A MAGYAR VILLAMOS MÛVEK KÖZLEMÉNYEI

XLVI. ÉVFOLYAM

2009., KÜLÖNLENYOMAT

A MAGYAR VILLAMOS MÛVEK KÖZLEMÉNYEI

Prof. Dr. GIBER JÁNOS Az energiatudomány néhány (távlati) alapkérdésérôl

Dr. RÉTI FERENC A „hidrogéngazdaság” – stratégiai kérdés az olaj/gáz korszak után

Dr. FEHÉR SÁNDOR Az atomerômûvi kiégett üzemanyag hosszú felezési idejû komponenseinek transzmutációja

a magyar villamosmûvek közleményei különlenyomat 2009

hírek

A BIZTONSÁGOS ENERGIAELLÁTÁSHOZ TÖBB LÁBON KELL ÁLLNI Interjú Gerse Károllyal, Menedzser Fórum, 2009. január 23.

A napokban látott napvilágot az a közlemény, mely szerint az Európai Bizottság lezárta a versenyjogi vizsgálatot az MVM és leányvállalata, a Mavir ellen. Mit vizsgáltak a társaságnál? A versenyjogi vizsgálat vélelmekre, feltételezésekre alapult, melyek közül három témakört emelnék ki. Az egyik szerint az MVM visszatartott forrásokat a piacról, ezzel hátráltatva az árampiac fejlôdését. A második szerint a társaság diszkriminatívan értékesített energiát, elônyben részesítve saját áramkereskedô társaságát. A harmadik szerint a rendszerirányító Mavir – amelynek az MVM a tulajdonosa – preferálta az MVM-et például a hálózatokhoz való hozzáféréseknél. Meg voltunk róla gyôzôdve, hogy ezekben az ügyekben vétlenek vagyunk, így nem keltett meglepetést az eredmény sem. Ami az egyes vizsgált pontokat érinti, minden forrást, ami számukra hozzáférhetô volt, a szerzôdés kötelezettségeinken felül a piacra vittünk, az volt az érdekünk, hogy ezeket eladjuk. Azért sem lett volna értelme visszatartani forrásokat, mert a piacnyitás kezdeti idôszakában az MVM árbevételét a hatósági árszabályozás határozta meg, tehát a versenypiaci kínálat szûkítésével nem tudtunk volna nagyobb eredményt elérni. Érdemes megjegyezni, hogy az ügy adminisztratív módon lett lezárva, a Bizottság nem hozott határozatot, nem tett közzé semmilyen dokumentumot, és információink szerint nem is fog. A rendszerirányítás kapcsán létezik egy EU-direktíva, mely szerint a tagállamok kötelesek átviteli rendszerirányító kijelölésére, amely az átviteli hálózat üzemeltetéséért és a rendszer szabályozásáért is felelôs. Ezzel szemben az egyszer már leválasztott Mavir 2006 januárjában visszakerült az MVM kötelékébe. Ez nem jelentett problémát? Nem, miután a szétválasztásnak több fokozata van. Az eredeti, 1998-ban hatályba lépett direktíva szerint megengedett volt, hogy egy vállalaton, cégcsoporton belül legyen a rendszerirányító, a termelô, és a kereskedelmi funkció, ám ezeknek elkülönített számviteli rendszert kellett alkalmazniuk. Ez az úgynevezett számviteli szétválasztás. A következô fokozat, mely Magyarországon is mûködik, és teljes mértékben megfelel az uniós elôírásoknak, a jogi szétválasztás. Ebben a felállásban a kereskedelem, a termelés és a rendszerirányítás jogilag elkülönített vállalatokban valósul meg, a tulajdonos azonban lehet azonos. A harmadik változat a legszigorúbb, amikor teljes tulajdonosi szétválasztás is történik ám ennek bevezetése (a tavaly decemberi Európa Tanácsi megállapodások alapján) nem lesz kötelezô. A Mavirnak ugyanakkor mégis az MVM a tulajdonosa, ilyen módon nem volna lehetôsége korlátozni a versenyt? A jogi szétválasztásnál is mûködik az a rendszer, mely szerint a rendszerirányító operatív ügyeibe, például, hogy kinek ad határkeresztezô jogot, kitôl vesz tartalékot, – a tulajdonosa nem szólhat bele. Minden döntésrôl, annak körülményeirôl nyilvántartást kell vezetni. Természetesen a tulajdonosi elvárásokkal összefüggô kérdésekben a tulajdonos dönt, így meghatározhatja, hogy az üzleti tervben mekkora eredményt kell elérni, de ezt úgy kell elképzelni, mint egy befektetést. Minôsítheti saját leányvállalatát, és megmondhatja, hogy a befektetett vagyontól milyen megtérülést vár el, és ennek megvalósulása érdekében mennyit fordíthat beruházásokra. A hazai rendszerirányító versenysemleges mûködése szempontjából három dolog lehet kényes. Egyik a határkeresztezô kapacitások kiosztása, amely a piacnyitás kezdete óta teljesen transzparens módon, aukciók keretében történik. Az ajánlatok névtelenül, számozva érkeznek, aki ott nyer, az kapja meg a jogot, nem tudják, hogy ki a pályázó. A második, hogy kitôl vesz a rendszerirányító például szabályozó kapacitást. Egyértelmû, hogy onnan tudja megvenni, ahol van, de azt piaci ajánlatok alapján szerzi be. Hogy ezt az 2009

MVM-en keresztül vásárolja meg a Mavir, vagy közvetlenül az erômûtôl, ez teljesen mindegy, mert amíg a hosszú távú szerzôdések (htm) éltek, az MVM szerepe csak közvetítésre korlátozódott, hiszen az ár nem változhatott közben. Hiába is részesítették volna elônyben az MVM-et, az anyagi haszonnal, vagy a piac torzításával nem járt volna. A harmadik kényes kérdés pedig a hálózatfejlesztés ügye. Fel sem merülhet hogy az MVM beleszólna, hogy milyen elvek szerint fejleszti a Mavir a nagyfeszültségû hálózatot, hiszen az szigorú szakmai sztenderdek alapján, az Energia Hivatal jóváhagyása és egyéb hatósági kontroll mellett történik. Ez ellenkezô esetben is igaz, ha egy, a hazai piac számára fontos összeköttetés – pl. az északi határmetszék harmadik távvezetékkel történô bôvítése – késlekedik, annak nem az MVM az oka, hanem a másik érintett fél érdektelensége. A htm-ek kapcsán ugyanakkor 2008. júniusában ugyancsak a Bizottság jogellenesnek minôsítette a Magyar Villamos Mûvek és az erômûvek közötti megállapodásokat. A mostani vizsgálat ugyanakkor a htm-ek kapcsán sem tárt fel jogsértést. Két különbözô vizsgálatról volt szó. A most lezárt ügy nem a htm-ek versenypiaccal való összeférhetôségével foglalkozott, így nem is állapíthatott meg visszaélést a szerzôdések kapcsán. A htm történet egy korábbi ügy, amely az EU csatlakozás, 2004. május elseje óta került elôtérbe. A versenypiaci feltételrendszerben ugyanis az állami tulajdonú társasággal kötött hosszú távú, piactól független árazású szerzôdések tiltott állami támogatást tartalmazhattak. Ez egy nagyon bonyolult ügy volt. Miért jelentettek a szerzôdések tiltott állami támogatást? A bizottság megítélése szerint a kérdés lényege, hogy az MVM teljes mértékben állami tulajdonban van. A tiltott támogatás pedig azért merülhetett fel, mert az erômûvek bevétele, azaz, hogy megkapják a szabott díjak szerinti összeget, garantált volt. Az ár, melyet az MVM az erômûveknek a szerzôdések szerint fizetett esetenként nagyobb volt, mint a piaci ár. Emellett különféle kockázatokat (például a gázár emelkedése, vagy az adók emelése) egyszerûen átháríthatták, így a határozat szerint a megállapodások mentesíthették az erômûveket bizonyos, számukra hátrányos piaci kockázatok alól. Ugyanakkor ezek a szerzôdések az uniós szabályokat figyelembe véve továbbra is élnek, miután újratárgyalták és újra megkötötték ôket. Nem lett volna jobb versenyeztetni a termelôket? Sajnos a szerzôdéses rendszer hátterérôl, hasznáról nagyon keveset beszélünk, de tény, hogy ezek biztosították a stabil energiaellátást. Ha a régióban forráshiány van, a termelôk oda értékesítik a megtermelt áramot, ahova akarják, olyan áron, ahogy el tudják adni, tehát nem garantálják az ország villamosenergia-ellátását, az árak kiszámíthatóságát. Másrészt a piacnyitás elején, 2004 elôtt sok többletkapacitás volt a piacon, most viszont épp ellenkezô a helyzet. Nem véletlenül merült fel az EU rosszallása ellenére, hogy a szlovákok a nemrégiben leállított bohunicei atomerômûvet újra üzembe helyezik. Látni kell, hogy jelenleg nincs olcsó szabad forrás a régióban. A szerzôdések ellátásbiztonságot jelentenek, mind fizikai értelemben, mind az árak tekintetében. Az MVM a szerzôdések újratárgyalásakor szem elôtt tartotta, hogy egy meghatározott mennyiségû – biztosan a hazai fogyasztók ellátását szolgáló – portfólió egyben maradhasson. A korábbi hozzávetôleg 33 TWh mennyiségbôl 21 TWh maradt meg így az MVM-nél. Nem csak htm-ek szûntek meg, hanem importszerzôdések is ellehetetlenültek. Ez a mennyiség azonban biztosítja, hogy a 13 TWh nagyságrendû egyetemes fogyasztói piacot – amelybe a teljes lakossági fogyasztás, a közintézmények (kórházak, iskolák) és az egészen kis vállalkozások tartoznak,– minden körülmény között el tudjuk látni. A maradék pedig a hazai nagyfogyasztók, a fogyasztókat kiszolgáló kereskedôk biztonságosabb ellátását szolgálhatja.

a magyar villamosmûvek közleményei különlenyomat

Folytatás a borító III-on

AZ ENERGIATUDOMÁNY NÉHÁNY (TÁVLATI) ALAPKÉRDÉSÉRÔL PROF. DR. GIBER JÁNOS*

2008. április 14-én a Magyar Országgyûlés széles többséggel határozatban fogadta el hazánk 2007–2020. közötti idôszakra vonatkozó energiapolitikai koncepcióját. Az anyag három fô szempontot, „az ellátásbiztonságot, a versenyképességet és a fenntarthatóságot” tartja szem elôtt és többek között markánsan meghatározza a kormány feladatait a paksi atomerômû (2032–37-ig) meghosszabbított élettartamú blokkjait kiváltó új blokkok létrehozására, a nukleáris hulladék végleges elhelyezése tekintetében és a gázimport diverzifikálását elôsegítô nagy kapacitású gázvezetékek és gáztározók rendszerének kialakításában. A koncepciót jóváhagyó határozat utal arra, hogy a kutatás-fejlesztésnek, oktatásnak fel kell készülni az energiaterület távlati, kikerülhetetlen korszakváltó technológiai változásaira. Az MVM Közlemények lehetôvé tette, hogy „távlati alapkérdések” gyûjtôcím alatt idônként tájékoztatók jelenjenek meg a várható változásokról. A határozat tehát hazánknak is biztosítja, hogy részt vegyen az atomenergia – mintegy két évtizedes visszafogottság után újra meginduló – erôteljes fejlesztésében, „reneszánsz”-ában: 2000-ben az USA (9 másik állammal együtt) elindította a Generation IV. International Forum (GIF) kezdeményezést, amelyhez azóta további államok (az Európai Unió – hazánk is –, Oroszország, Kína és Japán) is csatlakoztak. A GIF az alapcélkitûzések mellett (a nagyobb fokú és szélesebb bázisú nukleáris tüzelôanyag-kihasználás, a gazdaságosabb, nagyobb hatásfokú és biztonságosabb üzemelés) az új, IV. generációs reaktorokkal szélesre kívánja tárni a kaput az atomenergia sokoldalú hasznosítása elôtt: 1. Az USA 2006-ban meghirdette a Global Nuclear Energy Partnership (GNEP) elnevezésû nemzetközi programot, amelynek alapcéljai: a) a nukleáris üzemanyagciklus zárása, azaz az uránizotópok (közte az 238U), a plutónium- és a tórium (Th)-ércek energetikai hasznosítása; ezzel mintegy hetvenszeresére (a Th-ércek feldolgozásával továb-

bi háromszorosára) nôhet a nukleáris tüzelôanyagok hasznosításának mértéke és ezzel arányosan az ellátottsági idô; b) a reaktorokban keletkezô, hosszú felezési idejû radioaktív melléktermékek (hasadási termékek, szekunder aktinidák) kezelésének, biztonságos tárolásának, rövidebb élettartamú, ill. kisebb radiotoxicitású vagy stabil izotópokká történô átalakításának (transzmutálásának) megoldása. (Utóbbival foglalkozik „Az atomerômûvi kiégett üzemanyag hoszszú felezési idejû komponenseinek transzmutációja” c. csatolt közleményünk.) 2. A IV. generációs reaktorok a tervek szerint a jelenlegi tipikus 280-300 °C helyett 800-1000 °C üzemi hômérsékleten dolgoznak. Ez – amellett, hogy jelentôsen növeli a reaktorok termodinamikai hatásfokát – lehetôséget biztosít termokémiai reakciókra, pl. hidrogén vízbôl történô többlépcsôs katalitikus elôállítására. (Többek között ezzel foglalkozik második: „A hidrogéngazdaság; stratégiai kérdés az olaj/gáz korszak után” c. tanulmányunk.) A IV. generációs reaktorokról a mellékelt táblázat ad áttekintô összefoglalást. A legtöbb ezek közül már különkülön üzemel, de mint transzmutációs közleményünk megmutatja, számos célra az egyedi reaktorokat rendszerbe kell foglalni és évtizedeken át üzemeltetni: ennek terheit csak országcsoportok közös kezdeményezése képes finanszírozni; remélhetôleg egyik ilyen együttmûködô csoport éppen az EU lehet – várhatóan 2050 körül. Végül megemlítjük, hogy az atomenergia „reneszánsz”-ára utal az is, hogy 2007-ben az Egyesült Királyság 12, Kína 20 új atomerômû blokk építésének tervét jelentette be. Jelenlegi két résztanulmányunkat továbbiak követik; dolgozunk a CO2-emissziót csökkentô „Capture and Storage” nemzetközi program, és az aktív CO2-koncentráció-csökkentés lehetôségeit ismertetô tanulmányokon.

* Levelezési cím: Prof. Dr. Giber János; BME Atomfizikai Tanszék; e-mail: [email protected]


1

A NEGYEDIK GENERÁCIÓS REAKTORTÍPUSOK LEGFONTOSABB JELLEMZÔI

Angol rövidítés

Neutron spektrum

Hûtôközeg

Hômérséklet °C

Nyomás(1)

Na-hûtéses gyorsreaktor

SFR

gyors

Na

550

Magas hômérsékletû gázhûtéses termikus reaktor

VHTR

termikus

He

Szuperkritikus nyomású vízzel hûtött reaktor

SCWR

termikus vagy gyors

Ólom/ bizmut hûtéses gyorsreaktor

LFR

Gázhûtéses gyorsreaktor Sóolvadékos reaktor

Típus

Üzemanyag

Üzemanyag ciklus

Teljesítôképesség MWe

Termék

alacsony

U-238 és MOX

zárt

150-500 500-1500

villamos energia

1000

magas

UO2 hasáb vagy golyók

nyitott

250

hidrogén és villamos energia

víz

510-550

nagyon magas

UO2

nyitott (termikus) zárt (gyors)

1500

villamos energia

gyors

Pb-Bi

550-800

alacsony

U-238(+)

GCFR

gyors

He

850

magas

U-238(+)

zárt (in situ)

288

villamos energia és hidrogén

MSR

epitermikus

U, Pu fluorid sók

700-800

alacsony

UF+egyéb aktinidák sóban feloldva

zárt

1000

villamos energia és hidrogén + Th-ciklus

zárt 50-150 (regionális) 300-400 1200

villamos energia és hidrogén

Megjegyzések: (1) magas = 7-15 MPa (+) kisebb mennyiségû U-235-tel vagy Pu-239-cel Forrás: World Nuclear Association website: Generation IV Nuclear Reactors; http://www.world-nuclear.org/info/inf77.html, September 2007

hírek

FÖLDGÁZCSAPDA Az MTA Energetikai Bizottságának véleményét tolmácsolva sokszor és sok helyen elmondtam az elmúlt 3 évben, hogy megítélésünk szerint Magyarország földgázcsapdában van, és úgy kellene alakítani a hazai energiapolitikát, hogy ebbôl a helyzetbôl kikerülhessen az ország. A Parlament által 2008 tavaszán elfogadott energiapolitikai koncepció vitája során többen ütköztünk ebben a tárgyban, mert az akkori – SZDSZ vezette – Gazdasági Minisztérium meghallgatta ugyan az érvelésünket, de véleményének lényege az volt, hogy Magyarországon egyedülállóan jó a földgázelosztó infrastruktúra, amiben nagy üzleti lehetôség van. És

2

2009

ugyan hosszú távon más energiahordozók is szerephez juthatnak, de a következô 15-20 év – álláspontjuk szerint – egyértelmûen a földgázé lesz, mint ahogy az energetikai fejlesztések az elmúlt két évtizedben is elsôsorban a földgázról szóltak. A 10 napja tartó földgázellátási válság ugyanakkor nagyon határozottan arra hívja fel a figyelmet, hogy a földgázcsapda veszélyesebb, mint gondoltuk. Az orosz és az ukrán fél harmadik éve játssza ugyanazt a huzavonát január elején, de ilyen hosszú ideig sosem kakaskodtak még, és eddig arra sem volt példa, hogy a gázszállítások hosszú napokra teljesen leálljanak. Jelentôsebb gáztartalékok nélküli országok, mint Szlovákia vagy Szerbia komoly baj-


ba kerültek. A mostani helyzet ékes bizonyítéka annak, amit minden energetikai szakember tud: vezetékes energiahordozó importjától függeni nagyon nagy kiszolgáltatottságot jelent. Óriási szerencsénk, hogy vannak geológiai földgáztárolóink, ahova egész nyáron tesszük le az import földgáz egy részét, és ahonnan most a tartalékok mozgósíthatóak – néhány hétig. Azután ez a forrás is megszûnik, és lakótelepek, családi házak, üzemek, gyárak tömkelege marad fûtés, energiahordozó nélkül, ha addigra az egymással huzakodó orosz és ukrán felek nem állapodnak meg. A Mûegyetemen évek óta azt taníFolytatás a 7. oldalon

A „HIDROGÉNGAZDASÁG” – STRATÉGIAI KÉRDÉS AZ OLAJ/GÁZ KORSZAK UTÁN DR. RÉTI FERENC*

A hidrogént a XIX. század óta használták világítógázként [H2+CO+CH4(+CO2+N2)], léggömbök, léghajók töltôgázaként. Jelenleg a termelt hidrogént döntôen a kémiai, ill. petrokémiai ipar használja fel (ammóniagyártásra a termelés 50%-át, metanol elôállítására 8%-át, kôolajipari hidrogénezô és kéntelenítô folyamatokra 32%-át, propilén, hidrazin, HCN, HCl elôállításához, zsírsavak telítésére). Szükséges a metallurgiában (pl. W, Mo, Ge, Co oxidjaikból történô redukciójához) és pótolhatatlan, mint rakéta-hajtóanyag is. Az ezekhez szükséges termelés (50 millió tonna/év) azonban a világ primérenergia-felhasználásának jelenleg kevesebb, mint 2%-a. A hidrogén energiaipari felhasználása komolyabb formában az 1970-es években vetôdött fel. E gondolat elsô pillanatban kézenfekvô. „Vegyél hidrogént és használd hajtó-, ill. fûtôanyagként, a villamosenergiafölösleg tárolására és távolsági energiatranszportra: annak ellenére, hogy a természetben elemi állapotban gyakorlatilag nem található, forrásai (szénhidrogének, biomassza és fôleg a víz) kimeríthetetlenek és elégetése abszolút környezetbarát (termékként csak víz, H2O) keletkezik).” Az ötlet ezen érvek alapján gyorsan népszerû (ideillô szóval kifejezve, populáris) lett: a világ gazdasági vezetô hatalmai körében szinte kötelezô kormányzati projektté vált. G. W. Bush elnök a „szabadság üzemanyagának” (freedom fuel) nevezte. Az USA az elmúlt öt évben 1,2·109 USD támogatást ad hidrogénüzemû gépkocsik fejlesztésére; az EU 2,8·108 USD-os, 10 éves PPP projektet indított H2-üzemanyagcellák K+F munkáinak támogatására; minden vezetô autógyártó cég fejleszt hidrogén üzemanyagú belsôégésû motorokat, üzemanyagcellás gépkocsikat. Közelebbrôl nézve azonban a „hidrogéngazdaság” árnyoldalai, nehézségei válnak dominánssá: 1. A H2 nem primér energiahordozó: a Földön nem található természetes, szabad H2, a hidrogént sok energiabefektetéssel földgázból, olajból, szén „elgázosításával”, vagy H2O (víz) elektrolitikus vagy termokémiai bontásával elô kell állítani. Már maga az elôállítás a hidrogén energiaipari felhasználását ma még egyértelmûen gazdaságtalanná teszi. 2. Az elôállított hidrogént a legtöbb energetikai felhasználásnál elôbb tárolni, majd szállítani, – a mobil felhasználásokhoz pedig biztonságosan tankolni és mobil módon (a jármûvön) tárolni kell. Igaz, mindezen feladatokra már ma rendelkezésre állnak elvi megoldások, de az ezekben felhasználható technológiák az átlag felhasználó számára nem elég biztonságosak. Ezek alapján nyugodtan mondhatjuk, hogy amíg az olaj, ill. földgáz akárhogy is, de hozzáférhetô, a hidrogéngazdaság az energetikában tévút:

Az olaj/földgáz korszak után mind a kémiai, mind az energetikai ipar gyökeresen új helyzetbe kerül: a hagyományos hidrogénforrások kimerülnek. Hidrogén nélkül nincs kémiai ipar, nincs mobil üzemanyag. Kényszerhelyzet áll elô: a H2-t vízbôl (H2O-ból), vagy a csak ingatag, bizonytalan ellátást adó biomasszából kell majd elôállítanunk, és erre az idôszakra a gazdaság teherbíróképességének megfelelô, alkalmas elôállítási, transzport és tárolási technológiákkal is rendelkeznünk kell.

