Boszorkányok pedig intsenek
Sziasztok, a múlt héten az ELTE hálózat kimaradozása, a cikket ígérők elfoglaltsága, és a nemzetközi helyzet fokozódása miatt nem volt cikk a rovatban, ám ez utóbbi kifogás egyben kiváló témát nyújt, ugyanis Németországban megint hallatták hangjukat az atomenergia ellenzői, hiszen az atomerőmű (ha van) pompás célpont a terroristák számára.
Jövőre lesz hatvan éve, hogy Compton, Fermi, Szilárd és Wigner munkájaként 1942-ben Chicagóban megépült az első atommáglya, amúgy meg Magyarország energiaszükségletének 40%-a a paksi atomerőműből származik, ami pompás ok egy sétára a témában. (A paksi részletet Vida Zoltántól kölcsönöztem, továbbá mindenkinek ajánlom Marx György Atommagközelben című könyvét).
A természetben található urán több, mint 99%-a 238U, a többi nagyrészt (0.7%) 235U. Maghasadásos láncreakcióra elsősorban az utóbbi alkalmas, mivel egy neutron hatására jó eséllyel elhasad, és a hasadványokon túl további neutronok is felszabadulnak, amelyek további hasadásokat idézhetnek elő. De lassú neutronok hatására sokkal inkább hasad, a gyors neutronok legtöbbször csak "lepattannak" róla. A 235U hasadásakor azonban gyors neutronok keletkeznek, amelyeket a 140-szer gyakoribb 238U magok befognak, igaz ezekből még előnyösebb 239Pu keletkezik.
Bár vannak természetes uránnal is működő reaktorok, a reaktorok többségében valamennyire dúsítják a természetes uránt, azaz növelik 235U tartalmát, 2-4 %-ra. Mivel kémiailag azonosak, ezért ez csak a (nagyon csekély) tömegkülönbséget kihasználó fizikai eljárásokkal lehetséges, ez azonban nagyon költséges és lassú művelet (és annál költségesebb, minél jobban dúsítunk). Közel 100%-os 235U -t előállítani csak atombombához érdemes és szükséges, ebből Amerikában a második világháború utolsó két éve alatt 10 kg-ot, azaz egyetlen (a hirosimai) bombára elegendő mennyiséget tudtak előállítani.
40-60%-ra dúsított uránt használnak a "gyorsneutronos" reaktorokban is (amelyek szaporító reaktorok is lehetnek). Ezekben nem lassítják a neutront, a dúsítás miatt fenntartható a reakció így is és, a 238U-ból keletkező 239Pu további fűtőanyaggá lesz. Ha hasadásonként egy neutron egy másik hasadást idéz elő, egy neutron pedig egy 238U-ból 239Pu-t csinál, akkor nem csökken a hasadóanyag mennyisége és fennmarad a láncreakció is. Így eltüzelhető az 238U jelentős része is, nem csak a 0,7%-ban előforduló 235U.
A "hagyományos" reaktorban valamilyen módon le kell lassítani a gyors neutronokat, hogy újabb hasadást keltsenek. Erre ajánlotta Szilárd Leó az inhomogén reaktort, melynek elve a következő: vékony uránrudakat készítenek, melyekből a gyorsneutronok ütközés nélkül ki tudnak lépni. Az uránrudak olyan közegbe vannak ágyazva (ez a moderátor), amelyek nem nyelik el a neutronokat, de azokkal ütközve az energia minél nagyobb hányadát átveszik, így lassítva azokat. Ilyen moderátor például a grafit, ezzel készült az első reaktor Amerikában, míg a németek nehézvíz moderátorral próbálkoztak.
Néhány szót Csernobilról: ez a típus (RBMK) forralóvizes, vízhűtésű, csöves, grafitmoderálású reaktor, azaz könnyűvíz a hőhordozó, az párolog el a reaktorban, és a turbinában a gőzzel áramot termelünk. A neutronokat grafit lassítja le, 1 700 darab 25 cm x 25 cm x 350 cm méretű függőleges grafitoszlopba vannak az 1,8%-os dúsítású fűtőelem-szálak beágyazva. A teljesítményt az operátorok kadmium- vagy bórtartalmú kontrollrudak besüllyesztésével szabályozhatják (ezek elnyelik a neutronokat). A hűtővíz számára csatorna fut végig minden grafitoszlopon. A 6,5 atmoszféra nyomású vízből másodpercenként 10 000 litert kell átszivattyúzni rajta, ez a turbinákban 1 GW teljesítményt fejleszt. Polgári célú reaktor, de a grafitmoderálás miatt viszonylag sok plutóniumot termel, amit elsősorban katonai célokra használnak fel. Ha plutónium termelésre használják, akkor 1-2 év után ki szokták emelni az üzemanyagszálakat, mivel ezután már a 239Pu mennyisége nem változik, a keletkező többlet 240Pu -má alakul, ami nem alkalmas a láncreakcióra és eltávolítása költséges.
