AZ ATOMENERGIA-HASZNOSÍTÁS JELENLEGI HELYZETE ÉS VÁRHATÓ ALAKULÁSA I.

Atomerőművek

Csom Gyula
BME, Nukleáris Technikai Intézet

A nukleáris energiaipar jelenleg bonyolult helyzetben, sokak szerint válaszút előtt áll. A lakosság jelentős csoportjának bizalma megrendült az atomenergetikával szemben. Ennek főbb kiváltó okai elsősorban az 1979-ben és különösen az 1986-ban bekövetkezett atomerőmű-balesetekben keresendők. A Three Mile Island-ben 1979-ben bekövetkezett baleset során gyakorlatilag nem került többlet radioaktivitás a környezetbe, a lakosságot egyáltalán nem fenyegette veszély, véleménye ennek ellenére kezdett megváltozni. Az 1986 április 26-i csernobili atomerőmű-baleset lényegesen súlyosabb következményekkel járt a környezetre és az emberek életére. Sokan ehhez a dátumhoz kapcsolják a békés célú atomenergia-hasznosítás "szüzességének" elvesztését. Annak ellenére, hogy a baleset egy olyan atomerőmű-típusban következett be, amilyen egyetlen más országban sem létezik (többek között éppen az alacsony szintű biztonsága miatt), az emberek növekvő része az atomerőművek más típusaival szemben is bizalmatlanná vált.

A helyzet bonyolultságát jelzi, hogy a fosszilis energiahordozókra alapozott villamosenergia-termeléssel szemben is egyre több fenntartás merül fel, mindenek előtt környezetvédelmi megfontolások miatt. A megújuló energiaforrások hasznosítása ma még nem jelentős és a lehetőségek és árak következtében a jövőben is erősen korlátozott lesz. Az energiatakarékosságban még nagy lehetőségek vannak, de mértéke és bevezetésének üteme - többek között a szükséges nagy költségek miatt - limitált. Ezek miatt, valamint a fejlesztések nyomán a technológiában, a biztonságban és a gazdaságosságban elért ill. elérni remélt eredmények következtében az atomenergiát továbbra sem lehet figyelmen kívül hagyni. Hasznosítása nagyobb függetlenséget biztosít az import olaj, gáz és szén bizonytalanságaival, az ebből adódó esetleges gazdasági, sőt politikai destabilizáló hatásokkal szemben.

Az előzőekben vázolt pozitív és negatív hatások eredőjeként az atomerőműkapacitás a vártnál ugyan lassabban, de még mindig igen dinamikusan, az egyéb villamosenergia-termelési módoknál lényegesen gyorsabban fejlődött az elmúlt mintegy két évtizedben. Ennek eredményeként a világ villamosenergia-termelésének közel egyötöde ma atomerőművekből származik.

1989 végén a világon 438 atomerőművi blokk üzemelt összesen 341615 MW(e) teljesítőképességgel. Ugyanezen évben összesen 94 atomerőművi blokk volt építés alatt 81621 MW(e) össz kapacitással. A tervezés alatti egységek száma 97, összesen teljesítőképességük 86366 MW(e) volt. Az üzemelő össz kapacitásnak kereken 31,2 %-a az USA-ban, 16,0 %-a Franciaországban, 11,2 %-a a Szovjetunióban, 9,3 %-a Japánban, 6,9 %-a Németországban volt NSZK részében, 4,3 %-a Angliában, 3,7 %-a Kanadában és 3,0 %-a Svédországban üzemelt. A maradó 14,4 %-on 18 ország, közöttük Magyarország osztozik.

Néhány országban a villamos energia termelésében döntővé vált az atomerőművek szerepe. Az összes villamosenergia-termelésen belül Franciaországban 74,6 %, Belgiumban 60,8%, Dél-Koreában 50,2 %, Magyarországon 49,8 %, Svédországban 45,1 %, Svájcban 41,6 %, Spanyolországban 38,4 %, Finnországban 35,4 %, Taivanban 35,2 %, Bulgáriában pedig 32,9 % az atomerőművek részesedése.

