|
|
 |
|
|
|
Energetyka, Automatyka przemysłowa, Elektrotechnika
|
|
|
|
|
|
|
W artykule przedstawiono podstawowe informacje na temat wypalonego paliwa i jego specyficznych właściwości oraz omówiono możliwe sposoby postępowania z nim po wyładowaniu z reaktora w świetle tego, co w tej kwestii robi się na świecie. Zwrócono też uwagę na znaczenie wypalonego paliwa jako źródła materiałów jądrowych, które po jego przerobie będą nadawały się do ponownego wykorzystania w reaktorach lekko wodnych lub w późniejszym okresie – w reaktorach na neutronach prędkich.
Przeciwnicy energetyki jądrowej operują często argumentem, że pomimo iż została ona zapoczątkowana ponad pięćdziesiąt lat temu, na przełomie lat 50 i 60 ubiegłego wieku, to „dotąd nie rozwiązano ostatecznie” problemu odpadów promieniotwórczych zawartych w wypalonym paliwie jądrowym. Pojawiają się w związku z tym pytania: czy problem ten jest rozwiązywalny, a jeżeli tak, to dlaczego dotąd nie został rozwiązany? Czy przyczyny tego stanu rzeczy leżą w sferze technologicznej, ekonomicznej lub politycznej? Wreszcie jakie znaczenie ma tu sama specyfika wypalonego paliwa, a w szczególności – jakie znaczenie ma fakt spadku aktywności (promieniotwórczej) i spadku emisji ciepła w miarę upływu czasu od wyładowania wypalonego paliwa jądrowego z reaktora?
Zamierzeniem tego artykułu jest ułatwienie Czytelnikowi znalezienia odpowiedzi na te pytania i jednocześnie pokazanie możliwych sposobów podejścia do sprawy zagospodarowania wypalonego paliwa – począwszy od potraktowania go jako odpadu promieniotwórczego, poprzez stanowisko "czekaj i obserwuj" (wait-and-see), częściowe wykorzystanie jego potencjału energetycznego w zamkniętym cyklu paliwowym reaktorów lekkowodnych aż do całkowitego wykorzystania tego potencjału w cyklu paliwowym reaktorów powielających na neutronach prędkich IV generacji (nazywanych dalej reaktorami prędkimi). Zobaczymy, że w miarę tak ukierunkowanej zmiany koncepcji zagospodarowania wypalonego paliwa wymiar problemu jego aktywności promieniotwórczej i podnoszonego przez przeciwników energetyki jądrowej „zagrożenia dla pokoleń” może zostać radykalnie zmniejszony. Aby tak mogło się stać potrzebne jest szerokie zrozumienie tej tematyki, warunkujące najwłaściwsze decyzje polityczne i społeczne, których czas realizacji będzie uzależniony od okresu wdrożenia nowych technologii i od wyników odpowiednich analiz ekonomicznych.
Rozważania nad zarysowanym tu problemem warto zacząć od najprostszego możliwego wariantu postępowania z wypalonym paliwem czyli otwartego cyklu paliwowego.
Otwarty cykl paliwowy (ang. once through) polega na tym, że nie przewiduje recyklingu odzyskanych z wypalonego paliwa materiałów rozszczepialnych, a zatem rezygnuje się z przerobu tego paliwa. Pojawia się zatem konieczność jego zagospodarowania w sposób odpowiedni do jego właściwości i w takich rozmiarach objętościowych w jakich ono fizycznie występuje. Ilość wyładowywanego wypalonego paliwa w przeliczeniu na rok wynosi obecnie w przypadku reaktora lekkowodnego II generacji średnio około 27 ton (20 m3) na 1000 MW(e). W przypadku reaktorów generacji III lub III+ ilość ta będzie mniejsza, rzędu 20 ton.
Wypalone paliwo jest przechowywane przez jakiś czas w wypełnionym wodą basenie przyreaktorowym. Wymuszona cyrkulacja wody zapewnia jego chłodzenie, a jej gruba warstwa nad paliwem (około 3 metry) gwarantuje wystarczające dla bezpieczeństwa personelu elektrowni obniżenie poziomu promieniowania. Narastanie ilości wypalonego paliwa w miarę eksploatacji reaktora zaczyna po pewnym czasie (około 10 lat) sprawiać kłopoty, gdy pojemność basenów służących do przeładunków reaktora i schładzania wypalonego paliwa ulega zapełnieniu. Trzeba wówczas przenieść to paliwo do innego czasowego przechowalnika (ang. interim storage). Może nim być przez kilka lat basen „młodszego” reaktora tej samej elektrowni, a w dłuższym okresie czasu przechowalnik zewnętrzny, który może być zlokalizowany na terenie elektrowni, lub w innym miejscu, np. jako przechowalnik centralny dla wszystkich elektrowni atomowych w kraju. Przechowalnik taki może mieć postać basenu o głębokości wody co najmniej 7 metrów, lub może być przystosowany do przechowywania wypalonego paliwa w stanie suchym (w specjalnych pojemnikach, lub bunkrach). Budowa przechowalników zewnętrznych wymaga oczywiście wyboru i zapewnienia ich najwłaściwszej lokalizacji oraz odpowiednich nakładów finansowych, choć w tym przypadku są to zagadnienia nieporównywalnie łatwiejsze do realizacji od tych, które mogą dotyczyć późniejszej budowy składowiska (ang. final depository).
Przechowywanie wypalonego paliwa w okresie wielu dziesięcioleci nie stanowi problemu technologicznego i nie stwarza zagrożenia dla ludzi i środowiska. Po upływie około 50 lat od wyładowania z reaktora jego aktywność promieniotwórcza i emisja ciepła maleją około tysiąc razy. Upraszcza to znacznie sprawę ewentualnego składowania tego paliwa, co jest jednym z powodów odkładania w czasie budowy składowiska.
Przykład przechowalnika mokrego można znaleźć na terenie elektrowni Oskarshamn w Szwecji, w którym wypalone paliwo jest przechowywane w centralnej instalacji CLAB w basenach o pojemności do 5000 ton paliwa znajdujących się kilkadziesiąt metrów pod powierzchnią ziemi (rys. 1). Przechowalnik o pojemności takiej jak CLAB zapełniłby się w ciągu 50 lat, gdyby kierować do niego paliwo z reaktorów o łącznej mocy 5000 MW(e).
