TRANSZMUTÁCIÓ: ÚJ VARÁZSSZÓ AZ ATOMERŐMŰVI RADIOAKTÍV HULLADÉK KEZELÉSÉBEN?

Török István
ATOMKI, Debrecen

Régi probléma, a nukleáris erőművek elterjesztésének egyik legnagyobb akadálya, hogy a keletkező hulladékban hosszú, ötezer évnél is hosszabb felezési idejű radioaktív izotópok is nagy mennyiségben előfordulnak. Ezeket a veszélyes hulladékokat az emberektől, általában az élő természettől el kell szigetelni, úgy tartani, míg el nem bomlanak. Különböző, néha egészen vad elképzelések is születtek a probléma megoldására. A hulladékokat betonba, üvegbe, szurokba öntve a tengerbe süllyeszteni, elhagyott sóbányákban tárolni, kilőni a világűrbe, és más hasonlók. A legtöbb ilyen megoldás valószínűleg nem állná ki a tízezer évekre rúgó próbát, a veszélyes hulladék a korrózió, a földrengések és más földmozgások következtében a szigetelés megsérülne, a radioaktivitás kiszabadulna, a környezetet szennyezné. A világűr szennyezése sem kívánatos, ez a megoldás ráadásul igen költséges is. Arról nem is beszélve, hogy háborúk vagy egyszerű emberi nemtörődömség, hozzá nem értés miatt feledésbe merülhet a radioaktív lerakatok helye, s a gyanútlan utódaink rátelepülhetnek a veszélyes szeméttelepekre.

Régi mondás, hogy veszett kutya harapását szőrivel gyógyítják. Ha a problémát a magfizika, a nukleáris technika vetette fel, akkor onnan várhatjuk a megfelelő megoldást is. Már régóta fantáziálnak kutatók arról, hogy egy nagy reaktorban, vagy gyorsítóval a keletkezett erőművi hulladékot szét lehetne bombázni rövidebb felezési idejű izotópokká. Itt is sok probléma merül fel: egy alkalmas gyorsító megépítése rengetegbe kerülne, eddig nem látott hatalmas teljesítményeket kellene bevetni a bombázás céljaira. Ki tudná ezt megfizetni?

Mindjárt más megvilágításba kerül a dolog, ha valaki olyan megoldást találna, ami kifizetné magát vagy éppenséggel jövedelmező lenne. Mostanában a gyorsítókkal történő nukleáris hulladék égetés ilyen perspektívát kezd kínálni. Az 1992 november elején tartott nemzetközi gyorsító-alkalmazási konferencia három plenáris előadása közül az egyik egy ilyen tervvel foglalkozott [1]. Los Alamosban terveznek egy ilyen égető rendszert, ami tíz hagyományos hasadást használó reaktor kiégett fűtőelemeit tudná feldolgozni, úgy, hogy nemcsak a saját gyorsítójának az energiaellátását biztosítaná, hanem még a hálózatba is be tud táplálni néhány száz MW elektromos teljesítményt [2].

Egyszer hallottam egy TV-riportert, amint az egyik kőbánya munkásait dicsérte. Útburkoláshoz kockaköveket hasítottak a nyers kőből. Sokéves tapasztalatuk alapján tudták, hogy a kő melyik pontjára, milyen irányban kell kiserejű ütést mérni, hogy simán a kívánt méretre hasadjon. A riporter is próbálkozott, de akárhogy erőlködött, csak selejtet, kőtörmeléket tudott gyártani. Ma a világ tudománya ott tart a gyorsítók nukleáris hulladék égetésre való alkalmazásában, hogy a szükséges tapasztalatot próbálja megszerezni, a lehető legolcsóbban.

