SZAKDOLGOZAT. Ólomhűtésű gyorsreaktor üzemanyagciklusának vizsgálata. Szabó Ferenc. egyetemi docens. Tanszéki konzulens: Reiss Tibor doktorandusz

SZAKDOLGOZAT Ólomhűtésű gyorsreaktor üzemanyagciklusának vizsgálata

Szabó Ferenc

Témavezető:

Dr. Fehér Sándor egyetemi docens BME Nukleáris Technika Intézet

Tanszéki konzulens:

Reiss Tibor doktorandusz BME Nukleáris Technika Intézet

BME 2011 1

2

Önállósági nyilatkozat Alulírott Szabó Ferenc, a Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Fizikus alapszak (BSc) Alkalmazott Fizika szakirányának hallgatója kijelentem, hogy ezt a diplomamunkát meg nem engedett segítség igénybevétele nélkül, saját magam készítettem. Minden olyan szövegrészt, adatot, vagy bármely más elemet, amelyet vagy szó szerint, vagy azonos értelemben, de átfogalmazva másoktól vettem át, a forrás megadásával egyértelműen megjelöltem. Budapest, 2011. június 3. ..………………………… Szabó Ferenc hallgató

3

4

Tartalomjegyzék 1. BEVEZETÉS ........................................................................................................................................... 2 2. ÓLOM ÉS ÓLOM-BIZMUT EUTEKTIKUM, MINT HŰTŐKÖZEG .............................................................. 3 2.1 TERMÉSZETES ÓLOM ..................................................................................................................... 3 2.1.1 TERMOFIZIKA .......................................................................................................................... 3 2.1.2 NEUTRONFIZIKA ...................................................................................................................... 5 2.1.3 KÉMIA...................................................................................................................................... 7 2.2 ÓLOM-BIZMUT EUTEKTIKUM ........................................................................................................ 9 2.3 EGYÉB TULAJDONSÁGOK ............................................................................................................. 12 3. AZ ÓLOMHŰTÉSŰ REAKTOROK FEJLESZTÉSÉRE IRÁNYULÓ PROJEKTEK ............................................ 16 3.1 AZ ELŐZMÉNYEK .......................................................................................................................... 16 3.2 JELENKORI IGÉNYEK ..................................................................................................................... 16 3.3 AZ OROSZ TECHNOLÓGIA ............................................................................................................ 17 3.3.1 A BREST projekt .................................................................................................................... 18 3.3.2 Az SVBR projekt .................................................................................................................... 22 3.4 FEJLESZTÉSEK A GIF PROGRAM KERETÉBEN ................................................................................ 26 3.4.1 Az ELSY projekt ..................................................................................................................... 26 3.4.2 Az SSTAR projekt ................................................................................................................... 30 3.4.3 DEMO .................................................................................................................................... 32 3.5 A JAPÁN KUTATÁSOK ................................................................................................................... 33 3.5.1 A CANDLE projekt ................................................................................................................. 33 3.5.2 A PBWFR projekt ................................................................................................................... 36 3.5.3 Az SLPLFR projekt.................................................................................................................. 39 3.6 A KOREAI KÖZTÁRSASÁG ............................................................................................................. 40 3.6.1 A PEACER projekt .................................................................................................................. 40 3.6.2 A BORIS projekt..................................................................................................................... 45 4. A PEACER REAKTORKONCEPCIÓ MODELLEZÉSE ÉS NEUTRONFIZIKAI SZÁMÍTÁSOK ......................... 49 4.1 A MCNPX SZIMULÁCIÓS PROGRAM BEMUTATÁSA ..................................................................... 49 4.2 A PEACER-300 MODELLJÉNEK FELÉPÍTÉSE................................................................................... 50 4.2.1 A KEZDETLEGES MODELL ...................................................................................................... 50 4.2.2 A MODELL FEJLŐDÉSE ........................................................................................................... 53 4.2.3 KÜLÖNBÖZŐ HŰTŐKÖZEGEK VIZSGÁLATA A VÉGSŐ MODELLBEN ...................................... 56 5. ÖSSZEFOGLALÁS, KÖVETKEZTETÉSEK ................................................................................................ 64 1

1. BEVEZETÉS Komoly verseny folyik a jelenleg még fejlesztés alatt álló negyedik generációs reaktorok (IV Gen) között. Ennek az új reaktor-generációnak a célja a nagyságrendekkel biztonságosabb reaktorműködtetés, a balesetek valószínűségének leszorítása, vagy bekövetkezése esetén azok

sokkal

hatékonyabb

kezelése,

a

nukleáris

fegyverkezés

megnehezítése,

megakadályozása és mindenekelőtt a fenntarthatóság és gazdaságosság, ami az energiatermelés szempontjából a legfontosabb mutató. Ezen kutatások tárgya az ólomhűtésű gyorsreaktor (Lead-cooled Fast Reactor, LFR) is, amely kiválóan ötvözi a fenti szempontokat. A világ több vezető országa is erőfeszítéseket tesz ezeknek a reaktoroknak a kifejlesztésére. Az USA-ban SSTAR, az Európai Unióban ELSY, Oroszországban BREST és SVBR, Japánban a PBWFR, SLPLFR és CANDLE, míg Dél-Koreában BORIS és PEACER néven futnak LFR projektek, amik jó eredményekkel kecsegtetnek. A szakdolgozatban áttekintem, hogy állnak a különböző országok projektjei, milyen irányokban folynak a fejlesztések, mik azok a kérdések, amik még nincsenek tisztázva, valamint, hogy melyek azok a megoldásra váró problémák, melyek felmerültek a fejlesztések során.

A

konstrukció

széleskörű

felhasználhatóságát

mutatja,

hogy

alkalmas

a

legkülönbözőbb igényeket is kielégíteni. Néhányszor 10 MW-tól egészen az 1200 MW-os elektromos teljesítményig fellelhetők koncepciók a palettán. Felhasználásukat tekintve sem szűkebb a spektrum. Egyes projektek alaperőműnek szánják, másutt anyahajók, tengeralattjárók meghajtása a fő szempont és van, ahol az addig radioaktív hulladékként kezelt kiégett üzemanyag hosszú felezési idejű, a környezetre leginkább káros izotópjainak átalakítása az elérni kívánt cél. A dolgozatban továbbá górcső alá veszem a PEACER koreai reaktor terveit, az aktív zónát neutronfizikai szempontból elemzem az MCNPX neutrontranszport modellező programmal. A vizsgálat célja az, hogy kiderüljön, milyen hatással van a neutronháztartásra, ha az eredeti ólom-bizmut eutektikum hűtőközegben lecseréljük a természetes ólmot csak a

208

Pb

izotópra, továbbá a modelleztük a hatását a teljes hűtőközeg természetes ólom, illetve 208Pbal való helyettesítésének is. A

208

Pb befogási hatáskeresztmetszete a releváns tartományon

belül egy-két nagyságrenddel kisebb a természetes óloménál, ezért ideális lehet arra a célra, hogy csökkenteni lehessen a felhasznált indítótöltetet, illetve a későbbi üzemanyag mennyiséget. A vizsgálat során összehasonlítottuk a sokszorozási tényezőket, a

2

neutronspektrumokat és vizsgáltuk a hűtőközegben a neutron-abszorpció, az üzemanyagban a hasadás reakciógyakoriságát.

2. ÓLOM ÉS ÓLOM-BIZMUT EUTEKTIKUM, MINT HŰTŐKÖZEG Az ólomhűtésű reaktor legfőbb jellegzetessége a nehézfém hűtőközeg. Érdemes alaposabban körüljárni, hogy miért került az ólom a kutatók figyelmének középpontjába. Egy anyagnak, ha hűtőközegként szeretnék felhasználni, eleget kell tennie bizonyos termodinamikai, neutronfizikai, kémiai és gazdasági kritériumoknak. A megkívánt feltételek termodinamikai szempontból a magas hővezetési együttható, az alacsony gőznyomás, a magas forráspont és az alacsony olvadáspont. Neutronfizikai elvárás az alacsony neutronbefogási hatáskeresztmetszet, a besugárzás hatására a minél kisebb felaktiválódás, továbbá gyorsreaktoroknál az elhanyagolható neutronmoderálás. Kémiai oldalát vizsgálva a dolognak, fontos a hőmérsékleti stabilitás, azaz magas hőmérsékleten se disszociáljon vagy alakuljon át az anyag. Lehetőleg ne legyen mérgező, és ami nagyon fontos, kémiailag közömbös legyen a vele érintkező anyagokkal, azokkal ne lépjen reakcióba. A gazdaságosság szempontjából az olcsó előállítás a mérvadó. A nehézfém-hűtésű gyorsreaktoroknál valójában kétfajta hűtőközeg áll a vizsgálatok középpontjában. A természetes ólom mellett az ólom-bizmut eutektikum felhasználását is tervezik, előnyös tulajdonságai miatt. A viselkedésük majdnem minden téren ugyanolyan. Az alábbiakban számba veszem a fentebb felsorolt követelményeket.

2.1 TERMÉSZETES ÓLOM 2.1.1 TERMOFIZIKA A fémek a legjobb hővezetők, ezért az ólom az üzemanyag-pálcákban fejlődő hőt sokkal hatékonyabban képes elvezetni, mint a legtöbb atomreaktorban használt hűtőanyag. Ez alól csak egy másik folyékonyfém reaktor-hűtőközeg, a nátrium jelent kivételt. Az alacsony olvadásponttal párosuló magas forráspont egyik előnye, hogy széles tartományban változhat a közeg hőmérséklete, a Carnot-körfolyamat szerint így magas hatásfokot érhetünk el. A másik előnye, hogy egy esetleges üzemzavar következtében fellépő magas hőmérsékleten sem kezdődik meg a fázisátalakulás, mely hatalmas túlnyomásnak tenné ki a reaktortartályt és a csöveket. Ehhez kapcsolódik az alacsony 3

gőznyomás kritériuma is. Az ólom gőznyomása még 1000 K-nél is csupán 10-2 Pa nagyságrendbe esik ami, - tekintetbe véve, hogy a légköri nyomás 105 Pa - egy szinte elhanyagolhatóan kicsi érték [Sobolev, 2007]. Ráadásul, ahogy a későbbiekben látni fogjuk, ezt a hőmérsékletet jelenleg a legforróbb pontján sem is éri el az ólomhűtésű gyorsreaktorok hűtőközege. Az alacsony olvadáspont egyébként azért is fontos, hogy kis hőfokon se szilárduljon meg az anyag, amivel akadályozná az üzemanyag körüli hűtőközeg-keringést, a remanens hő elszállítását. Az ólom normál üzemi hőmérséklete az összes projektet figyelembe véve 400-600 °C között mozog. A forráspontja 1743 °C, ami több mint 1100 fokkal magasabb a normál üzemi hőmérsékleténél. Ez akkora differencia, hogy az ólom felforrásának a veszélye nem jelent különösebb biztonsági kockázatot. Ez egy rendkívül előnyös tulajdonsága ennek az anyagnak, több szempontból is. A hűtőközeget így nem kell nagy, az atmoszférikus nyomás több tíz-, esetleg százszorosa alatt tartani, hogy növeljék a forráspontját. Ez ugyanis maga után vonná a nyomásálló, vastag fémcsövek és a masszív szerkezetek alkalmazásának szükségességét, melyek jelentős többletköltséget adnának a reaktor megépítéséhez. A másik pozitívuma a kockázati faktorok csökkenése. A reaktor biztonsági méretezésénél az egyik kiemelt probléma a hűtőközeg elforrása esetén bekövetkező túlnyomás kezelése, és az üzemanyag-kazetták további hűtésének megoldása. Az elforrás veszélyének kizárásával ez nem releváns kérdés többé. Problémákat vethet fel viszont az, hogy az ólom olvadáspontja, mely 327 °C, közel esik az üzemi hőmérséklet legalacsonyabb pontjához. Egyrészt egy esetlegesen leeső teljesítmény idején megszilárdulhat az ólom. Ez nagyon komoly gondok forrása lehet, amit mindenképpen el kell kerülni. Kezdve a közeg cirkulációjának, így a kazetták hűtésének megszűnésétől, az újraindítás megoldásának költségéig, ez utóbbihoz ugyanis külső energiaforrás szükséges, amivel újból megolvasztják az ólomot. Van viszont egy kétségkívül nagyon pozitív hozadéka ennek, szintén a reaktorbiztonság területén. Ez pedig a hűtőközeg-vesztéses baleseteknél (Loss Of Coolant Accident, LOCA) nyilvánul meg. Egy esetleges törésen át a légköri viszonyok közé kerülő ólom nagyon hamar megszilárdul, így nem terjed szét egy esetlegesen felaktiválódott, radioaktív anyag. Továbbá figyelembe véve, hogy az ilyen rendszerek atmoszférikus nyomáson működnek, nincs túlnyomás, ami nagy erővel préselné ki az ólmot, így a megszilárdult anyag eltorlaszolhatja a rendszeren keletkezett rést.

4

2.1.2 NEUTRONFIZIKA Gyorsreaktoroknál alapvető követelmény, hogy a hűtőközeg minél „átlátszóbb” legyen a neutronokra, azaz a kölcsönhatási keresztmetszetek a nagyon alacsony tartományban, lehetőleg a barn-os nagyságrend alatt mozogjanak. Ha magas az abszorpciós, vagy ebben az esetben a rugalmatlan szórási hatáskeresztmetszet, az rendkívül előnytelen a reaktor neutronháztartása szempontjából. Az

( n, γ )

magreakció instabil, radioaktív bomló

atommagot hozhat létre, ami így hulladékként magasabb besorolást kaphat, azaz komolyabb költségráfordítást igényel a kezelése, nagyobb kárt okozhat a környezetének. Továbbá egy esetlegesen bekövetkező üzemzavar esetén a kiszabaduló hűtőközeg jelentős környezeti sugárterhelést okozhat, bár ez, a fentebb említett okok miatt, az ólom esetében ez nem releváns kockázat. Másik probléma, hogy nagy neutron-veszteségek esetén több hasadóanyagot, nagyobb indítótöltetet kell használni, ha a kritikusságot el akarjuk érni, ami gazdaságtalan és ellentmond azoknak az alapelveknek, melyek jegyében a negyedik generációs reaktorok kifejlesztésére erőfeszítéseket tesznek. Az ólom itt is jól vizsgázik, befogási hatáskeresztmetszete a termikus energiák felett a 10-100 mbarn-os nagyságrendbe esik. Ez egy elfogadható érték, ebbe a tartományba esik a gyorsreaktoroknál használt hűtőközegek többségének a hatáskeresztmetszete is, ahogy az az 1. ábrán is látható. Egy eseteleges neutronbefogás esetén, sem kell a felaktiválódástól tartani. A

204

Pb kivételével a kisebb tömegszámú ólom izotópok esetén eggyel nagyobb

tömegszámú stabil izotóp keletkezik (Itt érdemes megjegyezni, hogy a természetes ólom összetétele: 204Pb: 1,4%, 206Pb: 24,1%, 207Pb: 22,1% és 208Pb: 52,4%). 204Pb izotóp sem jelent problémát, bár a belőle keletkező 205Pb radioaktív, de ennek a felezési ideje 1,53⋅107 év, ami nagyon hosszúnak számít. Tekintetbe véve még azt is, hogy ez az izotóp alig több mint 1%-ban fordul elő az ólomban, ez számottevő többletaktivitást nem okoz. Ráadásul a

205

Pb

izotópok számát a további neutronbefogások is fogyasztják. A 208-as tömegszámú ólomizotóp is radioaktívvá válik egy neutron befogása után. Ennek felezési ideje 3,25 h, ezután β − bomlással és a

kisebb

209

Bi-tá alakul, amely már stabil. A viszonylag rövid felezési idő miatt,

tömegszámú

ólomizotópoknál két

nagyságrenddel kisebb

befogási

hatáskeresztmetszetének köszönhetően ez nem indukál akkora felaktiválódást, amit érdemleges kockázati tényezőként kellene kezelni. A gyorsreaktoroknál van még egy tényező, amit figyelembe kell venni, ez pedig a hűtőközeg neutron lassítási képessége. Az az

5

ideális, ha a neutronokat gyengén moderálják, mert a kemény neutronspektrum fenntartása a cél az aktív zónában. Ebből a szempontból az ólom messze felülmúlja az összes össze többi reaktorhűtési célból felhasznált felhasznál anyagot. Az ólom messze a legnagyobb atomszámú, azaz a legnagyobb atommaggal rendelkező anyag ezek között, így az impulzusmegmaradás törvényének értelmében egy rugalmas ütközésnél az ólom atommagjánál több mint 200-szor 200 könnyebb neutron csak nagyon kevés energiát veszít. Az ólom után a nátrium rendelkezik a legnagyobb atomtömeggel,, de még ennél is (hogy egy jellemző értéket tekintsünk) 171 ütközésre van szüksége ahhoz, hogy hogy egy 2 MeV energiájú neutront 1 eV energiáig moderáljon. Szemben az ólommal, amelyben amelyben egy neutronnak 1514 ütközés kell ugyanekkora ugyan energiaveszteséghez. Tehát a második legjobb anyagnál is egy nagyságrenddel jobb értéket produkál.

1. ábra A nukleáris reaktorban használt hűtőközegek neutron befogási hatáskeresztmetszete. hatáskeresztmetszete Az egyes anyagoknak, a természetben előforduló izotópjaira, az [NNDC,, 2010]-n 2010 fellelhető hatáskeresztmetszet-könyvtárak könyvtárak átlagolása van feltüntetve. Szemléltetésre jó, de nem pontos

6

2.1.3 KÉMIA A fentebb említett tulajdonságok megléte még nem elégséges feltétele egy anyag hűtőközegként való felhasználásának. Annak még ki kell elégítenie néhány alapvető követelményt, amelyek leginkább a kémiai tulajdonságaival kapcsolatosak. Elvárt tulajdonság a hővel szembeni ellenállóság, azaz nagy hőmérsékleti tartományban stabil legyen, ne disszociáljon szét, ne alakuljon át egy másfajta kémiai tulajdonságokkal rendelkező nemkívánatos anyaggá. A fémeknél általában ilyen probléma nem adódik, mivel elemekről van szó, folyékony halmazállapotban nem rendelkeznek felbontható kötésekkel és egyéb allotróp módosulat kialakulásának a veszélye sem áll fenn. Következő szempont a toxicitás kérdése. Bár az ólom nehézfém, ami a szervezetbe jutva súlyos máj- és veseelégtelenséget, nagy mennyiségben halált okozhat, ennek a problémának a jelentősége, egy már fentebb említett ok, a hűtőkörből való kiszabadulás utáni megszilárdulás miatt nem meghatározó. Nem kell baleseti forgatókönyveket felállítani az ólom terjedésének megakadályozására, mint a nagy mozgékonyságú folyadékok vagy gázok esetében. Nem szublimál, tehát nem juttat a levegőbe belélegezhető ólmot. Az egyetlen mód az inkorporációra, ha valaki hozzányúl az ólomhoz, majd utána kézmosás nélkül kezd el enni. Ekkor a kezéről az ételre juthat némi nehézfém. Felvilágosítással és kellő képzéssel az ilyen esetek elkerülhetők. Ezek után érdemes megvizsgálni a felhasználni kívánt anyag kémiai reakciókra való hajlandóságát.

