Olyan atomipari fejlesztés zajlik az orosz atomenergetika atyjának tartott Igor Kurcsatovról elnevezett Belojarszki Atomerőműben, amely az iparág számos kihívására választ ígér.

Andrej Szmelov bemutatta az újságíróknak az orosz atomipar ígéretes fejlesztését
Fotó: Horváth Lilla / Világgazdaság

E technológia segítségével 
   • újrahasznosíthatók a hagyományos, úgynevezett termikus reaktorok fűtőelemei,
   • energia nyerhető a természetes urán energiatermelésre nem használt izotópjából,
   • a már végképp hasznosíthatatlan, nukleáris hulladék az eddiginél sokkal kisebb mennyiségű, 
   • ennek a végső elhelyezésre kerülő hulladék felezési ideje is lerövidül, ami föld alatti tárolók mélysége és kialakítása miatt lényeges.

Ezt a fenntarthatóság felé mutató, biztonságos technológiát a felsoroltak miatt az atomiparban az üzemanyagciklus zárásának nevezik. Egy másik megközelítésben kétkomponensű nukleáris termelésről van szó, mert a projektben érintett, új technológiájú berendezések üzemanyaga jórészt a hagyományos termikus neutronreaktorokból származó, kiégett fűtőelemek felhasználásával készül. Ezeket a reaktorokat lent ismertetendő működésük miatt gyorsneutronosnak nevezik.

Most pedig a részletek

Az erőmű Jekatyerinburgtól 45 kilométerre keletre, a Pisma folyón létrehozott víztározó partján áll, Zarecsnij város mellett. 

Ez a világ első és egyetlen kereskedelmi üzemben termelő gyorsneutronos atomerőműve, amelyben két blokk, a BN-600-as és a BN-800-as 1485 megawatt (MW) összteljesítménnyel termel.

Ez az atomerőmű termeli meg Jekatyerinburg (korábbi nevén Szverdlovszk) villamosenergia-igényének 15-16 százalékát, de a mellette épült atomváros Zarecsnijt is ellátja távhővel és meleg vízzel. Az erőmű kulcsszerepet játszik a nukleáris üzemanyagciklus zárásában és a jövő kétkomponensű atomenergetikájának létrehozásában.

Négy blokkjából kettő működik, kettőt már leállítottak, a leszerelésük megkezdődött. (Az 1-es blokk 1964–1981, a 2-es pedig 1967–1989 között termelt. Ezek AMB-100-as és AMB-200-as grafit moderálású, csatorna típusú termikus neutronos blokkok voltak.) Kiégett nukleáris üzemanyagukat a reaktor melletti hűtőmedencékben tárolják, ahonnan 2017 óta továbbszállítják a cseljabinszki régióban lévő nukleáris üzemanyag-újrafeldolgozó üzembe, Majakba.

A 3. blokknak más sorsot szántak

A 3. számú, BN-600 gyorsneutronos, nátrium hűtésű blokk 1980 óta üzemel. 2010-ben a nem cserélhető berendezések (például a reaktortartály) anyagtudományi vizsgálatának eredménye alapján, illetve a többi berendezés átfogó korszerűsítésével és a további biztonsági rendszerek cseréjével az orosz nukleáris hatóság, a Rosztyehnadzor előbb 2020-ig, majd 2025-ig meghosszabbította a blokk működési engedélyét. Már készülnek a 2040-ig szóló üzemidő-hosszabbításra. Felújítása után a BN-600-as blokk megfelel a most épülő új blokkokra kötelező biztonsági követelményeknek, továbbá jelentősen javultak műszaki és gazdasági mutatói teljesítménye növelésének köszönhetően.

Speciális étrenden tartják a 4. blokkot

A BN-800 gyorsneutronos, nátrium hűtésű 4. blokk építése a 80-as évek közepén kezdődött 880 megawatt névleges teljesítménnyel. A munka a 90-es évek gazdasági nehézségei miatt leállt és csak a 2000-es években folytatódott. A reaktort 2016. október 31. óta működtetik kereskedelmi üzemben.

A BN-800-asra fontos szerep vár a zárt nukleáris üzemanyagciklus részegységeinek tesztelésében és abban is, hogy a Roszatom át kíván térni a kétkomponensű nukleáris energetikára, vagyis a hagyományos (termikus) és a gyorsneutronos reaktorok együttes működtetésére. Ennek az áttérésnek a részeként a BN-800-as blokk ma már teljes egészében újdonságnak számító urán–plutónium (MOX) üzemanyaggal működik.

Mi az a gyorsneutronos reaktor?

Egy gyorsneutronos blokk immanens, azaz biztonsága a technológia természetéből fakad. Ez azt jelenti, hogy amennyiben a működési paraméterei (például üzemzavar miatt) eltérnek a normális értékektől, akkor blokk az automatikus biztonsági rendszer, illetve emberi beavatkozás nélkül is leáll a fizikai törvények miatt. Ezenkívül a BN reaktorok az egyik leginkább környezetkímélő reaktortípusok. Gyorsneutronos reaktor Oroszországon kívül sehol a világon nem működik.

A Belojarszki Atomerőmű reaktorvezérlőjének a szimulátora
Fotó: Horváth Lilla / Világgazdaság

Lesz konyhamalac-reaktor is: felfalja a kiégett fűtőelemet

A BN-600 és BN-800 üzemi tapasztalatai alapján épül majd 2026-tól a BN-1200M gyorsneutronos reaktor, amelyet a tervek szerint 2032-ben kapcsolnak a hálózatra – ismertette az újságírókkal Andrej Szmelov, a Belojarszki Atomerőmű új BN-1200M erőművi technológiai csoportjának vezetője. A létesítmény az atomerőművek kiégett fűtőelemeinek újrafelhasználásával jelentősen bővíti az atomenergia fűtőanyagbázisát, bevonja az üzemanyagciklusba a jelenleg nem használt U-238 izotópot, lényegében a természetes urán dúsítása után megmaradt, szegényített uránt, ami a természetes uránérc zömét teszi ki. 

