Europa, Europa

Transkrypt

1 Chemia i inżynieria chemiczna w energetyce jądrowej Andrzej G. Chmielewski Instytut Chemii i Techniki Jądrowej & Wydział Inżynierii Chemicznej i Procesowej Politechniki Warszawskiej Wydział Chemiczny Politechniki Gdańskiej 20 stycznia 2011 Komitet Stały Rady Ministrów przyjął dzisiaj pakiet jądrowy, w skład którego wchodzą wszystkie regulacje prawne niezbędne do tego, by budować elektrownię atomową w Polsce. Politechnika Gdańska podpisała umowę o współpracy z PGE Energia Jądrowa. Wczoraj pomorscy biznesmani, samorządowcy i naukowcy zawiązali "Stowarzyszenie na rzecz elektrowni jądrowej w województwie pomorskim Europa, Europa.

2 Udział poszczególnych źródeł energii w ogólnym bilansie Porównanie kosztów zmiennych wytwarzania w USA energii elektrycznej w różnych technologiach % wzrost ceny uranu powoduje 2% wzrost ceny energii elektrycznej Emisja CO2 w zależności od żródła energii Ze spalenia 637,409 milionów tonn węgla: emisja uranu: 828,632 ton (zawierajacego 5883 ton uranu-235) emisja toru: 2,039,709 ton

3 Węgiel vs uran Około 3milionów ton węgla rocznie ton odpadów stałych, z gazami 7 milionów ton 1000 MWe Około 25 ton UO2 rocznie Po reprocesingu 1 tona wysoko radioaktywnych odpadów 1000 MWe Świat energetyki jądrowej Rozszczepienie jądra U W typowym akcie rozszczepienia wyzwala się 200 MeV energii, w chemicznej rekacji utleniania (np. spalania węgla) zaledwie kilka ev X

4 Reaktory naturalne w Oklo W r. 1972, rutynowa analiza rudy uranowej z Gabonu ujawniła duże odchylenie zawartości U-235 od standardowej wielkości 0,7202 ± 0,0006 % U-235. Oznaczono 0,717 ± %, U-235. Analizy pojedynczych próbek: do 0.62 %, a nawet 0.44 % U-235. Próbki te pochodziły z kopalni w Oklo. 73 Reaktory naturalne w Oklo Do utrzymania reakcji łańcuchowej z moderatorem wodnym, potrzebne jest wzbogacenie uranu do około 3% U-235. Takie wzbogacenie uranu naturalnego występowało na Ziemi około 1, lat temu. Reaktory naturalne w Oklo pracowały z przerwami od kilku lat do setek tysięcy lat. Od zakończenia pracy reaktorów naturalnych minęło 2 mld lat. W tym czasie rozpadły się wszystkie produkty rozszczepienia, nawet najdłużej żyjące, mające T 1/2 powyżej miliona lat, m.in. 129 I (1, lat), 135 Cs (2, lat), 107 Pd (6, lat). Odpady z Oklo miały 2 mld lat na migrację w środowisku, ale pozostały na miejscu ich powstania. Rozwój konstrukcji reaktorów energetycznych.

5 Oferowane typy reaktorów Typy reaktorów Reaktory przyszłości

6 2007 Wydobycie uranu, główni dostawcy Uran w Polsce? POIG Instytut Chemii i Techniki Jądrowej wraz z Państwowym Instytutem Geologicznym - PIB Analiza możliwości pozyskiwania uranu dla energetyki jądrowej z zasobów krajowych Rudy uranu - paliwo

7 Key Lake, Saskatchewan, Canada McArthur River, Saskatchewan, (530 m) Wyoming, USA ługowanie in situ Schemat procesowy

8 Ługowanie uranu z rud Ługowanie kwasem siarkowym (90%) Utlenianie UO2 do UO3: UO UO H UO2 + H SO UO ( SO ) Oczyszczany metodą ekstrakcji Przerób yellow cake do UF6

9 Sześciofluorek uranu Temperatura topnienia 64,8 C (338 K) Wzbogacanie uranu w U Współczynniki podziału Dyfuzja gazowa α = 352/349 = Wirówki α = 1,6

