A transzmutáció témaköréhez kapcsolódó fontosabb fogalmak és szakkifejezések magyarázata
Aktinidák
Dedikált transzmutációs berendezés
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 kőrium több izotópja is megtalálható. Az aktinidák általában nagy → radiotoxicitású és hosszú → felezési idejő 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 ebbıl adódóan a több százezer éven át fennálló kockázatért elsısorban az aktinidák a felelısök.
Olyan transzmutációs berendezés (speciális reaktor vagy → gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszer), amelyet kifejezetten transzmutációs célra fejlesztettek ki és üzemeltetnek. Az elsısorban 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 idejő hasadási termékek (pl. 99Tc vagy 129 I) 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, rezonancia-tartomány Bizonyos aktinida-izotópok a termikus neutronok energiájánál nagyobb, úgynevezett epitermikus energiájú neutronok esetében rezonancia-jellegő befogási hajlandóságot mutatnak, azaz csak adott neutronenergia-értékeknél abszorbeálják a neutront, ennél az értéknél azonban nagyon nagy valószínőséggel. Tipikusan ilyen befogási energiafüggést (rezonancia-struktúrát) mutat az 238U izotóp. Azt a neutronenergia-tartományt, amelyben a fenti jelenség érvényesül, rezonancia-tartománynak nevezzük. A rezonanciák energiában mért szélessége nagyon csekély. Ha azonban az üzemanyag hımérséklete emelkedik, az 238U magoknak a kristályrácsbeli helyük körül végzett
1
rezgımozgása (hımozgása) intenzívebbé válik, és ezáltal megnı a valószínősége, hogy a mag és a neutron relatív mozgási sebessége éppen a rezonancia-energiának felel meg. Ez a magfizikai Dopplereffektus. Az emelkedı üzemanyag-hımérséklet tehát megnöveli a neutronabszorpció valószínőségét. Ennek pedig az a következménye, hogy a hirtelen megnövekvı teljesítményő reaktor – a hımérséklet emelkedésén keresztül – önmagát fogja vissza, lefékezve vagy visszafordítva a további teljesítménynövekedést. Az effektus erısségét a Doppler-együtthatóval szokás jellemezni, amely megadja, hogy egy foknyi hımérsékletnövekedés mekkora reaktivitás-csökkenést eredményez. Dóziskonverziós tényezı
Elsıdleges aktinidák
Az a szorzótényezı, amely megadja, hogy egy bizonyos izotópból egységnyi aktivitás felvétele (lenyelés vagy belélegzés útján) mekkora dózist okoz. A dózis az ionizáló sugárzás által az emberi szervezetben okozott egészségkárosodás mértékét, illetve annak kockázatát jellemzi. A tórium (Th), az urán (U) és a plutónium (Pu). Ezeket az aktinidákat a nukleáris üzemanyagciklusban betöltött fontos szerepükre való tekintettel nevezzük elsıdlegeseknek.