A BN-1200 már negyedik generációs reaktor lesz – emelte ki Andrej Szmelov –, mert megfelel a típussal szemben támasztott 26 elvárásnak.

(Ezek a biztonságos és környezetkímélő működésre, valamint a gazdaságosságra vonatkoznak.) Tulajdonképpen eleget tesz e kritériumoknak a BN-800-as (4.) blokk is, bár az hivatalosan 3+ besorolású. „A mintegy 100 tervből kiválasztott gyorseutronos reaktorok fejlesztése nemzetközi részvétel nélkül történik. Ugyanakkor együttműködünk kínai atomipari szakemberekkel, kínai kutatásokban. A terv persze az, hogy meginduljon az orosz gyorsneutronos blokk sorozatgyártása és külföldi telepítése” – válaszolt a Világgazdaságnak.  

Az új blokk a paksi fűtőelemek kiégett üzemanyagát is hasznosítani tudja

A ma működő atomerőművek a természetes uránban található 235-ös tömegszámú uránizotóp dúsításával elállított üzemanyaggal működnek. A természetes uránnak azonban csak 0,72 százaléka az U-235, míg a döntő többsége (99,27 százaléka) U-238-as izotóp. A gyorsneutronos technológia óriási előnye, hogy ezt használja.

E technológia másik fontos jellemzője, hogy a termikus neutronos erőművekben keletkezett (ilyen a paksi is) kiégett nukleáris fűtőelemek leghosszabb felezési idejű izotópjainak, az aktinidáknak a kiégetésével csökkenti a végleges tárolóba kerülő nukleáris hulladék mennyiségét. Az a cél, hogy a BN-1200M a hasonló teljesítményű VVER termikus neutronos reaktorral összehasonlítva versenyképesen működjön. Itt, a Belojarszki Atomerőműben épül meg a BN-1200-as reaktorral működő 5-ös számú blokk.

És még néhány érdekesség a Belojarszki Atomerőműről

  • A Belojarszki Atomerőmű a Szovjetunió és Oroszország első olyan erőműve, amelyet kifejezetten kereskedelmi céllal, nagy mennyiségű villamos energia termelésére terveztek. Az 1-es blokkot 1964 áprilisában helyezték üzembe, előtte csak a kísérleti célú, kis teljesítményű energiatermelésre szolgáló Obnyinszki Atomerőmű, illetve a szibériai Szeverszkben, a Tomszki régióban működő kettős célú, a plutónium mellett áramtermelésre is használt erőmű létezett.
  • Ez az egyetlen olyan atomerőmű a világon, amely több mint negyven éve gyorsneutronos reaktorral (BN-600) kereskedelmi üzemben termel. Az is unikum, hogy egy telephelyen két gyorsneutronos blokk működik.
  • A Belojarszki Atomerőmű 1960. február 11-én, szó szerint néhány nappal az orosz nukleáris ipar alapítójának, Igor Kurcsatovnak a halála után vette fel az orosz atomenergetika atyjának a nevét.
  • Vélhetőleg egyedül ebben az orosz atomerőműben adtak nevet az egyik turbinának. Az történt, hogy az Uralszkij Rabocsij (Uráli munkás) című lap olyan aktívan tudósított a BN-600-as blokk építéséről és az üzembe helyezéséről, hogy hálája jeléül az atomerőmű-társaság a három turbina egyikét (a TG-4-est) elnevezte Uralszkij Rabocsijnak.

A Világgazdaságnak Hárfás Zsolt atomenergetikai szakértő a következőt válaszolta a gyorsneutoronos technológia magyarországi jelentőségét firtató kérdésére:

Mérnökként azt gondolom, hogy az oroszországi BN-800 típusú gyorsneutronos egység MOX üzemanyaggal történő biztonságos üzemeltetése és a további orosz atomtechnológiai fejlesztések világosan azt jelzik, hogy a nukleáris üzemanyagciklus zárása már nemcsak álom, hanem egy valós lehetőség az atomerőművek hosszú távú jövője szempontjából. Az atomenergetika Szent Grálja az iparág mércéjével hamarosan az emberiség számára elérhetővé válik.  

Fontos azt is hozzátenni, hogy a Roszatom a partnereinek már konkrét megoldásokat is kínál a kiégett üzemanyagok újrahasznosítására. Oroszországban már tesztelik azt az innovatív MOX üzemanyagot, amelyet az orosz VVER típusú reaktorokban, köztük a Paks II. Atomerőműben is használni lehet majd. A MOX üzemanyagot a kiégett fűtőelemektől kivont plutónium-oxid, valamint a szegényített urán-oxid (ez az urándúsítás mellékterméke) keverékéből gyártják. Ráadásul Oroszország rendelkezik már olyan transzmutációs technológiával, amellyel akár két nagyságrenddel csökkenthető a végső elhelyezésre kerülő hulladék „lecsengése”, azaz száz években mérhetővé válik az idő, amennyi alatt a radioaktivitás a veszélyes mérték alá csökken, ami fontos költségmérséklő tényező a hulladéktároló kialakításakor.

Magyarország a nemzeti érdekeit képviselve is megbízható partnerként tekint Oroszországra és továbbra is teljes mértékben kitart a Paks II. Atomerőmű mihamarabbi legbiztonságosabb módon történő megépítése tekintetében, miközben nyitott az újabb és újabb technológiák által kínált lehetőségek megismerésében is. Mindezek pedig követendő példaként szolgálhatnak más országok számára is.