Az üzemelő atomerőművek nagy része ún. víz-vizes reaktorral (LWR-rel) - nyomottvizes (PWR ill. VVER), ill. elgőzölögtető reaktorral (BWR) - épült. Az üzemelő blokkok számából (438) mintegy 54,57 % (239 darab) PWR, ill. VVER reaktorokat, 20,55 % (90 darab) BWR reaktorokat tartalmaz. Az üzemelő össz teljesítőképességből ugyanezek a típusok 62,21 %-ot, ill. 22,35 %-ot tesznek ki. Az építés alatti blokkokon belül még nagyobb (77,45 %) a PWR-ek részesedése. Ebbe a típusba tartoznak hazai atomerőművünk reaktorai is.

Az atomenergia-hasznosítás jövőbeni alakulása igen sok tényező függvénye, ezért nagyon nehezen prognosztizálható. A szakemberek csaknem egyhangú véleménye szerint a leginkább meghatározó energiaforrás a következő évszázad közepéig a kőolaj lesz. A villamosenergia-termelésben azonban egyre inkább a nukleáris energia válik meghatározóvá, mint gazdaságos, biztonságos és környezetbarát energiaforrás. Különösen az iparilag fejlett országokra érvényes e megállapítás. Úgy becsülik, hogy 1995-ben kereken 390 ezer MW(e), 2000-ben pedig több mint 400 ezer MW(e) lesz a világ atomerőműveinek össz kapacitása.

Az elmúlt időszakban - néhány országtól, pl. Franciaországtól eltekintve - jelentősen nőtt az atomerőművek engedélyezési és építési ideje (4-6 évről 5-13 évre). E növekedés nagyrészt az engedélyezési eljárások szigorodásának ill. bonyolultabbá válásának következménye. A hosszú engedélyezési és építési idő miatt a meghozott döntések csak nagy késéssel éreztetik hatásukat a hálózatra kapcsolt atomerőművi teljesítőképesség tekintetében. Ez a kellő előretartással végzendő tervezési és a hosszabb távon is egyértelmű és stabil hatósági engedélyezési munka fontosságát húzza alá.

Ahhoz, hogy az atomenergetikán belül bármely technológia élve maradhasson, néhány alapvető követelménynek meg kell felelnie. Ezek: biztonság, gazdaságosság, a villamosenergia-rendszerrel való összeférhetőség és állandó technológiai innováció.

A működő atomerőművekkel szerzett üzemeltetési tapasztalatok igen nagy jelentőségűek a jövő atomerőművei szempontjából is, minthogy a tapasztalatok visszavezetése jelentősen növelheti a most és az ezután épülő atomerőművek biztonságát. Az atomerőművek üzemeltetési szempontból legfontosabb jellemzőinek egyike a rendelkezésre állási tényező. Fontos mennyiség még a terhelési tényező (más néven kihasználási tényező) is, bár ennek értéke nem csak az adott atomerőmű, hanem a teherelosztás igényeinek is függvénye. A Nuclear Engineering International évente értékeli a világ összes atomerőművét, többek között a terhelési tényező alapján és az eredményeket közzé teszi. A Paksi Atomerőmű blokkjai rendszeresen szerepelnek az így kialakított toplistán. Pl. az 1990: június végéig kummulált terhelési tényező alapján a Paksi Atomerőmű 2. blokkja második, a 3. blokkja pedig a hatodik helyen áll. Az egész atomerőmű az 1990. március előtti egy évre vonatkoztatott terhelési tényező alapján a világ második, az ugyanezen időpontig élettartamra kummulált kihasználási tényező alapján pedig a világ első atomerőműve.

