Lendületet kapnak a mini atomerőművek - Túl szép, hogy igaz legyen?

Ez itt az on the other hand, a portfolio vélemény rovata.

Ez itt az on the other hand, a portfolio vélemény rovata. A cikkek a szerzők véleményét tükrözik, amelyek nem feltétlenül esnek egybe a Portfolio szerkesztőségének álláspontjával. Ha hozzászólna a témához, küldje el cikkét a velemeny@portfolio.hu címre. A megjelent cikkek itt olvashatók.

Zsinóráram heti 7 nap, napi 24 órában

Először is le kell szögezni, hogy az a régóta vitatott – meglehetősen teoretikus – kérdés, miszerint van-e még a villamosenergia-piacon olyan termék, hogy „zsinóráram” és szükség van-e alaperőművekre, egyértelműen eldőlt. Láthatóan az informatikában tevékenykedő nagy nemzetközi technológiai cégek úgy látják, hogy a szerverparkjaik állandó működtetése nem lehetséges folyamatos villamosenergia-ellátás nélkül. Az az alapgondolat, hogy majd nap- és szélenergiával látják el ezeket a szerverparkokat 0-24 órában, télen-nyáron, nyilvánvalóan egy olyan energiapolitikai marketingfogás, ami ugyan jól hangzik, de erős technológiai korlátokba ütközik. Erre egy informatikai szolgáltató és kereskedő cég nem tud folyamatos és fenntartható üzletvitelt alapozni úgy, hogy közben karbonsemleges forrásokat kellene használnia. Ez az egyik oka annak, hogy ezek a technológiai cégek atomerőművi fejlesztésekbe fogtak, illetve ilyen projektek finanszírozására köteleződtek el.

És van itt még egy szempont, ami sajnos Európa versenyhátrányát mutatja. Nevezetesen, hogy ezek a nagy technológiai cégek alapvetően amerikai székhellyel, az Amerikai Egyesült Államokból indulva folytatják tevékenységüket, és az üzletvitelük következtében olyan nagy pénzügyi forrásokat halmoztak fel, hogy minden további nélkül lehetséges számukra atomerőmű projektekbe való befektetés. Ezek a technológiai vállalatok mára olyan kockázatitőke-alapokkal rendelkeznek, amelyek már nem csak informatikai, telekommunikációs projektekbe fektetnek be, hanem amelyek révén minden további nélkül képesek akár több 100 millió dollárnyi forrást új fejlesztésekbe fektetni.

Kis moduláris reaktorok

Márpedig az atomenergetika területén új fejlesztésekre van szükség. Amíg korábban a villamosenergia-piaci folyamatok az egyre nagyobb méretű nukleáris blokkok fejlesztése irányába terelték el ezt az iparágat, ez a folyamat azzal is járt, hogy a nagy és komplex erőművek építése egyre több időt igényel, aminek következtében a nagy atomerőmű beruházások finanszírozása (a tőke kamatköltségei) egyre többe kerül. Ezzel kíván versenyezni az úgynevezett kis moduláris reaktor (angolul Small Modular Reactor, vagy SMR) technológiák fejlesztése.

Ez jellemzően 300 MW-nál kisebb villamos kapacitású atomerőműveket jelent.

A koncepció szerint, ha lecsökkentjük az atomerőművi blokkok egységméretét, és egy erre épített üzemben, optimális gyártási körülmények között gyártjuk le az erőmű részegységeit, moduljait, majd ezeket a modulokat az erőmű telephelyén csak össze kell illeszteni, hogy kész atomerőművet kapjunk, akkor a mostani atomerőművekre tipikus 8-15 éves (vagy adott esetben akár 17 éves, ld. Olkiluoto-3) építési idő akár három-négy-öt évre is rövidíthető lenne.

Ez a jelentős építési idő csökkentés pedig a tőkeköltségek radikális csökkentéséhez vezethet. Így aztán ha egy kis moduláris reaktor fajlagos beruházási költsége (tehát az 1 kW-ra eső beruházási költsége) nagyobb is lesz, mint egy nagy atomerőművi blokk fajlagos beruházási költsége, ezt a költséghátrányt a rövidebb építési idő és a kisebb tőkeköltség masszívan kompenzálni tudhatja. Tehát abszolút van értelme annak, hogy ilyen kis moduláris reaktorok fejlesztésével foglalkozzunk.

