msr technologie

Technická zpráva
MSR TECHNOLOGIE
Zhodnocení vývoje solných reaktorĤ a
odpovídajících technologií pĜepracování
vyhoĜelého jaderného paliva
Ústav jaderného výzkumu ěež a.s.
Ing. Jan UhlíĜ, CSc., Ing. Pavel Souþek
Listopad 2003
Správa úložišĢ
radioaktivních odpadĤ
Abstrakt
Zpráva obsahuje kritické posouzení technologií palivového cyklu projektu Molten-Salt
Reactor Experiment a Molten Salt Breeder Reactor Ĝešených v 60. a 70. letech v Oak Ridge
National Laboratory. Zpráva dále obsahuje návrh technologie palivového cyklu souþasných
projektĤ solných reaktorĤ, þeského projektu Molten Salt Transmutation Reactor – SPHINX a
projektu Electricité de France Molten Salt Reactor – AMSTER a hodnocení vlivu technologií
palivového cyklu solných reaktorĤ na nakládání s radioaktivními odpady. V závČru zprávy
jsou navrženy oblasti experimentálního výzkumu nezbytného pro budoucí realizaci
palivového cyklu solných reaktorĤ.
Abstract
The report contains assessment of fuel cycle of the Molten- Salt Reactor Experiment
project and Molten Salt Breeder Reactor project, solved in Oak Ridge National Laboratory in
60s and 70s. The second part of the report contains a preliminary proposal of the fuel cycle
technology suitable for advanced Molten Salt Reactors. The proposal is aimed to the
reprocessing technologies tailored for Czech project of Molten Salt Transmutation Reactor –
SPHINX and for the AMSTER project of Molten Salt Reactor developed by Electricité de
France. The report also contains preliminary impact assessment of MSR fuel cycle for
radioactive waste management and an outline of main directions of R&D prerequisiting
realization of the technology in future.
2
Obsah
str.
1.
Úvod ………………………………………………………………….
4
2.
Technologie MSRE a MSBR ………………………………………..
4
3.
Palivový cyklus MSRE a MSBR ……………………………………
7
3.1.
Separace Xe a Kr z palivového okruhu MSRE ……………………….
7
3.2.
Separace ušlechtilých kovĤ z palivového okruhu MSRE ……………..
9
3.3.
Extrakce uranu z palivové soli primárního okruhu MSRE ……………
9
3.4.
PlnČní primárního okruhu MSRE uranem ve formČ 233UF4 a
plutoniem (PuF3) ………………………………………………………
11
3.5.
Palivový cyklus MSBR ………………………………………………..
12
4.
Projekty MSR – Gen IV, MSTR – SPHINX, MSR - AMSTER …...
19
4.1.
Projekt MSR – Generation IV …………………………………………. 19
4.2.
Projekt MSTR – SPHINX a MSR – AMSTER ……………………….. 21
4.3.
Technologie palivových cyklĤ MSTR–SPHINX a MSR–AMSTER ….. 22
5.
PĜedpokládané úþinnosti jednotlivých separaþních technologií
palivových cyklĤ MSTR / MSR ……………………………………… 28
6.
Vliv palivového cyklu solných reaktorĤ na nakládání
s radioaktivními odpady ……………………………………………… 29
7.
ZávČr …………………………..………………………………..……… 30
8.
Literatura ……………………………………………………………… 32
3
Zhodnocení vývoje reaktorĤ MSR a odpovídajících technologií
pĜepracování vyhoĜelého jaderného paliva
x Kritické posouzení technologie palivového cyklu MSRE/MSBR
x Návrh a popis palivového cyklu pro projekt MSTR-SPHINX (ÚJV – transmutor)
a MSR-AMSTER (EDF – thoriové palivo – energetický systém)
x Vliv technologií palivového cyklu MSR na nakládání s radioaktivními odpady
___________________________________________________________________________
1. Úvod
Tato závČreþná zpráva zakázky navazuje na zprávu z listopadu 2002 zabývající se
rešerší podkladových materiálĤ a technologií MSR a doplĖuje zprávu z þervence 20 o kapitoly
týkající se odhadu úþinností jednotlivých separaþních technologií navrhovaných pro palivový
cyklus MSR a možného vlivu tČchto technologií na nakládání s radioaktivními odpady.
Hlavní oblastí zprávy však je kritické posouzení technologií palivového cyklu reaktoru
MSRE, který vyústil v návrh technologie palivového cyklu reaktoru MSBR a dále návrh a
popis palivového cyklu souþasných projektĤ solných reaktorĤ – þeského návrhu solného
transmutaþního reaktoru (MSTR), který je znám pod projektovým názvem SPHINX a
projektu energetického solného reaktoru Electricité de France známého pod názvem
AMSTER, vþetnČ vazby tČchto projektĤ na program pokroþilých reaktorových systémĤ
Generation IV.
2. Technologie MSRE a MSBR
Molten-Salt Reactor Experiment (MSRE) byl 8 MWth reaktor s kapalným
fluoridovým palivem ve formČ taveniny LiF, BeF2, ZrF4 a UF4, která cirkulovala pĜi teplotČ
asi 650 °C aktivní zónou reaktoru skrze kanály vytvoĜené sestavou grafitových tyþí. Tento
reaktor byl v Oak Ridge National Laboratory navržen a provozován v šedesátých letech
minulého století. Cílem programu a experimentĤ byl vývoj technologie jaderného reaktoru
s cirkulujícím kapalným palivem, ve kterém by byly ve vhodné nosné taveninČ rozpuštČny
štČpné i štČpitelné materiály. Reaktor byl postaven k testování paliv a materiálĤ vhodných pro
4
energetické množivé solné reaktory pracující v termálním spektru neutronĤ a pro získání
potĜebných zkušeností s Ĝízením takovéhoto typu reaktorĤ a jeho údržbou a obsluhou.
ÚspČšný provoz MSRE v letech 1965 až 1969 prokázal, že vybrané palivo, které
pĜedstavovaly roztavené soli anorganických fluoridĤ, se ukázalo být velmi stabilní
v reaktorových podmínkách a též koroze materiálĤ v palivovém okruhu byla nad oþekávání
malá. Fluoridové soli se ukázaly být, jakožto chemická forma paliva, velice vhodné nejen pro
jejich vysokou rozpustnost uranu, ale pĜedevším též pro jejich mimoĜádnou chemickou
stabilitu a dále pro jejich velmi nízký parciální tlak dokonce i pĜi teplotách þerveného žáru,
pozoruhodnČ dobré teplosmČnné vlastnosti a radiaþní stálost. Další výhodou fluoridových solí
bylo to, že nereagují bouĜlivČ se vzduchem ani s vodou a jsou dostateþnČ inertní i vĤþi
vybraným konstrukþním materiálĤm.
Projekt MSRE byl zahájen v roce 1960. Vybranou palivovou solí byla smČs fluoridĤ
uranu, lithia-7, berylia a zirkonia. Prvotní koncentrace tČchto složek v palivové smČsi byla
následující: 0,9 mol% UF4, 65 mol% 7LiF, 29,1 mol% BeF2, 5 mol% ZrF4. Uran ve formČ
fluoridu uraniþitého byl z 33 % obohacen U-235. Palivo cirkulovalo skrze reaktorovou
nádobu a dále systémem vnČjších þerpadel a tepelným výmČníkem. Teplo vznikající v palivu
v reaktorové zónČ bylo pĜenášeno cirkulující smČsí primárního palivového okruhu a v
tepelném výmČníku typu roztavená sĤl / roztavená sĤl bylo pĜedáváno sekundárnímu okruhu,
ve kterém cirkulovala tavenina typu LiF – BeF2. SĤl sekundárního okruhu byla þerpána skrze
chladiþ (tepelný výmČník typu roztavená sĤl / vzduch), kde bylo teplo pĜedáváno do
atmosféry. Grafitové bloky (tyþe), které nemČly žádné pokrytí, sloužily jako moderátor
neutronĤ a byly v reaktorové nádobČ v pĜímém kontaktu s palivovou solí. SĤl grafit nijak
nesmáþela a též nepronikala do jeho pórĤ, pokud jejich velikost byla malá. Všechny ostatní
þásti reaktorového systému, pokud byly v kontaktu se solí primárního, þi sekundárního
okruhu, byly vyrobeny ze slitiny typu nikl-molybden-železo-chrom nazývané INOR-8
vyvinuté v ORNL a po pĜevzetí výroby a vývoje firmou Haynes pojmenované Hastelloy-N.
