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