Mind az üzemelő, mind az épülő atomerőműveknél jelentős erőfeszítések történnek az üzemanyaghasznosítás javításának érdekében. Ez főleg a kiégetési szint növelése útján történhet, ami érintheti egyrészt a fűtőelemátrakások közötti ún. ciklushosszt (kampányhosszt), másrészt az átrakásonként kicserélt üzemanyag részarányát. Az LWR-eknél régebben szinte kivétel nélkül 1 éves kiégési ciklushosszt alkalmaztak, azaz évente hajtottak végre fűtőelemátrakást. Még ma is ez a gyakorlat nagyon sok atomerőműben, köztük a Paksi Atomerőműben is. Az USA-ban azonban a legtöbb üzemelő LWR-es atomerőműben már 18 hónapos kiégési ciklushosszal számolnak, azaz csak másfél évenként állnak le fűtőelemátrakás céljából. Nem ritka a 2 éves ciklushossz sem. A ciklushossz növelése és ezáltal az üzemanyag kiégési szintjének növelése a berakott üzemanyag dúsításának kismértékű növelését igényli. Németország volt NSZK részében is részletesen elemezték ezt a kérdést. Érdekes módon nekik az adódott, hogy az 1 éves (300 effektív napos) ciklushossz a gazdasági optimum.

Az atomerőmű biztonságának és üzemkészségének egyik fontos feltétele a reaktortartály meghibásodási lehetőségének kizárása. A tartályfal anyagának neutronsugárzás okozta elridegedésével és annak következményeivel intenzíven foglalkoznak számos országban. Az eredmények igen fontosak a reaktorok élettartama szempontjából. Eredetileg a reaktorokat általában 25 éves élettartamra méretezték. Több országban vizsgálják ennek meghosszabbítási lehetőségét, ami viszont alapvetően a reaktortartály falanyagának ridegedésétől függ. A vizsgálatok eredménye reaktoronként más és más. Sok reaktornál lehetségesnek mutatkozik - a biztonság csökkentése nélkül - az élettartamnak 35-40 évre történő megnyújtása.

Az atomenergia-hasznosítás lakossági elfogadtatása csak akkor remélhető, ha gazdaságossága vitathatatlan. Számos tapasztalat bizonyítja, hogy a megfelelő típus kiválasztása, kiváló tervezés és magas színvonalú üzemeltetés eredményeként teljesíthető ez a feladat. A gazdaságosság elsősorban a termelt villamos energia egységköltsége alapján ítélhető meg, de - különösen beruházáskorlátos esetben, ami pl. Magyarországra is jellemző - az is fontos, hogy az egységköltségen belül mekkora részarányt képvisel a beruházási költségből adódó komponens. Az atomerőművekre általánosan jellemző a viszonylag magas fajlagos beruházási költség és az igen alacsony üzemanyagköltség. Ezek együttes figyelembevételével az adódik, hogy ma az országok nagy részében az atomerőműben termelhető legolcsóbban a villamos energia. Ez az előny magas kihasználás mellett érvényesül legjobban, ezért az atomerőműveket - ahol a teherelosztás követelményei nem mondanak ennek ellent - alaperőműként, azaz maximális kihasználási tényező mellett üzemeltetik. Bizonyos - országonként különböző - kihasználási óraszám alatt az atomerőművek gazdasági előnyei eltűnnek. Magas atomerőmű-építési kultúrával rendelkező országokban a széntüzelésű erőművek sokkal - pl. Franciaországban 45 %-kal drágábban termelik a villamos energiát, mint az atomerőmű. Franciaországban az atomerőmű gazdasági előnye egészen alacsony - 20-30 %-os - kihasználásig megmarad. Ugyanez érvényes több más országban is (Belgium, Németország, Japán stb.).

Az atomerőművek eddigi üzemeltetési tapasztalatai és a technológiai fejlesztés eredményei, továbbá a fogyasztói, lakossági igények kijelölik azokat az irányokat, amelyeken az atomerőművek fejlesztésében, építésében haladni kell.

Az új generációs atomerőművek a jelenlegitől eltérő környezetben fognak dolgozni. Technológiájuknak meg kell felelnie a XXI. század villamosenergia-rendszeréből adódó feltételeknek és a lakossági elvárásoknak (megbízhatóság, rendelkezésreállás, manőverező-képesség, karbantarthatóság, környezetvédelem stb.). Az innovációnak ki kell terjednie az új - jobb, olcsóbb, megbízhatóbb - anyagokra, új érzékelőkre, műszerekre és információ feldolgozó rendszerekre, új szabályozási eljárásokra, új mesterséges intelligencia-rendszerekre és új gyártási konstrukciós eljárásokra.

