NR 7/4 GRUDZIE 2012

Pragnc bardziej przybliy problemy zwizane z energetyk jdrow w rodowisku

nie tylko branowym, w ramach programu informacyjnego na temat budowy pierwszej

polskiej elektrowni jdrowej, Stowarzyszenia SEP, SEREN i redakcja EKOATOM

wziy udzia w jednym z najwaniejszych w tym roku wydarze dotyczcych

energetyki jdrowej, ktrym bya konferencja pt. Midzynarodowe Forum Energetyki

Jdrowej zorganizowana z inicjatywy magazynu The Warsaw Voice,

PowerMeetings.Pl oraz firm SCC Seminars Conferences Consulting. Sprawozdanie

z tej konferencji zamiecilimy na naszej stronie.

W numerze przedstawiamy materiay dotyczce nastpujcych tematw:

czy istnieje technologia wytwarzania energii przyjazna rodowisku (A. G

Chmielewski),

czy moe zabrakn uranu dla energetyki jdrowej (J. Kaniewski),

jak mona gospodarowa odpadami promieniotwrczymi (A. Boettcher),

jakie s skutki maych dawek promieniowania na organizm czowieka (S.

Sommer),

jakie wystpuj problemy zwizane z bezpieczestwem jdrowym -zagadnienie

odpowiedzialnoci operatora elektrowni jdrowej (P. Czerski).

Bardzo interesujcym tematem pokazujcym ogromne moliwoci proponowanych

dawniej rozwiza s reaktory na stopionych solach (S. Kilim).

Oczekujemy na stanowisko Rzdu w sprawie Memorandum dotyczcego Energetyki

Jdrowej w Polsce, wystosowanego przez p. Andrzeja G. Chmielewskiego, Prezesa

SEREN, p. Jerzego Barglika, Prezesa SEP, p. Ew Makiewicz-Cudny, Prezesa FSNT

NOT oraz p. Zbigniewa Zimka, Prezesa PTN, ktre zostao skierowane do Kancelarii

Premiera w dniu 25.07.2012.

Obecnie istnieje wiele stron internetowych omawiajcych zagadnienia zwizane z

energetyk jdrow, zwizanych z wyspecjalizowanymi orodkami badawczymi.

Czasopismo EKOATOM powstao z myl o uzupenianiu wiedzy w dziedzinie

techniki jdrowej dla moliwie szerokiego odbiorcy. Pragniemy przedstawi jak

najszerszy wachlarz zagadnie w sposb jak najbardziej obiektywny.

Na zebraniu zaoycielskim postanowiono, by czasopismo byo powszechnie dostpne

w Internecie bez adnych dodatkowych opat ze strony czytelnikw.

Dalszy losy naszego kwartalnika uzalenione s od wsparcia sponsorw. Zgodnie z

uzyskanymi przez Zesp Redakcyjny informacjami ostatnie oszczdnoci budetowe

wskazuj na znaczne spowolnienie programu promocji energetyki jdrowej,

niezbdnego do realizacji pierwszej w Polsce elektrowni jdrowej. Stawia to

EKOATOM w niezwykle trudnej sytuacji i moe spowodowa jego zawieszenie lub

zakoczenie wydawania. Dlatego te zwracamy si do wszystkich zainteresowanych

kontynuacj istnienia czasopisma o pomoc.

Jak zwykle, wszystkich chtnych, a przede wszystkim specjalistw, serdecznie

zapraszamy do wsppracy i publikowania na naszych amach.

ul. witokrzyska 14 00-050 Warszawa tel.22 336 14 19 fax. 22 336 14 25 www.ekoatom.com.pl E-mail: redakcja@ekoatom.com.pl SKAD REDAKCJI Redaktor Naczelny dr in. Krzysztof Rzymkowski, dr in. Marek Rabiski, dr in. Andrzej Mikulski, dr in. Piotr Czerski (PGE), Sekretarz Redakcji mgr Jerzy Szczurowski (SEP COSIW ) Redaktor Techniczny Jarosaw Cyrynger (SEP COSIW ) RADA PROGRAMOWA: Przewodniczcy prof. dr hab. Maciej Sadowski, Czonkowie prof. dr hab. Janusz Lewandowski (PW), prof. dr hab. ukasz Turski (UW) prof. dr hab. Zdzisaw Celiski, prof. dr Andrzej Strupczewski, prof. dr hab. Natalia Golnik (PW) prof. dr hab. in. Roman Domaski

EKOATOM JEST PRAWNIE ZASTRZEONYM ZNAKIEM TOWAROWYM

Centralny Orodek Szkolenia i Wydawnictw

Ul. witokrzyska 14 00-050 Warszawa

tel.22 336 14 19 fax. 22 336 14 25 www.cosiw.pl

e-mail: handlowy@cosiw.pl

Redakcja zastrzega sobie prawo

dokonywania skrtw, korekty, edycji nadesanych materiaw, oraz nie zwraca materiaw niezamwionych. Redakcja zastrzega sobie prawo do publikacji

materiaw w dogodnym dla redakcji czasie i kolejnoci oraz niepublikowania materiau bez podania przyczyny.

Redakcja nie odpowiada za tre zamieszczonych reklam ogosze i innych patnych.

DOCZ I ZOBACZ RELACJE FOTOGRAFICZNE

Redaktor Naczelny Dr in. Krzysztof Rzymkowski

Szanowni Pastwo,

Prezentujemy sidmy numer kwartalnika EKOATOM, jednoczenie dzikujc za rosnce zainteresowanie (od ostatniego wydania ilo odwiedzin strony www.ekoatom.com.pl wzrosa z 21 000 do 27 000 na miesic). Bdziemy nadal dokada stara, by nasze pismo byo coraz bardziej atrakcyjne i ciekawe.

Spis treci MG: Polacy przekonuj si do atomu ............................................................................................ 6

Areva bdzie wsppracowaa z Politechnik Warszawsk ........................................................... 6

Atomowy Autobus Mobilne Laboratorium ................................................................................. 7

Atomowe ambicje Polski pod lup ................................................................................................. 8

Energetyka jdrowa jest wana, ale nie jest panaceum ................................................................ 8

Rzdowa propaganda..................................................................................................................... 8

Niezbdne wsparcie Kocioa ......................................................................................................... 9

Jaki model finansowania? .............................................................................................................. 9

Ksztacenie kadr ........................................................................................................................... 10

......................................................................................................................... 11 S T A N I S A W K I L I M

REAKTORY NA STOPIONYCH SOLACH OGROMNE MOLIWOCI ALE DUO JESZCZE DO ZROBIENIA ........................................................................................................................................ 11

Wstp ........................................................................................................................................... 11

Opis reaktora na stopionych solach na przykadzie MSBR .......................................................... 12

Dlaczego zrezygnowano - wady reaktora MSBR .......................................................................... 14

Zalety reaktora na stopionych solach cenione dzi ..................................................................... 15

Powolny nawrt zainteresowania reaktorami MSR .................................................................... 16

Podsumowanie ............................................................................................................................. 20

Literatura ...................................................................................................................................... 21

............................................................................................................. 22 A G N I E S Z K A B O E T T C H E R

GOSPODARKA ODPADAMI PROMIENIOTWRCZYMI I WYPALONYM PALIWEM JDROWYM WE FRANCJI. ........................................................................................................................................... 22

Odpady promieniotwrcze we Francji. ........................................................................................ 22

Gospodarka wypalonym paliwem jdrowym. ............................................................................. 24

Skadowanie odpadw promieniotwrczych we Francji. ............................................................ 26

................................................................................................................... 29 J A C E K T . K A N I E W S K I

CZY MOE ZABRAKN URANU DLA ENERGETYKI JDROWEJ ? ..................................................... 30

Wstp ........................................................................................................................................... 30

wiatowe zasoby uranu ............................................................................................................... 31

Poszukiwania nowych zasobw uranu ........................................................................................ 37

Produkcja uranu a zapotrzebowanie i mechanizmy je regulujce .............................................. 39

Historia i perspektywy pozyskiwania uranu z zasobw o niskich koncentracjach ...................... 40

Podsumowanie ............................................................................................................................. 43

Literatura ...................................................................................................................................... 43

...................................................................................... 44 A N D R Z E J G R Z E G O R Z C H M I E L E W S K I

CZY ISTNIEJE TECHNOLOGIA WYTWARZANIA ENERGII CAKOWICIE PRZYJAZNA RODOWISKU ? 44

Wstp ........................................................................................................................................... 44

Energetyka oparta o spalanie paliw kopalnych - emisja zanieczyszcze gazowych i pyw ....... 46

Redukcja emisji zanieczyszcze. .................................................................................................. 51

ODNAWIALNE RDA ENERGII .................................................................................................. 51

Biomasa ........................................................................................................................................ 51

Energetyka wiatrowa ................................................................................................................... 52

