Napjainkban társadalmilag egyre elfogadottabb az a nézet, amely megengedhetetlennek minősíti, hogy a jelenkor embere a jövő generációk rovására gazdálkodjon a rendelkezésére álló természeti erőforrásokkal. A fenntartható fejlődés elve – vagyis, hogy a jövő generációinak igényeit a jelenkorban fellépőkkel azonos mértékben vegyük figyelembe – alapjaiban befolyásolja az energetikát mint a természeti erőforrások hasznosítására épülő iparágat.

Habár az atomerőművek ma biztonságosan és káros anyagok kibocsátása nélkül képesek a szükséges mennyiségben és minőségben villamos energiát előállítani, a fenntartható fejlődés szempontjából hosszú távon az egész üzemanyagciklust kell vizsgálnunk. Ezen belül kritikus pont a kiégett üzemanyag kezelése és elhelyezése. A XXI. század atomerőműveinek szánt ún. negyedik generációs atomerőmű-típusok kifejlesztését célzó Generation IV International Forum (GIF) által meghatározott fenntarthatósági kritériumok ezt a kérdéskört két ponton érintik:

A hosszú felezési idejű, nagy aktivitású hulladékok végleges elhelyezését olyan módon kell megoldani, hogy az az eljövendő – a megtermelt energiából már nem részesedő – generációkat ne veszélyeztesse.

A természeti erőforrások hasznosításánál törekedni kell a lehető legjobb hatásfokra. Ezért a kiégett üzemanyag kezelésénél fontos szempont, hogy a benne található – atomreaktorokban hasznosítható – hasadó- és tenyészanyagok később felhasználhatóak legyenek.

Ez a cikk a fenti szempontokat is szem előtt tartva tekinti át a kiégett nukleáris üzemanyagok kezelésére és újrahasznosítására, vagyis a nukleáris üzemanyagciklus zárására szóba jöhető alternatívákat.

Az üzemanyag besugárzása közben
zajló folyamatok

Az atomreaktorba helyezett üzemanyagban a neutronbesugárzás hatására magreakciók zajlanak, és ezek eredményeképpen új izotópok, anyagok alakulnak ki. Az üzemanyagban található izotópok közül megkülönböztetjük a hasadóanyagokat (például: ²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu).¹ Ezek hasadása során a kisebb tömegű hasadási termékek széles köre keletkezik. A hasadás mellett a leggyakoribb reakció a neutronbefogás, amelynek során a neutron elnyelődik, és eggyel nagyobb neutronszámú izotóp jön létre. A hasadóanyagok közül a természetben egyedül az ²³⁵U található meg, a többi neutron-magreakciók hatására jöhet létre. Ez teremti meg az ún. konverzió vagy tenyésztés lehetőségét, vagyis amikor az atomreaktorokban a hasadóanyag felhasználása közben, neutronbesugárzás hatására ún. fertilis vagy tenyészanyagokból hasadóanyag jön létre. Ennek egyik legjellemzőbb példája a ²³⁹Pu keletkezése ²³⁸U-ból neutronbefogás és két egymást követő, rövid felezési idejű bétabomlás eredményeképpen. A folyamatot az ún. konverziós tényező jellemzi, amely a reaktorban megtermelt és az elhasznált hasadóanyag aránya. Ha ez a tényező 1-nél nagyobb, akkor tenyésztésről és tenyésztőreaktorról beszélünk, amely a folyamatosan betáplált fertilis anyagból képes saját hasadóanyag-szükségletén felül más reaktorok számára is hasadóanyagot előállítani. Az, hogy ez hogyan lehetséges, a reaktorok neutronháztartásának áttekintésével érthető meg. Egy, az üzemanyagban elnyelődött neutron által keltett neutronok átlagos száma az η neutronhozam. Mivel a keletkező neutronok közül egyre szükség van a láncreakció fenntartásához, tenyésztés abban az esetben valósítható meg, ha a kiszökő vagy az egyéb anyagokban elnyelődő neutronok mellett rendelkezésre áll még egy neutron a tenyészanyagban való befogódásra, vagyis η > 2. Az 1. ábrán az elnyelődő neutron energiájának függvényében, az 1. táblázatban pedig tipikus neutronspektrumokra átlagolva láthatjuk az η értékét különböző hasadóanyagokra. A legkedvezőbb értékeket a ²³⁹Pu esetén kapjuk gyorsneutron-spektrumban. Erre alapozódik az ²³⁸U tenyészanyagot hasznosító ún. urán-plutónium ciklus. Érdemes megemlíteni a másik lehetséges üzemanyagciklust, a ²³²Th tenyészanyagra és ²³³U hasadóanyagra alapozódó tórium-urán ciklust. Ebben az esetben a neutronhozam kisebb, viszont termikus neutronokra is meghaladja a 2-t. A tórium-urán ciklus tehát termikusneutron-spektrumú reaktorokban is megvalósítható, és mivel a tóriumkészletek még az uránkészleteknél is bőségesebbek, világszerte komolyan foglalkoznak a kifejlesztésével. Hátránya azonban, hogy míg a ²³⁹Pu a dúsított uránt alkalmazó atomreaktorokban előállítható, és a kiégett üzemanyagban bőségesen rendelkezésre áll, addig az ²³³U kezdőtöltet előállítása komoly nehézséget okoz.

