Az atomerőművek a bomlási (hasadási) magreakció fisszió energiájával fűtött hőerőművek.

A hagyományos hőerőművek kazánjában lezajló égés helyett, a reaktorban lezajló folyamatok termelik az energiát, amellyel a vizet gőzzé alakítják, s a gőz (hasonlóan mint a hőerőművekben) a turbógenerátorokat meghajtva villamos energiát termel.

A ma működő atomerőművek többségében a 235-ös uránizotóp hasadásának energiáját hasznosítják (3.2.2. fejezet).

(Érdekességként megemlítjük, hogy a tiszta uránfém nehezen alkalmazható atomenergia előállítására, mert 750-800 ° C körül megduzzad, deformálódik, összetöredezik. A világ első kísérleti atomreaktorának —Chicagó 1942— még 6,2 t fémurán volt a fűtőanyaga.)

Ma az erőművek fűtőanyaga urán-dioxid, vagy urán-karbid pasztillák formájában kerül a reaktorba. Egy-egy ilyen pasztilla mintegy ceruzaelem méretű, melyből több millió szükséges egy átlagos erőművi reaktor működtetéséhez.

A pasztillákat speciális cirkónium-ón-krómnikkel-vas ötvözetekből készült csövekbe töltik, melyeket nyalábokba összefogva helyeznek el a reaktorban.

A maghasadási láncreakció szabályozásához szükség van neutronelnyelő anyagra. Ez általában a kadmium és a bór. Ezekből szabályzó rudak készülnek, melyek benyúlnak a fűtőelem-kötegek közé. A szabályozó rudak fel-le történő mozgatásával a reakció szabályozható. Ha a szabályozó rudakat teljesen leeresztjük a fűtőelemek közé, a folyamat leáll.

Mivel az urán hasadási reakcióiban egy neutron általában két vagy három neutront vált ki, a szabályozó rudak beállításával kell elérni, hogy a neutron által kiváltott hasadás statisztikai értelemben mindig csak egy újabb bomlást kiváltó neutront eredményezzen, azaz a folyamat a kívánt szinten állandósuljon.

Ez részletezve a következőt jelenti:

• A hasadási gyors neutron mielőtt lelassulna az üzemanyagban befogódhat és gyorshasítást eredményezhet, ami a neutronok számát növeli.
• Az üzemanyag a gyors neutront befoghatja anélkül, hogy az hasítást okozna. Ez a befogás a neutronok számát csökkenti.
• A lelassított neutronok egy részét a moderátor, a hűtőközeg, a szerkezeti anyagok és a hasadási termékek befogják.

Ezzel —akaratunktól függetlenül— csökken a termikus neutronok száma.
• A termikus neutronok egy részét a szabályzó rudak fogják be és ezzel —a szabályozás érdekében— szükség szerint csökken a neutronok száma.
• A termikus neutronok egy részét a hasadó anyag anélkül fogja be, hogy azok hasadást okoznának. Ez szintén csökkenti a neutronok számát.
• A hasadó anyag befogja a termikus neutronokat és azok maghasadást eredményeznek. Ez hatásosan növeli a neutronok számát.
• A neutronok egy része még gyors állapotban elhagyja az aktív zónát.
• A termikus neutronok egy része szintén kilép az aktív zónából.

A láncreakció kiváltására és fenntartására csak a kis energiájú ún. termikus neutronok alkalmasak, viszont a folyamat, a hasadások nagy energiájú gyors neutronokat szolgáltatnak, tehát a gyors neutronokat termikus sebességre kell lefékezni. Ezt valósítja meg a moderátor közeg (lassító közeg).

Moderátornak olyan anyag alkalmas, amelyiknek kis tömegű az atommagja, ugyanis ha a gyors neutron kis tömegű atommagba ütközik, energiájának egy részét leadja, s sorozatos ütközések (energia-leadások) révén termikus neutronná válik.

Leggyakoribb moderátorközegek: a közönséges víz, a nehézvíz és a grafit.

A víznek hátránya, hogy hidrogénje sok neutront befog és deutériummá alakul. Nehéz vizet —gazdasági okokból— viszonylag ritkán használnak, a grafit hátránya pedig az, hogy atommagja lényegesen nagyobb a vizénél, tehát lassító hatása is rosszabb.

Az atomerőműveknek sok típusa ismeretes, így csak a legfontosabbak közül mutatunk be néhányat.

5.1. Csatorna típusú reaktor

A világ első atomerőművének (Obnyinszk, 1954) reaktora vízhűtésű, csatorna típusú reaktor volt, elektromos teljesítménye pedig 5 MW. (Szinte "játéknak" tűnik a mai reaktorok akár 1000 MW teljesítménye mellett.)

A 13. ábrán látható csatorna típusú reaktorban a grafitmoderátorokon keresztül csatornák futnak, melyekben a nagynyomású hűtővíz kering.

