Table of Contents
Korábbi írásainkban bemutattuk az atomenergia felhasználásának kezdetét, valamint a maghasadás elméletét a különböző reaktortípusokkal együtt. 2022 májusában a világban 439 nukleáris blokk kapcsolódott az energiahálózathoz. Az ezt a nukleáris termelő flottát alkotó reaktortípusok és a hozzájuk kialakított rendszerek és berendezések a tervezéskori célok, biztonsági elvárások mentén, az eltelt idő és üzemeltetési események, tapasztalatok figyelembevétele mellett fokozatosan fejlődtek ki. A fejlődési folyamat alapján kialakult alapvető atomerőművi konfigurációk kerülnek besorolásra a különböző generációkba.
Abban az esetben, ha egy típus valamilyen lényeges jellemzője meghaladja a generációja alapvető jellemzőit, akkor azt az adott generációból kiemelve és megkülönböztetve jelölik (pl. 2+, 3+ generáció). Például az atomerőművek biztonságának egyik ilyen lényeges jellemzője az ún. zónaolvadási gyakoriság, mely azt jelenti, hogy az adott műszaki konfiguráció mellett létrejöhető különféle üzemállapotok következtében milyen gyakorisággal fordulhat elő a nukleáris üzemanyag részleges, vagy teljes megolvadása. Ennek a jellemzőnek a lényeges (természetesen kedvező előjelű) változása is a generációt meghaladó besorolást eredményezhet.
Az 1. generáció
Ebbe a generációba az 1940-es és ’50 években tervezett és megépített, jellemzően természetes uránnal működő korai, sok esetben prototípus reaktorok tartoznak. Ez a generáció tulajdonképpen tekinthető az alapvető konstrukciós megoldások kipróbálásának, illetve finomításának. Alapvető célja a reaktorok üzemeltetési biztonságával kapcsolatos tapasztalatok gyűjtése a különféle mérnöki megfontolások gyakorlati kipróbálása által. Elsősorban természetes (dúsítatlan) uránt alkalmaznak, ebben az időben a dúsított hasadóanyagok nagy arányú katonai célú alkalmazása miatt a „polgári felhasználás” számára nem voltak elérhetőek.
Ehhez a generációhoz sorolhatjuk az első részben már említett EBR-t, melyet elsősorban kutatási és fegyverkezési céllal építettek, valamint az elsőként a polgári energia hálózatra kapcsolt Obnyinszki Atomerőművet, (mely konstrukciójával és grafit moderátorával az RBMK reaktortípus előfutárának tekinthető), az elsőként kereskedelmi céllal épült Calder Hall A-t is. A kezdetekben a reaktorok – még abban az esetben is, ha részt vettek az energiaellátásban – katonai szerepet is elláttak. A kizárólag békés célú felhasználásra létesült első erőmű a Shippingport volt, melyet 60 MW teljesítménnyel, nyomottvizes reaktorral építettek meg. Franciaországban UNGG(Uranium Naturel Graphite Gaz), Nagy-Britanniában MAGNOX reaktorok álltak szolgálatba. A generáció utolsó tagja a Walesben megépített Wylfa NPP volt (két MAGNOX blokkal), melynek második egységét 2012-ben állítottak le.
A 2. generáció
Ez a generáció a prototípusok örökösének tekinthető. A 2. generáció első tagjainak tervezését az 1960-as évek elejétől kezdték meg, a ’60-as évek végétől kezdtek üzembe állni. Tervezésük során a cél a megbízható és gazdaságos működés biztosítása volt a prototípusokkal szerzett tapasztalatokra támaszkodva. Fontos körülmény, hogy fejlettebb számításos és kísérleti megalapozásokkal rendelkeznek és számos új biztonsági elv is bevezetésre került. Jellemző zónaolvadási kockázatuk néhányszor 10-5/év nagyságrendű.
Az atomerőművek gyors ütemű elterjedéséhez nagyban hozzájárult az 1974-es olajválság, nem csoda hát, hogy ma a világon üzemelő nukleáris reaktor flotta gerincét 2. generációs erőművek alkotják; az atomenergiával előállított villamosenergia mintegy 85%-a ilyen erőművekből származik.
