Jak Dlouho Trvá Radioaktivita Odpadu z Jaderných Elektráren?

V oblasti jaderné energetiky je likvidace radioaktivního odpadu již dlouho velkým problémem. Svět se stále více zajímá o technologii jaderného štěpení, protože hledá náhradu za fosilní paliva. Zatímco primární pozornost je často věnována bezpečnosti provozu štěpných jaderných reaktorů, problém nakládání s radioaktivním odpadem - který představuje riziko po tisíce let - vyžaduje okamžitou pozornost.

Nové Metody Zpracování Radioaktivního Odpadu

Švýcarská firma Transmutex, která se zabývá jaderným štěpením, objevila novou metodu, která by mohla snížit radioaktivitu jaderného odpadu až o 80 %. Autorem této inovace je fyzik Carlo Rubbia, bývalý generální ředitel fyzikální laboratoře CERN. Metoda společnosti Transmutex je založena na transmutaci prvků - procesu přeměny jednoho prvku na jeho izotop nebo jiný prvek.

S využitím urychlovače částic navrhují výzkumníci společnosti přeměnit mírně radioaktivní prvek, jako je thorium, na izotop uranu. Tento nově vzniklý uran lze okamžitě zpracovat přímo v připojené jaderné elektrárně. Na rozdíl od tradičního uranu používaného v současných jaderných elektrárnách tato varianta neprodukuje plutonium ani jiný vysoce radioaktivní odpad. Jde tedy v tomto smyslu o přelomovou technologii, která by mohla způsobit revoluci v jaderné energetice, protože nabízí udržitelnější a bezpečnější způsob nakládání s radioaktivním odpadem.

Jaderní fyzici z Princetnoských laboratoří fyziky plazmatu (PPPL) a Amerického ministerstva energetiky (US DoE) navrhli nový způsob zpracování jaderného odpadu, který využívá centrifugy na plazmové bázi. Tato metoda je založena na plazmové filtraci hmoty, která může doplnit stávající chemické postupy. Aktuální výzvou pro tým vědců pod Renaudovým vedením je bezpečná likvidace radioaktivních odpadů uložených v závodě Hanford Site ve státě Washington, který za studené války sloužil k výrobě zbraňového plutonia.

Proces začíná rozprašováním a ionizací nebezpečného odpadu a usměrněním na rotační filtr, takže jednotlivé prvky jsou ovlivňovány elektrickým a magnetickým polem. Filtr pak odděluje od sebe lehčí a těžší prvky pomocí odstředivých a magnetických sil. Lehčí prvky jsou obecně méně radioaktivní než ty těžší a nemusí být následně zeskelněny. Nová metoda může najít širší uplatnění než dosud využívané technologie založené na chemické bázi, protože je méně závislá na chemickém složení jaderného odpadu. Gueroult také poukazuje na to, jak mohou být úspory plazmové techniky významné. Celkové náklady metod na chemické bázi mohou dosahovat až 2000 dolarů na 1 kg vitrifikovaného odpadu. Je nutné provést několik dalších kroků pro dosažení dostatečné čistoty separátu, přesto je zde značný prostor pro snížení konečných nákladů.

Čtěte také: Jak dlouho trvá rozklad?

Vitrifikace a Bitumenace

Roku 2000 začali inženýři z Hanfordu budovat zařízení, které dokáže uchovat jaderný odpad ve skleněné matrici. Metoda známá jako „vitrifikace“ se využívá od roku 1996. Z počátku především pro likvidaci jaderných odpadů vzniklých za studené války. Vitrifikace je proces zatavení materiálu do skla. Vzhledem k tomu, že proces vitrifikace a likvidace odpadů je extrémně nákladný, je důležité snížit objem vysoce radioaktivního odpadu na co možná nejnižší mez, aby mohlo být samotnou vitrifikací zpracováno jen nejnutnější množství.

Pro snížení nákladů na vysokoúrovňovou vitrifikaci a následné ukládání je výhodné snížení celkového počtu skleněných matric zvýšením hustoty vysokoaktivního odpadu. Pro snížení množství vitrifikovaného (glazovaného) odpadu se oddělí neaktivní a nízkoaktivní části jako hliník, železo a další prvky, které jsou likvidovány jednodušší formou. Nízkoaktivní odpady jsou odděleny a jako vedlejší produkt likvidovány méně nákladnými metodami. Například jednodušším zalitím do roztaveného asfaltu (bitumenace). Bitumenace je vytvoření směsi odpadního materiálu s kapalnou hmotou, která následně působením vnějších vlivů ztuhne. Nejčastěji se materiály zalévají do železných barelů pro dlouhodobé bezpečné uložení. Bitumenace se většinou provádí pomocí asfaltu, betonu, síry či kamenouhelného dehtu.