Az eddigi nukleáris alapú radioaktív hulladékégető módszerek (amelyek csak elvben léteztek) különböző reaktorokat illetve gyorsítókat használnának. Gyors vagy termalizált neutronok nagy fluxusába vezetik a hosszú felezési idejű anyagokat, s azok sorozatos neutronbefogás, majd hasadás útján stabil, illetve legalábbis rövid, maximum évtized nagyságrendű felezési idejű izotópokká alakulnak. Ezeket már ellenőrzött körülmények között, akár a reaktor közelében is lehetne tárolni, míg elbomlanak.

1. ábra. Gyorstó hulladék transzmutációs erőmű elvi változata (Az ábrák a [2] alapján készültek.)

Egy ilyen gyorsító alapú nukleáris hulladékégetőnek az elvi lehetősége megvan, és jelenleg az USÁ-ban (lásd például a fentebb említett elképzelést Los Alamosból), Japánban és az Orosz Föderációban tesznek nagy erőfeszítéseket, hogy kidolgozzanak egy gyakorlatilag megvalósítható, megbízható, lehetőleg veszélytelen, környezetbarát és mégis jövedelmezően működő rendszert [1-6].

A régi transzmutációs elképzelések elsősorban az aktinida hulladékokat vették célba, nagyobb energiájú (keV-MeV) neutronokkal bombázva. Részletesebb vizsgálatuk azonban kimutatta, hogy ez a módszer: több szempontból nem megfelelő: a) óriási mennyiségű hulladéknak kell egyszerre a rendszerben lennie, hogy a reakciósorozat folyamatos legyen; b) újabb hasonlóan veszedelmes reakciótermékek képződnek; c) nem alkalmas mindenféle radioaktív hulladék égetésére (aktinidák és hasadási termékek).

Az új módszer mindezeket a problémákat megoldja. Az aktinidákat elégeti, illetve fűtőanyagként használja, és mind a hulladékban lévő, mind a transzmutációs folyamatban keletkező hasadási termékeket is elégeti. Elviselhető számú égető rendszerben az összes jelenleg rendelkezésre álló radioaktív hulladék feldolgozható olyan hulladékká, amelyet csak körülbelül 100 évig kell nyilvántartani, alig hosszabban, mint egy élet, ellentétben a kiinduló anyagok több ezeréves felezési idejével, és tízezerével nagyságrendű nyilvántartási idejével.

Példaként lássuk az amerikai változat néhány jellemzőjét. A reaktorokból érkező kiégett fűtőelemeket korszerű kémiai módszerekkel oldatba viszik, belőle a még használható uránt vagy plutóniumot kivonják, ezt az anyagot a hagyományos reaktorok újabb fűtőelemekkel való ellátására használják. Az oldatban maradó hosszú felezési idejű hasadási termékeket, illetve transzurán elemeket egy gyorsítóval előállított erős neutrontérbe vezetik.

A világon évtizedek óta számos gyorsító dolgozik a fizikai kutatás területén. Rengetegen ismerik tervezésük, üzemeltetésük korszerű módjait. Az egyre újabb, korszerűbb gyorsítók egyre megbízhatóbban dolgoznak, egyre nagyobb teljesítményeken (egyre nagyobb energiára gyorsítanak egyre nagyobb részecskeáramokat). A környezetvédelmi és sugárvédelmi szabályozások ugyan egyre szigorúbbak, ezek némileg hátráltatják a fejlődést.