10 Kaskada do wzbogacania uranu separative work unit xf F P xp T xt value function Woda ciężka Produkcja destylacja wymiana chemiczna elektroliza Zastosowanie reaktory ciężkowodne synteza termojądrowa Instalacja gazowej dyfuzji w Paducah

11 Instalacja wzbogacania uranu w Tricastin, Francja. Cztery reaktory jądrowe na pierwszym planie zasilają ją mocą równą 3000 MWe Przygotowanie paliwa uranowego

12 Cykl otwarty cykl zamknięty Otwarty cykl paliwowy Zużycie paliwa w otwartym cyklu paliwowym

13 Zamknięty cykl paliwowy 239Pu (24 tys. lat) + n 134Cs (2 lata) + 104Ru (trwały) + 2n MeV ACSEPT Actinide recycling by SEParation and Transmutation FP7 Collaborative Project Aktynowce mniejszościowe Aktynowce w zużytym paliwie inne niż uran i pluton(aktynowce większosciowe). Są to neptuniu, americium, curium, berkelium, californium, einsteinium i fermium. Najważniejsze w wypalonym paliwie to neptunium-237, americium-241, americium-243, curium-242 do - 248, i californium-249 do Przerób wypalonego paliwa - proces PUREX PUREX - Plutonium - URanium EXtraction standardowa (1947) hydrometalurgiczna metoda odzysku uranu i plutonu ekstrakcja jonów tych metali z wodnego (6 M HNO 3 ) roztworu wypalonego paliwa do roztworu tributylofosforanu (30 %) w nafcie ekstrahują się solwaty MO 2 (TBP) 2 (NO 3 ) 2 (M = U, Np, Pu): [UO2]²+ Model kompleksu MO 2 (TEP) 2 (NO 3 ) 2 (TEP = trietylofosforan) W fazie wodnej pozostają produkty rozszczepienia oraz Am, Cm... Późniejsze rozdzielenie U, Np i Pu - reekstrakcja (redox)

14 Zamknięty cykl paliwowy z wykorzystaniem paliwa MOX Reakcje w paliwie MOX Zamknięty cykl paliwowy pełny recykling aktynowców

15 Oddzielenie długożyciowych transuranowców od produktów rozszczepienia niezbędny warunek transmutacji jądrowej. Niektóre produkty rozszczepienia to trucizny reaktorowe. * * * Nowa strategia przerobu wypalonych paliw jądrowych, CEA Francja An(III) + Ln(III) An(III)/Ln(III) co-extraction separation Schemat koncepcyjny procesu wydzielenia aktynowców mniejszościowych (Am, Cm) z odpadów jądrowych reaktorów LWR po usunięciu plutonu Schemat przerobu paliwa Lata na które starcza zasoby uranu (wg. zużycia roku 2006) Obecne technologie reaktorowe Złoża zidentyfikowane 1 Oceniane złoża fosforyty Reaktory na neutrony prędkie > > > OECD NEA 2008

16 Relative radio toxicity Nowe technologie przerobu paliwa MA + FP Plutonium recycling Pu + MA + FP Spent Fuel No reprocesisng Uranium Ore (mine) FP P&T of MA Time (years) POIG /09 Centrum Radiochemii i Chemii Jądrowej na potrzeby energetyki jądrowej i medycyny nuklearnej Transmutacja jądrowa Transmutacja jądrowa przekształcenie jednego pierwiastka w inny lub jednego izotopu w inny w wyniku promieniowania jądrowego, np. neutronów prędkich w reaktorze jądrowym. Najważniejszy proces fizyczny prowadzący do pożądanej transmutacji aktynowców rozszczepienie jądrowe, np.: 239 Pu (24 tys. lat) + n 134 Cs (2 lata) Ru (trwały) + 2n MeV Niekiedy dopiero kilka kolejnych aktów wychwytu i rozpadu prowadzi do pożądanej transmutacji: 241 Am (432 lat) + n 242 Am (16 h) 242 Am (16 h) [rozpad β - ] 242 Cm (163 dni) 242 Cm (163 dni) [rozpad α] 238 Pu (88 lat) W wyniku transmutacji następuje znaczne skrócenie czasu, w jakim odpad jądrowy traci swą radiotoksyczność. ADS reaktor pracujący w warunkach podkrytycznych oraz transmutacja odpadów Przerób paliwa dla transmutacji