A nukleáris iparban megnyilvánuló legfontosabb fejlesztési tevékenységék a következőek:

- A bevált atomerőmű típusoknál az üzemeltetés tökéletesítése, a nukleáris üzemanyaggazdálkodás javítása (megnövelt kiégetési, szint, kiégési ciklusidő növelése, a zónaátrakás további optimalizálása stb.).

- A biztonság és az üzemkészség növelése a meglévő, az épülő és a tervezés alatt álló atomerőműveknél egyaránt (belső - inherens - biztonság, passzív védelem stb.)

- A villamosenergia-rendszer igényeihez való alkalmazkodás, a változó terhelésvitelben való részvétel, ill. az erre alkalmas atomerőművek létesítése, kisebb teljesítőképességű blokkok építése.

- Új feladatok ellátására alkalmas atomerőművek kifejlesztése (fűtés, melegvízszolgáltatás, technológiai hő biztosítása stb.).

- Gazdaságosság javítása és az ehhez szükséges feltételek megteremtése (szabványosítás, engedélyezési eljárás korszerűsítése, építési idő rövidítése, élettartam növelése stb.).

- Gyorsreaktorok fejlesztése.

- Környezeti hatások csökkentése, radioaktív hulladékok mennyiségének csökkentése, a lakosság általi elfogadtatás elősegítése.

- Az emberi tényező szerepének felértékelődése, az ezzel összefüggő tervezési követelmények maradéktalan érvényesítése (ember-gép kapcsolat javítása, szakértői rendszerek kifejlesztése stb.

Az atomerőművek központi kérdése a biztonság. Az atomerőműveknek bizonyíthatóan biztonságosnak kell lenniök. Fontos, hogy bármely baleseti szituációt, amely komoly sugárzás környezetbe jutására vezethetne, magának a közvéleménynek kell elképzelhetetlennek tartania. A reaktornak "ránézésre biztonságosnak" kell lennie. Ez azt jelenti, hogy bizonyítani kell, hogy egyetlen hihető baleset sem fordulhat elő, amely az emberi egészségre jelentős fenyegetést jelent. A fő vitapont azonban a "hihető" definíciója. Nehéz megállapítani azt a valószínűségi szintet, amikor egy esemény elveszti hihetőségét. A vonatkozó irodalom szerint egy 10^-6 vagy 10^-7 érték megfelelő lehet reaktorévenként. Ez a biztonsági szint azonban, ha el is érhető - éppen a nagyon kicsi volta miatt - nem demonstrálható (szerencsére).

Az utóbbi évtizedben a biztonsági előírásokon túl messzemenően kihasználták a valószínűségelméleti kockázatelemzés lehetőségeit. A korszerű műszaki megoldásokkal járó kockázatok nem nagyobbak, mint az eddigi mesterséges és természetes eredetű veszélyforrások. Ennek ellenéré a kockázatelemzési módszer nem volt képes megnyerni az emberek bizalmát. A lakosság érti a károk nagyságát, azonban a valószínűségelméleti paramétereket nem tudja értelmezni.

E probléma egy részét jelen cikk szerzője szerint kiküszöböli az ún. csökkenő kockázat elve. Ez egy relatív fogalom, ami azt jelenti, hogy az egész világ, vagy egy nagyobb régió összes atomerőműveinek együttes kockázata az idő függvényében annak ellenére csökken, hogy az atomerőművek száma nő. Ebből az elvből következik, hogy az új atomerőművek kockázatának mindig sokkal kisebbnek kell lennie, mint az ugyanakkor véglegesen leállított atomerőművek kockázata volt leállítás előtt. A meglévő atomerőművek együttes kockázatát az emberek nagy része tudomásul vette. Ha bizonyítják neki, hogy az atomerőművek számának növekedésével a már ma is meglévő teljes kockázat nem nő, hanem éppen fordítva, csökken, akkor könnyebben el tudja fogadni az új atomerőművek építésének gondolatát. Ez az elv azért is hasznos, mert az üzemelő atomerőművek biztonsága folyamatos növelésének igényét is jelenti.