Ideális

esetben

nem

reagál

levegővel,

vízzel

és

az

elterjedt

üzemanyagpálca-burkolat anyagokkal, a hűtőközegbe süllyesztett szerkezeti elemekkel és a reaktortartállyal. A levegővel való közömbösség azért nagyon fontos, mert karbantartásnál, üzemanyag-cserénél, amikor felnyitják a reaktortartályt, vagy ha valamilyen abnormális folyamat következményeként a hűtőközeg kiszabadul, levegővel biztosan találkozik, továbbá a vízzel való érintkezés lehetőségét is számításba kell venni. Mivel az esetek túlnyomó többségében a szekunder vagy tercier körben vízből gőz fejlesztésével szállítják el a kinyert hőmennyiséget, ezért reális esély van a vízzel való kontaktusra is. E két szempont alapján az ólom ismét csak előnyeiről tesz tanúbizonyságot. A levegővel való reakciója mindössze az ólom-oxid rétegszerű megjelenése a fém felületén. Vízzel esetleg ebből ólom(II)-hidroxid képződhet, amely egy vízben rosszul oldódó szilárd anyag. Heves, robbanásszerű reakciótól nem kell tartani [Lenntech, 2011].

7

A reaktor elemeivel való kölcsönhatás szempontjából már nem ilyen előnyös a helyzet. Érdemes az elején leszögezni: az ólommal való hűtés legnagyobb problémája a nagyon erős korrozivitása. Ezzel a fémszerkezeteket teljesen tönkreteszi, és magát a hűtőközeget is elszennyezi. A fejlesztések kulcsfontosságú kérdése, hogy meg tudják-e oldani az üzemanyag-burkolat, a tartószerkezetek és az egyéb, ólommal érintkező elemek tartós korrózió elleni védelmét. Sok tanulmány foglakozik a korrózió-védelemmel, rengeteg kísérletet, modell-számítást végeztek el, hogy többet tudjanak meg a problémáról és annak megoldásáról. Egyértelműsítették, hogy a roncsolás mértéke az ólom hőmérsékletétől és áramlási sebességétől függ [Zhang, 2005]. Ezek növelésével a roncsolás mértéke nő. Az utóbbit 1,5-2 m/s-ban tudták maximalizálni, szem előtt tartva a hűtőközeg hőelvonó képességét és, a hosszú tartózkodási időt a korrozív közegben. A kutatások inkább a hűtőközeg hőmérsékletének lehetséges emelésére vonatkoznak, a nagyobb erőművi hatásfok érdekében. A reaktorokban eddig használt anyagok közül legalkalmasabbnak az acélötvözetek, a ferrites-martenzites és az ausztenites acélok adódtak [Soler, 2004]. Ezek különböző technológiai újításokkal és fejlesztések segítségével képesek a 10000 órás nagyságrendű üzemidőre, ami fontos követelménye a reaktorban való alkalmazhatóságnak. Az egyik nagyon ígéretes módszer, amelyet az ólommal és ólom-bizmut eutektikummal való hűtésben már sok évtizedes tapasztalattal rendelkező oroszok fejlesztettek ki, az oxigén hűtőanyagba való beoldása. Ehhez pontos szenzorokra és adagolórendszerre van szükség, a beoldott oxigén mennyiségét szinten kell tartani és gondoskodni kell a homogén eloszlásáról [Li, 2002]. Ezzel elérik, hogy néhány mikron széles oxid-réteg keletkezzen az acél felszínén, amely a kellő vastagság és homogenitás esetén képes ellenállni a kioldódásnak és az egyéb felületi roncsolásoknak. A védőbevonat nélküli, csupasz acélokkal elvégzett összehasonlító vizsgálatok egyértelműsítették a hozzáadott oxigén élettartam-növelő hatását. A 10-6-10-5 tömeg% közötti oxigén-koncentráció ideális a megfelelő védő oxid-réteg kialakulásához. A ferrites-martenzites és ausztenites acélok 500 °C-os ólomközegben több ezer órán keresztül épek maradtak, viszont 550 °C körül már bizonytalan a védőréteg ellenálló képessége, és a tapasztalatok szerint néhány száz óra után tönkremegy az anyag. A másik, még hatásosabb módszer, ha előre felvisznek a felületre egy vékony anti-korróziós réteget. Ennek egyik legígéretesebb új eljárása a GESA (Gepulste ElektronenStrahl-Anlage) technológia [Heinzel, 2006]. Az eljárás során alumíniumot ötvöznek a fémmel, és pulzált 8

elektronsugárral kezelik a felületét. Megolvasztják a legkülső réteget és egy vas-krómalumínium-ittrium ötvözettel vonják be azt. Az így kialakuló réteg sokkal ellenállóbb lesz az ólommal szemben. Akár az 550 °C-os hűtőközegben való tartózkodást is hosszútávon kibírja. Ezeknél is ellenállóbb technológiák a továbbfejlesztett, szilíciummal ötvözött, és az ODS (Oxid Dispersion Strenghtened), azaz oxid-diszperzióval megerősített acélok. Ezekkel hozzávetőlegesen még 50 °C-nel magasabb hűtőközeg-hőmérséklet érhető el, bár a technológia még nem olyan kiforrt, mint az előbb tárgyalt esetben. A kutatások középpontjában vannak még olyan anyagok is, melyekkel akár a 750-800 °C-os zóna-kimeneti hőmérséklet is elérhető [Li, 2008]. Ezek közé tartoznak a hőálló fémek és az ötvözetek, a kerámiák és a kompozit-anyagok. Ezeknél már nem az ólommal való összeférhetőség a kulcskérdés. Képesnek kell lenniük elviselni a reaktorban uralkodó állapotokat, mint például a nagy neutronfluxus, vizsgálni kell az anyagfáradást, számításba kell venni a megmunkálás és az anyag költségeit is. Tehát ez utóbbi még csak koncepció stádiumban van.

2.2 ÓLOM-BIZMUT EUTEKTIKUM Az ólom-bizmut eutektikum összetétele szerint 44,5% ólmot és 55,5% bizmutot tartalmaz. Az ólom-bizmut eutektikum hűtőanyagként felhasználva többnyire ugyanazokkal a tulajdonságokkal bír, mint az ólom. Van viszont néhány alapvető különbség a kettő között, melyek meghatározhatják, mikor érdemes az egyiket, mikor a másikat használni. Az Pb-Bi eutektikum legfontosabb tulajdonsága az alacsony olvadáspontja. 126 °C-on már megolvad, ami hatalmas előnyt jelent az ólommal szemben, mivel annak ehhez több mint 200 fokkal magasabb hőmérsékletre van szüksége. Egy üzemzavari teljesítménycsökkenés esetén bekövetkező hűtőközeg megszilárdulásnak, tehát az ebből következő súlyos balesetnek a valószínűsége nagyságrendekkel kisebb azonos be- és kilépő primer köri hőmérsékletek esetén, így ezt a szempontot véve jóval biztonságosabb is. Orosz atomtengeralattjárók

ezt

használták

hajtóművükben,

kétségkívül

ebből

fakadó

megbízhatósága miatt is. A magas zóna-belépő hőmérséklet csökkenthető, ezáltal a zóna-kilépő hőmérsékletet magasan tartva, az erőmű hatásfoka is növelhető. Ez egy polgári erőműnél, ahol a gazdaságosság az egyik legfontosabb szempont, jelentős előny. Fentebb említettük, hogy ezeknek a hűtőközegeknek a legnagyobb problémája a korrozivitás, mely a hőmérséklet emelésével egyre agresszívabban támadja meg a fémeket. Az eutektikum ezen 9

előnyös hőtani tulajdonsága miatt a nukleáris egység egész üzemi hőmérsékletét csökkenteni lehet (ki- és belépő hőmérsékleteket egyaránt). Így, ha nem a minél hatékonyabb energiatermelés az elsődleges szempont, hanem például a hosszú felezési idejű aktinoidák átalakítása, ott lehetséges a kevésbé korrózióálló, olcsóbb alapanyagot felhasználni a reaktor elemeihez és az üzemanyag-burkolathoz. Korrozivitásának mértéke az óloménál valamivel kisebb. Ennek köszönhetően ugyanazon anti-korróziós technológia mellett átlagosan 50 K-el magasabb üzemi hőmérsékleten használható. Egy másik lényeges eltérés az ólomtól, hogy neutron-besugárzás hatására felaktiválódik, ami sok fejtörést okoz a kivitelezéssel kapcsolatban. A bizmut neutronbefogása esetén a 209

Bi ( n, γ )

látható. A

210

Bi magreakció megy végbe, melynek hatáskeresztmetszete az 2. ábrán

210

Bi radioaktív izotóp, β − bomló, melynek felezési ideje T1/2=5.013 nap.

210

Po

keletkezik belőle, mely α bomló T1/2=138.4 nap felezési idővel.

2. ábra A bizmut befogási hatáskeresztmetszete

A normál üzemi körülmények közt ez nem jelent veszélyt az emberre, és a reaktor elemeit sem terheli meg semmilyen értelemben. Viszont karbantartásnál vagy üzemanyag cserénél, 10

mikor felnyitják a tartályt vagy üzemzavari esemény bekövetkezésénél, ahol szabályozatlan körülmények közt hagyja el a hűtőközeg a primer kört, polónium is a levegőbe juthat. Bár polónium forráspontja 1235 K, már jóval alatta is párolog. Porszemcsék és egyéb aeroszolok felületén megtapad, így fennáll az inkorporáció veszélye. Tekintve, hogy α -sugárzó izotóp, ez komoly probléma [Pankratov, 2004]. Az ezzel kapcsolatos kutatások során felfedezték, hogy a nagy fajlagos felületű adszorbens anyagokkal a 210Po nagyon jó hatásfokkal kivonható, anélkül, hogy a hűtőközeg többi eleme megkötődne azon. Bizonyos adszorbens kvarckristályokkal kiemelkedő eredményt értek el, a polónium közel 80%-át sikerült 5 perc alatt eltávolítani anélkül, hogy más adhezív anyagok megkötődtek volna rajta [Obara, 2005]. A bizmut a 69. elem a Földön, az előfordulás gyakorisága szerint. Az ólommal ellentétben kis mennyiségben áll rendelkezésre, az ára magas. Míg az ólom kilónkénti ára 2011. áprilisi adatok szerint 2,5 $ körül mozog [Metal-Pb, 2011], addig a bizmuté ennek 10-szerese, 25 $/kg [Metal-Bi, 2011]. Ahhoz, hogy ezt reaktorban fel lehessen használni, még további kezelési eljárásoknak kell alávetni, ami tovább növeli az árát. A világ feltárt bizmut tartalékai, beleértve a már kibányászott, és még a földkéregben lévő érceket is, 680000 tonnát tesznek ki. Ha egy reaktorhoz 5-15 ezer tonna bizmutra van szükség, akkor az ólom-bizmut eutektikum hűtésű reaktorok elszaporodása a világon a bizmut tartalékok jelentős hányadát felemésztené, ami komoly árnövekedést produkálna a fém így is magas árában. Az eddig felsorolt szempontok alapján 1. táblázatban található egy összehasonlítás a nehézfémhűtőközegekről. 1. táblázat Az ólom és ólom-bizmut eutektikum hűtőközegek összehasonlítása az általános hűtőközeg-elvárások alapján Anyag

Olvadáspont

Forráspont

Gőznyomás

Termikus stabilitás

Alacsony neutronabszorpció

Ólom

û

ü

ü

ü

ü

Ólom-bizmut eutektikum

ü

ü

ü

ü

ü

Toxicitás

Anyagár

Elhanyagolható Gyenge Kémiai moderáció felaktiválódás közömbösség Ólom

ü

ü

û

û

ü

Ólom-bizmut eutektikum

ü

û

û

û

û

11

2.3 EGYÉB TULAJDONSÁGOK Az ólom és az ólom-bizmut eutektikum rendelkezik még néhány olyan eddig meg nem említett előnyös tulajdonsággal, melyek nagyban hozzájárultak ahhoz, hogy számításba vegyék nukleáris hűtőközegként. A szilárd ólom sűrűsége 11,34 g/cm3, ezzel a legnagyobb fajsúlyú anyagok közé tartozik az elemek között. Ebből folyékony állapotban sem veszít 10%-nál többet a reaktorok tervezett üzemi hőmérsékleti tartományán. Az ólom sűrűségét [Kirshenbaum, 1961] szerint a következő összefüggés adja meg:

ρ Pb , f = 10, 678

g g − 13,174 ⋅10 −4 (T − 600, 6 K ) 3 cm cm 3 ⋅ K

(1)

A bizmut sűrűsége valamivel alacsonyabb az óloménál, de ez nem jelentős, az ólom-bizmut eutektikum sűrűségét megadó közelítő képlet [Azad, 2005] szerint:

ρ LBE , f = 10, 981

g g T − 1,137 ⋅10 −3 3 cm cm 3 ⋅ K

(2)

A T mindkét esetben a hőmérsékletet jelöli K-ben megadva. A 650-850 K-es tartományban az ólom 10,6-10,35 g/cm3, az eutektikum 10,5-10,2 g/cm3 között mozog. A nagy fajsúlynak köszönhetően az ezekbe merített tárgyakra nagyon nagy felhajtóerő hat. Ezt az üzemanyag elhelyezésénél és rögzítésénél ki szokták használni a mérnökök. Általában a különösen nehéz, fém üzemanyagok esetén is elég egy kisebb teherbírású, tehát kevesebb merevítő-, és tartórúdból álló tartószerkezet a tartályban, ami csökkenti a reaktor anyagköltségeit. Az oxid üzemanyag-pasztillák sűrűsége a folyékony nehézfémével közel azonos. Légréssel és a burkolattal együtt kisebb a fajsúlyuk, elég csak a tartály tetején rögzíteni a kazettákat, felfüggesztésre nincs szükség. A hűtőközeg nagy sűrűségének negatív következménye, hogy számolni kell a szabályzó- és biztonságvédelmi rudak zónából való kilökődésével a mozgatószerkezet meghibásodása esetén. Az inherens biztonság szempontjából nagyon fontos kérdés a természetes cirkuláció képessége. Ha valamilyen okból kiesnek a körből a keringető szivattyúk, mert meghibásodnak, vagy egyszerűen csak nem kapják meg az energiaellátást (mint ahogy a 2011. márciusi fukhusima-i balesetnél történt), akkor a hűtőközegnek a természetes cirkulációja által kell elszállítania a leállított reaktor remanens hőjét. Mostanra elég sok tanulmány született ezeknek az anyagoknak természetes keringéséről. A modellező kódokkal végzett

számítások

és

a

valós

szimulációkban 12

kapott

eredmények

egyaránt

kecsegtetőek [Wu, 2003]. Bizonyos kis teljesítményű reaktorokban a természetes cirkuláció a normál üzemi teljesítmény 100%-át is képes elszállítani, de a közepes- és nagyteljesítményű erőművi reaktorok esetében is átlagosan 10% körüli ez az érték [Borgohain, 2011]. Vészleállítás alatt a BV-rudak besüllyesztése után néhány másodperccel már ez alá a szint alá esik a zóna hőteljesítménye, ami a biztonsági keringető szivattyúk és egy sor egyéb védelmi elem beépítését teszi feleslegessé. A zóna leolvadásának esélye tehát, ha az ólom vagy az PbBi eutektikum jelen van a rendszerben, elhanyagolható. Fentebb tárgyaltuk azt is, hogy a hűtőközeg elszökésének valószínűsége az anyag tulajdonságai miatt kizárhatók. Ezekkel a sajátságokkal a zóna leolvadásának veszélye jóval 10-6/év valószínűség alá csökken, ami az egyik mértékadó biztonsági irányelv a IV. generációs nukleáris reaktorok tervezésénél. Jól ismert az ólom és a hozzá hasonló nagyrendszámú fémek sugárzás árnyékoló hatása. A reaktorban keletkezett gamma-sugárzás így nem, vagy csak jelentős gyengülést elszenvedve jut ki az aktív zónából. Ez újabb jelentős terheket vesz le a fejlesztők válláról, feleslegessé tesz számos sugárvédelmi intézkedést, felépítményt a reaktor körül. A 2.a és 2.b táblázatokban a fém és nemfém nukleáris hűtőközegeket hasonlítottam össze.

13

2.a táblázat A nukleáris reaktorokban használt fém hűtőközegek tulajdonságai Nátrium (Na)

Tulajdonság

Ólom (Pb) 204

Pb (1,4%) Pb (24,1%) 207 Pb (22,1%) 208 Pb (52,4%) 601

44,5% Pb (lásd: balra), 55,5% Bi: 209 Bi (100%) 399 (Pb-Bi) 545 (Bi)

2016

1943 (Pb-Bi) 1837 (Bi)

206

Izotóp összetétel Olvadáspont (1 atm) [K] Forráspont (1 atm) [K] Sűrűség (20 °C, 1 atm) [g/cm3], CO2 és He esetén 0 °C és [g/dm3]

23

Na (100%) 371 1156

Ólom-Bizmut Eutektikum (Pb-Bi)

10,6 (Pb-Bi) 0,97

11,3

9,78 (Bi) 151 (Pb-Bi)*

Hőkapacitás (300 K) [J/(kg K)]

1230

129

122 (Bi)

Hővezetés (1 atm, 300 K) [W/m K]

141

35

8,00 (Pb-Bi)* 7,97 (Bi)

Előfordulási gyakoriság a földkéregben [ppm]

23600

14

0,009 (Bi)

Neutron befogási hatáskeresztmetszet 0,025 eV energián [barn]

0,528

0,174

0,0982

Neutron befogási hatáskeresztmetszet 1 MeV energián [barn]

2,3⋅10-4

0,00102

0,00202

171

1514

1518

1

1

1

0,302

2,4

1,64

Átlagos ütközésszám a neutron 2 MeV energiáról 1 eV-ra történő lassítása közben Primer-köri nyomás [atm] Dinamikus viszkozitás (355 °C) [Pa⋅s]

* Extrapolált eredmény a [Sobolev, 2007]-ben megadott összefüggésből, szigorúan véve csak az olvadáspontig érvényes.

14

2.b táblázat A nukleáris reaktorokban felhasznált gáz hűtőközegek és a víz tulajdonságai Tulajdonság

Szén-dioxid (CO2)

Hélium (He)

12

C (98,9%) C (1,1%) 16 O (99,8%) 18 O (0,2%)

He (100%)

H (99,98%) H (0,02%) 16 O (99,8%) 18 O (0,2%)

13

Izotóp összetétel

Víz (H2O) 1

2

4

Olvadáspont (1 atm) [K]

195

0,95

273

Forráspont (1 atm) [K]

217

4,23

373

Sűrűség (20 °C, 1 atm) [g/cm3], CO2 és He esetén 0 °C és [g/dm3]

1,977

0,179

0,998

Hőkapacitás (300 K) [J/(kg K)]

846

5193

4181

Hővezetés (1atm, 300 K) [W/m K]

0,0166

0,151

0,601

Előfordulási gyakoriság a földkéregben [ppm] Neutron befogási hatáskeresztmetszet 0,025 eV energián [barn] Neutron befogási hatás-keresztmetszet 1 MeV energián [barn] Átlagos ütközésszám a neutron 2 MeV energiáról 1 eV-ra történő lassítása közben Primer-köri nyomás [atm] Dinamikus viszkozitás (355 °C) [Pa⋅s]

1400 (H2)

200 (C) 230500 (O2)

0,002

230500 (O2)

0,00125

Elhanyagolható

0,2214

4,57⋅10-7

Elhanyagolható

2,24⋅10-5

∼100

43

16

20

8

120

2,85⋅10-2

3,28⋅10-2

0,346 (@80°C)

15

3. AZ ÓLOMHŰTÉSŰ REAKTOROK FEJLESZTÉSÉRE IRÁNYULÓ PROJEKTEK 3.1 AZ ELŐZMÉNYEK Az ólommal hűtött atomreaktor ötlete nem újkeletű dolog. A fentebb ecsetelt előnyös tulajdonságokra már régen felfigyeltek a szakemberek. A témával kapcsolatban Oroszország rendelkezik a legtöbb tapasztalattal, több reaktort is üzemeltettek a hidegháború alatt. Hogy a fegyverkezési versenyben előnyre tegyenek szert, rengeteg pénzt fektettek a katonai fejlesztésekbe. A Szovjetunió ólom-bizmut hűtésű reaktorai is ennek szellemében készültek. Ezeket a haditengerészetben hasznosították, a Lira típusú atom-tengeralattjáróik hajtóművei voltak. A tengeralattjáró korának kiemelkedő fejlesztése volt, számos tulajdonságában verhetetlen hajtóműve miatt. A reaktor a könnyűvizes reaktorokhoz képest nagyobb teljesítménysűrűsége miatt, ugyanakkora teljesítmény mellett kisebb méretű volt. Ennek köszönhetően a tengeralattjáró méretét is csökkenteni lehetett. Így, saját korában, a Lira volt a leggyorsabb és a legnagyobb merülési mélységgel rendelkező tengeralattjáró a világon. Kétfajta reaktort használtak ennél a típusnál. Az egyik a két gőzkörrel rendelkező BM-40A, a másik a 3 gőzkörös OK-550 jelzésű gyorsreaktor volt [Polmar, 2004]. Ez utóbbit más Severodvinsk-ben épült nukleáris meghajtású hajóknál is felhasználták. Ezek üzemanyaga 235

U izotópban magas dúsítású urán volt. A reaktorok közül az utolsót is kivonták a

forgalomból 1990 végére. Az egykori Szovjetunión kívül máshol, ha volt is hasonló projekt, az nem jutott el a megvalósulás stádiumába.

