Hu

A nyugat-szibériai Tomszk megyében, a Szeverszk városa mellett működő Szibériai Vegyi Üzem telephelyén megkezdődött BRESZT-OD-300 típusú, ólomhűtésű gyorsneutronos reaktorral szerelt atomerőművi blokk építése, miután 2021. június 8-án a reaktor alaptestébe beöntötték az első adag betont. Ugyanezen telephelyen működik majd a jövőben a reaktor kiégett üzemanyagának újrafeldolgozására szolgáló modul, valamint egy kevert urán-plutónium (nitrid) üzemanyagot előállító egység. Ezek együttesen olyan demonstrációs célú energetikai komplexumot alkotnak, amelyben a világon először valósul meg egy telephelyen belül a nukleáris üzemanyagciklus zárása.

A 300 MW-os teljesítményű BRESZT-OD-300 reaktorban az ilyen típusú gyorsneutronos reaktorok számára optimalizált, kevert urán-plutónium (nitrid) üzemanyagot használnak.
A reaktor működése során keletkező kiégett üzemanyagot helyben újra feldolgozzák és ugyanitt állítják majd elő a reaktor számára a fent említett friss nitrid üzemanyaggal töltött kazettákat.
Az innovatív gyorsneutronos reaktor a Roszatom Áttörés projektjének keretében valósul meg, amely a nukleáris energetikai ipar számára egy új technológiai platformot jelent.

Az első beton kiöntése alkalmából tartott ünnepségen Alekszej Lihacsov, a Roszatom orosz állami atomenergetikai konszern igazgatója mellett a helyszínen részt vett Mihail Kovalcsuk, a Kurcsatov Intézet Tudományos Kutatóközpont elnöke, valamint üdvözlő videóüzenetet küldött ez alkalomból Rafael Grossi, a Nemzetközi Atomenergia-ügynökség főigazgatója és William D. Magwood, az OECD NEA, a Gazdasági Együttműködési és Fejlesztési Szervezet Nukleáris Energia Ügynökség főigazgatója is.

Az új ólomhűtésű blokk a Kísérleti Demonstrációs Energetikai Komplexum nevű nukleáris technológia klaszter része. A klaszter három technológiai létesítményt, a BRESZT-OD-300-as blokkot, az erőművi blokk számára kevert urán-plutónium (nitrid) üzemanyagot előállító egységet és a kiégett üzemanyag újrafeldolgozására (reprocesszálására) szolgáló modult egyesíti A rendszer kiépülésével fokozatosan teljesen autonómmá válik a létesítmény amelynek nem lesz szüksége külső üzemanyagbeszállításra.

Az orosz atomenergetikai ágazati stratégia a jövőben kétkomponensű, termikus- és gyorsneutronos reaktorokkal működő rendszerrel és zárt nukleáris üzemanyagciklussal számol, amely nemcsak a rendelkezésre álló üzemanyag mennyiségét növeli meg, hanem segít megoldani a kiégett üzemanyagok kérdését is. A technológiának köszönhetően újra hasznosul a kiégett nukleáris üzemanyag és radikálisan csökken a nukleáris hulladék mennyisége.

- A nukleáris üzemanyag végtelen számú újrafeldolgozásának köszönhetően az atomenergia üzemanyagbázisa gyakorlatilag kimeríthetetlenné válik. Ezzel a jövő nemzedékek válláról levesszük a felhalmozott kiégett nukleáris üzemanyag problémájának megoldását. A projekt sikeres megvalósításával Oroszország - a világon elsőként - olyan technológia letéteményese lesz, amely teljes mértékben megfelel a fenntartható fejlődés követelményeinek, köszönhetően – felhasználás hatékonyságának. Oroszország ezzel ismét bizonyítja, hogy vezető szerepet játszik a nukleáris technológiák terén, és képes olyan egyedülálló megoldásokat kínálni, amelyek jobbá teszik az emberek életét – mondta Alekszej Lihacsov, a Roszatom állami atomenergetikai konszern vezérigazgatója az esemény alkalmából.


