A reaktor működése
A reaktor működése
A hasadási láncreakciót makroszkopikus méretekben megvalósítható berendezésekkel (atom)reaktoroknak nevezzük. A hasadásban keletkező neutronok átlagos energiája 2 MeV. Az ilyen energiájú neutronokat gyors neutronoknak nevezzük (sebességük 20 000 km/sec). A reaktorban lévő hasadó és nem hasadó anyagok atommagjain szóródva fokozatosan veszítenek energiájukból, végül a hőmozgás energiájára (0,025 eV) lassulnak le. (Ekkor már termikus vagy lassú neutronokról beszélünk, melyek sebessége kereken 2 km/sec). Azok a neutronok, amelyek a többszöri szóródás közben nem szöknek ki a reaktorból, végül valamilyen atommagban nyelődnek el. Ha ez az utóbbi hasadóképes mag, akkor az elnyelődés bizonyos valószínűséggel hasadáshoz vezet, amivel megszületik egy újabb neutrongeneráció.
Azt a számot, amely megadja, hogy az egy hasadásban keletkező neutronok közül átlagosan hány vált ki újabb hasadást, sokszorozási tényezőnek nevezzük és keff-fel jelöljük. A reaktorban jelen lévő neutronok száma generációról generációra keff-szeresére nő, tehát a láncreakció akkor önfenntartó, ha keff = 1; ilyenkor sem a reaktorban lévő neutronok száma, sem az időegység alatt bekövetkező hasadások száma (sem pedig a reaktor ezzel arányos teljesítménye) időben nem változik. Az ilyen reaktort kritikusnak, a benne lévő hasadóanyag tömegét pedig kritikus tömegnek nevezzük. (Az elnevezés eredete a reaktorfizika hőskorába nyúlik vissza). Amikor a sokszorozási tényező 1-nél kisebb, a reaktor szubkritikus, ha 1-nél nagyobb, szuperkritikus. Az előbbi esetben a neutronok száma az időben csökken, az utóbbiban nő.
Szuperkritikus reaktorban a növekedés ütemét a kétszerezési idővel szoktuk jellemezni: ez az az idő, amely alatt a reaktor teljesítménye kétszeresére nő. Normális körülmények között a kétszerezési idő perc nagyságrendű. Ez elegendő időt biztosít ahhoz, hogy a neutronsokszorozást kívülről szabályozzák. Amikor azonban a sokszorozási tényező annyival nagyobb 1-nél, hogy a reaktor a későneutronok nélkül is kritikus (tehát kb. amikor keff > 1,007), akkor a kétszerezési idő ezredmásodpercnél is rövidebbé válhat. Ekkor külső szabályozásról már nem lehet szó. Ha egy reaktorban ez bekövetkezik, akkor megszaladásról beszélünk, ami balesetnek számít. Ezért mondjuk, hogy a reaktor szabályozását a későneutronok teszik lehetővé.
Azokat az izotópokat tekintjük hasadónak, amelyek termikus neutronok hatására (is) hasadnak. A természetben egyetlen ilyen izotóp van: az urán-235, amely a természetes uránnak mindössze 0,71%-a. A 99,3%-ot kitevő urán-238 izotóp csak a gyors neutronok hatására hasad. Ez az izotóp ezenkívül még nagy valószínűséggel elnyeli a lassuló neutronokat és a fent ismertetett módon még az urán-235-nél is jobban hasadó plutónium-239-cé alakul át. A gyakorlat számára egyszer talán lesz még jelentősége a természetben található tórium-232-ből mesterségesen előállítható urán-233 izotópnak is.
E három hasadó izotóp jellemzői közül a legfontosabb a hasadásban keletkező neutronok átlagos száma. (Ezt a számot v-vel jelöljük). A láncreakció szempontjából ennél kevesebbet lehet csak számításba venni, mert a hasadó atommagok sem hasadnak teljes bizonyossággal: annak is van valószínűsége, hogy a neutront hasadás nélkül elnyelik. Ezt figyelembe véve a láncreakció számára csak kevesebb, η-val jelölt számú neutron áll rendelkezésre. Ez utóbbi mennyiség érzékenyen függ a hasadást kiváltó neutronok energiájától: gyors neutronok esetében lényegesen nagyobb, mint termikus neutronok esetében.
A természetes fémuránban nem lehetséges önfenntartó láncreakciót megvalósítani, mert lassulás közben túlságosan sok neutron nyelődik el az urán-238 izotópban. Két lehetőség van tehát: vagy az uránt dúsítják az urán-235 izotópban, vagy a neutronokat hatékonyan lassító anyagot (moderátort) kevernek az uránhoz, és így csökkentik az urán-238-ban elnyelődő neutronok arányát. Ezek alapján a reaktoroknak két alaptípusa van: gyors- és termikus reaktorok.
