Przyszłe zaawansowane zamknięte cykle paliwowe reaktorów IV. generacji

generacji

Przewiduje się, że najpóźniej około 2050 r. powinny zostać na dużą skalę wprowadzone jądrowe bloki energetyczne z reaktorami IV generacji, o zaawansowanych zamkniętych cyklach paliwowych, z wielokrotnym recyklingiem uranu i plutonu.

Wypalone paliwo z obecnie eksploatowanych reaktorów (głównie lekkowodnych LWR), może być przetworzone co najmniej jednokrotnie, z wytworzeniem paliwa MOX. Następnie wypalone paliwo MOX można magazynować w odwracalnych przechowalnikach (reversible geological disposal), z których można będzie je odzyskać celem wyodrębnienia plutonu.

Pluton ten może zostać efektywnie wypalony w reaktorach prędkich, przy zastosowaniu wielokrotnego recyklingu paliwa w cyklu uranowo-plutonowym. Ok. 50 lat eksploatacji reaktora LWR pozwala zgromadzić zasób wypalonego paliwa wystarczający do uruchomienia reaktora prędkiego, pracującego przy zamkniętym cyku paliwowym.

Uproszczony zamknięty

„symbiotyczny” cykl paliwowy (uranowo-plutonowy) reaktorów termicznych i prędkich – z wykorzystaniem materiałów paliwowych odzyskanych z przerobu paliwa wypalonego w reaktorach termicznych, oraz wypalaniem uranu i plutonu oraz powielaniem paliwa w reaktorze prędkim – pokazano na Rys. 2.30.

Cykl taki pozwala wykorzystać do 99%

potencjału energetycznego paliwa i wypalanie w reaktorach prędkich tzw.

rzadkich aktynowców, długo-życiowych izotopów neptunu (Np.), ameryku (Am) i kiuru (Cm), które wytwarzane są w paliwie jądrowym podczas procesu jego wypalania w reaktorach termicznych. Dzięki temu można będzie wykorzystać potencjał energetyczny rzadkich aktynowców i wyeliminować je z wypalonego paliwa jądrowego. Aktynowce można także przekształcić w rozszczepialne izotopy plutonu (Pu-239, Pu-241) – w procesach transmutacji, które można zrealizować w tzw. zestawach podkrytycznych.

Oprócz wytwarzania energii elektrycznej, reaktory generacji III+ i IV, mogą być wykorzystane jako źródło energii w przemysłowych procesach fizyko-chemicznych, takich jak:

 Wytwarzanie nośników energii alternatywnych do produktów naftowych: wodoru i paliw węglowodorowych – także silnikowych (w tym z węgla i biomasy);

 Innych procesach wymagających dużej ilości ciepła i/lub energii elektrycznej, takich jak odsalanie wody morskiej.

Potrzeba opracowania i wprowadzenia reaktorów IV generacji wynika nie tylko z dążenia do uzyskania jeszcze lepszych charakterystyk techniczno-ekonomicznych, celem zapewnienia Rys. 2.30. „Symbiotyczny” cykl paliwowy

uranowo-plutonowy [Z. Celiński, A. Strupczewski: „Podstawy energetyki jądrowej”].

zastosowania w przemysłowych procesach fizyko-chemicznych, ale przede wszystkim z konieczności zapewnienia trwałego rozwoju energetyki jądrowej opartej na reakcji rozszczepienia, przez znacznie lepsze wykorzystanie potencjału energetycznego materiałów paliwowych – wobec jednak ograniczonych zasobów uranu.

Wśród reaktorów IV generacji (Rys. 2.31) dominujące znaczenie będą miały reaktory wykorzystujące pluton i powielające paliwo (w cyklach urano-plutonowym i torowo-uranowym), przede wszystkim reaktory prędkie. Duże znaczenie będą miały nadal także reaktory termiczne, w tym wysokotemperaturowe (generacji III+) i bardzo wysokotemperaturowe (IV generacji) – zwłaszcza, że powielanie paliwa w cyklu torowo-uranowym możliwe jest także w reaktorach termicznych moderowanych grafitem, a także ciężkowodnych.

Rys. 2.31. Schemat zamkniętego cyklu paliwowego dla układu reaktorów IV generacji [GIF].

Reaktory IV generacji mają charakteryzować się bardzo wysokim bezpieczeństwem i niezawodnością pracy.

Przyszły model energetyki jądrowej zakłada koegzystencję (z efektem synergii) reaktorów IV generacji (prędkich i termicznych) z reaktorami generacji III i III+ (termicznymi: przeważnie lekkowodnymi).

Na świecie prowadzi się obecnie prace badawczo-rozwojowe nad następującymi 6 typami reaktorów IV. generacji i ich cyklami paliwowymi [GIF]²⁴:

1. Reaktor prędki chłodzony gazem – helem (gas-cooled fast reactor – GFR).

2. Reaktor prędki chłodzony ołowiem (lead-cooled fast reactor – LFR).

3. Reaktor prędki chłodzony sodem (sodium-cooled fast reactor – SFR).

4. Reaktor homogeniczny ze stopionymi solami – spektrum energii neutronów od epitermicznych do termicznych (molten salt reactor – MSR).

5. Reaktor lekkowodny na parametry nadkrytyczne – na neutrony termiczne lub prędkie (super-critical-water-cooled reactor – SCWR).

