IV. generációs reaktorok és transzmutáció Csom Gyula, Fehér Sándor, Szieberth Máté

1. IV. generációs reaktorok és transzmutációCsom Gyula, Fehér Sándor, Szieberth Máté

2. Atomerőművek generációi

3. Nemzetközi együttműködés • Amerikai (DoE) kezdeményezés 2000-ben • Generation-IV International Forum (GIF) megalakulása 2001-ben • Tagok: • alapítók: Argentína, Brazília, Kanada, Franciaország, Japán, Korea, Dél-Afrika, Nagy-Britannia, USA • csatlakozók: Svájc (2002), Euratom (2003), Kína és Oroszország (2006) • megfigyelők: NAÜ, OECD NEA (titkárság)

4. Célkitűzések I. • Fenntarthatóság • Jobb üzemanyag-hasznosítási hatásfok: az üzemanyagciklus zárása, reprocesszálás • Kevesebb radioaktív hulladék és rövidebb tárolási idő: szétválasztás és transzmutáció • Gazdaságosság • Egyértelmű árelőny más energiaforrásokal szemben: a beruházási költség és a kivitelezés időtartamának csökkentése. • Más energiaforrásokkal azonos szintű pénzügyi kockázat

5. Célkitűzések II. • Biztonság és megbízhatóság • kiválóságra törekvés • nagyon alacsony zónasérülési valószínűség: passzív biztonsági elemek • törekvés telephelyen kívüli veszélyhelyzeti intézkedések szükségtelenné tételére • Fegyvercélra való alkalmatlanság és fizikai védelem • Hasadóanyagok illetéktelen kezekbe jutásának megakadályozása és terrortámadás elleni védelem

6. Negyedik generációs atomerőművek • Az Egyesült Államok kormányzata 2000-ben kezdeményezte olyan új típusú, negyedik generációs atomerőművek kifejlesztését, amelyek 2025–2030 körül állhatnak üzembe. • Az Egyesült Államok céljait széleskörű nemzetközi összefogással kívánja megoldani. Az ezt szolgáló Generation-IV International Forum (GIF) 2000 januárjában alakult meg. A Generation-IV projektben szinte kezdettől fogva részt vesznek a nukleáris fejlesztésekben jelentős szerepet játszó országok (az Egyesült Államokon kívül Kanada, Franciaország, Nagy-Britannia, Svájc, a Dél-afrikai Köztársaság, Argentína, Brazília, Japán és a Koreai Köztársaság). 2003-ban az Európai Unió (az EURATOM) a nemzetközi projekt tagjává vált. Az EURATOM valamennyi EU-tagországot képviseli. 2006-tól Oroszország és Kína is tagja a GIF-nek. Jelenleg napirenden van India csatlakozása.

7. Negyedik generációs atomerőművek • A Generation-IV projekt által perspektivikusnak tekintett, új reaktortípusok egyike sem előzmények nélküli, de a jelenlegi atomerőműpark ilyen típusokat gyakorlatilag nem használ. A szükséges fejlesztések csak jelentős volumenű kutatási programok megvalósításával érhetők el. Valamennyi típussal szemben alapvető követelmények a következők: • gazdaságosság, • a természeti erőforrások fenntartása, • a keletkező hulladékok minimalizálása, • biztonság és megbízhatóság, • katonai célra való felhasználhatatlanság. • További fontos követelmény a negyedik generációs atomerőművek fejlesztésében az üzemanyagciklus új átgondolása, új típusú üzemanyagciklus kifejlesztése.

8. A GIF által javasolt reaktor típusok

9. A kiválasztott hat reaktorfejlesztési irány • Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR – Sodium-Cooled Fast Reactor System): gyorsneutron-spektrumú, nátriumhűtéses reaktor zárt üzemanyagciklussal, az aktinidák hatékony kezelésére és a fertilis uránium hasadóanyaggá alakítására. • Nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor (VHTR – Very-High-Temperature Reactor System): grafit moderátoros, héliumhűtéses reaktor nyitott üzemanyagciklussal. • Szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor (SCWR – Supercritical-Water-Cooled Reactor System): magas nyomású, és magas hőmérsékletű, vízhűtéses reaktor, ami a víz termodinamikai kritikus pontja felett üzemel. • Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor (LFR – Lead-Cooled Fast Reactor System): gyorsneutron-spektrumú, ólom vagy ólom/bizmut eutektikus folyékonyfém-hűtéses reaktor zárt üzemanyagciklussal, a fertilis uránium hasadóanyaggá történő hatékony átalakítására és az aktinidák kezelésére. • Gázhűtéses gyorsreaktor (GFR – Gas-Cooled Fast Reactor System): héliumhűtéses gyorsreaktor zárt üzemanyagciklussal. • Sóolvadékos reaktor (MSR – Molten Salt Reactor System): fissziós energiát termel cirkuláló olvadt só+üzemanyag keverékben egy epitermikus neutronspektrumú reaktor és teljes aktinida-recirkulációs üzemanyagciklus segítségével.

