Cykl paliwowy (cykl paliwowy reaktorów jądrowych) – zamknięty lub otwarty system operacji i procesów technologicznych, obejmujący wydobycie rud zawierających materiały rozszczepialne, ich transport, wytwarzanie paliwa jądrowego, wypalanie paliwa w reaktorze jądrowym oraz przetwarzanie i składowanie odpadów promieniotwórczych.

Wyróżnia się cykl paliwowy: zamknięty, w którym z paliwa zużytego odzyskuje się niewypalone materiały rozszczepialne, stosowane ponownie do wytwarzania elementów paliwowych otwarty, w którym wypalone paliwo jest składowane (z zachowaniem możliwości przyszłego wykorzystania)

thumb|450px|Schemat cyklu paliwowego (wzrost nasycenia czerwienią oznacza zwiększenie promieniotwórczej aktywności materiałów)

Klasyfikacja według rodzaju reaktorów oraz stosowanego paliwa rozszczepialnego lub paliworodnego obejmuje cykle paliwowe: uranowy (reaktor na neutrony termiczne, czyli spowolnione, uran U-235 jako paliwo) uranowo–plutonowy (reaktory prędkie, czyli powielające, pluton Pu-239 jako materiał rozszczepialny i uran U-238 jako materiał paliworodny) torowo–uranowy (reaktory termiczne, tor Th-232 jako materiał paliworodny, uran U-233 jako paliwo)

Początkowa część cyklu thumb|Ruda uranowa, zawierająca zwykle0,3–2 kg U/t (w tym U-235 stanowi 0,71%) thumb|Koncentrat uranowy, yellowcake (ok. 75% ) thumb| – lotny związek chemiczny, stosowany w czasie rozdzielania izotopów thumb|Pastylki paliwowe thumb|Element paliwowy thumb|Wymuszone rozszczepienie jądra U-235 (powstające neutrony mogą zderzyć się z kolejnymi jądrami U-235, jeżeli paliwo jest wystarczająco wzbogacone a neutrony mają krótką drogę swobodną) thumb|Schemat elektrowni z reaktorem BWR thumb|Kontener na zużyte elementy paliwowe (widok z góry) thumb|Transport wypalonego paliwa jądrowego do miejsca składowania

Początkowe operacje klasycznego cyklu paliwowego, to: wydobycie rudy, zatężanie uranu (produkcja koncentratu; ), przetwarzanie w , który występuje w postaci gazowej, co umożliwia wzbogacanie w izotop U-235, wzbogacenie materiału w U-235, wytwarzanie pastylek paliwowych, produkcja elementów paliwowych.

Spośród trzech izotopów rozszczepialnych, stosowanych jako paliwa jądrowe (uran, tor, pluton) w warunkach naturalnych występuje uran i tor (pluton jest otrzymywany sztucznie, w końcowej części cyklu). Uran występujący w rudach zawiera: 99,28% nierozszczepialnego izotopu U-238, 0,71% rozszczepialnego U-235, śladowe ilości U-234.

Zawartość uranu w skałach kontynentalnych wynosi średnio 2 g/t, a w eksploatowanych rudach zwykle 0,3–2 kg/t. Uran bywa też uzyskiwany ubocznie, np. z rud fosforytowych, w procesach wydobywania miedzi lub złota, z łupków bitumicznych, niektórych gatunków węgla, z popiołów po ich spalaniu np. w elektrowniach węglowych. Może również być uzyskiwany z wody morskiej (proces na ogół nieopłacalny).

Zatężanie uranu prowadzi się zwykle w zakładach zlokalizowanych obok kopalni rudy (minimalizacja kosztów transportu). Ruda jest rozdrabniana, mielona i trawiona kwasem siarkowym. Koncentrat uranowy (ang. yellowcake), żółty proszek zawierający ok. 75% , wytrąca się metodami chemicznymi po odfiltrowaniu roztworu. Jest to produkt wymagający oczyszczenia do „czystości jądrowej”.

Aby uzyskać paliwo jądrowe użyteczne w tzw. reaktorach lekkowodnych (najbardziej popularnych, np. BWR, PWR) konieczne jest wyodrębnienie frakcji o zwiększonej zawartości izotopu rozszczepialnego. Otrzymywany jest „uran wzbogacony”, który zawiera ok. 3% U-235 („uran naturalny” – 0,71%). Procesy wzbogacania poprzedza przetworzenie tlenku w . Stosowane są metody wykorzystujące różnicę mas izotopów np. metoda wirówkowa i „dyszowa”, różnicę szybkości dyfuzji przez membrany lub zjawisko selektywnej jonizacji U-235 promieniowaniem laserowym.

Fluorek wzbogacony w U-235 jest transportowany do zakładów wytwarzających pastylki paliwowe z proszku dwutlenku uranu. Pastylki mają zwykle średnicę 8–10 mm i wysokość 10–15 mm. Wypełnia się nimi tzw. koszulki paliwowe ze stopów cyrkonu, które mają mały przekrój czynny dla neutronów (są „przezroczyste” dla neutronów termicznych). Po zaspawaniu z obu stron otrzymuje się tzw. pręty paliwowe o długości 3–4 m. Pręty są montowane w zestawy paliwowe po 200–300 prętów. Rdzenie reaktorów zawierają 100–200 zestawów (zależnie od mocy reaktora).

