Rendszerek energiaellátása Paksi atomerőmű Rendszerek energiaellátása Végh Gyula

Alapfogalmak Az atomerőmű az erőműveknek azon típusa, amelyek a maghasadás vagy a magfúzió során keletkezett hőt használják áramtermelés céljára. Legfontosabb szerkezeti egységük az atomreaktor, ahol a magátalakulás során az energia felszabadul. A reaktorok száma, illetve ezek teljesítménye az atomerőmű legjelentősebb paramétere. Egy reaktor hőtermelése jellemzően pár 1000 MW, amiből az egy reaktorra épülő atomerőművi blokkok nagyságrendileg harmadannyi elektromos teljesítményt tudnak előállítani.

Atomreaktor Az atomreaktor olyan berendezés, amelyben makroszkópikus méretekben szabályozott láncreakciót valósítunk meg. Az atomreaktorban a víz hevítése a nukleáris láncreakcióból kinyert energiával történik. Vannak olyan atommagok (jellemzően az olyan nagyobb atomok, mint az uráné), amelyek egy arra repülő szabad neutronnal ütközve könnyen instabillá válhatnak és szétszakadhatnak két hasadványra, miközben hatalmas energia szabadul fel.  A nagy sebességgel szétrepülő hasadványok mozgási energiája ütközések során az üzemanyag többi részecskéjének is átadódik, ami makroszkopikus szinten hőként jelenik meg, ezt a hőt szállítja el a hűtőközeg. Ez a maghasadás, melynek során kb. 2-3 újabb neutron is elszabadul, és nagy sebességgel szétrepül. Ezek az ún. gyors neutronok megfelelő sebességre lelassítva lassú neutronokká válnak, amelyek újabb urán atommagokkal találkozhatnak, ezzel újabb hasadásokat váltva ki. Lassítás az ún. moderátorral történik, melynek szerepét általában ugyanaz a víz tölti be, amelyet a reaktorban felszabaduló hő elvonásának céljából használnak. A víz tehát kettős szerepű: a reaktor hűtőközege és a neutronok moderátora. A reaktor aktív zónájában a hasadóanyagot tartalmazó üzemanyagon és a moderátoron kívül a neutronok elnyelésére alkalmas anyagokat is alkalmazni kell, hogy a nukleáris láncreakció szabályozott körülmények között maradhasson.

Áttekintés A paksi atomerőmű létesítése volt a XX. század legnagyobb ipari beruházása Magyarországon. Az atomerőmű névleges teljesítménye a teljesítménynövelés befejezésének köszönhetően már 2000 MW. Ezzel a magyarországi villamosenergia-termelésben meghatározó szerepet tölt be, 2013-ban annak több mint 50%-át adta. 2013-ban az erőmű négy blokkja összesen 15370 GWh villamos energiát termelt. Az erőmű frissvízhűtésű. A hűtővizet a Dunából nyerik.  A kondenzátor hűtővízrendszer 8 darab hűtővízszivattyút tartalmaz, egyenként 46800 köbméter/óra teljesítménnyel. Az atomerőműben termelt villamos energia értékesítési ára a hazaiak közül a legalacsonyabb. Az atomerőmű az egyéb villamos erőművekkel összehasonlítva a legkevésbé környezetszennyező, nem bocsát ki szén-dioxidot, ezzel évente 2 millió ember oxigénszükségletét takarítja meg. Ez megegyezik a magyar erdők évi oxigéntermelésével. Így a paksi atomerőmű az ország számára mind energetikai, mind környezetvédelmi, mind gazdasági szempontból nélkülözhetetlen.