Energetyka soneczna. ................................................................................................................. 53

Hydronenrgetyka ......................................................................................................................... 53

ENERGETYKA JDROWA ............................................................................................................... 54

Wnioski ......................................................................................................................................... 55

Literatura ...................................................................................................................................... 55

............................................................................................................................... 57 P I O T R C Z E R S K I

ODPOWIEDZIALNO OPERATORA ELEKTROWNI JDROWEJ ......................................................... 57

Wykorzystano: ............................................................................................................................. 62

.......................................................................................................... 63 K R Z Y S Z T O F R Z Y M K O W S K I

TRENDY W WIATOWEJ ENERGETYCE JDROWEJ PO KATASTROFIE W FUKUSHIMIE .................... 63

.................................................................................................................. 70 S Y L W E S T E R S O M M E R

SKUTKI ZDROWOTNE NISKICH DAWEK PROMIENIOWANIA JONIZUJCEGO NA PODSTAWIE BADANIA OFIAR ATAKW NUKLEARNYCH W HIROSZIMIE I NAGASAKI .......................................... 70

Wstp ........................................................................................................................................... 70

Czym zajmuje si Fundacja Badania Skutkw Promieniowania (Radiation Effects Research Foundation - RERF) i jakie uzyskano rezultaty? ........................................................................... 73

Projekt In Utero ............................................................................................................................ 79

Projekt F1 ..................................................................................................................................... 79

Zakoczenie .................................................................................................................................. 79

Bibliografia: .................................................................................................................................. 80

MG: Polacy przekonuj si do atomu Ju ponad poowa Polakw opowiada si za budow elektrowni jdrowej w Polsce - to gwny wniosek z bada opinii publicznej przeprowadzonych przez Millward Brown SMG/KRC na potrzeby rzdowej kampanii Poznaj atom. Porozmawiajmy o Polsce z energi. Od rozpoczcia kampanii grono zwolennikw energii jdrowej wzroso z poziomu 51 proc., a o 5 punktw procentowych. Tak wysokie poparcie dla siowni jdrowych w Polsce oczekiwane byo na koniec dziaa kampanii informacyjno-edukacyjnej, w maju 2014 r. Celem kampanii rozpocztej przez Ministerstwo Gospodarki w kwietniu 2012 roku byo dostarczenie Polakom aktualnych i rzetelnych informacji na temat energetyki jdrowej: zasad funkcjonowania elektrowni jdrowej, jej wpywu na rodowisko i zdrowie, efektywnoci energetyki jdrowej, systemw zabezpiecze, ktre

zostan zastosowane w pierwszej polskiej siowni tego typu.

- Rozpoczynajc kampani chcielimy pozna obawy Polakw i rozwia mity na temat energetyki jdrowej mwi Penomocnik Rzdu ds. Polskiej Energetyki Jdrowej Hanna Trojanowska Mia by to ywy dialog ze spoeczestwem, ktry pomoe oceni racjonalnie za i przeciw energii jdrowej. Wyniki jednoznacznie pokazuj, e cel zosta osignity, cho mamy wiadomo, e jest jeszcze duo do zrobienia - dodaje.

Kampania zostaa oparta na wynikach bada niezalenych instytucji, wiedzy ekspertw z dziedziny komunikacji masowej oraz dowiadczeniu krajw, ktre z powodzeniem zrealizoway podobne projekty. To wanie eksperci i naukowcy z zakresu energetyki i atomistyki zostali ocenieni przez respondentw za najbardziej wiarygodne rdo wiedzy na temat energetyki jdrowej. Dodatkowo, a 50 proc. Polakw, ktrzy zetknli si z elementami kampanii przyznaje, e zwikszya ich zainteresowanie tematem budowy elektrowni jdrowej w Polsce.

- Najbardziej cieszy wzrost poparcia dla budowy elektrowni jdrowej w wojewdztwie zachodniopomorskim. Teraz, gdy emocje ju tam opady, wida zmian. Istotne staj si merytoryczne argumenty, gboka analiza i ch mieszkacw do poszerzania wiedzy - podsumowaa wyniki bada wiceminister Hanna Trojanowska.

Badania przeprowadzone w 3 powiatach, ktre zostay wskazane jako potencjalne lokalizacje dla pierwszej polskiej elektrowni jdrowej, wykazay, e najwiksze zmiany zachodz w powiecie koszaliskim. Z 40 proc. do 45 proc. zwikszya si tam liczba zwolennikw siowni jdrowych, o 6 punktw procentowych wzrs take poziom akceptacji dla jej budowy w pobliu miejsca zamieszkania. Nastroje wrd mieszkacw powiatw wejherowskiego i puckiego, ktre take typowane s jako potencjalne lokalizacje elektrowni jdrowej, niezmiennie oscyluj wok 55 proc. poparcia dla jdrwki. Temat energetyki jdrowej oceniany jest jako wany, a jego znaczenie podczas kampanii wzroso w porwnaniu z badaniami przeprowadzonymi w pierwszym kwartale 2012. Jednoczenie zanotowano znaczny wzrost, z 67 proc. do 71 proc., liczby ankietowanych, ktrzy uwaaj temat za niezwykle istotny.

Badanie przeprowadzone zostao w listopadzie 2012 r. na reprezentatywnej prbie 1000 Polakw oraz na reprezentatywnej prbie 900 mieszkacw z 3 powiatw: puckiego, koszaliskiego i wejherowskiego.

Areva bdzie wsppracowaa z Politechnik Warszawsk Politechnika Warszawska podpisaa we wtorek umow, rozszerzajc wspprac z francuskim koncernem Areva - jednym z najwikszych producentw technologii nuklearnych. Porozumienie obejmuje gwnie ksztacenie kadr dla energetyki i przemysu nuklearnego. Prorektor ds. Nauki PW prof. Rajmund Bacewicz wyrazi nadziej, e ksztacone obecnie pokolenie polskich inynierw bdzie pracowao ju przy polskiej elektrowni jdrowej i powizanym z ni przemyle. "Mamy ju spore grono wyksztaconych specjalistw i jestemy gotowi poszerzy nauczanie o studia w jzyku

angielskim" - powiedzia PAP.

Specjalizacj z energetyki jdrowej na PW koczy rocznie okoo 40 studentw, co odpowiada liczbie na przecitnej europejskiej uczelni technicznej - zauway prof. Konrad wirski. Jak doda, to wystarcza na obecnym, pocztkowym etapie polskiego programu jdrowego, liczba ta moe by atwo zwikszona do ok. 50, jeli program ruszy na pen skal. "Wszyscy absolwenci mieli styczno z prawdziwymi instalacjami nuklearnymi we Francji albo USA, co jest w Polsce unikalne" - podkreli wirski.

Jak mwi wicedyrektor handlowy Arevy Tarik Choho, firma daje moliwoci praktycznej nauki w rnych segmentach sektora nuklearnego - inynierii, badaniach czy studiach terenowych. Najwaniejsz rzecz jak dajemy, jest moliwo zastosowania wiedzy w praktyce. Studentom oferujemy te moliwo ksztacenia si w naszych placwkach we Francji, to bardzo wane uzupenienie wyksztacenia akademickiego, ktre otrzymuj tutaj" - powiedzia PAP Choho.

Podpisana we wtorek umowa rozszerza wspprac, jak francuski koncern nawiza w 2009 r. Areva organizowaa ju wyjazdy szkoleniowe dla kadry oraz studentw PW, w ramach wsplnych bada Francuzi przekazali te Polsce zaawansowane programy symulujce prac reaktorw jdrowych. Kontrolowana przez pastwo francuska firma bdzie si ubiega o kontrakt na budow polskiej elektrowni jdrowej, zaoferuje w nim swj najnowszy reaktor EPR. Obecnie na wiecie trwa budowa czterech takich blokw: dwch w Chinach i po jednym we Francji i w Finlandii. Polski rzd planuje wybudowanie dwch siowni o cznej mocy 6000 MW. Na inwestora wybrano Polsk Grup Energetyczn, w ktrej Skarb Pastwa ma wikszo udziaw.

Atomowy Autobus Mobilne Laboratorium Druga edycja najwikszego projektu realizowanego przez Fundacj FORUM ATOMOWE zakoczya si sukcesem. Atomowy Autobus 5 grudnia zakoczy objazd po Polsce. Tym razem, poza orodkami akademickimi w caej Polsce, dziaalno Fundacji zostaa skoncentrowana w pnocnych regionach kraju, szczeglnie w wojewdztwie pomorskim i zachodniopomorskim. Tegoroczna trasa Atomowego Autobusu obja 10 polskich miast i wystartowaa, tak jak poprzednio, z centralnej czci Polski, z Warszawy. Nastpnie Autobus, kierujc si na poudnie, dojecha do Krakowa, pniej zahaczy o Wrocaw na zachodzie kraju, po czym wyruszy na podbj

pnocy. Na Pomorzu rozpocz dziaalno na uczelniach wyszych w Szczecinie oraz w Koszalinie. W Gdasku mobilna wystawa zorganizowana zostaa w Parku Naukowo-Technologicznym. Nastpnie autobus odwiedzi Puck, Choczewo i Wejherowo. Projekt zakoczony zosta na Uniwersytecie w Biaymstoku.

