Fizikai Szemle honlap |
Tartalomjegyzék |
Szatmáry Zoltán
BME, Nukleáris Technikai Intézet
Az utóbbi években egyre gyakrabban hallhatunk-olvashatunk arról, hogy "jó-jó, az atomerőművek segítenek a klímaváltozás korlátozásában, de - sajnos - kár ilyeneket építeni, hiszen alig van már a Földön műrevaló urán". Példaként megemlítjük a Népszabadság 2010. január 8-án megjelent számát, amelyben két cikk is foglalkozik a kérdéssel (Megatonnákból megawattok és Uránkeresők). Egy külön dolgozatot lehetne írni a jelenség okairól, de ez nem illik ebbe a folyóiratba. Ide illik viszont a kérdés szakmai tárgyalása. Az említett cikkek lényege, hogy az atomenergetika Csernobilt követő húsz szűk esztendeje alatt nemcsak az új atomerőművek építése, hanem az uránbányászat is visszafejlődött. Emiatt az atomenergia alkalmazásának újabban tapasztalható felélénkülése idején fennakadások lehetnek az atomerőművek fűtőelemekkel való ellátásában. Jelenleg az Egyesült Államokban a szovjet atomfegyverek egy részében található uránt atomerőművi üzemanyaggá konvertálják, és amerikai reaktorokban elégetik. Erre utal a Megatonnákból megawattok cím. Ez az uránmennyiség is elfogy néhány éven belül. A szerző tehát levonja azt a következtetést, hogy nemcsak az eredeti uránlelőhelyek (vagyis a bányák) merülnek ki, hanem a másodlagos uránforrások is. Az idézett gondolatok sok tekintetben tévesek, és a végkövetkeztetés teljesen téves. Valójában a Földön annyi urán található, hogy az addig elegendő, ameddig szükség van rá, és itt évszázadokról, esetleg évezredről van szó. Az persze előfordulhat, hogy átmenetileg felszökik az uránár, amint ez néhány éve bekövetkezett, de ez az alábbiak érvényét nem befolyásolja. Sok függ azonban attól, milyen technológiát alkalmazunk. Ezért az uránkészletek áttekintése után az alkalmazott, illetve alkalmazható technológiákat tekintjük át.
Az 1980-as évek elején kereken ötmillió tonnára becsülték a Földön ismert és az akkori uránáron gazdaságosan kitermelhető uránkészleteket. Lényegesen korszerűbb és részletesebb adatokat találunk Vajda György 2004-ben megjelent könyvében,1 ezért az alábbiakban erre támaszkodunk. Az urán primordiális radioaktív anyag, amely egy, a Naprendszer kialakulása előtt lezajlott szupernóva-robbanásban keletkezett, a Föld anyagában ezért szóródott szét egyenletesen. Átlagos koncentrációja 3-4 ppm.2 Jelentős mennyiség található a tengervízben, ahol a koncentráció 3,3 ppb.2 Bizonyos geokémiai folyamatok következtében vannak helyek a Földön, ahol az urán feldúsult. Például a kongói uránszurokban az U3O8 koncentrációja a 60%-ot is elérte. Ilyen gazdag telepek azonban ritkák, már a 0,1- 0,3% koncentrációjú helyeket is műrevalónak tekintik. A hazai uránbányában a 0,1%-nál soványabb ércet is kitermelték - ráadásul 1000 m mélységből. Sok helyen az uránt egyéb bányák (arany, réz, olajpala, foszfát stb.) melléktermékeként is kitermelik.
A kitermelhető urán mennyiségét a kitermelés fajlagos költsége szerint szokás megadni. A bevett árkategóriák 25, 40, 80, 130 és 260 USD/kg urán. Az uránkészletekre vonatkozó adatok sokáig katonai titoknak minősültek, ami lassan megszűnik, de nem teljesen. Már csak emiatt is bizonytalanok az adatok. A 40 USD/kg költséggel kitermelhető urán mennyisége 1 Mt-ra3 becsülhető, ami zömmel Kanadában, Kínában és Dél-Afrikában található. A 40 és 130 USD/kg közötti költséggel feltárható ismert uránvagyon 3-4,5 Mt. Ehhez járul a még fel nem tárt, de közvetett indikációval valószínűsíthető urán, becsült mennyisége 4-6 Mt. Végül beszélhetünk még a 130 USD/kg-nál olcsóban kitermelhető 10-12 Mt-ra becsült reménybeli uránvagyonról. Az utóbbit illetően megjegyezzük, hogy eddig a szárazföldek felszínének mindössze 8-10%-át kutatták meg uránra. Vannak még további, nem konvencionális készletek is. A legfontosabb a foszfátokban 50-200 ppm koncentrációban található urán, amelyet a műtrágyagyártás melléktermékeként 40-90 USD/kg költséggel lehetne kitermelni. Össztömege körülbelül 22 Mt. Végül megemlítjük a tengervizet: a benne található mintegy 4000 Mt urán 340 USD/kg költséggel lenne kitermelhető.