Hlubinné Ukládání Radioaktivního Odpadu v České Republice

Hlubinné úložiště radioaktivních odpadů a vyhořelého jaderného paliva je jedním z nejvýznamnějších projektů ochrany životního prostředí naší generace, který strategicky od roku 1997 připravuje Správa úložišť radioaktivních odpadů (SÚRAO). Hlubinné úložiště je připravováno pro potřebu uložení vyhořelého jaderného paliva a ostatních radioaktivních odpadů, které nesplňují podmínky přijatelnosti do stávajících úložišť, vzniklých na území České republiky. Podle koncepce nakládání s VJP a RAO bude kapacita hlubinného úložiště sloužit pro všechny současně provozované jaderné zdroje a tři nové zdroje, které vzniknou v budoucnu na našem území.

Hlubinné úložiště zajišťuje dlouhodobou izolaci uložených odpadů tzv. multibariérovým systémem neboli skupinou přírodních a technických bariér i konstrukčních řešení, které fyzicky brání úniku radionuklidů do biosféry po dobu nebezpečnosti těchto odpadů. Podle těchto technických návrhů bude nepřepracované vyhořelé jaderné palivo v hlubinném úložišti trvale uloženo v krystalinických horninách na úrovni tzv. Řešení hlubinného úložiště předpokládá základní rozdělení stavebních objektů celého komplexu úložiště do povrchového a podzemního areálu.

Povrchový areál je koncipován jako soubor staveb zajišťující potřeby dopravy, výstavby a především následující bezpečný provoz hlubinného úložiště po celou dobu jeho provozní fáze, která se předpokládá po dobu až sta let. Jakmile dojde k finálnímu uzavření úložiště, budou i stavby na povrchu postupně odstraněny a v době, kdy bude ukončena i fáze institucionální kontroly, dojde k úplné rekultivaci dotčeného území.

Čtěte také: Jak dlouho trvá rozklad odpadu?

Podzemní areál je klíčovou částí, která zajišťuje dlouhodobou bezpečnost celé stavby, slouží k překládce VJP a ostatních RAO z přepravních obalových souborů do ukládacích obalových souborů, dále k jejich dopravě na místo uložení na ukládací horizont a k samotnému finálnímu uložení odpadů v ukládacích prostorách hlubinného úložiště. Princip zajištění dlouhodobé bezpečnosti hlubinného úložiště po dobu až 1 000 000 let je založen na tzv. multibariérovém systému, do něhož vstupují parametry horninového prostředí společně se systémem inženýrských bariér.

Multibariérový Ukládací Systém

Multibariérový ukládací systém pro uložení vyhořelého jaderného paliva je založen na použití dvouvrstvého ukládacího obalového souboru. Jedná se o dvouplášťový tlustostěnný obalový soubor složený z vnějšího obalu a vnitřního pouzdra. Pro vnější obal a jeho komponenty byla jako konstrukční materiál zvolena uhlíková ocel a pro vnitřní pouzdro a jeho komponenty korozivzdorná ocel. UOS je obklopen bentonitovou výplní, tzv. bufferem, a je umístěn do ukládacího vrtu. Zavážecí chodby budou vyplněny výplňovým materiálem (backfill) a uzavřeny tlakovými zátkami, to vše v hloubce stabilního horninového prostředí.

Z hlediska samotného principu ukládání hraje významnou roli tzv. ukládací koncept hlubinného úložiště. Ten byl v České republice zvolen na základě švédského konceptu KBS-3, který předpokládá uložení kontejnerů s VJP do samostatných ukládacích vrtů realizovaných na ukládacím horizontu úložiště v hloubce 500 m pod zemským povrchem. Pro využití v ČR jsou nyní zvažovány a dále detailně zpracovávány dva prioritní způsoby ukládání - vertikální a horizontální.