1. A HIDROGÉN IPARI ELÔÁLLÍTÁSI TECHNOLÓGIÁIRÓL Jelenleg a hidrogént földgázból (50%), szénhidrogénekbôl (30%) ún. reformálással, kôszénbôl (18%) a szén elgázosításával állítják elô. (A maradék 2%-ot a víz elektrolízisével nyerik.) METÁN (FÖLDGÁZ), ILLETVE KÖNNYÛ KÔOLAJFRAKCIÓK REFORMÁLÁSA Három alapeljárást kell kiemelni: Gôzreformálás:1 CH4 + 2H2O CO2 + 4H2 DH° = +186 kJ/mol CH4 H2 konverzió: 74% Parciális oxidáció: CH4 + O2 CO2 + 2H2 DH° = +303 kJ/mol (1000 K-en) H2 konverzió: 41% Autoterm (az elôzô kettôbôl optimálisan kevert) reformálás: CH4 + xH2O + (1 + x⁄2 )O2 CO2 + (2 + x)H2 DH° = 0 H2 konverzió: 53% Mindhárom reakciótípusnál elsôdlegesen CO + H2 keletkezik;1 ezt követi az ún. shift-reakció, amelyben a CO-t katalizátor jelenlétében a vízgôzzel CO2-dá konver1 CH4 + H2O 3H2 + CO, 1 CO + H2O CO2 + H2 , 1 CH4 + 2H2O CO2 + 4H2 ,

DH° = + 227 kJ/mol CH4 DH° = – 41 kJ/mol CO DH° = + 186 kJ/mol CH4

* Dr. Réti Ferenc, BME, AFT. Levelezési cím: Prof. Dr. Giber János, BME Atomfizikai Tanszék, e-mail: [email protected]


3

tálják1 (utóbbi folyamatban további H2 keletkezik): ennek során beáll az ún. vízgáz egyensúly 1: CO + H2O(g) CO2 + H2 DH° = –41 kJ/mol CO Az egyensúly 1000 °C-nál a bal oldalon, <500 °C-nál gyakorlatilag teljesen a jobb oldalon van. A magas hômérsékletû konverzió esetében 350-380 °C-on dolgoznak (kénvegyületekre nem érzékeny) vasoxid-krómoxid katalizátor jelenlétében. Az ún. alacsonyhômérsékletû konverziót réz-oxid–cink-oxid katalizátorral 200-250 °C-on végzik; ez a katalizátor azonban kénérzékeny. A konverzióban keletkezô CO2 fizikai (pl. metanollal) vagy kémiai abszorpcióval (szerves aminok vagy vizes K2CO3-oldat segítségével) a gázkeverékbôl szeparálható. Jelenleg csaknem száz százalékban a gôzreformálást alkalmazzák, – annak ellenére, hogy ennek hômérlege kedvezôtlen. Ennek elsô reakciólépése 1 CH4 + H2O 3H2 + CO DH° = +227 kJ/mol CH4 700-800 °C közötti hômérsékleten, ≈40 bar nyomáson, Ni-katalizátor jelenlétében vezetjük. Mivel a Ni-katalizátor kénvegyületekre érzékeny, a földgázt elôzetesen kénteleníteni kell; a kéntelenítést külön reaktorban, ZnO katalizátor jelenlétében, ≈400 °C hômérsékleten végzik. A hômérleg parciális oxidációval javítható; az ehhez szükséges O2 azonban drága. A shift-reakció után mindig maradnak CO-nyomok (<0,3%), ezek pl. üzemanyagcellás alkalmazásnál további lépésekben eltávolítandók. HIDROGÉN BIOMASSZÁBÓL 2 Az e célra alkalmazott eljárások az oxigénes parciális oxidáció és a gôzreformálás célszerû kombinációi. Ha a biomasszát (C6H10O5)n, illetve [–(CH2O)6–]n képlettel jellemezzük, a reformáló reakciókat pedig C6H10O5 + ½ O2 6CO + 5H2 (endoterm) C6H10O5 + H2O(g) 6CO + 6H2 (endoterm)

SZÉNELGÁZOSÍTÁS A kôszénre vízgôzt vezetünk, melyet a szén redukál: C + H2O(g) CO + H2 DH° = +131 kJ/mol C (endoterm) A szükséges reakcióhôt a szén részleges elégetésével C + O2 CO2 DH° = –394 kJ/mol C nyerjük. Az ún. Winkler-eljárásnál a folyamatot túlnyomás nélkül, 800-1100 °C hômérsékleten vezetjük. A melléktermékként keletkezô CO-t (ha az szükséges) itt is egy követô shift reakcióval távolítjuk el. Jelenleg a metallurgiában használjuk fûtôgázként („vízgáz”). A szénelgázosításkor keletkezô gázzal 0,5-0,6 H2/CO arány érhetô el, és így (ha kell H2-vel dúsítva) szintézisgázként is használható, melyet ma általában földgázból nyernek. A szénelgázosítás a XXII. században egyik legfontosabb H2-forrásunk lesz. E célra dolgozták ki az USA-ban az ún. IGCC (Integrated Gasification Combined Cycle) eljárást, melynek fejlesztését a DoE (USA) eddig is sok milliárddal támogatta, és az ún. „FutureGen” programban ki is próbálták. A szenet ezesetben magas hôfokon és nyomáson oxidálják, a keletkezô CO-t H2O(g)-vel shiftreakcióval konvertálják, majd a CO2-t szeparálják és a CCS eljárással föld alá vagy a tengerek közepes mélységeibe temetik. A projekt célja H2 és elektromos energia együttes termelése „null-emisszióval”. Az eljárást egy 275 MWe erômûvel tesztelik. Azt várják, hogy ez lesz az egyik leggazdaságosabb H2-elôállítás (1 USD/kg H2). (A CSS eljárás költségei ipari próba híján egyelôre bizonytalanok.) SZINTÉZISGÁZ (SG) Szintézisgáznak hívjuk a CO + H2 gázelegyeket – az elôállítástól függô CO/H2 aránnyal, ill. CO2- és N2-tartalommal. Az SG összetételét a CO/H2 illetve a

formulákkal írhatjuk le. A termékösszetétel (a H2/CO arány), a célszerû reakcióhômérséklet és az alkalmas katalizátor a konkrét kiinduló anyagtól függ; a biomassza esetében tipikus a H2/CO ≈ 0,8-0,9 arány, a katalizátor pedig a vas-oxid. Az eljárás csak nagyméretû reaktorban lenne gazdaságos, – ehhez viszont általában nem áll rendelkezésre a folyamatos biomassza-utánpótlás; így a H2 önköltsége magas, 7 USD/kg H2. Ha az eljárás fás energianövény-telepekre épülne, az eljárás gazdaságossá válhatna. 2 Milne T. A., Elam C. C.,Evans R. J.: Hydrogen from Biomass IEA/H2 /TR-02/001.

4

2009

[H2] – [CO2] (mol) [CO] – [CO2] (mol) aránnyal jellemezzük. Szintézisgáz keletkezik különbözô karbonforrások (mint pl. kôolaj, biomassza, bitumen) reformáló folyamataiban, parciális oxidációja esetén. A H2 /CO arány a forrástól, ill. eljárástól függôen 0,4–2,0 közötti érték. (Kôszén esetén tipikusan 0,6; nehézolaj, ill. biomassza esetében 0,8, metán feldolgozásakor pedig ≈1,9.) A priméren keletkezô arányt utólag H2, ill. CO2 hozzáadásával módosíthatjuk. (Ugyanígy, mint láttuk, a vízgáz is a kívánt szintézisgázzá dúsítható.)


A SG kiindulóanyag a szintetikus benzin, dízel Fischer–Tropsch-eljárással történô elôállításához, ill. metanol szintetizálásához, ill. ezen keresztül etilén, ill. propilén nyeréséhez. Az eljárás általános neve GTL (Gas to Liquid Technology). Krízishelyzetekben (Németország a II. világháborúban, Dél-Afrika az 1960 körüli embargó idején, és majdan az olaj/gáz utáni korszakban) a Firscher–Tropscheljárás a benzin- és dízelellátás fô forrása.3 E célra 180 °C-nál, normál nyomáson, ruténiumkatalizátorral paraffinokat, olefineket szintetizálhatunk: nCO + (2n+1)H2 CnH2n+2 + nH2O (paraffinok) nCO + 2nH2 CnH2n + nH2O (olefinek) VÍZELEKTROLÍZIS Mint említettük, jelenleg csak az összes H2-termelés 2%-a történik a víz elektrolízisével. Ennek oka, hogy a jelenlegi technológiával és elektromosenergia-árakkal ennek önköltsége 3-4-szer magasabb, mint a metánból nyert hidrogéné. Valamit javul a helyzet, ha a melléktermékként keletkezô (relatíve drága) oxigén értékesíthetô. Az elektrolízishez a vizen (pontosabban a szükséges vezetôképesség biztosítására KOH vizes oldatán) Raneynikkel elektródok között áramot bocsátanak át. A bomlási feszültség felett az anódon O2, a katódon H2 képzôdik 1:2 arányban:

elemekkel 28 USD/kg H2, perspektivikusan 5-6 USD/kg H2 értékek érhetôk el. Laboratóriumban kifejlesztették a jobb hatásfokú, magas hômérsékletû (800-1000 °C) (gôz-) elektrolízist (HTE). E célra a IV. generációs atomerômûveket kívánják felhasználni. HIDROGÉN ELÔÁLLÍTÁSA TERMOKÉMIAI VÍZBONTÁSSAL A víz pirolízise (direkt hôbomlása H2 + O2-re) egyensúlyi reakció, mely 2500 °C felett a bomlás felé tolódik; jellemzô, hogy az egyensúly igen labilis. A vízbomlás azonban lépcsôs reakciósorozattal (az ún. termokémiai bomlással) 800 °C alatt is elérhetô. Végtermékként tiszta H2-t, ill. O2-t kapunk, a többi köztes termék pedig a rendszeren belül marad és recirkulálható. A kutatás száznál több termokémiai bomlásra alkalmas ún. ciklust tárt fel; ilyen pl. a Cu-Cl, Mg-Cl, U-Eu-Br ciklus. A szakértôk a legkedvezôbbek közé sorolják az alábbiakban ismertetett, Oak Ridge-ben (USA) kidolgozott kén-jód (S-I) ciklust (lásd az 1. ábrán). A nettó reakció Q H2O H2 + ½O2 A részreakciók: 1. A kénsav elbontása: 830 °C H2SO4 SO2 + H2O + ½O2 (endoterm)

2H2O O2 + 2H2 2. Az elméleti elektromos hatásfok h≈ 90% körül van, iparilag mai technológiával 65-70% érhetô el. Az elektromosenergia-felhasználás h= 65% esetén kb. 4,5 kWh/kg H2, azaz 16,2 MJ/kg H2. Ez 0,4 kWh/Nm3 H2, azaz 1,4 MJ/Nm3 H2-nek felel meg. Hogy ezen értékekrôl a versenyképesség oldaláról közelítô képet alkothassunk, vessük össze a ma ismert legkedvezôbb elektromosenergia-árak mellett a H2-elôállítás üzemi önköltségét az ismert benzinárakkal. Egy liter benzin égéshô-egyenértékben 258 g H2-nek felel meg. A legjobb mai (második generációs atomerômûvekben elôállított áram mindent magába foglaló önköltsége az USAban <0,02 USD, és hasonlóak a francia önköltségek is. Az 1 liter benzinnel egyenértékû H2 elôállításának üzemköltsége 4 ezzel az elektromosenergia-árral 0,0225 USD. [Tájékoztatásul: 2008 elején az USA-ban 1 liter benzin kiskereskedelmi ára 0,58 USD, amelyben 5 cent a szövetségi adó értéke.] A fenti hidrogénár a megújuló energiákkal nem érhetô el: szélenergiával 6-7 USD/kg H2-nél tartunk, mely a jövôben 3 USD/kg H2-ra csökkenhet. Nap-

3 Érdekesség, hogy Katarban, ahol nincs kôolaj, de gazdag földgázban, manapság is folyamatosan így szintetizálnak szénhidrogéneket. 4 A beruházási költségekrôl a DoE (USA) tett közzé adatot: 300 USD/kWh.

120 °C I2 + SO2 + 2H2O 2HI + H2SO4 (exoterm) 3. 450 °C 2HI I2 + H2 (endoterm) 1+2+3

H2O (2.) H2 (3.) + ½ O2 (1.)

2. A HIDROGÉN SZÁLLÍTÁSA, TÁROLÁSA STACIONÁRIUS 5 FELHASZNÁLÁS ESETÉN Nagyobb mennyiségi igény esetén a hidrogént lehetôleg a felhasználás helyén állítják elô. A legegyszerûbb szállítási mód – ha a transzport elkerülhetetlen – a csôvezetéken történô továbbítás. A vezeték, a kompresszor, a csaprendszerek mind speciális acélból kell, hogy készüljenek, mely megakadályozza a kisméretû H-atom átdiffundálását az anyagon és a hegesztési helyeken is; a nem erre a célra készült acél a H2-vel

5 nem mobil


5

H2O O2

H2 + O2

Qn

SO2 + H2O

SO2 +

850 °C

H2O + H2O

I2 + H2

+ I2

H2SO4

H2SO4

2 HI

+

S-Ciklus

Qn

450 °C

120 °C

2 HI

I-Ciklus

Q 1. ÁBRA A S–I CIKLUS

való érintkezéskor rideg és porózus lesz. Hogy ez a szállításmód tartósan és megbízhatóan üzemel, azt az a 210 km-es vezeték bizonyítja, mely a II. világháború óta a Ruhr-vidéken üzemel. Egyébként a világon 2500 km H2-vezeték készült, ebbôl 1500 km Európában. [http://www.fr./IFP/en/aa.htm, Institut of Petrol (IFP), 2004] Régebben (még a XX. század közepén is) a problémamentesen használt vezetékes városi gáz 60% H2-t és 35% CO-t tartalmazott; ennek veszélyességét is inkább a gáz mérgezô CO-tartalmában látták. A H2 nem mérgezô, de színtelenül, szagtalanul ég és esetleges szivárgását – erôsen eltérô transzport tulajdonságai miatt – nem lehet pl. merkaptánnal vagy más jelzôkomponenssel észlelni. Mindeddig nem rendelkezünk a H2 szivárgását jelzô alkalmas szenzorral. Mivel a levegôvel alkotott elegyében a lobbanási határ 4-74 tf%, robbanási határa pedig 15-59 tf%, az alacsony gyulladási energia (0,005 mcal; ez 20-szor kisebb a benzinénél) miatt különösen tûz- és robbanásveszélyes. Mûszakilag a szállítás –253 °C hômérséklet alatt cseppfolyós állapotban is lehetséges: a szállításhoz speciális, vákuumköpennyel ellátott kettôsfalú kriotartályok szükségesek. Speciális kamionokon egyszerre mintegy 3500 kg (H2)ᐍ szállítható. A (H2)ᐍ sûrûsége 0,07 kg/liter, azaz pl. az 50 ᐍ benzinnel energiaekvivalens 12,43 kg hidrogén saját térfogata ≈178 liter. A folyékony állapotban való tárolás, ill. szállítás azonban az ehhez szükséges speciális infrastruktúra miatt drága; további meggondolandó gazdaságossági faktor az is, hogy a cseppfolyósítás energiaigénye a (H2) összenergiájának 40%-ára tehetô; ugyancsak kedvezôtlen a mind a tároláskor, mind a szállításkor fellépô jelentôs párolgási veszteség. Ismert, hogy mindezen hátrányok ellenére a NASA az ûrhajózáshoz üzemanyagként szolgáló (H2)ᐍ-t ily módon szállítja és tárolja. (A NASA hidrogénszükségletét Louisianában állítják elô és a floridai NASA támaszponton használják fel.) Tárolási célra kompozitanyagokból készült nyomásálló palackok is alkalmasak, amelyekben a H2-t 200700 bar nyomásra komprimálva tárolják. A komprimálási energia az összenergia 10%-a körüli érték.

6

2009

Fel kell hívnunk a figyelmet arra, hogy a hidrogén nemcsak tüzelôanyag, kémiai alapanyag, hanem jelentôs a szerepe, mint energiatároló. Ismert, hogy az elektromos energia nagyobb mennyiségekben nem tárolható. Az erômûvek (különösen atomerômûvek, szél- és naperômûvek) idôszaki áramfeleslegükkel hidrogént termelhetnek és az elektromosenergia-felesleget ebben a formában tárolhatják, szállíthatják; természetesen ez csak akkor gazdaságos, ha a hidrogén elôállításához az erômû rendelkezik gazdaságos technológiával. Ahhoz a fent említett lehetôséghez, hogy az így tárolt energia ebben a formában szállítható is, érdemes figyelembe venni, hogy a távvezetékek energiaveszteségei nagyobbak, mintha az energiát hidrogén formájában, csôvezetéken szállítanánk. A H2 energiatároló szerepét a metanol is átveheti, melyet a levegô CO2-tartalmából és H2-bôl javasolnak [George Oláh, US patent application 60671-651, 2005] elôállítani, egyébként az aktív üvegháztartási gázkoncentráció csökkentésére irányuló program részeként.

3. HIDROGÉN A SZÁLLÍTMÁNYOZÁSBAN (MOBIL ALKALMAZÁS) A jövô energiagazdaságának legnagyobb problémája a jelenleg mobil célú üzemanyagok pótlása, helyettesítése az olaj/földgáz korszak után. Megoldásokat kell találnunk az elosztási rendszerre, a tankolásra, a mobil rendszeren való tárolásra, méghozzá környezetbarát módon. Említettük, hogy e célra a hidrogén ideális környezetbarát jelölt lehet, ha a jármûveken kialakított H2-tárolás (tankolás) biztonságosan megoldható lenne. Jelenleg azonban erre kevés a remény: senki sem akar 10-20 kg könnyen gyúlékony, robbanásveszélyes üzemanyagtartályon ülni. Képzett alkalmazók számára, speciális megoldásokkal, a probléma technikailag megoldható, de egy átlagfelhasználó számára elfogadható biztonsági szintet garantáló gyakorlati megoldás egyelôre nincs kilátásban.