A vízvezeték csövek és a grafit mag közötti rész erősen dúsított uránnal van föltöltve.

5.2. Nyomottvizes reaktor

A nyomottvizes reaktorban a víz moderátor és hűtőközeg egyaránt. Az egész reaktort vízzel föltöltik és a nagynyomású víz szabadon kering a fűtőelemek között (14. ábra).

5.3. Forralóvizes reaktor

A forralóvizes reaktorban a víz közvetlenül a tartályban forr, a keletkezett gőz egyenesen a turbinákra áramlik, majd a kondenzátorból kikerülő vizet a tápszivattyú visszajuttatja a reaktorba (15. ábra)

5.4. Golyós reaktor

A golyós reaktorok fűtőelemei 10 mm falvastagságú, 60 mm átmérőjű grafitgolyók, amelyek 0,5 mm átmérőjű apró urán-karbid golyócskákkal vannak megtöltve, tehát egy ilyen nagy golyó a fűtőelemet és a moderátorközeget egyaránt tartalmazza. Üzemelés közben a reaktorban több tízezer ilyen golyó van.

A hűtőközeg hélium, melynek előnyös tulajdonsága, hogy nem válik radioaktívvá.

A golyós raktorban a golyók egy lassú körfolyamatban vesznek részt, a tartály alján elhagyják a reaktort, s automatikusan egy osztályozóba kerülnek, ahonnét a még üzemképes golyók visszakerülnek a reaktorba, s így a más típusoknál hosszú állásidőt jelentő üzemanyagcserék elmaradnak.

A golyós reaktornak további előnye, hogy a hagyományos típusuaknál magasabb (800-900 ° C) hőmérséklet állítható elő bennük, valamint az, hogy miután egy-egy golyó három-hat alkalommal megy végig a reaktoron, ez a többi típusnál jobb kiégési szintet tesz lehetővé.

5.5. Egy- és kétkörös atomerőművek

Az atomerőműveket csoportosíthatjuk aszerint, hogy az energiaátadás hány hőcserélőn keresztül történik.

Egykörösek (16. ábra) általában a forraló típusúak, kétkörösek (17. ábra) a csatornatípusú és a forralóvizes reaktorok.

5.6. Szaporító reaktorok

Az atomreaktorok második generációjába az ún. szaporító reaktorok tartoznak. (Az első generációs reaktorok dúsított urán 235-tel, vagy plutónium 239-cel működnek.)

A szaporító reaktorok működése azon alapszik, hogy nem a természetes uránba csak igen kis százalékban (0,7 %) előforduló 235-ös uránizotópot használják, hanem a (3.2.2.1. fejezet) mesterségesen előállított hasadó izotópokat.

A cél az, hogy a szaporító reaktorokban több plutónium képződjék mint amennyi az elhasználódott urán. Ezért lehetőleg minél több neutront kell bevinni az urán 238-ba anélkül, hogy ez a láncreakció lefolyását lényegesen megzavarná. Mivel az uránizotóp a gyors neutronokat rendkívül könnyen elnyeli a moderátorra sincs szükség.

A szaporító reaktorok így több hasadóanyagot hoznak létre, mint amennyit felhasználnak. Azt az időtartamot mely alatt a reaktor a kezdeti fűtőanyag-mennyiséget megduplázza kétszerezési időnek nevezzük.

Moderátorközeg hiányában a neutronok könnyen "megszökhetnének", ezt azzal akadályozzák meg, hogy az urán 238-as izotópot ún. tenyészköpenyként (szaporító zóna) a reaktor magja köré építik.

Mivel a tenyészköpeny neutronelnyelése igen aktív, a láncreakció a beindítás után hamar leállna, ezért a fűtőanyagot az egyébként szokásosnál erősebben kell dúsítani. Így a fűtőelemek kiégési szintje elérheti a forralóvizes reaktor kiégési szintjének háromszorosát, ami nagy energia-, illetve teljesítménysűrűséget jelent, ezért hűtőközegként igen jó hővezetőképességű közeget, folyékony nátriumot használnak.

A nátrium könnyen radioaktívvá válik, ezért a reaktort hűtő nátrium energiáját egy másik nátrium kör kapja meg hőcserélőn keresztül, s csak ennek energiája kerül egy újabb hőcserélő körön keresztül a tercier körbe, ahol hőfejlesztésre használják.

A szaporító reaktorok ún. háromkörös erőművek.

Kötelező irodalom
 

1	Lásd IV/1.
	Atomerőművek fő berendezései 340-352. o.

 
Ajánlott irodalom
 

1

HAFELE WOLF:

Az atomenergia távlatai  Tudomány  1990/11 90-104. o.

