Co robić z wypalonym paliwem z polskich elektrowni jądrowych? - str. 3 - ENERGETYKA JĄDROWA - ELEKTROWNIE JĄDROWE - ODPADY NUKLEARNE - PALIWO NUKLEARNE - WYKORZYSTANIE WYPALONEGO PALIWA - EKOATOM
Mouser Electronics Poland   Przedstawicielstwo Handlowe Paweł Rutkowski   Amper.pl sp. z o.o.  

Energetyka, Automatyka przemysłowa, Elektrotechnika

Dodaj firmę Ogłoszenia Poleć znajomemu Dodaj artykuł Newsletter RSS
strona główna ARTYKUŁY Energetyka Co robić z wypalonym paliwem z polskich elektrowni jądrowych?
drukuj stronę
poleć znajomemu

Co robić z wypalonym paliwem z polskich elektrowni jądrowych?

Przerób wypalonego paliwa z reaktorów lekkowodnych na świecie 

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.

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

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.

Wytwarzanie paliwa MOX na świecie 

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.

REKLAMA

Otrzymuj wiadomości z rynku elektrotechniki i informacje o nowościach produktowych bezpośrednio na swój adres e-mail.

Zapisz się
Administratorem danych osobowych jest Media Pakiet Sp. z o.o. z siedzibą w Białymstoku, adres: 15-617 Białystok ul. Nowosielska 50, @: biuro@elektroonline.pl. W Polityce Prywatności Administrator informuje o celu, okresie i podstawach prawnych przetwarzania danych osobowych, a także o prawach jakie przysługują osobom, których przetwarzane dane osobowe dotyczą, podmiotom którym Administrator może powierzyć do przetwarzania dane osobowe, oraz o zasadach zautomatyzowanego przetwarzania danych osobowych.
Komentarze (3)
Dodaj komentarz:  
Twój pseudonim: Zaloguj
Twój komentarz:
dodaj komentarz
No avatar
Gość
Analiza problemów ekonomiki reprocessingu versus bezpośrednie składowanie wypalonego paliwa jądrowego przy zmianach cen uranu - według zasad naukowych - zawiera opracowanie Matthew Bunn i inni, The Economics of Reprecessing vs. Disposal of SNF, Harvard University. Polecam Autorowi, nim weźmie sie za tak trudny problem.
Brak obrazka
A ja zrozumiałem, że wiadomo co z tym plutonem zrobić tylko nie wiadomo kto ma z nim coś zrobić.
No avatar
Krzysztof M
Zrozumiałem, że nie wiadomo, co z tym pasztetem zrobić. Dobrze zrozumiałem?
Stowarzyszenie Elektryków Polskich
Stowarzyszenie Elektryków Polskich
ul. Świętokrzyska 14, Warszawa
tel.  +48 22 5564-302
fax.  +48 22 5564-301
$nbsp;
REKLAMA
Nasze serwisy:
elektrykapradnietyka.com
przegladelektryczny.pl
rynekelektroniki.pl
automatykairobotyka.pl
budowainfo.pl