Co robić z wypalonym paliwem z polskich elektrowni jądrowych?

Rozwój technologii przerobu wypalonego paliwa z reaktorów lekkowodnych 

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:

• U, Pu + U (w małych ilościach)
• U, Pu, pomniejsze aktynowce,
• U, Pu + Np, Am + Cm
• U + Pu łącznie
• U, Pu + pomniejsze aktynowce, niektóre produkty rozszczepienia.

Technologie spełniające powyższe cele, które weszły już w etap rozwoju wychodzący poza skalę laboratoryjną, można podzielić na dwie grupy:

1. technologie mokre (hydrometalurgiczne) przerobu wypalonego paliwa dla recyklingu w reaktorach lekkowodnych i reaktorach prędkich stosujących paliwo MOX, oraz
2. technologie suche przerobu wypalonego paliwa (piroprocesowe z separacją elektrometalurgiczną) dla recyklingu w reaktorach prędkich IV generacji, które znajdą zastosowanie w przypadku reaktorów prędkich na paliwo metaliczne, budowanych we wspólnej lokalizacji z instalacją przerobu (reaktory IFR, od ang. integrated fast reactors).

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:

• jednej, prawdopodobnie opartej na technologii COEX, która miałaby dostarczyć paliwa do reaktora prędkiego IV generacji przewidzianego do uruchomienia około roku 2020, oraz
• drugiej, mającej wytwarzać eksperymentalne zespoły paliwowe, zawierające pomniejsze aktynowce, w celu przeprowadzenia odpowiednich badań w reaktorze Monju i w planowanym francuskim reaktorze prędkim IV generacji.

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 i odpadów wysokoaktywnych 

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.