Co s vyhořelým jaderným palivem?

Jedinou českou jadernou elektrárnou, která je v provozu, jsou Dukovany. Její čtyři reaktory typu VVER–440 byly postupně uváděny do provozu v letech 1985–1987. Vyhořelé palivo se krátce skladuje v bazénu u reaktoru, a poté v meziskladu v areálu elektrárny. S každou nově vyrobenou kWh elektrické energie vyhořelého paliva přibývá a rozhodnutí „kam s ním“ se bude muset udělat bez ohledu na to, zda budou u nás uvedeny do provozu Temelín či další jaderné elektrárny. Ty by sice zvýšily množství vyhořelého paliva, ale na faktu jeho existence již nic nezmění. Lišil by se jen předpoklad pro ekonomickou kalkulaci (jiný objem paliva, jiná „historie“ jeho vzniku, která určuje jeho izotopické složení), nikoliv však politické či ekologické podmínky.

Jak vůbec lze vyhořelé jaderné palivo zneškodnit? Česká republika není na zodpovězení této otázky sama, musí se jí zabývat všechny země, které vlastní jaderné elektrárny. Zatím ale neexistuje shoda v názoru, jaký způsob konečného zneškodnění paliva je nejlepší. Shrneme alespoň možnosti, o nichž se dnes ve světě uvažuje. Jejich výhody a nevýhody je třeba zvážit a navrhnout směry výzkumu pro příští období.

Alternativy zneškodnění jaderného paliva

Čerstvé jaderné palivo, které se používá v elektrárně Dukovany, se vyrábí z uranové rudy obohacením o izotop ²³⁵U. Po ozáření v jaderném reaktoru se jeho složení změní. Představuje směs původního oxidu uraničitého (více než 96 %) a nově vzniklých příměsí oxidu plutoničitého a sloučenin téměř všech prvků Mendělejevovy tabulky, které vznikly štěpením jader ²³⁵U během řízené štěpné řetězové reakce v reaktoru (viz Vesmír 75, 626, 1996/11). Většina štěpných produktů jsou radioaktivní izotopy, které by po uvolnění do životního prostředí představovaly pro člověka vážné nebezpečí. Ozářené palivo i po vyhoření obsahuje stále určité množství štěpitelných prvků (část původního obsahu ²³⁵U a některé z nově vzniklých aktinidů), které mohou být nejen zdrojem využitelné energie, ale za určitých podmínek mohou vyvolat i samovolnou štěpnou reakci. Tyto štěpitelné materiály jsou zneužitelné pro výrobu jaderných zbraní.

Alternativy konečného zneškodnění vyhořelého jaderného paliva vycházejí ze dvou strategií, označovaných jako otevřený palivový cyklus (přímé zneškodnění) a uzavřený palivový cyklus (nepřímé zneškodnění).

Základní koncepcí ČEZ, a. s., majoritního původce vyhořelého jaderného paliva v České republice, je otevřená varianta palivového cyklu jaderné elektrárny, tedy přímé zneškodnění vyhořelého jaderného paliva, které se po vyjmutí z reaktoru určitou dobu skladuje, a potom je nevratně uloženo do hlubinného úložiště. ČEZ, a. s., je odpovědná pouze za skladování, za konečné uložení však odpovídá stát. K tomu účelu byla zřízena Správa úložišť radioaktivních odpadů (SÚRAO), která podle atomového zákona odpovídá za úpravu vyhořelého nebo ozářeného paliva do formy vhodné buď pro uložení, nebo pro jeho další využití. Rozhodnutí, kdy vyhořelé jaderné palivo bude předáno státu, však spočívá pouze na ČEZ, a. s. Do této doby nejde o radioaktivní odpad, ale o potenciálně využitelnou surovinu.