Zadziwiajco due zainteresowanie tematyk, prezentowan przez Ekspertw Fundacji FORUM ATOMOWE, wykazali uczniowie licew i gimnazjw mwi prezes Fundacji ukasz Koszuk. Wbrew oczekiwaniom, na wystawach w rnych miastach pojawio si wicej uczniw okolicznych szk, ni studentw, do ktrych przekaz mia trafi. Jest to zadowalajca informacja, poniewa za kilkanacie lat, wanie to pokolenie bdzie korzystao z energii wytwarzanej w elektrowni jdrowej, bdzie decydowao o rozwoju programu polskiej energetyki jdrowej kontynuuje ukasz Koszuk. Po tegorocznych dowiadczeniach zdajemy sobie spraw z tego, jak wane jest edukowanie najmodszych przekazywanie im tej wiedzy wiedzy i tumaczenie wszystkich niejasnoci. Jeli ju teraz zaczniemy edukowa dorastajc modzie, to w przyszoci bdzie ona moga podejmowa wiadome i dojrzae decyzje. Nikogo nie zamierzamy przekonywa naszym celem jest edukowanie koczy prezes Fundacji.

Podsumowujc, w cigu 10 dni Atomowy Autobus przejecha okoo 2600 km, odwiedzi 10 miast i miejscowoci - uczelnie wysze, szkoy rednie, instytucje publiczne. Pracownicy Fundacji spdzili 60 godzin prowadzc pokazy na stoiskach i odpowiadajc na pytania odwiedzajcych i w tym czasie wygosili 32 seminaria popularnonaukowe. Szacujemy, e mobiln wystaw odwiedzio co najmniej 3500 osb.

Fundacja FORUM ATOMOWE chce podtrzymywa ide Atomowego Autobusu, poniewa projekt okaza si wielkim sukcesem. Formua przekazywania wiedzy o energetyce jdrowej w postaci mobilnego pikniku naukowego po raz kolejny okazaa si atrakcyjna, warta zaangaowania i wysiku woonego w realizacj tej akcji. Ogromnym atutem caego przedsiwzicia jest Zesp Fundacji, ktry skupia osoby interesujce si tematyk, majcy specjalistyczn wiedz i chci, aby dzieli si ni z innymi. To dziki nim, ich otwartoci i umiejtnoci prowadzenia dialogu, Atomowy Autobus zjedna sobie ju rzesz sprzymierzecw. Wizyty mobilnego laboratorium wzbudzay w kadym miecie due zainteresowanie, dlatego Fundacja planuje ju kolejn edycja projektu w 2013 roku.

Atomowe ambicje Polski pod lup Energia z atomu jest bezpieczna, czysta i przynosi oszczdnoci - mwili na midzynarodowej konferencji w

Warszawie przedstawiciele rzdu oraz zwolennicy planw budowy w Polsce pierwszej elektrowni jdrowej.

W zorganizowanym 29 listopada br. w Hotelu Sheraton przez PowerMeetings.pl oraz magazyn The Warsaw Voice,

przy wsppracy z PGE Energia Jdrowa Midzynarodowym Forum Energetyki Jdrowej udzia wzio prawie 200

osb, w tym dyplomaci z USA, Wielkiej Brytanii, Japonii i Francji oraz eksperci z caego wiata.

Energetyka jdrowa jest wana, ale nie jest panaceum Aby sprosta rosncemu zapotrzebowaniu na energi elektryczn oraz wywiza si z midzynarodowych

zobowiza zakadajcych ograniczanie rde energii powodujcych szkodliwe emisje, wadze Polski planuj okoo roku

2023 wybudowa pierwsz elektrowni jdrow w kraju. Kolejna elektrownia o podobnej mocy ok. 3 tys. MW ma zosta

zbudowana w terminie pniejszym. Wedug Hanny Trojanowskiej, Penomocnik Rzdu ds. Polskiej Energetyki Jdrowej i Podsekretarz Stanu w Ministerstwie

Gospodarki, uruchomienie cznie 6 tys. MW mocy zainstalowanej w polskich elektrowniach atomowych umoliwi

redukcj emisji dwutlenku wgla o 47 milionw ton rocznie w porwnaniu do energii uzyskiwanej z paliw kopalnych.

"Energetyka jdrowa nie jest panaceum na nasze wszystkie problemy energetyczne, ale stanowi oczywicie bardzo

wan cz ich rozwizania - powiedziaa Hanna Trojanowska. Dodaa te, e "program budowy w Polsce elektrowni

jdrowej moe sta si koem zamachowym rozwoju kraju oraz poprawi innowacyjno i konkurencyjno caej polskiej

gospodarki".

- Nie mamy wyjcia. Przyszoci jest dla nas jedynie wgiel i energetyka jdrowa - oceni w czasie Forum prof. dr hab.

in. Andrzej Grzegorz Chmielewski, Dyrektor Instytutu Chemii i Techniki Jdrowej. Andrzej Boro, Sekretarz Generalny

Stowarzyszenia Elektrykw Polskich uj temat bardziej odwanie, stwierdzajc e energetyka jdrowa to przyjazne

rodowisku rdo energii elektrycznej. Wedug niego to take energia tania, znacznie tasza ni ta otrzymywana z

wiatru i soca. Andrzej Boro okreli program inwestycji w energetyk jdrow jako strategiczne rozwizanie

zapewniajce Polsce bezpieczestwo energetyczne na wiele lat. Zauway rwnie, e zasoby wgla wystarcz na okoo

40 lat, po czym trzeba bdzie znale jakie inne rdo energii.

- Obecnie wiatowa opinia publiczna dzieli si na zwolennikw i przeciwnikw energetyki jdrowej. Przeciwnicy

energetyki jdrowej wskazuj m.in. na skaenie rodowiska, wzrost zachorowalnoci na choroby nowotworowe czy

niebezpieczestwo zwizane z utylizacj odpadw promieniotwrczych. Opinia taka jest podtrzymywana przez

naganianie i wyolbrzymianie dotychczasowych awarii w elektrowniach jdrowych. Nowoczesne rozwizania

technologiczne stosowane obecnie w energetyce jdrowej zapewniaj zdecydowanie wiksz ni wczeniej

niezawodno, ekonomiczno i bezpieczestwo ludzi oraz lepsz ochron rodowiska - stwierdzi na Forum dr in.

Krzysztof Rzymkowski, Sekretarz Generalny Stowarzyszenia Ekologw na Rzecz Energii Jdrowej (SEREN). Przytoczy

przy tym opini James'a Ephraim'a Lovelock'a, brytyjskiego naukowca, ekologa, czonka stowarzyszenia

Environmentalists For Nuclear Energy (Ekolodzy na Rzecz Energii Nuklearnej), ktry uwaa wrcz, e tylko energia

jdrowa moe wstrzyma proces globalnego ocieplenia i jest jedynym realnym alternatywnym i

bezpiecznym rdem energii dla paliw kopalnych, dostarczajcym w sposb stabilny energi na

wielk skal przy jednoczesnym braku emisji gazw cieplarnianych.

Rzdowa propaganda Dariusz Szwed, Przewodniczcy Partii Zielonych 2004, jako jedyny uczestnik panelu dyskusyjnego wyraa

sprzeciw wobec energii atomowej. Jego zdaniem, wbrew "rzdowej propagandzie", spoeczestwo polskie jest

przeciwne energetyce jdrowej, a oficjalna kampania medialna skupiajca si na tej gazi energetyki jest nieskuteczna.

Dariusz Szwed stwierdzi rwnie, e rzd polski usiuje pyn pod prd w sytuacji, gdy ssiadujce z Polsk Niemcy,

podobnie jak Szwajcaria i Belgia, zdecydoway o zamkniciu swoich elektrowni atomowych i skierowaniu wydatkw na

odnawialne rda energii. Francja z kolei zamierza zredukowa udzia energetyki jdrowej w swoim bilansie

energetycznym do 50% w roku 2025.

