Üzemanyagciklus
Üzemanyagciklus
A 2. ábra vázlatosan mutatja az üzemanyagciklus egyes fázisait. A kibányászott uránércet dúsítják, finomítják, majd UF6-tá alakítják át. Ez az izotópdúsítóba kerül, ahol az urán-235 izotóp arányát a kívánt mértékűre növelik. A dúsított UF6 gázt urán-dioxiddá alakítják át, amiből fűtőelemeket gyártanak. Az izotópdúsítás másik terméke a természetesnél kevesebb urán-235-öt tartalmazó szegényített urán. A következő fázis a reaktorban való felhasználás, ennek során termelődik az egész folyamat célja, a villamos energia. Mint jeleztük, egy fűtőelemköteg általában 3 évet tölt a reaktorban. Utána kirakják és a kiégettfűtőelem-tárolóban helyezik el. 3-5 évet tölt el a reaktor közvetlen közelében levő átmeneti tárolóban, majd – miután a benne levő hasadási termékek aktivitása jelentősen csökkent – vagy végleges tárolóba szállítják, vagy újrafeldolgozzák (reprocesszálják). Az újrafeldolgozás célja kettős: egyrészt kinyerik belőle az üzem során termelődött új hasadóanyagot, a plutóniumot és az el nem használt uránt, másrészt kivonják és töményítik a hasadási termékeket. A kivont hasadási termékek kezelésére több eljárás ismeretes: bitumenbe vagy üvegszerű anyagba keverik, majd rozsdamentes acél tartályokban, betonba öntve, geológiailag stabil képződményekben évszázadokra biztonságosan elhelyezik.
2. ábra: Zárt üzemanyagciklus sémája
Attól függően, hogy mi történik az elhasznált (kiégett) üzemanyaggal, nyílt vagy zárt üzemanyagciklusról beszélünk. Az országok többségében ma a nyílt ciklus valósul meg: a kiégett fűtőelemeket átmeneti tárolás után vagy maguk tárolják, vagy visszaszállítják abba az országba, ahonnan a friss üzemanyagot vásárolták (pl. Magyarország a Szovjetunióba). A bemutatott ábra a zárt ciklust mutatja, amely ebben a formájában legfeljebb a világ egészében fog egyszer megvalósulni. A ciklusnak három ága van:
– a természetes uránnal működő termikus reaktorok kiégett üzemanyagának újrafeldolgozásából plutóniumot és szegényített uránt nyernek. Az előbbit a gyorsreaktorok aktív zónájában, az utóbbit az aktív zóna körül kialakított ún. tenyészköpenyben használják fel,
– a dúsított uránnal működő termikus reaktorok kiégett üzemanyagának újrafeldolgozásából plutóniumot és csökkentett dúsítású uránt nyernek. A plutóniumot lehet akár a termikus reaktorba, akár a gyorsreaktorba visszajuttatni. A csökkentett értékű urán visszakerül az izotópdúsítóba,
– a gyorsreaktor kiégett fűtőelemeinek újrafeldolgozásából nyert szegényített uránt és plutóniumot a gyorsreaktorba táplálják vissza. A gyorsreaktorok zárt ciklusa sokkal kevesebb uránt igényel, mint a nyílt ciklus, mert csak a hasadások által elfogyasztott plutóniumot kell pótolni: egy 1000 MW villamos teljesítményű gyorsreaktor éves uránigénye 300-400 kg, viszont egy nyílt ciklusú termikus reaktoré 15-20 tonna. Az is nagy különbség, hogy az előbbi természetes, az utóbbi pedig dúsított urán.
Az atomenergetika jelenlegi léptékében már kifizetődő lehet az újrafeldolgozás, de ez egyelőre nem sürgető szükségszerűség. Hosszú távon azonban több okból is elkerülhetetlen: egyrészt a kiégett fűtőelemek tárolására a jelenlegi mód hosszú távon sem nem gazdaságos, sem nem biztonságos, másrészt az uránkészletek semmiképpen sem elégségesek arra, hogy kizárólag a termikus reaktorokban való felhasználásuk távlatilag fedezze az energiaigényeket. Az urán ára jelenleg olyan alacsony, hogy ma közvetlenül egyik ország sem érdekelt az uránban rejlő energia teljes mértékű kiaknázásában.