Fizikusok körében ismert, de a rend kedvéért megemlítjük, hogy az urán mindkét izotópja felhasználható energiatermelésre.4 A 0,71%-ot kitevő 235U tetszőleges energiájú neutronokra hasad. A túlnyomó részt kitevő 238U csak 0,8 MeV-nél nagyobb energiájú neutronokra hasad, viszont neutronok hatására a jól hasadó 239Pu-má alakul át. A reaktorban ez további neutronok hatására nehezebb plutóniumizotópokká alakul át. A nehéz elemek között a páros rendszámú és páratlan tömegszámú izotópokat (235U, 239Pu stb.) hasadó izotópoknak, a páros rendszámú és páros tömegszámú izotópokat (például 238U) pedig fertilis izotópoknak szoktuk nevezni. A természetben található még egy fontos fertilis izotóp, a 232Th, amely 233U-ná alakítható át. Jóllehet a tórium energetikai hasznosítása a gyakorlatban még nem indult meg, megemlítjük, hogy a tórium átlagos koncentrációja a Földön 12 ppm, vagy az uránénak mintegy háromszorosa. Általában a ritka földfémekkel keveredve található. Legfontosabb érce a monacithomok. Az ismert tóriumkészletek tömege 4 Mt-ra becsülhető zömmel Amerikában, Európában és Indiában. Tekintve, hogy a tóriumot még nem kutatták meg olyan mértékben sem, mint az uránt, a reménybeli készletek ennek sokszorosát tehetik ki.
A hasadóanyag-készletek nagyságának megítéléséhez két döntő szempontot kell figyelembe vennünk: (1) milyen technológiát alkalmazunk és (2) mennyi uránt fogyasztott el a nukleáris korszak elmúlt 60 éve. A technológia dönti el, milyen mértékben hasznosítjuk az 238U-ban és a 232Th-ban rejlő energiát. Ha ugyanis ezt a technikailag lehetséges mértékben tesszük, akkor a jelenlegi technológiához képest százszor több energiát nyerünk ki a Földön található uránból. Mit teszünk ugyanis jelenleg? Az uránt kis mértékben, 3-4%-ra dúsítjuk, és a reaktorban moderátort (H2O, D2O, grafit stb.) alkalmazunk. A reaktorból kirakott kiégett fűtőelemeket újrafeldolgozás nélkül eltemetjük.
A Föld uránkészleteinek tényleges mennyiségét csak úgy tudjuk felmérni, hogy meggondoljuk, mit jelent - természetesen csak témánk szempontjából - az urán dúsítása. A gyakorlatban minden ezzel kezdődik: a reaktorokba bevitt friss üzemanyag dúsított urán, vagyis a kibányászott természetes urán csak dúsítás után juthat a fűtőelemgyárba. A dúsításra több módszer is ismeretes. Történelmileg legelőször a diffúziós eljárást alkalmazták: az uránt UF6 gázzá alakítják, majd szivacsos szerkezetű keramikus anyagokon diffundáltatják át. Mivel az 235U-t tartalmazó molekula kisebb tömegénél fogva gyorsabban diffundál, a túloldalon ebben az izotópban dúsabb gázt kapunk. Mintegy tízezer fokozat után elérhetjük a kívánt dúsítást. Az eredmény lehet akár teljesen dúsított urán is, amelyben az 235U izotóp részaránya megközelíti a 100%-ot. Ez a művelet rendkívül költséges, óriási berendezéseket igényel. Nem csoda, hogy csak olyan országok építettek ilyen dúsítóművet, amelyek elsősorban katonai célra használták azt: Egyesült Államok, Franciaország és Szovjetunió. Mikor még Kína és a Szovjetunió baráti viszonyban voltak egymással, Kína kapott egy ilyen berendezést, amit nyilván továbbfejlesztett, és maga is atomhatalommá vált. Miután ezek a hatalmak legyártották az általuk szükségesnek tartott nukleáris fegyvereket, a dúsítóberendezéseket átállították polgári célokra. A legtöbb fűtőelemgyár diffúziós dúsítóművekre alapozza termékeit. Így válik érthetővé, hogy kevés országban találunk fűtőelemgyárakat.
Vannak más technikák is. Az egyik a lézeres módszer: az UF5 molekula ionizációs energiája függ az atommag tömegétől. Ezt az izotópeffektust kihasználva el lehet érni, hogy egy jól beállított lézersugár csak az egyik fajta molekulát ionizálja, miközben a másik semleges marad. Ezután a két izotóp elektromágneses úton szétválasztható egymástól. A közelmúltban több középhatalom megpróbálkozott ezzel, de nemzetközi nyomásra elálltak ettől. A másik technika a centrifugálásos eljárás: egy ultracentrifugában az 238U-t tartalmazó molekula a centrifuga külső szélén, a másik a közepén dúsul fel. Több ezer centrifuga sorba kapcsolásával a kívánt dúsítás elérhető. Ezzel már a németek is megpróbálkoztak a II. világháború alatt, de napjainkban is folynak ilyen próbálkozások. Bár mindegyik technika mögé konkrét országneveket tehetnénk, a súlyos politikai összefüggések miatt ettől eltekintünk.