Az előzőekben vázolt igen kis baleseti valószínűségek demonstrálásának gyakorlati lehetetlensége miatt sok szakember - köztük jelen cikk szerzője is azon a véleményen van, hogy nem elegendő a súlyos (radioaktivitás környezetbe bocsátásával járó) balesetek valószínűségét igen kis értékre leszorítani, hanem megfelelő természeti törvényszerűségek igénybevétele révén determinisztikus eszközökkel kell az ilyen balesetek lehetőségét kizárni. E megfogalmazástól sok szakember idegessé válik, a tudománytalanság vádját is rásütik néha, mégis célszerű elfogadását megfontolni. Teljesüléséhez legalább három feltételt kell megfogalmazni: belső (inherens) biztonságú reaktorokat kell tervezni, ill. építeni, következetesen alkalmazni kell az ún. passzív védelmi rendszereket és szigorúan be kell tartani az ún. containment elvet, azaz túlnyomásra méretezett nagy térfogatú, hermetikusan zárt térben kell elhelyezni a reaktort és valamennyi olyan berendezést, amely radioaktív anyagot tartalmaz. Ezeknek az intézkedéseknek az együttes alkalmazása igen biztonságos atomerőművet eredményez. 1986-ban (Csernobilban) egy olyan atomerőműben következett be a baleset, amelyben a fenti követelmények egyikét sem tartották be, ill. csak kismértékben érvényesítették. Ehhez járult még az üzemeltetők felelőtlensége. Szerencsére a világ atomerőműveinek nagy része nem a csernobili típusba tartozik és kielégíti a fenti követelmények jelentős részét. A fejlődés iránya itt egyértelmű: egyre jobban, ill. teljes egészében kielégíteni mindhárom követelményt.

Az üzemelő atomerőműveknek kereken 85 %-a ebbe a típusba tartozik. A NEA országok létrehoztak egy szakértő csoportot, amely a fejlesztési programoknak négy kategóriáját fogalmazta meg:

- Valamennyi tagországban intenzív erőfeszítéseket tesznek annak érdekében, hogy az üzemelő reaktorokban is alkalmazzák a fejlett technológiákat.

- Új továbbfejlesztett LWR-ek kidolgozása. Ezek általában nagy teljesítőképességű reaktorok, amelyekben számos korszerűsítést vezettek, be. Ide tartoznak a Franciaországban, Japánban és Nagy-Britanniában építés alatt álló nagy, továbbfejlesztett LWR-ek (Advanced Light Water Reactors - ALWR), továbbá a Németországban, Japánban és az USA-ban építésre váró atomerőművek.

- Különböző új továbbfejlesztett LWR-rendszerek, amelyeknél az egyszerűségben, a biztonságban és a gazdaságosságban további javításokat remélnek elérni. Ide tartoznak a közepes méretű (600 MW(e) körüli) továbbfejlesztett PWR-ek és BWR-ek, amelyek kidolgozás alatt állnak az USA-ban.

- Az előző pontban ismert három követelményt következetesen alkalmazó továbbfejlesztett LWR-rendszerek. Ide tartozik a jól ismert PIUS reaktor (Process Inherent Ultimate Safety), az ISER (Intrinsically Safe Economical Reaktor), az SPWR (System Integrated Pressurized Water Reactor) és a Gejzír nevű reaktor.

Az USA-ban "nemzeti program" van kidolgozás alatt az LWR-ek jövőbeni rendelkezésre állási és használhatósági jellemzőinek javítására. Ezek a reaktorok környezetbarát létesítmények. A Combustion Engineering vállalat az ABB Atom-mal közösen System 80 plus^TM néven fejleszti ki standard reaktortípusát. A Westinghouse-nál két reaktortechnológián dolgoznak, egy továbbfejlesztett PWR terven és egy továbbfejlesztett passzív technológia kialakításán. Kifejlesztés alatt van egy új 1200 MW(e)-os és egy kisebb 600 MW(e)-os ún. passzív atomerőmű blokk. A General Electric a továbbfejlesztett forraló-reaktorok kidolgozását határozta el. Fő törekvéseik: egyszerűsítés, a biztonság és az üzemkészség növelése (megnövelt belső tartalékok, belső biztonság stb.). Egy szakértői csoport kidolgozta egy 600 MW(e)-os referencia reaktor tervét a passzív blokk tanulmányozására. A kidolgozott AP-600 nevű lényegesen egyszerűbb az üzemelő egységeknél, ami a felhasznált anyagmennyiség lényeges csökkenésében is megmutatkozott.