 
1. táblázat • Az η átlagos neutronhozam különféle hasadóanyagokra tipikus neutronspektrumokban (Waltar et al., 2012)

A fertilis anyagokból azonban nemcsak hasadóanyagok alakulnak ki, hanem többszörös neutronbefogások és más magreakciók révén további aktinidaizotópok széles skálája is. Ezek közül elsődleges aktinidáknak nevezzük az urán és plutónium izotópjait, másodlagos aktinidáknak pedig az uránon túli többi elemet (neptúnium, amerícium, kűrium). A másodlagos aktinidák felhalmozódásának mértéke erősen függ a neutronok energiaspektrumától, ugyanis kellően nagy energiájú neutronok hatására minden aktinidaizotóp hasadóképesnek tekinthető. A 2. ábrán a hasadás és a befogás valószínűségének aránya látható a beérkező neutron energiájának függvényében néhány tipikusan nem hasadóképes izotópra. Megállapítható, hogy kb. 1 MeV neutronenergia felett már ezek esetében is jellemzőbb reakció a hasadás, ami azt jelenti, hogy a gyorsreaktoroknak a hasadóanyag-tenyésztésen túl a másodlagos aktinidák elhasításában is fontos szerepük lehet. Termikus reaktorokban ugyanakkor ezekből az izotópokból még nagyobb tömegszámú aktinidák keletkeznek, amelyek a kiégett üzemanyag hőtermelésének és aktivitásának jelentős részét adják.

A fentiekkel magyarázható, hogy az atomerőművek aktív zónájából eltávolított kiégett üzemanyag nem feltétlenül számít hulladéknak. További kezelésének módja elsősorban a választott üzemanyagciklustól függ. Az alábbiakban külön-külön ismertetjük a kiégett üzemanyag sorsát a különböző ma működő, illetve tervezett üzemanyagciklusokban.

Nyitott üzemanyagciklus

Nyitott üzemanyagciklus esetén a reaktorból kiemelt kiégett üzemanyag már hulladéknak tekinthető, és közvetlenül – feldolgozás nélkül – végleges elhelyezésre kerül. A végleges elhelyezés előtt átmeneti tárolásra van szükség, amely alatt a fűtőelem aktivitása és hőtermelése jelentősen lecsökken. Ez részint megkönnyíti a későbbi műveletek elvégzését, részint pedig lehetővé teszi a fűtőelem folyamatos ellenőrzés és hűtés nélküli elhelyezését. Az átmeneti tárolás tervezett időtartama tipikusan ötven–száz év. A nyitott üzemanyagciklus választása egyértelműen befolyásolja a tároló elrendezését is, hiszen az üzemanyag-kazettákat rendszerint egyben, esetleg feldarabolva vagy szétszerelve helyezik el.

