Az elmúlt hetek rettentően erősen alakultak az atomenergetika nemzetközi hírei vonatkozásában. Nagy technológiai cégek, mint a Microsoft, az Amazon vagy a Google egymás után jelentettek be atomerőművekhez kapcsolódó projekteket. Mi lehet ennek a folyamatnak a hátterében? És mire is vállalkozott a Google – Kairos Power konzorcium?

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 , akár atomenergetikai 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 kamatköltsége) 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 kompenzálhatja. 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 – az azóta elvégzett kutatás-fejlesztéssel együtt – 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 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, leszámítva természetesen az energiatermelés alapjául szolgáló nukleáris láncreakciót. 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 legfeljebb 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 reaktorüzemanyagok dúsításánál.

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.

1. ábra: A KP-FHR-ben alkalmazandó üzemanyag golyó felépítése, benne a TRISO „sörétekkel” [1]

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.

2. ábra: A KP-FHR elvi hősémája [1]

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 lehetne 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.

3. ábra: A KP-FHR reaktortartálya [1]

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 ígérnek.

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, és bennük a tech cégeknek szükségük van 7/24-ben folyamatosan alaperőművi zsinóráramra, a technológiai diverzifikáció pedig az atomenergiában is számos előnnyel kecsegtet.

Felhasznált források:
[1] IAEA SMR Book, 2020 (Advances in Small Modular Reactor Technology Developments, A Supplement to: IAEA Advanced Reactors Information System (ARIS), 2020 Edition)
[2] World Nuclear News
[3] Kairos Power (https://kairospower.com/)

Jelen blogbejegyzés szerkesztett formában megjelent a portfolio.hu-n is. A bejegyzés vagy annak részei csak a portfolio.hu-ra való hivatkozással idézhetők.

Az európai országok villamosenergia-ellátása számos kihívással néz szembe, mint például a szén-dioxid-semlegesség elérése, az emelkedő árak kezelése, a fosszilis tüzelőanyagoktól és azok importjától való függőség csökkentése. E célok elérése érdekében valamennyi európai ország villamosenergia-rendszerének jelentős változásokon kell átesnie, figyelembe véve a műszaki, környezetvédelmi, gazdasági és társadalmi célkitűzéseket. Legújabb szimulációink különböző erőművi portfóliók és villamosenergia-fogyasztási forgatókönyvek órás felbontású elemzésével meghatározó fontosságú adatokat szolgáltatnak ehhez az átalakuláshoz. Az elemzések középpontjában az atomenergia és az időjárásfüggő megújulók együttműködése áll, valamint az akkumulátoros villamosenergia-tárolás lehetséges szerepe a magyar villamosenergia-rendszerben.

A Heliyon című, nagy nemzetközi tudományos folyóiratban a napokban megjelent tanulmányunkban bemutatjuk a villamosenergia-piaci modell felállítása során szerzett tapasztalatokat és az Energy Exemplar PLEXOS szoftverben felépített modell futtatásának eredményeit Magyarország és hat szomszédos ország (Szlovákia, Románia, Szerbia, Horvátország, Szlovénia és Ausztria) villamosenergia-rendszerén. A modell figyelembe a határkeresztező kapacitások korlátait is. A 2030-as erőművi portfóliókra, az akkumulátor-kapacitásokra és a megújuló energiaforrásokra vonatkozó érzékenységi vizsgálat eredményei, amelyeket a tanulmányban elemzünk, kiterjednek Magyarország import/export pozíciójára, a villamosenergia-termelés energiaforrás-struktúrájára, az akkumulátorok működésére, a villamosenergia-termelésből származó CO2-kibocsátásra, a rendszerben várható árakra és az atomerőművek kihasználtsági paramétereire.

1. ábra: A felépített modell csomópontjainak és határkeresztező kapacitásainak vizualizációja (Forrás: Biró, Aszódi, 2024)

Annak érdekében, hogy a PLEXOS szoftverkörnyezetben a lehető legpontosabb modelleket lehessen készíteni az országok villamosenergia-rendszereiről, részletes szakirodalmi kutatást végeztünk a hagyományos erőművek, a megújuló erőművek, a szivattyús tározós vízerőművek és az akkumulátoros villamosenergia-tárolók műszaki és gazdasági paramétereiről.

Három erőművi portfóliót elemeztünk a magyar villamosenergia-fogyasztás és az erőművi kapacitás függvényében, valamint négy különböző forgatókönyvet elemeztünk, hogy megvizsgáljuk a magyarországi akkumulátorpark potenciális kapacitásának hatását a rendszerre. Az időjárásfüggő energiatermelés bizonytalanságának számszerűsítésére érzékenységi vizsgálatot végeztünk a nap- és szélerőművek órás felbontású kihasználási tényezői alapján, az elmúlt 40 év adatait figyelembe véve. Így a modellel le tudjuk írni és számszerűsíteni tudjuk azokat a bizonytalanságokat, amelyeket az időjárás változékonysága miatt tapasztalhatunk az időjárásfüggő villamosenergia-termelők esetében.

A számítási eredmények alapján egyértelmű, hogy a Nemzeti Energia és Klímaterv célkitűzéseinek teljesülése esetén Magyarország 2030-ban még mindig nettó villamosenergia-import pozícióban lesz, de az import mértéke jelentősen változik attól függően, hogy a Paks 2 atomerőmű ekkor rendelkezésre áll-e vagy sem. Az eredmények azt mutatják, hogy Magyarország csak Paks 2 üzembe helyezésével tudja teljesíteni a 90%-os karbonsemlegességi villamosenergia-termelési célt. Elemzésünk azt is mutatja, hogy a Paks 2 nélkül a kieső nukleáris alapú termelés közel 90%-át fosszilis tüzelőanyagokkal tudja csak pótolni a villamosenergia-rendszer, ami jelentősen aláásná a magyar CO2-kibocsátási célok elérését.

A tanulmány számos fontos új eredményt szolgáltat a lítium-ion akkumulátorok 2030-as lehetséges működésével kapcsolatban is. Az akkumulátorokra vonatkozó értékek azt mutatják, hogy azok átlagosan napi 1,5-2 töltési-tárolási-kisütési cikluson mennek keresztül, és még a 8 órás kapacitású akkumulátorok esetében is (D forgatókönyv) az év kevesebb mint 50%-ában használják őket ténylegesen. Az akkumulátorok adatainak órás mintázata azt mutatja, hogy a töltési-tárolási-kisütési ciklus a kora reggeli órákban és napközben is előfordul, és hogy a kapacitás növekedése a tárolási idő csökkenésével jár.

2. ábra: Az akkumulátorok töltési-kisütési ciklusai a szimulációk alapján (Forrás: Biró, Aszódi, 2024)

A tárolók gazdasági adatai alapján megállapítható, hogy az 1 órás (A forgatókönyv) és a 2 órás tárolási kapacitású (B forgatókönyv) akkumulátorpark esetében a legmagasabb az egy egységnyi kisütött villamos energiára jutó nyereség, míg a legalacsonyabb egyértelműen a D forgatókönyv (8 órás tárolási kapacitás) esetében. Elemzésünk megerősíti, hogy jelenleg a legköltséghatékonyabb megoldás a 2 órás akkumulátoros tárolók beépítése a rendszerbe.

Az akkumulátorokkal kapcsolatban azonban azt is fontos megjegyezni, hogy a szakirodalomban feltételezett beruházási költségek mellett az akkumulátoros beruházások nem lesznek nyereségesek pusztán árarbitrázs-tevékenység révén, és ahhoz, hogy megtérülő beruházások legyenek, részt kell venniük a kiegyenlítő piacokon, és további bevételt kell termelniük a fel- és lefelé irányuló kiegyenlítő termékek révén.

3. ábra: A magyar akkumulátor-flotta fajlagos nyeresége (balra) és megtérülése (jobbra) különböző szcenáriók esetén az 1. portfólió esetében (Forrás: Biró, Aszódi, 2024)

A szén-dioxid-kibocsátásra és a villamosenergia-árakra vonatkozó eredményeink azt mutatják, hogy a két új 1 200 MW-os atomerőművi blokk egyértelműen pozitív hatással lesz Magyarország villamosenergia-ellátására a vizsgált szempontokból.

A tanulmány fontos eredményeket mutat be a magyarországi nukleáris blokkok kihasználtságára vonatkozóan is. Az atomerőművek kihasználtságára adódott számítási eredmények azt mutatják, hogy az év több, mint 97%-ában továbbra is zsinóráram termelőként fognak tudni működni, de menetrendtartó erőműként a rendszer kiegyensúlyozásához is hozzá kell járulniuk. E rugalmasság eléréséhez elengedhetetlen az atomerőművek rugalmas üzemeltetésének fejlesztése és az ehhez kapcsolódó kutatás-fejlesztés.

4. ábra: A magyar atomerőművek kihasználási tényezőjének megoszlása a különböző portfóliókban (Forrás: Biró, Aszódi, 2024)

A vizsgált országok kormányai által közzétett hivatalos energiastratégiai dokumentumok elemzése alapján látható, hogy az országok villamosenergia-rendszere 2030-ra jelentős átalakuláson fog keresztül menni, a térségben több időjárásfüggő és kevesebb hagyományos kapacitás lesz, ami csökkenti a rendszer rugalmasságát. A cikkünkben bemutatott eredmények azt mutatják, hogy a Paks 2 beruházás elengedhetetlen a magyar villamosenergia-rendszer magas szintű ellátásbiztonságának fenntartásához és az ország 2030-ra kitűzött CO2-kibocsátási céljainak teljesítéséhez.

Amint azt már korábbi cikkeinkben bemutattuk, nem elegendő a villamosenergia-rendszer jövőbeli állapotát éves energiamérlegek vagy referencia-időszakra vonatkozó számítások alapján modellezni, hanem a villamosenergia-ellátás órás felbontású szimulációira van szükség a nagymértékű időjárásfüggő penetráció esetén. A megújuló energiaforrások ingadozása hatásainak vizsgálatára tanulmányokban végzett érzékenységi vizsgálatok azt mutatják, hogy az időjárásfüggő energiaforrások (nap- és szélenergia) változó termelése és az évek közötti változékonysága miatt érdemes a lehető legtöbb rendelkezésre álló év alapján szimulációkat végezni. A sok év adatait felhasználó szimulációk a bizonytalanságok számszerűsítésével jelentősen növelik az eredmények megbízhatóságát.

Jelen blogbejegyzés szerkesztett formában megjelent a portfolio.hu-n is. A bejegyzés vagy annak részei csak a portfolio.hu-ra való hivatkozással idézhetők.

