Az atomerőmű
Az atomerőmű
Az atomenergiát villamos energiává alakító berendezéseket atomerőműveknek nevezzük. (Vannak egyéb célra használt reaktorok is. Pl. a reaktorok működésének kutatása elhanyagolhatóan kis teljesítményű kritikus rendszerekben történik. Kutatóreaktorról akkor beszélünk, ha a berendezés nem a fejlődő energiát, hanem a neutronokat hasznosítja, pl. izotóptermelésre). Az 1. ábra egy ún. nyomottvizes atomerőmű sémáját mutatja be. A reaktortartályon átáramló víz a hőcserélőbe szállítja az aktív zónában maghasadás útján termelt hőt, ahonnan a szivattyú a vizet visszajuttatja a reaktortartályba. Ez a primerkör. A hőcserélőben a primerköri hőhordozó a szekunderköri hőhordozónak adja át az energiáját. A primerkörben a víz nyomása 12,6 MPa, hőmérséklete 260-300 °C. Ilyen körülmények között a víz nem forr. A szekunderkör nyomása ennél jóval kisebb. Emiatt a hőcserélőben a szekunderköri víz forr, és a turbinára az ott termelődő gőzt vezetik. A generátorban termelt villamos energia transzformátoron keresztül jut a villamos hálózatba. A turbinában lecsapódó gőz a kondenzátoron keresztül kerül vissza a hőcserélőbe. A kondenzátor hűtésére külön hűtőcsatornán keresztül nagy mennyiségű friss vizet kell az erőműbe juttatni. (A paksi atomerőműnél ennek forrása a Duna). A primer- és szekunderkör szétválasztására azért van szükség, mert az aktív zónán átfolyó víz radioaktív atommagokkal szennyeződik. Ezeknek a környezetbe való kikerülését mindenképpen meg kell akadályozni. Azért, hogy ez még a primerkör esetleges sérülésekor se következhessen be, az összes primerköri berendezést védőburokkal veszik körül.
Az atomerőművek fajtái közül legelterjedtebb az itt leírt nyomottvizes típus, amelyet az Egyesült Államokban és a Szovjetunióban egyaránt kifejlesztettek. Moderátoruk és hűtőközegük könnyűvíz, üzemanyaguk kissé (3-4 %) dúsított urán. Több ország, köztük Franciaország, Japán és az NSZK, az amerikai típus alapján gyárt ilyen atomerőműveket. A szocialista országokban, így nálunk is, a szovjet változat (VVER) terjedt el. Az erőműveknek két generációjáról szokás beszélni: a 70-es évek közepéig egy reaktor villamos teljesítménye 400-600 MW volt, de az utóbbi évtizedben már 900-1300 MW teljesítményű reaktorok épültek. A Pakson épülő első 4 reaktor névleges villamos teljesítménye 440 MW. Az 5. blokktól kezdve már 1000 MW teljesítményű reaktorok épülnek majd.
1. ábra. Nyomottvizes atomerőmű sémája
A könnyűvizes reaktorok másik elterjedt típusa a forralóvizes reaktor, amely ma még jelentős szerepet játszik, de jelentőségük egyre csökken. Ilyen reaktorok épülnek – többek között – az Egyesült Államokban, Japánban, az NSZK-ban és Svédországban is. Az utóbbi azért méltó figyelemre, mert a svédek saját típust fejlesztettek ki. A forralóvizes reaktorokban – mint a nevük is mutatja – a primerköri víz nyomása kisebb, mint a nyomottvizesekben, és emiatt az aktív zónában való áthaladás közben felforr.
Grafitos reaktorokat Franciaország, Nagy-Britannia és a Szovjetunió fejlesztett ki. Az előbbiek esetében a hűtőközeg szén-dioxid-gáz. Alkalmazásuk egyre jobban visszaszorul. Franciaország pl. teljesen abbahagyta építésüket, és áttért a nyomottvizes típusra. A grafitos reaktorok fő előnye az lenne, hogy természetes uránnal is működtethetők. A gazdaságos üzemvitelhez szükséges műszaki paraméterek azonban csak enyhén (kb. 1,5 %-ra) dúsított uránnal biztosíthatók. Gázzal hűtött grafitos reaktor építését már sehol sem tervezik. A grafitos reaktorok szovjet változatában a hűtőközeg víz, és ebben is enyhén dúsított uránt alkalmaznak. (Ilyen típusú a csernobili atomerőmű is).
A nehézvizes reaktorok is kezdetben több országban épültek, de ma már csak Kanada épít ilyeneket (Candu) saját maga és néhány ország (pl. Románia, India) számára. E reaktorok hűtőközege és moderátora nehézvíz, üzemanyaga természetes urán. Önellátásra törekvő országok szemében ez teszi vonzóvá. Mind a grafitos, mind a nehézvizes reaktorok kitűnnek szinte folyamatos működésükkel, aminek elsődleges oka az, hogy ezeket a reaktor leállítása nélkül lehet friss üzemanyaggal feltölteni. Ezzel szemben a könnyűvizes reaktorokat átrakáskor le kell állítani, ezáltal évente 3-4 hét üzemidő mindenképpen kiesik.
A gyorsreaktorok mind számukat, mind összteljesítményüket tekintve egyelőre nem játszanak jelentős szerepet. Távlatilag azonban fontos kérdés, mikor építenek vagy építenek-e egyáltalán ilyeneket nagyobb számban.
A fúziós energia ipari hasznosítása érdekében a világ több országában (Egyesült Államok, Szovjetunió, Franciaország, NSZK, Anglia) nagy erőkkel folynak a kutatások. Sajnos, ezek még nem jutottak olyan szintre, hogy ezzel az energiával komolyan számolni lehessen. Az elsődlegesen megoldandó probléma a fúzióhoz szükséges 100 millió °C hőmérsékletű és elegendően nagy sűrűségű anyag kellő ideig való együtt tartása. Még nem sikerült az összes feltételt egyszerre megteremteni: az egyik helyen a sűrűség kicsi, a másikon pedig az együtt tartás ideje rövid. Ma sokat ígérőnek tekinthetők a Tokamak berendezések, amelyekben nagy intenzitású gázkisülést hoznak létre. Az így keletkezett magas hőmérsékletű plazmát (ionizált gázt) erős mágneses térrel kényszerítik körpályára. A próbálkozások másik iránya a lézerrel vagy elektronsugárral begyújtott fúzió. A 90-es évekre ígérik az első kísérleti termonukleáris reaktor üzembe helyezését, de – tekintettel a rendkívüli műszaki nehézségekre – nem valószínű, hogy a következő évtizedeken megvalósul a fúziós energia ipari hasznosítása.
