Energetika II. (BMEGEENAEE4) házi feladat

Átírás

1 Energetika II. (BMEGEENAEE4) házi feladat A sóolvadékos atomreaktor energetikához köthető felhasználásának lehetőségei Készítette: German Péter Budapest,

2 Előszó Az általam választott téma egy manapság igen ellentmondásos energiafelhasználás köré épül, ami az atomi fissziós energiából keletkező hő felhasználása. Amivel a házi dolgozatban foglalkozni szeretnék az elsősorban egy "újra felfedezett" technológia, amelyet a múltban már többször sikerrel használtak, de komolyabb kutatási területté csak mostanára tudta magát kinőni. Ez a technológia a sóolvadékos erőmű nevet viseli. A dolgozat első részében a sóolvadékok felhasználásának néhány történelmileg fontosabb állomását tekintem át, majd rátérek a sóolvadékok tulajdonságaira. A tulajdonságok ismeretében tárgyalom, hogy ezeknek köszönhetően milyen funkciókat képes belátni az energia vagy akár az üzemanyag termelésben. Majd részletesebben kifejtem a tórium ciklusra épülő tenyésztő sóolvadékos reaktor működési elvét. Végül egy rövid összefoglalás keretében bemutatom a közelmúlt és a jelen fejleményeket ezzel a reaktortípussal kapcsolatban. Történelem Az atomok energiájának szabályozott felszabadítására törekvő legelső kísérletek során is már számításba vették a sóolvadékokat, mint moderátorokat, vagy mint hűtőközegeket. Abban, hogy mely kísérletek voltak mérföldkövek a technológia kifejlesztésében az összes általam választott cikk szerzője megegyezik. Az első jelentős kísérletek az as években az Egyesült Államokban történtek. A legelső ilyen kísérletet Oak Ridge-ben végezték 1955-ben és Aircraft Reactor Experiment-nek (ARE) nevezték el. Ez a reaktor folyékony urán-fluorid üzemanyaggal működött berillium-oxidban oldva [1]. Ezt a koncepciót villamos energia előállítására tervezték és nagyjából 100 órán keresztül tanulmányozhatták, alacsony 2,5 MW termikus teljesítmény mellett. Ezt követően nagyjából 10 év telt el a következő kísérleti reaktor indításáig, amelyet 1964-ben hoztak kritikus állapotba. A kísérletnek a Molten Salt Reactor Experiment (MSRE) nevet adták, és több mint négy évig üzemelt folyamatosan, problémák nélkül mintegy 8 MW termikus teljesítményen. A kísérleti reaktort többféle üzemanyaggal is kipróbálták. Kezdetben lítium és berilliumfluorid sóolvadékban oldott dúsított urán-fluoriddal, majd ezt követően 233-as urán izotóp fluorizált vegyületeivel, végül plutónium-fluoriddal üzemelt [1]. Ezen kísérleti reaktorok tapasztalatit felhasználva új, az előzőeknél sokkal korrózióállóbb anyagokat kísérleteztek ki, valamint a reaktivitás szabályozás fejlesztésében és az üzemanyag viselkedés megértésében is jelentős szerepet játszottak. Ezeket felhasználva létrehozták között az első nagyteljesítményű Sóolvadékos Tenyésztő Reaktort projektet (Molten Salt Breeder Reactor Projekt), amely már tórium üzemanyag ciklusra épült [3]. Alapvetően villamos energia előállítására és mintegy 1000 MW-os villamos teljesítménnyre tervezték. Ebben a reaktorblokkban már helyet kapott pirokémiai és buborékos reprocesszáló egység is amely feladata a nagy teljesítmény miatt feldúsuló reaktormérgek leválasztása volt. Erre a reaktor típusra termikus neutron spektrum volt jellemző és képes volt nagy mennyiségben 233-as urán izotóp előállítására ban a projektet leállították Oak Ridgeben mivel az akkor párhuzamosan futó olvadékfémes atomreaktor tervek kedvezőbb alternatívának tűntek. Sóolvadékok tulajdonságai Mielőtt a sóolvadékok kedvező tulajdonságait tárgyalnánk nézzük meg, hogy egy reaktorban milyen elvárásokat állíthatunk fel a hűtőközeg, illetve a moderátor anyagával kapcsolatban. A hűtőközegekkel kapcsolatos elvárásokat nagyjából hét fő pontba sorolhatjuk: nagy hőkapacitás, magas hővezetési tényező (ami magas hőátadási tényezőt is 1