 
Ellenőrző kérdések

• Definiálja az atomerőművet mint technikai rendszert!
• Mi a különbség a moderátor közeg és a szabályozó rudak szerepe között?
• Ismertesse a csatorna típusú reaktor működését!
• Mi a különbség a nyomottvizes reaktor és a forralóvizes reaktor között ?
• Mi a különbség az egykörös és a kétkörös atomerőmű között?
• Melyek a golyósreaktorok előnyei?
• Mi a szaporító reaktorok lényege?
• Miért háromkörösek a szaporító reaktorok?
• Milyen típusú volt a csernobili katasztrófa reaktora?
• Milyen típusúak a Paksi Atomerőmű reaktorai?

Az 5.7 és az 5.8 fejezet a reaktortípusok összefoglaló áttekintését adja. Gázhűtésű reaktorok esetén három generációról beszélhetünk:

GGR (Gas cooled, Graphite moderated Reactor) reaktorok. A gázhűtésű reaktorok első generációját Anglia és Franciaország külön-külön fejlesztette ki, kezdetben főleg Pu-termelésre, majd a villamosenergia-termelő atomerőművek számára. A kifejlesztés koncepciója az olcsó reaktoranyagok alkalmazása volt.

Üzemanyagként természetes uránt választottak, mivel a dúsításra nem voltak felkészülve, ill. a dúsítást költségesnek ítélték. Megfelelő reaktivitás eléréséhez az üzemanyagot fémurán formában építették be. A fémurán térfogatnövekedésével járó átkristályosodásának elkerülése érdekében az üzemanyagban megengedhető maximális hőmérsékletet alatt kellett tartani.

Moderátorként az olcsó anyagok közül a grafit jöhetett számításba, amely homogén keverékként a természetes uránnal ugyan nem teszi lehetővé a kritikusság elérését, de nagymértékű heterogenitás mellett a kritikus rendszer (K_eff>1) létrehozható.

Természetes urán és grafit mellett a viszonylag olcsón alkalmazható könnyű víz hűtőközegként nem megfelelő, ezért kis neutronbefogással rendelkező gázt kellett választani. A választás a széndioxidra esett, amelynek sem kirívóan kedvező, sem kizáró reaktorfizikai és hőtechnikai jellemzői nincsenek. Az üzemanyag burkolásához szintén kis neutronbefogású fémre volt szükség. Megfelelt az Al és Mg ötvözete az ún. Magnox, amiről a reaktortípus a Magnox-elnevezést kapta. A magnox-burkolatban megengedhető maximális hőmérséklet .

A feszített reaktorfizikai jellemzők következtében csak viszonylag alacsony üzemanyag kiégetési szintet (q₀=3...5000 MWnap/t) tudtak elérni.

A választott reaktoranyagok megszabták a reaktor felépítését és az atomerőmű hőtechnikai jellemzőit is.

A szükséges heterogenitás biztosítása érdekében az üzemanyagrúd átmérőjét viszonylag nagyra, min. 25...30 mm-re választották. A gázhűtés rossz hőátadási tényezője miatt az üzemanyagrúd burkolatának felületét bordázattal jelentősen, kb. egy nagyságrenddel növelték. A bordázott nagyátmérőjű üzemanyagelem és a nagy keresztmetszetű hűtőcsatorna elhelyezése a grafitban jelentősen megnövelte egy-egy cella keresztmetszetét, továbbá, az aktív zóna térfogatát. Az aktív zóna térfogategységére vetített hősűrűség tehát viszonylag alacsony volt.

A hűtés javítása érdekében igyekeztek a gáz nyomását növelni. Az első egységeknél a gáznyomás ~ 7 bar volt, ezt a későbbi reaktoroknál ~ 40 barig emelték. A hűtőközeg hőmérsékletét az üzemanyag és burkolat erősen korlátozta, a belépő hőmérséklet
T_be = 150...200 ° C, a maximális kilépő hőmérséklet pedig mintegy T_ki= 400 ° C lehetett. Az alacsony hőmérsékletű hűtőközeghez csak mérsékelt kezdőjellemzőjű gőzkörfolyamatot tudtak csatlakoztatni. A jelentős gázlehűtés (D T_H=T_ki-T_be) kétnyomású gőzkörfolyamat kialakítását indokolta, amelyben a nagy- és kisnyomáson termelt gőzt külön-külön vezették a gőzturbinába. A mérsékelt kezdőjellemzők miatt az ilyen típusú atomerőművek hatásfoka alacsony h @ 0,3).

Az akív zóna térfogatának és a hűtőközeg nyomásának növelését a reaktortartály szilárdsági igénybevétele korlátozta. Az első reaktorokat hengeres acéltartályba helyezték, amelyeknél az acéllemez hegeszthető vastagsága szabott határt az átmérő és nyomásszorzat növelésének. Később henger és gömb alakú előfeszített vasbeton tartályokat fejlesztettek ki, ezek tették lehetővé a nagy, maximálisan mintegy 600 MW villamos teljesítményű reaktorok létesítését. Az első egységeknél a hűtőgázt vezették ki a reaktorból a kisebb-nagyobb gázfűtésű gőzfejlesztőkbe. Később az előfeszített vasbetontartályok esetén olyan integrált felépítést alakítottak ki, amelynél a hengeres aktív zónán kívül a gázfűtésű gőzfejlesztőt is a vasbeton tartályon belül helyezték el.