A napokban az MVM Paksi Atomerőmű bejelentette, hogy hivatalosan is kezdetét vette a meglévő paksi blokkok további üzemidő-hosszabbítása. A kérdéssel korábban a Kormány, majd a Parlament is foglalkozott, most pedig az EURATOM egyezmény értelmében az Európai Bizottsághoz kellett a projektet hivatalosan is bejelenteni. A paksi, egyenként 500 MW névleges villamos teljesítményű, eredetileg 440 MW-os négy darab VVER-440/V213 típusú orosz tervezésű blokk 1982 és 1987 kezdte meg a működését. Az eredetinél nagyobb névleges teljesítményt a több lépésben, sok év munkájával végrehajtott teljesítménynövelési program tette lehetővé.

A blokkok terveit annak idején – moszkvai és kijevi tervezőirodákban – 30 éves tervezett élettartamot feltételezve készítették el a mérnökök, de az akkori nyugati nyomottvizes reaktorokhoz hasonlóan ezek a blokkok is hatalmas műszaki tartalékkal épültek meg, így a 2000-es évek legelején indult az a program, ami megalapozta az egységek üzemidő-hosszabbítását. Akkor, a 2000-es években 20 éves üzemidő-hosszabbítás volt a cél, amit sikerült is mind engedélyezési, mind műszaki oldalról megvalósítani. Műszakilag az akkori (mondhatjuk első) üzemidő-hosszabbítási (ÜH) program inkább egy gondos és következetes tervszerű karbantartási program volt, a berendezések nagy tervezési tartalékai és jó műszaki állapota nem követelt többet.

Engedélyezési oldalról a munka sokkal nagyobb volt, mert az 1970-es évek szovjet dokumentációs előírásai nem voltak olyan szigorúak, mint a 2000-es évek nyugati nemzetközi gyakorlata, így számos berendezés tervezési alapját gyakorlatilag újra elő kellett állítani, és tulajdonképpen a kész, működő létesítményről be kellett bizonyítani, hogy a megoldásai megfelelnek a kor előírásainak. Ez a munka sikeres volt, és a létesítmény üzemeltetési engedélyt kapott az eredeti 30 év fölött további 20 évre. Ez a +20 éves üzemidő a négy blokk esetében 2032 és 2037 között jár le, de az előzetes vizsgálatok – és a nemzetközi tapasztalatok – azt mutatják, hogy efölötti további üzemeltetés is lehetséges, ezt tűzi ki célul a most hivatalosan is bejelentett további üzemidő-hosszabbítási (TÜH) program. Ez végeredményben akár 30+20+20=70 éves teljes üzemidőt is lehetővé tehet. De ne szabadjunk ennyire előre, nézzük a részleteket!

Kilóg-e ez a magyar terv a nemzetközi trendekből, a nemzetközi gyakorlatból?

A válasz egyértelműen az, hogy nem, nem rí ki a nemzetközi folyamatokból a magyar terv. A nyomottvizes reaktorokat nyugaton eleve 40 éves üzemidőre engedélyezték, és ezt fejelik meg a legtöbb helyen először 20, majd további 20 évvel. Sőt, az USA nukleáris biztonsági szabályai akár a 80 éven túli üzemeltetést is megengedik, ha a nukleáris biztonsági szabályokat a létesítmény és annak üzemeltetője teljesíteni tudja. A finnek, csehek, szlovákok, franciák (stb.) hasonló hosszú távú üzemeltetésre készülnek a paksiakhoz hasonló korú atomerőművi blokkoknál.

Hogyan lehetséges az atomerőművek ilyen hosszú távú üzemeltetése?

Eleve le kell szögezni, hogy ez nem minden létesítménynél lehetséges! Például a britek grafitmoderálású gázhűtésű reaktorai (GCR) műszakilag nem alkalmasak az ilyen hosszú távú üzemre, mert a reaktorberendezés elhasználódása olyan mértékű az idő előrehaladtával, hogy a műszaki követelmények teljesítése az eredetileg tervezett üzemidő felett túl sok pénzbe kerülne. Ott eddig 33 darab ilyen GCR blokkot állítottak le véglegesen, és a még üzemelő 8 darab blokk leállítása is bekövetkezik a következő években. De a 70-es évek végétől épített nyomottvizes (PWR és VVER) reaktorok a legtöbb országban bőven tovább üzemeltethetőek, mint az eredetileg tervezett 30 vagy 40 éves üzemidő.

Mivel az atomerőművek a villamosenergia-piacon értékesítik terméküket, ezért először is gazdaságos kell legyen az üzemidő-hosszabbítás, a szükséges befektetések meg kell térüljenek a maradék üzemidő alatt. Ez egy fontos, szükséges, de nem elégséges feltétel. A blokkok üzemidő-hosszabbítása 40 vagy 50 éves üzemen túl mindenképpen jelentős beruházásokat, felújításokat igényel, de ez a legtöbb esetben töredéke egy új atomerőmű beruházási költségeinek. A létesítmény hatásfoka az elhasználódással érdemben nem csökken, a normál karbantartási programokkal az energiaátalakító rendszerek hatásfoka megtartható a névleges érték közelében.

Műszakilag sokkal inkább az a kérdés, hogy a rendelkezésreállás hogyan alakul, hiszen a kopás, elhasználódás következtében egyes berendezések működési megbízhatósága csökkenhet. Jó karbantartási és állapotfelügyeleti programokat kell működtetni annak érdekében, hogy a normál üzemhez szükséges berendezések folyamatos működőképességét fenn tudják tartani. Egy gyakorta karbantartásra szoruló létesítmény sokkal kevesebb áramot termelne, így a tulajdonosoknak, üzemeltetőknek nyilván nem érdeke, hogy ez bekövetkezzen. Az üzemeltetési megbízhatóság fenntartása érdekében tehát a szükséges felújításokat el fogják végezni, és ez gazdaságilag is megtérülő beruházás lesz.

Külön kell gondoskodni a nukleáris biztonsági feltételek teljesítéséről. Evidencia, hogy a létesítménynek az üzemelés utolsó napján is teljesítenie kell minden nukleáris biztonsági követelményt, tehát ebben nyilvánvalóan nem lehetséges engedményeket tenni.

Hogyan teljesíthetőek a nukleáris biztonsági követelmények?

Közelítsük meg a kérdést a mérnöki gátak irányából! Atomerőművekben négy mérnöki gát szolgálja a maghasadásos láncreakció során keletkező radioaktív anyagok létesítményben tartását, amelyektől a környezetet meg akarjuk óvni. Ezek a mérnöki gátak:

1. az urán-dioxid üzemanyag tabletták kerámia mátrixa,
2. az urán-dioxid tablettákat befogadó üzemanyag pálcák fém burkolata,
3. a primer hűtőrendszer nagy nyomásra méretezett fémszerkezete, benne kiemelten a reaktortartállyal és annak falával,
4. a hermetikus védőépület (konténment).

1. ábra: Mérnöki gátak az atomerőműben (Forrás: Aszódi Attila, egyetemi előadás)

A mérnöki gátak közül az 1. és a 2. három-négy évente, újra és újra megújul, hiszen az üzemanyagkazetták cseréjével mindig új üzemanyagot, ezzel új tablettákat és őket körülvevő új üzemanyag pálcákat rakunk a reaktorba. Ezek megengedettnél nagyobb elhasználódását tehát a normál üzemmenet mellett alkalmazott átrakási programmal eleve elkerüljük. Ez nem igényel speciális, további beavatkozást a további üzemidő-hosszabbítás során.

Nukleáris biztonsági szempontból fő kérdésnek tehát a 3. és a 4. mérnöki gát funkcióinak hosszú távú fenntartása marad.

A 3. mérnöki gát, tehát a primer hűtőrendszer és a reaktortartály az egyik kritikus elem, amire kiemelten oda kell figyelni az üzemidő-hosszabbítás során. Ezek vastag falú gépészeti szerkezetek, sok hegesztési varrattal, így ezeket rendszeresen vizsgálják, a varratokat átvilágítják, roncsolásmentes anyagvizsgálatokkal győződnek meg arról, hogy megfelelő állapotban vannak.

A reaktortartály olyan értelemben is kritikus elem, hogy ebben zajlik a maghasadásos láncreakció, melynek során nagy energiájú neutronok keletkeznek, amelyek képesek károsodást okozni az anyagszerkezetben. Mivel a reaktortartály nagy nyomásnak (120-150 bar, erőműtől függően) és magas, 300 °C körüli hőmérsékletnek van kitéve normál üzemben, ezért kulcskérdés, hogy az ebből származó mechanikai feszültségeket el tudja viselni tönkremenetel nélkül, ráadásul átmeneti, tranziens folyamatok során is helyt kell állnia. Annak igazolására, hogy a reaktortartály anyag mindezt kibírja, egy speciális ún. tartályfelügyeleti programot kell végrehajtani: a paksi reaktortartályok gyártásánál is vettek az alapfémből és a hegesztési varratokhoz használt anyagokból mintákat, ezekből ún. próbatesteket készítettek és ezeket a mintákat gyorsított öregítésnek vetették alá.

Olyan ez egy kicsit, mint az ember bőrét ért UV sugárzás esetében: akinek a bőre több UV sugárzást kap (sok napozás, sok szolárium miatt), annak a bőre gyorsabban öregszik. Így van ez a tartályfelügyeleti programban is: próbatesteket sugárzunk be olyan, reaktorzónához közeli pozíciókban, ahol intenzívebb neutronsugárzásnak vannak kitéve. Így a konkrét reaktortartály-anyag neutronsugárzás általi öregedése a próbatesteknél gyorsabban megy végbe, mint magában a tényleges tartályanyagban. A próbatesteket besugárzás után roncsolásos anyagvizsgálatnak vetik alá, amelynek segítségével meghatározzák a mechanikai tulajdonságaik romlását. Mivel a próbatesteket jóval több gyorsneutron éri, mint magát a teherviselő reaktortartály falát, a vizsgálatokkal előre látjuk, hogy a reaktortartály 10-20-30 évvel később milyen mechanikai állapotban lesz.

Ez alapján lehet ellenőrizni a tartály anyagának megfelelőségét. Ha a vizsgálatok azt mutatnák, hogy a tartályfal öregedése nem megengedett szintet ér el, lehetőség van a tartály helyszíni hőkezelésére: a paksiakhoz hasonló finn Loviisai Atomerőműben erre korábban sor is került, az eljárás működőképessége többszörösen bizonyított. De ebben a pillanatban a rendelkezésre álló adatok arra mutatnak, hogy a paksi reaktortartályok – hőkezelés nélkül is – képesek lesznek összességében 70 éves üzemidőt teljesíteni.

A reaktortartályokhoz további vizsgálatok is társulnak. Arról, hogy nincs-e vagy nem jelent-e meg repedés a tartályok falában, roncsolásmentes (ultrahangos) vizsgálatokkal győződnek meg. Mivel a reaktortartály gazdaságosan nem cserélhető komponense az atomerőműnek, a gondos üzemeltetés és a tartály állapotának folyamatos nyomon követése (a reaktortartály felügyeleti program) az atomerőmű üzemidő-hosszabbításának egyik kulcseleme.