Opini, e nowoczesne technologie nuklearne s bezpieczne wyrazi natomiast Robert Pearce, Dyrektor

Midzynarodowego Projektu Budowy reaktora AP1000 w amerykaskiej firmie Westinghouse Electric Company, ktra

jest wiodcym dostawc technologii jdrowych. - Nie musielimy wprowadza adnych zmian w wyniku testw

obcieniowych czy przegldw przeprowadzonych po katastrofie w Fukushimie. Nasz reaktor ju jest tak

zaprojektowany, eby wytrzymywa takie problemy, jakie tam wystpiy - mwi Robert Pearce, odnoszc si do

zeszorocznego trzsienia ziemi i wywoanej nim fali tsunami, ktra zalaa elektrowni atomow Daiichi w japoskiej

Fukushimie, doprowadzajc do najwikszego kryzysu atomowego od czasu katastrofy w Czarnobylu z roku 1986. Pnoc

Europy jest natomiast "obszarem spokojnym pod wzgldem aktywnoci sejsmicznej" - doda Robert Pearce, ktrego

firma zaprojektowaa ponad poow reaktorw pracujcych w elektrowniach atomowych na wiecie.

Kwestie bezpieczestwa jdrowego, w kontekcie budowy "infrastruktury bezpieczestwa" porusza te na Forum prof.

dr hab. Grzegorz Wrochna, Dyrektor Narodowego Centrum Bada Jdrowych, a take dr in. Gracjan Winiewski,

Wicedyrektor Zespou Koordynacji Inspekcji w Urzdzie Dozoru Technicznego, ktry omwi naoone przepisami prawa

zadania UDT podczas budowy, rozruchu i eksploatacji elektrowni jdrowej, wykonywane w celu zapewnienia jej

bezpiecznego funkcjonowania.

Niezbdne wsparcie Kocioa Anna Nietyksza, Prezes Zarzdu EFICOM, grupy konsultingowej specjalizujcej si w doradztwie biznesowym i

inwestycyjnym, stwierdzia, e w chwili obecnej 54% Polakw postrzega energetyk jdrow negatywnie. Jej zdaniem,

aby przekona sceptykw potrzeba skutecznej kampanii, a wpywowy Koci Katolicki ma tu do odegrania kluczow

rol. Bez poparcia Kocioa i przekonania hierarchw o tym, jak bezpieczna jest energetyka jdrowa, nie bdzie w Polsce

elektrowni atomowych, powiedziaa Anna Nietyksza.

Pose Andrzej Czerwiski, Przewodniczcy Parlamentarnego Zespou ds. Energetyki, odnis si do wyraanych

wtpliwoci, czy inwestycje w polsk energetyk jdrow maj silne i stabilne wsparcie polityczne. Uczestnicy

konferencji usyszeli od niego, e wikszo polskich parlamentarzystw popiera energi atomow, a spord szeciu

partii politycznych w parlamencie tylko jedna - i to w dodatku niedua - twierdzi, e energia jdrowa jest niepotrzebna.

Jaki model finansowania? Pierwsz w Polsce elektrowni jdrow ma - decyzj rzdu - wybudowa w naszym kraju firma PGE Energia

Jdrowa. - PGE EJ koczy wanie prace nad modelem finansowania elektrowni jdrowej. Nastpnie koncern bdzie

chcia rozpocz rozmowy na jego temat z pozostaymi zainteresowanymi podmiotami - poinformowaa na

Midzynarodowym Forum Energetyki Jdrowej Marzena Piszczek, Wiceprezes PGE Energia Jdrowa. Dodaa, e

"elektrownia jdrowa nie powstanie bez pomocy pastwa", potwierdzajc tym samym wyraane w wywiadach

prasowych sowa prezesa PGE, Aleksandra Grada.

Rekomendowane sposoby wsparcia elektrowni przez pastwo to, w ocenie Marzeny Piszczek, "zestaw rnych

instrumentw, bo nie ma jednego, uniwersalnego rozwizania. Bd one dotyczyy z jednej strony samego rynku

energii, obrotu ni, z drugiej zabezpiecze finansowych, do ktrych nale gwarancje rzdowe, list gwarancyjny i inne

sposoby, ktre zagwarantuj nam ekonomiczn przewidywalno projektu".

Wrd potencjalnych modeli wsparcia, oprcz gwarancji rzdowych, wymienia si take np. kontrakty rnicowe, taryfy

gwarantowane, czy pierwszestwo sprzeday energii na rynku.

PGE bdzie take oczekiwaa zaangaowania w spk jdrow inwestora strategicznego, a take czciowego

pozyskania finansowania przez dostawc technologii.

Zarwno GE Hitachi, jak i Westinghouse prowadz ju rozmowy z podmiotami zainteresowanymi uczestniczeniem w

polskiej spce. Jak poinformowa podczas Forum Ziemowit Iwaski, odpowiedzialny za dziaalno amerykasko-

japoskiej spki w Polsce (GE Hitachi), nie brakuje zainteresowanych projektem.

Ksztacenie kadr - Czy jeli pokonamy trudnoci zwizane akceptacj spoeczn, lokalizacj i zebraniem niezbdnych funduszy na

budow elektrowni jdrowej w naszym kraju, to bdziemy mieli fachowcw, ktrzy nam ten reaktor wybuduj oraz

bd potrafili nim zarzdza? - pyta na konferencji m.in. prof. dr hab. in. Andrzej Kraszewski, reprezentujcy Wydzia

Inynierii rodowiska na Politechnice Warszawskiej, Minister rodowiska w latach 2010-2011. Pozytywnie na tak zadane

pytanie odpowiedzieli w czasie Forum dr hab. in. Jerzy Cetnar, Kierownik Katedry Energetyki Jdrowej Akademii

Grniczo-Hutniczej w Krakowie oraz prof. dr hab. in. Waldemar Kamrat z Politechniki Gdaskiej.

Midzynarodowe Forum Energetyki Jdrowej ju za nami. Wszystkim uczestnikom, prelegentom oraz

moderatorom paneli dyskusyjnych dzikujemy za udzia w tym, jak si okazao, niezwykym wydarzeniu.

Jak wynika z informacji zwrotnych zebranych w trakcie Forum, spotkanie zostao ocenione jako merytorycznie bardzo

ciekawe, a prelegenci i moderatorzy chwaleni za wysoki poziom wystpie. Konferencja, na ktrej mona byo omwi

najwaniejsze aspekty tego wielkiego przedsiwzicia, jakim jest budowa siowni jdrowej w naszym kraju, w gronie

najbardziej zainteresowanych liderw instytucji krajowych i zagranicznych - okazaa si by strzaem w dziesitk.

Bardzo dzikujemy PGE Energia Jdrowa, Partnerowi Forum za wsparcie przy organizacji spotkania.

Zotym Sponsorem konferencji bya firma Westinghouse-Toshiba. Srebrnym Sponsorem byo KGHM Polska

Mied SA, Partnerem Merytorycznym UDT, Partnerem Wspierajcym GE Hitachi-Hitachi GE, Partnerem Transportowym

- SIXT rent a car.

Bardzo dzikujemy wszystkim instytucjom zaangaowanym we wspprac: Instytutowi Chemii i Techniki Jdrowej,

Kancelarii Prawnej WEIL, Stowarzyszeniu Ekologw na Rzecz Energii Nuklearnej, EFICOM SA, AMEC oraz Patronom

Honorowym: Narodowemu Centrum Bada Jdrowych, Politechnice Warszawskiej, Politechnice Gdaskiej, a take

Stowarzyszeniu Elektrykw Polskich.

Cieszymy si, i nasze przedsiwzicie zyskao take poparcie mediw. Wrd Patronw Medialnych znalazy si ju:

Polska Agencja Prasowa, Centrum Informacji o Rynku Energii, portale: elektrownia-jdrowa.pl, nuclear.pl, ebe.org.pl,

eitj.pl, biznespolska.pl, BizPoland Magazine, energetykon.pl, ekoatom.com.pl; pisma branowe ProAtom, Energia

Gigawat oraz wiat Nauki.

Zapraszamy do wsppracy przy kolejnych projektach!

PK

Renata Kauna

Dyrektor Zarzdzajcy

SC Consulting / PowerMeetings.pl

Juliusz Kosowski

Dyrektor Generalny

The Warsaw Voice

Agnieszka Kozowska

Project Manager

SC Consulting / PowerMeetings.pl

STANIS AW K ILIM

REAKTORY NA STOPIONYCH SOLACH OGROMNE MOLIWOCI ALE DUO JESZCZE DO ZROBIENIA

Wstp Reaktor na stopionych solach ( z angielska Molten Salt Reactor MSR) rni si od innych

typw tym, e zarwno paliwo jak i chodziwo krce w obiegu pierwotnym wystpuj pod postaci soli (fluorkw) rozgrzanych do temperatury wyszej od temperatury topnienia. Mona w nich wykorzystywa wszystkie znane paliwa jdrowe, ale najwiksze ich zalety to moliwo wdroenia zamknitego cyklu torowo-uranowego, moliwo uczynienia go reaktorem powielajcym i moliwo wypalania aktynowcw zawartych w wypalonym paliwie z obecnych reaktorw energetycznych.

