A KIÉGETT FŰTŐELEMEK TRANSZMUTÁCIÓJA, SZUBKRITIKUS RENDSZEREK Készítette: Sánta Kata Budapest, 2012. május 1.
Bevezetés Köztudott, hogy a világ energiaigénye a gazdasági fejlődés velejárójaként - évről évre növekszik. Az emberiség kénytelen olyan problémákkal szembenézni, mint például a fosszilis energiahordozók készleteinek végessége és a különböző energiatermelési technológiák környezetszennyező hatásai. Utóbbi szempontból amennyiben nem történik súlyos baleset - az atomenergiát tartom a legtisztább energiaforrásnak, elég csak a fosszilis erőművek CO2-kibocsátására gondolni. Az utóbbi években a világ villamos energiaszükségletének 13-16%-át termelték meg atomerőművekben. [5] A fúziós energia megjelenésére még várni kell, így a következő néhány évtized is, bármennyire ellenzik világszerte sokan, elképzelhetetlen az atomenergetika nélkül. Ezen a területen is akadnak megoldandó kérdések bőven, az egyik ilyen az atomerőművekből kikerülő nukleáris hulladék, az évente mintegy 10500 t kiégett üzemanyag [3] kezelése. A ma üzemelő reaktorok többsége nyitott üzemanyagciklussal működik, azaz a kiégett fűtőelem-kazettákat a remanens hőteljesítmény lecsökkenéséig pihentető medencékben víz alatt tárolják, majd az átmeneti, ellenőrzött tárolás után következhet a végleges elhelyezés olyan geológiai formációba, amely megakadályozza a radioaktív izotópok kapcsolatba kerülését a környezettel. Ez az időtartam akár 1 millió év is lehet, komoly probléma elé állítva a mérnököket. Ekkora időtávra ugyanis lehetetlen felelősségteljes előrejelzéseket adni. Választott témám, a transzmutáció erre kínál egy megoldási lehetőséget. A transzmutáció A transzmutáció lényege a hosszú felezési idejű radioaktív izotópok - neutronbesugárzással történő - átalakítása rövidebb felezési idejű vagy stabil izotópokká. Ma a legelterjedtebb üzemanyag az uránium-dioxid. A könnyűvizes reaktorokban használatos 4-5% dúsítású tiszta UO2 összetétele a reaktorban lejátszódó folyamatok (neutronbefogást követő magátalakulás, maghasadás) következtében a kampány végére átalakul, a benne található izotópok 3 csoportja: - uránizotópok - kb. a kiégett üzemanyag 93%-át teszik ki - transzurán izotópok: plutónium (Pu); másodlagos aktinidák: amerícium (Am), neptúnium (Np), kűrium (Cm) - hasadási termékek: rövid, közepes (cézium 137 Cs, stroncium Sr) és hosszú (jód I, cirkónium Zr, szelén Se, cézium 135 Cs, technécium Tc, palládium Pd, ón Sn) felezési idejűek; részarányuk kb. 5% A reaktorból kikerülő üzemanyag aktivitását kezdetben a hasadási termékek határozzák meg. Amikor már csak a hosszabb felezési idejű hasadási termékek és az aktinidák (1. táblázat adatai) maradnak a rendszerben, a remanens hő elhanyagolható értékre csökken. 2
1. táblázat - Transzurán izotópok és néhány hasadási termékek felezési ideje (év) [1] Az 1. ábrán a kiégett (tipikus UO2) üzemanyag természetes uránhoz viszonyított relatív radiotoxicitásának időbeli változása látható. (A radiotoxicitás a várható sugárterheléssel kapcsolatos mennyiség.) Körülbelül 1000 év után jelentősen lecsökken a hasadási termékek radiotoxicitása, amikor a rövidebb felezési idejű izotópok elfogynak. Az ezt követő stagnálás elsősorban a lassan elbomló jódnak (10 7 nagyságrendű felezési idő) köszönhető, de már jóval a természetes uráné alatt van. Az aktinidák radiotoxicitása azonban több 100000 évig a határérték felett tartja az eredő radiotoxicitást. A nukleáris hulladék tárolásának időtartamát tehát úgy lehet csökkenteni, ha ezeket az izotópokat transzmutáljuk. 1. ábra- Kiégett UO2 üzemanyag radiotoxicitása [1] A transzmutáció feltétele a kiégett üzemanyag reprocesszálása, ami során az el nem használt uránt és a keletkezett plutóniumot visszanyerik, és partícionálása, ami az üzemanyagban található különböző elemek szétválasztását jelenti. A partícionálás során mindenképpen le kell választani az uránt, különben később a transzmutáció során aktinidákká alakulhatna és a hasadási termékeket, ezek pedig méregként viselkedhetnének. 3
A termikus neutronspektrumban a transzuránok zömét nagy befogási és relatíve alacsony hasadási keresztmetszet jellemzi (2. ábra), ezért a transzmutációt hatékonyabb, célszerűbb gyors neutronokkal néhány MeV energián végezni. Ezen a magasabb neutronenergián már a 238-as uránizotóp hasadási hatáskeresztmetszete is megnő, a 235 U mellett a 238 U is hasadóanyaggá válik. A kemény neutronspektrum következménye, hogy a neutronok moderálását minimalizálni kell, ami kizárja a víz hűtőközeg alkalmazását, továbbá 100 kev energia felett a neutronok okozta sugárkárosodás jelentősen megnő, ami megnehezíti a szerkezeti anyagok megválasztását. [1] 2. ábra A hasadás valószínűsége [1] Az urán cseréje transzurán izotópokra a késő neutronhányad csökkenését eredményezi (részecskegyorsítós szubkritikus