Az atomenergiát alkalmazó országok közül a közvetlen elhelyezés stratégiáját tervezi megvalósítani például az Egyesült Államok, Finnország, Németország és Svédország. Fontos azonban megjegyezni, hogy végleges elhelyezésre még sehol sem került sor, és sok ország még nem hozott döntést, hanem várakozó állásponton van, mivel a kiégett üzemanyag tárolása hosszú évtizedekre biztonságosan megoldott, és ez alatt az idő alatt a technológiai fejlődés, illetve az energiahordozók árának alakulása még jelentősen befolyásolhatja a döntést. A nyitott üzemanyagciklus melletti döntés hátterében állhat a reprocesszálás elvetése (például Egyesült Államok); az atomenergetika alkalmazásának felszámolása (például Németország), vagy kisebb országoknál az önálló, és a jelenlegi körülmények között olcsó üzemanyagciklus kialakítása (például Finnország).

Az üzemanyagciklust jellemezhetjük az uránhasznosítási hatásfokkal, amely a felszabadított energia és az ehhez kitermelt természetes uránból elvileg felszabadítható energia hányadosa. Ez utóbbi mennyiség egyszerűen becsülhető, ha tudjuk, hogy 1 g uránból mintegy 1 MWnap hőenergia szabadítható fel, ha minden atommag elhasad. Ezt figyelembe véve a világ nyitott üzemanyagciklusban működő könnyűvizes erőművei ma a természetes urán energiatartalmának csak mintegy 0,45%-át alakítják át hővé, illetve 0,15%-át villamos energiává. Mindeközben a felhasznált természetes uránnak kb. hatheted része dúsítási maradékként (szegényített uránként) és majdnem egyheted része kiégett uránként marad vissza, amelyek csak zárt üzemanyagciklusban hasznosíthatók.

A világ igazolt uránkészletei ma mintegy 7 635 200 tonnára becsülhetők (OECD, 2014). Feltételezve, hogy a világ atomerőmű-kapacitása a 2012-es 370 GW körüli értéken stabilizálódik, nyitott üzemanyagciklus mellett ezek a készletek kb. százhúsz évre biztosítanak elegendő üzemanyagot. A hagyományos módszerekkel kitermelhető további becsült készletek hozzáadásával ez az idő nagyjából a kétszeresére növekszik, így az atomenergetikára hosszú távon is alapozni lehet az emberiség energiaigényének kielégítésében. Ugyanakkor az is fontos szempont, hogy ezeknek a készleteknek jelentős része a mainál költségesebben termelhető ki, emiatt az urán árának folyamatos emelkedése várható. Azt is figyelembe kell venni, hogy a fejlődő világ növekvő energiaigényének kielégítése és a klímavédelmi célok elérése a világ atomenergetikai kapacitásainak jelentős növelését teszik szükségessé. Ezek alapján reálisnak tekinthető az a feltételezés, hogy akár már ebben az évszázadban gazdaságos alternatívává válik a kiégett üzemanyag újrahasznosítása a reprocesszálás jelentős költségei ellenére is.

A 3. ábrán látható a nyitott üzemanyagciklusban hátramaradó és végleges elhelyezésre kerülő kiégett üzemanyag radiotoxicitásának alakulása a kitermelt uránhoz viszonyítva. Megfigyelhető, hogy amennyiben a kiégett üzemanyag végleges elhelyezésére feldolgozás nélkül kerül sor, akkor hosszú távon a plutónium izotópjai fogják meghatározni a kockázatokat, amelyek több százezer év alatt bomlanak a kibányászott urán eredeti radiotoxicitási szintjére. Ezért a végleges tároló mérnöki és geológiai gátjait úgy kell tervezni, hogy erre az időtartamra biztosítsa a hulladék elszigetelését a bioszférától, megakadályozandó, hogy a jövő generációit többletterhelés érje. Ez megfelelő geológiai formáció kiválasztásával elvileg lehetséges.

A nyitott üzemanyagciklus és hozzá kapcsolódóan a kiégett üzemanyag közvetlen elhelyezése tehát ma általánosan elterjedt, technológiailag megalapozott stratégia. Kérdéses ugyanakkor, hogy mennyiben teljesíti a fenntartható fejlődés bevezetőben említett feltételeit.