Ebbe a generációba tartoznak a PWR, a CANDU, a BWR, az AGR és a VVER (orosz konstrukciójú vízhűtéses, vízmoderátoros energiatermelő reaktor) reaktorok, valamint a Westinghouse és a Framatome által kifejlesztett KSNP (Korean Standard Nuclear Power Plant) és az ennek bázisán kifejezetten az ázsiai piacok számára kialakított KSNP+ reaktor, amit más néven OPR-1000-nek (Optimized Power Reactor) is jelölnek (ezekből jelenleg 12 db üzemel).
A 2. generációhoz tartozó erőművek tipikusan tervezett élettartama 30-40 év. Nemzetközi tendencia az üzemidőhosszabbítási eljárások lefolytatása, így várhatóan ezek a típusok még legalább 15-20 évig hozzá tartoznak a nukleáris palettához. (Pakson 4 db VVER-440-es blokk üzemel, melyek 30 éves alapüzemidejükön már túlhaladtak és a hatóság engedélye alapján a hosszabbított üzemidejükben járnak – erről már írtunk itt – míg pl. az Egyesült Államokban a 104 reaktor több mint fele már megkapta az engedélyt az élettartam meghosszabbítására).
A Fukushimai Atomerőműben bekövetkezett súlyos üzemzavar tapasztalatai és az üzemelő atomerőművi blokkokon lefolytatott ún. stressz teszt eredményei alapján a biztonsági rendszerek megerősítésére, további redundáns (többszörözött) és/vagy diverz (eltérő fizikai jellemzőket használó) rendszerek kialakítására került sor világszerte, mely jelentősen növelte ennek a generációnak a biztonságát. Ez az esemény ugyanakkor alapvető hatással volt a későbbi generációk tervezésének követelményeire is.
A 900 MW-os, három hűtőkörös M310-es francia reaktorokon alapuló, Kínában üzemelő CPR-1000(Chinese PWR) és az ehhez a típushoz rendkívüli módon hasonlító, a CNNC (China National Nuclear Corporation) által a Westinghouse és a Framatome közreműködésével kifejlesztett CNP-1000 (Chinese Nuclear Plant) típus is 2+ generációsnak számít és a fejlesztéseknek köszönhetően 60 év a terveztett alap élettartamuk.
A 3. generáció
Ez a fejlesztési szint a 2. generációs reaktortípusok gazdasági és biztonsági szempontok alapján történő optimalizálásával alakult ki. A leginkább célba vett jellemzők körébe tartoznak a hatékonyabb üzemanyag felhasználás (a korábbi generációhoz képest mintegy 17 %-al kevesebb üzemanyagot használnak fel egységnyi energia előállításához), a nagyobb termikus hatásfok, a jelentősen továbbfejlesztett biztonsági rendszerek (beleértve a passzív nukleáris biztonságot is), valamint a karbantartási és tőkeköltségek csökkentését célzó szabványosított konstrukciók. Jellemző tervezett élettartamuk 60 év a korábbiaknál még alacsonyabb zónaolvadási kockázat mellett, legelterjedtebb konstrukcióként a LPWR-t (könnyűvizes, nyomottvizes reaktor) alkalmazták.
Az Orosz Föderációban a VVER-1000 típus számos variációja (V-187; V-302; V-332; V-320; V-428/V-428M – AES-91; V-412 – AES-92) született meg. Az Egyesült Államokban a Westinghouse-nál ehhez a generációhoz fejlesztették ki az AP-600(Advanced PWR) típust, az ABB-nél a System 80 típust, majd a két cég fúzióját követően ezek tervein az AP-1000 típust. A dél-koreai KEPCO a KSNP+/OPR-1000 tervein fejlesztette ki az APR-1400 (Advanced Pressurized Reactor) típusát. Kínában a CGNPG (China Nuclear Power Group) égisze alatt az ACPR-1000-et (Advanced Chinese PWR) a CPR-1000 továbbfejlesztésével, valamint a HPR-1000-es (Hualong One PWR) a ACP-1000 és az ACPR-1000 terveinek egyesítésével hozták létre. Ugyanakkor a Westinghouse AP-1000 bázisán kifejlesztették a CAP-1400-at (Chinese Advanced PWR), mely kapcsán jelentős műszaki eredmény, hogy a típus minden fődarabjánál megvalósul a „független tervezés és helyi gyártás” koncepciója.