Biztonsági szempontból a fémhidrid tárolók alkalmazása áll a legközebb egy lehetséges megoldáshoz. Egy sor ötvözetet ismerünk, amelyek súlyuk 5-6%-ának megfelelô H2-t tudnak intersticiális helyeiken tárolni; ez azt jelenti, hogy pl. 7 kg H2 felvételéhez mai technológiával kb. 150 kg fémötvözet lenne elegendô (ez kb. 25 liter anyagtérfogatot jelent). A 7 kg H2 pl. egy üzemanyagcellában (mely a belsôégésû motorokhoz képest kétszeres hatásfokú) 50 liter benzint helyettesítene. [A DoE, USA egy „Hydrogen Program”-ot vezet; ennek 2004. évi jelentése szerint a program a 150 kg-ot 2010-re 83 kg-ra, 2015-re 55,6 kg-ra kívánja csökkenteni pl. könnyûfém ötvözetekkel (mint pl. a NaAlH4, LiAlH4, LiBH4).] Ha a H2 mobil tárolása megoldást nyer, a „motorikus rész” megoldása már sokkal kisebb problémát jelentene. Az Otto-motorokban (esetleg kerámia kivitelben) a H2, mint üzemanyag felhasználása minden további nélkül lehetséges.6 Megoldást jelentene a DMFC (direkt metanol fuel cell) üzemanyagcella metanol üzemanyaggal. Természetesen az, hogy ez utóbbi megoldás legalább karbonneutrál legyen, illetve, hogy a metanolellátás egy hidrogéngazdaságban is megoldott legyen, attól függ, hogy hogyan állítjuk elô a metanolt. Problémát jelent, hogy a DMFC fejlesztése még csak kezdeti stádiumban van és egyelôre csak kis teljesítményû megoldásokig (≈5 kW) jutottak el. Az olvasó figyelmébe ajánlunk egy összeállítást, amely körüljárja azt a problémát, hogy lehetne-e a hidro-

gént a jármû „fedélzetén” elôállítani. [Lee F. Brown: A comparative study …, J. Hydrogen Energy 26, p.381– 397, 2001.] Jelen tanulmány szerzôi egy ilyen megoldás esélyeit nem sokra értékelik.

4. KITEKINTÉS Tanulmányunk elején úgy fogalmaztunk, hogy a hidrogéngazdaság a fosszilis energiagazdaság korában csak egy populista tévút – ugyanakkor az olaj/gáz korszak után létkérdéssé válhat. Reméljük, hogy ezt a felfogást sikerült elfogadhatóvá tennünk. Másképpen fogalmazva, az a véleményünk, hogy amíg csak egy csepp olaj, egy buboréknyi földgáz (metánhidrát) kitermelhetô, a hidrogéngazdaságnak nincs esélye [Fallacies of a Hydrogen Economy. J. of Energy Resources Technology, p.249, Vol.126 (2004)]. Az átmeneti idôben a megoldást a hibrid-jármûvekben látjuk, kis fogyasztású és emissziójú belsôégésû motorokat lítium-ion telepekkel kombinálva. KÖSZÖNETNYILVÁNÍTÁS A konkrét irodalomra a szövegben utaltunk. Az olvasó figyelmét szeretnénk felhívni arra, hogy szemléletben sokat merítettünk Prof. Dr. Vajda György akadémikus „Energiaellátás ma és holnap” c. könyvébôl (Magyar Társadalomkutató Központ Kiadás, 2004). Mi Európában kontinenscentrikusak vagyunk, ezért örültünk, hogy a témakör amerikai gazdaság által történô megítélését Oláh György Nobel-díjas professzor

6 Az elsô belsôégésû, H2-vel hajtott motort a BMW 1978-ban helyezte üzembe. Azóta a BMW [és a Ford – az ún. U-típust – és a Mazda is] hat új generciót fejlesztett ki.

könyve (és hivatkozásai) [Beyond Oil and Gas. The methanol Economy. Wiley-VCH Verlag GmbH, Weinhein, 2006] alapján szintén figyelembe vehettük.

hírek Folytatás a 2. oldalról

tom a hallgatóimnak: ha a családjuk lakásában, házában van alternatív, nem földgáz alapú tüzelôberendezés, még véletlenül se szereljék le. És ha új házat építenek, feltétlenül készítsenek elô helyet egy szilárd tüzelôanyagú fûtôberendezésnek is (kandallónak, kályhának, fa- vagy széntüzelésû kazánnak). Egy olyan fontos biztonsági funkciót, mint egy háztartás fûtése nem lehet egyetlen, tartalék nélküli megoldásra bízni. Norvégiában, ahol az áram gyakorlatilag 100 százaléka vízerômûvekbôl származik, van egy törvényi elôírás: annak ellenére, hogy a legtöbb helyen direkt villamos vagy hô-

szivattyús fûtés van (az olcsó vízerômûvi áram miatt), kötelezô minden házban fatüzelésû alternatív fûtôberendezésnek lennie. Ha nincs, nem kap használatba vételi engedélyt a lakás. Az ok egyszerû: a gondoskodó és gondolkodó állam nem engedheti meg állampolgárainak, hogy nyugalmas idôszakokban olyan lakóhelyeket építsenek, amelyek vészhelyzetben nem biztosítják az egészséges, vagy akár az életben maradáshoz szükséges hômérsékletet. Nálunk több évtizedes politika volt, hogy a legkisebb faluba is gázt kell vinni, és a lehetô legtöbb háztartást rá kell kötni a gázhálózatra. Mert a földgáznak számos elônye van. Igaz, a földgáz egy kényelmes ener-

giahordozó: nagyon tiszta, elégetése nem jár hamuképzôdéssel, gyakorlatilag csak vízgôz és szén-dioxid van a füstgázban. És a gáz jön a vezetéken, nem kell érte messzire menni – ha tényleg jön. És a magyar energiapolitikának van egy másik nagy, ámde kétes „vívmánya”: a sok háztartás és üzem mellett az erômûvek egy jelentôs része is földgázfüggô: a hazai áramtermelés harmada származik földgáztüzelésû erômûvekbôl. Ezek a berendezések nagyon impresszívek magas hatásfokukkal és jó szabályozhatóságukkal, de javarészt import földgázt tüzelnek – ennek hiányában viszont Folytatás a 18. oldalon


7

AZ ATOMERÔMÛVI KIÉGETT ÜZEMANYAG HOSSZÚ FELEZÉSI IDEJÛ KOMPONENSEINEK TRANSZMUTÁCIÓJA DR. FEHÉR SÁNDOR*

1. BEVEZETÉS Több, mint 104 reaktor-üzemév tapasztalattal a háta mögött a nukleáris energiatermelés ma már fejlett és kiforrott technológiának számít, amely a világ villamosenergia-termelésének igen jelentôs hányadát adja. 2009 januárjában 436 atomerômûvi blokk üzemelt a világon 372 GW(e) beépített villamos teljesítôképességgel, és további 43 blokk állt építés alatt [1]. Az atomenergia részesedése a világ villamosenergia-termelésében immár két évtizede 16-17% körül mozog, ami azt jelenti, hogy a nukleárisenergia-termelés fejlôdése az elmúlt 20 évben nagyjából lépést tartott a globális villamosenergia-termelés növekedési ütemével [2]. Az Éghajlat-változási Kormányközi Testület (Intergovernmental Panel on Climate Change – IPCC) elôrejelzése szerint 2050-re a világ villamosenergia-igénye várhatóan a jelenleginek mintegy háromszorosára növekszik. Joggal feltételezhetô, hogy ennek a hatalmas igénynek a kielégítésében az atomenergia is jelentôs szerepet kap. Ahhoz azonban, hogy a nukleárisenergia-termelés részesedése a jövôben is legalább a jelenlegi arányú maradhasson, a következô négy komoly kihívással kell szembenéznie: a gazdasági versenyképesség javítása, az egyre szigorúbb biztonsági követelmények kielégítése, a fenntartható fejlôdés kritériumainak teljesítése, és a társadalmi elfogadottság növelése. Az utóbbi két feltétel teljesítéséhez mindenekelôtt a nukleáris hasadóanyag-készletek hasznosítási hatásfokának jelentôs emelésére és a reaktorokban keletkezô hoszszú felezési idejû radioaktív melléktermékek eliminálására vagy a bioszférától való biztonságos elszigetelésének megoldására van szükség. A jelenlegi technológiai fejlôdési trendek arra utalnak, hogy ezt a két célkitûzést (azaz a hasznosítási hatásfok emelését és a hulladékprobléma megoldását) csak kapcsoltan, a nukleáris üzemanyagciklus zárásával és ennek keretében a hosszú élettartamú radioaktív hulladékok rövidebb felezési idejû vagy stabil nuklidokká történô átalakításával (transzmutálásával) lehet megvalósítani. Ebben a tanulmányban a transzmutáció fizikai alapjait, megvalósítási lehetôségeit és az e területen folyó nemzetközi kutatómunkát tekintjük át röviden. A témának – a világban megfigyelhetô nukleáris „reneszánsz”-on túl – az ad aktualitást, hogy valószínûleg rövidesen napirendre kerül az új hazai atomerômûvi blokkok létesítésének kérdése. Habár a jövôben épülô új reaktorok kiégett üzemanyagának végleges elhelyezésére * Dr. Fehér SándorBME, Nukleáris Technikai Intézet, fehé[email protected]

8

2009

vagy – nemzetközi keretekben megvalósuló – újrafeldolgozására csak évtizedekkel a reaktorok indulása után kerül sor, a blokkok létesítésére vonatkozó döntés elôkészítéséhez érdemes már most kidolgozni a kiégett üzemanyag és a nagy aktivitású hulladék kezelésének hosszú távú stratégiáját. Tanulmányunkkal ennek a feladatnak a körültekintô megoldásához is szeretnénk segítséget nyújtani.

2. A TRANSZMUTÁCIÓ CÉLJA Az elmúlt ötven évben az atomerômûvi kiégett üzemanyag újrafeldolgozásának (reprocesszálásának) legfontosabb indítéka a fûtôelemekben található el nem használt urán és a keletkezett plutónium visszanyerése volt azzal a céllal, hogy az uránt és a plutóniumot újból reaktorok üzemanyagaként lehessen felhasználni1. A kiégett fûtôelemek újrafeldolgozását az is motiválta, hogy alkalmazásával nagymértékben csökkenthetô a végleges elhelyezésre kerülô nagyaktivitású radioaktív hulladék térfogata és tömege. Ráadásul, az így elôálló kisebb térfogatú hulladéknak a radioaktív bomlásból eredô hôtermelése 100 év után jóval gyorsabban csökken, mint az érintetlen (újra fel nem dolgozott) kiégett fûtôelemeké. Az újrafeldolgozás az elmúlt évtizedekben több európai országban, továbbá Oroszországban és Japánban is a kormányzat által támogatott gyakorlattá vált. Az utóbbi másfél évtizedben jelentôsen megnôtt az érdeklôdés az olyan újrafeldolgozási technikák iránt, amelyek a kiégett fûtôelembôl az urán és a plutónium leválasztásán túl lehetôvé teszik különféle elemek vagy elemcsoportok szeparálását (particionálását) is. A particionálási módszerek iránti érdeklôdés megélénkülése egyértelmûen a transzmutáció kutatásának ugyanebben az idôszakban tapasztalt fellendüléséhez köthetô. A particionálás ugyanis elôfeltétele a transzmutációnak, azaz a hoszszú felezési idejû radionuklidok neutronbesugárzással történô, rövidebb felezési idejû vagy stabil nukliddá történô átalakításának. A két kapcsolódó technológiát (particionálás és transzmutáció) P/T technológiának is nevezik. A transzmutáció célja a jövô generációkat terhelô radiológiai kockázatok mérséklése a végleges elhelyezésre kerülô radioaktív hulladékban található hosszú felezési idejû nuklidok arányának drasztikus csökkentése útján.

1 A kiégett üzemanyag újrafeldolgozása feltétele az üzemanyagciklus zárásának, amellyel az uránban rejlô energetikai potenciálnak a mai – nyitott – üzemanyagciklusra jellemzô szûk fél százalékos hasznosítási hatásfoka akár két nagyságrenddel is megemelhetô.


Hangsúlyozni kell, hogy a P/T technológia nem jelent alternatívát a radioaktív hulladékok végleges elhelyezésével szemben, csak annak kiegészítésére szolgál. Alkalmazása jelentôsen csökkentheti a végleges elhelyezésre kerülô hulladék mennyiségét és annak lebomlási idejét. Ezzel elôsegítheti a geológiai tárolók gazdaságosabb kihasználását és a jellemzô felezési idô csökkentésén keresztül növelheti a végleges tárolás biztonságát.

amely valóban hosszú felezési idejû. A hosszú távú radiológiai kockázatot elsôsorban az uránnál nagyobb rendszámú transzurán elemek okozzák. Ezek azonban neutronbesugárzással elhasíthatók, és ezáltal összességében sokkal rövidebb felezési idejû nuklidokká (hasadási termékekké) transzmutálhatók. A transzuránok elhasítása tehát egy olyan megoldást jelent, amellyel jelentôsen csökkenthetô a radioaktív hulladékok kérdésének idôtávlata.

3. A TRANSZMUTÁCIÓ INDOKAI 4. TRANSZMUTÁLANDÓ ANYAGOK Habár néhány országban már ma is bevett gyakorlat a kiégett nukleáris üzemanyagban található plutónium kisebb-nagyobb mértékû recirkuláltatása, napjainkban még világszerte a nyitott üzemanyagciklus, azaz a nukleáris üzemanyag egyszeri felhasználása a jellemzô. Ennek az üzemanyag-stratégiának megfelelôen a reaktorból kivett kiégett üzemanyag átmeneti tárolóban való több évtizedes (tipikusan minimum 50 éves) hûtés után végleges tárolóba kerül. A végleges tárolók mûszaki megoldása a legtöbb országban még nyitott kérdés. A kutatás és tervezés három országban: Finnországban, Svédországban és az USA-ban jutott a legmesszebbre. Mindhárom országban mélygeológiai tárolásban gondolkodnak. A fô különbség az, hogy míg az amerikai tároló a talajvíz szintje fölött helyezkedik el, és ennélfogva száraz marad, addig a közös skandináv elképzelés a víznek a tárolóba való bejutásával is számol. A tároló integritásának millió évre vagy még hosszabb idôre való garantálása bonyolult mérnöki kérdéseket vet fel. A jelenlegi technológiák alapján jó okunk van feltételezni, hogy a kiégett üzemanyag tárolásából eredô, a bioszférát érô dózis alatta marad a természetes radioaktív háttérsugárzásból származó dózisnak. Vannak azonban olyan feltételezések és aggodalmak, amelyek szerint a tárolókból jelentôs mennyiségû radioaktivitás is kikerülhet a környezetbe. Egy OECD tanulmány szerint a legnagyobb kockázatot a tárolóba való – szándékos vagy véletlen – emberi behatolás jelenti [3]. Más, kisebb valószínûségû eseményeket – mint például egy esetleges meteorbecsapódást – nehéz tervezési alapként figyelembe venni. A tárolók tervezésénél a legfôbb gondot az emberi mértékkel mérve beláthatatlanul hosszú (többszázezer éves) idôtávlat jelenti. Ha a tároló integritását rövidebb idôre kellene garantálni, ez lényegesen egyszerûsítené a megoldandó mérnöki problémákat. A kiégett üzemanyagban egyébként mindössze néhány olyan izotóp található,

Napjainkban a legelterjedtebben használt nukleáris üzemanyag az urán-dioxid2 (UO2). Az 235U izotópban 45%-ra dúsított uránnal 50 MWnap/kg kiégettségi szint is elérhetô. A kezdetben tiszta urán-dioxidból álló üzemanyag a besugárzási idôszak végére jelentôsen átalakul, a benne található sokféle izotóp három nuklidcsoportba sorolható: (1) az uránizotópok, (2) a transzuránok (plutónium és másodlagos aktinidák) és (3) a hasadási termékek csoportjába. Egy ma üzemelô tipikus nyomottvizes reaktor 33 MWnap/kg kiégettségû üzemanyagának jellemzô összetételét az 1. táblázatban foglaltuk össze. A fô komponensek arányát grafikusan az 1. ábra szemlélteti. 95% urán

3,2% stabil hasadási termék 0,9% radioaktív hasadási termék

1% plutónium 0,1% másodlagos aktinidák

1. ÁBRA. 33 MWnap/kg KIÉGETTSÉGÛ PWR ÜZEMANYAG ÖSSZETÉTELE

Látható, hogy a kiégett üzemanyag tömegének 95%-át a maradék urán teszi ki. Ennek 235U-tartalma közelítôleg

2 Valószínû, hogy az új hazai atomerômûvi blokk(ok) is urán-dioxiddal fog(nak) majd üzemelni.

1. TÁBLÁZAT. TIPIKUS NYOMOTTVIZES REAKTOR KIÉGETT ÜZEMANYAGÁNAK ÖSSZETÉTELE [4] (KIÉGETTSÉG: 33 MWnap/t, PIHENTETÉS: 10 ÉV, ÖSSZES TÖMEG: 1 t)

Urán és plutónium

Másodlagos aktinidák

Hosszú felezési idejû hasadási termékek

Rövid felezési idejû hasadási termékek

Stabil izotópok

955,4 kg U

0,5 kg 237Np

0,2 kg 129I

1,0 kg 137Cs

10,1 kg lantanida

8,5 kg Pu

99

0,6 kg Am

0,8 kg Tc

0,02 kg Cm

0,7 kg 93Zr

90

0,7 kg Sr

21,8 kg egyéb

0,3 kg 135Cs


9

1%, azaz magasabb, mint a természetes uráné. A besugárzás során az 238U-izotóp tömege is számottevôen, mintegy 2%-kal csökken. Az 238U-magok fogyását azonban elsôsorban nem a hasadás, hanem a neutronbefogás okozza, amely után a képzôdött 239U-mag két egymást követô béta-bomlással elôbb 239Np, majd 239Pu-nukliddá alakul. A 239Pu-izotóp termikus spektrumban is hasadóképes, ennélfogva jelentôsen hozzájárul a reaktorban bekövetkezô hasadások számához, különösen a reaktorban régóta bennlévô üzemanyag esetében3. Ugyanakkor a 239Pu-mag neutronbefogása nem minden esetben vezet hasadásra, az abszorpcióval a magok egy része 240Pu-izotóppá alakul, további neutronbefogások pedig még nagyobb tömegszámú plutóniumizotópokat, illetve béta-bomlásokon keresztül magasabb rendszámú transzuránokat (amerícium-, kûriumizotópokat) hoznak létre. Egy tipikus nyomottvizes reaktorban keletkezô transzurán izotópok jellemzô mennyiségét és felezési idejét a 2. táblázatban gyûjtöttük össze. A 3. táblázatban arra vonatkozó adatok találhatók, hogy a kiégetés növelése vagy MOX üzemanyag alkalmazása milyen mértékben emeli a másodlagos aktinidák mennyiségét. Egy 50 MWnap/kg kiégettségû tipikus PWR üzemanyag összetétele grafikusan a 2. ábrán látható.

