Ugrás a tartalomhoz

Ipari technológiák

Dr. Német Béla (2013)

Pécsi Tudományegyetem

Izotópdúsítás, atomerőműi fűtőelem előállítása

Izotópdúsítás, atomerőműi fűtőelem előállítása

Izotópdúsítási módszerek és alapfogalmak http://ob121.com/publ_stuxnet.html

Tekintettel arra, hogy az izotópdúsításnál kémiailag azonosan viselkedő izotópokat kell szétválasztani egymástól, urándúsításra elsősorban a tömegkülönbséget felhasználó fizikai módszerek jöhetnek szóba. Legelterjedtebb a gázdiffúziós eljárás (USA, Franciaország-Eurodif, Szovjetunió), terjedőben van a gáz-ultracentrifugálásos módszer (Szovjetunió, Urenco), szóba jöhet a gázfúvókás eljárás. Működik már a kémiai módszeren alapuló kísérleti berendezés is (Franciaország, Japán). Nagy reményű kutatás-fejlesztés tárgya a lézeres izotópdúsítás. Kidolgozták már a kiégett üzemanyagból visszanyert urán izotópdúsítási eljárását is.

Gázdiffúziós eljárás (Gaseous diffusion)

Az urán izotópokat gáz (uránhexafluorid) halmazállapotban juttatják egy tartályba, ahol nyomás alatt préselik át szemipermeábilis (féligáteresztő) membránon. Ennek a lyukméretei olyan kicsik, hogy elfogható ódon visszatartja az 238U-ös izotóp atomok jó részét, ezért az átjutó gáz az 235U-ös izotópban feldúsul. Az 1950-es 1960-as években ezt a módszert alkalmazták a nagyhatalmak. Ezzel elérhető volt 33 %-os dúsítás, csak nagyon lassan, hatalmas mennyiségű berendezéssel lehetett elérni a szükséges mennyiség (ez akkor döntően atombombát jelentett) előállítását.

13.7. ábra - Urán dúsítás különböző célokból

Urán dúsítás különböző célokból

A 7. ábra grafikonjai a természetes urán, az alacsonyan dúsított urán (3-4-%) és az atombomba (90 %) U-235 tartalmát illusztrálják. http://en.wikipedia.org/wiki/Enriched_uranium

13.8. ábra - Gázdiffúziós izotópszeparáció

Gázdiffúziós izotópszeparáció

http://www.sciencephoto.com/media/342564/view

A termelt dúsított urán egységnyi tömegére vonatkoztatott szeparációs munka. Az un. szeparációsmunka-egység (Separative Work Unit - SWU) az urándúsítás egyik legfontosabb mennyisége. A dúsító üzem kapacitása egyértelműen jellemezhető az egységnyi idő - pl. 1 év - alatt végezhető szeparációs munka nagyságával. Két ellentétes irányú változásából meghatározható a dúsított urán minimális egységára.

Gáz-ultracentrifugálásos módszer (Gas centrifuge)

Gáz-ultracentrifugálásos módszer sokkal kevesebb energiát igényel, mint a diffúziós módszer azonos szeparációs eredmény eléréséhez. A szeparációs faktor egységenként 1,3 míg a gáz diffúziós módszer esetében ez a tényező csak 1,005. A fajlagos energia szükséglet egy ötvenede csak. Gáz centrifugával állítják elő napjainkban a dúsított urán 54 %-át.

13.9. ábra - Zippe - típusú gáz centrifuga.

Zippe - típusú gáz centrifuga.

sötétkék: U 238; világoskék: U 235-ös izotóp; http://en.wikipedia.org/wiki/Enriched_uranium

13.10. ábra - Gáz centrifuga az U-235-ös izotóp a forgástengelyhez közelebb gyűlik meg

Gáz centrifuga az U-235-ös izotóp a forgástengelyhez közelebb gyűlik meg

Gázcentrifugázás szétválasztása a következőn alapszik: két uránizotóp (238, 235) tömege alig (mindössze három neutrontömegnyivel) különbözik egymástól. Szobahőmérsékleten a szilárd uránoxidot melegítve és hidrogén-fluoriddal, majd fluorral két lépésben reagáltatva, gáz halmazállapotú vegyületté (urán-hexafluoriddá, UF6) alakítják át. Az izotópokból álló keverékből a nehezebb izotóp a centrifuga palástja mentén, a valamelyest könnyebb pedig a tengelyhez közelebb halmozódik fel. Így a palástról elvezetett keverék 238-as izotópban dúsabb, míg a tengely közeléből kiáramló gáz 235-ösban gazdagabb.