3.2 JELENKORI IGÉNYEK Az ezredforduló környéke új tendenciákat hozott az energiaiparban. A megváltozott igények a nukleáris energetikát is új kihívások elé állították, elkezdődött az atomreaktorok új, negyedik generációjának kifejlesztése. A tervezés során szem előtt tartott alapelvek a reaktor biztonságának nagyságrendekkel való növelése, az atomfegyver minőségű hasadóanyag keletkezésének, és ez által az atomfegyverek elterjedésének kizárása, a környezetbarát szempontok előtérbe helyezése, a hosszú távú fenntarthatóság és mindenekelőtt a gazdaságosság. Általános intézkedések a biztonság növelésére a súlyosabb, kisebb valószínűségű balesetek tervezési alapba vétele, és a reaktor inherens biztonságának a növelése, például úgy, hogy a megfelelő tervezéssel teljességgel kizárnak bizonyos baleseteket. A hosszú távú fenntarthatóságot a gyorsreaktorokkal lehet elérni, melyek nem 16

csak néhány, a természetben igen ritka izotópot képesek felhasználni üzemanyagul, hanem az azoknál jóval gyakoriabbakat is. Ezzel a jelenlegi technológiai szint mellett is a Földön fellelhető nukleáris üzemanyag-készletek több mint ezer évre lesznek elegendőek, ami közel 100-szorosa a mostani reaktorok üzemanyag-ciklusával meghatározott időnek. Az atomfegyverek terjedésének megakadályozása kiemelten fontos feladat, mivel a gyorsreaktorok is rendelkeznek a tulajdonsággal, hogy képesek nukleáris fegyverhez szükséges minőségű és mennyiségű hasadóanyagot előállítani a nem hasadóképes izotópokból. Ez nem egy kellemetlen „mellékhatás”, vagy nem kívánt körülmény, ugyanis ezekre a reaktorok üzemanyagaként is szükség van. A lényeg, hogy ezek a zárt üzemanyagciklusból ne juthassanak ki. Többféle módszer is létezik ennek biztosítására: meg lehet úgy tervezni az üzem során keletkező izotópok összetételét, ami bonyolulttá teszi a 239

Pu elválasztását, valamint további mérnöki gát a reprocesszált üzemanyag-pasztillában

hagyni körülbelül 1%-nyi nagyaktivitású gamma-sugárzó hasadási terméket (leginkább

137

Cs

és 90Sr), mely az üzemanyag-tolvajok tevékenységét rendkívül megnehezíti [Orlov, 2005]. Amint fentebb említettem, a legfontosabb szempont a reaktor gazdaságossá tétele, mert hiába rendelkezik a legjobb paraméterekkel, ha képtelen az energiapiaci versenyben megállni a helyét. A fejlesztésekben ezért próbálják minimalizálni a jelenleg nem elérhető, vagy drága anyagok felhasználását. Cél a reaktor felépítésének egyszerűsítése, mely az egység árát jelentősen csökkenti. Egy atomerőmű megépítése hatalmas kezdőtőkét igényel, mely az egész erőművi élettartam alatt felmerülő költségek jelentős hányadát adja. Ennek csökkentése nagymértékben javítja a megtermelt energia piaci versenyképességét [GIF, 2002].

3.3 AZ OROSZ TECHNOLÓGIA Az orosz szakemberek a későbbiekben sem hagyták kárba veszni az nehézfém-hűtésű gyorsreaktorokkal szerzett tapasztalatokat, igyekeztek megtartani, sőt, növelni az e téren felhalmozott előnyüket. Az erre irányuló kutatásokkal feltételezhetően az ólom-bizmut hűtésű reaktorral meghajtott atom-tengeralattjáróik leselejtezése után sem hagytak fel. Köztudott, hogy Oroszország nagyon kevéssé informatív a fejlesztéseivel és az elért eredményeivel kapcsolatban, az interneten aránylag kevés publikációt tesznek közzé kutatásaikról. Két projektjük van, melyek már a tervezés végső stádiumában vannak [Li, 2008]. Az egyik az ólomhűtésű BREST, a másik az ólom-bizmut hűtésű SVBR projekt. 17

3.3.1 A BREST projekt A BREST projekt már a ’90-es évek elején elkezdődött, a cél egy modern orosz tenyészreaktor kifejlesztése volt. Előnyös tulajdonságai miatt már a kezdetektől nehézfém hűtésben gondolkodtak. A választás végül a természetes ólomra esett az ólom-bizmut eutektikummal szemben. Bár ez utóbbival kapcsolatban több tapasztalattal rendelkeztek, az ólom sokkal kedvezőbb ára, és a felaktiválódás hiánya fontosabb szempontoknak bizonyult. A reaktor üzemanyaga plutónium-urán-mononitrid (UN-PuN), mely egy jó hővezető, emellett jó hő tűrő anyag. Hővezetési tényezője 20 W/m⋅K, ami a fémek hővezetési tényezőjével vetekszik. Fennáll viszont a probléma, hogy a természetes nitrogénben leggyakrabban előforduló 14N izotóp az (n,p) magreakcióban radioaktív 14C-et termel. Ennek kiküszöbölésére 15

N-ben 90-99%-ban dúsított nitrogént használnak. Ez jelentősen csökkenti a keletkezett

sugárzó szén mennyiségét, melyet az üzemanyag-reprocesszálás során lekötnek, így körülbelül három nagyságrenddel kevesebb a káros anyag kibocsátás, mint ezen intézkedések nélkül. A BREST projekt keretén belül két reaktor kifejlesztésén dolgoznak. Az egyik a BREST-300, egy 300 MWe teljesítményű kisebb (3. ábra), a másik a BREST-1200, 1200 MWe teljesítményű nagyméretű reaktor (4. ábra). A BREST-300-assal kezdődött a tervezés, mivel a számítások szerint legalább ekkora teljesítmény volt szükséges az zóna 1,0 körüli konverziós tényezőjéhez (zóna konverziós tényezője, ZKT). A reaktor kialakítása eleve biztosít bizonyos tulajdonságokat. Ilyen például, hogy a konverziós tényező egészét a zónán belüli plutóniumkeletkezés adja, nincs szükség a nukleáris fegyverek terjedése szempontjából aggályos uránköpeny alkalmazására. A reaktor kétkörös hűtőrendszerrel működik. Az primer köri ólom 420 és 540 °C között, a szekunder köri víz-gőz keverék pedig 340 és 520 °C között üzemel. Tervezés során törekedtek az ólom megszilárdulásának kizárására, figyelembe vettek olyan eseményeket is, mint a gőzfejlesztő teljes megsemmisülése és a víz-gőz keverék és ólom direkt találkozása. A primer köri hűtőközeg ebben az esetben is folyékony halmazállapotú marad. A hűtőközeg nyomásvesztesége a zónán ∼1 bar, ezáltal a természetes cirkuláció is nagyon hatásos, képes a névleges teljesítmény tíz százalékát elszállítani a zónából.

18

3. ábra A BREST-300 reaktor keresztmetszeti rajza, a típus részletes adataival

A fejlesztők további kísérleteket végeztek a reaktorban rejlő lehetőségek feltárására. Sikerült megállapítani, hogy a mononitrid üzemanyag az ólommal és a burkolatként használt acéllal ∼1200 °C-ig kompatibilis. Az ólom korrozivitásának kezelésében is kiemelkedő eredményeket értek el. Nem-izotermikus ólom keringési-körben, melynek legmagasabb hőmérséklete 650 °C volt, 13000 órás tartózkodási időt sikerült elérni [Roussanov, Obninsk]. A típus biztonsági elemzésénél, a passzív védelmi rendszerek hatékonyságának szemléltetésére, egy tervezési alapban szereplő nagyon súlyos baleset hatását vizsgálták (védőépület- vagy reaktortartály-sérülés, miközben a primer keringető szivattyúk, a gőzfejlesztő, irányítórendszer stb. felmondja a szolgálatot), ami külső okból következett be (természeti katasztrófa, terrorizmus), miközben a teljes reaktivitás-tartalék felszabadul a 19

zónában. Az eredmények azt mutatták, hogy nem történik hirtelen hűtőközeg-vesztés, hűtőközeg tűz, hidrogénrobbanás vagy üzemanyag-sérülés üzemanyag [NIKIET, 2011].. További tulajdonságok, tulajdonságok hogy egyrészt az üzemanyag és az ólom sűrűsége közti csekély különbség miatt nem következhet be hirtelen üzemanyag-összeomlás, összeomlás, hanem csak a sérült, törött elemek lassú szétterülésére a hűtőközegben. Másrészt, ásrészt, a számítások szerint 2 $ reaktivitás bevitel egészen 50 $/s-os beviteli sebességig nem okoz üzemanyag sérülést, sérülést, ellentétben a nátriummal és vízzel hűtött reaktorokkal [Adamov, 1997]. 1997] A reaktivitás-tényezők, tényezők, mint a teljesítménytényező, teljesítménytényez üregtényező, hőmérsékleti tényező, mind negatívak. A nagyfokú inherens biztonság miatt számos aktív védelmi rendszer beépítése vált szükségtelenné, szükségtelenné így BREST-300 BREST által termelt áram piaci versenyképessége nemhogy a nátrium-, nátrium , de még a vízhűtésű reaktorokéval reaktoroké is vetekszik.

4. ábra A BREST-1200 1200 reaktor keresztmetszeti rajza, rajza a típus adataival és tartozékainak megjelölésével

Látva a típus rendkívül előnyös tulajdonságait, tulajdonságait, felmerült a nagyobb méretekben való megvalósítás ötlete. Ebből született a BREST-1200 BREST koncepciója. A megnövelt méret felvetett néhány problémát, melyek miatt néhány átalakításra szükség volt a kisebb változathoz képest. A zóna oldalánál lévő biztonság-védelmi biztonság védelmi rudak szerepe lecsökken és a zónán

20

belüliekre tevődik át a hangsúly. A 300-as modellnél használt tartály körüli csövek, melyekben a levegő a természetes cirkulációval kering nem elégséges a remanens hő eltávolítására, más típusú légrendszert kellett beépíteni. A tartály nagy mérete kihívást jelent a gyártás, a szállítás, a telepítés és a földrengés-állóság szempontjából. Az azt körülölelő beton 100 °C alatt tartása sem triviális feladat, ehhez is léghűtést alkalmaztak, a betonban futó csövekben áramló levegővel. Továbbá, hogy a reaktorfizikai tulajdonságokat fixen lehessen tartani, a termohidraulikai kivitelezésen is változtatni kellett. Azonos üzemanyagösszetétel és ZKT mellett a kritikusság fenntartása érdekében csökkenteni kellett a zóna magasságát, ami az ólom sebességének csökkentésével járt, hogy a primer és szekunder köri hőmérsékleti viszonyok változatlanok maradjanak [Adamov, 1997]. A BREST-1200 kör alakú zónával rendelkezik, ami az 5. ábrán látható. A kazetták négyzetrácsos szerkezetűek. A zóna 3 részre tagolódik a teljesítmény-eloszlás egyenletessége miatt, viszont az üzemanyag mennyiségének növelését nem dúsítással oldották meg a középső és külső régióban, hanem a pálcaátmérő növelésével. Ez a belső régióban 9,1 mm, középen 9,6 mm, kívül pedig 10,4 mm. A külső 3 kazettasorban hosszú felezési idejű, nagy radiotoxicitású radioaktív hulladéknak számító jód és technécium is található, hogy neutron-besugárzással transzmutálják azokat. A zóna szélén szabályozórudak találhatók, ezek külső része és a tartályfal között pedig ólom reflektor. Az üzemanyagciklus zárt, a kiégett kazettákat reprocesszálás után ismét fel lehet használni. Az újrafeldolgozás közben a plutónium elválasztása a többi izotóptól nem szükséges. A nagyaktivitású hasadási termékek egy részét benne hagyják a regenerált üzemanyagban. A reaktor

238

U felhasználása

megköveteli, hogy a reprocesszált üzemanyaghoz hozzáadjanak ebből az izotópból [Orlov, 2005]. A koncepció energiatermelési hatékonyságát összehasonlították többek közt a továbbfejlesztett VVER nyomott vizes reaktorokéval. Az összevetés kedvező eredményeket hozott a BREST számára. Az indulótőke és az üzemeltetési költségek egy nagyságrendbe esnek a két típusnál, viszont a gyorsreaktor üzemanyagának előállítása jóval kisebb költséget jelent. Ez az energiaipari befektetők érdeklődését felkeltheti a tervezet iránt, akik további támogatásokat nyújthatnak a teljes kifejlesztéshez.

21

5. ábra A BREST-1200 zónája négyzetes kazettákból épül fel. 1 – ólom reflektor, 2 – középső zóna, 3 - belső zóna, 4 – külső zóna, 5 - szabályzórúd

3.3.2 Az SVBR projekt Az

orosz

atom-tengeralattjárók

nehézfém-hűtésű

reaktorainak

az

egyenesági

leszármazottja egyértelműen az SVBR-75/100 típus. Az elsődleges hűtőközeg itt ólom-bizmut eutektikum, a reaktor 2 körös hűtőrendszerrel működik. Az elektromos teljesítmény is mindössze 75-100 MW közt ingadozik a szekunder-, gőzkör paramétereitől függően. Az alapkoncepció moduláris felépítésű, ún. integrált, monoblokk kialakítású. Tehát a reaktor egy kompakt egész, cserélhető alkatrészekkel, egészben kivehető, és helyettesíthető tartozékokkal (7. ábra). Az egyszerűsítés érdekében nem alkalmaztak csővezetéket és szelepeket a primer kör áramlásának szabályozására a tartályban. Ez a telepítést, a karbantartást nagyon megkönnyíti, a kezdőköltségeket jelentősen csökkenti. Az ólom-bizmut hűtés nagy problémája a drága alapanyag, ami jelentősen növeli a kezdeti beruházási költségeket. Ezért az áramlási tér méretét a kazetták között, ezáltal a hűtőközeg mennyiségét az előzetes tervekhez képest jelentősen csökkentették. A csökkentésnek határt szabott a tény, hogy a természetes cirkuláció által elszállított hő biztonsági okokból nem lehetett kevesebb a névleges hőteljesítmény 5-7%-ánál.

22

rajza, a fontosabb elemek megjelölésével 7. ábra Az SVBR reaktor keresztmetszeti rajza,

A másik ok, amely ezt gátolja, hogy hog egy baleseti gőzfejlesztő-cső cső törés során a folyékony nehézfémbe jutó gőzbuborékoknak mindenképp a primer köri hűtőközeg szint fölé kell érniük. Nem megengedhető, hogy nagy mennyiségű gőz nyomuljon be az üzemanyag-pálcák üzemanyag közé, mert ezzel rendkívül kívül leromlana a hőátadási tényező a burkolat felszínén, aminek eredményeként üzemanyag--sérülés következhetne be. Ezen kényszerek ellenére is megdöbbentően sikerült leredukálni az eutektikum mennyiségét. A reaktor igénye mindössze 1100 tonna GWe-onként onként. Figyelembe véve az SVBR 35%-os os termikus hatásfokát, ez csupán 385(!) tonna hűtőközeget jelent 1 GWth-ra.. Tehát az SVBR-100 SVBR ólom-bizmut eutektikum szükséglete mindössze 110 tonna, ami az arányait arányait tekintve is egy jóval alacsonyabb érték,, mint a többi projektben tervezett hűtőközeg-felhasználás felhasználás. 23

A hűtőközeggel járó költségek mérséklésére egy másik megoldást is fontolóra vettek, mégpedig a bizmut arányának csökkentését az ötvözetben. Ha a keverékbe a bizmutból a jelenlegi 55,5% helyett csak 30%-nyi kerül, az olvadáspont abban az esetben sem lépi túl a 200 °C-ot. Egy ennél még radikálisabb csökkentés esetén, 10%-os részarány mellett is csak 250 °C az ötvözet olvadáspontja [Zrodnikov, Obninsk]. A reaktor kialakítása lehetővé teszi a különböző fajta üzemanyagokkal való működést. Üzemelhet UO2, U-Pu MOX, TRU-MOX és nitrid töltettel is anélkül, hogy a reaktort át kellene alakítani. Kezdetben problémát jelentett, hogy ilyen kisméretű reaktornál nem lehet elérni a legalább 1,0 ZKT-t. A számítások szerint az optimális zónaméret 1600-1700 mm átmérő, és 900 mm magasság paramétereknél van. Ebben az esetben a ZKT is megközelítőleg 1, nem csak a nitrid üzemanyagra, de a kevésbé sűrű MOX-okra is. Ez az állítás a zónában legalább 55%-os üzemanyag térfogataránynál érvényes. Így megvalósítható a zárt üzemanyag ciklus. A többfajta töltettel való üzemelés előnyei közé tartozik, hogy ezáltal az üzemanyag piaci árának változása kevésbé befolyásolja az üzemeltetés költségét, valamint a könnyűvizes reaktorok kiégett üzemanyagára való áttérés sem bonyolult feladat. [Zrodnikov, 2006] Az UO2 kazettákkal ZKT=0,84 mellett 53000 névleges teljesítményű üzemóra érhető el. MOX pasztillákkal a ZKT 1,0 fölé vihető, az üzemanyagciklus így zárttá tehető 76000 névleges teljesítményű üzemórával. Urán-nitriddel a ZKT=0,91 és 150000 névleges teljesítményű üzemóra az élettartam. Kevert (U-Pu)-nitrid üzemanyag-pálcákkal viszont akár 200000 névleges teljesítményű üzemórát is elérhetünk ZKT=1,13 mellett [Zrodnikov, 2008]. Az üzemanyag-csere a ciklus végén egyben történik, kiveszik az összes kazettát, és egy teljesen friss töltetet tesznek vissza. A kazetták helyét a zónán belül nem módosítják az üzemidő alatt. A típus biztonsági jellemzői hasonlóak a többi nehézfém-hűtésű gyorsreaktorhoz, a hűtőközeg nagyfokú biztonságossága biztosítja, hogy a nagyon súlyos balesetek bekövetkezésének valószínűsége jóval az előírt határ alatt legyen, esetleg tervezésből fakadóan be se következhessen. Ennek köszönhetően el lehetett hagyni bizonyos költséges biztonsági rendszereket, melyek feleslegessé váltak. Amit itt érdemes még kiemelni, hogy a korábban említett, az indítótőke csökkentése érdekében végrehajtott alkatrész-kiiktatások a tartályból (csövek, szelepek), a biztonságos üzemeltetéshez is hozzájárulnak, mert ezek a tartozékok potenciális hibaforrások lehettek volna. A másik, hogy egy üzemzavari esemény bekövetkezése után, nem működő fő keringető szivattyúk esetén is korlátlan ideig képes a 24

természetes cirkuláció által az ólom-bizmut eutektikum a hőt elszállítani. A kisméretű reaktor előnye, hogy a tartályfalon keresztül is képes a remanens hőt leadni a levegőcsatornákba. Jelenlegi tervek szerint a Novovoronyezs-i VVER-440 reaktorokat kívánják ezzel a típussal helyettesíteni. Előreláthatólag csak a gőzfejlesztőket kell kicserélni, az épületek maradhatnak, ami jócskán mérsékli a fellépő költségeket. A tervezet a 8. ábrán látható.