MSR [1] by rozwijany w Oak Ridge National Laboratory (ORNL), Oak Ridge, Tennessee, USA w latach 1950-70. Pocztkowo mia to by reaktor o mocy 2.5 MW(t) do napdu bombowcw (ARE Aircraft Reactor Experiment) a po zmianie planw przemianowano projekt na MSRE (Molten Salt Reactor Experiment) i zbudowano reaktor o mocy 8 MW(t). Paliwem dla niego byy cieke fluorki uranu rozpuszczone we fluorkach litu, berylu i cyrkonu. Pocztkowo (1.06.1965 26.03.1968) MSRE pracowa na U-235. Nastpnie metod fluoryzacji wydzielono z paliwa U-235 i stopniowo zastpiono go U-233. Na tym paliwie MSRE przepracowa okres 2.10.1968 12.12.1969. Pod koniec pracy wprowadzono nawet 500 g Pu-239 w postaci fluorku.

Rys. 1 Schemat rozmieszczenia oprzyrzdowania reaktora MSRE

Reaktor MSRE schemat: (1) zbiornik reaktora, (2) wymiennik ciepa, (3) pompa paliwa, 4) konierz, 5) osona termiczna, 6) pompa pynu chodzcego, 7) Chodnica, 8) zbiornik pynu chodzcego, 9) wentylatory (10) zbiorniki spustu paliwa, 11) Pukanie zbiornika, 12) zamknicia zbiornika, 13) Zawr .

MSRE plant diagram: (1) Reactor vessel, (2) Heat exchanger, (3) Fuel pump, (4) Freeze flange, (5) Thermal shield, (6) Coolant pump, (7) Radiator, (8) Coolant drain tank, (9) Fans, (10) Fuel drain tanks, (11) Flush tank, (12) Containment vessel, (13) Freeze valve.

Wyniki pracy reaktora MSRE byy na tyle zadawalajce, e ORNL opracowa projekt reaktora energetycznego na stopionych solach. Mia to by reaktor powielajcy - tj. taki, ktry produkuje wicej materiau rozszczepialnego ni sam zuywa - i dlatego nazywa si Molten Salt Breeder Reactor MSBR [2-5]. Wobec ogromu prac badawczych do wykonania w tamtych czasach i licznych problemw do rozwizania USA zrezygnoway w roku 1972 z reaktorw na stopionych solach. Z upywem czasu pojawiy si jednak nowe technologie, ktre spowodoway, e idea reaktorw na stopionych solach odywa i nawet GIF (Generation IV International Forum) wpisao ten typ reaktora na list szeciu najbardziej perspektywicznych.

Chocia projekt MSBR nie zosta nigdy wdroony to by na tyle dopracowany i rozwizania, ktre proponowa byy na tyle ciekawe, e pozosta reaktorem odniesienia dla pniejszych analiz.

Nota: W dalszej czci skrt MSR oznacza bdzie typ reaktora a MSBR i MSRE konkretne reaktory typu MSR.

Opis reaktora na stopionych solach na przykadzie MSBR Reaktor MSBR na stopionych solach (Rys. 2) - jest reaktorem termicznym. Paliwem dla

niego jest tetrafluorek uranu zmieszany z fluorkami litu, berylu (7LiF-BeF2-ThF4-UF4). Rdze reaktora wypeniony jest elementami grafitowymi z wydronymi w rodku kanaami przepywowymi. Grafit stanowi tu moderator neutronw. Sole litu i berylu stanowi nonik i chodziwo zarazem. Reakcja rozszczepienia (i produkcja energii) zachodzi tylko w obszarze moderatora. Powstae ciepo odprowadzane jest poza rdze dziki pompie wymuszajcej obieg stopionych soli. Jest to tzw. obieg pierwotny. W elektrowni z reaktorem MSR mamy jeszcze dwa obiegi. W obiegu wtrnym kry tylko chodziwo (NaBF4-NaF). Trzeci obieg napdza turbogenerator. W sumie te trzy obiegi maj za zadanie odebra ciepo z rdzenia reaktora, przekaza na turbogenerator i zamieni na energi elektryczn. Komunikuj si midzy sob przez wymienniki ciepa.

Obieg pierwotny ma odgazienie przez ktre pobiera si paliwo wypalone i poddaje przerbce celem oddzielenia produktw rozszczepienia od soli paliwa. Oczyszczone sole wracaj do obiegu pierwotnego a produkty rozszczepienia do odpadw. Jeeli w obiegu pierwotnym jest take tor, to w czasie przerbki paliwa wydziela si powstay z toru Pa-233 i kieruje do specjalnego zbiornika gdzie Pa-233 przeksztaca si w U-233. Po odpowiednim czasie wyczekiwania powstay U-233 kierowany jest znw do obiegu pierwotnego. By reaktor na stopionych solach sta si reaktorem powielajcym proces przerbki paliwa powinien przebiega w sposb cigy on-line.

Pod reaktorem znajduj si zbiorniki zrzutowe, do ktrych spuszczane jest paliwo po zatrzymaniu reaktora. Rura spustowa zakorkowana jest przez tzw. zawr chodzony. Stanowi on bierny element systemu zabezpiecze reaktora. Wzrost temperatury rdzenia lub awaria ukadu chodzenia zaworu spowoduje roztopienie korka i ucieczk paliwa do zbiornikw zrzutowych wyczenie reaktora. Zbiorniki s podkrytyczne, tzn. tak mae, e ilo zawartego w nich materiau rozszczepialnego jest mniejsza od masy krytycznej i nie moe rozwin si w nich reakcja acuchowa. S tak wmontowane w budynek reaktora, e budynek jest w stanie odprowadzi ciepo generowane w paliwie w wyniku rozpadw radioaktywnych produktw rozszczepienia. Zrzut paliwa do zbiornikw moe stanowi take sposb wyczania reaktora.

Rys. 2 Uproszczony schemat elektrowni z reaktorem powielajcym na stopionych solach MSBR

Tabela 1 Podstawowe parametry reaktora MSRE i MSBR

MSRE MSBR

Parametr Warto

Moc termiczna - MW(t) 8 2250

Moc elektryczna netto - MW(e) 0 1000

Czas ycia lata ~ 4 ~30

Wspczynnik powielania

MSRE MSBR

Parametr Warto

Materia zbiornika reaktora St. Hastelloy-N Nowy Hastelloy-N

Gsto mocy kW/l 2.7 22

Temperatura na wylocie z rdzenia - C 654 704

Temperatura na wlocie do rdzenia - C 566

Wzrost temp. w rdzeniu - C 4.5 121

Cinienie projektowe w zbiorniku MPa 0.52

Max. strumie neutronw neutr/cm2/s 61013 8.31014

Skad soli obiegu wtrnego

- % molowe

7LiF-BeF2

66-34 % m

NaBF4-NaF

92-8 %m

Przerbka paliwa Partiami Ciga

Ilo paliwa w zak. przerbki m3. 13.6

Czas przerbki paliwa z obiegu pierwotnego - dni ~10

Dlaczego zrezygnowano - wady reaktora MSBR Wspczynnik powielania1 1.06 oznacza, e na wyprodukowanie drugie tyle paliwa, co si

woyo na pocztku potrzeba 25 lat. Na pocztku lat 70-ych wydawao si, e reaktory prdkie, dla ktrych ten wspczynnik wynosi 1.2 bardziej nadaj si do przetwarzania materiaw paliworodnych na paliwo.

Warunkiem koniecznym wdroenia w reaktorze MSR torowo-uranowego cyklu paliwowego i uzyskania wspczynnika powielania wikszego od 1 jest zastosowanie przerbki on line paliwa wypalonego. Przerbka zaproponowana przez ONRL bya sprawdzona tylko na skal laboratoryjn, nigdy w caoci, nigdy z reaktorem. Poza tym bya kosztowna.

Reaktory na stopionych solach chodzone fluorkiem litu produkuj duo trytu w porwnaniu z innymi typami reaktorw. Tryt przenika przez wszystkie cianki moe dosta si do trzeciego obiegu a stamtd do atmosfery. Wydzielenie go z wody jest bardzo trudne i kosztowne.

W latach 70-ych stosowano rurowe wymienniki ciepa. Charakteryzoway si one duymi rozmiarami. Zwikszao to objto obiegu pierwotnego i ilo potrzebnego paliwa i ilo wzbogaconego litu. A poniewa obieg pierwotny jest bardzo aktywny i musi mie osony biologiczne to duy wymiennik oznacza du oson i duy koszt.

1 Wspczynnik powielania dotyczy paliwa i oznacza stosunek iloci produkowanych do iloci zuywanych w tym samym czasie

materiaw rozszczepialnych. Nie myli ze wspczynnikiem mnoenia oznaczanym zwyczajowo przez k, ktry dotyczy neutronw i oznacza efektywn liczb neutronw powstaych z jednego rozszczepienia, ktre powoduj nastpne rozszczepienie.