Akármelyik módszert alkalmazzuk is, néhány általános összefüggést felállíthatunk. A dúsítóműnek két terméke van: a kívánt dúsított urán és a maradék szegényített urán. A két termék tömegének összege megegyezik az eredetileg bevitt természetes urán tömegével. Ennek alapján egyszerűen megbecsülhetjük a két termék mennyiségét. Egységnyi tömegű természetes uránból indulunk ki: 1 tonnában van 7,1 kg 235U és 992,9 kg 238U. Az elérendő dúsítást e -vel jelöljük.5 Ha a kapott dúsított urán tömege m, akkor benne a két izotóp tömege: em 235U és (1 - e) m238U. Ugyanez a maradék szegényített uránban: 7,1 - em, illetve 992,2 - (1 - e) m. Végeredményben a szegényített urán dúsítása6
Ez nyilván nem lehet negatív, tehát m ≤ 7,1/e. Példaként tekintjük a paksi atomerőművet, amelyben az átlagos dúsítás 3,82%, vagyis e = 0,0382, azaz m ≤ 185,7 kg. A maradék szegényített urán dúsítása általában nem zérus, hanem 0,1- 0,2%, tehát a kinyerhető dúsított urán tömege kisebb. Például 0,2%-nál m = 134,2 kg, amint képletünkből egyszerűen kiszámíthatjuk. Témánk szempontjából fontos, hogy a maradék szegényített urán tömege 814 és 865 kg közé esik. A kapott számokat könnyen meg is fordíthatjuk: ha 1 tonna dúsított uránt akarunk kapni, akkor - a maradék szegényített urán dúsításától függően - 5,39 és 7,45 tonna közötti tömegű természetes uránból kell kiindulnunk, vagyis a maradék urán tömege 4,39 és 6,45 tonna közé esik. Ezek a számok átvihetők a többi hasonló atomerőműre is, tehát általában kijelenthetjük, hogy a jelenlegi, kis dúsítású uránnal működő reaktorok üzemanyagának előállításakor a reaktorba bevitt urántömegnek mintegy ötszöröse keletkezik a dúsítóművekben maradék szegényített urán formájában.
A nukleáris fegyverekben vagy magasan (90%-ra vagy többre) dúsított uránt, illetve plutóniumot alkalmaznak. Az utóbbira később még visszatérünk. A fentiek mintájára megbecsüljük, hogy egy bomba gyártásához mennyi természetes uránra van szükség. Mivel most e = 0,9, egy tonna természetes uránból 7,1/0,9 = 7,9 kg dúsított uránt lehet kapni. Egy bomba tömege ennek durván a kétszerese, tehát minden bomba legyártása 2 tonna természetes uránt igényel, és majdnem ugyanennyi szegényített urán marad vissza a dúsítóműben.
A ma működő atomerőművi reaktorok túlnyomó többségét a 2. generációhoz soroljuk. Az 1. generációt a prototípus és kísérleti reaktorok alkották, amelyek zömét már bezárták, miután megalapozták a sorozatban gyártott, kereskedelmi reaktorok technológiáját. Az előbbiek még gazdaságtalanok voltak, de az utóbbiak már versenyképesek az egyéb (szén-, olaj- stb. tüzelésű) erőművekkel. A 2. generációs erőművek túlnyomó többsége vízzel hűtött reaktorokkal működik. Legfontosabb biztonsági jellemzőjük, hogy bennük - kis valószínűséggel ugyan, de - előfordulhat súlyos baleset, ami az aktív zóna megolvadásához vezet. Ez a kis valószínűség kisebb, mint 10-5/év. Néhány reaktorban (például a szlovákiai Bohunicében, vagy a bulgáriai Kozlodujban) ez a szám nagyobb, de ezek kivételek, és már úgysem működnek sokáig. Az újabban épülő reaktorok a 3. generációhoz tartoznak, amelyek ugyan hasonlók a 2. generációsokhoz, de bennük gyakorlatilag kizárt a súlyos baleset. Végül a kutatás-fejlesztés fázisában vannak a 4. generációs reaktorok, amelyek teljesen új alapelveken nyugszanak. Némi szójátékkal a 3. generációt evolúciósnak, a 4. generációt revolúciósnak nevezhetjük. (Az eredeti francia szójáték jobban hangzik: évolutionnaire-révolutionnaire.) Vannak, akik a 4. generációt innovációs reaktoroknak nevezik. Szoktuk ezt a négy generációt a szakemberek tekintetében is emlegetni: az 1. generációt a nagyok (Fermi, Wigner, Teller és társaik) alkották, a 2. generáció tőlük tanulta a szakmát, de zömmel már nyugdíjban van (mint a jelen sorok írója is), a 3. generáció a derékhad az erőművekben, tervező- és kutatóintézetekben, biztonsági felügyeleteknél, végül a 4. generáció doktori dolgozatát írja, vagy még egyetemi vizsgáira készül.