2. ábra: A paksi VVER-440 blokk primer köri főberendezéseinek 3D ábrája, középen a reaktortartállyal, körülötte a gőzfejlesztő berendezésekkel (Forrás: Aszódi Attila, egyetemi előadás)

A másik kulcskérdés, ami a 3. mérnöki gáthoz tartozik, a gőzfejlesztők állapotának kérdése. Ezek a berendezések képezik a hőtechnikai kapcsolatot a reaktort hűtő primer hűtőrendszer és a hőt mechanikai munkává, majd villamos energiává alakító szekunder rendszer között. A gőzfejlesztők hatalmas felületi hőcserélők, amelyek a nyugati PWR-ek és az újabb orosz VVER reaktorok esetében úgy vannak beépítve a hermetikus védőépületbe, hogy jelentősebb épületbontás nélkül ki lehessen őket cserélni, de a VVER-440 esetében a tervezők erre még nem gondoltak. Így a paksi üzemidő-hosszabbítás megvalósíthatóságának másik fontos kulcseleme, hogy a gőzfejlesztőket ne kelljen cserélni a meghosszabbított üzemidő alatt sem. A rendelkezésünkre álló adatok alapján elmondható, hogy nagy valószínűséggel ez a feltétel is teljesíthető lesz.

A 4. mérnöki gát a hermetikus védőépület: itt a vasbeton állapota, az épület funkcióinak fenntartása, illetve ennek az igazolása kulcskérdés. Ez is elsősorban vizsgálatokat igényel, de elképzelhetőek olyan helyek, ahol például a vasbeton szerkezetek belső felületén elhelyezett, ún. dekontaminálható acél burkolatok felújítása válik szükségessé. Az épületekkel tehát külön programelemként az üzemidő-hosszabbítási programban foglalkozni kell.

A biztonsági rendszerek állapotfenntartása, követelményeknek való folyamatos megfeleltetése szintén kulcskérdés a további üzemidő-hosszabbítás során, de itt semmi olyan körülmény nem látszik, ami műszakilag nehézséget okozna.

Az 50 éven túli üzemelésben kulcskérdés még az irányítástechnika, a villamos berendezések és a kábelezés állapota. Ezen a területen rengeteg komponens, berendezés működik, amelyek műszakilag és erkölcsileg is elévülnek ennyi idő alatt, így felújításuk vagy komplett cseréjük szükséges. Ez a munka volumene és összetettsége miatt nagyobb beruházást, komolyabb munkát és nagyon jó koordinációt igényel.

Az üzemidő-hosszabbítás nem csak „vasat, betont és rezet”, hanem „papírt” is igényel, nagyobb mennyiségben: a követelményeknek való megfelelést elemzésekkel igazolni, és biztonsági jelentésekben dokumentálni kell. Nagy feladat az ún. végleges biztonsági jelentés frissítése. Az üzemidő-hosszabbításra engedélyt kell kapni a nukleáris biztonsági hatóságtól, és a környezethasználat okán a környezetvédelmi hatóságtól is. A blokkok 10 évente aktuális időszakos biztonsági felülvizsgálata a további üzemidő-hosszabbítás alatt is feladat lesz.

Az atomerőműnek a normál működése során egyetlen érdemi hatása van a környezetre, a hűtés kapcsán a Duna hőterhelése. Ez az év jelentős részében nem probléma, de a nyári időszakban, főleg majd a Paks II. üzemével párhuzamos üzem alatt fontos kérdéssé válik, és figyelembe kell venni a klímaváltozás várható hatásait is. A hamarosan induló környezeti hatásvizsgálat és környezetvédelmi engedélyezés során erre a kérdésre külön ki kell térni, és itt is igazolni kell a környezetvédelmi előírások betarthatóságát. A feladat nem megoldhatatlan, de foglalkozni kell vele.

A TÜH projekt révén a paksi blokkok mostantól még 30-35 évig működhetnek majd, ami emberi léptékben egy teljes szakember generációt jelent. Ebből az következik, hogy a további üzemidő-hosszabbítás elengedhetetlen feltétele a humán erőforrások biztosítása, egy új üzemeltető generáció kiképzése, munkába állítása és megtartása a nukleáris iparban. Ez önmagában is komoly feladat, ami országos, kormányzati teendőket is ad.

Összességében a paksi atomerőmű meglévő VVER-440 típusú blokkjainak további üzemidő-hosszabbítása előtt elháríthatatlan akadály nem látszik, de sok adminisztrációs és műszaki feladatot kell elvégezni ahhoz, hogy a blokkok a 2030-as éveken túl is működhessenek. Hogy a további üzemidő-hosszabbítás pontosan hány éves lesz, azt a megkezdett műszaki vizsgálatok fogják megmutatni. A +20 év az összes blokk esetén egy reális és kézenfekvő cél.

Jelen blogbejegyzés szerkesztett formában megjelent a portfolio.hu-n is. A bejegyzés vagy annak részei csak a portfolio.hu-ra való hivatkozással idézhetők.

Az atomenergia fontos szerepet játszik az Európai Unió országainak villamosenergia-ellátásában: 2022-ben a 167 atomerőművi blokk 148.000 MW kapacitást képviselt, amelyek az EU-27 országokban a villamos energia 22%-át állították elő. Az atomenergia a legnagyobb karbonsemleges termelő az EU-ban, és a legnagyobb zsinóráram forrás. Amíg Németország 2023-ban kivezette az atomenergiát az energiamixéből, addig más országok, például Magyarország, Szlovákia, Csehország, Franciaország, Hollandia, Svédország, Finnország a meglévő blokkok üzemidő-hosszabbítását és új egységek építését tervezi, és pl. Lengyelország, amelyik nem alkalmaz jelenleg nukleáris energiát, új belépőként új atomerőművi blokkok építésén dolgozik.

Eközben egyes energiapolitikai szereplők az atomenergia kivezetése mellett érvelnek. Legújabb, a Műegyetemen készített tanulmányunkban azt vizsgáltuk nagy időfelbontású szimulációk segítségével, hogy milyen hatással lenne a karbonsemlegességi célokra és a folyamatos villamosenergia-ellátásra, ha az EU országai kivezetnék az atomenergiát, és azt nap, szél és gázerőművekkel helyettesítenék. A vizsgálat eredményei az egyik legrangosabb nemzetközi folyóiratban, az Elsevier kiadó által gondozott Nuclear Engineering and Design folyóiratban jelentek meg.

A cikkben részletes szakirodalmi tanulmányt követően áttekintettük a jelenleg atomenergiát használó vagy azt tervező 15 Európai Uniós ország (Belgium, Bulgária, Horvátország, Csehország, Finnország, Franciaország, Hollandia, Lengyelország, Magyarország, Németország, Románia, Spanyolország, Svédország, Szlovákia, Szlovénia) energiastratégiáit, összefoglaltuk a 2030-ra és 2040-re vonatkozó villamosenergia-igényüket és feltételezett erőművi portfóliójukat.

1. ábra: A különböző primerenergia-hordozók szerepe a vizsgált országokban a 2040-es nemzeti energiastratégiákban és a feltételezett forgatókönyvekben
(Forrás: Aszódi et. al, 2023)

A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség ESST modellezési keretrendszerének felhasználásával modelleket készítettünk az egyes vizsgált országok villamosenergia-ellátásáról, és modellek segítségével megvizsgáltuk, hogy a referencia-forgatókönyvhöz képest hogyan változna a rendszerek működése, ha az országok fokozatosan kivezetnék az atomenergiát az energiamixükből. Ehhez az országok rendszereibe a nukleáris kapacitás háromszorosának megfelelő napenergia-kapacitást és a nukleáris kapacitás kétszeresének megfelelő szélenergia-kapacitást építettünk be, egy másik forgatókönyvben pedig az előbb említett nap- és szélenergia-kapacitáson felül a nukleáris kapacitással megegyező kapacitású gázerőműpark beépítését feltételeztük a jövőbeli villamosenergia-rendszerekbe, az atomenergia egyidejű kivezetése mellett, elfogadva azokat a becsléseket, amelyet az egyes országok kormányai a villamosenergia-igények jövőbeli alakulására tettek.

E modellek segítségével megvizsgáltuk, hogyan működhetnek ezek a villamosenergia-rendszerek 2030-ban és 2040-ben, hogyan alakulhat az egyes energiaforrások részesedése a villamosenergia-ellátásban, milyen korlátok lehetnek a villamosenergia-ellátásban, milyen lehet a rendszer CO2-kibocsátása és földgázigénye, milyen lehet a túltermelés és a villamosenergia-tárolás igénye.

2. ábra: A karbonsemleges (atomenergia és megújulók) és a fosszilis energiahordozók, valamint a ki nem szolgálható villamosenergia-igény aránya az egyes vizsgált országokban 2040-ben a szimulációkban feltételezett három forgatókönyv esetében
(Forrás: Aszódi et. al, 2023)

Az eredmények világosak: még ha az egyes országok atomerőművei kapacitásának háromszorosát építenénk is be fotovoltaikus naperőművek, és az atomerőművek kapacitásának kétszeresét építenénk be szélerőművek formájában, akkor sem lehetne a szükséges mennyiségű villamos energiát előállítani, tekintettel az időjárásfüggő megújuló források változékonyságára és sokkal kisebb kapacitás kihasználási tényezőire. Ha a nagy megújuló kapacitás mellett az atomerőművek kapacitásának megfelelő teljesítményű gáztüzelésű erőművi parkot építünk be a rendszerekbe, az ellátásbiztonsági problémák (a folyamatos áramellátás kihívásai) ugyan megoldódnak, de radikálisan növekszik az országok földgázfelhasználása és az ezzel összefüggő széndioxid-kibocsátása is. Tekintettel arra, hogy az EU-27 döntő részben földgázimportra szorul, ez nem csak klímavédelmi, hanem ellátásbiztonsági kérdéseket is felvet.

A nagy felbontású szimulációk eredményei alapján a vizsgált 15 országban 2030-ra a széndioxid-kibocsátást 90 millió tonnával növelné az atomerőművek kivezetése ahhoz képest, mintha hagyjuk az atomenergiát a 2030-as energiamixben. A 2040-es villamosenergia-rendszer 80 millió tonnával több CO2-t bocsátana ki, ha nem alkalmaznánk az energiastratégiákban tervezett atomerőműveket az Európai Unióban.

A vizsgált országok villamosenergia-rendszere mintegy 50 milliárd m3 földgázzal igényelne többet évente a 2030-as, 2040-es évtizedekben, ha nem alkalmaznánk atomenergiát, annak ellenére, hogy a számítások a nap- és szélenergia kapacitások radikális növekedéséből indultak ki. Mindez klímavédelmi és ellátásbiztonsági szempontból is komoly aggályokat vet fel.