Kdyby byla zvolena varianta uzavřeného cyklu, vyhořelé jaderné palivo by se nejdříve přepracovávalo, oddělovaly by se využitelné štěpitelné nuklidy a palivová surovina (²³⁸U), které se mohou dále použít k výrobě energie, od nevyužitelných štěpných produktů a minoritních aktinidů (neptunia, americia, curia). Technologický vývoj ukazuje, že po oddělení bude pravděpodobně možné některé aktinidy i některé štěpné produkty spálit (transmutovat) v jaderných reaktorech. I o této strategii ČEZ, a. s., uvažuje a předpokládá, že předání vyhořelého jaderného paliva státu by se mělo uskutečnit až v druhé polovině nadcházejícího století. Tento odklad má vytvořit časový prostor pro vývoj technologií, které by dokázaly využít zbytkovou energii paliva a zároveň snížit jeho celkovou radiotoxicitu.

Při porovnávání variant se posuzuje jejich bezpečnost, proveditelnost, cena a přijatelnost pro veřejnost. Bezpečnost jednotlivých variant se hodnotí podle úrovně zajištění jaderné bezpečnosti, radiační ochrany, fyzické ochrany a havarijní připravenosti. Zejména se zjišťuje, s jakou pravděpodobností mohou radionuklidy uniknout do životního prostředí nad meze stanovené dozorným orgánem, s jakou pravděpodobností může dojít k samovolné štěpné reakci a jaká je pravděpodobnost, že se plutonium nebo jiné štěpné materiály dostanou do nepovolaných rukou.

Otevřený palivový cyklus

V minulosti se často uvažovalo o mnoha alternativách přímého zneškodnění vyhořelého jaderného paliva, ale mnohé z nich byly později zavrženy – ať již z etických, ekologických, anebo technických důvodů.

Způsoby ukládání dnes již nepřijatelné:

• mimo Zemi (předpokládalo se vynesení vyhořelého jaderného paliva do meziplanetárního prostoru),
• do polárních ledovců či trvale zmrzlé půdy,
• do hlubokých a superhlubokých vrtů nebo subdukční zóny (je založeno na uložení vyhořelého jaderného paliva do takové vrstvy zemské kůry, kde lze očekávat jeho zanoření do hlubších partií),
• do mořského dna (předpokládalo se uložení několik desítek až stovek metrů hluboko do dna v oblasti hlubšího oceánu, tj. 4000–6000 m).

Způsoby ukládání dnes ověřované:

• do granitického prostředí v robustním silnostěnném či vysoce korozivzdorném kontejneru (Švédsko, Španělsko, Kanada, Finsko, Švýcarsko, Francie),
• do tufitické horniny v robustním multibariérovém kontejneru (USA),
• do soli v robustním multibariérovém kontejneru (Německo),
• do jílové formace (Belgie, Maďarsko, Španělsko, Švýcarsko, Francie).

Na mnoha fórech se diskutuje o myšlence uložit vyhořelé palivo do regionálního úložiště, které by samo o sobě (bez drahých inženýrských bariér) bylo zárukou ochrany člověka a životního prostředí před radionuklidy. Na nedávné konferenci o radioaktivních odpadech v Tucsonu (USA) byla této otázce věnována velká pozornost.[7] Australští odborníci předložili koncept Pangea, který podpořily významné organizace zabývající se ukládáním radioaktivních odpadů (BNFL, NAGRA, Golden Associates). V konceptu se předpokládá vznik mezinárodního úložiště na některém místě v západní či jižní Austrálii. V důsledku legislativních omezení jednotlivých zemí spojených s přijímáním cizích odpadů, a zejména v důsledku silného odporu veřejnosti přijímat tyto odpady nebo tolerovat převozy zásilek s radioaktivními odpady je však nutno tuto variantu považovat spíše za teoretickou.

V České republice připadá zatím v úvahu pouze varianta uložení vyhořelého jaderného paliva do hlubinného úložiště v granitické hornině. Ostatní vhodná horninová prostředí u nás nemají potřebné rozměry. Do hlubinného úložiště lze (po zajištění v koši suchého úložného kontejneru) umístit kazety vyhořelého jaderného paliva převzaté z meziskladu. Operace nezbytné při jejich překládání do úložného kontejneru představují zanedbatelná rizika. Dosavadním argumentem proti hlubinným geologickým úložištím byly obavy o bezpečnost. Je tedy možné zajistit, že dlouhodobě (po desítky tisíc let) nedojde k úniku radionuklidů do životního prostředí? Jaká je pravděpodobnost vzniku samovolné štěpné reakce nebo jiné události, která by mohla iniciovat únik radionuklidů nad stanovené meze? Některé odpovědi lze nalézt v rámečku nahoře.