Franciaországban minden 11 ezer km²-re esik egy atomerőmű. Tekintettel arra, hogy a villamosenergia-termelésben az atomerőművek ma már kereken 75 %-kal részesednek Franciaországban, a terheléskövetéses üzem atomerőműveiknél napi gyakorlat. Nagyon fontosnak tartják a balesetek megelőzését. Vizsgálják az élettartam növelésének lehetőségét és mértékét. A következetes francia atomenergia-program keretében végzett egyik fejlesztés legújabb eredménye az ún. N4 jelű reaktortípus és a hozzá tartozó erőmű kidolgozása. Az első ilyen atomerőmű a 90-es évek első felében lép üzembe (CHOOZ B-1). Az új rendszer az eddigi francia üzemeltetési tapasztalatokból leszűrhető valamennyi javítást megvalósítja és maximálisan szabványosított kivitelű. Dolgoznak e reaktor további fejlesztésén is, a "REP-2000" reaktorrendszert a következő évszázad referencia PWR-jének szánják. A plutóniumot is tartalmazó MOX (Mixed Oxide) üzemanyagnak a termikus reaktorokban történő felhasználása tekintetében Franciaország világviszonylatban is az élen jár.

A Szovjetunió az atomenergetika területén vezető nagyhatalomnak tekinthető. Két alapvető típuscsaládot (VVER és RBMK) fejlesztett ki. Az elsőbe tartoznak a Paksi Atomerőmű reaktorai is, másodikba tartoznak a csernobili reaktorok. Külföldre csak VVER-eket szállítanak. Az 1986. április 26-i csernobili atomerőmű-baleset nyomán a továbbiakban a belső piacon is megszüntetik a RBMK-k építését. A VVER típuscsaládon belül következetes fejlesztő tevékenységet folytatnak, ami az üzemelő VVER-440 és VVER-1000 reaktorokat is érinti. A VVER-1000 típust követő ún. VVER-88 a nyugati egységekhez való közelítést bizonyítja. E típuson belül megtervezték mind az 500, mind az 1000 MW(e)-os változatot. A szovjet reaktor-fejlesztés jelenleg ismert legutolsó állomása a VVER-92 jelű típus lesz. Mind az 500, mind az 1000 MW(e)-os változatot megtervezték.

A maximális biztonság szempontját az NSZK-ban megvalósított fejlesztési tevékenységben mindvégig szem előtt tartották. Ennek eredményeként az országban üzemelő atomerőművek igen biztonságosak. Vizsgálják az élettartam növelési lehetőségét is.

Az ABB-Atom több mint 10 éve végez fejlesztő munkát a már hivatkozott PIUS típusú reaktoron. Valamennyi terv a jól bevált LWR technológián alapul. A rendszer nagyfokú biztonságát az igen nagy negatív hőmérsékleti együttható, valamint a passzív védelem biztosítja.

Az AP-600-nál fejlettebb passzív LWR blokknak tekinthető az ún. SIR reaktor (Safe Integral Reactor), melynek kifejlesztésében több cég együttműködött. Kifejlesztése Angliában a tengeralattjárókon alkalmazott nyomottvizes reaktor tapasztalatai alapján történt, ezért nagy biztonságú.

