Napjainkban számos okból ismét nagyobb figyelmet kap a nukleáris alapú energiatermelés. Annak érdekében, hogy azok számára, akik valamilyen okból érdeklődéssel fordulnak e téma iránt az átlagosnál bővebb információ álljon rendelkezésére, útjára indítottuk cikksorozatunkat. Ennek első részében a nukleáris energia korába vezető kutatásokról, az első reaktorokról és atomerőművekről számoltunk be.
A verseny, ami a Szovjetunió és az USA között a nukleáris fegyverek és rendszerek fejlesztésére kialakult, hatalmas lökést adott a kutatásoknak, amelyben számos kiváló magyar tudós is részt vett. A szinte korlátlan erőforrás rendelkezésre állása mellet ez persze hamar meg is hozta az eredményét. Viszonylag rövid idő alatt számos katonai célú kísérleti, majd később félig-meddig polgári jellegű létesítményt felépítettek.
Miután megkezdődött az atomerőművek elterjedése a világban, a különféle mérnöki megfontolások alapján elkezdődött a különböző reaktortípusok tervezése és építése, melyeket generációkba sorolunk.
Az atomerőművi generációk ismertetése előtt célszerű megismerkedni a mesterséges (nem spontán létrejött) maghasadás folyamatával és az ezzel kapcsolatos alapvető fogalmakkal. A nagy tömegű atommagokat (jellemzően urán, de bizonyos típusoknál lehet pl. plutónium is) megfelelő energiaszintű neutronokkal bombázva érhető el az atommag felhasadása. Ezt ún. termikus reaktorokban termikus neutronokkal lehet elérni, melyek energiaszintje elektronvoltos [eV] nagyságrendű. Az ún. gyors reaktorok aktív zónájában a gyors neutronok (energiaszintjük megaelektronvolt [MeV] nagyságrendű) tartják fenn a láncreakciót. Alapvetően az üzemanyag (hasadóanyag) fajtája és dúsítási szintje határozza meg, hogy termikus vagy gyors neutronokkal lehet a maghasadást elérni.
Az atommag a neutronnal történő ütközés hatására ketté hasad, mely során 2-3 db nagy energiaszintű gyors neutron, valamint energia szabadul fel. Amennyiben több, egymást követően létrejövő maghasadást kívánunk elérni, akkor biztosítani kell a hasadáshoz szükséges neutronokat. (Mivel a termikus reaktorok a legelterjedtebbek, a működést a továbbiakban erre a típusra vonatkoztatva mutatjuk be.) A gyors neutronok energiájának lecsökkentését (MeV → eV), ún. moderátor anyaggal érhetjük el. Ilyen esetben létrejöhet a láncreakció. Ha ezt a folyamatot nem szabályozzuk, akkor az robbanásszerű folyamatot indít el, ezért a reaktorokban gondoskodni kell megfelelő neutron elnyelők jelenlétéről is. Ezek segítségével a maghasadás során felszabaduló neutronok egy része (vagy szükség esetén valamennyi) a folyamatból kivonható, ezzel szabályozva a létrejövő további maghasadások mennyiségét, a felszabaduló energia intenzitását.
Hasonlóképpen célszerű néhány alapfogalom tisztázása a különféle moderátor és szabályozási lehetőségek, a kialakítási konstrukciók tekintetében is. A reaktorokban a biztonságos üzemeléshez egyaránt szükség van moderátor, szabályzó és hűtő anyagok jelenlétére.
Moderátorként szilárd és folyékony halmazállapotú anyagok egyaránt felhasználhatók. Ilyen lehet jellemzően a grafit, vagy a víz (mely lehet könnyűvíz, vagy nehézvíz). A könnyűvíz a normál víz (H2O) alkalmazását jelenti megfelelő tisztítási eljárásokkal. A nehézvíz (D2O) esetében az oxigénhez a hidrogénatom izotópja, a deutérium kapcsolódik.
Hűtésre folyadékok és gázok egyaránt alkalmasak. Folyadékként víz (lásd moderátorok), olvadt fémek (pl. nátrium), vagy olvadt sók használata terjedt el a különböző reaktortípusoknál. Gáz hűtésnél tipikus a hélium, vagy a szén-dioxid alkalmazása.
A reaktor teljesítményének szabályozására, illetve leállítására bóracél neutron elnyelők, illetve vízhűtés esetén a hűtőközegbe kevert bórsav szolgál. Speciális esetben egyes reaktortípusoknál a hűtővíz keringési sebességének változtatásával is szabályozhatják a teljesítményt.
Amennyiben termikus reaktorokról van szó (tehát a maghasadást lassú, ún. termikus neutronok hozzák létre), akkor a legelterjedtebb típusok a könnyűvizes, a nehézvizes és a grafittal moderált reaktorok. A könnyűvizes reaktorok családjába tartoznak a nyomottvizes reaktorok (PWR – Pressurized Water Reactor) és a forralóvizes reaktorok (BWR – Boiling Water Reactor, ABWR – Advanced Boiling Water Reactor).
