Przechowalniki wypalonego jądra atomowego

Przechowalniki wypalonego jądra atomowego
Fot. Adobe Stock. Data dodania: 20 września 2022

Wypalone paliwo jest przechowywane w przechowalnikach mokrych oraz suchych. Z badań wynika, że większość państw unijnych jeszcze nie zadecydowała o końcowej fazie cyklu paliwowego (obróbka chemiczna czy składowanie bezpośrednie). Długoterminowe przechowywanie wypalonego paliwa jest dla nich rozwiązaniem, w tym dla Polski.

Badania nad systemami suchego przechowywania wypalonego paliwa jądrowego i zebrane dane o zachowaniu się podstawowych ich elementów, środowiska i degradacji oraz oceny długoterminowego zachowania się materiałów konstrukcyjnych powinny stać się tematami prac badawczych i wdrożeniowych w Polsce.

Przechowalnik wypalonego paliwa jądrowego to obiekt jądrowy przeznaczony do bezpiecznego, stabilnego i chronionego przechowywania tego paliwa po jego wyładunku z reaktora lub basenu przy reaktorze, a przed przekazaniem do przerobu lub składowania w charakterze odpadu promieniotwórczego.

Paliwem jądrowym w energetycznych reaktorach jądrowych używanych do wytwarzania energii elektrycznej jest związek chemiczny zawierający określone ilości izotopu rozszczepialnego pierwiastka - najczęściej uranu o liczbie atomowej 235 (U-235). Izotop ten umieszcza się w specjalnej koszulce, wypełnia helem i zamyka. Określa się ją jako pręt (element) paliwowy. Kilkadziesiąt prętów paliwowych, wraz z prętami regulacyjnymi, tworzy zestaw (kasetę) paliwowy. Umieszcza się je w reaktorze jądrowym, gdzie zachodzi samopodtrzymująca się reakcja łańcuchowa rozszczepienia jąder atomowych i wydzielają się duże ilości ciepła znajdującego zastosowanie do wytworzenia energii elektrycznej.

W miarę upływu czasu, w rdzeniu reaktora wzrasta ilość produktów rozszczepienia do poziomu, który uniemożliwia zachodzenie reakcji łańcuchowej z odpowiednią wydajnością. Proces ten jest określany jako "wypalenie" paliwa jądrowego, w rezultacie którego, po osiągnięciu projektowych wartości, paliwo musi ulec wymianie. Wypalone pręty paliwowe, usuwane trwale z rdzenia reaktora, są niezwykle silnie promieniotwórcze. Składa się na to aktywność kilkudziesięciu produktów rozpadu powstałych po rozszczepieniach promieniotwórczych. Przez bardzo długi okres czasu od wyjęcia z reaktora, wydzielają one duże ilości ciepła i promieniowania jonizującego zagrażając środowisku. Dlatego muszą być odpowiednio zabezpieczone. Do tego celu służą przechowalniki wypalonego paliwa jądrowego.

Po upływie półwiecza energetyki jądrowej, podjęto mocniej niż dotychczas problem długotrwałego (od 40 do 120 lat) przechowywania wypalonego paliwa, co wynika z potrzeb składowania lub reprocessingu (obróbki chemicznej mającej na celu wyodrębnienie izotopów plutonu i uranu i wykorzystanie ich do produkcji paliwa tlenkowego MOX). Wynika to z różnych przesłanek. Należy do nich nieefektywność recyklingu wypalonego paliwa i znaczne koszty inwestycyjne i finansowe oraz społeczne reprocessingu i składowania, w połączeniu z otwierającymi się szansami na lepsze wykorzystanie potencjału energetycznego wypalonego paliwa.

Koszt wyprodukowania świeżego paliwa jądrowego jest istotnie niższy od paliwa zrecyklizowanego - np. MOX. Potencjał energetyczny wypalonego paliwa jest wykorzystywany w kilku procentach, co można istotnie korzystnie zmienić stosując reaktory na neutronach prędkich. Jednak ich komercyjne wdrożenie wymaga przynajmniej jeszcze kilkudziesięciu lat prac badawczo-rozwojowych.

MIT w swym studium zaproponował kompleksowe nowe podejście do problemu modelu cyklu paliwowego - zależnie do scenariusza rozwoju energetyki jądrowej, z zastosowaniem reaktorów prędkich, odpowiedniej technologii przechowywania wypalonego paliwa i oceną efektów technicznych (w tym bezpieczeństwa jądrowego), ekonomicznych i nieproliferacyjnych. Określono scenariusze tempa rozwoju energetyki jądrowej: pesymistyczny 1%, średni 2,5% i optymistyczny 4% rocznie i modele cykli paliwowych reaktorów lekkowodnych LWR (PWR i BWR): 1) aktualnie najbardziej rozpowszechnionego otwartego (once-trough), 2) częściowo otwartego z recyklingiem uranu i plutonu i bezpośrednim składowaniem recyklizowanego wypalonego paliwa (partially open) i 3) zamkniętego - z zastosowaniem reaktorów prędkich wykorzystujących wypalone paliwo LWR i mniejsze aktynowce podlegające reprocessingowi (two-through closed).