Rys. 1. Wnętrze podziemnego, basenowego przechowalnika wypalonego paliwa w Oskarshamn (Szwecja). Źródło: Central interim storage facility for spent fuel – CLAB. Prospekt wydany przez Swewdish Nuclear Fuel and Waste Management Co. (SKB)
Około 90% wypalonego paliwa na świecie przechowuje się w przechowalnikach mokrych a pozostałe w suchych. Przechowalniki suche stosuje się w wielu krajach, m.in. na dużą skalę w USA, a także w Niemczech, w pobliżu miasta Ahaus. W kraju tym przygotowano także pojemny przechowalnik naziemny w Gorleben, nie posiadający na razie zezwolenia na eksploatację, którego wnętrze pokazuje rysunek 2.
Rys. 2. Wnętrze suchego przechowalnika wypalonego paliwa w Gorleben (Niemcy) z pojemnikiem CASTOR na przednim planie. Źródło: H. F. Albrecht i R. Kiedrowski – Kernenergie in Deutschland. Ein Bildatlas/Ullstein
Sztywne stanowisko w sprawie ograniczenia a priori energetyki jądrowej danego kraju do działania wyłącznie w otwartym cyklu paliwowym może wynikać z przesłanek politycznych. Powoduje ono konieczność potraktowania wypalonego paliwa wyłącznie jako wysokoaktywnych i długożyciowych odpadów, które w sposób ostateczny należy wyeliminować ze środowiska. Zakłada zatem potrzebę wybudowania odpowiedniego składowiska o dostatecznie dużej pojemności, zdolności odprowadzaniaciepła i wystarczającej izolacji od środowiska. Tylko nieliczne kraje opowiadają się za ograniczeniem do otwartego cyklu paliwowego (Finlandia, Hiszpania, Kanada, Republika Korei Południowej, Szwecja), chociaż niektóre z nich (Kanada i Hiszpania) nie wykluczają możliwości odzysku (ang. retrieval) składowanego wypalonego paliwa, co jest zbliżone do taktyki czekaj i obserwuj. W przypadku USA, stosujących dotąd politykę otwartego cyklu paliwowego, rozważa się obecnie możliwość budowy zakładu przerobu dla części wypalonego paliwa. Czas i warunki mogą wpłynąć na zmianę stanowisk państw deklarujących dzisiaj takie czy inne podejście.
W krajach dawnej Europy Wschodniej, które mają elektrownie jądrowe konstrukcji rosyjskiej sytuacja jest nietypowa ponieważ wypalone paliwo jest odsyłane do Rosji gdzie postępuje się z nim według reguł tego państwa.
Podejściem bardziej elastycznym od strategii otwartego cyklu jest przyjęcie wspomnianej wyżej taktyki czekaj i obserwuj. Jego pragmatyka może wynikać z następujących faktów. Przede wszystkim zamknięcie cyklu paliwowego może być uzasadnione w oparciu o rachunek ekonomiczny, z punktu widzenia którego zasadnicze znaczenie może mieć osiągnięcie pewnego progu minimalnej mocy zainstalowanej w energetykę jądrową. Musi on brać pod uwagę ceny uranu i poszczególnych usług cyklu paliwowego, którego najbardziej kosztownymi składnikami są wzbogacanie izotopowe uranu i przerób wypalonego paliwa. Ponadto zaangażowanie się w ostatnich latach państw dysponujących rozwiniętą technologią jądrową m.in. w programy mające na celu skonstruowanie reaktorów prędkich IV generacji, do uruchomienia których niezbędny będzie pluton, a także związanych z nimi nowych technologii przerobu wypalonego paliwa, wskazuje na celowość uwzględnienia tych czynników w procesie podejmowania decyzji.
Zamknięty cykl paliwowy obejmuje dodatkowo, w porównaniu do cyklu otwartego, przerób wypalonego paliwa i recykling, czyli kierowanie odzyskanego plutonu, uranu (RepU, od ang. reprocessed uranium), bądź ich obu łącznie, z powrotem do reaktora jako składników świeżego paliwa uranowo-plutonowego MOX (od ang. mixed oxides). W tym przypadku można zmniejszyć maksymalnie o około 25%, w porównaniu z otwartym cyklem paliwowym, zapotrzebowanie na uran ze źródeł pierwotnych oraz na usługi konwersji i wzbogacania izotopowego tego uranu.
Zamknięcie cyklu paliwowego w okresie poprzedzającym lata 1980 miało już istotne znaczenie ekonomiczne, bowiem wówczas ceny uranu były stosunkowo wysokie. Sytuacja taka występuje ponownie obecnie i będzie się utrwalać jako logiczne następstwo obserwowanego obecnie na świecie renesansu energetyki jądrowej i rosnącego popytu na uran.
Istotną zaletą przerobu wypalonego paliwa wraz z recyklingiem jest także możliwość uniknięcia potrzeby budowania zewnętrznego przechowalnika tego paliwa oraz zmniejszenie objętości odpadów wysokoaktywnych (w stosunku do ilości wypalonego paliwa traktowanego jako takie odpady w otwartym cyklu paliwowym). Stosowana obecnie powszechnie technologia PUREX (od ang. plutonium – uranium extraction) pozwala na odzysk oddzielnie plutonu i uranu (RepU) z pozostawieniem pomniejszych aktynowców i wszystkich produktów rozszczepienia jako ciekłych odpadów wysokoaktywnych, które następnie poddaje się procesowi witryfikacji (zeszkliwiania) i przechowywaniu do czasu uruchomienia dla nich składowiska. Poziom aktywności promieniotwórczej i emisji cieplnej tych odpadów jest niższy niż w przypadku wypalonego paliwa, z którego one pochodzą, głównie za sprawą wydzielenia plutonu. Można oczekiwać, że w niedalekiej przyszłości skala tego efektu będzie znacznie większa dzięki wdrożeniu nowych technologii przerobu pozwalających na wydzielenie także pomniejszych aktynowców, a zapewne i niektórych produktów rozszczepienia. Ich transmutacja lub wypalanie w drodze rozszczepienia w reaktorach prędkich może się przyczynić do znacznego ograniczenia aktywności promieniotwórczej odpadów wysokoaktywnych pochodzących z energetyki jądrowej, a także i czasu niezbędnego do spadku tej aktywności do poziomu naturalnego.