Reaktor MSRE pracoval pĜi teplotČ 650 °C a produkoval maximálnČ asi 7,3 MWt.
Výstavba a montáž zaĜízení MSRE byla zahájena v roce 1962 a reaktor dosáhl poprvé
kritiþnosti v roce 1965. NepĜetržitý provoz na plném výkonu byl zahájen v prosinci 1966.
Reaktor byl s fluoridovou palivovou taveninou provozován mnoho mČsícĤ pĜi teplotách i
vyšších než 650 °C (1200 °F) bez zjevného korozního napadení kovových a grafitových þástí
5
systému. Hlavní systémy reaktoru fungovaly spolehlivČ, také kapalné i plynné radioaktivní
látky byly v systému bezpeþnČ zadržovány. Fluoridové palivo v prĤbČhu celého experimentu
prokázalo naprostou stabilitu. ŠtČpné produkty nebyly z cirkulujícího paliva odstraĖovány
s výjimkou xenonu, který byl hlavním neutronovým jedem.
Druhá významná etapa projektu MSRE byla zahájena v polovinČ roku 1968. Tehdy
bylo k reaktoru pĜipojeno zaĜízení na extrakci uranu z palivového okruhu. Extrahování uranu
z nosné palivové taveniny bylo provedeno metodou fluorace uranu plynným fluorem a jeho
separace ve formČ plynného fluoridu uranového. PĤvodní uran obohacený izotopem U-235
pak byl nahrazen uranem obohaceným izotopem U-233, kterého bylo v taveninČ, opČt ve
formČ UF4 rozpuštČno 0,13 %mol. Reaktor se stal opČt kritickým v Ĝíjnu 1968 a jednalo se o
vĤbec první jaderný reaktor na svČtČ, jehož palivem byl uran-233. Jaderné charakteristiky
MSRE s uranem-233 byly blízké pĜedpokládaným a chování reaktoru bylo zcela stabilní.
V záĜí 1969 bylo do paliva pĜidáno malé množství PuF3, aby mohly být získány též zkušenosti
s chováním plutonia v reaktorech typu MSR.
V prosinci 1969 byly provozní experimenty ukonþeny a MSRE byl definitivnČ
odstaven z provozu z dĤvodu ukonþení financování tohoto projektu.
Po ukonþení projektu MSRE byl v ORNL Ĝešen projekt nazvaný Molten-Salt Breeder
Reactor (MSBR). Jednalo se o návrh energetického množivého reaktoru s tepelným výkonem
2250 MWt a elektrickým výkonem 1000 MWe. Na základČ výborných výsledkĤ dosažených
v závČru projektu MSRE s palivem obsahujícím U-233 byl MSBR navržen jakožto množivý
systém pracující v rámci thorium-uranového palivového cyklu. Navrhované složení palivové
smČsi bylo 71,7 %mol 7LiF, 16 %mol BeF2, 12 %mol ThF4, 0,3 %mol UF4. Pro sekundární
okruh byla navržena tavenina o složení 92 %mol NaBF4, 8 %mol NaF. Moderátorem byl
navrhován stejnČ, jako v pĜípadČ MSRE, grafit, konstrukþním materiálem byl navrhován
modifikovaný Hastelloy-N. Z primárního okruhu mČlo být prĤbČžnČ odvádČno malé množství
cirkulujícího paliva do procesu chemické pĜepracovací technologie, kde mČlo být jednak
separováno protaktinium Pa-233 za úþelem získávání þistého U-233 a následnČ zde mČly být
oddČlovány štČpné produkty reprezentované pĜedevším prvky vzácných zemin – lanthanidy.
Projekt MSBR financovaný Atomic Energy Commission (AEC) byl v ORNL vyvíjen
v letech 1970 až 1976. ORNL pĜedložila v prĤbČhu Ĝešení tohoto projektu AEC koncepþní
6
projekt MSBR a návrh experimentálního programu „Molten-Salt Breeder Experiment“. I pĜes
kladné hodnocení projektu bylo AEC v první polovinČ 70. let rozhodnuto o ukonþení
programu solných reaktorĤ a projekt MSBR byl v roce 1976 definitivnČ skonþen.
3. Palivový cyklus MSRE a MSBR
Projekt MSRE byl zamČĜen pĜedevším na vývoj a ovČĜení vlastního reaktorového
systému a problematika palivového cyklu reaktoru byla tak až druhotnou záležitostí. PĜesto se
tato problematika v prĤbČhu projektu dostávala stále více do centra pozornosti tak, jak se
Ĝešitelé stále více a více zabývali myšlenkami na projekt energetického solného reaktoru,
který vyústil v následující projekt MSBR.
Vedle samotné pĜípravy palivové smČsi pro reaktor MSRE byly Ĝešeny z problematiky
palivového cyklu dvČ oblasti. První oblastí bylo odstraĖování xenonu a kryptonu
z cirkulujícího paliva, druhou oblastí byla výmČna uranu v palivu pĜi zámČnČ uranu-235 za
uran-233.
3.1. Separace xenonu a kryptonu z palivového okruhu MSRE
V prĤbČhu provozu MSRE vznikaly pevné, kapalné a plynné štČpné produkty, z nichž
nČkteré mají charakter významných neutronových jedĤ a bylo tĜeba je proto z palivové smČsi
odstraĖovat. Jednalo se zejména o xenon-135 a izotopy kryptonu (Kr-85 a další), které bylo
tĜeba prĤbČžnČ odstraĖovat z palivové smČsi. Za separaþní metodu pro odstraĖování tČchto
plynĤ bylo zvoleno probublávání soli heliem. Krypton a xenon jsou v taveninČ fluoridových
solí prakticky nerozpustné, v cirkulujícím palivu byly ve formČ drobných bublinek a uvedený
zpĤsob jejich odstraĖování byl prakticky jediný možný. Ze schematického náþrtku aparatur
systému MSRE na obr. 1 je patrné, že He bylo vstĜikováno do cirkulující soli v þerpadle
primárního okruhu. ýerpadlo mČlo v sobČ zabudován systém odtahu plynĤ, kterým byla smČs
helia a vzniklých vzácných plynĤ odvádČna. Náþrt cirkulaþního þerpadla je na obr. 2.
Princip mísení roztavené soli a helia spoþíval v rozstĜikování malého množství soli do
horní þásti þerpadla, kde byla heliová atmosféra a v þásteþné cirkulaci soli v této oblasti. Zde
docházelo k uvolĖování bublinek xenonu a kryptonu z taveniny do proudu helia. Nosné
7
helium s radioaktivními plyny pak bylo vedeno do filtraþního systému s aktivním uhlím, kde
byly krypton a xenon zachycovány a vČtšina helia byla pak vedena zpČt pro opČtovné použití.