6. Reaktor bardzo wysokotemperaturowy – termiczny, moderowany grafitem i chłodzony helem (very-high-temperature reactor – VHTR).

W tym przypadku odpowiednią metodą przerobu wypalonego paliwa, a zwłaszcza głęboko-wypalonego i po niedługim okresie jego schładzania, jest metoda pirometalurgiczna (PYRO) – piroprzetwarzanie (pyroprocessing)²⁵.

Metoda ta pozwala wyodrębnić z wypalonego paliwa wszystkie transuranowce, włącznie z plutonem. Jej nazwa wywodzi się od wysokich temperatur, jakim poddawane są metale podczas tej procedury.

Jest to dość złożony proces technologiczny składający się z wielu faz. Zasadniczą fazą jest elektroliza – przy użyciu prądu elektrycznego na przewodzącej metalowej elektrodzie, z kąpieli chemicznej (sole rozpuszczonego paliwa), wyłapywane są jony metali.

Gdy na elektrodzie zostanie zgromadzona odpowiednia ilość transuranowców, jest ona wymieniana. Następnie z wyjętej elektrody zbierane są zgromadzone na niej transuranowce, topione i formowane. Zawartość formy (mieszanina transuranowców) przetwarza się na paliwo do prędkiego reaktora powielającego. Gdy poddawane procesowi elektrolizy sole rozpuszczonego paliwa zostają nasycone produktami rozszczepienia, roztwór jest oczyszczany, a wyodrębnione produkty rozszczepienia przygotowywane są do ostatecznego składowania.

W ten sposób, w odróżnieniu od obecnie powszechnie stosowanej metody PUREX, metodą PYRO wyodrębnia się jednocześnie wszystkie transuranowce (z plutonem), wraz ze znaczącą pozostałością uranu i produktów rozszczepienia. Tylko niewielka część transuranowców pozostaje w odpadach pozostałych po całym opisanym wyżej procesie, co radykalnie zmniejsza czas konieczny do ich izolacji. Metoda ta pozwala też wyodrębnić długo-życiowe izotopy jodu i technetu, które mogą zostać następnie unieszkodliwione w procesach transmutacji jądrowej.

Procesy przetwarzania PYRO na razie nie są jeszcze w pełni gotowe do komercyjnego stosowania na skalę przemysłową. Są one dopracowywane w ramach prac badawczo-rozwojowych związanych z zaawansowanymi zamkniętymi cyklami paliwowymi reaktorów IV generacji, prowadzonych w USA, krajach UE i Rosji.

24 A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems. GIF-002-00. Issued by the U.S. DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the Generation IV International Forum. December 2002.

Zastosowanie takich zawansowanych zamkniętych cykli paliwowych i reaktorów mnożących IV generacji, tworzących synergię z reaktorami termicznymi, umożliwi uzyskanie ok. 100-krotnie większej ilości energii z tej samej ilości użytego uranu²⁶, w porównaniu z energią uzyskiwaną z paliwa uranowego przy jego jednokrotnym użyciu („once-through”

cycle) w reaktorach lekkowodnych LWR²⁷.

W efekcie uzyska się wystarczalność zasobów materiałów paliwowych (rozszczepialnych i paliworodnych) na czas liczony w wielu tysiącach lat – patrz dane wg. raportu MAEA²⁸ zamieszczone w Tabeli 2.3. zaczerpniętej ze strony www.atom.edu.pl.

Tab. 2.3. Okres w latach na jaki wystarczy uranu przy obecnej mocy elektrowni jądrowych z uwzględnieniem różnych zasobów i technologii cyklu paliwowego.

Kategoria zasobów* Zidentyfikowane Wszystkie konwencjonalne

* Źródła, które mają udokumentowaną historię wydobywania uranu jako produktu lub współ-produktu lub zaliczane są do źródeł konwencjonalnych. Źródła o bardzo niskiej zawartości uranu w rudzie lub te, w których uran jest tylko produktem ubocznym, klasyfikowane są jako źródła niekonwencjonalne.

Zidentyfikowane rezerwy oznaczają znane handlowe ilości uranu, które można zyskać przy obecnie stosowanej technologii i po określonej cenie. Ponadto istnieją oceny dodatkowych lub perspektywicznych rezerw stanowiących przedłużenie złóż udokumentowanych lub nowe złoża, których oczekuje się w oparciu o dobrze określone dane geologiczne. Ocena ich ilości jest obarczona większą niepewnością.

** Uwaga: okres 300 lat jest dłuższy od podanego w rezolucji Parlamentu Europejskiego, bo tabela powyższa opiera się na danych z końca 2008 roku, a uchwała PE była podjęta o rok wcześniej. Jest to dobra ilustracja tempa w jakim przybywa znanych złóż uranu dzięki wzmożonej eksploracji.

26 Teoretycznie możliwe jest uzyskanie ok. 150-krotnie większej ilości energii [Mixed Oxide Fuel (MOX). Nuclear Issues Briefing Paper 42. Australian Uranium Association – Uranium Information Centre. November 2006].

27 The Sustainable Nuclear Energy Technology Platform. A vision report. EUR 22842. European Commission.

Directorate-General for Research. Euratom. 2007.

28 IAEA: Climate change and nuclear power 2008, Vienna, International Atomic Energy Agency, p.29.