Analizy modeli cykli paliwowych przeprowadzone w studium MIT wskazały w określonym scenariuszu podstawowe zadania reaktorów na neutronach prędkich w zakresie gospodarki wypalonym paliwem - dla pesymistycznego - unieszkodliwianie mniejszych aktynowców przy współczynniku konwersji reaktorów prędkich (conversion ratio) 0,75, dla średniego - zrównoważona gospodarka wypalonym paliwem przy współczynniku konwersji tych reaktorów 1,0 i dla optymistycznego - rozszerzenie dostępności i wielkości zasobów paliwa jądrowego przy współczynniku powielania/konwersji reaktorów prędkich 1,23.

Studium MIT zwraca uwagę na to, że czas przejścia od jednego modelu cyklu paliwowego do innego wyniesie 50-100 lat, taki też jest horyzont czasowy długoterminowego przechowywania wypalonego paliwa jądrowego. Nie mogąc określić jaki scenariusz rozwoju energetyki jądrowej bę- dzie za sto lat, nie można wybrać odpowiedniego modelu cyklu paliwowego. Tak czy inaczej, głę- bokie składowanie długożyciowych składowych wypalonego paliwa będzie potrzebne, jednak jego ilość drastycznie się zmniejszy, tak jak i koszty długoterminowego przechowywania, co w ostatecznym rezultacie przyczyni się do obniżenia cen energii elektrycznej.

Dokument European Utility Requirement, zawierający wymagania europejskiego przemysłu ją- drowego, określa hierarchię przepisów, wymagań i norm dla energetyki jądrowej w sposób nastę- pujący: obligatoryjne - umowy międzynarodowe i przepisy krajowe (także nieobligatoryjne wytyczne dozorowe) oraz EUR, konieczne - przepisy i normy "jądrowe" dotyczące procesów technologicznych i wyposażenia elektrowni jądrowych (konstrukcje, urządzenia, układy i systemy) i zalecane - konwencjonalne przepisy i normy.

Każde państwo jest suwerenne w zakresie nadzoru działalności związanej z pokojowym wykorzystaniem energii jądrowej, ale może korzystać z mię- dzynarodowych wymagań i standardów bezpieczeństwa MAEA, EWEA EURATOM, WENRA, ISO, IEC i in. Wspólna Konwencja z 5 września 1997 r. bezpieczeństwa w postępowaniu z wypalonym paliwem jądrowym i bezpieczeństwa w postępowaniu z odpadami promieniotwórczymi - Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management - stwarza ramy krajowych gospodarek wypalonym paliwem jądrowym, w tym jego przechowywania.

Spośród wielu organizacji międzynarodowych zajmujących się energetyką ją- drową największą rolę pełni Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej (MAEA). Zajmuje się w zakresie energetyki jądrowej: podstawowymi zasadami - Safety Fundamentals, wymaganiami - Safety Requirements SR i wytycznymi - Safety Guides SG; od 2010 r. - ogólnymi wymaganiami - General Safety Requirements GSR i ogólnymi wytycznymi - General Safety Guides GSG, specjalistycznymi wymaganiami - Specific Safety Requirements SSR i specjalistycznymi wytycznymi - Specific Safety Guides SSG - w obszarach: obiektów jądrowych - Nuclear Safety NS, działalności ze źródłami promieniowania jonizującego - Radiation Safety RS, transportu materiałów i substancji promieniotwórczych - Transport Safety TS i postępowania z odpadami promieniotwórczymi i wypalonym paliwem jądrowym - Waste Safety WS.

Dyrektywa Rady 2011/71/Euratom z 19 lipca 2011 r. ustanawiająca ramy wspólnotowe w zakresie odpowiedzialnego i bezpiecznego gospodarowania wypalonym paliwem jądrowym i odpadami promieniotwórczymi (Dz.U. UE z 2.08.2011 L 199/48) ma zapewnić ochronę ludzi i środowiska pod względem ochrony radiologicznej w warunkach normalnych i sytuacjach zdarzeń radiacyjnych; w szczególności zabezpieczając wypalone paliwo przed rozproszeniem lub uwolnieniem. Opakowania wypalonego paliwa mają być dostosowane m. in. do planowanego okresu przechowywania i dalszego postępowania z nim, a materiał, z których je wytworzono - nie może wchodzić w reakcje chemiczne z medium.

