2022 decemberében a Roszatomhoz tartozó Dollezsal tudományos-kutatóintézet (NIKIET) kidolgozta egy sóoldatos kutatóreaktor koncepcióját. Az eljárás kifejlesztőinek az a célja, hogy egy olyan, a nukleáris üzemanyagot olvadt só formájában használó reaktort alkossanak, amely alkalmas a minor aktinoidák teljes körű kiégetésére.

A kutatóreaktor célja és működési elve

A sóolvadékkal működő reaktor egy olyan atomreaktorfajta, amelyben az üzemanyagot fém-fluoridsók tartalmazzák, és ez az üzemanyagként szolgáló olvadt só összességében homogén aktív zónaként viselkedik.

A sóolvadékos reaktorok számos kedvező tulajdonsággal rendelkeznek. Először is, ellentétben a heterogén atomreaktorokkal, nincs szükségük fűtőelem-rudakra, illetve fűtőelem-kazettákra és külön hűtőközegre.

Másodszor, ezek a sóolvadékkal működő reaktorok magas szintű biztonsággal rendelkeznek, amelyek mind a hőmérséklet, mind a hasadóanyag közeg sűrűségének vonatkozásában negatív visszacsatolással rendelkeznek, ezért a súlyos balesetek kizártak. A primer körben viszonylag alacsony nyomáson kering az olvadt só. Ezért a hűtőközeg energiaszintje alacsony, minimális a kibocsátás mennyisége, ha esetleg sérülne a primer kör. Másrészt, amennyiben a hőmérséklet kritikus szintet érne el, aktiválódik egy biztonsági szelep, amelynek működése a fizikai törvényeken alapul.

A sóolvadékos reaktorokkal az a cél, hogy lehetővé váljon a termikus neutronos atomerőművekben (mint amilyen a Paksi Atomerőmű is) keletkező kiégett fűtőelemek minor aktinoidáinak folyamatos transzmutációja, avagy „utóégetése” és e technológia fejlesztése. Ennek a lehetőségnek köszönhetően Oroszországban ismét megnövekedett a sóolvadékos reaktorok fejlesztése iránti érdeklődés, miután az 1990-es évek elején leálltak ezzel az iránnyal. A sóolvadékos reaktorokat ma a zárt nukleáris üzemanyagciklus megvalósítása szempontjából fontos technológiának tekintik, amely segít a kiégett nukleáris fűtőelemek újrahasznosításában.

A tervek szerint a sóolvadékos kutatóreaktort a Krasznojarszki területen lévő, a Roszatomhoz tartozó Bányászati Vegyipari Kombinátban, a kiégett nukleáris üzemanyag újrahasznosítására, illetve a hulladék kezelésre szakosodott vállalatban helyezik majd üzembe.

A sóolvadékos kutatóreaktor létrehozásának kronológiája

A sóolvadékos kutatóreaktor fejlesztése 2019 végén kezdődött, a kutatás-fejlesztési programot pedig most hagyták jóvá. A program részeként megkezdődött a szerkezeti anyagok, a reaktor, a kiégett nukleáris üzemanyagot feldolgozó modul és egyéb berendezések tervezése, valamint az üzemanyagot tartalmazó sóolvadék gyártástechnológiájának előkészítése.

– Már készülnek az egyedi tesztberendezések az egyes műszaki megoldások tesztelésére, illetve folyik az innovatív reaktor programkódjainak ellenőrzése – közölte Igor Tretyakov, a NIKIET kutatóreaktorokért és izotópokat előállító reaktorokért felelős főkonstruktőre.

A koncepció részeként a tervezők kidolgozták a reaktorra és berendezéseire vonatkozó főbb műszaki és elrendezési megoldásokat. Rengeteg előzetes terv elkészítése van még hátra és maga a tervezés is hatalmas munka, szükség van megvalósíthatósági tanulmányra, ki kell dolgozni a reaktorberendezés, illetve a kiégett üzemanyag-feldolgozó modul műszaki terveit, a K+F program megvalósítását, és végül el kell készíteni az engedélyezési tervdokumentációt. A Bányászati ​​és Vegyipari Kombinát várhatóan még az idén megszerzi a telehelyengedélyt.  – Ez azt jelenti, hogy 2024-ig be kell fejeznünk a K+F program megalapozását – tette hozzá Igor Tretyakov. Az ütemterv szerint 2027-ben meg kell kapnia a projektnek a létesítési engedélyt és 2031-re készül el a kísérleti blokk.