Ez a generáció az atomerőművek építésének nemzetközi stagnálási időszakában jelent meg, így 2022-ig csak viszonylag kevés 3. generációs reaktor épült és lépett be a kereskedelmi üzembe. A Japánban megépített ABWR (Advanced Boiling Water) blokkok voltak (a Kashiwazaki 6 and 7 1996, illetve 1997. óta vannak kereskedelmi üzemben) a generáció első tagjai.
A 3+ reaktor generáció a 3. generáció evolúciós továbbfejlesztését jelenti. A gyártók amerikai, japán és nyugat-európai könnyűvizes reaktor-flották üzemeltetési tapasztalataira építve az 1990-es években kezdték meg a 3+ generációs rendszerek fejlesztését. Talán a legjelentősebb előrelépés a korábbi generációs rendszerekhez képest az, hogy az új konstrukciók jelentős mértékben tartalmaznak passzív biztonsági funkciókat is, amelyek nem igényelnek aktív vezérlést vagy üzemeltetői beavatkozást. A fukushimai baleset tapasztalatai alapján elvárás, hogy a konstrukció a tervezési alapon túli eseményekre (súlyos üzemzavarok és balesetek) is megfelelő műszaki/biztonsági megoldásokkal rendelkezzen. Így megjelentek a reaktortartály alatt elhelyezett zónaolvadék csapdák (melyek egy reaktor tartály sérüléssel járó zónaolvadás esetén az olvadt hasadóanyagot megfogják és biztosítják a megfelelő hűtést), de jellemzőjük lehet még a korábbi 3 helyett 4 redundáns biztonsági rendszer is. Az atomerőművek nagy bonyolultságát és hosszú építési idejét is igyekeztek az alkalmazott tervezői megoldásokkal kedvező irányba befolyásolni, hogy ezzel is hozzájáruljanak a nukleáris energia felhasználásának erősödéséhez.
Ehhez a generációhoz tartoznak például az EPR (European Pressurized Reactor/Evolutionary Power Reactor), valamint az orosz VVER-1200/AES-2006/MIR-1200 nyomottvizes rendszerű reaktorok is.
A 3+ generációból elsőként a közép-oroszországi Novovoronyezs 2. Atomerőmű (NVNPP-2) első blokkja lépett kereskedelmi üzembe, mely VVER-1200-as blokk, mely tervezett élettartama 60 év.
Magyar vonatkozás, hogy a Paks II. projekt két új blokkjára a kezdetekben nemzetközi tender keretében tervezték kiválasztani a megvalósítandó blokkok típusát. A versenyben a Westinghouse AP-1000, a Mitsubishi Heavy Industries és az EDF ATMEA1, a koreai APR-1400, a francia EPR és a (kormányközi egyezmény miatt végül verseny nélkül befutó) orosz VVER-1200 (V-491/AES-2006) típusai mérettettek volna meg. Valamennyi típus nyomottvizes reaktor.
A 4. generáció
A jövő reaktorai tartoznak majd ide, terveik 2030 utánra várhatóak.
Az eddigi klasszikus, „nagy blokkos” atomerőművek kora azonban könnyen lehet, hogy leáldozóban van. Számos szükségszerűség és esemény (többek közt az orosz-ukrán háború energiaellátási infrastruktúrákat érő támadásai) is azt mutatja, hogy komolyan meg kell fontolni új megközelítések bevezetését. Egyre másra jelennek meg azok a koncepciók, melyek tervezésénél az eddig elért biztonsági eredmények megtartása mellett egyre inkább meghatározó szempont a gyorsan és gazdaságosan való megépíthetőség, a kompakt kialakítás és a minimalizált infrastruktúra igény. Ezek kérdésesek, hogy besorolhatók lesznek-e az eddigi generációs metodika alapján. Ilyenek a tervezett olvadt só hűtésű reaktorok, a mikró-reaktorok, de az SMR-ek (Small Modular Reactors) esetében is számos műszaki megoldáson dolgoznak a szakemberek.
Sorozatunk következő részében az új fejlesztési irányzatokat mutatjuk be.