A felhasználandó gyorsító paraméterei sem akármilyenek. A gyorsító körülbelül 1,2-1,6 GeV energiára gyorsít protonokat, mégpedig igen nagy ionárammal (körülbelül 50 mA). Ez a 60-80 MW teljesítményű ionnyaláb egy folyékony ólom-bizmut keverék céltárgyba csapódik be. A nehéz atomok a nagyenergiájú ionok hatására spallációt szenvednek. Ez a hasadáshoz hasonló folyamat nagy mennyiségű neutront termel, az elképzelt konfigurációban 10¹⁶ neutron/(s •cm²) fluxust ad. Átlagosan 55 neutron keletkezik egyetlen proton beérkezésére. Előnyös, hogy mindössze 30 MeV protonenergia szükséges egy neutron előállításához, míg reaktoros megoldás esetén 200 MeV energiát használnak fel egy hasznos neutron előállítására. A folyékony céltárgy nagyobb teljesítménysűrűséget enged meg, mint a reaktorok mechanikai felépítése. A rendszer vázlatát az 1. ábrán láthatjuk. A céltárgyat nehézvizes (D₂O) moderátor veszi körül, amiben a neutronok termalizálódnak. Ebbe a neutrontérbe vezetik a hosszú felezési idejű hulladékot tartalmazó híg oldatot. Az oldószer olvadt só. Itt sorozatos neutronbefogás, illetve hasítás történik, az oldatot a neutrontérből vezetik az energiatermelő részbe. Az olvadt só magas hőmérséklete jó hatásfokú termikus elektromos energiaátalakítást tesz lehetővé. Ezután újra kémiai szeparációra kerül sor, a rövid felezési idejű izotópokat és stabil reakciótermékeket kivonják, és tárolóba viszik, az oldathoz újabb hosszú felezési idejű izotópokat adnak, és visszavezetik a neutrontérbe. A régebbi elképzelések egyszerre nagymennyiségű üzemanyagot tartottak volna a rendszerben, és hosszú idő alatt égették volna el. Az új módszerrel olyan gyorsnak ígérkezik az átalakítás, hogy folyamatos keringetéssel kell dolgozni, viszont egyszerre kevés hasadóanyag van a rendszerben.

A lefékeződő ionnyaláb, a spalláció maga, meg a létrehozott hasadás, illetve a radioaktivitás nagy mennyiségű hőt termel. Ezt a hőmennyiséget a neutrontérből kijövő oldatok kihozzák, ki lehet belőlük vonni, elektromos energiát lehet vele termelni. Ha ügyesek a tervezők, akkor annyi energiát nyernek, hogy nemcsak a gyorsító működtetéséhez szükséges villamosságot kapják meg, hanem még néhány száz MW-ot az országos hálózatba is betáplálhatnak. Egy ilyen gyorsítós hulladékégető telep mintegy 10, egyenként 1000 MW-os hagyományos hasadásos reaktorblokk kiégett fűtőelemeit tudná elégetni. Tehát minden tíz reaktorhoz kellene építeni egy ilyen gyorsítót.

A gyorsítós rendszerbe a kiégett fűtőelemeken kívül természetes izotópösszetételű tóriumot is lehet bevinni, ami a neutrontérben hasad, és növeli a kőteljesítményt. Tehát ezt az uránnál mintegy tízszer gyakoribb, könnyebben kitermelhető, eddig reaktorokban fel nem használható elemet is az energiaellátás szolgálatába lehetne állítani.

Nem mindegy, az sem, hogy mennyi veszedelmes anyag van egyszerre az égető rendszerben. Ha sok tonnányi kiégett fűtőelem van bent egyszerre, az veszélyes. Egy balesetnél óriási környezetszennyeződés jönne létre. A régebbi elgondolások egyik baja éppen ez volt, hogy túl sok anyagnak kellett bent lenni. Kiderült, hogy sokkal kisebb anyagmennyiségnél is lehet jó hatásfokkal égetni.

Annak, hogy termikus neutronokat használnak az aktinidák transzmutációjához az az alapvető előnye, hogy elég nagy fluxus esetén gyors egymásutánban két neutront fog be az aktinida mag és ez egy olyan hasadást okoz, ami átlagban körülbelül 2,7 neutront termel. Így az aktinida úgy viselkedik, mint a nukleáris fűtőanyag, fölös neutront hoz létre. Kis fluxus esetén az aktinida csak ritkán fog be egy-egy neutront és a végső hasadás előtt radioaktív bomlásfolyamaton megy keresztül. Ehhez átlagban négy neutron szükséges, míg egy hasadás létrejön, és ez átlagban 2,9 neutront hoz létre. Tehát kis neutronfluxus használatakor az aktinida neutronnyelőként viselkedik, mérgezi a láncreakciót. Ez - a hatástalanság a kis intenzitású termikus neutron fluxus esetén - fordította a kutatók figyelmét a gyorsneutronok felé: ezeket használva a hasadási valószínűség kedvezőbb, csak a kis hasadási hatáskeresztmetszetek azt követelik meg, hogy egyszerre sok aktinida anyag legyen a rendszerben.

