Feljebb
Bejelentkezés
HU | EN

Paks II. Zrt.

Paks II. Zrt.

Skip Navigation LinksPaks II. Zrt. » Paks II. Zrt. » Atomenergia » Atomerőmű típusok

Skip Navigation LinksAtomerőmű típusok

 
 
Az atomerőművek olyan hőerőművek, amelyek a hőenergiát nem bizonyos energiahordozó elégetésével nyerik, hanem annak reaktorában történő nukleáris láncreakcióval, atomok hasításával vagy egyesítésével.
Az atommagok egyesítését szaknyelven fúziónak nevezik, ennek az ipari hasznosítása azonban jelenleg még nem megoldott. Fissziós, azaz nagy tömegszámú atommagok hasításának elvén működő reaktorok azonban már több mint fél évszázada állnak az emberiség szolgálatában.
 
 
Fissziós reaktorok típusai:
 

1. Termikus reaktor - a maghasadás nagy energiaszintről termikus sebességre lelassított neutron segítségével történik (Bővebben: Atomenergia ismertető / A maghasadás és a láncreakció), ezért neutronlassító moderátort használ a láncreakció fenntartásához. Típusai:


 1.1. Könnyűvizes
      1.1.1.  Forralóvizes reaktor
      1.1.2.  Nyomottvizes reaktor
 1.2. Nehézvizes
      1.2.1.  CANDU reaktor
 1.3. Grafit moderálású
      1.3.1.  Gázhűtésű reaktor 
      1.3.2.  RBMK reaktor

2. Gyors reaktor - a láncreakció nem a termikus neutronokon alapul, nincs moderátor - a hasítást gyors neutronok végzik.

Természetes atomreaktorok

A világ első atomreaktorai Nyugat-Afrikában, a mai Gabon területén működtek. Közel 2 milliárd évvel ezelőtt ezen a helyen az urán 235-ös tömegszámú izotópja még olyan aránnyal volt jelen a természetben előforduló uránban (3,7%, a mai 0,7%-al szemben, amely megegyezik a mai atomerőművekben használt üzemanyagok dúsításával), hogy megfelelő körülmények - víz jelenléte az uránércet tartalmazó kőzetben - között létrejöhetett a láncreakció. Ezek a reaktorok akár 20 kW-os hőteljesítményt is elérhették, a láncreakció létrejöttéhez szükséges moderátor anyagként a kőzetben található víz szolgált. A láncreakció beindulásával a víz felmelegedett, majd felforrt. Mivel gőz fázisban a neutronlassítási feladatát a víz már nem tudta ellátni, így moderáció hiányában a láncreakció leállt. A láncreakció leállásával a természetes módon kialakult atommáglya hőmérséklete is csökkenni kezdett, majd a gőz lekondenzálódott, a képződő víz ismét moderátorként funkcionált, a láncreakció ismét megindult. Ez a folyamat addig-addig ismétlődhetett, amíg a körülmények fennálltak (a víz jelen volt), vagy amíg az uránérc U235 tartalma le nem csökkent annyira, hogy már nem tudta fenntartani a természetes láncreakciót. 
 

1.1. Könnyűvizes reaktorok

A könnyűvizes reaktorok működési elve szerint a moderátor és a hőszállítás feladatát egyaránt a hűtővíz látja el. A hűtővíz bór tartalmú, tisztított természetes víz.

1.1.1. Forralóvizes Reaktor (Boiling Water Reactor)

Az egyik legrégebbi és legegyszerűbb elven működő típus. A reaktorban a nukleáris láncreakció során felszabaduló hőenergia felforralja a tápvizet, az így keletkező gőz pedig a turbinába jut. Kondenzációt követően a víz a tápszivattyú segítségével előmelegítés után jut vissza a reaktorba.

2ábra.png
1. ábra: Forralóvizes reaktor sémája
(Forrás: commons.wikimedia.org)

1. Reaktortartály ​10. Generátor
​2. Fűtőelem ​11. Gerjesztőgép
​3. Szabályozórúd ​12. Kondenzátor
​4. Keringtetőszivattyú ​13. Hűtővíz
​5. Szabályozórúd hajtás ​14. Tápvíz előmelegítő
​6. Friss gőz ​15. Tápvízszivattyú
​7. Tápvíz ​16. Hűtővízszivattyú
​8. Gőzturbina nagynyomású ház ​17. Betonsugárvédelem
​9. Gőzturbina kisnyomású ház ​18. Villamos távvezetékhez
 

1.1.2. Nyomottvizes Reaktor (Pressurized Water Reactor)

A forralóvizes reaktorral ellentétben ez egymástól jól elválasztott két hűtőkörös rendszer, ahol. az ún. primer köri víz a reaktorban felmelegszik, majd a gőzfejlesztőbe jutva átadja hőenergiáját a szekunder kör vizének, ezt követően lehűlve visszatér a reaktorba. A primer köri vizet nagy nyomáson tartják, így az még 300°C körüli hőmérsékleten sem forr el. A szekunder köri víz már alacsonyabb nyomású, így a hőenergia átadásakor nem csak felmelegszik, hanem fel is forr, a gőz pedig a turbinába jutva meghajtja a turbinalapátokat. A kondenzátorban a gőz lecsapódik, és előmelegítést követően visszatér a gőzfejlesztőbe.
 