17 Przerób paliwa z reaktorów powielajacych Radionuklidy w układzie chłodzenia reaktora PWR produkty rozszczepienia (FP), np. 85Kr, 131I, 133Xe, 137Cs, przedostają się z paliwa przez defekty koszulek prętów paliwowych; produkty aktywacji neutronowej produktów korozji (np. kobaltu ze stali nierdzewnej) i składników chłodziwa, powstają w wyniku reakcji wtórnych w chłodziwie, np.: 59Co(n,γ)60Co 6Li(n,α)3H 10B(n,2α)3H 17O(n,α)14C Chemia chłodziw obiegu pierwotnego reaktorów PWR Regulacja borowa sterowanie mocą reaktora stężeniem H 3 BO 3 w chłodziwie obiegu pierwotnego: W wyniku reakcji jądrowej 10 B(n,α) 7 Li jądra boru-10 (20 % w B nat ) intensywnie (σ term 3,8 kb) pochłaniają neutrony termiczne. Stężenie H 3 BO 3 w chłodziwie jest zmieniane w zakresie ppm B. Potrzebna (zapobieganie korozji) regulacja ph chłodziwa: a) PWR dodatek 7 LiOH; [Li + ] = 0,2 2,2 ppm do ph 300 = 7,4 b) VVER dodatek KOH; [K + ] = 2 22 ppm do ph 300 = 7,2 ± 0,1 Optymalne ph (minimum osadzania się radioaktywnych produktów korozji) zależy od wyboru materiałów konstrukcyjnych (rozpuszczalność Fe 3 O 4 ). Potrzebna minimalizacja stężenia agresywnych (korozja) czynników: [Cl ] < 0,2 0,05 ppm [F ] < 0,1 ppm [O 2 ] < 0,01 ppm (regulacja stężenia tlenu dodatkiem H 2 rzędu 2,2 4,5 ppm)

18 Wybrane pomocnicze układy technologiczne EJ z PWR Układ oczyszczania i regulacji chemicznej chłodziwa obiegu pierwotnego (CVCS) - by-pass obiegu pierwotnego: -filtry mechaniczne-usuwają osady radioaktywne (crud); - kolumny z żywicami jonowymiennymi (kationit, anionit, złoże mieszane) - zadania: regulacja ph, regulacja stężenia kwasu borowego (termiczna), regulacja stężenia LiOH, usuwanie chlorków, usuwanie radionuklidów. Efektywność dekontaminacji: DF ~ Układ oczyszczania upustów chłodziwa Układ oczyszczania wody basenów wypalonego paliwa Układ oczyszczania ścieków podłogowych i innych ciekłych odpadów promieniotwórczych - kolumny jonitowe, instalacje membranowe, wyparki. W pomocniczych układach technologicznych elektrowni jądrowych radionuklidy, które powstały w układzie chłodzenia (produkty aktywacji) lub przedostały się do niego z prętów paliwowych (produkty rozszczepienia), są: w niewielkim stopniu uwalniane do otoczenia, np. tryt, jod, gazy szlachetne; lub po oczyszczeniu zawierających je mediów i przeróbce chemicznej stają się zasadniczym składnikiem odpadów promieniotwórczych średnio- i niskoaktywnych. Najważniejsze radionuklidy w ciekłych odpadach z EJ Cr d Ru d Mn d Ag-110m 250 d Fe d Sb d Co d Sb-125 2,7 y Co-60 5,3 y I-131 8,1 d Zn d Cs-134 2,1 y Sr d Cs y Sr-90 19,9 y Ba d Zr d La h Nb d Ce d Tc y Ce d Zawartość: % 10-20% 5 10% 1 5% Główny wkład w pole promieniowania gamma w pobliżu obiegu pierwotnego (osady wewnątrz rurociągów)

