A BME kutatói negyedik generációs, úgynevezett gázhűtésű gyorsreaktoron dolgoznak: ezzel a típussal újrahasznosíthatók lesznek a reaktorokban keletkező, most nukleáris hulladéknak minősülő anyagok is, így a sugárzó anyagok 100 ezer éves tárolása helyett elég lesz pár száz évre biztonságba helyezni őket. A magyar kutatók főleg az üzemanyagciklus vizsgálatával foglalkoztak. Az első, Allegro nevű kísérleti gázhűtésű reaktor 2025-re épülhet meg, akár Magyarországon is.
A BME Nukleáris Technikai Intézete és az MTA Energiatudományi Kutatóközpontja is részt vett az EU 7. keretprogramja keretében zajló GoFastR projektben, amelyben a negyedik generációs gázhűtésű gyorsreaktor megvalósíthatóságát vizsgálják. A magyar kutatók a projekten belül több témával is foglalkoztak, ezek közül kiemelt a gázhűtésű gyorsreaktor üzemanyagciklusának kutatása: azt vizsgálják, mennyi, korábban már elhasználtnak minősített reaktor-üzemanyagot tudnak újrahasznosítani, illetve hogyan tudják a nukleáris hasadóanyagot még hatékonyabban felhasználni. Ezen kívül vizsgálják a jövőben elkészülő reaktorok fizikai-hőtechnikai folyamatait, hiszen ezek alapvetően határozzák meg a létesítmények biztonságát.
Az atomerőművek első generációja, a mai reaktorok prototípusa az ötvenes-hatvanas években alakult ki. Ezekből fejlődött ki az a második generáció, amely ma az atomerőművek gerincét adja: körülbelül 400 ilyen reaktor működik a világ harminc országában. Ezek a hetvenes és a kilencvenes évek között indultak, és várhatóan 40-60 évig üzemelnek. Ilyen Paks is, ahol vízhűtésű, úgynevezett nyomottvizes reaktorok működnek.
A harmadik generációs reaktorok ezek továbbfejlesztései: olyan nyomottvizes vagy forralóvizes reaktorok, amelyek műszaki tervezése tipikusan a kétezres években zajlott. Ilyen harmadik generációs erőművek épülnek ma, és ilyet terveznek Pakson is.
A negyedik generációs reaktorok viszont nem a harmadik generáció továbbfejlesztései. „Ezek olyan speciális hűtőközegű, speciális felépítésű reaktorok, melyektől azt várjuk, hogy rendszerbe állításuk esetén sokkal hatékonyabban használják fel a nukleáris üzemanyagot, mint a 2. vagy 3. generációs reaktorok. Azt akarjuk, hogy égessék el azokat az izotópokat, melyeknek különben hosszú távú tárolást kellene biztosítani” – mondja Aszódi Attila, a BME Nukleáris Technikai Intézetének vezetője.
A negyedik generációs reaktoroknál azt is vizsgálják, hogyan tudnának magasabb hatásfokkal áramot termelni, esetleg speciális vegyipari folyamatokhoz magas hőmérsékleten hőt szolgáltatni, vagy éppen a közlekedés számára hidrogént termelni.
Egy ilyen negyedik generációs gázhűtésű gyorsreaktoron dolgoznak többek között a BME mérnökei is. Nem véletlenül kapta a gyors jelzőt: az üzemanyagként szolgáló uránatommagok hasadásakor létrejövő nagy energiájú, úgynevezett gyors neutronokat használja az energiatermelésre.
„Önfenntartó láncreakciót a mai reaktorokban úgy hozunk létre, hogy moderátor segítségével a neutronokat lelassítjuk, amelyek újabb mag hasadását tudják kiváltani az üzemanyagban. A moderátoranyag a mostani reaktorok zömében ugyanaz a víz, amivel a reaktort is hűtjük. Gyorsreaktor, pontosabban gyors neutronspektrumú reaktor alatt ezzel szemben olyan reaktort értünk, amelyben a neutronokat nem akarjuk lelassítani, azokat nagy energiás formában használjuk fel újabb maghasadások előidézésére” – magyarázza Aszódi Attila.
Ennek az egyik nagy előnye, hogy egy gyorsreaktorban maghasadásonként több neutron keletkezik, így a láncreakció fenntartása mellett tenyészthető is hasadóanyag, így a mai reaktorokban nem felhasznált urán-238-as izotóp alakítható plutóniummá, amiből ugyanúgy energia termelhető, mint az urán-235 izotópjából. A plutónium ugyan gyakran az atombombák alkotóanyaga is, Aszódi szerint viszont az így termelődő elem nem veszélyes, mivel eleve olyan magasan radioaktív, hogy nem lehet vele mit kezdeni professzionális körülmények nélkül.
A gyors neutronok hatására valamennyi, uránnál nehezebb atommag képes hasadásra, így lehetséges a ma hulladéknak minősülő nehéz izotópokat energiatermelésre használni. Az atomreaktorokban két folyamatban keletkezik radioaktív hulladék: az urán hasadásakor olyan hasadási izotópok jönnek létre, amelyek erősen radioaktívak, és izotóptól függően másodpercek, órák vagy éppen évtizedek, évszázadok alatt bomlanak le. A másik magfizikai folyamat során az urán atommagja befog ugyan egy neutront, de ennek hatására nem hasad el, hanem az uránnál nehezebb, a természetben nem előforduló izotóppá alakul.
Az Amerikai Egyesült Államoknak is van hasonló projektje, TerraPower néven szintén negyedik generációs reaktoron dolgoznak. Az amerikaiak szerint egy ilyen, a mostani nukleáris hulladékot felhasználó reaktor 800 évig fedezné az ország energiaszükségletét.
A szakértők szerint a mindennapos felhasználásra még 2030-ig várni kell, Bill Gates és egy másik microsoftos milliárdos Nathan Myhrvold már több tízmillió dollárral támogatta a projektet. A prototípus megépítése azonban 5 milliárd dollárba is kerülhet.
Mind a reaktor szerkezeti anyagai, mind pedig az üzemanyag burkolata nagyon magas hőmérsékletnek van kitéve egy ilyen reaktorban: normál üzemben 850 Celsius-fok az úgynevezett kilépő hűtőközeg hőmérséklete, és üzemzavari helyzetekben az üzemanyag burkolatának akár 1200 Celsius-fokos hőmérsékletet is el kell viselnie. Ezért olyan anyagokat kell keresni, amelyek ellenállnak ilyen magas hőmérsékleteknek. „Vizsgáltuk azt is, hogyan lehet az üzemanyag-pasztillákat a ma használt fémburkolat helyett kerámiából (szilícium-karbidból) készült csövekben elhelyezni, ami magasabb hőmérsékletet bírna ki”.
A reaktor hűtésénél a gázhűtés valószínűleg héliumot jelent majd: kis sűrűsége miatt nem lassítja a neutronokat, a gázok között viszonylag hatékony hűtőközegnek számít, magas hőmérsékletre hevíthető, kémiailag semleges, így nem lesz gondja a szerkezeti anyagokkal. Aszódi szerint ugyanakkor nagy kihívás a héliummal, hogy korlátozottak a Föld készletei, és a hélium a legkisebb lyukon is megszökik, akár még a fém anyagszerkezeti rácsán is képes átbújni.