93% urán

4,5% stabil hasadási termék

Izotóp

Termelt mennyiség(1) (kg/GWe év)

Felezési idô (év)

2. ÁBRA. 50 MWnap/kg KIÉGETTSÉGÛ PWR ÜZEMANYAG ÖSSZETÉTELE

3. TÁBLÁZAT. MÁSODLAGOS AKTINIDÁK KELETKEZÉSE TIPIKUS NYOMOTTVIZES REAKTORBAN, KÜLÖNFÉLE FELTÉTELEK MELLETT [4]

Reaktortípus Kiégetési szint (MWnap/kg)

Bomlási mód

233

U

1,59 {105

235

U

7,04 {108

236

U

2,34 {107

238

U

4,47 {109

a

2,14 {106

a

237

Np

238

Pu

239

Pu

15,6 7,46 125,3

240

Pu

60,8

241

Pu

26,3

242

Pu

17,6

241

Am

9,3

242

Am

242m 243

Am

Am

6,56 {10

a 3

3,74 {10

5

3,5

b− a

141 7,36 {10

a, sf a

433 0,004

0,016

a, sf a,b−

13,2

3

a

243

Cm

0,012

30

244

Cm

1,557

18,10

245

Cm

0,075

8,50 {103

a, sf

246

Cm

0,1

4,73 {103

a, sf

a, sf a, sf

(1) UO2 üzemanyag, 45-50 MWnap/kg kiégetés, 5 év hûtés után. (Csak a jelentôsebb mennyiségek vannak feltüntetve.)

A harmadik nuklidcsoportot a hasadási termékek alkotják, amelyek a kiégettségi szinttôl függôen 3-5%-át te3 Például a paksi reaktorokban negyedik kampányukat töltô kazettákban a kampány második felében már több plutóniumhasadás történik, mint uránhasadás.

10

2009

Pihentetési idô (év) Másodlagos aktinidák tömege (kg/év/GWe)

PWR

PWR

PWR

PWR

UO2

UO2

MOX

MOX

33

60

33

60

5

5

3

3

22,2

26,3

77,9

78

a

a, sf

87,7 24,3 {103

0,16% másodlagos aktinidák

1,3% radioaktív hasadási termék

Üzemanyagtípus 2. TÁBLÁZAT. NYOMOTTVIZES REAKTORBAN KELETKEZÔ KÖZEPES ÉS HOSSZÚ FELEZÉSI IDEJÛ AKTINIDAIZOTÓPOK FÔ JELLEMZÔI [5, 7, 10]

1,2% plutónium

szik ki a kiégett üzemanyag tömegének. Egy tipikus nyomottvizes reaktorban keletkezô hasadási termékek jellemzô mennyiségét és felezési idejét a 4. táblázat tartalmazza. A hasadási termékek felezési ideje egészében véve jóval rövidebb, mint a transzuránoké. Következésképp, a kiégett fûtôelemek reaktorból való eltávolítását követôen az üzemanyag aktivitását és az ezzel összefüggô radiológiai kockázatát elsôsorban a hasadási termékek határozzák meg. Ugyancsak ebbôl következik, hogy a kirakást követô elsô évtizedekben a kiégett üzemanyag hôtermeléséért is túlnyomórészt a hasadási termékek felelôsek. A 4. táblázatból látható, hogy mindössze néhány olyan nagyobb keletkezési gyakoriságú hasadási termék van, amelynek felezési ideje meghaladja a száz-ezer évet (közülük a legjelentôsebb a 99Tc és a 129I). Két nuklid, a 137 Cs és a 90Sr a közepes felezési idejû kategóriába tartozik 30,17 és 28,64 év felezési idôvel. A kiégett üzemanyagból származó, tárolásra kerülô radioaktív hulladék hôtermelésének döntô hányadát ezek a nuklidok adják az elsô százéves idôszakban. Ezt követôen a hôtermelésért egyre inkább a hosszabb felezési idejû aktinidák lesznek felelôsek. A 137Cs és a 90Sr elbomlása után (azaz a kiégett üzemanyag reaktorból való végleges eltávolítását követô két-háromszáz év után) a radiológiai kockázat egyértelmûen a transzuránokhoz köthetô. Ekkor már a hulladék hôtermelése lényegében elhanyagolható a kezdeti idôszak hôtermeléséhez képest.


4. TÁBLÁZAT. NYOMOTTVIZES REAKTORBAN KELETKEZÔ KÖZEPES ÉS HOSSZÚ FELEZÉSI IDEJÛ HASADÁSI TERMÉKEK FÔ JELLEMZÔI [5, 7, 10]

Termelt mennyiség(1) (kg/GWe év)

Felezési idô (év)

Bomlási mód

Se

0,158

6,5{104

b−

Kr

0,75

Izotóp 79 85

90 93 94

Sr

15,3

b−

10,76

b−

28,6

Zr

1,5{10

6

b−

Nb

2,0{104

b−

5

b−

7,0{106

b−

99

Tc

107

Pd

113m 126

26,6

Cd

b−

13,6

Sn

129

2,1{10

0,69

1,0{105

b−

7

b− b−

I

5,8

1,7{10

135

Cs

12,5

2,3{106

137

Cs

35,8

151

Sm

59

Ni

63

Ni

b−

30,2

b−

87 7,5{10

4

EC b−

92,1

(1) UO2 üzemanyag, 45-50 MWnap/kg kiégetés, 5 év hûtés után. (Csak a jelentôsebb mennyiségek vannak feltüntetve.)

a lenyelési dózisnál. Tekintettel azonban arra, hogy a radioaktív hulladékból származó nuklidok lenyelése valószínûbb, mint a belélegzésük (és hosszú távon ez a tendencia méginkább érvényesül), a továbbiakban a különféle nuklidok radiotoxicitásának összevetéséhez a lenyelési dózist használjuk. Az 5. táblázatból az is látszik, hogy a transzuránok dóziskonverziós tényezôje összességében jóval meghaladja a legfontosabb hasadási termékekét. Ez alól a két legjelentôsebb kivétel a 241Pu és a 242Cm, amelyek lenyelve viszonylag kisebb károsodást okoznak az emberi szervezetben. Van azonban egy kivétel a hasadási termékek között is: ez a 129I, amely jóval nagyobb kockázatot jelent a többi hasadási terméknél, annak következtében, hogy képes a pajzsmirigyben felhalmozódni. Az (1) definíció alapján nyilvánvaló, hogy a tárolt radioaktív hulladék radiotoxicitása függ a hulladék izotópösszetételétôl. A természetes urán radiotoxicitása kicsi, s jó közelítéssel több millió éves távlatban is állandónak tekinthetô. Mivel az atomreaktor üzemanyagában felhalmozódó radioizotópok gyakorlatilag kivétel nélkül az uránból keletkeznek, a reaktorban történt radiotoxicitás-emelkedés jellemzésére gyakran használják a kiégett üzemanyagban található radioizotópok együttes radiotoxicitásának és az üzemanyag elôállításához szükséges uránmennyiség radiotoxicitásának az arányát. Ezt az arányt nevezik relatív radiotoxicitásnak:

5. RADIOTOXICITÁS A radioaktív hulladékok által okozott radiológiai kockázat mértéke és idôbeli alakulása számos tényezô (a radioaktív hulladékok izotóp-összetétele és -aktivitása, a sugárzás fajtája és egyéb jellemzôi, a hulladékkezelés és -tárolás módja, a sugárforrás és a bioszféra közötti terjedés feltételei, a radioizotópok mobilitása stb.) függvénye. A kockázat mértékét különbözô mennyiségek segítségével mérhetjük. A szakirodalomban legelterjedtebben a radiotoxicitást használják. A radiotoxicitás a tárolóból kiszabadulás esetén várható sugárterhelést jelenti. Ennek egysége lehet Sv/g vagy Sv/kg, ha az adott izotóp, vagy a teljes hulladék tömegére vonatkoztatunk, de lehet Sv/(GW(e)·év) is, ha a dózist arra a villamosenergiamennyiségre vetítjük, amelynek megtermelése során a hulladék keletkezett. Az így definiált radiotoxicitás:

ΘD (t) =

Ai (t)DCFi ,

(1)

i

ahol Ai(t) az i-edik izotóp aktivitása (Bq), DCFi pedig az i-edik izotópra vonatkozó dóziskonverziós faktor (Sv/Bq), amely megadja, hogy egy bizonyos izotópból egységnyi aktivitás felvétele (lenyelés vagy belégzés útján) mekkora dózist okoz. Értékeit, illusztráció céljából a hosszú távú tárolás szempontjából fontos izotópokra az 5. táblázat mutatja. A táblázatból látható, hogy egy adott nuklid esetében a lenyelési és a belélegzési dózis különbözik egymástól. Különösen szembetûnô az eltérés az aktinidák körében, ahol a belélegzési dózis közelítôleg kétszázszor (esetenként még ennél is többször) nagyobb

Θrel,D (t) =

ΘD (t) , ΘD,U (t)

(2)

ahol QD(t) a radioaktív hulladék (1) szerint meghatározott radiotoxicitása, QD,U (t) pedig ugyanez a természetes uránra. Mivel az utóbbi mennyiség néhány millió éves távlatban közelítôleg állandónak vehetô, ezért a (2) így is írható:

Θrel,D (t) ∼ = const · ΘD (t) = const ·

Ai (t)DCFi .

i

(3) A 3. ábrán a paksi atomerômûbôl származó 42 MWnap/kg szintig kiégetett üzemanyag radiotoxicitásának idôbeli alakulása látható [8]. A görbék lefutása jó egyezést mutat a szakirodalomban található hasonló számítások eredményeivel, és az abból meghatározható lecsengési idôkkel [4, 6]. A 3. ábrán megfigyelhetô, hogy az elsô 100-150 évben a hasadási termékekbôl eredô radiotoxicitás szintje nagyságrendileg megegyezik a transzuránok (plutónium + másodlagos aktinidák) radiotoxicitási szintjével. Nagyjából háromszáz év után azonban – a 137Cs és a 90Sr elbomlásával – a hasadási termékek radiotoxicitása erôsen lecsökken. Ezután lényegében a teljes radiotoxicitásért a transzuránok (közülük is mindenekelôtt a plutóniumizotópok) lesznek felelôsek, amelyek radiotoxicitása csak lassan gyengülve, mintegy 200 000 év után éri el a referenciaszintet 4. Ezt az idôsza-


11

5. TÁBLÁZAT. A KIÉGETT NUKLEÁRIS ÜZEMANYAGBAN TALÁLHATÓ FONTOSABB IZOTÓPOK DÓZISKONVERZIÓS TÉNYEZÔJE (LENYELÉSRE ÉS BELÉLEGZÉSRE) AZ ICRP 72 (1996) AJÁNLÁSÁNAK MEGFELELÔEN

Transzuránok Nuklid

Dóziskonverziós tényezô (nSv/Bq) Lenyelés

237

Hasadási termékek Nuklid

Belégzés

Dóziskonverziós tényezô (nSv/Bq) Lenyelés

110

23 000

79

238

Pu

230

46 000

90

239

Pu

250

50 000

93

240

Pu

250

50 000

99

Pd

0,037

Sn

4,7

Np

Se Sr

2,9 28

2,6 36

Zr

1,1

10

Tc

0,64

4

241

Pu

4,8

900

107

242

Pu

240

48 000

126

Am

200

42 000

190

37 000

135

Cs

2

3,1

137

Cs

13

9,7

241

242m 243

Am

200

41 000

242

Am Cm

12

5 200

243

Cm

150

31 000

244

Cm

120

27 000

245

Cm

210

42 000

kot elsôsorban a 239Pu 24 100 éves felezési idejû bomlása teszi ilyen hosszúvá. A 3. ábrán jól látható, hogy a hasadási termékek radiotoxicitásának esése nagyjából 800 év után megtorpan, és innen kezdve már alig-alig csökken. Ezt a stabilizálódást azok a – reaktorban viszonylag kis hasadási hozammal keletkezô – hosszú felezési idejû hasadási termé-

129

I

110

Végleges eltávolítás óta eltelt idô (év) 3. ÁBRA. A RELATÍV RADIOTOXICITÁS IDÔBELI VÁLTOZÁSA VVER-440 REAKTORBÓL SZÁRMAZÓ KIÉGETT ÜZEMANYAG KOMPONENSEIRE

2009

0,085 28 15

kek okozzák, amelyek közül a már említett 99Tc és 129I a legjelentôsebb, és amelyek esélyesek arra, hogy transzmutálásra kerüljenek. A 3. ábra alapján az is nyilvánvaló, hogy a radiotoxicitás hosszú távú csökkentése csak a plutónium és az amerícium transzmutálásával valósítható meg. Habár a kûrium viszonylag rövid ideig (mindössze néhány száz évig) ad jelentôs hozzájárulást a radiotoxicitáshoz, mégis legalább két érv szól amellett, hogy a kûriumot is transzmutáljuk. Az egyik az, hogy a plutónium és az amerícium

Relatív radiotoxicitás

4 Magasabb kiégetési szint erôsebb radiotoxicitást, és ezáltal hosszabb lecsengési idôt eredményez.

12

Belégzés


transzmutálása a kûrium mennyiségének nemkívánatos emelkedését eredményezi. A másik érv az, hogy így nincs szükség az amerícium és a kûrium szétválasztására. A vonatkozó számítások szerint [9] a kûrium bevonása nélküli transzmutációs stratégia (amikor tehát csak a plutónium és az amerícium recirkuláltatására kerül sor), hoszszú távon legfeljebb csak egy 10-es faktorral képes csökkenteni a radiotoxicitást. A hosszú felezési idejû hasadási termékek és a neptúnium transzmutálását általában csak másodrangú kérdésnek tekintik az aktinidák transzmutálásához képest. Vannak azonban olyan aggodalmak, miszerint egyes nuklidok jóval mozgékonyabbak lehetnek a hulladéktárolót övezô kôzetekben annál, mint amit jelenleg feltételezünk, és ennek következtében ezek a nuklidok hosszú távon jelentôsen hozzájárulhatnak a bioszféra sugárterheléséhez. Jelenleg ez az érvelés a legerôsebb indok a hosszú felezési idejû hasadási termékek (a 99Tc és a 129I) transzmutálása mellett.

6. A TRANSZMUTÁCIÓ GYAKORLATI PERSPEKTÍVÁI 6.1. A TRANSZMUTÁCIÓ FELTÉTELEI A transzmutáció feltételezi a kiégett üzemanyag reprocesszálását, illetve particionálását. A particionálás során az uránt, amelynek önmagában alacsony a radiotoxicitása, de egymást követô neutronbefogásokkal nagy radiotoxicitású aktinidaizotópok alakulhatnak ki belôle, mindenképpen külön kell választani. Ugyancsak le kell választani a hasadási termékeket is, függetlenül attól, hogy tervezzük a transzmutálásukat vagy sem. Ha ugyanis a hasadási termékek együtt maradnának az aktinidákkal, akkor egyrészt némelyikük neutronméregként viselkedne az aktinidák transzmutálásánál, másrészt – erôs radioaktivitásuk folytán – jelentôsen megnehezítenék az aktinidák kezelését, feldolgozását. A jelenlegi elképzelések szerint a hasadási termékek transzmutálására speciális céltárgyakba építve kerülhet sor. A legtöbb transzurán izotóp nem hasítható el termikus neutronokkal. Ez alól kivételt csak a 239Pu, a 241Pu és a 245 Cm képez. Ugyanakkor a legtöbb transzurán nuklid nagy valószínûséggel fog be termikus neutront, amelynek következtében magasabb tömegszámú és rendszámú aktinidák alakulnak ki. Különösen nagy befogási hatáskeresztmetszetet és ehhez képest alacsony hasadási hajlandóságot mutatnak a páros neutronszámú nuklidok. Ide tartozik az 241Am és az 243Am izotóp is. Ha azonban a neutronenergia megközelíti az 1 MeV-ot, a páratlan rendszámú és páros neutronszámú (páratlan-páros) izotópok (köztük a két említett ameríciumizotóp, azaz az 241Am és az 243Am) relatív hasadási valószínûsége is számottevôen megnô. Ahhoz, hogy a páros-páros magok (pl. 238U) is nagy valószínûséggel hasadjanak, gyorsneutronok uralta kemény energiaspektrumra van szükség. Mivel néhány MeV fölött már a legtöbb transzurán hasadási hatáskeresztmetszete meghaladja a befogási hatáskeresztmetszetet, az aktinidák transzmutációja annál hatásosabb, minél keményebb neutronspektrumban valósítjuk azt meg.

Egy további feltétel, amelyet a transzmutálásra szánt anyaggal szemben szoktak támasztani, az, hogy a besugárzandó anyag lehetôleg mentes legyen az 238U izotóptól, amely a transzurán nuklidok kialakulásának eredeti kiindulópontja. A transzmutációra tehát olyan reaktor alkalmas, amely egyrészt kemény neutronspektrummal rendelkezik, másrészt az üzemanyaga nem tartalmaz 238U izotópot. Nyilvánvaló, hogy ezek a feltételek csak olyan új reaktorok kifejlesztése útján teljesíthetôk, amelyek mûszakilag meglehetôsen különböznek a ma üzemelô kereskedelmi reaktortípusoktól. 6.2. KEMÉNY (GYORSNEUTRON-) SPEKTRUM A gyorsneutronos aktív zóna iránti igény többféle következménnyel jár. Elôször is a neutronok moderálását minimalizálni kell. Ez kizárja a víznek, mint hûtôközegnek az alkalmazását. A megmaradó, leggyakrabban szóba kerülô hûtôközegek a következôk: folyékony ólom, ólom-bizmut eutektikum, nátrium, vagy hélium gáz. A másik probléma a gyorsneutronos zónával kapcsolatban a megfelelô szerkezeti anyagok kiválasztása, illetve kifejlesztése. A neutronok által kiváltott sugárkárosodás ugyanis drasztikusan megnô, ha a neutronenergia meghaladja az 50-100 keV-ot. 6.3. SZUBKRITIKUS RENDSZEREK Ha egy reaktort urán üzemanyag helyett uránmentes, csak transzuránokat tartalmazó üzemanyagból építenek fel, jelentôsen romlik a reaktor inherens (fizikai jelenségeken alapuló és a mûszakilag kiépített szabályozó rendszertôl függetlenül érvényesülô) biztonsága. Ennek a biztonsági problémának a kiküszöbölésére a következô javaslat született: a transzurán elemek alkotta üzemanyagból szubkritikus zónát kell összerakni, amelyet a közepébe helyezett, protongyorsítóval hajtott, nehézfém céltárgyas spallációs neutronforrás segítségével tartunk szubkritikus üzemben. Az ilyen berendezést gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszernek (angolul: Accelerated Driven Subcritical Systems – ADS) nevezzük. A spallációs forrás céltárgyában keletkezô, egy beesô protonra jutó neutronok száma erôsen függ a proton energiájától. Az energiaigény optimalizálása céljából végzett vizsgálatok eredménye szerint legkedvezôbbnek az 1–1,5 GeV protonenergia-tartomány adódott. A szubkritikus zóna lehetséges méretét és teljesítményét elsôsorban a spallációs forrás mérete és neutronhozama határozza meg. A vonatkozó vizsgálatok szerint [11] a gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszerek teljesítményének ésszerû felsô határa valahol 800 MW(th) körül húzódik. A gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszerek megvalósítására és koncepcionális terveire az elmúlt másfél évtizedben számos javaslat született. Takizuka és társai 1991-ben [12] egy nátriumhûtésû rendszert javasoltak, Carluec és Anzieu 1999-ben [13] egy héliumhûtésû koncepcióval álltak elô, míg Tsujimoto és társai 2004-ben [14] egy ólom-bizmut eutektikum hûtésû szubkritikus rendszer számításait publikálták. Az üzemanyag mûszaki