Az eredmények azt is mutatják, hogy a legalacsonyabb CO2-kibocsátású forgatókönyvek azok, amelyekben az atomenergia is szerepel. Az atomerőművek leállítása a nagy nap- és szélkapacitások ellenére növeli a rendszer CO2-kibocsátását, növeli azon időszakok hosszát, amikor az ellátás részben korlátozott lehet, és nagy villamosenergia-tárolókapacitás igénye jelentkezik. A számítások szerint hónapokon és évszakokon átívelő szezonális tárolásra is szükség lenne, amelyre jelenleg még nincs megvalósítható technológia. A számítások egyértelműen mutatják, hogy az Európai Uniónak eminens érdeke a nukleáris kapacitás fenntartása, sőt egyes országokban még annak fejlesztése is. Így a meglévő atomerőművek élettartamának meghosszabbítása és új blokkok építése ésszerű és célszerű. A tárgyalt számítások azt is világosan mutatják, hogy az atomenergia fenntartása az Európai Unióban feltétlenül szükséges a dekarbonizációs, az ellátásbiztonsági és a fenntarthatósági célok elérése érdekében. A vizsgált 15 országból egyedül Svédország az, ahol az atomenergia nélküli forgatókönyvek képesek lehetnek teljesíteni 2040-ben a 90%-os karbonsemleges villamosenergia-termelési célt, az összes többi vizsgált ország villamos szektora nem képes teljesíteni a klímavédelmi céljait atomenergia nélkül. (Svédországban is növekedne a fosszilis energiahordozóknak való kitettség, még úgy is, hogy az ország nagy vízenergia kapacitásokkal rendelkezik, amely kedvező természeti adottság számos más európai ország számára nem áll rendelkezésre.)

A cikkben bemutatott vizsgálatoknak fontos értéke, hogy nem csak egyetlen országra, hanem összességében 15 különböző európai országra terjednek ki, és bemutatják a földgázfogyasztás növekedését, valamint a megújuló energiaforrások ingadozó termeléséből adódó számítási bizonytalanságokat is.

A modell egyszerűsítései miatt az ESST modell a vizsgálatok ezen szakaszában nem írta le a határkeresztező kapacitásokat. Az egyes országok villamosenergia-rendszerét és villamosenergia-ellátását külön-külön elemeztük. Természetesen nem feltételezzük, hogy 2030-ban vagy 2040-ben az európai országok villamosenergia-rendszerei elszigetelten működnének majd. A modellfejlesztés jelenlegi fázisa arra ad lehetőséget, hogy megnézzük, az egyes országok erőművi portfóliója mennyire képes kielégíteni saját nemzeti szükségleteit az év mind a 8760 órájában. Az országok közötti különbségek rávilágítanak a potenciális ellátási gyengeségekre és a tendenciákra. A létrehozott modellek és azok eredményei alapul szolgálnak egy jelenleg fejlesztés alatt álló, még fejlettebb modellhez, amelyet a PLEXOS modellkörnyezetben fejlesztünk. Ez a modell a határkeresztező kapacitásokat és a nemzeti villamosenergia-rendszerek közötti összeköttetéseket is le fogja írni, szintén órás felbontásban. Meggyőződésünk, hogy csak ilyen nagy időfelbontású modellek eredményei alapján lehet és kell megalapozott energiastratégiai döntéseket hozni.

A cikk mellékletében a kiinduló adatok táblázata is megtalálható, így ha valaki szeretné a szimulációkat saját eszközeivel megismételni, az adatok a folyóiratcikk weboldalán a „Supplementary data” fejezetben elérhetőek. A cikk teljes egészében nyilvános („full open access”), bárki letöltheti a megadott linken html, itt pedig pdf formában is.

A kutatás a Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem (BME) Természettudományi Kar Nukleáris Technikai Intézetében készült, a kutatásban részt vevők a következők voltak: Aszódi Attila, Biró Bence, Adorján László, Dobos Ádám Csaba, Illés Gergely, Tóth Norbert Krisztián, Zagyi Dávid, Zsiborás Zalán Tas

A múlt hétvégi szivárgás okát sikerült feltárnia a krskoi atomerőmű üzemeltetőinek, és részletes beszámolót tettek közzé a szlovén nyelvű weboldalukon. Véleményem szerint helyesen jártak el, amikor a kismértékű szivárgás érzékelésekor azonnal leállították a reaktort, noha annak mértéke a határérték alatti volt. A hiba kijavítása akár több hónapot is igényelhet, és felhívja a figyelmet arra, hogy az atomerőművek öregedéskezelése nem csak formalitás, hanem a „vassal”, a berendezéssel komolyan foglalkozni kell. De nézzük a részleteket.

A krskoi atomerőművet üzemeltető NEK weblapján megjelent beszámoló alapján a hideg leállított állapotba hozott blokkon a mérnökök személyes vizsgálata alapján feltárták a szivárgás okát, ami nem egyszerűen egy kis átmérőjű, a reaktortól távol futó csövön keletkezett, hanem a reaktortartálytól mindössze 1 méter távolságra, egy 11 cm átmérőjű, vastag falú csövön, ami a reaktor üzemzavari hűtőrendszeréhez tartozik. A meghibásodott cső nem kiszakaszolható módon csatlakozik a reaktortartályhoz, így abban a reaktor mindenkori nyomásának megfelelő nyomás uralkodik. A Westinghouse tervezésű reaktorban névleges állapotban a nyomás 154 bar, a hűtőközeg átlagos hőmérséklete 305 °C.

A hiba helye a NEK weblapja alapján

A reaktor és a hozzá kapcsolódó primer hűtőkör egy belső túlnyomásra méretezett hermetikus védőépületben található. A védőépület jól ellátta a feladatát, így a szivárgásból nem jutott ki semmi a környezetbe, és az épület alján összegyűlt vizet az erre tervezett rendszerekkel be fogják tudni párolni, így nem kell az esemény után sem radioaktív anyagot kibocsátaniuk. Ahogy fent már említettem, a blokkot mostanra lehűtötték és a nyomást lecsökkentették, így a meghibásodásnál a szivárgás mostanra megszűnt.

A szivárgás egy csövön keletkezett, ami tulajdonképpen úgy képzelhető el, mint egy tűszúrás szerű lyuk, nem hosszanti repedésről van szó a jelenleg rendelkezésre álló adatok alapján. Ilyen meghibásodás rejtve maradt gyártási, hegesztési vagy anyaghiba miatt, üzem közbeni feszültségkorrózió, mechanikai feszültség, esetleg termikus fáradás miatt keletkezhet. Az esemény felhívja rá a figyelmet, hogy a reaktoroknál az öregedéskezelés nem csak adminisztratív formalitás, és ez releváns az üzemidő-hosszabbítási műszaki-engedélyezési programok tekintetében is.

A tűszúrás szerű lyuk az üzemzavari hűtőrendszer csövén (forrás: NEK)

A következő lépés a reaktor kirakása lesz, hiszen a tűszúrásnyi lyuk a reaktortartályhoz nagyon közel található. A pihentető medencébe kirakott üzemanyag mellett fogják tudni a szakemberek részletesen megvizsgálni a hibahelyet és megállapítani, hogy mi lehetett az oka a meghibásodásnak. Ez szükséges ahhoz, hogy a hiba kijavításának technológiáját ki tudják választani, és a javításhoz a szükséges engedélyeket meg tudják szerezni.

Mivel a hiba oka sokféle lehet és pl. a lyukkorrózió, feszültségkorrózió, termikus fáradás a létesítmény más részein is előfordulhat, így várhatóan nem lesz elegendő egyszerűen kijavítani a hibát, hanem szükség lesz egy vizsgálati programra (benne roncsolásos és roncsolásmentes anyagvizsgálatokra, analitikus és szimulációs elemzésekre), ami a releváns hatásoknak kitett további helyeket a blokkon szintén feltárja és azok épségét igazolja. Ez a munka akár több hónapot is igényelhet. Ez alatt az idő alatt a blokk visszaindítása nem valószínűsíthető.

A szivárgás a hermetikus védőépületen belül történt, ld. az előző blogposztban

Az elmúlt napokban az STA szlovén hírügynökségre és a nukleáris létesítmény üzemeltetőjére hivatkozva több magyar sajtófelület is beszámolt róla, hogy a szlovéniai Krsko Atomerőműben szivárgás történt (Portfolio, RTL.hu, Infostart). Egy atomerőmű szivárgása nyilván nem jó hír, főleg, ha nem tudjuk, mi, honnan és hová szivárog. Nézzük meg, mi lehet a valós helyzet.

A Krsko Atomerőművet üzemeltető társaság weblapján jelen sorok írásakor három hír is foglalkozik az eseménnyel.

Az első hír szerint az erőmű üzemeltető személyzete megnövekedett szivárgást érzékelt a konténment épületen belül, ezért elővigyázatosságból megkezdték az erőmű leterhelését.

Magyarázat: a Krsko Atomerőmű egy 696 MW névleges teljesítményű, az amerikai Westinghouse által tervezett és gyártott nyomottvizes atomerőmű, ami 1983 óra van kereskedelmi üzemben. Az erőmű közös szlovén-horvát tulajdonban van, Szlovéniában, a szlovén-horvát határtól mintegy 15 km-re található. A konténment épület egy hengeres vasbeton szerkezet, ami magába foglalja a radioaktív anyagokat tartalmazó primer hűtőkört (ld. a lenti ábrát). A konténmentbe történő szivárgás azt jelenti, hogy a nagynyomású primer hűtőkörben keletkezett valamilyen meghibásodás, és a hűtőközeg a hermetikus védőépületbe szivárog, tehát nem a környezetbe, hanem az ilyen hatásokra tervezett vasbeton épületbe. Az, hogy a blokkot leterhelik, nem azonnal leállítják, azt jelenti, hogy a szivárgás nem nagy mértékű, nem vészleállításról van szó, hanem az üzemeltető elővigyázatosságból cselekszik.

A Krsko Atomerőmű egyszerűsített sémája (a www.nek.si alapján)

A második hír szerint a blokkot 2023. október 6. hajnali 5:30-ra leállították és ún. meleg leállított állapotban tartják (a szivárgást előző nap érzékelték). A szakemberek megkezdték a szivárgás helyének és okának feltárását. Fontos, hogy ez a második közlemény is megerősíti, hogy a szivárgás a konténment épületen belül van, tehát nem a környezet felé történik, továbbá rögzítik, hogy a műszaki specifikációban szereplő mértékűnél kisebb szivárgásról van szó.