Zárt üzemanyagciklus

Zárt üzemanyagciklusban a kiégett üzemanyag minden esetben újrafeldolgozásra kerül, azzal a céllal, hogy az energetikailag hasznosítható izotópokat kivonják belőle, és új üzemanyag gyártásához felhasználják. Ez gyakorlatilag az urán- és plutóniumfrakciók különválasztását jelenti.

A reprocesszált plutónium mai leggyakoribb felhasználása az ún. mixed-oxide (MOX) üzemanyag gyártása és felhasználása termikus reaktorokban (Hózer, 2016). Széles körűen alkalmazza ezt a stratégiát például Franciaország. Ehhez plutónium-oxidot állítanak elő (általában ebben a formában tárolják a plutóniumot), amit szegényített uránból készített urán-oxiddal kevernek. A plutónium aránya általában 5–7%, feltéve, hogy a friss dúsítotturán-üzemanyag 4,5%-os dúsítású, és a ²³⁹Pu aránya a plutóniumon belül 55–65% között van. A plutónium nagyobb aránya a termikus reaktorban a neutronspektrumot a nagyobb energiák felé tolja el, és így csökkenti a reaktivitást szabályozó eszközök hatékonyságát. Ezért néhány esetben további szabályozórudakra van szükség, vagy a bórsav-koncentráció növelésére, esetleg dúsított bór alkalmazására. Mindezek a reaktorfizikai problémák limitálják a hagyományos könnyűvizes reaktorok zónájába tölthető MOX-üzemanyag-kazetták számát. A legtöbb reaktorban a zóna kb. harmada lehet MOX, de néhány típusnál akár 50% is. A legújabb, ún. III. és III+ generációs reaktorokat már általában 100% MOX-zóna befogadására is alkalmassá teszik.

Természetesen a kiégett üzemanyag összetétele is eltérő a dúsítotturán-üzemanyaghoz képest. A termikus reaktorban besugárzott MOX-üzemanyagban a plutónium izotóparánya a kiégés végére jelentősen elromlik, vagyis a hasadóképes izotópok aránya csökken a nem hasadóképesekhez képest. Míg az első ciklus után a ²³⁹Pu aránya még 55%, addig a harmadik visszaforgatás után már csak 30%. Ugyanezen idő alatt a ²⁴²Pu részaránya 6%-ról 26%-ra növekszik. Ez a folyamat jelentősen korlátozza a kiégett üzemanyag termikus reaktorokba való visszaforgatásának lehetőségét, a gyakorlatban a kiégett MOX-üzemanyagot már nem reprocesszálják, és a kinyert plutóniumot nem táplálják vissza termikus reaktorokba. Ez a termikus reaktorok alacsony, 0,5–0,55 körüli konverziós tényezőjére vezethető vissza, így ugyanis a rendszer nem képes újratermelni a ²³⁹Pu hasadóanyagot. Az egyszeres visszatáplálás eredményeképpen az uránhasznosítási hatásfok is csak kb. hetedével növekszik meg. Speciális termikus reaktorokkal (amelyek neutronspektruma a nagyobb energiák felé tolódik el) a 0,8–0,9-es konverziós tényező is elérhető, azonban a többszörös visszaforgatás itt is akadályokba ütközik a plutónium összetételének kedvezőtlen változása miatt, így 1%-nál nagyobb uránhasznosítási hatásfok ezekben az esetekben sem érhető el.

Ezért tehát a plutónium termikus reaktorokba történő visszaforgatása esetén a végleges elhelyezésre kerülő hulladék radiotoxicitása sem csökken, viszont jelentősen csökken a térfogata,

hiszen a legnagyobb részét kitevő uránt leválasztották. Kiégett urán-oxidot tartalmazó hét fűtőelem-kazettából egy MOX-kazetta, és némi üvegesített, nagy aktivitású hulladék keletkezik, összességében az eredeti térfogat kb. 35%-át kitéve. Ez az átmeneti tárolás és a végleges elhelyezés költségeinek csökkenését eredményezi, javítva a MOX-üzemanyag alkalmazásának gazdaságosságát.

