Hungary

Az atomreaktor egy olyan berendezés, amelyben az energiatermelésre irányított nukleáris láncreakciót használnak. Atomreaktorokat alkalmaznak az atomerőművekben elektromosság előállítására és hajók illetve tengeralattjárók meghajtására.

Olyan reaktorok is vannak, amelyek orvosi és ipari alkalmazásokhoz izotópokat, atomfegyverekhez plutóniumot gyártanak, de olyanok is, amelyeket pusztán kutatásra használnak.

Az energia hő formájában jelentkezik az atomreaktorokban. Ezt a hőt alakítják át olyan alakba, amelyet fel lehet használni. Tipikusan a keletkező hővel vizet forralnak fel, és a gőz turbinákat hajt meg, amely elektromos generátort működtet.

Az első ipari atomerőművet 1956-ban az angliai Sellafieldben nyitották meg, amely 50 MW teljesítménnyel rendelkezett. Az alábbi ábrán egy tipikus atomerőmű részeit láthatjuk.
Jelmagyarázat: (A) reaktorépület, (B) szabályozórudak, (C) reaktortartály, (D) gőzfejlesztő, (E) gőzvezető cső, (F) gőzturbina, (G) generátor, (H) elektromos áram a felhasználók felé, (I) kondenzátor, (J) porlasztó, (K) pára, (L) hűtőtorony.

Egy atomreaktorban a láncreakció pontosan kritikus, azaz átlagosan minden hasadó atommagból származó neutron pontosan egy másik hasadást idéz elő. Ahhoz, hogy ez lehetséges legyen, a reaktortartály számos alkatrészből áll, amelyek segítségével a kritikusság fenntartható.

A hasadási neutronok 1-2MeV energiával rendelkeznek. Ezeknek a gyors neutronoknak kicsi az esélyük arra, hogy hasadásra késztessék a 235U-t, ezért ők sok-sok atommag mellett suhannak el, mielőtt hasadást hoznak létre. Az egyik megoldás az, hogy lelassítjuk a neutronokat, azaz lecsökkentjük az energiájukat viszonylag kis értékre (néhány eV-ra).

A nagyobb valószínűséget elképzelhetjük úgy is, hogy a lassú neutronok hosszabb ideig érintkeznek az urániumatommaggal. Az ilyen neutronokat termikus neutronoknak nevezzük, mert a mozgási energiájuk a levegőben lévő molekulákéval nagyjából megegyezik. Az atomreaktorokban például a neutronokat úgy lassítjuk le, hogy a hasadásra képes anyag közé úgynevezett moderátort (pl. víz vagy grafit) helyezünk.

A termikus neutronokat felhasználó reaktort termikus reaktornak nevezzük. A jobboldali ábrán egy ilyen berendezés alkatrészeit (1-3) és a benne zajló folyamatokat (A-D) láthatjuk. Jelmagyarázat: (1) üzemanyagcella, (2) moderátor, (3) szabályozórúd, (A) hasadás, (B) moderálás, (C) elnyelés, (D) befogás.

Ha egy neutron egy atommaggal ütközik, akkor bármely irányba szóródhat, akár az aktív térfogatból kifelé is. Ezért a hasadóanyagot körbeveszik olyan nem elnyelő közeggel, amely képes visszafordítani a kifelé tartó neutronokat és így növelni az ütközések számát.

Az animáció a neutonreflektorok hatását mutatja be.
Az atomreaktorban a hasadóanyagot körbevevő ilyen anyagokat reflektornak nevezik. A neutronreflektor az egyébként szubkritikus tömegű anyagot kritikussá teheti.

Az acél, a berillium és a grafit gyakran használt reflektoranyagok. A könnyű elemekből felépülő reflektoranyag, mint a grafit és a berillium, moderátorként is működik, tehát csökkentik a neutronok mozgási energiáját, míg a nehéz anyagok, mint az ólom, kisebb hatást fejtenek ki a neutron energiájára.

A baloldali animáció a neutonreflektorok hatását mutatja be.

Egy atomreaktorban az energiatermelést a leghatékonyabbá szeretnénk tenni, de ha a hatásfok túl nagy, akkor nukleáris robbanást is előidézhetünk. Ezért a reaktorokat úgy tervezik, hogy ilyen robbanás ne legyen lehetséges. Ahhoz hogy ezt elérjük arra van szükségünk, hogy a láncreakciót lelassítsuk, ha az túl gyorssá válna. Ehhez a hasadóanyagot a kritikus tömegnél kisebb részekre osztjuk, így a neutronok nem találnak olyan könnyen a környezetükben hasadó atommagokat. Az urániumdarabokat ilyen esetben szubkritikusnak nevezzük.