Para wodna poczona z fluorkami staje si w wysokich temperaturach bardzo korozyjna. Zmusza to do obnienia temperatury pracy, tzn. zmusza do pracy w temperaturach nieoptymalnych dla reaktorw na stopionych solach.

Kolejnym czynnikiem ograniczajcym temperatur pracy reaktora na stopionych solach jest pogorszenie wasnoci mechanicznych materiaw konstrukcyjnych ze wzrostem temperatury.

Powanym problemem dla reaktora MSR jest zachowanie grafitu w reaktorze. Grafit absorbuje gazy tryt i trucizny reaktorowe XE-135 i Kr-85. Prby zastosowania powok z wgla pirolitycznego nie zabezpieczyy przed absorpcj. Pod dziaaniem neutronw grafit eroduje i puchnie. Szacowano, e w reaktorze energetycznym grafit moe przetrwa tylko 4 lata. W porwnaniu z ywotnoci elektrowni szacowan na 30 lat byo to bardzo mao.

Trzeba take przyzna, e reaktor na stopionych solach w cyklu torowo-uranowym jest take bardzo kopotliwy z punktu widzenia konserwacji, gdy emituje bardzo twarde, tzn. bardzo przenikliwe promieniowanie gamma. To z kolei czyni go kopotliwym przy likwidacji elektrowni.

Dzi do wszystkich wad dodano by zagroenie proliferacj, czyli rozprzestrzenianiem broni jdrowej gdy zaznaczony na schemacie zakad przerbki paliwa byby w stanie wyprodukowa czysty U233.

Zalety reaktora na stopionych solach cenione dzi Od lat 70-ych duo si zmienio. Pojawiy si nowe rozwizania techniczne, ktre zastosowane w reaktorach na stopionych solach rozwi wiele problemw. Przesta by problemem cykl parowy w trzecim obiegu bo firma General Atomics opracowaa turbiny gazowe pracujce w tzw. cyklu Braytona, w ktrym czynnikiem roboczym jest hel, azot lub ich mieszanina krce w obiegu zamknitym. Opracowano take nowy materia konstrukcyjny kompozyt wglowo-wglowy. Pozwoli on na skonstruowanie miniaturowych wymiennikw ciepa.

Zmieniy si take wymagania na reaktory energetyczne najnowszej generacji. Dzi kadzie si duo wikszy nacisk na bezpieczestwo z zasady dziaania, na bierne elementy bezpieczestwa reaktora i na moliwo zastosowania zamknitego cyklu paliwowego.

Reaktor na stopionych solach jest bezpieczny z zasady dziaania bo ma silnie ujemny

temperaturowy wspczynnik reaktywnoci2 T = -(6.840.072)10-5/ C. Wzrost temperatury powoduje zmniejszenie gstoci paliwa, zmniejszenie iloci rozszczepialnej substancji w jednostce objtoci, zmniejszenie iloci rozszczepie i iloci wydzielanej energii w jednostce objtoci.

Opisany wyej mechanizm powoduje te, e reaktor atwiej nada za zmianami obcienia sieci. Zmniejszenie obcienia sieci oznacza mniejsze chodzenie, wzrost temperatury itd.

Dla reaktora na stopionych solach nie jest grone stopienie rdzenia, bo jest on przystosowany z zasady do pracy ze stopionym rdzeniem. Brak elementw paliwowych takich jak w reaktorach na paliwo stae stanowi powane uproszczenie konstrukcji, uproszczenie procesu przygotowywania paliwa czyli zmniejszenie kosztw eksploatacji.

2 dT

dk

kdT

dT

1

oznacza zmian reaktywnoci po zmianie temperatury o 1 oC

Du zalet reaktora na stopionych solach jest jego elastyczno konfiguracji. Ten sam reaktor moe pracowa na U-235 jako paliwie, na U-233, na Pu-239. Moe pracowa bez przerbki paliwa (otwarty cykl paliwowy), z przerbk paliwa (zamknity cykl paliwowy). Moe nawet pracowa jako wypalacz transuranowcw i dugoyciowych produktw rozszczepienia. Szacuje si, e w najprostszej konfiguracji reaktor na stopionych solach jest w stanie przepracowa 30 lat gdyby pozwoli na samoistne ulatnianie si trucizn gazowych, uzupenia ubytki paliwa i co ok. 4 lata wymienia grafit.

Peni moliwoci reaktora na stopionych solach mona wykorzysta dopiero w cyklu torowo-uranowym poniewa:

Wykorzystuje si nowy materia jdrowy tor. Wykorzystanie go w innych typach reaktorw jest znacznie bardziej skomplikowane;

Produkuje si duo mniej transuranowcw. Powstay z toru U233 produkuje mniej dugoyciowych odpadw radioaktywnych ni U-235 i Pu-239. Do tego stopnia mniej, e mona nawet wypala transuranowce nagromadzone z innych typw reaktorw. Reaktor na stopionych solach moe nawet stanowi ogniwo zamykajce cykl paliwowy innych reaktorw termicznych (PWR, BWR, HTR) i prdkich (FBR);

Pracuje si w zamknitym cyklu paliwowym co oznacza znacznie efektywniejsze wypalanie paliwa jdrowego bo paliwo prawie nie idzie do odpadw.

Mona zorganizowa przerbk paliwa na miejscu, w budynku elektrowni, z wykorzystaniem ciepa odpadowego z reaktora.

Dziki wysokiemu ciepu waciwemu fluorkw moliwe i atwe bdzie dostarczanie ciepa na odlegoci rzdu kilkuset metrw. To ciepo mona bdzie wykorzysta do zgazowywania wgla, produkcji paliw pynnych z wgla, produkcji wodoru.

Powolny nawrt zainteresowania reaktorami MSR Od czasw rezygnacji ORNL z reaktora MSBR tematyka toru w reaktorach na ciekych solach

przeywa kryzys. Pracuje si raczej nad pirochemicznymi metodami przerbki paliwa wypalonego. Przy okazji opracowuje si koncepcje wykorzystania reaktorw na stopionych solach do wypalania transuranowcw. Pewne, niedue pienidze na t tematyk daje Unia Europejska w ramach Programw Ramowych (FP): FP5 projekt MOST, FP6 projekt ALISIA, FP7 projekt ACSEPT. Najwiksze zaangaowanie w problematyk reaktorw na stopionych przejawiaj Francja, Rosja, Japonia, Korea, USA i Czechy. Prace te maj gwnie form analiz komputerowych. We Francji, Centre National de la Recherche Scientifique (CNRS) na bazie MSBR opracowano koncepcj reaktora TMSR (Thorium Molten Salt Reactor). Przebadano liczne konfiguracje reaktora poczynajc od zblionej do MSBR (z matryc grafitow) po bez grafitu.

Schemat rdzenia reaktora TMSR pokazany jest na Rys. 2. Pooenie rdzenia definiuje matryca zoona z heksagonalnych elementw grafitowych z kanaem w rodku. Paliwo stanowi mieszanina fluorkw o skadzie 70% 7LiF - 17.5% BeF2 1.5% UF4 - 11% ThF4, gdzie U oznacza izotop U233. Matryca grafitowa tworzy dwie strefy. W pierwszej, centralnej kanay paliwowe maj promie 5.5 cm a w drugiej, skrajnej zwanej paszczem 8.45 cm. W strefie centralnej neutrony s silniej moderowane i gwnie w niej zachodzi rozszczepienie uranu. Dlatego strefa ta nazywa si stref

rozszczepieniow. W paszczu jest mniej grafitu, widmo neutronw jest twardsze3, rozszczepie jest mniej i zawarty w paliwie tor wychwytuje neutrony uciekajce ze strefy centralnej. Paszcz stanowi stref paliworodn.

Rys. 3 Przekrj pionowy i poziomy reaktora TMSR

Na pocztku (lata 90-e XX wieku) sprawdzono czy wspczesne programy do oblicze reaktorw potwierdz wyniki otrzymane dla MSBR w latach 70-ych. Stwierdzono, e dla niektrych konfiguracji podobnych do MSBR temperaturowe wspczynniki reaktywnoci mog sta si dodatnie ale mona znale tak konfiguracj (promie kanau paliwowego 7-9 cm) dla ktrej reaktor jest i bezpieczny i powielajcy.

3 Tzn. procentowo jest w nim wicej neutronw o wyszych energiach ni w strefie centralnej lub innymi sowami rednia energia jego neutronw jest wysza ni w strefie centralnej

Rys. 4 Parametry reaktora TMSR w funkcji promienia kanau paliwowego. Zielona ramka pokazuje zakres zmiennoci promienia, w

Przeprowadzono take podobne analizy [6] dla reaktora prdkiego - bez grafitu w rdzeniu - nazwanego

TMSR-NM (TMSR Non Moderated). Zrezygnowano z soli czteroskadnikowej 7LiF-BeF2-ThF4-UF4 na rzecz

trjskadnikowej 7LiF-ThF4-UF4. Taka konfiguracja nadaje si nie tylko do produkcji energii ale take do

wypalania aktynowcw.