Gyorsítóval hajtott szubkritikus rendszer Olyan, önfenntartó láncreakcióra képtelen szubkritikus reaktor, amelyet egy proton- vagy elektrongyorsítóval hajtott → spallációs forrásból származó neutronokkal tartunk szubkritikus (neutronerısítı) 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. Hasadási termékek
A maghasadás során keletkezı közepes rendszámú (leginkább Z = 90 és Z = 130 körüli) izotópok. Mintegy 300-féle különbözı hasadási terméket (izotópot) ismerünk. 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 kivételtıl eltekintve 30 évnél rövidebb → felezési idejőek. Inkább azért okozhatnak problémát, mert az → aktinidáknál könnyebben terjednek a környezetben és jutnak be élı szervezetekbe. A hasadási termékek közül a radioaktívhulladékkezelés szempontjából egyrészt a 90Sr és a 137Cs, másrészt a 99Tc és a 129 I izotópok érdemelnek említést. Elıbbiek azért mert nagy mennyiségben keletkeznek, felezési idejük azonban mindössze ~30 év, ezért lebomlásuk → transzmutáció nélkül is „kivárható”. A második két izotóp is számottevı mennyiségben keletkezik, ezek felezési ideje ellenben nagyon hosszú (a technécium esetében 2,1⋅105 év, a jód esetében pedig 1,7⋅107 év), ezért jelentısen
2
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 (hı)energiát lehetne nyerni. Ezzel szemben a mai tipikus atomerımővi reaktorokban mindössze 30-60 MWnap (hı)energiát szabadítunk fel üzemanyag-kilogrammonként. Ez mindössze 3-6% körüli hasznosítási hatásfokot jelent. Mivel azonban egységnyi tömegő atomerımővi üzemanyag elıállításához (a manapság jellemzı 4-5% dúsítás esetén) közelítıleg egy nagyságrenddel több természetes uránra van szükség, a mai atomerımővek üzemanyag-hasznosítási hatásfoka, vagy más szóval az uránban rejlı energetikai potenciál kihasználási foka mindössze 0,3-0,6%-a az elméletileg lehetséges maximumnak. Kevert oxid (MOX) üzemanyag
Késıneutronok, késıneutron-hányad
Kiégettségi szint
Plutónium-dioxidból (PuO2) és urán-dioxidból (UO2) álló (kevert) üzemanyag, amely a plutóniumnak a termikus reaktorokba történı visszakeringtetésére (hasadóanyagként való hasznosítására) szolgál. A „MOX” rövidítés az angol mixed oxid fuel elnevezésbıl ered. A tipikus MOX üzemanyagot a termikus reaktorból származó plutóniumnak → természetes uránhoz történı, 6-8%-os arányú hozzákeverésével állítják elı. A MOX üzemanyag fizikai, anyagszerkezeti, mechanikai és sugárállósági jellemzıi közel állnak az → uránoxid (UOX) üzemanyag jellemzıihez.
A maghasadás következtében keletkezı neutronoknak a legnagyobb része közvetlenül a hasadási folyamatban, a hasadványokkal együtt (a hasadási folyamat kezdetét követı 10-12 s-on belül) szabadul fel. Ezeket promptneutronoknak nevezzük. Mivel a hasadási termékek a hasonló rendszámú stabil izotópokhoz képest neutronfelesleggel rendelkeznek, elıfordul, hogy egy hasadási termék – akár több másodperccel a hasadás után – béta-bomlást követı neutronkibocsátással szabadul meg neutronfeleslegétıl. Így keletkeznek az úgynevezett késıneutronok. Ezeknek az összes keletkezı neutron számához viszonyított statisztikai aránya a késıneutron-hányad, amelynek nagyságrendje 0,3-0,7%. A késıneutronok teszik lehetıvé a reaktor mechanikai eszközökkel (legjellemzıbben neutronabszorbens rudakkal) történı szabályozását. Ha a késıneutron-hányad alacsony, a reaktor szabályozása (biztonságos üzemeltethetısége) nehezebbé válik. Az atomerımővi üzemanyag elhasználtságának foka, amelyet az egységnyi tömegő üzemanyagból felszabadított (hı)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-
3