Az urán hasznosítási hatásfokának javításában érdemi áttörést a gyors-tenyésztőreaktorok segítségével érhetünk el. Ezekben a gyorsneutron-spektrumú berendezésekben akár 1,2 körüli tenyésztési tényező is elérhető, tehát képesek a 239Pu hasadóanyagot újratermelni, a plutónium összetétele nem romlik, és korlátlan számú visszaforgatás valósítható meg. Ez azt eredményezi, hogy a rendszer csak természetes urán betáplálását igényli, és a hasznosítási hatásfokot optimális esetben 20%-ra is növelhetjük, amivel az ismert uránkészletek évezredes léptékben is biztosíthatják az energiaellátást. Így a gyorsreaktorokat is tartalmazó zárt üzemanyagciklus teljesíti legjobban a természeti erőforrások hatékony felhasználására vonatkozó fenntarthatósági feltételt. A gyorsneutron-spektrum előállításának legnagyobb technológiai kihívása, hogy az aktív zóna nem tartalmazhat moderátor (neutronlassító) anyagot, így a hűtőközeg sem lehet víz. Ezért a gyorsreaktorokban cseppfolyós fémet (nátriumot vagy ólmot) vagy gázt (héliumot) alkalmaznak hűtőközegként. Mivel a nagy energiájú neutronok kisebb valószínűséggel váltanak ki hasadást, a gyorsreaktorok üzemanyaga közel 20%-ban tartalmaz hasadóanyagot. A tenyésztési tényező maximalizálása érdekében a kiszökő neutronokat is hasznosítják, egy szegényített uránt tartalmazó tenyészköpennyel körbevéve az aktív zónát. Magas tenyésztési tényezőre elsősorban akkor van szükség, ha egy növekvő teljesítményű atomerőmű-rendszerben folyamatosan meg kell termelni a belépő új reaktorok kezdőtöltetét. A másik ok az lehet, ha az atomerőmű-rendszerben termikus reaktorokat is üzemeltetni akarunk, amelyek üzemanyagát a gyorsreaktorok termelik meg. Mivel a termikus reaktorok kezdőtöltete kevesebb hasadóanyagot tartalmaz, mint a gyorsreaktoroké, ezért egy lassan növekvő teljesítményű atomerőmű-rendszerben a termikus és gyorsreaktorok egy meghatározott arányánál érhető el az optimális uránhasznosítási hatásfok. Ezt hívjuk szimbiotikus atomerőmű-rendszernek. A nyitott üzemanyagciklusról a zártra való áttérésnél a kiégett üzemanyagban hátramaradó plutónium a jövő gyorsreaktorainak kezdeti üzemanyagtöltetét képezheti. A dúsítási maradék pedig tenyészanyagként használható fel plutónium előállítására (Csom, 1988).

A végleges elhelyezésre kerülő nagy aktivitású hulladékot tekintve a gyorsreaktorokkal megvalósított zárt üzemanyagciklusban várható, hogy a plutónium üzemanyagként újrahasznosul, így – a legfeljebb 0,1%-ra tehető feldolgozási veszteségektől eltekintve – nem jelenik meg a hulladékban. Ez azt jelenti, hogy a hosszú távú kockázatokat a 3. ábrán látható módon a másodlagos aktinidák fogják meghatározni, és a természetes urán radiotoxicitási szintjének elérése már néhány tízezer éves időtávlatban megtörténik. Szintén jelentős, hogy tovább csökken a végleges elhelyezésre kerülő hulladék mennyisége és így a szükséges tárolókapacitás.

