Strona 1 z 45 Wstęp. Gospodarka wypalonym paliwem jądrowym. Analiza opcji dla Programu Prof. dr hab. Stefan Chwaszczewski Narodowe Centrum Badań Jądrowych, Otwock, Świerk Budowa elektrowni jądrowych w Polsce postawi przed organizacjami odpowiedzialnymi za gospodarkę odpadami promieniotwórczymi, wypalonym paliwem, organizacjami odpowiedzialnymi za bezpieczeństwo jądrowe i radiologiczne, jak również przed operatorami elektrowni jądrowych ważne zadanie: wyboru technologii postępowania z wypalonym paliwem jądrowym. W Programie 1 założono oddanie do eksploatacji do 2035 roku elektrowni jądrowych o mocy 6 000 MWe, z wykorzystaniem jądrowych reaktorów energetycznych LWR 2 III lub III+ generacji 3. w okresie 60 lat ich eksploatacji, wytworzonych zostanie około 2 820 TWh 4 energii elektrycznej, oraz zostanie wyładowane w zależności od typu instalowanych w Polsce reaktorów energetycznych - od ponad 5 000 do 8 000 MgIU 5 w wypalonym paliwie jądrowym. Społeczeństwo odbiera gospodarkę wypalonym paliwem, jako poważne zagrożenie związaną z energetyką jądrową. Ze względu na obecność w wypalonym paliwie niebezpiecznych (tak zwanych radiotoksycznych ) dla ludzi i środowiska izotopów neptunu (Np), plutonu (Pu), ameryku (Am), kiuru (Cm), berkelu (Bk) i kalifornu (Cf), w przypadku wykorzystania opcji składowania wypalonego paliwa wymagana jest jego izolacja od środowiska przez ponad 10 000 lat, co może wywołać zastrzeżenia społeczne. Dodatkowo, w wypalonym paliwie znajduje się znaczna ilość paliwa jądrowego, które może być wykorzystane do wytworzenia dodatkowej energii. Dlatego prowadzone są intensywne prace nad perspektywicznymi cyklami paliwowymi, których celem jest: 1. redukcja zawartości radiotoksycznych izotopów w składowanych odpadach i zmniejszenie niezbędnego okresu ich izolacji od środowiska, 2. zwiększenie efektywności wykorzystania paliw jądrowych. W referacie zostaną przedstawione wyniki analiz trzech technologii postępowania z wypalonym paliwem: 1. składowanie bez przerobu, odpowiednio schłodzonego i zabezpieczonego paliwa w głębokim, geologicznym składowisku, 2. przerób chemiczny wypalonego paliwa, wykorzystanie wyodrębnionego plutonu z uranem lub torem w tzw. paliwie MOX 6, zabezpieczenie produktów rozszczepienia 7 i innych radioaktywnych substancji oraz po odpowiednim okresie chłodzenia ich składowanie razem z wypalonym paliwem MOX, 3. recykling wypalonego paliwa z reaktorów LWR w reaktorach na neutronach prędkich. Przeprowadzone analizy wykazały skuteczność recyklingu (redukcję zawartości długo życiowych i 1 Program, Ministerstwo Gospodarki, październik 2013 r. zatwierdzony przez Radę Ministrów RP w styczniu 2014 r., str.28. 2 Reaktory LWR - Light Water Reactor, reaktor, w których chłodziwem i moderatorem neutronów jest woda (określana jako "lekka woda" w odróżnieniu od tzw. "ciężkiej wody" - D 2 O). Moderator - substancja spowalniająca w zderzeniach prędkie neutrony powstałe w procesie rozszczepienia do niskich energii, przy których występuje największe prawdopodobieństwo wywołania reakcji rozszczepienia. 3 Reaktory III lub III+ generacji - reaktory energetyczne, których parametry bezpieczeństwa oraz parametry ekonomiczne spełniają wymagania dokumentów EUR (European Utility Documents - zestaw wymagań opracowanych przez europejskich operatorów elektrowni jądrowych) lub URD (Utility Requirement Documents - zestaw wymagań opracowany w Electric Power Research Institute - EPRI ) 4 TWh - terra wato godzina, jednostka ilości energii elektrycznej określająca produkcję lub zapotrzebowanie energii elektrycznej w skali kraju, równa 10 9 kwh. Obecnie w Polsce rocznie wykorzystujemy od 150 do 160 TWh energii elektrycznej. 5 MgIU ton (Mg) uranu określa masę uranu w świeżym (I-initial) paliwie jądrowym. Tak jest określana ilość wypalonego paliwa. 6 Paliwo MOX- Paliwo Mixed OXygen fuel paliwo, w którym rozszczepialny izotop U235 został zastąpiony plutonem uzyskanym z przerobu wypalonego paliwa.. 7 Produkty rozszczepienia - pierwiastki powstające w procesie rozszczepienia paliwa jądrowego.
Strona 2 z 45 radiotoksycznych izotopów znaczące skrócenie okresu ich izolacji od środowiska - do 1 000 lat) oraz zwiększenie efektywności wykorzystania paliwa jądrowego: w procesie recyklingu reaktory na neutronach prędkich są źródłem energii, która zasila turbinę i generator energii elektrycznej. Oszacowano, że przy recyklingu wypalonego paliwa jądrowego powstałego w wyniku eksploatacji elektrowni jądrowych z reaktorami LWR o mocy 6 000 MWe przez 60 lat zostanie wytworzone dodatkowo około 1 700 TWh energii elektrycznej. Przedmiotem analiz będzie ilość paliwa jądrowego niezbędnego do wytworzenia 1 TWh energii elektrycznej, ilość przeznaczonego do składowania wypalonego paliwa lub ilość i charakterystyki odpadów promieniotwórczych powstałych przy wykorzystaniu technologii przerobu lub recyklingu: ich radiotoksyczność i moc źródeł ciepła. W aneksach do referatu przedstawiona jest definicja pojęcia radiotoksyczność, metody wyznaczenia tej wielkości oraz metodyka określania mocy źródeł ciepła wytwarzanego w wypalonym paliwie oraz w produktach przerobu wypalonego paliwa. Wybór technologii postępowania z wypalonym paliwem w istotnym stopniu wpływa na oprzyrządowanie reaktora energetycznego. Przyjęta technologia powinna być określona w zapytaniu ofertowym jądrowych bloków energetycznych przewidzianych do budowy w Polsce. Jest oczywistym, że gospodarka wypalonym paliwem będzie również elementem Wstępnego Raportu Bezpieczeństwa opiniowanego przez Państwowy Dozór Jądrowy. Przyjęta w 2011 roku Dyrektywa UE 8, działanie 4 z listy działań w Programie Polskiej Energetyki Jądrowej z 2013 r. oraz uchwalona przez Sejm RP 4 kwietnia 2014 r. Ustawa o zmianie ustawy Prawo Atomowe i zmianie niektórych ustaw nakłada na organy rządowe obowiązek opracowania i okresowej aktualizacji Krajowego Planu postępowania z odpadami promieniotwórczymi i wypalonym paliwem jądrowym oraz wprowadza szereg regulacji prawnych w prowadzeniu gospodarki odpadami promieniotwórczymi oraz wypalonym paliwem jądrowym. Niniejszy dokument może wspomóc w wypełnieniu tych zobowiązań. 8 Dyrektywa Rady 2011/70/EURATOM z dnia 19 lipca 2011 r. ustanawiająca ramy wspólnotowe w zakresie odpowiedzialnego i bezpiecznego gospodarowania wypalonym paliwem jądrowym i odpadami promieniotwórczymi (Dz. Urz. UE L 199 z 02.08.2011, str. 48)
Strona 3 z 45 2.Spis treści strona 1. Wstęp 1 2. Spis treści 3 3 Spis tabel 3 4. Spis rysunków 4 5. Program (PPEJ) 6 6. Gospodarka wypalonym paliwem jądrowym. 12 6.1. Początek drogi wypalonego paliwa. 13 6.2. Przechowywanie wypalonego paliwa. 14 7. Analizowane technologie gospodarki wypalonym paliwem. 18 7.1. Składowanie wypalonego paliwa bez jego przerobu - Repository. 19 7.2. Przerób wypalonego paliwa - Reprocessing. 24 7.3 Recykling wypalonego paliwa z wykorzystaniem reaktorów na neutronach prędkich. 31 8. Podsumowanie. 41 9. Załącznik 1. Wątpliwości dotyczące przechowywania i składowania wypalonego 42 paliwa z głębokością wypalenia powyżej 40GWd/MgIU 10. Nota o autorze. 45 Anex A. Metody wyznaczania składu wypalonego paliwa. Anex B. Radiotoksyczność substancji promieniotwórczych w wypalonym paliwie jądrowym. B1. Radiotoksyczność aktynowców i produktów ich radiacyjnych przemian w B1 wypalonym paliwie. B2. Radiotoksyczność produktów rozszczepienia. B4 B3. Radiotoksyczność rudy uranu naturalnego. B4 Anex C. Generacja ciepła powyłączeniowego w wypalonym paliwie C1. Ciepło powyłączeniowe wypalonego paliwa bezpośrednio po wyładunku z reaktora. C1 C2. Ciepło powyłączeniowe wypalonego paliwa reaktorów PWRi BWRdla po C1 wyładunku z reaktora 1 rok i więcej. C3. Porównanie z wynikami obliczeń kodem ORIGEN. C6 Załącznik 1. Wyniki pomiarów mocy źródeł ciepła powyłączeniowego w wypalonym C8 paliwie reaktorów PWR i BWR Spis tabel 1. Podstawowe charakterystyki reaktorów LWR spełniających wymagania 8 dokumentu EUR, 2. Charakterystyki eksploatowanych i budowanych jądrowych bloków 9 energetycznych z reaktorami ABWR 3. Charakterystyki jądrowych bloków energetycznych z reaktorami PWR w budowie 9 4. Średnie wartości głębokości wypalenia paliwa jądrowego w poszczególnych 10 reaktorach przyjętych do dalszych analiz gospodarki wypalonym paliwem. 5. Podstawowe charakterystyki jądrowych bloków energetycznych przy 60 letnim 11 okresie eksploatacji. 6. Charakterystyki "floty EJ" za okres 60 lat, zestawionej z jednakowych reaktorów 11 energetycznych. 7. Szacunek ilości wypalonego paliwa w PPEJ oraz zawartości w nim aktynowców 12 8. Moc źródeł ciepła powyłączeniowego (Watt) emitowanego przez porcję paliwa, 15 z którego wygenerowano w reaktorze energię cieplną 1 GWd wartości funkcji F(t) 9. Wyniki oszacowania sumarycznej mocy źródeł ciepła powyłączeniowego 16 wypalonego paliwa wyładowywanego sukcesywnie z przy reaktorowego przechowalnika reaktorów III generacji. 10. Zestawienie krajów i przyjętych technologii postępowania z wypalonym paliwem. 19 11. Światowy potencjał przerobu wypalonego paliwa LWR MgU/rok. 26 12. Światowy potencjał produkcji paliwa MOX (MgHM/rok). 26 13. Zestawienie masy poszczególnych komponentów w 1 MgIU wypalonego paliwa 33 reaktora PWR z wypaleniem 55 GWd,
Strona 4 z 45 14. Podstawowe charakterystyki reaktora PRISM przyjęte w prowadzonych analizach. 36 15. Zmiany zawartości pierwiastków aktynowców w 1 MgIU wypalonego paliwa 36 reaktorów PWR z głębokością wypalenia 55 GWd/MgIU wyładowanych z reaktora oraz po 25 latach. 16. Zestawienie wyników obliczeń wypalenia izotopów TRU, izotopów uranu oraz ilości 37 przerabianego wypalonego paliwa reaktorów PWR dla uzupełnienia wypalonych izotopówtru. 17. Zestawienie wyników obliczeń wypalenia izotopów TRU, izotopów uranu oraz ilości 37 przerabianego wypalonego paliwa reaktorów BWR dla uzupełnienia wypalonych izotopów TRU 18. Zawartość pierwiastków w TRU po poszczególnych cyklach wypalania w bloku 38 2xPRISM. 19. Ilość oraz skład izotopowy uranu wydzielonego z 1 MgIU wypalonego paliwa 39 reaktora PWR i BWR po 25 latach od wyładunku z reaktora. 20. Zestawienie charakterystyk Centrum Recyklingu dla różnych opcji elektrowni 40 jądrowych w Polsce. 21. Koszt wytworzenia 1 MWh energii elektrycznej dostarczonej do krajowej 40 sieci elektro energetycznej w cenach 1996 r. w rozbiciu na składowe. Anex C. Generacja ciepła powyłączeniowego w wypalonym paliwie C1 Moc źródeł ciepła powyłączeniowego w 1 kasecie paliwowej. C1 C2 Moc źródeł ciepła powyłączeniowego (Watt) emitowanego przez porcję paliwa, C5 z którego wygenerowano w reaktorze energię cieplną 1 GWd funkcja F(t) C3 Porównanie mocy źródeł ciepła powyłączeniowego określonego w tabeli C.2. C5 z wynikami obliczeń przeprowadzonych kodem ORIGEN. C4 Wyniki obliczeń mocy cieplnej wytwarzanej w wypalonym paliwie w wyniku C6 przemian promieniotwórczych aktynowców i produktów rozszczepienia oraz mocy promieniowania gamma wytwarzanego przez przemiany promieniotwórcze aktynowców i produktów rozszczepienia (Watt) w przeliczeniu na 1 GWd energii cieplnej wytworzonej w reaktorze 4. Spis rysunków. 1. Osiągi i prognoza średnich wartości głębokości wypalenia paliwa uranowego w 10 reaktorach PWR i BWR. 2. Schemat gospodarki wypalonym paliwem jądrowym z lekkowodnych reaktorów 13 energetycznych 3. Schemat wyładunku wypalonego paliwa z reaktora i jego transportu do 13 przy reaktorowego basenu przechowawczego. 4a. Konstrukcja suchego przechowalnika wypalonego paliwa. 18 4b. Suche przechowalniki wypalonego paliwa. 18 5. Zanik radiotoksyczności wypalonego (55 GWd/MgIU) paliwa jądrowego 20 w jednostkach radiotoksyczności wykorzystanej rudy uranu naturalnego. 6. Pojemnik przeznaczony do składowania wypalonego paliwa. 22 7. Trzy typy pojemników przewidzianych do składowania wypalonego paliwa 22 w składowisku ONKALO. 8. Schemat składowiska wypalonego paliwa ONKALO. 23 9. Wpływ wydzielenia z wypalonego paliwa izotopów plutonu oraz produktów 24 rozszczepienia na radiotoksyczność pozostałych radioaktywnych izotopów. 10. Przekrój czynny na rozszczepienie izotopu Pu239i U235w zakresie energii 25 neutronów od 0,01eV do 100eV. 11. Zakład przerobu wypalonego paliwa La Hague (Francja). 26 12. Zakład przerobu wypalonego paliwa i produkcji paliwa MOX Sellafield (Anglia). 26 13. Przewidywane trasy transportu paliw jądrowych oraz odpadów promieniotwórczych 27 przy wykorzystaniu technologii przerobu wypalonego paliwa w polskiej energetyce jądrowej. 14. Zależność od czasu radiotoksyczności poszczególnych składowych przerobu 28 wypalonego paliwa uranowego i wykorzystania paliwa UMOX. 15. Zmiany izotopowe izotopów plutonu w cyklach UMOX, ThMOX i NMOX. 30
Strona 5 z 45 16. Zestawienie zależności radiotoksyczności paliwa w cyklach UMOX, ThMOX 30 i NMOX od czasu po wyładowaniu z reaktora. 17. Radiotoksyczność cyklu ThMOX oraz źródeł zwiększonej radiotoksyczności 30 spowodowanej izotopami szeregu rozpadu U233. 18. Radiotoksyczność poszczególnych składowych 1 MgIU wypalonego paliwa 33 reaktora PWR z wypaleniem 55 GWd. 19. Zależność stosunku przekroju czynnego na rozszczepienie do absorpcji 34 od energii neutronu dla kilku izotopów aktynowców. 20. Idea wykorzystania recyklingu wypalonego paliwa z reaktorów LWR w Centrum 35 Recyklingu z reaktorami na neutronach prędkich PRISM. 21. Cykl paliwowy reaktora PRISM. 38 22 Zestawienie wyładowanego z EJ, składowanego i przerobionego wypalonego paliwa. 41 Anex A. Metody wyznaczania składu wypalonego paliwa A1. Zestaw izotopów analizowanych w kodzie ORIGEN i w programie Cykle paliwowe. A2 A2. Rozkład energetyczny neutronów w kasecie A1 reaktora EPR. A3 A3. Rozkład energetyczny strumienia neutronów w reaktorze PWR i FR A4 A4. Wykres przekroju czynnego U235 na reakcję (n,2n). A5 A5. Przykład tabeli wartości numerycznych przekrojów reakcji U235(n,2n). A5 Anex B. Radiotoksyczność substancji promieniotwórczych w wypalonym paliwie jądrowym. B1. Fragment tabeli II-VI zamieszczonej w portalu DOSEINFO RADAR - IAEA B2 B2. Szereg promieniotwórczy przemian Pu241. B3 B3. Zależność czasowa zmian radiotoksyczności 1 kg Pu241 razem z B3 radiotoksycznością izotopów powstałych w szeregu promieniotwórczym rozpadu Pu241. Anex C. Generacja ciepła powyłączeniowego w wypalonym paliwie C1. Zależność parametru F(t) generowanego ciepła powyłączeniowego w wypalonym C3 paliwie od okresu czasu po wyładowaniu z reaktora PWR. C2. Zależność parametru F(t) generowanego ciepła powyłączeniowego w wypalonym C4 paliwie od okresu czasu po wyładowaniu z reaktora BWR.