13

kivitelére vonatkozó elképzelések meglehetôsen változatosak, a legreálisabbnak az oxid és a nitrid üzemanyag használata látszik [14]. Egy gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszer tipikusan a zónában található aktinidamennyiség 20%-át képes elhasítani (transzmutálni) egy reaktorkampány alatt, amely általában két-három évig tart [14]. A reaktivitásnak a kiégés miatt elôálló csökkenését a gyorsító nyalábáramának növelésével lehet kompenzálni, ez ugyanis a spallációs forrás neutronhozamának növekedését eredményezi. A térbeli teljesítményeloszlásnak a kampány során bekövetkezô egyenetlenné válását és a reaktivitáslengéseket kiégô mérgek alkalmazásával lehet mérsékelni [15]. Biztonsági okokból korlátozni tervezik a gyorsító nyalábteljesítményét, ami határt szab az elérhetô kampányhossznak és kiégettségnek. A rendszer effektív sokszorozási tényezôjének ideális értékére, illetve tartományára vonatkozó javaslatok valamelyest különböznek egymástól. Wallenius és Eriksson [11] a kampány elején keff = 0,97 értéket, a kampány végén pedig keff = 0,95 értéket tart célszerûnek. Tsujimoto és társai [14] a biztonság érdekében a kampány elején is csak 0,95-ös effektív sokszorozási tényezôt tartanak elfogadhatónak. Az elérhetô kiégési szintet gyakran a zónában felhasznált szerkezeti anyagoknak a neutronok által okozott sugárkárosodása korlátozza. Világszerte intenzív kutatómunka folyik a sugárzásnak fokozottabban ellenálló anyagok kifejlesztése érdekében. A sugártûrô anyagok kérdése a fúziós kutatásokban is fontos szerepet kap, ezért a két terület kutatócsoportjai szorosan együttmûködnek a fejlesztésekben. A szubkritikus rendszerben történô besugárzási ciklus végén az üzemanyagot kiveszik a zónából és néhány éves hûtési periódus után reprocesszálják. A leválasztott hasadási termékek – a ma leginkább elfogadott elképzelések szerint – geológiai tárolókban végleges elhelyezésre kerülnek. A megmaradt aktinidákat hozzákeverik a hagyományos reaktorokból származó aktinidaáramhoz, és a keverékbôl ADS üzemanyagot gyártanak. Ezt az üzemanyagot újabb besugárzási periódusra a transzmutációs berendezésbe (szubkritikus rendszerbe) helyezik. Valamikor a távoli jövôben a hagyományos reaktorokból származó aktinidaáram fokozatosan megszûnik, és az atomenergiarendszerben található teljes aktinidamennyiség csökkeni kezd. A reprocesszálás és az üzemanyaggyártás során fellépô technológiai veszteségek miatt az aktinidák egy része hátramarad a hulladékokban, és így nem kerül transzmutálásra. A transzmutáció kifejlesztésére irányuló erôfeszítések azt célozzák, hogy ennek a megmaradó aktinidamennyiségnek a radiotoxicitása lehetôleg 1000 éven belül essen a referenciaszint alá, ezzel legalább két nagyságrenddel (kb. 1/300-ad részére) csökkentve azt az idôtávlatot, amely után el lehet felejteni a fissziós nukleáris energiatermelés kellemetlen örökségét. 6.4. A TRANSZMUTÁCIÓ RENDSZERSZINTÛ MEGVALÓSÍTÁSA A transzmutáció természetébôl adódóan csak zárt üzemanyagciklussal üzemelô atomerômû-rendszerben valósít-

14

2009

ható meg. A lehetséges üzemanyagciklusokra vonatkozó elképzelések két kategóriára oszthatók. Az elsôbe azok a rendszerek sorolhatók, amelyekben termikus és gyorsreaktorok nagyjából azonos arányban vannak jelen, és a gyorsreaktorok a termikus reaktorokból és önmagukból származó plutóniummal és másodlagos aktinidákkal üzemelnek. Az ilyen rendszerekben tehát a másodlagos aktinidák transzmutációja a gyorsreaktorokban valósul meg. A másik kategóriába azok az elképzelések tartoznak, amelyeknél a transzmutáció külön erre a célra fejlesztett (dedikált) berendezésekben történik. Az ilyen úgynevezett kétrétegû rendszereknél a termikus reaktorok vannak többségben, ezek alkotják az elsô réteget. A termikus reaktorok nagy része a keletkezett plutónium újrafelhasználásával (plutónium-recirkuláltatással) üzemel. A második réteg zömében a dedikált transzmutáló berendezésekbôl áll, de gyorsreaktorok is üzemelhetnek ebben a rétegben. A termikus és a gyorsreaktorokban keletkezô másodlagos aktinidákat a második réteghez tartozó dedikált berendezések, elsôsorban az ADS-ek, másodsorban pedig maguk a gyorsreaktorok transzmutálják, szintén többszöri visszaforgatással. A számítások szerint egy második réteghez tartozó transzmuter reaktor (ADS, illetve gyorsreaktor) 6–10 termikus reaktort tud ilyen módon kiszolgálni. A fenti rendszerekre vonatkozó elemzések azt mutatják, hogy az üzemanyag többszöri visszakeringetésével elérhetô a radiotoxicitás akár század részére történô csökkentése a nyitott üzemanyagciklushoz képest [16]. Ennek eredményeként az úgynevezett „lebomlási idô” vagy „szükséges tárolási idô” (az az idôtartam, amely alatt a végleges tárolásra kerülô radioaktív hulladékok radiotoxicitása a referenciaszintre süllyed) a több százezer éves nagyságrendrôl néhány száz évre csökken. Hangsúlyozni kell azonban, hogy a transzmutációs rendszerek teljes potenciáljának kihasználása csak akkor lehetséges, ha legalább 100 évre elkötelezzük magunkat a transzmutáció alkalmazása mellett. A költségekre vonatkozó becslések szerint az új technológia mintegy húsz százalékkal emeli meg az ilyen rendszerekben termelt villamos energia árát [16]. A lehetséges üzemanyagciklusok megvilágítására az 1. mellékletben négy különbözô üzemanyagciklus logikai felépítését és üzemanyag-forgalmát mutatjuk be sematikusan. A négy séma közül az elsô kettô már ma is létezô üzemanyagciklust ábrázol, a harmadik és negyedik séma pedig a transzmutáció rendszerszintû megvalósításának fentebb vázolt két kategóriáját illusztrálja. A sémákhoz számszerû adatok is tartoznak, mind a négy sémához megadjuk az illetô séma alkalmazása esetén végleges elhelyezésre kerülô radioaktív hulladékok becsült tömegét, összetételét, továbbá a szükséges tárolási idôt. Az eltemetendô hulladék tömegét egyrészt az eredetileg kitermelt természetes urán tömegére, másrészt a megtermelt villamos energiára vonatkoztatva is megadjuk. Igen fontos adatként feltüntetjük még az adott séma esetén várható hasadóanyag-hasznosítási hatásfokot is. Az egyes sémákat röviden a következôképpen jellemezhetjük. Az elsô sémán a jelenleg világszerte elterjedt nyitott üzemanyagciklus szerkezete látható. A sémához


tartozó számadatokból megállapítható, hogy nyitott üzemanyagciklusnál az eltemetendô hulladék radiotoxicitása csak többszázezer (> 400 000) év után éri el a referenciaszintet, a hasadóanyag-hasznosítási hatásfok pedig alatta marad a fél százaléknak (~0,4%). A plutónium termikus reaktorokba történô részleges visszakeringetése (2. séma) valamelyest csökkenti a szükséges tárolási idôt (~100 000 év), és növeli a hatásfokot (~0,5%), de a változás nem számottevô. A 3. sémán látható zárt üzemanyagciklus a tárolási idô szempontjából nem hoz érdemi változást, ellenben a hasadóanyag-hasznosítási hatásfokot átütôen, majdnem két nagyságrenddel megemeli. A 4. sémában megjelenô célirányos transzmutációs stratégia az eltemetendô hulladékok radiotoxicitását drasztikusan lecsökkentve emberileg belátható távlatúvá teszi a szükséges tárolási idôt (<1000 év). 6.5. A TRANSZMUTÁCIÓ MEGVALÓSÍTÁSÁNAK TÁRSADALMI KÉRDÉSEI A transzmutáció hátulütôje – eltekintve attól a költségtöbblettôl, amely a bonyolultabb üzemanyagciklus miatt jelentkezik – az a körülmény, hogy a transzmutációs technika kifejlesztése és a transzmutáció megvalósítása esetén nagymennyiségû radioaktív nukleáris anyag kezelését (szállítását, feldolgozását, ôrizését) kell megszervezni az érintett társadalmaknak hosszú évtizedeken, esetleg évszázadokon keresztül. A különbözô üzemanyagciklus-opciók társadalmi kockázatait, várható foglalkozási és lakossági dóziskövetkezményeit gondosan mérlegelni kell, és ezeket is figyelembe véve lehet majd a megfelelô döntéseket meghozni. A kiégett nukleáris üzemanyag geológiai tárolókba való direkt (transzmutálás nélküli) elhelyezésének következményeit jóval nehezebb elôre megbecsülni. Mindenesetre a direkt elhelyezéshez köthetô potenciális események következményei csak késôbb jelentkezhetnek, és így a kockázatok nemigen válnak pontosan ismertté abban az idôtávlatban, amelyben a fissziós nukleáris energiatermelés elônyeit élvezzük. A transzmutáció megvalósításának vagy elvetésének kérdése tehát úgy összegezhetô, hogy a transzmutáció bevezetésével a közeli jövôben jelentôsen csökkenthetjük az eddig felhalmozott kiégett atomerômûvi üzemanyag környezetre veszélyes komponenseinek mennyiségét, és ebben a folyamatban még jelentôs mennyiségû energia is termelhetô. A transzmutáció elvetésével rákényszerülünk a mai reaktorokban keletkezô kiégett üzemanyagban lévô radioizotópok több százezer éves biztonságos tárolásának megvalósítására, amely a komoly mûszaki kihívások mellett számos társadalmi kételyt is kivált. 7. NEGYEDIK GENERÁCIÓS REAKTOROK Az USA kormányának kezdeményezésre 2000-ben indult el a negyedik generációs reaktorok kifejlesztésére irányuló nemzetközi együttmûködés (Generation IV International Forum – GIF). A projekt egyik célkitûzése az, hogy a negyedik generációs termikus és gyors reaktorok megfelelô összetételû, zárt üzemanyagciklusú rendszeré-

vel elkerülhetô legyen a hosszú felezési idejû radioaktív hulladékok felszaporodása [17]. A GIF-ben kiválasztott 6 reaktortípus közül elsôsorban a gázhûtésû, illetve az ólomhûtésû gyorsreaktor rendelkezik a transzmutációhoz szükséges kemény spektrummal. A vonatkozó számítások [10, 18] azt mutatják, hogy amennyiben a negyedik generációs reaktorokból alkalmasan kialakított zárt üzemanyagciklusú szimbiotikus atomerômû-rendszerben a gyorsreaktorok aránya éppen csak meghaladja az 50%-ot, és a gyorsreaktorok aktív zónájába kerülô üzemanyag másodlagosaktinida-tartalma alatta marad egy bizonyos határnak, akkor a transzurán elemeknek az egész reaktorparkra összegzett készlete hosszú távon egy egyensúlyi értékre áll be. Az ilyen rendszerben a gyorsreaktorok a termikus reaktorokból származó, ott többletként termelôdô transzurán izotópokat is elhasítják. Az atomerômû-rendszer teljes transzuránkészletének csökkentése a gyorsreaktorok rendszeren belüli részarányának növelésével (50% fölé emelésével) érhetô el. A gyorsreaktoros rendszerek közül az elmúlt években különösen megnôtt az érdeklôdés a magas hômérsékletû héliumgázzal hûtött moduláris reaktor (Modular Helium Reactor, MHR) és folyékony ólom-bizmut eutektikum hûtésû reaktor, mint perspektivikus transzmutációs eszközök iránt. A héliumhûtésû reaktorral – különleges kerámiabevonatú üzemanyagának köszönhetôen – igen magas kiégettséget lehet elérni, ami a számítások szerint lehetôvé teszi a transzuránok 90%-ának egyetlen besugárzási ciklusban való transzmutálását. Az ólom-bizmut hûtésû reaktort a kemény spektruma és a magas fokú belsô biztonsága miatt tekintik perspektivikus típusnak. Ugyancsak szóba jöhet transzmutációs eszközként a sóolvadékos reaktor is. Moderátor nélkül ugyanis meglehetôsen kemény spektrum alakítható ki az ilyen reaktorokban. Transzmutációs szempontból további komoly elônye ennek a típusnak, hogy az üzemanyag (sóolvadék) összetételét adott elemeknek kivonásával vagy hozzáadásával üzem közben folyamatosan lehet módosítani. A sóolvadékos reaktor a tóriumciklus megvalósításában is komoly szerepet kaphat. 8. NEMZETKÖZI EGYÜTTMÛKÖDÉS A TRANSZMUTÁCIÓ TERÜLETÉN A transzmutáció alapgondolata nem új ötlet, szinte egyidôs az atomenergetikával. Már az 1940-es években felvetôdött a gondolat, hogy a gyorsító technológia hasznos lehet az atomenergetika hulladékainak kezelésében. Neutron-magreakciókat felhasználó transzmutációval kapcsolatban az elsô publikáció 1958-ban jelent meg. 1976-ban a Nemzetközi Atomenergia Ügynökség egy, a transzmutációt is magában foglaló kutatási programot indított. Az ennek eredményeként 1982-ben született zárótanulmányban arra a következtetésre jutottak, hogy a transzmutáció ugyan technikailag megvalósíthatónak tûnik, bevezetése azonban óriási beruházást igényel. E negatív megállapítás érzékelhetôen visszavetette a transzmutációval kapcsolatos kutatásokat. A ’80-as és a ’90-es évek fordulóján azonban új erôre kaptak a kutatások. Ebben nagy része volt a japán kor-


15

mány 1988. évi kezdeményezésének, amely egy a P/T technológiára irányuló K+F program indítására vonatkozott. Ez az ún. OMEGA program. A japán kormány meghívására megszervezett tudományos eszmecsere eredményeként technikai információcsere programot indítottak az OECD/NEA keretében a P/T területén. Az elsô nemzetközi információcsere-találkozót 1990 novemberében Japánban tartották. Azóta a találkozókat kétévente rendszeresen megszervezik. A résztvevô országok és kutatók száma folyamatosan nôtt, és a témák köre is egyre bôvült. Az elmúlt másfél évtizedben több ország (Japán, Franciaország, Oroszország, USA, Kína stb.) indított nemzeti kutatási programot a transzmutáció területén. Az Európai Unió 6. keretprogramjában zajló EUROTRANS projektben 13 tagország több mint 40 kutatóintézetének részvételével folyik a transzmutációs célú ADS vizsgálata és tervezése. A 7. keretprogramban várhatóan sor kerül a sóolvadékos reaktorok transzmutációs célú felhasználásának lehetôségeit is vizsgáló projekt támogatására, amely 11 európai uniós ország, továbbá Oroszország sóolvadékos reaktorokra vonatkozó kutatásait fogja öszsze. Az USA 2006-ban hirdette meg a Global Nuclear Energy Partnership (GNEP) elnevezésû nemzetközi programot, amelynek ambiciózus célja a nukleáris üzemanyag ciklus zárása a plutónium termikus és gyorsreaktorokba történô visszakeringetésével. A kezdeményezés másik fontos célkitûzése a hosszú felezési idejû radioaktív hulladékok problémájának megoldása. Ennek megfelelôen a transzmutáció hangsúlyos szerepet kap a programban, amely a gyorsreaktorokkal megvalósítható transzmutáció kutatását szorgalmazza

urán nélküli üzemanyagból csak szubkritikus rendszert biztonságos és célszerû építeni. Egy ilyen szubkritikus rendszert protongyorsítóval hajtott spallációs neutronforrással lehet üzemben tartani. A gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszerek a transzuránok hatékony transzmutálására képesek. Ugyanakkor, a vonatkozó vizsgálatok szerint, ilyen dedikált berendezések nélkül is csökkenthetô – bár lassabban – az aktinidák mennyisége. Ehhez a negyedik generációs reaktorokból olyan, megfelelôen választott zárt üzemanyagciklusú atomerômûrendszert kell felépíteni, amelyben a gyorsneutronos reaktorok részaránya meghaladja az 50%-ot. A transzmutáció ipari méretû megvalósításához még hosszú kutató és fejlesztômunkára, továbbá politikai és gazdasági döntések meghozatalára, regionális nemzetközi együttmûködések kialakítására és a transzmutáció mûködtetésének megszervezésére van szükség. Hangsúlyozni kell azt is, hogy a transzmutáció nem alternatívája a radioaktív hulladékok mély-geológiai tárolókba való végleges elhelyezésének, de jelentôsen csökkenteni tudja a tárolókba elhelyezendô nagy aktivitású hulladék menynyiségét, így számottevôen növelni tudja a tárolok kihasználtságát és a tárolás biztonságát. A transzmutációval a fissziós energiatermelésbôl származó hosszú felezési idejû radioaktív hulladékok radiotoxicitása akár két nagyságrenddel is csökkenthetô. Ehhez azonban a transzmutáció megvalósítására regionális keretekben összefogó országoknak legalább száz évre el kell kötelezni magukat a zárt nukleáris üzemanyagciklus és a transzmutáció mûködtetése mellett. HIVATKOZÁSOK [1]

9. ÖSSZEGZÉS, ÉRTÉKELÉS A hagyományos atomreaktorok kiégett üzemanyagában található hosszú felezési idejû radionuklidok transzmutálása (rövidebb felezési idejû vagy stabil nukliddá alakítása) az elmúlt 15 év nemzetközi kutatási erôfeszítéseinek köszönhetôen mûszaki szempontból megvalósíthatónak tekinthetô. Amennyiben a transzmutáció célja a radiotoxicitás hosszú távú csökkentése, a kiégett üzemanyagból három elemet kell leválasztani és speciális berendezésekben elhasítani: a plutóniumot, az ameríciumot és a kûriumot. A fenti elemek néhány izotópja termikus neutronspektrumban is elhasítható. Ahhoz azonban, hogy jelentôsen csökkenthessük a radiotoxicitást, kemény neutronspektrumra (gyorsneutronokra) van szükség. Termikus spektrumban ugyanis a neutronbefogás dominál a hasadás helyett, és az üzemanyag besugárzása során több transzurán nuklid keletkezik, mint amennyi elfogy. Mivel a hatékony transzmutálás érdekében a transzmutálni kívánt anyagból az uránt el kell távolítani, és ugyanakkor a visszamaradó anyagnak általában jelentôs az ameríciumtartalma, ezért az urán nélküli üzemanyaggal mûködô reaktornak mind az effektív késôneutron-hányada, mind a Doppler-együtthatója kisebb az urán üzemanyagú reaktorokénál. Tekintettel arra, hogy mind a két változás a nukleáris biztonság csökkenését eredményezi,

16

2009

[2] [3] [4]

[5] [6]

[7]

[8]

[9]

World Nuclear Power Reactors 2007–09 and Uranium Requirements; World Nuclear Association, Information Papers, http://www.world-nuclear.org/info/reactors.html, January 2009 International Atomic Energy Agency: Nuclear Technology Review 2005 OECD/NEA, Engineered barrier systems and the safety of deep geological repositories 2003 OECD/NEA, Physics and Safety of Transmutation Systems, A Status Report; NEA No. 6090, ISBN 92-6401082-3, 2006 OECD/NEA, Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, Status and Assessment Report, 1999. Vajda Gy.: Energiaellátás ma és holnap; Stratégiai tanulmányok a Magyar Tudományos Akadémián, MTA Társadalomkutató Központ, Budapest, 2004 Csom Gy.: Atomerômûvek üzemtana, I. kötet. (A reaktorfizika és -technika alapjai); Egyetemi tankönyv, Mûegyetemi Kiadó, Budapest, 1997 Csom Gy., Fehér S., Szieberth M.: Nagy aktivitású hulladékok hosszú felezési idejû izotópjainak transzmutációja; BME–NTI tanulmány, készült a PA Rt. megbízásából, nyilvántartási szám: PA Rt. 9200100040, Budapest, 2000. november 30. Delpech M. et al.: The Am and Cm transmutation – physics and feasibility; Proceedings of the International Conference on Future Nuclear Systems, Global’99 (1999)


[10] Tomassi J. et al.: Long lived waste transmutation in reactors; Nuclear Technology, Vol. 111. (1995), p. 133. [11] Wallenius J., Eriksson M.: Neutronic design of minor actinide burning accelerator driven systems; Nuclear Technology, Vol. 152. (2005), p. 367. [12] Takizuka T. et al.: Conceptual design of transmutation plant; Specialists meeting on accelerator-driven transmutation technology for radwaste and other applications, Stockholm, 24–28 June, 1991 [13] Carluec B., Anzieu P.: Proposal for a gas cooled ADS demonstrator; Proc. of Third Int. Conf. on Accelerator Driven Transmutation Technologies and Applications, ADTTA’99, Praha, Czech Rebuplic, 7–11 June 1999 [14] Tsujimoto K. at al.: Neutronics design for lead-bismuth cooled accelerator-driven system for transmutation of mi-

