Teme

Tražilica

Prerada istrošenog goriva

Nakon što je ozračeno nuklearno gorivo odležalo propisani period vremena u bazenu za hlađenje, može se pristupiti njegovoj preradi u posebnim tehnološkim postrojenjima. Cilj prerade jest izdvajanje urana i plutonija sadržanih u nuklearnom gorivu radi naknadne uporabe, čime Glossary Link gorivni ciklus postaje zatvoren. Alternativno, kada se Glossary Link istrošeno gorivo ne reciklira, tada govorimo o otvorenom ciklusu i tada takvo gorivo ide na trajno odlaganje.

Preradom istrošenog nuklearnog goriva izdvajaju se sljedeći produkti:

  1. Glossary Link aktinidi - izotopi urana, plutonija i ostalih manjinskih aktinida
  2. laki elementi - fisijski i Glossary Link aktivacijski produkti, Glossary Link košuljica gorivnog štapa

Prerada istrošenog goriva obavlja se u različite svrhe: proizvodnja plutonija za izradu nuklearnog oružja, izdvajanje plutonija za izradu MOX goriva, izdvajanje svih aktinida za brze oplodne reaktore, izdvajanje urana za ponovo obogaćivanje i sl. Osim što se preradom istrošenog goriva smanjenje potreba za novim uranom, izdvajanje različitih elemenata iz istrošenog goriva ima i prednosti. To se odnosi prvenstveno na korištenje radionuklida u industriji i medicini (npr. 60Co), te izdvajanje 99Tc i 129I za eventualnu transmutaciju neutronskim uhvatom.
Najpoznatija metoda za izdvajanje izotopa U i Pu jest PUREX metoda, koja omogućuje iznimno visoku čistoću i separaciju fisibilnih izotopa u svrhu proizvodnje MOX goriva (metalnog oksida urana i plutonija) koje se koristi u nuklearnim reaktorima. Postupak prerade istrošenih gorivnih elemenata je tehnološki složen postupak, podjednako u konstrukciji postrojenja i u pogledu kontrole rada i održavanja.

Temeljno pitanje koje se postavlja u postreaktorskom dijelu gorivnog ciklusa odnosi se na mogućnost prerade istrošenog goriva. Naime, tipični istrošeni Glossary Link gorivni element je u jezgri nuklearnog reaktora proveo tri ciklusa (oko tri godine). U trenutku vađenja iz jezgre Glossary Link PWR reaktora uz početno Glossary Link obogaćenje 3,3% i Glossary Link odgor od 33000 MWd/tU, gorivo još uvijek sadrži 96% urana od čega oko 0,9% otpada na fisibilni Glossary Link uran 235U, čiji je maseni udio u prirodnom uranu oko 0,711%, te oko 0,9% plutonija, od čega 72% otpada na fisibilne izotope 239Pu i 241Pu. Sastav ozračenog goriva po toni svježeg goriva je prikazan u tablici.

Sastav ozračenog nuklearnog goriva

Masa (kg)
238U
942,5
235U
8,3
Fisijski proizvodi
35
Izotopi Pu
8,9
236U
4,6
237Np
0,5
241Am + 242Am
0,12
244Cm
0,004

Ozračeno nuklearnog gorivo spada u kategoriju visoke radioaktivnosti. Specifična aktivnost fisijskih produkata gorivnih elemenata nakon 180 dana ležanja u bazenu iznosi oko 1,66•1014 Bq/kg (oko 4500 Ci/kg), a aktinida oko 7,77•1011 Bq/kg (21 Ci/kg). Specifična snaga takvog goriva je oko 20 W/kg.

Nakupljanje teških izotopa u nuklearnom gorivu kao funkcija odgora

Osnovna svrha prerade istrošenog goriva sastoji se u izdvajanju urana i plutonija radi njihove ponovne uporabe u proizvodnji svježih gorivnih elemenata, tj. u proizvodnji MOX (mixed oxide fuel) goriva. Sam postupak prerade uključuje demontiranje istrošenih gorivnih elemenata, rezanje gorivnih šipki, odvajanje materijala obloge, otapanje gorivnih tableta dušičnom kiselinom i odvajanje urana i plutonija kemijskim PUREX postupkom koji omogućuje iznimno visoku separaciju fisibilnih izotopa. To je najrašireniji postupak u ekstrakciji urana i plutonija u fazi prerade goriva, a razrađen je u Nacionalnom laboratoriju Oak Ridge (ORNL) u SAD-u prije više od 4 desetljeća.

Postupak prerade goriva s jedne je strane tehnički vrlo zahtjevan, dok s druge strane međunarodni ugovor o neproliferaciji nuklearnih materijala postavlja stroga ograničenja na širenje tehnologije prerade u druge države.