2.ábra. A neptúnium hasadása intenziv termikus neutronfluxusban.

Az aktinida, például neptúnium hasadás egy másik tulajdonsága, hogy nagy termikus neutron fluxust használva az effektív hasadási hatáskeresztmetszet növekszik a fluxus nagyságával, ami növeli a hasadás valószínűségét. A 2.ábra a neptúnium effektív hasadási hatáskeresztmetszetét mutatja, amit az adott fluxus nagysághoz megfelelő ²³⁷Np és ²³⁸Np koncentrációkból határoztak meg, úgy, hogy azt az amerikai transzmutációs rendszerhez tartozó spektrum szerint súlyozott hasadási hatáskeresztmetszettel szorozták meg. Figyeljük meg, hogy nincs éles küszöb, de szembetűnő, hogy a 10¹⁶ n/(s •cm²) érték milyen előnyös. Összehasonlításul megemlítjük, hogy gyorsneutron környezetben a ²³⁷Np effektív hasadási hatáskeresztmetszete 1,5-2 barn körül van.

Az intenzív termikus neutron fluxus gyors és hatásos transzmutációt biztosít a hasadási termékek szempontjából is. A 3. ábrán látható példa mutatja, hogy a ⁹⁹Tc befog egy neutront és ¹⁰⁰Tc lesz belőle, ami 16 másodperces felezési idővel stabil (nem radioaktív) ruténiummá alakul. Amint látható, még ha néhány további neutron befogása is megvalósul, akkor is stabil végterméket kapunk. A többi érdeklődésre számot tartó főbb hasadási termékre hasonló reakció láncolat működik. Az ábra alsó részén néhány izotópra a termikus és gyors neutronokkal elérhető hatáskeresztmetszeteket hasonlítjuk össze. A termikus energiáknál a hasadási termékek hatáskeresztmetszetei meglehetősen egyenletesen, körülbelül egy nagyságrenddel nagyobbak, mint gyorsneutron energiáknál.

3.ábra. Intenzív termikus fluxus gyors hasadási termék transzmutációt biztosít.

Így a nagy neutron fluxus és nagy hatáskeresztmetszet kombinációja azt jelenti, hogy nagy transzmutációs sebességet érhetünk el az amerikai módszerrel igen kis anyagmennyiséggel a rendszerben. A transzmutáció sebessége három tényezőtől függ: a neutron fluxus, a hatáskeresztmetszet és a rendszerben jelenlévő anyagmennyiség. A gyorsneutronos módszerekkel szemben körülbelül 10-szeres hatáskeresztmetszet nyereség van, s a termikus vagy gyorsneutronos reaktorokkal szemben 10-100-szorta nagyobb fluxus érhető el a gyorsítós módszerrel. Tehát 100-szorosan, vagy még jobban csökkenthetjük a rendszerben lévő anyag mennyiségét, és még mindig nagyon magas transzmutációs sebességeket érhetünk el (4. ábra). Az 5. ábra mutatja a különbséget és hangsúlyozza a jelentős biztonsági előnyt a kis anyagmennyiséggel dolgozó módszer javára. A 4. ábra egy sor egyszerűsített egydimenziós neutrontér számítás eredményét mutatja, ami megadja egy igen híg (térfogatszázalékban kifejezve) anyaggal való működési tartomány lehetőségét nagy termikus neutron fluxus esetére. Ez a számítássorozat 0,1 % hígításnál egy csúcsot ad az aktinida transzmutációs sebességre. Ha a számított transzmutációs teljesítmény 250 kg/év átalakított anyag, akkor a rendszerben pillanatnyilag benntartózkodó anyagmennyiségnek 100 kg-nál is kevesebb elegendő. A hagyományosabb transzmutációs módszerek esetén több, mint 50 térfogatszázalékon, dús töltet esetén a rendszerben több, mint 10000 kg aktinidának kellene lenni egyszerre, hogy ugyanazt a 250 kg/év transzmutált anyagmennyiséget elérjük! Ezt a híg töltettel való működési lehetőséget régebben nem vették észre, ezt csak a nagy fluxus és a fentebb említett kétlépcsős aktinida elégetés engedi meg. A görbe tulajdonságai (a 4. ábra eleje) a következő módon írhatók le. Kis térfogatszázalékú töltetek esetén nincs elég anyag ahhoz, hogy a nagyon nagy transzmutációs sebesség kialakulhasson. Ahogy a koncentrációt 0,1 %-ig növeljük, az anyagmennyiség a rendszerben nőni fog, és jelentős transzmutáció jön létre a ²³⁸Np és hasadási termékei szempontjából. Ahogy több és több anyagot töltünk be (1-10 térfogatszázalék), az anyagmennyiség lecsökkenti a fluxust és a kétlépcsős aktinida égetési folyamat lelassul. Végül, ha még több anyagot engedünk a rendszerbe, akkor a transzmutációs sebesség ismét nőni fog, mivel a transzmutációs sebességet leíró képletben a tömeget tartalmazó kifejezés lesz a domináns.