Recykling w przypadku reaktorów lekkowodnych może być tylko jednorazowy. Wypalonego paliwa MOX nie poddaje się przerobowi, choć jego technologia została opanowana (np. we Francji), z uwagi na niekorzystny, z punktu widzenia fizyki tego typu reaktorów, skład izotopowy plutonu (większy o blisko 40% udział nierozszczepialnych dla neutronów termicznych, lecz pochłaniających neutrony izotopów parzystych). Ponadto wypalone paliwo MOX, zawierając kilka razy więcej plutonu od będącego jego odpowiednikiem paliwa uranowego (UOX, od ang. uranium oxides), jest bardziej od niego aktywne i wymaga dłuższego okresu schładzania przed przerobem, około 10 – 15 lat. Przerób wypalonego paliwa MOX w celu odzysku plutonu jest droższy niż przypadku wypalonego paliwa UOX i stanie się bardziej uzasadniony dopiero po pojawieniu się silnego zapotrzebowania na pluton do reaktorów prędkich IV generacji.
Recykling w reaktorach lekkowodnych może obejmować wyłącznie pluton, podczas gdy wykorzystanie RepU zostaje odłożone na później, może też obejmować oba te materiały. Pierwszy wariant jest obecnie najszerzej stosowany ponieważ RepU zawiera silnie pochłaniający neutrony izotop U-236 w ilości 0,4% do 0,6% (tym więcej im wyższe było wypalenie paliwa w reaktorze), co wymaga większej koncentracji w świeżym paliwie izotopu rozszczepialnego U-235. Zawiera on także znikome ilości U- 232 podlegającego rozpadowi, w wyniku którego powstaje krótkożyciowy, a zatem bardzo aktywny izotop toru Th-228. Izotop ten przyczynia się do stosunkowo znacznego wzrostu aktywności paliwa zawierającego RepU. Podnosi to około trzykrotnie koszty konwersji takiego uranu w porównaniu z uranem ze źródeł pierwotnych oraz stawia wymagania zwiększonej ostrożności w obchodzeniu się z zawierającym go paliwem.
Skład izotopowy RepU jest niekorzystny także z punktu widzenia obecnie stosowanych technologii wzbogacania izotopowego ale jego wzbogacanie jest możliwe przy zastosowaniu technologii ultrawirówkowych, co znalazło potwierdzenie we Francji i w Rosji. Przy wykorzystaniu tego uranu w paliwie MOX wzbogacanie nie jest wprawdzie potrzebne, ale do wytwarzania takiego paliwa doskonale nadaje się uran zubożony, którego jest pod dostatkiem ponieważ stanowi on pozostałości z procesu wzbogacania izotopowego. Wszystko to powoduje, że wartość RepU ocenia się na dwukrotnie niższą od uranu naturalnego. Możliwość zastosowania RepU w paliwie do reaktorów lekkowodnych została zademonstrowana praktycznie we Francji, w reaktorach PWR 900 MW(e). Nie ma ono jednak jak na razie uzasadnienia ekonomicznego ze względu na wskazane wyżej niekorzystne właściwości tego uranu. W tej sytuacji RepU kwalifikuje się bardziej do tworzenia zapasów strategicznych w celu późniejszego wykorzystania w reaktorach prędkich IV generacji. Ma to miejsce we Francji, gdzie przewiduje się jego przechowywanie RepU nawet przez okres 200 lat.
Wykorzystanie wyłącznie RepU i pozostawienie plutonu do późniejszego wykorzystania rozważano w końcu lat 70-ych ubiegłego wieku w kontekście wysokich w owym czasie cen uranu pierwotnego oraz zakładanego wówczas dynamicznego wzrostu liczby oddawanych do użytku reaktorów prędkich pod koniec stulecia. Chodziło o to, by pluton zachować do uruchamiania tych reaktorów. Założenia te nie potwierdziły się z powodu ówczesnego, trwającego praktycznie ćwierć wieku, zahamowania wzrostu energetyki jądrowej.
Technologia przerobu wypalonego paliwa oraz recyklingu jest w pełni opanowana i sprawdzona w praktyce na wielką skalę. Sam przerób jest możliwy dopiero po kilku latach schładzania tego paliwa w basenie wodnym. Jest to spowodowane jego wysoka aktywnością i emisją ciepła zaraz po wyładowaniu z reaktora. Maleją one jednak szybko dzięki zanikowi krótkożyciowych izotopów promieniotwórczych produktów rozszczepienia w pierwszych latach od wyładunku paliwa z reaktora. Wywóz wypalonego paliwa z elektrowni jądrowej jest możliwy, dzięki stosowanym np. we Francji specjalnym pojemnikom, już po dwóch latach (rys. 3). Po upływie trzech lat od wyładunku z reaktora można dokonywać jego przerobu.
Rys. 3. Spadek w czasie aktywności promieniotwórczej 1 tony wypalonego paliwa po jego wyładunku z reaktora lekkowodnego ze wskazaniem okresu, po którym może ono zostać poddane określonym operacjom zamkniętego cyklu paliwowego. Dane dla paliwa o wypaleniu 33 000 MWd/t. Źródło: World Nuclear Association (http://www.world-nuclear.org/info/inf04.html), wg danych firmy Cogema
Najbardziej rozpowszechnioną metodą oddzielania uranu i plutonu od pozostałych składników wypalonego paliwa, stosowaną w zakładach świadczących usługi na zasadach komercyjnych, jest wspomniana już metoda PUREX. Jest to tzw. metoda „mokra” (hydrometalurgiczna). Polega ona na rozpuszczaniu w kwasie azotowym wypalonego paliwa, po mechanicznym usunięciu jego metalowych struktur i pocięciu prętów paliwowych na krótkie odcinki za pomocą gilotyny, a następnie ekstrakcji cieczowej otrzymanych związków uranu i plutonu, odpowiednio UO2(NO3) i Pu(NO3)4, za pomocą rozcieńczonego naftą rozpuszczalnika organicznego. Rozpuszczalnik ten, będący fosforanem tributylu i oznaczany skrótem TBP (ang. tributyl phosphate), dzięki powinowactwu chemicznemu jego cząsteczek wiąże zawarte w roztworze kwasu azotowego dwa główne aktynowce: sześciowartościowy uran i czterowartościowy pluton, pozostawiając w nim trójwartościowe pomniejsze aktynowce – ameryk, kiur i neptun oraz produkty rozszczepienia, które razem wzięte składają się na odpady wysokoaktywne.