8. ábra A novovoronyezsi erőmű tervrajza SVBR típusú reaktorokkal, felülnézeti keresztmetszet. A termelés szempontjából a négy blokk egy egységet jelent

Mivel az utóbbi időben a hagyományos erőművek elérték az 50%-os termikus hatásfokot és a közeljövőben akár a 60%-ot is elérhetik, ezért szükség lehet az atomreaktoroknál is egy módszerre, hogy versenyképesebbé tegyék az egyébként csak 35-40%-os termikus hatásfokkal dolgozó erőműveket. Egy ilyen módszer az SVBR reaktorok kombinált hő- és áramtermelő erőműként való használata. Az ilyen erőművek különlegessége, hogy áram mellett hasznos hőt is termelnek. Ezzel a megoldással a jelenlegi teljesítmény és áram megtermelése mellett egész városokat lehetne fűteni. A kicsi méret ellenállóvá teszi a földrengésekkel szemben és a reaktoronkénti kevesebb üzemanyag is megengedi, hogy SVBR-ekből megépülhessen egy erőmű olyan helyeken is, ahova hagyományos erőműveket szoktak csak építeni, pl. egy lazább talajon, kevésbé földrengés biztos helyen egy város közelében [Stepanov, Podolsk].

25

3.4 FEJLESZTÉSEK A GIF PROGRAM KERETÉBEN A világ más részein is felfigyeltek a hűtőközegként ólmot használó reaktorok előnyös tulajdonságaira. A IV. Generációs Nemzetközi Fórum (Generation IV International Forum, GIF) keretein belül, melynek jelenleg 13 tagországa van, 2004-ben kezdődött el egy nemzetközi együttműködés új generációs ólomhűtésű gyorsreaktorok kifejlesztésére. A motivációt az energiaipar globálisan felmerülő új igényei, a versenyképesség, a fenntarthatóság, a környezetbarátság jelentették. Az alapelvek és fő irányvonalak meghatározása után két kutatási, illetve fejlesztési projektet indítottak el. Az egyik az SSTAR (Small Secure Transportable Autonomous Reactor) az USA-ból, a másik az ELSY (European Lead-cooled SYstem), amelyben főként az Európai Uniós országok vesznek részt. 3.4.1 Az ELSY projekt Az ELSY kifejlesztésének a célja, hogy demonstrálják egy egyszerű felépítésű, egyszerűen előállítható alkatrészekből álló, ólommal hűtött, közepes méretű (600 MWe) gyorsreaktor kivitelezhetőségét, amely képes megfelelni a negyedik generációs reaktorok irányelveinek. A reaktor felépítése egy egész újszerű, szokatlan kialakítást mutat. A betongyűrűbe ágyazva egy széles, nem túl magas, félgömb alakú külső tartály található, ez tartalmazza a mintegy 6000 tonna ólmot. Ennek közepén pedig egy hengeres belső tartály található, melyben az üzemanyag helyezkedik el. Ez utóbbi kiemelkedik a külső tartályból, jóval magasabb annál (9. ábra). A külső tartály felső részén, ennek széle és a belső tartály között helyezkednek el a primer és szekunder kör közti hőcserélők, valamint a keringető szivattyúk. Az elrendezésből adódóan az előbbi eszközök cseréje, karbantartása könnyen megoldható. A belső tartályban az ólom szintje nem haladja meg a külsőben lévő szintet, fölötte a kazetták egy gáztérben vannak és teljesen láthatóak, megkönnyítve ezzel azok átrakodását, cseréjét. A kazetták a belső tartály tetejéhez vannak rögzítve, súlyukat a nagy felhajtóerő az ólomban jócskán csökkenti. A kazetták alján nem található meg az ún. zónatartó rács, mivel növelné a nyomásveszteséget a zónán és többletköltséget jelentene ezt is korrózióvédelemmel ellátni. Hasonló okokból a mérnökök egyetértenek azzal a törekvéssel, hogy minél kevesebb tartozék legyen az üzem alatt ólomba merítve. Ezért az üzemanyag-mozgató berendezés is a középső tartály tetején található meg, ahol nem kell korróziótól védeni és a működése is jól látható. Ettől függetlenül egy ólomban tartósan üzemelni képes gép megalkotása nagy

26

mérföldkő lenne a fejlesztés során, jelenleg komolyy erőfeszítéseket tesznek ennek érdekében.

9. ábra Az ELSY keresztmetszeti rajza, rajza, a főbb reaktortartozékok megjelölésével

A kazetták szerkezetéről még vita van a kutatói berkekben, a két fő esélyes a hatszög elrendezésű (10. és 11. ábra),, kazettafallal rendelkező és a négyzetrácsos, fal nélküli kazetta (12. és 13. ábra).. A kazettafal alkalmazása vagy elhagyása mellett szóló érvek mind nagyon fontos szempontokat vetnek fel. Az alkalmazása esetén például jobban irányíthatóvá válik az áramlás,, a hőelvonás a zónán belül irányítottabbá tehető, és egy üzemanyagpálca sérülése esetén is lokalizáltabb marad a probléma. A kazettafal elhagyása viszont költségköltség megtakarítást eredményez, és a neutronháztartás szempontjából is kedvezőbb, mert kevesebb abszorber zorber kerül a reaktorba. Továbbá az ólomban a nagymértékű korrózió miatt fokozott veszélyt jelent az áramlási tér elzáródása, ami a kazetták falát képező nagy mennyiségű fémlemez sérülése esetén következhet be [Bandini, 2011]. A zónába belépő hűtőközeg hőmérséklete hő 400 °C, a kilépőé 480 °C, emellett 40%-os 40% termikus hatásfokot tudtak a kutatók elérni. Nem eldöntött dolog még az üzemanyag típusa sem. A kutatások során vizsgálják a Pu-U-MOX-ot 2,5-5%-nyi nyi hozzáadott másodlagos aktinidával (Minor Actinides, MA), MA) illetve ennek nitrid változatát. A zóna három részre tagolódik, belső, középső és külső zónára. Az 27

eltérés az üzemanyag-kazetták kazetták plutónium dúsításában van, a hatszöges változatnál belülről kifelé rendre 14,9 atom%, 15,5 atom%, 17,4 atom% az arány. Alapvető tő célkitűzés, hogy a reaktor legalább a saját maga által megtermelt másodlagos aktinidákat el tudja égetni. Ezt a modellszámításoknak sikerült is igazolni.

10. ábra Az ELSY zónaelrendezés elrendezése hatszöges kazettákkal. A zóna három eltérő dúsítású részre van bontva.

12. ábra Az ELSY zónaelrendezése négyzetes kazettákkal. A zóna a hatszöges elrendezéshez hasonlóan 3 régióra tagolódik az üzemanyag dúsítása szerint.

11. ábra Az ELSY hatszöges elrendezésű kazettája

13. ábra Az ELSY négyzetes elrendezésű kazettája, 428 üzemanyagpálcával.

28

A pálcák burkolata ferrites-martenzites T91-es acélötvözetből készül, mely GESA technológiás FeCrAlY bevonatot kapott anti-korróziós rétegként. A vizsgálatok szerint az előbb említett védőréteg az ólom kontrollált oxigén tartalma mellett akár 50000 órát is kibír a 2 m/s-al áramló közegben [Sobolev, 2009]. Az üzemanyag pálca kialakítását a 14. ábra szemlélteti.

14. ábra Az ELSY üzemanyagpálcája. A hasadás során keletkező gázok a rugóval lezárt irányba tudnak tágulni

A reaktor a primer és szekunder köre között 8, az ELSY-hez kifejlesztett spirális gőzfejlesztőben történik a hőcsere. A gőz 335 °C-ról 450 °C-ig hevül fel, 20 MPa nyomáson. A gőzfejlesztők közepén találhatók a függőleges tengelyű keringető szivattyúk. Ez azért előnyös elrendezés, mert az ólom így biztosan keresztülfolyik a hőcserélőn, a szivattyú ugyanis keresztülhajtja rajta. A gőz a spirális csövekben alulról felfelé áramlik, a szivattyú pedig először megemeli az ólmot, ami utána felülről lefelé áramlik vissza, ezért gyakorlatilag egy ellenáramú hőcserélőt valósítottak meg. A szivattyúk rotorja az egyetlen elem, ami nagy sebességgel mozog a hűtőközegben és ezért fokozott korrózióveszélynek van kitéve. Fejlesztés alatt áll egy Maxthal elnevezésű ötvözet, mely korrózióállósága révén a rotor alapanyaga is lehet [Alembertia, 2011]. Érdemes még szót ejteni a biztonsági rendszerekről. Egy nagyon veszélyes esemény a gőzfejlesztő-csövek törése. Az ennek bekövetkezése esetén fellépő következmények súlyosságának csökkentése érdekében több lépést is tettek. Ilyen például a víz- és gőzgyűjtők tartályon belüli megsérülése, melyet kizártak azzal a tervezéssel, hogy ezeket a tartályon kívülre helyezték. Továbbá szükség van redundánsan telepített, nagy megbízhatóságú, 29

érzékeny műszerekre, melyek szivárgást képesek detektálni, a diverzitás elve szerint többféle módon is. Például akusztikus diagnosztikát felhasználva, nyomást mérve és a gőzt detektálva. A másik nagyon lényeges kérdés a remanens hő eltávolítása. Ennek egyik eszköze a ReaktorTartály LégHűtő-Rendszer (RTLHR; Reactor Vessel Air Cooling System, RVACS). Ez gyakorlatilag sok kis U alakú cső, melyek a külső tartály oldalán futnak és a falon át kisugárzott hőt vezetik el. Viszont ez csak kisebb méretű blokkoknál képes egymagában is elég hőt elszállítani, egy ELSY méretű reaktornál szükség van még más berendezésekre is. Így beépítettek még 4 Remanens Hő Eltávolító Merülő Hűtőt (RHEMH). Ezek a primer körbe benyúló csövek, melynek a közepén lefelé nyomják a vizet egy belső, kisebb csövön, ami alulról a külső gyűrűs részen áramlik felfelé [Cinotti, 2008]. 3.4.2 Az SSTAR projekt Az SSTAR egy kisméretű, szállítható reaktor 20 MWe teljesítménnyel (45 MWth). A projekt elindításához a világpiaci és gazdasági elemzések adták a motivációt, melyek jóslatai szerint a jövőben a fejlődő országokban, és olyan helyeken, ahol nincs nagy, kiépített elektromos hálózat (Pl. Alaszka, Csendes-óceáni szigetek), nagy kereslet lesz az ilyen típusú energiaforrásokra. A reaktor természetes ólommal hűtött, medence típusú építmény (15. ábra). A megtermelt hő elvezetéséhez nincs szükség keringető szivattyúkra, a természetes cirkuláció képes a névleges teljesítmény 100%-át elszállítani. A szivattyúk igénye nélkül a konstrukció mentes marad sok biztonsági problémától, valamint egyszerűbbé és olcsóbbá válik. A primer kör és a turbinát hajtó gáz-fázis kör között itt sincs szükség köztes hőcserélőre. A szekunder körben szuperkritikus CO2 kering, a hőátadás Brayton-körfolyamattal megy végbe, mellyel a számítások szerint 44%-os termikus hatásfok érhető el. A tartályon belül található egy kisebb hengeres tartály, mely a zónát tartalmazza, ebbe alulról lép be az ólom és felfelé áramlik benne. A tetején kilép és a belső és külső tartályfal között lefelé áramolva keresztülhalad az ott elhelyezett hőcserélőkön. Ezekben a CO2 alulról fölfelé áramlik, így egy ellenáramú hőátadás valósul meg. A reaktort transzurán-nitrid üzemanyaggal tervezik üzemeltetni, nyitott, burkolat nélküli kazettákkal, nagy átmérőjű pálcákkal (2,5 cm), 420 °C-os zóna belépő és 570 °C-os kilépő

30

hőmérsékletekkel. Ennek kivitelezéséhez jelenleg még nem áll az USA és más fejlesztő országok rendelkezésére a szükséges technológia. Ehhez még jópár évnyi kutatás szükséges.

15. ábra Az SSTAR koncepció háromdimenziós modellje

Az üzemanyag-ciklus során a tervek szerint 15-30 évig működtetik a SSTAR-t egy töltettel, majd ennek végén az egész zónát egyben emelik ki, és cserélik le friss üzemanyagra. A kritikusság önfenntartásáról az 1,0 körüli konverziós tényező gondoskodik, így a reaktor üzem közben termeli a hasadóképes izotópokat. A nagy aktivitású aktinidák a zónában maradnak egész az üzemanyag-ciklus végéig, biztonságos körülmények között és csak a teljes üzemanyag csere után kerülnek feldolgozásra. Az üzemanyag-cserét a gyártó végzi, így az is biztosított, hogy a fejlődő országok más biztonságkultúrával rendelkező, esetleg politikailag instabil részein ne kerüljön illetéktelenek kezébe veszélyes hasadóanyag [Smith, 2008]. Mérete miatt a típust le lehet gyártani ellenőrzött körülmények közt egy gyárban, majd hajón, vonaton, esetleg teherautón a kívánt helyszínre szállítani. Tervezési céljai közt szerepel, hogy kis kiterjedésű elektromos hálózatokra kötve működjön. Lokális energiaforrása lehet több kisebb településnek, vagy kisebb városnak, nem feltétlenül csak az 31

áramot, hanem a fűtéshez szükséges hőt is szolgáltatva. A jövőben nagykiterjedésű üzemek, gyártelepek vásárolhatják meg, hogy saját energiaforrással rendelkezzenek. A reaktor beindítás után nem igényel folyamatos felügyeletet, mindössze monitorozást és meghatározott időközönkénti biztonsági átvizsgálást. A projektre a fő fejlesztő USA jelenleg nem biztosít megfelelő anyagi keretet, egyelőre ők is

az

ELSY-be

invesztálnak.

Valószínűleg

az

előrehaladottabb

európai

projekt

megvalósíthatóságát és eredményességét figyelembe véve, annak függvényében folytatják majd az SSTAR fejlesztését [Ingersoll, 2009]. 3.4.3 DEMO Látva az ELSY számítógépes szimulációk során elért sikereit, abba a stádiumba ért a projekt, hogy a fejlesztők úgy döntöttek, érdemes felépíteni egy működő tesztreaktort a valós kísérletek elvégzéséhez. A tervezetet a DEMO (Demonstration project, Demonstrációs tervezet) névre keresztelték. A tesztreaktortól az ólomhűtésű reaktorokra vonatkozó ismeretek bővítését, a GIF projektjeire kapott eredmények visszaigazolását várják. A DEMO teljesítménye 250 MWth, MOX üzemanyagot használ a nyitott (fal nélküli) négyzetes kazetta koncepciójával. Az üzemanyaghoz másodlagos aktinidákat is hozzá fognak adni, a transzmutáció vizsgálata céljából. A reaktorban nagy energiasűrűséget kívánnak elérni nagy neutronfluxussal és nagy fluenssel, hogy az üzemanyag-kiégésről és a szerkezeti elemek sugárzástűréséről is minél több információt kapjanak. A tervezett csúcsneutronfluxus a zónában 6,3⋅1015 cm-2s-1, ami 2,5-szerese az ELSY-ének. Szintén fontos cél a belső és külső biztonsági rendszerek tesztelése. Meg kell állapítani, hogy az ólom természetes cirkulációja, az inherens biztonság a beépített biztonsági rendszerekkel együtt, mint a RTLHR és RHEMH, elegendő-e egy súlyosabb üzemzavar problémamentes kezelésére. Bár a szerkezeti elemek anyagának korrózióvédelmi tesztelése nem fő feladata a DEMOnak, szükséges, hogy ugyanolyan szerkezeti anyagokból építsék fel, mint az ELSY-t. A hűtőközeg zóna-belépő hőmérséklete 400 °C, míg a kilépő 530 °C. Ez utóbbi 50 °C-kal magasabb az ELSY-énél, ami fokozottabb szerkezeti korróziót jelenthet az előbbihez képest. Így az új anti-korróziós eljárások (pl. GESA) tesztelésére is alkalmas lehet. A számítógépes szimuláció eredményei pozitív eredményeket mutatnak a DEMO-ról, a jelenlegi állás szerint szabad az út a megvalósításhoz [Bortot, 2010].

32

3.5 A JAPÁN KUTATÁSOK Japánban aktív kutatás folyik a nehézfém hűtésű reaktorokkal kapcsolatban. Három projekttel is rendelkeznek. Inkább a kisméretű reaktorok felé orientálódó fejlesztések még nincsenek túl előrehaladott állapotban, de már számos eredményt fel tudnak mutatni. 3.5.1 A CANDLE projekt A CANDLE Japán egyik legújabb nehézfém-hűtésű reaktora, melynek nagyon ígéretesnek tűnő tulajdonságai egyaránt kivívják a fejlesztők és a beruházók figyelmét. A kezdetben egy kisméretű reaktort terveztek 200 MWth teljesítménnyel, ólom-bizmut eutektikum hűtéssel. Ez az SSTAR-nál fentebb leírt kisméretű reaktorokra vonatkozó előnyök mellett további extra tulajdonságokkal rendelkezik, melyek nem jellemzőek a többi nehézfém-hűtésű gyorsreaktorra. Az egyik forradalmi újítás a nagyon magas, 40%-os üzemanyag kiégés elérése egy ciklus alatt, a másik a dúsítás és az üzemanyag-reprocesszálás mellőzése, melyek a mai szemlélet szerint szerves részei az atomenergia-iparnak. Ezek kiiktatása hatalmas lépés lehet a nukleáris fegyverek terjedésének megakadályozása szempontjából. A tervezett üzemanyag

15

N-ben dúsított urán-nitrid. Az ehhez szükséges

uránt a könnyűvizes reaktorok kiégett üzemanyaga, és az urándúsítás során megmaradt szegényített urán szolgáltatná. Dúsított hasadóanyagra a tervezők szerint csak az első, induló üzemanyag-ciklusban lenne szükség. A 40%-os, 400 MWnap/tNF (tNF: nehézfém tonna) kiégés elérésével versenyképes lesz a reprocesszáló üzemmel ellátott gyorsreaktorokkal, melyek csak újrafeldolgozás segítségével tudnak elérni ilyen magas értéket. A CANDLE különleges tulajdonsága, hogy az üzemanyag-kiégetés nem az egész zónában zajlik, hanem csak egy részében. Az pasztillák kiégése és cseréje az 16. ábrán látható. Az idő előrehaladtával a kiégő régió fentről lefelé halad, a friss üzemanyag irányába. A terjeszkedés sebessége 0,7-3 cm évente. Így az üzemanyag-ciklus hosszát egyszerűen lehet növelni a zóna magasságával, bár ez felveti azt a problémát, hogy a hűtőközeg nyomásesése is együtt növekszik vele [Sekimoto, 2008]. A másik probléma a nagy kiégéssel a nagy besugárzás, melyet a szerkezeti elemek fémei, például a burkolat, nem képesek elviselni. A technológia mely kibírná az 5⋅1023 cm-2 besugárzást, még kezdeti stádiumban van. Jelenleg a járható út, hogy az üzemanyagot időnként kiveszik a tartályból és lecserélik a pálcákon a burkolatot. Ez a fajta „reprocesszálás” jóval kevesebbe kerül, mint egy tényleges újrafeldolgozás. 33

16. ábra A CANDLE üzemanyag ciklusa. ciklusa. A kiégő régió csak a zóna egy részét teszi ki, ami lefelé halad a friss üzemanyag irányába. Egy gyertya kanócának elégéséhez hasonlóan fölülről lefelé terjedő kiégésről ről kapta a koncepció a nevét (candle (candle magyarul: gyertya)

A reaktor or különlegessége, hogy tengelymenti irányban a neutronfluxus, a magsűrűség és a teljesítmény-eloszlás alakja és a reaktivitás teljesítménytényezője nem változik a kiégés során. Maga a keff sokszorozási tényező is csak század százalékos változást mutat. Így a reaktorban nem használnak szabályzórudakat, mivel nincs szükség folyamatos reaktivitás bevitelre és a megszaladásos balesetek valószínűsége is elhanyagolható. Ezek a tulajdonságok kiválóan alkalmassá teszik a CANDLE-t CANDLE arra, hogy nagy létszámú, szakértő személyzet nélkül, önmagában is biztonságosan működjön. Mindössze monitorozásra, és időnkénti biztonsági átvizsgálásra van szükség. Látva az előnyös tulajdonságokat, tulajdonságokat elhatározták egy nagyobb méretű, méretű 1540 MWth teljesítménnyel bíró reaktor kifejlesztését is. is. Ez a kisméretű társához képest azzal az előnnyel rendelkezik, hogy nagyobb zónája révén kisebb a neutron kiszökés, így jobb a neutronháztartása. A zóna magassága viszont problémát jelentett, ezért egy saját fejlesztésű 34

módszerrel, a MOTTO-ciklussal igyekeztek azt csökkenteni [Sekimoto, 2010]. Ennek során a sugárirányú üzemanyag-eloszlást állították be úgy, hogy a teljesítménysűrűség megfelelő legyen a zónában (17. ábra).