Strona 6 z 45 5. Program (PPEJ) W projekcie Programu 9 z 2010 roku, przewiduje się zainstalowanie do 2030 roku co najmniej 4 500 MWe mocy w elektrowniach jądrowych. Wartość ta została potwierdzona w ekspertyzie ARE z 2011 r 10. Polska Grupa Energetyczna, jako inwestor przyszłych elektrowni jądrowych zakłada budowę w pierwszym etapie dwóch elektrowni jądrowych, każda po 3 000 MWe zainstalowanej mocy. Opracowany przez Ministerstwo Gospodarki w 2013 r. i przyjęty przez Rząd RP w styczniu 2014 r. Program 11 zakłada oddanie do eksploatacji pierwszego jądrowego bloku energetycznego w 2025 roku, drugiego w 2026 r., trzeciego w 2030 r., a czwartego w 2031 r. Łącznie, do 2035 roku przewiduje się oddanie do eksploatacji czterech jądrowych bloków energetycznych o łącznej mocy (rozumiem netto) 6 GWe. W tym założeniu przewiduje się, że każdy jądrowy blok energetyczny będzie dysponował mocą netto rzędu 1 500 MWe. Zakłada się, że będą to jądrowe bloki energetyczne III lub III+ generacji, spełniających wymogi dokumentu EUR 12 lub/i URD 13 Trudno jest obecnie założyć, że w wyniku przetargu zostaną wybrane do budowy w Polsce jądrowe bloki energetyczne z reaktorami EPR. Dlatego w niniejszym dokumencie przedstawiono informacje o charakterystykach wypalonego paliwa wyładowywanego ze wszystkich reaktorów energetycznych (budowanych i eksploatowanych) spełniających wymogi dokumentu EUR, a więc reaktorów III i III+generacji. Niezależnie od typu, wybranego do budowy jądrowego bloku energetycznego, eksploatacja "floty" elektrowni jądrowych o mocy 6 GWe przez okres 60 lat spowoduje nagromadzenie wypalonego paliwa o początkowej zawartości ponad 6 000 ton uranu - 6 000 MgIU. Wg danych tych organizacji następujące konstrukcje jądrowych bloków energetycznych z reaktorami wodno ciśnieniowymi (PWR) spełniają kryteria dokumentu EUR lub/i URD: 1. EPR firny AREVA (Francja) obecnie w trakcie budowy w Finlandii (OLKILUOTO 3), we Francji (FLAMANVILLE 3) oraz w Chinach (TAISHAN 1 i 2) 2. AP-100 firmy WESTINGHOUSE (USA) budowane obecnie w USA (SUMMER-2, SUMMER-3, VOGTLE-3, VOGTLE-4) i Chinach (HAIANG 1, HAIANG 2, SANMEN 1, SANMEN 2) 3. VVER-AES92 firmy ROSATOM (Rosja) budowane obecnie w Rosji (LENINGRAD 2-1, LENINGRAD 2-2) oraz w Białorusi (BIEŁORUSIAN-1). Przewidywano budowę dwóch bloków energetycznych z reaktorami tego typu w Obwodzie Kaliningradzkim, jednakże ze względu na brak formalnych ustaleń prace zostały wstrzymane. Obecnie prowadzone są negocjacje w sprawie budowy tego obiektu w Finlandii (Pyhajoki). O spełnieniu wymagań EUR przez reaktor VVER-AES92 świadczy przedstawione poniżej świadectwo: 9 Program. Projekt opracowany przez Ministerstwo Gospodarki w 2010 r. 10 Aktualizacja Prognozy zapotrzebowania na paliwa i energię do roku 2030. Agencja Rynku Energii S.A. Warszawa, wrzesień 2011 r. 11 Program, Ministerstwo Gospodarki 2013 r. przyjęty przez Radę Ministrów RP w dniu 28 stycznia 2014 r 12 Dokument RUR -European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants British Energy plc/nuclear Electric for the UK, DNT, the Spanish organization for nuclear development, Electricite de France, Fortum & TVO for Finland, NRG for the Netherlands, SOGIN for Italy, Tractebel for Belgium, the Swiss utilities federation UAK, Vattenfal/FKA for Sweden, the German utilities federation VDEW, 2001 13 Dokument URD: EPRI Utility Requirements Document for Next Generation Nuclear Plants
Strona 7 z 45 Dotychczas żaden z wymienionych powyżej jądrowych bloków energetycznych z reaktorami PWR nie posiada doświadczeń eksploatacyjnych. Wszystkie są w stadium budowy. Także dwa typy jądrowych bloków energetycznych z reaktorami BWR spełniają wymogi dokumentu EUR lub/i URD: 1. ABWR konstrukcji konsorcjum GE (USA) i HITACHI (Japonia). Jest to dotychczas jedyny, zbudowany i eksploatowany reaktor III generacji spełniający wymogi EUR, i eksploatowany w blokach 6 i 7 w elektrowni KASHIWAZAKI KARIWA. W budowie jest blok 1 w elektrowni OHMA, blok 3 w elektrowni SHIMANE (Japonia), oraz budowany jako bloki 1 i 2 w elektrowni LUNGMEN (Taiwan) Doświadczenia eksploatacyjne jedynych czynnych w świecie jądrowych bloków energetycznych z reaktorami ABWR nie są oszałamiające. Parametr wykorzystania zainstalowanej mocy (Capacity Factor) jądrowych bloków energetycznych elektrowni Kashiwazaki Kariwa: bloku Nr 6 w okresie 1996 2010 lat średnia wartość wyniosła 74,5%, bloku Nr 7 w okresie 1997 2010 lat 73%. Prawdopodobnie tak niskie współczynniki wykorzystania zainstalowanej mocy w reaktorach ABWR wynikają ze sposobu eksploatacji floty jądrowych reaktorów energetyczny w Japonii: pozostałe jednostki posiadają podobne charakterystyki eksploatacyjne. 2. ESBWR również konstrukcji konsorcjum GE i HITACHI. Przewiduje się budowę tego reaktora energetycznego w bloku 3 elektrowni NORTH ANNA (USA). W tabeli 1 przedstawiono podstawowe dane wymienionych powyżej jądrowych bloków energetycznych.
Strona 8 z 45 Tabela 1. Podstawowe charakterystyki jądrowych bloków energetycznych LWR spełniających wymagania dokumentu EUR, Reaktor EPR AP1000 VVER AES92 ABWR ESBWR Moc cieplna reaktora (MWt) 4 500 3 400 3 200 3 926 4 500 Moc elektryczna netto(mwe) 1 600 1 117 1 085 1 300 1 530* Masa uranu w rdzeniu (Mg) 127.000 84.600 78.308 136.000 162.957 Moc cieplna generowana w jednostce masy uranu (MWt/MgIU) 35.433 40.189 40.864 28.868 27.615 Sprawność (%) 35% 32% 35% 34% 34% Liczba kaset w rdzeniu 241 157 163 872 1132 Masa uranu w kasecie (kg) 526.97 538.85 480.42 155.96 143.95 Wzbogacenie paliwa w izotop U235 5.00% 4.80% 15 4.80% 4.20% 4.20% Maksymalne projektowa głębokość 14 60 60 58 50 50 wypalenie paliwa (GWd/MgIU) Masa kasety (kg) 785 789 15?? 241 Maksymalne wymiary kasety (cm) 21,4x21,4 x480,5 21,4x21,4x Hexagonal 479,5 15 23,5x23,5 x23,5x457 18x18 x400? 15 x 15 x380 * W odniesieniu do reaktora ESBWR brak pewności, czy podana wartość mocy elektrycznej jest wartością netto. Źródła: UK EPR: PCSR - Sub-chapter 4.3. Nuclear Design AP1000 European Design Control Document. Chapter 4 Reactor VVER-1200 Reactor Plant and Safety Systems IAEA Status report 108 - VVER-1299 (V-491) TVEL, fuel Company of Rosatom, Nuclear fuel for VVER reactors ABWR Design Control Document - GE Nuclear Energy IAEA Status report 98 - Advanced Boiling Reactor II (ABWR II) The ABWR Plant General Description IAEA Status report 100 - Economic Simplified Boiling Water Reactor (ESBWR) ESBWR Design Control Document Chapter 4 Reactor Do zestawu reaktorów energetycznych spełniających wymogi dokumentu EUR zaliczono również jądrowy blok energetyczny z reaktorem ciężko wodnym CANDU 6. Ze względu na zupełnie odmienny sposób wykorzystania paliwa w tym reaktorze nie będzie on przedmiotem analiz. Rzeczywiste charakterystyki eksploatowanych jądrowych bloków energetycznych (tylko ABWR), oraz charakterystyki budowanych obecnie reaktorów III generacji (EPR, AP-1000, VVER i ABWR) odbiegają od charakterystyk przedstawionych w Tabeli 1. Należy zauważyć, że czym mniejsze jest doświadczenie kraju w zakresie eksploatacji elektrowni jądrowych tym mniejsza jest sprawność budowanych jądrowych bloków energetycznych (założone są większe marginesy bezpieczeństwa). Charakterystyki eksploatowanych i budowanych reaktorów III generacji są przedstawione w tabeli 2 (reaktory wodne wrzące BWR) oraz w tabeli 3 (reaktory wodne ciśnieniowe - PWR). Sprawność netto przedstawionych w tabelach 2 i 3 jądrowych bloków energetycznych zależy od temperatury wody chłodzącej kondensory turbin. Wyższa jest sprawność w przypadku chłodzenia wodą morską w porównaniu ze sprawnością z wykorzystaniem cieków czy zbiorników śródlądowych oraz przy chłodzeniu z wykorzystaniem chłodni kominowych. Zwracam uwagę na anomalnie wysokie zapotrzebowanie własne na energię elektryczną jądrowych bloków energetycznych z reaktorami AP-1000: 133 MWe w jądrowych blokach energetycznych budowanych na terenie USA i aż 250 MWe (20% mocy brutto bloku) w jądrowych blokach energetycznych budowanych w Chinach. W odniesieniu do jądrowych bloków energetycznych z reaktorami VVER, zwracam uwagę, że żaden z zamieszczonych w tabeli 3 bloków energetycznych nie posiada oznaczenia VVER AES92, na które 14 W tym miejscu, jak również w całym dokumencie, pod nazwą: głębokość wypalenia będzie rozumiana wartość wytworzonej energii cieplnej w jednostce początkowej masy uranu lub początkowej masy HM (Heavy Metal) określanej w jednostkach GWd/MgIU lub GWd/MgIHM 15 M. Garamszeghy,: Nuclear Fuel Waste Projection in Canada - 2012 Update Nuclear Waste Management Organization. NWMO TR-2012-13.
Strona 9 z 45 wystawiono certyfikat zgodności z wymaganiami EUR. Najbardziej zbliżone charakterystyki posiadają bloki energetyczne Leningrad 2-1, Leningrad 2-2. oraz Bielarusian -1 Tabela 2. Charakterystyki eksploatowanych i budowanych jądrowych bloków energetycznych z reaktorami ABWR. Źródło: PRIS IAEA. Moc cieplna Moc elektryczna, MWe Paliwo jądr, Blok energetyczny Kraj Reaktor Sprawność MWt Brutto Netto MgU/TWh netto Eksploatowane do 2011 r. Kashiwazaki Kariva 6 Japonia ABWR 3 926 1 356 1 315 2.647 33.49% Kashiwazaki Kariva 7 Japonia ABWR 3 926 1 356 1 315 2.647 33.49% Hamaoka 5 Japonia ABWR 3 926 1 380 1 325 2.627 33.75% W budowie Ohma Japonia ABWR 3 926 1 383 1 325 2.627 33.75% Shimane 3 Japonia ABWR 3 926 1 373 1 325 2.627 33.75% Lungmen 1 Taiwan ABWR 3 926 1 350 1 300 2.677 33.11% Lungmen 2 Taiwan ABWR 3 926 1 350 1 300 2.677 33.11% Tabela 3. Charakterystyki jądrowych bloków energetycznych z reaktorami PWR w budowie. Źródło: PRIS IAEA. Moc cieplna Moc ektryczna MWe Pal. Jądr. Sprawność Blok energetyczny Kraj Typ reaktora MWt Brutto Netto MgIU/TWh netto Taishan1 Chiny EPR 4 590 1 750 1 660 2.095 36.17% Taishan2 Chiny EPR 4 590 1 750 1 660 2.095 36.17% Okiluoto 3 Finlandia EPR 4 300 1 720 1 600 2.036 37.21% Flamanville Francja EPR 4 300 1 650 1 600 2.036 37.21% Vogtle-3 USA AP-1000 3 400 1 250 1 117 2.306 32.85% Vogtle-4 USA AP-1000 3 400 1 250 1 117 2.306 32.85% Summer-2 USA AP-1000 3 400 1 250 1 117 2.306 32.85% Summer-3 USA AP-1000 3 400 1 250 1 117 2.306 32.85% Haiyang-1 Chiny AP-1000 3 451 1 250 1 000 2.614 28.98% Hayang-2 Chiny AP-1000 3 415 1 250 1 000 2.587 29.28% Sanmen-1 Chiny AP-1000 3 400 1 250 1 000 2.576 29.41% Sanmen-2 Chiny AP-1000 3 400 1 250 1 000 2.576 29.41% Tianwan 3 Chiny VVER V-428M 3 000 1 060 990 2.382 33.00% Tianwan 4 Chiny VVER V-428M 3 000 1 060 990 2.382 33.00% Leningrad 2-1 Rosja VVER V-491 3 200 1 170 1 085 2.319 33.91% Leningrad 2-2 Rosja VVER V-491 3 200 1 170 1 085 2.319 33.91% Novovoronezh 2-1 Rosja VVER V-392M 3 200 1 199 1 114 2.258 34.81% Novovoronezh 2-2 Rosja VVER V-392M 3 200 1 199 1 114 2.258 34.81% Rostov-3 Rosja VVER V320 3 000 1 100 1 011 2.333 33.70% Rostov-4 Rosja VVER V320 3 000 1 100 1 011 2.333 33.70% Kundankulam-1 Indie VVER V-412 3 000 1 000 917 2.572 30.57% Kundankulam-2 Indie VVER V-412 3 000 1 000 917 2.572 30.57% Belorusian1 Białoruś VVER V-491 3 200 1 170 1 085 2.319 33.91%
Strona 10 z 45 Podane w tabeli 1 wartości wypalenia paliwa są maksymalnymi wartościami projektowymi. W procesie eksploatacji, z reaktora energetycznego wyładowywane jest paliwo jądrowe o różnych głębokościach wypalenia. Wielkością określającą ilość wyładowanego z reaktora wypalonego paliwa jest średnia głębokość wypalenia paliwa wyładowanego z reaktora energetycznego i zależy od zaplanowanej kampanii paliwowej reaktora oraz ewentualnych odstępstw od tej kampanii wynikających z potrzeb sieci elektro energetycznych Informacja o średniej głębokości wypalenia paliwa jądrowego wyładowywanego z reaktorów PWR i BWR od 1990 roku z projekcją do 2050 r. jest przedstawiona na rysunku 1. Załamania linii w prognozie są wynikiem analiz zakończenia okresu eksploatacji istniejących obecnie jądrowych bloków energetycznych, skutkujących rozładunkiem paliwa z reaktora i wyładunkiem partii częściowo wypalonych kaset paliwowych. Rys. 1. Osiągi i prognoza średnich wartości głębokości wypalenia paliwa uranowego w reaktorach PWR i BWR. Źródło 16 Jądrowe bloki energetyczne będą eksploatowane w Polsce w latach 2025 2090 i uzasadnione jest przyjęcie, przedstawionych w tabeli 4 wartości średnich głębokości wypaleń w reaktorach energetycznych, które mogą być rozpatrywane do budowy w Polsce. Wartości te zostały wykorzystane do określenia masy początkowej uranu w paliwie niezbędnej do wytworzenia 1 TWh energii elektrycznej netto w tabelach 2 i 3. Tabela 4. Średnie wartości głębokości wypalenia paliwa jądrowego w poszczególnych reaktorach przyjętych do dalszych analiz gospodarki wypalonym paliwem Reaktor Średnia głębokość wypalenia GWd/MgIU EPR 55 AP1000 55 VVER AES92 53 ABWR 47 ESBWR 47 16 E. Supko,: Impacts Associated with Transfer of Spent Nucleae Fuel from Spent Fuel Storage Pools to Dry Storage After Five Years of Cooling. Revision 1, EPRI August 2012. R. Alvarez,: The Storage and Disposal Challenges of High Burnup Spent Power Reactor Fuel. Institute for Policy Studies, January 3, 2014
Strona 11 z 45 W cytowanych w odnośniku 16 dwóch publikacjach przedstawiono argumenty przeciw powiększaniu głębokości wypalenia w reaktorach PWR powyżej 45 GWd/MgIU oraz w reaktorach BWR powyżej 40 GWd/MgIU. Argumenty te przedstawiono w wersji oryginalnej (w j. angielskim) w Załączniku Nr 1 do niniejszego dokumentu. Zgodnie z przyjętym przez Radę Ministrów w 2914 r, dokumentem Program Polskiej Energetyki Jądrowej wprowadzenie do eksploatacji pierwszego jądrowego bloku energetycznego energetyczny przewidziano w 2025 roku. Pomimo "preferowania" w PPEJ bloków energetycznych o mocy 1 500 MWe 17 nie można wykluczyć, że w procesie przetargu zostanie przyjęty do budowy jądrowy blok energetyczny o innej mocy w szczególności, że wśród oferowanych bloków energetycznych jest tylko jeden (ESBWR obecnie tylko jako projekt) o mocy netto zbliżonej do1 500 MWe. W tabeli 5 przedstawiono podstawowe charakterystyki eksploatacyjne poszczególnych - wyszczególnionych w tabeli 1 - jądrowych bloków energetycznych. W przeprowadzonej analizie przyjęto, że każdy jądrowy blok energetyczny w pierwszym roku jest eksploatowany ze współczynnikiem wykorzystania zainstalowanej mocy 60%, natomiast w następnych latach ze współczynnikiem 90%. Tabela 5. Podstawowe charakterystyki jądrowych bloków energetycznych przy 60 letnim okresie eksploatacji. Parametr EPR AP1000 VVER ABWR ESBWR Moc netto MWe 1 660 1 117 1 085 1 325 1 530 Sprawność netto 18 % 36.17 32.85 33.91 33.75 34 Wytworzona energia TWh 767.8 516.6 501.8 612.9 707.7 Wypalone paliwo MgIU 1 646 19 1 219 1 191 1 648 1 888 Wypalenie GWd 90 520 67 060 63 115 77 434 86 724 Przedstawione w tabeli 5 parametry poszczególnych reaktorów zostały wybrane z zestawienia eksploatowanych lub budowanych jądrowych bloków energetycznych przedstawionych w tabelach 2 i 3: Reaktor EPR z danych bloków Taishan1 i 2; Reaktor AP1000 z danych bloków Vogtle-3 i 4 oraz bloków Summer-2 i 3; Reaktor VVER z danych bloków Leningrad 2-1 i 2-2 oraz Bialorusian 1; Reaktor ABWR z danych bloku Hamaoka 5; Reaktor ESBWR z danych przedstawionych w tabeli 1. Parametr "Energia cieplna GWd" informuje o wielkości wypalenia, wyładowanego z całego 60 letniego okresu eksploatacji, wypalonego paliwa jądrowego. Jeśli "flota jądrowych bloków energetycznych" energetyki jądrowej w Polsce byłaby zestawiona z jednakowych - wymienionych w tabeli 1 - reaktorów energetycznych, to charakterystyki takiej "floty" są przedstawione w tabeli 6. Tabela 6. Charakterystyki "foty EJ" za okres 60 lat, zestawionej z jednakowych reaktorów energetycznych Parametr 4xEPR 6xAP1000 6xVVER 5xABWR 4xESBWR Moc netto MWe 6 640 6 702 6 510 6 625 6 120 Wytworzona energia TWh 3 071.2 3 099.9 3 011.0 3 064.2 2 830.7 Wypalone paliwo MgIU 6 432.5 7 148.8 6 980.7 8 048.9 7 380.7 Wypalenie GWd 353 789 393 184 369 979 378 300 346 895 Przedstawione powyżej informacje posłużą do określenia ilości i charakterystyk wypalonego paliwa jądrowego, które zostanie wytworzone w wyniku realizacji rozwoju energetyki jądrowej w Polsce, 17 Program, wersja z 2013 r. str. 49. 18 Sprawność netto - stosunek mocy wyprowadzanej do sieci elektro energetycznej kraju (busbar power) do mocy źródła energii cieplnej 19 W publikacjach fińskich oceniających ilość wypalonego paliwa z 60 letniej eksploatacji reaktora EPR budowanego jako trzeci blok EJ Olkoluoto pojawia cię wartość 2 000 MgIU. Wartość ta oznacza średnią głębokość wypalenia paliwa w tym rektorze na poziomie 43 GWd/MgIU (!?).