Z uwagi na to, że w odpadach tych znajdują się wysokoaktywne i długożyciowe izotopy, są one z reguły poddawane procesowi witryfikacji co skutecznie zapobiega wydostawaniu się substancji promieniotwórczych na zewnątrz. Pozostałości struktury metalicznej kaset paliwowych, wykonane ze stali nierdzewnej lub Zircalloy’u® nie podlegają rozpuszczeniu. Pozostałości te zawierają produkty aktywacji, czyli izotopy promieniotwórcze powstałe w nich w wyniku napromienienia w strumieniu neutronów w reaktorze. Są one zagęszczane (zgniatane) i zalewane betonem. W trakcie przerobu wypalonego paliwa powstają także średnio- i niskoaktywne odpady procesowe. Dzięki wielokrotnemu powtarzaniu procesów ekstrakcji i re-ekstrakcji metoda PUREX pozwala na odzyskanie 99,95% U i 99,7% Pu o wymaganej czystości, choć możliwe są do osiągnięcia także wyższe wartości tego odzysku. Pluton otrzymywany jest na końcu procesu w postaci dwutlenku plutonu PuO2, trwale wiążącego ten pierwiastek dzięki posiadanej ceramicznej strukturze. Po wymieszaniu z UO2 nadaje się on do produkcji paliwa MOX, które powinno być wykonane i załadowane do reaktora jak najszybciej ze względu na niekorzystną przemianę izotopu Pu-241 w niepożądany Am-241. Uran odzyskuje się w postaci azotanu uranylu, wymagającego ewentualnie skierowania go do zakładu konwersji celem przetworzenia, zależnie od dalszego przeznaczenia, do postaci sześciofluorku uranu UF6 (umożliwiającego wzbogacanie izotopowe) lub dwutlenku uranu UO2(nadającego się bezpośrednio do produkcji paliwa).
Przerobu wypalonego paliwa na skalę przemysłową dokonuje się we Francji (zakład firmy AREVA/COGEMA w La Hague o przepustowości 2x800 tHM/rok), w Zjednoczonym Królestwie W. Brytanii (zakład firmy BNFL w Sellafield o przepustowości 900 tHM/rok) oraz zakład w Rokkasho-Mura w Japonii o przepustowości 800 tHM/rok uruchamiany w 2012 roku. Powyższe zdolności produkcyjne dotyczą paliwa z reaktorów lekkowodnych. Przerabiane jest głównie paliwo pochodzące z własnych reaktorów, jednak usługi świadczone w pierwszych dwóch krajach oferowane są także na zewnątrz. Rosja posiada zakład w Oziersku o przepustowości 400 HM/rok. Przerób wypalonego paliwa na znacznie mniejszą skalę prowadzony jest także w Chinach i Indiach. W Chinach ma być jednak uruchomiony duży zakład przerobu w ramach współpracy francuskiej firmy AREVA i chińskiej CNCC. Uruchomienie dużego zakładu jest planowane także w USA.
Zachodnioeuropejskie obiekty przemysłowe służące do witryfikacji odpadów wysokoaktywnych znajdują się we Francji, Zjednoczonym Królestwie W.B. oraz w Belgii. Ich łączna zdolność produkcyjna wynosi 1000 ton (2 500 kanistrów o wysokości 1,3 m) na rok.
Paliwo MOX było pierwotnie wytwarzane z przeznaczeniem do reaktorów na neutronach prędkich, w czym wiodącą rolę odgrywały Francja i Rosja. We Francji jest ono obecnie wytwarzane dla reaktorów lekkowodnych przez firmę COGEMA w Cadarache (40 t/rok) i w Marcoule (zakład Melox, 145 z planowanym wzrostem do 195 t/rok). W Zjednoczonym Królestwie zdolności produkcyjne zakładu THORP położonego w Sellafield zostały zmniejszone ostatnio ze 128 do 40 t/rok. Jego produkcja nie była dotąd znacząca ale od 2008r. zainteresowanie recyklingiem wzrosło. Japonia eksploatuje mały zakład PFPF o zdolności 5 t/rok (wytwarza on paliwo MOX do reaktorów na neutronach prędkich), a Rosja – o zdolności 50 t/rok w Oziersku (również wytwarzający paliwo do reaktorów prędkich). Japonia planuje jednak uruchomienie w 2015 roku zakładu o zdolności produkcyjnej 130 t/rok. W sumie w roku 2015 spodziewane zdolności produkcyjne paliwa MOX na świecie mają wynosić 380 t/rok. Oznacza to wzrost w porównaniu z rokiem 2009 o ponad 50%. Dla porządku trzeba dodać, że także USA budują zakład wytwarzania paliwa MOX w Savannah River, który ma być uruchomiony w 2016 r. Będzie on jednak wykorzystywał pluton o wysokiej jakości (ang. weapons grade plutonium) pochodzący z demontażu głowic jądrowych. Obecnie paliwo MOX zastępuje jedynie około 2% dostaw uranu na świecie i dotyczy 15% reaktorów ale obserwuje się w tym zakresie tendencję wzrostową.