rendszerben β=0,35% [2], hagyományos könnyűvizes reaktorokban β=0,65%), tehát az uránmentes üzemanyag használata a reaktor inherens biztonságának romlását vonja maga után. Ahhoz, hogy a reakció szabályozható maradjon, a reaktort szubkritikus módban kell üzemeltetni (azaz az effektív sokszorozási tényezőt 1 alatt kell tartani). Részecskegyorsítóval hajtott szubkritikus rendszererek A transzmutáció megvalósítható egy úgynevezett részecskegyorsítóval hajtott rendszerben (accelerator-driven system, ADS), ami a zóna közepébe helyezett protongyorsítós spallációs neutronforrással szubkritikus állapotban tartható. Az 1-1,5 GeV-ra gyorsított protonokat valamilyen nehézfémnek ütköztetve nagyenergiájú neutronok keletkeznek. Az ADS-ek teljesítménye ezzel a módszerrel 800 MW körüli értéket érhet el. [1] Egy ilyen részecskegyorsítós rendszer felépítését és az üzemanyaggyártás sémáját mutatja a 3. ábra. A szekunder kör a hagyományos erőművekével egyezik (hőcserélő, turbina, kondenzátor). Lényegi különbség a jelenleg üzemelő reaktorokhoz képest a hűtőközeg anyaga: kutatók primer kör hűtésének megoldására ólom-bizmut anyagot javasolnak, de 4
felmerült már többek között a gáz hűtőközeg gondolata is. Az aktív zóna felépítése is különbözik valamennyire a többi reaktorétól, ide helyezik a gyorsítót, ami a működéséhez szükséges energiát az erőmű által termelt villamos energiából vételezi. Egy kiégési ciklus alatt, ami 2-3 évet jelent, az aktinidáknak körülbelül 20%-a transzmutálható. Ezt követően az üzemanyag reprocesszálásra kerül. A hasadási termékekre végleges elhelyezés vár a geológiai tárolókban, az aktinidákat összekeverve a hagyományos reaktorokból érkező partícionált anyagokkal újabb kampányra kerül sor. A kiégési szintet korlátozza a gyorsító teljesítményének szabályozása (k eff =0,95 0,97-et javasolnak biztonsági okokból [1]) és a szerkezeti anyagok károsodása. Még az üzemanyag visszakeringetésével, zárt üzemanyagciklussal sem lehet az aktinidák 100%-át transzmutálni, hiszen technológiai veszteségek mindig lesznek. A cél a radiotoxicitás természetes határérték alá szorítása minél rövidebb időn belül és ezzel a nukleáris hulladékok tárolási időtartamának jelentős csökkentése a mostani 10 5-10 6 év nagyságrendhez képest. A transzmutáció tehát nem helyettesítheti a végleges geológiai tárolást, de tervezhetőbbé teszi azt. 3. ábra - Az ADS vázlata Összegzés Az atomenergia megítélése országonként változik. Míg a franciák villamos energiaszükségletük több mint 70%-át szolgáltatják atomerőművek, Olaszország már régóta nem üzemeltet egyetlen blokkot sem. A 2011-es fukushimai események hatására Németország több erőművét is bezáratta. Érezhetően erősödött az atomenergia- 5
ellenesség, sokan hangoztatják, hogy az atomerőművek elavultak és át kell adniuk a helyüket a megújuló energiáknak. Az ADS-ek biztonsági, környezeti és gazdaságossági szempontból is választ jelenthetnek a nukleáris energetikát érő támadásokra. - Egy szubkritikus rendszerben nem fordulhat elő a csernobilihoz hasonló megszaladásos baleset. A rendszer a neutronforráson (protonnyaláb teljesítményén) keresztül szabályozható. Nem válik kritikussá vagy szuperkritikussá, ez nagy előrelépés a hagyományos reaktorokhoz képest. - Nem szaporítja a hasadóanyagát, csökkenti az elhelyezésre kerülő hulladék mennyiségét. A lebomlási idő emberibb léptékűvé válik, így megszűnik a lakossági ellenzés egyik fő érve. - A jelenleg üzemelő reaktorokban az üzemanyag hasznosítási hatásfoka igen szerény. A természetes uránban 99,3%-ban található 238 U-izotóp. Ellenben a termikus reaktorokban a 235 U-izotóp hasad (több típusnál ennek 0,7%-os részaránya nem elegendő, így dúsítási kell a procedúra során további hulladékok keletkeznek), a 238 U-ra a neutronbefogás a jellemző, melynek az eredménye a transzurán izotópok keletkezése. Ezek a keletkezett izotópok kerülnek elhasításra az ADS-ekben, így nő a hasznosítási hatásfok, gazdaságilag versenyképesebbé téve a technológiát. Irodalomjegyzék [1] DANIEL WESTLÉN - Reducing radiotoxicity in the long run - Progress in Nuclear Energy, Vol 49 (2007) http://www.sciencedirect.com/science/article/pii/s0149197007000157 [2] ZAFAR YASIN, MUHAMMAD IKRAM SHAHZAD - From conventional nuclear power reactors to accelerator-driven systems - Annals of Nuclear Energy, Vol 37 (2010) http://www.sciencedirect.com/science/article/pii/s0306454909003582 [3] DR. CSOM GYULA - Atomenergetika és környezet c. előadás Atomenergia és fenntartható fejlődés c. tárgy, BME Nukleáris Technikai Intézet http://www.reak.bme.hu/index.php?id=407 [4] DR. CSOM GYULA Atomerőművek üzemtana I. kötet Műegyetemi kiadó (1997) [5] World Nuclear Association World Nuclear Power Reactors & Uranium Requirements statisztikák http://www.world-nuclear.org/info/reactors.html 6