Megállapítható tehát, hogy a zárt üzemanyagciklus a gyorsreaktor megjelenésével tudja betölteni a szerepét, jelentősen javítva az atomenergetika fenntarthatóságát. Fontos megjegyezni, hogy a rendszernek nem kell teljes egészében gyorsreaktorokból állnia, termikus és gyorsreaktorokat vegyesen tartalmazó rendszerek is lehetségesek. Ennek előnye lehet, hogy nemzetközi együttműködésben megvalósítva a kisebb atomerőmű-rendszerrel rendelkező országok megmaradhatnak a hagyományos termikus reaktorok üzemeltetésénél. Az is fontos tanulság, hogy a jelen atomenergetikája által felhalmozott kiégett üzemanyag és az abban található plutónium a leendő gyorsreaktorok indítótöltetét biztosító értékes nyersanyaggá válhat a jövőben.

A gyorsreaktorok fejlesztése már az atomenergetika hajnalán megindult. A ’60-as, ’70-es években a gyorsreaktorok rohamos elterjedésével számoltak, mivel az akkori ismeretek alapján úgy tűnt, hogy az uránkészletek hamar kimerülhetnek, és az atomenergetika csak az üzemanyag-tenyésztés révén nyújthat hosszú távon is életképes opciót. A várakozásokat fokozta az is, hogy az olajválságok nyomán úgy látszott, hogy rövid idő alatt szinte teljesen át kell térni a fosszilis energiahordozókról az atomenergetikára. Miután ezek a várakozások nem igazolódtak be, az uránárak tartósan alacsonyak maradtak, és a kőolaj ára is stabilizálódott, a különböző országok gyorsreaktor-programjai kezdeti szinten megakadtak. Az 1980-as évekre bebizonyosodott, hogy a gyorsreaktorok rövid távon nem lesznek versenyképesek a hagyományos termikus reaktorokkal. A gyorsreaktorok fejlesztése azonban az elkövetkezendő évtizedekben jóval nagyobb hangsúlyt kaphat. Ezt látszik alátámasztani az a tény, hogy a Generation IV International Forum által a 2030 utáni időszak kereskedelmi típusainak javasolt hat reaktor között három gyorsreaktor is van: a nátrium-, az ólom- és a gázhűtésű gyorsreaktor, amelyek fejlesztését az Európai Unió is prioritásként kezeli (Gadó, 2016).

Kétszeresen zárt üzemanyagciklus

Ha az üzemanyagciklus zárásának nemcsak a természetes urán felhasználásának optimalizálása a célja, hanem a keletkezett nagy aktivitású hulladékok visszaforgatása is, azok transzmutációja – vagyis neutronbesugárzással rövidebb felezési idejű izotópokká való átalakítása – céljából, akkor kétszeresen zárt üzemanyagciklusról beszélhetünk. A transzmutáció alapgondolata nem új ötlet, szinte egyidős az atomenergetikával (Fehér, 2007). Már a ’40-es években felvetődött a gondolat, hogy a gyorsítótechnológia hasznos lehet az atomenergetika hulladékainak kezelésében. A neutron-magreakciókat felhasználó transzmutációval kapcsolatos első publikáció 1958-ban jelent meg.

A kétszeresen zárt üzemanyagciklusban a reprocesszálást felváltja annak továbbfejlesztett verziója: az ún. szétválasztás (partitioning), mivel itt már nemcsak a hasadóanyagként hasznosítható urán és plutónium elválasztása a cél, hanem a nagy aktivitású hulladékot alkotó, hosszú felezési idejű másodlagos aktinidák és hasadási termékek szétválasztása is. A 3. ábrán látható, hogy a plutónium eltávolítása után hosszú távon a másodlagos aktinidák, különösen a neptúnium és az amerícium izotópok felelősek a kockázatokért. Ha az összes aktinidát sikerül eltávolítani a hulladékcsomagból, akkor már a hasadási termékek által meghatározott ezer éven belüli időtartam alatt a természetes urán szintjére csökken a radiotoxicitás. A transzmutáció elsődleges célja ezért a másodlagos aktinidák visszatáplálása és elhasítása. A hasadási termékek közül elsősorban a 129I és a 99Tc képvisel hosszú távú kockázatokat, amelyek szintje azonban a megkívánt érték alatt marad. Természetesen jobb üzemanyag-kihasználás, illetve az összes aktinida elhasítása esetén megnövekedhet a hasadási termékek által képviselt radiotoxicitás részaránya a hulladékban. Ekkor érdemes megfontolni a hosszú felezési idejű hasadási termékek transzmutációját is.