Rys. 5 Schemat przekroju pionowego reaktora TMSR-NM

Obliczenia wykazay, e ta konfiguracja jest duo bezpieczniejsza od tej z grafitem rys. 5. Wymaga jednak wicej materiau rozszczepialnego na pocztku kampanii paliwowej. Do tego by reaktor sta si powielajcy niezbdna jest przerbka paliwa ju w trakcie kampanii.

Rys. 6 Temperaturowy wspczynnik reaktywnoci reaktora TMSR-NM w funkcji procentowej zawartoci cikich jder.

Rys. 7 Wymagana szybko przerbki paliwa w funkcji pocztkowej iloci materiau rozszczepialnego.

Im szybsza przerbka tym mniej materiau rozszczepialnego potrzeba jest na pocztku i tym krtszy jest

okres podwojenia paliwa.

Rys. 8 Okres podwojenia paliwa reaktora TMSR-NM w funkcji zawartoci cikich jder.

Tu take wida, e im szybsza przerbka paliwa wypalonego tym krtszy okres podwajania. Ponadto uywajc w fazie pocztkowej transuranowcw (gwnie plutonu) pochodzcych z paliwa wypalonego przez obecne elektrownie jdrowe skraca si okres podwajania paliwa w porwnaniu z U233 jako materiaem rozruchowym.

Ostatecznie to wersja TMSR-NM zostaa wybrana jako bazowa dla francuskiego programu badawczego powiconego wdraaniu torowego cyklu paliwowego [10].

Bardzo podobne do TMSR-NM studia zostay przeprowadzone w Rosji. Opracowano koncepcj reaktora MOSART (Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter) [11] nastawionego gwnie na wypalanie aktynowcw. Podstawowa konfiguracja miaa w rdzeniu sl o skadzie 58%NaF-15%LiF-27%BeF2-0.8%AnF3. Charakteryzowaa si dobr rozpuszczalnoci soli aktynowcw i lantanowcw

ponad 2% molowe przy temperaturze 600C.

Zupenie niedawno pojawia si informacja, ktra moe przyspieszy rozwj energetyki jdrowej opartej na torze [12]. 25.01.2011 na dorocznej konferencji Chiskiej Akademii Nauk ogoszono, e Chiny rozpoczy realizacj projektu badawczego TMSR (Thorium Molten Salt Reactor). Przewidywany czas realizacji projektu 20 lat. Wiadomo ukazaa si w czasopimie Wenhui News i na Energy from Thorium Discussion Forum. Kierownikiem projektu jest Dr. Jiang Mianheng syn Jang Zemina, byego prezydenta ChRL a obecny vice-przewodniczcy Chiskiej Akademii Nauk. Dr. Jiang Mianheng jest absolwentem Uniwersytetu Drexela.

Podsumowanie Koncepcja reaktora na stopionych solach powstaa ju w latach 40-ch XX wieku. W latach 60-ych USA zbudoway reaktor badawczy MSRE o mocy 8 MWt. Parametry reaktora okazay si na tyle dobre, e USA opracoway projekt reaktora energetycznego MSBR o mocy 1000 MWe. Wymagania reaktora przerosy jednak moliwoci wczesnej technologii i na pocztku lat 70-ych USA zrezygnoway z wdroenia MSBR.

Obecne prace nad zastosowaniem reaktorw na stopionych solach maj gwnie charakter koncepcyjny. Najciekawsze z nich to francuska koncepcja TMSR-NM i rosyjska MOSART.

Wzrastajcy udzia energetyki jdrowej w oglnym bilansie energetyki wiatowej doprowadzi przy obecnej gospodarce paliwem do wyczerpania zasobw uranu. Palc stanie si potrzeba wykorzystania uranu zawartego w paliwie wypalonym przez obecne elektrownie, ktry idzie do odpadw radioaktywnych oraz wykorzystania toru. Reaktory na stopionych solach s w stanie rozwiza oba te problemy. Trzeba jeszcze rozwiza par problemw przerbka paliwa w trakcie pracy reaktora, materiay konstrukcyjne. Z drugiej strony postp technologii kompozyty wglowo-wglowe jako nowe materiay konstrukcyjne, turbiny gazowe pracujce w zamknitym cyklu Braytona uatwi wdroenie reaktorw na stopionych solach w energetyce. Prawdopodobnie nastpi to po roku 2040.

Literatura 1. P. N. Haubenreich and J. R. Engel, "Experience with the Molten Salt Reactor Experiment," Nucl. Appl Technol.,8,

118 (1970). 2. WASH-1222 - An Evaluation of the Molten Salt Breeder Reactor 3. J. A. Lane, H. G. MacPherson, and F. Maslan, Fluid Fuel Reactors, Addison-Wesley, Reading, Massachusetts

(1958). 4. M. E. Whatley et al., "Engineering Development of the MSBR Fuel Recycle," Nucl. Appl. Tech., 8, 170 (1970). 5. H. E. McCoy et al., "New Development in Materials for Molten Salt Reactors," Nucl. Appl. Tech. 8, 156 (1970). 6. http://lpsc.in2p3.fr/gpr/gpr/publis-rsfE.htm - literatura nt. TMSR-NM 7. Influence of the Processing and Salt Composition on the Thorium Molten Salt Reactor Elsa MERLE-LUCOTTE et

al. 8. The Thorium Molten Salt Reactor: Launching the Thorium Cycle while Closing the Current Cycle; E. Merle-

Lucotte et al. http://energyfromthorium.com/2009/04/19/the-thorium-molten-salt-reactor-launching-the-thorium-cycle-while-closing-the-current-fuel-cycle/

9. E. Merle-Lucotte et al. Molten Salt Reactors and Possible Scenarios for Future Nuclear Power Deployment PHYSOR 2004 - The Physic of Fuel Cycles and Advanced Nuclear Systems: Global Developments Chicago, Illinois, April 25-29, 2004, on CD-ROM, American Nuclear Society, Lagrange Park, IL. (2004)

10. Thorium Cycle Molten Salt Reactors; June 2008; The CNRS Research Program on the Thorium cycle and the Molten Salt Reactors; http://pacen.in2p3.fr/IMG/pdf/080607_CNRS_ThoriumMSR.pdf

11. V. V. Ignatiev et al., Progress in Development of Li,Be,Na/F Molten Salt Actinide Recycler & Transmuter Concept; Proceedings of ICAPP 2007 Nice, France, May 13-18, 2007 Paper 7548

12. http://energyfromthorium.com/2011/01/30/china-initiates-tmsr/

Artyku przygotowany w ramach kampanii Ministerstwa Gospodarki

Poznaj atom. Porozmawiajmy o Polsce z energi.

AGNIESZKA BO ETTCHER

GOSPODARKA ODPADAMI PROMIENIOTWRCZYMI I WYPALONYM PALIWEM JDROWYM WE FRANCJI.

Francja jest najwikszym w Europie producentem energii elektrycznej pochodzcej z elektrowni jdrowych. Eksploatacja 58 reaktorw jdrowych PWR (Pressurized Water Reactor) pozwala na pokrycie zapotrzebowania na energi elektryczn w 80%. We Francji znajduj si rwnie zakady produkujce paliwo do reaktorw jdrowych, a take zakady przerobu wypalonego paliwa AREVA NC w La Hague. Przetwarzanie wypalonego paliwa pozwala na lepsze wykorzystanie zasobw uranu. Tak wic kraj ten posiada bogate dowiadczenie w wykorzystaniu energii jdrowej.

Odpady promieniotwrcze we Francji. We Francji obowizuj nastpujce klasyfikacje odpadw promieniotwrczych:

1. ze wzgldu na aktywno promieniotwrcz:

VLLW (Very-Low-Level Waste)- odpady bardzo nisko-aktywne, o aktywnoci 1-100Bq/g,

LLW (Low-Level Waste)- odpady nisko-aktywne, o aktywnoci 100-100 000Bq/g,

ILW (Intermediate-Level Waste)- odpady rednio-aktywne, o aktywnoci 100 000-100 000 000Bq/g,

HLW (High-Level Waste)- odpady wysoko-aktywne, o aktywnoci rwnej lub wikszej 10 miliardwBq/g.