A gyorsreaktorok urán-235-ben erősen dúsított uránnal vagy plutóniummal működnek. Ezekben a neutronok – moderátor híján – nem lassulnak le, tehát bennük a láncreakciót gyors neutronok tartják fenn. (Innen ered a reaktortípus neve). Annak érdekében, hogy a hűtőközeg ne lassítsa le a neutronokat, de ugyanakkor intenzív hőelvezetést biztosítson, a gyorsreaktorok hűtőközege ma folyékony nátrium. Az uránt és plutóniumot oxid (UO2 és PuO2) formájában viszik be a reaktorba. Az urán dúsítása kezdetben nagyon magas volt (90% fölött), a ma működő gyorsreaktorokban ez 20% körül van.
A gyorsreaktorok rendeltetése kettős: egyrészt energiát, másrészt hasadóanyagot termel. Mivel a gyors neutronok által kiváltott hasadásokban η2-nél lényegesebb nagyobb (2,3-2,7), a reaktort a következőképpen lehet megtervezni: 1 neutron biztosítja a reaktor működését (tehát fenntartja a láncreakciót), 1 további neutron elnyelődik urán-238-ban (tehát plutóniumot termel), a fennmaradó neutronok pedig elnyelődnek a szerkezeti anyagokban vagy kiszöknek a reaktorból. A termelődő és elfogyó hasadóanyag mennyiségének az arányát konverziós tényezőnek nevezzük. Gyorsreaktorban el lehet érni, hogy a konverziós tényező 1-nél nagyobb legyen (1,1 vagy még több). Az ilyen reaktort tenyésztő reaktornak nevezzük. Ha ez ipari léptékben megvalósul, akkor nemcsak a kisebbségben lévő urán-235 izotóp energiatartalmát tudjuk hasznosítani, hanem a többséget kitevő urán-238 izotópét is.
A termikus reaktorokban (nevüket onnan kapták, hogy bennük a láncreakciót termikus neutronok tartják fenn) moderátorokat alkalmaznak. Moderátorként kis tömegszámú izotópokat tartalmazó anyagok jöhetnek szóba. Egy ütközésben ugyanis annál több energiát veszíthet a neutron, minél kisebb a szóró mag tömege. A gyakorlatban négy moderátoranyag használatos: könnyűvíz (H2O), nehézvíz (D2O), grafit és berillium. Tömegszámát tekintve a leghatékonyabb moderátor a könnyűvíz, de hátránya, hogy kismértékben ugyan, de elnyeli a termikus neutronokat. Ez éppen elégséges ahhoz, hogy könnyűvíz moderátorral és természetes uránnal ne legyen lehetséges a láncreakció. Ezért a könnyűvízzel moderált reaktorokban kissé (néhány %) dúsított uránt kell alkalmazni. A többi moderátor esetében a láncreakció természetes uránnal is megvalósul. A termikus reaktorok üzemanyaga ma a reaktorok többségében kissé (2-4 %-ra) dúsított vagy természetes UO2 (urán-dioxid), amelyet általában valamilyen cirkóniumötvözetből készült burkolattal ellátott rudak formájában helyeznek el a reaktorban. Ezeket a rudakat fűtőelemeknek nevezzük. A termikus reaktorok hűtőközege többféle lehet. Folyékony moderátor (H2O, D2O) esetében a hűtőközeg lehet maga a moderátor, szilárd moderátor esetében lehet gáz (szén-dioxid vagy hélium), de lehet víz is.
Termikus reaktorok konverziós tényezője 1-nél lényegesen kisebb. Könnyűvizes reaktorban 0,4-0,6 nehézvizes és grafitos reaktorokban nagyobb (0,8-0,9). Ennek az az oka, hogy termikus hasadásokra az η paraméter alig haladja meg a 2-t (2,07-2,09), így a reaktor működése mellett nem jut elég neutron a plutónium termelésére. Eszerint – bár a termikus reaktorok is termelnek új hasadóanyagot – a teljes urán-238 mennyiség plutóniummá alakításához 1-nél nagyobb konverziós tényezőre, tehát feltétlenül gyorsreaktorokra van szükség. Mindenesetre a nukleáris fegyverekkel rendelkező hatalmak a fegyverekben felhasznált plutóniumot főként grafitos reaktorokban termelik – legalábbis kezdetben.