4.ábra.Az aktinida transzmutációs sebesség függése az aktinida koncentrációtól.

5.ábra.Los Alamos transzmutációs elképzelése hig oldattal igen kevés aktiv anyagot kiván az égető rendszerben.

Az eddigi tanulmányok szerint a gyorsító alkalmazása a termikus neutronokkal hajtott hasadási erőművet az alábbi fontos új tulajdonságokkal ruházza fel.

- A gyorsító által termelt igen nagyszámú neutron biztosítja, hogy jóval a kritikussági szint alatt lehet dolgozni, és bármikor azonnal le lehet állni a rendszerrel. A ténylegesen használt effektív kritikusság értékét úgy kell megválasztani, hogy az a biztonsági feltétel teljesüljön, hogy a rendszerben szuperkritikus helyzetnél se történhessen baleset.

- A reaktorokkal szemben akár 50 %-osan nőhet a hasadásonkénti effektív átlagos neutronszám, és ezt a kívánt alkalmazáshoz (hogy éppen mit égetünk) még be is lehet állítani.

- A céltárgy segítségével az egy termelt neutronra jutó hőtermelés kisebb lesz, a folyékonysága nagyobb fluxus elérését teszi lehetővé, és azt is, hogy körfolyamatban lehessen a kémiai kivonásokat és újabb anyagok bevitelét megoldani.

- A más rendszerekhez képest 100-szoros fluxus ugyanilyen mértékben csökkentheti a kis befogási hatáskeresztmetszetű hasadási termék izotópok transzmutálásához szükséges időt, így minden 11 évnél hosszabb felezési idejű hasadási terméket transzmutálhatnak.

- Kihasználható a fentebb vázolt, régebben észre nem vett folyamat, ahol a nagy fluxusban a reaktorméreg üzemanyagként viselkedik.

- A keV/MeV-es neutronokhoz képest lényegesen, körülbelül 100-szorosan csökkenthetjük a rendszerben egyidőben jelenlévő hasadási termék anyagmennyiséget, a nagy termikus fluxus révén, amit a gyorsítóval tudunk előállítani. Továbbá körülbelül 1000-szeresen csökkenthetjük a nehezebb aktinidák egyidejű jelenlétét, úgy a nagy fluxus, mint a nagy termikus hatáskeresztmetszetek révén. Egyedülállóan híg anyaggal üzemelhetünk, ami a működés, a biztonság, és nem utolsósorban a kémiai processzálás szempontjából előnyös.