10. Üzemanyagciklusok • A GIF a nukleáris üzemanyagciklus négy osztályát definiálta: • nyitott ciklus, • plutónium részleges recirkulációja, • teljes plutónium-recirkuláció, • transzurán elemek teljes recirkulációja.

11. A negyedik generációs reaktorkoncepciók legfontosabb jellemzői Megjegyzések: (1) magas = 7‑15 MPa; (+) kisebb mennyiségű U-235-tel vagy Pu-239-cel

12. Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR) • Az SFR rendszer gyorsneutron-spektrumú reaktor zárt üzemanyag-ciklussal. • A villamosenergia-termelésen túl elsődleges feladata a nagy aktivitású aktinidák — elsősorban a plutónium — hasznosítása, illetve kezelése. • E reaktorok segítségével energetikailag hasznosíthatóvá válik a természetes urán teljes mennyisége, szemben a termikus reaktorok maximum 1%-os hasznosítási hatásfokával. • Az SFR-rel épített atomerőművek különböző teljesítményű opciói állnak rendelkezésre, néhány száz MWe-tól 1500-1700 MWe-ig. • Az aktív zónából kilépő nátrium hőmérséklete tipikusan 530-550 °C, aminek következtében jó termodinamikai hatásfokkal lehet villamos energiát termelni. • A primer rendszer az atomreaktorral együtt egy közös medencében helyezkedik el. • A primer hűtőközeg nagy termikus inerciával rendelkezik. Növeli a rendszer biztonságát, hogy a hűtőközegnek igen nagy tartaléka van az elgőzölgéssel szemben és a primer rendszer lényegében atmoszférikus nyomáson üzemel. • A nátrium reagál a levegővel és a vízzel, s így limitálni kell az ilyen reakciók lehetőségét és következményeit. Emiatt iktatnak be a primer kör és a gőzkörfolyamat köre közé egy ugyancsak folyékonyfém tartalmú, de már nem radioaktív közbenső kört.

14. Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR) • Két üzemanyag-opciójuk van: • MOX üzemanyag és • kevert uránium-plutónium-cirkónium fémötvözet üzemanyag. A MOX üzemanyaggal szerzett tapasztalatok lényegesen kiterjedtebbek, mint a fém üzemanyagra vonatkozóak. • Az SFR zárt üzemanyagciklusára két technológiai opció van: • továbbfejlesztett vizes folyamat és • pirofolyamat, ami a száraz pirometallurgiai eljárásból lett kifejlesztve. • Mindkét eljárás funkciói: az aktinidák 99,9%-ának visszanyerése és visszakeringetése, és a plutónium többi radioaktív termékkel történő együttes leválasztása. A gyorsreaktorok induló üzemanyagát ebben a koncepcióban a termikus reaktorok kiégett üzemanyagából nyerik. Mindezek eredményeként csökken a nagy aktivitású hulladék mennyisége és annak elhelyezéséhez szükséges tárolói kapacitás nagysága. • A reaktortechnológia és az üzemanyagciklus-technológia szoros kapcsolatban van egymással.

15. Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR) A nátriumhűtésű gyorsreaktor a hat Generation IV rendszer technológiailag leginkább kifejlesztett rendszere. A koncepció a nátriumhűtésű gyorsreaktorokkal nyolc országban 5 évtizeden keresztül szerzett több, mint 300 reaktorévnyi tapasztalaton alapul. SFR-eket üzemeltetnek régóta Franciaországban, Japánban, Németországban, az Egyesült Királyságban, Oroszországban és az Egyesült Államokban. A demonstrációs atomerőművek teljesítménytartománya 1,1 MWhő-től (az 1951-ben üzembe helyezett EBR-I) 1200 MWe-ig (az 1985-ben üzembe helyezett Super Phenix) terjed. A kiégetési szint 150-200 MWnap/tonna tartományig kísérletileg demonstrált mind a MOX, mind a fém üzemanyagra. A kiégett üzemanyag reprocesszálására továbbfejlesztett vizes eljárás a PUREX eljárás sok éves üzemi tapasztalatain alapul. A pirofolyamat kifejlesztés alatt áll az Integral Fast Reactor program 1984. évi kezdete óta az Egyesült Államokban. A fém üzemanyag távműködtetett gyártását az 1960-es években demonstrálták.

16. Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR) • Az SFR rendszer mind a fenntarthatóság, mind a nukleáris üzemanyagkészletek hasznosítása, mind pedig az aktinidakezelés szempontjából kiválónak minősül. Jónak minősül a biztonság, a gazdaságosság, a proliferációállóság és a fizikai védelem szempontjából. Az SFR rendszer van legközelebb az aktinidakezelés teljes kifejlesztéséhez. Nagyon intenzív fejlesztés folyik több országban. • Mivel a technológia alapvetően ismert, a tökéletesített, új generációs nátriumhűtéses reaktorok bevezetése már 2015–20 között megkezdődhet.

17. Nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor (VHTR) • A termikusneutron-spektrumú, nyitott üzemanyagciklusú VHTR rendszert a villamosenergia-termelésen túl elsősorban magas hőmérsékletű folyamathő előállítására szánják, pl. szénelgázosítás és termokémiai hidrogéntermelés céljából. • Fejlesztése a grafitmoderátoros, héliumhűtésű reaktorok tekintélyes mennyiségű tapasztalatain alapul, ezért viszonylag gyors kifejlesztése és rendszerbe állítása remélhető. Az aktív zóna építhető hasáb alakú blokkokból, amilyen a japán HTTR, valamint a General Atomics és mások közös fejlesztése alatt álló GT-MHR, vagy lehet golyóágyas, mint amilyen pl. a Dél-Afrikában fejlesztett PBMR. • Az 1000 ºC körüli kilépő hőmérséklet alkalmas nagyon jó hatásfokú villamosenergia-termelésre és termokémiai hidrogén-előállításra egyaránt.

18. VHTR-rel üzemelő hidrogéntermelő létesítmény sémája

19. Nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor (VHTR) • Egy hidrogéntermelésre dedikált 600 MWhő teljesítményű VHTR több, mint 2 millió normál m3 hidrogént képes előállítani naponta. A magas hőmérséklet eredményeként a villamos energiát legalább 50%-os hatásfokkal termeli. A hő és a villamos energia kogenerációja a VHTR-t vonzó hőforrássá teszi nagy ipari létesítményekhez. A 1000 ºC feletti zónakilépő hőmérséklet a nukleáris hőt képessé teszi olyan folyamatokhoz történő alkalmazásra, mint pl. az acél- és az alumíniumtermelés.

20. Egy 600 MWhő teljesítőképességű VHTR referencia adatai

21. Nagyon magas hőmérsékletű gázhűtéses termikus reaktor (VHTR) • A VHTR üzemelhet MOX üzemanyaggal, következésképpen egy szimbiotikus atomenergia-rendszer egyik komponense lehet. • Jelentős feladatok vannak még az üzemanyag-fejlesztésben és a magas hőmérsékleteknek ellenálló anyagok kutatásában. • A VHTR rendszer • a magas átalakítási hatásfok és hidrogéntermelési hatékonyság miatt gazdasági szempontból kiváló, • biztonsága és megbízhatósága magas fokú (elsősorban a reaktor belső (inherens) biztonságának köszönhetően), • jónak tekinthető a proliferációállóság és a fizikai védelem vonatkozásában, • a nyitott üzemanyagciklus miatt azonban kevésbé jó a fenntarthatóság biztosításában. (Ez utóbbi minősítés lényegesen jobbá tehető, ha a VHTR egy szimbiotikus atomenergia-rendszer részeként üzemel.) • A VHTR projektben Japán és Dél-Korea mellett az EU (Framatome) is fontos szereplő, a projektet a 6. keretprogram is befogadta. • Rendszerbe állítása 2020 körül remélhető.

22. Szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor (SCWR) • A SCWR-nek két üzemanyagciklus opciója van: • termikusneutron-spektrumú reaktor nyitott üzemanyagciklussal, és • gyorsneutron-spektrumú reaktor zárt üzemanyagciklussal, teljes aktinida-recirkulációval. • Mindkettő elgőzölgő vízzel hűtött. A termikus és a gyors verziók közötti különbség az SCWR aktív zónájában lévő moderátor mennyiségében van. A gyorsneutron-spektrumú reaktorokban nincs kiegészítő moderátoranyag, ugyanakkor a termikus változat kiegészítő moderátoranyag alkalmazását igényli. Mindkét opció olyan vízhűtésű reaktort használ, melyben a nyomás és a hőmérséklet a víz termodinamikai kritikus pontja (22,1 MPa, 374 ºC) felett van, ezáltal igen magas (~44%) átalakítási hatásfok elérését teszi lehetővé. A gyorsneutron-spektrumú opció továbbfejlesztett vizes eljáráson alapuló központi feldolgozóművet használ az aktinida-recirkulációhoz. • Az atomerőmű felépítését egyszerűsíti, hogy a hűtőközeg halmazállapota nem változik a reaktorban.

24. Egy termikusneutron-spektrumú SCWR jellemző tervezési paraméterei

25. Az SCWR unikális tulajdonságai • Az átalakítási hatásfok jelentős növekedése (~44%-ra) az LWR-ekéhez képest (33-35%). • A hűtőközeg magasabb entalpianövekedése miatt kisebb hűtőközeg-tömegforgalmat tesz lehetővé egységnyi reaktorteljesítményre vonatkoztatva. Ez csökkenti a hűtőközeg-szivattyú, a csővezetékek, elzáró szerkezetek és egyéb berendezéselemek méretét és a fajlagos szivattyúteljesítmény-igényt. • A rendszer teljes hűtőközeg-tartalma kisebb, mint az LWR-ekben, ami kisebb konténment-térfogatot eredményez. • Nem léphet fel a reaktorban forráskrízis, s ez elkerülhetővé teszi a hőátadási üzemállapotok váltakozását. • Kiküszöbölhetővé teszi a gőzszárítók, gőzszeparátorok és a gőzfejlesztők szükségességét, ami egyszerűbb felépítésű atomerőművet eredményez. • Nem követel turbinafejlesztést, minthogy azok már rendelkezésre állnak a hagyományos erőművi technológiából. • Alacsony fajlagos beruházási költség (<1000 USD/kWe). • Nagy mérettartományban (400-1600 MWe) életképes, s ezáltal rugalmasan alkalmazkodik a piaci igényekhez. • A rendelkezésre álló ismeretek miatt viszonylag gyorsan kifejleszthető.

26. Szuperkritikus nyomású vízzel hűtött reaktor (SCWR) • A termikusneutron-spektrumú SCWR-ek területén az utóbbi 10-15 évben Japánban (Toshiba, Hitachi) folyik a legnagyobb fejlesztési munka (SCLWR). Érdeklődik iránta Dél-Korea, USA, Kanada, Euratom, Németország,Franciaország és Svájc is. Az európai verzió a High Performance Light Water Rector (HPLWR). • Az SCWR — a magas átalakítási hatásfok, az egyszerű felépítés és az ezekből adódó alacsony fajlagos beruházási költség miatt — a gazdasági versenyképesség szempontjából kiválónak minősül. A gyorsneutron-spektrumú változat jó a fenntarthatóság tekintetében, a termikus változatról ez csak akkor mondható el, ha szimbiotikus atomenergia-rendszer részeként üzemel. Jónak minősül a proliferációállóság és a fizikai védelem vonatkozásában. Biztonsági problémái még nem teljesen megoldottak. • Az SCWR-et elsősorban villamosenergia-termelésre szánják, de van olyan verziója, amely aktinidakezelésre is alkalmas. • Az SCWR rendszerbe állítására jó esetben 2020‑25-ben kerülhet sor.

27. Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor (LFR) • Legfontosabb jellemzői • gyorsneutron-spektrum, • zárt üzemanyagciklus, • a fertilis urán hatékony átalakítása plutóniummá, • az aktinidák kezelésére (transzmutációjára) való képesség. • A vonatkozó elképzelések teljes aktinida-recirkulációs üzemanyagciklus terveznek központi és regionális üzemanyagciklus-létesítményekkel. • A reaktor hűtőközege ólom vagy ólom-bizmut eutektikum. • Teljesítőképesség-opciók: • 50-150 MWe-os telep, amit nagyon hosszú kiégési ciklus (kampányhossz) jellemez, • 300-400 MWe-os moduláris rendszer és • 1200 MWe-os nagy monolit atomerőmű. A „telep” elnevezés a hosszú élettartamra, gyári készítésű aktív zónára utal. Egy kisméretű aktív zóna kiégési ciklusának (kampányának) hossza 10-30 év.

29. Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor (LFR) • Az üzemanyag fém vagy nitrid alapú fertilis anyagot és transzuránokat tartalmaz. • Az LFR legfontosabb előnyei (pl. az SFR-rel szemben is) a következők: • A magasabb kilépési hőmérséklet a hozzá kapcsolt Brayton- vagy Rankine-ciklus magasabb hatásfokát és a folyamathő jobb alkalmazási lehetőségét nyújtja (pl. hidrogéntermelésre vagy sótalanításra). A természetes cirkuláció nagyobb biztonságot eredményez. • A Pb és a Pb-Bi hűtőközeg előnyösebb neutronfizikai jellemzőkkel rendelkezik, mint a nátrium. Ez is hozzájárul a jobb hasadóanyag-újratermeléshez és a hosszabb (15-20 éves) kampányhosszhoz. • Megnövelt inherens biztonságú és zárt üzemanyagciklusú atomerőművek érhetők el általuk rövid és középtávon. • Az ólom nem lép reakcióba a vízzel, ami egyszerűbb felépítésű atomerőművet eredményez. Ez határozott előny a nátriumhűtésű gyorsreaktorokkal szemben (pl. nincs szükség közbenső körre).

30. Különböző LFR opciók főbb referencia adatai

31. Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor (LFR) • A rendszert villamos energia és más termékek — beleértve hidrogén és ivóvíz — együttes előállítására tervezik. A kis teljesítményű telep kielégíti a kis fejlődő országok és az elszigetelt hálózatok piaci igényeit, amelyek nem rendelkeznek az üzemanyagciklusra saját infrastruktúrával. • A legrövidebb távú opciók villamosenergia-termelésre koncentrálnak, könnyen kifejleszthető üzemanyag-burkolat-hűtőközeg kombinációkkal foglalkoznak, és kapcsolt üzemanyag-recirkulációt tételeznek fel. • A hosszabb távú Pb-hűtésű opciók inherensen biztonságos reaktorra törekszenek, amelyeknek magasabb kilépési hőmérséklete (750-800 ºC) folyamathő — pl. hidrogén — termelésére is alkalmas. • A típusra vonatkozó tapasztalatok az orosz atom-tengeralattjárók Pb-Bi hűtésű reaktoraiból (BREST gyorsreaktor), továbbá a fémötvözet üzemanyagú Integral Fast Reactor gyártási és recirkulációs fejlesztéseiből származnak.

32. Ólom/bizmut hűtéses gyorsreaktor (LFR) • Az LFR rendszer kiváló minősítésű a fenntarthatóságban (mivel zárt üzemanyagciklust alkalmaz hasadóanyag-újratermeléssel), a proliferáció-állóságban és a fizikai védelemben (mivel hosszú kiégési ciklussal rendelkezik). Jónak minősül a biztonság és a gazdaságosság tekintetében (elsősorban a többfajta termék előállíthatóságának köszönhetően). Ennek ellenére — legalábbis egyelőre — Európában zsákutcának tartják ennek a reaktortípusnak a fejlesztését. • Az LFR rendszerbe állítása legkorábban 2020‑25-ben történhet.