Kapaciteti postrojenja za preradu goriva

Država
Naziv postrojenja
Kapacitet (t/god)
Francuska
 
 
 
Marcoule, UP1
600 ( Glossary Link GCR)
Marcoule, APM
5 (FBR)
La Hague, UP2
800 (PWR)
La Hague, UP3
800 (PWR)
Indija
 
 
Taraput
100 (HWR)
Trombay
50 (HWR)
Kalpakkam
100 (HWR)
Japan
Tokai
90 (PWR)
Rusija
Khystym
400 (PWR)
Velika Britanija
 
 
Sellafield (Magnox)
1500 (GCR)
Sellafield (THORP)
1200 (PWR)
Dounreay
10 (FBR)
 
 
Ukupno: 5655 t/god

Zbog spomenutih sigurnosnih aspekata tehnologiju prerade istrošenog nuklearnog goriva posjeduje samo nekolicina razvijenih država, od kojih su najveća postrojenja La Hague (Francuska) i Sellafield (Engleska). Osim njih tu tehnologiju posjeduju Japan, Rusija i Indija. Ukupni kapacitet tih postrojenja zadovoljava potrebe za preradom 50% istrošenih gorivnih elemenata koji se godišnje generiraju u svijetu i iznosi 5655 t/god, od čega 3290 t/god otpada na gorivo PWR tipa.

Uran izdvojen u postupku prerade istrošenog goriva prevodi se u formu uranovog heksaflourida (UF6), a zatim se prevozi u postrojenje za obogaćenje i potom u postrojenje za preradu svježeg uranskog goriva. Glossary Link Plutonij izdvojen u postupku prerade se prerađuje u oksid PuO2 od kojeg se mogu izrađivati gorivne tablete za gorivne šipke termičkih ili brzih oplodnih reaktora, a to je tzv. MOX gorivo. Gorivne šipke termičkih reaktora mogu se izrađivati od mješavine oksida osiromašenog (0,2-0,3%) ili prirodnog urana (0,711%) i oksida plutonija (239Pu i 241Pu 3-5,5%). Gorivne šipke za brze reaktore integralnog tipa se izrađuju također od oksida osiromašenog urana (0,5%) i oksida plutonija (239Pu i 241Pu 13-20%).

U svijetu danas postoje samo 4 postrojenja (Belgija, Francuska, Japan i V. Britanija) za proizvodnju MOX goriva čiji je godišnji kapacitet svega 280 t. U Europi je trenutno u pogonu 28 lakovodnih reaktora koji u svom redovnom radu koriste MOX gorivo. Procjenjuje se da će u skoroj budućnosti biti izdane dozvole za 32 PWR reaktora s MOX gorivom.

Zbog visoke radioaktivnosti materijala procesom se mora upravljati daljinski. Naziv postupka je akronim engleskog izraza Plutonium and Uranium Recovery by Extraction.

Postupak se može grubo podijeliti u sljedeće korake:

  1. rezanje gorivnih šipki
  2. odvajanje materijala obloge od gorivnih tableta
  3. otapanje goriva dušičnom (nitratnom) kiselinom HNO3
  4. ekstrakcija urana i plutonija iz otopine

Proces prerade započinje demontiranjem istrošenih gorivnih elemenata i rezanjem njegovog kostura i gorivnih šipki. Na taj način izdvajaju se konstrukcijski materijali gorivnih elemenata kontaminirani visokim sadržajem aktivacijskih produkata, kao što su 3H, 14C, 55Fe, 59Ni, 60Co, 94Nb i drugi. Izdvojeni konstrukcijski materijali spadaju u kategoriju srednjeaktivnog otpada koji se posprema u posebne metalne kontejnere i imobilizira cementnom smjesom čime se postiže vrlo stabilna fizička i kemijska forma otpada, otporna na koroziju i izlučivanje radionuklida koja je pogodna za skladištenje, transport i odlaganje.

Nakon izdvajanja urana i plutonija iz kisele otopine u njoj preostaju fisijski i transmutacijski produkti (239Np, 241Am, 242Cm i 244Cm) vrlo visoke radioaktivnosti. Sigurnosni propisu u SAD ograničavaju vrijeme zadržavanja visoko radioaktivnih otpadaka u otopini na 5 godina, nakon čega ih treba prevesti u kruti oblik za potrebe konačnog odlaganja. Kako bi se spriječilo njihovo izlučivanje u zemlju i podzemne vode radi se njihova imobilizacija tako da se miješaju sa rastaljenom staklenom masom ( Glossary Link vitrifikacija). Tako dobivena kompaktna staklena masa, koja sadrži radioaktivni materijal, potom se odlaže u spremnike otporne na koroziju.