Vízmoderátoros reaktorok
A nyomottvizes reaktorban a moderátor és a hűtőközeg egyaránt víz. Mivel a moderátor funkció ellátásához a vizet folyékony halmazállapotban kell tartani, így a reaktor aktív zónájában keletkező magas hőmérséklet miatt a víz nyomását is fel kell emelni. Ezek a reaktorok „kétkörös” konstrukcióban készülnek, azaz a primer körben zajlik a reaktorból a hőelvonás és annak elszállítása a gőzfejlesztőkhöz, melyekben megtörténik a hőleadás az erőmű primer körétől elválasztott szekunder körének vize felé, ahol a turbinákra menő gőz képződik. Ez a konstrukció biztosítja, hogy a szekunder kör felé aktivitás ne jusson ki, így mind üzemeltetés és karbantartás, mind a környezeti hatások mérséklése szempontjából előnyösebb. További fontos tulajdonságuk az, hogy a reaktor teljesítményének nem szándékolt megnövekedésekor a hűtővíz felforr a reaktorban, ezáltal megszűnik a moderáló hatása, a neutronok kiszöknek a reaktorból egészen addig, míg a teljesítmény csökkenésének hatására ismét víz halmazállapotba nem kerül. Tulajdonképpen ez a konstrukció, egyfajta önszabályozó képesség annak elkerülésére, hogy a reaktor teljesítménye túlságosan megnőjön.
A forralóvizes reaktoroknál a moderátor és hűtő szerepet egyaránt ellátó víz az aktív zónán áthaladva részlegesen elforr (kb. 5-10%), melyet a reaktor felső terében leválasztva továbbítanak a turbinák felé. Ezt egykörös konstrukciónak hívják, melynél a radioaktív közeg a turbinákon is megjelenik. Ugyanakkor a konstrukció egyszerűbb és olcsóbb, mint a nyomottvizes. A reaktor 70-100%-os teljesítménytartományában a hűtővíz keringtetési sebességének változtatásával is szabályozhatók.
Nehézvizes reaktoroknál (PHWR– Pressurized Heavy Water Reactor) a hűtő közeg nehézvíz, moderátorként nehézvizet vagy grafitot alkalmaznak. Ezen reaktorok tipikus üzemanyaga a természetes (dúsítatlan), vagy nagyon alacsony dúsítású urán. Legismertebb alkalmazásuk a kanadai fejlesztésű CANDU reaktorok (Canadian Deuterium Uranium). A CANDU-B(CANDU-Boiling Light Water Cooled Heavy Water Reactor) reaktorok jellemzője, hogy míg moderátorként nehézvizet használnak, hűtőközege könnyűvíz. A CANDU típusok különlegessége az, hogy míg általában a többi reaktortípusnál az üzemanyag cseréjéhez a teljes reaktort és hűtőkörét nyomásmentesíteni és bontani szükséges, itt ehhez elegendő a cserélendő üzemanyagköteget magába foglaló tubus nyomásmentesítése, a reaktor leállítása nélkül is. Amellett, hogy nagyon kedvezően hat a reaktorok gazdaságossági mutatóira is, egy esetlegesen szivárgó üzemanyagköteg gyors eltávolításával a kiszabaduló aktivitás is megakadályozható.
Grafit moderátoros reaktorok
Bár alkalmazásuk egyre inkább visszaszorul, mindenképpen fontos állomását jelentik a fejlődésnek. A grafitos reaktorokat plutónium előállításra és energiatermelésre használták, hűtőközegük jellemzően szén-dioxid volt. Előnyük, hogy dúsítatlan vagy alacsony dúsítású uránnal üzemeltethetők. A típuscsaládhoz tartoznak a GCR (Gas Cooled Reactor), az AGR (Advanced Gas-cooled Reactor), a HTGR (High Temperature Gas-cooled Reactor) és a Magnoxtípus is, amely nevét (Magnesium non-oxidising) a reaktorban levő fűtőelemkötegek burkolatának magnézium-alumínium ötvözetéről kapta.
A garfitos reaktorok szovjet változatát, a nagyteljesítményű csatorna rendszerű reaktor (RBMK)típust mindenképpen érdemes külön is kiemelni. Egyrészt azért, mert konstrukciója a CANDU reaktorokhoz hasonlít abban, hogy a fűtőelemeket önálló technológiai csatornákba helyezik, így cseréjük üzem közben is megvalósítható, másrészt azért, mert a típusnak nemzetközi „hírnevet” szerzett a csernobili nukleáris baleset. A típus alapját a plutóniumtermelő katonai reaktorok alkották. A minimalista kialakítású reaktorok hűtéséhez könnyűvizet használnak, moderátorként nagy mennyiségű grafitot tartalmaznak (nagyságrendileg 2500 t). A konstrukció számos kedvezőtlen tulajdonsággal rendelkezett, melyek egy része ugyan ismert volt már a kezdetekben is, de mivel a típust (mely korában a világ legnagyobb reaktora volt) a szovjet ipar remekművének tekintették, ezeket elhallgatták. A csernobili balesetet követően számos módosítást hajtottak végre az összes felismert hiba kiküszöbölésére.
Amennyiben a maghasadás során létrejövő gyors neutronok lassítás nélkül további maghasadásokat eredményezhetnek, akkor gyors reaktorokról beszélünk. Ezek aktív zónájában nincs moderátor, erősen dúsított uránnal, vagy plutóniummal működnek. A hűtőközegnek nem szabad lassítania a neutronokat (mivel ebben a konstrukcióban épp az okozná a láncreakció megszűnését). Ebbe a családba tartoznak a folyékony fém hűtésű reaktorok (LMR – Liquid Metal-cooled Reactor), a szaporító (BR– Breader Reactor) és gyors szaporító (FBR – Fast Breeder Reactor) reaktor típusok, utóbbiak folyékony fém hűtéssel is (LMFBR – Liquid Metal-cooled Fast Breeder Reactor). A gyors reaktorok amellett, hogy energiát termelnek képesek arra, hogy a maghasadás során a felhasználtnál nagyobb mennyiségben állítsanak elő hasadóanyagot.
Ezekből az alapvető konstrukciós kialakításokból állnak az atomerőművek különböző generációi, melyeket a sorozat következő részében mutatunk be.