Klasyczna metoda PUREX nie umożliwia wydzielenia pomniejszych aktynowców i wybranych produktów rozszczepienia oraz ich odpowiedniego rozdzielenia, co mogłoby pozwolić na ich przemianę w izotopy stabilne w instalacjach wykorzystujących neutrony prędkie (postępowanie „separation-transmutation”), lub na optymalizację zagospodarowania odpadów (postępowanie „separation-conditioning”). Aby to umożliwić, w ciągu ostatniego dziesięciolecia podjęto intensywne prace nad nowymi technologiami przerobu wypalonego paliwa, mogącymi prowadzić do wydzielenia pomniejszych aktynowców (neptunu, ameryku i kiuru) w celu ich późniejszej przemiany, a spośród produktów rozszczepienia – jodu i technetu w celu ich przemiany oraz cezu i strontu w celu ich oddzielnego składowania np. ze średniożyciowymi odpadami pochodzącymi z innych źródeł. Usunięcie cezu i strontu z masy odpadów będzie prowadziło do znacznego obniżenia w długożyciowych odpadach wysokoaktywnych dominującego w ciągu pierwszych kilkuset lat źródła aktywności i emisji ciepła, którym jest rozpad średniożyciowych izotopów Cs-135 i Sr-90.
Opracowanie nowych technologii przerobu ma także inny cel, jakim jest znaczne utrudnienie możliwości wykorzystania plutonu odzyskanego w wyniku przerobu wypalonego paliwa w sposób niezgodny z zasadami nieproliferacji. Skuteczną barierę przed takimi działaniami może stworzyć technologia prowadząca do odzysku plutonu w jednym strumieniu wraz z pewnymi domieszkami, zwłaszcza w postaci pomniejszych aktynowców. Ten kierunek rozwoju technologii przerobu opartej na metodzie PUREX, zapoczątkowany we Francji i w USA, odpowiada celom postawionym w ramach amerykańskiej inicjatywy współpracy międzynarodowej GNEP (noszącej obecnie nazwę IFNEC) z 2006 roku.
Ogólnie biorąc, nowe technologie przerobu wypalonego paliwa mogą oferować następujące kombinacje oddzielnych produktów wydzielonych w procesie przerobu wypalonego paliwa:
Technologie spełniające powyższe cele, które weszły już w etap rozwoju wychodzący poza skalę laboratoryjną, można podzielić na dwie grupy:
W tym miejscu nieco uwagi poświęcimy jedynie technologiom mokrym, nadającym się do przerobu zarówno paliwa UOX jak i MOX, stosowanego w reaktorach lekkowodnych.
Najbardziej zawansowaną nową technologią nadającą się do wdrożenia przemysłowego wydaje się być COEX (od ang. co-extraction of actinides), która została opracowana we Francji na bazie PUREX, jeszcze jako technologia generacji III. Umożliwia ona oddzielne wydzielenie uranu oraz oddzielnie plutonu z dodatkiem uranu, co wychodzi naprzeciw postulatom nieproliferacyjnym.
Druga technologia francuska, DIAMEX-SANEX stanowi uzupełnienie poprzedniej pozwalając na selektywne wydzielenie długożyciowych radionuklidów po uprzednim wydzieleniu grupy U + Pu + Np w procesie COEX. Trzecią technologią jest GANEX (od ang. grouped extraction of actinides). Jest ona demonstrowana od 2008 roku w laboratorium ATALANTE (Warsztaty Alfa i Laboratorium Analiz Transuranowców i Studiów nad przerobem wypalonego paliwa) i zakładzie przerobu wypalonego paliwa w La Hague w ramach francusko-japońsko-amerykańskiego programu GACID. GANEX prowadzi do takich samych produktów jak COEX, ale dodatkowo umożliwia wydzielenie pomniejszych aktynowców oraz, spośród krótkożyciowych produktów rozszczepienia, także niektórych lantanowców będących pierwiastkami należącymi do tzw. metali ziem rzadkich. Jest to już technologia nastawiona na przerób wypalonego paliwa z reaktorów lekkowodnych w celu zasilania reaktorów prędkich IV generacji na paliwo MOX, a także w celu przemiany w nich wydzielonych oddzielnie niepożądanych radioizotopów. Demonstracja technologii GANEX i próbne wytworzenie prętów paliwowych zawierających U, Pu, Am, Np i Cm są planowane na 2012 rok. Badania wypalania i transmutacji pomniejszych aktynowców wydzielonych za pomocą tej metody, prowadzone początkowo w we francuskim reaktorze prędkim Phenix, będą kontynuowane w japońskim reaktorze prędkim Monju.
Przedstawione wyżej trzy technologie opracowane we Francji przez firmę Areva oraz CEA mają być poddane w 2012 roku ocenie niezbędnej dla podjęcia decyzji o wybudowaniu dwóch instalacji pilotowych:
Prace nad tymi technologiami mają doprowadzić do zatwierdzenia technologii odpowiadającej wymaganiom wdrożenia około 2040 roku reaktorów prędkich IV generacji w skali przemysłowej. Wiąże się to również z planowanym czasem zakończenia eksploatacji zakładu przerobu wypalonego paliwa w La Hague i koniecznością zastąpienia go nowym zakładem.
We Francji prowadzono także badania nad zmodyfikowaną wersją UREX technologii PUREX. Prowadzi ona do wydzielenia plutonu tylko łącznie z uranem (cel nieproliferacyjny) ale może być uzupełniona procesami pozwalającymi na wydzielenie jodu (przez odparowanie) i technetu (w drodze elektrolizy), a także cezu.
W USA, w ramach GNEP, rozwijane są przez Department of Energy technologie wywodzące się z UREX a mianowicie UREX+1a i UREX+3. Dla obu z nich celem nadrzędnym jest zapobieganie proliferacji przez wydzielenie plutonu tylko w połączeniu z pomniejszymi aktynowcami, przy czym różnice dotyczą sposobu tego połączenia. Pierwsza łączy z plutonem wszystkie pomniejsze aktynowce, ale obecność lotnego ameryku oraz kiuru będącego silnym emiterem neutronów powoduje określone trudności przy wytwarzaniu paliwa MOX. Druga metoda pozwala na uniknięcie tych problemów pozostawiając z plutonem tylko neptun.
Amerykańska firma Energy Solutions opracowała technologię NUEX podobną do UREX+1a, lecz charakteryzującą się większą elastycznością procesów separacji.