A kísérleti sóoldatos reaktor sajátosságai

A sóolvadékos reaktor hőteljesítménye 10 MW. A primer kör és berendezései 80% nikkelt tartalmazó ötvözetből készülnek, ebből az anyagból gyártják a reaktort, a primerköri csővezetéket, illetve a hőtechnikai berendezéseket. – A tudósok tanulmányozták az üzemanyagot tartalmazó sóolvadék és a primer köri berendezések kölcsönhatását a korrózió szempontjából. Miután rövid a rendelkezésre álló idő, ezért a leginkább kézenfekvő megoldást választották a szakemberek, de elképzelhető, hogy a kutatásfejlesztési program eredménye alapján esetleg más anyagösszetételt – beleértve a sóolvadék összetételét is – figyelembe vesznek – mondta Igor Tretyakov.

Amennyiben feltételezzük, hogy a sóolvadék összetételének körülbelül 10%-a bizonyos időközönként cserélődik a primerkörben és a helyére friss üzemanyag-olvadék kerül, ezért elvileg nincs szükség a reaktor leállítására az üzemanyag újratöltéshez, de ezt számításokkal, elemzésekkel és kísérletekkel kell még igazolni.

A reaktort várhatóan az üzem területén található sziklás hegyoldalban helyezik el. A kőzet további elhatárolást jelent a külső környezettől. Ezenkívül a primer kör és néhány segédberendezés egy kompakt kapszulában helyezkedik majd el, ami további biztonsági gátként szolgál. A személyzet védelme érdekében a sóolvadékos kutatóreaktor karbantartását nagyrészt robotokkal végzik majd, ezek fejlesztése szintén folyamatban van.

Néhány szó az üzemanyagról

A sóolvadékos reaktor üzemanyagát és újrafeldolgozásának módszereit a Roszatomhoz tartozó Szervetlen Anyagok High-Tech Kutatóintézete (Bocsvar Intézet – VNIINM). A sóolvadékos reaktor üzemanyaga több fém fluoridjainak olvadéka lesz. Az olvadékban hasadóanyagként minor aktinoidák fluoridjai szolgálnak, amelyek transzmutáción esnek át. Kezdetben természetesen a plutónium lesz a hasadóanyag.

Az egyik feladat, amelyen a VNIINM munkálkodik, a minor aktinoidák fluoridjainak előállítása. – A fluoridok szintézise nem különösebben nehéz, a módszerek régóta ismertek. Ahhoz, viszont, hogy ezeket a vegyületeket a sóolvadékos reaktor üzemanyagaként használják fel, szigorú műszaki követelményeknek kell megfelelniük, elsősorban az oxigéntartalom tekintetében – közölte Alekszej Ananyev, a VNIINM tudományos főmunkatársa.

A VNIINM azt tervezi, hogy lítium- és berillium-fluorid sóolvadékot használ az üzemanyag bázisaként. A szerkezeti anyagok vonatkozásában ezek a sóolvadékok a nátrium-, lítium- és kálium-fluoridokkal összehasonlítva kevésbé agresszívak. A megfelelő minőségű sóolvadékok beszerzése a VNIINM második feladata.

A harmadik feladat a trícium eltávolítása, amely a besugárzás hatására képződik a lítiumból. A VNIINM már talált megfelelő abszorbenseket a trícium leválasztására, és kidolgozott egy gáztisztító rendszert, folynak a kísérletek. Ezzel párhuzamosan a tervezők technológiai berendezéseket fejlesztenek az üzemanyag-előkészítő és -feldolgozó modulokhoz, valamint a gáztisztító rendszerekhez.

Általánosságban elmondható, hogy a sóolvadékos reaktorral és a kiégett üzemanyagot újrafeldolgozó modullal rendelkező kísérleti berendezéssel kapcsolatos célirányos munka folyik, bár az nem mentes az új technológiában rejlő nehézségektől. A sóolvadékos reaktorral végzett kísérletek fontosak a zárt nukleáris üzemanyagciklus megteremtéséhez, amelynek során a minor aktinoidákat a felhalmozott kiégett nukleáris üzemanyagból transzmutációval „égetik ki”.