AGR-(Advanced Gas cooled Reactor) reaktorok. A GGR reaktorok továbbfejlesztésének az volt a célja, hogy a gáz be- és kilépő hőmérsékletét olyan mértékben növeljék, hogy a gázhűtésű reaktorhoz korszerű, nagynyomású és újrahevítéses gőzerőművet lehessen csatlakoztatni. A második generációban a kilép gázhőmérsékletet mintegy 650 ° C-ra növelték, ami

• üzemanyagként uránoxid (UO₂) formában dúsított urán,
• burkolatként pedig cirkonium, ill. rozsdamentes acél alkalmazását tette szükségessé. A moderátor és hűtőközeg anyaga nem változott. Nagyobb hőmérsékletek és hőmérséklet-különbségek mellett az üzemanyagelemek bordázata feleslegessé, az üzemanyagelemek felépítése egyszerűbbé vált.

HTGR (High-Temperature, Gas cooled Reactor)- reaktorok. A gázhűtésű reaktorok harmadik generációjának —még jelenleg is tartó— fejlesztése során olyan magas hőmérsékletű reaktorokat kívánnak megvalósítani, amelyek hűtőközege

• egyrészt közvetlenül gázturbinába vezethető, azaz egyszerűbb felépítésű egykörös atomerőmű megvalósítását teszi lehetővé, amelynél a reaktor hűtőközege egyben a gázturbina munkaközege is,
• másrészt felhasználható technológiai folyamatok, pl. szénelgázosítás magas hőmérsékletű hőigényének fedezésére.

A tervezett magas hőmérsékleten a széndioxid már nem alkalmas hűtőközeg, mivel a grafittal reakcióba lép. Helyette héliumot választottak.

A nagyhőmérsékletű gázhűtésű reaktorok fejlesztését az is motiválja, hogy a gázhűtésű reaktorok újra visszaszerezzék gazdasági versenyképességüket, amit az első két generáció a vízhűtésű reaktorokkal szemben gyakorlatilag elveszített.

5.8. Vízhűtésű reaktorok

A vízhűtésű reaktorokat elsősorban a Szovjetunió és az Egyesült Államok párhuzamosan fejlesztette ki. Rajtuk kívül más országokban is jelentős fejlesztő tevékenység folyt ez irányban. A vízhűtésű reaktoroknak több alcsoportja alakult ki:

Általában a könnyűvizes (LWR Light Water Reactor típusú) reaktorokat alkalmaznak, de néhány országban (pl. Kanada) nehézvizes (HWR Heavy Water Reactor típusú) reaktorokat is építenek. A könnyűvíz (H₂O) neutronbefogási hatáskeresztmetszete nagy, ezért a könnyűvizes reaktorok üzemanyaga dúsított urán. A nehézvíz (D₂O) neutronbefogása viszont kicsi, a nehézvizes reaktorok tehát természetes uránnal is üzemeltethetők.

A könnyű, ill. nehézvíz a hűtőközeg és a moderátor szerepét egyaránt betöltheti. Általában a vízzel hűtött és moderált reaktorok terjedtek el, de létesítettek néhány olyan vízhűtésű reaktort is, amelyeknél a moderátor grafit.

Vízhűtés esetén a hűtőközeg nyomása szükségszerűen elég nagy. A nyomás tartására méretezhető az aktív zónát magába foglaló reaktortartály (tartály típusú reaktorok) vagy külön-külön az egyes hűtőcsatornák (csöves reaktorok).

A hűtőközeg fázisát tekintve a vízhűtésű reaktorok nyomottvizes és elgőzölögtető rendszerűek lehetnek.

PWR (Pressurized Water Reactor) reaktorok: Nyomottvizes reaktorokban a felmelegítés során a hűtőközeg mindvégig folyadékfázisban marad. Ebben az esetben a víz moderációs jellemzői gyakorlatilag nem változnak, mivel a víz sűrűsége közel állandónak tekinthető.

A nyomottvizes reaktorok aktív zónájának felépítése egyszerű és kompakt. Dúsított urán alkalmazása következtében az üzemanyagot urán-oxid formájában lehet beépíteni. Az üzemanyagrudak átmérője kisebb (6...9 mm), mint a gázhűtésű reaktoroké. Az üzemanyagrudak közötti viszonylag kis térben áramlik a hűtőközeg, ami egyúttal moderátor is. A kompakt felépítés az aktív zónában nagy fajlagos térfogati hőteljesítményt eredményez. Azonos hőteljesítmény mellett tehát az aktív zóna térfogata jóval kisebb, mint gázhűtésű reaktoroknál, ill. elérhetővé vált igen nagy, 1000 MW és ennél nagyobb villamos teljesítményű reaktorok építése is. Az üzemanyagrúd nagy felületi hőteljesítményének elvonását a nyomott víz jó hőátadási tényezője lehetővé teszi.