Jeszcze inną nową technologią jest Super-DIREX (od ang. supercritical fluid direct extraction – nadkrytycznej bezpośredniej ekstrakcji cieczowej) rozwijana przez firmę Mitshubishi i japońskie ośrodki naukowo badawcze. Jej przeznaczeniem jest przerób wypalonego paliwa UOX i MOX z reaktorów lekkowodnych. Fragmenty wypalonego paliwa są rozpuszczane w kwasie azotowym z TBP i nadkrytycznym CO2, co prowadzi do gromadzenia uranu, plutonu i pomniejszych aktynowców z TBP.
Nowe metody przerobu wypalonego paliwa mogą okazać się kosztowniejsze od technologii PUREX. Ich ostateczny wybór i wdrożenie na skalę przemysłową zostaną zapewne uzależnione od możliwości osiągnięcia odpowiedniej równowagi między dodatkowymi kosztami nowych procesów technologicznych a korzyściami w postaci zmniejszenia kosztów składowania odpadów. Jednak prace prowadzone nad tymi technologiami są wraz z perspektywą ekspansji reaktorów prędkich IV generacji ważnym argumentem za tym, by decyzja o przerobie wypalonego paliwa została podjęta we właściwym czasie w oparciu o dobre rozpoznanie trendów światowych.
Składowanie wypalonego paliwa traktowanego jako odpady wysokoaktywne wymaga zastosowania środków uniemożliwiających jakiekolwiek znaczące uwolnienia substancji promieniotwórczych do środowiska naturalnego w okresie tysięcy lat. Powszechnie uznaje się, że składowisko takie może być wykonane w głębokich stabilnych strukturach geologicznych i wymaga zastosowania wielokrotnych barier, między innymi hermetycznego zamknięcia wypalonego paliwa (ang. encapsulation). Zastosowanie takich barier a także fakt szczątkowego wydzielania ciepła przez wypalone paliwo wymagają około czterokrotnie większej przestrzeni składowania niż by to wynikało z samej objętości paliwa. Wymaganie to ma oczywiste przełożenie na wysokie koszty składowania. Podobnie jak w przypadku wypalonego paliwa, o tym jaka musi być pojemność przyszłego składowiska odpadów będą decydowały zarówno przewidywana objętość odpadów wysokoaktywnych jak i ich aktywność promieniotwórcza oraz emisja ciepła, które będą miały wpływ na rodzaj i wielkość stosowanych barier. W przypadku odpadów wysokoaktywnych przestrzeń niezbędna do ich składowania jest około 9 razy większa od objętości samych odpadów.
Sytuację w zakresie postępowania z wypalonym paliwem i przyszłego składowania odpadów wysokoaktywnych w wybranych państwach mających energetykę jądrową przedstawia wg danych z 2009 roku tabela 1.
Tabela 1. Postępowanie z wypalonym paliwem i plany składowania odpadów wysokoaktywnych w wybranych krajach mających energetykę jądrową (znak zapytania oznacza brak decyzji):
Kraj | Liczba wyeksplo-atowanych reaktorów | Całkowita moc zainstalowana w EJ, GW(e) | Udział EJ w produkcji energii elektrycznej | Przerób wypalonego paliwa | Stadium wyboru lokalizacji składowiska | Termin uruchomienia składowiska | Składowanie wypalonego paliwa |
| Belgia | 7 | 5,7 | 53,8 | tak | ? | ok. 2040 r. | nie |
| Chiny | 11 | 8,6 | 2,2 | tak | prace | ok. 2050 r. | nie |
| Finlandia | 4 | 2,7 | 29,7 | nie | decyzja | 2020 r. | tak |
| Francja | 58 | 63,5 | 76,2 | tak | decyzja | 2025 r. | nie |
| Hiszpania | 8 | 7,4 | 18,3 | nie | ? | brak | ? |
| Japonia | 53 | 46,2 | 24,9 | tak | prace | brak | nie |
| Kanada | 18 | 12,7 | 14,8 | nie | prace | brak | tak |
| Niemcy | 17 | 20,3 | 28,3 | tak → nie | wstrzymano | brak | tak |
| Korea Płd. | 20 | 17,1 | 35,6 | nie | ? | brak | tak |
| Szwajcaria | 5 | 3,2 | 39,2 | tak | prace | po 2040 r. | nie |
| Szwecja | 10 | 9,1 | 42 | nie | decyzja | 2023 r. | tak |
| UK | 19 | 11 | 13,5 | tak | prace | brak | tak |
| USA | 104 | 101,1 | 19,7 | nie → tak? | decyzja | brak (2018?) | tak |
Jak widać z powyższej tabeli, decyzję w sprawie lokalizacji składowiska podjęły tylko cztery z wymienionych krajów. Inne prowadzą dopiero prace przygotowawcze w tym kierunku. W przypadku Niemiec wybrano już lokalizację Gorleben, ale wstrzymano działania prowadzące w kierunku uruchomienia składowiska. Większość z krajów wymienionych w tabeli eksploatuje reaktory energetyczne od 40 – 50 lat, a niektóre nawet dłużej, co potwierdza, że wypalone paliwo może być bezpiecznie przechowywane przez okres wielu dziesięcioleci.
W krajach, w których ograniczono się do otwartego cyklu paliwowego – w Finlandii, Kanadzie, Republice Korei Płd., Szwecji, czy USA – składowiska będą służyły do składowania wypalonego paliwa. Tam zaś gdzie stosuje się (lub stosowano) zamknięty cykl paliwowy część wypalonego paliwa nie poddana przerobowi może być składowana wraz z powstałymi z przerobu zeszkliwionymi odpadami wysokoaktywnymi. Dotyczy to Niemiec i Zjednoczonego Królestwa WB (UK), a także USA, które nawet w przypadku podjęcia rozważanej obecnie decyzji w sprawie budowy zakładu przerobu nie będą w stanie przerobić wielkiej ilości nagromadzonego dotąd wypalonego paliwa.