A reaktorok szabályozása úgy történik, hogy változtatják bennük a neutronelnyelő anyagok mennyiségét. Ebből a célból szabályozó rudak formájában általában bórt vagy kadmiumot juttatnak a reaktorba. Amikor egy szabályozó rudat a reaktorba betolnak, akkor a sokszorozási tényezőt csökkentik, amikor pedig a reaktorból kihúzzák, a sokszorozási tényezőt növelik. Könnyűvízzel moderált reaktorokban gyakran alkalmaznak vízben oldott bórsavat, amelynek koncentrációját változtatva ellensúlyozni lehet a sokszorozási tényező valamely okból fellépő egyéb változásait, és így lehetséges a reaktort folyamatosan kritikus állapotban tartani.
Indítás előtt a minimális kritikus tömegnél lényegesen több hasadóanyagot tesznek a reaktorba. A kritikusságot úgy biztosítják, hogy a reaktorba megfelelő mennyiségű szabályozó rudat, esetleg a moderátorban oldott bórsavat juttatnak. A hasadások útján történő energiatermelés miatt egyrészt fogy a hasadóanyag, másrészt halmozódnak a hasadási termékek. Mindkét folyamat csökkenti a sokszorozási tényezőt. (Van egy ellenkező irányú hatás is, a plutónium termelődése, de ez általában nem képes az előbbi két hatást ellensúlyozni). Ezeket a folyamatokat együttesen kiégésnek nevezzük. Ellensúlyozásukra az abszorbens (neutronelnyelő) anyagok mennyiségét folyamatosan csökkentik, éppen olyan mértékben, ahogyan a kritikusság fenntartása megköveteli. Az üzemidő első szakaszában a bórsav koncentrációját csökkentik, majd amikor az már nullára csökkent, a szabályozó rudakat kezdik kifelé húzni. Amikor már minden, a reaktorban lévő rudat kihúztak, a reaktort le kell állítani, és friss üzemanyaggal kell feltölteni. A reaktor üzemét úgy tervezik, hogy két átrakás között meghatározott idő (általában egy év) teljen el. Átrakáskor a töltetnek körülbelül 1/3-át cserélik ki friss üzemanyagra, a többit pedig úgy rendezik át, hogy az új töltetből az elkövetkező1 év alatt maximális energiát lehessen kivenni. Egy-egy fűtőelemrúd tehát átlagosan 3 évet tölt a reaktorban.
E ponton szükséges néhány dozimetriai (sugárvédelmi) alapfogalom és egység ismertetése. A radioaktív sugárforrások erősségét az 1 sec alatt bekövetkező bomlások számával mérjük. Ennek SI-egysége a becquerel (Bq). Régebben ugyanerre a curie-t (Ci) használtuk: 1 Ci = 3,7×10 10 Bq. (Hozzávetőleg ennyi 1 g tömegű rádium aktivitása).
A radioaktív sugárzásnak az emberi szervezetre gyakorolt hatása a sugárzásból elnyelt energiától függ. SI-egysége a gray, aminek a test 1 kg-jában elnyelt 1 joule energia felel meg. A különböző fajtájú sugárzások hatása különböző. Ezt minőségi tényezőkkel vesszük figyelembe. Így jutunk a dózisegyenértékhez, amelynek SI-egysége a sievert (Sv). Korábban ehelyett a remet használtuk: 1 Sv = 100 rem.
Táblázatban állítottuk össze néhány gyakran előforduló izotóp adatait. Egy részük előfordul a földkéregben, más részük a kozmikus sugárzás hatására keletkezik a Földön, a fennmaradó részt az emberi tevékenység eredményeképpen keletkező mesterséges izotópok jelentik. Ezen túlmenően néhány további adat:
– egy 70 kg tömegű ember természetes aktivitása 4000 Bq;
– a tengervíz fajlagos aktivitása 10 Bq/liter (zömmel kálium-40);
– egész testre egyszerre kapott 7 Sv dózis majdnem biztosan halálos;
– egész testre kapott 3,5-4 Sv dózis az esetek felében halálos (ezért „félhalálos dózis”),
– a természetes háttérsugárzásból egy év alatt (Magyarországon) kapott dózis: 2 mSv.
Végül egy hasznos praktikus szabály: 1Ci erősségű sugárforrástól 1 m távolságra egy óra alatt körülbelül 1 rem dózist kaphatunk. (SI-egységekben ez a szabály már nem ilyen egyszerű). A dózis a pontszerű forrástól mért távolság négyzetével fordított arányban csökken.