Nyomottvizes reaktorokban a hűtővíz hőmérséklete átlagosan D T_H=30...50° C-szal emelkedik, kilépő hőmérséklete
T_kI=300...320 ° C-ot ér el. Az elgőzölgés biztonságos megakadályozása érdekében a hűtőközeg nyomása p_r=120...160 bar. Erre a nagy nyomásra kell méretezni az aktív zónát magába foglaló acéltartályt, ami —viszonylag kis tartályátmérő mellett is— igen jelentős szilárdsági igénybevételt jelent. A reaktortartályt szénacélból készítik, de a hűtővízzel érintkező belső felületét rozsdamentes acéllal platirozzák. A korrózió elkerülése érdekében rozsdamentes acélból készült a reaktor és a hozzá csatlakozó primer körnek minden olyan eleme, amelyben a reaktor hűtőközege kering.

A reaktorból kilépő forróvízből a gőzfejlesztőben csak p₁= 40...70 bar nyomású telített gőzt lehet termelni, amit telitettgőz- körfolyamatú atomerőműben hasznosíthatunk. A mérsékelt paraméterű atomerőmű hatásfoka h = 0,3.

BWR (Boiling Water Reactor) reaktorok. Elgőzölögtető reaktorok felépítése sok tekintetben azonos a nyomottvizes reaktorokéval. Lényeges különbség, hogy a hűtővíz bizonyos mértékű elgőzölgését a reaktorcsatornákban megengedjük, a reaktorból gőz-víz keverék lép ki. Elgőzölögtetés során változnak a víz moderációs jellemzői, s ez korlátozza az elgőzölögtetés megengedett mértékét.

Az elgőzölgés lehetővé tétele érdekében a hűtőközeg nyomása az elgőzölgés hőmérsékletéhez tartozó telítési nyomás, szokásos értéke 60...70 bar. Elgőzölögtető reaktoroknál a reaktortartályt, ill. a hűtőcsatornát erre a nyomásra kell méretezni, ami lényegesen kisebb, mint a nyomottvizes reaktoroknál szükséges nyomás. Az elgőzölögtető reaktorokban viszont —elsősorban a nagyobb keresztmetszetű hűtőcsatornák következtében— a fajlagos térfogati hőteljsítmény kisebb, a honos hőteljesítménynél pedig az aktív zóna térfogata nagyobb, mint a nyomottvizes reaktoroknál. A kisebb nyomás és valamivel nagyobb átmérőjű aktív zóna végeredményben csökkenti az acéltartály falvastagságát a nyomottvizes reaktorokhoz képest.

A reaktorból kilépő gőz-víz keveréket szeparátorban szétválasztják. A száraz telített gőz közvetlenül a telitettgőz turbinába jut, tehát az atomerőmű lényegében egykörös. A szeparátorban leválasztott víz és az erőműben expandált gőz kondenzátuma együtt kerül vissza a reaktorba.

A csöves rendszerű elgőzölögtető reaktor továbbfejlesztéseként létesítettek olyan reaktort is, amelynél a szeparátorban leválasztott száraz telített gőzt a reaktor bizonyos hűtőcsatornáiba visszavezetik és azokban túlhevítik. A nukleáris túlhevítés természetesen bonyolítja a reaktor felépítését, a túlhevített gőzzel hűtött csatornákban kisebb fajlagos hőteljesítmények engedhetők meg, de az erőművi körfolyamat szempontjából kedvező, mert túlhevített frissgőz esetén nincs szükség a gőz expanzió közbeni szárítására vagy újrahevítésére.

A gáz- és vízhűtésű termikus reaktorok legfontosabb üzemanyag-gazdálkodási és hőtechnikai adatait a táblázatban hasonlítjuk össze. A reaktorba helyezett üzemanyag elérhető kiégetési szintje szoros korrelációban van az urán dúsításával, dúsítással nő a kiégetési szint. A reaktor hőtechnikai jellemzésére a hatásfok (h ) és az aktív zóna fajlagos térfogati hőteljesítménye együtt alkalmas. A hatásfok —a dúsítással és a kiégetési szinttel együtt— a reaktor üzemanyagköltségét befolyásolja, a fajlagos térfogati hőteljesítmény pedig a reaktor méreteivel, végeredményben a reaktor beruházási költségeivel van összefüggésben. Mivel atomerőművek költségeiben a beruházási költségek nagyobb részarányt képviselnek, a reaktor korszerűségének megítélésében is nagyobb súllyal szerepel a fajlagos térfogati hőteljesítmény, mint a hatásfok. Ez az elvi értékelés érthetővé teszi, hogy széles körben miért a vízhűtésű atomerőműveket építik, s hogy a rosszabb hatásfokú vízhűtésű atomerőművek miért tudták kiszorítani a nagyobb hatásfokot biztosító gázhűtésű reaktorokat.
 