Adsorpce na aktivním uhlí nebyla trvalá, zpĤsobovala pouze þasovou prodlevu plynĤ
v kolonČ, dostateþnou k rozpadu Xe-135 a vČtšiny izotopĤ kryptonu s vyjímkou malého
množství izotopu Kr-85, jehož poloþas rozpadu je 10,7 roku (poloþas Xe-135 je 9,1 hodin a
též vČtšina ostatních izotopĤ Kr má poloþasy rozpadu v hodinách, þi minutách). V srpnu 1969
bylo helium doþasnČ nahrazeno argonem, který je ve fluoridové taveninČ daleko ménČ
rozpustný. Výsledky separace xenonu byly v zásadČ shodné jako v pĜípadČ použití helia.
Obr. 1: Schema primárního a sekundárního okruhu MSRE
Obr. 2: ěez cirkulaþním þerpadlem primárního okruhu se zaĜízením na separaci Xe, Kr
8
3.2. Separace ušlechtilých kovĤ z palivového okruhu MSRE
BČhem provozu MSRE bylo zjištČno, že þást štČpných produktĤ, které nevytváĜejí
stabilní fluoridy v prostĜedí fluoridové taveniny, mČla tendenci opouštČt taveninu spoleþnČ se
vzácnými plyny. Jednalo se zejména o niob, molybden, ruthenium, antimon a tellur. Tyto
prvky, které je možno nazvat ušlechtilými kovy, se chovaly jinak, než vČtšina ostatních
štČpných produktĤ reprezentovaná lanthanidy – prvky vzácných zemin, které v prostĜedí
fluoridové taveniny tvoĜí stabilní fluoridy. Ušlechtilé kovy mČly tendenci odtČkávat ze soli a
byly tak strhávány do systému odtahu plynĤ proudícím heliem. Zde se usazovaly ve formČ
radioaktivního prachu na trubkách a filtrech systému odtahu. Jednalo se tak vlastnČ o separaci
tČchto štČpných produktĤ ze systému, která nebyla zprvu vĤbec plánována. Další záchyt
tČchto kovĤ probíhal též na stČnách ze slitiny INOR-8 resp. Hastelloy N a to ve významnČ
vČtší míĜe než na povrchu grafitu v aktivní zónČ.
Klasické pĜepracování paliva, které je možno si pĜedstavovat jako separaci veškerých
štČpným produktĤ a vzniklých transuranových prvkĤ, nebylo souþástí vlastního provozu
MSRE. Vzhledem k tomu, že reaktor mČl ryze experimentální charakter a jeho provoz byl
omezený, staþilo k prĤbČžnému udržování reaktoru v kritickém stavu jeho ovládání
regulaþními orgány, když v prĤbČhu provozu reaktoru byl de-fakto kontinuelnČ aktivnČ
odstraĖován z primárního okruhu hlavní neutronový jed – xenon-135. Problematika on-line
pĜepracování však byla v prĤbČhu MSRE studována intenzivnČ ve vazbČ na pĜípravu
následujícího projektu MSBR a bude diskutována následnČ.
Vzhledem k tomu, že pĜíprava jednotlivých fluoridĤ tvoĜících sĤl primárního a
sekundárního okruhu, a to vþetnČ fluoridu uraniþitého, je bČžnou chemickou, resp.
radiochemickou technologií, není v této zprávČ podrobnČ diskutována. Zvláštní kapitolou,
která však prakticky náleží do oblasti palivového cyklu MSRE, byla výmČna štČpného
materiálu zámČnou uranu-235 za uran-233.
3.3. Extrakce uranu z palivové soli primárního okruhu MSRE
V roce 1968 se uskuteþnila zámČna štČpného materiálu, reprezentovaného do té doby
uranem-235, za do té doby v jaderných reaktorech ještČ nepoužitý uran-233. Smyslem
9
zámČny bylo vyzkoušení a ovČĜení provozu reaktoru s tímto štČpným materiálem, neboĢ na
úspČchu experimentu do znaþné míry závisel osud pĜipravovaného projektu MSBR, jehož
palivový cyklus byl navrhován jakožto thorium – uranový.
Pro odstranČní uranu z fluoridové taveniny primárního okruhu byla zvolena metoda
jeho pĜevedení z formy rozpuštČného UF4 pĜímou fluorací plynným fluorem do formy
plynného UF6. K realizaci tohoto procesu byla sestrojena aparatura, která byla pĜipojena
k palivovému okruhu MSRE. Hlavní þástí fluoraþního zaĜízení (viz obr. 3) byl niklový
fluorátor (obr. 4), ve kterém docházelo pĜi 550 – 600 °C ke styku fluoru s taveninou
obsahující UF4. Vznikající UF6 byl odvádČn z horní þásti fluorátoru. PĜi fluoraci vznikaly
problémy s tvorbou tČkavých fluoridĤ chromu (CrF4 a CrF5), které se následnČ usazovaly
v dalších þástech zaĜízení. Proto byla za fluorátor zaĜazena kolona s tabletami fluoridu
sodného, kde byly fluoridy chromu efektivnČ zachytávány pĜi teplotČ 400 °C. V této kolonČ
byly zachytávány i další štČpné produkty tvoĜící tČkavé fluoridy. Jednalo se zejména o
fluoridy niobu a ruthenia (NbF5 a RuF5). Aby nedocházelo též k zachycování uranu na
fluoridu sodném (pĜedevším ve formČ UF5 . NaF, po disproporcionaci UF6 ve styku s NaF),
byla udržována v sorpþní kolonČ fluorová atmosféra.
Obr. 3: Schema fluoraþní aparatury
10
Obr. 4: Fluoraþní reaktor na separaci uranu z palivové soli
Separace uranu z palivového okruhu MSRE formou jeho pĜevedení na fluorid uranový
pomocí popisovaného fluoraþního zaĜízení byla úplná a celkem bylo touto metodou
odstranČno cca. 220 kg uranu z 4500 kg palivové soli. NáslednČ pak bylo možno pĜikroþit
k naplnČní palivového okruhu novým štČpným materiálem – uranem-233 ve formČ 233UF4.´
3.4. PlnČní primárního okruhu MSRE uranem ve formČ 233UF4 a plutoniem (PuF3)
Postup pĜípravy nového štČpného materiálu a plnČní palivového okruhu tímto
materiálem nebyly jednoduché. Všechny pĜípravné práce probíhaly v horkých komorách,
neboĢ uran-233 obsahoval malé množství vysoce radioaktivního U-232 (max. 200 ppm).
Uran-233 byl získán z „Thorium Uranium Recycle Facility“ ve formČ diuranátu
amonného. Jeho tepelným rozkladem byl pĜipraven UO3, tento následnČ zredukován vodíkem
11
na UO2, který byl hydrofluoraþní reakcí bezvodým HF pĜeveden na UF4. Fluorid uraniþitý byl
poté smísen s 7LiF v pomČru odpovídajícím vzniku eutektické smČsi LiF – UF4 (73 – 27
%mol, b.t. 842 °C). SmČs byla vyhĜáta nad 850 °C, aby došlo ke vzniku taveniny a byly jí
naplnČny niklové kapsle se zirkoniovým uzávČrem, každá o obsahu buć 155 g eutektika nebo
96 g uranu. Celkem bylo takto pĜipraveno 39 kg uranové smČsi, která obsahovala 35,6 kg
233
U, tj. obsah izotopu uranu-233 byl cca. 91,4 %.