Ennek a megoldásnak az előnye a forralóvizes, egy hűtőkörös típussal szemben, hogy a reaktorba belépő primer köri víz és a kondenzációhoz használt külső vízforrás között még van egy zárt vízkör, így még esetleges tömörtelenség, szivárgás esetén sem keveredhet a két közeg egymással. Ez a technológiai megoldás tovább csökkenti a radioaktívan szennyezett közeg környezetbe való kijutásának esélyét.


3ábra.png 
 2. ábra: Nyomottvizes reaktor sémája
(Forrás: wikipedia.org)

 

​1. Reaktortartály        ​11. Gerjesztőgép
​2. Fűtőelem ​12. Kondenzátor
​3. Szabályozórúd ​13. Hűtővíz
​4. Szabályozórúd hajtás ​14. Tápvízelőmelegítő
​5. Nyomástartó ​15. Tápvízszivattyú
​6. Gőzfejlesztő ​16. Hűtővízszivattyú
​7. Tápvíz ​17. Keringető szivattyú
​8. Nagynyomású gőzturbina ​18. Villamos távvezetékhez
​9. Kisnyomású gőzturbina ​19. Friss gőz
​10. Generátor ​20. Beton sugárvédelem, konténment
 
1.2. Nehézvizes Reaktor (Pressurized Heavy Water Reactor)
 
Ezt a típust Kanadában fejlesztették ki, CANDU névvel az 50-es években. A nyomottvizes típushoz hasonlóan két hűtőkörös. A primer köri nehézvíz azonban csak a hőszállítást végzi. A moderáláshoz szintén nehézvizet (a nehézvízben található hidrogén atommagok egy neutronnal is rendelkeznek a proton mellett. Ezt a hidrogén izotópot deutériumnak nevezik) használnak, ami lehetővé teszi, hogy dúsítás nélküli, természetes uránt is lehessen használni üzemanyagnak. A CANDU reaktorok kialakításának köszönhetően üzem közben is lehetséges a kiégett üzemanyag cseréje. Ennek a technológiának ugyanakkor hátránya a nehézvíz előállításának magas költsége.
 
 
4.ábra.png 
 3. ábra: Nehézvizes reaktor sémája
 

1.3. Grafit moderálású reaktorok
 
1.3.1. Gázhűtésű reaktor (Gas Cooled Reactor)
 
Az angol fejlesztésű – ugyancsak két hűtőkört magában foglaló – reaktortípus moderátorként grafitot, hűtőközegnek szén-dioxidot használ. Így jóval magasabb primer köri hőmérsékletet lehet elérni, mint víz hűtőközeggel. A nagy hőmérsékletű szén-dioxid a szekunder kör vizét egy hőcserélőn keresztül gőzölögteti el.
 
5ábra.jpg 

 4. ábra: Gázhűtéses reaktor sémája
(Forrás: wikipedia.org)

​1. Üzemanyagtöltő csövek
​2. Szabályozó rudak
​3. Grafit moderátor
​4. Fűtőelem
​5. Reaktor tartály
​6. Gáz keringtető berendezés
​7. Tápvíz
​8. Tápvíz szivattyú
​9. Hőcserélő
​10. Gőz
 
1.3.2. RBMK reaktor (Light Water Graphite-moderated Reactor)
 
Szovjet fejlesztésű reaktor, az energiatermelés mellett plutónium előállításra is alkalmas. Üzemanyagként enyhén dúsított vagy természetes uránt használnak. A neutron lassítást a grafit végzi, a forralóvizes reaktorhoz hasonlóan a víz a reaktorban felforr, és a turbinába jut. Ennek a típusnak nagy hátránya, hogy a hűtőközeg elvesztése esetén sem szűnik meg a moderáció, így a láncreakció sem áll le, ellentétben a víz moderálású megoldásoknál. Ilyen típusú volt a csernobili tragikus sorsú atomerőmű is. Ma már nem építenek ilyen típusú reaktorokat, éppen a biztonsági hiányosságai miatt.
 