Magyarázat: a nyomottvizes atomerőművek primer hűtőkörében nagy nyomás (tipikusan a légköri nyomást több, mint százszorosan meghaladó nyomás) uralkodik. Ezekben a rendszerekben bizonyos helyeken mindig van szivárgás, ezt az ún. szervezett szivárgások rendszerén keresztül kezelik. A megengedhető szivárgó vízmennyiségre műszaki határértékek vonatkoznak. A szivárgást ezek a technológiák a hermetikus védőépületen belül kell, hogy lekezeljék, anélkül, hogy ebből a (normál üzemben enyhén radioaktív) közegből bármilyen kis mennyiség is kijuthatna a környezetbe. A hír alapján a szokásosnál nagyobb, de a határértéknél kisebb mennyiségű víz távozik a nagynyomású technológiából a hermetikus védőépületbe. A kezelőszemélyzet helyes reakciója, ha a határérték alatti szivárgásnál leállítják a blokkot, hiszen ilyenkor meg kell győződni arról, hogy honnan jön a víz, mi a szivárgás oka és nem tud-e az növekedni. A hermetikus védőépületnek számos olyan része van, ahova nem lehet bemenni üzem közben. A hír azt is mutatja, hogy a szivárgás nem olyan technológiai részen történik, ahol műszerekkel vagy a beépített kamerákkal fel lehetne azt tárni.

A harmadik hír 2023. október 6. (péntek) este jelent meg, amelyben az olvasható, hogy a blokk meleg leállított állapota mellett szakemberek mentek be a hermetikus védőépületbe, de nem tudták a szivárgás pontos helyét feltárni, így az a döntés született, hogy a blokkot hideg leállított állapotba kell hozni.

Magyarázat: a péntek délután fennálló meleg leállított állapot azt jelenti, hogy a technológia jelentős része a névleges üzemihez közeli magas nyomás és hőmérséklet mellett marad, csak a reaktor kerül leállításra. A hír szerint ebben az állapotban nem tudták a hiba helyét feltárni, vagyis az olyan helyen van, ahova a magas technológiai hőmérséklet mellett nem tudnak bemenni. A blokk lehűtése lassú folyamat, több napot is igénybe vehet, ezt a hideg leállított állapotot elérve fogják tudni a szivárgó komponenst megkeresni. A blokk lehűtésével és a nyomás lecsökkentésével a szivárgás is jelentősen csökkenni fog, de az eddig eltávozott víz nyomai alapján meg fogják találni a szivárgás helyét. A jövő hét elejére várható, hogy a hiba helyét feltárják és a szükséges javítási műveleteket meg tudják határozni.

A szakmai véleményem az, hogy valószínűleg egy kisebb átmérőjű mérőcső (pl. impulzuscső), egy szelep vagy tömítés hibásodhatott meg (a meghibásodás máshol is lehet), nyilván ezt akkor lehet majd pontosan megállapítani, ha a szakemberek be tudnak jutni a hibás komponenst tartalmazó helyiségbe. Fontos, hogy az üzemeltető beszámolója szerint környezeti kibocsátás nem történt, a szivárgás a hermetikus épületen belül van, ami az ilyen események kezelésére van tervezve. Szintén fontos és helyes, hogy a reaktort leállították és lehűtik, így keresik a hiba okát.

Folyt.köv.

"A Paksi Atomerőműnek körülbelül mennyi időbe telik annyi energiát előállítania, amennyivel 100%-ra feltölti az okostelefonomat?"
Kérdezte az egyik diák a kutatók éjszakája előadásom kapcsán. Hát ha már kérdezte, kiszámoltuk.
Az eredmény? 30 mikroszekundum.

Azt is kiszámoltuk, hogy mire kimondja azt, "fapapucs", a Paksi Atomerőmű 10.000 mobiltelefon feltöltéséhez szükséges villamos energiát állít elő.
Két "fapapucs"-nyi idő alatt az atomerőmű a Műegyetem mind a 20.000 hallgatója mobiljának feltöltéséhez szükséges áramot megtermeli. :-) 

Beszéltünk még többek között a nukleáris fűtőelemekről, és arról, hogy mit jelent az atomerőművi üzemanyag ellátás diverzifikációja, és hogy az új üzemanyagok kifejlesztésében hogyan tud közreműködni a BME.

Kép forrása: https://xplore.bme.hu/

Akit érdekelnek a további részletek, nézze meg az előadás YouTube közvetítését. 
Direkt linkkel ugrás az előadás kezdetére ide kattintva.

Vagy a beágyazott YouTube videóban a 3 óra 33. percig kell eltekerni.

A teljes Kutatók éjszakája program F29-es tantermi előadásainak közvetítése itt érhető el:

2023. augusztus 19-én 8:43-kor egy 1,7-es magnitúdójú Békés vármegyei földrengéssel olyan eseménysor kezdődött el, ami hazánkban teljesen szokatlan. Az első, kis rengést követően 30 perccel később, majd újabb 3 perccel később egy 4,0 és egy 4,1 magnitúdójú rengés is kipattant, amelyeket már nem csak a műszerek, hanem sok ember is érzékelt. Helyi beszámolók szerint voltak, akik kiszaladtak házukból, és számos megfigyelő kamera is rögzítette a rengéseket.

Önmagában a földrengés nagysága nem lenne szokatlan, mert 4 körüli magnitúdójú földrengések évtizedenként néhányszor előfordulnak hazánkban is. De ha megnézzük az alábbi térképet, akkor láthatjuk, hogy a Szarvas-Kondoros-Mezőberény-Gyomaendrőd települések által bezárt négyszögben egy hét alatt nagyon nagy számú, összesen 99 darab földrengés pattant ki.

1. ábra: Az elmúlt 8 napban Kondoros környékén kipattan 99 darab földrengés epicentrumainak felhője a www.foldrenges.hu térképe alapján

Ez a közel 100 darab, felhőszerűen elhelyezkedő, rövid idő alatt kipattanó földrengés nem tipikus hazánkban.
Az is furcsa, hogy a http://www.foldrenges.hu/plotfiles/lista.html oldalon elérhető lista szerint a rengések kis mélységben, 6-8-10, illetve 20 km közötti mélységben pattantak ki.

Az elmúlt napokban voltak politikai szereplők, akik egyből a paksi telephely biztonságát kérdőjelezték meg, de le kell szögezni, hogy a Kondoros környéki rengéseknek nincs relevanciája a paksi telephely földrengésbiztonsága tekintetében. Ezek a rengések nem olyan földtani szerkezet mentén pattantak ki, ami miatt a légvonalban mintegy 150 km-re lévő paksi telephely megrázottságában új adat vagy információ keletkezett volna. Nem adnak semmi olyan új információt, ami akár az adatok, akár a módszerek tekintetében a paksi telephely földrengés-veszélyeztetettségi elemzéseinek felülvizsgálatát tenné szükségessé.

Sokkal inkább az a kérdés merül fel, hogy a nagy számú, felhőszerűen elhelyezkedő földrengés epicentrum sokaság nem emberi tevékenység eredménye-e?

Békés vármegyében több olyan dolog is zajlik, ami emberi tevékenység által indukált földrengéshez vezethet.

Egyrészről folyik a Corvinus projekt, amiben a cél a hazai szénhidrogén kitermelés fokozása. A projektben ebben a régióban, a földrengés epicentrumoktól észak-keleti irányban végeznek kutatásokat, és szeretnének földgáztermelő kutakat fúrni, majd üzembe venni. A hírek szerint a kutak mélysége akár 4 km is lehet. Az új módszerek szerint manapság sokszor a mélységi rétegek repesztésével igyekeznek fokozni a kihozatalt. Nem tudom, ilyen technológiát alkalmaznak-e vagy terveznek-e alkalmazni a Corvinus projektben, de a dolog mindenképpen vizsgálandó, hiszen a nemzetközi gyakorlat szerint pont ilyen felhőszerű földrengés-eloszlást képes generálni a szénhidrogén-kutatás és kitermelés. Mind az USA-ban, mind Nyugat-Európában számos példa volt erre az elmúlt időszakban.

A másik potenciális lehetőség, amivel érdemben foglalkozni kell, hogy több geotermikus energia projekt létesült vagy van éppen tervben a térségben. Békéscsabán fűtőmű létesül. Mezőberényben 2011-2012-ben geotermikus erőmű projektet valósítottak meg, ami ráadásul olyan technológián alapul, ami a világ más pontjain bizonyítottan hozzájárult indukált földrengések kiváltásához.

Az itt alkalmazott technológiánál az okozza a kihívást, hogy két, egymástól távoli kútra van alapozva: az egyikben lepréselik a hőközlő folyadékot a mélyebb rétegekbe, majd a másik kútból kiveszik a közeget, amely a mélyben lévő rétegeken áthaladva felveszi az ottani kőzet hőtartalmának egy részét, és a felszínen lévő technológiában ezt a hőt hasznosítjuk. Mivel kulcskérdés, hogy a folyadék az egyik kúttól a másik kútig el tudjon áramolni lent a mélyrétegekben, ilyenkor szoktak rétegrepesztést alkalmazni. Másrészről a nagy nyomással mélybe préselt folyadék képes a mélyben lévő törésvonalak mentén mozgást kiváltani, hiszen a nagy nyomású folyadék úgy működik, mint egy siklócsapágyban a kenőanyag: csökkenti a súrlódó rétegek közötti súrlódási ellenállást. Ez egy törésvonal mentén indukált, tehát az emberi beavatkozás által kiváltott földrengésekhez vezethet.

Az egyik leghíresebb, az irodalomban jól dokumentált eset a svájci Bázelben történt. Ott a 2000-es évek elején elkezdtek egy ún. „hot dry rock” geotermikus projektet megvalósítani. A várost 1356-ban lerombolta egy nagy, 6,5-es magnitúdójú földrengés, ezért nagyon körültekintően, szeizmikus méréseket célzottan telepítve kezdték meg a geotermikus rendszer kiépítését. 2006 decemberében, 6 nappal azután, hogy megkezdődött az erőmű működéséhez szükséges folyadék mélyrétegekbe való injektálása, kipattant egy 2,9-es magnitúdójú földrengés, amelyet követően a geotermikus rendszer üzemeltetését felfüggesztették. Később úgy döntöttek, hogy soha nem is veszik azt üzembe. Az injektálás megindítását követő 4 hónapban összesen 13.500 darab kisebb földrengést regisztráltak, melyek közül a 200 legnagyobb 0,7 és 3,4-es magnitúdó közötti volt. Hangsúlyoznom kell, hogy a bázeli és a Békés vármegyei geológiai környezet nagyon eltérő, az épített környezet is nagyon más, ezért a számokat nem szabad direktben összehasonlítani, de az eset jól mutatja, hogy a Kondoros környéki szeizmológiai eseményeket komolyan kell venni, és a geológus, geofizikus szakembereknek válaszolniuk kell a felvetődött kérdésekre.

A 99 földrengésből álló földrengésfelhő azért is kell, hogy figyelmeztető jel legyen, mert hazánk éppen most tervez – energiastratégiai szempontból nagyon helyesen, a földgázimport-függőség csökkentése érdekében – egy nagyobb ívű geotermikusenergia-programot megvalósítani. A geotermikus energia hasznosításának pedig az egyik fontos környezeti következménye a szeizmológiai kockázatok növekedése. Ezt vizsgálni és kezelni szükséges, mert számos projektet ismerünk a világban, amelyek a szeizmológiai következmények hatására meghiúsultak.