Egy ilyen rendszerben valószínűleg gyakorlatilag megvalósítható a Th/U és U/Pu üzemanyagciklus energiatermelésre. Így energiaforrásként egy nagyon nagy, és bőven rendelkezésre álló üzemanyagkészletet használhatunk fel, ráadásul úgy, hogy nincs szükség hosszúidejű hulladéktárolási problémákkal küzdeni. A rendszer általános vázlata a 6. ábrán látható. Feltehetően elérhető a gyorsítóval egy 45 % körüli teljes hatásfok.

A termikus neutronokat alkalmazó transzmutációs elképzelés követelményei a gyorsítóval szemben nagyok. 1000 MeV fölötti energiájú protonnyalábbal kell dolgozni, és ott egy adott neutronforrás erősséghez közel konstans nyalábteljesítményre van szükség. A nyalábenergiát nyalábárammal pótolhatjuk. 1000 MeV alatt leesik a protononkénti neutronhozam és egyre nagyobb nyalábteljesítményre lesz szükség. Ezt ellensúlyozza némileg, hogy míg a hozam túlságosan lecsökken, addig a gyorsító a rádiófrekvenciás teljesítményt nagyobb áramoknál sokkal nagyobb hatásfokkal hasznosítja. Lineáris gyorsítóval (“linac") dolgoznának. Ennek költségeit optimalizálni lehet egyrészt a gyorsító

hosszával kapcsolatos költségek (a gyorsítóberendezés szerkezeti elemei, vákuum és hűtőrendszerek), másrészt a rádiófrekvenciás teljesítményt előállító berendezések költségeinek egyensúlyba hozásával. Egy nagyáramú linac esetén nagy terheléskor a rádiófrekvenciás teljesítmény költsége arányos a nyalábteljesítménnyel, és csak másodrendben változik a gyorsító hosszának reciprokával, szemben a kis terhelésű linac-okkal. A folytonos és impulzusüzem modell vizsgálata azt mutatta, hogy a folytonos üzem rádiófrekvenciás ráfordítási költségei mintegy felét teszik ki az impulzusüzemének, mert a pulzáltatáshoz bonyolult modulátorokra van szükség.

Egy lehetséges körülbelül 3000 MW-os energiatermelő gyorsító nyalábenergiája és nyalábárama elég tág határok közt változhat; például: 1,6 GeV és 90 mA, vagy 800 MeV és 220 mA. Vegyünk példaként egy 250 mA-es folytonos üzemű, szobahőmérsékleten működő gyorsítót, amit némi kutatás, alkatrész és rendszerfejlesztés és kísérleti példány készítése révén úgy tűnik meg lehetne valósítani. Egy szupravezető, 3 MeV/m méretű lineáris gyorsító ugyan kisebb helyen elférne, valószínűleg kevesebbe kerülne, mint egy szobahőmérsékletű, de ott a technológiai problémák sokkal nagyobbak, úgy, hogy ez a megoldás csak a távolabbi jövőben jöhet szóba. Az alapvető követelmény a gyorsítóval szemben az, hogy a meglehetősen nagy áramot igen alacsony belső veszteséggel kell a gyorsítón végig vinni, annak érdekében, hogy az alkatrészek ne aktiválódjanak fel, és a rendszer teljes tervezett működési idejére (mondjuk 30 év) lehetséges legyen az alkatrészek “kézi" javítása, karbantartása, mindenféle bonyolult távvezérelt manipulátorok, robotok nélkül. Ehhez nagyfrekvencián kell működni a gyorsítónak, és a nyaláb átmérőjéhez képest nagy (10-20 X) átmérőjű nyílásokon kell áthaladni az ionoknak. A DTL (drifttubelinac) szakaszokon nem lehet permanens mágnes kvadrupólokat használni, nehogy fokozatosan leromoljanak a hosszúidejű sugárkárosodás miatt. Lehetőleg még minél kisebb energiánál kell a nyalábot a gyorsító utolsó fokozatába juttatni, megfelelő iránytartás biztosításával. Az elképzelt rendszert a 7. ábra mutatja. Ez két 350 MHz, 125 mA-es rádiófrekvenciás kvadrupól/DTL ágból áll, amelyek kimeneteit 20 MeV-nél egy 700 MHz-es két cellás csatolt üregrezonátoros szerkezetbe vezetik. Az itt keletkező 40 MeV-es nyalábot kondicionálják, és úgy kerül a végső gyorsítóra, ahol 700 MHz-en a 250 mA-es nyalábot egy csatolt üregrezonátoros (CCL: coupled-cavity linac) lineáris gyorsító gyorsítja fel 1600 MeV-re. Ha a végső nyalábáram 150 mA-nél kisebb lenne, akkor nem kéne okvetlenül két előgyorsítót alkalmazni, de még ekkor is hasznos lenne, mert jobb nyalábminőség, nagyobb hatásfok és megbízhatóság érhető el vele.