Paliwo jądrowe stosowane w reaktorach prędkich musi zawierać wielokrotnie większe ilości uranu lub innego materiału rozszczepialnego (np. plutonu), ze względu na konieczność zwiększenia prawdopodobieństwa zderzeń z niespowolnionymi neutronami. W takich reaktorach są stosowane paliwa zawierające np. 15–30% Pu-239. W niektórych reaktorach wysokotemperaturowych (np. badawczych) jest stosowane paliwo zawierające więcej niż 90% U-235.

Środkowa część cyklu W reaktorach jądrowych energia jest wytwarzana w wyniku reakcji rozszczepienia jąder po pochłonięciu neutronu. Po zderzeniu jądra uranu 235 z neutronem zachodzą egzoenergetyczne reakcje np.:

Powstające trzy neutrony mogą zderzyć się z kolejnymi rozszczepialnymi jądrami. Prawdopodobieństwo takich zderzeń zależy od stopnia wzbogacenia materiału jądrowego w izotop rozszczepialny, prędkości neutronów. Jest tym większe im bardziej neutron zostanie spowolniony przez moderator a reflektory neutronów” zapobiegną ucieczce z rdzenia. Część neutronów pochłaniana jest przez uran 238, w wyniku czego powstaje rozszczepialny pluton, którego część ulega rozszczepieniu w reaktorze.

Część neutronów zostaje zatrzymana przez produkty rozpadu („zatrucie paliwa”). Reakcja przebiega dopóki zapewniona jest odpowiednia liczba neutronów w kolejnych pokoleniach reakcji. W takich reaktorach nie ma możliwości zamknięcia cyklu paliwowego. W typowym reaktorze lekkowodnym, w którym użyto uranu o wzbogaceniu 4%, około 3% uranu 238 ulega transmutacji na pluton z czego w reaktorze wypala się 2/3 powstałego plutonu. W wypalonym paliwie pozostaje też blisko 1% uranu 235.

Możliwość transmutacji znacznej części uranu 238 i wypalenia jej produktów zwane zamknięciem cyklu paliwowego jest możliwe w reaktorach prędkich, w których neutrony nie są spowalniane. Wystarczające do podtrzymania reakcji łańcuchowej prawdopodobieństwo ich zderzeń z jądrami rozszczepialnymi jest w nich osiągane przez stosowaniu znacznie wzbogaconego paliwa. W tych warunkach zderzenia prowadzą do powstania innych ciężkich izotopów rozszczepialnych, np. plutonu. Proces jest nazywany „powielaniem” paliwa. Ilość wytwarzanego w ten sposób materiału rozszczepialnego może zapewnić ciągłą pracę reaktora bez dostaw paliwa z zewnątrz przez znacznie dłuższy czas. Zamknięcie cyklu paliwowego powoduje zagrożenie proliferacją, ponieważ istnieje możliwość odzyskiwania plutonu z paliwa w celu produkcji broni jądrowej. Z tego powodu środowiska międzynarodowe sprzeciwiają się budowaniu reaktorów powielających.

Zależnie od rodzaju reaktorów stosuje się różne obudowy bezpieczeństwa i inne elementy systemów reaktora, co powoduje powstawanie różnych ilości odpadów promieniotwórczych o różnej aktywności.

Końcowa część cyklu Wzbogacony do 3–4% uran zawarty początkowo w paliwie po wyładowaniu z reaktorów PWR przekształcony jest na: 94% U-238, 0,9% U-235 (uran naturalny – 0,71%), 3,5% produktów rozpadu, 0,7% Pu-239 oraz niewielkie ilości innych izotopów uranu i transuranowców. Rozpad powstałych w wyniku pracy paliwa izotopów promieniotwórczych o różnych czasach połowicznego rozpadu powoduje zagrożenie radiologiczne oraz wydzielanie ciepła. Z tego powodu zużyte zestawy paliwowe są umieszczane w basenach przyreaktorowych, pod kilkumetrową warstwą wody, która chłodzi zestawy i chroni personel elektrowni przed promieniowaniem gamma. Składowanie w basenach trwa co najmniej pół roku, i jest nazywane „schłodzeniem paliwa”. Schłodzone (o mniejszej emisji promieniowania i ciepła) zestawy są umieszczane w specjalnie skonstruowanych kontenerach (z grubymi osłonami przed promieniowaniem) i transportowane poza elektrownie: na składowiska odpadów (otwarty cykl paliwowy), zwykle z perspektywą późniejszego wykorzystania; planowany jest zwykle okres przechowywania równy 30–50 lat, do zakładów przetwarzających odpady na materiały rozszczepialne (zamknięcie cyklu paliwowego).

Procesy przerobu paliwa wypalonego i odzyskanie z nich materiałów rozszczepialnych są związane z koniecznością bezpiecznego „ostatecznego” przechowywania ciekłych odpadów wysokoaktywnych (takie problemy nie występują w czasie eksploatacji elektrowni). Takie odpady proponuje się przetwarzać np. na zeszklone bloki (szkło boro-krzemowe lub fosforowe), które można przechowywać np. w zabetonowanych sztolniach o głębokości kilkuset metrów. Opracowano sposób wiązania 1 m³ wysokoaktywnych odpadów ciekłych w bloku szkła o objętości 0,3 m³ i masie 0,75 t. Z tak przygotowanych bloków 2% radionuklidów może ulec wymyciu w czasie 10 000 lat. Przetwarzanie paliwa wypalonego pochodzącego z elektrowni o mocy 1000 MW wiąże się z powstawaniem 10 m³ wysokoaktywnych odpadów ciekłych rocznie. Wymaga składowania 3 m³ odpadu zeszklonego.

Przypisy

Linki zewnętrzne

Kategoria:Energetyka jądrowa