Vjacseszlav Persukov, az Áttörés projekt vezetője, a Roszatom állami atomenergetikai konszern nemzetközi és tudományos-műszaki projektekért felelős vezetője hangsúlyozta, hogy a BRESZT-OD-300 ólomhűtéses reaktor konstrukciója az úgynevezett természetes biztonságon alapul. „A reaktor sajátosságai miatt elhagyható a zónaolvadékcsapda, a sokszoros biztosítás, valamint alacsonyabb biztonsági osztályba sorolhatók a primer körön kívüli berendezések is. A reaktor integrált kialakításának és reaktorfizikai jellemzőinek köszönhetően kizárt egy olyan baleset, amely miatt a lakosság kitelepítésére lenne szükség. A jövőben az ehhez hasonló berendezések az atomenergiát nem csupán biztonságosabbá teszik, hanem gazdasági szempontból is jóval versenyképesebb lesz az - akár a leghatékonyabb kombinált ciklusú gáz/gőzüzemű erőművekkel összehasonlítva is” – mondta Vjacseszlav Persukov.

Jevgenyij Adamov, a Dollezsál nevét viselő Energetikai Tudományos Kutató és Tervező Intézet (NIKIET) Áttörés projektjének tudományos vezetője arról beszélt, hogy az Áttörés projekt esetében a munkaszervezés a szovjet időkben szokásoshoz hasonlít. A projekt koordinációs tanácsát Alekszej Lihacsov, a Roszatom vezérigazgatója vezeti, első helyettese pedig Alekszendr Loksin, aki a projektet felügyeli. A projektben meghatározó szerepet játszó vállalatoknál a dolgozókat egy csapatba szervezték. Pontos ütemtervet dolgoztak ki, amely a tudományos kutatásoktól kezdve a berendezések tervezésén és gyártásán át a Kísérleti Demonstrációs Energetikai Komplexum létesítményeinek tervezéséig és kivitelezéséig valamint üzembe helyezéséig mindent tartalmaz. „Ez alapján a BRESZT-OD-300 reaktor 2026-ban kezdi meg működését. 2023-ra szeretnénk beüzemelni az üzemanyaggyártó létesítményt, majd várhatóan 2024-ben kezdődik meg a kiégett üzemanyagot feldolgozó létesítmény építése” – mondta Jevgenyij Adamov.

- Az Áttörés projekt nemcsak innovatív reaktorok fejlesztését jelenti, hanem egy újabb generációt is az üzemanyagciklusban. Először is, a nitrid- (SZNUP) üzemanyag gyártását említeném, amely biztosítja az ólomhűtésű gyorsneutronos reaktor hatékony működését. Ez az üzemanyag teljes egészében újrahasznosított hasadóanyagokból - plutóniumból és szegényített uránból áll. Másrészt gazdasági szempontból is hatékonyabb az új radiokémiai eljárásnak köszönhetően a kiégett üzemanyag feldolgozása és a hulladékkezelés. Mindennek köszönhetően az atomenergia a jövőben gyakorlatilag megújulóvá és lényegében hulladék keletkezése nélkülivé válik” – közölte Natalja Nyikipelova, a TVEL, a Roszatom üzemanyaggyártó vállalatának elnöke.

A gyorsneutronos reaktorok előnye, hogy lehetővé teszik a nukleáris üzemanyagciklus melléktermékeinek, mint például a plutóniumnak a felhasználását. Nem véletlenül szaporító reaktoroknak is hívják ezeket a reaktorokat, miután több potenciális üzemanyagot képesek előállítani, mint amennyit felhasználnak, és „kiégethetők” (azaz energiatermelésre használhatók) a nagy aktivitású transzurán elemek (aktinoidák).

A BRESZT-OD-300 reaktor képes önmagát ellátni üzemanyaggal, az urán 238-as tömegszámú izotópjából származó plutónium-239-cel. A természetes urán 99%-a ugyanis 238-as tömegszámú izotópból áll és mindössze 0,7%-ban tartalmazza az uránérc a termikus reaktorokban dúsítás után felhasznált urán-235-ös izotópot. Az gyorsneutronos technológiának köszönhetően a jövőben exponenciálisan nő a természetes urán felhasználásának hatékonysága. A világon az adott energiahordozóból kinyerhető energia mennyiségét tekintve az urán aránya 86%, a széné 8%, az olaj és földgáz aránya pedig egyaránt 3- 3%.