spektrumú atomreaktorok gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszerek termikusneutron-spektrum gyorsneutron-spektrum Fontos szempontok transzmutációs hatékonyság hatás a berendezés biztonságra (pl.: Na-voideffektus, Doppler-tényező)

Gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszer (ADS) Nagyenergiájú neutronok spallációs reakciókból Szubkritikusság: biztonság a reaktivitás balesetekkel szemben magasabb másodlagos aktinida koncentráció a zónában Jobb transzmutációs hatásfok Technológia nehézségek a gyorsítóval és a céltárggyal

Aktinidák transzmutációja

Üzemanyag-hasznosítási problémák Üzemanyag-hasznosítás napjainkban a reaktorok 99%-a termikus reaktor nagyon alacsony hatásfok (kb. 0.15-0.2%) U források (<80 $/kgU): 3.5 millió t  14000 GWeév jelenlegi kapacitás: 375 GWe  35-40 év teljes energiatartalom: 8 millió GWév!!! a transzmutáció megvalósításának nincsen értelme az üzemanyag-hasznosítás hatásfokának növelése nélkül a két problémát együtt kell kezelni rendszerelemzés szükséges

Üzemanyaghasznosítási hatásfok csak termikus reaktorokat tartalmazó rendszerekben Nyílt üzemanyagciklus Zárt üzemanyagciklus

Szimbiotikus atomerőmű-rendszerek Definíció: Termikus és gyorsreaktorokat tartalmaz Éppen elegendő Pu-ot termel az összes reaktor számára Optimális az üzemanyag-hasznosítás szempontjából

Szimbiotikus atomerőmű-rendszerek 2 — PWR/Pu + LMFBR; 3 — APWR + LMFBR; 4 — BWR + LMFBR; 5 — HWR/NU + LMFBR; 6 — HTGR + LMFBR Termikus reaktorok részaránya növekedési ütemmel csökken az APWR esetében a legmagasabb (C~0.9)

Szimbiotikus atomerőmű-rendszerek 1 — csak LMFBR ; 2 — PWR/Pu + LMFBR; 3 — APWR + LMFBR; 4 — BWR + LMFBR; 5 — HWR/NU + LMFBR; 6 — HTGR + LMFBR Üzemanyag-hasznosítás növekedési ütemmel romlik vegyes rendszerek a legjobbak szegényített uránnal való helyettesítés lehetősége

Kétszeresen zárt atomenergia-rendszerek Szimbiotikus rendszer + transzmutáció Mindkettő igényli és lehetővé teszi a nukleáris energetika fejlődését kölcsönösen feltételezik egymást összekapcsolásuk szükséges a felhalmozódott szegényített urán és kiégett üzemanyag kiválthatja a természetes uránt

Kétszeresen zárt atomenergia-rendszerek

Az üzemanyagciklus átalakulása

Az üzemanyagciklus átalakulása