13.11. ábra - Kaszkád gáz centrifuga rendszer egy U.S. erőműben

Kaszkád gáz centrifuga rendszer egy U.S. erőműben

http://en.wikipedia.org/wiki/Enriched_uranium

A dúsítást – az elérendő koncentrációtól függően – több, sorba kötött centrifugával végzik. Egy-egy urándúsító üzem akár több ezer centrifugából állhat. A berendezések kerületi sebessége a 600 m/s-os sebességet is elérheti.

Lézeres izotópdúsítás (Separation of Isotopes by Laser Excitation - SILEX)

A lézeres izotópdúsítás szintén UF6-ot használ. A GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) egy szélesebb körben alkalmazható Silex Systems rendszert 2006-ra készített el. A Global Laser Enrichment, 2011 augusztusában, készített egy hasonló rendszert az U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) számára

Molekuláris lézeres izotóp szeparáció (Molecular laser isotope separation - MLIS)

http://en.wikipedia.org/wiki/Molecular_laser_isotope_separation

Ez a módszer hangolható festéklézert alkalmaz az izotóp uránium hexafluorid molekulák hiperfinom átmeneteik szelektív gerjesztésére. Egy másik módszernél a gerjesztésre széndioxid lézert alkalmaznak (10.6 µm-től 16 µm-ig), a fotolízisre pedig XeCl excimer lézert (308 nm).

Atom gőzlézeres izotóp szeparáció (Atomic vapor laser isotope separation –AVLIS)

http://en.wikipedia.org/wiki/AVLIS

AVLIS során rézgőz lézer (zöld, 514 nm) pumpálja a nagyon kicsi sávszélességű, hangolható festéklézert (narancssárga színben emittál) Az AVLIS módszer nagy energia hatékonyságú a gáz centrifugához képest, magas a szeparációs faktora, és nagyon kicsi a radióaktív szennyezés.

13.12. ábra - Atom gőzlézeres izotóp szeparációs rendszer

Atom gőzlézeres izotóp szeparációs rendszer

Urán szeparációs rendszer a Lawrence Liwemoor National Laboratory-ban. Zöld fény a gerjesztő rézgőzlézer fénye. Narancssárga a szeparációt végző festéklézer fénye

http://en.wikipedia.org/wiki/AVLIS

A dúsítási egységköltség, (Cs - costs of separation) jelentős mértékben függ a dúsító mű kapacitásától. Minél nagyobb a kapacitás, annál kisebb a dúsítási egységköltség. Emiatt létezik a dúsító mű kapacitásának alsó gazdasági határa. Ezen alsó határ olyan magas, hogy csak igen nagy atomerőmű-rendszer kiszolgálása esetében gazdaságos.

Fűtőelemgyártás

Az üzemanyagban lejátszódó maghasadások és a hasadás nélküli neutronelnyelések eredményeként hatalmas mennyiségű radioaktív izotóp keletkezik. Gondoskodni kell arról, hogy e radioaktív anyagok ne juthassanak ki a hűtőközegbe és ne szennyezhessék el a környezetet. Az üzemanyagban keletkező hatalmas energiamennyiséget úgy kell elvezetni, hogy az üzemanyag a hőtechnikai, mechanikai és egyéb igénybevételeket meghibásodás nélkül elviselje. Emiatt az üzemanyagot magába foglaló fűtőelemekkel és azok gyártástechnológiájával szemben igen magas követelményeket kell támasztani.

Urán- és MOX-alapú fűtőelemgyártás

Az üzemelő energetikai reaktorok majdnem kivétel nélkül oxidüzemanyagot használnak. Különösen a jövőben előtérbe kerülhet a fém- és karbid-üzemanyagok használata is. A jövő atomenergetikájában egyre nagyobb szerepet kap majd a kevert (U+Pu)oxid - Mixed Oxide Fuel,MOX - üzemanyagú fűtőelemek alkalmazása.