5.9. A VVER-440 reaktor

A szovjet tervezésű magyarországi (Paks) atomreaktor VVER-440 (Voda-Voda Energeticseszkij Reaktor) típusú, könnyűvízzel hűtött és moderált, tartálytípusú nyomottvizes reaktor.

Hőteljesítménye 1375 MW, ez 2x220=440 MW villamos teljesítményű gőzturbina üzemeltetését teszi lehetővé.

A reaktor legfontosabb eleme a reaktortartály. Ezen belül vannak a belső szerkezeti elemek, az aktív zóna és ennek csonkjain keresztül áramlik a hűtőközeg. A reaktortartályt a hűtőközeg 125 bár nyomására méretezték úgy, hogy a szilárdsági és a radioaktív sugárzásból eredő igénybevételt 30 éves élettartamig biztonságosan elviselje.

A reaktortartályon belül peremmel van felfüggesztve az akna, mely hordja a szerkezeti elemeket az aktív zónát és elválasztja a hideg és meleg vízáramot. Anyaga rozsdamentes acél, átlagos falvastagsága 36 mm.

Az akna alsó pereméhez csatlakozik a fékező csőblokk. Feladata a szabályozó és biztonsági rudak esésének fékezése, továbbá a hűtővíz áramlásának irányítása az aktív zónába lépés előtt.

Az aktív zónát az ún. kosár hordozza, s biztosítja az üzemanyag- -kötegek pontos elhelyezkedését.

Az aktív zóna átmérője 2880 mm, magassága 2500 mm. A zónában 312 üzemanyagköteg és 37 olyan köteg van, amely felül szabályozó, illetve biztonsági rudakat, alul üzemanyagrudakat tartalmaz.

A reaktortartályt a reaktorfedél zárja le, melynek feladata a tartály bezárásán kívül a szabályzórúd hajtások tartása is.

A reaktorból hat hűtőkör szállítja a hőt a gőzfejlesztőhöz (primer kör), a vezetékek átmérője 500 mm.

A gőzfejlesztő vízszintes elrendezésű 3,2 m átmérőjű, 12,3 m hosszú tartály. A hőátadó felület 2510 m². Egy-egy hűtőkör gőzfejlesztője 452 t/h gőzt termel, a telített gőz nyomása 47 bar. Három gőzfejlesztő lát el gőzzel egy 220 MW villamos teljesítményű telített gőzturbinát.

A reaktor és a primer rendszer kialakításának alapvető követelménye a biztonság és a környezetvédelem

Normális üzem esetén az atomerőmű személyzetét és környezetét védi az, hogy a reaktort és a primerkör radioaktív berendezéseit megfelelő védelmet biztosító vasbeton termekben (ún. bokszokban) helyezték el. Ezekben a személyzet csak esetenként és meghatározott ideig tartózkodhat.

Legnagyobb üzemzavari esetként a reaktortervezés a primerköri csővezeték törésével számol. A reaktor és primer rendszer kialakítása ebben az esetben is meggátolja mind a reaktor aktív zónájának megolvadását, mind az eltört vezetéken kiszabaduló radioaktív anyag környezetbe jutását.

Befejezésül a VVER- 440 reaktor aktív zónájának reaktorfizikai és hőtechnikai jellemzőit a 18. ábra mutatja
 

5.10. Balesetveszély és gazdaságosság

A hatvanas évek második fele óta az atomerőművek üzemeltetése már nem drágább a fosszilis energiahordozókkal működő erőművekénél, sőt teljesítményük annyira megnövekedett, hogy a teljesítményegységre vonatkoztatott beruházási költségeiket is sikerült a széntüzelésű erőműveké alá szorítani.

Az atomerőmű pedig sohasem válhat atombombává, mint azzal a "zöldek" egy-egy szélsőséges csoportja ijesztgeti a laikusokat, hiszen ha egy reaktorból "kivennénk" a szabályozó rudakat a teljesítménye természetesen megnőne, de a robbanás megrepesztené a reaktor falát, s az elszökő víz, az elfolyó moderátorközeg miatt a láncreakció önmagától leállna.

Ilyen persze még elméletben sem fordulhat elő, a szabályzórudakat mozgató szerkezet, üzemzavar esetén kikapcsol, a rudak a fűtőelemek közé esnek, s a láncreakció leáll.

Az atomerőmű sohasem válhat atombombává, de nagyon veszélyes üzem. "A technika veszélyes, a veszély a lényegéből fakad" mondta Neumann János, s ebben feltétlenül igaza volt.

Természetesen voltak atomerőművekben is balesetek, gondoljunk csak a nagybritanniai erőmű 1959-es grafittüzére, vagy a Pennsilvániai Harrisburg erőművének 1979-es csőrobbanására.

A legsúlyosabb erőművi baleset a Csernobili atomerőmű 4. sz. blokkjában 1986 április 26-án bekövetkezett gázrobbanás volt.