Vlastní plnČní palivového okruhu uranem-233 probíhalo postupným rozpouštČním
tČchto kapslí v taveninČ primárního okruhu MSRE. Stejným zpĤsobem bylo v záĜí 1969
pĜidáno do palivového okruhu 184 g plutonia ve formČ PuF3, aby mohlo být studováno
chování MSRE i s tímto transuranem. Vzhledem k tomu, že z období provozu reaktoru
s uranovým palivem na bázi U-235 bylo v palivové soli již plutonium obsaženo, bylo, po
tomto doplnČní, celkové množství plutonia v primárním okruhu asi 500 g.
3.5. Palivový cyklus MSBR
Projekt Molten-Salt Breeder Reactor (MSBR), který formálnČ probíhal v letech 1970 –
76, byl de-facto zahájen již v období projektu MSRE, neboĢ Ĝešitelé v té dobČ pĜedpokládali,
že MSBR povede ke skuteþné realizaci prototypového energetického reaktoru.
Experimentální práce, též z oblasti chemie a chemické technologie palivového cyklu MSTR,
tak probíhaly již v šedesátých letech. Nakonec však byl projekt MSBR pĜedevším projektem
teoreticko – koncepþním, jehož hlavním výsledkem byla projektová studie solného
množivého reaktoru na bázi thorium – uranového cyklu s on-line pĜepracováním (Program
Plan for Development of Molten-Salt Breeder Reactors, ORNL December 1974). ěešitelĤm
projektu bylo zĜejmé, že souþástí energetického MSBR musí by kontinuální (on-line)
pĜepracování paliva a že bez zvládnutí této technologie nemĤže být funkþní MSBR logicky
navrhován. Experimentální výzkumný program, týkající se Ĝešení palivového cyklu MSBR a
vývoje jednotlivých technologických operací tak probíhal v chemické divizi ORNL již od
poloviny 60. let. Výsledkem prací byl návrh palivového cyklu MSBR založený na principu
kontinuálního on-line pĜepracování, jehož hlavním smyslem byla separace protaktinia za
úþelem získání nového štČpného uranu-233 a odstranČní štČpných produktĤ – pĜedevším
prvkĤ vzácných zemin (lanthanidĤ) z cirkulujícího paliva.
12
Hlavní principy chemické technologie navrhovaného procesu jsou založeny na
separaci protaktinia a štČpných produktĤ z taveniny primárního okruhu selektivní redukþní
extrakcí do kapalného vizmutu metodou mnohastupĖové protiproudé extrakce. Schematické
znázornČní celého navrhovaného procesu je na obr. 5.
Obr. 5: Zjednodušené schema palivového cyklu reaktoru MSBR s on-line pĜepracováním
Princip technologie je založen na vlastnostech kapalného vizmutu (b.t. 271 °C), který
je nemísitelný s taveninami fluoridĤ, chloridĤ a bromidĤ. Též parciální tlak kapalného
vizmutu je v rozmezí uvažovaných pracovních teplot 500 až 700 °C jen nepatrný a
rozpustnost lithia, uranu, thoria, protaktinia a prvkĤ vzácných zemin je v nČm dostateþná pro
jeho aplikaci jakožto extrakþního þinidla.
Princip redukþní extrakce látek mezi fázemi reprezentovanými roztavenou solí a
kapalným kovem lze vyjádĜit následující obecnou rovnicí
MXn + nLi (Bi) l M (Bi) + nLiX ,
13
kde halogenid kovu MXn v solné fázi je redukován lithiem rozpuštČným ve fázi kapalného
vizmutu za produkce kovu M ve fázi kapalného vizmutu a halogenidu lithia ve fázi roztavené
soli. Oxidaþní stupeĖ kovu je n, X pĜedstavuje fluor, chlor nebo brom. Distribuþní koeficient
DM pak lze definovat jako podíl molárních zlomkĤ kovu ve fázi kapalného vizmutu a
molárního zlomku halogenidu kovu ve fázi roztavené soli.
DM
XM
X MX n
Za tČchto podmínek je logaritmus distribuþních koeficientĤ kovu M lineárnČ závislý
na logaritmu koncentrace lithia ve vizmutu a vzniklá pĜímka má smČrnici n. Rovnici lze
zapsat jako
log DM = n . log XLi + log KM ,
kde veliþina KM je závislá pouze na teplotČ.
Extrahovatelnost jedné složky od druhé je pak definována separaþním faktorem D,
který je vzájemným pomČrem distribuþních koeficientĤ tČchto složek. Separace složek je pak
tím lepší, þím více se liší jejich separaþní faktor od jedné. Na obr. 6 je závislost distribuþních
koeficientĤ vybraných složek na molární koncentraci Li ve vizmutu pro palivovou sĤl o
složení 72 % LiF, 16 % BeF2, 12 % ThF4 pĜi teplotČ 640 °C. Z obr. je patrné, že separaþní
faktor Pa / Th je pĜibližnČ 1200, což ukazuje, že protaktinium, stejnČ, jako uran a zirkonium,
lze ze soli obsahující ThF4 snadno vyextrahovat. Na tomto principu pak byl navržen separaþní
proces pro protaktinium. Separaþní faktory mezi vzácnými zeminami a thoriem jsou však
blízké jedné (1,2 – 3,5), což svČdþí o tom, že selektivita extrakce vzácných zemin od thoria
bude nízká a separace obtížná. Jedinou možností dosažení celkového vyššího separaþního
faktoru je pak mnohostupĖový extrakþní proces s velkým pomČrem toku mezi solí a kapalným
kovem ve velkém zaĜízení umožĖujícím vysoký refluxní pomČr thoria a vzácných zemin na
koncích extrakþní kaskády. Z tohoto dĤvodu byl hledán systém, který by byl schopen
selektivnČji dČlit thorium a vzácné zeminy. Zvolen byl extrakþní systém mezi kapalným
vizmutem a taveninou chloridu lithného. Závislost distribuþních koeficientĤ vybraných
aktinidĤ a štČpných produktĤ pro tuto sĤl pĜi 640 °C je na obr. 7.
14
Obr. 6: Závislost distribuþních koeficientĤ mezi roztavenou palivovou solí a kapalným Bi
Obr. 7: Závislost distribuþních koeficientĤ mezi roztavenou solí LiCl a kapalným Bi
15
Z údajĤ na obr. 7 lze vyvodit, že vzácné zeminy je možno v tomto systému selektivnČ
dČlit od thoria. Dále lze v tomto systému rozþlenit vzácné zeminy a aktinidy do tĜí skupin:
prvou skupinu tvoĜí dvojmocné prvky vzácných zemin a prvky alkalických zemin, které se od
thoria dČlí ochotnČ se separaþními faktory okolo 108, trojmocné vzácné zeminy tvoĜí druhou
skupinu, jejíž separaþní faktory od Th jsou okolo 104, tĜetí skupinu tvoĜí þtyĜmocné Pa, Th a
též U (v tomto systému trojmocný), která je v tomto systému vzájemnČ témČĜ neoddČlitelná.
PĜi studiu tohoto systému bylo též zjištČno, že distribuþní koeficient pro thorium se
snižuje výraznČ pĜi kontaminaci LiCl fluoridy, na separaci vzácných zemin však nemČla
kontaminace chloridu lithného fluoridy významný vliv. Proces separace vzácných zemin
založený na výše popisovaném systému je znázornČn na obr. 8.
Obr. 8: Schema procesu separace prvkĤ vzácných zemin od thoria
16
Separace protaktinia byla založena na již popisovaném extrakþním systému mezi
fluoridovou palivovou taveninou a kapalným vizmutem obsahujícím redukþní þinidlo –
lithium. Vlastní separaci protaktinia pĜedcházela separace uranu, kterého je v palivové smČsi
ĜádovČ více, aby bylo ušetĜeno redukþní þinidlo. Uran byl separován formou pĜevedení UF4
z taveniny na plynný UF6 metodou fluorace plynným fluorem. Protaktinium bylo nejprve
redukþní extrakcí vyextrahováno do vizmutu, následnČ hydrofluorací pĜevedeno opČt do
fluoridové soli, odkud byl po rozpadu 233Pa na 233U (pol. rozpadu 233Pa je 27 dnĤ) fluorací
získán 233UF6. Schematické znázornČní procesu je na obr. 9.