6.ábra. Tórium üzemanyaggal is tud energiát termelni a
gyorsitó transzmutációs rendszer.

A 40 MeV-es átmeneti energia a gyorsítótechnikában szokatlanul alacsony. A CCL hét n-cellás szekcióból állana, ahol n = 2 az első, és n =10 az utolsó fokozatnál. Minden gyorsító üregrezonátorhoz tartozik egy kvadrupól és egy nyalábdiagnosztikai berendezés, így a nyalábot végig eléggé összetartónak lehet megőrizni.

Jelenleg a legintenzívebb működő lineáris gyorsító a LAMPF (Los Alamos Meson Physics Facility). Ennek különböző adatait vették figyelembe az új, elképzelt gyorsító tervezésénél. Fontos gyorsító-adat az egy csomóban érkező részecskék száma. Itt a LAMPF adataihoz csak egy négyszeres növelés kell, hogy a tervezett 250 mA-es áramot elérjük. Az átlagos áramban azonban körülbelül 250szeres emelkedés kell, azért, mert a LAMPF impulzusüzemű, míg az új gyorsító minden nagyfrekvenciás hullámmal gyorsít egy-egy nyalábcsomót.

Hogy gazdaságilag vonzó legyen a terv nem is annyira maga a gyorsító, hanem a rádiófrekvenciás tápegységrendszer a nagy kihívás. Az 1,6 GeV, 250 mA-es folytonos üzemű nyaláb direkt teljesítmény igénye 400 MW. Mind a befektetési, mind az üzemeltetési szempontból fontos, hogy mennyibe kerül egy átlagos rádiófrekvenciás watt előállítása. Egy előzetes tanulmány azt mutatja, hogy az energiatermelő gyorsító szempontjából érdekes tartományban a frekvencia nem túl fontos paraméter, viszont az erősítő méretének megkétszerezése az ár/watt tényezőt körülbelül H=25 HEIGHT=22>-szeresen csökkenti. Egy nagyobb méretű, de kevesebb erősítőből álló rendszer még ráadásul valószínűleg megbízhatóbb is. A nagyteljesítményű rádiófrekvenciás csövek területén az utóbbi két évtizedben főleg a Szovjetunióban folytak jelentősebb kutatások-fejlesztések. A gyorsítós erőmű céljaira legalkalmasabbnak a novoszibirszki Nezhevenko által fejlesztett magnicon erősítő látszik. Az ő javaslata 1,4 GHz folytonos üzemű 4 MW-os cső lenne 200 kV nyalábfeszültséggel és 45 dB-es erősítéssel. Ez a hagyományos klisztronoknál előnyösebb működési paraméterekkel bír. Mindenképpen sok jó gyorsítótechnológiai szakemberre van szükség, hogy tudásukkal minél olcsóbb rádiófrekvenciás teljesítményt tudjunk biztosítani a gyorsítós erőmű számára.

