Index of /rozprawy2/10833

Pełen tekst

(1)AKADEMIA GÓRNICZO - HUTNICZA im. Stanisława Staszica w Krakowie. WYDZIAŁ ENERGETYKI I PALIW KATEDRA ENERGETYKI JĄDROWEJ. Rozprawa Doktorska Imię i nazwisko:. Paweł Grzegorz Gajda. Kierunek studiów:. Energetyka. Temat pracy dyplomowej - doktorskiej: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem Reactivity measurement techniques in accelerator-driven systems. Ocena:. ………………………………………. Opiekun pracy:. Prof. dr hab. inż. Stefan Taczanowski. Kraków, rok 2013/2014.

(2) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. SPIS TREŚCI. STRESZCZENIE................................................................................................. 3. ABSTRACT (English)......................................................................................... 5. 1. Wprowadzenie................................................................................................. 7. 2. Cel pracy.......................................................................................................... 9. 3. Transmutacja odpadów promieniotwórczych.............................................. 11. 3.1. Wypalone paliwo jądrowe............................................................... 12. 3.2. Transmutacja w reaktorach lekkowodnych.................................. 17. 3.3. Transmutacja w reaktorach prędkich........................................... 28. 3.4. Transmutacja w układach podkrytycznych sterowanych akceleratorem................................................................................... 39. 4. Pomiary reaktywności w reaktorach podkrytycznych............................... 51. 4.1. Elementy kinetyki reaktora............................................................ 52. 4.2. Model punktowy kinetyki reaktora............................................... 55. 4.3. Pomiar reaktywności metodą impulsową..................................... 56. 4.4. Pomiar reaktywności metodą zaniku wiązki................................ 59. 4.5. Pomiar reaktywności metodą mnożenia źródła........................... 61. 5. Walidacja metod pomiaru reaktywności w układzie eksperymentalnym YALINA-Booster.......................................................................................... 65. 5.1. Układ eksperymentalny YALINA-Booster.................................. 66. 5.2. Pomiar reaktywności metodą impulsową..................................... 71. 5.3. Pomiar reaktywności metodą zaniku wiązki................................ 92. 5.4. Pomiar dynamicznej zmiany reaktywności.................................. 105. 6. Walidacja metod pomiaru reaktywności w układzie eksperymentalnym GUINVERE.................................................................................................... 117. 6.1. Układ eksperymentalny GUINEVERE......................................... 117. 6.2. Pomiar reaktywności metodą impulsową...................................... 121. 6.3. Pomiar reaktywności metodą mnożenia źródła............................ 132. 7. Podsumowanie................................................................................................ 145. 8. Bibliografia..................................................................................................... 153. 9. Spis skrótów użytych w tekście..................................................................... 165. 10. Spis tabel w tekście....................................................................................... 169. 11. Spis rysunków w tekście.............................................................................. 171. 12. Podziękowania.............................................................................................. 175. Autor: Paweł Gajda. 1.

(3) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. Autor: Paweł Gajda. 2.

(4) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. STRESZCZENIE Jednym z kluczowych zagadnień w rozwoju energetyki jądrowej jest kwestia wypalonego paliwa jądrowego. Dlatego też obserwowane jest na świecie zwiększające się zainteresowanie technologiami umożliwiającymi jego ponowne wykorzystanie, będącymi alternatywą dla składowania w głębokich formacjach geologicznych. Transmutacja odpadów promieniotwórczych umożliwia z jednej strony produkcję większej ilości energii z istniejących zasobów rudy uranowej, a z drugiej powoduje skrócenie czasu składowania oraz zmniejszenie ilości odpadów. Ponowne wykorzystanie części wypalonego paliwa jest już stosowane na skalę przemysłową. Jednakże pełne zamknięcie cyklu paliwowego stawia szereg wyzwań technologicznych.. Spowodowane. jest. to. aktynowców na parametry bezpieczeństwa. niekorzystnym. wpływem. pracy reaktora,. w. rzadkich. szczególności. zmniejszeniem dystansu do nadkrytyczności na neutronach natychmiastowych. Szerzej problem ten został omówiony w Rozdziale 3. Dlatego też poszukuje się nowych technologii reaktorów dedykowanych do transmutacji wypalonego paliwa. Szczególną rolę mogą tu odegrać układy podkrytyczne sterowane akceleratorem (ADS), ze względu na zwiększone bezpieczeństwo pracy takiego układu. Jednym z kluczowych zagadnień związanych z rozwojem układów ADS jest możliwość monitorowania reaktywności w trakcie ich pracy. Ponieważ układ taki ma pracować w stanie podkrytycznym i nigdy nie osiągać krytyczności, jest to zagadnienie stosunkowo nowe. Zastosowane metody pomiaru muszą cechować się dokładnością i prostotą, aby możliwy był pomiar w czasie rzeczywistym. Istnieje szereg znanych od dłuższego czasu metod określania reaktywności. Część z nich została przedstawiona w Rozdziale 4. Wywodzą się one jednak z punktowego modelu kinetyki reaktora, który zakłada stałość w przestrzeni parametrów pracy reaktora. Przybliżenie takie sprawdza się w przypadku reaktorów krytycznych, czy też w stanie bliskim krytyczności. Jednakże ich zastosowanie w przemysłowym układzie podkrytycznym sterowanym. akceleratorem. wymaga. wcześniejszej. walidacji. eksperymentalnej,. która pozwoli określić ich przydatność również w takim przypadku. Opisane w pracy testy wybranych metod pomiaru zostały przeprowadzone w dwóch. reaktorach. eksperymentalnych:. YALINA-Booster. (Rozdział. 5). oraz GUINEVERE (Rozdział 6). Przetestowane techniki pomiaru obejmowały metodę. Autor: Paweł Gajda. 3.

(5) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. Simmonsa-Kinga, metodę Sjöstranda, metodę source-jerk oraz metodę mnożenia źródła. Co istotne przetestowano nie tylko możliwość pomiaru stałej wartości reaktywności, ale przeprowadzono również pierwsze testy pomiaru zmieniającej się reaktywności. Wyznaczenie reaktywności układu metodą Simmonsa-Kinga było możliwe tylko w. przypadku. układu. YALINA-Booster,. który. jest. układem. częściowo. stermalizowanym. Pomiary metodą Sjöstranda wykazują w obu układach silną zależność pomiędzy pozycją detektora, a uzyskiwana wartością reaktywności. W obu przypadkach możliwe było jednak wprowadzenie odpowiednich poprawek i uzyskanie zgodnych wartości niezależnie od położenia detektora. Identyczne zależności pomiędzy uzyskiwaną wartością, a położeniem detektora jak w przypadku metody Sjöstranda obserwowane są w metodzie source-jerk. Również w tym przypadku możliwa jest korekta obserwowanych zależności przestrzennych. Zależność pomiędzy pozycją detektora,. a uzyskiwana wartością. reaktywności. jest. obserwowana również. w przypadku metody mnożenia źródła. Ma ona jednak inny charakter, a skorygowanie obserwowanych efektów przestrzennych jest w tym przypadku zdecydowanie trudniejsze. Przeprowadzone eksperymenty potwierdziły, że choć obserwowane są wyraźne efekty przestrzenne, zastosowanie wybranych metod do pomiaru reaktywności układu podkrytycznego jest możliwe. Odpowiednie metody korekcji występujących efektów przestrzennych zostały zaproponowane i pozytywnie zweryfikowane. Wysunięto również szereg wniosków oraz zaleceń do dalszych prac rozwojowych, które mogą zostać wykorzystane do opracowania metodologii pomiaru reaktywności w układach podkrytycznych.. Autor: Paweł Gajda. 4.

(6) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. ABSTRACT One of the key issues in nuclear energy development is spent nuclear fuel. Growing interest in transmutation technologies is therefore observed worldwide. Such technologies allow for reuse of spent nuclear fuel, which is a desirable alternative to the deep geological storage. The nuclear transmutation is an interesting concept for two main reasons: higher energy generation from the existing resources and reduction of both volume and required storage time of nuclear waste. Partial recycling of spent nuclear fuel has been already achieved on the industrial scale. However, the fully closed fuel cycle requires further significant development in reactor technologies. The main issues are the minor actinides and their negative impact on reactor safety, especially on reducing the distance to prompt supercriticality. Those issues were more extensively discussed in Chapter 3. New reactor technologies are therefore required. A promising solution are the accelerator-driven systems (ADS) due to their enhanced safety parameters. One of the key aspects in ADS development are techniques for the online reactivity monitoring. For safe operation of such facilities accurate, robust and simple methods of determining the reactivity required. Because ADS systems are expected to operate only in subcritical state and never to achieve criticality, it is a relatively new problem. There are several established methods for reactivity measurement. Some of them are presented in Chapter 4. However, those methods are derived from the point kinetic model, which assumes the reactor kinetic parameters as space independent. Those method are proven to be suitable for critical reactors. However, the experimental validation of their suitability for subcritical systems is required. Selected methods were tested in two experimental facilities: YALINA-Booster (Chapter 5) and GUINEVERE (Chapter 6). Reactivity determination techniques used included the Simmons-King method, the Sjöstrand method, the source-jerk method and the source multiplication method. What is important, not only the static reactivity measurements were performed, but also, for the first time, the dynamic measurements of varying reactivity. The reactivity determination using Simmons-King method was possible only in YALINA-Booster facility, which is a partially thermalized system. In case of Sjöstrand method significant spatial effects are observed in both experimental Autor: Paweł Gajda. 5.

