Za około 100 lat wyczerpią się zasoby uranu i co potem?

Prognozy dotyczące światowych zasobów uranu mówią prawdę – za 100 lat wyczerpią się zasoby. Jednak to szczegóły zmieniają diametralnie kontekst wypowiedzi.

Prognozowane 100 lat dotyczy zasobów 5,327,200 ton uranu, w tym momencie opłacalnych tzn. po kosztach wydobycia poniżej 130 $/kg przy obecnej technologii (reaktorów wodnych, tzn. takich, w których woda pełni jednocześnie rolę moderatora, czyli „spowalniacza” neutronów, tak aby mogła zajść reakcja łańcuchowa i jednocześnie odbiornika ciepła z rdzenia reaktora) wraz z otwartym cyklem paliwowym z „konwencjonalnych” złóż (rud uranu). W innym ujęciu opłacalne jest wydobywanie 1 tony rudy o zawartości uranu co najmniej na poziomie 1 kg (przykładowa kopalnia rudy uranu – rys. 1). Dla porównania najbogatsze złoża, obecnie eksploatowane, zawierają około 180 kg uranu na każdą tonę rudy. Na przestrzeni ostatnich dziesięciu lat cena pozyskania uranu wzrosła kilkukrotnie, co powoduje eksploatację nowych złóż, jeszcze do niedawna uznawanych za nieopłacalne. Podobna sytuacja tyczy się innych surowców – gazu, czy też ropy naftowej, na skutek wzrostu cen niektóre zasoby stają się atrakcyjne. Stąd, jeżeli cena za wydobycie surowca będzie wynosiła ponad 250$/kg uranu to znacząco wzrosną nam zasoby uranu. Prawdopodobnie będzie opłacalne pozyskiwanie surowca z ubogich i niewielkich złóż znajdujących się nawet na terenie Polski. Ten zapas związany z samą ekonomią pozwala na zwiększenie rezerwy o kolejne 200 – 300 lat.

Rys. 1 Kopalnia rudy uranu w Kanadzie (źródło: fotolia.pl)

Rys. 1 Kopalnia rudy uranu w Kanadzie

Wyjęte paliwo z reaktora jądrowego, po tzw. kampanii paliwowej, zawiera około 95% początkowej ilości uranu w porównaniu do świeżego paliwa. Pozostałe izotopy to pluton oraz inne aktynowce, które potencjalnie można rozszczepić. Istnieje kilka opcji postępowania z paliwem jądrowym. Jedna z nich zakłada dekompozycję i ostateczne składowanie w miejscach, które przez kilka tysięcy lat zapewniłyby ich bezpieczne przechowywanie. Paliwo może być poddane procesowi zeszkliwienia, tzn. przetworzone paliwo do postaci soli azotowych jest mieszane z masą szklaną składającą się z tlenków krzemu, boru i tytanu. Dzięki swoim niezwykłym właściwościom, dopiero po przekroczeniu temperatury powyżej 700 °C, ten rodzaj materiału staje się kruchy. Ta szklana masa nazywana jest pyrexem i jest powszechnie stosowana nie tylko jako surowiec do naczyń laboratoryjnych, ale też służy do produkcji soczewek ognisk teleskopów czy ekskluzywnych artykułów kuchennych. Zagospodarowanie paliwa jądrowego w ten sposób nazywane jest „otwartym cyklem paliwowym”. Aktualnie wydaje się, że jest to podejście, marnujące potencjał zawarty w tym paliwie, gdyż możliwe jest jego ponowne wykorzystanie w przyszłości. Technologie przerobu paliwa jądrowego testowano w ośrodkach takich jak Britisch Nuclear Fuels w Wielkiej Brytani oraz w Marcoule i La Hauge we Francji. Wyprodukowany ceramiczny dwutlenek plutonu i gazowy szcześciofluorek uranu może być z powodzeniem wykorzystany do nowego rodzaju paliwa MOX. Jest to mieszanka tlenków uranu i plutonu, które można wykorzystać ponownie w reaktorach jądrowych. Co ważne, takie podejście służyć może unieszkodliwianiu plutonu „pochodzenia” wojskowego, co przyczynia się do nieproliferacji broni jądrowej. Reaktory jądrowe pracujące na paliwie MOX wymagają tylko nieznacznych modyfikacji. Przeprowadzono również testy na kilu tonach wypalonego paliwa MOX, które pokazały, że z powodzeniem można je wykorzystać do produkcji paliwa „nowej generacji”. Teoretycznie można kilkanaście razy produkować kolejne pokolenia paliwa z pierwotnie użytego w reaktorze wodnym. Stąd też gospodarka paliwem jądrowym w ten sposób nazywana jest cyklem zamkniętym.