3 von maga után), kis felaktiválódási érzékenység, ne legyen korrozív, legyen olcsó és alacsony nyomás mellett rendelkezzen magas forrásponttal, valamint ne legyen robbanás és égésveszélyes. A moderátorral szemben támasztott követelésünk pedig a nagy szóródási és kis abszorpciós valószínűség mellett, hogy szórásonként nagy energiát tudjon átvenni a lassuló neutronoktól. A felsorolt tulajdonságokat egyszerre semmilyen eddig ismert anyag sem teljesíti. Jelenleg a legszélesebb körben használt könnyűvíz ezek közül csak kevés szempontnak felel meg, ezért jelenthetnek jó alternatívát a sóolvadékok. Az 1. táblázatban [2] összehasonlításképpen összefoglaltam a ma használt hűtőközegek és egy tórium-fluoridot tartalmazó sóolvadék jellemző tulajdonságainak értékeit. Hűtőközeg Nyomás [bar] Térfogati hőkapacitás Forrásppont [MJ/m 3 /K] [ o C] Hélium 60 0,02 - Szén-dioxid 60 0,05 - Könnyű víz 250 4,07 szuperkritikus Nátrium 1 1, LiF-BeF 2 -ThF 4 1 4,54 > táblázat [2] Látható, hogy a térfogati hőkapacitásuk környezeti nyomás mellett még a 250 bar-os nyomáson keringetett víznél is több, mint 10%-al magasabb, emiatt kevesebb építőanyagot kell beípíteni a nagy nyomás megtartására. A magas forráspont miatt a hőt magas hőmérsékleteken tudja szállítani, így kedvező hatásfokú villamos energia termelést tehet lehetővé. Szerencsére a sóolvadéokok elég érzéketlenek a besugárzásra, ami a nagy neutonfluxussal rendelkező zónában nagyon kedvező tulajdonság, mivel nem képződnek belőlük gázok, és kémiailag nem módosulnak nagyobb neutronelnyelő képességgel rendelkező izotópokká. Talán az egyik legtöbb lehetőséget magában rejtő tulajdonságuk pedig az, hogy rendkívül jól oldják a fluorizált aktinoidákat, mint az uránt, a plutóniumot és a tóriumot. Ez megteremti egy olyan reaktor típus lehetőségét, amelyben a hűtőközegben és a moderátorban oldott üzemanyagot keringetnek a primer körben. Ennek előnye lehet, a precízebb reaktivitás szabályozás, mivel a reaktorba nem kell beépíteni kezdeti reaktivitás tartalékkén többlet fűtőelemeket, illetve az ezek lekötésére szolgáló anyagokat sem. A sóolvadékok nagy hátránya viszont az, hogy a velük kapcsolatba kerülő fémeket gyorsan elkorrodálják. Ezzel a problémával szembesültek Oak Ridgeben is és ezért fejlesztettek ki magas Te, C és Ni tartalmú korrózióálló acélokat. Ezt az anyagcsaládot nevezték el Hastelloy-N-nek [2]. A használt sóolvadékok (klorid vagy fluorid) egymástól jelentősen különböznek egyes tulajdonságaikban. A kloridok előnye, hogy az olvadáspontjuk alacsonyabb a fluoridokénál, viszont a fluoridok kevésbé korrozívak és kevésbé érzékenyek a neutronokra azaz gerjesztés esetén kevesebb a valószínűsége, hogy olyan anyaggá alakul, amely méregként hathat a reaktorra, valamint az elnyelési hatáskeresztmetszetük is kisebb. Különböző eljárásokkal a fluoridok olvadáspontját is le lehet vinni 500 o C-ra [2] tehát a jelenleg legígéretesebbnek tűnő sóolvadéktípúsok a fluoridok. 2

