Paks bővítése, lehetséges építők, lehetséges modulok Posted in: Egyéb kategória

Az Indexen jelent meg, hogy négy vállalat érdeklődik a paksi bővítés iránt. Körüljárjuk ezeket, előtte néhány szó az erőművek generációiról.

Az első generációt a hőskorszak erőművei jelentették, melyek feltt eljárt az idő. Első generációs blokk volt a csernobili erőmű 4 blokkja, vagy a legtöbb Nyugaton működő 1960-70 körül átadott kisebb teljesítményű blokk. Míg a csernobilihoz hasonló RBMK-blokkok villamos teljesítménye 1000 MW volt, addig a nyugatiak általában néhány 100 MW-osak voltak. Jelentős biztonsági rések voltak a tervezésekben, de pl. a csernobili erőmű esetén nem ez, hanem főképp emberi mulasztás volt a robbanás oka.

Jellemző, hogy az RBMK-reaktorok esetén a hatásfok sokszor nem érte el a 20%-ot sem (az első ilyen erőmű, Obnyinszkban 17%-os hatásfokú volt).

A második generációs erőművek már több biztonsági rendszerrel, általában nyomás alatt lévő vízkörrel épültek (van néhány nehézvizes erőmű is, mely nem H2O-t, hanem D2O-t, nehézvizet használ), ennek köszönhetően nőtt a hatásfokuk 31-33% körülre. Ilyen pl. a Pakson üzemelő 4 db VVER-440-es blokk is, melyek teljesítményövelésen estek át, így most 500 MW-ot adnak reaktoronként.

A harmadik generáció esetén  tovább növelték a biztonsági tényezőket, főképp passzív elemekkel, mely a következőt jelenti. Az aktív biztonsági elemek valamilyen paraméter veszélyes tartományba lépése esetén valahogy közbeavatkoznak, vezérléssel, stb. A passzív elemek olyanok, hogy fizikai törvények hatása és nem valamilyen közbeavatkozás szünteti meg a veszélyt. Például Csernobilban miután elforrt a víz, nem volt mi hűtse a reaktort. De a hasítást végző neutronok lassítását nem ez a víz végezte, hanem grafit, ami a helyén maradt, azaz a reakció nem állt le. Ez elősegítette a robbanást. Ezt pozitív üregtényezőnek hívják a reaktorfizikusok. Ha ugyanígy gőz-üregek képződnek a vízben mondjuk Pakson, más helyzet áll elő. Ugyanis itt a neutronok lassítását (tehát a reakció fenntartását közvetve) is a hűtővíz végzi. Ha elforr, nem lassulnak neutornok, a láncreakció leáll.

A harmadik generáció esetén törekedtek a modulos megoldásokra (azaz modulárisan építhető fel egy reaktor), szemben az eddigi, ahány gyár annyi szokás, sőt ahány gyártmány annyi szokás gyakorlattal.

Megnövelt teljesítmény, stabil működés és biztonságosabb üzem jellemzi ezeket a blokkokat. Sok esetben törekedtek arra, hogy kevesebb nukleáris hulladék keletkezzen (pl. ATMEA 1). Vegyük akkor sorra a tervezett bővítés lehetséges szereplőit!

1. AREVA & Mitsubishi vállalat: ATMEA 1.

Ebből a típusból még nincs kész példány. Az AREVA cég, mely az EPR (European Pressurized Reactor) kidolgozója, az ATMEA gyártására összefogott a japán Mitsubishi céggel. Az AREVA-nak megállapodása van Líbiával és Kínával is. Líbia esetén először arról volt szó, hogy egy tengervizet sótlanító rekator épülne, később már csak egy EPR erőműről beszéltek. (Le Parisien) Az AREVA 31 erőművet üzemletet Franciaországban, 11-et Európa többi részén, 80-at az amerikai kontinensen, 7-et Ázsiában és 3-at Afrikában és a Közel-Keleten, de ezek természetesen nem ATMEA-blokkok. A cég a Mitsubishivel közösen több reaktorfajtát tervezett. Az ATMEA-1 egy nyomottvizes reaktor, 1100+ MW villamos kapacitással. (A + jel némi többletet jelenthet).

A nyomott vizes (PWR = PRessurized Water Reactor) technológia azt jelenti, hogy a reaktort hűtő (és egyúttal a hasadáshoz kellő sebességű neutronok lassítását végző) vízközeg nyomás alatt áll, azaz nem forr fel, hanem vízként jön ki a reaktorból is. Nem ez a víz jut a turbinákra, hanem hőcserélőn adódik át a hő a turbinát meghajtó víz/gőz körnek. Nyomott vizes technológiájú a 4 VVER-440-es blokk is Pakson.

Az AREVA-Mitsubishi egyesülés fejleszt egy másik, nagyobb teljesítményű reaktort is, melynek KEREVA a neve 12050+ MW villamos teljesítménnyel. Ez a reaktor forralja a vizet a reaktormagban (BWR = Boiling Water Reactor).