6.ábra.jpg 
5. ábra: RBMK típusú reaktor sémája
(Forrás: commons.wikimedia.org)
 
2. Gyors Reaktor (Fast Reactor)
gyors reaktor nevét az aktív zónájának neutronspektrumát (azaz neutron energia eloszlását) meghatározó gyorsneutronokról kapta. A reaktorban nem található moderátor, így a neutronok nem lassulnak le, azaz jóval nagyobb átlagenergiával rendelkeznek, mint a termikus reaktorokban. Ezen a neutron energián másként hatnak kölcsön a neutronok a különböző izotópokkal, mint a termikus spektrumon. A lassú neutronok által nem hasítható izotópok hasadási hajlama is megnő kissé, de még fontosabb, hogy emelkedik a hasadásonként keletkező neutronok száma. A többletneutronok pedig a nem hasadóképes nehéz atommagokba (fertilis izotópok) befogódva képesek azokat hasadóképessé alakítani.
A gyorsreaktorok azon típusát, mely képes a kezdetben az aktív zónájában elhelyezett hasadóanyagnál a kampány végére több hasadóanyagot megtermelni, tenyésztőreaktornak (breeder) hívjuk. Ezekben a reaktorokban az urán nagy részét kitevő 238-as izotópja alakul át a plutónium 239-es hasadó-izotópjává. Ahhoz azonban, hogy ez a folyamat végbemehessen és pozitív hasadóanyag-mérleg alakulhasson ki, a termikus reaktorokhoz képest jóval nagyobb kezdeti hasadóanyag tartalomra van szükség: ez a 20%-ot is elérheti.
Fertilis anyagként nem csak az uránt, de a tóriumot is fel lehet használni, mely neutronbefogás után a hasadóképes urán-233 izotóppá alakul át. A tóriumos üzemanyagciklus jelenleg technológiailag nem tart ott, mint az urán-plutóniumos, viszont számos előnye van az előbbihez képest, így intenzív kutatás és fejlesztés folyik ezen a területen is.A gyorsreaktorok másik típusa, mely a zónájába töltött nehéz atommagokat (főleg a plutóniumot és az uránon túli nehéz elemeket) elhasítja, de nem halmoz fel újabb hasadóanyagot. Az ilyen reaktorokat kiégetőnek (burner) nevezik. A veszélyes, hosszú felezési idejű radioaktív hulladékok átalakítására, megsemmisítésére szolgálnak.
A gyorsreaktorok hűtőközege csak olyan anyag lehet, mely nem moderálja a neutronokat, így a vízhűtés ebben az esetben kizárt. A legelterjedtebb a folyékonyfém hűtés, azaz a nátriumhűtés. Oroszországban jelenleg is működik, valamint épül kereskedelmi céllal villamos energiát termelő nátriumhűtésű gyorsreaktor. Ebben az esetben a keringtető-szivattyúk a víz helyett a folyékony nátriumot keringtetik át a zónán. A másik két elterjedt gyorsreaktor hűtőközeg a folyékony nehézfém: folyékony ólom vagy az ólom-bizmut keverék (eutektikum), valamint a gázhűtés: leginkább a hélium és a szén-dioxid.
 
7.ábra.jpg 
6. ábra: Nátriumhűtésű gyors reaktor sémája
(Forrás: npp.hu)
 
 
​1 Üzemanyag (hasadóanyag) ​​9 Fedél ​17 Kondenzátor
​2 Üzemanyag (szaporító anyag) ​10 Na/Na hőcserélő ​18 Hűtővíz
​3 Szabályozórudak (bór-karbid) 11 Szekunder Na ​19 Hűtővíz szivattyú
​4 Primer Na szivattyú ​​​​12 Szekunder Na szivattyú ​20 Nagynyom. turbina
​5 Primer Na ​​13 Gőzfejlesztő ​21 Kisnyom. turbina
​6 Reaktortartály 14 Frissgőz ​22 Generátor
​7 Védő tartály ​15 Tápvíz-előmelegítő ​23 Reaktor épület
​​8 Reaktorfedél ​​16 Tápvíz szivattyú

 

 
A paksi atomerőmű
 
A paksi atomerőmű 1-es blokkja 1982-ben kezdte meg működését. ’84-ben, ’86-ben és ’87-ben követte még további három blokk. Az orosz technológiával épült, a második generációs, nyomottvizes reaktorok családjába tartozó VVER-440-es típusjelzésű, víz moderálású és vízhűtésű blokkok bruttó villamos teljesítménye eredetileg 440MW volt. Ezt az értéket az üzemeltetés során a reaktor teljesítménynövelésével, illetve a turbina fejlesztésével 500 MW-ra növelték. Az erőmű önfogyasztása blokkonként kb. 30 MW, így a hálózatra táplált villamos energia ma már eléri az 1880 MW-ot. 
 
