Cykl paliwowy
Cykl paliwowy (cykl paliwowy reaktorów jądrowych) – zamknięty lub otwarty system operacji i procesów technologicznych, obejmujący wydobycie rud zawierających materiały rozszczepialne, ich transport, wytwarzanie paliwa jądrowego, wypalanie paliwa w reaktorze jądrowym oraz przetwarzanie i składowanie odpadów promieniotwórczych[1].
Wyróżnia się cykl paliwowy[2]:
- zamknięty, w którym z paliwa zużytego odzyskuje się niewypalone materiały rozszczepialne, stosowane ponownie do wytwarzania elementów paliwowych
- otwarty, w którym wypalone paliwo jest składowane (z zachowaniem możliwości przyszłego wykorzystania)
Klasyfikacja według rodzaju reaktorów oraz stosowanego paliwa rozszczepialnego lub paliworodnego obejmuje cykle paliwowe[2]:
- uranowy (reaktor na neutrony termiczne, czyli spowolnione, uran U-235 jako paliwo)
- uranowo–plutonowy (reaktory prędkie, czyli powielające, pluton Pu-239 jako materiał rozszczepialny i uran U-238 jako materiał paliworodny)
- torowo–uranowy (reaktory termiczne, tor Th-232 jako materiał paliworodny, uran U-233 jako paliwo)
Początkowa część cyklu
0,3–2 kg U/t (w tym U-235 stanowi 0,71%)[3]
Początkowe operacje klasycznego cyklu paliwowego, to[2][3]:
- wydobycie rudy,
- zatężanie uranu (produkcja koncentratu; ang. yellow cake),
- przetwarzanie U3O8 w UF6, który występuje w postaci gazowej, co umożliwia wzbogacanie w izotop U-235,
- wzbogacenie materiału w U-235,
- wytwarzanie pastylek paliwowych,
- produkcja elementów paliwowych.
Spośród trzech izotopów rozszczepialnych, stosowanych jako paliwa jądrowe (uran, tor, pluton) w warunkach naturalnych występuje uran i tor (pluton jest otrzymywany sztucznie, w końcowej części cyklu). Uran występujący w rudach zawiera[3]:
- 99,28% nierozszczepialnego izotopu U-238,
- 0,71% rozszczepialnego U-235,
- śladowe ilości U-234.
Zawartość uranu w skałach kontynentalnych wynosi średnio 2 g/t, a w eksploatowanych rudach zwykle 0,3–2 kg/t. Uran bywa też uzyskiwany ubocznie, np. z rud fosforytowych, w procesach wydobywania miedzi lub złota, z łupków bitumicznych, niektórych gatunków węgla, z popiołów po ich spalaniu np. w elektrowniach węglowych. Może również być uzyskiwany z wody morskiej (proces na ogół nieopłacalny)[3].
Zatężanie uranu prowadzi się zwykle w zakładach zlokalizowanych obok kopalni rudy (minimalizacja kosztów transportu). Ruda jest rozdrabniana, mielona i trawiona kwasem siarkowym. Koncentrat uranowy (ang. yellow cake), żółty proszek zawierający ok. 75% U3O8, wytrąca się metodami chemicznymi po odfiltrowaniu roztworu. Jest to produkt wymagający oczyszczenia do „czystości jądrowej”.
Aby uzyskać paliwo jądrowe użyteczne w tzw. reaktorach lekkowodnych (najbardziej popularnych, np. BWR, PWR) konieczne jest wyodrębnienie frakcji o zwiększonej zawartości izotopu rozszczepialnego. Otrzymywany jest „uran wzbogacony”, który zawiera ok. 3% U-235 („uran naturalny” – 0,71%). Procesy wzbogacania poprzedza przetworzenie tlenku U3O8 w UF6. Stosowane są metody wykorzystujące różnicę mas izotopów np. metoda wirówkowa i „dyszowa”, różnicę szybkości dyfuzji przez membrany lub zjawisko selektywnej jonizacji U-235 promieniowaniem laserowym[3].