33. Gázhűtéses gyorsreaktor (GFR) • Gyorsneutron-spektrumú, héliumhűtéses, zárt üzemanyag-ciklusú reaktor, magas kilépési hűtőközeg-hőmérséklettel (850 °C). • A magas hőmérséklet lehetővé teszi, hogy a GFR-hez közvetlen ciklusú gázturbinás rendszer kapcsolódjék (Brayton-ciklus), ami magas energiaátalakítási hatásfokú (~48%) villamosenergia-termelést tesz lehetővé. • A magas kilépő hőmérséklet folyamathő előállítására, így pl. hidrogén-termelésre is alkalmassá teszi az atomerőművet. • A rendszer teljesen integrált kivitelben is megvalósítható, a kiégett üzemanyag reprocesszálható a helyszínen (pirometallurgiai vagy más száraz eljárással) és az összes hosszú életű radioizotóp (hasadási termék és aktinidák) az üzemanyagba történő helyszíni beépítését követően visszavezethetők a reaktorba transzmutálás céljából. Ezáltal minimalizálható a nukleáris anyagok szállítása. • Különböző típusú üzemanyagok jöhetnek szóba a magas hőmérsékletű üzem feltételei között. A kemény gyorsneutron-spektrum jó hasadóanyag-újratermelő képességet (legalább egységnyi tenyésztési tényezőt) és magas transzmutációs hatékonyságot kölcsönöz a rendszernek. Az előbbi a rendelkezésre álló nukleáris üzemanyagkészletek — köztük a szegényített uránt tartalmazó dúsítási maradék — hatékony hasznosítását, az utóbbi a hosszú életű transzuránokat tartalmazó radioaktív hulladékok mennyiségének minimalizálását eredményezi.

35. Referencia GFR fő tervezési paraméterei

36. Gázhűtéses gyorsreaktor (GFR) • A rendszer kielégíti a IV. generációs alapelveket és követelményeket: • a fenntarthatóságot (konverziós tényezője kb. 1, aktinida-recirkuláció), • a gazdasági versenyképességet (magas hőmérséklet, közvetlen ciklus, magas — 48% — energiaátalakítási hatásfok, hidrogén-termelés), • a proliferáció-állóságot (zárt üzemanyagciklus, U, Pu és MA együttes visszavezetése), • a biztonságot és megbízhatóságot (robusztus tervezés, negatív reaktivitás-visszacsatolás stb.) • A GFR megvalósításának technológiai alapjai jelentősek: • több magas hőmérsékletű gázhűtésű termikusreaktor üzeme (pl. Dragon reaktor az Egyesült Királyságban, AVR és THTR Németországban, Peach Bottom és a Fort StVrain az Egyesült Államokban, HTTR Japánban, HTR-10 Kínában), • néhány gyorsneutron-spektrumú gázhűtésű reaktortervezet (300 MWhő teljesítményű, golyóágyas — PBMR — reaktor, 300 MWhő teljesítményű GT-MHR reaktor). • A projektet az EU 6. keretprogramja befogadta. • A GFR üzembe állására legkorábban 2020–25-ben kerülhet sor.

37. Sóolvadékos reaktor (MSR) • A sóolvadékos reaktorban az urán- és/vagy plutónium-fluoridot tartalmazó olvadt sókeverék szolgál üzemanyagként és hűtőközegként egyaránt. • A rendszer fejlesztése az 1940-es, 1950-es évekre nyúlik vissza. • Képes a sóolvadékba kevert összes aktinida hatékony kezelésére, illetve átalakítására.

38. Sóolvadékos reaktor (MSR) • Jelenleg négy üzemanyagciklus-opció létezik: • maximális (1,07-ig terjedő) konverziós tényezőjű, Th-233U üzemanyagciklusú rendszer; • katonai felhasználásra alkalmas nukleáris anyagoknak csak minimális mennyiségét tartalmazó denaturált Th-233U konverter; • nyitott aktinidakiégető (Pu- és MA-kiégető) denaturált üzemanyagciklus minimális kémiai kezeléssel; • aktinidakiégetés folyamatos recirkulációval. • Ha a villamosenergia-termelés az elsődleges cél, akkor a nagyobb mennyiségű aktinida feloldását lehetővé tevő fluoridsók — mint pl. a NaF/ZrF4 — kerülnek előtérbe. Ha hidrogéntermelés a fő cél, akkor a kevesebb tríciumkeletkezést igénylő sók — mint pl. a Li- és a Be-fluoridok — alkalmazása előnyös. • Lehetséges a folyékony üzemanyag on-line és off-line kezelése.