Ahogy láttuk, a gyorsreaktorok neutronspektruma sokkal keményebb, mint a termikus reaktoroké, így az aktinidák sokkal hatékonyabb átalakítására (elhasítására) képesek. A transzmutáció megvalósításában ezért a gyorsreaktorokra hárul az elsődleges szerep. A másodlagos aktinidák betöltése a reaktorokba elképzelhető homogén módon egyenletesen minden fűtőelempálcába vagy heterogén módon speciális másodlagosaktinida-tartalmú pálcákat alkalmazva. A másodlagos aktinidák zónába töltött mennyiségét reaktorfizikai, biztonsági okok korlátozzák. A gázhűtésű és az ólomhűtésű gyorsreaktorokban valamivel keményebb neutronspektrum alakítható ki, mint a nátriumhűtésűben, így ezeknél a típusoknál a fejlesztések fontos célja a másodlagos aktinidák betöltésének lehetővé tétele.

Mivel a másodlagos aktinidák mennyisége töredéke a plutónium mennyiségének, kézenfekvő elgondolás, hogy visszatáplálásuk az atomerőmű-rendszernek csak egy részét érintse. Ez az ún. kétrétegű üzemanyagciklus, amelyben az első rétegben a hagyományos urán-plutónium ciklusban zajlik az energiatermelés, a másodlagos aktinidák visszatáplálása pedig csak a második réteg transzmutációra optimalizált reaktoraiba történik. A transzmutációra optimalizált rendszerek között a gyorsreaktorok mellett érdemes megemlíteni a gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszert (Accelerator Driven System – ADS). Működési elve, hogy egy nagy energiájú (~1 GeV) protonnyaláb spallációs reakciók útján nagyszámú neutront kelt egy nehézfém (W, Pb, Bi stb.) céltárgyban, és ez a neutronforrás hajtja a céltárgyat körülvevő szubkritikus zónát. A szubkritikusság miatt a másodlagos aktinidáknak sokkal nagyobb koncentrációja engedhető meg, mint egy kritikus reaktorban, ezért valószínű, hogy a jövőben megvalósuló kétszeresen zárt üzemanyagciklusban a gyorsítóval hajtott rendszerek is szerepet kapnak a transzmutációban.

Kétszeresen zárt atomenergia-rendszer
gázhűtésű gyorsreaktorral

A hátrahagyott hulladékok és az urán hasznosítása szempontjából is kedvező atomerőmű-rendszerre a Budapesti Műszaki és Gazdaságtudományi Egyetem Nukleáris Technikai Intézetének kutatási eredményei alapján mutatunk be egy példát (Szieberth et al., 2014). Intézetünk 2010-ben kapcsolódott be a gázhűtésű gyorsreaktorral (GFR) kapcsolatos európai kutatásokba, és ennek keretében a francia CEA atomenergetikai kutatóintézet által kidolgozott, 2400 MW hőteljesítményű, héliumhűtésű koncepció (GFR2400) vizsgálatába. Az alacsony sűrűségű hélium hűtőközeg különlegesen nagy energiájú neutronspektrumot tesz lehetővé, mivel alig lassítja a hasadásban keletkező nagy energiájú neutronokat. Mint láttuk, ez kedvező az üzemanyag-tenyésztés és a másodlagos aktinidák hasznosítása szempontjából is. Ezért ennek vizsgálatára kidolgoztunk egy üzemanyagciklus-számítási modellt, amelynek segítségével egy GFR-eket és könnyűvizes reaktorokat tartalmazó atomerőmű-rendszert lehet szimulálni. A modell aktinidaizotópok széles skálájának anyagáramait képes nyomon követni az üzemanyagciklus létesítményei között. A számítási modell segítségével vizsgáltuk a plutónium és a másodlagos aktinidák különböző visszatáplálási stratégiáit. Legfontosabb megállapításaink a következők voltak:

A GFR2400 teljesíti a tervezésnél kitűzött célt: a tenyésztési tényező 1 körüli, vagyis képes „öntenyésztő” módon előállítani a saját üzemanyagát a betáplált szegényített uránból.² A plutónium összetétele a visszatáplálások során nem romlik, a ²³⁹Pu aránya 60% körüli értéken stabilizálódik.