Jest jednak bardzo prawdopodobne, że w przypadku Polski, dopiero przystępującej do programu energetyki jądrowej, składowania wypalonego paliwa z reaktorów lekkowodnych można, a nawet trzeba będzie uniknąć, ponieważ przyszłość tej energetyki będzie oparta na reaktorach prędkich wymagających plutonowo-uranowego wsadu paliwowego. Potrzebny do tego celu pluton będzie musiał być odzyskany, o czym już była mowa, z wypalonego paliwa reaktorów lekkowodnych. Można oczywiście uruchomić pierwsze reaktory prędkie na paliwie uranowym, ale wymaga to wzbogacenia uranu do ponad 20% zawartości U-235, co znacznie podniosłoby koszt paliwa ponieważ do wyprodukowania go potrzeba by było ponad cztery razy więcej uranu pierwotnego (naturalnego) i jednostek pracy rozdzielania SWU (określających pracę wzbogacania izotopowego), niż w przypadku paliwa do reaktorów lekkowodnych III generacji.
Przerób wypalonego paliwa powoduje istotne zmniejszenie zapotrzebowania na pojemność składowiska. Według danych francuskich, w przypadku przerobu wypalonego paliwa przy zastosowaniu technologii PUREX możliwe jest 10-krotne zmniejszenie objętości wymagających składowania odpadów wysokoaktywnych.
Mówiąc precyzyjniej: dziesięciu kontenerom typu CASTOR zawierającym wypalone paliwo odpowiada jeden taki kontener z poddanymi witryfikacji odpadami wysokoaktywnymi pozostającymi po przerobie tej ilości wypalonego paliwa. Liczba ta nie uwzględnia faktu, że w przypadku wykorzystania odzyskanego plutonu w paliwie MOX do reaktorów lekkowodnych, paliwo to po wypaleniu może zostać zakwalifikowane jako odpady, o ile nie zostanie poddane przerobowi w celu pozyskania plutonu dla reaktorów prędkich. Dla wytworzenia jednego zespołu paliwowego MOX trzeba przerobić osiem wypalonych zespołów UOX. Przerób średniej rocznej ilości wypalonego paliwa z reaktora lekkowodnego prowadzi do powstania tylko około 2 – 3 m3 odpadów wysokoaktywnych.
Koncentrując uwagę na odpadach wysokoaktywnych trzeba być jednak także świadomym faktu, że przerób wypalonego paliwa generuje dodatkowo pewne ilości odpadów średnio- i niskoaktywnych, które pochodzą z samego procesu przerobu, o czym była już mowa.
Długożyciowe odpady średnioaktywne mogą wymagać takiego samego składowania jak w przypadku odpadów wysokoaktywnych. Rozwiązanie takie przewidziano np. we Francji.
Poważne ograniczenie objętości i aktywności odpadów wysokoaktywnych osiągane w przypadku zamkniętego cyklu paliwowego należy uznać za ważny czynnik o znaczeniu ekonomicznym. Tu jednak należy stwierdzić, że znacznie większe efekty w tym względzie da komercjalizacja technologii IV generacji obejmującej wprowadzenie do eksploatacji reaktorów prędkich wraz z wdrożeniem technologii przerobu wypalonego paliwa pozwalającej na usuwanie z odpadów szczególnie wysokoaktywnych i/lub szczególnie długożyciowych izotopów powstałych w paliwie w czasie pracy reaktora.
W tabeli 2 pokazane są różne możliwe sposoby postępowania z aktynowcami i produktami rozszczepienia zawartymi w wypalonym paliwie reaktorowym. Ukazane w tabeli ilości poszczególnych składowych wypalonego paliwa podano przykładowo (proporcje między nimi zależą zawsze od początkowego wzbogacenia w U-235 i od wypalenia paliwa). Skrót LLW oznacza odpady niskoaktywne (od ang. low level waste), HLW – odpady wysokoaktywne (od ang. high level waste).
Tabela 2. Możliwe sposoby postępowania z aktynowcami i produktami rozszczepienia w zależności od cyklu paliwowego i technologii reaktorowej
| Przykładowy udział wagowy, % | Reaktory lekkowodne | Reaktory prędkie IV generacji | ||
| cykl otwarty | cykl zamknięty, jeden recykling, technologia PUREX | cykl zamknięty, jeden recykling, nowe technologie przerobu | cykl zamknięty, multirecykling, nowe technologie przerobu | ||
| Aktynowce | |||||
| uran | 94,1 | składowanie (HLW) | paliwo UOX, MOX lub rezerwa, lub LLW | paliwo UOX, MOX lub rezerwa, lub LLW | paliwo MOX lub metaliczne |
| pluton | 1,2 | składowanie (HLW) | paliwo MOX | paliwo MOX | paliwo MOX lub metaliczne |
| pomniejsze aktynowce | 0,15 | składowanie (HLW) | składowanie (HLW) | przechowywanie do późniejszej przemiany -> | paliwo MOX lub metaliczne |
| Produkty rozszczepieniowe | |||||
| stabilne i krótkożyciowe | 4 | składowanie (HLW) | składowanie (HLW) | składowanie (HLW) | składowanie (HLW) |
| cez/stront | 0,4 | składowanie (HLW) | składowanie (HLW) | składowanie oddzielne (HLW) | składowanie oddzielne (HLW) |
| jod/technet | 0,15 | składowanie (HLW) | składowanie (HLW) | Przechowywanie do późniejszej przemiany -> | przemiana za pomocą neutronów prędkich |
Przerób wypalonego paliwa z reaktorów lekkowodnych i recykling, głównie plutonu, do tych reaktorów jest obecnie uzasadniony ekonomicznie, a oprócz tego ma korzystne następstwa w postaci redukcji objętości długożyciowych odpadów wysokoaktywnych. Obecnie coraz szerzej uznaje się jednak, że eksploatacja reaktorów lekkowodnych z zamkniętym cyklem paliwowym stanowi fazę przejściową w rozwoju energetyki jądrowej. Fazę docelową rozpocznie eksploatacja w wielkiej skali reaktorów prędkich IV generacji z zamkniętym cyklem paliwowym. Będą to już reaktory, których komercjalizacja stworzy możliwości wypalenia wszystkich aktynowców a także transmutacji niektórych produktów rozszczepienia. Zadecyduje to z pewnością o ostatecznym przeznaczeniu wypalonego paliwa z reaktorów lekkowodnych, czasokresie jego przechowywania i późniejszym tempie jego prawdopodobnego przerobu. Podstawowym kryterium będzie przy tym zdolność zaspokojenia zapotrzebowania na pluton niezbędny do pierwszych załadunków reaktorów prędkich i rozpoczęcia procesu powielania materiałów rozszczepialnych w tych reaktorach.