Wypalone paliwo, po okresie schładzania w basenie przy reaktorze, ma być przechowywane w przechowalniku mokrym (w środowisku wodnym) lub suchym (w środowisku gazu obojętnego), w warunkach zapewniających nieprzekroczenie na powierzchni wypalonego elementu paliwowego temperatury dopuszczalnej dla danego rodzaju paliwa jądrowego oraz zapobiegających wystąpieniu samopodtrzymującej się reakcji rozszczepienia (zachowania podkrytyczności). Zapewnia się ten stan poprzez utrzymanie właściwej odległości między elementami siatek koszy z drutów stalowych z domieszką boru na elementy paliwowe i absorbery neutronów.

Odpowiednia lokalizacja, projektowanie, budowa i likwidacja obiektów jądrowych tego typu stanowi dopełnienie starań o zachowanie ich bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej. Przepisy ustawy z 29 listopada 2000 r. Prawo atomowe (tekst jednolity Dz.U. z 2012 r., nr 164, poz. 908) i art. 1 ustawy z 4 kwietnia 2014 r. w sprawie zmiany ustawy - Prawo atomowe oraz niektórych innych ustaw (wersja na stronie RCL z 4 maja 2014 r.) - regulują zagadnienia przechowywania wypalonego paliwa jądrowego w naszym kraju. Warunki przechowywania wypalonego paliwa jądrowego określa rozdział 4 rozporządzenia Rady Ministrów z 2 grudnia 2002 r. w sprawie odpadów promieniotwórczych i wypalonego paliwa jądrowego (Dz. U. nr 230, poz. 1925).

Oprócz wymienionych w przepisach art. 50 i 50a ustawy - Prawo atomowe, zawiera także wymogi odnośnie sprzętu dozymetrycznego, stałych i ruchomych osłon przed promieniowaniem jonizującym, środków ochrony indywidualnej, instalacji wodnej i kanalizacyjnej, wymaganej dokumentacji przekazywanej wraz z wypalonym paliwem jądrowym (zawierającej charakterystyki i dokumentację konstrukcyjną paliwa jądrowego, specyfikację zawartości początkowej wszystkich izotopów rozszczepialnych, numery identyfikacyjne prętów i zestawów paliwowych, informacje odnośnie przebiegu eksploatacji paliwa - w szczególności maksymalnej mocy cieplnej generowanej przez pręt paliwowy podczas napromieniowania, potencjał ciepła powyłączeniowego oraz daty załadunku i wyładunku paliwa z rdzenia reaktora, informacje dotyczące warunków przechowywania wypalonego paliwa w basenie przy reaktorze, w szczególności parametry fizykochemiczne wody oraz dane o uszkodzeniach koszulek wypalonych prętów paliwowych). Określa zakres inspekcji przechowalnika w zależności od typu: w mokrym - ilości i rozmieszczenia paliwa, parametrów i poziomu wody, szczelności i mocy dawki i skażeń promieniotwórczych, a w suchym - także ilości i rozmieszczenia paliwa, szczelności pojemników z paliwem, mocy dawki i skażeń oraz potencjału cieplnego wypalonych prętów/zestawów paliwowych.

Rozporządzenie Rady Ministrów z 31 sierpnia 2012 r. w sprawie wymagań bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, jakie ma uwzględniać projekt obiektu jądrowego (Dz.U. z 20 września 2012 r., poz. 121) ma zagwarantować sprawność systemom przechowywania. Obiekty jądrowe i elementy systemów przechowywania i transportu wypalonego paliwa jądrowego powinny być zaprojektowane tak, by zapobiec powstaniu krytyczności za pomocą środków i procesów fizycznych - szczególnie geometrycznie bezpiecznej konfiguracji, tak, by przy przechowywaniu paliwa jądrowego o maksymalnej przewidzianej w projekcie zawartości materiałów rozszczepialnych: a) w obiektach i elementach wyposażenia obiektu jądrowego służących do przechowywania wypalonego paliwa oraz w elementach wyposażenia tego obiektu do przemieszczania tego paliwa, w których nie zakłada się wykorzystania wody zawierającej absorber neutronów - efektywny współczynnik mnożenia neutronów podczas zakładanych w projekcie obiektu sytuacji awaryjnych, wyłączając zalanie wodą niezawierającą absorbera neutronów - nie przekraczał wartości 0,95, b) w obiektach i elementach wyposażenia obiektu jądrowego służących do przechowywania paliwa jądrowego oraz w elementach wyposażenia do przemieszczania paliwa napromieniowanego, w których zakłada się wykorzystanie wody zawierającej absorber neutronów, efektywny współczynnik mnożenia neutronów nie przekraczał 0,95 przy zalaniu wodą zawierającą absorber neutronów, a wartość 0,98 - w razie awaryjnego zalania wodą nie zawierającą absorbera neutronów.