A 4. generációra később még visszatérünk. Előbb megvizsgáljuk a ma működő, illetve épülő reaktorokat az urán hasznosítása szempontjából. A reaktorba bevitt friss fűtőelemek három-négy évet töltenek a reaktorban. Ezalatt az 235U egy része elfogy: kisebb részben neutronbefogással 236U-ná alakul át, nagyobb részben elhasad, és energiát termel. Az 238U részben szintén hasad és energiát termel, nagyobb részben neutronbefogással 239Pu-má alakul át. A plutóniumizotópok neutronbefogással egyre nehezebb izotópokká alakulnak át, de hasadás révén energiát is termelnek. Az 1. táblázatban a paksi atomerőműre vonatkozó számításaink eredményét közöljük. A friss üzemanyag dúsítása 3,82%, a jelenlegi üzemvitel szerint négy évet tölt a reaktorban. A táblázatban évente megadjuk az egyes izotópok magsűrűségeit.
Látjuk, hogy az 235U mennyisége a negyedik év végére a kezdeti mennyiség 27,6%-ra csökkent. Az elfogyott 72,4%-ból 13,0% neutronbefogással 236U-ná alakult át, a többi (59,4%) elhasadt. Témánk szempontjából fontos, hogy az 238U mennyisége alig változott meg, vagyis a reaktorból kirakott, úgynevezett kiégett fűtőelemekben gyakorlatilag az eredeti uránmennyiség még megtalálható: az 238U eredetileg bevitt atomjaiból mindössze 3,3% fogyott el. Ebből 0,1% hasadás, a többi neutronbefogás révén alakult át más atomokká. Az utóbbi rész (vagyis 3,2%) átalakult plutóniummá. Az urán energetikai hasznosítása szempontjából döntő jellemző a konverziós tényező:
Az 1. táblázat alapján ezt is könnyen kiszámíthatjuk, ha az elfogyott 235U tömegével osztjuk a plutóniumizotópok össztömegét: C = 0,4648.7 A friss üzemanyagban még C = 0,6. A négy éves üzem alatt az 238U magsűrűsége 6,88 · 10-4-nel csökken neutronbefogás révén, viszont a plutóniumizotópok együttes magsűrűsége mindössze 2,83 · 10-4, tehát 41,1%, ami azt jelenti, hogy a keletkezett plutóniumatomok 59%-a még a kirakás előtt mindjárt el is hasadt.
A paksi atomerőmű jellegzetesnek tekinthető, tehát a fenti számokat a ma működő reaktorok mindegyikére érvényesnek vesszük. Tegyük fel, hogy a reaktorokból kirakott üzemanyagot újra feldolgozzuk (reprocesszáljuk), vagyis kivonjuk belőle a plutóniumot, azt természetes uránnal keverjük, majd az így gyártott fűtőelemeket visszavisszük a reaktorokba. Ha a Földön található urán teljes, a mai urán- és energiaárak mellett gazdaságosan kitermelhető mennyiségét M-mel jelöljük, akkor a reprocesszálás révén felhasználható M' mennyiségére felírhatjuk az M' = M + M' C összefüggést,8 amiből
A fenti értékkel számolva ez azt jelenti, hogy a közvetlenül kibányászott hasadóanyagnak 1,87-szeresét tudjuk energiatermelésre használni. Ez nem sok, de megéri a fáradságot, hiszen majdnem egy kettes faktort nyerünk a hasznosítható urántömegben. Ezt a technológiát ma már alkalmazzák: ez a MOX9 fűtőelem, amely UO2 és PuO2 olyan arányú keverékéből ál, amely reaktorfizikai szempontból megfelel a 3,8% dúsítású uránnak. Ebben Franciaország jár az élen.
Kérdés azonban, nincs-e ennél jobb lehetőség. Persze, hogy van! Ha a víz helyett más moderátort használunk, a konverziós tényező jelentősen megnő. A hidrogén abszorpciós hatáskeresztmetszete termikus neutronokra 331 mbarn, tehát elég nagy. Ezzel szemben a 12C izotópé 4 mbarn, sőt a deutériumé 1 mbarn. Emiatt a grafittal és nehézvízzel moderált reaktorokban a kezdeti konverziós tényező 0,8, illetve 0,9. A teljes üzemanyagciklusra ezek a számok kisebbek, de még így is nyerhetünk egy hármas-négyes faktort a felhasználható hasadóanyag tekintetében. Csak mellékesen jegyezzük meg, hogy ez a nagy konverziós tényező az oka annak, hogy a nukleáris fegyverekben található plutóniumot mindegyik atomhatalom grafitos reaktorokban gyártotta le.