4 A sóolvadékok lehetséges alkalmazásai A rendkívül kedvező tulajdonságaik miatt a sóolvadékok reaktoron belül többféle felhasználásra adnak lehetőséget. Első ilyen alkalmazhatósága a magas forráspontjából adódik. Mivel képes magas hőmérsékleten szállítani a hőt ezért az olyan magas hőmérséklet igényű alkalmazásokra is megfelelő lehet, mint hidrogén előállítás. A hidrogént tartják a jövő primer energia hordozójának, bár még nem dőlt el, hogy a szén elgázosítás, elektrolízis és biológiai előállítása közül melyik lehet a jövőben a domináns előállítási módszer. A sóolvadékos reaktorokat az elektrolízis és különböző termokémiai folyamatok támogatására lehetne alkalmazni. Továbbá egyike azoknak az anyagoknak, amelyek jelenleg az Egyesült Államokban kutatás alatt álló, szilárd üzemanyaggal és termikus neutron spektrummal működő Továbbfejlesztett Magas Hőmérsékletű Reaktorokban (Advanced High Temperature Reactor) képesek lehetnek a hűtőközeg feladatának az ellátására [2]. Sőt a Gyors Tenyésztő Reaktorokban, amelyek jellemzően gáz és folyékony fém hűtőközeggel rendelkeznek, szintén alkalmas lehet ezen anyagok helyettesítésre, kiváltására. A besugárzásra vonatkozó érzéketlenségüknek köszönhetően az áthaladó neutronok alig nyelődnek el, így realtív sok neutron válik szabaddá, amit fel lehet használni kiégett üzemanyag transzmutálására is, amellyel utat adhatnak a ipari méretű transzmutáció elterjedésének. Hasadóanyag tenyésztés és a sóolvadékok Jelenleg az atomenergia felhasználásában domináns a dúsított urániummal működő reaktorok alkalmazása. Ezekben az energiatermelés urán 235-ös izotóp termikus neutronokkal való elhasításával következik be. Ezen kívül még két, hasadással nagy energiát szolgáltató elem létezik, amellyel megvalósítható lenne az önfenntartó láncreakció, az egyik a 233-as urán izotóp a másik pedig a 239-es plutónium izotóp. A plutónium előállítása viszonylag egyszerű, mivel a 238-as tömegszámú uránból keletkezik neutron befogással. A folyamat a neutronok lassulása alatt relatív nagy valószínűséggel bír, mivel a neutron energiáknak át kell menniük a rezonancia tartományon, ahol az elnyelési keresztmetszetek több értékrendes növekedést mutatnak. A neutron befogása után a gerjesztett urán egy negatív béta bomlás következtében neptúniummá és egy ismételt negatív béta bomlás következtében pedig plutóniummá alakul. Az urán és a tórium neutronbefogása után lejátszódó reakciókat szemlélteti a következő folyamatábra *1+. é á á é á á 233-as urán izotópot 232-es tórium izotóp,neutronokkal való besugárzásával lehet előállítani, majd az uránhoz hasonlóan protactiniumon keresztül kettős béta negatív bomlás során alakul át hasadóanyaggá. Ez nem egyszerű feladat, mert a tórium elnyelési hatáskeresztmetszete még termikus energián is viszonylag alacsony. Ezt szemlélteti az 1. ábra [4], amely az elnyelési valószínűséget ábrázolja különböző országokban elvégzett 3