39. Sóolvadékos reaktor (MSR) • A reaktor fertilis üzemanyagaként a 238U vagy a 232Th használható olvadt sóban oldott fluoridként. • Az MSR megépíthető termikus és epitermikus neutronspektrummal. Előbbi esetben a jelenlegi elképzelés szerint grafitot használnak moderátorként. • Az MSR-ek üzemi hőmérséklet-tartománya az eutektikus fluoridsók (450 ºC körüli) olvadáspontjától a jelenleg felhasználásra alkalmasnak minősített szerkezeti anyagok (nikkel bázisú ötvözetek) kémiai kompatibilitási hőmérsékletéig (800-850 ºC) terjed. • A termikus neutronspektrumú megoldás esetében az üzemanyagot tartalmazó sóolvadék az aktív zónába épített grafitban lévő csatornákon áramlik át. A felmelegített olvadék egy hőcserélőben adja át hőjét a közbenső körben áramló közegnek, ami ugyancsak olvadt só. A közbenső körben áramló sóolvadék egy második hőcserélőben — a gőzfejlesztőben — adja le hőjét és termel ezáltal nagy nyomású és hőmérsékletű vízgőzt vagy forró gázt az energiaátalakítás céljára.

41. Egy referencia MSR jellemző paraméterei

42. Az MSR unikális tulajdonságai • Jó neutrongazdálkodás, aminek révén számításba jöhet aktinidakiégetésre és/vagy magas hasadóanyag-termelésre. • Magas hőmérsékletű üzem, ami lehetővé teszi a folyamathő szolgáltatást (pl. hidrogéntermeléshez) és a magas energiaátalakítási hatásfokot (>40%). • Az olvadt fluoridsók nagyon alacsony gőznyomásúak, ezáltal csökken a reaktortartály és a csővezetékek falában ébredő feszültség. • A fail-safe üríthetőség, a passzív hűtés és az üzemanyagban lévő illó hasadási termékek alacsony koncentrációja révén inherens biztonság. • Az üzemanyagcsere, -feldolgozás és a hasadási termékek eltávolítása megvalósítható on-line módon, ami megteremti a magas rendelkezésre állás lehetőségét. • Az aktinida-betáplálással széles tartományban változtatható a homogén sóoldat összetétele.

43. Sóolvadékos reaktor (MSR) • Az MSR rendszer a zárt üzemanyagciklus és a radioaktív hulladék kiégetésében mutatott kiváló képessége miatt a fenntarthatóság szempontjából kiválónak minősül. Jónak minősül a biztonság, a proliferáció-állóság és a fizikai védelem tekintetében. Gazdaságossága függ a konkrét feltételektől (pl. a termékfajták számától), s ezért további elemzést igényel. • Nemzetközileg is kiterjedt vizsgálat tárgya a gyorsítóval hajtott sóolvadékos szubkritikus rendszer (ADS – Accelerator Driven System) megvalósításának lehetősége. • A projektet már az 5. keretprogram óta befogadta az Európai Unió. • Az MSR kifejlesztése várhatóan csak 2030 körül fejeződhet be.

44. Transzmutáció • Általánosan: új kémiai elem megjelenése a magátalakulás hatására (sugárkárosodás) • Jelen esetben: hosszú felezési izotópok átalakítása rövid felezési idejű vagy stabil izotópokká neutronbesugárzás segítségével

45. Alapvetően új megoldás Particonálás (kémiai szétválasztás) & Transzmutálás(neutron-besugárzással kiváltott magátalakítás - „kiégetés”) • Cél: a felezési idő, az aktivitás, és a hulladékmennyiség (térfogat) csökkentése

46. Szétválasztási technológiák • PUREX: • Kiegészítve is csak részben alkalmas • Fejlesztés folyik • Egyéb specifikus eljárások • pirometallurgiai, pirokémia eljárások • részben már vannak, de a fejlesztés folyik  Várhatóan ez nem lesz akadály

47. Radioaktív hulladékok • Kis aktivitású radioaktív hulladékok • Közepes aktivitású radioaktív hulladékok • Nagyaktivitású radioaktív hulladékok • Rövid felezési idejűek (< 10 év) • Közepes felezési idejűek (10-30 év) • Hosszú felezési idejűek (30-109 év) • Nagyon hosszú felezési idejűek (> 109 év)

48. Nagy aktivitású hulladékok • Aktinidák • Hosszú felezési idejű hasadási termékek

49. Hasadási termékek Kumulatív keletkezési gyakoriság [%]

50. Hasadási termékek