fémet – vesszük figyelembe. A mértékegységben a „(HM)” utalást legtöbbször nem szokták kiírni. Egy kilogramm uránból – ha azt teljes egészében elhasítanánk – kb. 930 MWnap (hı)energiát lehetne nyerni. Ezzel szemben a ma üzemelı tipikus atomerımővi reaktorokban mindössze 30-60 MWnap (hı)energiát szabadítunk fel üzemanyagkilogrammonként. Kiégett üzemanyag pihentetése („hőtése”) Mivel a reaktorból kivett kiégett üzemanyag erısen radioaktív, gondoskodni kell a radioaktív bomlási hı elvezetésérıl. Az üzemanyag kivételét követı elsı három-négy évben ezt a reaktor közelében kialakított úgynevezett pihentetı medencében való tárolással oldják meg. Ez idı alatt az üzemanyag radioaktivitása és ezzel együtt hıtermelése jelentısen (több nagyságrenddel) csökken. A pihentetı medencébıl az üzemanyagot újrafeldolgozás esetén a reprocesszálómőbe, egyébként pedig átmeneti tárolóba szállítják. Az általában több évtizedre tervezett átmeneti tárolás az üzemanyag aktivitásának és hıtermelésének a végleges elhelyezést megelızı (és ezáltal a hulladék kezelését megkönnyítı) csökkentésére szolgál. Az átmeneti tárolás azonban azt is lehetıvé teszi, hogy a kiégett üzemanyaggal kapcsolatos stratégia késıbbi változása (az üzemanyagciklus zárásáról születı döntés) esetén a kiégett üzemanyagot eltemetés helyett újból hasznosítani lehessen. A kiégett üzemanyag zárt ciklusban történı 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 idıtartam, amely alatt a kiégett üzemanyag → relatív radiotoxicitása az üzemanyag elıállításához eredetileg kibányászott uránérc → radiotoxicitásának szintjére (az úgynevezett referenciaszintre) süllyed. A”lebomlási idıt” „szükséges tárolási idınek” is szokás nevezni.
Másodlagos aktinidák A neptúnium (Np), az amerícium (Am) és a kőrium (Cm). (Elvileg a kőriumnál magasabb rendszámú elemek (Bk, Cf, stb.) is ide sorolandók, de ezek gyakorlati jelentısége igen kicsi.) A másodlagos aktinidák az uránból, illetve a plutóniumból egymást követı neutronbefogások és béta-bomlások során jönnek létre. Elnevezésük onnan ered, hogy a reaktorban és a kiégett üzemanyagban az → elsıdleges aktinidáknál jóval alacsonyabb mennyiségben vannak jelen, és ennélfogva az energiatermelésben betöltött szerepük is kisebb. Általában a másodlagos aktinidák is erısen radiotoxikus és hosszú → felezési idejő izotópokból állnak. Az átalakításukra (→ transzmutálásukra) kizárólag a hasítás jöhet szóba, mert neutronbefogással csak további (magasabb rendszámú) aktinidává alakulnak. Nevezetes közülük a 244Cm, amely kiemelkedıen nagy spontán hasadási hajlandóságot mutat, és ezzel jelentısen hozzájárul
4
az erısen kiégetett vagy többszörösen visszakeringetett (a reaktorban többszörösen besugárzott) üzemanyag hıtermeléséhez. Partícionálás
A kiégett üzemanyag olyan egy vagy több lépcsıs kémiai, pirometallurgiai vagy lézeres feldolgozása, amely képes a kiégett üzemanyagban lévı elemek szelektív leválasztására. A partícionálás a → reprocesszálás olyan továbbfejlesztett változatának tekinthetı, amelynél a kimeneti ágak száma meghaladja a 3-at, és gyakorlatilag megegyezik az üzemanyagciklus, illetve a → transzmutáció igényei szerint szétválasztandó elemek számával. A partícionálás elıfeltétele a transzmutációnak, ahol a különbözı módon kezelendı, illetve különbözı berendezésekben átalakítható elemeket (stabil és radioaktív → hasadási termékeket, → elsıdleges 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 történı kiszabadulása esetén várható sugárterhelést jelenti. Ennek egysége lehet Sv/g, ha az adott izotóp, vagy a teljes hulladék tömegére, vagy lehet Sv/(GW(e)·év), ha arra a villamosenergiamennyiségre vonatkoztatunk, amelynek megtermelése során a hulladék keletkezik. Az így definiált radiotoxicitás: Θ D(t) = ∑ Ai (t)DCFi , ahol Ai(t) az i-edik izotóp aktivitása (Bq), i