PUREX postupak

Na taj se način reducira početni volumen istrošenog goriva za faktor 4, međutim, budući da je u vitrificiranom otpadu sadržano 98% ukupne radioaktivnosti to je specifična aktivnost 4 puta veća u odnosu na istrošene gorivne elemente. To znači da s aspekta sigurnosti i zaštite treba uvažavati iste stroge kriterije kao i za slučaj skladištenja neprerađenog nuklearnog goriva. Iskustva u zbrinjavanju vitrificiranog otpada su ograničena na one države koje posjeduju takvu tehnologiju – vitrificirani otpad se ulaže u metalne kontejnere otporne na koroziju koji se pohranjuju u odgovarajuća skladišta. Neke države s razvijenim nuklearnim programima, koje nemaju vlastite kapacitete za preradu, koriste uslugu postojećih postrojenja za preradu istrošenog goriva, te se nakon nekog vremena skladištenja otpad vraća u državu u vitrificiranom obliku. Tom metodom se može izdvajati plutonij iz istrošenog goriva komercijalnih reaktora, ali i onaj iz reaktora za proizvodnju plutonija za potrebe nuklearnog oružja (razlika je u omjeru izotopa 240Pu i 239Pu), stoga su takva postrojenja pod strogom kontrolom.


Presjek metalnog kontejnera s kondicioniranim strukturnim otpadom koji se koristi u Sellafield-u.


Spremnici s vitrificiranim materijalom


Automatizirano rukovanje radioaktivnim materijalom

UREX (Uranium Extraction) metoda: predstavlja modificiranu PUREX metodu. Primarni cilj metode je sačuvanje kapaciteta konačnog odlagališta za visokoradioaktivni otpad (npr. Yucca Mountain) odvajanjem 99,9% urana iz istrošenog goriva. Metoda onemogućava proliferaciju jer se ubacuje kemijski spoj (reduktant) za smanjenje izotopa plutonija.
TRUEX metoda: razvijena je u Argonne National Laboratory za izdvajanje transuranskih elemenata americija i kirija. Teži se smanjiti alfa emisiju istrošenog goriva kako bi se pojednostavnilo odlaganje. Koristi se u kombinaciji s PUREX metodom.

UNEX metoda: razvijena je u Rusiji i Češkoj, služi da se nakon izdvajanja urana i plutonija potpuno izdvoje problematični izotopi (Cs, Sr te manjinski aktinidi).

SANEX (Selective Actinide Extraction): to je proces koji služi za izdvajanje lantanida (snažnih neutronskih apsorbera) od americija koji se može koristiti za npr. izradu detektora dima. Lantanidi i trovalentni manjinski aktinidi mogu se iz otopine nakon PUREX procesa ukloniti TRUEX procesom.

Prilikom prerade istrošenog goriva najveći utjecaj na okoliš imaju ispušteni radioaktivni plinovi tijekom procesa prerade, a to su: tricij, izotopi joda (posebno 131I) i plemeniti plinovi (posebno 85Kr). Postrojenja za preradu goriva stoga moraju imati uređaje za filtriranje i zadržavanje radioaktivnih plinova i za njihovu kontroliranu disperziju. Najveća postrojenja za preradu istrošenog goriva u Zapadnoj Europi su u Francuskoj (La Hague) i u Engleskoj (Sellafield). Linkovi s video-clipovima:

http://www.lahague.areva-nc.com/scripts/areva-nc/publigen/content/templates/Show.asp?P=13&L=EN
http://sellafieldsites.co.uk/what-we-do/sellafield-site/reprocessing

Činjenica da je postupak prerade istrošenog nuklearnog goriva tehnički vrlo zahtjevan a kapaciteti ograničeni, ima za posljedicu visoku jediničnu cijenu prerade: 900-1100 USD/kg. Dobra strana prerade je mogućnost ponovnog korištenja fisibilnih izotopa urana i plutonija za izradu svježeg goriva čime se smanjuju potrebe za svježim uranom i separacijskim radom u procesu obogaćivanja. Međutim, da bi prerada goriva bila ekonomski prihvatljiva, potrebno je da vrijednost izdvojenog urana i plutonija bude takva da pokriva troškove prerade goriva, što za sada još uvijek nije ispunjeno. Razlog se krije u dosta niskoj cijeni prirodnog urana (20-25 USD/kg). Budući da tehnologija prerade istrošenog nuklearnog goriva još uvijek nije dosegla potreban prag ekonomske prihvatljivosti, posljednjih je godina došlo do značajnog smanjenja
narudžbi za preradu istrošenog goriva od strane zemalja koje nemaju postrojenja za preradu.

Dodatni razlog koji ne ide u prilog razvoju te tehnologije je usporeni razvoj i mala primjena tehnologije brzih oplodnih reaktora (Fast Breeder Reactor) u kojima bi se plutonij izdvojen preradom istrošenog goriva mogao maksimalno iskoristiti.