ÁTTEKINTÉS A KÜLÖNBÖZŐ ATOMERŐMŰ-TÍPUSOKRÓL

Rósa Géza
Paksi Atomerőmű Rt.

A maghasadáson alapuló nukleáris láncreakció lehetőségét Szilárd Leó ismerte fel (1933). A maghasadás fölfedezése után az ő gondolata volt a geometriailag elválasztott (urán) fűtőelemek és (grafit) moderátorok elrendezése (1939), ami az első atomreaktorban megvalósult. Az atomreaktor szabadalmát Fermi és Szilárd nyerte el (1945). Az első chicagói reaktor óta napjainkra igen sok műszaki megoldás alakult ki. Az atomerőművekben használt főbb reaktortípusokat többnyire angol rövidítésekkel jelölik.

A szabályozó és biztonságvédelmi rendszereken kívül egy atomreaktor általában 3 fő belső szerkezeti elemet tartalmaz: üzemanyagot, moderátort (termikus reaktorok esetében) és hűtőközeget. A moderátor lehet grafit, nehézvíz vagy közönséges víz (könnyűvíz).

A legelterjedtebb reaktortípusokban a könnyűvizet használják moderátorként, ezeket gyűjtőnéven LWR-eknek nevezik (LWR = Light Water Reactor). Ezeknek két fő fajtája van: a nyomottvizes reaktorok (PWR = Pressurized Water Reactor) és a vízforraló reaktorok (BWR = Boiling Water Reactor). Az előbbi reaktorok kétkörösek, azaz a reaktorban felszabadított hőt a hűtőközeg egy hőcserélőben adja át egy másik vízkörnek, ahol a turbinák meghajtásához használt gőz keletkezik. A BWR-ekben a reaktorban moderátorként és hűtőközegként használt közönséges víz egy része gőzzé alakul, ez a gőz jut a turbinákra, azaz ezek a reaktorok egykörösek. A vízmoderátoros reaktorok előnye, hogy túlhevülés esetén a víz elforr, a neutronok nem lassulnak le, hanem ²³⁸U-ban hasítás nélkül befogódnak, ezért ilyenkor a láncreakció önmagától leáll.

A nehézvízzel moderált reaktorok legismertebb megvalósítását a CANDU (Canadian Deuterium Uranium) reaktorok jelentik. Szokás ezeket a reaktorokat PHWR reaktoroknak is nevezni, mivel ezek is kétkörösek, a reaktorban a moderátor is, és az ettől elkülönített hűtőközeg is nehézvíz, s a hűtőközeg nyomása olyan, hogy nem tud gőzzé alakulni, itt is szükség van külön gőzfejlesztőre (PHWR = Pressurized Heavy Water Reactor = nyomott nehézvizes reaktor).

A grafittal moderált reaktorokban a hűtőközeg lehet víz vagy valamilyen gáz.

Az RBMK típusú reaktorokban a moderátor (főképp) grafit, a hűtőközeg közönséges víz (ez egy kissé részt vesz a moderálásban, de nagyobbrészt a neutronok elnyelésében, ez számos gond forrása). Ezek a reaktorok is egykörösek, a hűtőközeg egy része magában a reaktorban gőzzé alakul (RBMK = reaktor bolsoj mozsnoszty kipjascsij = nagyteljesítményű forralóvizes reaktor). Az RBMK típusú reaktorokat 1986 óta gyakran csernobili típusnak is nevezik. Ilyen reaktorok csak szovjet utódállamokban (Oroszországban, Ukrajnában és Litvániában) működnek. Hátrányuk, hogy túlhevülés esetén a neutronelnyelő hűtővíz elforrhat, a neutrinlassító grafit visszamarad, így a láncreakció tovább folyhat, ami a reaktor megszaladásához vezethet.

Ezt kerülik el a grafittal moderált, gázzal hűtött reaktorok egy csoportja a Magnox reaktorok. Ezekben a hűtőgáz CO₂, ami nem neutronelnyelő. Nevüket a dúsítatlan uránból készített üzemanyagot burkoló magnézium tartalmú fémötvözetről kapták. Egy másik csoportot az AGR-ek alkotnak (AGR = Advanced Gas cooled Reactor = továbbfejlesztett gázhűtésű reaktor). Ezekben a hűtőgáz szintén CO₂, de az üzemanyag már dúsított uránt tartalmazó UO₂, rozsdamentes acélból készült burkolatban. Itt kell még megemlíteni a HTGR típusnevet, ami szintén grafittal moderált, gázzal - de héliummal - hűtött reaktort jelent (HTGR = High Temperature Gas cooled Reactor = magashőmérsékletű gázhűtésű reaktor).

Az eddig felsorolt reaktorokban mindben volt moderátor, mert ezekben a maghasadások zömét lelassított - termikus - neutronok váltják ki az alacsony koncentrációban jelenlévő hasadó ²³⁵U izotópban. Ha magas a hasadóanyag (²³⁵U vagy ²³⁹Pu) koncentrációja, az ilyen gyorsreaktorokban nincs szükség moderátorra. Itt lehet megemlíteni az LMR típust (LMR = Liquid Metal cooled Reactor = folyékony fém hűtésű reaktor), amelyben a hűtőközeg folyékony nátrium, a gőzfejlesztés egy közbenső nátriumkör segítségével fűtött hőcserélőben játszódik le. Ide tartoznak a szovjet BN (büsztrij neutron = gyors neutron) jelű reaktorok, illetve az FBR reaktorok is (FBR = Fast Breeder Reactor = gyors tenyészreaktor). Ez utóbbi reaktorokra az a jellemző, hogy működésük során több hasadóképes anyagot termelnek, mint amennyit elfogyasztanak.

Lehet olvasni az EPR-ről, amit francia és német cégek fejlesztenek (EPR = European Pressurized Water Reactor = európai nyomottvizes reaktor), a Westinghouse Corporation már kifejlesztette az AP-600 tipusú reaktort, s a végső típusengedélyre vár (AP-600 = Advanced Pressurized Water Reactor, 600 MW teljesítménnyel). A paksi - egyébként PWR típusú - reaktorok oroszból származó típusjele VVER, ami magyarra fordítva: vízzel moderált, vízhűtésű energetikai reaktor.

Mint látták, az üzemanyag is sokféle lehet. Lehet fémurán, UO₂ (dúsított vagy dúsítatlan), az LMR-ben plutóniumdioxid, de napjainkban egyre elterjedtebb a MOX (Mixed Oxide = kevert oxid) üzemanyag, ami a reprocesszálásból származó plutónium termikus reaktorokban való felhasználását teszi lehetővé, mert az urándioxid mellett ilyen plutónium oxidját is tartalmazza.