Strona 12 z 45 zgodnie z założeniami przedstawionymi w dokumencie Program opracowanego w Ministerstwie Gospodarki w 2013 r. i przyjętego przez Radę Ministrów RP w styczniu 2014 r. 6. Gospodarka wypalonym paliwem jądrowym Zgodnie z założeniami dokumentu PPEJ 20 docelowo moc elektrowni jądrowych powinna osiągnąć wartość 6 000 MWe. Eksploatacja systemu elektrowni jądrowych o mocy netto 6 000 MWe przez 60 lat ze współczynnikiem wykorzystania zainstalowanej mocy 0,9 oraz ze średnią głębokością wypalenia 55 GWd/MgIU dla PWR i 47 GWd/MgIU dla BWR, spowoduje wytworzenie wypalonego paliwa w ilościach przedstawionych w tabeli 7. Tabela 7. Szacunek ilości wypalonego paliwa w PPEJ oraz zawartości w nim aktynowców. Wytworzona energia TWh 2 775.2 Reaktory PWR BWR Sprawność netto % 33 36 34 Wypalone paliwo MgIU 6 400 5 813 7 290 Wypalenie GWd 352 000 319 690 342 613 Uran Mg 5 907.2 5 365.4 6 818.8 Neptun Mg 9.3 8.5 8.0 Pluton Mg 81.3 73.8 90.2 Ameryk Mg 3.3 3.0 3.4 Kiur Mg 0.4 0.4 0.3 Z danych przedstawionych w tabeli 7 wynika, że realizacja nowego programu PPEJ spowoduje pojawienie się od 5 800 MgIU do 7 300 MgIU wypalonego paliwa jądrowego z wypaleniem od 319 700 MWd do 342 620 MWd odpowiednio. Nie można również wykluczyć, że wybór określonej "floty" jądrowych bloków energetycznych doprowadzi do wytworzenia około 8 000 MgIU wypalonego paliwa o wielkości wypalenia 380 000 MWd. Należy się także liczyć z pewnymi odchyleniami od przedstawionych powyżej wielkości wynikającymi z mniejszego zapotrzebowania na energię elektryczną wytwarzaną przez elektrownie jądrowe (mniejszy współczynnik wykorzystania zainstalowanej mocy) jak również z niedoskonałości projektowania kampanii paliwowych w eksploatowanych jądrowych blokach energetycznych. Ogólny schemat gospodarki wypalonym paliwem z reaktorów PWR/BWR jest przedstawiony na rysunku 2. Na schemacie tym przedstawiono technologię bezpośredniego składowania wypalonego paliwa w podziemnym składowisku, technologię przerobu wypalonego paliwa z wykorzystaniem paliwa MOX praz technologię recyklingu wypalonego paliwa z wykorzystaniem reaktora na neutronach prędkich wypalającego wysoko aktywne i radiotoksyczne izotopy aktynowców. Wszystkie wymienione technologie wymagają okresowego składowania zarówno wypalonego paliwa i wysoko aktywnych odpadów promieniotwórczych jak również uruchomienia podziemnego składowiska wysoko aktywnych odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa (tylko w technologii składowania wypalonego paliwa bez przerobu i technologii przerobu z wykorzystaniem paliwa MOX). 20 Program, wersja 2.0 z 2013 roku, Tabela 2.1. str. 28
Strona 13 z 45 Rys. 2. Schemat gospodarki wypalonym paliwem jądrowym z lekkowodnych reaktorów energetycznych. UOX - paliwo uranowe, MOX- paliwo, w którym rozszczepialny uran jest zastąpiony plutonem z przerobu wypalonego paliwa UOX, FBR - fast burning reactor, reaktor na neutronach prędkich wypalający aktynowce i produkty ich rozpadu. Źródło: opracowanie własne. 6.1. Początek drogi wypalonego paliwa jednakowy dla wszystkich technologii gospodarki wypalonym paliwem. Gospodarka wypalonym paliwem rozpoczyna się od momentu wyładowania wypalonego paliwa z reaktora i transportu do przy reaktorowego basenu przechowawczego wypalonego paliwa. Ze względu na znaczną moc generowanej w paliwie energii cieplnej operacja ta jest prowadzona w osłonie wodnej. Reaktor jest umiejscowiony w basenie, który po zdemontowaniu napędów sterowania (reaktory PWR) jest zalewany wodą. Po wyjęciu z reaktora kaseta paliwowa w osłonie wodnej jest wprowadzana do kanału transportowego, łączącego basen, w którym znajduje się reaktor z basenem przy reaktorowego przechowalnika wypalonego paliwa. Po przetransportowaniu kasety do przy reaktorowego basenu przechowawczego, kaseta paliwowa jest ustawiana w pozycji pionowej i po przeprowadzeniu testów kontrolnych jest transportowana do odpowiedniego gniazda przechowalnika. Poglądowo operacja ta jest przedstawiona na rysunku 3. Rys. 3. Schemat wyładunku wypalonego paliwa z reaktora i jego transportu do przy reaktorowego basenu przechowawczego (Źródło: Union of Concerned Scientists) Minimalny okres przechowywania wypalonego paliwa w przy reaktorowym basenie przechowawczym jest określony możliwościami odbioru ciepła powyłączeniowego oraz parametrami osłonnymi urządzeń
Strona 14 z 45 transportowych (kontenerów transportowych). Jeśli nie występuje potrzeba wcześniejszego transportu wypalonego paliwa, optymalnym okresem chłodzenia jest 5 lat, w których następuje najszybszy zanik mocy źródeł ciepła powyłączeniowego vide rysunki B.1 i B.2 oraz tabela B.1 w Aneksie B. Po upływie 5 lat zmiany mocy źródeł ciepła powyłączeniowego następują znacznie wolniej. Zgodnie z wymaganiami dokumentu EUR, przy reaktorowy basen przechowawczy powinien posiadać objętość oraz układy wspomagające (odbiór ciepła powyłączeniowego, oczyszczanie wody) umożliwiające pełny rozładunek paliwa z reaktora oraz paliwa z 10 letniego okresu eksploatacji reaktora. Testy kontrolne przy wyładunku paliwa z reaktora obejmują sprawdzenie braku uszkodzeń mechanicznych kasety oraz szczelność prętów paliwowych w kasecie. W trakcie składowania wypalonego paliwa w przy reaktorowym basenie przechowawczym prowadzone są badania stanu koszulek prętów paliwowych metodą ultradźwiękową. Przy reaktorowy basen przechowawczy powinien być wyposażony w urządzenia zapewniające bezpieczne przechowywanie uszkodzonych lub nieszczelnych kaset paliwowych oraz posiadać procedury postępowania z takimi kasetami. Obiekt ten, powinien być również przystosowany do załadunku kaset paliwowych do kontenerów transportowych lub w przypadku zastosowania tzw. suchych przechowalników zlokalizowanych na terenie elektrowni - załadunku paliwa do tych przechowalników wraz z urządzeniami do ich transportu. Przy reaktorowy przechowalnik wypalonego paliwa jest integralną częścią jądrowego bloku energetycznego. Koszt budowy, eksploatacji i likwidacji tego przechowalnika jest częścią kosztów budowy, eksploatacji i likwidacji całego jądrowego bloku energetycznego. Dlatego koszty te nie stanowią kosztów gospodarki wypalonym paliwem. 6.2. Przechowywanie wypalonego paliwa. Po wstępnym schłodzeniu w przy reaktorowym basenie przechowawczym, paliwo jest transportowane do poza reaktorowego wodnego lub suchego przechowalnika wypalonego paliwa. Przechowalnik wypalonego paliwa zazwyczaj jest zlokalizowany na terenie elektrowni jądrowej 21. Poza reaktorowe przechowalniki oraz urządzenia transportowe powinny być przygotowane do tej operacji nie później niż 10 lat po pierwszym wyładunku paliwa z reaktora. Największym zagrożeniem w przechowywaniu wypalonego paliwa jest zanik możliwości odbioru ciepła powyłączeniowego. Analizy mocy źródeł ciepła powyłączeniowego dla wypalonego paliwa jądrowego w szczególności wypalonego paliwa reaktorów PWR i BWR przedstawiono w Aneksie C. Wyniki tych szacunków są przedstawione w tabeli 8. Wykorzystując wyniki analiz przedstawionych w Aneksie C można oszacować zależność czasową mocy źródeł ciepła powyłączeniowego generowanego w wodnym przechowalniku wypalonego paliwa. w którym jest przechowywane wypalone paliwo z eksploatacji jednego reaktora energetycznego wyszczególnionego w tabeli 5. W procesie oszacowania przyjęto następujące założenia: pierwsze kasety wypalonego paliwa trafiają do przechowalnika 6 lat po uruchomieniu reaktora: pierwszy rozładunek wypalonego paliwa po 1 roku eksploatacji reaktora, nastepnie 5 lat chłodzenia w przy reaktorowym przechowalniku wypalonego paliwa, do przechowalnika trafiają wszystkie kasety paliwowe z eksploatowanego reaktora: nie jest stosowany przerób wypalonego paliwa i wykorzystanie paliwa MOX, również paliwo nie jest usuwane z przechowalnika, np celem składowania lub recyklingu, po 60 latach eksploatacji reaktora, przeprowadzany jest pełny rozładunek wypalonego paliwa z reaktora do przy reaktorowego przechowalnika. Po 5 latach chłodzenia w przy reaktorowym przechowalniku następuje transport wszystkich kaset do poza reaktorowego przechowalnika wypalonego paliwa. W rezultacie następuje nagły przyrost mocy źródeł ciepła powyłączeniowego. Po wyładowaniu wypalonego paliwa z przy reaktorowego przechowalnika, wyłączony reaktor przestaje być obiektem jądrowym. 21 Wyjątkiem w tym rozwiązaniu jest Szwecja, gdzie zbudowano centralny wodny przechowalnik wypalonego paliwa CLAB (zlokalizowany w pobliżu elektrowni jądrowej OSKARSHAMN) lecz będący oddzielnym przedsiębiorstwem..