És van itt még egy nagyon fontos technológiai szempont is. Az atomenergia hajnalán, az 50-es, 60-as években rengeteg különböző egzotikus reaktorkoncepcióra készültek tervek a nagy nukleáris kutatóközpontokban, szerte a világon. Sőt, kísérleti reaktorok is épültek, amelyekkel akkoriban üzemeltetési tapasztalatot szereztek a kutatóintézetek. Ez a sok tervezési, építési és üzemeltetési tapasztalat ma hasznosítható, érdemes őket elővenni az asztalfiókokból. Ha van befektető és kedvező a finanszírozási környezet, akkor ezeket a tanulmányokat, koncepciókat le lehet porolni, és a legújabb technológiákat alkalmazva jelentősen tovább lehet fejleszteni. Az eseményeket figyelve az látható, hogy az USA-ban olyan kedvező piaci kutatás-fejlesztés finanszírozási környezet alakult ki, amiben ezek a nagy tech cégek kockázatitőke-alapjai készek befektetni új nukleáris technológiák fejlesztésébe. Csak hogy néhány példát említsek, a Bill Gates által alapított Terrapower nevű cég folyékony nátrium hűtésű SMR reaktort fejleszt. A ChatGPT-t fejlesztő OpenAI cég vezérigazgatója az OKLO nevű tőzsdei cég résztulajdonosa és igazgatósági elnöke, ők kis méretű (15-50 MWe) gyorsneutronos reaktort fejlesztenek, melynek specialitása, hogy a hűtése hőcsövekkel lesz megoldva. Az ilyen fejlesztéseknek, és a kockázati tőke nukleáris fejlesztésekbe való bevonásának európai megfelelője egyelőre még várat magára, pedig óriási szükség lenne rá.

A Google, a Kairos Power és a sóolvadékos reaktorok

De nézzük meg kicsit közelebbről, mire vállalkozott a Google, amikor a Kairos Power céggel szövetkezett egy új sóolvadékos kis moduláris reaktor kifejlesztése és kereskedelmi használatba vétele érdekében. A cégek közleménye szerint a két vállalat általános erőműfejlesztési megállapodást írt alá, amely értelmében a Kairos Power kifejleszt egy korszerű reaktorral működő atomerőművet, amely típusból több blokkot is megépít, majd üzemeltet, és a megtermelt energiát eladja, valamint kiegészítő szolgáltatásokat nyújt a Google számára. Ennek lényeges eleme lesz, hogy a Kairos Power atomerőműve szén-dioxid-kibocsátástól mentesen termel majd áramot, így a Google-nek áramvásárlási szerződések (Power Purchase Agreements, PPAs) keretében fog villamos energiát szolgáltatni, és igazolni fogja tudni, hogy az eladott áram karbonsemleges forrásból származik.

Az erőműveket „a Google adatközpontjainak tiszta villamos energiával való ellátása érdekében az érintett szolgáltatási területeken” fogják telepíteni, az első telepítés 2030-ig fog megvalósulni, hogy támogassák a Google 24/7 karbonmentes energiával kapcsolatos céljait.

A Kairos Power által fejlesztett SMR egy sóolvadékos reaktorkoncepció, amit a fejlesztők KP-FHR-nek hívnak. Ennek a betűszónak a kifejtése Kairos Power Fluoride salt Hight Temperature Reactor, amit magyarra fluoridsós magas hőmérsékletű reaktornak fordíthatunk. Ez a típus sok szempontból különleges, egzotikus. Úgy is mondhatom, hogy nehéz olyan jellemzőt találni, amiben a Kairos reaktora egyáltalán hasonlítana a ma használt könnyűvíz hűtésű, könnyűvíz moderálású nyomottvizes (PWR) nagy atomerőművi reaktorokra. Vegyünk sorra pár kiemelt jellemzőt, és ezek mentén vessük össze a PWR erőműveket a KP-FHR koncepcióval.

Üzemanyag

Amíg a PWR-ek fém burkolatban elhelyezett, hengeres üzemanyagot használnak 5% urándúsítás mellett, addig a KP-FHR üzemanyaga apró (kb 1 mm-es), gömb alakú, kerámia burkolatú sörétszerű golyókban található; az alkalmazott kezdeti urándúsítás 19,75%, ami mintegy négyszer magasabb a mostani reaktorüzemanyagokénál.