Egy erőműben sajnos számos pozitív visszacsatolású folyamat növeli a baleset kockázatát. Már az első hanfordi reaktoron megfigyelték, hogy alacsony teljesítményű üzem esetén felgyülemlik a 135Xe izotóp, amely veszélyes reaktorméreg, mivel még a szabályozórudakhoz használt, neutronelnyelő kadmiumnál is 150-szer neutronéhesebb. A 135Xe felgyűlése a reaktort instabillá teheti: a neutronáram növekedése esetén fogy (elhasad) a neutronfaló 135Xe, és tovább növekszik a neutronmennyiség. A neutronáram csökkenése viszont tovább engedi szaporodni a 135Xe-t, ami tovább ejti a neutronsűrűséget. Ezért a reaktort tilos alacsony teljesítmény mellett működtetni, kikapcsolás után pedig legalább egy napig kell várni, amíg az összes 135Xe elbomlik.
A másik kockázati tényező (ami miatt Teller Amerikában keresztülvitte az ilyen típusok leállítását), hogy ennél a típusnál pozitív az üregtényező. Ez azt jelenti, hogy ha valamilyen okból a reaktor egy része túlhevülne, ez a hűtővezetékben a víz - ami pedig gyengén neutronelnyelő - elforrásához vezetne, buborékok keletkeznének, ami pedig gyengén neutronelnyelő. Így ez neutronelnyelő anyag vesztését jelentené, amitől megszaladna a reakció, és egyre csak tovább nőne a hőmérséklet.
Csernobilban éppen egy, a biztonságot fokozó kísérletet végeztek a szabályozó automatikák kikapcsolása mellett, amikor ez bekövetkezett, miközben alacsony teljesítménnyen való üzemeltetés miatt már felgyülemlettek a reaktormérgek. Tetézte a hibát, hogy a szabályozórudakat a megengedettnél is jobban kiemelték. Közben nem számoltak azzal a tervezési problémával, hogy a bóracél rudak két vége grafitból volt, így amikor azok sülylyesztését megkezdik, a gyengén neutronelnyelő hűtővíz helyét a neutront nem fogyasztó grafit foglalja el, és a szándékolt csökkenés helyett először nőni fog a neutronok száma.
A vészleállásnál a hirtelen hőtágulás miatt a kontrollrudak félúton elakadtak, majd eltörtek az uránrudak, végül az elrepedt hűtővezetékek vizével érintkezve a hirtelen gőzfejlődés szétvetette a reaktort, a rudak cirkóniumával és a grafittal 1 000 °C-on reakcióba lépő víz, H2 és CO fejlődött, amely a külső oxigénnel érintkezve felrobbant, elsodorva az épület tetejét is. A magas fokon meggyulladó grafittüzet csak tíz nap alatt sikerült elfojtani. Közben a hosszú üzem alatt (már nem használták plutóniumtermelésre) felgyülemlett radioaktív hasadási termékek szétszóródtak, amelyek közül főleg az emberi szervezetbe beépülő cézium és jód volt veszélyes, elsosorban a gyermekek és magzatok fejlődésére. Később kimutatták a pajzsmirigy megbetegedések növekedését a baleset egyetlen utóhatásaként.
A grafitmoderátoros reaktorok kevésbé veszélyes változata a széndioxid és a hélium hűtésű. Másik népszerű verzió a nehézvíz moderátorú és könnyűvíz hűtésű típus. Wigner és Weinberg eredetileg atomtengeralattjárókra tervezte reaktorában a technikai egyszerűség és megbízhatóság végett a moderátor is természetes víz volt, cserébe valamivel jobban dúsított (3%-4%) uránt kellett használni, a vizet pedig nagy nyomás alá helyezték, így forráspontja 300 °C-ra emelkedett, ami növelte a termikus hatásfokot. Ez a nyomottvizes reaktor lett a legelterjedtebb típus, ilyen a ma üzemelő négyszáz erőművi reaktor többsége.
Külön érdekesség, hogy a Gabonban, kétmilliárd éves kőzetekben felfedezett természetes reaktor is ilyen "típusú" volt (akkoriban a természetes uránkoncentráció magasabb volta még lehetővé tette ilyesmi kialakulását a kőzetekben).
Részletesebb ismertető a Paksi Atomerőműről: Nyomottvizes erőmű (VVER-213). Az aktív zóna alakja henger, átmérője kb. 3 050 mm. Ebben a hengerben helyezkedik el a 312 darab körülbelül 2,5 m hosszú hatszög alakú üzemanyagkazetta, és a 37 db dupla hosszúságú szabályzó kazetta. A szabalyzókazetták felső része bóracélból készült, ami elnyeli a neutronokat, az alsó részük rendes üzemanyag-kazetta. Ha felső helyzetben vannak, akkor az üzemanyag rész van a zónában, ha leeresztjük őket, vagy védelmi működés következtében a saját súlyuknál fogva leesnek, akkor a neutronelnyelő bóracél kerül a zónába, leállítva a láncreakciót. Egy hatszög alakú üzemanyag-kazettában 126 db 2 500 mm hosszú és 9,1 mm átmérőjű fűtőelem pálca van. A pálcák tulajdonképpen zárt cirkónium csövek, bennük helyezkednek el a kb. 7 mm átmérőjű, körülbelül 20 mm magas 1,2% - 3,6%-os dúsítású uránium-dioxid pasztillák. Ezekben a pasztillákban a 235U arányt dúsítják fel 3,6%-ra, és ez "ég" ki 1,1- 1,2%-ra négy év alatt.