Fluorek UF6 wzbogacony w U-235 jest transportowany do zakładów wytwarzających pastylki paliwowe z proszku dwutlenku uranu. Pastylki mają zwykle średnicę 8–10 mm i wysokość 10–15 mm. Wypełnia się nimi tzw. koszulki paliwowe ze stopów cyrkonu, które mają mały przekrój czynny dla neutronów (są „przezroczyste” dla neutronów termicznych). Po zaspawaniu z obu stron otrzymuje się tzw. pręty paliwowe o długości 3–4 m. Pręty są montowane w zestawy paliwowe po 200–300 prętów. Rdzenie reaktorów zawierają 100–200 zestawów (zależnie od mocy reaktora)[3][4].
Paliwo jądrowe stosowane w reaktorach prędkich musi zawierać wielokrotnie większe ilości uranu lub innego materiału rozszczepialnego (np. plutonu), ze względu na konieczność zwiększenia prawdopodobieństwa zderzeń z niespowolnionymi neutronami. W takich reaktorach są stosowane paliwa zawierające np. 15–30% Pu-239[5][6]. W niektórych reaktorach wysokotemperaturowych (np. badawczych) jest stosowane paliwo zawierające więcej niż 90% U-235[7].
Środkowa część cyklu
W reaktorach jądrowych energia jest wytwarzana w wyniku reakcji rozszczepienia jąder po pochłonięciu neutronu. Po zderzeniu jądra uranu 235 z neutronem zachodzą egzoenergetyczne reakcje np.:
Powstające trzy neutrony mogą zderzyć się z kolejnymi rozszczepialnymi jądrami. Prawdopodobieństwo takich zderzeń zależy od stopnia wzbogacenia materiału jądrowego w izotop rozszczepialny, prędkości neutronów. Jest tym większe im bardziej neutron zostanie spowolniony przez moderator a reflektory neutronów” zapobiegną ucieczce z rdzenia. Część neutronów pochłaniana jest przez uran 238, w wyniku czego powstaje rozszczepialny pluton, którego część ulega rozszczepieniu w reaktorze.
Część neutronów zostaje zatrzymana przez produkty rozpadu, („zatrucie paliwa”)[3]. Reakcja przebiega dopóki zapewniona jest odpowiednia liczba neutronów w kolejnych pokoleniach reakcji. W takich reaktorach nie ma możliwości zamknięcia cyklu paliwowego. W typowym reaktorze lekkowodnym, w którym użyto uranu o wzbogaceniu 4%, około 3% uranu 238 ulega transmutacji na pluton z czego w reaktorze wypala się 2/3 powstałego plutonu. W wypalonym paliwie pozostaje też blisko 1% uranu 235.
Możliwość transmutacji znacznej części uranu 238 i wypalenia jej produktów zwane zamknięciem cyklu paliwowego jest możliwe w reaktorach prędkich, w których neutrony nie są spowalniane. Wystarczające do podtrzymania reakcji łańcuchowej prawdopodobieństwo ich zderzeń z jądrami rozszczepialnymi jest w nich osiągane przez stosowaniu znacznie wzbogaconego paliwa. W tych warunkach zderzenia prowadzą do powstania innych ciężkich izotopów rozszczepialnych, np. plutonu. Proces jest nazywany „powielaniem” paliwa. Ilość wytwarzanego w ten sposób materiału rozszczepialnego może zapewnić ciągłą pracę reaktora bez dostaw paliwa z zewnątrz przez znacznie dłuższy czas. Zamknięcie cyklu paliwowego powoduje zagrożenie proliferacją, ponieważ istnieje możliwość odzyskiwania plutonu z paliwa w celu produkcji broni jądrowej[3]. Z tego powodu środowiska międzynarodowe sprzeciwiają się budowaniu reaktorów powielających.
Zależnie od rodzaju reaktorów stosuje się różne obudowy bezpieczeństwa i inne elementy systemów reaktora, co powoduje powstawanie różnych ilości odpadów promieniotwórczych o różnej aktywności.