Paksi atomerőmű felépítése A paksi atomerőműben 4 darab VVER-440/213 típusú reaktor működik. Ezek a rektorok a nyomottvizes reaktorok (PWR) csoportjába tartoznak. A név a "víz-vizes energetikai reaktor" orosz megfelelőjének rövidítéséből adódik, a "440" szám pedig arra utal, hogy egy ilyen atomerőművi blokk eredeti névleges villamos teljesítménye 440 MW volt. Ma ez a szám a különböző fejlesztéseknek köszönhetően minden blokkon 500 MW-ra nőtt. A 2006 és 2009 között végrehajtott program végére a paksi atomerőmű elektromos összteljesítménye 2000 MW lett. A reaktorok hőteljesítménye 1485 MW. Kiszámolható a hatásfok, ez kb. 34 %. Reaktorblokk Reaktortípus Nettó teljesítmény Bruttó teljesítmény Kivitelezés kezdete Hálózati szinkronizálás Üzemkezdet Leállítás tervezett dátuma Paks-1 VVER-440/213 470 MW 500 MW 1974. augusztus 1. 1982. december 28. 1983. augusztus 10. 2032. december 31. Paks-2 443 MW 1984. szeptember 6. 1984. november 14. 2034. december 31. Paks-3 1979. október 1. 1986. szeptember 28. 1986. december 1. 2017-re tervezve Paks-4 473 MW 1987. augusztus 16. 1987. november 1.

A nyomottvizes atomreaktor A primer körben a vizet nagyon nagy nyomáson tartják (130-150 bar), emiatt az még a magas üzemi hőmérsékleten (300-330 oC) sem forr fel. Az állandó nyomást a nyomástartó edény biztosítja. A primer köri víz az ún. gőzfejlesztő kis átmérőjű csöveiben átadja hőjét a szekunder kör vizének, azaz lehűl, majd alacsonyabb hőmérsékleten jut vissza a reaktorba. A szekunder körben levő víz nyomása sokkal alacsonyabb (40-60 bar), mint a primer körben lévőé, emiatt a gőzfejlesztőben a felmelegedett víz felforr. Innen kerül (cseppleválasztás után) a gőz a nagynyomású, majd a kisnyomású turbinára. A turbinából kilépő gőz a kondenzátorban cseppfolyósodik, ahonnan előmelegítés után újra a gőzfejlesztőbe kerül A primer és a szekunder kör vize nem keveredik egymással! A gőzfejlesztőben is csöveken keresztül adódik át a primer oldal hője. Így elérhető, hogy a hűtőközegbe került radioaktív anyagok a primer körben maradjanak, és ne kerülhessenek a turbinába és a kondenzátorba. Ez egy újabb védőgát a radioaktív szennyeződések kijutása ellen.

Aktív zóna Az önfenntartó láncreakció megvalósulásának helye A reaktor üzemanyaga urán-dioxid (UO2), amit kb. 9 mm magas, 7,6 mm átmérőjű hengeres pasztillákká préselnek. Az uránpasztillákat burkolatba helyezik, amit feltöltenek hélium- gázzal, és ezután hermetikusan lezárnak. A burkolat megakadályozza a hasadványok kikerülését a hűtővízbe. Mivel a több tízezer fűtőelempálca egyenkénti mozgatása, cseréje gyakorlatilag megoldhatatlan lenne, a fűtőelemeket kötegekbe foglalják A VVER-440 típusban a láncreakció szabályozásához a fűtőelemkötegekkel azonos méretű abszorbens (bóracélból készült) kazettákat használnak, amelyek felülről lógnak be a zónába.

A kiégett fűtőelem A fűtőelemekben az atomerőműben történő felhasználás során óriási változások mennek végbe. A hasadóanyag ( 235U) fogyásával párhuzamosan radioaktív atommagok keletkeznek. A kiégett fűtőelem aktivitása olyan nagy, hogy a fűtőelemet hűteni kell, nehogy a bomlások során felszabaduló hőtől megolvadjon. Ezen kívül az intenzív sugárzást el kell szigetelni a környezettől. A két feladatot egyszerre oldja meg a pihentető medence. Pakson az elhasznált üzemanyagkötegeket öt évig tárolják biztonságos körülmények között a pihentető medencében Néhány év "pihenés" után az üzemanyag aktivitása olyan mértékben lecsökken, hogy a kazetták szállíthatóak és a tárolás során elegendő a léghűtés is.  Az erőműből kikerülő felszerelések, eszközök tárolására Bátaapáti mellett létesítettek tárolót.

Köszönöm a figyelmet! Nagyságrendileg a reaktor hőtermelésének hányad részét képes a reaktorra települő atomerőművi blokk elektromos teljesítménnyé alakítani? Mi az aktív zóna jelentése?