Snaha o uzavřený palivový cyklus

Vyhořelé jaderné palivo představuje ještě asi čtvrtinu využitelné energie, kterou mělo původní čerstvé palivo. Nejcennějšími složkami jsou zbylý počáteční štěpitelný materiál (²³⁵U), sekundární štěpitelný materiál (²³⁹Pu,...) a palivová surovina. Výběr vhodné technologie závisí na tom, zda hlavním cílem je konečná likvidace nebezpečných aktinidů, popřípadě i štěpných produktů, nebo dodatečné získání energie. Zaměříme se převážně na likvidaci aktinidů, zejména plutonia, a některých minoritních aktinidů a vybraných štěpných produktů. K jejich zneškodnění lze využít transmutační reakce probíhající např.:

• v dnes používaných tepelných lehkovodních anebo rychlých reaktorech,
• v pokročilých reaktorech s použitím paliva na bázi tekutých kovů typu ALMR (Advanced Liquid Metal Reactor),
• v podkritických jaderných reaktorech řízených protonovým urychlovačem (ADS – Accelerator Driven Systems, viz Vesmír 71, 369, 1992/7).

Základním krokem všech těchto variant je separace uranu od ostatních aktinidů a štěpných produktů, tj. přepracování vyhořelého jaderného paliva. Ve světě se dnes sledují zejména následující alternativy:

• Přepracování vyhořelého jaderného paliva ve standardních přepracovacích jednotkách typu PUREX a spálení plutonia v lehkovodních či rychlých reaktorech: Jediným standardním procesem používaným k přepracování vyhořelého jaderného paliva je v současné době technologie PUREX používaná ve Francii, Velké Británii a Rusku. Tato technologie je založena na dobré společné extrahovatelnosti uranu a plutonia z kyselých dusičnanových roztoků roztokem tributylfosfátu. Při separaci se oddělí uran a plutonium, které se již dnes díky technologii MOX paliva (Mixed Oxid: oxid plutoničitý a uraničitý) využívají.

  Ve Francii, Belgii, Německu a Švýcarsku je už do některých běžně provozovaných tepelných lehkovodních reaktorů s palivem UO₂ zaváženo MOX palivo tak, že tvoří 30 až 40 % palivové vsázky reaktoru. Spalováním MOX se však spotřebovává jen (přibližně) takové množství plutonia, které vyhořením opět znovu vzniká v UO₂,[6] a navíc vyhořelé palivo obsahuje větší množství minoritních aktinidů, což komplikuje jeho přímé zneškodňování.

  Další možností je spalování plutonia v rychlých reaktorech, kde MOX palivo může mít obsah plutonia až 45 %, a tudíž se jeho vyhořením spotřebuje daleko více plutonia než v tepelných reaktorech, kde obsah plutonia v MOX palivu nemůže být zdaleka tak vysoký. Tento typ paliva nelze v ČR využít pro reaktory VVER–440, které jsou v jaderné elektrárně Dukovany, a jeho použití pro reaktory typu VVER–1000 je zatím ve stadiu výzkumu. Podstatně účinněji by bylo možné zneškodnit plutonium ve standardních jaderných reaktorech, kdyby se zabudovalo do inertního materiálu, který neobsahuje uranovou složku způsobující kontinuální konverzi uranu na plutonium. Molybden, wolfram, oxid hlinitý, hořečnatý nebo zirkoničitý představují slibné kandidáty inertních matric jaderného paliva. Vynikající vlastnosti má i nitrid hlinitý nebo zirkonitý.[9] Světový vývoj je zaměřen na výrobu tohoto paliva, které by bylo vhodné i pro reaktory, jež jsou již v provozu.

  Problémem přepracování paliva technologií PUREX je odstraňování minoritních aktinidů, které je nutno ukládat spolu se štěpnými produkty tvořícími odpad při přepracovávání vyhořelého paliva. I po případném zpracování vyhořelého jaderného paliva v zahraničí se tyto odpady vracejí do země původu a musí být uloženy v hlubinném úložišti.