Obr. 9: Schema separace Pa z palivové smČsi MSBR procesem fluorace a redukþní extrakce
Podrobné schema celého separaþního procesu kontinuelního on-line pĜepracování
paliva reaktoru MSBR je na obr. 10. Pro navrhovaný reaktor 1000 MWe byla uvažována
kapacita pĜepracování 56 cm3 soli za sekundu, což odpovídá pĜepracování veškerého objemu
palivového (primárního) okruhu v prĤbČhu 10 dnĤ. Systém odstraĖování kryptonu, xenonu a
ušlechtilých kovĤ zmiĖovaný v kapitole 3.2. není ve schematu naznaþen, neboĢ bylo stejnČ,
jako v pĜípadČ MSRE, plánováno jeho umístČní pĜímo jako souþást primárního palivového
okruhu v cirkulaþních þerpadlech.
17
Obr. 10: Podrobné schema procesu on-line pĜepracování paliva MSBR
Vzhledem k tomu, že ani projekt MSRE nezahrnoval skuteþný provoz MSR v thorium
– uranovém cyklu, nebyl palivový cyklus MSBR nikdy jako celek otestován a separaþní
procesy navrhované pro MSBR tak byly ovČĜeny pouze þásteþnČ. PĜedevším nemohl být
ovČĜen kontinuelní dlouhodobý zpĤsob pĜepracování a nemohly být tak získány informace,
zda navrhované procesy lze efektivnČ, ekonomicky a spolehlivČ provozovat spoleþnČ
s provozem vlastního reaktoru. PĜedevším systém extrakce do kapalného vizmutu vyžadoval
intenzívní inženýrský výzkum, neboĢ na jeho funkþnosti stál prakticky celý postup
pĜepracování. S ohledem na ukonþení projektu MSBR nebyla však uvedená problematika již
nikdy dále komplexnČ experimentálnČ studována.
I pĜes tyto urþité nejistoty v návrhu separaþní technologie je nutno konstatovat, že
proces on-line pĜepracování paliva MSBR navržený v Oak Ridge National Laboratory
v sedmdesátých letech je technologií, která i v souþasnČ dobČ pĜedstavuje referenþní proces
pro nyní uvažované systémy se solnými reaktory navrhovanými buć jakožto transmutory
plutonia a minoritních aktinidĤ, nebo jakožto energetické vysokoteplotní reaktory ze skupiny
Generation IV provozované v thorium – uranovém cyklu a uvažované pro spoleþnou produkci
elektrické energie a vodíku.
18
4. Projekty MSR – Generation IV, MSTR – SPHINX, MSR – AMSTER
V souþasné dobČ je technologie solných reaktorĤ považována za perspektivní
technologii pro tzv. pokroþilé reaktorové systémy, jejichž nasazením by mČly být odstranČny
nČkteré nedostatky souþasných reaktorových systémĤ. Hlavním kriteriem vývoje tČchto
systémĤ je kriterium udržitelného rozvoje bezpeþné, spolehlivé a konkurence schopné jaderné
energetiky, kam je možno, vedle jaderné produkce elektrické energie a tepla technologiemi s
minimalizovaným dopadem na životní prostĜedí, zaĜadit též jaderné technologie, jejichž
úkolem je též minimalizování negativních dopadĤ souþasné jaderné energetiky na životní
prostĜedí. V tomto druhém pĜípadČ se jedná pĜedevším o technologie jaderných transmutorĤ.
V souþasnosti existují prakticky pouze tĜi ucelenČjší studie solných reaktorĤ, které lze
považovat za základ dalšího vývoje tČchto systémĤ. Jedná se o projekt „Molten Salt Reactor
System“ mezinárodního fóra „Generation IV – Nuclear Energy Systems for the Future“, které
pod vedením USA sdružuje též Argentinu, Velkou Britanii, Brazílii, Kanadu, Francii,
Japonsko, Jižní Afriku, Korejskou republiku a Švýcarsko, dále se jedná o þeský projekt
energetického solného transmutoru SPHINX – „Spent Hot fuel Incineration by Neutron fluX“
a konþnČ o projekt Electricité de France s názvem AMSTER – Actinide Molten Salt
TransmutER“. ěešitelské kolektivy projektĤ SPHINX a AMSTER se dohodly na spolupráci
na bázi projektu EC/EURATOM s názvem MOST, a tak se v souþasné dobČ oba tyto projekty
vyvíjejí do znaþné míry spoleþnČ.
4.1. Projekt MSR – Generation IV
Projekt solného reaktoru MSR je v aktivitách Generation IV zaĜazen mezi vývoj tzv.
neklasických systémĤ. Jeho hlavní rysy lze shrnout následovnČ: Reaktor typu MSR
s epitermálním nebo termálním neutronovým spektrem a uzavĜeným palivovým cyklem
navrhovaný pro spalování plutonia a minoritních aktinidĤ, pĜípadnČ obdobný systém pracující
v thorium – uranovém cyklu. Hlavními složkami nosné palivové soli jsou fluoridy sodíku a
zirkonia pro systém spalující aktinidy, nebo fluoridy lithia-7 a berylia pro ryze energetický
MSR s thorium – uranovým(233) palivem. Referenþní reaktor vychází z projektu MSBR
s tím, že se poþítá, že výstupní teplota palivové soli bude díky vývoji konstrukþních materiálĤ
19
až 850 °C a reaktor tak bude možno používat nejen k výrobČ elektrické energie, ale též
k výrobČ vodíku, napĜíklad rozkladem vody.
Palivový cyklus je v projektu MSR – Generation IV zatím diskutován jen povrchnČ,
vychází se z projektu MSBR a je zdĤrazĖováno, že pĜedevším vývoj on-line pĜepracování
bude jednou z nejdĤležitČjších oblastí vývoje celé technologie. Velká dĤležitost je pĜitom
kladena na souþasný a budoucí rozvoj pyrochemických separaþních technologií. Základní
schema reaktorového systému MSR – Generation IV je na obr. 11.
Obr. 11: Molten Salt Reactor – Generation IV
20
4.2. Projekt MSTR – SPHINX a MSR – AMSTER
Projekt solného transmutaþního reaktoru MSTR (Molten Salt Transmutation Reactor)
s názvem SPHINX je navrhován a vyvíjen konsorciem þeských výzkumných organizací a
firem. Jedná se o energetický solný transmutaþní reaktorový systém navrhovaný s ohledem na
podmínky ýeské republiky a elektrárenské spoleþnosti ýEZ a.s., která provozuje tlakovodní
reaktory VVER 440 a VVER 1000. Systém by však obecnČ mČl vyhovovat všem
elektrárenským spoleþnostem, které provozují tlakovodní reaktory s uranovým palivem a
otevĜeným palivovým cyklem bez pĜepracování a které mají zájem na transmutaci jejich
vyhoĜelého paliva.