[15]

[16]

[17]

[18]

nor actinides; Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 41 (1) (2004), p. 21. Wallenius J. et al.: Application of burnable absorbers in an accelerator driven system; Nuclear Science and Engineering, Vol. 137 (2001), p. 96. Salvatores M.: Fuel Cycles for Sustainable Development and Waste Minimisation; Presented at World Nuclear University, Sweden, July 2006 U. S. DOE Nuclear Energy Advisory Committee and Generation IV International Forum, A technology roadmap for Generation IV nuclear energy systems, 2002 OECD/NEA, Accelerator driven systems (ADS) and fast reactors (FR) in advanced fuel cycle – a comparative study, 2002

1. melléklet Jelenlegi tipikus és a jövôben várható üzemanyagciklus-sémák az eltemetendô radioaktív hulladék jellemzôivel

1. SÉMA TERMIKUS REAKTOR NYITOTT ÜZEMANYAGCIKLUSSAL

A végleges elhelyezésre kerülô hulladék jellemzôi az 1. séma esetén

Eltemetendô hulladék (nehézfém és hasadási termék) tömege: 1 tonna eredetileg kitermelt természetes uránra vonatkoztatva 1 GW(e)·év megtermelt villamos energiára vonatkoztatva

~ 120 kg ~ 30 t


17

A HULLADÉK ÖSSZETÉTELE 1 TONNA EREDETILEG KITERMELT TERMÉSZETES URÁNRA VONATKOZTATVA

Elem/izotóp

Tömeg (kg)

Arány (%)

U

0,016

0,013

U

1,35

1,10

234 235 236

U

238

U

0,54

Urán izotópok összesen

0,44

115

93,5

117

95,1

238

Pu

0,02

0,015

239

Pu

0,77

0,63

240

Pu

0,27

0,22

241

Pu

0,18

0,15

242

Pu

0,05

0,04

1,3

1,1

Plutónium izotópok összesen 137

0,15

0,12

90

Sr

0,09

0,08

99

Tc

0,10

0,08

0,022

0,02

241

Cs

I

Hasadási termékek összesen

4,4

3,6

0,07

0,06

Am

0,02

0,02

Cm

0,004

0,003

Np

Másodlagos aktinidák összesen

0,10

Összesen

0,08

123

100

Feltevések: – friss üzemanyag dúsítása: 4% – szegényített urán 235U tartalma: 0,25% – kiégettség: 34 MWnap/t

Aktivitás az üzemidô végén: 8·1015 Bq/kg, 600 év múlva: 1,2·1011 Bq/kg Szükséges tárolási idô (a radiotoxicitás referenciaszintjének elérési ideje): > 400 000 év Eltemetendô hulladék térfogatigénye: ~2 m3/t Az üzemanyagciklus hasadóanyag-hasznosítási hatásfoka: ~ 0,4%

hírek Folytatás a 7. oldalról

jelenleg a drágább olajtartalékot használják. A mostanra hagyományossá vált januári orosz–ukrán gázvita rá kell, hogy ébressze a magyar energiapolitika alakítóit: újra kell gondolni energetikánkat. Olyan energetikára van szükség, ami csökkenti az egyoldalú orosz gázfüggést, és általában is csökkenti a földgáztól való függést, hiszen hazánk összes energiafelhasználásának közel 45 százaléka származik ma földgázból, ami a legmagasabb érték egész Európában! Mi lehet a megoldás? Sok teendônk van a hôellátás területén:

18

2009

Igazi, érdemi energiahatékonysági és energiatakarékossági programot kell indítani. A fûtési rendszereket, a nyílászárókat és a hôszigeteléseket át kell vizsgálni, ahol szükséges (nagyon sok helyen), fel kell újítani. A megtakarított földgázt ugyanis nem kell importálni! Az épületeink fûtésében szükség van a földgáztól független, alternatív megoldásokra. Tûzifa, faipari hulladékból készített fabrikett, pellet, minden szóba jöhet, ha megújuló (megújított) energiahordozóból származik. Bizonyos településeken segíthet fûtési célú földgázt megtakarítani, ha használjuk a rendelkezésre álló


geotermikus energiát, de a fenntarthatóság szempontjából rendkívül fontos, hogy a felhasznált termálvizet vissza kell sajtolni a kôzetbe, mert az különben súlyos környezetszennyezést okozhat. Szintén földgázt takaríthat meg – fôleg nyáron –, ha használati melegvíz elôállítására napkollektorokat használunk. A villamos energia elôállításban ugyanakkor a napenergia sajnos még sokáig nem lesz gazdaságos. Az import földgáz szerepe jelentôsen csökkenthetô a villamosenergiatermelésben: Egyetlen számottevô fosszilis energiahordozó itthon a lignit: ér-

2. SÉMA TERMIKUS REAKTOR RÉSZBEN ZÁRT ÜZEMANYAGCIKLUSSAL (a kiégett üzemanyag reprocesszálásával és a plutónium MOX üzemanyag formájában történô részleges – egyszeri vagy kétszeri – visszakeringetésével)

A végleges elhelyezésre kerülô hulladék jellemzôi a 2. séma esetén Eltemetendô hulladék (nehézfém és hasadási termék) tömege*: 1 tonna eredetileg kitermelt természetes uránra vonatkoztatva: 1 GW(e)·év megtermelt villamos energiára vonatkoztatva:

~ 120 kg* ~ 25 t*

* Megjegyzés: Azzal a feltételezéssel számított tömegadatok. hogy az egyszer visszakeringetett, eredetileg 8% Pu-tartalmú MOX üzemanyag kiégetés után további hasznosítás helyett végleges elhelyezésre kerül.

Szükséges tárolási idô (a radiotoxicitás referenciaszintjének elérési ideje): ~100 000 év Eltemetendô hulladék térfogatigénye: ~ 2 m3/t Az üzemanyagciklus hasadóanyag-hasznosítási hatásfoka: ~ 0,5%

hírek

demes fejleszteni a visontai erômûvet, hogy az ott rendelkezésre álló lignit magasabb hatásfokkal legyen felhasználható. A vízenergiát a világ legtöbb országában megújuló energiaforrásnak tekintik, itt lenne az ideje – 20 évvel a rendszerváltás után –, hogy a magyar politikai elit is elfogadja, hogy a vízenergia megújuló, még akkor is, ha Dunának hívják a víz forrását. A Duna hajózható állapotban tartása egy-két évtizeden belül úgyis megköveteli, hogy két-három vízlépcsô épüljön a Duna magyar szakaszán is. És ha van vízlépcsô, az a legracionálisabb, ha abba vízerômûvet is beépítünk.

Ennek további elônye lenne, hogy rugalmasan szabályozható erômûvel bôvülne a magyar rendszer, ami nagyban segítené a – nem szabályozható – szélerômûvi kapacitások hazai fejlesztését. Kisebb szivattyús tározós vízerômûvek tovább segíthetnék ezt a törekvést. Sürgôsen meg kell kezdeni új atomerômûvi blokkok építését, a paksi atomerômû bôvítését. Az atomerômû üzemanyaga ugyanis több évre elôre betárolható, könynyen – akár repülôgépen is – szállítható, és különbözô forrásokból (Oroszországtól függetlenül is) beszerezhetô, így ellátásbiztonsági szempontból kiemelt jelentôségû.

A jelenlegihez hasonló válságok elkerülését segítené természetesen, ha a Testvériség gázvezetéken kívül megépülne a Nabucco vagy a Déli Áramlat vezeték is, vagy ha még nagyobb stratégiai földgáztározónk lenne, de az alapproblémát ezek nem oldják meg: Magyarország már ma is túlzottan függ a földgáztól, amit sürgôsen enyhíteni kellene. Feltéve, hogy a politika célja valóban az ország energiaellátásának biztonságos megteremtése. Budapest, 2009. január 13. Dr. Aszódi Attila az MTA Energetikai Bizottságának elnöke, a BME Nukleáris Technikai Intézetének igazgatója


19

3. SÉMA TERMIKUS ÉS GYORSREAKTOR ZÁRT ÜZEMANYAGCIKLUSSAL (a természetes urán dúsításának mellôzésével, a kiégett üzemanyag particionálásával, és a másodlagos aktinidáknak a gyorsreaktorban történô részleges transzmutálásával)

A végleges elhelyezésre kerülô hulladék jellemzôi a 3. séma esetén Eltemetendô hulladék (nehézfém és hasadási termék) tömege: 1 tonna eredetileg kitermelt természetes uránra vonatkoztatva: 1 GW(e)·év megtermelt villamos energiára vonatkoztatva:

~250 kg ~150 kg

Összetétel 1 tonna eredetileg kitermelt természetes uránra vonatkoztatva: ÖSSZETÉTEL 1 TONNA EREDETILEG KITERMELT TERMÉSZETES URÁNRA VONATKOZTATVA

Tömeg (kg) Hasadási termék Másodlagos aktinida Összesen

200 50 250

Szükséges tárolási idô (a radiotoxicitás referenciaszintjének elérési ideje): ~50 000 év Eltemetendô hulladék térfogatigénye: ~ 0,5 m3/t Az üzemanyagciklus hasadóanyag-hasznosítási hatásfoka: ~20%

20

2009


4. SÉMA TERMIKUS ÉS GYORSREAKTOR ZÁRT ÜZEMANYAGCIKLUSA A MÁSODLAGOS AKTINIDÁK ÉS A HOSSZÚ ÉLETTARTAMÚ HASADÁSI TERMÉKEK DEDIKÁLT BERENDEZÉSEKBEN TÖRTÉNÔ TRANSZMUTÁLÁSÁVAL

A végleges elhelyezésre kerülô hulladék jellemzôi a 4. séma esetén Eltemetendô hulladék (nehézfém és hasadási termék) tömege: 1 tonna eredetileg kitermelt természetes uránra vonatkoztatva: 1 GW(e)·év megtermelt villamos energiára vonatkoztatva:

~200 kg ~150 kg

Összetétel 1 tonna eredetileg kitermelt természetes uránra vonatkoztatva: ÖSSZETÉTEL 1 TONNA EREDETILEG KITERMELT TERMÉSZETES URÁNRA VONATKOZTATVA

Tömeg (kg) Hasadási termék Másodlagos aktinida Összesen

200 5 205

Szükséges tárolási idô (a radiotoxicitás referenciaszintjének elérési ideje): <1000 év Eltemetendô hulladék térfogatigénye: ~0,5 m3/t


21

2. melléklet A közleményben elôforduló fontosabb alapfogalmak és szakkifejezések magyarázata

22

Aktinidák

A 89-es rendszámú aktínium és az annál nagyobb rendszámú elemek. Legismertebb közülük a tórium (Z = 90), az urán (Z = 92) és a plutónium (Z = 94). A reaktorban az aktinidák az urán neutronbefogása nyomán keletkeznek. Az így létrejött radioaktív izotópok béta-bomlásával egyre nagyobb rendszámú elemek jönnek létre, ezért a kiégett üzemanyagban az uránon túl a neptúnium, a plutónium, az amerícium és a kûrium több izotópja is megtalálható. Az aktinidák általában nagy radiotoxicitású és hosszú felezési idejû izotópok, amelyeknek bomlása során újabb radioaktív anyagok keletkeznek, és ez a bomlási sor csak az ólom, bizmut környékén torkollik stabil izotópokba. A kiégett üzemanyag radiotoxicitásáért és ebbôl adódóan a több százezer éven át fennálló kockázatért elsôsorban az aktinidák a felelôsök.

Dedikált transzmutációs berendezés

Olyan transzmutációs berendezés (speciális reaktor vagy gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszer), amelyet kifejezetten transzmutációs célra fejlesztettek ki és üzemeltetnek. Az elsôsorban energiatermelést és hasadóanyag-tenyésztést szolgáló gyorsreaktorok nem tartoznak ebbe a kategóriába, akkor sem, ha transzmutációs céllal másodlagos aktinidákat is elhelyeznek bennük. A dedikált transzmutációs berendezések (más néven transzmuterek) szolgálhatnak a hosszú felezési idejû hasadási termékek (pl. 99Tc vagy 129I) neutronbefogásos átalakítására (nagy termikus neutronfluxussal), vagy a plutónium és a másodlagos aktinidák elhasítására (kemény gyorsneutron-spektrummal). A vonatkozó vizsgálatok szerint egy dedikált transzmutációs berendezés általában 5-10 termikus és/vagy gyorsreaktor transzmutálandó anyagait képes átalakítani. A dedikált transzmutációs berendezések kifejlesztése jelenleg a koncepcionális tervek szintjénél tart.

Doppler-effektus, Doppler-együttható, rezonanciatartomány

Bizonyos aktinidaizotópok a termikus neutronok energiájánál nagyobb, úgynevezett epitermikus energiájú neutronok esetében rezonanciajellegû befogási hajlandóságot mutatnak, azaz csak adott neutronenergia-értékeknél abszorbeálják a neutront, ennél az értéknél azonban nagyon nagy valószínûséggel. Tipikusan ilyen befogási energiafüggést (rezonanciastruktúrát) mutat az 238U-izotóp. Azt a neutronenergia-tartományt, amelyben a fenti jelenség érvényesül, rezonanciatartománynak nevezzük. A rezonanciák energiában mért szélessége nagyon csekély. Ha azonban az üzemanyag hômérséklete emelkedik, az 238U-magoknak a kristályrácsbeli helyük körül végzett rezgômozgása (hômozgása) intenzívebbé válik, és ezáltal megnô a valószínûsége, hogy a mag és a neutron relatív mozgási sebessége éppen a rezonanciaenergiának felel meg. Ez a magfizikai Doppler-effektus. Az emelkedô üzemanyag-hômérséklet tehát megnöveli a neutronabszorbció valószínûségét. Ennek pedig az a következménye, hogy a hirtelen megnövekvô teljesítményû reaktor – a hômérséklet emelkedésén keresztül – önmagát fogja vissza, lefékezve vagy visszafordítva a további teljesítménynövekedést. Az effektus erôsségét a Doppler-együtthatóval szokás jellemezni, amely megadja, hogy egy foknyi hômérsékletnövekedés mekkora reaktivitáscsökkenést eredményez.

Dóziskonverziós tényezô

Az a szorzótényezô, amely megadja, hogy egy bizonyos izotópból egységnyi aktivitás felvétele (lenyelés vagy belélegzés útján) mekkora dózist okoz. A dózis pedig az ionizáló sugárzás által az emberi szervezetben okozott egészségkárosodás mértékét, illetve annak kockázatát jellemzi.

Dúsítási maradék

Lásd a szegényített uránnál.

Dúsított urán

A természetes uránból izotópdúsítással elôállított olyan urán, amelynek 235U-tartalma (százalékos aránya) meghaladja a természetes urán 235U-tartalmát (0,7% os arányát). A jelenleg üzemelô termikus reaktorok friss üzemanyaga tipikusan 4-5% dúsítású urán (UO2 formájában), amelyben az urán összetétele tehát 4-5% 235U és 95-96% 238U.

Elsôdleges aktinidák

A tórium (Th), az urán (U) és a plutónium (Pu). Ezeket az aktinidákat a nukleáris üzemanyagciklusban betöltött fontos szerepükre való tekintettel nevezzük elsôdlegeseknek.

Felezési idô

Egy radioaktív anyagminta atommagjai egymástól függetlenül, véletlenszerûen bomlanak el, a bomlási hajlandóság (egy atommag esetén az idôegység alatt bekövetkezô bomlás valószínûsége) izotópról izotópra változik, de egy adott izotópféleség esetén állandó. A fenti

2009


Felezési idô

körülmények miatt a radioaktív anyag mennyisége idôben exponenciálisan csökken. A felezési idô azt az idôtartamot jelenti, ami alatt a vizsgált radioaktív anyagminta mennyisége, illetve aktivitása a felére csökken.

Gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszer

Olyan, önfenntartó láncreakcióra képtelen szubkritikus reaktor, amelyet egy protongyorsítóval hajtott spallációs forrásból származó neutronokkal tartunk szubkritikus (neutronerôsítô) üzemben. Az ilyen berendezést a neutronforrás közelében igen kemény neutronspektrum jellemzi. A transzmutációs céllal épített szubkritikus rendszer zónája általában uránmentes, azaz csak másodlagos aktinidákat és esetleg plutóniumot tartalmaz. A transzmutációs célú szubkritikus rendszerek kifejlesztése jelenleg a koncepcionális tervek szintjénél tart.

Gyorsreaktor (FR) üzemanyag

Alapvetôen természetes uránból és plutóniumból összeállított, általában magas (20-40%-os) hasadóanyag-tartalmú üzemanyag, amelyhez transzmutációs céllal másodlagos aktinidák is hozzákeverhetôk. Kémiailag lehet fém vagy keramikus (oxid, karbid, nitrid), esetleg diszperziós (grafitban eloszlatott keramikus) anyag. A gyorsreaktorok üzemanyagainak fejlesztése – magukhoz a reaktorokhoz hasonlóan – jelenleg a koncepcionális tervek és a kísérleti besugárzások stádiumánál tart.

Hasadási termékek

A maghasadás során keletkezô közepes rendszámú (leginkább Z = 90 és Z =130 körüli) anyagok. Rendszerint radioaktívak, de kevésbé veszélyesek (kevésbé radiotoxikusak), mint az aktinidák, nem épül rájuk bomlási sor (általában egy-két bomlás után stabil izotóppá alakulnak), és néhány kivételtôl eltekintve 30 évnél rövidebb felezési idejûek. Inkább azért okozhatnak problémát, mert az aktinidáknál könnyebben terjednek a környezetben és jutnak be élô szervezetekbe. A hasadási termékek közül a radioaktívhulladék-kezelés szempontjából egyrészt a 90Sr- és a 137Cs-, másrészt a 99Tc- és a 129I-izotópok érdemelnek említést. Elôbbiek azért mert nagy mennyiségben keletkeznek, felezési idejük azonban mindössze ~30 év, ezért lebomlásuk transzmutáció nélkül is „kivárható”. A második két izotóp is számottevô mennyiségben keletkezik, ezek felezési ideje ellenben nagyon hosszú (a technécium esetében 2,1{105 év, a jód esetében pedig 1,7{107 év), ezért jelentôsen hozzájárulnak a kiégett üzemanyag radiotoxicitásának hosszú távú alakulásához. Mindezek miatt a 99Tc- és a 129I-izotópokat a fontosabb transzmutálandó anyagok között tartják számon.

Hasadóanyaghasznosítási hatásfok

Egy kilogramm uránból – ha azt teljes egészében elhasítanánk – kb. 930 MWnap (hô)energiát lehetne nyerni. Ezzel szemben a mai tipikus atomerômûvi reaktorokban mindössze 3060 MWnap (hô)energiát szabadítunk fel üzemanyag-kilogrammonként. Ez mindössze 3-6% körüli hasznosítási hatásfokot jelent. Mivel azonban egységnyi tömegû atomerômûvi üzemanyag elôállításához (a manapság jellemzô 4-5% dúsítás esetén) közelítôleg egy nagyságrenddel több természetes uránra van szükség, a mai atomerômûvek üzemanyag-hasznosítási hatásfoka, vagy más szóval az uránban rejlô energetikai potenciál kihasználási foka mindössze 0,3-0,6%-a az elméletileg lehetséges maximumnak.

Kampány (reaktorkampány)

Az idôszakos üzemanyagcserére szoruló reaktorok két üzemanyag-átrakás közötti üzeme. A legtöbb ma üzemelô reaktort az elhasználódó (kiégô) üzemanyag részleges kicserélése (friss üzemanyaggal történô helyettesítése) céljából idôrôl idôre le kell állítani. A leállítás alatt átrakott reaktor újraindításától a következô leállításig tart a kampány, amely alatt a reaktor – ideális esetben – folyamatosan üzemel.