17. ábra Teljesítmény-sűrűség eloszlás a CANDLE zónájában a standard elrendezéssel és a MOTTO ciklussal.

Készült egy tanulmány egy 125 MWth teljesítményű CANDLE reaktorról is, melyben az ólom-bizmut eutektikum helyett csak a abszorpciós

hatáskeresztmetszete

208

Pb ólomizotópot használják fel. Mivel a

hozzávetőlegesen

két

nagyságrenddel

208

kisebb

Pb a

természetes ólom és az ólom-bizmut eutektikumnál, ezért a neutronok jóval hatékonyabb hasznosítása miatt a zóna 2 m magassága 1,5 m-re, a 2 m sugara pedig 1 m-re redukálódik. A zóna teljesítmény-eloszlását a természetes ólom és 208Pb hűtőközeg használata mellett a 18. és 19. ábra mutatja. A hűtőközeg zóna-belépési hőmérsékletét viszont a korábbiról 400 °C-ra kell emelni mivel az ólom olvadáspontja 327 °C, azaz jóval magasabb az eutektikuménál. A méretek csökkenése rövidebb konstrukciós időt, kisebb indítótöltetet, kevesebb alapanyagot feltételez, ami alacsonyabb költségekkel jár. A számítások szerint ez fedezheti az dúsított ólom magas árát [Okawa, 2010].

35

208

Pb-ban

18. ábra Teljesítmény-sűrűség sűrűség eloszlás a CANDLE zónájában, természetes összetételű ólom hűtőközeggel

19. ábra Teljesítmény-sűrűség sűrűség eloszlás a 208 CANDLE zónájában, Pb hűtőközeggel

3.5.2 A PBWFR projekt Egy másik kisméretű japán gyorsreaktor fejlesztése a PBWFR projekt néven fut. A reaktor elsődleges hűtőközege 1530 30 tonna t ólom-bizmut bizmut eutektikum. A tervek szerint 150 MWe teljesítménnyel bír, mely a lehető legnagyobb, amivel kisreaktorként még gazdaságilag versenyképes a szabványos könnyűvizes reaktorokkal. A reaktor koncepciója alapvetően különbözik a többi nehézfém-hűtésű hűtésű gyorsreaktortól. gyorsreaktortól Amint a neve is mutatja, közvetlen özvetlen érintkezésű forralóvizes reaktor, tehát a víz, mint másodlagos hűtőközeg közvetlen kapcsolatba kapcsolatba lép az eutektikummal, gőz keletkezik belőle, gyakorlatilag ugyanúgy, mint egy forralóvizes reaktorban. A vizet egy csatornán keresztül benyomják a zóna fölé az onnan épp távozó Pb-Bi Pb közegbe, ahol felforr. A keletkező buborékok a felhajtóerő követk etkeztében a felszínre jutnak, itt a gőzkéményen keresztül érik el a turbinát. Kismértékben az eutektikum is párolog, amit a gőzből ki kell szűrni, ugyanis súlyos következményekkel járhat ennek elmulasztása: a turbináig eljutó Pb-Bi Bi cseppek a lapátokra rárakódva elkorrodálhatják, elridegíthetik azokat, azokat, ami a nagy sebességgel forgó rész törését okozhatja. A másik probléma a bizmutból keletkező polónium megjelenése a gőzkörben. Üzemi körülmények közt 7 MPa nyomás alatt van a rendszer, így egy gőzköri csőtörés csőtö során a nagy sebességgel kiáramló hűtőközeg jelentős többlet sugárterhelést okozó polóniumot vinne magával. A kéményben található szűrő a modell szerint legalább a 95%-át 95% kiszűri az elpárolgott nehézfémeknek, a bent maradó részt pedig egy elektrosztatikus elektrosztati elválasztó 36

szerkezet távolítja el, hogy bőven a megengedhető határ alá süllyedjen a gőzben a nehézfém-koncentráció [Takahashi, 2005]. A zóna felett keletkező gőz a hő elszállítása mellett egy másik funkciót is ellát. A gőznek köszönhetően nincs szükség keringető szivattyúra, mivel a buborékok miatt a közeg összsűrűsége jóval alacsonyabb lesz a leszállóági ólom-bizmut sűrűségénél, így a hűtőközeg cirkulációja sokkal intenzívebb lesz (20. ábra). A gőzbuborékok kisebb mérete esetén a hőátadás kedvezőbb mértékű. Ha a 10 mm-es átmérőjű buborékokat sikerül 1 mm-esre szétdiszpergálni 7 m helyett 5 m-re csökkenthető az az út, amin az eutektikum hőmérséklete 300 °C-ig csökken. Ekkor viszont fennáll a veszélye, hogy a buborékra ható kisebb felhajtóerő miatt az nem jut el a felszínig, hanem az áramlással együtt a leszállóágba kerül, és ott csökkentve az összsűrűséget, rontja a keringést. A másik probléma, hogy pozitív üregegyüttható esetén a zónába kerülő buborékok reaktivitástöbbletet visznek be, ami üzemzavarhoz vezethet [Takahashi, 2008a]. Az üzemanyag-pasztillák Pu-U-nitridből készülnek 100%-ig 15N izotópot használva. A zónát két régióra osztották sugárirányban. A belső részen 11,5%, a külsőn 15,8% a plutónium dúsítása. A kazetták hatszög alapúak, borítással ellátva. A konverziós tényező 1,05 és 1,1 között van, tehát a reaktor megtermeli magának a szükséges plutóniumot. Az átlagos kiégés 80 GWnap/t, az üzemanyag ciklus hossza 15 év, mely során az effektív sokszorozási tényező 1,5%-al csökken. A ciklus végén a kis reaktoroknál megszokott módon az összes kazettát újakra cserélik. A zóna elrendezését a 21. ábra szemlélteti. A kazettáknak nincs helyi tárolója, azokat egyből elszállítja a cserét végző vállalat, a többi kisreaktorhoz hasonlóan, ezen a módon is csökkentik a fegyver minőségű izotópok illetéktelen személyekhez való kerülésének esélyét. A zóna-belépő hőmérséklet 310 °C, míg a kilépő 460 °C, tehát mintegy 150 °C-ot emelkedik a Pb-Bi hőmérséklete, amíg keresztülhalad a 75 cm magas aktív zónán. A termikus hatásfok 33%, ami egy átlagos forralóvizes reaktoréval megegyező érték. A beinjektált víz hőmérséklete 220 °C, a keletkező gőzé pedig 296 °C.

37

20. ábra Közvetlen gőzfejlesztés a PBWFR-ben. A zóna fölé befecskendezett víz elforr és a buborékokra ható felhajtóerő rő a hűtőközeg fölé hajtja őket

21. ábra Zónaelrendezés a PBWFR-ben ben. A zóna két részre van osztva az üzemanyag dúsítása szerint, a széleken pedig a nehézfém hűtőközeg a reflektor

Biztonsági és költségkímélési szempontból is nagyon előnyös, hogy a keringető szivattyúra, közbenső hőcserélőre és gőzfejlesztőre nincs szükség. Amellett, hogy ezek árát nem kell megfizetni, a meghibásodásukkal járó biztonsági kockázat is ki van iktatva. A nagy sűrűségű hűtőközeg miatt fokozott a veszélye a szabályzószabályzó és biztonságvédelmi iztonságvédelmi rudak kilökődésének. Ennek elkerülésére tartályon belüli szabályzórúd irányító rendszert alkalmaztak. Két elrendezés van, melyek bekerülhetnek a végső tervekbe. Az egyik a felülről beeső rúd koncepciója, melyen volfrám és tantál nehezék található, álható, hogy be tudjon zuhanni a nehézfém közegbe. A másik a könnyű rúd, mely a zóna zóna alatt helyezkedik el, szükség esetén az irányítórendszer elereszti, és a felhajtóerő benyomja a zónába. zónába A biztonsági rendszerek közt szerepel még a RTLHR a remanens hő eltávolítására elt és az őrtartály, mely egy második, külső tartály a reaktortartály körül,, alig néhány centiméter réssel a kettő között. A tartály felépítése a 22. ábrán látható. látható Ez a hűtőközeg-vesztéses hűtőközeg balesetek esélyét csökkenti le drasztikusan [Takahashi, 2008b]. A reaktorban alkalmazott magas króm és molibdén tartalommal rendelkező fémek korrózióvédelmét a beinjektált vízhez adott hidrogénnel szabályozzák. A számítógépes szimulációval kapott adatok bíztatóak. A következő lépés az eredmények kísérleti igazolása.

38

22. ábra A PBWFR oldalsó és felülnézeti keresztmetszete, a koncepció jellemző paramétereivel és a főbb részek megjelölésével

3.5.3 Az SLPLFR projekt A japánok tanulva a PBWFR projektben szerzett tapasztalatokból, külön projektbe kezdtek, hogy a koncepció negatív tulajdonságait kiiktassák, miközben előnyeit megtartják. Így jött létre az SLPLFR (Steam Lift Pump type Lead-cooled Fast Reactor – Gőzemeléses ólomhűtésű gyorsreaktor) koncepciója. A reaktor méretét megnövelték, elektromos teljesítménye eléri a 600 MW-ot, emellett a termikus hatásfok is drasztikusan, 33%-ról 43% fölé nőtt [Kohyama, 2006]. Az egyik legszembetűnőbb különbség a reaktor felépítésében a PBWFR-hez képest, hogy különválasztották a nehézfém hűtőközeg cirkulációjáért felelős gőzkört és a turbinát hajtó szekunder kört (23. ábra). Bár ehhez be kellett építeni egy gőzfejlesztőt a két hűtőkör közé, ami kissé növeli a költségeket és a gőzfejlesztővel kapcsolatos biztonsági elemzéseket is el kell végezni, az ebből származó előnyök több hasznot hozhatnak. Nem kell a nagynyomású gőzkörben jelen lévő polónium veszélyével számolni, se attól tartani, hogy a turbinát elkorrodálja az ólomgőz [Clair, 2005]. Az ólom bizmut eutektikum keringéséért felelős

39

anyagként fontolgatják még a CO2-ot is, mely számos előnyös tulajdonsággal rendelkezik a vízzel szemben [Takahashi, 2007].

23. ábra Az SLPLFR reaktor és hűtőköreinek sematikus ábrázolása. A hűtőközeg emelő kör is a szekunder hűtőkörnek adja át a felvett hőt, ezzel is növelve a reaktor hatásfokát

Az üzemanyag burkolatának kiválasztásánál a krómmal ötvözött acél helyett a SiC-ot preferálták. Sokat fejlődött ez a technológia Japánban az utóbbi években. Bár a zónában, ahol ilyen üzemanyag-burkolatot használnak a neutronspektrum némileg lágyabb lesz az acélburkolatoshoz képest, de ezzel képesek 600 °C-os kimenő hőmérséklet elérésére is.

3.6 A KOREAI KÖZTÁRSASÁG Egy másik távol-keleti ország, Dél-Korea is komoly összegeket invesztál a nehézfémhűtésű reaktorokba. Két projektjük van, az egyik a PEACER, melynek az elnevezése is a céljait összefoglaló mozaikszó: Fegyverterjedés ellenes, Környezetbarát, Balesettűrő, Fenntartható, Gazdaságos

Reaktor

(Proliferation-resistant,

Environment-friendly,

Accident-tolerant,

Continuable Economical Reactor). A másik a BORIS (Battery Omnibus Reactor Integral System), egy ultra-kicsi reaktor, melyet főként tengerészeti felhasználásra, hajók, tengeralattjárók hajtóművének szánnak. 3.6.1 A PEACER projekt A Koreai Köztársaság 20 vízhűtéses reaktorral rendelkezik, 17,7 GWe összteljesítménnyel, és a további 8-at tervez üzembe helyezni 2015-ig. A kiégett üzemanyag kezelése, mint nukleáris hulladék rendkívül nehéz feladat elé állítja az országot. A mélységi lerakónak alkalmas helyek kutatása, és létesítése hatalmas összegeket emészthet fel. A PEACER projekt

40

elsődleges feladata, ennek a problémának az alternatív megoldása a radioaktív transzuránok és hasadási termékek transzmutációjával [Kang, 2007]. Nem szokatlan módon többféle méretű és kapacitású változatot is tanulmányoznak. tanulmányozn A kisebb modell 300 MWe a nagyobb 550 MWe teljesítménnyel rendelkezik (ezek zónáját rendre a 24. és a 25. ábra szemlélteti). szemlélteti

24. ábra A PEACER-300 300 zóna elrendezése. elrendezése. A hasadóanyag dúsítása a belső régióban 14,8%, a középsőben 17,0% a külső régióban pedig 19,2%.

A cél a projekt nevében kifejezett szempontok egyesítése egy ún. kiégető reaktorban (burner), melynek elsődleges feladata a nukleáris hulladék veszélyességi szintjét növelő hosszú felezési idejű másodlagos aktinidák aktinidák (neptúnium, kűrium, amerícium), ameríci és a nagy mennyiségben keletkező, nagyaktivitású hasadási termékek transzmutációja.

41

25. ábra A PEACER-550 zónájának felülnézeti és oldalsó keresztmetszeti sémája. A technécium és jód transzmutálása sokkal hatékonyabb ha a zóna fölött helyezik el a céltárgyat

A reaktor zónája ennek figyelembevételével van optimalizálva. A négyzetrácsos elrendezésű üzemanyag-kazetták a kisebb teljesítményű koncepció esetén 17x17 (26. ábra), a nagyobbnál emellett a 14x14 pálcát tartalmazó összeállítást is vizsgálták. Borítással nem rendelkeznek, ami megengedi a kazetták közti hűtőközeg keveredést. A zóna magassága mindössze 50 cm, míg az átmérője az egyik esetben 365,4 cm a másikban 489,6 cm. Az aránylag alacsony, de nagy kiterjedésű aktív zónát palacsinta alakú zónának nevezték el. A választás ezért az ólom-bizmut eutektikumra esett, mert jó hővezetési képessége révén, ezen a rövid szakaszon is képes nagy mennyiségű hő felvételére. A rövid zóna lényege a nagy neutron kiszökés elérése. Ez lágyítja a spektrumot, ami kedvezőbb a hasadási hatáskeresztmetszetek szempontjából és a nagy neutronfelesleg nem fordítódik újabb nem kívánt aktinidák létrehozására. A rácsosztás-átmérő arány (pitch-to-diameter ratio, P/D) is egy transzmutációs optimumra lett beállítva. A számítógépes modellek szerint, ahogy az a 27. ábrán látszik, a P/D arány növelésével a

237

Np effektív hasítási felezési ideje (TEX, egy az

izotóp átalakítási képességet jellemző érték [Lim, 2007]) csökkent, míg a

244

Cm-é nőtt.

Kompromisszumként a 2,2 P/D arányt választották. Ez jóval nagyobb, mint az eddig vizsgált reaktorokban megválasztott arányok, bár azok is aszerint lettek megválasztva, hogy a többi hűtőközeghez képest viszkózusabb nehézfém nagy áramlási térrel rendelkezzen és a zónán kicsi legyen a nyomásesés, a természetes cirkuláció könnyen létrejöhessen.

42

Az izotópok elégetésének hatékonyságát mutatja az ún. utánpótlási utánpótlási tényező (A [Park, Seoul]-ben ben bevezetett fogalom), fogalom) mely megmutatja, hogy a PEACER, PEACER egy azonos elektromos teljesítményű, nyű, vízhűtéses reaktorban reaktor termelődő transzuránnak transzurán hányszorosát használja fel üzem közben.. Az elvárások szerint ennek az értéknek minimum minim 2-nek kell lennie, bár a geometriától függően sikerült a 2,2-t 2,2 is elérni.

26. ábra A PEACER 17x17-es es négyzetes üzemanyag kazettája, mely 268 üzemanyag-, üzemanyag 12 kiégő méreg-, és 9 szerkezeti rúdból áll.

A reaktor fém üzemanyaga 60 tömeg% uránt, 30 tömeg% transzuránt és 10 tömeg% cirkóniumot tartalmaz. A pasztilla és a burkolat közötti köz ti rést ólom tölti ki, ki míg a pálca hosszának jelentős részét az üzemanyag-pasztilla üzemanyag fölötti gáztér teszi ki. Ezáltal Ez csökken a gáz halmazállapotú hasadási termékek miatti túlnyomás, túlnyo illetve a mechanikai feszültség a burkolaton urkolaton belül. Ez utóbbi a HT-9 HT jelzésű ferrites-martenzites martenzites acélból készül. Hogy a korrozív közeg hatásait kivédjék, a hűtőközeg hőmérsékletére alacsony értékeket értékeket szabtak meg. A zónába belépő eutektikum hőmérséklete hőmérsékle 300 °C, míg a kilépőé 400 °C, ami alacsonyabb, mint az eddig szemrevételezett, kimondottan az energiatermelésre optimalizált reaktoroké. Így egy kisebb költségvetésből kifejlesztett anti-korróziós eljárás és a fémek ezzel való kezelése is elegendőnek bizonyul zonyul.