Moderátor

A PWR-ek könnyűvizet használnak a neutronok lelassítása, tehát a moderálás céljára, míg a KP-FHR grafit moderálású. Grafit található az üzemanyag sörétekben is, de a sörétek nagyobb, 4 cm átmérőjű grafit gömbök külső héjába vannak belefoglalva, tehát ez a grafit is moderátor. (Ez az ún. TRISO üzemanyag, amelyet az 1. ábra mutat.) A neutronok lelassításának feladatára vannak a reaktorban olyan teniszlabda nagyságú grafit golyók (moderátor golyók) is, amelyekben egyáltalán nincsen hasadóanyag, csak grafit.

Hűtés és energiaátalakítás

A reaktorban megtermelt hőt a PWR-ekben nagy, kb. 150 bar nyomású, nagyjából 300 °C-os víz szállítja el a gőzfejlesztő elnevezésű hőcserélőkbe, ahol aztán a hő segítségével a kb. 70 bar nyomású szekunder közi vizet elforralják, a gőzzel pedig gőzturbinát hajtanak meg. A KP-FHR-ben a TRISO üzemanyag golyók között FLiBe (fluor-lítium-berillium) só olvadéka áramlik, ami akár atmoszférikushoz közeli (1-2 bar) nyomás mellett is alkalmas arra, hogy 500 °C fölé melegítsék. Névleges adatok szerint a sóolvadék hűtőközeg 550 °C hőmérsékleten lép be a reaktorba, és 650 °C-on lép ki onnan. A FLiBe sóolvadék primer köri közeg egy hőcserélőben egy nitrát sóolvadékot alkalmazó szekunder körnek adja át a hőt, ami azután egy újabb hőcserélőben, a gőzfejlesztőben állítja elő a gőzturbina számára a túlhevített gőzt (ld. a 2. ábrán). Ezzel a hősémával, a magas kiinduló hőmérséklet miatt a KP-FHR jóval magasabb hatásfokra képes, mint a PWR-ek (33-35% helyett 45-48%-os hatásfok is lehetséges). A szekunder körben alkalmazott nitrát só megegyezik a naptornyos hőerőművekben alkalmazott sóval, így alkalmazhatóvá teszi a naptornyos erőművekkel szerzett tapasztalatokat, valamint hőtárolást és az átalakuló villamosenergia-hálózathoz illeszkedő flexibilisebb turbina üzemeltetést tesz lehetővé.

Átrakás

A PWR-ekben az üzemanyag cseréje, átrakása a reaktor leállított, lehűtött és nyomásmentesített állapotában lehetséges. A KP-FHR képes arra, hogy abban üzem közben az üzemanyag egy részét ki lehessen cserélni, így a reaktor indulásakor kisebb hasadóanyag-készlet és kisebb reaktivitás-tartalék is elegendő, ami jelentős biztonsági előnynek számít. Fontos megemlíteni, hogy a sóolvadékos reaktorkoncepciók között van olyan, ahol az üzemanyag a sóolvadék hűtőközegben lenne feloldva, aminek következtében különböző izotópokat lehet a hűtőközeg-üzemanyag keverékhez üzem közben hozzáadni vagy onnan kivonni. A KP-FHR nem ilyen, itt az üzemanyag nincs feloldva a hűtőközegben, ugyanakkor a grafit-üzemanyag golyók úsznak a hűtőközegben, a reaktoron belül elmozdulnak, így az átrakás üzem közben is lehetséges.

A reaktortartály méretét és felépítését a 3. ábra szemlélteti. Érdemes megjegyezni, hogy a KP-FHR 140 MW elektromos teljesítményű blokkjában a reaktorzónában elegendő mindössze kb. 100 kg tömegű dúsított uránt elhelyezni a TRISO üzemanyag formájában, míg egy 1200 MW elektromos teljesítményű PWR erőmű reaktorában több, mint 200 000 kg (200 tonna) üzemanyag található. Cserében viszont a KP-FHR-ben szükség van üzem közben átrakásra.