• Pyrometalurgické přepracování vyhořelého jaderného paliva a spálení plutonia a minoritních aktinidů v rychlých reaktorech s roztavenými kovy (ALMR): Princip pyrometalurgického zpracování vyhořelého jaderného paliva je znám již dlouho, ale zatím se komerčně neuplatnil. Palivové články se nerozpouštějí ve vodném prostředí jako v případě technologie PUREX, pouze se roztaví a štěpné produkty se z taveniny odstraňují některým metalurgickým postupem, při němž palivo zůstává v kovové formě. Tato technologie je rozpracovávána v Japonsku (v rámci projektu OMEGA) a v USA, kde by měla sloužit pro spalování minoritních aktinidů. Její výhodou je, že navržené reaktory přímo pracují s roztavenými kovy. Neřeší však problematiku transmutace dlouhodobých zářičů beta a gama, které musí být uloženy v hlubinném úložišti.[5]

  Perspektivní pyrometalurgickou metodou je fluoridová metoda přepracování vyhořelého jaderného paliva, která byla vyvinuta v 60. letech v USA. Na počátku 80. let v České republice vedla k přípravě zařízení FREGAT, které pracovalo čtyři roky v Dimitrovgradu a přepracovávalo palivo rychlého reaktoru BOR 60.[2] Princip fluoridového zpracování vyhořelého jaderného paliva vychází z působení elementárního fluoru na roztavené vyhořelé jaderné palivo. Uran zde uniká ve formě fluoridu uranového současně s některými těkavými fluoridy štěpných produktů (jako je MoF₆ nebo TcF₆). Aby dodatečně nevznikalo plutonium, je nutné odstranit uran až z 99,99 % dalším dočišťováním.[2] Plutonium a minoritní aktinidy by se ve formě fluoridových solí transmutovaly např. ve verzi ADS v podkritickém reaktoru, řízeném neutrony vznikajícími na terčíku protonového urychlovače. Palivo by muselo být kontinuálně přepracováváno („čištěno“ od vznikajících silně absorbujících štěpných produktů), aby bylo fyzikálně možné udržovat systém v provozu.

Takto navržené systémy se zatím nejeví jako efektivní.[10] Ani tato technologie uspokojivě neřeší problematiku dlouhodobých štěpných produktů, které by bylo nutno pro případnou transmutaci separovat. Úspěšně transmutovat lze pravděpodobně pouze ⁹⁹Tc a ¹²⁹I. Ostatní dlouhodobé radionuklidy (¹⁴C, ¹³⁵Cs, ⁷⁹Se, ⁹³Zr, ⁹⁴Nb) by bylo nutné uložit buď do hlubinného úložiště, nebo „zředit“ natolik, že by jejich koncentrace ve výsledném produktu byla menší než hodnoty uvedené v podmínkách přijatelnosti do povrchových úložišť. Tento princip však odporuje obecně přijímané zásadě minimalizovat před uložením radioaktivních odpadů jejich objem.

Ze závěrů studie Výboru pro separační technologie a systémy transmutace, ustaveného v USA Národní radou pro výzkum na žádost amerického ministerstva energetiky, plyne, že žádná ze současně navrhovaných transmutačních technologií neodstraňuje potřebu hlubinného uložení zbytkových odpadů a vývoj transmutačních technologií vyžaduje rozsáhlý výzkum a vývoj.[3]

V České republice neexistuje průmyslové odvětví zabývající se přepracováním vyhořelého jaderného paliva. Existují proto jen dvě možnosti jak postupovat v případě nastoupení koncepčního směru likvidace vyhořelého paliva transmutačními technologiemi: buď na našem území postavit závod na přepracování vyhořelého paliva a speciální reaktory na transmutaci aktinidů a štěpných produktů, anebo vyvážet naše vyhořelé palivo k přepracování a transmutaci do zahraničí.

