Ugrás a tartalomhoz

Ipari technológiák

Dr. Német Béla (2013)

Pécsi Tudományegyetem

Kiégett fűtőanyagok felhasználása

Kiégett fűtőanyagok felhasználása

A dúsítási maradék és a kiégett üzemanyag felhalmozódása

A WOCA országokban1986-ig 831 201 tonna természetes uránt termeltek ki. 1987 és 2000 között további mintegy 650-670 ezer tonna kitermelésre került sor. Ez együttesen kb. 1,50-1,55 millió tonnát tesz ki. Akitermelt uránnak több mint 95%-ából, azaz kereken 1,40-1,45 millió tonnából dúsított uránt állítottak elő. Dúsítás során ennek nagy része - mintegy 80-85%-a - szegényített uránként, mint dúsítási maradék maradt vissza. Ez azt jelenti, hogy 2000-ben a különböző - mindenekelőtt a dúsítást végző - WOCA országokbankb. 1,2-1,3 millió tonna szegényített urán állt rendelkezésre. Ezen kívül jelentős mennyiségű kiégett üzemanyag is felhalmozódott. Ennek mennyisége az OECD országokban 2000-ben mintegy 100 ezer tonna, 2005-ben pedig kb. 120-130 ezer tonna volt. A voltKGST országok megfelelő adatai 2000-ben: 240-260 ezer tonna dúsítási maradék és 40-45 ezer tonna kiégett üzemanyag.

Ezek hatalmas mennyiségek, melyeknek energiatartalma óriási. Hasznosításuk szaporító reaktorokban - reális alternatívaként kezelendő. Ez a mennyiség több, mint 100 évig képes fedezni az egész világ igényeit még egy felfutó atomerőmű-rendszerben is, ha kialakula gyors- és termikus reaktorokat megfelelő arányban tartalmazó un. szimbiotikus atomerőmű-rendszer.

Fel kell figyelni arra, hogy a dúsítási maradék eme hatalmas mennyisége néhány országban (USA, Franciaország, Egyesült Királyság, NSZK, Japán, Oroszország és esetleg Kína) koncentrálódik, azaz ezek az országok rendelkeznek vele. Különösen a természetesurán-termelés feltételeinek romlása és drágulása esetében később előtérbe kerülhet eme olcsón hozzáférhető készletek kizárólagos felhasználása.

Kiégett üzemanyag reprocesszálása

Több országban foglalkoznak a kiégett üzemanyag reprocesszálásarévén visszanyert urán izotópdúsításának kifejlesztésével. Ennek indokoltságát az adja, hogy ez az urán több 235U-t tartalmaz, mint a természetes urán, következésképpen dúsítása gazdaságos lehet. Így pl. a nyugati PWR-ekből származó kiégett urán 235U-koncentrációja kb. 0,9 %, a BWR-ekből származóé kb. 0,93 %, a VVER-440-ből kivetté 1,3 % körüli érték. A dúsításnál ebben az esetben figyelembe kell venni a kiinduló anyag radioaktivitását és 236U-tartalmát. A hagyományos urándúsítási eljárásoknál a 235U-nal együtt a 236U is erősen feldúsul. Mivel a 236U nem hasadóképes, de neutronabszorpciós hatáskeresztmetszete sokkal nagyobb, mint a természetes uránban lévő 238U-é, jelenlétét a 235U-ban történő nagyobb dúsítással kell kompenzálni. A vonatkozó vizsgálatok azt mutatják, hogy a termékben lévő minden 1 %-nyi 236U-tartalmat kb. 0,25 % többlet 235U-koncentrációval lehet kompenzálni.

Természetesen a dúsítási maradék és a kiégett üzemanyag hasznosítása csak akkor valósulhat meg, ha ipari méretekben rendszerbe állítják a reprocesszáló műveket és bevezetik azokat az atomreaktor-típusokat (gyors szaporító reaktorokat), amelyek - tenyészanyagként - a szegényített uránt is fel tudják használni. A szükséges műszaki fejlesztési, építési feladatok hosszú átfutási idejűek, a kérdéskör globális.

Kiégett üzemanyag újrafeldolgozása

http://bgk.uni-obuda.hu/jegyzetek/mat/Atomenergetika/Diasorok/A_nukleáris_üzemanyagciklus.pdf

REPROCESSZÁLÁS

• Az atomreaktoron kívüli folyamatok legfontosabb, legbonyolultabb és legdrágább eleme.

• A reprocesszáló művek feladatai:

– Visszanyerni a hasadóanyagot a kiégett fűtőelemekből.

– Visszavezetni a hasadóanyagot az erőművekbe.

– A radioaktív hasadási termékek elválasztása a hasadóanyagtól.

– A transzurán elemek elválasztása a hasadóanyagoktól.