Az elmúlt mintegy 35 év alatt nagy fejlődésen ment keresztül a fűtőelem gyártástechnológiája és jelentősen javultak a fűtőelem paraméterek. Az erőfeszítések mindenekelőtt a hőtechnikai, technológiai és neutronfizikai tulajdonságok javítására irányultak. Az első generációs PWR-ek fűtőelem burkolata még rozsdamentes acélból, ma már cirkónium-ötvözetből készül. Kidolgozták a kiégő mérgeket (pl. gadolínium, Gd) tartalmazó fűtőelemeket, melyek hozzájárultak a reaktorok belső (inherens) biztonságának növeléséhez. A gadolínium 157-es izotópja nagyon jó neutronelnyelő, un. reaktorméreg, mert anélkül csökkenti a sokszorozási tényezőt, hogy hozzájárulna a láncreakcióhoz. Mivel a 157Gd atommagok neutronfelvétel után olyan izotóppá alakulnak, amelyek már nem jó neutronelnyelők, ezért a gadolíniumot kiégő méregnek nevezzük.

A mai PWR-ekben az átlagos kiégetési szint 30-35 MWnap/kg. Kidolgozás alatt állnak azok a fűtőelemek, amelyek átlagosan 50-55 MWnap/kg-ot fognak lehetővé tenni, ami javítja az üzemanyag hasznosítási hatásfokát. A kevert (U+Pu)oxid alapú fűtőelemek reaktorkörülmények közötti kipróbálása majdnem három évtizede elkezdődött. Jelenleg MOX üzemanyagú fűtőelemet Európa több országában (Belgium, Németország, Franciaország) állítanak elő.

A Paksi Atomerőmű fűtőelem igényét Oroszország elégíti ki. Ezek sok tekintetben hasonlítanak a nyugati PWR-ek fűtőelemeihez, de a különbségek sem elhanyagolhatók. Az orosz szállítású VVER-ek üzemanyagdúsítása magasabb (3,6-4,4 %), mint a nyugati PWR-eké (3,0-3,15 %). Minthogy a behelyezett üzemanyagra vonatkoztatott kiégetési szintek közel állnak egymáshoz, a magasabb dúsítás a rosszabb üzemanyag gazdálkodásra utal. Ezt jelzi az is, hogy a kiégett üzemanyag maradó 235U-koncentrációja (1,2-1,3 %) nagyobb, mint a nyugati PWR-eknél (~0,9%).

A Paksi Atomerőműben alkalmazott VVER-440 reaktortípusnál még nem használnak kiégő mérgeket, a VVER-1000-eknél azonban már igen. A fűtőelemkötegek is eltérnek egymástól. A VVER-eknél háromszög-rácsot, a nyugati PWR-eknél négyzetrácsot alkalmaznak. Úgy tűnik azonban, hogy e tekintetben a nyugati országok az un. továbbfejlesztett PWR-eknél követni fogják a szovjet/orosz gyakorlatot, a sűrűbb rácsosztás érdekében ők is háromszögrácsot fognak alkalmazni.

Fűtőelemgyártási kapacitások

Jelenleg 16 országban gyártanak nukleáris fűtőelemet. A World Nuclear Industry Handbook szerint a világ teljes üzemelő fűtőelem gyártási kapacitása 1990-ben 15846 t/év volt, ami valamivel kisebb az 1989. évinél. Kanada rendelkezik a legnagyobb kapacitással (3250 t/év, azaz a teljes kapacitás 20,5 %-a). Erre Kanadának szüksége is van, minthogy az általa gyártott nehézvizes reaktorok fajlagos fűtőelem töltete sokkal nagyobb, mint az LWR-eké. Jelentős kapacitással rendelkezik még az USA, az Egyesült Királyság, Franciaország, Japán, Németország és Oroszország. A Nyugat-Európai fűtőelem-piacot Franciaország (Fragema cég) diktálja a maga 50 %-os részesedésével. A MOX alapú fűtőelemek gyártási kapacitása jelenleg 85 t/év, építés alatt van 240 t/év kapacitás. Ezáltal az LWR MOX fűtőelemek várható gyártási kapacitása 1995-ben 320, 2000-ben 375 t/év volt.