(7) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. systems. Obtained reactivity value was strongly dependent on the detector’s position. However, in both cases it was possible to apply proper corrections of the results. After applying these corrections the proper reactivity determination is possible. Identical relations between the detector position and the measured reactivity value, with those observed when using the Sjöstrand method, occur in case of the source-jerk method. Once again, it was possible to apply proper corrections and to determine system’s reactivity. The spatial effects were also observed with the source multiplication method. However, in this case the observed relation between the detector position and the measured reactivity value was different. The spatial effects correction was possible, however more difficult due to fact that measured reactivity value depended not only on detector’s position, but also on the spatial distribution of the neutron flux. The performed experimental validation of the selected reactivity monitoring techniques confirmed that, despite strong spatial effects observed, the reactivity determination is possible with the use of these methods. Adequate corrections methods were proposed an successfully tested. The results of this work, its conclusions and several areas pointed out for future work can contribute to the development of the final online reactivity monitoring system for the accelerator-driven systems.. Autor: Paweł Gajda. 6.

(8) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. 1. Wprowadzenie. Historia wykorzystania energii rozszczepienia jądra atomowego pokazuje nam, że perspektywy rozwoju energetyki jądrowej zarówno w Polsce, jak i na świecie, są silnie uzależnione od akceptacji społecznej dla tego źródła energii. Co ważne opinia społeczna ma też znaczący wpływ na decyzje polityczne w tej sprawie, a stabilna sytuacja polityczna jest warunkiem koniecznym inwestycji w energetykę jądrową w każdym państwie. Dwie kluczowe dla uzyskania akceptacji społecznej kwestie, a zarazem najczęściej podnoszone przez przeciwników energetyki jądrowej argumenty, to bezpieczeństwo pracy reaktorów oraz powstające odpady promieniotwórcze. Przykładem wpływu tego pierwszego czynnika, a mówiąc precyzyjnie jego społecznego odbioru, na opinię społeczną są niedawne wydarzenia w Japonii, w elektrowni Fukushima Daiichi, oraz światowe reakcje na nie zarówno na poziomie rządowym, jak i społecznym. Przykładowo w Polsce sondaże przeprowadzone przez Grupę IQS przed katastrofą (21.01.2011) i krótko po (17.03.2011) wykazały wyraźny spadek liczby zwolenników budowy elektrowni jądrowych z 42% na 32% oraz wzrost liczby przeciwników z 50% na 59% [1]. Innym przykładem może tu być całkowita rezygnacja z energetyki atomowej we Włoszech po referendum w 1987 roku, gdzie jednym z głównych. czynników,. które. spowodowały. negatywną. decyzję. włoskiego. społeczeństwa, były obawy o bezpieczeństwo spowodowane katastrofą w Czarnobylu rok wcześniej. W przypadku wpływu kwestii odpadów promieniotwórczych na opinię publiczną nie można oczywiście obserwować nagłych zmian nastawienia społeczeństwa wskutek różnych wydarzeń. Możemy za to obserwować często zdarzające się protesty towarzyszące transportom odpadów, a problem ich transportu i składowania jest jednym z najczęściej podnoszonych haseł przez organizacje sprzeciwiające się energetyce jądrowej. Sondaż przeprowadzony przez DEMOSKOP w 2006 wykazał, że dla 26% osób przeciwnych budowie elektrowni jądrowych w Polsce argumentem (lub jednym z argumentów) jest właśnie kwestia odpadów. Wśród innych często wymienianych powodów były jeszcze tylko ryzyko awarii (75% ankietowanych) oraz brak wystarczającej informacji na temat korzyści i zagrożeń (26%) [2].. Autor: Paweł Gajda. 7.

(9) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. Obawy te, choć znacznie przesadzone, nie są jednak całkowicie bezpodstawne. Perspektywa zapewnienia bezpiecznego składowania wypalonego paliwa przez setki tysięcy lat, a więc okres wielokrotnie dłuższy niż czas istnienia naszej cywilizacji, może budzić obawy społeczne właśnie z uwagi długości tego okresu, a co za tym idzie nieprzewidywalności zjawisk mogących mieć wpływ na skuteczność separacji odpadów od biosfery.. Dlatego też w obecnie prowadzonych badaniach dużą wagę przywiązuje się do alternatywnych metod postępowania z wypalonym paliwem, czyli rozdziału i transmutacji (Partitioning and Transmutation – P&T). Polega ona na rozdziale poszczególnych składników wypalonego paliwa, a następnie ponownym wykorzystaniu części z nich jako paliwa reaktorowego. Efektem tych działań jest jednoczesne zmniejszenie wolumenu odpadów oraz skrócenie czasu składowania koniecznego do osiągnięcia przez nie bezpiecznego poziomu aktywności. Dodatkowa korzyścią płynącą ze stosowania transmutacji jest zwiększenie dostępnych zapasów paliwa jądrowego dzięki ponownemu wykorzystaniu tego, co wcześniej traktowane było jako odpad. Całkowita energia możliwa teoretycznie do uzyskania z rozszczepienia izotopów zawartych w paliwie rocznie wyładowywanym z reaktorów szacowana jest globalnie na nawet 8·1020 J, co przekracza roczne zapotrzebowanie ludzkości [3]. Z technicznego punktu widzenia nie jest oczywiście możliwe wykorzystanie całej tej energii, ale liczba ta pokazuje, że w dobie dążenia do jak najbardziej wydajnego wykorzystania wszelkich surowców w ramach tak zwanej polityki zrównoważonego rozwoju traktowanie całości wypalonego paliwa jako odpad może być wręcz traktowana jako marnotrawstwo. Choć recykling paliwa jądrowego jest już stosowany na skalę przemysłową poprzez powtórne wykorzystanie plutonu w klasycznych reaktorach wodnych to dzieje się to tylko w ograniczonym zakresie. Aby transmutacja odpadów promieniotwórczych była możliwa w pełnym zakresie, doprowadzając do tzw. zamkniętego cyklu paliwowego, konieczne przezwyciężenie szeregu wyzwań technologicznych, które ona stawia. Wśród celów aktualnie prowadzonych programów badawczych znajdują się zarówno udoskonalenia stosowanych dziś rodzajów reaktorów, jak i opracowanie zupełnie nowego typu układów energetyki jądrowej, dedykowanego do transmutacji właśnie. Mianowicie układów podkrytycznych sterowanych akceleratorem.. Autor: Paweł Gajda. 8.

(10) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. 2. Cel pracy. W pierwszej części pracy zostanie przedstawiony ogólny zarys idei transmutacji odpadów promieniotwórczych oraz przewidzianych dla niej technologii. Ta cześć ma na celu wykazać celowość rozwoju technologii ponownego wykorzystania wypalonego paliwa, przedstawić jej obecny stan oraz wyzwania jakie stawia. Zostaną tu również wykazane zalety układów podkrytycznych sterownych akceleratorem jako układów dedykowanych do wypalania odpadów promieniotwórczych. Zasadnicza cześć pracy koncentrować się będzie na jednym z kluczowych aspektów rozwoju układów podkrytycznych – pomiarach reaktywności rdzenia. Z uwagi na fakt, iż układy te mają pracować wyłącznie w stanie podkrytycznym, nie osiągając nigdy krytyczności, możliwość określenia reaktywności rdzenia w czasie pracy układu jest zagadnieniem stosunkowo nowym. Jest to również zagadnienie kluczowe z punktu widzenia bezpieczeństwa. Nowatorstwo problemu powoduje konieczność przetestowania znanych wcześniej metod. pomiaru. reaktywności,. ich. dopracowanie. lub. opracowanie. nowych.. Proponowane metody zostaną pokrótce przedstawione, a następnie poddane weryfikacji doświadczalnej. Ma ona ocenić ich użyteczność do pomiaru reaktywności rzeczywistego układu, wykazać ich ograniczenia oraz pozwolić zaproponować odpowiednie modyfikacje. Ostatecznym celem jest zaproponowanie kompleksowego systemu monitorowania reaktywności umożliwiającego pomiar zarówno w czasie pracy, jak i np. podczas załadunku paliwa, oraz wskazanie następnych kierunków badań w tej dziedzinie. Tezą pracy, która poddana zostanie weryfikacji, jest możliwość wykorzystania do pomiaru reaktywności w układach podkrytycznych sterowanych akceleratorem metod wywodzących się z punktowego modelu kinetyki reaktora, który zakłada niezależność w przestrzeni parametrów pracy układu.. Autor: Paweł Gajda. 9.

(11) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. Autor: Paweł Gajda. 10.