A paksi blokkok UO2 tartalmú, U235-ös izotóppal dúsított üzemanyaggal működnek, ezek üzemanyagpálcákban helyezkednek el. A könnyebb kezelhetőség érdekében ezeket a pálcákat fűtőelem kötegekbe, ún. kazettákba rendezik. Egy-egy ilyen üzemanyagkazetta 126 db pálcát tartalmaz, ebből 312 db-ot helyeznek el a reaktorban, a 37 darab szabályozó és biztonságvédelmi kazettával együtt. A biztonságvédelmi kazetták felelnek a reaktor azonnali leállításáért vészleállás esetén, a szabályozó rudak pedig a reaktor teljesítményét szabályozzák. Működő reaktorban a nukleáris láncreakcióból származó hőenergiát egy nagy teljesítményű szivattyú által keringtetett primer köri víz szállítja a gőzfejlesztőbe, ahol a hőcserélő csöveken keresztül átadja azt a szekunder körnek. A nagy nyomáson (123 bar) a 300 °C-os primerköri víz nem forr el, ekkora hőmérsékleten lép a primer köri hűtőközeg a gőzfejlesztőbe, majd mintegy 30 fokot hűlve visszajut a reaktorba, ahol ismét felmelegszik. Blokkonként hat ilyen ág található, vagyis egy reaktorhoz 6 db főkeringtető szivattyú és gőzfejlesztő tartozik.
A hőcserélő csövek másik oldalán az ún. szekunder köri közeg található. Körülbelül 220 °C-on lép be a gőzfejlesztőbe, azonban ez a közeg nem csak felmelegszik, hanem fel is forr, 46 bar-os nyomású és 246 °C-os telített gőz lép ki a gőzfejlesztőből, és jut a turbinába. A gőz meghajtja a turbinalapátokat, az így keletkező forgási energiát pedig a generátor villamos energiává alakítja.
A turbinából kilépő fáradt gőzt egy hőcserélőn - ún. kondenzátor - keresztül a Dunából nyert hűtővízzel kondenzáltatják le. A lekondenzálódott vizet előmelegítik, majd a gőzfejlesztőbe juttatják vissza tápvízszivattyú segítségével, míg a hűtővizet kb. 8°C-os hőmérsékletnövekedés mellett visszavezetik a Dunába.
 
A harmincéves üzemidőre tervezett erőmű blokkjainak üzemideje napjainkban, 2012 és 2017 között járna le, azonban a folyamatos fejlesztéseknek és komoly biztonságnövelő átalakításoknak köszönhetően azok kiemelkedő műszaki állapotban vannak, amely megteremti a lehetőséget az üzemidejük további 20 évvel történő meghosszabbításának. Az 1-es blokk már meg is kapta a 20 éves üzemidő-hosszabbításról szóló engedélyét az Országos Atomenergiai Hivataltól, a többi blokk üzemidő-hosszabbításának engedélyezése jelenleg is folyik.
 
Harmadik generációs atomerőművek

 

A napjainkban épülő blokkok az atomerőművek 3. generációjának tagjai, melyek a korábbi típusokhoz képest jelentős műszaki, biztonsági és gazdasági előnyökkel rendelkeznek.

  • Az építési költségek és idő csökkentése az egységes terveknek köszönhetően - korábban minden új blokk új erőmű tervet jelentett.
  • Hosszabb üzemidő - 50-60 év.
  • Magasabb rendelkezésre állás - akár 18-24 hónapos üzemanyagciklusok, rövidebb átrakási idő, jobb teljesítménykihasználtság.
  • Szabványosítás, passzív védelmi rendszerek- könnyebb, biztonságosabb üzemeltetés.
  • Súlyos baleset kezelése, megelőzése,
  • Optimálisabb üzemanyag-felhasználás - jobb felhasználási hatásfok, kevesebb radioaktív hulladék.
  • Üzemzavar esetén operátori beavatkozás nélkül képes a blokk leállni, és akár 72 órán keresztül külső áramforrás nélkül működtetni a védelmi rendszerét.
  • Repülőgép becsapódás, földrengés és egyéb környezeti csapások elleni védelem - Kettős falú védőépület, ún. konténment.
  • Zónaolvadással járó baleset esetén az olvadék környezetbe jutását megakadályozó védelmi rendszer - pl. olvadékcsapda.
 
 
Felhasznált források

http://npp.hu
http://www.world-nuclear.org
http://wikipedia.org