A kérdés komoly, vizsgálatot és intézkedéseket igényel. Az intézkedések között említeném azt is, hogy a Békés vármegyei események a magyarországi aktív törésvonalak felülvizsgálatát is megkövetelik. Az alábbi linken elérhető, 2023-as szeizmológiai térképen a Kondoros környéki területen egy szaggatottvonal "potenciális aktív" törésvonalat jelöl. A nagy számú földrengés alapján ez aligha maradhat a potenciálisan aktív kategóriában, hiszen a jelenkori aktivitásához az elmúlt napokban vitathatatlan bizonyítékokat kaptunk.

Jelen blogbejegyzés szerkesztett formában megjelent a portfolio.hu-n is.

Az elmúlt napokban sokat foglalkozott a nemzetközi sajtó a fukusimai atomerőmű hulladékvíz-kezelési terveivel, a tríciummal szennyezett víz óceáni kibocsátásával. Raffael Grossi, a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség (NAÜ) főigazgatója Japánba, majd a csendes-óceáni térség több országába látogatott (többek között Dél-Koreába és Új-Zélandra), és a NAÜ egy újabb, immár 5. szakmai jelentést adott ki az ún. ALPS (Advanced Liquid Processing System) technológiával kezelt vízzel kapcsolatos kérdésekről (IAEA Review of Safety Related Aspects of Handling ALPS-Treated Water at TEPCO’s Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, Report 5: Review Mission to NRA (January 2023)). Ahogy az idézett tanulmány címéből is látszik, a NAÜ felülvizsgálati missziója nem most járt a japán nukleáris biztonsági hatóságnál, hanem még 2023 januárjában. Ami miatt most kapott figyelmet, hogy mostanra készült el a NAÜ jelentés végleges változata, és valójában ezt bemutatni utazott a NAÜ főigazgatója a térségbe.

A NAÜ munkájára óriási szükség van itt (is), mert mind Japánban, mind a régióban (illetve tulajdonképpen az egész világon) rengeteg kérdés merült fel azzal a hulladékkezelési tervvel kapcsolatban, amit a japán kormány még 2021 elején ismertetett. Mivel a terv nagyon nagy mennyiségű (1,3 millió m3), radioaktivitással szennyezett víz tengerbe való kibocsátásának koncepcióját tartalmazza, ráadásul egy 30 éves időszakon keresztül elosztva, ezért azt rengeteg kritika érte az elmúlt 2 évben (a technológia lényegét ld. később).

Fontos már ezen a ponton rögzíteni, hogy a NAÜ nem engedélyező hatóság, a NAÜ nem hagyhatja jóvá vagy tilthatja be ezeket a terveket. A nukleáris biztonság és a környezetbiztonság mindenhol nemzetállami hatáskör, ebben az esetben a japán nukleáris biztonsági hatóságnak (NRA) kell a terveket jóváhagynia, és majd a későbbiekben az engedélyezett tervek szabályos végrehajtását ellenőriznie. A NAÜ nem vehet és nem is vesz át hatáskört a japán hatóságtól. A NAÜ szerepe az, hogy az engedélyezési eljárást, az abban engedélyezésre kerülő műszaki és adminisztratív megoldásokat tudja összevetni a NAÜ követelményeivel és a nemzetközi jógyakorlatokkal, illetve független felülvizsgálatot tud nyújtani, továbbá az eredményeket a nemzetközi szakma és a laikus közönség, valamint a kormányok elé tárva nagyfokú transzparenciát tud biztosítani.

Honnan és miért van szennyezett víz a Fukusima I. atomerőműben?

2011. március 11-én hatalmas, 9-es magnitúdójú földrengés rázta meg Japán keleti partvidékét. A földrengés hatására rengeteg épület, út, híd, vasútvonal rongálódott meg, és az ország északi részén összeomlott a villamos hálózat. Ahogy automatikusan megálltak a nyílt pályán a japán nagy sebességű vonatok, ugyanúgy az atomerőművek is automatikusan leálltak az érintett területeken, de távvezetéki oszlopok tömege dőlt le, így a villamos hálózat összeomlott, az áramszolgáltatás időlegesen nagyon sok helyen megszűnt. Így történt ez a Fukushima Daiichi (Fukusima I.) atomerőműben is. A földrengés ugyan okozott károkat, de az erőmű lehűtése rendben zajlott, külső villamosenergia-ellátás híján az üzemzavari dízelgenerátorok látták el ezt a fontos funkciót.

Mintegy 45 perccel a földrengés után azonban hatalmas cunami érte el az érintett partvidéket. Az egyes helyeken 30 méter magas árhullámra a Fukusima I. atomerőmű nem volt felkészülve. A cunami tönkretette az erőmű hűtése szempontjából létfontosságú tengerpari vízkivételi műveket (LUHS, vagyis Loss of Ultimate Heat Sink típusú baleseti helyzet jött létre – azaz az óceán vizét nem lehetett az erőmű hűtésére használni), mechanikailag károsodtak a dízelgenerátorok is, valamint az épületek aljában lévő tartalék akkumulátor telepek is víz alá kerültek (ún. SBO, Station Black-Out súlyos baleseti helyzet alakult ki – azaz az üzemzavari rendszerek sem kaptak villamos betáplálást), így az erőmű nem csak hűtővíz, hanem üzemzavari áramellátás nélkül is maradt (LUHS és SBO kombinációja, egy rendkívül komplex baleseti helyzet alakult ki, amelyre korábban jellemzően nem méretezték az atomerőműveket). Ennek következtében a reaktorok hűtése ellehetetlenült, és üzemanyag-, majd nagy léptékű zónasérülés következett be az 1., 2. és 3. reaktorban, és az üzemanyag túlhevüléséből származó hidrogéngáz felrobbanása az épületek szerkezetét, valamint gépészeti rendszereiket is jelentősen megrongálta. Egy olyan nem tervezett állapot jött létre, amelyben a reaktorok hűtése a tervezett, jól megszokott módon nem lehetséges, és a normál hűtési módot nem tudták azóta sem helyreállítani.

1. ábra: A Fukusima I. atomerőmű telephelye a Google Maps műholdképén; a kép közepén és alsó felén jól látható a hulladékvizet tároló tartályok hatalmas tömege (forrás: Google Maps)

2. ábra: A szennyezett víz keletkezése és kezelésének alapelvi sémája (forrás: TEPCO [5])

Egy atomerőműben mindig zárt rendszerű hűtést alkalmazunk a reaktorok hűtésére (zárt technológiai körökben keringetett vizet alkalmazunk, ami nem jut ki a környezetbe), ez azonban itt a reaktorokban bekövetkezett sérülések miatt lehetetlenné vált. 2011 óta, vagyis most már 12 éve nyílt ciklusú hűtést alkalmaznak, ami azt jelenti, hogy vizet fecskendeznek be a reaktorokba, amely a sérült szerkezeten átfolyva a reaktorépületek aljában gyűlik össze, ahonnan ki kell szivattyúzni. De nem csak a szándékosan betáplált hűtővíz, hanem a sérült tetőkön behulló csapadék és az épületbe befolyó talajvíz is érintkezik a radioaktivitással szennyezett hűtővízzel (ld. a 2. ábrán). Ez jelenleg összességében napi kb. 90-100 m3 szennyezett víz keletkezését jelenti, de ez az érték korábban magasabb volt. Mivel a hűtés nem zárt rendszerben történik, ezt a vizet el kell valahova helyezni, hiszen a környezetbe azzal a szennyezőanyag-tartalommal, amivel rendelkezik, nem lehet kibocsátani.

Ez a helyzet vezetett el mára oda, hogy a telephelyet tele kellett pakolni nagy, egyenként kb. 1300 m3 tárolókapacitású tartályokkal. Összesen 1000 darab ilyen nagy kapacitású tartály van a telephelyen (ld. az 1. ábrán), amelyekben ezt a vizet tárolják, majd szűrik, kezelik, de a szűrés után hátramaradt vizet is gyűjteni és tárolni kell. Összesen jelenleg 1,33 millió m3 szennyezett víz van tartályokban, a teljes tartálypark befogadó térfogata 1,37 millió m3, tehát lassan kifutnak a tárolókapacitásokból.

Ha nem intézkednének, 2024-ben a tartálypark megtelne, és nem tudnák tovább a reaktorok hűtése során keletkező hulladékvizet hová tenni, ráadásul a rengeteg tartály és az azokban tárolt víz akadályozza az erőmű tervezett leszerelését is. Azért sem tartható a mostanra kialakult helyzet, mert a területet a jövőben esetlegesen érintő természeti veszélyek (pl. egy extrém monszun, vagy újabb jelentős földrengés, esetleg cunami) azzal fenyegetnek, hogy a tartályok megsérülhetnek, és a tartalmuk kontrollálatlanul kerül a tengerbe.

Az erőművet üzemeltető TEPCO több lehetőséget is megvizsgált, és a lentebb leírt megoldás mutatkozott a legjobbnak, így végül erre kértek engedélyt a japán kormánytól, amelyet az megadott.

Tekintsük át a jelenleg alkalmazott technológiát!

A hulladékvizet az épületekből kiszivattyúzzák, ahonnan egy tartályba kerül és ott átmenetileg tárolják. Ezt követően eltávolítják belőle a két legfontosabb szennyezőt, a cézium-137 és a stroncium-90 izotópokat. Ezek nagy mennyiségben vannak jelen a vízben, nagy az aktivitásuk és nagy energiájú, a sejteket károsító sugárzást bocsátanak ki, így a kezdetektől fontos volt ezek kiszűrése.

Ezt követően a hulladékvizet az ALPS technológiába vezetik, ami az előző tisztítási lépés után a vízben még benne maradt további 60 izotópot távolítja el a vízből. Mindez azt jelenti, hogy a vízből – a tríciumot (hidrogén-3) és a szén-14 izotópot leszámítva – gyakorlatilag minden más izotópot kivonnak. Az engedélyes TEPCO számára előírás, hogy a kibocsátandó vízben ne csak az egyes izotópok aktivitáskoncentrációját csökkentse az adott izotópra vonatkozó határérték alá (ld. a határértékeket lásd a 3. ábra táblázatában), hanem a 62 izotópra (egy itt nem részletezett arányszám formájában) együttes aktivitáskoncentráció határérték is meg van adva, amit be kell tartaniuk. Ez biztosítani tudja, hogy a szennyezett vizet befogadó óceán mint biológiai természetes közeg korlátozott terhelést kapjon, és nem várható, hogy az élő szervezetekben számottevő radioaktívanyagkoncentráció-növekedés következne be a kibocsátás következtében.