Przechowalniki powinny umożliwiać odbiór ciepła od paliwa jądrowego w stanach eksploatacyjnych i awaryjnych, kontrolę wypalonego paliwa, okresowe kontrole i próby elementów wyposażenia istotnych dla bezpieczeństwa jądrowego, zapobiec nieumyślnemu upuszczeniu paliwa podczas jego przemieszczania i niedopuszczalnym naprężeniom w elementach lub zestawach paliwowych podczas tych operacji, umożliwić bezpieczne przechowywanie uszkodzonych lub podejrzanych o uszkodzenie zestawów paliwowych, zapewnić ochronę przed promieniowaniem jonizującym, kontrolować stężenie rozpuszczalnych absorberów dla zapewnienia bezpieczeństwa w zakresie podkrytyczności, ułatwić naprawy i likwidację oraz dezaktywację miejsc i elementów wyposażenia do przemieszczania lub przechowywania paliwa jądrowego, zapewnić identyfikację poszczególnych zestawów paliwowych i możliwość wdrożenia procedur eksploatacyjnych oraz systemu ewidencji i kontroli w celu zapobieżenia utracie paliwa jądrowego. Mokre i suche przechowalniki do długotrwałego przechowywania wypalonego paliwa mają ostrzejsze wymagania, co określają wymogi MAEA.

Najważniejszym wymogiem jest zapobieżenie niekorzystnym zmianom elementów systemu szczelności. W szczególności chodzi tutaj o zapobieganie i przeciwdziałanie negatywnym skutkom degradacji wypalonego paliwa i materiałów konstrukcyjnych tych elementów. Rezultatem degradacji koszulek elementów paliwowych i koszy/regałów na zestawy paliwowe są procesy chemiczne, radiologiczne i nadciśnienie, powstawanie materiałów palnych i katalizatorów korozji, korozja metali i niemetali itp. MAEA w cytowanym wyżej opracowaniu mówi, że dla zapobieżenia tym skutkom prowadzi się dokumentację wypalonego paliwa i określa wymogi następnych faz cyklu paliwowego oraz procedury. Opakowania do transportu zestawów paliwowych powinny spełniać funkcje bezpieczeństwa jądrowego i radiologicznego w warunkach normalnych i awaryjnych. Lokalizacja przechowalników i ich budowa musi uwzględniać planowany okres eksploatacji dla tych warunków oraz ich późniejszą likwidację. Koncepcja "obrony w głąb" powinna odpowiednio kształtować konstrukcję i funkcje oraz obsługę przechowalników, by zapobiec awariom i ograniczyć ich skutki.

Przechowalnik ma być zaprojektowany z uwzględnieniem strukturalnych i mechanicznych aspektów jego eksploatacji, w dostosowaniu do właściwości wypalonego paliwa, parametrów pojemników i cech technologii przechowywania, prowadzonych ocen systemu bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej przechowalników i transportu i ich infrastruktur. Muszą być wzięte pod uwagę procesy zachodzące w wypalonym paliwie - w tym wydzielanie się ciepła i jego potencjalne skutki w odniesieniu do metali: korozja, zmęczenie cieplno-mechaniczne materiałów (w tym pełzanie i wynikające z niego odkształcenia plastyczne i uszkodzenia), zewnętrzne i wewnętrzne naprężenia, mikropustki i mikroszczeliny, w przypadku betonów - kruchość, pękanie dynamiczne, ciągliwe i międzykrystaliczne, w przypadku polimerów - kruchość, łamliwość itd., w przypadku aluminium i miedzi - utlenianie, kruchość itd.

Konieczne są odpowiednie środki zapewnienia podkrytyczności. Potrzebne są całościowe niezależne systemy przechowywania wypalonego paliwa, wraz z infrastrukturą transportową i dozymetryczną, z uwzględnieniem potrzeb remontów, inspekcjonowania i bezpiecznego postępowania w warunkach awaryjnych, jak też likwidacji obiektu. Rozpoczęcie eksploatacji przechowalnika musi poprzedzić pozytywna opinia dozoru jądrowego i udzielenie zezwolenia na eksploatację o zgodności zastosowanych rozwiązań z obowiązującym prawem i warunkami zezwolenia. Jego eksploatacja winna być ściśle dokumentowana w zakresie parametrów (właściwości) paliwa jądrowego i koszy na zestawy paliwowe, uszkodzeń zestawów paliwowych, wymogów podkrytyczności, planowanych operacji transportowych paliwa i możliwych zakłóceń (awarii suwnic i dźwigów, pojemników transportowych, braku zasilania w energię elektryczną, wodę itp., wybuchu gazów, pożaru, ekstremalnych warunków pogodowych i innych zjawisk - w tym trzęsienia ziemi, tornado, tsunami itd.) oraz adekwatne plany awaryjne i remontowe.