Az animáció a szabályozórudak hatását mutatja be.

A neutronok könnyen megszöknek az uránium felületéről, mielőtt veszélyes energiamennyiség halmozódna föl. Ezen túl, a hasadóanyag-darabok közé úgynevezett szabályozórudakat is be lehet helyezni, amelyek nagymértékben elnyelik a neutronokat. Minél mélyebbre eresztjük a szabályozórudakat a hasadóanyag-darabok (üzemanyagrudak) közé, a hasadásból származó neutronok annál nehezebben tudnak másik urániumatommaggal ütközni, így a láncreakció korlátozottá válik, és az energiatermelés lecsökken.

Az animáción kadmiumból készült szabályozórudak hatását láthatjuk hasadási reaktorban.

A legtöbb termikus atomreaktor 235U izotópot használ fűtőanyagként. Azonban ennek az izotópnak az alacsony gyakorisága miatt (0,72%), a természetes urániumban a láncreakció nem lehetséges. Ezért a reaktor fűtőanyagát 235U-ban dúsítani kell. A dúsítás az atomerőművekben és kutatóreaktorokban használt üzemanyagokban 2%-tól 40%-ig terjed. Régebbi reaktorokban, amelyeket például tengeralattjárókan használtak a 90%-os dúsítás sem volt ritka.

Az üzemanyagot UO2 kapszulában lehet gyártani, amelyek néhány centiméter vastagok. A kapszulákat pedig rudakba szokták tölteni. Az urániumnak számos fémötvözetét is lehet más fémekkel, például alumíniummal kombinálni. Egy újkeletű javaslat a különleges tervezésű, gömb alakú üzemanyagcella.

Vannak olyan reaktorok is, amelyek gyorsneutronokat alkalmaznak. Az ilyen reaktorokban a 238U-on történő neutronbefogás a hasadásra képes 239Pu izotóphoz vezet. Ezt a plutóniumot ki lehet vonni az elhasznált fűtőanyagból, és úgynevezett MOX üzemanyagot lehet belőle gyártani, amelyben mindkét hasadó anyag (235U and 239Pu) megtalálható.

Azok a messze legnépszerűbb reaktorok, amelyek vizet használnak moderátorként és hűtőközegként. A nyomottvizes reaktor (angul rövidítése: PWR, orosz rövidítése: VVER) is ilyen. Hasonlóan ahhoz, ahogyan egy kuktafazékban a forráspont megemelkedik, a PWR-ben is ez történik csak a nyomás itt hatalmas, körülbelül 15MPa, így a primerköri hűtőközeg 600K-t is elér forrás nélkül. A gőzfejlesztőben a szekunder kör vize forr, amelynek a hőt a primer kör adja át. A nyomott-nehézvizes reaktor (angol rövidítés: PHWR) egy másik típus, amelyben a moderátor nehézvíz (D2O). Vannak forralóvizes reaktorok (BWR), amelyekben a víz közvetlen a reaktorban forr.

Vannak másfajta reaktortípusok is, amelyek termikus neutronokkal működnek:

A gázhűtésű reaktorokban a hűtésre szén-dioxidot (CO2) vagy héliumot használnak. A gáz a grafitmoderátorok között futó csövekben áramlik.

A kanadai deutérium-uránium reaktorban (angolul Canadian Deuterium-Uranium Reactor - CANDU) nehézvíz tölti be a moderátor és a hűtőközeg szerepét is. Mivel a D2O-ban a neutronveszteség kicsi, az ilyen reaktorok természetes urániummal is működnek.

A CANDU sematikus rajza: 1-üzemanyagrudak, 2-reaktortartály, 3-szabályozórudak, 4-D2O nyomástartály, 5-gőzfejlesztő, 6-tápvíz szivattyú, 7-D2O szivattyú, 8-fűtőanyag-adagoló, 9-D2O moderátor, 10-nyomásálló csövek, 11-turbinákhoz távozó gőz, 12-a turbináktól jövő hidegvíz, 13-vasbeton sugárzásvédelem (Forrás: Creative Commons)

A nagyteljesítményű, nyomásállócsöves reaktorok (RBMK), amelyeket grafitmoderátorokkal használtak, a Szovjetunióban voltak népszerűek, mert fegyverek előállításához is alkalmas plutóniumot (239Pu) lehetetett vele készíteni. Ilyen típusú reaktorral történt a csernobili baleset 1986-ban.