Természetesen a legjobb lenne egy olyan technológia, amelynél a konverziós tényező 1-nél nagyobb, hiszen ezzel a teljes uránmennyiség hasadóvá tehető, és így a vizes reaktorokhoz képest 50-100-szor jobb uránhasznosítást érhetünk el. Ilyen tulajdonságú a gyors reaktor. Benne nincs moderátor, az üzemanyag dúsítása nagy, és ezért a láncreakciót nem termikus, hanem gyors neutronok tartják fenn. Az általuk kiváltott hasadásban jelentősen több másodlagos neutron keletkezik, ami végső soron lehetővé teszi, hogy C > 1 legyen. Egy ilyen reaktorban a természetes uránhoz 12-15% plutóniumot kevernek, és a reaktor aktív zónáját tiszta természetes uránnal veszik körül. Ezáltal elérik, hogy az aktív zónából kiszökő neutronok is plutóniumot termeljenek. Mivel nem lehet moderátor, a szokásos hűtőközegek (H2O, D2O) nem jönnek szóba, valami nagy tömegszámú, alacsony olvadáspontú anyagot kellett találni. Ilyen a nátrium és (újabban) az ólom. Nem mehetünk a részletekbe, de az Olvasó elképzelheti, milyen nehéz technológiáról van szó. Három országban működnek nátriumhűtésű gyors reaktorok: Franciaország, Japán és Oroszország.
E rész befejezéséül megnézzük, mennyi uránt igényel egy plutóniumbomba nyersanyaga. Az atombomba speciális összetételű plutóniumot igényel: a 239Pu-hoz képest csak elhanyagolható mennyiségben tartalmazhat nagyobb tömegszámú plutóniumizotópokat, mert az utóbbiak spontán hasadása annyi neutront termel, hogy a bomba a kelleténél hamarabb robban fel, ami rontja a bomba hatóerejét. Ez a fegyvertisztaságú plutónium. Előállításához a reaktor kiégése 700 MWnap/tonna körüli érték.10 700 MWnap energia termelése 700 g urán hasadásával egyenértékű11. Mivel itt még nem jelentős a keletkezett plutónium hasadása, számolhatunk a grafitos reaktorok kezdeti konverziós tényezőjével, tehát 0,8 ×700 g = 0,56 kg plutónium keletkezik. Egy bomba tömege körülbelül 15 kg, tehát egy bomba legyártásához igényelt természetes urán tömege 15/0,56 = 27 tonna. Mikor a kirakott fűtőelemeket reprocesszálják, ezt az uránmennyiséget visszanyerik. Fentebb láttuk, hogy egy uránbomba 2 tonna természetes uránt igényel. Mivel a dúsítás maradéka szegényített urán, az már csak gyors reaktorban hasznosítható tovább. Ugyanakkor a reprocesszálás uránmaradéka gyakorlatilag természetes urán, ami még felhasználható grafitos reaktorban - természetesen további plutónium gyártására. Emiatt a létező bombák gyártásához ténylegesen felhasznált urán mennyisége nehezen becsülhető.
Carter amerikai elnök 1977-ben moratóriumot rendelt el a gyors reaktorokra és a polgári célú reprocesszálásra. Ennek hosszú távon nagy hatása volt. Carter maga reaktormérnök volt, katona korában tengeralattjárókon reaktoroperátorként szolgált, tehát jól értette, mit csinál. Korábban az Egyesült Államokban nagy léptékű fejlesztés folyt ezeken a területeken. 1951-ben például ott sikerült először villamos energiát előállítani egy gyors reaktorban (EBR-1). Cartert az atomfegyverek terjedésének veszélye aggasztotta. Mivel a gyors reaktorok üzemanyaga nagy dúsítású urán, illetve uránplutónium keverék, fennáll a veszélye annak, hogy terroristák vagy ilyen szándékú államok törekedni fognak az üzemanyag megszerzésére. Ugyanilyen okból tekintette veszélyes helynek a reprocesszáló üzemeket is. Kijelentette: mivel ez a két technológia csak az uránhasznosítás javítása érdekében szükséges, nem sürget az idő ezek kifejlesztésére, hiszen urán bőségesen áll a rendelkezésünkre. Következtetés: várjunk, amíg kellően át nem gondoltuk a tennivalókat. Felszólította az államokat, hogy hasonlóan járjanak el. A németek, britek és mások "szót fogadtak", de a már említett franciák, japánok és oroszok mentek tovább a maguk útján. Tény azonban, hogy egyik sem alkalmazza nagy léptékben a gyors reaktorokat.