(12) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. 3. Transmutacja odpadów promieniotwórczych. W czasie pracy reaktora jądrowego w paliwie zachodzi wiele różnych procesów jądrowych. Poza rozszczepieniem, które jest głównym celem działania reaktora i głównym źródłem energii, są to między innymi reakcje (n,γ), (n,xn) czy rozpady α i β. W ich rezultacie w paliwie zawierającym początkowo mieszaninę izotopów uranu, głównie 235U i 238U, pojawia się szereg nowych izotopów różnych pierwiastków. Można wśród. nich. wyróżnić. dwie. zasadnicze. grupy:. produkty. rozszczepienia. oraz transuranowce. Większość z nich, a wszystkie transuranowce, to izotopy promieniotwórcze. Należy zwrócić uwagę, że głównym składnikiem wypalonego paliwa pozostaje uran, a jedynie kilka jego procent ulega przemianie. Dokładna ilość zależy m.in. od głębokości wypalenia paliwa. W przypadku produktów rozszczepienia, oraz produktów ich rozpadów, ich jedynym wpływem na pracę reaktora są pasożytnicze wychwyty neutronów prowadzące do zmniejszenia reaktywności. Szczególnie istotne są pod tym względem izotopy o dużych przekrojach czynnych na pochłonięcie neutronu takie jak. 135. Xe i. 149. Sm. Należy również zauważyć, że rozpady produktów. rozszczepienia produkują część energii cieplnej powstające w reaktorze i to głównie one odpowiadają za zjawisko ciepła powyłączeniowego. Znacznie ważniejszą rolę odgrywają transuranowce. Powstają one wskutek wychwytu. neutronów,. w. przypadku. paliwa. oraz następujące po nich rozpady α i β.. świeżego. głównie. przez. 238. U,. Kolejne powstające izotopy podlegają. oczywiście tym samym przemianom. Szczegółowo trajektorie powstawania i rozpadów transuranowców w czasie pracy reaktora przedstawione zostały na Rysunku 1. Istotny jest fakt, że wśród transuranowców pojawia się szereg nowych izotopów rozszczepialnych. Konwersja nierozszczepialnego w widmie neutronów termicznych 238. U w izotopy rozszczepialne ma duże znaczenie już w czasie pracy reaktora,. gdyż pozwala częściowo zrekompensować spadek udziału wypalania.. Przykładowo. w. reaktorach. z powstających izotopów rozszczepialnych. 239. WWER. 235. U w paliwie wskutek. rozszczepienia. pierwszego. Pu pod koniec kampanii paliwowej (przy. wypaleniu 19 000 MWd/tU) stanowią niemal połowę zachodzących rozszczepień [4]. Pozwala to na wyprodukowanie znacznie większej energii z tej samej ilości paliwa niż w przypadku samego wypalania. 235. U. Stosunek liczby powstających jąder nowych. izotopów rozszczepialnych do ilości wypalanych nazywany jest współczynnikiem Autor: Paweł Gajda. 11.

(13) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. konwersji. Jest on zwykle mniejszy od jedności co oznacza, że jąder izotopów rozszczepialnych ubywa w trakcie kampanii paliwowej. Jednakże w przypadku niektórych reaktorów, takich jak na przykład FBR (Fast Breeder Reactor), może być on wyższy od jedności. Mówimy wtedy o współczynniku powielania paliwa, a sam reaktor nazywamy powielającym.. Rys. 1. Trajektorie głównych przemian jądrowych w cyklu U-Pu [3]. Wskutek wszystkich zachodzących w paliwie przemian jego skład staje się coraz bardziej zróżnicowany. Z początkowej mieszaniny izotopów uranu powstaje bardzo różnorodna mieszanina nuklidów o różnorodnych właściwościach oraz możliwych dalszych metodach dalszego postępowania czy zastosowaniach.. 3.1. Wypalone paliwo jądrowe Typowy reaktor lekkowodny zużywa około 30 ton paliwa rocznie. Jak wcześniej wspomniano ma ono bardzo zróżnicowany skład. Zawarte w nim izotopy można podzielić na trzy zasadnicze grupy. Zdecydowaną większość, ponad 95%, wypalonego paliwa stanowi niewykorzystany uran, z czego ok. 0,7% przypada na na 236U, a pozostałą część stanowi. 238. 235. U oraz 0,4%. U. Kolejne grupy to produkty rozszczepienia. (ok. 3,5%) oraz transuranowce (ok. 1%), głównie pluton [5]. Dokładny skład może być. Autor: Paweł Gajda. 12.

(14) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. oczywiście różny i zależy on między innymi od początkowego wzbogacenia, głębokości wypalenia paliwa czy strumienia i widma neutronów w reaktorze. Z uwagi na fakt, iż zdecydowana większość izotopów powstających w czasie pracy reaktora ma nieporównanie krótszy czas połowicznego rozpadu niż naturalnie występujące izotopy uranu, aktywność wypalonego paliwa znacząco rośnie w porównaniu z paliwem świeżym. Zestawienie najważniejszych składników promieniotwórczych pokazuje Tabela 1.. Tabela 1. Wypalone paliwo jądrowe – główne składniki promieniotwórcze (1 GWe·rok) [3] Aktynowce Nuklid 235. U. T1/2 7·10. Udział masowy 0,97 %. 8. 236. U. 2,3·10. 238. U. 4,5·109. 237. Np. 238 239 240 241 242. 2,1·10. 10,8. Udział masowy 0,0014 %. 29. 0,049 %. Cs. 30. 0,11 %. Sm. 93. Kr. 0,42 %. 90. 97 %. 137. 0,052 %. 151. Sr. 0,021 %. Pu. 2,4·10. 0,59 %. 99. Pu. 6,6·103. 0,24 %. 107. Pu. 88. 14. 0,14 %. 3,8·10. Am. 430. 242. Am. 141. Am. 245. 6. 85. 4. Pu. Pu. 244. 7. Nuklid. 93. 241. 243. Produkty rozszczepienia. Cm Cm. 7,3·10. 5. 0,052 %. Zr. Tc Pd. 129 135. I. Cs. T1/2. 0,001 %. 1,5·10. 6. 0,080 %. 2,1·10. 5. 0,087 %. 6,5·106. 0,024 %. 7. 0,021 %. 1,6·10 2·10. 6. 0,035 %. 0,024 % 0,0003 % 3. 18. 0,010 % 0,0024 %. 8,5·10. 3. 0,0003 %. Z powodu swej promieniotwórczości, wypalone paliwo wymaga bezpiecznego składowania zapewniającego izolację izotopów promieniotwórczych od biosfery. Przez pierwsze lata po wypaleniu jest ono przechowywane w pobliżu reaktora. Ze względu. na ciepło. powstające w wyniku. rozpadów promieniotwórczych. i wynikającą stąd konieczność chłodzenia, kasety paliwowe przechowuje się zanurzone w wodzie w specjalnych basenach. Dopiero później możliwy jest ich dalszy transport i składowanie. Początkowo całość paliwa była traktowana jako odpad i planowano jego ostateczne składowanie w głębokich formacjach geologicznych. Wiele państw nadal optuje za takim rozwiązaniem. Ostatecznie okres składowania wypalonego paliwa do momentu, w którym jego aktywność spadnie do poziomu aktywności rudy uranowej. Autor: Paweł Gajda. 13.

(15) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. jest rzędu 200 000 lat [5]. Porównanie aktywności wypalonego paliwa do aktywności rudy uranowej jest tu powszechnie stosowane ze względu na fakt, że jest ona powszechnie występującym naturalnym źródłem promieniowania i odpad o takiej aktywności można uznać za bezpieczny i niewymagający tak daleko idących środków bezpieczeństwa. Należy zauważyć, że wspomniany wyżej czas jest znacznie dłuższy niż historia ludzkości przez co budzi społeczne wątpliwości co do technicznej możliwości zapewnienia separowania odpadów od biosfery. Warto jednak zauważyć, że naturalny reaktor Oklo w Gabonie, działający ok. 2 mld lat temu, również pozostawił po sobie tego typu odpady i nie spowodował on niebezpiecznego skażenia biosfery. Pokazuje to, że wbrew wspomnianym społecznym obawom budowa takiego składowiska w oparciu o naturalne formacje geologiczne jest jednak możliwa. Przypadek ten stanowi również ważne źródło wiedzy na temat rozprzestrzeniania się izotopów promieniotwórczych bardzo istotnej z punktu widzenia budowy takiego składowiska [6]. Niektóre kraje, np. Francja, zaczęły z czasem skłaniać się ku przeróbce wypalonego paliwa i składowaniu tylko niektórych składników oraz ponownemu wykorzystaniu pozostałych. Pierwszą, dość oczywistą, korzyścią płynąca z takiego rozwiązania jest znaczące zmniejszenie całkowitego wolumenu składowanych odpadów. Już samo oddzielenie pozostałego w paliwie uranu pozwala na zmniejszenie ilości odpadów trafiających na ostateczne składowisko około 20-30 razy. Sam uran, nawet w przypadku nie wykorzystywania go ponownie, jako powszechnie występujący w przyrodzie nie powoduje takich problemów z jego ewentualnym składowaniem. Lepszym rozwiązaniem jest jednak jego ponowne wykorzystanie, gdyż pozwala na produkcje większej ilości energii z tej samej ilości początkowego surowca. Do ponownego wykorzystania jako paliwo nadaje się przede wszystkim pluton, a także transplutonowce, zwane też rzadkimi aktynowcami. Kolejną korzyścią płynącą z przeróbki wypalonego paliwa jest skrócenie niezbędnego czasu składowania wymaganego do spadku aktywności do bezpiecznego poziomu. Porównanie czasów składowania w przypadku wybranych scenariuszy zostało przedstawione na Rysunku 2. Przedstawione zostały trzy możliwe scenariusze. W pierwszym założono brak przeróbki i składowanie paliwa w całości. Na składowisko trafiały więc uran, pluton, rzadkie aktynowce (MA) oraz produkty rozszczepienia (FP). W kolejnym zakłada się ponowne wykorzystanie uranu i plutonu, a składowanie rzadkich aktynowców. W ostatnim przypadku, bardziej radykalnym, recyklingowi. Autor: Paweł Gajda. 14.