Az atomerőművekben 50-100keV energiájú gyorsneutronokat is lehet használni. Az ilyen reaktorokban általában nincs moderátor, és nagyon hatékonyan lehet 239Pu hasadóanyagot gyártani, amelyet fűtőanyagként lehet később alkalmazni. Héliummal vagy folyékony nátriummal hűtik őket, és meglehetősen kis méretben elkészíthetők, ezáltal ideálisak például tengeralattjárókban történő felhasználásra. A Franciaországban 1985-től 1997-ig működő SUPERPHENIX például ilyen gyorsneutronos reaktorral rendelkező atomerőmű volt. Egy hasonló, bár nem teljesen azonos szaporítóreaktor (a fűtőanyagot önmaga termeli) 1981-től működik az oroszországi Szverdlovszk-ban.

Majdnem minden ma működő reaktor II. generációs. A nagyon biztonságos III. generációs reaktorok tervei már a mérnökök asztalán fekszenek, míg a IV. generációs reaktorok kidolgozása is folyamatban van. Az utóbbi kategóriában valószínűleg mind gázhűtésű, mind pedig vízhűtésű reaktorokkal fogunk találkozni, csakúgy, mint gyorsneutronokat használó megoldásokkal.

Különösen érdekes az a projekt, ahol egy magas hőmérsékletű gázhűtésű reaktor magjában 330000 gömb alakú, 60mm átmérőjű, egyenként 15000 egyedi UO2 szemcséből álló fűtőcellát akarnak elhelyezni.

Minden 0,5mm átmérőjű szemcsét több, nagy sűrűségű réteg vesz körbe, melyek közül a szilícium-karbid kerámiaréteg megállítja a hasadási termékeket. A neutronfluxust, a termikus teljesítményeloszlást és a hőmérsékletet az ilyen reaktormagokban az a kb. 100000 grafitgömb határozza meg, amelyek a fűtőelemekkel elkeverve helyezkednek el. Míg a mai reaktorok tipikus működési hőmérséklete 600K, addig az új típusú reaktorok anyaga sokkal nagyobb hőmérsékleteket is megenged. Ilyenkor a reaktor hűtésére héliumot lehet alkalmazni. Amint a hélium eléri az 1200K-t, a turbinákat megforgatja, és ezzel 40%-os elektromos áramtermelés végezhető. Az egész reaktor felépítése sokkal egyszerűbb a mostaniaknál, amely a magas hőmérséklet miatt például hidrogén vízből történő gyártására vagy más anyagok előállítására is lehetőséget nyújt légköri szennyezés nélkül. A tervezett szerkezeti anyagok 1900K hőmérsékletet is kibírnak, ami biztonsági szempontból nagyon fontos.

Ezen túl, a IV. generációs, vízhűtéses reaktorok további biztonságos tulajdonságokkal is rendelkeznek. A Westinghouse Electric kidolgozta a "fejlett és biztonságos nemzetközi reaktor" (angolul international reactor innovative and secure - IRIS) ötletét. Itt az a terv, hogy a primer hűtőkört a reaktorban helyezik el, tehát a hűtőközeg szivárgása lényegében lehetetlen. Az is megfontolandó, hogy a reaktor vízét a hőmérséklet és nyomás szempontjából a kritikus pont fölött üzemeltessük, azaz olyan tartományban, ahol a gáz és folyadék fázis között nincs különbség. A víz hővezetése ilyen állapotban kiváló, így 45%-os hatásfokot lehet elérni, és a magas hőmérsékleten mutatott teljesítménynek köszönhetően, hidrogént is lehet gyártani.

Folyákony fémekkel hűtött, nagy hővezetésű szaporítóreaktorokon is gondolkodnak a kutatók. A hűtőközeget a légköri nyomás alatt tartanák, így annak egy heves kitörése a primer kör meghibásodása esetén kizárt. Azonban az ilyen reaktorok fejlesztését a folyékony fémek kezelésével kapcsolatos technikai problémák mindezidáig meggátolták. Azonban a jövő számára ezek a reaktorok a fenntartható nukleáris üzemanyag körforgása szempontjából potenciális jelöltek maradnak.

Egy reaktor biztonságos működtetéséhez az alábbi szabályokat kell szem előtt tartani:
  1) Le kell tudni kapcsolni, ha szükségessé válik.
  2) A reaktormagot víz alatt kell tartani.
  3) A sugárzásvédelmi tartályt épségben kell tartani.
Ahhoz, hogy ezeket az általános elveket a gyakorlatba ültessük a fizika törvényeit használjuk. Mechanikai eszközök használatakor mindig kell egy tartalékberendezés, hogy ugyanaz a meghibásodás ne jelentkezzen egyszerre mindkettőnél.