19 Problem radiocezu Mała jest efektywność oczyszczania chłodziwa I obiegu PWR od długożyciowych 137 Cs i 134 Cs na zwykłych filtrach jonitowych. Żywice selektywne na Cs + umiarkowanie dobrze pracują w roztworach zawierających jony Li +, ale zawodzą przy niewielkich nawet stężeniach jonów K + (chłodziwo VVER) i umiarkowanych stężeniach Na + (np. ciekłe odpady). Wysokoselektywne na Cs + jonity nieorganiczne (żelazocyjanki metali przejściowych, fosforomolibdenian amonu i in.) są zbyt kruche, by móc je stosować w skali technologicznej. W połowie lat 80. zespół IChTJ we współpracy z IFJ (J. Narbutt, B. Bartoś, A. Bilewicz, Z. Szeglowski) opracował nowego typu sorbenty, wysoce efektywne względem jonów cezu, t.zw. kompozytowe wymieniacze jonów i opatentował je w 11 krajach świata. Sproszkowany jonit nieorganiczny (żelazocyjanek tytanu) został trwale wbudowany w matrycę żywicy fenolosulfonowej w procesie syntezy jej kulistych ziaren: Ziarno (x200) i powierzchnia (x2500) ziarna sorbentu kompozytowego zawierającego 20% żelazocyjanku tytanu (IChTJ, 1985) Najważniejsze radionuklidy gazowe emitowane przez EJ Radioizotopy gazów szlachetnych Kr i Xe Stały monitoring powietrza atmosferycznego: 85 Kr (T 1/2 = 10 lat) przerób paliw jądrowych (np. wykrywanie nielegalnej produkcji plutonu), 133 Xe (T 1/2 = 5,3 dni) eksploatacja EJ Radioizotopy jodu w związkach organicznych, np. CH I Filtry z węglem aktywnym zatrzymują gazy szlachetne i związki jodu na czas wystarczający do praktycznie pełnego rozpadu izotopów krótkożyciowych (~60 h dla izotopów Kr, ~60 dni dla izotopów Xe). Tryt

20 Tryt Stężenie trytu w chłodziwie PWR (I obieg) Bq/cm 3 Typowe wartości zrzutów trytu z EJ (PWR): gazowe: HT ~ 1,5 TBq/(GWe rok) wodne: HTO ~ 15 TBq/(GWe rok) Problem chemicznego wiązania trytu (zestalania odpadów zawierających tryt) wciąż praktycznie nie jest rozwiązany, ale tryt należy do radionuklidów najmniej radiotoksycznych emituje tylko promieniowanie β - o niskiej energii (18 kev), a jego okres połowicznego zaniku (12 lat) nie jest długi w skali czasu przechowywania odpadów promieniotwórczych. Unieszkodliwianie odpadów promieniotwórczych pochodzących z procesu przerobu wypalonego paliwa Zatężanie odpadów ciekłych wyparki, sorbenty, technologie membranowe. Zestalanie odpadów ciekłych wyparki, sorbenty, cementowanie, asfaltowanie, zeszkliwianie. Zeszkliwianie odpadów jądrowych Wysokoaktywne odpady ją drowe zawierające promieniotwórcze produkty rozszczepienia i aktynowce po odparowaniu (zestaleniu) poddaje się procesowi witryfikacji (zeszkliwiania). Gorąca borosilikatowa masa szklana wlewana jest do pojemników ze stali nierdzewnej, które po ostudzeniu są zaspawane, ładowane do silosów i transportowane na składowisko odpadów p r o m i e n i o t w ó r c z y c h. Ładowanie kanistrów z zeszklonym paliwem do silosów

21 Ilość odpadów wysokoaktywnych W każdym pojemniku (kanistrze) mieści się 400 kg masy szklanej. Odpady z jednego roku pracy reaktora o mocy 1000 MWe, to 5 ton takiego szkła lub 12 kanistrów wysokości 1,3 m i średnicy 0,4 m. Kanistry te łatwo transportować i przechowywać w odpowiednich warunkach osłonowych. Przetwórnie wypalonego paliwa we Francji, Wielkiej Brytanii i Belgii wytwarzają rocznie około 1000 ton takiego zeszklonego paliwa (2500 kanistrów). Pokazany blok szkła borosilikatowego odpowiada ilości 0,25 kg odpadów promieniotwórczych o wysokiej aktywności pochodzących z energii elektrycznej produkowanej w EJ, przypadających na jednego człowieka w czasie jego całego życia. Układ barier izolujących paliwo wypalone w szwedzkim składowisku w Oskarhamn A) Pastylki paliwowe z UO 2 w koszulce. B) Pojemnik miedziany z wkładką z żeliwa, zawierający wypalone elementy paliwowe, C) Skała, w której wykonano studnie wypełnione bentonitem, D) Część podziemna składowiska głębokiego.