Aktualnie pracujące i budowane reaktory jądrowe to generacja II i III+, jednak już teraz myśli się o zupełnie nowym pokoleniu IV. Reaktory te charakteryzuje rewolucyjne podejściem nie tylko w swojej konstrukcji, ale też w zagadnieniach dotyczących paliwa. Przykładowo poziom wypalenia paliwa TRISO (rys. 2, paliwo zawierające uranu, pluton lub tor) wynosi co najmniej 100 000 MWd/t (megawatów wyprodukowanych w dnia z 1 tony paliwa). Jest to wielkość około 2 razy większa od tej, która charakteryzuje obecne reaktory wodne (od 35 000 MWd/t do 45 000MWd/t). Nowy rodzaj paliwa to w dużym uproszczeniu grafitowe kule, wielkości piłeczki do tenisa, w których są umieszczone około 1mm kulki TRISO (TRiple coated ISOtropic), które użytkuje się w reaktorach chłodzonych gazem np. helem – (V)HTR.

Rys. 2 Powiększony fragment paliwa TRISO (Indaho National Laboratory)

Rys. 2 Powiększony fragment paliwa TRISO (Indaho National Laboratory)

Ciekawym rozwiązaniem są reaktory powielające pracujące na neutronach prędkich. Ich nazwa wywodzi się od zjawiska „powstawania” paliwa. W każdym reaktorze wodnym zachodzi reakcja wychwytu niewielkiej ilości neutronów prędkich (tych, które nie zdążyły wytracić swojej energii kinetycznej), przez część izotopów 238U, a następnie w wyniku przemian powstaje izotop plutonu 239Pu, który może być wykorzystany jako paliwo. Natomiast w typowym reaktorze powielającym nie ma moderatora, więc prawie wszystkie neutrony mają na tyle dużą energię, że może zajść wyżej opisana reakcja. W jednym i drugim reaktorze zachodzi ten sam proces, jednak mają one różne współczynniki konwersji. Współczynnik ten mówi, ile powstaje nowych jąder izotopu rozszczepialnego w wyniku zajścia reakcji izotopu „paliworodnego” z neutronem, powstałym w czasie 1 reakcji rozszczepienia. W reaktorach wodnych, gdzie przeważają neutrony termiczne (spowolnione, mogące rozszczepić 235U) współczynnik konwersji wynosi od 0,4 do 0,6. Natomiast w reaktorach powielających współczynnik ten zawiera się w przedziale 1,0 do 1,3 czyli w wyniku 1 rozszczepienia i następnych reakcji jądrowych powstaje co najmniej 1 nowy izotop rozszczepialny.

^{238}\textrm{U} + n \overset{\gamma}{\rightarrow} ^{239}\textrm{U} \overset{\beta-}{\rightarrow} ^{239}\textrm{Np} \overset{\beta-}{\rightarrow} ^{239}\textrm{Pu}     Produkcja plutonu z uranu

Wśród krajów, które prowadziły badania nad tymi reaktorami można wymienić Francję, Niemcy, Japonię, U.S.A. i były ZSRR. Aktualnie funkcjonują tylko dwa reaktory tego typu – po jednym w Chinach i w Rosji, natomiast w Japonii jeden jest w trakcie likwidacji. Kraje, które w najbliższym czasie chcą rozwijać tą technologię to Rosja i Indie, gdzie buduje się po jednym z tego typu reaktorów, natomiast w planach jest budowa dwóch w Chinach oraz dwóch kolejnych w Rosji. Najbardziej znanymi reaktorami powielającymi były francuski Phénix działający w latach 1973-2009 i Superphénix pracujący w latach 1976-1998, prototypowe i jedne z ostatnich pracujących w Europie. Zastosowanym chłodziwem był ciekły metal – sód. Doświadczenie, jakie zebrano przy eksploatacji tych reaktorów służą między innymi przy projektowaniu kolejnej generacji elektrowni jądrowych. Co przemawia za wykorzystaniem tego podejścia? W przyrodzie znajduje się prawie 100 razy więcej izotopu 238U niż 235U.

Innym „paliworodnym” pierwiastkiem jest tor. W wyniku pochłonięcia neutronów przez 232Th powstaje inny rozszczepialny izotop uranu 233U. W przyrodzie znajduje się dwa razy więcej tego pierwiastka niż uranu i występuje przede wszystkim w postaci tego jednego, pożądanego izotopu 232Th. Również prawdopodobieństwo zajścia reakcja pochłonięcia neutronu jest w porównaniu do 238U większe. Izotop 233U charakteryzuje się również świetnymi właściwościami – produkuje więcej neutronów niż 235U czy też 239Pu.