Mérnöki gátak rendszere

A radioaktivitás környezetbe jutásának megakadályozására ún. mérnöki gátakat alkalmazunk, azaz falakat, védőrétegeket helyezünk a sugárzó anyagok és a környezet közé. A PWR reaktorokban négy mérnöki gátat alkalmazunk:

1. Az üzemanyag pasztillák urán-dioxidból készülnek, melyek keramikus szerkezete visszatartja a hasadási termékek ~99%-át.
2. Ezek a hengeres pasztillák cirkónium ötvözetből készített hengeres fém pálcákban vannak elhelyezve, amely fém csövek hermetikusan elzárják az üzemanyag pasztillákat a hűtővíztől.
3. Az üzemanyag pálcák a nagy nyomásra méretezett reaktortartályban találhatóak, ez a vastag falú fém tartály és a hozzá kapcsolódó, nagy nyomásra méretezett hűtőrendszer a harmadik mérnöki gát.
4. Az egész nukleáris hőtermelő rendszer egy 3-5 bar túlnyomásra méretezett vasbeton épületben helyezkedik el, ami képes felfogni azt a nagy nyomású gőzt, ami kiszabadul, ha a 3. mérnöki gát megsérülne.

A KP-FHR biztonsági filozófiája és mérnöki gát rendszere teljesen más:

1. A TRISO üzemanyagban egy adott üzemanyag sörét magjában egy 19,75% dúsítású urán-dioxid szemcse található, amely körül karbon és szilícium-karbid rétegek találhatóak. Ez a réteges szerkezet nagyon robusztus védelmet ad a hasadási termékek kiszökésével szemben. Az első mérnöki gátnak az urán-dioxid szemcse tekinthető, ami a sörétek közepén található, a második mérnöki gátnak pedig a szemcsék körüli szilícium-karbid réteg.
2. A harmadik mérnöki gát a pirolitikus karbon (magas hőmérsékleten előállított speciális szénmódosulat) réteg a szilícium-karbid réteg körül, továbbá az üzemanyag golyók grafitmátrixa.
3. A primer körben alkalmazott FLiBe sóolvadék maga is jelentős hasadási termék visszatartási képességgel rendelkezik, ezt is egyfajta mérnöki gátnak tekintik a tervezők.

Biztonsági filozófia

A PWR reaktorokban a fent leírt négy mérnöki gátból álló rendszer, a mélységi védelem elve, és a biztonsági rendszerek adják a biztonsági filozófia alapját. A mérnöki gátak fennmaradását üzemzavari folyamatok során a biztonsági rendszerek szolgálják.

Fontos érteni, hogy a KP-FHR reaktor biztonsági filozófiája nagyon más. A TRISO üzemanyag – ami egyébként nem új találmány, a hatvanas évek óta kutatják és fejlesztik speciális reaktorokba – épen marad egészen extrém hőmérsékletek elérése esetén is, a szemcsék megtartják integritásukat és funkciójukat akár 1600 °C-ig. A FLiBe primer köri sóolvadék forráspontja atmoszférikus nyomáson 1430 °C, ami szintén nagy tartalékot ad az üzemzavari hűtésben.

A primer körben a nyomás alacsony, így a KP-FHR-ben nem kell nagy nyomásra méretezett reaktortartály és csővezeték-rendszer. Ha a primer körben csőtörés következne be, nem kell pótolni a hűtőközeget, mert a TRISO üzemanyag megvédi saját magát az olvadástól, elegendő számára a passzív hűtés. A fentiek következtében az elérhető leírások alapján a KP-FHR esetében a reaktor körül nincsen szükség hermetikus védőépületre, a reaktorépület funkciója a reaktor külső hatásokkal szembeni védelme. Mindezek sokkal olcsóbb rendszert és sokkal gyorsabb építési időt igényelnek.

Túl szép, hogy igaz legyen?