Az 1990-es években megváltozott az Egyesült Államok álláspontja. Mikor látták, hogy kezdenek lemaradni Európa és Japán mögött - amit az atomenergia területén nem tartanak a maguk számára megengedhetőnek - meghirdették a Generation IV programot a 4. generációs atomerőművek fejlesztésére. A programhoz csatlakozott néhány fejlett ország: Argentína, Brazília, Franciaország, Japán, Dél-Korea, Dél-Afrika, Kanada, Nagy-Britannia és Svájc, valamint maga az Európai Unió is.12 A célkitűzések között hat reaktortípus kifejlesztése szerepel.
A 2. táblázatból látható, hogy közülük három típus is gyors reaktor, tehát az amerikai álláspont már több mint egy évtizede eltér a korábbi moratóriumtól. Hosszú távon fel fogják adni a polgári reprocesszálással szemben mutatott ellenséges felfogásukat is. Nem tartozik témánkhoz, ezért csak mellesleg hívjuk fel a figyelmet a hidrogén fejlesztésére. A végső cél hidrogént égető járművek bevezetése és ezzel a közlekedési eszközök CO2-kibocsátásának csökkentése. A sóolvadék reaktorra a későbbiekben még visszatérünk. Egyelőre csak kutatás-fejlesztési munka folyik a program keretében, komoly pénztőke még nem áll a program mögött - legalábbis az Egyesült Államokban nem. Számítani lehet azonban arra, hogy a 2010-es évtized végén már épülnek kísérleti, esetleg prototípus rendszerek.
A kiégett fűtőelemeket gyakran nagy aktivitású radioaktív hulladéknak tekintik, és eszerint bánnak velük: reprocesszálás nélkül, véglegesen eltemetik valamilyen mély geológiai képződménybe. Fentebb láttuk, hogy az így eltemetett fűtőelemekben még értékes anyagok találhatók: a keletkezett plutónium, amely jó hasadóanyag, továbbá az eredetileg bevitt urán túlnyomó része, amely további plutóniummá konvertálható. Ebből következik, hogy azok az országok (több ilyen van), amelyek a kiégett fűtőelemek végleges eltemetésére rendezkednek be, óriási mennyiségű energiát hagynak veszendőbe menni. Ezért a legtöbb országban (hazánk is közéjük tartozik) átmeneti tárolókat létesítenek (általában 50 évre), amivel időt kívánnak nyerni: remélhetőleg addigra általánossá válnak a gyors reaktorok és a reprocesszálás, illetve egyéb technológiák fejlődnek ki, de - főleg - megváltozik a társadalmi környezet, vagyis az emberek nagy része megérti, hogy nem mondhatunk le az atomenergiáról.
A kiégett fűtőelemekben található energia kinyerésére jelenleg egyetlen kipróbált technológia létezik: a reprocesszálás, majd a kinyert urán és plutónium további fűtőelemek gyártására való felhasználása. Természetesen ennek is megvannak a maga biztonsági problémái,13 de a gyakorlatban kipróbált, járható út. Léteznek azonban egyéb lehetőségek is, amelyeket transzmutáció néven szoktunk emlegetni. Közülük kettőt említünk meg: a sóolvadék reaktort és a gyorsítóval hajtott reaktort.
Az 1960-as években az Egyesült Államokban vizsgálták a sóolvadék reaktort. Ez azon alapult, hogy a LiF és BeF2 sók olvadt keverékében oldódik a cirkónium,14 az UO2 és a PuO2. A kísérleti berendezés 1965-ben vált kritikussá, és másfél évig működött 7,4 MW hőteljesítményen, 650 °C-on. Az olvadékot keringették a reaktor és egy hőcserélő között, amelyben a hűtőközeg szintén LiFBeF2 sóolvadék volt. További hasonló berendezéseket is terveztek, de ezek végül nem épültek meg. A sóolvadék reaktor modernizált változatának rendeltetése az elhasznált nukleáris üzemanyag transzmutációja: benne a plutóniumot és a többi transzurán elemet teljesen elégetik, az uránt, cirkóniumot és a hasadási termékeket kivonják. Egy ilyen rendszer megvalósítása érdekében határozott lépések történtek. Az oroszok kísérletileg igazolták az egész folyamat megvalósíthatóságát. Mellettük különösen aktívak az EU egyes országai (különösen Franciaország), de jelentős eredményeket értek el a csehek is. Végeredményben az újrahasznosítható anyagok visszakerülnek az üzemanyagciklusba, a transzurán elemek megsemmisülnek, a radioaktív hulladékok pedig olyan anyaggá alakulnak át, hogy aktivitásuk egy-két emberöltő alatt a kiindulásul szolgáló urán aktivitásának szintjére csökken. Ezzel megvalósul a "szennyező fizet" elve, hiszen az a nemzedék tünteti el a hulladékokat, amely a termelt villamos energia hasznát élvezte (vagy bármi más módon hasznosította az uránt).