Konieczne jest określenie granicznych wartości dla podkrytyczności, ochrony radiologicznej, odprowadzania ciepła powyłączeniowego i korygowania właściwości wody w celu zapobieżenia procesom korozyjnym. Ogólnie rzecz biorąc, należy zyskać kontrolę nad procesami degradacji elementów suchego przechowywania wypalonego paliwa jądrowego, w tym przede wszystkim materiałów konstrukcyjnych przechowalników i pojemników transportowych, systemu certyfikacji elementów, absorberów neutronów i metod monitorowania tych procesów. Narodowe Centrum Badań Jądrowych w Świerku dysponuje doświadczeniami z ponad czterdziestoletniego okresu przechowywania wypalonego paliwa jądrowego z reaktorów badawczych EWA i MARIA w trzech basenach wodnych (patrz ryc. 1). Odległości pomiędzy drutami separatorów/koszy na elementy paliwowe utrzymywane są na poziomie zapewniającym podkrytyczność. Woda ma zasadowość w granicach pH od 5,5 do 6,5 i przewodność 2 µS/cm.

Osłona biologiczna przed promieniowaniem ɣ ma co najmniej 1,5 m słupa wody. Prowadzona jest kontrola dozymetryczna basenów i personelu, uwolnień gazów i aerozoli oraz przecieków do wód gruntowych. Wypalone paliwo w basenie jest badane metodą wizualnej oceny stanu powierzchni przy użyciu kamer pod wodą, w powietrzu i w komorze demontażowej reaktora oraz metodą badania próbek wody dla oceny prędkości wydzielania się produktów rozszczepienia z wody sipping test. Prowadzony jest proces zabezpieczania koszulek wypalonych elementów przed degradacją i przygotowanie do przechowywania w przechowalniku suchym. Konfekcjonowanie wypalonego paliwa polega na umieszczaniu kaset paliwowych w szczelnych kapsułach wypełnionych helem.

Realizacja Programu Polskiej Energetyki Jądrowej wymaga skorzystania nie tylko z dorobku krajowego przechowywania (szczególnie długotrwałego) wypalonego paliwa, lecz także państw zaawansowanych w energetyce jądrowej. Raport MAEA z 2011 r. opiera się na badaniach przemysłów jądrowych 25 z 27 państw unijnych (w tym 14 "atomowych") - według stanu na koniec 2007 r. Państwa te wytworzyły 214,9 tys. m3 odpadów promieniotwórczych, z tego 44,6 tys. m3 stanowiło wypalone paliwo jądrowe (Francja 38%, Wielka Brytania 15%, Niemcy 13%, Szwecja 7%, Hiszpania 7%, Belgia 4%, Rumunia i Bułgaria po 3% i reszta - 6 krajów - po mniej niż 2%). Zdecydowana jego większość pochodzi z energetycznych reaktorów lekko wodnych: dwie trzecie z PWR i ok. jedna piąta z BWR. Większość podlega przechowywaniu. Stwierdzono w badaniach, że czynne przechowalniki wypalonego paliwa jądrowego są zlokalizowane w 45 miejscach; na koniec 2007 r. - spośród 36 - 19 było suchymi, a 17 mokrymi (basenami wodnymi). 31 przechowalników zlokalizowanych było poza reaktorami energetycznymi (na zewnątrz elektrownijądrowych), z tego 5 w Niemczech, po 4 w Czechach i Rumunii, po 3 w Belgii, Bułgarii i Włoszech, po 2 w Finlandii i Wielkiej Brytanii i po 1 w Holandii, Francji, Litwie, Słowacji i Szwecji.

Połowa państw unijnych dysponuje trwałymi składowiskami wysokoaktywnych odpadów promieniotwórczych, w tym Finlandia - finalnym głębokim (Szwecja planuje jego ukończenie ok. 2020 r.). W 6 państwach unijnych zbudowano 8 podziemnych laboratoriów badawczych, przeważnie z myślą przekształcenia ich w odległej przyszłości w finalne składowiska głębokie dla wysokoaktywnych odpadów promieniotwórczych. W praktyce, państwa unijne, należące do EWEA Euratom, kontynuują powiększanie zdolności przechowawczych wypalonego paliwa jądrowego. 10 na 14 państw unijnych, niezależnie od przyczyn, wszczęło prace nad długoterminowym przechowywaniem wypalonego paliwa.