• Vertikální ukládací koncept: Ukládání VJP do samostatných ukládacích vrtů, realizovaných do počvy zavážecí chodby na ukládacím horizontu HÚ. V každém vrtu je vždy umístěn pouze jeden UOS. Ten je ve vrtu umístěn vertikálně, obklopen bentonitovým bufferem a mezi ním a ústím vrtu je umístěn bentonitový distanční blok.
• Horizontální ukládací koncept: Ukládání UOS s VJP do samostatných subhorizontálních ukládacích vrtů, realizovaných z páteřních chodeb na ukládacím horizontu HÚ. V každém vrtu je umístěn větší počet UOS, což je rozdíl oproti vertikálnímu konceptu, který odpovídá délce samotného vrtu a konkrétním podmínkám horninového prostředí v okolí vrtu. Ukládací obalový soubor je ve vrtu umístěn horizontálně a je obklopen ochranou bentonitovou výplní (bufferem). Mezi jednotlivými UOS a uzavírací zátkou vrtu jsou umístěny bentonitové distanční bloky. Po zaplnění ukládacího vrtu je vrt trvale uzavřen těsnicí tlakovou zátkou. Za ní se pak v páteřní chodbě nachází výplňový materiál systému zavírání, který po zaplnění všech ukládacích vrtů trvale uzavře tuto část úložiště.

Hostitelská Hornina

Základní pilíř zajištění dlouhodobé bezpečnosti hlubinného úložiště popsaný výše, tedy tzv. systém inženýrských bariér, pro svou dlouhodobou životnost potřebuje zajistit především vhodné a chemicky stabilní prostředí, které dlouhodobě neovlivní chování těchto bariér. Tím je vhodná hostitelská hornina. Hostitelskou horninou se rozumí hornina, která bezprostředně obklopuje ukládací prostory v hlubinném úložišti. Hlavní bezpečnostní funkcí horninového prostředí je dlouhodobá izolace vyhořelého jaderného paliva a ostatních radioaktivních odpadů od podmínek v biosféře za předpokladu zajištění příznivých podmínek pro prvky inženýrských bariér a komponent, zpomalení rychlosti transportu radionuklidů i v případě, že by došlo k porušení UOS. V České republice byly zvoleny jako vhodné hostitelské prostředí krystalinické horniny, ve kterých byly na základě vědecko-výzkumných prací vytipovány lokality vhodné pro umístění hlubinného úložiště. V roce 2020 došlo ke zúžení počtu těchto lokalit z devíti původních na čtyři.

Hlubinné úložiště je, vzhledem ke své technické náročnosti, v České republice strategicky připravováno Správou úložišť radioaktivních odpadů od roku 1997, kdy byly zahájeny práce na výběru vhodné lokality a získání jejího detailního popisu. Ukončení etapy výběru vhodné lokality je plánováno do roku 2030, kdy by měla být nejpozději vybrána finální a záložní lokalita. Zahájení samotné výstavby úložiště je plánováno po roce 2030, kdy dojde k podrobnému vyhodnocení charakteru horninového prostředí, také ražbou průzkumného díla, která ověří parametry horninového prostředí přímo v hloubce budoucího ukládacího horizontu úložiště.

Čtěte také: Kompostování krok za krokem

Podle aktuálně platné koncepce bude zahájen provoz úložiště v roce 2065 a předpokládá se jeho ukončení po cca stu letech provozu, kdy dojde k uložení veškerého vyhořelého jaderného paliva vyprodukovaného na území našeho státu. V České republice v souvislosti s využíváním jaderné energetiky vzniká ročně několik tun vysoce radioaktivního odpadu, který je v současnosti dlouhodobě skladován v tzv. meziskladech vyhořelého jaderného paliva v blízkosti současných jaderných elektráren. Uložením těchto odpadů do bezpečného horninového prostředí dojde k jeho trvalé izolaci po dobu více než milion let ve stabilním horninovém prostředí.

Skladování Vyhořelého Jaderného Paliva (VJP)

VJP je skladováno v areálech jaderných elektráren ve skladech VJP, které jsou jaderným zařízením. VJP je umístěno v přepravních a skladovacích obalových souborech, kterých typy jsou schváleny SÚJB. Po vyjmutí VJP z jaderného reaktoru se umístí do bazénu skladování VJP vedle reaktoru, kde je umístěno 5-10 let, kdy dochází k jeho dochlazování. Stíněním a odvod zbytkového tepla zabezpečuje vodní náplň bazénu. Poté je VJP přesunuto do typově schváleného přepravního a skladovacího obalového souboru a přesunuto do skladu VJP, přímo v areálu jaderné elektrárny, na dalších přibližně 50 let.