Końcowa część cyklu
Wzbogacony do 3-4% uran zawarty początkowo w paliwie po wyładowaniu z reaktorów PWR przekształcony jest na: 94% U-238, 0,9% U-235 (uran naturalny – 0,71%), 3,5% produktów rozpadu, 0,7% Pu-239 oraz niewielkie ilości innych izotopów uranu i transuranowców. Rozpad powstałych w wyniku pracy paliwa izotopów promieniotwórczych o różnych czasach połowicznego rozpadu powoduje zagrożenie radiologiczne oraz wydzielanie ciepła. Z tego powodu zużyte zestawy paliwowe są umieszczane w basenach przyreaktorowych, pod kilkumetrową warstwą wody, która chłodzi zestawy i chroni personel elektrowni przed promieniowaniem gamma. Składowanie w basenach trwa co najmniej pół roku, i jest nazywane „schłodzeniem paliwa”. Schłodzone (o mniejszej emisji promieniowania i ciepła) zestawy są umieszczane w specjalnie skonstruowanych kontenerach (z grubymi osłonami przed promieniowaniem) i transportowane poza elektrownie[3][8]:
- na składowiska odpadów (otwarty cykl paliwowy), zwykle z perspektywą późniejszego wykorzystania; planowany jest zwykle okres przechowywania równy 30–50 lat,
- do zakładów przetwarzających odpady na materiały rozszczepialne (zamknięcie cyklu paliwowego).
Procesy przerobu paliwa wypalonego i odzyskanie z nich materiałów rozszczepialnych są związane z koniecznością bezpiecznego „ostatecznego” przechowywania ciekłych odpadów wysokoaktywnych (takie problemy nie występują w czasie eksploatacji elektrowni). Takie odpady proponuje się przetwarzać np. na zeszklone bloki (szkło boro-krzemowe lub fosforowe), które można przechowywać np. w zabetonowanych sztolniach o głębokości kilkuset metrów. Opracowano sposób wiązania 1 m³ wysokoaktywnych odpadów ciekłych w bloku szkła o objętości 0,3 m³ i masie 0,75 t. Z tak przygotowanych bloków 2% radionuklidów może ulec wymyciu w czasie 10 000 lat. Przetwarzanie paliwa wypalonego pochodzącego z elektrowni o mocy 1000 MW wiąże się z powstawaniem 10 m³ wysokoaktywnych odpadów ciekłych rocznie. Wymaga składowania 3 m³ odpadu zeszklonego[3].
Przypisy
- ↑ Leksykon Naukowo-Techniczny z suplementem. T. 1: A–O. Warszawa: Wydawnictwa Naukowo-Techniczne, 1989, s. 116. ISBN 83-204-0968-3.
- ↑ a b c Strona pod patronatem Rady do Spraw Atomistyki: Cykle paliwowe. [w:] Atomistyka [on-line]. www.atomistyka.pl. [dostęp 2011-06-20]. (pol.).
- ↑ a b c d e f g h i j k Zbigniew Celiński. Cykl paliwowy reaktorów jądrowych. „Wiedza i Życie”. 5 (142), s. 38–41, maj 1990. ISSN 01378929. (pol.).
- ↑ Zbigniew Celiński. Budowa reaktora jądrowego. „Wiedza i Życie”. 5 (142), s. 35–37, maj 1990. ISSN 01378929. (pol.).
- ↑ Reaktor prędki powielający FBR. www.nuclear.pl. [dostęp 2011-06-26]. (pol.).
- ↑ Elektrownia>Reaktor powielający. [w:] Wszystko o elektrowniach atomowych [on-line]. atomowe.kei.pl. [dostęp 2011-06-26]. (pol.).
- ↑ Jakub Sobolewski: Elektrownia jądrowa – zasada działania, rodzaje i budowa reaktorów jądrowych, konstrukcje elektrowni jądrowych na świecie. [w:] Materiały dydaktyczne PW [on-line]. www.if.pw.edu.pl. [dostęp 2015-03-09]. (pol.).
- ↑ Jerzy Minczewski. Co zrobić z odpadami promieniotwórczymi?. „Wiedza i Życie”. 5 (142), s. 42–44, maj 1990. ISSN 01378929. (pol.).
Linki zewnętrzne
- Najważniejsze informacje o energetyce jądrowej > Cykl paliwowy. Ministerstwo gospodarki. (pol.).
- Jerzy Kudowski: Elektrownia jądrowa to nie bomba. ekologika.pl, 2010. (pol.).