Kevert oxid (MOX) üzemanyag

Plutónium-dioxidból (PuO2) és urán-dioxidból (UO2) álló (kevert) üzemanyag, amely a plutóniumnak a termikus reaktorokba történô visszakeringtetésére (hasadóanyagként való hasznosítására) szolgál. A „MOX” rövidítés az angol Mixed OXid fuel elnevezésbôl ered. A tipikus MOX üzemanyagot a termikus reaktorból származó plutóniumnak természetes uránhoz történô, 6-8%-os arányú hozzákeverésével állítják elô. A MOX üzemanyag fizikai, anyagszerkezeti, mechanikai és sugárállósági jellemzôi közel állnak az uránoxid (UOX) üzemanyag jellemzôihez.

Késôneutronok, késôneutron-hányad

A maghasadás következtében keletkezô neutronoknak legnagyobb része közvetlenül a hasadási folyamatban, a hasadványokkal együtt (a hasadási folyamat kezdetét követô 10-12 s-on belül) szabadul fel. Ezeket promptneutronoknak nevezzük. Mivel a hasadási termékek a hasonló rendszámú stabil izotópokhoz képest neutronfelesleggel rendelkeznek, elôfordul, hogy egy hasadási termék – akár több másodperccel a hasadás után – béta-bomlást követô


23

Késôneutronok, késôneutron-hányad

neutronkibocsátással szabadul meg neutronfeleslegétôl. Így keletkeznek az úgynevezett késôneutronok. Ezeknek az összes keletkezô neutron számához viszonyított statisztikai aránya a késôneutron-hányad, amelynek nagyságrendje 0,3-0,7%. A késôneutronok teszik lehetôvé a reaktor mechanikai eszközökkel (legjellemzôbben neutronabszorbens rudakkal) történô szabályozását. Ha a késôneutron-hányad alacsony, a reaktor szabályozása (biztonságos üzemeltethetôsége) nehezebbé válik.

Kiégetett urán

Az urántartalmú nukleáris üzemanyag reaktorban történt besugárzását és a reaktorból való kivételét követôen a kiégett üzemanyagból kémiai elválasztással (reprocesszálással) visszanyert urán, amelynek tipikus összetétele (a csökkenô részarány sorrendjében): 98,3-98,6% 238U, 0,8-1,1% 235U, 0,5% 236U, 0,015% 234U. Látható, hogy a kiégetett (visszanyert) urán 235Utartalma valamivel meghaladja a természetes uránét. A kiégett uránból izotópdúsítással vagy nagyobb hasadóanyag-tartalmú üzemanyag (pl. dúsított urán vagy plutónium) hozzáadásával újból reaktor-üzemanyagot lehet elôállítani.

Kiégettségi szint

Az atomerômûvi üzemanyag elhasználtságának foka, amelyet az egységnyi tömegû üzemanyagból felszabadított (hô)energia mennyiségével mérünk. Mértékegysége a MWnap/kg(HM), ahol a HM (= Heavy Metal) rövidítés arra utal, hogy az üzemanyag tömegeként csak annak fémtartalmát – azaz az urán- és plutónium-fémet – vesszük figyelembe. A mértékegységben a „(HM)” utalást legtöbbször nem szokták kiírni. Egy kilogramm uránból – ha azt teljes egészében elhasítanánk – kb. 930 MWnap (hô)energiát lehetne nyerni. Ezzel szemben a mai tipikus atomerômûvi reaktorokban mindössze 30-60 MWnap (hô)energiát szabadítunk fel üzemanyag-kilogrammonként.

Mivel a reaktorból kivett kiégett üzemanyag erôsen radioaktív, gondoskodni kell a radioaktív Kiégett üzemanyag pihentetése („hûtése”) bomlási hô elvezetésérôl. Az üzemanyag kivételét követô elsô három-négy évben ezt a reaktor közelében kialakított úgynevezett pihentetô medencében való tárolással oldják meg. Ez idô alatt az üzemanyag radioaktivitása és ezzel együtt hôtermelése jelentôsen (több nagyságrenddel) csökken. A pihentetô medencébôl az üzemanyagot újrafeldolgozás esetén a reprocesszálómûbe, egyébként pedig átmeneti tárolóba szállítják. Az általában több évtizedre tervezett átmeneti tárolás az üzemanyag aktivitásának és hôtermelésének a végleges elhelyezést megelôzô (és ezáltal a hulladék kezelését megkönnyítô) csökkentésére szolgál. Az átmeneti tárolás azonban azt is lehetôvé teszi, hogy a kiégett üzemanyaggal kapcsolatos stratégia késôbbi változása (az üzemanyagciklus zárásáról születô döntés) esetén a kiégett üzemanyagot eltemetés helyett újból és többszörösen hasznosítani lehessen. A kiégett üzemanyag zárt ciklusban történô felhasználása hosszú távon (évszázados távlatban) a hasadóanyag potenciális energiatartalmának hasznosítási hatásfokát sokszorosára (a jelenleg tipikus 0,4%-nak akár az ötvenszeresére) is emelheti. Kiégett üzemanyag „lebomlási ideje”

Az az idôtartam, amely alatt a kiégett üzemanyag relatív radiotoxicitása az üzemanyag elôállításához eredetileg kibányászott uránérc radiotoxicitásának szintjére (az úgynevezett referenciaszintre) süllyed. A”lebomlási idôt” „szükséges tárolási idônek” is szokás nevezni.

Másodlagos aktinidák A neptúnium (Np), az amerícium (Am) és a kûrium (Cm). (Elvileg a kûriumnál magasabb rendszámú elemek (Bk, Cf stb.) is ide sorolandók, de ezek gyakorlati jelentôsége elhanyagolható.) A másodlagos aktinidák az uránból, illetve a plutóniumból egymást követô neutronbefogások és béta-bomlások során jönnek létre. Elnevezésük onnan ered, hogy a reaktorban és a kiégett üzemanyagban az elsôdleges aktinidáknál jóval alacsonyabb mennyiségben vannak jelen, és ennélfogva az energiatermelésben betöltött szerepük is kisebb. Általában a másodlagos aktinidák is erôsen radiotoxikus és hosszú felezési idejû izotópokból állnak. Az átalakításukra ( transzmutálásukra) kizárólag a hasítás jöhet szóba, mert neutronbefogással csak további (magasabb rendszámú) aktinidává alakulnak. Nevezetes közülük a 244Cm, amely kiemelkedôen nagy spontán hasadási hajlandóságot mutat, és ezzel jelentôsen hozzájárul az erôsen kiégetett vagy többszörösen visszakeringetett (a reaktorban többszörösen besugárzott) üzemanyag hôtermeléséhez. Particionálás

24

2009

A kiégett üzemanyag olyan egy- vagy többlépcsôs kémiai, piro-metallurgiai vagy lézeres feldolgozása, amely képes a kiégett üzemanyagban lévô elemek szelektív leválasztására. A particionálás a reprocesszálás olyan továbbfejlesztett változatának tekinthetô, amelynél a kimeneti ágak száma meghaladja a 3-at, és gyakorlatilag megegyezik az üzemanyagciklus


Particionálás

igényei szerint szétválasztandó elemek számával. A particionálás elôfeltétele a transzmutációnak, ahol a különbözô módon kezelendô, illetve különbözô berendezésekben átalakítható elemeket (stabil és radioaktív hasadási termékeket, elsôdleges és másodlagos aktinidákat) szelektív módon le kell választani a kiégett üzemanyagból.

Radiotoxicitás

A radioaktív hulladékok által okozott radiológiai kockázat jellemzésére használt mennyiség, amely a vizsgált hulladéknak a tárolóból történô kiszabadulása esetén várható sugárterhelést jelenti. Ennek egysége lehet Sv/g, ha az adott izotóp, vagy a teljes hulladék tömegére, vagy lehet Sv/(GWe{év), ha arra a villamosenergia-mennyiségre vonatkoztatunk, amelynek megtermelése során a hulladék keletkezett. Az így definiált radiotoxicitás:

ΘD (t) =

Ai (t)DCFi ,

i

ahol Ai (t) az i-edik izotóp aktivitása (Bq), DCFi pedig az i-edik izotópra vonatkozó dóziskonverziós tényezô (Sv/Bq), amely megadja, hogy egy bizonyos izotópból egységnyi aktivitás felvétele mekkora dózist okoz. Referenciaszint

Lásd a relatív radiotoxicitásnál

Relatív radiotoxicitás

A kiégett üzemanyag egészének vagy valamely komponensének az üzemanyag elôállításához eredetileg kibányászott természetes urán és annak leányelemei együttes radiotoxicitásához (azaz a kibányászott uránérc radiotoxicitásához) viszonyított aránya. A relatív radiotoxicitás egységnyi szintjét referenciaszintnek is szokás nevezni. A kiégett üzemanyag „szükséges tárolási ideje” vagy más néven „lebomlási ideje” akkor ér véget, amikor a relatív radiotoxicitás eléri a referenciaszintet, azaz értéke 1 alá csökken.

Reprocesszálás

A kiégett üzemanyag kémiai feldolgozása a fûtôelemekben található el nem használt urán és a keletkezett plutónium visszanyerése céljából. A jelenleg elterjedt technológiánál a kiégett üzemanyagot elôször feldarabolják, majd salétromsavban feloldják. A pálcák cirkóniumötvözetbôl készített burkolata nem oldódik fel, azt leszûrik. A keletkezett oldatból egy szerves vegyület segítségével kivonják és egymástól elválasztják a plutóniumot és az uránt. A maradék oldatot (benne a plutóniumon kívüli transzuránokkal és a hasadási termékekkel) hulladékként kezelik. A reprocesszálás tehát olyan folyamat, amelynek egy bemeneti ága van (kiégett üzemanyag), a kimenete pedig három ágra (uránra, plutóniumra és a jelen esetben hulladéknak minôsülô összes többi anyagra) bomlik. Az uránt dúsításhoz újra fel lehet használni, a plutóniumból pedig plutónium-dioxidot (PuO2) gyártanak, ami urán-dioxidhoz (UO2) keverve a MOX üzemanyag alapanyaga. A kiégett fûtôelemek újrafeldolgozását az is motiválja, hogy alkalmazásával nagymértékben csökkenthetô a végleges elhelyezésre kerülô nagyaktivitású radioaktív hulladék térfogata és tömege.

Spallációs neutronforrás

Olyan, gyorsítóval hajtott neutronforrás, amelynél a 1-1,5 GeV energiára gyorsított protonokat valamilyen nehézfém (pl. ólom vagy bizmut) céltárgyba lôjük, és itt a protonok a target atommagjainak szétrobbantásával (spallációjával) és az azt követô kaszkád magreakciókkal protononként 20-40 darab nagyenergiájú (2-100 MeV-os) neutront hoznak létre. A transzmutációs célú szubkritikus reaktorokat spallációs forrással tervezik üzemben tartani.

Szegényített urán

A természetes urán izotópdúsításakor keletkezô dúsítási maradék, amelynek izotóp-összetétele: 0,25-0,3% 235U és 99,7-99,75% 238U. A szegényített urán zárt üzemanyagciklusban tenyész- (más néven szaporító vagy fertilis) anyagként használható, amelybôl a gyorsneutron-spektrumú (tenyésztô) reaktorban – neutron-besugárzás hatására – hasadóképes (termikus neutronok által is elhasítható) 239Pu keletkezik. A szegényített uránból plutónium hozzáadásával kevert oxid (MOX) üzemanyag is elôállítható. A szegényített urán fajlagos aktivitása nagyon kicsi, ugyanakkor a fémurán sûrûsége kiemelkedôen nagy (~19 g/cm3), ezért a szegényített urán egy részét felhasználják az energiatermeléstôl távol álló területeken is. A nagy sûrûség miatt jól használható pl. gamma-sugárzás elleni árnyékoláshoz.

Szükséges tárolási idô Lásd a kiégett üzemanyagnál


25

26

Természetes urán

A természetben található legnagyobb rendszámú elem, amely kétféle izotópból áll: 235U ból (0,7 tömeg%) és 238U ból (99,3 tömeg%). Az 238U bomlástermékeként jelenlévô 234U mennyisége (0,0055 tömeg%) gyakorlati szempontból elhanyagolható. A különbözô lelôhelyekrôl származó urán izotóp-összetétele csekély (ezrelék alatti) ingadozást mutat.

Tórium-urán üzemanyagciklus

A termikus reaktorokban nem hasadóképes 232Th izotóp neutronbefogásos átalakítására (termikus hasadóanyaggá konvertálására) épülô üzemanyagciklus. A 232Th egy neutron befogásával 233Th izotóppá válik, amely két egymást követô béta-bomlással elôbb protaktíniummá (233Pa), majd uránná (233U) alakul. Utóbbi izotóp – az 235U-hoz hasonlóan – termikus neutronok hatására is hasadóképes. A tórium (amelynek a 232Th az egyetlen természetes izotópja) a természetben (a földkéregben) az uránnál háromszor-ötször nagyobb gyakorisággal fordul elô. A tórium fenti konvertálása – a keletkezett 233U felhasználásán, azaz az üzemanyagciklus zárásán keresztül – lehetôvé teszi a földi tóriumkészletek jelentôs hatásfokú atomenergetikai hasznosítását. A tórium urán ciklus megvalósíthatóságát már a 1960-as években bizonyították, de csak az utóbbi évtizedben élénkült meg újból az érdeklôdés iránta.

Transzmutáció

A hosszú felezési idejû radioaktív izotópok neutron-besugárzással történô olyan átalakítása, amely egy vagy több lépésben (magátalakulásban) rövidebb felezési idejû vagy stabil izotóp kialakulására vezet. A kiégett üzemanyagban található hosszú felezési idejû hasadási termékek átalakítása neutronbefogással lehetséges, a kiégett üzemanyagban ugyancsak jelenlévô erôsen radiotoxikus, hosszú felezési idejû aktinidák azonban neutronbefogással csak magasabb rendszámú, hasonló tulajdonságú aktinidává alakulnak. Ezért az aktinidák átalakítására kizárólag a maghasadás (az aktinida neutronbefogás indukálta elhasítása) jöhet szóba, amelyhez általában gyorsneutron-spektrumra van szükség. A hasítás eredményeként keletkezô hasadási termékek már kisebb radiológiai kockázatot jelentenek, mint az aktinidák. A transzmutáció segítségével a kiégett üzemanyag „lebomlási ideje” az emberi léptékkel beláthatatlanul hosszú, millió éves nagyságrendrôl ezer év alá csökkenthetô. Mivel a transzmutáció feltételezi a particionálást, a két kapcsolódó technológiát P/T technológiának is szokás nevezni. A P/T technológia nem jelent alternatívát a radioaktív hulladékok végleges elhelyezésével szemben, csak annak kiegészítésére szolgál. Alkalmazása jelentôsen csökkentheti a végleges elhelyezésre kerülô hulladék mennyiségét és annak „lebomlási idejét”. Ezzel elôsegítheti a geológiai tárolók gazdaságosabb kihasználását és a jellemzô felezési idô csökkentésén keresztül növelheti a végleges tárolás biztonságát.

Uránoxid (UOX) üzemanyag

A ma üzemelô reaktorok legelterjedtebben használt üzemanyaga. A tipikus üzemanyag urándioxidot (UO2) tartalmaz, de más sztöchiometrikus arányú uránoxid is használható. Az UO2 nagy sûrûségû (~10,5 g/cm3), magas olvadáspontú (~2880 °C), viszonylag jó sugártûrô képességû, keramikus anyag. A friss urán-dioxid üzemanyagot általában 4-5%-os dúsítású (235U-tartalmú) uránból állítják elô.

Urán-plutónium üzemanyagciklus

A természetes uránban 99,3%-ban jelen lévô, termikus reaktorokban nem hasadóképes U-izotóp neutronbefogásos átalakítására (termikus hasadóanyaggá konvertálására) épülô üzemanyagciklus. Az 238U egy lassú vagy intermedier neutron befogásával 239U-izotóppá válik, amely két egymást követô béta-bomlással elôbb neptúniummá (239Np), majd plutóniummá (239Pu) alakul. Utóbbi izotóp – az 235U-hoz hasonlóan – termikus neutronok hatására is hasadóképes. Az 238U ilyen konvertálása – a keletkezett plutónium felhasználásán, azaz az üzemanyagciklus zárásán keresztül – lehetôvé teszi a természetes uránban rejlô energetikai potenciál hasznosítási hatásfokának legalább egy nagyságrenddel történô megnövelését. Ez azt jelenti, hogy a jelenleg jellemzô nyitott (az üzemanyag egyszeri felhasználásán alapuló) üzemanyagciklus 0,4% körüli hasznosítási hatásfokát az urán-plutónium zárt üzemanyagciklussal évszázados távlatban akár 20%-ra is meg lehet emelni. Az urán plutóniummá való hatásos átalakításához (a plutónium „szaporításához”) gyorsreaktorokra (kemény neutronspektrumú reaktorokra) van szükség, ezért az U-Pu ciklus megvalósítása gyors és termikus reaktorokat egyaránt tartalmazó úgynevezett szimbiotikus atomerômû-rendszerekben vagy tisztán gyorsreaktorokból álló rendszerekben képzelhetô el.

2009

238


hírek

SZÉN ÉS ATOM Interjú Gerse Károllyal, Demokrata, 2009. január 21. A gázhiány kapcsán felvetôdik, hogy biztonságos-e a magyar villamosenergia-ellátás. A hazai áramfelhasználás jelentôs hányadát gázból állítják elô. A magyar villamos energia rendszerben a gáz bázisú termelés aránya meghaladja a 40 százalékot. Második helyen a nukleáris energia van mintegy 40 százalékkal, és körülbelül 1015 százalék a szén aránya. Mióta ilyen magas a gáz aránya? Az áramtermelésben a gáz részaránya a kilencvenes évek elejétôl nôtt jelentôsen. Egyrészt azért, mert a rosszabb hatásfokú, környezetszenynyezô szénerômûveket leállították, a hazai mélymûvelésû szénbányászat jelentôsen visszaszorult. Ellenben megjelentek a jó hatásfokú gázturbinák. Az ezredforduló után pedig az unió által is szorgalmazott, a távfûtéssel kapcsolt villamosenergia-termelés tovább növelte a gázfelhasználás részarányát. Gyakorlatilag mindegyik hôszolgáltató körzetben létesültek ilyen, gázra alapozó fûtôerômûvek. Más EU-országokban mégsem ilyen magas az elektromos rendszer gázfüggôsége. A kapcsolt villamosenergia-termelés szénbázison, vagy megújuló energiából is lehetséges. Itt Magyarországon azonban döntô volt, hogy a gázbázisú erômûveknek a legkisebb a beruházási tôkeigénye. Ausztriában vagy Dániában a kapcsolt villamosenergia-termelést inkább megújuló forrásokra, jellemzôen mezôgazdasági hulladékok feldolgozására, biomassza eltüzelésére alapozták. Mi a helyzet a szomszédos, egykori szocialista országokkal? Magyarországon a kilencvenes évekre nagyon jó gázellátási rendszerek alakultak ki, így a befektetôk érdeklôdése természetesen fordult efelé. A szomszédos országokban ez az infrastruktúra kevésbé fejlôdött ki, a mélymûvelésû bányászatra alapozó energiatermelés ugyanis lényegesen gazdaságosabb volt, mint nálunk.