Strona 15 z 45 Tabela 8. Moc źródeł ciepła powyłączeniowego (Watt) emitowanego przez porcję paliwa, z którego wygenerowano w reaktorze energię cieplną 1 GWd wartości funkcji F(t) Lat po wyładunku PWR BWR 1.0 358 340 1.4 261 247 2.0 178 168 2.8 118 111 4.0 74 69 5.0 61 55 7.0 48 44 10 40 37 15 34 32 20 30 29 25 28 26 30 25 24 40 21 20 50 18 18 60 16 15 70 14 13 80 12 12 90 11 11 100 10 10 110 9 10 Oszacowanie sumarycznej mocy w kw źródeł ciepła powyłączeniowego wypalonego paliwa wyładowanego z całego 60 letniego okresu eksploatacji reaktorów wyszczególnionych w tabeli 1 jest przedstawione w tabeli 9. Dane te są niezbędne dla określenia wydajności systemów odbioru ciepła powyłączeniowego w wodnych przechowalnikach wypalonego paliwa. W dokumentach dozoru jądrowego NRC USA 22 sugerowane jest zwiększenie wartości szacunków mocy źródeł ciepła powyłączeniowego o 20% celem zachowania odpowiedniego marginesu bezpieczeństwa. W przypadku zastosowania jednego poza reaktorowego przechowalnika dla kilku reaktorów energetycznych moc źródeł ciepła powyłączeniowego może byc oszacowana jako suma wielkości przedstawionych w tabeli 6 z odpowiednim przesunięciem czasowym wynikającym z terminów uruchomienia poszczególnych reaktorów. W suchych przechowalnikach wypalonego paliwa graniczną wartością ilości przechowywanego paliwa w jednym silosie jest maksymalna temperatura paliwa. Wg dokumentów NRC US dopuszczalna podczas normalnej eksploatacji temperatura paliwa jądrowego w suchym przechowalniku nie może przkraczać 400 C 23. Natomiast w stanach anormalnych oraz awaryjnych dopuszczalny jest krótko trwały wzrost temperatury do 570 C 16. 22 Regulatory Guide 3.54. Spent Fuel Heat Generation in an Independent Spent Fuel Storage Installation. US Nuclear Regulatory Commission, Office of Nuclear Regulatory Research, Revision 1, January 1999 23 Spent Fuel Project Office, Interim Staff Guidance-11, Revision 3
Strona 16 z 45 Tabela 9. Wyniki oszacowania sumarycznej mocy źródeł ciepła powyłączeniowego wypalonego paliwa wyładowywanego sukcesywnie z przy reaktorowego przechowalnika reaktorów III generacji. W tabeli zaznaczono rok 67 od rozpoczęcia eksploatacji tych reaktorów, w którym wyładowano z przy reaktorowego przechowalnika ostatnie kasety wypalonego paliwa. Reaktor Lat po rozruchu EPR AP1000 VVER ABWR ESBWR Moc źródeł ciepła powyłączeniowego, kw 6 65.6 48.6 45.7 63.1 72.3 7 129.2 95.7 90.1 119.8 137.3 8 190.9 141.4 133.1 170.2 195.1 9 250.7 185.8 174.8 218.2 250.1 10 308.9 228.9 215.4 262.3 300.6 12 420.5 311.5 293.1 345.9 396.5 14 526.2 389.8 366.8 425.3 487.5 16 626.6 464.2 436.8 501.6 575.0 20 813.2 602.5 566.9 647.9 742.6 25 1 023.8 758.5 713.8 813.6 932.6 30 1 213.6 899.1 846.0 958.7 1 098.8 35 1 385.9 1 026.8 966.2 1 088.7 1 247.8 40 1 573.5 1 165.8 1 097.0 1 229.6 1 409.4 50 1 848.6 1 369.6 1 288.8 1 437.2 1 647.4 60 2 050.0 1 546.1 1 454.8 1 619.9 1 856.7 65 2 150.0 1 620.0 1 520.0 1 690.0 1 940.0 67 2 295.7 1 700.8 1 600.5 1 780.6 2 041.0 70 2 160.2 1 600.5 1 506.0 1 652.3 1 893.9 80 1 803.4 1 336.1 1 257.3 1 392.9 1 596.6 90 1 545.4 1 145.0 1 077.4 1 195.9 1 370.8 100 1 349.8 1 000.0 941.0 1 062.2 1 217.5 110 1 224.0 906.8 853.3 963.2 1 104.0 120 1 125.5 833.8 784.6 885.7 1 015.2 130 1 045.8 774.8 729.1 823.0 943.3 140 979.6 725.7 682.9 770.9 883.6 150 923.3 684.0 643.7 726.6 832.8 Wodny przechowalnik wypalonego paliwa przedstawia sobą specjalnie skonstruowany basen wodny (nazywany żartobliwie swimmimg pool ) przeznaczony do wieloletniego przechowywania wypalonego paliwa (do 100 lat, w USA prowadzone są prace nad uzasadnieniem przedłużenia tego okresu). Zazwyczaj poza reaktorowe przechowalniki wypalonego paliwa są zlokalizowane na terenie elektrowni celem uproszczenia procedur transportowych. Jedynie w Szwecji jest eksploatowany centralny poza reaktorowy przechowalnika wypalonego paliwa - obiekt CLAB - zlokalizowany przy elektrowni jądrowej Oskarhame 24 Pojemność przechowalnika powinna umożliwić przechowywanie wypalonego paliwa z całego okresu eksploatacji - jednego reaktora lub wszystkich reaktorów eksploatowanych w elektrowni w zależności od przyjętej koncepcji postępowania z wypalonym paliwem w elektrowni. Kasety wypalonego paliwa są przechowywane w separatorach wykonanych ze stali z dodatkiem substancji absorbujących neutrony. Basen przechowalnika powinien być podzielony na sekcje umożliwiające usunięcie z poszczególnej sekcji paliwa i wody dla naprawy ewentualnej nieszczelności wykładziny sekcji. Ponadto, przechowalnik wypalonego paliwa powinien posiadać systemy: Rozładunku/załadunku pojemników transportowych paliwa; Odbioru ciepła powyłączeniowego wytwarzanego zarówno w paliwie jak i ciepła wytwarzanego przez promieniowanie gamma emitowanego przez wypalone paliwo. Układy chłodzenia 24 Wypalone paliwo z elektrowni jądrowych w Szwecji, jest transportowane droga morską specjalnie do tego celu zbudowanym statkiem. W tej lokalizacji przewiduje się budowę składowiska wypalonego paliwa. Uruchomiono tam podziemne laboratorium (Aspö) do zbadania warunków składowania
Strona 17 z 45 basenu powinny zapewnić bezprzerwowe chłodzenie basenu. W sytuacji krótko trwałych przerw w chłodzeniu basenu temperatura wody w basenie nie może przekroczyć 70ºC; Oczyszczania wody umożliwiające utrzymanie odpowiednich parametrów wody (ph, przewodność elektryczną, usunięcie produktów korozji oraz uwolnień z nieszczelności paliwa); Monitoringu radiologicznego obiektu; Detekcję nieszczelności wykładzin poszczególnych sekcji basenu oraz oprzyrządowania umożliwiającego naprawę wykładziny; Detekcję stanu przechowywanego wypalonego paliwa: sipping test, visual test, ultrasonic test, eddy current test Urządzenia i narzędzia do postępowania z nieszczelnymi lub uszkodzonym kasetami paliwowymi; Głębokość basenu powinna umożliwić manipulację kasetami nad separatorem z osłoną wodną nad kasetą redukującą moc dawki promieniowania na miejscach roboczych basenu do poziomu maksymalnie 10μSv/h; Bardzo ważnym elementem kontroli stanu basenowych przechowalników wypalonego paliwa, przy wieloletniej ich eksploatacji jest ocena "stopnia wypalenia" boru w materiale separatorów Wypalone paliwo jest źródłem neutronów pochodzących ze spontanicznych rozszczepień izotopów rozszczepialnych znajdujących się w wypalonym paliwie. Neutrony te pochłaniane przez bor znajdujący się w materiale separatora powodują jego wypalanie i tym samym przyrost współczynnika mnożenia zestawu wypalonego paliwa nagromadzonego w przechowalniku. Zalecany jest ciągły monitoring neutronów w przechowalniku. Po atakach terrorystycznych na WTC w 2001 roku, oraz awarii w Fukishimie w 2011 r. w USA nasiliła się tendencja do przechowywania wypalonego paliwa w suchych przechowalnikach. Do głosu doszedł pogląd, że atak terrorystyczny na wodny przechowalnik wypalonego paliwa prowadzi do znaczących konsekwencji radiologicznych w porównaniu do ataku terrorystycznego na "rozproszone" oraz działające bez instalacji chłodzenia suche przechowalniki. Również brak instalacji chłodzącej w suchych przechowalnikach zapobiega awariom typu "Fukushima". Suchy przechowalnik wypalonego paliwa (przedstawiony na rysunkach 4a i 4b) jest betonowym silosem spełniającym funkcję osłony biologicznej, w którym umieszczono stalowy pojemnik z wypalonym paliwem. Pojemnik jest wypełniony helem o ciśnieniu większym od ciśnienia atmosferycznego. Odbiór ciepła generowanego przez wypalone paliwo odbywa się poprzez naturalną konwekcję powietrza atmosferycznego z powierzchni wewnętrznego pojemnika. Silosy posiadają instalację monitorującą skażenia radioaktywne chłodzącego powietrza (ewentualna nieszczelność wewnętrznego pojemnika), temperatury wewnętrznego pojemnika oraz betonu silosu, ciśnienia helu w pojemniku z paliwem. Ze względu na stopniową ucieczkę helu z wewnętrznego zbiornika istnieje możliwość uzupełnienia tych ubytków. Suche przechowalniki wypalonego paliwa posiadają cały szereg zalet oraz także wady w porównaniu do wodnych przechowalników. Zaletami są: Rozłożone w czasie koszty inwestycyjne. Przechowalniki są budowane w miarę wyładowywania z reaktora wypalonego paliwa; Brak instalacji wymuszonego chłodzenia paliwa oraz oczyszczania wody i związanej z nią nieubłaganej korozji koszulek wypalonego paliwa; Brak wymagań dotyczących niezawodności zasilania w energię elektryczną. Czujniki zainstalowane w silosach, aparatura zbierania informacji z tych czujników oraz system monitoringu ochrony fizycznej może być zasilany z UPS oraz przez agregat prądotwórczy; Względnie większa odporność na akty terroru lub inne zdarzenia np. upadek samolotu. Zniszczeniu lub uszkodzeniu ulegają pojedyncze silosy a nie cała konstrukcja przechowalnika. Wadą suchego przechowalnika wypalonego paliwa jest skomplikowany system załadunku paliwa do pojemnika w przy reaktorowym basenie przechowawczym (napełnienie pojemnika helem, zamknięcie pojemnika, załadunek do silosu betonowego itp.) oraz załadunek paliwa do pojemników transportowych, w których będą transportowane do składowiska wypalonego paliwa. Raport EPRI 25 przedstawia szereg 25 K. Waldrop,: Impact Associated with Transfer of Spent Nuclear Fuel from Spent Fuel Storage Pools to Dry Storage After Five Years of Cooling. Revision 1. EPRI Report 1025206. August 2012
Strona 18 z 45 zagrożeń związanych z wykorzystaniem tej technologii, łącznie z zagrożeniem radiologicznym personelu przy operacjach załadunkowych i transportowych. Rys. 4a. Konstrukcja suchego przechowalnika wypalonego paliwa. Źródło: US DOE Rys. 4b. Suche przechowalniki wypalonego paliwa. Źródło: US DOE Czynnikiem ograniczającym okres przechowywania wypalonego paliwa w suchym przechowalniku jest korozja pojemnika stalowego poddanego działaniu wilgotnego powietrza atmosferycznego przy podwyższonej temperaturze. Stosowane w USA suche przechowalniki wypalonego paliwa posiadają licencję na okres 25 lat, Przedłużenie licencji jest uzależnione od badań stanu materiału pojemnika. 7. Analizowane technologie gospodarki wypalonym paliwem W chwili obecnej, można analizować trzy technologie (określane w USA, jako 3R: Repository, Reprocessing, Recycling), z których dwie pierwsze są już obecnie wykorzystane w gospodarce wypalonym paliwem jądrowym: składowanie wypalonego paliwa bez przerobu w składowisku geologicznym tzw. otwarty cykl paliwowy wg nazewnictwa wykorzystywanego w US - REPOSITORY, przerób wypalonego paliwa, wyodrębnienie plutonu oraz produktów rozszczepienia i wytworzenie z odzyskanego plutonu paliwo MOX, wykorzystanie paliwa MOX w reaktorze energetycznym, składowanie paliwa MOX oraz odpadów wytworzonych w trakcie przerobu wg nazewnictwa w US - REPROCESSING. nowa technologia (nazywana w US, jako RECYCLING) z wypalaniem radiotoksycznych izotopów zawartych w wypalonym paliwie z wodnych reaktorów energetycznych w reaktorach na neutronach prędkich oraz wykorzystaniem procedur wielokrotnego recyklingu. Technologia ta jest opracowana w firmie General Electric - Hitachi z wykorzystaniem modułowego reaktora na neutronach prędkich z ciekłym sodem jako chłodziwem (reaktor PRISM) 26 oraz niezależnie opracowana i doświadczalnie wykorzystywana w Federacji Rosyjskiej z reaktorem BN-600. W przewidywaniu rozwoju tej technologii jest budowany reaktor BN-800 oraz są projektowane reaktory BN-1200 i BN-1800 27. Zarówno w technologii GE-Hitachi jak i w technologii rozwijanej 26 GE Hitachi Nuclear Energy, Spent Nuclear Fuel and ARC/PRISM Technology. Policy Position Paper. 27 V. Ivanov,: Reactor BN 800: the Purposes of its Construction and Use. http://cstsp.aaas.org/files/ivanov.pdf
Strona 19 z 45 w Federacji Rosyjskiej reaktory powielające współpracują z instalacją pyro chemicznej separacji radiotoksycznych 28 pierwiastków zawartych w wypalonym paliwie jądrowym. Zestawienie krajów eksploatujących elektrownie jądrowe i przyjęte technologie postępowania z wypalonym paliwem są przedstawione w tabeli 10. Tabela 10. Zestawienie krajów i przyjętych technologii postępowania z wypalonym paliwem. Kraj Belgia Kanada Chiny Finlandia Francja Niemcy Indie Japonia Rosja Rep. Korea Hiszpania Szwecja Szwajcaria Wielka Brytania USA Technologia Przerób wypalonego paliwa Składowanie bez przerobu Przerób wypalonego paliwa Składowanie bez przerobu Przerób wypalonego paliwa Przerób - ostatnio zmiana na składowanie bez przerobu Przerób wypalonego paliwa Przerób wypalonego paliwa Przerób wypalonego paliwa* Składowanie bez przerobu, możliwa zmiana Składowanie bez przerobu Składowanie bez przerobu Przerób wypalonego paliwa Przerób wypalonego paliwa Składowanie bez przerobu, możliwa zmiana Poniżej zostaną przedstawione wymienione technologie postępowania/gospodarki wypalonym paliwem jądrowym. Regulacje prawne obejmujące tę działalność są określone w rozdziale 7 Odpady promieniotwórcze i wypalone paliwo jądrowe Ustawy z dnia 29 listopada 2000 r. Prawo atomowe 29, Ustawy o zmianie ustawy Prawo atomowe oraz niektórych innych ustaw 30 oraz Rozporządzenia Rady Ministrów z dnia 3 grudnia 2003 r. w sprawie odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa jądrowego 31 7.1. Składowanie wypalonego paliwa bez jego przerobu - Repository Szkodliwą właściwością wypalonego paliwa jest jego promieniowanie jonizujące trwające wiele tysięcy lat. O ile przed zamkniętym źródłem promieniowania potrafimy się zabezpieczyć odpowiednimi osłonami to przed substancjami promieniotwórczymi rozproszonymi w środowisku w zasadzie nie ma obrony. Dlatego, podstawowym celem rozpatrywanej technologii jest izolacja wypalonego paliwa od środowiska przez odpowiednio długi okres czasu, tak, aby zawarte w wypalonym paliwie szkodliwe substancje nie dostały sie do środowiska. Jak dotychczas, jedynym rozważanym sposobem jest składowanie odpowiednio zabezpieczonych kaset wypalonego paliwa w podziemnych składowiskach. Przyjmuje się, że szereg "barier" (1- koszulki prętów paliwowych, w których zawarte jest wypalone paliwo, 2- separator wewnątrz pojemnika z kasetami wypalonego paliwa, 3- materiał osłony pojemnika z wypalonym paliwem, oraz 4- warstwa złoża geologicznego składowiska) skutecznie izoluje wypalone paliwo od powierzchniowego środowiska. Należy zauważyć, że żyjemy w radioaktywnym środowisku. W skorupie ziemi znajduje się uran (średnio 2 g/mg gleby), tor (średnio 6g/Mg gleby) wraz z izotopami radioaktywnego rozpadu, radioaktywny izotop potasu -K40 (średnio 1 g/mg gleby). Do użyźniania gleby używamy niewątpliwie radioaktywnych 28 Electrometallurgical Techniques for DOE Spent Fuel Treatment, Committee Final Report, National Research Council, 2000. http://www.nap.edu/catalog/9883.html 29 Ustawa z dnia 29 listopada 2000 r. Prawo atomowe z późn. zm. Tekst jednolity: Dz. U. z 2013 r. poz. 1136;. 30 Ustawa o zmianie ustawy - Prawo atomowe oraz niektórych innych ustaw (Dz. U. z 2014 r. poz. 587) 31 Dz. U. z 2002 r. Nr 230, poz. 1925.
Strona 20 z 45 nawozów potasowych, nawozów fosforowych zawierających uran, itp. Są to niewielkie dawki promieniowania. Istnieje pogląd, że te niewielkie dawki promieniowania wpływają pozytywnie na zdrowie człowieka - tzw. efekt hormezy. W Indiach lub w Brazylii istnieją rejony, gdzie dawka promieniowania jest dziesięciokrotnie większa od średniej dawki promieniowania w Polsce, w Iranie jest rejon o ponad 80 krotnej dawce promieniowania w Polsce. Nie stwierdzono negatywnego oddziaływania na organizm człowieka w tych rejonach 32. Miarą szkodliwości obecności radioaktywnych substancji w środowisku dla człowieka jest ich radiotoksyczność. Definicja tej wielkości, sposób jej określenia jest przestawiona w Aneksie A do niniejszego dokumentu. Wykres radiotoksyczności wypalonego do głębokości 55 GWd/MgIU paliwa w jednostkach radiotoksyczności wydobytego ze środowiska uranu naturalnego, z którego wytworzono to paliwo, z wyszczególnieniem radiotoksyczności aktynowców oraz produktów rozszczepienia wraz z produktami ich radioaktywnego rozpadu jest przedstawiony na rysunku 5. Rys.5. Zanik radiotoksyczności wypalonego (55 GWd/MgIU) paliwa jądrowego w jednostkach radiotoksyczności wykorzystanego uranu naturalnego. Wykresy Aktynowce i Produkty rozszczepienia uwzględniają radiotoksyczność izotopów powstałych w procesie ich radiacyjnego rozpadu. Powstaje pytanie o okres czasu, w którym przyjętą technologia składowania powinna zapewnić pełną izolację środowiska od składowanego wypalonego paliwa. Pewne przesłanki do określenia okresu izolacji składowanego wypalonego paliwa są zawarte w polskich przepisach prawnych. W Ustawie "Prawo atomowe" 33. w art. 52 znajduje się tekst: "Ust 2. Odpady promieniotwórcze, które zostały przetworzone lub nie wymagają przetwarzania, oraz wypalone paliwo jądrowe, które nie będzie przerabiane są składowane w składowiskach. Ust.3. Wypalone paliwo jądrowe przeznaczone do składowania traktuje się jak odpady wysokoaktywne." 32 A. Strupczewski,: Oddziaływanie małych dawek promieniowania na zdrowie człowieka. Biuletyn miesięczny PSE, czerwiec-lipiec 2005 r. str. 27. 33 Ustawa z dnia 29 listopada 2000 r. Prawo atomowe z późn. zm. Tekst jednolity: Dz. U. z 2013 r. poz. 1136;.