W grudniu 2012 r., opublikowano raport z II etapu badań (2003-2011), rozpoczętych w 1997 r. Odbywały się pod auspicjami MAEA. Ich celem był rozwój wiedzy technicznej w zakresie długoterminowego przechowywania wypalonego paliwa poprzez ocenę istniejącego doświadczenia tych państw w tym zakresie, w szczególności odnośnie wypalonego paliwa i używanych materia- łów konstrukcyjnych do mokrego i suchego przechowywania oraz przez monitoring programów związanych z przechowalnikami, zebranie danych i doświadczeń państw uczestniczących. Wzię- ła w nich udział Unia Europejska, jak również indywidualnie 11 krajów: USA, Kanada, Korea, Japonia, Francja, Niemcy, Hiszpania, Węgry, Słowacja i obserwatorzy: Szwecja i Wielka Brytania. Polska zrezygnowała z udziału w SPAR-II (nie uczestniczy też w SPAR-III - rozpoczętych w 2013 r.).

Raport SPAR-II zaprezentował następujące wnioski z badań. Wypalone paliwo przechowywane jest w przebadanych państwach w technologii mokrej przy reaktorze oraz coraz częściej poza reaktorem, przy czym gros przechowalników mokrych osiągnęło maksimum swych zdolności przechowawczych. Stwierdzono w tym ostatnim kontekście szybki rozwój technologii suchego przechowywania wypalonego paliwa w związku z potrzebami wynikającymi z zastosowań nowych typów paliw jądrowych i pogłębienia stopnia wypalenia, nowoczesnych materiałów konstrukcyjnych na przechowalniki oraz z tendencji do istotnego wydłużenia planowanego okresu eksploatacji przechowalników (ponad sto lat).

Ponad półwieczne doświadczenia z przechowalnikami mokrymi, nadal dominującymi, dały podstawę w raporcie SPAR-II pozytywnej oceny poziomu ich bezpieczeństwa jądrowego i ochrony radiologicznej, tak jak i ponad ćwierćwiekowe doświadczenia z suchymi przechowalnikami. W zakresie suchych przechowalników zanotowano szczególnie duży postęp co do ich liczby i typów, wzrostu udziału w przechowywanym wypalonym paliwie ogółem, dobrymi warunkami przewodnictwa ciepła i lepszą jakością osłon przed promieniowaniem jonizującym w nowych metalowych kontenerach czy betonowych pojemnikach zbiorczych, skuteczniejszymi absorberami neutronów i lepszymi separatorami/koszami na zestawy paliwowe.

Problematyka mechanizmów degradacji w przechowywaniu mokrym i suchym obejmuje zagadnienia składników kaset (zestawów) paliwowych i czynników wpływających na degradację wypalonego paliwa podczas jego przechowywania i przemieszczania - w szczególności koszulek paliwowych oraz przemieszczania wypalonego paliwa z przechowalnika mokrego do suchego i na odwrót, jak też przechowalników. Zachowanie strukturalnej integralności zestawów paliwowych wymaga przewidzenia trudności i niebezpieczeństw wiążących się z ich przemieszczaniem, jak i utrzymania geometrii prętów paliwowych dla minimalizacji zróżnicowania reaktywności paliwa.

Mechanizmy degradacji w odniesieniu do najbardziej rozpowszechnionego paliwa do reaktorów LWR sprowadzają się podczas mokrego przechowywania do korozji zestawów/koszulek elementów paliwowych: powierzchniowej - Aqueous Corrosion, wżerowej - Pitting, galwanicznej - Galvanic, mikrobiologicznej - Microbiological oraz wodorowej - Hydriding. Przeciwdziała się temu głównie polepszając właściwości wody, wdrażając systemy monitorowania geometrii zestawów/ prętów paliwowych, detekcji uszkodzonych i ich konfekcjonowania.

Długotrwałe suche przechowywanie wypalonego paliwa (ryc. 2) jest związane z następującymi potencjalnymi mechanizmami degradacji integralności wypalonego paliwa LWR: utlenianie - Air Oxidation, pękanie materiału pod wpływem zmian temperatur i korozji - Thermal Creep lub pod wpływem równoczesnego działania sił rozciągania i środowiska korozyjnego - Stress Corrosion Cracking albo zwłocznego pękania materiałów pod wpływem rozrastania się jonów wodorotlenowych gromadzących się w mikroszczelinach i mikropustkach - Delayed Hydrogen Cracking, szczególnie istotnego dla długotrwałego przechowywania reorientacji struktur jego elementów zapewniających szczelność - gromadzenia się jonów wodorotlenowych - prowadzące do uszkodzeń (występuje też podczas transportu i awarii czy trzęsienia ziemi itp.) - Hydride Re-orientation, migracji wodoru z miejsc o wyższej do miejsc o niższej temperaturze - Hydrogen Migration and Redistribution i oddziaływania wodoru pochodzącego z radiolizy wody - Hydrogen from Radiolysis.

