Co robić z wypalonym paliwem z polskich elektrowni jądrowych?

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 reaktorów lekkowodnych

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.