3. ábra: A hatósági határértékek a tisztítórendszerrel kivont 62 izotópra, valamint a tríciumra és a C-14-re (Forrás: TEPCO [5]) A Bq/liter az aktivitáskoncentráció mértékegysége; azt fejezi ki, hogy hány radioaktív bomlás történik az adott mennyiség anyagban. Az 1500 Bq/liter 1500 radioaktív bomlást jelent másodpercenként 1 liter vízben.

Mi a trícium, mi a jelentősége és miért nem lehet eltávolítani a vízből?

A trícium a hidrogén egyik nehéz izotópja. Amíg a leggyakoribb könnyű hidrogén atommagjában 1 darab proton található csak, a trícium atommagjában a proton mellett két darab neutron is található, így a trícium rendszáma 1, tömegszáma 3.

A trícium a természetben folyamatosan megtalálható, a kozmikus sugárzásból származó részecskéknek a magaslégkörben lévő nitrogénnel való magreakciójából folyamatosan keletkezik. Felezési ideje 12,3 év, így a kozmikus sugárzásból származó keletkezés és a radioaktív bomlásból származó fogyás kialakít a természetben egy egyensúlyi trícium koncentrációt. A légköri koncentrációját a kísérleti atombomba robbantások jelentősen megnövelték.

Sugárvédelmi szempontból a trícium a kevéssé veszélyes radioaktív izotópok közé tartozik: lágybéta sugárzó, azaz nagyon kis energiájú béta részecskéket bocsát ki. A trícium bomlása során kibocsátott béta részecske levegőben haladva már 5-6 mm vastag levegőrétegben, vagy akár egy papírlapban elnyelődik. Már a bőr külső rétegén fennakad, így külső sugárforrásként dozimetriai jelentősége elhanyagolható.

Tríciumot tartalmazó étel vagy ital elfogyasztásával azonban bekerülhet a szervezetbe, ahol a bőr védőhatása már nem érvényesül. Ugyanakkor a kis energiájú béta sugárzása okán nagyon kicsi a sejtroncsoló képessége. Fontos tulajdonsága, hogy a trícium nem akkumulálódik az élő szervezetekben. Míg pl. a jódot a pajzsmirigy összegyűjti és felhalmozza, addig a tríciumot sem az emberi szervezet, sem annak szervei nem gyűjtik össze. A trícium biológiai felezési ideje az emberi szervezetben egy-két hét (szemben a 12,3 éves fizikai felezési idővel), ami azt jelenti, hogy a felvett tríciumot a szervezet – javarészt a vizelettel együtt – gyorsan kiüríti. Ez jelentősen csökkenti a tríciumtól elszenvedhető dózist. Ezért az ivóvíz megengedhető trícium aktivitáskoncentrációja sok országban 1500 Bq/liter, de van olyan hely, ahol ez a határérték 10.000 Bq/liter.

Atomreaktorokban folyamatosan keletkezik trícium. Nyomottvizes reaktorokban elsősorban a neutronok elnyelésére alkalmazott bórból, vagy a vízkezelésre használt lítiumból neutronelnyelés által kiváltott magreakcióban. Több trícium keletkezik a nehézvíz moderálású, ún. CANDU reaktorokban, amelyek moderátora a hidrogén másik nehéz izotópját, a kettes tömegszámú deutériumot tartalmazó víz. Ezekben a reaktorokban elsősorban deutériumból keletkezik trícium neutron befogással. A kiégett üzemanyagok feldolgozása, reprocesszálása is nagyobb trícium forrás.

A trícium kezelésének nehézsége az, hogy a trícium ugyanolyan vízmolekulában található, mint a H2O, és a vízből a tríciumos vízmolekulákat nagyon komplikált kiszűrni. Ez nem lehetetlen, a fent említett CANDU reaktorok esetében évente kb. 2000 tonna hűtővíz feldolgozására képesek, és abból el tudják távolítani a tríciumot, de itt a Fukusima I. esetében még sokkal hígabb trícium–víz keverékről van szó. Ebből az 1,3 millió m3 vízből a trícium eltávolítása túl drága lenne és túl sok időt venne igénybe.

A kibocsátás tervezett folyamata

Az ALPS által kezelt víz nem teljesen egységes, az összetétele függ a származási idejétől, kezelésének időpontjától, az akkori ALPS technológia tulajdonságaitól (az is fejlődött idő közben). Emiatt a kibocsátás előtt egy újabb ALPS tisztításon (szekunder ALPS kezelés) fog átesni minden olyan víztömeg, amit kibocsátásra előkészítenek. Ennek a kibocsátási folyamatnak a lebonyolítására a TEPCO egy külön tartálycsoportot fog elkülöníteni, amely 3x10 darab tartályból fog állni. Ezek között rotációs elven váltogatni fogják a megvalósítandó funkciót, amit a 4. és 5. ábra szemléltet:

1. ALPS technológiából érkező víz fogadása
2. Víz tárolása mindaddig, amíg elemzésének eredményeire, összetételének igazolására várnak
3. Azon víz tárolása, ami készen áll a kibocsátásra (nyilván a kibocsátás lassan, folyamatosan, hígítva fog történni, ezért van szükség a 3. tartálycsoportra).

A tartálypark a telephelyen, a tengerszint felett található. A kibocsátásra szánt vizet le fogják szivattyúzni tengerszintre, ahol az 5. blokki vízkivételi műnél kivett tengervízzel fogják keverni egy aknában, amely keveréket azután egy tenger alatti vezetéken fogják kiszivattyúzni egy, a tengerfenékre telepített cső segítségével, 1 km távolságra a tengerparttól. A kibocsátás helye már most is halászattól eltiltott területen található.

4. ábra: A szennyezett víz kibocsátásához használt rendszerek (forrás: TEPCO [5])

A trícium kibocsátási limitje a műveletek során 22 TBq évente, ami megegyezik a Fukusimai Atomerőmű baleset előtti normál üzemi, éves kibocsátásával. (Az atomerőművek normál üzemük során technológiájukból adódóan kis mennyiségű gáznemű és folyékony radioaktív anyagot bocsátanak ki, ez azonban szigorúan szabályozott és ellenőrzött - a kibocsátási korlátokat úgy választják meg, hogy a lakosság egészségére káros hatás nagy biztonsággal elkerülhető legyen.) Tehát a baleseti helyzet felszámolása ellenére nem kívánnak rendkívüli, üzemzavari kibocsátási korlátot alkalmazni, az ALPS technológiával kezet víz kibocsátása a normál üzemi határértékek mentén fog megtörténni. A tríciumra vonatkozó teljes éves kibocsátási határérték mellett a kibocsátási aktivitás-koncentrációra is alkalmaznak korlátozást, ami 1500 Bq/liter trícium koncentráció a kibocsátott vízben. Ez sok országban az ivóvíz trícium aktivitáskoncentráció korlátja. Ezzel az ivóvízre vonatkozó határértékkel azonos koncentrációval kerül majd ki a víz a tengerbe, 1 km-re a parttól. A 4. ábra jobb alsó felén látható keverő/hígító aknában a bekeverés során kb. százszoros hígítás elérése a cél, így tudják majd a kibocsátási helyen az 1500 Bq/liter trícium aktivitáskoncentrációt tartani.

5. ábra: A kibocsátást előkészítő mérő és ellenőrző rendszer főbb elemei, ciklikus alkalmazásuk logikája (forrás: TEPCO [5])

A japán nukleáris biztonsági hatóság, az NRA az alapján számította ki a kibocsátási limitet, hogy a sugárterhelésnek leginkább kitett lakosságcsoport se kaphasson 50 µSv-nél nagyobb dózist a műveletek következtében. Ez a műveletekre vonatkozó ún. dózismegszorítás, ami egyéként a japán éves lakossági dóziskorlátnak mindössze 1/20 része.

Az érintett tengerpart szakaszon a kibocsátás és az emberi tápláléklánc szempontjából leglényegesebb élőlények a tengeri hínárok és a laposhalak. Ezek tanulmányozására a japánok egy komoly kísérleti programot indítottak. Az ALPS technológiával kezelt vizet tartalmazó akváriumokban tartanak ilyen tengeri élőlényeket, megfigyelik és vizsgálják őket, és rendszeresen mérik az izotópfelvételüket, így a helyi lakosság táplálékláncon keresztüli izotópterhelését pontos mérési adatokkal fogják tudni meghatározni. Az engedélyes TEPCO egy részletes monitoring program tervét is benyújtotta a japán nukleáris biztonsági hatósághoz. Tekintettel arra, hogy a hulladékvíz kibocsátása, és a hatalmas tartálypark leépítése a mostani tervek szerint 30 évet fog igénybe venni, egy hosszú távú vizsgálati és monitoring programra rendezkedtek be. A környezetellenőrzési és vizsgálati programról a NAÜ szerint elmondható, hogy az korszerű, kellően részletes és alkalmas a szükséges adatok pontos meghatározására, valamint a fukusimai kibocsátási tervek környezeti hatásainak monitorozására.

A tervvel kapcsolatos tiltakozások és nemzetközi aspektusaik

A fukusimai víz kibocsátásával szembeni tiltakozások tekintetében a japán halászok mellett Dél-Korea tűnik a leghangosabbnak, de számos más, a csendes-óceáni térségben található ország tiltakozott a terv megvalósítása ellen. A halászok tiltakozása érthető: attól tartanak, hogy fogásuk eredménye nem lesz eladható. Erre a környezetellenőrzési program transzparens és folyamatos működtetése idővel megnyugtató választ adhat.

Érdekes, hogy nagyon intenzív a tiltakozás Dél-Korea részéről, miközben a dél-koreai atomerőművek normál üzemi trícium kibocsátása valójában a fukusimai tervezett éves kibocsátásnak majdnem a tízszerese. A heves tiltakozások oka – meglepő módon – dél-koreai belpolitikai természetű. Dél-Korea elnöki köztársaság, ahol 2017 és 2022 között Mun Dzsein volt a köztársasági elnök, aki liberális politikusként alapvetően antinukleáris energiapolitikát vitt, próbálta visszaszorítani az atomenergiát az országban, a saját nukleáris iparuk rovására is. 2022-ben a konzervatív Jun Szogjol nyerte el a dél-koreai köztársasági elnöki széket, aki az atomenergia fejlesztését tűzte ki egyik céljául. Dél-Koreában tehát a két nagy parlamenti párt között alapvető nézetkülönbség van az atomenergiát illetően, ez tükröződik vissza a japánok fukusimai terveinek megítélése kapcsán is.

Érdemes észrevenni, hogy Dél-Korea óriási távolságra van a fukusimai atomerőműtől: a Japántól nyugatra elhelyezkedő Dél-Korea keleti partjai még légvonalban is több, mint 1000 km-re vannak a sérült japán erőműtől, de ha azt nézzük, hogy a fukusimai telephely Japán keleti partvidékén van, onnan a víznek kb. 1800 km-t kellene a tengerben megtennie, hogy Dél-Korea partjaihoz érjen. Ezen a távolságon nyilvánvalóan óriási hígulás következik be, tehát valójában Dél-Koreára nézve semmilyen környezeti veszéllyel nem járnak a japán kibocsátási tervek.