Korozja (szerzej degradacja) dotyczy nie tylko metali, ale i niemetali, w tym betonów, polimerów, absorberów neutronowych, koszy i regałów na zestawy paliwowe itp. Zastosowanie odpowiednich materiałów elementów systemu przechowywania, ochrony katodowej i protektorowej, powłok niemetalicznych i metalicznych, dyfuzyjnego ulepszania powierzchni metali i inhibitorów korozji oraz właściwe procedury - zapewnią bezpieczne przechowywanie i transport wypalonego paliwa. Po czasowym (interim) przechowaniu wypalonego paliwa z LWR zmagazynowanego w basenie wodnym przy reaktorze, przenoszone jest ono do mokrego lub częściej suchego przechowalnika zewnętrznego - poza reaktorem. Nie stwierdzono w takich przypadkach specjalnych zagrożeń.

Kłopot sprawia przenoszenie wypalonego paliwa jądrowego z suchego do mokrego przechowalnika, co wiąże się ze skutkami jego gwałtownego schłodzenia w wodzie basenu przechowawczego. W ekspertyzie NCBJ z 2012 r., dla Zespołu Krajowego Planu przy Ministerstwie Gospodarki, zamieszczono przykłady nowoczesnych przechowalników wypalonego paliwa jądrowego - mokrych i suchych. Jako przykład mokrego wskazano wykorzystywany od ponad 20 lat obiekt we francuskiej La Hague. Dysponuje maksymalną pojemnością 14 tys. tHM w 4 połączonych basenach. Składa się z podwodnej jednostki rozładunkowej wypalonego paliwa z basenem o pojemności 2 tys. tHM, basenu C - 3 tys. tHM, basenu D - 3,6 tys. tHM - połączonego z suchą jednostką rozładowczą i basenu E - 4,9 tys. tHM. Jako zabezpieczenie podkrytyczności lokuje się kasety paliwowe w separatorach z drutów stalowych z domieszką boru i aluminium.

W trakcie mojego pobytu w Elektrowni Jądrowej we Flammanville, poinformowano mnie, że nowy francuski reaktor wodnociśnieniowy EPR, w okresie jego planowanej 60-letniej eksploatacji, wytworzy 3400 sztuk zestawów z wypalonym paliwem jądrowym, tym niemniej proponowany do jego obsługi przechowalnik posiada 4600 takich gniazd i możliwe jest jeszcze jego dalsze powiększenie. Pokazywano mi kontener do transportu 12 kaset-zestawów wypalonego paliwa z basenu przy reaktorze do basenu zewnętrznego. Basen ten posiada instalację do oczyszczania wody, utrzymywania pH na poziomie 6,2 i przewodności poniżej 2µS/cm, osłonę biologiczną, odsysanie pływających zanieczyszczeń, instalację odbioru ciepła powyłączeniowego o mocy 1 MWt (nagromadzone wypalone paliwo z całego okresu eksploatacji reaktora emituje ciepło o mocy 800 kWt), aparaturę do automatycznych zdalnych analiz, przy pomocy ultradźwięków, stanu wszystkich koszulek prętów paliwowych jednocześnie i system dozymetryczny obiektu, jak i indywidualne dozymetry personelu.

Ze względu na niższe koszty inwestycji i eksploatacji, najbardziej obiecującym kierunkiem rozwoju długoterminowych technologii przechowywania wypalonego paliwa jądrowego są suche przechowalniki - lepiej zapobiegające procesom degradacji tego paliwa i elementów systemu zachowania jego szczelności. Suchy przechowalnik wypalonego paliwa to szczelny pojemnik wypełniony gazem neutralnym (najczęściej helem ze względu na jego dużą przewodność cieplną), w któ- rym są przechowywane kasety z wypalonym paliwem jądrowym. Pojemnik ten umieszczany jest w betonowej osłonie przed promieniowaniem jonizującym i ewentualnym atakiem terrorystycznym itp.

Ciepło powyłączeniowe odbierane jest z niego przez otoczenie drogą konwekcji naturalnej lub wymuszonej. Maksymalna dopuszczalna, czyli graniczna - temperatura w pojemniku nie może przekraczać 400 0 C. Stosowane są suche przechowalniki z pionową lub poziomą pozycją kontenerów wypalonego paliwa. Są wyposażone w urządzenia do załadunku wypalonego paliwa jądrowego do pojemnika w osłonie wodnej. Po załadunku, pojemnik jest uszczelniany i zaspawany lub zamknięty zakręcaną pokrywą ze specjalnymi śrubami. Po usunięciu z niego wody, przeprowadza się suszenie paliwa, a potem wypompowuje powietrze.