5 kísérletek alapján. Látható, hogy a legmagasabb érték olyan 0,4-0,5 barn körül van. A nagy reakciósűrűség (időegység alatt egységnyi térfogatban bekövetkező reakciók száma) elérésének érdekében ezért ezeknek az anyagoknak az előállításához óriási neutron fluxus szükséges. Kézenfekvő az a megoldás, hogy a nem hasadó izotópok behelyezése egy atomreaktorba garantálja a kívánt neutron mennyiséget. Egy reaktort akkor nevezzük 2. ábra [4] tenyésztőnek, ha egységnyi idő alatt több hasadóanyagot termel, mint amennyi hasadóanyag a láncreakció alatt elfogyaszt. A kétfajta alternatív hasadóanyagra jellemző, hogy a neutronok energiájának függvényében a reaktorban a láncreakció fenntartása mellett hasadásonként hány neutron jut egy újabb hasadóanyag atom létrehozására, tenyésztésére. Ezt szemlélteti a 2. ábra [2]. Látható, hogy a plutónium termeléshez 1. ábra [2] szükséges többletneutron csak valamivel több, mint 10 kev-os neutron energia fölött jelentkezik. Ezzel is lehet magyarázni, hogy plutóniumot tenyésztő reaktorok jellemzően gyors reaktorok. Az ábrából az is következik, hogy a tórium/urán átalakuláshoz szükséges neutrontöbblet szinte a teljes spektrum alatt rendelkezésre áll, ami lehetővé teszi, hogy termikus reaktorokban is termeljünk többlet hasadóanyagot energia mellett. Ezeket a célokat hivatott teljesíteni a már fentebb említett MSBR, amely minkét hasadóanyag termelésére alkalmazható és amelynek egyszerűsített kapcsolási vázlatát a 3. ábra tartalmazza: 3. ábra Látható ez az erőmű konstrukció tulajdonképpen hasonlóan a fémolvadékos erőműhöz szintén három körből épül fel. A radioaktív primer körben található maga az aktív zóna, amely felhasználástól függően még grafit moderátort is tartalmaz. A primerkörben kering a sóolvadékokban oldott fluorizált hasadóanyag, valamint ugyanígy fluorizálva 4

6 hozzákeverik a tenyésztendő alapanyagot is. A primer körhöz csatlakozik a tenyésztendő alapanyagpótló és üzemanyag leválasztó reprocesszáló egység is. A primer és szekunder kör között egy hőcserélő biztosítja a hőtranszportot. A szekunder körben szintén sóolvadékot keringetnek, ez a kör látja el a radioaktív primer, és a tercier kör közötti hőszállítást. A tercier kör tulajdonképpen egy Rankine körfolyamatot megvalósító gőzfejlesztős, gőzturbinás egység. Ennek a konstrukciónak az előnye az, hogy egy LWR reaktorhoz viszonyítva képes a gőz nagymértékű túlhevítésére is, mivel az átlagos üzemelési hőmérséklete 650 o C körül van [1], ezzel jelentősen javítható a végbemenő gőz körfolyamat hatásfoka. A Th/U ciklus használata mellett szól az is, hogy kevesebb nagy aktivitású aktinoidát termel. Mivel ezek az anyagok határozzák meg legjelentősebben a kiégett üzemanyag radioaktív sugárzás kibocsátását, ezért ebben az esetben egy átlagos PWR reaktorból kikerülő kiégett üzemanyaghoz képest akár 2-3 nagyságrenddel kisebb is lehet a Th/U ciklussal működő reaktor által termelt, kiégett üzemanyag sugárterhelése a környezetre nézve. Ahhoz, hogy a tenyésztés megvalósulhasson a tórium ciklussal, a nagy befogási hatáskeresztmetszetű bomlástermékeket és hasadványokat nagyon gyorsan el kell távolítani az aktív zónából. Erre az egyik legjobbnak tartott koncepció az, hogy fluorizált hasadóanyagot, illetve tóriumot LiF és BeF 2 -ban [1] feloldanak és ezt keringetik a zónán és egy leválasztón keresztül. Ezt más reaktortípusokkal nehézkesen lehetne csak megoldani. A láncreakciót 235 U-nal indítják be, majd az elkevert tórium-fluorid befogás miatti bomlásából adódóan keletkezett 233 U-nal tartják fenn, miközben többlet hasadóanyagot is termel a reaktor, amelyet pirokémiailag leválasztva a sóolvadékból üzemanyag pasztillákba lehet préselni, majd hagyományos reaktorokban fel lehet használni. A pirokémiai folyamatok közül a leglényegesebb a redukáló extrakció, amellyel a sóolvadékból kiválaszthatóak folyadékfázisban lévő fémek. Ennek az általános képlete [1]: Ahol az M jelölés a fémek jelölése általánosan. Ezt a reprocesszáló eljárást először MSBR reaktor kísérletben használták folyamatosan. Az MSBR-ben használt reprocesszáló folyamat diagramja [1] alapján látható, hogy ténylegesen milyen részlépésekből épül fel. 4. ábra [1] 5