(16) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. podlegają wszystkie aktynowce, a na składowisko trafiają wyłącznie produkty rozszczepienia. Jak widać już drugi scenariusz pozwala na skrócenie czasu składowania do około kilkunastu tysięcy lat, a w ostatnim przypadku okres ten spada do ok. 400 lat. W takim okresie zapewnienie bezpiecznego składowania pozostałych odpadów jest zdecydowanie możliwe, a jego realizacja stanowiłaby pewne i ostateczne rozwiązanie problemu odpadów promieniotwórczych.. Rys. 2. Zmiana aktywności wypalonego paliwa w czasie [7]. Warto przyjrzeć się również jakie izotopy składają się na całkowitą aktywność wypalonego paliwa. Porównanie udziałów procentowych wybranych izotopów w całkowitej aktywności oraz ich ewolucja w czasie zostało przedstawione na Rysunku 3. Na wykresie wyraźnie widać, że w przypadku izotopów mających największy, bo kilku lub nawet kilkunastoprocentowy, udział w początkowej aktywności udział ten dość szybko spada i praktycznie zanika w perspektywie kilkuset lat. Wynika to z faktu, iż są to izotopy stosunkowo krótkożyciowe, o czasie rozpadu rzędu od kilku dni do kilkudziesięciu lat lub o okresie rozpadu jeszcze krótszym, ale powstające wskutek rozpadu prekursorów o takim okresie połowicznego rozpadu. Jako przykład takiej pary można wymienić. 90. Sr dla którego T1/2 = 29 lat, powstający. z niego 90Y z T1/2 = 64 h rozpadający się do trwałego 90Zr [8]. W okresie kilkudziesięciu lat po wypaleniu te dwa izotopy są źródłem ok. 20% całkowitej aktywności wypalonego paliwa natomiast po 300 latach ich aktywność zanika całkowicie [9]. Inaczej jest w przypadku np. izotopów plutonu. 239. Pu i. 240. Pu, które mają czasy połowicznego. rozpadu liczone w tysiącach lat i początkowo stanowią nieznaczny procent całkowitej Autor: Paweł Gajda. 15.

(17) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. aktywności. Udział ten następnie znacząco wzrasta, by w perspektywie tysięcy lat stać się najważniejszym składnikiem całkowitej aktywności wypalonego paliwa.. Rys. 3. Udział wybranych izotopów w całkowitej aktywności wypalonego paliwa [9]. Jeśli popatrzymy na to z perspektywy wspominanych wcześniej grup składników wypalonego paliwa, to za jego aktywność w najdłuższej perspektywie czasowej, bo rzędu dziesiątek tysięcy lat i więcej, odpowiadają izotopy plutonu. Większość pozostałych w takim odcinku czasu rozpada się, a te które pozostają są nieliczne. Stąd też właśnie skrócenie niezbędnego czasu składowania do ok. 20 000 lat po usunięciu. z wypalonego. paliwa. plutonu.. Za. kolejny. okres,. od. kilkuset. do kilkudziesięciu tysięcy lat, odpowiadają z kolei rzadkie aktynowce. Dlatego też, rozwój możliwości ich wypalania jest kluczowym obszarem badawczym w rozwoju technologii. związanych. z. transmutacją. odpadów. promieniotwórczych. oraz zamknięciem cyklu paliwowego. Produkty rozszczepienia z kolei są najbardziej różnorodną grupą jeśli chodzi o czasy połowicznego rozpadu. Jednakże większość z nich jest stosunkowo krótkożyciowa, a izotopy o długim czasie połowicznego rozpadu, takie jak np.. 93. Zr,. 99. Tc,. 129. I czy. 135. Cs, występują w niewielkich ilościach.. Powoduje to, że o ile początkowo produkty rozszczepienia są grupą w zasadzie decydującą o aktywności całego wypalonego paliwa to ich aktywność spada najszybciej i po około 400 latach spada do poziomu, który można uznać za bezpieczny. Dlatego też, Autor: Paweł Gajda. 16.

(18) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. choć prowadzone są badania nad możliwością odzyskiwania niektórych izotopów i ich wykorzystywaniu do różnych celów, nie stanowią one większego wyzwania z punktu widzenia ich bezpiecznego składowania. Warto również zauważyć, że około połowy masy produktów rozszczepienia już po kilku latach stanowią izotopy trwałe [10].. 3.2. Transmutacja w reaktorach lekkowodnych Transmutacja odpadów promieniotwórczych jest już prowadzona na skalę przemysłową. Jednakże obecnie ogranicza się ona do przerobu wypalonego paliwa i ponownego wykorzystywania uranu i plutonu. Rozwiązanie takie nie obejmuje transmutacji rzadkich aktynowców, a pluton jest ponownie wykorzystywany tylko jeden raz. Dlatego nazywane jest to częściowo zamkniętym cyklem paliwowym. Schemat takiego cyklu pokazuje Rysunek 4. Obecnie światowym liderem ponownego wykorzystania wypalonego paliwa jest Francja. W należących do Arevy zakładach przeróbki paliwa jądrowego w La Hague w Normandii przetwarza się około 1100 ton wypalonego paliwa rocznie [11]. Pochodzi ono nie tylko z reaktorów francuskich, ale również między innymi z Belgii, Holandii i Niemiec [12]. Proces przetwarzania wypalonego paliwa jest również prowadzony na skalę przemysłową w Wielkiej Brytanii oraz na mniejsza skalę w Indiach, Japonii i Rosji, a technologia ta jest rozwijana również w Chinach i USA [11]. W przypadku tych ostatnich rozważane jest jednak porzucenie częściowo ukończonego projektu zakładów przeróbki wypalonego paliwa w Savannah River [13].. Rys. 4. Częściowo zamknięty cykl paliwowy [7]. Autor: Paweł Gajda. 17.

(19) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. Proces. przetwarzania. wypalonego. paliwa. jądrowego. jest. poprzedzony. chłodzeniem tego paliwa w basenie przy elektrowni przez okres ok. 7-8 lat. Po tym okresie możliwy jest jego transport do zakładu, w którym dokonuje się zasadnicza przeróbka i rozdział poszczególnych elementów. Cały proces przebiega trzyetapowo. Pierwszym etapem jest transport do właściwego zakładu oraz dalsze składowanie. W czasie transportu kasety paliwowe nie są już zanurzone w wodzie, stąd konieczne jest wcześniejsze odczekanie do spadku aktywności, a co za tym idzie produkcji ciepła, do poziomu taki transport umożliwiającego. Sam przewóz kaset odbywa się w specjalnych kontenerach mających zapewnić zarówno chłodzenie w czasie transportu, jak i przede wszystkim jego bezpieczeństwo nawet w razie wypadku. Kontener taki jest uwidoczniony na zdjęciu (Rys. 5). Następnie kasety paliwowe trafiają ponownie do basenu już w zakładzie, gdzie są chłodzone przez kolejne 5-8 lat. Dalsze chłodzenie jest konieczne ze względu na ograniczenia w ilości ciepła jaką paliwo może produkować w czasie procesów przeróbki, a wynikającej ze specyfikacji zakładu [14].. Rys. 5. Kontener do przewozu wypalonych kaset paliwowych [15]. Kolejny etap to rozdrabnianie oraz rozpuszczanie kaset paliwowych. Został on schematycznie przedstawiony na Rysunku 6. W etapie tym kasety na początku są mechanicznie rozdrabniane. Następnie pocięte fragmenty rozpuszcza się w kwasie azotowym. Umożliwia rozdzielenie rozpuszczonego paliwa jądrowego od stałych fragmentów koszulek paliwowych i elementów konstrukcyjnych kaset. Metaliczne elementy konstrukcyjne są następnie kompresowane tak aby zajmowały 1/5 początkowej objętości i przekazywane na składowisko [14]. Pozostały roztwór trafia do kolejnego etapu procesu, który przedstawiony został na Rysunku 7. Autor: Paweł Gajda. 18.

(20) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. Rys. 6. Schemat procesu rozdrabniania i rozpuszczania wypalonego paliwa [14]. Rys. 7. Schemat procesu rozdzielania składników wypalonego paliwa [14]. Autor: Paweł Gajda. 19.