A reaktorfizikai szempontból belső (inherens) biztonság és a passzív védelem követelményeit legkövetkezetesebben a svájci szakemberek által kidolgozott Gejzír nevű reaktorban érvényesítették. Elképzelésük szerint az igen nagy negatív hőmérsékleti tényezőjű, ezért nagyon nagy belső biztonsággal rendelkező TRIGA reaktort egy földbe süllyesztett 50-60 m mély, vízzel telt tartály aljába helyezik. A reaktor helyén lévő túlnyomást (kb 5 bar-t) a vízoszlop hidrosztatikai nyomása biztosítja. A rendszer szinte egyetlen aktív elemet sem tartalmaz. Az alacsony hőmérséklet miatt elsősorban fűtésre és melegvíz szolgáltatásra alkalmas, de alacsony hatásfokkal villamos energiát is képes termelni.

Több országban (Kanada, India, Japán, Argentina) fejlesztik ill. építik a nehézvizes reaktorral (HWR-rel) szerelt atomerőműveket. Közülük különösen Kanada szerepe jelentős, itt fejlesztették ki az ún. CANDU reaktort, melyből több erőművi egység üzemel, elsősorban Kanadában, de megtalálható néhány más országban is. A legtöbb kereskedelmi HWR az 540-935 MW(e) teljesítőképesség-tartományba esik. Ezen belül teljes egészében szabványosítottnak tekinthető a CANDU-6 jelű rendszer. Elkészültek e típus továbbfejlesztett változatának tervei (CANDU-6 Mark 2). A korszerűsítés biztonsági, rendelkezésreállási, üzemeltethetőségi és gazdaságossági előnyök megszerzésére irányult. A CANDU-3 reatort (teljesítőképessége 450 MW(e)) a kisebb villamosenergia-rendszerekre fejlesztették ki. A berendezés tervezése során jelentős fejlesztéseket érvényesítettek a CANDU-6 alaptípushoz viszonyítva. A HWR-ek fő előnye az igen jó neutronháztartás, emiatt természetes urán üzemanyaggal is építhető. Sok ország számára különösen ez teszi vonzóvá e típust.

A gázhűtésű reaktorok az atomenergetika alaptípusának tekinthetők. A világ második atomerőműve (Calder Hall) is ilyen típusú reaktorral épült. Ennek ellenére - elsősorban gazdasági okok miatt - nem terjedt el, bár nem mondtak le róla, fejlesztése ma is folyik több országban. A korábban épített reaktorokkal szerzett tapasztalatokra alapozva fejlesztették ki a nagy hőmérsékletű gázhűtésű reaktorokat (HTGR-eket). Az első HTGR egységeket Angliában, az USA-ban és Németországban (NSZK-ban) létesítették. Hélium hűtőgázzal működnek. Nagy előnyük a reaktorból kilépő gáz magas hőmérséklete, ami egyrészt jó hatásfokú körfolyamatot tesz lehetővé, másrészt technológiai célú hőszolgáltatásra is alkalmassá teszi ezt a típust.

Habár a kiégett üzemanyag reprocesszálása és az így előállított plutónium és visszanyert urán visszakeringtetése a termikus reaktorokba javítja az üzemanyaggazdálkodást, csökkenti a természetes urán-fogyasztást, az igazi végleges megoldást csak a gyorsreaktorok széleskörű rendszerbe állítása jelentheti. Több országban (Franciaországban, Szovjetunióban stb.) üzemel gyorsreaktorral szerelt atomerőmű. Mint ismeretes, a gyorsreaktorban a ²³⁸U-nak plutóniummá alakítása révén az energiatermeléssel párhuzamosan több hasadó anyag keletkezik, mint amennyi elfogy. Ennek eredményeként nem csak a természetes urán 0,7 %-át kitevő ²³⁸U, hanem a 99,3 %-ot kitevő ²³⁸U is hasznosíthatóvá válik, ami a nukleáris üzemanyagkészletek energetikai értéket több mint egy nagyságrenddel megnöveli. Technológiájuk bonyolultabb, mint a termikus reaktoroké, ezért sokkal drágábbak is azoknál. Ma még nem gazdaságos, de a jövő számára valószínűleg elkerülhetetlen típus. A legnagyobb - 1200 MW(e)-os - rendszer ma Franciaországban üzemel (Super Phenix). Intenzív fejlesztés tárgya több országban.

(Folytatása következik)