^{232}\textrm{Th} + n \overset{\gamma}{\rightarrow} ^{233}\textrm{Th} \overset{\beta-}{\rightarrow} ^{233}\textrm{Pa} \overset{\beta-}{\rightarrow} ^{233}\textrm{U}     Produkcja uranu z toru

Głównym problemem jest odzysk materiału rozszczepialnego. Próbowano go rozwiązać już w latach 60-tych, kiedy w Oak Ridge National Laboratory w U.S.A. pracował reaktor badawczy MSR o mocy 7,4 MW. Molten Salt Reactor, czyli reaktor pracujący na stopionych fluorkach (solach) toru, uranu i plutonu, pozwalał na ciągłe separowanie produktów rozszczepienia i uzupełniania paliwa w celu podtrzymania reakcji. Operowanie na gorącym medium (chłodziwo miało około 600 0C), pozwalało na bardzo stabilną i bezpieczną pracę reaktora, a także na wykorzystanie turbiny gazowej do produkcji energii elektrycznej. Tor wykorzystywano również w reaktorach chłodzonych gazem, jako jedna z frakcji w paliwie TRISO. Największym doświadczeniem w kwestii wykorzystania toru w reaktorach wodnych mogą pochwalić się Kanadyjczycy – wykonali około 20 testów w reaktorach CANDU (kanadyjskie reaktory, gdzie wykorzystywana jest ciężka woda). Zainteresowanie do kontynuacji badań wykazują Indie, gdyż posiadają jedne z największych złóż toru. W ostatnich latach, szczególnie w kontekście generacji IV reaktorów wiele dzieje się na polu badań nad wykorzystaniem toru. Szczególnie duży nacisk Japonia, Rosja, Francja i U.S.A. kładą na koncepcję reaktorów pracujących na stopione sole, czy też chłodzonych gazem.

Do niekonwencjonalnych złóż uranu należą fosforyty, szeroko wykorzystywane do produkcji nawozów. Szacuje się, że zasoby mogą się wówczas zwiększyć od 9 do 22 milionów ton. Co ważne, część można pozyskać z wydobytych już i oznaczonych jako produkt uboczny procesów chemicznych. Firma Cameco and Uranium Equities, która rozwija technologie pozyskiwania uranu z fosforytów, szacuje że możliwe jest pozyskiwanie około 7700 t uranu w ciągu (rys. 3). Fosforyty zawierają od 70 do 200 ppm uranu, a „najbogatsze” złoża nawet do 800 ppm uranu. Zakłady pozyskujące w ten sposób uran działają od lat 70-tych ubiegłego wieku w Stanach Zjednoczonych (aż 8 zakładów), w Kanadzie, Hiszpanii, Belgii, Izraelu i na Tajwanie. Brazylia z kolei planuje w najbliższym czasie wybudować własne zakłady, mając do dyspozycji około 340 milionów ton tego surowca z zwartością uranu około 210 tysięcy ton. Również duży potencjał posiada Marko, które wykorzystując tą technologię może pozyskać aż 6,9 milionów ton uranu.

Rys. 3 Fosforyty wykorzystywane są do produkcji nawozów (źródło: fotolia.pl)

Rys. 3 Fosforyty wykorzystywane są do produkcji nawozów

Alternatywne złoża uranu znajdują się również w wodzie morskiej. Średnio na każdy ton wody morskiej przypada 3 g uranu. Biorąc pod uwagę zasoby wszystkich mórz oceanów da się oszacować, że jest to aż 4500000 ton uranu

Wykorzystując, gdy będzie to ekonomicznie uzasadnione opisane technologie jądrowe, można spokojnie korzystać z energetyki jądrowej przez  kilka tysięcy lat. Jest to horyzont czasowy, przekraczający jakiekolwiek weryfikowalne prognozy. Możemy więc spać spokojnie na złożach uranu i toru.


Bibliografia:
[1] http://www.world-nuclear.org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/Uranium-Resources/Supply-of-Uranium/#.UhpoKtLGrSg
[2] http://www.iaea.org/OurWork/ST/NE/Pess/assets/08-33461-CCNP-Brochure.pdf
[3] http://pris.iaea.org/public/
[4] http://www.inl.gov/research/next-generation-nuclear-plant/
[5] www.whatisnuclear.com/articles/recycling.html
[6] www.whatisnuclear.com/reactors/msr.html
[7] www.world-nuclear.org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/Uranium-Resources/Uranium-and-Depleted-Uranium/#.UhcICNLwmSo
[8] http://www.world-nuclear.org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/Uranium-Resources/Uranium-from-Phosphates/#.UhcIwdLwmSo 3/
[9] Energia. Wyzwanie XXI wieku, A. Hrynkiewicz, ISBN 83-233-1624 [10] Understanding The Future. Nuclear Power, B. Barre, P.R. Bauquis, ISBN 978-2-914729-53-6

Anna Przybyszewska

mgr inż. Anna Przybyszewska – absolwentka Energetyki Jądrowej, na Wydziale Energetyki i Paliw, na Akademii Górniczo – Hutniczej im. St. Staszica w Krakowie. Aktualnie studentka studiów doktoranckich na tym samym Wydziale.

Skomentuj

Twój adres email nie zostanie opublikowany. Pola, których wypełnienie jest wymagane, są oznaczone symbolem *