Nyilván mindenkiben felmerül a kérdés, hogy ha ez a technológia ennyi sok kérdésre ad választ, és már a 60-as években kísérleteztek vele, akkor a most üzemelő reaktorok között miért nincsen egyetlen ilyen sóolvadékos reaktor sem. A válasz sokrétű, de könnyen összefoglalható: vannak olyan hátrányai is, amire eddig nem volt igazi, gazdaságos válasz, de nyilván a technológia fejlődése ezeket idővel megoldhatja. Néhány kihívást itt felsorolok:

1. A magas hőmérsékletű sóolvadékok tipikusan nagyon korrozív anyagok, ezekkel kompatibilis szerkezeti anyagokat találni nem egyszerű. A reaktortartály és a primer köri csővezetékrendszer a FLiBe sónak, míg a szekunder köri berendezések a nitrátsó-olvadéknak van kitéve. Ezzel kompatibilis anyagot találni nem könnyű. De még a jó anyag is degradálódik ilyen környezetben. A KP-FHR esetében a reaktortartály tervezési élettartama 20 év, míg az erőművet 80 éves üzemidőre tervezik. Ez azt jelenti, hogy 20 évente a reaktortartályt ki kell cserélni. Ez önmagában komoly műszaki kihívás lesz. Ugyanez lehet a helyzet a hőcserélőkkel is. Érdemes megjegyezni, hogy a Kairos Power épp ezen kihívások miatt már létrehozott egy sóolvadék-tesztüzemet, ahol az anyag viselkedését és a szerkezeti anyagokkal való kölcsönhatását elemzik.
2. A primer körben alkalmazott FLiBe sóban lítium van, ami neutronbesugárzás hatására felaktiválódik, majd radioaktív bomlásából trícium keletkezik. A trícium kezelése a környezeti sugárterhelés szempontjából kihívást jelent. Továbbá a berillium mérgező anyag, ez is nehezebbé teszi a primer köri sóval való munkát.
3. Egy ilyen létesítmény kémiai kérdéseinek kezelése sokkal több kihívást rejt magában, mint egy vízhűtésű reaktor kémiája. Ezzel a komplexebb feladattal egyelőre kevés a tapasztalat. Nyilván a tapasztalat összegyűjthető, de ez időt és pénzt igényel.
4. Kevés az üzemeltetési tapasztalat, ami egy kommerciális létesítmény működtetéséhez elengedhetetlen. Megint, az üzemeltetési tapasztalat összegyűjthető, de ez is idő és pénz kérdése.
5. A hulladékkezelés itt más típusú kihívásokat rejt magában, mint a PWR-ek esetében. A TRISO üzemanyag feldolgozására egyelőre nincsen technológia, így az is majd rendezendő kérdés, hogy egy ilyen reaktor kiégett üzemanyagával pontosan mit kell tenni. Olyan országban, mint az USA, ahol nem tervezik a kiégett atomerőművi üzemanyag újrafeldolgozását, ez végül is nem probléma, mert ugyanaz történhet a kiégett TRISO üzemanyaggal, mint a kiégett PWR üzemanyaggal: átmeneti tárolás után később végső mélygeológiai lerakóba kerülhet. A 20%-ot megközelítő, magas dúsítás miatt fajlagosan (egységnyi mennyiségű villamos energia előállítása során) sokkal kevesebb kiégett üzemanyag előállításával jár majd egy ilyen reaktor működtetése, mint egy PWR reaktor esetében, ugyanakkor a PWR reaktor üzemanyaga újra feldolgozható, ehhez létező technológia áll rendelkezésre több országban is.
6. Engedélyezési kérdések is vannak bőven, mivel a nukleáris biztonsági hatóságoknál nem gyülemlett fel tapasztalat a sóolvadékos reaktorok nukleáris biztonsági engedélyezésével kapcsolatban. Ez is nyilván összegyűjthető, de ez is idő és pénz. A Kairos kis méretű, villamos energiát még nem előállító prototípusát egyébként idén nyáron kezdték építeni.

A kihívások ellenére – vagy éppen azok miatt is – izgalommal figyeljük, hogy a Google és a Kairos Power együttműködése révén mikorra készülnek el és milyenek lesznek ténylegesen ezek a reaktorok. Egyelőre számos teszt van folyamatban, ami nagyon biztató. Az bizonyos, hogy a fejlett gazdaságoknak, így bennük a tech cégeknek szükségük van 7/24-ben folyamatosan alaperőművi zsinóráramra, a technológiai diverzifikáció pedig az atomenergiában is számos előnnyel kecsegtet.

Címlapkép forrása: Luo Yunfei/China News Service/VCG via Getty Images. Légi felvétel a kínai Linglong One, a világ első kereskedelmi célú kis moduláris reaktorának (SMR) magmoduljáról, amelyet 2023. augusztus 10-én telepítettek a kínai Hainan tartományban, Csangcsiang Li autonóm megyében.