A csernobili reaktorok grafit moderátoros, csatornatípusú forralóvizes berendezések, tehát egykörösek. Egy-egy reaktor 100 MW villamos teljesítményt szolgáltat.

A csernobili katasztrófa okait elemezni, meghaladná e jegyzet kompetenciáját, de feltételezhető, hogy szabálytalanságok, emberi mulasztások egész sora vezetett egy rosszul megtervezett kísérlet végrehajtása során a katasztrófához.

Az atomenergiát leírni az emberiség energiaellátásból egyenlőre —akárcsak Magyarországot vesszük— naivitás.

Az atomenergia-ipar baleseti statisztikája más iparágakkal összehasonlítva nagyon jó, a mai sokszoros biztonsági rendszerek szinte kizárttá teszik a jelentősebb baleseteket.

A környezet sugárterhelése által okozott "sugárveszély" eltörpül a környezet természetes sugárterhelése mellett, más területeken pedig rendszerint kisebb szennyezést jelent mint a fosszilis energiahordozókat használó erőművek.

Az azonban kétségtelen, hogy a nukleáris energia hulladékot termel, s ennek elhelyezése sokszor hatalmas gondot jelent, óriási szakmai-
-politikai vitákat vált ki (nálunk Magyarországon is).

5.11. Atombomba, hidrogénbomba, neutronbomba

A Japánra ledobott egyik atombomba anyaga urán-235, a másiké plutónium volt. Mindkét esetben kb. 20 kg a kritikus tömeg, ami azt jelenti, hogy futball-labda méretű urán- vagy plutóniumtömb már nem tartható egyben, hanem ha pl. két félgömbből egyesítjük, akkor az érintkezés pillanatában meginduló láncreakció energia-felszabadulása szétdobja a golyót. A bomba megfelelő szerkezeti kivitelével éppen azt érték el, hogy a robbanótöltettel egymásnak lőtt, kritikus méretnél kisebb urán-, illetve plutóniumtömbök annyi ideig együtt maradjanak, ami alatt a hasadóanyag túlnyomó része széthasad és ezzel biztosítja a megfelelő energia-felszabadulást. Az eredmény: 20 millió fok hőmérséklet, 20 ezer tonna trinitro-toluolnak megfelelő rombolás, erős gamma- és neutron-sugárzás, valamint nagy mennyiségű radioaktív hasadvány, ami nemcsak a robbanás környékét szennyezi hosszú időre, hanem a sztratoszférába kerülve a Föld minden részére is eljut.

Bármennyire is pusztító az atombomba —pontosabban: a hasadási atombomba— hatása, megalkotása után szinte azonnal megindult a kutatás még pusztítóbb fegyverek után. A hasadási bombánál a rombolóerő nem növelhető korlátlanul, éppen a kritikus tömeg miatt. A kritikus tömegnél lényegesen nagyobb tömeget nem lehet egy bombába beépíteni, mivel az egyes hasadóanyagrészek tömegének a kritikus alatt kell lenni. A korlátlanul növelhető romboló erejű bomba, a hidrogénbomba megalkotásának kétes értékű dicsősége elsősorban a magyar származású Teller Ede nevéhez fűződik.

A hidrogénbomba vagy más néven fúziós bomba Napunk energiatermelő folyamatával azonos elven működik. Az atommagba zárt energia a nehéz magok széthasításával és könnyű magok egyesítésével egyaránt hozzáférhető. A maghasadás megfelelő körülmények között, a hasadásnál keletkező neutronok közvetítésével —mint láttuk— láncreakciószerűen megy végbe. A magegyesülésnél (fúziónál) a helyzet már nehezebb. Számítások és kísérletek egyaránt kimutatták, hogy a hidrogén atommagjainak egyesülése igen nagy, a maghasadásnál is nagyobb energia-felszabadulással jár. A nehézség csak az, hogy a hidrogént legalább 20-30 millió fok hőmérsékletre kell hevíteni ahhoz, hogy a fúzió bekövetkezzék. A fúzió békés célra való felhasználásával évtizedek óta kísérleteznek. Annak ellenére, hogy a kísérletek eredményei biztatóak, nem várhatjuk, hogy évezredünkben az emberiség energiagondjainak megoldásában a fúziós erőmű szerepet kapjon.

Míg a fúziós erőmű a távolabbi jövő ígérete, a fúziós bombát megvalósították. A gyújtási hőmérsékletet ugyanis könnyen elérhetjük egy közönséges atombomba felrobbantásával. Az alapelv egyszerű, a technikai megoldás itt sem ment könnyen. Az USA első hidrogénrobbantása tulajdonképpen még nem jelentette az első bomba megalkotását. A cseppfolyós hidrogén és a hozzá tartozó hűtőberendezés ugyanis ház nagyságú szerkezet volt.

A technikai kivitel megértéséhez tudnunk kell azt, hogy a természetben gyakori, közönséges hidrogénizotóp atommagjai között nem jön létre fúzió az említett hőmérsékleten.