Dzięki wytwarzającemu się ciepłu powyłączeniowemu, woda zaabsorbowana przez paliwo odparowuje. Wtedy pojemnik napeł- nia się gazem neutralnym przy niewielkim nadciśnieniu. Pojemnik z zawartością umieszczany jest w osłonie biologicznej, przewożony i wkładany do betonowego cylindra. Podwójnego zastosowania nowoczesne metalowe pojemniki-kontenery do długotrwałego suchego przechowywania wypalonego paliwa jądrowego i zarazem transportu są używane w Szwajcarii, Belgii, Niemczech, Hiszpanii, Japonii i USA. Stalowe naczynie zapewnia osłonę przed promieniowaniem ɣ, zaś zewnętrzna warstwa żywicy - przed neutronami. Kontenery te tworzą np. rodzinę 270 sztuk TN®24 Family. Cechuje je stosowanie niezależnych pasywnych systemów odbioru ciepła powyłączeniowego.

Masywne naczynie, chroniące przed neutronami, zbudowane jest z kilku warstw stali i zawiera aluminiowy płaszcz odprowadzający ciepło na zewnątrz oraz kosz na zestawy paliwowe. Możliwe jest wyjęcie przechowywanych elementów. Monitoring daje podstawę ocen efektywności każdej z barier inżynieryjnych. Zainstalowano amortyzatory przeciwwstrząsowe. Na rok 2015 planuje się oddanie dwóch wersji tych przechowalników - dla PWR - o pojemno- ści od 24 do 37 zestawów paliwowych o stopniu wypalenia 65 GWd/MTU i maksymalnym wzbogaceniu do 5% uranu-235 oraz dla BWR - o pojemności od 52 do 68 zestawów paliwowych o stopniu wypalenia 70 GWd/MTU i takim jak wyżej stopniu wzbogacenia. Należy wspomnieć o systemie suchego poziomego przechowywania NUHOMS®, stosowanym od 1989 r. Zapewniają szczelność przechowalników, ich osłonę przed promieniowaniem jonizującym, kontrolę podkrytyczności i pasywny układ odprowadzania ciepła niezależny od innych konstrukcji obiektu.

W USA funkcjonuje ponad 500 tego typu systemów w 18 niezależnych miejscach zwanych ISFS. Cechuje się relatywnie niskimi kosztami eksploatacji, uproszczoną konstrukcją, krótszym czasem załadunku/wyładunku i odpornością na zamachy terrorystyczne - w tym na uderzenie cieżkiej lokomotywy (ryc. 3). W wyniku modernizacji powstał najnowszy NUHOMS®69BTH DSC i system NUHOMS®TN NOVA - służące do długotrwałego przechowywania 69 wypalonych zestawów paliwowych BWR w pozycji wertykalnej, z większą odpornością na trzęsienia ziemi (ryc. 4). Dla przygotowania warunków do długotrwałego przechowywania wypalonego paliwa podejmuje się różnorakie badania. Stan wiedzy w przodujących państwach w tym zakresie i podejmowane kierunki dalszych badań przedstawia poniższa tabela nr 1.
×

DALSZA CZĘŚĆ ARTYKUŁU JEST DOSTĘPNA DLA SUBSKRYBENTÓW STREFY PREMIUM PORTALU WNP.PL

lub poznaj nasze plany abonamentowe i wybierz odpowiedni dla siebie. Nie masz konta? Kliknij i załóż konto!

SŁOWA KLUCZOWE I ALERTY

Zamów newsletter z najciekawszymi i najlepszymi tekstami portalu

Podaj poprawny adres e-mail
W związku z bezpłatną subskrypcją zgadzam się na otrzymywanie na podany adres email informacji handlowych.
Informujemy, że dane przekazane w związku z zamówieniem newslettera będą przetwarzane zgodnie z Polityką Prywatności PTWP Online Sp. z o.o.

Usługa zostanie uruchomiania po kliknięciu w link aktywacyjny przesłany na podany adres email.

W każdej chwili możesz zrezygnować z otrzymywania newslettera i innych informacji.
Musisz zaznaczyć wymaganą zgodę

KOMENTARZE (0)

Do artykułu: Przechowalniki wypalonego jądra atomowego

NEWSLETTER

Zamów newsletter z najciekawszymi i najlepszymi tekstami portalu.

Polityka prywatności portali Grupy PTWP

Logowanie

Dla subskrybentów naszych usług (Strefa Premium, newslettery) oraz uczestników konferencji ogranizowanych przez Grupę PTWP

Nie pamiętasz hasła?

Nie masz jeszcze konta? Kliknij i zarejestruj się teraz!