(21) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. Rozdziału poszczególny składników wypalonego paliwa dokonuje się kiedy znajduje się ono w formie roztworu. Jako rozpuszczalnika używa się kwasu azotowego. Sam proces rozdziału nazywany jest procesem PUREX. Polega on na dodaniu do roztworu składników wypalonego paliwa roztworu azotanu trójbutylu w nafcie. Uran i pluton tworzą z nim związki kompleksowe, natomiast pozostałe aktynowce i produkty rozszczepienia pozostają w roztworze wodnym kwasu azotowego. Następnie następuje rozdział roztworu wodnego i węglowodorowego. Służą do tego między innymi proces dekantacji, centryfugi i kolumny pulsacyjne (Rys. 7). Do rozdziału uranu i plutonu wykorzystuje się kwas sulfaminowy, który powoduje zmianę stopnia utlenienia plutonu. Skutkiem tego jest przejście plutonu do roztworu wodnego kwasu azotowego. Uran pozostaje w związku kompleksowym z azotanem trójbutylu, co umożliwia ich separację [14]. Rozdzielone pluton i uran trafiają następnie do zakładu produkcji paliwa. Natomiast pozostałe składniki poddaje się procesowi witryfikacji, czyli zeszklenia, i w takiej formie trafiają na składowisko. Odzyskany pluton jest wykorzystywany do produkcji paliwa MOX. Stanowi ono około 2% paliwa jądrowego używanego na świecie [16]. Paliwo to stanowi mieszankę zubożonego uranu i plutonu. Typowy skład izotopowy plutonu pochodzącego z wypalonego paliwa jądrowego to 52%. 239. Pu,. 24% 240Pu, 15% 241Pu, 6% 242Pu i 2% 238Pu [17]. W Europie paliwo MOX używane jest w około 30 reaktorach we Francji, Belgii, Niemczech i Szwajcarii, a około 20 kolejnych ma licencję na pracę z takim paliwem. Zwykle paliwo MOX stanowi około 1/3 wsadu paliwa w reaktorze [17]. Jednakże nowe reaktory generacji III i III+ maja możliwość pracy korzystając w 50% z paliwa MOX, a np. w przypadku reaktorów EPR czy Enhanced CANDU 6 możliwe jest przystosowanie go do pracy w 100% na paliwie MOX [18, 19]. Warto zauważyć, że do produkcji tego paliwa można również wykorzystać pluton pochodzący z wycofywanych głowic jądrowych, podobnie jak do produkcji klasycznego paliwa uranowego wykorzystywany jest wojskowy, wysoko wzbogacony uran. Takie rozwiązanie było rozważane między innymi w Stanach Zjednoczonych w zakładach Savannah River Site [20]. Wykorzystywanie paliwa MOX stwarza jednak szereg problemów, o których należy wspomnieć, ograniczających możliwości przeprowadzenia procesu transmutacji w reaktorach lekkowodnych. W praktyce uniemożliwiają one zamknięcie cyklu paliwowego wyłącznie przy użyciu tego typu reaktorów. Pierwszym z nich jest. Autor: Paweł Gajda. 20.

(22) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. możliwość ponownego użycia uranu pochodzącego z reprocesingu. Jak zostało wcześniej wspomniane uran ten zawiera około 0,7% izotopu. 235. U, czyli ilość zbliżoną. do uranu naturalnego. Dokładna wartość zależy między innymi od głębokości wypalenia paliwa czy początkowego wzbogacenia. Jednakże w wypalonym paliwie pojawia się również około 0,4% izotopu. 236. U. W uranie naturalnym zawartości takich. izotopów jak 233U i 236U są poniżej jednej części na miliard [21]. Są to wartości zupełnie pomijalne z punktu widzenia produkcji paliwa jądrowego. Izotop w trakcie pracy reaktora poprzez wychwyt neutronu przez Możliwe jest również jego powstanie poprzez reakcję. 238. 235. 236. U powstaje już. U lub rozpad α. 240. Pu.. U(n,3n)236U w przypadku. neutronu o wysokiej energii. Jednak ta ostatnia z wymienionych dróg jest zdecydowanie najrzadsza. Większe ilości tego izotopu powstają tą właśnie drogą w trakcie wybuchu termojądrowego [22]. Z punktu widzenia pracy reaktora najważniejszy jest fakt, iż izotop ten dość silnie pochłania neutrony. Ponadto w wyniku kolejnych pochłonięć i rozpadów. nie. prowadzi. on. do. powstawania. znaczących. rozszczepialnych. Kolejnym powstającym nukliedem jest dobrym materiałem paliworodnym jak np.. 238. 238. ilości. izotopów. Np, więc nie jest też. U. Jest on więc uznawany za słabą. truciznę i jego obecność w paliwie jest niepożądana [23]. Co istotne, nie ma możliwości skutecznego separowania izotopu. 236. U od pozostałych, a w procesie wzbogacania jego. zawartość rośnie wraz ze wzrostem zawartości ma bardziej zbliżoną masę do. 235. U niż do. 238. 235. U. Dzieje się tak dlatego, że. 236. U. U, stąd ma tendencję do pozostawania. razem z 235U. W praktyce oznacza to ograniczenie możliwości ponownego wzbogacania wypalonego paliwa do jednego cyklu [24]. Podobne problemy stwarza pod tym względem zarówno wypalone klasyczne paliwo jądrowe, jak i wypalone paliwo MOX, gdzie więcej izotopu 236U powstaje poprzez rozpad 240Pu [17]. Jednakże uran taki może ciągle znaleźć zastosowania nie wymagające ponownego wzbogacania, takie jak np. użycie jako materiał rodny w paliwie MOX lub paliwie z dodatkiem wysoko wzbogaconego uranu pochodzącego z głowic jądrowych [23]. Kolejnym czynnikiem ograniczającym możliwość transmutacji w reaktorach lekkowodnych. są. niektóre. właściwości. jądrowe. izotopów. plutonu.. Jednym. z ważniejszych jest silne pochłanianie neutronów o energii około 1 eV przez. 240. Pu.. Dla zobrazowania tego zjawiska na Rysunku 8 zostało przedstawione porównanie przekrojów czynnych na pochłonięcie neutronu. 240. Pu i. 10. B oraz przekroju czynnego. na rozszczepienie dla 235U.. Autor: Paweł Gajda. 21.

(23) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. Rys. 8. Porównanie przekrojów czynnych absorpcji 240Pu i 10B oraz rozszczepienia 235U [25]. Widoczny na wykresie pik rezonansowy powoduje, że strumień neutronów termicznych w kasecie z paliwem MOX jest mocno zredukowany w porównaniu z paliwem uranowym [25], co niesie za sobą szereg niekorzystnych konsekwencji. Po pierwsze zmiana widma neutronów powoduje konieczność zwiększenia zawartości plutonu w paliwie, tak aby ilość izotopów rozszczepialnych była wyższa niż w paliwie uranowym. Jak widać na wykresie wraz ze wzrostem energii neutronu spada również przekrój boru. 10. B na wychwyt neutronu. Praktyczny zanik neutronów termicznych. w obrębie kasety MOX powoduje spadek wydajności boru jako trucizny, zarówno w postaci stałej jak i jako rozpuszczanego w chłodziwie kwasu borowego H3BO3. Dla świeżego paliwa uranowego współczynnik reaktywności związany z koncentracją boru w rdzeniu wynosi -7,0 pcm/ppm, natomiast w przypadku paliwa MOX spada on do -2,5 pcm/ppm [25]. Należy przy tym pamiętać, że maksymalna możliwa koncentracja boru rozpuszczanego w chłodziwie w postaci kwasu borowego wynosi ok. 2500 ppm [25]. Mniejszy wpływ boru na reaktywność powoduje utrudnienie w sterowaniu reaktorem. Ponadto paliwo MOX wykazuje niższe, bardziej ujemne, temperaturowe współczynniki reaktywności. Wynoszą one odpowiednio -33 pcm/K dla temperatury moderatora oraz -3,4 pcm/K dla temperatury paliwa. W klasycznym paliwie uranowym wartości te wynoszą odpowiednio -17 pcm/K oraz -2,5 pcm/K [25]. Jest to z jednej strony korzystne z punktu widzenia stabilności pracy reaktora i kompensowania wzrostu mocy, ale równocześnie utrudnia wyłączenie reaktora z uwagi na fakt, iż ochłodzenie rdzenia z temperatury pracy do temperatury otoczenia powoduje znacznie większy wzrost reaktywności. Powoduje to ograniczenie ilości paliwa MOX jakie można załadować do rdzenia w obecnie wykorzystujących ten rodzaj. Autor: Paweł Gajda. 22.