Uzavřený cyklus neřeší problematiku dlouhodobých radionuklidů, které vznikají aktivací povlaku a konstrukčních materiálů použitých při výrobě jaderného paliva. Ty by se musely buď uložit do hlubinného úložiště, nebo „naředit“ a uložit do úložiště povrchového. Je nutno si rovněž uvědomit, že přepracovatelské závody jsou zdrojem plynného kryptonu a tritia, jodu v různé formě, těkavých radionuklidů ruthenia, aerosolů stroncia a malých množství plutonia a dalších aktinidů. Navíc je třeba zvážit i možnost havárie s únikem radioaktivních látek. V souvislosti s poslední jadernou nehodou v přepracovatelském a výrobním závodě jaderného paliva JCO v japonské Tokai-mura a s mnoha dřívějšími haváriemi v přepracovatelských závodech v bývalém SSSR[4] je nutné připomenout, jak obrovský podíl na vzniku havárií má lidský faktor (liknavost či nezodpovědnost).

Nadřazeným hlediskem ve volbě mezi dvěma zásadními koncepcemi nakládání s vyhořelým palivem je etický princip (nevystavit současné ani budoucí generace riziku ohrožení). Je však obtížné posoudit, která technologie je z tohoto pohledu pro likvidaci vysoce aktivního odpadu i do budoucna bezpečnější: zda pasivně bezpečné hlubinné geologické úložiště, anebo – v případě likvidace vyhořelého paliva transmutačními technologiemi – menší hlubinné úložiště, ale navíc nová jaderná zařízení kombinovaného typu, tj. speciální jaderný reaktor a rozsáhlé radiochemické provozy pro separaci izotopů.

Jestliže se transmutační technologie ukáže jako efektivní, mohla by být v budoucnu přínosná pro země, které vyráběly (vyrábějí), skladují a likvidují jaderné zbraně. (Jde zejména o likvidaci plutonia v koncentracích a objemech, jež u vyhořelého paliva z jaderných reaktorů nemají obdobu.) V těchto zemích již existují rozsáhlé kapacity a provozy určené k práci s nebezpečnými silně radiotoxickými materiály, takže podmínky pro separační práce jsou zde – na rozdíl od České republiky – připraveny. V zájmu naší odborné komunity je, aby se Česká republika alespoň v rámci společného světového výzkumu podílela na vývoji transmutačních technologií. Míru spolupráce patrně určí naše invence v této oblasti.

Existuje ještě jiná možnost?

Není to řešení, ale jen odklad řešení. Hypoteticky nám nic nebrání, abychom vyhořelé jaderné palivo dále skladovali ve střednědobých skladech (meziskladech) a čekali, zda se transmutační technologie osvědčí jako proveditelné a méně nákladné a zda cena uranu stoupne natolik, že množství zbylého ²³⁵U a ²³⁹Pu ve vyhořelém jaderném palivu vyváží zvýšené náklady na jeho přepracování, anebo bude k dispozici mezinárodní úložiště. Skladování vyhořelého jaderného paliva v meziskladech, ať už povrchových či podzemních, však vyžaduje soustavné sledování, obsluhu a připravenost na možné havarijní stavy včetně teroristických útoků. Proto se stále více uvažuje o hlubinném úložišti, které po určitou dobu umožňuje snadnou vyjímatelnost odpadů, aniž by se snížila funkčnost jednotlivých bariér. Jde tedy částečně i o skladování, které však nevyžaduje soustavné sledování a havarijní stavy nemohou být způsobeny lidským faktorem. Doba tohoto skladování může být velmi dlouhá, závisí zejména na korozivzdornosti použitého kontejneru.

Téměř všechny státy světa, které mají vyhořelé jaderné palivo, intenzivně pracují na přípravě hlubinných úložišt i přes paralelní výzkum v oblasti transmutačních technologií. Také v České republice již několik let probíhají výzkumné a vývojové práce v oblasti hlubinného ukládání hledající nejlepší řešení v našich reálných podmínkách. Podpora, kterou by stát měl věnovat podobně závažným hodnotám a cílům, není dosud příliš zřetelná. Přitom, jak vyplývá ze srovnání s vyspělým světem, jde vždy o podstatnou úsporu nákladů budoucího díla, nesrovnatelně vyšší v porovnání s předchozími náklady na výzkum a vývoj.