Összességében azt gondolom, összhangban a NAÜ jelentésében leírtakkal is, hogy a fukusimai kibocsátások nem jelentenek környezeti veszélyt sem Japánra, sem a régió országaira nézve. A fontos és a környezetre veszélyes izotópokat kiszűrik a vízből, a tríciumot pedig az erre meghatározott szigorú kibocsátási korlát betartása mellett fogják kibocsátani.

Nyilván nem örülünk ennek a kibocsátásnak, ugyanis a nukleáris iparban a legtöbbször alkalmazott hulladékkezelési módszer lényege a hulladékok gyűjtése, koncentrálása és elzárása a környezettől, de ebben a rendkívüli helyzetben nem igazán maradt más, jól működő megoldás a japánok számára, mint a kezelhető izotópok kiszűrése, és a nem kiszedhető tríciummal szennyezett víz kibocsátása.

A fő feladat a környezetellenőrzési program következetes végrehajtása, az eredmények transzparens és folyamatos kommunikálása, valamint a víz kibocsátásának rendkívüli eseményektől, üzemzavaroktól mentes megvalósítása nem csak most, hanem a program tervezett 30 éves megvalósítása során folyamatosan.

Felhasznált források

1. IAEA comprehensive report on the safety review of the alps-treated water at the Fukushima Daiichi nuclear power station, IAEA, 2023
2. IAEA Review of Safety Related Aspects of Handling ALPS-Treated Water at TEPCO’s Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, Report 5: Review Mission to NRA (January 2023)
3. Fukushima Daiichi Progress in nuclear safety since 2011, IAEA, 2021
4. Basic Policy on handling of ALPS treated water at the Tokyo Electric Power Company Holdings’ Fukushima Daiichi Nuclear Power Station, TEPCO, 2021
5. Partial Revision of the Application for approval to amend the Implementation Plan for Fukushima Daiichi Nuclear Power Station as Specified Nuclear Facility; TEPCO partially revise Application for approval to amend the Implementation Plan for Fukushima Daiichi Nuclear Power Station as Specified Nuclear Facility, which submitted on Nov. 14, 2022 (Application No. FDEC-R4-143), as per the attached document, Tokyo Electric Power Company Holdings Inc., Application No. FDEC-R4-179, February 14, 2023
6. Dél-koreai Köztársasági elnökök listája, https://hu.wikipedia.org/wiki/D%C3%A9l-Korea_eln%C3%B6keinek_list%C3%A1ja
7. Fukushima Daiichi und das Wasser, GRS, 2023.07.04., https://www.grs.de/de/aktuelles/fukushima-daiichi-und-das-wasser

Jelen blogbejegyzés szerkesztett formában megjelent a portfolio.hu-n is.

Ahogy arról a hazai és nemzetközi hírek részletesen beszámoltak, az orosz-ukrán háborúban 2023. június 6-án hajnalban felrobbantották a Dnyeper folyón a Zaporizzsjai Atomerőműtől (ZNPP) folyásirányban lefelé, légvonalban mintegy 120 km-re dél-nyugatra található Kahovka gátat. A gát tönkremenetele következtében jelentős árhullám vonult le a gáttól lefelé, valamint az esemény az erőműnél a vízszint drasztikus csökkenéséhez vezetett. (Első írásomat a témában lásd itt.)

A gát felrobbantásának időpontjában a ZNPP 6 blokkjából 5 blokk hideg leállított állapotban volt, míg 1 blokk ún. meleg leállított állapotban a telephelyet gőzzel látta el. Azóta (június 8-án) a NAÜ tájékoztatása szerint az ukrán nukleáris biztonsági hatóság az utolsó blokk hideg leállított állapotba hozására adott utasítást. Ez a lépés jogos az adott helyzetben, mert a hűtővíz biztosításának lehetőségei jelentősen csökkentek a duzzasztógát felrobbantása következtében. A biztonság szintje tehát csökkent a telephelyen, és az üzemeltetők sajnos azzal is számolhatnak, hogy a térségben a harci cselekmények intenzívebbé válnak.

A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség és más jelentések szerint a gát felrobbantása utáni órákban kb. 10 cm/óra sebességgel csökkent a Kahovka Víztározó szintje az erőműnél, ami később kb. 4-5 cm/óra sebességre mérséklődött. A gát felrobbantásának idején a víztározóban a vízszint 17 méter volt. A ZNPP-t tulajdonló ukrán energetikai vállalat, az Energoatom azt közölte weboldalán, hogy 2023. június 9. péntek reggel 8:00-kor a Kahovka Víztározó szintje az erőműnél 11,74 m (a kiinduló értéknél 5 méterrel alacsonyabb) volt, de ez akkor tovább csökkent.

Forrás: t.me/energoatom_ua

Jelen sorok írásakor, 2023. június 11. vasárnap este az szerepel az Energoatom Telegram csatornáján, hogy ma reggel 6:00-kor a vízszint 9,45 m volt, ami mintegy 7,5 méterrel alacsonyabb, mint a kiinduló vízszint.

Forrás: t.me/energoatom_ua

Ez az érték jelentősen alacsonyabb, mint amire az erőmű hűtőrendszerét méretezték. Az Energoatom vezetője korábban azt közölte, hogy 13,3 m alatt nem biztosítható, hogy az erőmű hűtővíz szivattyúi vizet tudjanak venni a Kahovka Víztározóból. A német GRS weboldala szerint a víztározó vizéhez való normál üzemi hozzáférés 12,7 méter alatt nem biztosított. A NAÜ jelenleg vizsgálja, hogy a különböző jelentések szerinti vízszint értékek között miért van különbség.

Az bizonyos, hogy a jelenlegi 10 méter alatti vízszint jóval a kritikus szint alatt van. Ez azt jelenti tehát, hogy a Dnyeper jelenlegi tavaszi vízhozama mellett ilyen alacsony vízszint alakul ki a Kahovka gát nélkül, ami nem biztosít elegendő vízszintet ahhoz, hogy az erőmű beépített hűtővíz szivattyúi elérjék a vizet. A Dnyeper szintjének csökkenése miatt a vízpart vélhetően több száz méter távolra került a vízkivételi műtől. A mostani vízszint mellett a Dnyeper vizét direktben valószínűleg csak ideiglenes mobil szivattyúkkal és flexibilis tűzoltó tömlők segítségével fogják tudni elérni.

Ahogy arról a június 6-i rövid anyagomban is írtam, az erőmű mellett a Dnyeper víztározójából le van választva egy 47 millió m3 térfogatú hűtővíz medence, ami – részben – függetlenítve van a Dnyeper Kahovka víztározójától. Ebben a hűtővíz medencében a jelenlegi helyzetben meg tudják tartani a vizet, ahogy azt a fenti ábra mutatja, ott a vízszint vasárnap reggel 16,67 m volt, így ezáltal hosszabb időre biztosított a hűtővízellátás.

A nagy méretű hűtővíz medence mellett minden blokknak vannak szórt vizes hűtővíz medencéi is, amelyek a biztonsági hűtővíz rendszer hűtését szolgálják. Ezek a hűtővíz medencék akár ivóvíz kútból is utántölthetőek a leállított állapotban szükséges hűtési funkció ellátásához. De ezek csak a leállított állapotban szükséges hűtési funkciót tudják biztosítani, a normál teljesítményüzemhez nem elégséges kapacitásúak!

A 47 millió m3-es hűtővíz medence fala sajnos egyetlen tüzérségi találattal lerombolható, így az a jelen szituációban nem tekinthető stabil hűtővízforrásnak.

A Zaporizzsjai Atomerőmű a Dnyeper folyó bal partján (fotó forrása: Google Maps)

Ebben a helyzetben nagyon nehéz lesz a blokkok újbóli üzembe helyezése mellett dönteni. Mivel a Kahovka duzzasztógát nélkül a fent említett vízszint alakult ki a Dnyeper Kahovka víztározójában, a megítélésem szerint nagyon nehezen lesznek biztosíthatók a Zaporizzsjai Atomerőmű normál üzemének feltételei. Így akár az is elképzelhető, hogy az atomerőmű nem lesz újra üzembe vehető mindaddig, amíg a Kahovka gátat újjá nem építik (vagy más módon nem biztosítanak stabil magas vízszintet az erőmű folyószelvényében).

Ez aligha lehetett szándéka akár az orosz, akár az ukrán félnek. Azt gondolom, hogy az ukránok szerették volna mihamarabb visszakapni az erőművüket, az oroszok pedig arra készülhettek, hogy innen fogják ellátni árammal a Krím-félszigetet és az újonnan megszállt területeket. A normál üzemi hűtés ellehetetlenülésével a visszaindítás meglehetősen bonyolult lesz és akár évekbe telhet, mire a Zaporizzsjai Atomerőmű akármelyik blokkja újra üzemeltethető lesz.

Megjegyzem, a Dnyeper folyón a ZNPP fölött még további 5 gát van, amelyek sajnos akár további célpontul is szolgálhatnak a háborúban. Az nyújthat csak némi biztosítékot nukleáris biztonsági szempontból, hogy a ZNPP terepszintje 22 méteren van, míg az ukrán fél Fukushima utáni stressz teszt jelentése szerint a Kahovka víztározóban a maximális lehetséges vízszint 19,36 méter, így – az ukrán fél tájékoztatása szerint – az erőműtől folyásirányban felfelé elhelyezkedő vízi létesítmények sérülése esetén sem történhet meg az atomerőmű elárasztása. Így az elárasztásos típusú kezdeti eseménytől a létesítmény védve van.

Azt nem tudjuk, hogy a folyásirányban fentebb lévő duzzasztóművek milyen szerepet játszanak a jelenlegi extrém alacsony vízszintben a ZNPP folyószelvényében. Az lenne a logikus, ha az ukrán fél ezekben a duzzasztókban jelenleg visszatartaná a vizet, hogy csökkentse a Kahovka gát alatti árhullám méretét és időbeli kiterjedését.

A fukushimai baleset utáni európai stressz teszt számára készített ukrán nemzeti jelentés ábrája a Dnyeper duzzasztógát-rendszeréről

Utolsó (utáni) megjegyzésem, hogy a Kahovka gát elvesztése abból a szempontból is problémás a ZNPP szempontjából, hogy a Kahovka duzzasztóműben lévő vízerőmű volt az atomerőmű egyik rendkívüli áramforrása. Persze van még számos távvezetéki kapcsolata (ha éppen nem lövik szét őket), de a Kahovka vízerőmű volt az egyik közeli erőmű, ahonnan külső betápot kaphatott az atomerőmű szükség esetén.