Az évrôl évre ismétlôdô gázválság viszont mára megmutatta az eddigi energiapolitika kérdôjeleit. Szükséges változtatni? A hazai energiarendszer egyensúlyproblémáira, hogy a korábbi egyharmados arány megváltozott, korábban is többször felhívtuk a figyelmet. Nyilvánvalóan egy liberalizált energiarendszerben, ahol elsôsorban az árak, a versenyképesség, a pénzhez való hozzájutás határozza meg, hogy ki milyen erômûvet épít, ott ezeket az arányokat nem lehet kötelezôen elôírni. Rövidtávon a megújuló erôforrások elterjedése mellett az hozhat változást, ha a gáz ára megnô annyira, hogy a szénbázisú villamosenergia-termelés ismét versenyképessé váljon. Erre az MVM már készül, a Mátrai Erômûben egy új széntüzelésû blokkot létesít német partnereivel. Ez a beruházás rendkívül fontos eleme a gázfüggôség csökkentésének amellett, hogy hazai munkahelyek százait teremti meg. A környezetvédelmi elôírásoknak képesek megfelelni a szenes erômûvek? A környezetvédelem az elmúlt évtizedekben hatalmas változásokon ment keresztül. Az ötvenes években még a füstölgô gyárkémények jelentették a fejlôdést. A hetvenes években szembesültünk a savas esôkkel, az erdôk pusztulásával, erre adott válaszként az energiaipar megoldotta a kén-dioxid-leválasztást. A nyolcvanas évekre kiderült, hogy a nitrogénoxid is felelôs az ózonlyukért, úgyhogy ennek kibocsátásától is mentesítettük az erômûveket. Most a globális felmelegedésben szerepet játszó szén-dioxid leválasztása a feladat, s erre már léteznek is technológiák, amelyeket a vegyiparban sikerrel alkalmaznak, ezeket kell átültetni az erômûi környezetbe. Kérdés, hogy mikorra lehet ezt megvalósítani, s fôleg mennyiért? Tény, hogy a szénerômûvek fajlagosan két-két és félszer annyi széndioxidot bocsátanak ki, mint a gázerômûvek. A megoldást azonban hamar ki fogja kényszeríteni az unió által bevezetett kvótarendszer. A szén-dioxid kvóták ára egyre nô, s így egy idô után eljutunk oda, hogy

olcsóbb lesz szûrôberendezéseket építeni, mint újabb kvótákat vásárolni. Jelenleg 16–23 euró körül vannak a kvótaárak, 50 eurós kvóták mellett már versenyképes lehet a szenes erômûvek leválasztási technológiája. Fôleg, hogy ezekhez a fejlesztésekhez az Európai Unió támogatást is ad. Úgy gondolom, 2020-ra bent lesznek az erômûvekben a megfelelô berendezések. Az áram ára is hasonlóan emelkedni fog? Az árak folyamatosan emelkednek. Persze nem csak a szén-dioxid kvóták miatt, hanem az energiahordozók iránti kereslet növekedése okán is. A világpiacon évtizedekig 25-28 dollár volt az erômûi szén ára tonnánként, ma ez akár 70 dollár/tonna értéket is elérhet. Mi a helyzet az Ausztriánál említett biomassza erômûvekkel? A gázárak már eljutottak arra a szintre, hogy a biomassza-erômûvek is versenyképessé váltak. Egyelôre azonban Magyarországon hiányoznak azok a technikák, amikkel folyamatosan biztosítani lehetne az olcsó alapanyagokat. Ha nem hozzuk ki az erdôbôl az erdei hulladékot, ha a mezôgazdasági hulladékokat nem próbáljuk hasznosítani, ha nem törekszünk a parlagon heverô területek hasznosítására, akkor ez az ágazat nem lehet jelentôs tényezô a magyar energiatermelésben. Ahol ez jól mûködik, annak az oka, hogy egy egész iparág épült rá a megújulók hasznosítására. Több ország most az atomerômûben véli megtalálni a gázfüggôségre adandó választ. A beruházás ugyan drága, ám utána nagy mennyiségben lehet olcsó áramot elôállítani. Európában az atomerômû megítélése ellentmondásos. A két fô energiatermelô közül Németország az elmúlt évtizedekben sorra állította le atomerômûveit, Franciaország viszont ezekre alapozza áramtermelésének döntô részét. Így sem az ellátásbiztonság, sem a villamos energia ára nincs veszélyben. És ha Európán kívülre tekintünk, például a legnagyobb olajtermelô, Szaúd-Arábia is atomerômû-létesítésrôl gondolkodik.

a magyar villamosmûvek közleményei 2008/1

27

A villamosenergia-társaságok középtávon az atomenergiát látják a kihívásokra adott megfelelô megoldásnak. A feladat nem csak az, hogy az áramtermelésben csökkentsük a gáz arányát. Hosszabb távon az egész gazdaságot át kell állítani a szénhidrogén-bázisról valamilyen más energiahordozóra, hisz nagyon megdrágul, majd elfogy az olaj, a gáz. Vagyis idôvel a háztartási fûtést, a közlekedést is új alapokra kell helyezni. Már ma is kaphatók a kereskedelemben elektromos mopedek, kísérletek folynak elektromos autókkal. A rendszerben ugyanakkor a megújuló energiahordozóknak is fontos szerep juthat. Már most léteznek olyan kísérleti projektek például, hogy a parkoló elektromos autók rácsatlakozhatnak egy intelligens hálózatra, és amikor a szélerômûvek termelni kezdenek, megindulhat az autók akkumulátorainak töltése. Paks jelenleg 40 százalékkal részesedik a hazai villamosenergia-termelésbôl. Mekkora költségbôl lehetne egy hasonlót felépíteni? Egyáltalán kinek kellene ezt létesítenie? A példát Finnország mutathatja. A finn Parlament az évtized elején döntött arról, hogy az országban új atomerômû épüljön. A finanszírozást pedig azok a vállalatok és intézmények biztosították, akik abban érdekeltek, hogy az országban egyenletesen versenyképes, megbízható legyen a villamosenergia-ellátás. Ezek tulajdonosként, a villamos energia vásárlójaként meg is alapozták a létesítmény építését. Atomerômûvet építeni nem olcsó, a finn tapasztalatok szerint ezer megawatt kapacitás kiépítése 3 milliárd euróba (750 milliárd forintba) kerül. Hazánkban egyébként az MVM csoport – melynek a Paksi Atomerômû is tagja – képes lenne tôkeerejénél fogva egy ilyen volumenû beruházás finanszírozására. Ez valamivel több, mint a fele Magyarország egy évnyi személyi jövedelemadó-bevételének. Paks mekkora is? A Paksi Atomerômû 2000 megawattos. Finnország most 3 új atomerômû blokk, több mint 3000 megawatt kapacitás építését készíti elô, mert meg akar szabadulni az orosz energiafüggôségtôl, saját gazdaságát biztos alapokra akarja helyezni, ráa-

28

2008/1

dásul azzal is számolnak, hogy a felesleget a liberalizált villamosenergia-piacon exportálni is tudják majd. Két éve Magyarországon is vita kezdôdött arról, hogy érdemes-e újabb atomerômûvet építeni. Hogy áll most a helyzet? A Parlament által 2008 áprilisában elfogadott energiapolitikai koncepció komolyan számol ezzel a lehetôséggel. Meg is indult a lehetôségek, feltételek, az összes lényeges szempont – blokknagyság, elhelyezési lehetôség, környezeti, gazdaságossági jellemzôk, radioaktív hulladékok sorsa és mások – elemzése. A továbbiak az atomtörvény alapján a Parlament döntésétôl függenek. Ha pozitív döntés születne, mikor indulhatna meg az építkezés? Ez egy többlépcsôs folyamat. Elôször elvi állásfoglalás szükséges: komolyan foglalkozzunk-e az új atomerômû blokk létesítésével. Ezt követi az érdemi elôkészítés, a részletes környezeti hatásvizsgálat, a megvalósíthatósági tanulmány és más, a vonatkozó jogszabályokban elôírt kötelezettségek teljesítése. Ezek pozitív eredménye után következhet a létesítési folyamat beindítására vonatkozó döntés. Ez sürgetô amiatt is, mivel hosszú ideig kevés atomerômûvet építettek, a gyártókapacitások egyrészt visszafejlôdtek, másrészt túlterheltek az egész világon tapasztalható atomerômû-építési hullám miatt. A végleges döntést követôen tehát még jó ideig a gyártók listáján kell majd várakoznunk. Az ellenzôk három érvet szoktak felhozni az atomenergia ellen. A baleset, a háború (terrorizmus) veszélyeit, valamint a hulladék anyagok elhelyezésének megoldatlanságát. A nukleáris technológia az ötvenes évek közepe óta igen sokat fejlôdött. Az egyik legrégebben alkalmazott típus a grafit moderátoros, gázhûtésû reaktor, melyekbôl még ma is mûködik néhány az Egyesült Királyságban. A hatásfok javítása, egységteljesítmény növelése érdekében épültek – elsôsorban a Szovjetunióban – a grafit moderátoros, vízhûtésû Csernobil típusú blokkok. Paks egy még újabb technológia, ezekben a nyomott vizes reaktorokban az elôzônél bekövetkezett baleset elô sem állhat, ha ugyanis növekszik a zónahômér-

a magyar villamosmûvek közleményei

séklet, akkor a víz, amely egyben a moderátor is, lassítja, leállítja a láncreakciót. És milyenek a most épülô, jövôben üzembe lépô atomerômûvek? Ezek a biztonság terén még elôrébblépnek, a jelenlegiekhez képest. Az esetleges repülôgép katasztrófák, támadások ellen sokkal védettebbek. A legtöbbet emlegetett kérdés azonban egy atomerômûnél a keletkezett radioaktív hulladékok, ezen belül is a kiégett fûtôelemek elhelyezése. A technikai fejlôdés abba az irányba megy, hogy a reaktorokban elôbb-utóbb csak minimális mértékben keletkezik majd nagyaktivitású hulladék. Akkor a maradványok elhelyezésére már nem is kell gondolnunk? Azért valószínû, hogy néhány évtizeden belül még nem sikerül teljesen megoldani ezt a problémát. De addig is azok a nagyaktivitású maradványok, amelyeket hermetikusan lezártunk, a megfelelô technikai megoldás megtalálásáig biztonsággal tárolhatók. Mennyi idô alatt lehet Magyarországon új atomerômû? Nagyon hosszú szakmai, hatósági és parlamenti elôkészítô fázisra van szükség, amit követ a szintén nem rövid tervezési-beszerzési-szállítási periódus. Az építkezés maga szintén jó néhány év, ezzel együtt optimális esetben is csak 2020 után kerülhet üzembe hazánk újabb atomerômûve. A Magyarország által vállalt szén-dioxid kibocsátás csökkentési kötelezettségek is 2020 körüli dátumot valószínûsítenek… Két kötelezettségünk is van 2020ra. Egyrészt vállaltuk, hogy 20 százalékkal csökkentjük szén-dioxid kibocsátásunkat. Másrészt a megújuló energiastratégia szerint ekkorra az ország által termelt elektromos energia 20 százalékát megújuló forrásokból kell elôállítani. Ez a két cél a villamosenergia-iparban együttesen csak akkor teljesíthetô, ha gyökeresen megújítjuk a hazai áramtermelés szerkezetét: jelentôsen növeljük a megújuló energiaforrások – szél, nap, biomassza – energetikai hasznosítását, a rendszert alkalmassá teszszük ezek befogadására, a régi, rossz hatásfokú blokkokat – például lignit esetén az új mátrai blokkal – kiváltjuk, és megkezdjük az új atomerômû blokk építését.

hírek

Folytatás a borító II-rôl Ritkán esik ugyanakkor szó arról, hogy a sikeres nyugati társaságok mûködése – akik egyébként évek óta jelen vannak a magyar piacon is – hogyan is épül fel. Számtalan példát lehetne említeni a német RWE-tôl kezdve a spanyol Iberdolán át, a francia EDF-et vagy az osztrák Verbundot említve. Ezeknek a társaságoknak vannak erômûveik, és vannak fogyasztóik, amelyeket ellátnak. A saját fogyasztóik ellátásbiztonságát a saját erômûveikbôl tudják garantálni. Ezt a mintát követi a kis tigrisként is emlegetett, gyorsan növekvô cseh CEZ is. Ezen az úton indult el az MVM is. Önök is részt vesznek erômûvi beruházásokban, és tavaly az ELMÛ-ben és az ÉMÁSZ-ban is részesedést szereztek. Igen, az MVM elindult egy integrált mûködés felé, ám ez nem elôzmény nélküli. Az MVM Partner, mely eddig lényegében nagyfogyasztói viszonteladó volt, kampányt indított a kisebb fogyasztók megszerzése érdekében. Ennek a stratégiának a magyarázata a kockázatok minimalizálása: vannak fogyasztóink és erômûveink is, ezek kockázata pedig egymást kiegyenlítheti. Stratégiánkban az ellátásbiztonság és az árstabilitás (kiszámíthatóság) elérése és a mindezekben meglévô kockázatok minimalizálása a legfôbb cél. A napokban zajlott orosz–ukrán gázvita kapcsán mennyire került veszélybe az ellátásbiztonság? A gáz ugyanis nem csak a fûtés, de az áramtermelés szempontjából is az egyik legfontosabb forrás lett. A biztonságos ellátáshoz több lábon kell állni. Ma a hazai termelés mintegy 40 százalékát biztosítja a Paksi Atomerômû. A szénerômûvekbôl nagyjából 12 százalék származik, tehát a termelés több mint 40 százaléka gázbázisra épül. Ebben vannak nagy erômûvek, melyek csak villamos energiát termelnek, de van számos kisebb gázmotoros egység is, melyek a villamos energia mellett hôszolgáltatást is biztosítanak egyben. Míg az elôbbiek bármikor kiválthatók, – így az elmúlt hetekben is a nagyerômûvek gázról olajra álltak át, – addig az utóbbiak esetén komoly problémát jelentene, ha nem jutnának gázhoz, mert akkor a fûtést sem tudnák biztosítani. A mai egészségtelen szerkezetet meg kell változtatni, ez nem fenntartható. Ugyanakkor minderre megvan a szándék is, hiszen a kormány tavaly novemberben döntött a megújuló energia stratégiáról, melyben lefektették, hogy 9,4 TWh energiát megújuló forrásból kell elôállítani. Ez részben kiszorítja a régebbi gázerômûveket, illetve a rosszabb hatásfokú szénerômûveket. Mindez már jóval kiszámíthatóbb rendszert teremt. Természetesen a megújulók között vannak kevésbé tervezhetô források (pl. szélerômûvek), de ezek

rendszerbe illesztésére létre lehet hozni például integrált mikro rendszereket. Ha azonban csökkenteni akarjuk az energiafüggôségünket és a széndioxid kibocsátást, akkor nincs más megoldás, mint az egész energiarendszer átalakítása. A környezetvédôk egy másik energia-elôállítási módot is elôszeretettel támadnak, az atomenergiát. Eközben az energetikai szakértôk egy csoportja azt hangsúlyozza, hogy nem csak, hogy meg kell hosszabbítani a Paksi Atomerômû üzemidejét, de új blokkok építése is szükséges. Az MVM szerint kell-e az atomenergiát fejleszteni? Arra már korábban döntés született, hogy Paks élettartamát meg kell hosszabbítani. Nyilvánvaló, hogy ez politikai döntés egyben, de ha figyelembe vesszük sz atomerômû szerepét a hazai energiaellátásban, akkor igazából nincs alternatívája. Hosszú távon azon kell gondolkozni, hogy az energiahatékonyság lényeges javulása ellenére az ország villamosenergia-igénye növekszik, miközben a széndioxid kibocsátást mindenképpen csökkenteni kell. Mivel lehet ezeket teljesíteni? Tudunk-e például több megújuló energiát beilleszteni a rendszerbe, ha nem tudunk, akkor vegyünk-e több gázt? Az elsô eset csak szélerômûvek, és a szükséges energiatározók erôltetett létesítésével lenne kivitelezhetô. A második megoldás pedig nem eredményezné a CO2-kibocsátás elvárt csökkentését. Gazdasági oldalt nézve az atomerômû a legolcsóbb, legalább 20 százalékkal kisebb ráfordítással állítható elô ilyen módon az energia. A hagyományos erômûvekkel szemben nincs CO2-kibocsátása. Nem elhanyagolható a jövôre nézve az sem, hogy az úgynevezett harmadik generációs reaktorok biztonsági, technikai színvonalát rendkívüli mértékben feljavították, a korábbiakhoz képest tovább csökkent a környezetszennyezési, illetve a baleseti kockázat. Tehát az esetleges új blokk vagy blokkok építésénél már nálunk is ezzel a biztonságosabb erômûtípussal lehet számolni. Ha figyelembe vesszük, hogy a kôolajkészletek néhány évtizedre elegendôek, és a kereslet a gyorsan fejlôdô népes nemzetgazdaságok (Kína, India) miatt várhatóan jelentôsen tovább fog növekedni, stratégiailag is érdemes olyan villamosenergia-elôállítás mellett dönteni, amely nem szénhidrogénbázisra épül. Az atomenergia nem jelent további problémát az orosz függôséget illetôen? Nem. A paksi atomerômû bevált, más EU tagállamban is üzemelô orosz konstrukció, a létesítésre nemzetközi együttmûködésben került sor. A kiváló minôségû fûtôelemeket valóban Oroszországból vásároljuk, de van más beszerzési lehetôség is, így amennyiben váltani kellene, lenne alternatíva. Egy új reaktor építésekor pedig több lehetôség között lehet majd választani, a világon ma mintegy féltucatnyi gyártó kínál megfelelô engedélyekkel, referenciákkal rendelkezô konstrukciót.

Mibôl áll majd össze a 9,4 TWh megújuló energia? Három fô eleme van, melyek közül a legfontosabb a biomassza lehet, ez mintegy 6,7 TWh-t tesz ki. A fenntarthatóság érdekében itt azokra a biomassza fajtákra kell koncentrálni, melyek hulladékból állíthatók elô. Így például az erdôk tisztítási maradványait lehet energetikai célokra visszaforgatni, az állattartó telepeken keletkezô hulladékokat kell felhasználni, melybôl biogáz állítható elô. A parlagon álló területeket kell mûvelésbe vonni. Szerepel benne 0,6 TWh geotermikus energia is. Ennek hasznosítására már megvan a technológia, a legnagyobb ilyen létesítmény Algyôn épül. Ezeket jó kihasználással lehet üzemeltetni, így a megújuló energia kétharmada tervezhetô, jól mûködtethetô forrásokból származna. Emellett a programban terveznek, mintegy 900 MW új szélerômûvi kapacitást is (1,7 TWh-nyi termeléssel). Itt azonban nagy kérdés az energiatárolás, ami új kihívásokat jelenthet, a megoldás a különbözô idôhorizontokon más és más lehet. Rövid távon egy tározós vízerômûben, vagy egy levegôtározós gázturbinás erômûben történô tárolás lehet a megoldás. Hosszú távon könnyen elképzelhetô például, hogy amikor éppen rendelkezésre áll szélenergia, akkor azt a közlekedési eszközök töltésére (pl. elektromos autók) használják. Atomerômû: érvek pro és kontra Minden mûszaki létesítmény jelent bizonyos kockázatot, ennek ellenére minden erômû, így az atomerômû is biztonságos üzem, erôsíti meg Gerse Károly. A kockázatok a reaktortípusok újabb és újabb generációjával egyre csökkennek. Már léteznek a technológiai tervek olyan fokozott biztonságú, minimális hulladékot eredményezô, proliferációnak (nukleáris terrorizmusnak) ellenálló atomerômûvekre. A katasztrófák, terrorista támadások ellen mechanikus védelem építhetô. A legvitatottabb kérdés az elhasznált fûtôelemek sorsa. Ezek átmeneti tárolása megfelelôen megoldott, eddig semmi bajt nem okoztak. A végleges tárolásra is van már megoldás: információink szerint két végleges tároló épül (Finnországban, illetve az USA-ban), melyek szintén megnyugtató választ adnak a kérdésre. Várható az elhasznált üzemanyagok energetikai újrahasznosítása is.


Magyar Villamos Mûvek Zrt. 1011 Budapest, Vám utca 5–7. Telefon: 201-5455 www.mvm.hu

A MAGYAR VILLAMOS MÛVEK ZRT.-RÔL NAPRAKÉSZ INFORMÁCIÓK AZ INTERNETRÔL IS BÁRMIKOR ELÉRHETÔK. A WEB-OLDALON CÍMLISTÁKAT, GYORSHÍREKET, A CÉG MÛKÖDÉSÉHEZ KAPCSOLÓDÓ FONTOS ESEMÉNYEK LEÍRÁSÁT, FOTÓKAT ÉS ÁBRÁKAT LEHET MEGTALÁLNI, VALAMINT A TÁRSASÁG ÁLTAL KIADOTT SAJTÓKÖZLEMÉNYEK IS AZONNAL OLVASHATÓK. KAPCSOLAT TALÁLHATÓ A VILLAMOSENERGIA-IPAR SZÁMOS HAZAI ÉS KÜLFÖLDI CÉGÉHEZ.

2009


A MAGYAR VILLAMOS MÛVEK KÖZLEMÉNYEI

Recommend Documents