43

A zóna elrendezése is más a kétféle PEACER reaktor esetében. Ez a kisebb teljesítményű változatnál sugárirányban 3 régióra régiór van bontva, a hasadóanyagok,, mint 243

235

U,

239

Pu,

241

Pu,

Cm stb. dúsítása szerint. A technécium-jód technécium jód pasztillát tartalmazó pálcák a külső régió és a

reflektor között találhatók.. A nagyobb reaktor zónája 2 régiós. régiós. Külső és belső reflektorral is rendelkezik, tehát nem csak a zóna szélén, de a közepén is neutron visszaverő anyagot találhatunk. Az átalakítani kívánt hasadási termékek pedig nem a zóna külső oldalán, hanem a zóna fölött, egy 15 cm-es es rétegben helyezkednek el. Ez az elrendezés sokkal hatásosabbnak bizonyult, az utánpótlási tényező 99Tc-ra és 129I-ra az 5-öt is elérte.

27. ábra A k∞ és a transzuránok átalakítása a rácsosztás-átmérő arány függvényében. függvényében A másodlagos aktinidák transzmutálására különbözően hatott ennek változtatása, ezért kompromisszumos megoldást kellett választani

A PEACER biztonsági elemzései sem adnak okot aggodalmakra. A természetes cirkuláció hatásossága a korábbi modellekben kérdéses volt, de ezt, többek közt a nagy P/D aránnyal sikerült kielégítővé tenni [Chang, 2000]. Az inherens biztonságot jól jellemző reaktivitástényezők tivitástényezők is jó eredményeket mutatnak. A sugárirányú expanziós tényező nagy negatív értéke nagyon erős negatív visszacsatolást jelent a reaktivitásra nézve. A többi tényező értéke is bíztató.. Egyedül az üregtényező pozitív, de ennek kis értéke és a közeg k magas forráspontja szinte elhanyagolhatóvá teszi a rizikót [Lim, 2007]. A tervek szerint nt egy PEACER park 4 reaktorból és 2 reprocesszáló egységből állna. A reprocesszáló egységek elektrokémiai módszerekkel választják le a reaktorba visszahelyezni kívánt izotópokat. A másodlagos aktinidák mindegyikét 99,99% fölötti arányban sikerül

44

leválasztani, de a hasadási termékek, mint a jód és a stroncium is 95%-os aránnyal kiszűrhető. Így a létesítmény területéről csak kis aktivitású hulladék kerülhet ki, mely kezelése sokkal kevésbé költséges, és térfogata is kisebb [Bae, 2010]. 3.6.2 A BORIS projekt A projekt célja egy radikálisan kisméretű, hosszú életű tengerészeti reaktor megalkotása. A reaktor hűtőközege természetes ólom, melynek kiválasztásához a kezdő lökést az oroszok tengerészeti felhasználásban elért sikerei adták. A BORIS hőteljesítménye mindössze 22,2 MW. Ez jóval alacsonyabb a tengerészetben eddig használt reaktorokkal szemben is. Ezt kompenzálandó, a szuperkritikus CO2-os Brayton-körfolyamatot alkalmazzák a szekunder körben, mellyel képesek 45%-os termikus hatásfokot elérni. A reaktor nitrid üzemanyagot használ, melyben 80% az urán és 20% a plutónium részaránya. Ezen felül másodlagos aktinidákat is adnak hozzá. A PEACER-hez hasonlóan itt is HT-9 króm-molibdénes acél burkolatot használnak, ólommal a pálca résben. Az üzemanyagpálcák nincsenek kazettákba osztva, egy hatszöges rács elrendezés tölti ki az egész zónát (28. ábra). Ennek magassága 80 cm és átmérője 98 cm. Az üzemanyag ciklus az elképzelések szerint legalább 20 év kell, hogy legyen. A kis reaktoroknál megszokott módon az üzemanyag cseréje a ciklus végén teljes zóna cserét jelent.

28. ábra A BORIS reaktortartálya és üzemanyag elrendezése. A tartályba a legtöbb tartozék integrálva van, a zóna pedig nincs kazettákra bontva

45

A hűtőközeg vesztéses balesetek elkerülése miatt a legtöbb tartozékot, köztük a hőcserélőt, integrálták a tartályba, így kevesebb tartályon kívüli csőre van szükség. A rendszerben nincsenek keringető szivattyúk, az ólom áramlását a természetes cirkuláció biztosítja. Az ólom áramlási sebessége így csak 0,42 m/s. Míg a többi nehézfém hűtésű reaktornál törekedtek a 2 m/s-os határ megközelítésére, amit a korrózió mértéke szabott meg, addig itt az aránylag magas, 560 °C-os zóna kimenő hőmérséklet mellett kis sebességet választottak. A korrózió mértéke így a magas hőmérséklet ellenére is kezelhető. A tartályba elektromos fűtőberendezések vannak beépítve, hogy leállított állapotban se szilárduljon meg az ólom. Ez üzemzavar esetén is fontos, főleg, ha tekintetbe vesszük a felhasználást. Ha egy óceánjáró hajó hajtóműve használhatatlanná válik a nyílt vízen az emberi életek veszélybe kerülésének kockázatával jár, nem is beszélve arról, ha tengeralattjárónál következik ez be, akkor borítékolható a katasztrófa. A reaktor védőépülete vízzel van elárasztva. Ez az ún. Védőépület VízHűtő Rendszer (VVHR; Containment Water Cooling System, CWCS), melynek segítségével el lehet szállítani a remanens hőt a tartályfalon keresztül, amit a víz a környezetbe ad le (29. ábra). Továbbá a RTLHR is segít a hőmérséklet csökkentésében. Ezek a rendszerek passzívak, nem igényelnek külön energiaforrást, a természetes áramlások hajtják őket [Kim, 2007].

29. ábra Sematikus rajz a BORIS reaktor VVHR-ének működéséről

46

3.a táblázat A nehézfém-hűtésű gyorsreaktorok összehasonlítása a legjellemzőbb neutronfizikai és termohidraulikai szempontok alapján (1. rész)* Szempontok

BREST-300 BREST-1200

Primer hűtőközeg Hőteljesítmény (MW) Elektromos teljesítmény (MW)

Ólom

Rácsosztás-átmérő arány Üzemanyag-kazetták száma

Ólom

1500

45

300

1200

75, 101,5

600

20

27, 36 UO2, U-Pu MOX, TRU-MOX, U-Pu-N

40

44<

MOX és nitrid

TRU-nitrid

1,185

N.A.

1,32 Négyzetes/ hatszöges zóna: 162/433

90

90

98

165

465

122

320/482

400/480

420/567

43

Nitrid (UN+PuN) Belső/középső/külső zóna: 1,5/1,42/1,31

185

N.A.

332 110

230

475,5

420/540

N.A.

Szuperkritikus víz-gőz elegy

Túlfűtött gőz

Túlfűtött gőz

Szuperkrit. CO2

340/520

226/259, 241/307

335/450

552

242

45, 94

188

197

N.A.

2

N.A.

Másodlagos hűtőközeg belépő/ kilépő hőmérséklet (°C) Szekunder köri nyomás (atm) Maximális primer hűtőközeg sebesség (m/s)

Ólom

280

Zóna belépő/ kilépő hőmérséklet (°C) Szekunder hűtőközeg

SSTAR

2800

Zóna magasság (cm) Zóna átmérő (cm)

ELSY

700

Termikus hatásfok (%)

Üzemanyag típus

SVBR-75/100 Pb-Bi eutektikum

1,8

1,7

Üzemanyag csere ciklus (év)

1

7

2

15-30

Üzemanyag élettartam (év)

5

∼8

5

15-30

Konverziós tényező

∼1

∼1

∼1

∼1

* Az SLPLFR reaktorról nagyon kevés adat áll rendelkezésre, ezért nem kapott külön oszlopot a táblázatban. Minden ismert paramétere szerepel a leírásában.

47

3.b táblázat A nehézfém-hűtésű gyorsreaktorok összehasonlítása a legjellemzőbb neutronfizikai és termohidraulikai szempontok alapján (2. rész) Szempontok

CANDLE**

PBWFR

PEACER-300 PEACER-550

BORIS

Pb-Bi eutektikum

Ólom

208

Primer hűtőközeg Hőteljesítmény (MW)

Pb, Pb-Bi Pb-Bi eutektikum eutektikum 125, 200, 1540

450

850

1560

22,2

Elektromos teljesítmény (MW)

N.A.

150

300

550

10

Termikus hatásfok (%)

N.A.

33

35,3

45

Üzemanyag típus

Urán-nitrid

Pu-U-N

Fém (U,TRU,Zr)

(0,8U-0,2Pu) -nitrid

N.A.

1,325

2,2

N.A.

Rácsosztás-átmérő arány

0 (kazetta nélküli elrendezés)

Üzemanyag-kazetták száma

N.A.

78

Zóna magasság (cm)

150, 200, 200

100

Zóna átmérő (cm)

200, 200, 400

267

400/N.A., 327/527, 286/446

310/460

300/400

440/560

Szekunder hűtőközeg

N.A.

Víz-gőz elegy

Túlfűtött gőz

Szuperkrit. CO2

Másodlagos hűtőközeg belépő/ kilépő hőmérséklet (°C)

N.A.

220/296

N.A.

390/550

Szekunder köri nyomás (atm)

N.A.

69

N.A.

196

2

∼1

N.A.

0,42

Üzemanyag csere ciklus (év)

Nagyon hosszú, nem eldöntött

15

1

min. 20

Üzemanyag élettartam (év)

Nagyon hosszú, nem eldöntött

15

1

min. 20

N.A.

1,1

<1

∼1

Zóna belépő/ kilépő hőmérséklet (°C)

Maximális primer hűtőközeg sebesség (m/s)

Konverziós tényező

252

360 50

365

80 490

98

** A CANDLE még nagyon kezdeti fázisban van, nincs kiforrott terv, a többféle koncepció jellemzőit is megadtam. Rendre balról jobbra tartoznak egymáshoz vesszővel elválasztott, egymás alatti adatok.

48

4. A PEACER REAKTORKONCEPCIÓ MODELLEZÉSE ÉS NEUTRONFIZIKAI SZÁMÍTÁSOK 4.1 A MCNPX SZIMULÁCIÓS PROGRAM BEMUTATÁSA A már fentebb említett dél-koreai PEACER reaktorkoncepció még számos lehetőséget rejt magában, melyre a kutatások eddig nem terjedtek ki. A következőkben reaktorfizikai vizsgálatoknak

vetettem

alá

a

tervezetet,

amiben

segítségemre

a

MCNPX

részecske-transzport modellező program volt. Az MCNP a Monte Carlo N-Részecske transzportkód-rendszer elnevezés rövidítése. A Monte Carlo módszer még a második világháború alatt kezdett kifejlődni a neutrongáz és a neutron transzport szimulálására. A valószínűségszámítás és a statisztika adja az elméleti alapokat. A kód nagyszámú részecskével dolgozik kihasználva, hogy a kapott eredmények várható értéke a valóságos eredményekhez konvergál. A módszer eredményességének és a számítástechnika gyors fejlődésének köszönhetően megalkották az MCNP programot, mely immár 450 emberévnyi munkát foglal magába [MCNP4C, 42.o]. A programmal jól modellezhetőek a sugárvédelemhez kapcsolódó feladatok, a dozimetria, az gyógyászati eszközök működése (pl: PET, NMR) és a hasadóanyagok láncreakciója, mely kulcsfontosságú

a

nukleáris

reaktorok

elemzésének

szempontjából.

A

kód

egy

háromdimenziós, tetszőleges anyagelrendezést kezel, melyek első- és másodfokú felületekkel határolt cellákban adhatók meg [MCNP, 2011]. A hatáskeresztmetszetek egy külön könyvtárból tölthetők be. Ezek folyamatosan frissülnek, próbálják minél inkább pontosítani az adatokat a hatékonyabb modellezés érdekében. A modellben egy anyagra meg kell adnunk az összetételét és a sűrűségét, melyekből a kód előállítja a megfelelő energiafüggő hatáskeresztmetszeteket és az atomsűrűséget. Viszont nem külön atomokat kezel fix helyen, melyekkel kölcsönhathatnak a beérkező részecskék, hanem ez utóbbiakra várható úthosszat számol, és véletlenszámok segítségével sorsol a bekövetkezhető események közül egy lehetséges kimenetelt. A program a neutronokon kívül fotonok, elektronok és a legutóbbi fejlesztésekkel már nehéz töltött részecskék transzportját is képes szimulálni. Nagyon fontos tulajdonsága a kódnak a szóráscsökkentő eljárások alkalmazása. Mivel a kívánt eredményt megfelelően kis hibával akarjuk megkapni, ezért rengeteg részecskével, hosszú ideig kellene futtatnunk a programot. Viszont a szóráscsökkentés

49

matematikai módszerei nagyságrendekkel növelik a futás hatékonyságát, redukálják a futási időt és kevesebb kapacitás lefoglalásával képesek ugyanazt az eredményt produkálni. A kódot időfüggetlen módban használtam. Az általa kiszámolt eredmények, mint pl. a részecske-fluxus, egy részecskére normált érték, mely arányos a valódi értékkel, attól csak egy konstans szorzótényezőben (forráserősség) tér el. Az MCNP-nek sokáig csak egy kezdetleges grafikus modulja volt, amely a megalkotott térkonfigurációból kétdimenziós síkmetszeteket tudott ábrázolni. Itt a különböző anyagok különböző színekkel jelentek meg. Nagy segítséget jelentett ez abban, ha az összeállított geometriában valami hiba volt. Így nem az input fájl felület-, vagy cella-kártyáján kellett a számok közt keresgélni, hanem át lehetett tekinteni a kirajzolt összeállítást. A szoftver fejlesztői újabban előálltak az MCNP-VISED-del, mely segítségével egy grafikus felületen alkothatjuk meg a modellünket, amit a végén a program MCNP input fájllá alakít [VISED, 2011]. Ez a fejlesztés nagyban hozzájárul, hogy a szoftver felhasználó-barátabb legyen. A modellből a futtatás során a tally-k segítségével nyerjük ki az adatokat. Nehéz kifejteni, hogy mi is a tally. A legközelebb akkor járunk az igazsághoz, ha egy hipotetikus detektorként fogjuk fel. Segítségükkel mérhetünk felületi fluxust, felületi áramsűrűséget, információt kaphatunk a részecskék energia-spektrumáról és még sok más dologról.

4.2 A PEACER-300 MODELLJÉNEK FELÉPÍTÉSE A nehézfém-hűtésű reaktorkoncepciókról kiadott tanulmányok tapasztalatom szerint legtöbbször nem tartalmaznak megfelelő mennyiségű adatot az aktív zónájuk modelljének felépítéséhez. Ezek közül a PEACER-300 projekt jelenti az egyik kivételt. A széleskörű, részletes leírások jó feltételeket teremtettek egy modell felépítéséhez. 4.2.1 A KEZDETLEGES MODELL Az első feladatként összeraktam egy a reaktor belső zónájából származó kazettát, melynek sematikus rajza a 27. ábrán látható. A 17x17-es elrendezésű négyzetes kazettában az üzemanyagpálcákon kívül tartószerkezeti elemek és kiégő mérgek is találhatók. Az utóbbiakat a modellezés során nem vettem figyelembe. Ennek legfőbb oka az volt, hogy a kiégő méreg pontos összetételéről nem álltak rendelkezésre a megfelelő adatok.

50

A kazetta két univerzumból épült fel, az üzemanyag-pálcából és a tartórúdból. A 30. ábráról leolvashatóak a méretek. A tartórúd paramétereiről nem állt rendelkezésre külön információ, ezért ugyanolyan HT-9 rozsdamentes, krómacél anyagból készítettem el, mint a pálca-burkolatot, ugyanazzal az átmérővel. Ez utóbbi közelítést meg lehetett engedni, a 289 férőhelyes kazettában a 9 vasrúd paramétereinek kismértékű változásai ugyanis nem gyakoroltak érdemleges hatást a rendszer reaktivitására.

30. ábra Egy PEACER üzemanyagpálca felső keresztmetszete. Az üzemanyag fém U-TRU-Zr ötvözet, a résben ólom van, a burkolat pedig HT-9 rozsdamentes acél

Az üzemanyag pontos, izotóp-szintű összetételének megadása viszont kulcsfontosságú. Kezdetben ennek felderítésével is akadtak problémák. Amit a leírásokban meg lehetett találni, hogy a 60 tömeg% urán, 30 tömeg% transzurán és 10 tömeg% cirkóniumból áll [Lim, 2007]. Egy másik tanulmány, [Kang, 2007] megadja a könnyűvizes reaktorok kiégett üzemanyagának transzurán összetételét 20 éves pihentetés után. Tekintve, hogy a PEACER ezeket a kiégett kazettákat fogja a reprocesszálás után felhasználni, első körben ezt az összetételt használtam. A másik nagyon fontos paraméter az üzemanyag sűrűsége, mely az előbbiekkel együtt determinálja a reakciók gyakoriságát. Erre a [Lee, 2009]-ben leltem rá, 15,8 g/cm3 értékkel. A HT-9 krómacél összetételét a [Ren, 2006] szerint alkottam meg. A rést kitöltő anyag ólom. A hűtőközeg pedig (44,5%Pb-55,5%Bi)-eutektikum. Az ólom tartalmaz 1,4%

204

Pb

izotópot, ez azonban az MCNP hatáskeresztmetszet könyvtáraiban nem szerepel, ezért kihagytam az anyagból. Kis részaránya és a

207

Pb izotóppal majdnem teljesen megegyező

hatáskeresztmetszet függvénye miatt ez nem jelent releváns hibát. A hűtőközeg sűrűségét a (2) összefüggés alapján határoztam meg. A zóna-belépő hőmérséklet 300, míg a kilépő 51

400 °C, így az eutektikum sűrűsége 10,2-10,4 g/cm3 tartományon belül mozog. Ennek az átlagát, 10,3 g/cm3 sűrűséget alkalmaztam a modellben. A felépített kazetta oldalait reflektív határfeltétellel láttam el. Az origó a kazetta középső pálcájának közepén helyezkedik el, az x-y sík pedig felezi az 50 cm-es zónát. A palacsinta alakú zóna fontos tulajdonsága a koncepciónak, első közelítésben vákuum határfeltételt adtam meg a zóna alján és tetején. A kazettában 8 darab neutronforrást helyeztem el, 4-et a belső részen, négyet a külsőn, hogy mihamarabb biztosítsam az egyenletes neutron eloszlás és a megfelelő neutronfluxus kialakulását a futtatás alatt.

31. ábra A PEACER modell kazetta negyedének X-Y síkbeli metszete. Lila: Üa., Sárga: Pálcarés ólommal, Kék: Krómacél, Zöld: Ólom-bizmut eutektikum hűtőközeg. A narancssárgával megjelölt pálcákban helyeztem el a neutronforrásokat.

A neutronforrások 130 ciklusban 1500 neutront bocsátottak ki (az inaktív ciklusok száma ebből 30 volt). A futtatás után k∞=0,80409± 0,00128 sokszorozási tényezőt kaptam. Ez egy nagyon alacsony érték, főleg, hogy kiégő mérgeket nem is alkalmaztam.

52

Sejtésem szerint a kapott eredményért a rengeteg alul és felül elszökő részecske volt a felelős. Hogy ezt igazoljam, reflektív határfelületekkel láttam láttam el az aktív zóna tetejét és alját is. A program ekkor k∞=1,55592 55592±0,0012 értékkel tért vissza, ez megerősítette a gyanúm, hogy a zónátt körülvevő környezet reflektor-hatása reflektor fontos szerepet játszhat a kritikusság elérésében. 4.2.2 A MODELL FEJLŐDÉSE Az elrendezést rendezést bővíteni kellett, hogy reális eredményeket kaphassak. A [Nam, [ 2007] széleskörű ismereteket, sok adatot adato tartalmaz a PEACER üzemanyag-pálcájáról, pálcájáról, így a modellt a z-tengely tengely irányában ki tudtam terjeszteni. Az 50 cm magas hasadóanyagot tartalmazó rész felett 75 cm-nyi nyi gáztér található, ahova a a kiégés során felszabaduló hasadási gázok terjedhetnek. Ezzel csökken a pálcán belüli nyomás és a mechanikai feszültség, aminek köszönhetően elkerülhetők az üzemanyag-sérülések. üzemanyag A pálca tetején és alján egy--egy fém lezárás található. Tehát a pálca felső részének kialakításával zóna fölötti részt még 85 cm-el cm meghosszabbítottam.. Alatta viszont csak a 10 cm-es es lezárás jelenti a pálca többi részét, így ott a beáramló hűtőközeget szimuláló további 25 cm-es hűtőközegg-cellát helyeztem el. A valódi pálca és a modell oldalsó keresztmetszete rendre a 32. és 33. ábrán látható.