(24) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. paliwa reaktorach do około 30%, podczas gdy resztę wsadu musi stanowić klasyczne paliwo UOX. Rozwiązaniem pozwalającym na zwiększenie możliwego wsadu paliwa MOX do nawet 100% jest stosowanie w elementach kontrolnych wzbogaconego boru. Bor naturalny zawiera 19,9% izotopu 10B [8], więc wzbogacenie pozwala na uzyskanie większych zmian reaktywności przy użyciu takiej samej liczby elementów sterujących lub takiego samego stężenia kwasu borowego. Następnym problemem w eksploatacji reaktorów pracujących na paliwie MOX są zmiany próżniowego współczynnika reaktywności. W przypadku paliwa UOX jest on ujemny, czyli powoduje zmniejszenie reaktywności wraz z rozrzedzaniem moderatora. W przypadku paliwa MOX współczynnik ten rośnie i to rośnie z każdym kolejnym cyklem wypalania plutonu. Dokładne wartości zależą m.in. od całkowitej zawartości plutonu w paliwie, ale już w drugim cyklu może on stać się dodatni co bardzo niekorzystnie wpływa na bezpieczeństwo pracy reaktora, a także powoduje konieczność zwiększenia stosunku ilości moderatora do paliwa w rdzeniu w przypadku rdzenia załadowanego w 100% paliwem MOX [27]. Ogranicza to możliwość ponownego wykorzystania plutonu przy wykorzystaniu tej technologii do maksymalnie 2-3 cykli [25]. Kolejnym problemem wynikającym z wycinania termicznej części widma neutronów przez. 240. Pu oraz jednoczesnego stosowania kaset paliwowych UOX i MOX. jest wyraźny skok gęstości mocy na granicy dwóch rodzajów kaset. Powodują go neutrony termiczne przechodzące z kaset z paliwem uranowym do kaset MOX, gdzie przez wyższą zawartość izotopów rozszczepialnych dochodzi do lokalnego wzrostu mocy [26, 27]. Jest to zjawisko wysoce niekorzystne, gdyż powoduje m.in. lokalny wzrost. temperatury,. zwiększenie. większe. obciążenie. prawdopodobieństwa. radiacyjne. uwolnień. elementów. izotopów. paliwowych,. promieniotwórczych. do chłodziwa czy nierównomierne wypalanie się paliwa. Co ważne problem ten narasta przy próbie użycia plutonu odzyskiwanego z wypalonego paliwa MOX. Dzieje się tak dlatego, że wraz z wypalaniem zmienia się kompozycja izotopowa plutonu i udział procentowy 240Pu oraz wyższych izotopów rośnie [28]. Skutki zjawiska degradacji widma neutronów można minimalizować poprzez używanie w obrębie jednej kasety prętów o różnej zawartości plutonu. Przykładowo typowa kaseta paliwa MOX używana w reaktorach PWR zbudowana jest z prętów o 3 różnych zawartościach plutonu, gdzie zewnętrzną warstwę, a zarazem najbardziej. Autor: Paweł Gajda. 23.

(25) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. narażoną na kontakt z neutronami termicznymi z kaset z paliwem UOX, tworzą pręty o najniższej zawartości plutonu [25]. Problem nierównomiernego rozkładu gęstości mocy na granicy różnego rodzaju kaset paliwowych nie występuje jednak w rdzeniu załadowanym wyłącznie paliwem MOX i w tym przypadku możliwe jest stosowanie prętów o jednolitej zawartości plutonu [25]. Przyszłościowym rozwiązaniem tej kwestii może być mieszanie prętów paliwowych MOX i UOX w obrębie jednej kasety. Schemat kasety CORAIL, będącej właśnie takim rozwiązaniem, przedstawia Rysunek 9. Jest to zamiennik dla klasycznej kasety paliwowej 17x17 stosowanej w rektorach wodnych ciśnieniowych. Co ważne, zastosowanie kaset CORAIL nie tylko łagodzi efekt degradacji widma neutronów, ale także pozwala na wielokrotny recykling plutonu bez dodatkowych modyfikacji w rdzeniu, gdyż próżniowy współczynnik reaktywności pozostaje ujemny w kolejnych cyklach [25]. Rozważane jest również użycie tego typu kaset do wypalania innych transuranowców, takich jak kiur i ameryk [28]. Zestawienie kompozycji izotopowych paliwa w takim przypadku pokazuje Tabela 2. Kolejną zaleta tego typu kaset jest szybsze chłodzenie niż w przypadku kaset MOX. Ilość ciepła generowanego przez jedną kasetę CORAIL po 5 latach po wyjęciu z reaktora wynosi 4404 W, podczas gdy w przypadku paliwa MOX jest to 5584 W. Dla porównania kaseta z wypalonym paliwem uranowym generuje w tym samym momencie 2515 W ciepła. Wartość ta rośnie jednak do 14520 W w przypadku wykorzystanie kasety CORAIL do wypalania transuranowców [28].. Rys. 9. Układ prętów paliwowych i kontrolnych w kasecie CORAIL [25]. Autor: Paweł Gajda. 24.

(26) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. Tabela 2. Porównanie składów paliwa CORAIL przy wypalaniu plutonu i transuranowców [28] Paliwo. CORAIL-Pu. CORAIL-TRU. Numer cyklu. 7. 16. Wzbogacenie uranu [%]. 4,57. 5,06. Zawartość TRU [%]. 8,18. 17,50. -. 2,42. Skład izotopowy transuranowców [%]. 237. Kolejnym. Np. 238. Pu. 3,90. 10,61. 239. Pu. 36,10. 26,97. 240. Pu. 27,00. 22,73. 241. Pu. 10,80. 7,51. 242. Pu. 21,10. 14,78. Am. 1,10 -. 5,93. Am. Am. -. 4,13. 241. 242m 243. 0,07. 243. Cm. -. 0,03. 244. Cm. -. 3,59. 245. Cm. -. 1,07. rozwiązaniem. umożliwiającym. wielokrotny. recykling. plutonu. oraz redukującym skutki degradacji widma neutronów może być zastosowanie paliwa MOX-EU, w którym pluton jest mieszany ze wzbogaconym uranem [25]. Przy czym wzbogacenie to jest odpowiednio niższe niż w paliwie uranowym, tak aby łączna zawartość izotopów rozszczepialnych była podobna. Warto tutaj zauważyć, że wymagane wzbogacenie uranu będzie się tutaj zmieniać w kolejnych cyklach aby zrekompensować zmiany składu izotopowego plutonu. Dla jednego z rozważanych scenariuszy wartości te mogą wynosić odpowiednio: wzbogacenie 3%, zawartość plutonu 12%, udział rozszczepialnych izotopów plutonu 56,8% w pierwszym cyklu oraz wzbogacenie 3,48%, zawartość plutonu 10%, udział rozszczepialnych izotopów plutonu 42,8% w drugim cyklu [29]. Rozwiązanie to umożliwia także transmutację niektórych rzadkich aktynowców w ograniczonym stopniu [25]. Należy również zwrócić uwagę na skuteczność transmutacji w reaktorach lekkowodnych w redukowaniu ilości plutonu. Obecnie stosowane jednokrotne wypalanie plutonu przy użyciu paliwa MOX powoduje redukcję ilości plutonu o ok. 30%. przy. jednoczesnej. degradacji. składu. izotopowego. na zmniejszeniu zawartości izotopów rozszczepialnych, a zwłaszcza. Autor: Paweł Gajda. polegającej 239. Pu [25].. 25.

(27) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. W przypadku użycia kaset CORAIL do utrzymywania stałej ilości plutonu w całym cyklu paliwowym konieczne byłoby aby ok. 80% reaktorów używało takiego paliwa. Dużo wydajniejsze pod tym względem byłoby paliwo MOX-EU, gdyż w tym przypadku cel ten zostałby osiągnięty już przy 30% udziale tego paliwa [25]. Istotną kwestią przy wykorzystaniu plutonu jako paliwa jest fakt, iż obok wypalania samego plutonu prowadzi ono do powstawania rzadkich aktynowców. Jest to zjawisko. niepożądane,. promieniotwórczości. gdyż. wypalonego. rzadkie. aktynowce. paliwa. w. są. dłuższej. istotnym perspektywie. składnikiem czasowej.. Ich pojawianie się prowadzi również do pogorszenia się właściwości paliwa, poprzez niekorzystne zmiany współczynników reaktywności czy frakcji neutronów opóźnionych,. co. zdecydowanie. ogranicza. możliwość. ich. transmutacji. [30].. W przypadku ameryku jest ona jednak możliwa w reaktorach lekkowodnych, a użycie kaset paliwowych MOX-EU z dodatkiem 1% ameryku umożliwiałoby ustabilizowanie jego ilości w całym cyklu paliwowym, gdyby około 40% reaktorów używało tego typu paliwa [25]. Trzeba jednak zwrócić uwagę na dwa poważne problemy towarzyszące takiemu rozwiązaniu. Po pierwsze próżniowy współczynnik reaktywności gwałtownie rośnie, nawet osiągając wartości dodatnie, wraz ze wzrostem koncentracji ameryku w paliwie [31, 32]. Po drugie izotopy ameryku. 241. Am i. 243. Am są w reaktorach. o termicznym widmie neutronów wypalane praktycznie wyłącznie poprzez absorpcję neutronu, a nie rozszczepienie. Co za tym idzie ich transmutacja prowadzi do powstawania kolejnych rzadkich aktynowców. Zestawienie prawdopodobieństwa rozszczepienia wybranych aktynowców w wyniku pochłonięcia neutronu pokazuje Rysunek 10. Widać na nim wyraźnie, że wspomniane izotopy ameryku są nierozszczepialne w widmie neutronów termicznych. Skutkiem tego dodawanie ameryku do paliwa w reaktorach PWR powoduje zwiększenie zawartości kiuru i kalifornu w wypalonym paliwie nawet o rząd wielkości w porównaniu z paliwem MOX zawierającym wyłącznie uran i pluton [33]. Jeszcze poważniejsze problemy stawia transmutacja kiuru w reaktorach lekkowodnych. Obok wspominanych już przy okazji ameryku wzrostu współczynników reaktywności i małych frakcji neutronów opóźnionych pojawia się problem wzrostu aktywności paliwa świeżego. Paliwo zawierające kiur staje się silnym źródłem neutronów [34]. Ponadto wielokrotna transmutacja kiuru w reaktorach PWR prowadziłaby do wzrostu produkcji kalifornu o 2-3 rzędy wielkości w porównaniu. Autor: Paweł Gajda. 26.