Strona 21 z 45 Natomiast w Rozporządzeniu Rady Ministrów z dnia 3 grudnia 2002 r. w sprawie odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa jądrowego 34 zamieszczono tekst: 34 ust. 2. W składowiskach głębokich można składować, z zastrzeżeniem 35, wszystkie kategorie odpadów promieniotwórczych. 35. W składowisku nie jest dopuszczalne składowanie odpadów promieniotwórczych, jeżeli w wydanym zezwoleniu określone odpady promieniotwórcze zostały wyłączone z możliwości składowania w danym składowisku, ze względu na... wydzielane ciepło. 36. Składowiska odpadów promieniotwórczych lokalizuje się, buduje, eksploatuje i zamyka w sposób uniemożliwiający otrzymanie, w przypadku składowiska głębokiego przez 10 000 lat przez osoby z ogółu ludności w ciągu roku dawki skutecznej (efektywnej) ze wszystkich dróg narażenia przekraczającej wartość 0,1 msv Z przedstawionych powyżej regulacji prawnych wynika, że w Polsce przyjmuje się okres 10 000 lat, jako okres wymaganej izolacji składowanego wypalonego paliwa jądrowego od środowiska. Z przedstawionego na rysunku 5 wykresu wynika, że w tym okresie radiotoksyczność wypalonego paliwa zmniejsza się o trzy rzędy wielkości, tj około 1 000 razy. Aby radiotoksyczność wypalonego paliwa zmniejszyła się do poziomu radiotoksyczności wydobytego ze środowiska uranu naturalnego potrzeba jeszcze prawie 200 000 lat! Jakie regulacje należy przyjąć dla tego okresu? Krajowe przepisy prawne stawiają również wymóg odpowiedniego "schłodzenia" wypalonego paliwa przed jego składowaniem do poziomu mocy źródeł ciepła powyłączeniowego akceptowanego przez zdolność jego odbioru przez złoże składowiska. Ocenę okresu "schłodzenia" można przeprowadzić porównując zamieszczone w tabeli 5 informacje z warunkami technicznymi składowiska. Zazwyczaj przyjmuje się, że paliwo przed składowaniem musi być chłodzone, przez okres co najmniej od 40 do 60 lat. W USA EPA (Environmental Protection Agency) przyjęto nieco inne kryteria, które muszą być spełnione przez składowisko wypalonego paliwa. W okresie do 10 000 lat ewentualne uwolnienia radionuklidów ze składowiska nie mogą spowodować otrzymanie przez osoby z ogółu ludności w ciągu roku dawki skutecznej (efektywnej) ze wszystkich dróg narażenia przekraczającej wartość 15 mrem (0,15 msv) a w okresie 10 000 do miliona lat(!) nie przekroczą wartości 100 mrem (1 msv) rocznie 35. Prawdopodobnie, trudności w wykonaniu analiz zachowania się składowiska oraz zgromadzonego w nim wypalonego paliwa i wysoko aktywnych odpadów w horyzoncie czasowym miliona lat było przyczyną braku akceptacji składowiska Yucca Mountain w USA. Obecnie, z grupy państw wymienionych w tabeli 2, deklarujących składowanie wypalonego paliwa, tylko Finlandia przystąpiła do prac nad budową składowiska. Operatorzy fińskich elektrowni jądrowych powołali w 1995 roku wspólne przedsiębiorstwo Posiva Oy 36, które jest odpowiedzialne za budowę składowiska, składowanie w nim wypalonego paliwa z elektrowni jądrowych Lovissa 1 i 2, Olkiluoto 1, 2, 3 i 4, oraz zamknięcie składowiska. Pierwsze analizy lokalizacji składowiska zostały rozpoczęte w 1970 roku 37. Od 1982 roku prace były prowadzone przez Komisję Odpadów Jądrowych 38. Analizy środowiskowe objęły 100 potencjalnych lokalizacji, z których wybrano 5 lokalizacji: Eurajakoki (Olkiluoto), Kuhmo, Sievi, Hyrynalsalmi i Äänekoski. Ostatecznie, do szczegółowych badań wybrano cztery lokalizacje: Eurajakoki (Olkiluoto), Kuhmo, Äänekoski i Hästholmen (Lovissa). W wyniku przeprowadzonych szczegółowych analiz dokonano wyboru Eurajakoki (Olkiluoto). Lokalizacja ta została przyjęta przez Rząd Finlandii pod koniec 2000 roku, jako decision in principle, ratyfikowana 3 maja 2001 r. przez Parlament (stosunkiem głosów 159 do 3) oraz zatwierdzoną przez lokalną radę (posiadającą prawo weta w tym zagadnieniu) stosunkiem głosów 20 do 7. 34 Dz. U. z 2002 r. Nr 230, poz. 1925. 35 Ewing R. C.: Standards & Regulations for the Geologic Disposal of Spent Nuclear Fuel and High-Level Waste, Prepared for the Blue Ribbon Commission on America s Nuclear Future, March 4, 2011 36 Posiva Oy spółka akcyjna Teollisuuden Voima operator EJ Okuluoto 1, 2 i 3 (60% akcji) i Fortum operator EJ Lovissa 1 I 2 (40% akcji). 37 Zwracam uwagę na wyprzedzenie tych prac - zostały rozpoczęte rok wcześniej niż budowa pierwszego jądrowego bloku energetycznego w Finlandii - Lovissa 1 (1 maj 1971 r.). 38 Nuclear Waste Commission The final disposal facility for spent nuclear fuel: Environmental impact assessment report, Posiva OY 1999.
Strona 22 z 45 Prace przy składowisku, które otrzymało nazwę ONKALO, rozpoczęto w 2004 roku od szczegółowych badań środowiskowych 39, 40. Na podstawie tych badań firma POSIVA OY wystąpiła w grudniu 2012 r. o licencję na budowę instalacji kapsułowania oraz składowiska wypalonego paliwa na głębokości 400 450 metrów o pojemności 9 000 ton wypalonego paliwa. Planowano przedstawienie aplikacji na eksploatację składowiska w 2020 roku i rozpoczęcie procesu składowania w 2022 r. Zamknięcie składowiska przewidziano w 2120 r. Technologię składowania oparto na wielo barierowej technologii KBS-3 opracowanej w Szwecji w rządowej organizacji Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Company (SKB). Pierwszą barierę przeciwdziałającą wydostaniu się do środowiska stanowi odpowiednia konstrukcja pojemnika. Przewidziano umieszczenie kaset wypalonego paliwa w separatorze wykonanym ze sferoidalnego żeliwa z dodatkiem boru (pochłaniacz neutronów). Następnie separator jest umieszczany w pojemniku miedzianym i zamykanym szczelnie przyspawaną pokrywą. Wnętrze pojemnika jest wypełnione gazem szlachetnym - helem lub argonem. Widok pojemnika przedstawiono na rysunku 6. Operacje zamykania wypalonego paliwa w przewidzianych do składowania pojemnikach jest prowadzona w obiekcie kapsułkowania zlokalizowanym na powierzchni składowiska. Tak zabezpieczone wypalone paliwo jest umieszczone na głębokości 450 1000 metrów w odpowiednio dobranych formacjach geologicznych, stanowiących kolejną barierę ochronną. Schemat podziemnego składowiska przedstawiono na rysunku 7. Rys. 6. Pojemnik przeznaczony do składowania wypalonego paliwa. Źródło YGN technical tour in Finland 2009. ENS news, Issue No 26 Rys. 7. Trzy typy pojemników przewidzianych do składowania wypalonego paliwa w składowisku ONKALO: kasety z reaktorów VVER-440 EJ Lovissa, kasety z reaktorów BWR z EJ Olkiluoto oraz kasety z reaktora EPR EJ Olkiluoto. Źródło: 41 39 Safety Case for the Disposal of Spent Nuclear Fuel at Olkiluoto, Terrain and Ekosystem Development Modelling in the Biosphere Assesment BSA-2012. Posiva 2012-29 40 Saaranen V., Rouhiainen P., Suurmaki H.: The Analysis of the Bedrock Deformation In Olkiluoto Using Precise Levelling Measurements. Posiva 2013-69. 41 Raiko, H.: Disposal canister for spent nuclear fuel. Design report. Olkiluoto, Finland: Posiva Oy. POSIVA 2005-02. 61 p. ISBN 951-652-134-7.
Strona 23 z 45 Rys. 8. Schemat składowiska wypalonego paliwa ONKALO. Źródło: ONKALO The largest Underground Nuclear Waste Repository http://environment-cleangenerations.blogspot.com/2011/08/onkalo-largest-underground-nuclear.html Koszty składowania wypalonego paliwa w składowisku ONKALO (koszty prowadzonych analiz, projektowania, inwestycji, eksploatacji oraz zamknięcia składowiska - bez kosztów monitoringu przez 10 000 lat) zostały oszacowane w publikacji 42. W ocenie kosztów założono, że w składowisku ONKALO zostanie składowane paliwo z całego okresu eksploatacji 2 bloków VVER elektrowni jądrowej Lovissa, wypalone paliwo z całego okresu eksploatacji 2 bloków energetycznych BWR elektrowni jądrowej Olkiluoto oraz z całego okresu eksploatacji budowanego jądrowego bloku energetycznego z reaktorem EPR. Na podstawie zamieszczonych w tej publikacji danych oszacowano koszt pojemnika oraz koszt operacji umieszczenia wypalonego paliwa w pojemniku na 300 000 /MgIU wypalonego paliwa (w cenach 2014 r.). Koszt składowania wypalonego paliwa w głębokim składowisku oszacowano na 130 000 /MgIU, (w cenach 2014 r.). O ile koszt pojemnika oraz operacji umieszczenia paliwa w pojemniku jest dość wiarygodny, to koszt składowiska zależy od charakterystyk geologicznych lokalizacji składowiska oraz krajowych regulacji prawnych. Na uwagę zasługuje podana w dokumencie 27 informacja o ilości wypalonego paliwa z całego okresu eksploatacji reaktora EPR w elektrowni jądrowej Olkiluoto-3: 2 007 MgIU w porównaniu z danymi przedstawionymi w tabeli 4. Prawdopodobnie przyjęto dla tego reaktora niższy poziom głębokości wypalenia (44 GWd/MgIU), tak, aby spełnić poziom mocy ciepła powyłączeniowego umożliwiający składowanie paliwa z tego reaktora w składowisku ONKALO bez przerw, po zakończeniu składowania wypalonego paliwa z elektrowni Lovissa i Olkiluoto 1 i 2. Budowa podziemnego składowiska wypalonego paliwa ONKALO spowodowała pojawienie się licznych negatywnych opinii. Większość z nich odnosi się do niewyobrażalnie długiego okresu składowania: integralności barier, sposobów informacji dla ewentualnych inteligentnych istot, które mogą się pojawić w przyszłości o zagrożeniach, itp. Najpoważniejszym technicznym zarzutem jest raport grupy naukowców z Royal Institute of Technology w Sztokholmie 43, w którym podważają przyjęte przez firmę pomysłodawców tej technologii (Szwedzka firma SKB) założenia, iż zewnętrzny płaszcz miedziany pojemnika zapewni izolację wnętrza pojemnika od środowiska przez ponad 100 000 lat. Zdaniem autorów raportu procesy korozji doprowadzą do nieszczelności płaszcza miedzianego w okresie do 1 000 lat! 42 T/ Kukkola, T. Saanio,: Cost Estimate of Olkiluoto Disposal facility for Spent Nuclear Fuel Possiva Working Report 2005-10, March 2005. 43 Szakalosz P., Seetharaman S. :Corrosion of copper cannister, Technical Note 2012:17 Swedish Radiation Safety Authority.
Strona 24 z 45 Reasumując, opcja składowania wypalonego paliwa stwarza szereg wątpliwości, co do jej zastosowania. Najważniejsze z nich są następujące: 1. Konieczność zapewnienia izolacji wypalonego paliwa od środowiska i zapewnienia kontroli narażenia ludzi przez 10 000 lat czy nawet 200 000 lat czyli przez okres czasu przekraczający historyczną wyobraźnię społeczeństwa 44. Względnie znana historia ludzkości na ziemi sięga 4 000 lat. Jak potoczy się historia ludzkości, jakie pojawią się w tym czasie rozumne istoty, w jaki sposób przekazać następnym pokoleniom, lub innym rozumnym istotom informację o szkodliwości składowanego paliwa?; 2. Rozrzutność w wykorzystaniu jądrowych surowców energetycznych: w składowanym wypalonym paliwie jest tracony cenny surowiec, z którego w innych obiektach energetyki jądrowej można uzyskać znaczące ilości energii. Z 1 Mg uranu zawartego w świeżym paliwie jądrowym - do wytworzenia którego wydobyto ze środowiska prawie 10 Mg uranu naturalnego - rozszczepieniu ulega ok 60 kg. Resztę traktujemy jako nieużyteczny odpad promieniotwórczy. A uranu czy toru w skorupie ziemskiej nie mamy zbyt dużo. 7.2. Przerób wypalonego paliwa Reprocessing Największy udział w bilansie radiotoksyczności wypalonego paliwa uranowego wnoszą izotopy plutonu. Łączna masa izotopów plutonu w wyładowanym z reaktora wypalonym paliwie stanowi 1,31% początkowej masy uranu w paliwie. Po 5 latach (okres, po którym jest możliwy jest przerób wypalonego paliwa) zawartość plutonu spada do 1,29%. Natomiast w tym czasie, udział plutonu w radiotoksyczności wypalonego paliwa stanowi ponad 71%! Pierwszą technologią w dążeniu do redukcji zawartości radiotoksycznych izotopów w wypalonym paliwie, w tym przede wszystkim plutonu była technologia chemicznego przerobu wypalonego paliwa, wyodrębnienia w tym procesie produktów rozszczepienia oraz plutonu. Wpływ wydzielenia z 1 Mg U wypalonego do poziomu 60 GWd paliwa izotopów plutonu oraz produktów rozszczepienia ilustruje rysunek 8. W tej sytuacji wydaje się, że można przyjąć okres izolacji pozostałych składowych na 7 000 lat zamiast 200 000 lat! Rys. 9. Wpływ wydzielenia z wypalonego paliwa izotopów plutonu oraz produktów rozszczepienia na radiotoksyczność pozostałych radioaktywnych izotopów. 44 Polecam film-reportaż z budowy składowiska wypalonego paliwa w Finlandii obiektu ONKALO: Jądro wieczności, gdzie przedstawiono wątpliwości związane z niewyobrażalnie długim okresem konieczności izolacji składowanego wypalonego paliwa od środowiska.