A deutérium már kedvezőbb fúziós anyag, de még ennek a begyújtásához is 100 millió fok szükséges. Az említett, 20 millió fok körüli hőmérséklet a deutérium és trícium keverékére vonatkozik. Ez volt az első amerikai robbanószerkezet anyaga is. Ismeretes, hogy az első szállítható, tehát valóban fegyverként is használható hidrogén robbanószerkezetet a Szovjetunió alkotta meg. Ebben már nem deutérium-trícium keverék található, a trícium rendkívül drága, és radioaktivitása miatt igen nehezen kezelhető anyag, hanem lítium és deutérium vegyülete: litium-deuterid. Ennél a megoldásnál a fúziót begyújtó atombomba neutronsugárzása a lítiumot tríciummá alakítja, és második lépésként jön létre a magfúzió. Ez az ötlet valószínűleg Szaharov szovjet fizikusnak, illetve később —tőle függetlenül— Tellernek jutott eszébe.

A bomba begyújtása sem egyszerű feladat. Ha egy atombombát fúziós köpennyel vennénk körül, akkor a robbanás szétdobná a köpenyt, mielőtt a fúzió megindulna. Nehéz anyagból, pl. ólomból készült ellipszoid tükörrel kell a robbanás lökéshullámát a lítium--deuteridre fókuszálni, hogy a fúzió létrejöjjön.

A fúziós töltet mérete tetszőlegesen nagy lehet, így a H-bomba robbanóereje nem ezer, hanem millió tonna robbanóanyaggal egyenértékű. A H-bomba romló hatásával nem nő arányosan a radioaktív szennyezőképessége, mert a fúzió nem termel radioaktív végtermékeket: a hidrogénizotópok egyesülése nem radioaktív héliumot eredményez. A pusztító eszközök kitalálásában fáradhatatlan elméknek új ötletei születtek a hidrogénbomba e "hiányosságának" kiküszöbölésére. A bombát körülvevő, hasadási bombának nem alkalmas urán-238-anyagból készült köpeny a fúzió során keletkező neutronok hatására nagy mennyiségű radioaktív hasadványt termel. (Az urán-238-ban nem megy végbe láncreakció, tehát robbanófejnek nem alkalmas, de a neutronok hasítják, és így a bomba radioaktivitását növeli.) Az ilyen bombát fissziós-fúziós--fissziós vagy háromlépcsős bombának is hívják. Hasonló eredményt ér el a kobaltköpeny: a neutronok hatására óriási aktivitású kobalt--60-izotóp keletkezik (kobaltbomba).

A neutronbomba elve abból indul ki, ha egy bomba robbanóerejét csökkentjük, akkor a rombolási körzet sugara rohamosabban csökken, mint a sugárhatásé. Ebből az összefüggésből már következik, hogy egy viszonylag kis hatóerejű nukleáris fegyvernél lesz egy olyan körzet, ahol a sugárhatás halálos, a romboló hatás azonban viszonylag kicsi, így az épületek csak kevéssé rongálódnak meg, a harcjárművek használható állapotban maradnak. Ha még azt is sikerül elérni, hogy a rendkívüli áthatolóképességű és veszélyes neutronsugárzás termelésére nagyobb hányad jusson a bomba energiájából, akkor a sugárhatás még jobban fokozódik. Ezért a szakirodalom a neutronbombát inkább "fokozott sugárhatású fegyver" néven emlegeti.

A kis robbanóerejű fegyver könnyen megvalósítható transzurán robbanóanyaggal. Az uránium 20 kg körüli kritikus tömegével szemben a kalifornium kritikus tömege csak néhány gramm. Ez azt jelenti, hogy két, néhány milliméteres fémdarabka egyesítésével létrehozható a robbanás, aminek hatóereje csak néhány tonna robbanóanyagnak felel meg.

Kötelező irodalom
 

1	KAPICA L. P.:	Kísérlet, elmélet, gyakorlat  Gondolat K.  Budapest  1982.
	A plazma és a szabályozott termonukleáris reakciók  138-162. o.

 
Ajánlott irodalom
 

1	Lásd IX.1.
	Energia és fizika 121-136. o.

 
Ellenőrző kérdések

• Melyek a GGR-reaktorok legfőbb jellemzői?
• Mennyiben jelentenek fejlődést az AGR-reaktorok a GGR reaktorokkal szemben?
• Mi a HTGR-fejlesztés lényege?
• Mi a különbség PWR- és BWR-rekatorok között?
• Melyek a Paksi Hőerőmű reaktorainak legfőbb jellemzői?
• Mi a különbség az atombomba és a hidrogénbomba között?
• Miért nem robbanhat fel az atomreaktor még elvileg sem atombombaként?
• Melyek a fúziós erőmű megvalósításának a technika mai fejlettségi szintjén még megoldhatatlan problémái?