Vybrané hlavní charakteristiky MSTR – SPHINX jsou následující:
Tepelný výkon reaktoru
1215 MWth
Elektrický výkon
486 MWe
PrĤmČr / výška aktivní zóny
160 cm / 320 cm
Neutronový tok
1015 cm-2.s-1
Objem aktivní zóny
25,7 m3
Objem primárního okruhu
39,7 m3
PrĤmČrná teplota soli v zónČ
(úþinnost výroby el. energie = 40%)
650 °C
Celková hmotnost palivové soli v primárním okruhu
80.798 kg
Hmotnost palivové soli v aktivní zónČ
52.334 kg
Hmotnost aktinidĤ v aktivní zónČ / v primárním okruhu
2339 kg / 3600 kg
Hmotnost štČpných produktĤ v akt. zónČ
112 kg
(rovn. stav)
(rovn. stav)
Složení aktinidĤ v palivu reaktoru (U / Np / Pu / Am / Cm) 16 / 55 / 2609 / 270 / 649 [kg]
Složení nosné soli primárního okruhu
35 % 7LiF, 38 % BeF2, 27 % NaF (mol %)
Koncentrace aktinidĤ v soli primárního (palivového) okruhu
0,75 %mol
Množství pĜepracovaného paliva za den
269 kg
Uvažované ztráty aktinidĤ pĜi pĜepracování
0,1 %
Uvažovaná perioda pĜepracování paliva
300 dnĤ
Tento transmutaþní reaktor odpovídá pĜibližnČ svým výkonem roþní produkci plutonia
a minoritních aktinidĤ þtyĜ reaktorĤ VVER 440, což znamená, že provoz dvou takovýchto
transmutorĤ s pĜibližnČ stejnou životností jako mají mít elektrárny EDU a ETE by mohl
postupnČ spálit veškerou produkci transuranĤ tČchto našich souþasných jaderných elektráren.
21
Projekt MSR – AMSTER vyvíjený Electricité de France je svým pojetím blízký
projektu MSBR. Hlavním cílem projektu je vývoj energetického solného reaktoru s thorium –
uranovým palivovým cyklem, díky kterému by byly pĜekonány oþekávané budoucí problémy
nedostatku štČpného uranu-235 na konci tohoto století a souþasnČ by tento reaktor, pracující
jakožto tzv. self-transmuter, prakticky neprodukoval ve svých radioaktivních odpadech
problematické alfa-aktinidy.
Základní údaje MSR - AMSTER jsou prakticky shodné s MSBR.
4.3. Technologie palivových cyklĤ MSTR – SPHINX a MSR – AMSTER
Na základČ výsledkĤ výzkumných prací z 80. a 90. let a na základČ souþasných
výzkumných aktivit v ÚJV ěež a.s. a spolupráce na mezinárodních projektech
EC/EURATOM „PYROREP“ a „MOST“ jsou v souþasné dobČ navrhovány ponČkud jiné
technologie pro palivové cykly reaktorĤ SPHINX a AMSTER, než ty, které by pouze
vycházely z výsledĤ výzkumných programĤ MSRE a MSBR. Je to dáno pĜedevším
souþasným vývojem pyrochemických a pyrometalurgických separaþních technologií, které
v poslední dobČ prodČlávají pomČrnČ znaþný rozvoj. Pro oba solné systémy, SPHINX a
AMSTER, platí odlišnosti v oblasti zaþátku jejich palivového cyklu (tzv. Front-end) dané
odlišností zdroje paliva pro každý z tČchto systémĤ a naopak významná shoda v oblasti konce
jejich palivového cyklu (tzv. Back-end), kde pro oba systémy lze použít velmi podobné
technologie on-line pĜepracování paliva.
Základní technologie pĜípravy paliva (Front-end) pro MSTR –SPHINX vycházejí ze
zkušeností þeských pracovišĢ s vývojem fluoridových separaþních technologií. Je navrhována
kombinace technologie Frakþní destilace fluoridĤ (Fluoride volatility method) a technologie
elektrochemické separace z prostĜedí fluoridové taveniny. Základní navrhované schema
palivového cyklu MSTR – SPHINX je znázornČno na obr. 12. Hlavní výhodou použití
procesu frakþní destilace fluoridĤ, ve srovnání s použitím hydrometalurgických technologií,
by mČlo být, vedle oddČlení uranové složky z vyhoĜelého paliva, souþasné pĜevedení
vyhoĜelého oxidického paliva do formy fluoridĤ, tj. do chemické formy paliva MSTR. Oba
procesy – frakþní destilace fluoridĤ i elektroseparaþní technologie jsou v souþasné dobČ
22
vyvíjeny v Ústavu jaderného výzkumu ěež a.s. v rámci zakázek SÚRAO a projektu MPO
„Centrum jaderných technologií“.
Obr. 12: Navrhované schema palivového cyklu MSTR – SPHINX
Vedle využití pouze pyrochemických technologií pĜepracování vyhoĜelého paliva
z lehkovodních reaktorĤ a jeho úpravy do formy vhodné pro transmutaþní reaktor tak, jak je
znázornČno na schématu na obr. 12, pĜichází v úvahu pro tzv. „Front-end“ palivového cyklu
reaktoru typu MSTR také využití hydrometalurgických technologií.
Hydrometalurgické technologie, známé též jako vodné separaþní technologie jsou
v souþasné dobČ jedinými separaþními technologiemi v rámci palivového cyklu lehkovodních
reaktorĤ, které dosáhly prĤmyslového mČĜítka. Jedná se pĜedevším o extrakþní proces
PUREX, využívající extrakþních schopností tributylfosfátu. Procesem PUREX lze
z dusiþnanových roztokĤ extrahovat uran a plutonium v prĤmyslovém mČĜítku s úþinností
vyšší než 99,9 %. Tzv. vylepšený proces PUREX (Improved PUREX) je dále schopen
separovat ještČ s vysokou úþinností také neptunium, technecium a jod. Americium a curium
zĤstávají sice spoleþnČ s ostatními štČpnými produkty v tzv. vysoce aktivním rafinátu, jejich
separace od lanthanidĤ – hlavní složky štČpných produktĤ je však pĜedmČtem intenzivního
vývoje. Pro tuto separaci jsou navrhovány pokroþilé hydrometalurgické technologie
DIAMEX a SANEX.
23
Proces DIAMEX, kde jsou jakožto extrakþní þinidla využívány malonamidy, je
vhodný pro koextrakci americia, curia a trojmocných lanthanidĤ z vysoceaktivního rafinátu.
Procesem SANEX pak lze oddČlit americium a curium od trojmocných lanthanidĤ. Tato
technologie je založena na užití synergické smČsi dusiþnanových polydenditických ligandĤ a
dithiofosforeþné kyseliny.
Vzhledem k tomu, že všechny uvedené hydrometalurgické technologie využívají
prostĜedí dusiþnanových roztokĤ, pĜed závČreþnou úpravou transuranĤ do formy kapalného
paliva vhodného pro reaktor typu MSTR bude v tomto pĜípadČ nezbytná konverze dusiþnanĤ
na fluoridy. Tento proces v pĜípadČ užití pyrochemické frakþní destilace fluoridĤ pochopitelnČ
odpadá.
Možné schéma palivového cyklu solného transmutoru typu MSTR se vstupní úpravou
paliva pomocí hydrometalurgických technologií je na obr. 13.
Obr. 13: Schema palivového cyklu MSTR založené na využití hydrometalurgických
technologií ve vstupní þásti palivového cyklu
Výroba fluoridu thoriþitého pro pĜípravu paliva MSR – AMSTER je v zásadČ známou
technologií, která je mezistupnČm pĜi výrobČ kovového thoria. ThF4 pro palivo solného
reaktoru musí být, stejnČ jako pro pĜípravu kovového Th, zcela bezvodý a beze stop kyslíku.