22 Przykłady możliwych lokalizacji składowiska odpadów wysokoaktywnych w Polsce Permskie złoża solne 740 m pod powierzchnią ziemi;średnia grubość około 200 m, Złoża prekambryjskie Studium PAA i Instytutu Geologii - wiele innych Zagrożenie: możliwych lokalizacji rozpuszczenie odpadów w wodzie i przesączenie się do zasobów wody pitnej Ochrona: system barier: zeszklenie odpadów, szczelne pojemniki, grube warstwy skalne. Możliwość zabezpieczenia odpadów przez kilkaset / wiele tysięcy lat: 1) Po witryfikacji odpady odporne na wymywanie. 2) Pojemniki (stal nierdzewna) mogą przetrwać od 1000 do lat. 3) Pokłady solne lub granitowe chronią przed dostępem wody a trwają nienaruszone miliony lat. 4) Nawet w razie wycieku substancje radioaktywne przesączanie przez m skał trwa około 100 tysięcy lat! Olkiluoto w Finlandii. Podziemne składowisko odpadów nisko- i średnio-aktywnych Cykl torowy Tor, pierwiastek, którego zawartość w skorupie ziemskiej jest około trzy do czterech razy większa niż uranu może być wykorzystany w reaktorze jądrowym jako materiał paliworodny. Najbardziej popularnym minerałem jest minerał zawierający fosforany ziem rzadkich nazywany monazytem. Instytut Energii Atomowej POLATOM UDA-POIG /08-00 Analiza efektów wykorzystania toru w jądrowym reaktorze energetycznym. Projekt jest realizowany przy współpracy z Instytutem Chemii i Techniki Jądrowej w zakresie "Analiz Fizykochemicznych Napromienionych Materiał ów Torowych"

23 Cykl torowy Indyjski reaktor ciężkowodny pracujacy na Th ADS

24 Występowanie uranu Bogate rudy Rudy Ubogie rudy Bardzo ubogie rudy Granit Skały osadowe Skorupa ziemska (średnio) Woda morska ppm U ppmu ppmu 100 ppmu 4-5 ppmu 2 ppmu 2,8 ppmu 0,003 ppmu Technologie uzysku uranu Technologie konwencjonalne Wydobycie i przerób rud Ługowanie in - situ Technologie niekonwencjonalne Odzysk z kwasu fosforowego Odzysk z ługów potrawiennych przemysłu miedziowego Odzysk z wody morskiej Zasoby uranu w fosforytach Kraj miliony t U Morskie Maroko 6,9 USA 1,2 Meksyk 0,15 Jordania 0,1 Inne 0,65 Razem 9 Organiczne Kazachstan 0,12 Rosja Razem 0,12 Razem wszystkie kat. 9,12

25 Konwencjonalne i niekonwencjonalne metody uzysku uranu Dotychczasowe doświadczenia Odzysk uranu z kwasu fosforowego

26 Proces JAERI Odzysk uranu z wody morskiej Porównanie charakterystyk cykli paliwowych reaktorów energetycznych Ilość Unat/1 TWh Ilość odpadów/1twh Okres sklad. Cykl otwarty (wypal. 50 GWd/tU) 25,5 ton Cykl zamknięty z MOX 21,5 ton 2,5 ton lat 0,535 ton lat Cykl zamknięty z reprocesingiem aktynowców 13,7 ton Reaktor na stopionych solach 50 kg Unat+50 kg Th 125 kg 500 lat 100 kg 500 lat

27 DZIĘKUJĘ ZA UWAGĘ!