32. ábra Az eredeti PEACER üzemanyagpálca zemanyagpálca oldalsó keresztmetszete. keresztmetszete

Y síkmetszet. 33. ábra A felépített modell teljes hossza: pálca és az alatta lévő hűtőközeg.. Y-Z

Ezzel az elrendezéssel nagy n előrelépést sikerült elérni, a sokszorozási tényező k∞=1,26680±0,00133-re re nőtt. A viszonyítási alapot a 28. ábrán a 2,2 rácsosztás-átmérő arányhoz tartozó 1,2 körüli érték adja. Sajnos erről nem volt pontos érték a dokumentumokban, csak az ábrára hagyatkozhatunk.

53

Már említettem, hogy a szimuláció eredménye leginkább az üzemanyag paramétereitől függ, ezért értelmetlen lett volna anélkül tovább pontosítani a peremfeltételeket, hogy a transzuránok összetételét pontosan ismerném. Mivel ez sehol sem volt fellelhető, levelet írtam Jae-Yong Lim koreai professzornak, az [Lim, 2007] tanulmány egyik szerzőjének, aki a PEACER zónájára vonatkozó szimulációkat végezte. A professzor készségesen átküldte az üzemanyag kompozícióját, így már nem volt akadálya, hogy a számítások eredményeit tovább pontosítsuk. A levélben megírta, hogy melyek a hasadó izotópok. A dúsítás az urán kivételével ezekre vonatkozik. Az üzemanyag anyagkártyájának módosítása után elvégeztem egy konvergencia vizsgálatot az MCNPX-el. Először a forrás 1000, majd 2000, 4000 és 8000 ciklusonkénti neutron kibocsátásával. Az eredmények a 4. táblázatból kiolvashatók és 34. ábrán megtekinthetők.

4. táblázat A k∞ értéke és hibája a ciklusonként indított neutronok számának függvényében n (db) 1000 2000 4000 8000

k∞ 1,18138 1,18445 1,18422 1,18507

Δk∞ 0,00159 0,00121 0,00089 0,00066

34. ábra Konvergencia-vizsgálat a modellen. 1000 neutron még kevésnek bizonyult, de a 2000 neutronnal kapott eredmény már beleesik a 8000-el kapott érték egyszeres szórásához tartozó konfidencia intervallumba.

Az eredmények azt mutatják, hogy 2000 forrásneutron mellett már a megfelelő konfidencia szinttel kapjuk meg a végeredményt. A kívánt ismeretlen (k∞) kiszámolásához így felesleges kétszer, vagy négyszer annyi számítógépi időt igénybe vevő input fájlt futtatni. Tovább pontosítva a modellt, megadtam a cellák hőmérsékletét is, az üzemanyag-celláét kivéve. Az MCNP alapértelmezett módban szobahőmérsékletűként kezeli a megadott 54

összeállítást. Az atomok termikus mozgása viszont hatással van a neutronokkal lejátszódó kölcsönhatásokra, ezért szükség lehet arra, hogy ettől eltérő hőmérsékleten végezzük a szimulációt. A TMP kártya segítségével van mód arra, hogy külön állítsuk be a cellák hőmérsékletét. A TMP kártya a szabad gáz közelítést alkalmazza az anyagokra [MCNP4C, 413.o]. A következő futtatásban az ólom-bizmut hűtőközeg hőmérsékletét kompromisszumos megoldásként 350 °C-nak választottam meg, a fűtőelem burkolatét pedig 490 °C-nak [Nam, 2007] alapján. A rést kitöltő ólom hőmérsékletét az őt határoló két anyag hőmérsékletének az átlagaként 560 °C-nak adtam meg. Az üzemanyag hőmérsékletét egyelőre nem állítottam be. A sokszorozási tényezőre k∞=1,18364±0,00115-öt kaptam, ami hibahatáron belül megegyezik a cellák hőmérsékletének beállítása előtti értékkel, tehát ebből levonható az a következtetés, hogy a hasadóanyag környezetében levő elemek hőmérséklete nincs komoly hatással a reaktivitásra. Eddig még nem esett szó az MCNP izotóp-könyvtárainak hőmérsékletéről. Az energiafüggő hatáskeresztmetszetek meghatározásánál a már fentebb említett hőmozgás hatásai sokszor nem elhanyagolhatók. A legtöbb anyagra szobahőmérsékleten vették fel a hatáskeresztmetszeteket, majd ezeket 0 K-re is extrapolálták. Viszont az aktinidákra, leginkább az uránra és a plutóniumra, több különböző, magasabb hőmérsékletre is meghatározták az energiafüggő hatáskeresztmetszeteket. Erre azért volt szükség, mert ezeket üzemanyagként igen magas, 1000 K vagy afölötti hőmérsékleteken is szokták modellezni. Mivel ezek rezonancia-izotópok, jóval szélesebb energiasávot ölel fel a rezonanciatartományuk. Ezek a rezonanciacsúcsok a magfizikai Doppler-effektus miatt kiszélesednek és az izotópok jóval hatékonyabban kezdik elnyelni a neutronokat. Ennek a jelenségnek a modellezésére a TMP kártya nem képes. A fém üzemanyagra meghatározott biztonságos legmagasabb hőmérsékleti szintet a projekt kutatói 700 °C-ban határozták meg, így én az ehhez legközelebbi rendelkezésre álló hatáskeresztmetszet könyvtárat használtam. Az eddig használt 300 K-es „60c” könyvtárat kicseréltem a 900 K-es, azaz 627 °C-os „16c” könyvtárra. Sajnos ezek csak az 235U, az 238U és a 239

Pu esetén álltak rendelkezésre, de tekintve, hogy az üzemanyagban fellelhető 21 aktinida

közül ez a három teszi ki az izotópok 57,4%-át, ez is markáns változást okozhat a reaktivitásban. 55

A futtatást elvégeztem csak a könyvtárcsere végrehajtásával, majd úgy, hogy emellett a hőmérsékletet is megadtam TMP kártyán. Az eredményeket az 5. táblázatban mutatom be, és a 35. ábrán látható a szemléletes összehasonlításuk. 5. táblázat A k∞ értékei és hibái a különböző peremfeltételek mellett. Körülmények 1. 60c könyvtárral, TMP kártya nélkül 2. 60c könyvtárral, TMP kártyával 3. 16c könyvtárral, TMP kártya nélkül 4. 16c könyvtárral, TMP kártyával

k∞ 1,18445 1,18364 1,18327 1,18277

Δk∞ 0,00121 0,00115 0,00128 0,00120

35. ábra A k∞ értéke az egyszeres szóráshoz tartozó konfidencia intervallummal a különböző peremfeltételekkel. A sokszorozási tényező csökkenése nem mutatható ki egyértelműen

Bár a konfidencia intervallumok meglehetősen szélesek a k∞ csökkenéséhez képest, a tendencia látszik a grafikonon. Ettől függetlenül nem jelenthető ki egyértelműen, hogy a hőmozgás hatására felerősödő magfizikai effektusok kimutatható reaktivitás-csökkenést okoztak volna a szimuláció során. 4.2.3 KÜLÖNBÖZŐ HŰTŐKÖZEGEK VIZSGÁLATA A VÉGSŐ MODELLBEN A végleges modellnek az előzőekben 4. sorszámmal jelölt, legtöbb peremfeltételt használó összeállítást választottam. A további szimulációkat, melyek a különböző

56

nehézfém-hűtőközegek neutronfizikai hatásainak megismerésére vonatkoztak, ezzel folytattam. Közismert, hogy a világ plutónium készletei kimerülőben vannak. Ezek nagyrésze a hidegháború alatt keletkezett, mikor a fegyverkezés volt az elsődleges cél és törekedtek rá, hogy a tenyésztőreaktorokban minél magasabb konverziós tényezővel alakítsák át az uránt plutóniummá. Az azóta eltelt évek alatt a legtöbb katonai alkalmazású reaktort leszerelték, és csak a könnyűvizes reaktorokból lehet nyerni némi plutóniumot, mely viszont nem fedezi az igényeket. A legtöbb reaktornak indítótöltetként van szüksége rá, ezeket manapság a nukleáris robbanófejek szétszerelésével kapják meg, ez utóbbiak azonban vészesen fogynak [NCI, 2011]. Orosz tudósok szerint a megoldást az ólom-hűtésű gyorsreaktorok esetében a természetes összetételű helyett az 208Pb izotópban feldúsított ólom felhasználása jelentheti. Az 208Pb a természetes ólomnál a releváns energiatartományon átlagosan 2 nagyságrenddel kisebb befogási hatáskeresztmetszettel rendelkezik (36. ábra), emiatt sokkal jobb neutronháztartás alakul ki az aktív zónában: kevesebb a parazita neutronabszorpció, azaz csökkenthető

a

kezdőtöltet

dúsítása

és/vagy

növelhető

a

konverziós

tényező

[Khorasanov, 2009].

36. ábra A természetes ólom és a 208Pb izotóp befogási hatáskeresztmetszete. Az utóbbi átlagosan akár 3 nagyságrenddel is alacsonyabb lehet 57

A

208

Pb a természetes ólom 52,4%-át 52,4% át teszi ki, tehát nem egy ritka izotópról van szó,

viszont az eddigi gátat a felhasználásban a rendkívül magas ára jelentette, mivel a szeparálása eparálása a többi ólomizotóptól nem egyszerű feladat. Az áttörést egy új technológia felbukkanása, a lézeres fotokémiai elválasztás jelentheti. Ezzel ipari mennyiségben előállítva a

208

Pb-t az ára 200 $/kg körül várható, ami nagyságrendekkel magasabb az ∼1 $/kg körüli

természetes ólom, és a 4,3 $/kg ólom-bizmut ólom bizmut eutektikum áránál, viszont a kalkulációk szerint gazdaságos lehet a drága hasadóanyag mennyiségének csökkentése miatt [Okawa, 2010]. A felépített PEACER-kazetta kazetta modellel m a különböző hűtőközegek mellett a sokszorozási tényezőt és a reakciógyakoriságot, egyes esetekben a neutron-spektrumot neutron spektrumot is vizsgáltam, hogy a fentebbi állításoknak utánajárhassak. Az adatvételezés során az F4 tally-t használtam. Ez [MCNP4C, 167.o] szerint a következő összegzést végzi el: (3) Itt a W a részecske súlyát (ez a szóráscsökkentő eljárásokhoz kapcsolódik, amit én a most leírt szimulációknál nem alkalmaztam, nálam W≡1), W a Tl Az egy részecske által megtett átlagos úthosszat a cellában,, a V pedig a cella térfogatát jelöli. Tehát a program numerikus módszerekkel a fluxus energiára és térre való integrálását visszavezeti a cellába belépő részecskék ott megtett úthosszának számolására, melyet aztán a cella térfogatával elosztva megkapjuk a relatív fluxust. A reakciógyakoriságot az FM tally segítségével kaptam meg, ez [MCNP4C, 380.o] szerint az alábbi képlettel számol: (4) Ha az Rm helyére az adott mikroszkopikus hatáskeresztmetszetet illesztjük be és a C konstans helyére pedig az atomsűrűséget, akkor definíció szerint a reakciógyakoriságot kapjuk. 1 Bár a k∞ mellett az FM tally eredményét is sikerült a 2000 kezdőneutron mellett 1-2%-os hibával kiszámítania a kódnak, a neutronspektrum esetén már ez nem bizonyult elegendőnek. A legpontosabb eredményt elérő csatornák is éppen csak alá tudtak menni a 10%-os os hibának. A forrásból kiinduló neutronok számát ezért az itt lefolytatott szimulációknál már mindenhol 10000-nek 10000 nek választottam meg, a minél pontosabb végeredmény érdekében. Az F4 tally-tt cellához rendelve rendelve lehet alkalmazni és a kiszámításának módja miatt a vizsgált cellák térfogatát is meg kellett adnom a VOL (volume, azaz térfogat) kártyával. A tally-ket tally a 58

hűtőközegben és az üzemanyagban használtam. Az előbbi 3 különböző cellára van bontva a modellben, melyek közül kettő az üzemanyagpálcákat és a tartószerkezeti rudakat öleli körül, a harmadik pedig a pálcák alatti beömlő hűtőközeget képviseli, ahogy ez a 33. ábrán is látható. Négy fajta hűtőközeget vizsgáltam meg: az eredetileg is felhasznált 44,5% ólmot és 55,5% bizmutot tartalmazó eutektikumot, a természetes ólom helyett az

208

Pb-ban dúsított

ötvözetet, a természetben előforduló és a 100%-ban 208Pb-t tartalmazó ólmot. A két utóbbi esetében változtatni kellett a peremfeltételeken. Az ólom esetében, 327 °C-os olvadáspontja miatt, a 350 °C-os hűtőközeg átlaghőmérséklet irreálisan alacsonynak adódik, így azt 400 °C-ra emeltem. A másik paraméter, amit módosítani kellett, a hűtőközeg sűrűsége. Ez az ólom esetében egy kicsit nagyobb, még ezen a magasabb hőmérsékleten is. Az (1) összefüggés szerint ezt 10,5 g/cm3-re állítottam be. Az eredményeket a 6. és 7. táblázat tartalmazza, továbbá a 36. és 37. ábra szemlélteti. Látható, hogy a k∞ változása jelentős a hűtőközeg minőségének függvényében. A természetes ólom és a

208

Pb között több mint 0,048 a sokszorozási tényezők értékének

különbsége, ami olyan nagy különbség, hogy mindenféleképp indokolttá teszi a

208

Pb-vel

kapcsolatos kutatásokat. Ez dollár nagyságrendű reaktivitás különbséget eredményezhet az aktív zónában, tehát reális elvárás az indítótöltet és az üzemanyag mennyiségének komoly csökkentése. 6. táblázat A k∞ és a relatív reakciógyakoriságok értéke a különböző nehézfém-hűtőközegek használatával. A hőmérséklet változtatásával ellentétben itt határozottan elkülönülnek a kapott értékek.

Hűtőközeg (44,5% Pb-55,5%Bi) eut. (44,5%208Pb-55,5%Bi) eut. Természetes ólom 208 Pb term

k∞ 1,18234 1,20409 1,17484 1,22306

Δk∞ 0,00049 0,00050 0,00057 0,00052

Abszorpciós reakciógyakoriság (1/barn cm) Üa. pálca Tartórúd Zóna körül körül alatt Összesen 7,74E-07 7,83E-07 3,51E-07 1,91E-06 4,56E-07 4,63E-07 2,01E-07 1,12E-06 7,90E-07 7,97E-07 3,57E-07 1,94E-06 9,15E-08 9,31E-08 3,55E-08 2,20E-07

Hiba 3,85E-09 2,46E-09 5,09E-09 1,03E-09

7. táblázat Hasadási reakciógyakoriság az üzemanyagban. A vártnak megfelelően nem volt lényeges különbség a gyorsreaktorban bekövetkező hasadások számában az eltérő nehézfém-hűtőközegek mellett. Hűtőközeg (44,5% Pb-55,5%Bi) eut. (44,5%208Pb-55,5%Bi) eut. Természetes ólom 208 Pb term

Hasadási reakciógyakoriság az üzemanyagban (1/barn cm) 1,02E-04 1,04E-04 1,02E-04 1,06E-04 59

Hiba 5,11E-08 5,20E-08 5,08E-08 5,28E-08

36. ábra A k∞ értéke a háromszoros szóráshoz tartozó konfidencia intervallummal, különböző hűtőközegeket használva

37. ábra Reakciógyakoriságok az üzemanyagban és a hűtőközegben, ez utóbbi függvényében. A hasadási reakciógyakoriság változása nagyon kicsi volt az abszorpciós reakciógyakoriságéhoz képest

60

Visszatérve azonban a PEACER-re fontos megjegyezni, hogy a reaktor ólom-bizmut hűtésre van optimalizálva. A termohidraulika tervezésénél teljes mértékben kihasználták az eutektikum ólommal szembeni jóval alacsonyabb olvadáspontját. A reaktorban uralkodó hőmérsékletek alacsonyabbak más nehézfém-hűtésű gyorsreaktorok karakterisztikus értékeinél, elég csak megemlíteni a zónából kilépő hűtőközeg 400 °C-os hőmérsékletét, aminél a sok reaktor esetében még a hidegági hőmérséklet is magasabb. Az ólom-hűtésre való áttéréshez az egész koncepciót újra kellene tervezni. A magasabb hőmérséklet miatt a korrózióvédelemre nagyobb hangsúlyt kell fektetni és valószínűleg az üzemanyag hőmérsékletét is emelni kell, ami kétségessé tenné a fémüzemanyag további használhatóságát. Érdemesebb inkább az eutektikumok közti különbséget megvizsgálni, itt is markáns eltérést tapasztalhatunk. A

208

Pb-ban dúsított eutektikum közel 0,022-el magasabb

sokszorozási tényezőt tudott produkálni, ami majdnem a fele a természetes ólom és a tiszta 208

Pb közti különbségnek, tehát érdemes lehet az eutektikum esetében is a dúsított ólom

használata. Ezt alátámasztandó, a hűtőközegben a szimuláció során vizsgáltam a neutronabszorpció reakciógyakoriságát. A az elnyelődések aránya, mint a

term

Pb-Bi ötvözetben több mint 70%-al magasabb

208

Pb-Bi eutektikumban. Ez jelentős neutron-háztartásbeli

különbséget eredményez, ami részben magyarázatot ad a sokszorozási tényezők eltérésére. A továbbiakban a neutronspektrumot is górcső alá vettem. Ehhez az F4:E tally energia kártyát használtam. A neutronfluxust 239 energiacsoportba osztottam és vizsgáltam az eloszlását a pálcák közötti hűtőközeg térben. A csoportok energiaszélessége nem volt azonos, a nagyobb energiák felé logaritmikusan nőtt, ezért, hogy normáljam az adatokat, az ábrázoláshoz az adott csoportokra eső fluxust leosztottam a csoportjának szélességével. A kapott eredmények szerint nincs jelentős eltérés a kétféle eutektikum spektruma között. Különbség az 5⋅10-5 MeV-os energiatartomány alatt látszódik, ami érthetővé válik, ha megnézzük a 35. ábrát. A nagyobb neutronabszorpciós hatáskeresztmetszet miatt a természetes ólmot tartalmazó ötvözetben kisebb energiákon kisebb neutronfluxus alakul ki. Az eltérés nem nagy, ennek többek közt az az oka, hogy az eutektikum ötvözetnek mindössze 44,5%-át teszi ki az ólom, ami természetes összetétele szerint is 52,4% tartalmaz. Így gyakorlatilag alig több mint 20%-át cseréltük csak le a hűtőközegnek.