Poté by měl být obalový soubor s VJP přemístěn do povrchového areálu HÚ, k přípravě na uložení (přebalení do ukládacího obalového souboru) a posléze bude VJP v ukládacím obalovém souboru uloženo v podzemní části HÚ. Sklady VJP jsou jaderným zařízením a vztahují se na ně všechna ustanovení atomového zákona, včetně vydání příslušných povolení SÚJB. Současně i přepravní a skladovací obalové soubory musí být typově schváleny SÚJB. Těmito procesy je zabezpečeno, že skladování VJP je bezpečné.

Stávající úložiště jsou přípovrchová, určena pro uložení nízko a středně aktivních odpadů. Vysokoaktivní odpad a vyhořelé jaderné palivo, u něhož musí být při skladování a ukládání zohledněno i uvolňování tepla z přeměny v něm obsažených radionuklidů, musí být uloženo do hlubinného úložiště umístěného v geologicky stabilním prostředí, v hloubkách řádově několik set metrů pod zemským povrchem. Uložení tohoto typu RAO do stávajících úložišť by nebylo dostatečně bezpečné a nezaručovalo by izolaci radionuklidů po dobu řádově statisíců let, kdy radioaktivita klesne na úroveň srovnatelnou s radioaktivitou horninového prostředí.

Prozatím se VJP skladuje ve skladech v areálech jaderných elektráren a RAO, který je neuložitelný ve stávajících úložištích, je bezpečně skladován v jaderných elektrárnách, úložišti RAO Richard apod. HÚ je určeno k trvalému umístění RAO. Proto se opětovné vyjmutí VJP z HÚ prozatím neuvažuje, i když technicky by v období provozu HÚ bylo možné jeho vyjmutí zrealizovat.

Aktivita a Teplo Vyhořelého Paliva

Aktivita jaderného paliva v aktivní zóně reaktoru je značná, nicméně již během čtyř dní po odstavení reaktoru a před zahájením vyvážení jaderného paliva klesne jeho tepelný výkon o řád na hodnotu desítek kW na jeden palivový soubor. Vyhořelé jaderné palivo se poté přesunuje do bazénu skladování, kde je několik let chlazeno. V tomto období se nepředpokládá žádná jiná manipulace z důvodu stále vysokého tepelného výkonu a aktivity. Odvod zbytkového tepla stejně jako nezbytnou funkci stínění před účinky ionizujícího záření zajišťuje voda.

Pro dlouhodobé skladování vyhořelého jaderného paliva byla v českých jaderných elektrárnách vybrána technologie suchého skladování. Obalové soubory pro vyhořelé jaderné palivo byly navrženy s ohledem na parametry tohoto paliva. Standardně je tedy možné po 5-7 letech chlazení do nich zavážet palivo se zbytkovým výkonem ve stovkách W a aktivitou v řádu 10¹⁶ Bq na jeden palivový soubor (maximální hodnoty mohou dosáhnout i přes 1 kW a až téměř 10¹⁷ Bq na jeden palivový soubor). Běžným vyžadovaným limitem (z atomového zákona) pro přepravu a skladování jsou hodnoty ≤ 2 mSv/h na povrchu a ≤ 0,1 mSv/h ve vzdálenosti 2 m od povrchu obalového souboru.

Pro vyhořelé jaderné palivo po např. 65 letech dlouhodobého skladování se počítá se zbytkovým výkonem ve stovkách W (max. 500 W) na jeden palivový soubor. Zbytkový výkon dále klesá a po 100 letech skladování klesne na hodnotu 300 W na jeden palivový soubor. V jednom přepravním a skladovacím obalovém souboru (OS) se nachází zhruba 10 t TK (těžkého kovu, tj. U a Pu). Obsah plutonia ve VJP je přibližně 1 %, tedy jeho hmotnost v OS bude kolem 0,1 t. Toto platí pro obalové soubory používané jak v EDU, tak i ETE. Celková kapacita HÚ musí pokrýt množství VJP vyprodukovaného v obou našich jaderných elektrárnách za celou dobu jejich provozu i VJP z plánovaných nových jaderných zdrojů (dostavba nových bloků na ETE i EDU) za celou dobu jejich provozu a odhaduje se na cca 9 000 t TK.

Vyhořelé jaderné palivo obsahuje přibližně 1 % ²³⁵U, 93 % ²³⁸U a přibližně 1 % ²³⁹Pu. Tedy stále...

tags: #jak #dlouho #trva #radioaktivita #odpadu #z

Oblíbené příspěvky:

• Wineo pro zdravé bydlení
• Podmínky pro vstup na stanoviště v ČR
• Příprava na Telč
• Lokality pro prodej domu v přírodě
• Jak vybrat ochrannou masku?