Produkcja paliwa i jego wykorzystanie w elektrowni

Nazwa "paliwo", mimo iż jest prawidłowa, to jednak niezbyt trafna w języku polskim, ponieważ sugeruje spalanie, a paliwo jądrowe nie ulega procesowi spalania (czyli utleniania) w reaktorach, jak np. benzyna w silnikach samochodowych. "Spalanie" lub "wypalanie" paliwa jądrowego oznacza wykorzystywanie go w reaktorach do przeprowadzania reakcji rozszczepień jąder atomowych aż do momentu, kiedy zabraknie jąder nadających się do rozszczepienia.

Pastylki paliwowe (fot. Foronuclear)	Zestawy paliwowe (fot. Foronuclear)

Paliwo jądrowe to umieszczony w specjalnych pojemnikach (zwykle prętach lub kulach) związek chemiczny, zawierający określone ilości izotopu rozszczepialnego jakiegoś pierwiastka, zwykle U-235.

Najczęściej jest to tlenek uranu UO₂. W tym wypadku pierwiastkiem który można rozszczepiać jest uran (a konkretnie jego izotop U-235).

Francuski zestaw paliwowy (fot. French Nuclear Newsletter)

Po konwersji i wzbogaceniu UF₆ zamieniany jest w tlenek uranu UO₂ (ponowna konwersja). Ze sproszkowanego UO₂ wypieka się w temperaturze ponad 1400°C pastylki o przeciętnej długości 1,5 cm i średnicy 1 cm, które umieszcza się w cyrkonowych rurkach zwanych koszulkami.

Wypełniona i szczelnie zamknięta koszulka określana jest mianem pręta paliwowego. Kilkadziesiąt, a nawet kilkaset takich prętów wraz z prętami regulacyjnymi tworzy tzw. zestaw paliwowy (inaczej "wiązka paliwowa"), który umieszczany jest w reaktorze i umożliwia produkcję energii dzięki reakcji rozszczepienia jąder atomowych.

W reaktorach PWR każdy zestaw paliwowy (jest ich 100-200) liczy z reguły 179-264 prętów paliwowych. W takim zestawie znajduje się miejsce na wsunięcie wiązki prętów regulacyjnych. Długość zestawu paliwowego to ok. 4 m.

Zestawy paliwowe dla reaktorów BWR są podobne, z tym, że w reaktorach BWR pręty regulacyjne mają kształt krzyża i są wsuwane od dołu do góry (odwrotnie niż w PWR).

Trochę inaczej wygląda wiązka paliwa dla reaktorów CANDU - jej długość nie przekracza 50 cm a średnica 30 cm. Kilkanaście takich wiązek jest umieszczonych jedna za drugą w kanale chłodzącym wypełnionym ciężką wodą D₂O (zob. CANDU/ACR). Uran dla reaktorów CANDU nie wymaga wzbogacania, pozostawia się go w naturalnej formie 0,7% U-235, aczkolwiek w najnowszych wersjach tego typu reaktorów - ACR - używa się już uranu lekko wzbogaconego, co pozwala zmniejszyć rozmiary reaktora (chłodzenie zapewnia zwykła woda). Podobny rodzaj paliwa stosują Indie w swoich reaktorach ciężkowodnych PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor) i AHWR (Advanced Heavy Water Reactor), wzorowanych zresztą na CANDU.

W przypadku reaktorów wysokotemperaturowych (jak np. niemiecki THTR-300 oraz budowany obecnie w RPA reaktor PBMR) stosuje się paliwo umieszczone w kulach przypominających kule bilardowe. W tym przypadku rdzeń reaktora stanowi tzw. złoże usypane.

