atomreaktor
(atomerőmű, termikus reaktor, a jövő reaktorai)

Szabályozott radioaktivitással folyamatosan hőenergiát termelő berendezés.
Bizonyos atommagokból, ha neutronokkal bombázzák őket, további neutronok keletkeznek. Ha a neutronok sebessége nem túl nagy, ez a folyamat fenntartja önmagát (kritikus rendszer). Az atomreaktorban tehát szükség van "üzemanyagra", amely lehet 235-ös urán 233-as vagy 239-es tömegszámú plutónium, továbbá moderátorra, amely a neutronok számát és sebességét szabályozza; ezenfelül hőcserélő rendszerre, amely a keletkező hőt hasznosítja (általában egy hagyományos hőerőmű) gőzturbináiban. A vízforraló reaktor a hűtővíz gőzét használja a turbinák meghajtására.

A képen a paksi atomerőmű egyik reaktorblokkja látható.

A nyomottvizes reaktorban (PWR) a hűtőfolyadék nyomás alatt lévő víz, amely így magas hőmérsékletre fűthető párolgás nélkül, amely hőcserélőben átadott hőjével gőzt fejleszt.
A gázhűtésű reaktorok (GGR) szén-dioxidot vagy más gázt használnak hűtőközegként, és az szintén hőcserélőn keresztül fűti a turbinavizet.
A forralóvizes reaktorokban (BWR) a moderátor és a hűtőközeg szerepét is közönséges víz tölti be.
A reaktortartályban a víz egy része elforr, így az aktív zónából víz-gőz keverék lép ki.
A Nehézvizes reaktorokban (HWR) a moderátor és a hűtőközeg szerepét is nehézvíz tölti be. Alkalmazásuk egyre jobban terjed.
A gyors tenyésztő reaktornak nincs moderátora, és általában folyékony nátriumot használnak hűtőfolyadékként. 239-es tömegszámú plutónium keletkezik a 238-as uránból. Ezt a reaktortípust az atomfegyverek anyagának előállítására is használják.
Néhány atomreaktor kizárólag kutatási célokra épült, pl. hazánkban a Csillebérci Atomreaktor (KFKI).

A moderátort használó reaktorokat termikus reaktoroknak nevezik.

A jövő reaktorai

A jövő atomerőműveinek két fontos problémát kell megoldani:

- Az uránkészletek jobb kihasználása (A jelenlegi erőművek csak a kb. 0,7%-nyi urán 235-ös izotópot használják fel. Ilyen módon a készletek csak 200-300 évig elegendők.)
- A folyamat végén minél rövidebb felezési idejű izotópok maradjanak. (Jelenleg a kiégett fűtőelemek többek között 16 millió év felezési idejű jód-129 izotópot és 200 ezer év felezési idejű technécium-99 izotópot tartalmaznak. Ezeket nagyon sokáig kell biztonságos helyen tárolni.)

A negyedik generációs reaktorok kutatását célzó kezdeményezést 2001-ben indította az Európai Unió több ország közreműködésével. A szakértők hat olyan reaktortípust választottak ki, amely a kompetitív energiatermelés és a szigorú biztonsági követelmények mellett minimális hulladékot termel

A nátriumhűtésű gyorsreaktor kevert, plutónium-urán oxidos üzemanyagot hasznosítana. Előnye a 40%-os termikus hatásfok és az 550 Celsius-fokos kilépő hőmérséklet.
Egy reaktorblokk elektromos teljesítménye 500-1500 MW lenne. Ilyen kísérleti reaktor megépítése Franciaországban áll a legközelebb a megvalósuláshoz: a terveket 2015-2016-ban véglegesítik, és 2020-2025-ben indulna a berendezés.

Az ólomhűtésű reaktornál a kilépési hőmérséklet még magasabb: 550-800 fok lenne, a biztonságot a hűtőközeg természetes keringése fokozná (vagyis a hűtés nem igényelné az irányító központ beavatkozását).

Gázhűtéses típusú reaktornál a hűtőközeg a hélium, és 850 fokos kilépő hőmérsékletet lehet elérni.

Az olvadt sós reaktor különlegessége, hogy a fűtőanyagát alkotó különféle urán-fluoridok olvadékként keringenek benne légköri nyomáson. Emiatt nem igényel fűtőelemgyártást, és nincs fűtőelem-sérülés sem, miközben 700-800 fokos kilépő hőmérséklet is elérhető.

A nagyon magas hőmérsékletű reaktorban kilépő hőmérséklet további emelése lehetséges, héliummal gázhűtött. Kilépési hőmérséklete 850 Celsius-fokos.

Szuperkritikus állapotban levő vízzel hűtött reaktor is lehetséges, amennyiben a hűtőközeget 22,1 MPa fölötti nyomáson 374 fok fölé melegítik. A reaktor tehát a víz termodinamikai kritikus pontja felett üzemel (e pont elérésével a víz sem szilárd, sem folyadék, de nem is gáz halmazállapotú, leginkább "folyadékszerű gáz"-ként jellemezhető). Előnye az egyszerűbb felépítés, mert a reaktorban nem változik a hűtőközeg halmazállapota.

Ezekhez az ígéretes új reaktortípusoknak a megvalósításához néhány műszaki problémát még meg kell oldani. A nagyon magas hőmérsékletek, az olvadt nátrium, az olvadt ólom nagyon agresszív kémiai környezetet jelent. Anyagtudományi kutatásoknak kell felderíteniük az új üzemanyagtípusok jellemzőit, és kifejleszteni a nagy hőmérsékleteknek és extrém korróziónak ellenálló új szerkezeti anyagokat.

Felhasznált irodalom