24
Existuje jediný zpĤsob pĜípravy, jak je možno takovýto ThF4 pĜipravit, a to hydrofluorací
oxidu thoriþitého bezvodým fluorovodíkem. Proces je obvykle uskuteþĖován v sérii
hydrofluoraþních reaktorĤ pĜi postupnČ se snižujících teplotách jednotlivých reaktorĤ od 566
°C do 260 °C. Tento zpĤsob pĜípravy ThF4 byl také ovČĜen v ÚJV ěež a.s. Základní schema
palivového cyklu MSR – AMSTER je na obr. 14.
Obr. 14: Palivový cyklus MSR – AMSTER pracujícího v thorium – uranovém cyklu
Obecný princip on-line pĜepracování reaktorĤ typu MSTR / MSR vychází
z pĜedpokladu, že z cirkulující palivové soli primárního okruhu je prĤbČžnČ odebíráno jen
malé množství paliva do separaþní technologie, kde je hlavním úkolem oddČlení štČpných
produktĤ od aktinidĤ, které jsou následnČ vraceny zpČt do primárního okruhu.PĜitom
základním separaþním kriteriem je dosažení vysoké úþinnosti odseparování aktinidĤ z proudu
štČpných produktĤ, který tvoĜí radioaktivní odpad, pĜiþemž aktinidy navracené do palivového
(primárního) okruhu však nemusí být od štČpných produktĤ zcela vyþištČny. Schema
znázorĖující hlavní princip on-line pĜepracování je na obr. 15.
25
Obr. 15: Princip on-line pĜepracování paliva reaktorĤ MSTR / MSR
Na základČ souþasných znalostí byla na pracovišti ÚJV ěež a.s. navržena základní
technologická schemata kontinuelního on-line pĜepracování pro MSTR – SPHINX i pro MSR
– AMSTER. Schemata jsou znázornČna na obr. 16 a 17.
Obr. 16: Schema technologie on-line pĜepracování pro MSTR – SPHINX
26
Obr. 17: Schema technologie pĜepracování pro MSR – AMSTER
Vedle již popisované technologie odstraĖování vzácných plynĤ probubláváním heliem
je princip navrhované technologie on-line pĜepracování pro SPHINX i AMSTER založen na
kombinaci redukþní extrakce do kapalného kovu a elektrochemické selektivní separace,
založené na metodČ anodického rozpouštČní. V prvním kroku se poþítá, že aktinidy obsažené
v nosné taveninČ primárního okruhu budou redukþnČ extrahovány do kapalného kovu (kadmia
pĜípadnČ vizmutu) spoleþnČ se všemi štČpnými produkty. Lithium, obsažené v kapalném
kovu, zde má funkci redukþního þinidla. Proces bude probíhat v kaskádČ extrakþních
kontaktorĤ. NáslednČ bude kapalný kov s rozpuštČnými aktinidy a štČpnými produkty
podroben elektroseparaþnímu procesu. Metodou anodického rozpouštČní budou selektivnČ
separovány jednotlivé skupiny elementĤ. Kapalný kov je pĜi této metodČ zapojen jako anoda a
jednotlivé skupiny prvkĤ jsou pak selektivnČ rozpouštČny a transportovány fluoridovou
taveninou k výmČnné katodČ na základČ postupnČ se zvyšujícího pĜivádČného elektrického
potenciálu. Pro tento systém je navrhována nosná fluoridová tavenina LiF – CaF2, která se
vyznaþuje lepšími termodynamickými vlastnostmi než LiF – BeF2. Tavenina obsahující
fluorid berylnatý by totiž díky termodynamickým vlastnostem BeF2 za podmínek anodického
rozpouštČní podléhala vlastnímu rozkladu. Koneþnou operací navrhované separaþní
27
technologie je pak rozpuštČní kovových aktinidĤ bezvodým HF a pĜíprava palivové smČsi,
resp. úprava štČpných produktĤ do formy vhodné pro jejich fixaci jakožto radioaktivních
odpadĤ.
5. PĜedpokládané úþinnosti jednotlivých separaþních technologií
palivových cyklĤ MSTR / MSR
Ztráty aktinidĤ v prĤbČhu palivového cyklu mohou hrát významnou roli pĜi výbČru
vhodné technologie pro pĜepracování paliva v rámci palivového cyklu MSTR / MSR. Zatímco
hydrometalurgický proces PUREX je široce prĤmyslovČ používán, vČtšina pokroþilých
hydrometalurgických i pyrochemických, þi pyrometalurgických procesĤ je stále ve stadiu
laboratorního nebo poloprovozního výzkumu. Urþitou výjimkou je technologie Frakþní
destilace fluoridĤ, která byla do urþité míry poloprovoznČ ovČĜena pro pĜepracování paliva
rychlých reaktorĤ ve Francii a v Rusku v druhé polovinČ minulého století. Z tohoto dĤvodu je
odhad urþení dosažitelných úþinností separaþních technologií pro jednotlivé chemické prvky
v souþasné dobČ ponČkud problematický. Výjimkou je pouze technologie PUREX a do jisté
míry ještČ proces Frakþní destilace fluoridĤ. Pro prĤmyslové aplikace separaþních technologií
by ztráty aktinidĤ v prĤbČhu procesu nemČly pĜesahovat 0,1 %.
V následujících tabulkách jsou uvedeny pĜedpokládané separaþní úþinnosti
jednotlivých technologií.
PUREX (Improved PUREX):
Chemický prvek
U
Pu
Np
Tc
I
Am, Cm
Úþinnost procesu (%)
99.9
99.9
95 - 99
a99
99.9
individuálnČ neseparovatelné
(ve vysoce aktivním rafinátu
spoleþnČ s vČtšinou štČpných produktĤ)
28
Pokroþilé hydrometalurgické metody (DIAMEX, SANEX):
Chemický prvek Oþekávaná separaþní úþinnost (%)
Am
99.9*
Cm
99.9*
Cs
99.9
* < než 2% kontaminace Ln(III)
Frakþní destilace fluoridĤ:
Chemický prvek
U
Pu
Np
Nb, Ru
Am,Cm
Oþekávaná separaþní úþinnost (%)
95 – 99.5
a98 – 99.5
a60 - 70
a95 – 99
individuálnČ neseparovatelné
(ve skupinČ netČkavých fluoridĤ)
ŠP tvoĜící pevné fluoridy
individuálnČ neseparovatelné
(ve skupinČ netČkavých fluoridĤ)
Separaþní procesy z prostĜedí roztavených solí:
Pokroþilé pyrometalurgické technologie jsou v souþasné dobČ ve fázi intenzivního vývoje,
kdy byly dosud stanoveny pouze separaþní faktory jednotlivých binárních modelových smČsí
lanthanidĤ a aktinidĤ.
6. Vliv palivového cyklu solných reaktorĤ na nakládání s radioaktivními
odpady
PĜestože neexistuje žádná detailní studie možného vlivu palivového cyklu reaktorĤ
MSR / MSTR na nakládání s radioaktivními odpady, nČkteré obecné dopady tČchto cyklĤ lze
posoudit.
Vliv procesu PUREX na tvorbu radioaktivních odpadĤ je znám. Hlavní pozornost je
vČnována vitrifikaci vysoce aktivních odpadĤ do skelných matric. Proces je vyvinut pro
spoleþnou vitrifikaci minoritních aktinidĤ a štČpných produktĤ obsažených ve vysoce
aktivním rafinátu. Pro procesy DIAMEX a SANEX tak bude možno tuto technologii po
29
vhodné úpravČ zjevnČ taktéž použít. Navíc malonamidy používané v technologii DIAMEX a
extrakþní þinidla technologie SANEX odpovídají tzv. CHON principu, kdy extraktanty jsou
plnČ spalitelné.