(28) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. z ilościami zawartymi w wypalonym paliwie MOX. [35]. Stawia to pod znakiem. zapytania celowość prób transmutacji kiuru w reaktorach lekkowodnych. Co również istotne metody separacji ameryku i kiuru możliwe do zastosowania na skalę przemysłową nie zostały jeszcze opracowane [25]. Dopóki separacja taka nie będzie możliwa konieczne jest ich wspólne rozpatrywanie w strategiach transmutacyjnych.. Rys. 10. Prawdopodobieństwa rozszczepienia wybranych aktynowców wskutek pochłonięcia neutronu w reaktorze PWR [25]. Podsumowując możliwości ponownego wykorzystania wypalonego paliwa w reaktorach lekkowodnych należy powiedzieć, że proces ten jest nie tylko możliwy, ale również wykonywany na skalę przemysłową. Ogranicza się on na dzień dzisiejszy do jednokrotnego ponownego wypalania plutonu przy pomocy paliwa MOX. Wielokrotne ponowne wykorzystanie plutonu w reaktorach PWR i BWR stwarza pewne wyzwania technologiczne, ale jest również możliwe przy zastosowaniu odpowiednich modyfikacji kaset paliwowych. Natomiast transmutacja rzadkich aktynowców, takich jak kiur czy ameryk, stwarza już poważniejsze problemy, które w praktyce uniemożliwiają zamknięcie cyklu paliwowego. Dlatego też rzadkie aktynowce wymagają zastosowania innej technologii, która przede wszystkim pozwoliłaby ograniczyć ich produkcję przy ponownym wypalaniu paliwa.. Autor: Paweł Gajda. 27.

(29) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. 3.3. Transmutacja w reaktorach prędkich Technologią, która może odegrać znacząca rolę w transmutacji wypalonego paliwa jądrowego są reaktory prędkie. Reaktor taki jest pozbawiony moderatora, a co za tym idzie pracuje w prędkim widmie neutronów. Chłodziwem takiego reaktora może być. gaz,. np.. hel,. lub. ciekły metal.. Najczęściej. spotykanym. chłodziwem. w dotychczasowych projektach był ciekły sód, ale w przyszłych konstrukcjach rozważa się często także chłodzenie ciekłym ołowiem lub eutektyką ołów-bizmut. Pierwszym reaktorem tego typu był reaktor Clementine w Los Alamos National Laboratory w USA. Osiągnął on po raz pierwszy krytyczność w roku 1946 i pracował do 1952 roku [36]. Reaktor ten miał moc cieplną 25 kW. Jako paliwo zastosowano w nim metaliczny. 239. Pu otoczony płaszczem z naturalnego uranu i stalowym. reflektorem. Chłodziwem była rtęć, a do jej cyrkulacji wykorzystano pompę elektromagnetyczną [37]. Również pierwszy w historii reaktor, który został wykorzystany do produkcji elektryczności, był reaktorem prędkim. Stało się to dokładnie 20 grudnia 1951 roku, kiedy mieszczący się w National Reactor Testing Station, obecnie Idaho National Laboratory, reaktor EBR-I posłużył do zasilenia czterech dwustuwatowych żarówek [38]. Był to również pierwszy reaktor powielający, czyli. produkujący. więcej. izotopów. rozszczepialnych. niż. ich. zużywający.. Jego maksymalna moc cieplna wynosiła 1,4 MW, a elektryczna 200kW, co pozwalało na zasilanie w energię elektryczną całego budynku. Chłodziwem w EBR-I była eutektyka sód-potas, której zaletą jest fakt, że jest ona ciekła w temperaturze pokojowej w przeciwieństwie do innych chłodziw używanych w reaktorach prędkich [39]. Reaktory prędkie były też od początków rozwoju wykorzystania energii jądrowej rozważane jako reaktory napędowe. Przykładem mogą by tu rozwijane w Związku Radzieckim reaktory chłodzone eutektyką ołów-bizmut czy drugi amerykański atomowy okręt podwodny, USS Seawolf (SSN-575), który wszedł do służby w roku 1957. Do jego napędu wykorzystano reaktor prędki chłodzony sodem [40]. Jak pokazują podane przykłady reaktory pracujące w prędkim widmie neutronów nie są koncepcją nową i były rozwijane już w początkach energetyki jądrowej. Jednakże kiedy doszło do komercjalizacji reaktorów jądrowych zdecydowanie ustąpiły one pola reaktorom wodnym. Stało się tak z kilku powodów. Pierwszym i najważniejszym były trudności technologiczne związane z użyciem ciekłego metalu jako chłodziwa. Należy wymienić tutaj jego korozyjność, reaktywność chemiczną przy kontakcie z wodą. Autor: Paweł Gajda. 28.

(30) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. czy zużywanie się elementów ruchomych pomp. Dochodziło również do przypadków częściowego. stopienia. rdzenia.. Można. tutaj. wymienić. taki. przypadek. we wspomnianych już wcześniej reaktorze EBR-I w 1955 roku [39]. Podobnie reaktor napędowy na USS Seawolf cierpiał z powodu częstych wycieków chłodziwa spowodowanych przez korozyjne właściwości sodu i w 1959 roku został wymieniony na reaktor typu PWR [40]. Technologia reaktorów wodnych nie stwarzała takich wyzwań technologicznych i to właśnie większa łatwość w jej masowej implementacji spowodowała, że wyparła ona reaktory prędkie. Podobny los stopniowo spotkał również inne technologie reaktorów pracujących w termicznym spektrum neutronów, jak reaktory. grafitowo-gazowe,. w. tym. reaktory. wysokotemperaturowe. HTR.. W tym przypadku decydujące okazały się głównie problemy w rozwoju materiałów mogących pracować w wysokich temperaturach występujących w tego typu reaktorach. Warto tutaj wspomnieć, że pierwszą komercyjną elektrownią jądrową była otwarta w 1956 roku w Wielkiej Brytanii elektrownia Calder Hall, w której zastosowano reaktory. grafitowo-gazowe. typu. MAGNOX. [41].. Istotnym. czynnikiem,. który spowodował szybszy rozwój rektorów lekkowodnych, mogła być też decyzja o rozwoju reaktorów PWR jako reaktorów napędowych do zastosowań wojskowych, co miało istotny wpływ na finansowanie badań rozwojowych. Przykładem problemów z finansowaniem prac rozwojowych dotyczących reaktorów prędkich może być reaktor EBR-II, będący prototypem Integral Fast Reactor, w Argonne National Laboratory. Działał on w latach 1969-1994, aż do wycofania się Departamentu Energii z dalszego finansowania prac. Poza możliwością wielokrotnego recyklingu paliwa reaktor ten oferował takie nowatorskie rozwiązania jak pasywne systemy bezpieczeństwa [42]. Dlatego też, pomimo początkowej dużej różnorodności proponowanych technologii, komercyjną energetykę jądrową zdominowały reaktory lekkowodne. Odpowiadają one dziś za ponad 80% mocy zainstalowanej w elektrowniach jądrowych [43], a oferowane dziś komercyjnie technologie nowych reaktorów to prawie wyłącznie reaktory PWR i BWR. Wyjątkiem jest tu ciężkowodny reaktor Enhanced CANDU 6 [19], choć jest to również reaktor pracujący w termicznym widmie neutronów. Pomimo wspomnianego zdominowania komercyjnych elektrowni jądrowych przez reaktory lekkowodne reaktory prędkie również były w tym celu wykorzystywane, choć na zdecydowanie mniejszą skalę i nie bez problemów. Można tutaj wymienić takie przykłady jak francuskie reaktory Phenix i Superphenix, japoński Monju, indyjski. Autor: Paweł Gajda. 29.