7 Látható, hogy miután kijön a zónából a folyékony üzemanyag olvadék keresztül megy egy előfluorizációs egységen, amely lehetővé teszi, hogy kiválasszák az urániumot és gyorsan visszajuttassák az aktív zónába még az aktinoida extrakciók előtt. A következő lépésben egy redukciós kiválasztás során eltávolítják a protactiniumot ( 233 Pa) és a többi aktinoidát, majd addig ideiglenesen elhelyezik valahol, ameddig a protactinium el nem bomlik 233 U izotóppá. Ezt az uránmennyiséget teljes egészében már nem keringetik vissza a sóolvadékban a zónába, hanem más reaktorokba szállítják üzemanyagnak. Ez után egy újabb redukáló extrakció következik, melyben a káros hasadási termékeket kiválasztják, majd friss üzemanyagot kevernek vissza és ezzel zárul a ciklus. Összességében ez egy nagyon bonyolult és nehezen megvalósítható folyamat és talán ez az egész konstrukció egyetlen nagy hátránya. Konklúzió Jelenleg az atomiparban kis növekedés visszaesés tapasztalható, a közelmúlt eseményei miatt, viszont a világpolitika egyre inkább a karbon mentes energia felé kötelezi el magát, amely hosszútávon jelentősen megnövelheti a telepített atomerőművek számát. Ez felveti az üzemanyaggal kapcsolatos fenntarthatóság kérdését. E pillanatban az atomerőművek jelentős többsége dúsított urán üzemanyaggal működik és nyílt üzemanyag ciklust használ, de ez nem fenntartható üzemeltetés, mert 235-ös urán izotópból viszonylag korlátozott mennyiség áll a rendelkezésünkre, ha viszont sikerül becsatolni a szegényített uránt és a tóriumot a ma használt üzemanyagciklusokba, akkor több ezer évig elegendő üzemanyag válna hirtelen elérhetővé. Véleményem szerint erre a feladatra a legígéretesebb koncepció az MSBR, amellett, hogy ezen kívül még rengeteg más funkciót is teljesíteni tud. Ha a folyamatos reprocesszálás nehézségét le tudják küzdeni, akkor hamar elterjedhet ez a reaktorípus. Nem véletlen, hogy az atomenergiával kapcsolatos fejlesztésekkel foglalkozó IV. Generációs nemzetközi fórum beválasztotta a támogatott 6 kutatási terület közé. Források [1] A. Nuttin, D. Heuer, A. Billebaud, R. Brissot, C. Le Brun, E. Liatard, J.-M. Loiseaux, L. Mathieu, O. Meplan, E. Merle-Lucotte, H. Nifenecker, F. Perdu, S. David (2004), Potential of thorium molten salt reactors: detailed calculations and concept evolution with a view of a large scale energy production, Elsevier Ltd. Progress in Nuclear Energy Vol.46, No.1, pp , Science Directen elérhetőség: /science/article/pii/s [2] C. Le Brun (2007) Molten salts and nuclear energy production, Elsevier Ltd. Journal of Nuclear Materials 360, pp. 1-5, Science Directen elérhetőség: [3] Kópházi József (2010), Sóolvadékos reaktorok dinamikai tulajdonságainak vizsgálata Ph.D. értekezés, BME Nukleáris Technika Intézet, online elérhetőség: [4] Bernard Haas (2004), Nuclear data for new fuel cycles, Brazilian Journal of Physics, vol. 34, no.3a, online elérhetőség: 6