Hlavní složkou odpadĤ z Frakþní destilace fluoridĤ je nČkolik typĤ pevných sorbentĤ
(NaF, MgF2, Al2O3 atd.) kontaminovaných štČpnými produkty. Fixace tČchto pevných
produktĤ by mČla být možná metodou vitrifikace do keramické matrice.
Lanthanidy rozpuštČné v chloridových taveninách, užívaných v procesech extrakce
kapalnými kovy z prostĜedí roztavených solí, by mohly být fixovány do sodalitových matric,
kapalné kovy pak lze þistit pomocí destilaþních procesĤ. Vitrifikace do fluoridových skel se
pak jeví jako nadČjná technologie pro fixaci lanthanidový koncentrátĤ z chloridových tavenin.
Xenon a krypton, odstraĖované z primárního okruhu solných reaktorĤ pomocí
probublávání heliem, þi argonem, lze separovat pomocí vymrazování. S ohledem na pomČrnČ
krátké poloþasy rozpadu vČtšiny radioaktivních izotopĤ tČchto plynných štČpných produktĤ by
jako nejvhodnČjší metoda jejich likvidace bylo skladování do doby úplného radioaktivního
rozpadu tČchto izotopĤ.
Bez ohledu na to, že prakticky všechny výše uvedené odpadové technologie musí být
dále vyvíjeny a studovány, nemČly by být tyto procesy zásadní pĜekážkou budoucího rozvoje
technologií solných reaktorĤ.
7. ZávČr
Tato závČreþná zpráva vychází z dílþích zpráv této zakázky z listopadu 2002 a
z þervence 2002. Zpráva vedle kritického posouzení technologií palivového cyklu MSRE a
MSBR a návrhu a popisu palivového cyklu reaktorĤ MSTR – SPHINX a MSR – AMSTER
obsahuje též posouzení tČchto technologií z hlediska jejich vlivu na tvorbu radioaktovních
odpadĤ.
30
Na základČ dosavadního vývoje obou tČchto projektĤ (SPHINX a AMSTER) lze pro
oblast palivového cyklu pĜijmout následující závČry:
x Jak pyrochemické / pyrometalurgické, tak, za jistých podmínek, i
hydrometalurgické metody pĜepracování by mohly být použity pro vstupní
(Front-end) pĜípravu transuranového paliva MSTR
x Elektroseparaþní procesy, procesy extrakce roztavenými kovy ze solné
taveniny nebo jejich vhodná kombinace pĜedstavují nejnadČjnČjší separaþní
technologie pro tzv. „on-line“ pĜepracování paliva MSR / MSTR
x Nakládání s radioaktivními odpady v rámci palivového cyklu solných reaktorĤ
pĜedstavuje sice nároþný, ale Ĝešitelný problém technologie MSR / MSTR.
Na základČ dosažené úrovnČ výzkumu a vývoje v oblasti palivového cyklu reaktorĤ
MSR / MSTR lze doporuþit následující oblasti výzkumu a vývoje v nejbližší budoucnosti:
x Extrakce kapalnými kovy z prostĜedí solných tavenin
x Elektroseparaþní procesy
x Frakþní destilace fluoridĤ
x Proces extrakce vzácných plynĤ probubláváním roztavené soli heliem
Vedle dalšího vývoje uvedených pyrochemických a pyrometalurgických technologií
lze oþekávat též vývoj pokroþilých hydrometalurgických technologií podporovaný pĜedevším
státy provozujícími technologii PUREX. I tyto pokroþilé hydrometalurgické procesy by
mohly, za urþitých podmínek, být použitelné v kombinaci s pyrometalurgickými procesy pro
palivový cyklus MSTR.
31
8. Literatura
Zpráva byla zpracována pĜedevším na základČ literatury, uvedené v první prĤbČžné zprávČ
této zakázky (listopad 2002). Hlavními zdroji pak byly následující reporty a publikace:
1.
ORNL Molten salt reactor program, semi-annual progress reports No. 3708 (1964),
3812 (1965), 3872 (1965), 3936 (1966), 4344 (1968), 4396 (1969), 4622 (1970),
5078 (1975), 5132 (1976)
2.
ORNL report No. 4541 (1971), Conceptual design study of a single fluid molten
salt breeder reactor
3.
M, W. Rosenthal et al., Recent progress in molten-salt reactor development,
Atomic Energy Review, Vol. 9, No. 3
4.
Actinide and Fission Products Partitioning and Transmutation, OECD/NEA, 1999
5.
Actinide Separation Chemistry in Nuclear Waste Streams and Materials,
OECD/NEA, 1997
6.
Proceedings of OECD/NEA 7th Information Exchange Meeting “Actinide and
Fission Product Partitioning & Transmutation, Jeju, Republic of Korea, October
14-16, 2002
7.
B. Guillaume, F. Wehrey, R. Ayache, The control of neptunium in the PUREX
process, Int. Conf. on nuclear fuel reprocessing and waste management, Paris
(France), 23-28 August 1987, CEA-CONF-9304
8.
G. U Uchiyama, S. Fujine, S. Hotoku, M. Maeda, New separation process for
neptunium, plutonium, and uranium using butyraldehydes as reductants in
reprocessing, Nucl. Technology 102 (1993) p. 341
9.
Y. Morita, J.P. Gl Glatz, M. Kubota, L. Koch, G. Pagliosa, K. Roemer, A. Nicholl,
Actinide partitioning from HLW in a continuous DIDPA extraction process by
means of centrifugal extractor, Solv. Extr. Ion Exch., 14 (1996), pp. 385-400
10.
C. Madic et. al., Actinide partitioning from high-level liquid waste using the
DIAMEX process, The Fourth Int. Conf. Nucl. Fuel Reprocessing Waste
Management - RECOD 94, Procedings, London, UK, 24 - 28 April, 1994
11.
G. Modolo, R. Odoj, Synergistic selective extraction of actinides(III) over
lanthanides from nitric acid using new aromatic diorganyldithiophosphinic acids
and neutral organophosphorous compounds, Solvent Extr. Ion Exch. 17 (1) (1999),
pp. 33-53
12.
EC/EURATOM, EUR 19149 EN (2000), “New partitioning techniques for minor
actinides
13.
Papers and materials presented within “Cluster Partitioning” of the 5th FWP
EC/EURATOM (see a note at page 33)
14.
A. A. Jonke, Reprocessing of nuclear reactor fuels by processes based on
volatilization, fractional distillation, and selective adsorption, Atomic Energy
Review (1965), Vol. 3, No.1
32
15.
J. J. Schmets, Reprocessing of spent nuclear fuels by fluoride volatility processes,
Atomic Energy Review (1970), Vol. 8, No.1
16.
M. Bourgeois, B. Cochet-Muchy, Applications des proprietes des fluorures dans le
cycle des combustibles nucleaires, Bulletin d’Informations Scientifiques et
Techniques 1971, 161, 41-50
17.
M. Bourgeois, Installations pour l’etude du traitement par volatilization des
fluorures des combustibles irradies, Bulletin d’Informations Scientifiques et
Techniques 1974, 188, 7-16
18.
M. A. Demjanowich et al., Fluorination of irradiated uranium-plutonium oxide fuel
in flame reactor (in Russian), RIAR report No. 50(565), Dimitrovgrad, 1982
19.
A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems, U.S. DOE,
GIF-002-00, December 2002
20.
Centrum jaderných technologií: Experimentální ovČĜení vybraných variant
transmutaþních technologií, ZávČreþná zpráva ÚJV ěež a,s, pro Ministerstvo
prĤmyslu a obchodu, ěež, 2003
33
Správa úložišĢ radioaktivních odpadĤ
DláždČná 6, 110 00 Praha 1
Tel. 221 421 511
E-mail: [email protected]
www.surao.cz