Strona 25 z 45 Natomiast pojawia się pytanie jak postąpić z produktami rozszczepienia oraz uzyskanym w tym procesie plutonem. Z produktami rozszczepienia jest sprawa stosunkowo prosta. Stosuje się tu proces zeszkliwienia i składowania takiego produktu w stalowych opakowaniach w głębokim składowisku. Po 400 latach radiotoksyczność produktów rozszczepiania spada poniżej poziomu radiotoksyczności wydobytego ze środowiska uranu. Z plutonem jest sprawa daleko bardziej skomplikowana. W technologii przerobu wypalonego paliwa (reprocessing) wykorzystuje się technologię spalania plutonu w paliwie, w którym rozszczepialny izotop U235 jest zastąpiony plutonem. Paliwo, w którym wykorzystano dwutlenek zubożonego uranu (pozostałość po wzbogacaniu uranu naturalnego, w przypadku współczesnych technologii wzbogacania z zastosowaniem wirówek, zawartość w nim U235 stanowi 0,2 %) oraz pluton z przerobu jest określana skrótem "paliwo MOX". W procesie przerobu wypalonego paliwa uranowego wydzielane są wszystkie izotopy plutonu (tzw. reactor grade plutonium) co prowadzi do znacznie większego niż U235 udziału plutonu w paliwie MOX do 10%. Wykorzystanie w lekkowodnych reaktorach energetycznych paliwa MOX, z plutonem, jako podstawowym materiałem rozszczepialnym nie jest prawą prostą. Po pierwsze, przekrój czynny na rozszczepienie izotopu plutonu Pu239 posiada w zakresie termicznych energii neutronów znaczący rezonans (przedstawiony na rysunku 10). Niewielkie zmiany widma neutronów w tym zakresie energii w znaczący sposób wpływają na szybkość rozszczepień jąder Pu239 a więc na generację energii cieplnej w paliwie MOX. Po drugie, izotop Pu239 posiada prawie dwukrotnie większy przekrój czynny na rozszczepienie w porównaniu z U235. Wykorzystanie paliwa MOX w jednym obiekcie z paliwem uranowym wymaga odpowiedniego wyprofilowania strumienia neutronów tak, aby nie dopuścić do nadmiernej generacji energii w paliwie MOX. Rys. 10. Przekrój czynny na rozszczepienie izotopu Pu239 i U235 w zakresie energii neutronów od 0,01eV do 100 ev. Źródło; http://atom.kaeri.re.kr/cgi-bin. Te dwa czynniki powodują konieczność odpowiedniego przystosowania konstrukcji i technologii eksploatacji wodnych reaktorów energetycznych do wykorzystania paliwa MOX razem z konwencjonalnym paliwem uranowym. Konstruktor reaktora zazwyczaj wprowadza dodatkowo ograniczenia udziału paliwa MOX w rdzeniu reaktora. Światowy potencjał zakładów przerobu wypalonego paliwa nie jest imponujący: 2900 3000 MgU rocznie w porównaniu z ponad 10 000 MgIU wyładowywanego rocznie wypalonego paliwa z cywilnych reaktorów energetycznych LWR. W tabeli 11 przedstawiono zestawienie przemysłowych obiektów przerobu wypalonego paliwa z reaktorów LWR. Wszystkie obiekty z wyjątkiem obiektów w Japonii są dostosowane do obecnych zadań byłymi obiektami militarnego uzysku plutonu. Obiekty La Hague i
Strona 26 z 45 Sellafield są przedstawione na rysunkach 11 i 12. Zestawienie obiektów produkcji pliwa MOX przedstawiono w tabeli 12. Tabela 11. Światowy potencjał przerobu wypalonego paliwa LWR MgIU/rok. Źródło: Processing of Used Nuclear Fuel. World Nuclear Association, lipiec 2013 Kraj Obiekt 2009 2015 Francja La Hague 1700 1700 Anglia Sellafield(THORP) 900 0 Rosja Ozersk, Mayak 400 400 Japonia Rokkasho 0 800 Razem 3000 2900 Rys. 11. Zakład przerobu wypalonego paliwa La Hague (Francja). Źródło: Google Earth Rys. 12. Zakład przerobu wypalonego paliwa i produkcji paliwa MOX Sellafield (Anglia). Źródło: Google Earth. Tabela 12. Światowy potencjał produkcji paliwa MOX (MgHM/rok) Źródło: Mixed Oxide Fuel, World Nuclear Association. Maj 2013 Kraj Obiekt 2009 2015 Francja Melox 195 195 Japonia Tokai 10 10 Japonia Rokkasho 0 130 Rosja Ozersk, Mayak 5 5 Rosja Zheleznogorsk 0 60 Anglia Sellafield 40 0 Razem 250 400
Strona 27 z 45 Przeprowadzone analizy cyklu z paliwem MOX zostały oparte o dane przedstawione w publikacji 45 dla zrównoważonego 46 cyklu, w którym 89% energii jest wytwarzane w paliwie uranowym, natomiast 11% energii w paliwie MOX. W analizach uwzględniono wykorzystanie paliwa MOX utworzonego na bazie uranu zubożonego uzyskanego w procesie wzbogacania paliwa uranowego (zawartość U235-0,2%) i plutonu oznaczanego dalej UMOX. Po wykorzystaniu paliwa uranowego (z wzbogaceniem 5% w U235) w reaktorze i 5 letnim schłodzeniu wypalone paliwo transportuje się do zakładu przerobu wypalonego paliwa. W przypadku energetyki jądrowej w Polsce zakładem, w którym możliwy będzie przerób wypalonego paliwa może być tylko La Hague (Francja), gdyż obiekt Sellafield zostanie zamknięty do 2020 roku. W zakładzie tym z wypalonego paliwa są wydzielane produkty rozszczepienia, pluton oraz pozostałe aktynowce z produktami ich radioaktywnych przekształceń. Produkty rozszczepienia oraz pozostałe po wyodrębnieniu plutonu aktynowce zostają poddane procesowi odpowiedniego zabezpieczenia zeszkliwieniu w odpowiednich pojemnikach. Natomiast pluton jest transportowany do obiektu wytwarzania paliwa MOX z mieszaniny dwutlenku plutonu oraz dwutlenku zubożonego uranu. Takim obiektem wytwarzania paliwa MOX jest we Francji zakład MELOX. W zakładzie tym wytwarza się nowe paliwo jądrowe zawierające pluton, jako materiał rozszczepialny. Na 890 kg (89%) początkowej zawartości uranu w paliwie uranowym powstaje paliwo, zawierające 110 kg mieszaniny zubożonego uranu oraz wydzielonego z wypalonego paliwa uranowego plutonu (11,5 kg). Paliwo to jest następnie transportowane do wykorzystania w reaktorze energetycznym. Zabezpieczone produkty rozszczepienia oraz aktynowce bez plutonu są po odpowiednim schłodzeniu również zwracane do kraju pochodzenia celem ich składowania. Piętą achillesową zastosowania technologii przerobu wypalonego paliwa w polskiej energetyce jądrowej będzie kwestia transportu. Z doświadczeń historycznych niemieckich protestów społecznych transportu materiałów przerobu niemieckiego wypalonego paliwa we Francji, raczej nie będzie możliwym transport kolejowy paliwa i odpadów promieniotwórczych przez terytorium Niemiec. Pozostaje droga morska z portu w Gdyni lub w Gdańsku do francuskiego portu Cherbourg. Natomiast, prawdopodobnie nie będzie trudności w kolejowym transporcie plutonu i gotowego paliwa MOX na terenie Francji do i z obiektu MELOX zlokalizowanego w pobliżu Marsylii. Tym niemniej przewidywane trasy transportu przedstawione na rysunku 13 robią wrażenie. Rys. 13 Przewidywane trasy transportu paliw jądrowych oraz odpadów promieniotwórczych przy wykorzystaniu technologii przerobu wypalonego paliwa w polskiej energetyce jądrowej. 45 Advanced Nuclear Fuel Cycles and Radioactive Waste Management, Nuclear Energy Agency, OECD, No 5990, 2006 46 Zrównoważony cykl osiągnięcie równowagi pomiędzy wytwarzaniem plutonu i jego wykorzystaniem w MOX
Strona 28 z 45 W uzasadnieniu zastosowania technologii przerobu wypalonego paliwa przedstawia się dwa argumenty: 1. Redukcja radiotoksyczności składowanych substancji; 2. Oszczędność paliwa jądrowego. Wyniki analiz radiotoksyczności materiałów w cyklu przerobu wypalonego paliwa przedstawiono na rysunku 13. Cały, pokazanym na rysunku 14 zysk usunięciu z wypalonego uranowego paliwa jądrowego bardzo radiotoksycznego plutonu jest praktycznie niwelowany przez radiotoksyczność składowanego wypalonego paliwa UMOX. Czy odpady z tej technologii muszą być izolowane od środowiska przez 200 000 czy 100 000 lat, to naprawdę nie robi wielkiej różnicy. Rys. 14. Zależność od czasu radiotoksyczności poszczególnych składowych przerobu wypalonego paliwa uranowego i wykorzystania paliwa UMOX. Koszt realizacji technologii przerobu wypalonego paliwa reaktorów LWR, wytworzenia paliwa MOX a następnie postępowania z wypalonym paliwem MOX oraz z wysoko aktywnymi odpadami jest znacznie wyższy od kosztów składowania wypalonego paliwa. Analiza porównawcza jest przedstawiona w publikacji 47. Koszt tej technologii wg 48 wynosi 1 680 000 US$(2014)/MgIU, wg 49 47 B. Yolanda Moratilla Soria et all,: Recycling versus Long-Term Storage of Nuclear Fuel: Economic Factors (Review Article). Hindawi Publishing Corporation, Science and Technology of Nuclear Installations, Volume 2013, Article ID 417048. 48 G. De Roo, J. E. Parsons,: A methodology for calculation the levelized costs of elecricity in nuclear power systems with fuel recycling. Energy Economics 33 (2011) 826-939 49 J. Hammel, EPRI Report 1015387 (2007) An Economic Analysis of Select Fuel Cycles Using the Steady-State Analysis Model for Advabced Fuel Cycle Schemes (SMAFS).
Strona 29 z 45 1 200 000 US$(2014)/MgIU, natomiast wg 50 1 360 000 US$(2014)/MgIU bez uwzględnienia kosztów transportu. Należy zaznaczyć, że w powyższych publikacjach niewłaściwie określono technologię przerobu wypalonego paliwa (reprocessing) nazwą recycling. Dla ujednolicenia wyników analiz wykonanych w kosztach US$ różnych lat, koszty te zostały przeliczone na rok 2014 przy pomocy kalkulatora inflacji US$. Oszczędność paliwa jądrowego w technologii przerobu wypalonego paliwa również nie jest przekonującym argumentem. W tej technologii oszczędza się 11% paliwa uranowego. Koszt kg uranu w paliwie jądrowym wynosi 2 360 US$(2014) 51 czyli ok. 7 080 PLN. Przy sprawności elektrowni jądrowej 35%, z 2 kg paliwa otrzymuje się 1 GWh energii elektrycznej, którą elektrownia dostarcza do sieci w cenie około 200 000 000 PLN. Z tych analiz wynika, że koszt paliwa w cenie energii elektrycznej elektrowni jądrowej stanowi 7% przy cenie uranu naturalnego 158,5 US$/kg 30. Wykonane przez EPRI analizy 52 wykazują, że oszczędność uzyskana z redukcji ilości paliwa jądrowego nie zrównoważy wzrostu kosztów przerobu, nawet, gdyby cena uranu naturalnego wzrosła z poziomu 160 US$/kg do 1 000 US$/kg. Ponieważ pluton jest wytwarzany w wyniku reakcji (n,γ) z U238 można oczekiwać większego wypalania plutonu w paliwie ThMOX 53 w porównaniu do UMOX. Przeprowadzone analizy wykazały niewielkie różnice pomiędzy wielkością wypalenia plutonu w paliwie ThMOX. Z początkowej zawartości plutonu w paliwie UMOX i ThMOX 11,5 kg w paliwie UMOX pozostaje 4,45 kg plutonu a w paliwie ThMOX pozostaje 3,25 kg plutonu. Analiza przebiegu w czasie radiotoksyczności cyklu ThMOX wykazała niespodziewanie w okresie schładzania od 10 000 lat do 1 000 000 lat - większą radiotoksyczność cyklu ThMOX od UMOX. Przebieg radiotoksyczności obu cykli jest przedstawiony na rysunku 16. Źródłem tego efektu jest rozpad izotopu U233, wytworzonego przy napromienieniu neutronami toru (Th232). W szeregu rozpadu tego izotopu pojawiają się wysoko radiotoksyczne izotopy Th229, Ra225 i Ac225. Jeżeli zastosowanie toru, jako matrycy, w której jest umieszczony pluton, powoduje niepożądane zwiększenie radiotoksyczności wywołane pojawieniem się izotopu U233 wytwarzanego w wyniku napromienienia toru neutronami, to należy przeanalizować cykl wypalania plutonu w matrycy z neutralnego jądrowo materiału, który nie podlega zniszczeniu w strumieniu neutronów, posiada dobrą przewodność cieplną oraz powstałe w wyniku aktywacji izotopy posiadają krótkie okresy rozpadu. Dla sprawdzenia takiej hipotezy, przeprowadzono analizy cyklu wypalania plutonu bez matrycy z uranu lub toru, określonego, jako NMOX 54. Pozostałość plutonu w tym cyklu wynosi 3,118 kg. Zestawienie redukcji izotopów plutonu w cyklach UMOX, ThMOX i NMOX jest przedstawione na rysunku 15. Zależność radiotoksyczności cykli paliwowych UMOX, ThMOX i NMOX od okresu czasu od momentu wyładowania paliwa z reaktora jest przedstawiony na rysunku 16. Na tym rysunku pojawia się wzrost radiotoksyczności paliwa cyklu ThMOX w zakresie czasów 10 000 1 000 000 lat po wyładowaniu paliwa z reaktora. Przyczyną wzrostu jest pojawienie się w cyklu izotopu U233, który powstaje przy napromienieniu toru (Th232) neutronami. Izotop ten wytwarza w wytwarza w procesie swojego radioaktywnego rozpadu silnie radiotoksyczne izotopy 50 The Future of the Nuclear Fuel Cycle. An Interdisciplinary MIT Study. (2011) 51 The Economics of Nuclear Power World Nuclear Association. February 2014 52 Machiels A.,: Nuclear Fuel Cycle Cost Comparison Between Once-Through and Plutonium Single-Recycling in Pressurized Water Reactors. EPRI Report 1018575 Feb. 2009. 53 ThMOX oznacza paliwo, w którym zamiast uranu zastosowano tor w odróżnieniu do paliwa UMOX z uranem. 54 NMOX oznacza paliwo, w którym zamiast uranu lub toru zastosowano matrycę z "neutralnego" jądrowo materiału - np Zr+Nb
Strona 30 z 45 Rys. 15. Zmiany izotopowe izotopów plutonu w cyklach UMOX, ThMOX i NMOX. Rys.16. Zestawienie zależności radiotoksyczności paliwa w cyklach UMOX, ThMOX i NMOX od czasu po wyładowaniu z reaktora. Rys. 17. Radiotoksyczność cyklu ThMOX oraz źródeł zwiększonej radiotoksyczności spowodowanej izotopami szeregu rozpadu U233.
Strona 31 z 45 Reasumując, przedstawiona powyżej technologia przerobu wypalonego paliwa (reprocessing), nie spełnia żadnego z przedstawionych w jej uzasadnieniu celów: 1. zysk osiągnięty w oszczędności paliwa jądrowego nie rekompensuje kosztów związanych z przerobem wypalonego paliwa, a wielkość oszczędności nie wpłynie znacząco na światowy bilans jądrowych surowców energetycznych, 2. wielkość oraz zanik w czasie radiotoksyczności wszystkich, przeznaczonych do składowania materiałów z przerobu wypalonego paliwa - łącznie z wypalonym paliwem MOX - nie różni się znacząco od cyklu paliwowego, w którym wypalone paliwo jest składowane bez przerobu. Nie wierzę, że osoby decydujące o zastosowaniu technologii przerobu wypalonego paliwa nie doszły do tych samych wniosków, które zostały przedstawione powyżej. Jeśli przedstawiona teza jest słuszna, jakie przesłanki legły u podstaw podjęcia decyzji o zastosowaniu technologii przerobu wypalonego paliwa? Odpowiedź jest prosta. Dwa kraje: Anglia i Francja, dysponowały rozbudowaną infrastrukturą techniczną i personalną produkcji plutonu w celach militarnych Sellafield i La Hague. Koniec zbrojeń atomowych oznaczał perspektywę zamknięcie tych zakładów i bezrobocie dla licznego, wysoko wykwalifikowanego personelu. O ile zamknięcie wymienionych obiektów nie stwarzało oprócz ich likwidacji szczególnych problemów, to bezrobocie wykwalifikowanej kadry stanowiło poważny problem. Po tą kadrę mogły sięgnąć kraje pretendujące do posiadania broni jądrowej. A to już stanowiło poważne zagrożenie. I dlatego podjęto popartą intensywną akcją reklamową - decyzję. Tej reklamie uległa Japonia 55, która rozpoczęła budowę własnego potencjału przerobu wypalonego paliwa. Chiny i Indie realizują swój program przerobu wypalonego paliwa w powiązaniu z programem posiadania broni jądrowej, natomiast Republika Korei przygotowuje program recyklingu wypalonego paliwa o czym będzie mowa poniżej. Federacja Rosyjska oprócz niewątpliwie realizowanego programu militarnego prowadzą prace nad recyklingiem wypalonego paliwa. Obecnie, znacząca część kadry Ośrodka Sellafield osiągnęła wiek emerytalny. Oprócz kłopotów natury technicznej fakt ten spowodował podjęcie decyzji o zamknięciu tego obiektu i jego likwidacji. Ale upiory przeszłości wciąż straszą: Anglia posiada 100 ton militarnego plutonu (WGPu Weapons Grade Plutonium) i na razie brak pomysłu na likwidację tego zasobu. Możliwym rozwiązaniem byłaby produkcja z wykorzystaniem tego plutonu paliwa MOX wykorzystanego w reaktorach PWR. Jednakże, jedyny reaktor PWR eksploatowany w Anglii (Sizewell B), w którym można byłoby przeprowadzić taką operację, boryka się od 2012 roku z dużymi problemami technicznymi. Podobne zasoby WGPu są przechowywane w USA. Dla likwidacji tych zasobów, w USA jest budowany zakład produkcji paliwa MOX. Paliwo to będzie wykorzystane w cywilnych reaktorach energetycznych, gdzie część plutonu będzie wypalona a pozostała część przetworzona na RGPu (Reactor Grade Plutonium) i przeznaczona do składowania. 7.3. Recykling wypalonego paliwa z wykorzystaniem reaktorów na neutronach prędkich. Trzecią opcją postępowania z wypalonym paliwem jest technologia recyklingu z wykorzystaniem reaktorów na neutronach prędkich. Propozycja takiej technologii gospodarki wypalonym paliwem reaktorów lekkowodnych została przedstawiona przez firmę GE Hitachi 56 w postaci Centrum Recyklingu Paliwa Jądrowego z reaktorami na neutronach prędkich PRISM oraz przez ROSENERGOATOM 57 z eksploatowanym dotychczas reaktorem BN-600, uruchomionym reaktorem BN-800 oraz przewidywanymi do budowy reaktorami BN-1200 i BN-1800. O ile projekt Centrum Recyklingu Paliwa Jądrowego z reaktorem PRISM nie został zrealizowany (w USA działa moratorium na przerób wypalonego paliwa jądrowego) to sądząc z różnych nieformalnych informacji, w Federacji Rosyjskiej trwają intensywne prace nad wdrożeniem opcji recyklingu wypalonego paliwa. W Instytucie Badawczym Reaktorów Atomowych w Dimitrovgradzie prowadzone są prace nad technologiami przerobu wypalonego paliwa z wykorzystaniem elektro pyro procesingu 58, i wypalaniu radiotoksycznych izotopów w reaktorze na neutronach prędkich BOR-60 i BN-600. Prace badawcze w tym kierunku są również 55 Prawdopodobnie, z powodu fobii anty plutonowej wynikającej z doświadczeń historycznych. 56 GE Hitachi Nuclear Energy, Spent Nuclear Fuel and ARC/PRISM Technology. Policy Position Paper 57 V. Ivanov,: Reactor BN 800: the Purposes of its Construction and Use.http://cstsp.aaas.org/files/ivanov.pdf 58 Electrometallurgical Techniques for DOE Spent Fuel Treatment, Committee Final Report, National Research Council, 2000. http://www.nap.edu/catalog/9883.html