Az atomerőművi hulladék négy kategóriába osztható: inaktív, kis-, közepes- és nagyaktivitású hulladék. Inaktív hulladék az, ami a szabványos küszöbértéknél kisebb aktivitást mutat. Némely kommunális hulladék ennél aktívabb, egy erőműnél nem jutna ki az ellenőrzésnél. Elhelyezése kommunális szeméttelepen történik. Kis- és közepes aktivitású hulladék: ezek jobbára védőruhából, felaktiválódott szerszámokból, építőipari hulladékból, kimerült, elaprózódott ioncserélő gyantákból áll. Aludni már nem célszerű mellettük, de védőruhában, kellő óvatossággal, eszközökkel kezelhetők. Ezeket a hulladékokat szokás bitumenbe ágyazni, elégetni, vagy összepréselni, cementtel összekeverni és hordóba tölteni. A hordóban már tömörített hulladék van, ennek az aktivitása nagyobb, mint a kiindulási nyersanyagé volt, de a hordó is és a cement is árnyékol. Ellentétben a szintén hordóban tárolt vegyipari hulladékokkal, ez a fajta hulladék néhány (kevesebb, mint ötven) év alatt teljesen elveszti veszélyességét, közönséges kommunális hulladékká válik. Így nem igazán érthető, miért aggódunk annyira ezen anyagok tárolását illetően. Bármi is történik egy ilyen a hordóval, előbb válik veszélytelenné, mint tömörtelenné. Az utolsó kategória a nagyaktivitású radioaktív hulladék, ami kiégett fűtőelelmekből áll. A fűtőelemek kiégésük után a bennük felaktiválódott, illetve a maghasadás során keletkezett radioaktív bomlás miatt melegszenek. A szabad levegőre kitéve őket ez a hőtermelés elegendő lenne a megolvadásukhoz. Ezért a zónából történő kirakásuk után a reaktor mellett lévő úgynevezett pihentető medencében tárolják őket öt éven át, víz alatt. Ezután a radioaktív hőtermelésük annyira lecsökken, hogy áttehetők az erőmű mellett felépült kazetta átmeneti tárolóba, ahol nitrogéngázban tárolócsövekben állnak, és természetes cirkulációval a környező levegő hűti a tárolócsöveket. Ezekkel a fűtőelemekkel kapcsolatban szokás sokezer éves tárolást emlegetni, és félni, hogy 25 000 év alatt biztosan lesz árvíz, földrengés stb. Az ilyen hosszú előrejelzések azért veszélyesek, mert nem lehet bekalkulálni a tudomány és a technológia fejlődését. A fűtőelemekkel kapcsolatban az utóbbi időkben újra felvetődött egy kezelési mód, amit úgy hívunk: transzmutáció. A kiégett fűtőelemben megtalálható gyakorlatilag a teljes periódusos rendszer az összes lehetséges izotópokkal együtt. Ezek közül azok a veszélyesek, amelyek erősen és hosszan sugároznak (felézesi idő 20 év < Tf < 500 év), vagy veszélyes a bomlási soruk (pl. radon), vagy erős mérgek (pl. plutónium). Ha ezeket az elemeket el tudnánk tüntetni a fűtőelemkből, azok átalakulnának hasznos nyersanyagforrassá. Ezt biztosítja a transzmutáció. Minden atommag rezonál bizonyos energiaszintű neutronokra, más energiájúakkal nehéz eltalálni őket. Annyi a dolgunk, hogy a számunkra kellemetlen atommagokra rezonáló energiájú neutronnyalábbal kell besugározni a fűtőelemeket, és ezek az atommagok elbomlanak. A transzmutáció technológiáját is kidolgozták már, készíthető olyan erőmű, amely transzmutálja a kiégett fűtőelemeket, amelyek rövid pihentetés után gyakorlatilag inaktívak, és feldolgozhatók. Ez a speciális erőmű elegendő energiát termel a transzmutációhoz, meg egy keveset ki is ad a hálózatra. Szóval lehet, hogy egy belátható ideig tárolni kell a kiégett fűtőelemeket, de hogy nem évszázadokig, az biztos.
Reméljük, hogy a radioaktivitástól való félelmen úrrá tud lenni az emberek korrekt tájékoztatása, ahogy Teller egy Könyves Kálmán idézettel kifejezte: "De strigis, quae non sunt, nulla questio fiat." - vagyis: A boszorkányokról, mivelhogy nincsenek, szó sem essék.
Koronczay Dávid
fu@hali.elte.hu