A kiégett fűtőelemek kezelésének szerényebb célja is lehet: nem kívánjuk a bennük rejlő energiát teljesen hasznosítani, de mindenképpen rövidebb felezési idejűvé akarjuk őket átalakítani, amivel csökkenteni tudjuk a nagy aktivitású hulladék tárolási idejét. Ehhez elég belőlük egy szubkritikus reaktort összerakni, majd azt nagy neutronhozamú neutronforrással meghajtani. Ilyenek lehetnek a gyors reaktorok, de ebben a tekintetben a legígéretesebbek a gyorsítóval hajtott reaktorok. Az utóbbiakról ejtünk néhány szót, mivel a legtöbb neutront gyorsítóval lehet előállítani, ha néhányszor 100 MeV energiára gyorsított protonokkal nehézfém targetben (például ólomban) spallációs reakciót váltunk ki. Miután az 1980-as évek elején ez technikailag könnyen megvalósíthatóvá vált, felmerült, hogy ha a nagyaktivitású hulladékot ilyen eredetű neutronokkal besugározzuk, akkor ezek "megfiatalodnak", vagyis újra felhasználhatóvá válnak. Sokáig - a többihez hasonlóan - ezt az ötletet sem vették komolyan. Az 1980-as évek második felében Los Alamosban készült egy megvalósíthatósági tanulmány, és ettől kezdve a dolog egyre életrevalóbbnak tűnt. A Los Alamosban kidolgozott elképzelés szerint a reaktor sokszorozási tényezője 0,95, tehát a neutronsokszorozás 20-szoros.15 Az így elérhető térfogati teljesítménysűrűségek körülbelül akkorák, mint egy atomerőműben. Ezek a feltételek alkalmasak arra, hogy a hosszú felezési idejű transzuránokat és a hasadási termékeket rövidebb felezési idejű izotópokká alakítsák át. A berendezés eközben termelhet 100 MW nagyságrendű teljesítményt is, miközben alkalmas tíz darab, egyenként 1000 MW teljesítményű atomerőmű nagyaktivitású hulladékainak a kezelésére. Természetesen az egész koncepció nem választható el az elhasznált üzemanyag reprocesszálásától, ugyanis e nélkül a sokszorozási tényező kedvezőtlenül kis értékre csökkenne.
A címben feltett kérdés megválaszolása érdekében megpróbáljuk felmérni, mennyi urán fogyhatott el a nukleáris korszak eddig eltelt 60 évében. Erre a nem kis bátorságot igénylő feladatra azért merünk vállalkozni, mert az uránkészletekre adott becslések is bizonytalanok. Alábbi becsléseink sem lesznek bizonytalanabbak. Természetesen igyekszünk az elfogyott urán tömegét felülbecsülni, nehogy az a vád érjen, hogy a valóságosnál rózsásabbra festjük a helyzetet. 2004-ben 442 erőművi reaktor működött összesen 357 GW teljesítménnyel. Biztosan felfelé tévedünk, ha abból indulunk ki, hogy az elmúlt 40 év alatt végig ekkora atomerőművi park működött.
Ismét a paksi atomerőmű példájából indulunk ki. Egy reaktor töltete 40 tonna UO2. Mivel a reaktor villamos teljesítménye eredetileg 440 MW, újabban 500 MW, 1000 MW villamos teljesítményre (felfelé kerekítve) 100 tonna uránnal számolhatunk. Így a világon működő atomerőműpark teljes töltete 35 700 tonna. Egy kiszemelt fűtőelem eredetileg 3 évet töltött a reaktorban, de két évtizede a legtöbb helyen ezt 4 évre növelték. Így az elmúlt 40 évben elhasznált dúsított urán mennyisége 35 700×40/4 = 357 000 tonna. A dúsítás tárgyalásakor láttuk, hogy ennek mintegy 6-szorosa fogyott el a dúsításkor, vagyis a teljes elfogyott uránmennyiség 2,1 Mt-ra becsülhető. A dúsítóművekből származó maradéka 1,8 Mt szegényített urán.