Strona 32 z 45 prowadzone w Korei z wykorzystaniem reaktora KALIMER 600 59 oraz w Japonii (Japan Sodium-Cooled Fast Reactor JSFR) 60 Jednakże, nie można stwierdzić, że rozwijana w XX wieku technologia chłodzonych sodem reaktorów na neutronach prędkich jest w pełni opanowana. Świadczy o tym fakt, że na 21 uruchomionych dotychczas na świecie tego typu obiektów (eksperymentalnych i demonstracyjnych) w eksploatacji znajduje się 8 reaktorów, w tym 6 doświadczalnych, 2 demonstracyjne i ani jednego komercyjnego. Przyczyną takiej sytuacji są kłopoty związane z wykorzystanie ciekłego sodu, jako chłodziwa. W wyniku reakcji Na23(n,γ) powstaje radioaktywny izotop Na24 z półokresem rozpadu 15 godzin. W wyniku tej reakcji, chłodzący reaktor sód jest radioaktywny i w układzie chłodzenia jest konieczne zastosowanie pośredniego obiegu chłodzenia, co znacznie komplikuje jego konstrukcję, Dodatkowo, wysoka reaktywność oddziaływania sodu z wodą, parą lub tlenem (w powietrzu) powoduje, że jego kontakt z wodą/parą lub powietrzem atmosferycznym w przypadku nieszczelności instalacji prowadzi do pożaru, który jest zawsze utożsamiany z awarią obiektu jądrowego. Wyjątkiem jest reaktor BN-600, w którym modułowe wytwornice pary umieszczono w ognio-odpornych pomieszczeniach (boksach) wyposażonych w systemy gaśnicze. W przypadku pożaru odcinany jest dopływ sodu do wytwornicy, uruchamiana jest inna wytwornica pary a pożar jest gaszony indywidualnym systemem gaśniczym boksu. Dla zapobieżenia kontaktu sodu z wodą rozpatrywany jest w ostatnim czasie pomysł zastosowania zamiast wytwornicy pary wymiennika ciepła z helem współpracującym z turbiną gazową w cyklu Braytona. Technologia reaktorów na neutronach prędkich chłodzonych ciekłym ołowiem jest fazie projektów rozwijanych w Federacji Rosyjskiej. Dotychczas nie uruchomiono cywilnego obiektu wykorzystującego tę technologię. Reaktory na neutronach prędkich z chłodziwem w postaci eutektyki ołów-bizmut są wykorzystywane do napędu łodzi podwodnych w Federacji Rosyjskiej, jednakże, ze względu na koszt bizmutu nie należy się spodziewać ich wykorzystania w komercyjnych obiektach. Zdaniem personelu eksploatującego reaktory na rosyjskich łodziach podwodnych zarówno ciekły ołów jak i eutektyka ołów bizmut stwarza szereg poważnych utrudnień eksploatacyjnych Na czym polega idea recyklingu? Dla wyjaśnienia proponuję analizę ilości oraz radiotoksyczności radioaktywnych substancji znajdujących się w kasecie paliwowej reaktora EPR wypalonej do poziomu 55 GWd/MgIU. Wg informacji przedstawionych w tabeli 1, kaseta o masie 785 kg zawiera przed załadowaniem do reaktora 527 kg uranu o wzbogaceniu 5% U235. Uran w kasecie znajduje się w postaci dwutlenku, a zatem masa UO 2 w kasecie EPR wynosi 597.9 kg. Materiały konstrukcyjne kasety - koszulki prętów paliwowych oraz konstrukcja kasety - to 187.1 kg stopu Zr(99%) i Nb(1%). Dla ujednolicenia nazewnictwa, w dalszej części dokumentu będą stosowane następujące oznaczenia: Aktynowce(HM) izotopy pierwiastków szeregu aktynowców od liczby atomowej 90 (Th) do 99 (Es). Pierwiastki o liczbie atomowej 100(Fm), 101(Md), 102(No) i 103(Lr) ze względu na ich znikomy udział w wypalonym paliwie nie będą rozpatrywane; Uran izotopy uranu o masie atomowej od U232 do U240; TRU TRans Uranium isotopes - izotopy szeregu aktynowców z wyłączeniem izotopów uranu; Mat. kon. izotopy powstałe wyniku napromienienia neutronami materiałów konstrukcyjnych (Zr,Nb) kasety; DPa, DPu, DPtru produkty radioaktywnych przemian (Decay Product) izotopów aktynowców, izotopów uranu oraz izotopów TRU - odpowiednio; FP produkty rozszczepienia (Fission Product): izotopy pierwiastków o liczbach atomowych od 34(Se) do 67(Ho) powstałe w wyniku rozszczepienia izotopów aktynowców. Masa poszczególnych grup izotopów w wypalonym paliwie reaktora PWR (na przykładzie reaktora EPR)o głębokości wypalenia 55 GWd/MgIU dla 1 MgIU oraz kasety reaktora EPR jest przedstawiona w tabeli 13. 59 D. Hahn, Y. Kim, C. Lee, S., Kim, J. Lee, Y. Lee, B. Kim. H. Jeong,: Conceptual Design of the Sodium-Cooled Fast Reactor Kalimer-600.Nucl. Eng. Techn. V. 39, No 3, June 2007. 60 T. Ito, S. Kunishima, S. Kobayashi, H. Mochida,: Mitsubishi Activities for Advanced Reactor Development -Sodiumcooled Fast Reactor Mitsubishi Heavy Industries Technical Review Vol. 46 No. 4 (Dec. 2009)
Strona 33 z 45 Tabela 13. Zestawienie masy poszczególnych komponentów w 1 MgIU wypalonego paliwa reaktora PWR z wypaleniem 55 GWd TRU Uran Prod. rozszcz. Mat. konstr. 14.58 kg 926.72 kg 58.70 kg 355.03 kg Na rysunku 18 przedstawiono radiotoksyczność podstawowych składowych 1 MgIU z wypaleniem 55 GWd paliwa reaktora PWR w zależności od czasu po wyładowaniu z reaktora: TRU łącznie z DPtru, uranu łącznie z DPu, produktów rozszczepienia oraz materiałów konstrukcyjnych (Zr+Nb), które również są zaktywowane w okresie napromienienia w reaktorze. Rys. 18. Radiotoksyczność poszczególnych składowych 1 MgIU wypalonego paliwa reaktora PWR z wypaleniem 55 GWd. Przedstawiona na rysunku 18 radiotoksyczność uranu jest sumą radiotoksyczności izotopów tego pierwiastka, oraz radiotoksyczności produktów ich radioaktywnego rozpadu. Dlatego jego radiotoksyczność wzrasta w czasie, gdyż narasta radiotoksyczność produktów radioaktywnego rozpadu uranu. Największy udział w radiotoksyczności wypalonego paliwa ma 14.58 kg TRU+DPtru oraz 58.70 kg produktów rozszczepienia -FP. O ile radiotoksyczność produktów rozszczepienia dość szybko zanika w czasie i po okresie kilkuset lat pozostaje tylko radiotoksyczność długo życiowych izotopów - I129 i Tc99 to radiotoksyczność niewielkiej ilości TRU utrzymuje się na wysokim poziomie i jest dominującym składnikiem radiotoksyczności w wypalonym paliwie. Wypalenie (rozszczepienie) tych pierwiastków czyli ich zamiana w produkty rozszczepienia, prowadzi do znaczącego zmniejszenia radiotoksyczność wypalonego paliwa oraz skrócenia okresu niezbędnej izolacji powstałych substancji od środowiska. Wydzielony w procesie przerobu uran w ilości 926.7 kg z zawartością U235 ok. 1,24% jest wykorzystany częściowo w składzie paliwa reaktora FBR. Prawdopodobnie pozostałą część uranu można będzie wykorzystać w procesie wzbogacania i produkcji paliwa jądrowego dla reaktorów LWR. Pewnym utrudnieniem może być 5 krotnie większa radiotoksyczność tego uranu (w wyniku śladowej zawartości U232 ( 5 mg) oraz U237 (6 mg) w porównaniu do takiej samej masy uranu naturalnego. Do usunięcia - przez rozszczepienie - wysoko radiotoksycznych izotopów TRU wykorzystuje się ich właściwość wzrostu stosunku przekroju czynnego na rozszczepienie do przekroju czynnego na
Strona 34 z 45 absorpcję w miarę wzrostu energii neutronów. Przy energii neutronów rzędu 1 MeV stosunek ten jest dla większości izotopów TRU większy od jedności. Właściwość tę prezentuje rysunek 19. Rys.19. Zależność stosunku przekroju czynnego na rozszczepienie do absorpcji od energii neutronu dla kilku izotopów aktynowców. Źródło: PRISM Technical Brief. GE Hitachi Nuclear Energy Recykling wypalonego paliwa reaktorów lekko wodnych w reaktorach na neutronach prędkich chłodzonych ciekłym metalem (sodem, ołowiem lub eutektyką ołów-bizmut) polega na wykorzystaniu wysoko energetycznego widma neutronów w tym reaktorze do "wypalania" izotopów TRU. Widmo to, dzięki zastosowaniu, jako chłodziwa pierwiastka z dużą liczbą atomową, jest zbliżone do widma energetycznego neutronów rozszczepieniowych, a więc o energiach neutronów rzędu MeV. W takim widmie energetycznym neutronów, przekrój czynny na rozszczepienie wielu aktynowców jest znacznie większy od przekroju czynnego na reakcję (n,γ) oraz na reakcję (n,2n) (vide rysunek 18) i w rezultacie, nierozszczepialne w lekkowodnych reaktorach izotopy ulegają rozszczepieniom (dalej określanym jako wypalenie ), wytwarzając energię oraz produkty rozszczepienia. Radiotoksyczność powstałych w wyniku pracy reaktora produktów rozszczepienia jak było pokazane powyżej - zanika po kilkuset latach. We wszystkich typach reaktorów na neutronach prędkich. wysoka energia neutronów rzędu MeV oraz wysoki strumień neutronów rzędu 2 6*10 15 n/cm 2 /s powoduje zmiany struktury materiałów stosowanych w rdzeniu tego reaktora. Skutkują one zmianą ich charakterystyk mechanicznych (zmniejsza się plastyczność) oraz co szczególnie ważne zmianie ulegają wymiary pastylek paliwa w pręcie paliwowym (puchnięcie materiału). Nawet w przypadku zastosowania specjalnych materiałów fluencja neutronów (iloczyn strumienia neutronów i czasu) jest ograniczona do wartości ~3 5 10 23 n/cm 2. Sprzymierzeńcem jest wysoka temperatura elementów rdzenia reaktora prowadząca do wygrzewania defektów wywołanych oddziaływaniem neutronów Celem uniknięcia zniekształceń i zmian charakterystyk materiałowych wywołanych oddziaływaniem wysoko energetycznych neutronów, paliwo jądrowe stosowane w reaktorze na neutronach prędkich musi być okresowo poddawane procesom rewitalizacji. Jest to o tyle korzystne, że niejako przy okazji można wydzielić z paliwa produkty rozszczepienia oraz uzupełnić skład paliwa o nową porcję radiotoksycznych izotopów wyodrębnionych w procesie przerobu wypalonego paliwa z reaktorów lekkowodnych. Aby uniknąć kłopotliwych transportów wysoko aktywnych materiałów preferowana jest koncepcja wykorzystania tzw. centrów recyklingu wypalonego paliwa jądrowego, grupujących w jednej lokalizacji reaktory wypalające na neutronach prędkich, obiekty przerobu wypalonego paliwa reaktorów LWR, obiekty recyklingu wypalonego paliwa z FBR i wytwarzania paliwa dla tych reaktorów oraz obiekty przygotowania do składowania wysoko aktywnych odpadów (produkty rozszczepienia oraz produkty radioaktywnych przemian aktynowców). Do centrum dostarczane jest tylko wypalone paliwo z reaktorów lekkowodnych i tam jest prowadzony pełny proces recyklingu. Jeśli dodatkowo na tym terenie jest zlokalizowane głębokie składowisko wysoko aktywnych odpadów promieniotwórczych, to unika się
Strona 35 z 45 transportu tych odpadów do składowiska. Jak zostało przedstawione powyżej, okres izolacji od środowiska składowanych tam odpadów nie przekracza 1 000 lat. Idea wykorzystania Centrum Recyklingu z wykorzystaniem reaktorów na neutronach prędkich jest prezentowana w materiałach informacyjnych firmy General Electric Hitachi przy pomocy rysunku 20. Rys. 20. Idea wykorzystania recyklingu wypalonego paliwa z reaktorów LWR w Centrum Recyklingu z reaktorami na neutronach prędkich PRISM. Źródło: 61 Oczywistym jest fakt, że recykling jest znacznie droższy od składowania wypalonego paliwa bez przerobu. Jeśli rozważamy wykorzystanie technologii recyklingu wypalonego paliwa jądrowego wytworzonego w elektrowniach jądrowych zbudowanych i eksploatowanych w wyniku realizacji Programu, należy przeprowadzić szacunek czy przychody ze sprzedaży energii elektrycznej i uranu wytworzonych w procesie recyklingu pokryją koszty budowy, eksploatacji i likwidacji Centrum Recyklingu. Dla analizy charakterystyk centrum recyklingu założono, że jest zbudowane wg propozycji firmy GE Hitachi i wykorzystuje reaktory na neutronach prędkich chłodzone ciekłym sodem - reaktory PRISM. Przedstawione w tabeli 14 charakterystyki tego obiektu ustalono na podstawie danych przedstawionych w publikacji 62. 61 GE Hitachi Nuclear Energy Electro-Chem Brief 62 B.S. Triolett, E. P. Loewen, B. J. Dooies,: Prism: a Competitive Small Modular Sodium-Cooled Reactor. NUCLEAR TECHNOLOGY VOL. 178 MAY 2012
Strona 36 z 45 Tabela 14. Podstawowe charakterystyki reaktora PRISM przyjęte w prowadzonych analizach. Przyjęto, że do prowadzenia recyklingu wypalonego paliwa będzie zbudowane Centrum Recyklingu zawierające: 1. instalację przerobu wypalonego paliwa reaktorów LWR. W trakcie przerobu z wypalonego paliwa wydzielane są pierwiastki TRU, wydzielany uran oraz wydzielane są produkty rozszczepienia, produkty rozpadu aktynowców oraz materiału konstrukcyjne, 2. instalację przerobu wypalonego paliwa z reaktorów FBR i wytwarzania paliwa dla tych reaktorów. Z wypalonego paliwa reaktorów FBR wydzielane są pierwiastki aktynowców, wydzielane są produkty rozszczepienia i produktu rozpadu aktynowców. Do wydzielonych aktynowców dodawane jest w odpowiedniej proporcji pierwiastki TRU oraz uran i wytwarzane jest nowe paliwo dla reaktorów FBR; 3. instalację unieszkodliwiania wydzielonych produktów rozszczepienia, produktów rozpadu aktynowców oraz wydzielonych napromieniowanych materiałów konstrukcyjnych celem ich składowania w głębokich składowiskach wysoko aktywnych odpadów promieniotwórczych, 4. odpowiednią dla potrzeb liczbę bloków z reaktorami PRISM, dla recyklingu wypalonego paliwa wyładowanego z reaktorów energetycznych uruchomionych i eksploatowanych zgodnie z dokumentem Program Dla demonstracji technologii recyklingu przyjęto, że do Centrum jest dostarczane wypalone paliwo z reaktorów PWR o średniej głębokości wypalenia 55 GWd/MgIU lub wypalone paliwo z reaktorów BWR o średniej głębokości wypalenia 47 GWd/MgIU. Przyjmując, że uruchomienie Centrum Recyklingu nastąpi w 2050 roku (25 lat po uruchomieniu pierwszego reaktora energetycznego w Polsce) przeprowadzono analizy zmian zawartości poszczególnych izotopów aktynowców w trakcie 25 letniego ich przechowywania. W tabeli 15 przedstawiono dla ilustracji zmiany zawartości pierwiastków aktynowców w tym okresie. W przedstawionych analizach przyjęto następujące oznaczenia: TRU - izotopy TRans Uranowych pierwiastków Th, Pa, Np, Pu, Am, Cm, Bk, Cf i Es. Nie uwzględniono pierwiastków Ac, Fm, Md, No i Lr ze względu na ich znikomą zawartość < 10-8 grama. U izotopy uranu- od U232 do U240. Tabela 15. Zmiany zawartości pierwiastków aktynowców w 1 MgIU wypalonego paliwa reaktorów PWR z głębokością wypalenia 55 GWd/MgIU wyładowanych z reaktora oraz po 25 latach. Obliczenia przeprowadzono kodem ORIGEN (vide Aneks A) Zgodnie z informacjami przedstawionymi w tabeli 14, wsad paliwa dla reaktora PRISM jest zestawiony z 725.55 kg TRU oraz 2 774.45 kg uranu. Aby otrzymać niezbędną dla pierwszej porcja paliwa ilość TRU niezbędny jest przerób 50.1 MgIU wypalonego paliwa z reaktorów PWR. W każdym rocznym cyklu