Az AREVA építi egyébként a finn Olkiluoto erőművet, mely csúszik az eredeti határidőhöz és összeghez képest is, körülbelül 3 évet és költségben 50%-ot. Ez azonban nem ATMEA, hanem EPR típus, lásd lejjebb.

Az ATMEA műszaki összefoglalója:

– villamos hatásfok: 35-37% (eddigi II. generációs erőművek általában 31-33%) — ezt a nagyobb nyomással érik el a turbina körében

– emiatt kisebb fűtőanyagfogyasztás/KWh

– 12-24 hónapos kampány (azaz egy töltéssel üzemelő reaktor)

– 60 évre tervezett üzem

– menet közbeni feltöltés (max. leállás 16 nap/kampány)

– 3 körös biztonsági rendszer

– fűtőanyaga lehet dúsított U235, de lehet bele keverni MOX fűtőanyagot is. (MOX: Mixed Oxides, kevert oxidok. Ez a keverés azt jelenti, hogy a dúsított urán-oxid mellé a fűtőelemkazettákba plutónium-oxid, és ún kimerített/szegényített uránium (depleted uranium), mely a dúsításután visszamaradó, nagymértékben U238-at tartalmazó urán-oxid. A természetes uránban a hasadóképes 235-ös aránya 0.7%, a kimerített uránban ez csak harmada.) A MOX fűtőanyag-használat lehet 100%-os is

– zónasérülés valószínűség: 10^-6/év

2. AES-2006

Az orosz AtomenergoProjekt két reaktortípust ajánl a III. generációs erőművek sorában: a VVER-1200/491-et, és a VVER-1000/491-et. Az első villamos kapacitása 1200, a másodiké 1000 MW. A Pakson jelenleg működő VVER-440-es blokkok (már a típusjelzés is elárulja), ugyanitt készültek egykoron.

Az orosz cég a VVER-1000 típus korábbi változatait építette meg pl. Bulgáriában (Kozloduj), vagy Csehországban (Temelín) és tervezték Tetov-ban, ahol végül nem épült meg, illetve Ukrajnában. A továbbfejlesztett VVER-1000 épült Kínában (Tianwan).

Tianwan, 2 db VVER-1000; Kína. Még épül/tervezett 6 db.

Ettől két lépcsővel további fejlesztést jelent a VVER-1000/491.

A VVER-1000 legújabb változata a cég által tartott prezentáció alapján az európai igényekhez van továbbfejlesztve.

– teljesítmény: 1000, vagy 1160 MW

– 33.7% hatásfok

– 50 év élettartam

– 15 nap leállás/év

– 4 körös vízrendszer

– zónasérülés valószínűség: 10^-6/év

– a technológia már működik Magyarországon.

3. Westinghousea AP

A Westinghouse blokkja 1000 MW-os, az AP-600 (600 MW) továbbfejlesztése, területfoglalása lényegében akkora, mint az AP-600-é.

A MAVIR egy prezentációban egyik lehetőségként AP-1000-es bővítéssel számolt Paks esetén, a másik lehetőség 2 db AP-600 volt.

A gyártó egyelőre még nem rendelkezik működő példánnyal, de Kína Zhejiang és Shandong mellett 6-6 blokkot kíván építeni, Kína a Westinghouse blokkjait fogadta el az országban építendő reaktorstandardnak, és 2020-ig 100(!) blokk terveit és építését kívánja elkezdeni.

Az USA is tervez 2 AP-1000 Westinghouse blokkot, Georgiában, a Vogtle erőműben. A szerződést aláírták.

Műszaki adatok:

– 1117 MW villamos teljesítmény

– 18 hónapos kampány(üzem)

– moduláris szerkezet, ebből adódóan 36 hónap alatt épül fel

– 60 év üzemidő

– passzív reaktorvédő megoldások

– zónasérülés valószínűség: 5 x10^-7/év!

– a moduláris szerkezet miatt 80%-al kevesebb cső, 85%-al kevesebb vezeték és 35%-al kevesebb biztonsági pumpa szükséges.

4. EPR

Az EPR közös francia-német tervezés (Framatome – Siemens). Ilyen lesz az Olkiuloto-3 is, melynek 2009-ben kellett volna a hálózatra lépni, de egyelőre 3 éves csúszás és 50% költségtúllépés van. Ha sikerült volna, ez lett volna az első 3. generációs atomerőmű a világon. Flamanville-ben (FR) szintén elkezdtek 20007-ben egy ilyen blokkot építeni, várhatóan 54 hónapig tart.

Műszaki adatok

– 1600 MW villamos teljesítmény

– nyomottvizes (PWR reaktor)

– 36% hatásfok

– zónasérülés valószínűség: 10^-6/év, más források szerint 6 x 10^-7/év!

– 4 körös hűtés

– 50%-ban MOX-al feltöltve is működik

– 16 nap az újratöltésre/kampány