A GFR-ben keletkező másodlagos aktinidákat (MA) homogén módon visszatáplálva 1% körüli egyensúlyi MA-koncentráció alakul ki a reaktorban (4. ábra), vagyis a betáplált mennyiséget folyamatosan elfogyasztja. Így megvalósul az a cél, hogy a nagy aktivitású hulladékba csak a feldolgozásnál jelentkező veszteségek kerülnek. Az egyensúlyi koncentrációt növelve a GFR más reaktorok MA-termelését is képes átalakítani, így például 5%-os MA-koncentrációnál kilenc hasonló teljesítményű könnyűvizes reaktor termelését lehet folyamatosan betáplálni.

Meglepő módon a magasabb MA-tartalom hatására még enyhén növekszik is a reaktor tenyésztési tényezője. Ennek oka, hogy egyes MA-izotópok hasadóanyagként, mások pedig fertilis anyagként viselkednek a reaktorban. Az üzemanyag-tenyésztés és az MA-átalakítás céljai tehát nem ellentétesek egymással, egyszerre is megvalósíthatóak.

Vizsgálataink is igazolták tehát, hogy gyorsreaktorok alkalmazásával megvalósítható egy kétszeresen zárt, a természetes urán hasznosítása és a hátrahagyott hulladék szempontjából is fenntartható rendszer.

Összegzés

Az üzemanyagciklus zárásának lehetséges változatait áttekintve láthattuk, hogy az üzemanyag-hasznosítás és a hátrahagyott hulladék szempontjából jelentős áttörést a gyorsreaktorok megjelenése és a plutónium visszaforgatása hozhat. A gyorsreaktor-technológia és a feldolgozási eljárások továbbfejlesztésével a másodlagos aktinidák visszaforgatása is megoldható, tovább csökkentve a hosszú távú kockázatokat a végleges elhelyezésnél. Ezeknek a technológiáknak az elterjedése csak a XXI. század második felében várható, azonban a jelen atomenergetikája szempontjából is jelentőségük van, hiszen a ma átmeneti tárolóba kerülő kiégett üzemanyag a jövő üzemanyagciklusában nyersanyag, erőforrás lehet.

Kulcsszavak: nukleáris üzemanyagciklus, üzemanyag-tenyésztés, radioaktív hulladékok, gyorsreaktor, reprocesszálás, transzmutáció
 

IRODALOM

Csom Gyula (1988): Atomenergia-rendszerek nukleárisüzemanyag-ciklusának továbbfejlesztési lehetőségei. Akadémiai Kiadó, Budapest

Fehér Sándor (2007): Radioaktív hulladékok transzmutációja. Magyar Tudomány. 167, 1, 4–10.

Gadó János (2016): Gyorsreaktorok az üzemanyagciklusban. Magyar Tudomány. e cikkgyűjtemény 552. oldalán

Hózer Zoltán (2016): A kiégett üzemanyag jellemzői és feldolgozása. Magyar Tudomány. e cikkgyűjtemény 534. oldalán

OECD Nuclear Energy Agency – International Atomic Energy Agency (2014): Uranium 2014: Resources, Production and Demand. NEA No. 7209. OECD, Paris • WEBCÍM

Szieberth Máté – Halász M. – Fehér S. – Reiss T. (2014): Gázhűtésű gyorsreaktor üzemanyagciklusának modellezése. Nukleon. 8, 160, 1–6. • WEBCÍM

Waltar, Alan E. – Todd, D. R. – Tsvetkov, P. V. (eds.) (2012): Fast Spectrum Reactors, Springer, New York
 

LÁBJEGYZETEK

1 Magfizikai okokból tipikusan a páratlan neutronszámú aktinidaizotópok hasadóképesek. <

2 A reaktort tenyészköpeny nélkül tervezték, mert nem volt cél többlet plutónium előállítása. <