A fentebb ismertetett alapelvű gyorsítós erőmű optimalizálása, részletes megtervezése, felépítése és sikeres működtetése a vázolt méretekben igen nagy (és lelkesítő) kihívás. Talán a meghajtó gyorsító és annak működési hatásfoka a két legfontosabb tényező egy ilyen energiatermelő telep árában. Tehát ezek optimalizálása és kifejlesztése igen fontos. A kutatás-fejlesztés legnagyobb része abból áll majd, hogy csökkentsék a rádiófrekvenciás teljesítmény költségét, új és fejlettebb gyorsító szerkezeteket dolgozzanak ki és gyártsanak, és hogy később lehetőleg szupravezető alkatelemekkel dolgozzanak.

Nyalábdinamika szempontjából nehéz kézbentartani a tértöltés erők hatásait, amik ilyen nagy áramoknak a hosszú gyorsítón való áthaladásakor mindig fellépnek. Ezek számítására, optimalizálására is új módszereket kell kifejleszteni.

A feladat széleskörű nemzetközi összefogással úgy tűnik megoldható. Sokan azt mondják, hogy a magfizika túlkutatott, leáldozóban lévő tudományág, most mégis rengeteg olyan magfizikai adatra lesz szükség, amit eddig még senki sem mért meg. Ezek felmérése folyamatban van [7]. Sajnos ma még nem mondhatjuk azt, hogy a radioaktív hulladék tárolás és az olcsó energia kérdései ezzel megoldottak. Még rengeteg magadatot kell megmérni, összegyűjteni, igen problémás műszaki elképzeléseket kell megvalósítani, sokéves munka vár a világ fizikusaira, nukleáris mérnökeire és a gyorsítós szakemberekre, hogy a felcsillant lehetőséget valóra tudják váltani. Ehhez a munkához béke és a népek baráti összefogása lenne szükséges. Egy háborúban az atomerőművek szétbombázása atombomba ledobásához hasonló hatást keltene. A gyorsítós transzmutáció kérdéseinek megoldásán világszerte keményen dolgoznak. Mi pedig reménykedünk, hogy nem merül fel valami előre nem látott akadály, és hogy nem kell leállítani ezt a sokatígérő kutatást.

Ha ezt a nagy feladatot megoldották már, akkor a nukleáris energiától való idegenkedés legfőbb okát sikerült kizárni, de még akkor is majd további erőfeszítéseket kell tenni, hogy például az uránbányászat környezetszennyező hatásait csökkentsük (radonveszély, a mérgező nehézfémek lekötése, meddőhányók kezelése, stb.), bár ezek talán eleve kisebb méretűek, mint az azonos energiamennyiség előállításához szükséges szén-, illetve olajbányászati környezeti károk.

7.ábra. Hulladék "égetésére" és energiatermelésére szolgáló nagy hatásfokú folytonos üzemű lineáris gyorsitó egy lehetséges változatának elvi rajza.

Irodalom

1. C. D. BOWMAN: Transmutation of Commercial Nuclear Waste Using Accelerator Based Technology-plenary invited lecture at the 12th International Conference on the Application of Accelerators in Research and Industry, Denton, USA, 1992 Nov.
2. R. A. JAMESON, G.P. LAWRENCE, C.D. BOWMAN - Nucl. Instrum. and Meth. B68(1992) 474, és a benne található hivatkozások.
3. CERN Courier, April 1992, 19-21
4. L.H. BAETSLE -IAEA Bull. 34(1992) 3/32.
5. K.D. TOLSTOV - Dubnai Egyesített Atommagkutató Intézet, preprint No. 18-92 303 (1992) 151 (oroszul).
6. N.N. EGOROV, M.A. ZACHAROV, L.N. LAZAREV, R.I. LYUBCEV, A.S. NIKIFOROV, M.V. STRACHOV, E.A. FILIPPOV - Atomnaya Energiya 72 (1992) 151 (oroszul)
7. A.J. KONING: Requirements for an Evaluated Nuclear Data File for Accelerator-Based Transmutation - NEA/NSC/DOC(93)6, Netherland Energy Research Foundation ECN, Petten, The Netherlands, June 1993.