61

208

Pb-ot

38. ábra Az eutektikum ötvözetek neutronspektruma. Eltérés csak kisebb energiákon mutatkozik, ott is csak kis mértékben

A neutronspektrumot mind a négy hűtőközeg modellezése mellett elvégeztem, eltérés csak a 38. ábrán is látható energiatartományban volt. A jobb szemrevételezhetőség miatt ezt a részt kinagyítottam. A 39. ábrán látható, hogy a legnagyobb fluxussal ezen az energiatartományon az rendelkezik, a természetes ólom és a mutatja, míg a

term

208

208

Pb

Pb-Bi eutektikum szinte ugyanazt a spektrumot

Pb-Bi rendelkezik a legkisebb neutronfluxussal. Szemügyre véve a 2. és a

35. ábrát gondolkodóba eshetünk, hogy egyrészt miért csak ilyen kicsik a különbségek, másrészt miért a természetes ólmot használó eutektikumban alakul ki a legkisebb fluxus. Látva a

208

Pb és a

term

Pb közti, akár 3 nagyságrendnyi különbséget is a neutronabszorpciós

hatáskeresztmetszet terén, többet várnánk. Hogy mégis csak ilyen kis eltérés alakult ki, annak a magyarázata az lehet, hogy a teljes hatáskeresztmetszetben, melybe a rugalmas és rugalmatlan szóródás is beletartozik, nem tapasztalható ilyen nagy eltérés. Tehát az összes lejátszódó neutron-hűtőközeg reakció gyakorisága közt nincs olyan markáns különbség a kétféle összetételű ólom között, a nagy befogási hatáskeresztmetszet eltérés így éppen csak arra elég, hogy a spektrumban egy ekkora különbséget produkáljon. 62

39. ábra A hűtőközegek neutronspektruma 10-7-5⋅10-5 MeV közötti energián.

A másik kérdés, hogy az eutektikumban miért kisebb a neutronfluxus, mint a természetes ólomban. Nem teljesen egyértelmű, hogy ez miért így alakult. Az ólom és bizmut izotópok befogási és szórási hatáskeresztmetszetének abszolútértéke önmagában nem magyarázat erre. Mivel a neutronspektrumot sok más tényező is befolyásolja, többek között a befogási és szórási hatáskeresztmetszetek aránya, ezért további számítások szükségesek az okok feltárására. A modellszámításokkal tehát jelentős eltéréseket lehetett kimutatni a különböző hűtőközegek használatával, ami leginkább a sokszorozási tényezőben és az abszorpciós reakciógyakoriságban mutatkoztak meg. Ezek az eredmények alátámasztják a izotópban dúsított ólom előnyősebb tulajdonságait és megindokolják a PEACER-ben való felhasználására irányuló további kutatásokat.

63

208

208

Pb

Pb-Bi eutektikum

5. ÖSSZEFOGLALÁS, KÖVETKEZTETÉSEK Szakdolgozatban célul tűztem ki a nehézfém-hűtésű gyorsreaktorokra vonatkozó szakirodalom áttekintését és feldolgozását, kezdve az ólom és ólom-bizmut eutektikum hűtőközeg

sajátságainak

bemutatásától,

a

napjainkban

fejlesztés

alatt

álló

reaktorkoncepciók összehasonlító értékeléséig. A jellemző tulajdonságok számbavétele közben különös tekintettel voltam a neutronháztartást meghatározó reaktorfizikai paraméterekre. Szakdolgozati munkám további feladata volt egy kiválasztott reaktor neutronfizikai szempontokból történő vizsgálata számítógépes modellezés segítségével Az ólom és ólom-bizmut eutektikum termodinamikai, neutronfizikai, továbbá biztonságtechnikai téren felmutatott tulajdonságai kiválóan alkalmassá teszik ezeket az anyagokat arra, hogy a jövő atomreaktorainak hűtőközegei lehessenek. A legnagyobb problémát az agresszív korrozivitásuk jelenti, ami súlyosan korlátozza a reaktor élettartamának növelését. Jelenleg ez az a terület, amin áttörést kell elérni, hogy újabb dinamikus lendületet vehessen a nehézfém-hűtésű gyorsreaktorok fejlesztése. Ezért az anti-korróziós eljárások tökéletesítése terén komoly kutatás folyik, ígéretes eredményekkel. A jelenlegi technológiai szint mellett 550 °C-ban maximalizált elméleti közeghőmérséklet a közeljövőben 800 °C-ig emelkedhet, amely nagyban növelné a típus jelenleg is figyelemreméltó gazdasági versenyképességét. A jelenlegi projektek közül az orosz fejlesztésű BREST és SVBR már a befejezéshez közelít, csak finomításokra van szükség. Az SVBR esetében már a telepítést fontolgatják, a tervek szerint a novovoronyezsi erőmű VVER-440 típusú nyomott vizes reaktorait váltaná fel. A GIF keretein belül az ELSY és az SSTAR projektek futnak. Az előbbi, főként európai országok által fejlesztett koncepció abba a stádiumba került, hogy egy teszt-reaktor, a DEMO megépítése a következő lépés a további kutatásokhoz. Az SSTAR fejlesztése, mely az USA projektje, jelenleg stagnál. Ha a DEMO jó eredményeket produkál, az új lendületet adhat ennek a koncepciónak. A japán és dél-koreai projektek még nem állnak azon a szinten, mint a fentebb felsoroltak. A japán CANDLE az új típusú üzemanyag-kiégetéssel, a PBWFR és a SLPLFR pedig a forralóvizes reaktorokhoz hasonló kialakításukkal viszont nagyon ígéretes koncepciók, melyek később nemzetközi kutatások tárgyává is válhatnak. Dél-Koreában, az ország vízhűtéses reaktorainak kiégett üzemanyagát hasznosító PEACER projekt fejlesztése áll a középpontban. A reaktorkoncepció elsődleges céljai közt szerepel a másodlagos aktinidák minél hatékonyabb transzmutációja. A másik projekt a BORIS, mely egy 10 MWe 64

teljesítményű kisreaktor, amit elsősorban tengerészeti célokra, hajók és tengeralattjárók hajtóműveként akarnak felhasználni. Még a BORIS fejlesztése is a korai stádiumban van. A zárt üzemanyagciklus megvalósíthatóságának érdekében a tárgyalt reaktorprojektek, a PEACER-t kivéve, mindegyikénél törekedtek arra, hogy a konverziós tényező elérje, vagy haladja meg az 1,0 értéket. Mivel a reaktorok elsősorban a civil energiaipar számára készülnek, nem volt elsődleges ennek maximalizálása, egyéb szempontok kaptak fontosabb szerepet, amelyek a gazdaságosabb energiatermelést segítik elő Saját kutatásom során a PEACER-300 koncepcióját elemeztem az MCNPX kóddal, a zóna egyik kazettájának modelljén keresztül. A vizsgálat tárgya a sokszorozási tényező, a reakciógyakoriságok és a neutronspektrum változása volt, különböző összetételű nehézfém-hűtőközegek esetén. A természetes összetételű ólom használatával adódott a legkisebb sokszorozási tényező és hasadási reakciógyakoriság az üzemanyagban, a hűtőközegben

pedig

ekkor

kaptam

reakciógyakoriságra. A 100%-ban

a

legmagasabb

értéket

az

abszorpciós

208

Pb összetételű ólom esetén ezek éppen fordítva

alakultak, a sokszorozási tényező és hasadási reakciógyakoriság ebben a hűtőközegben adódott a legnagyobbnak, míg a neutronbefogás ekkor a legalacsonyabb volt. A természetes ólommal és a 208Pb-vel ötvözött ólom-bizmut eutektikumok között kisebb volt az eltérés, de elég ahhoz, hogy a további kutatásokat megindokolják az eutektikumot használó gyorsreaktorok neutronháztartásának javítása céljából. A neutronspektrumokban nem lehetett markáns különbséget kimutatni.

65

Irodalomjegyzék Adamov, E., Orlov, V., Filin, A., Leonov, V., Sila-Novitski, A., Smirnov, V., Tsikunov V., „The next generation of fast reactors”, Nuclear Engineering and Design 173 143-150, 1997 Alembertia, A., Carlsson, J., Malambu, E., Orden, A., Struwe, D., Agostini, P., Monti, S., „European lead fast reactor – ELSY”, Nuclear Engineering and Design, Kiadás alatt, 2011 Azad, A.-M., „Critical temperature of the lead–bismuth eutectic (LBE) alloy” Journal of Nuclear Materials 341 45-52, 2005 Bae, J., Nam, H. O., Yi, K. W., Park, B. G., Hwang, I. S., „Numerical assessment of pyrochemical process performance for PEACER system”, Nuclear Engineering and Design 240 1679-1687, 2010 Bandini, G., Meloni, P., Polidori, M., „Thermal-hydraulics analyses of ELSY lead fast reactor with open square core option”, Nuclear Engineering and Design 241 1165-1171, 2011 Borgohain, A., Jaiswal, B. K., Maheshwari, N. K., Vijayan, P. K., Saha, D., Sinha, R. K., „Natural circulation studies in a lead bismuth eutectic loop” Progress in Nuclear Energy 53 308319, 2011 Bortot, S., Artioli, C., Grasso, G., Peluso, V., Ricotti, M. E., „Preliminary core characterization of a Generation IV lead fast reactor DEMO: Goals, design rationales and options”, Energy Conversion and Management 51 1806-1812, 2010 Chang, J.-E., Suh, K. Y., Hwang, I. S., „Natural circulation capability of Pb-Bi cooled fast reactor: PEACER”, Progress in Nuclear Energy, 37 211-216, 2000 Clair, R. St., „Summary of the MIT-Tokyo Tech Symposium on Innovative Nuclear Energy Systems” Cambridge, Massachusetts November 2-4, 2005 Cinotti, L., Locatelli, G., Aït Abderrahim, H., Monti, S., Benamati, G., Tucek, K., Struwe, D., Orden, A., Corsini, G., Le Carpentier, D., „The ELSY Project”, International Conference on the Physics of Reactors “Nuclear Power: A Sustainable Resource”, 2008 GIF, Generation IV International Forum and the U.S. DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee, „A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems”, GIF-00200, 03-GA50034, 2002 Heinzel, A., Kondo, M., Takahashi, M., „Corrosion of steels with surface treatment and Al-alloying by GESA exposed in lead–bismuth”, Journal of Nuclear Materials 350 264-270, 2006 Ingersoll, D. T., „Deliberately small reactors and the second nuclear era”, Progress in Nuclear Energy 51 589–603, 2009 Kang, J., „Proliferation resistance of PEACER system”, Progress in Nuclear Energy 49 115-119, 2007 Khorasanov, G. L., Korobeynikov, V. V., Ivanov, A. P., Blokhin, A. I., „Minimization of an initial fast reactor uranium-plutonium load by using enriched lead-208 as a coolant”, Nuclear Engineering and Design 239 1703-1707, 2009 66

Kim, N. H., Kim, T. W., Son, H. M., Halimi, B., Suh, K. Y., „Naval Application of Battery Omnibus Reactor Integral System”, Transactions S01/3, 2007 Kirshenbaum, A. D., Cahill, J. A., Grosse, A. V., „The density of liquid lead from the melting”, Journal of Inorganic and Nuclear Chemistry 22 33-38, 1961 Kohyama, A., „Japanese Activities on SiC/SiC and Related Technology R&D for Fusion & Fission” 7th IEA Workshop on SiC/SiC for Fusion and 1st International Workshop on C&SiC Composites for advanced Fission Plenary Meeting, 2006 Lee, B. O., „Performance Evaluation of Metallic Fuel for SFR”, International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles (FR09), 2009 Lenntech, „Lenntech Water Treatment Solutions”, Lenntech water treatment & purification Holding B.V, Hollandia. http://www.lenntech.com/periodic/water/lead/lead-andwater.htm (letöltve 2011. május 4-én) Li, N., „Active control of oxygen in molten lead–bismuth eutectic systems to prevent steel corrosion and coolant contamination”, Journal of Nuclear Materials 300 73–81, 2002 Li, N., „Lead-alloy coolant technology and materials - technology readiness level evaluation”, Progress in Nuclear Energy 50 140-151, 2008 Lim, J.-Y., Kim, M.-H., „A new LFR design concept for effective TRU transmutation”, Progress in Nuclear Energy 49 230-245, 2007 MCNP, „MCNP - A General Monte Carlo N-Particle Transport Code - Version 5”, Los Alamos National Library, http://mcnp-green.lanl.gov/ (letöltve 2011. május 29-én) MCNP4C, Oak Ridge National Library, RSICC Computer Code Collection, MCNP4C Monte Carlo N-Particle Transport Code System, CCC-700 Metal-Bi, „Metal Prices & News on the Internet”, http://www.metalprices.com/FreeSite/metals/bi/bi.asp (letöltve 2011. május 9-én) Metal-Pb, „Metal Prices & News on the Internet” http://www.metalprices.com/FreeSite/metals/pb/pb.asp (letöltve 2011. május 9-én) Nam, W. C., Lee, H. W., Hwang, I. S., „Fuel design study and optimization for PEACER development”, Nuclear Engineering and Design 237 316-324, 2007 NCI, „U.S. plan to use bomb plutonium as nuclear fuel faces enormous legal, economic and safety hurdles”, Dolley, S., Clements, T., Nucler Control Institute, Washington D. C., http://www.nci.org/new/pr12302.htm (letöltve 2011. június 1-én) NIKIET, „Open Joint-Stock Company NIKIET”, N.A. Dollezhal Research and Development http://www.nikiet.ru/eng/structure/mrInstitute of Power Engineering, innovative/brest.html (letöltve 2011. április 18-án) NNDC, „σigma Evaluated Nuclear Data Files (ENDF) Retrieval and Plotting”, 3.1-es verzió, National Nuclear Data Center, USA. http://www.nndc.bnl.gov/sigma/ (letöltve 2010. március 9-én)

67

Obara, T., Miura, T and Sekimoto, H., „Development of Polonium Surface Contamination Measure in Lead-Bismuth Eutectic Coolant”, Progress in Nuclear Energy 47 577-585, 2005 Okawa, T., Sekimoto, H., „A design study on Pb-208 cooled compact CANDLE burning reactor for future nuclear energy supply”, Annals of Nuclear Energy 37 1620-1625, 2010 Orlov, V. V., Filin, A. I., Lopatkin, A. V., Glazov, A. G., Sukhanov, L. P., Volk, V. I., Poluektov, P. P., Ustinov, O. A., Vorontsov, M. T., Leontiev, V. F., Karimov, R. S., „The closed on-site fuel cycle of the BREST reactors”, Progress in Nuclear Energy 47 171-177, 2005 Pankratov, D.V., Efimov, E.I., Toshinskii, G. I., Ryabara, L.D., „Analysis of the Polonium Hazard in Nuclear Power Systems with Lead-Bismuth Coolant”, Atomic Energy 97 559-563, 2004 Park, B. G., Jeong, S. H., Hwang, I. S., „Partitioning and transmutation of spent nuclear fuel by PEACER”, Nuclear Materials Laboratory, Seoul National University, Republic of Korea Polmar, N., Moore, K. J., „Cold War Submarines – The Design and Construction of U.S. and Soviet Submarines, 1945-2001”, Brassey’s Inc., USA, 2004 Ren, X., Sridharan, K., Allen, T. R., „Corrosion of ferritic-martensitic steel HT9 in supercritical water” Journal of Nuclear Materials 358 227-234, 2006 Roussanov, A., Troyanov, V., Jachmenev, G., Demishonkov, A., „Corrosion resistance of structure materials in lead coolant with reference to reactor installation BREST-OD-300”, State Scientific Center Of Russian Federaton (SSC RF), Institute For Physics And Power Engineering (IPPE), Obninsk, Russian Federation Sekimoto, H., Yan, M., „Design study on small CANDLE reactor”, Energy Conversion and Management 49 1868-1872, 2008 Sekimoto, H., Nagata, A., „Performance optimization of the CANDLE reactor for nuclear energy sustainability”, Energy Conversion and Management 51 1788-1791, 2010 Smith, C. F., Halsey, W. G., Brown, N. W., Sienicki, J. J., Moisseytsev, A., Wade, D. C., „SSTAR: The US lead-cooled fast reactor (LFR)”, Journal of Nuclear Materials 376 255-259, 2008 Sobolev, V., „Thermophysical properties of lead and lead-bismuth eutectic”, Journal of Nuclear Materials 362 235-247, 2007 Sobolev, V., Malambu, E., Aït Abderrahim, H., „Design of a fuel element for a lead-cooled fast reactor”, Journal of Nuclear Materials 385 392-399, 2009 Soler, L., Martín, F. J., Hernández, F., Gómez-Briceno, D., „Corrosion of stainless steels in lead-bismuth eutectic up to 600 °C”, Journal of Nuclear Materials 335 174-179, 2004 Stepanov, V. S., Kulikov, M. L., Ilyin, O. G., Klimov, N. N., Chekunov, V. V., Grigoriev, O. G., Gromov, B. F., Leonchyk, M. P., Pashkin, Yu. G., Pankratov, D. V., Toshinsky, G. I., Skorikov, D. E., „SVBR-75: A reactor module for renewal of VVER-440 decommissioning reactors - safety and economic aspects”, EDB “Gidropress”, Podolsk, SSC RF, IPPE, Obninsk, Russain Federation

68

Takahashi, M., Uchida, S., Hata, K., Matsuzawa, T., Osada, H., Kasahara, Y., Sawa, N., Okubo, Y., Obara, T., Yusibani, E., „Pb-Bi cooled direct contact boiling water small reactor” Progress in Nuclear Energy 47 190-201, 2005 Takahashi, M., „Status and Prospect of Development of Lead-Alloy-Cooled Fast Reactor”, International Conference on Advances in Nuclear Science and Engineering in Conjunction with LKSTN 105-112, 2007 Takahashi, M., Uchida, S., Kasahara, Y., „Design study on reactor structure of Pb-Bi-cooled direct contact boiling water fast reactor (PBWFR)”, Progress in Nuclear Energy 50 197205, 2008 (a) Takahashi, M., Uchida, S., Yamada, Y., Koyama, K., „Safety design of Pb-Bi-cooled direct contact boiling water fast reactor (PBWFR)”, Progress in Nuclear Energy 50 269-275, 2008 (b) VISED, „RSICC CODE PACKAGE PSR-500”, vised4c2.html (letöltve 2011. június 1-én)

http://www.rist.or.jp/rsicc/app/mcnp-

Wu, Q., Sienicki, J. J., „Stability analysis on single-phase natural circulation in Argonne lead loop facility”, Nuclear Engineering and Design 224 23-32, 2003 Zhang, J., Li, N., Chen, Y., Rusanov, A. E., „Corrosion behaviors of US steels in flowing leadbismuth eutectic (LBE)”, Journal of Nuclear Materials 336 1-10, 2005 Zrodnikov, A. V., Toshinsky, G. I., Komlev, O. G., Dragunov, Yu. G., Stepanov, V. S., Klimov, N. N., Kopytov, I. I., Krushelnitsky, V. N., „Nuclear power development in market conditions with use of multi-purpose modular fast reactors SVBR-75/100”, Nuclear Engineering and Design 236 1490-1502, 2006 Zrodnikov, A. V., Toshinsky, G. I., Komlev, O. G., Dragunov, Yu. G., Stepanov, V. S., Klimov, N. N., Generalov, V. N., Kopytov, I. I., Krushelnitsky, V. N., „Innovative nuclear technology based on modular multi-purpose lead-bismuth cooled fast reactors”, Progress in Nuclear Energy 50 170-178, 2008 Zrodnikov, A. V., Chitaykin, V. I., Gromov, B. F., Grigoriev, O. G., Dedoul, A. V., Toshinsky, G. I., Dragunov, Yu. G., Stepanov, V. S., „Multipurposed small fast reactor SVBR-75/100 cooled by plumbum-bismuth”, State Scientific Center of Russian Federation (SSC RF) Institute of Physics and Power Engineering (IPPE), Obninsk, “Hidropress” Pilot Design Bureau, Podolsk, Russian Federation

69