DCFi pedig az i-edik izotópra vonatkozó → dóziskonverziós tényezı (Sv/Bq), amely megadja, hogy egy bizonyos izotópból egységnyi aktivitás felvétele mekkora dózist okoz. Relatív radiotoxicitás A kiégett üzemanyag egészének vagy valamely komponensének az üzemanyag elıállításához 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 főtıelemekben található el nem használt urán és a keletkezett plutónium visszanyerése céljából. A jelenleg elterjedt technológiánál a kiégett üzemanyagot elıször feldarabolják, majd salétromsavban feloldják. A pálcák cirkóniumötvözetbıl készített burkolata nem oldódik fel, azt leszőrik. 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 minısülı összes többi anyagra) bomlik. Az uránt dúsításhoz újra fel lehet használni, a plutóniumból pedig plutónium-
5
dioxidot (PuO2) gyártanak, ami urán-dioxidhoz (UO2) keverve a → MOX üzemanyag alapanyaga. A kiégett főtıelemek újrafeldolgozását az is motiválja, hogy alkalmazásával nagymértékben csökkenthetı a végleges elhelyezésre kerülı 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 lıjük, és itt a protonok a target atommagjainak szétrobbantásával (spallációjával) és az azt követı kaszkád magreakciókkal protononként 20-40 darab nagyenergiájú (2-100 MeV-es) neutront hoznak létre. A transzmutációs célú szubkritikus reaktorokat spallációs forrással tervezik üzemben tartani.
Szegényített urán
A → természetes urán izotópdúsításakor keletkezı 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, amelybıl a gyorsneutron-spektrumú (tenyésztı) reaktorban – neutron-besugárzás hatására – hasadóképes (termikus neutronok által is elhasítható) 239Pu keletkezik. A szegényített uránból plutónium hozzáadásával → kevert oxid (MOX) üzemanyag is elıállítható. A szegényített urán fajlagos aktivitása nagyon kicsi, ugyanakkor a fémurán sőrősége kiemelkedıen nagy (~19 g/cm3), ezért a szegényített urán egy részét felhasználják az energiatermeléstıl távol álló területeken is. A nagy sőrőség miatt jól használható pl. gamma-sugárzás elleni árnyékoláshoz.
Transzmutáció
A hosszú → felezési idejő radioaktív izotópok neutron-besugárzással történı olyan átalakítása, amely egy vagy több lépésben (magátalakulásban) rövidebb felezési idejő vagy stabil izotóp kialakulására vezet. A kiégett üzemanyagban található hosszú felezési idejő → hasadási termékek átalakítása neutronbefogással lehetséges, a kiégett üzemanyagban ugyancsak jelenlévı erısen → radiotoxikus, hosszú felezési idejő → 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 keletkezı 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 nagyságrendrıl ezer év alá csökkenthetı. Mivel a transzmutáció feltételezi a partícionálást, 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 jelentısen csökkentheti a végleges elhelyezésre kerülı hulladék mennyiségét és annak „lebomlási idejét”. Ezzel elısegítheti a
6
geológiai tárolók gazdaságosabb kihasználását és a jellemzı felezési idı csökkentésén keresztül növelheti a végleges tárolás biztonságát. Urán-plutónium üzemanyagciklus
A → természetes uránban 99,3%-ban jelen lévı, termikus reaktorokban nem hasadóképes 238U izotóp neutronbefogásos átalakítására (termikus hasadóanyaggá konvertálására) épülı üzemanyagciklus. Az 238U egy lassú vagy intermedier neutron befogásával 239U izotóppá válik, amely két egymást követı bétabomlással elıbb 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 – lehetıvé teszi a természetes uránban rejlı energetikai potenciál hasznosítási hatásfokának legalább egy nagyságrenddel történı megnövelését. Ez azt jelenti, hogy a jelenleg jellemzı 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 atomerımő-rendszerekben vagy tisztán gyorsreaktorokból álló rendszerekben képzelhetı el.
7