Basen z wypalonym paliwem jądrowym z reaktora nr 2 w Elektrowni Jądrowej Mochovce na Słowacji (fot. Dean Calma/IAEA)

Po osiągnięciu projektowego wypalenia paliwa (zwykle okres 3-6 lat) pręty paliwowe są wyjmowane z reaktora i umieszczane na kilka lat w basenie z wodą (tzw. mokry przechowalnik wypalonego paliwa). Zużyte pręty zawierają bardzo duże ilości silnie promieniotwórczych produktów rozpadu jąder które wydzielają stosunkowo duże ilości ciepła. Złożenie ich do basenu z wodą i przechowywanie przez dłuższy czas (od kilku do kilkudziesięciu lat) powoduje, że ich aktywność drastycznie spada a z czasem wydzielane są też coraz mniejsze ilości ciepła. Woda w basenie pełni rolę chłodziwa, które uniemożliwia samoistne przegrzanie się zużytych prętów.

Następnie transportuje się je do zakładu przerobu wypalonego paliwa (termin "wypalone paliwo" oznacza po prostu paliwo zużyte, nie nadające się już do wykorzystania w reaktorze), gdzie oddziela się produkty roszczepienia nie nadające się do ponownego użytku od plutonu (w czasie pracy każdego reaktora z U-238 powstają pewne ilości plutonu, przede wszystkim Pu-239) i resztek uranu, które można ponownie wykorzystać jako paliwo jądrowe (w wypalonym paliwie znajduje się 93% U-238, 1% U-235, 1% plutonu (różne izotopy) i 4% produktów rozszczepienia, co oznacza że prawie całe wypalone paliwo nadaje się do wtórnego przerobu). Przerób wypalonego paliwa określa się też angielskim słowem reprocessing.

Reprocessing polega na rozpuszczaniu w kwasie koszulek z pastylkami paliwowymi, a następnie rozseparowaniu wszystkich składników (łącznie z materiałem z którego były wykonane koszulki).

Uran i pluton kierowane są z powrotem do zakładu produkcji paliwa, produktu rozszczepienia klasyfikuje się jako odpady i wysyła do składowiska ostatecznego głęboko pod ziemią.

Obecnie na świecie pracuje 5 dużych zakładów zajmujących się przerobem paliwa:

• Sellafield w Wielkiej Brytanii (zakłady THORP - Thermal Oxide Reprocessing Plant)
• La Hague we Francji
• Ozersk w Rosji (zakłady Majak pod Czelabińskiem)
• Rokkasho w Japonii
• kompleks przemysłowy w Indiach, zajmujący się przerobem paliwa z indyjskich reaktorów ciężkowodnych AHWR

Obecnie największymi producentami paliwa jądrowego są: Framatome ANP, Globar Nuclear Fuels, Westinghouse Electric i TVEL

Oprócz uranu można stosować również izotop plutonu Pu-239. Mieszane paliwo uranowo-plutonowe (UO₂+PuO₂) nazywane jest MOX (Mixed OXide fuel). Pluton pochodzi głównie z przerobu wypalonego paliwa jednak w najbliższych latach wykorzystywany będzie również pluton wojskowy, pochodzący z likwidowanych arsenałów broni jądrowej. W 2010 r. udział paliwa MOX w paliwach reaktorowych dla EJ wyniesie 5%.

Dotychczas istniały 3 zakłady produkujące paliwo MOX: dwa we Francji i jeden w Belgii (zamknięty w 2006). W 2005 roku wyprodukowano ok. 200 ton paliwa MOX, zawierającego ok. 12 ton plutonu. W roku 2008 światowa zdolność produkcyjna wynosiła 235 ton rocznie. Ocenia się, że od 1963 roku zużyto do produkcji paliwa MOX ok. 400 ton plutonu.

Możliwości produkcyjne paliwa MOX dla reaktorów lekkowodnych

Obecnie w Europie jest ok. 40 reaktorów energetycznych przystosowanych do pracy na paliwie MOX. Również w Japonii wykorzystuje się MOX na coraz większą skalę. Paliwo to mogą wykorzystywać także reaktory EPR i AP-1000.

Instytut Kurczatowa w Moskwie wspólnie z amerykańską firmą Lightbridge (dawna nazwa Thorium Power) prowadzi prace nad paliwem torowo-plutonowym, które ma być wykorzystywane w reaktorach WWER-1000.