Mitől függ a reprocesszálás technológiája

• Az üzemanyag kiégési szintje:

– Nyomottvizes reaktor: 50-100 MW nap/kg

– Nehézvizes reaktor: 30-40 MW nap/kg

– Gyorsreaktor tenyésztőköpenye: 6-8 MW nap/kg

• A kiégett üzemanyag aktivitása, amely függ a reaktor típusától és a pihentetési időtől:

– Egy gyorsreaktorból kivett üzemanyag 1-2 év alatt bomlik le arra a szintre, amelyre a nyomottvizes reaktorból származó 3-6 hónap alatt

• A kiégett üzemanyag hőfejlődése:

– Egy fűtőelem hőteljesítménye 180 nappal a kivétel után kb 10-15 kW

• A kiégett üzemanyag összetétele:

– Egy nyomottvizes reaktor fűtőelem tartalma: 14-16 g/kg

– Egy gyorsreaktor esetében: 150-200 g/kg

• Az üzemanyag kémiai megjelenése:

– UO2, UO2+PuO2, UC

Az újrafeldolgozás lépései

• A kiégett fűtőelemek fogadása

• Vízzel teli medencében történő tárolás

• Felbontás, darabolás

• Feldolgozás, hasznos alkotók kinyerése, a radioaktív szennyezők leválasztása

• Vizes eljárás: szervetlen savakkal feloldják, majd az egyes komponenseket egymástól és a savas oldatból is elválasztják: tributil foszfátos eljárás.

• Alapeljárás: PUREX eljárás (ld. később)

A reprocesszálás során keletkező hulladékok

1 tonna kiégett üzemanyag feldolgozásakor keletkező hulladékok:

• Nagy aktivitású hulladékok mennyisége:

0,1-1 m3/t térfogatú, aktivitáskoncentrációja 2.107-2. 108 GBq/m3

• Közepes aktivitású hulladékok mennyisége:

10-30 m3/t térfogatú, aktivitáskoncentrációja

40-40000 GBq/ m3

Reprocesszálási technológiák újragondolása.

Egyrészt:

• Az üzemekből kikerülő plutónium illetéktelen kezekbe kerülhet.

Másrészt:

• A jövőben egyre nagyobb lesz a gyorsreaktoros atomerőművek részaránya.

• A kapcsolódó zárt üzemanyagciklus miatt rövid lesz a pihentetési idő.

• Ezért a korábbiaknál 5-10-szer nagyobb aktivitáskoncentrációjú anyagot kell majd feldolgozni.

• Olyan eljárás kell, amelynek folyamatait nem befolyásolja az erős radioaktív sugárzás.

Transzmutáció

http://www.harmonet.hu/kutyu-es-tudomany/56418-alkimia-es-atomenergia:-a-transzmutacio.html

A transzmutációs berendezés (részecskegyorsító) a sugárzó hulladékot semlegesíti, nem sugárzóvá alakítja. A transzmutációs berendezés prototípusának építése Los Alamosban folyik. Így a nagyaktivitású (radiológiailag és politikailag) veszélyes hulladék problémája megoldódhat. Igaz, hogy reprocesszáló-transzmutáló rendszer megépítése nagyszabású és költséges műszaki vállalkozás, amibe egy ország önmaga nem foghat bele. Az atomenergia-termelés transzmutációs záróberendezését nemzetközi összefogással lehet megépíteni, nemzetközi ellenőrzéssel kell üzemeltetni. Elkészülte után viszont már gazdaságos, mert benne a használt fűtőelemek energiakinyeréssel "eltüzelhetők". A maradvány pedig biztonsággal gránitba temethető.

A természetes transzmutáció a radioaktív bomlás, mely során radioaktív elemek alakulnak át más, stabil elemekké, mesterséges transzmutáció pedig részecskegyorsító, tokamak berendezések segítségével jöhet létre.

A működési elv a következő: egy részecskegyorsító vákuumon keresztül protonokat gyorsít a felforrósított, cseppfolyós fémre, a "célra", amelyből ezáltal neutronok válnak ki, és ez utóbbiak „tüzelnek” az erősen sugárzó hulladékra, amelynek atomjai így gyengén sugárzóvá alakulnak.

A transzmutáció alkalmazása feltételezi a nukleáris üzemanyagciklus zárását, ugyanis megvalósításához olyan továbbfejlesztett, zárt üzemanyagciklusra van szükség, amelyben az urán és a plutónium recirkulációján kívül az egyébként hulladéknak tekintett hasadási termékek egy részének kiégetésére (elhasítására) is sor kerül. Ahhoz, hogy a hosszú felezési idejű izotópokat és hasadási termékeket neutron-besugárzással transzmutálni lehessen, szelektív módon le kell választani őket a kiégett üzemanyagból.