Strona 37 z 45 reaktora PRISM następuje wypalenie określonej ilości izotopów TRU oraz izotopów uranu. Po kilku początkowych cyklach pracy reaktora PRISM następuje stabilizacja stopnia wypalenia TRU i uranu. Wyniki obliczeń kodem Cykle paliwowe (Aneks A) wielkości wypalenia izotopów TRU, izotopów uranu oraz ilości przerabianego wypalonego paliwa reaktorów PWR niezbędnego do uzupełnienia wypalonych izotopów TRU przedstawiono w tabeli 16 i 17. W procesie przerobu zarówno wypalonego paliwa z reaktorów LWR jak również w procesie recyklingu paliwa reaktorów FBR (PRISM) wyodrębniane są produkty rozpadu promieniotwórczego aktynowców - DPa. Przeprowadzone analizy pokazują, że przy przerobie 1 MgIU wypalonego do głębokości 55 GWd i chłodzonego przez 25 lat paliwa LWR powstaje 0.6 gram DPa o radiotoksyczności 170 Sv. W tej grupie, dominujący (ponad 91%)udział w radiotoksyczności posiada izotop Ra224 powstający w wyniku α rozpadu U232 a następnie Th228. "Eliminacja" w procesie recyklingu tych "prekursorów" powoduje jego szybki rozpad - półokres 2.6 dnia. Ze względu na krótki okres czasu napromieniania i przerobu paliwa FBR ilość wydzielonych izotopów DPa jest jeszcze mniejsza - rzędu 0.1 gram. Tabela 16. Zestawienie wyników obliczeń wypalenia izotopów TRU, izotopów uranu oraz ilości przerabianego wypalonego paliwa reaktorów PWR dla uzupełnienia wypalonych izotopów TRU. Nr cyklu 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 Δ TRU (kg) 63 725.55 138.21 138.18 138.15 138.12 138.10 138.07 138.04 138.02 137.99 Δ U (kg) 2 774.45 187.38 187.66 187.93 188.18 188.42 188.64 188.84 189.03 189.20 Wyp.pal. MgIU 50.1 9.54 9.53 9.53 9.53 9.53 9.53 9.52 9.52 9.52 Nr cyklu 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 Δ TRU (kg) 137.97 137.95 137.92 137.90 137.88 137.86 137.84 137.83 137.81 137.79 Δ U (kg) 189.36 189.50 189.63 189.74 189.84 189.91 189.98 190.03 190.06 190.07 Wyp.pal. MgIU 9.52 9.52 9.52 9.51 9.51 9.51 9.51 9.51 9.51 9.51 Nr cyklu 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 Δ TRU (kg) 137.78 137.76 137.75 137.73 137.72 137.71 137.70 137.69 137.68 137.67 Δ U (kg) 190.07 190.06 190.03 189.98 189.92 189.84 189.75 189.64 189.51 189.37 Wyp.pal. MgIU 9.51 9.50 9.50 9.50 9.50 9.50 9.50 9.50 9.50 9.50 Tabela 17. Zestawienie wyników obliczeń wypalenia izotopów TRU, izotopów uranu oraz ilości przerabianego wypalonego paliwa reaktorów BWR (średnia głębokość wypalenia 47 GWd/MgIU) dla uzupełnienia wypalonych izotopów TRU Nr cyklu 0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 Δ TRU, kg 725.55 140.30 139.80 139.53 139.21 138.99 138.86 138.72 138.72 138.72 Δ U kg 2 774.45 186.67 186.99 187.34 187.71 188.10 188.11 188.12 188.12 188.13 Wyp. pal. MgIU 52.98 10.25 10.21 10.19 10.17 10.15 10.14 10.13 10.13 10.13 Nr cyklu 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 Δ TRU, kg 138.72 138.72 138.72 138.72 138.72 138.72 138.72 138.72 138.72 138.72 Δ U kg 188.13 188.13 188.14 188.14 188.14 188.14 188.14 188.14 188.14 188.14 Wyp. pal. MgIU 10.13 10.13 10.13 10.13 10.13 10.13 10.13 10.13 10.13 10.13 Nr cyklu 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 Δ TRU, kg 138.72 138.72 138.72 138.72 138.72 138.72 138.72 138.72 138.72 138.72 Δ U kg 188.14 188.14 188.14 188.14 188.14 188.14 188.14 188.14 188.14 188.14 Wyp. pal. MgIU 10.13 10.13 10.13 10.13 10.13 10.13 10.13 10.13 10.13 10.13 Maksymalne wykorzystanie zdolności recyklingu rektorów PRISM wymaga ich ciągłej eksploatacji z niezbędnymi postojami na przeładunek paliwa i ewentualnie okresami niezbędnych napraw. Natomiast proces przerobu wyładowanego z reaktorów PRISM paliwa, uzupełnienie niezbędną ilością izotopów TRU i uranu wymaga znacznie dłuższego okresu czasu niż okres wyładunku i załadunku paliwa. Rozwiązaniem tego problemu jest zastosowanie przemiennego cyklu paliwowego przedstawionego na 63 ΔTRU, ΔU masa izotopów pierwiastków trans uranowych lub uranu dodawanych do porcji paliwa wyładowanego z reaktora PRISM z poprzedniego cyklu uzupełniających ich wypalenie. W cyklu 0, jest to początkowy załadunek paliwa reaktora PRISM
Strona 38 z 45 rysunku 21. W tym systemie, na przerób i wytworzenie następnej porcji paliwa można przeznaczyć okres cyklu eksploatacji reaktora PRISM, czyli około 12 miesięcy. Rys. 21. Cykl paliwowy reaktora PRISM. Paliwo z cyklu n-1 jest przerabiane i uzupełniane wypaloną porcją uranu i TRU. Następnie wytwarzane jest paliwo dla cyklu n+1. Przy zastosowaniu tego rozwiązania, w każdym bloku energetycznym 2xPRISM procesowi recyklingu jest poddawane 4 zestawy paliwa. Łącznie, biorąc pod uwagę czas życia reaktora PRISM 60 lat, każdy zestaw paliwa może przejść 30 cykli paliwowych. Przy zastosowaniu przedstawionego na rysunku 21 rozwiązania konstruktorzy reaktora PRISM i jego oprzyrządowania muszą się zmierzyć z problemem znaczącej mocy źródeł ciepła powyłączeniowego wyładowanego z reaktora paliwa jądrowego. Przeprowadzone przy wykorzystaniu kodów ORIGEN i CYKLE PALIWOWE oceny wykazały, że w momencie wyłączenia reaktora PRISM, średnia moc źródeł ciepła powyłączeniowego w 1 kgihm wypalonego paliwa osiąga wartość około 2.9 kw, w tym 0.24 kw jest generowane przez aktynowce oraz 2.76 kw przez produkty rozszczepienia. W okresie 1 miesiąca po wyłączeniu reaktora moc źródeł ciepła powyłączeniowego zmniejsza się do poziomu 0.202 kw/kgihm. Pozostaje do rozwiązania jeszcze jeden problem. Po zakończeniu recyklingu wypalonego paliwa z reaktorów PWR, z każdego bloku energetycznego 2xPRISM zostaje wyładowane 14 MgIHM wypalonego paliwa z ok. 2.35 MgTRU. Rozwiązaniem tego problemu jest wypalenie izotopów TRU wydzielonych z paliwa wyładowanych z bloku energetycznego 2xPRISM kończącego okres swojej eksploatacji zarówno z powodu braku doładowania izotopami TRU z przerobu wypalonego paliwa z reaktorów PWR lub w wyniku osiągnięcia dopuszczalnego okresu eksploatacji, w jednym z pozostałych bloków energetycznych 2xPRISM. Przeprowadzona analiza - której wyniki są przedstawione w tabeli 18 - wykazuje możliwość przeprowadzenia takiej procedury w 5 cyklach pracy bloku 2xPRISM. Należy tylko dodać, że w ostatnim piątym cyklu, z powodu braku pełnego uzupełnienia paliwa izotopami TRU, uzupełniono paliwo dodatkiem izotopów uranu. Tabela 18. Zawartość pierwiastków w TRU po poszczególnych cyklach wypalania w bloku 2xPRISM. Przy zastosowaniu procedury przedstawionej na rysunku D1 w okresie 10 lat (5 cykli dla każdego z dwóch zestawów paliwa) wypalonych zostaje 2 x 1.176 Mg TRU = 2.35 Mg TRU. Taką procedurę można przeprowadzić aż do momentu zakończenia pracy ostatniego bloku 2xPRISM. W tym bloku, wydzielając izotopy TRU z jednego z reaktorów PRISM procedurę wypalenia można przeprowadzić na drugim reaktorze. W rezultacie zastosowania takiej procedury, w każdym bloku energetycznym składającym się z dwóch reaktorów PRIS jest prowadzony recykling 4 wsadów paliwa. Każdy wsad może przejść 30 cykli - biorąc pod uwagę czas życia reaktora PRISM - 60 lat. Praktycznie ilość cykli jest ograniczona średnio do 25 - pozostałe 5 cykli jest przeznaczone do wypalenia pozostałego w reaktorach PRISM zasobu TRU.
Strona 39 z 45 W końcu eksploatacji Centrum Recyklingu pozostajemy z 3.5 MgIHM wypalonym paliwem zawierającym 588 kg izotopów TRU. Prawdopodobnie uzupełniając wypalone izotopy TRU uranem będzie można jeszcze zredukować zawartość TRU, lecz bez analiz neutronowo-fizycznych krytyczności takiego układu nie jest możliwe określenie w jakim stopniu. I tak, uwzględniając recykling własnego paliwa reaktorów PRISM, każdy blok energetyczny 2xPRISM w okresie 60 lat eksploatacji realizuje recykling 1 151 MgIU wypalonego paliwa z reaktorów PWR (55 GWd/MgIU) lub 1 226 MgIU wypalonego paliwa z reaktorów BWR (47 GWd/MgIU). W tym okresie, blok energetyczny 2xPRISM wytworzy 36 72 GWd energii cieplnej, co przy sprawności netto bloku energetycznego 37% pozwala wygenerować 326.07 TWh energii elektrycznej. Przy 8% zapotrzebowaniu wytworzonej energii na potrzeby własne 64 pozostałych obiektów Centrum Recyklingu m. in. instalacji przerobu wypalonego paliwa z reaktorów LWR, instalacji przerobu i wytwarzania paliwa dla reaktorów PRISM (wykorzystanie technologii elektro pyro processingu 65 przy przerobie wypalonego paliwa), 300 TWh energii elektrycznej może być dostarczone do krajowej sieci elektroenergetycznej. Drugim produktem Centrum Recyklingu jest uran otrzymany w procesie przerobu wypalonego paliwa reaktorów LWR. W tabeli 19 przedstawiono ilość oraz skład izotopowy uranu otrzymanego z przerobu 1 MgIU wypalonego paliwa (reaktora PWR z wypaleniem 55 GWd oraz reaktora BWR z wypaleniem 47 GWd) po 25 latach, od momentu wyładowania z reaktora. Tabela 19. Ilość oraz skład izotopowy uranu wydzielonego z 1 MgIU wypalonego paliwa reaktora PWR i BWR po 25 latach od wyładunku z reaktora (obliczenia wykonane kodem ORIGEN - Aneks A). Reaktor U(kg) U234 U235 U236 U238 PWR 926.79 0.0104% 1.1917% 0.7003% 98.0976% BWR 938.26 0.0070% 1.1945% 0.5685% 98.2300% W ocenie przychodów ze sprzedaży odzyskanego uranu należy uwzględnić dwa czynniki wynikające z wyższego wzbogacenia w U235 w stosunku do uranu naturalnego (0.711% U235): 1. Zmniejszenie ilości uranu w porównaniu z uranem naturalnym niezbędnego do wytworzenia porcji ze wzbogaceniem 5% w U235 (reaktory PWR) lub 4.2% w U235 (reaktory BWR); 2. Zmniejszenie ilości jednostek wzbogacania (SWU) w procesie wzbogacania do przedstawionego powyżej wzbogacenia wymaganego w reaktorach LWR. Dane cen uranu naturalnego oraz kosztów jednostki wzbogacania przyjęto z publikacji 66 następujące wartości: cena 1 kg uranu naturalnego - 154.67 US$, koszt jednostki SWU - 120 US$ w cenach roku 2013. Po przeprowadzeniu analiz z wykorzystaniem kalkulatora wzbogacania uranu, przy założeniu 0.2 % wzbogacenia uranu zubożonego, oszacowano cenę uranu z recyklingu na 200 US$/kg - przyjmując kurs 3 PLN/1US$ - 600 PLN/kg U. Cenę energii elektrycznej na hurtowym rynku konkurencyjnym przyjęto z informacji Prezesa Urzędu Regulacji Energetyki 67 na poziomie 181.55 PLN/MWh. Podstawowe charakterystyki Centrum Recyklingu w odniesieniu do poszczególnych opcji realizacji Programu są przedstawione w tabeli 20. 64 C. E. Boardman, M. Hui, D.G. Carroll, A.E. Dubberley,: Economic Assessment of S-PRISM Including Development and Generating Costs. GE Nuclear Energy, San Jose, Ca, USA 65 Pyrochemical Separations in Nuclear Applications A Status Report NEA No. 5427, OECD 2004; 66 The Economics of Nuclear Power, World Nuclear Association, June 2014. 67 Średnia cena energii elektrycznej 181.55 PLN/MWh wg Informacja Prezesa Urzędu Regulacji Energetyki (nr 15/2014) w sprawie średniej ceny sprzedaży energii elektrycznej na rynku konkurencyjnym za rok 2013.
Strona 40 z 45 Tabela 20. Zestawienie charakterystyk Centrum Recyklingu dla różnych opcji elektrowni jądrowych w Polsce. Analizy ekonomiczne budowy, eksploatacji i likwidacji rozpatrywanych opcji Centrum Recyklingu są niezwykle utrudnione. Dostępne publikacje pochodzą z końca lat dziewięćdziesiątych i dotyczą rozwiązań z wykorzystaniem reaktorów S-PRISM oraz dużych centrów recyklingu wykorzystujących 25 bloków energetycznych 2xS-PRISM 68, instalacji przerobu wypalonego paliwa reaktorów LWR ze zdolnością przerobu 1 000 MgIU rocznie oraz instalacji przerobu i wytwarzania paliwa dla reaktorów S- PRISM o zdolności przerobu 100 MgIHM rocznie 69 Niestety, koszty inwestycyjne, koszty O&M i koszty likwidacji obiektów Centrum Recyklingu trudno dopasować do innej skali obiektu wg prostej proporcjonalności. Jedyną wielkością, którą - z dużą rezerwą - można wykorzystać do ekonomicznej oceny opłacalności tej inwestycji jest koszt wytworzenia 1 MWh sprzedanej do sieci energetycznej energii elektrycznej podanej w informacji Prezesa Urzędu Regulacji Energetyki 70 oraz koszt wytworzenia tej energii w Centrum Recyklingu. Koszt ten w rozbiciu na składowe jest przedstawiony w tabeli 21. Tabela 21. Koszt wytworzenia 1 MWh energii elektrycznej dostarczonej do krajowej sieci elektro energetycznej (po uwzględnieniu energii na potrzeby własne Centrum Recyklingu) w cenach 1996 r. w rozbiciu na składowe (Źródło 63 ) Koszt Rodzaj kosztów US$/MWh Koszty inwestycyjne 16.8 Koszt O&M 6.2 Koszt paliwa 5.0 Koszt likwidacji 1.0 Razem 29.0 Przyjmując poziom inflacji waluty USA z 2013 r. względem 1996 r. 71-48.5%, oraz przelicznik 3PLN/US$ otrzymujemy koszt wytworzenia 1 MWh w Centrum Recyklingu 129.20 PLN, a więc poniżej cen energii elektrycznej na rynku konkurencyjnym w Polsce - 181.55 PLN/MWh. Jednakże należy podchodzić z ostrożnością do tego wyniku, gdyż koszt paliwa budowy, eksploatacji i likwidacji instalacji przerobu wypalonego paliwa z reaktorów LWR określono dla instalacji o wydajności 1 000 MgIU wypalonego paliwa reaktorów LWR rocznie oraz instalacji przerobu paliwa reaktora S-PRISM 100 MgIHM rocznie. W przypadku Centrum Recyklingu odpowiedniego dla Programu są to 68 A.E. Dubberley, C. E. Boardman, D.G. Carroll, C. Ehrman, C.E. Walter,: S-PRISM Fuel Cycle Study, Paper 3144 Proceedings of ICAPP'03, Cordoba, Spain, May 2003. 69 C.E. Boardman, M. Hul, D.G. Carroll, A.E. Dubberley,: Economic Assessment of S-PRISM Including Development and Generating Costs. GE Nuclear Energy Division. Publikacja z zestawu dokumentów udostępnionych autorowi przez GE Hitachi. Przedstawione w publikacji koszty i ceny podane w US$ wg cen 1996 r. 70 Średnia cena energii elektrycznej 181.55 PLN/MWh wg Informacja Prezesa Urzędu Regulacji Energetyki (nr 15/2014) w sprawie średniej ceny sprzedaży energii elektrycznej na rynku konkurencyjnym za rok 2013. 71 US$ inflation calculator www.usinlationcalculator.com
Strona 41 z 45 instalacje o wydajności 150 MgIU wypalonego paliwa LWR rocznie i 15 MgIHM paliwa S-PRISM. Ale nawet dwukrotny wzrost kosztów paliwa powoduje wzrost kosztów wytworzenia 1 MWh energii elektrycznej do poziomu 151.5 PLN, a więc nie podważa konkurencyjności Centrum Recyklingu. I tak, w wyniku działalności Centrum Recyklingu w realizacji Programu zamiast realizować program składowania rzędu 6 000 MgIU wypalonego paliwa reaktorów LWR z około 90 Mg TRU zostajemy z 3.5 MgIHM wypalonego paliwa zawierającym około 590 kg TRU. Jeżeli opcja energetyki jądrowej w Polsce nie będzie kontynuowana, lub nie będzie kontynuowana opcja Centrum Recyklingu, taką ilość wypalonego paliwa można będzie przetransportować do zagranicznego Centrum Recyklingu i tam odpłatnie zlikwidować szkodliwe izotopy TRU. Autor składa serdeczne podziękowanie firmie GE Hitachi za udostępnienie zestawu publikacji o reaktorze PRISM i Centrum Recyklingu wykorzystującego te reaktory. 8. Podsumowanie Problem gospodarki wypalonym paliwem jądrowym jest obecnie najważniejszym wyzwaniem dla wszystkich operatorów elektrowni jądrowych na całym świecie. Corocznie, z cywilnych reaktorów energetycznych jest wyładowane ponad 10 000 MgIU wypalonego paliwa jądrowego. Pomimo uruchamiania nowych reaktorów energetycznych, ilość corocznie wyładowanego wypalonego paliwa nie wzrasta, gdyż nowe reaktory wykorzystują paliwo jądrowe z większą głębokością wypalenia. Zgodnie z danymi zawartymi w tabeli 11, rocznie poddane jest przerobowi około 3 000 MgIU wypalonego paliwa. Zestawienie wyładowanego z EJ, składowanego i przerobionego wypalonego paliwa jest przedstawione na rysunku 22. Do 2050 roku należy się liczyć z 750 000 MgIU wyładowanego z cywilnych elektrowni jądrowych wypalonego paliwa, w tym z około 600 000 MgIU składowanego wypalonego paliwa. Dodatkowo, w 2050 roku zostanie zgromadzone około 3.5 Tg 72 zubożonego uranu z procesu wzbogacania uranu naturalnego. Rys. 22. Zestawienie wyładowanego z EJ, składowanego i przerobionego wypalonego paliwa. Źródło: IAEA TECDOC 1587 Niewątpliwie, składowanie odpowiednio zabezpieczonego i wystudzonego wypalonego paliwa jest najmniej kosztowną i stosunkowo bezpieczną na okres kilku pokoleń - ok. 1 000 lat - technologią pozbycia się atomowych śmieci. Przeszkodą w wykorzystaniu tej technologii są kłopotliwe pytania ekologów: a co będzie w okresie dziesiątków czy setek tysięcy lat z wypalonym paliwem?. Na takie pytanie nauka proponuje odpowiedzieć tworząc teoretyczne modele, które są przedmiotem łatwej krytyki 72 Tg = 1*10 12 gram