Lényegesen nehezebb számba venni a nukleáris fegyverek gyártásához felhasznált mennyiséget. Tudjuk, hogy a két szuperhatalom tizenkét-tizenkét ezer nukleáris robbanófejjel rendelkezik. A további atomhatalmak (Kína, Franciaország, Nagy-Britannia stb.) fegyvereit is figyelembe véve 25-30 ezer robbanófejjel kell számolnunk. A harcászati atomfegyverek száma ezt messze harminc-negyvenezer fölé viszi. Mindegyikben 15 kg körüli hasadóanyag (urán vagy plutónium) van. Ha az egészet uránnak vesszük, akkor használhatjuk fenti becslésünket: bombánként 2 tonna uránnal a 30 ezer robbanófejre vonatkozóan 50 ezer tonnát kapunk. Plutóniumbombák esetében ez több lehet, ezért jobb, ha 100 ezer tonnával számolunk. Vannak még a harcászati fegyverek, továbbá az atomhatalmak tárolnak bizonyos mennyiségű nagy dúsítású uránt, illetve fegyvertisztaságú plutóniumot, hogy szükség esetén gyorsan legyárthassanak újabb robbanófejeket. Nyilvánvaló, hogy ennek tömege katonai titok. Aligha lehet azonban több, mint a már meglévő robbanófejekben található mennyiség. Itt jegyezzük meg, hogy a Népszabadság idézett cikkének megfogalmazásával szemben nem a szovjet atomfegyverekből kivett uránt égettek el amerikai reaktorokban. Arról van szó, hogy az amerikai-orosz fegyverzetkorlátozási tárgyalásokon kiderült, hogy az oroszok lényegesen több tartalék uránt halmoztak fel, mint az amerikaiak. Az egyensúly helyreállításához kellett a többletet elégetni. Az amerikaiak építettek egy külön üzemet, amelyben ezt az uránt reaktor-fűtőelemekké konvertálják, majd reaktorokban elégetik. Témánkra visszatérve levonhatjuk azt a következtetést, hogy az atomfegyverekhez aligha használhattak fel 200 ezer tonna uránnál többet. Ha ezt hozzávesszük az atomerőművek 2,1 Mt-jához, 2,3 Mt alatt maradunk. Ezt azt jelenti, hogy még a jelenlegi, az uránnal pazarló technológia mellett is korai az uránkészletek kimerüléséről beszélni. Fent ugyanis azt láttuk, hogy a készlet legalább 10 Mt.
Még nem szóltunk a kutatóreaktorokról, amelyek nem energiatermelésre, hanem különböző (magfizikai, kémiai, szilárdtest-fizikai, anyagvizsgálati stb.) kutatások céljaira termelik a neutronokat. Számuk kezdetben nagy volt (500 felett), de az utóbbi évtizedekben egy részüket leszerelték. Erősen dúsított uránnal működnek. Mivel töltetük kicsi, uránfogyasztásuk számottevően nem módosítja a fenti becslést.
A jövőben több úton járhatunk. Mindenekelőtt nyitva áll a járt út, vagyis tovább pazarolhatjuk az uránt az eddigi technológiával. Még így is el tudjuk látni az atomerőműveket üzemanyaggal addig, amikor a kőolajkészletek már gyakorlatilag kimerülnek. Ez a 21. század nagy részét jelenti. Nem lenne azonban szerencsés ezt az utat járni.
A jelenlegi atomerőművi technológia mellett a nukleáris üzemanyagnak csak elenyésző részét aknázzuk ki energiatermelésre. Az eddig elhasznált 2,3 millió tonna uránból - bármily hihetetlen - mindössze 12-14 ezer tonna urán hasadt el, vagyis a Földön talált urán még gyakorlatilag teljes egészében megvan. Milyen formában? Több millió tonna eredeti, még kibányászandó állapotban, 0,36 millió tonna kiégett üzemanyag formájában, a többi szegényített uránként, mint az urándúsítók maradéka. Az utóbbi túlnyomó többsége három országban található: USA, Oroszország és Franciaország. A franciák becslése szerint a náluk levő mennyiség 2000 évig lenne képes fedezni Európa teljes uránszükségletét. Fontos szempont, hogy ezt a részt már nem kell bányászni, nem kell szállítani, hiszen fűtőelemgyártásra kész állapotban tárolják. Természetesen ehhez át kell térni a gyors reaktorok technológiájára, ami már folyik, de a közeli jövőben várhatóan fel fog élénkülni. Eddig csak az uránról beszéltünk. Tudjuk, hogy a Földön háromszor annyi tórium található, mint urán, és szintén kitűnő nukleáris üzemanyag.
Ezen túlmenően - a reprocesszálás mellett - nagyon üdvös lenne a kiégett fűtőelemek transzmutációja, mert ez egyszerűsíti a nukleáris hulladékok problémáját. Bár nem ilyen léptékben járul hozzá az energiatermeléshez, de nagyon itt lenne az ideje a felhalmozott nukleáris fegyverek részleges leszerelésének is, amivel a szuperhatalmak évtizedek óta hitegetik az emberiséget. A fegyverekben található hasadóanyagot reaktorokban minél hamarabb el kellene égetni. Tévedés azt állítani, hogy ez az urán "másodlagos" hasznosítása: mind a transzmutáció, mind a fegyverek hasadóanyagának konverziója olyan művelet, amely mindannyiunk érdekét szolgálja.
Összefoglalva: urán és tórium elegendő mennyiségben van a Földön, ezek ezeréves időtávon rendelkezésre álló energiahordozók. Az emberiség nyilván addig fog rájuk támaszkodni, ameddig szükségesnek ítéli, vagyis amíg nem talál másik, kedvezőbb energiahordozót.
_____________________________