(31) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. FBTR czy rosyjską serię reaktorów BN. Wszystkie wymienione konstrukcje chłodzone były ciekłym sodem. Phenix miał moc 233 MWe i został uruchomiony po raz pierwszy w roku 1973. W latach 1998-2003 został wyłączony celem dokonania modyfikacji, po których pracował aż do ostatecznego zamknięcia w 2009 roku [44]. Jego następcą miał być uruchomiony w 1986 roku Superphenix o mocy elektrycznej 1200 MW. Był to największy działający reaktor prędki, a obok rosyjskiego BN-600, jedyny uruchomiony reaktor prędki o mocy elektrycznej przekraczającej 500 MW. Jednakże w 1997 roku został on wyłączony ze względu na problemy techniczne takie jak korozja i wycieki z układu chłodzenia oraz wysokie koszty eksploatacji oraz z powodu nacisków „zielonych” [44]. Jeszcze w trakcie budowy, w roku 1982, Superphenix stał się celem ataku terrorystycznego dokonanego przez szwajcarskiego aktywistę przy użyciu granatnika RPG-7. Nie wyrządził on jednak poważnych szkód [45]. Kolejnymi wartymi wspomnienia komercyjnymi reaktorami prędkimi są rosyjskie reaktory należące do serii BN. Pierwszy z nich, BN-350, został uruchomiony w 1973 roku w Związku Radzieckim, na terenie dzisiejszego Kazachstanu. Był to podobnie jak wcześniej wymienione jednostki reaktor chłodzony ciekłym sodem. Miał on moc elektryczną zaledwie 150 MW, ale równocześnie pochodzące z niego ciepło wykorzystywane było do odsalania wody z Morza Kaspijskiego, przez co był on również jedyną na świecie jądrową instalacją służącą temu celowi. Reaktor BN-350 ostatecznie wyłączono w 1998 roku [46]. Kolejnym przedstawicielem serii jest reaktor BN-600 zbudowany w Biełorajskiej Elektrowni Jądrowej. Uruchomiono go w 1980 roku i pracuje do dziś. Jest to również reaktor sodowy, o mocy elektrycznej netto 560 MW [47]. Jako paliwo wykorzystuje on uran o wzbogaceniu 17-26% [48]. Kolejny reaktor tej serii, BN-800, jest obecnie budowany w tym samym miejscu. Jest to rozwinięcie reaktora BN-600 o mocy zwiększonej do 800 MW. Co istotne z punktu widzenia rozwoju reaktorów prędkich do transmutacji wypalonego paliwa ma on wykorzystywać paliwo MOX [49]. Budowa jest już bliska ukończenia i uruchomienie reaktora przewidywane jest na koniec 2014 roku [50]. W 2015 roku ma się zaś rozpocząć, również w Biełojarskiej Elektrowni Jądrowej, budowa kolejnego rektora serii, tym razem BN-1200 o mocy 1200 MWe [51]. W roku 2014 zostanie również uruchomiony reaktor PFBR w Kalpakkam w Indiach. Jest to chłodzona sodem jednostka o mocy 500 MWe, która również ma wykorzystywać paliwo MOX. Planowana jest też budowa kolejnych reaktorów tego typu [52].. Autor: Paweł Gajda. 30.

(32) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. Stosunkowo niewielka liczba zrealizowanych projektów reaktorów prędkich, w porównaniu z reaktorami wodnymi, powoduje, że liczone w reaktorolatach doświadczenie eksploatacyjne, a co za tym idzie dojrzałość technologii, są znacznie mniejsze niż w przypadku tych drugich. Należy też zwrócić uwagę, że istniejące doświadczenie dotyczy głównie reaktorów prędkich chłodzonych ciekłym sodem. Doświadczenie w eksploatacji reaktorów chłodzonych eutektyką ołów-bizmut ma w zasadzie tylko marynarka rosyjska, gdyż używała takich reaktorów do napędu okrętów podwodnych klasy alfa [53]. Jednak technologia reaktorów prędkich jest ciągle rozwijana. Dzisiejsze prace rozwojowe nad technologią reaktorów prędkich dotyczą w dużej mierze ich zastosowania do transmutacji wypalonego paliwa jądrowego. Wymienić tutaj należy takie projekty należące do IV generacji reaktorów jak francuski projekt reaktora ASTRID chłodzonego sodem [54], europejskie projekty reaktorów ELSY [55] chłodzonego ciekłym ołowiem i MYRRHRA-FASTEF chłodzonego eutektyką ołów-bizmut [56], rozwijany przez GE-Hitachi sodowy reaktor PRISM [57] czy dalsze rosyjskie prace rozwojowe nad wspominana już serią reaktorów BN. Zainteresowanie reaktorami prędkimi pod kątem transmutacji wynika z ich właściwości powodowanych innym widmem neutronów niż w reaktorach wodnych. Wyższa energia neutronów w rdzeniu oznacza inne przekroje czynne na poszczególne reakcje jądrowe. Po pierwsze zmniejsza się ilość wychwytów pasożytniczych, zarówno przez aktynowce zawarte w paliwie, jak i przez powstające produkty rozszczepienia, chłodziwo czy w elementach konstrukcyjnych znajdujących się w rdzeniu. Ponadto neutrony. prędkie. mogą. powodować. rozszczepienia. aktynowców. progowo. rozszczepialnych, które nie ulegają rozszczepieniu neutronami termicznymi. Można tutaj wymienić takie izotopy jak. 238. U,. 240. Pu,. 242. Pu,. 241. Am ,. 243. Am,. 243. Cm czy. 244. Cm.. Efektem tych zmian przekrojów czynnych jest między innymi poprawiona gospodarka neutronami w rdzeniu reaktora, co umożliwia powielanie paliwa. To właśnie ta właściwość. reaktorów. prędkich. była. głównym. powodem. zainteresowania. tą technologią w początkach rozwoju energetyki jądrowej. Z punktu widzenia wykorzystania reaktorów prędkich do transmutacji odpadów promieniotwórczych znacznie ważniejsza jest zmiana stosunku przekroju czynnego na rozszczepienie do przekroju czynnego na absorpcję neutronu przez dany izotop. Wielkość ta określa prawdopodobieństwo rozszczepienia danego izotopu w wyniku pochłonięcia neutronu. Jej porównanie dla wybranych izotopów zostało przedstawione na Rysunku 11.. Autor: Paweł Gajda. 31.

(33) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. Widać na nim wyraźnie, że prawdopodobieństwo to jest wyraźnie wyższe w przypadku neutronów prędkich. Jest to o tyle korzystne z punktu widzenia transmutacji wypalonego paliwa, że aktynowce są zdecydowanie częściej rozszczepiane zamiast tworzyć wyższe izotopy. Jest to szczególnie widoczne w przypadku wspomnianych wyżej izotopów progowo rozszczepialnych.. Rys. 11. Porównanie prawdopodobieństwa rozszczepienia wybranych aktynowców wskutek pochłonięcia neutronów prędkich i termicznych [58]. Zmniejszenie prawdopodobieństwa absorpcji neutronu na korzyść rozszczepienia pozwala na znacznie skuteczniejszą transmutację wypalonego. paliwa. Fakt,. iż aktynowce są łatwiej rozszczepiane przez neutrony prędkie pozwala przede wszystkim. uniknąć. powstawania. dużych. ilości. rzadkich. aktynowców. przy wielokrotnym recyklingu paliwa. Unikanie ich tworzenia ma szczególne znaczenie w przypadku tych aktynowców, które stwarzają, największe trudności zarówno na etapie samego wypalania, jak i chemicznej przeróbki i produkcji paliwa. Poprawia to również gospodarkę neutronami, gdyż np. kiur, jak wspominano już wcześniej, jest transmutowany w reaktorach lekkowodnych w zasadzie wyłącznie przez absorpcję neutronu. Powoduje to, że jego skuteczna transmutacja wymaga szeregu absorpcji neutronów, aż dojdzie do rozszczepienia. W przypadku reaktorów prędkich liczba. Autor: Paweł Gajda. 32.

(34) Rozprawa doktorska: Metody pomiaru reaktywności w reaktorach podkrytycznych sterowanych akceleratorem. _____________________________________________________________________________________. ta. znacząco. spada.. Dzięki. zwiększeniu. prawdopodobieństwa. rozszczepienia. łagodniejsze stają się również efekty degradacji składu paliwa przy wielokrotnym wypalaniu. przez. zmianę. proporcji. zawartości. izotopów. rozszczepialnych. do nierozszczepialnych w termicznym widmie neutronów. Dzięki tym właściwościom reaktory prędkie umożliwiają osiągnięcie zamkniętego cyklu paliwowego [5]. Schemat takiego cyklu został przedstawiony na Rysunku 12.. Rys. 12. Schemat cyklu paliwowego przy wykorzystaniu reaktorów prędkich do transmutacji wypalonego paliwa [5]. Pokazana na schemacie strategia transmutacyjna zakłada jednokrotne wypalanie paliwa uranowego w reaktorach lekkowodnych, a następnie wielokrotne wypalanie plutonu i rzadkich aktynowców w reaktorach prędkich. Co częste w proponowanych rozwiązaniach zamkniętego cyklu paliwowego wykorzystującego reaktory prędkie nie obejmuje ono ponownego użycia plutonu w reaktorach lekkowodnych w postaci paliwa MOX. Na schemacie pokazany jest również przepływ masy poszczególnych grup aktynowców w stosunku do ilości wyprodukowanej energii elektrycznej. Ilość aktynowców będących ostatecznymi odpadami w przedstawionym cyklu to 1,69 kg/TWhe uranu oraz 0,10 kg/TWhe plutonu i rzadkich aktynowców. Oznacza to, że roczna praca reaktora o mocy 1 GWe skutkowałaby produkcją mniej niż 1 kg. Autor: Paweł Gajda. 33.