Z tego punktu widzenia specjaliści wskazują na możliwość uzyskania synergii energetyki opartej na reaktorach lekkowodnych i energetyki wykorzystującej reaktory prędkie powielające w drodze pełnego wykorzystania kompatybilności paliwowej tych typów reaktorów.
Zastosowanie w skali przemysłowej nowych hydrometalurgicznych technologii przerobu, nad którymi prowadzone są na świecie intensywne badania (co starałem się pokazać w tym artykule) i które zostaną zapewne wdrożone w skali przemysłowej przed, lub wraz ekspansją reaktorów prędkich IV generacji, według obecnych ocen po 2040 roku, stworzy możliwość zmniejszenia także aktywności i emisji cieplnej odpadów wysokoaktywnych pozostawionych w wyniku przerobu wypalonego paliwa. Będzie to miało doniosłe znaczenie z punktu widzenia ich przechowywania i następnie składowania.
Ze względu na obecne, zaawansowane stadium prac prowadzonych nad nowymi technologiami przerobu wypalonego paliwa, oraz konstrukcjami reaktorów IV generacji, a także na planowaną w wielu krajach rozbudową lub budową od podstaw energetyki jądrowej, co prawdopodobnie pociągnie za sobą wzrost cen uranu, w przypadku krajów przystępujących do budowy energetyki jądrowej, a zatem i Polski, pojawia się problem decyzyjny, który ilustruje rysunek 4.
Rys. 4. Ilustracja autorska problemu decyzyjnego dotyczącego wyboru rodzaju cyklu paliwowego dla polskiej energetyki jądrowej (kwadraty lewy i prawy) i skutków tego wyboru (kwadraty wewnętrzne) zależnie od tempa wdrażania do eksploatacji reaktorów prędkich IV generacji (kwadraty górny i dolny). Ukazana możliwość niedoboru plutonu w przypadku ekspansji reaktorów prędkich jest związana z przerobem wypalonego paliwa i recyklingiem plutonu w cyklu paliwowym reaktorów lekkowodnych.
Solidne przesłanki do podejmowania właściwych decyzji w kwestii cyklu paliwowego polskich elektrowni jądrowych, zwłaszcza odnośnie do postępowania z wypalonym paliwem jądrowym, mogą pojawić się po roku 2020, tj. w okresie gdy ma być uruchamiany pierwszy reaktor. Przynajmniej do tego czasu najbardziej wskazaną strategią w kwestii postępowania z wypalonym paliwem będzie więc „czekaj i obserwuj”, bez podejmowania wiążących zobowiązań w tej kwestii. Do głębszych rozważań na temat postępowania z wypalonym paliwem z reaktorów, które zgodnie z Krajowym Programem mają zostać uruchomione w Polsce w dekadzie 2020 – 2030, potrzebna będzie w ocenie autora także szersza wizja rozwoju polskiej energetyki jądrowej, obejmująca okres po roku 2030.
Artykuł pochodzi z nr 6/2012 internetowego kwartalnika EkoAtom.
Wykaz skrótów używanych w tekście
FBR - reaktor powielający na neutronach prędkich (od ang. fast breeder reactor)
GACID - Global Actinide Cycle International Demonstration
GBq - gigabekerel, jednostka aktywności promieniotwórczej równa 109 bekereli; jeden bekerel jest równy jednemu rozpadowi na sekundę
GNEP - Global Nuclear Energy Partnership
HLW - odpady wysokoaktywne (od ang. high level waste)
HM - ciężki metal (od ang. heavy metal), wyłącznie całość aktynowców (uran, pluton, pomniejsze aktynowce) składających się na paliwo jądrowe, tj. bez elementów strukturalnych paliwa
IFNEC - International Forum for Nuclear Energy Cooperation
IFR - zintegrowany reaktor na neutronach prędkich (od ang. integrated fast reactor)
LLW - odpady niskoaktywne (od ang. low level waste)
MOX - paliwo tlenkowe uranowo-plutonowe zawierające mieszaninę UO2 i PuO2 (od ang. mixed oxides)
UOX - paliwo tlenkowe uranowe zawierające uran w postaci UO2 (od ang. uranium oxides )
RepU - uran pochodzący z przerobu wypalonego paliwa (od ang. reprocessed uranium)
SWU - jednostka pracy rozdzielania stosowana do określenia wysiłku włożonego w rozdzielanie izotopów uranu w procesie jego wzbogacania izotopowego
TBq - terabekerel równy 1012 bekereli.
Inne publikacje autora mające związek z tematyką tego artykułu:
[1] Kaniewski J.: Bezpieczeństwo dostaw paliwa jądrowego dla elektrowni jądrowych w Unii Europejskiej. Postępy Techniki Jądrowej. Vol. 51, Z. 2, Warszawa 2008
[2] Kaniewski J.: Nieco wiedzy o materiałach jądrowych. Postępy Techniki Jądrowej. Vol. 52, Z. 1, Warszawa 2009
[3] Kaniewski J.: Wzbogacanie izotopowe uranu. Szczególne ogniwo jądrowego cyklu paliwowego. Postępy Techniki Jądrowej. Vol. 52, Z. 4, Warszawa 2009
[4] Kaniewski J.: Rozważania na temat cyklu paliwowego dla polskiej energetyki jądrowej. Postępy Techniki Jądrowej. Vol. 53, Z. 1, Warszawa 2010
[5] Kaniewski J.: Wypalone paliwo jądrowe: groźne odpady czy cenny surowiec energetyczny? Ekoatom. Kwartalnik internetowy Nr 1, kwiecień. 2011
[6] Kaniewski J.: Perspektywa wysokosprawnej i niskoodpadowej energetyki jądrowej: reaktory powielające na neutronach prędkich. Ekoatom. Kwartalnik internetowy Nr 3, październik – listopad 2011
| REKLAMA |
|
|
| REKLAMA |
|
|