A képen passzív biztonsági eszközöket láthatunk: 1-légkivezetés természetes áramlással, 2-gravitációs csepegtető víztartály, 3-vízfüggöny párologtatás, 4-acéltartály, 5-automatikus nyomáskiegyenlítő szelep, 6-gravitáció által működtetett újratöltő víztartály, 7-külső levegővel történő hűtés (Forrás: Westinghouse 2011). Áramkimaradás esetén a vészhelyzetre tartalékolt víz a reaktorba áramlik a gravitáció hatására, és körforgását a passzív áramlás és kicsapódás biztosítja.

Az atomerőműveknek többszörös és redundáns biztonsági rétegei vannak. A reaktor körüli biológiai árnyékolás megóvja az embereket a reaktor magjából származó ionizáló sugárzástól. A PWR és PHWR típusú reaktorok vízét körültekintően tisztítják (desztillálják), mivel a szennyező anyagok radioaktívvá válhatnának a reaktor működése során. Maga a reaktor általában egy nehéz, vastag betonnal van körülvéve és egy olyan speciális teremben helyezkedik el, amely egy gőzrobbanás során keletkező nyomáshullámot is kibír. Továbbá a reaktorépület is nehéz, vastag falakkal rendelkezik. A tető, amely gyakran félgömb alakú, még egy repülőgép becsapódását is túléli. Különleges figyelemmel készítik a hűtőrendszer mechanikáját és irányítását.

A reaktor biztonsági rendszererei többnyire háromszorosak, ami az egyszerre történő meghibásodást gyakorlatilag a nullára csökkenti. Ezért lehetséges, hogy a nukleáris energia használatának történetében olyan kevés balesettel találkoztunk idáig. Az egyesült államokbeli Three Mile Island-en, a szovjetunióbeli Csernobilban és a japán Fukusimában az emberi hibák, természeti katasztrofák és berendezésmeghibásodások olyan szerencsétlen együttállása történt, amelyet a biztonsági rendszerek nem tudtak kivédeni.

Végül, de nem utolsósorban a reaktor mellett pihentetett radioaktív hulladék és hasadóanyag is különleges biztonsági igényeket támaszt, hogy ne lehessen őket ellopni és visszaélni velük.

Alapvető különbség van egy atombomba és egy atomerőművi robbanás között! Lényegében nukleáris robbanás egy atomreaktorban lehetetlen, azonban közönséges termikus (Csernobil) és kémiai (Fukusima) robbanás nagyon is lehetséges. Ezért nincsenek is olyan hatások, mint például erős fényvillanás. Egy reaktorrobbanás fő következménye a radioaktív anyagok légkörbe kerülése, amelyek radioaktív csapadékot formálnak. A csapadék tulajdonságai és veszélyessége az időjárási viszonyoktól (a széltől és esőtől elsősorban) függ.

A csernobili eset megmutatta, hogy egy nukleáris katasztrófa során a szennyződés nagy területeket érinthet, de a sugárzási szint hamar a természetes szint alá csökken, és nem okoz komoly problémákat. Ez jelentősen különbözik egy atombomba felrobbantásától, amikor hatalmas területeket borít be halálos szintű sugárzás.

Mi történne egy repülőgéppel elkövetett terrorcselekmény esetén egy atomerőművel? A reaktortartály biztosan nem szenvedne komolyabb károsodást egy ilyen esemény hatására, és a reaktormag egyáltalán nem kerülne veszélybe. Azonban a hűtő és elektromos betápláló rendszer biztosan megsérülne egy becsapódás következtében. A jelenleg alkalmazott biztonsági rendszerek ellenére egy ilyen károsodás, a legrosszabb esetben, a reaktormag felmelegedéséhez és leolvadásához vezetne. Azonban a radioaktív anyag még ilyenkor is a reaktortartályon belül maradna. Ennél sokkal veszélyesebb lehetne egy sikeres támadás a reaktorhoz közeli, nagy aktivitású radioaktív hulladékokat tároló létesítmény ellen. Habár egy ilyen akció sikeressége meglehetősen kérdéses, mivel ezek a létesítmények kicsik. Mégsem teljesen elképzelhetetlen, és ekkor a radioaktív anyag szétszóródna, de a probléma helyileg kezelhető maradna.