2. ze wzgldu na okres poowicznego zaniku:

VSL (Very-Short-Lived)- odpady bardzo krtko-yciowe, o okresie poowicznego zaniku 31 lat. rda odpadw promieniotwrczych we Francji przedstawia Rys. 1. Prawie 60% odpadw promieniotwrczych zwizana jest z energetyk jdrow. Z czego 90% to odpady nisko i rednio-aktywne, skadowane w powierzchniowych skadowiskach odpadw promieniotwrczych, natomiast 10% objtoci odpadw, stanowi odpady dugo-yciowe o redniej aktywnoci, a take odpady wysoko-aktywne. Odpady wysoko-aktywny zostaj wyselekcjonowane z wypalonego paliwa jdrowego, a nastpnie poddawane zeszkliwieniu i umieszczane w odpowiednich pojemnikach. Takie odpady mog by skadowane jedynie w geologicznych skadowiskach odpadw promieniotwrczych. Planowany termin zakoczenia budowy pierwszego takiego skadowiska przewidziany jest na rok 2025. Do tego czasu, odpady wysoko-aktywne przechowywane s w Zakadach Przerobu Wypalonego Paliwa Jdrowego AREVA NC w La Hague (opis w czci Gospodarka wypalonym paliwem jdrowym).

Rys. 1 rda odpadw promieniotwrczych we Francji.

Udzia procentowy poszczeglnych rodzajw odpadw w cakowitej objtoci wytworzonych odpadw promieniotwrczych, w 2010 roku przedstawia Rys. 2. Okoo 80% stanowi odpady bardzo nisko-aktywne oraz odpady nisko i rednio-aktywne krtko-yciowe. Odpady rednio-aktywne dugo-yciowe oraz odpady wysoko-aktywne stanowi mniej ni 4% cakowitej objtoci.

Rys. 2 Procentowy udzia poszczeglnych rodzajw odpadw promieniotwrczych w cakowitej ich objtoci wytworzonej w 2010

roku.

59%

26%

11%

3% 1%

RDA ODPADW PROMIENIOTWRCZYCH

ENERGETYKA JDROWA

NAUKA

OBRONA NARODOWA

PRZEMYS

MEDYCYNA

Gospodarka wypalonym paliwem jdrowym. Wszystkie francuskie reaktory energetyczne s typu PWR. Stosuje si w nich paliwo UOX

(tlenek uranu) oraz paliwo typu MOX (mieszanina tlenkw uranu i plutonu). Uran naturalny zawiera tylko 0.7 % rozszczepialnego izotopu U-235. Aby uzyska samopodtrzymujc si i kontrolowan reakcj rozszczepienia jdrowego w reaktorze, naley wyprodukowa paliwo wzbogacone w U-235. We wspczesnych reaktorach energetycznych wzbogacenie U-235 wynosi do 5%.

Wypalone paliwo uranowe zawiera gwnie U-238, produkty rozszczepienia, niewypalony U-235, pluton, a take pomniejsze aktynowce (ameryk, kaliforn, neptun, kiur i in.). Paliwo to jest silnie promieniotwrcze, co powoduje wydzielanie si znacznej iloci ciepa. Konieczne jest wic przechowywanie go, przez kilka lat, w przyreaktorowym basenie wypalonego paliwa, w celu schodzenia. Nastpnie wypalone, schodzone paliwo zostaje przewiezione do zewntrznych przechowalnikw wypalonego paliwa lub do zakadu przerobu wypalonego paliwa.

We Francji, zakadem zajmujcym si przerobem wypalonego paliwa jest AREVA NC w La Hague. Wypalone paliwo jdrowe przywozi si do zakadu przerobu wypalonego paliwa w suchych pojemnikach transportowych. Rozadunek nastpuje w odizolowanych i przystosowanych do tego pomieszczeniach. Kasety paliwowe s nastpnie sprawdzane pod ktem szczelnoci koszulek paliwowych i umieszczane w basenie wodnym. Cay proces rozadunku, kontroli i przeadunku do basenu odbywa si zdalnie, bez bezporedniego kontaktu z czowiekiem. Gboko basenu wynosi 9m, wysoko koszy z paliwem wynosi 5 m, co daje 4-ro metrow warstw ochronn. Paliwo pozostaje w basenie przez okres 3-5lat (Rys. 3).

Rys. 3 Basen do przechowywania wypalonego paliwa w AREVA NC w La Hague.

Po tym czasie rozpoczyna si proces przerobu wypalonego paliwa jdrowego. Polega on, w

pierwszej kolejnoci, na oddzieleniu mechanicznym wypalonego paliwa od koszulek, a nastpnie rozpuszczeniu paliwa we wrzcym kwasie azotowym. W wyniku procesw chemicznych, produkty rozszczepienia, uran i pluton zostaj odseparowane. Odseparowany uran oraz pluton, moe zosta wykorzystany do produkcji paliwa. Oddzielone mechanicznie, w pierwszym etapie przerobu wypalonego paliwa, czci metalowe takie jak koszulki paliwowe stanowi odpad promieniotwrczy o redniej aktywnoci, natomiast produkty rozszczepienia i inne izotopy oddzielone w wyniku procesw chemicznych stanowi odpady wysoko-aktywne. Odpady wysoko-aktywne poddaje si procesowi witryfikacji (tzn. zeszkliwienia) i umieszcza je w specjalnych pojemnikach (Rys. 4).

Rys. 4 Pojemniki na zwitryfikowane odpady wysoko-aktywne oraz sprasowane odpady rednio-aktywne.

Odzyskany uran i pluton, zostaje dostarczony do zakadw produkujcych paliwo jdrowe. Zakad AREVA MELOX, ktry zajmuje si produkcj paliwa MOX, pooony jest w departamencie Gard. W uranowym paliwie jdrowym materiaem rozszczepialnym jest izotop U-235, natomiast w paliwie MOX Pu-239, odzyskany z wypalonego paliwa lub pluton militarny. Paliwo MOX charakteryzuje si tym, e wzbogacenie w nim, w pluton, wynosi okoo 7-10%.

Zastosowanie paliwa MOX w jdrowych reaktorach energetycznych pozwala na ograniczenie zuycia zasobw naturalnych uranu. Ponadto do produkcji paliwa MOX wykorzystywany jest take pluton militarny. Recykling 7-miu kaset wypalonego paliwa UOX pozwala na wyprodukowanie 1 kasety paliwowej z paliwem MOX.

Na podstawie neutronowych oblicze komputerowych, dokonuje si midzy innymi analiz moliwoci zastosowania danego typu paliwa w reaktorach jdrowych. Parametrem charakteryzujcym zdolno reaktora do uzyskania samopodtrzymujcej si i kontrolowanej acuchowej reakcji rozszczepienia jest wspczynnik mnoenia keff. Jeeli jego warto jest rwna jednoci, to liczba neutronw powstajcych w wyniku rozszczepienia jest rwna liczbie neutronw pochonitych, a reaktor jest stabilny i produkuje energi. Paliwo adowane do reaktora musi mie keff wiksze od jednoci, eby zapewni produkcj energii w reaktorze przez wymagany okres czasu. Przykad wynikw oblicze keff pojedynczego elementu z paliwem uranowo-plutonowym przedstawia Wykres 1. Paliwo w tym przykadzie skada si z uranu naturalnego, wzbogaconego 5% PuO2 i umieszczone w koszulce cyrkonowej.

Wykres 1. Warto wspczynnika mnoenia w funkcji wypalenia elementu paliwowego z paliwem UO2+5%PuO2.

Powysze wyniki, stanowi rezultat oblicze wykonanych metod Monte Carlo, za pomoc kodu MCNPX, w Narodowym Centrum Bada Jdrowych w wierku. Poza wyznaczeniem wartoci wspczynnika mnoenia okrelany jest take, midzy innymi, skad izotopowy w funkcji wypalenia, ilo powstajcych aktynowcw, rozkad gstoci mocy w przekroju poprzecznym i podunym.

Skadowanie odpadw promieniotwrczych we Francji. Organem odpowiedzialnym za skadowanie odpadw promieniotwrczych we Francji jest Krajowa Agencja ds. Zarzdzania Odpadami Radioaktywnymi ANDRA. ANDRA jest organem publicznym odpowiedzialnym za dugoterminowe zarzadzanie wszystkimi odpadami promieniotwrczymi, nadzorowanym przez Ministerstwo Ekologii, Energii, Zrwnowaonego Rozwoju i Morza oraz Ministerstwo Bada Naukowych. Podstawowymi kierunkami dziaania Agencji ANDRA s:

bezpieczne i dugoterminowe przechowywanie odpadw promieniotwrczych,

okrelenie kryteriw przyjcia odpadw promieniotwrczych do skadowania, jak rwnie poszukiwanie lokalizacji, budowy, eksploatacji, zamykanie i monitorowanie skadowisk,

aktywna polityka dialogu z zainteresowanymi stronami, na poziomie krajowym oraz lokalnym, a take regularna publikacja inwentaryzacji skadowanych odpadw oraz wynikw monitoringu.

W zalenoci od rodzaju odpadw promieniotwrczych mog by one skadowane w rnych typach skadowisk (Tabela 1). Ponadto rodzaj odpadw promieniotwrczych determinuje kryteria, ktre musi speni producent odpadw, aby zostay one przyjte na skadowisko. Gwnym kryterium jest sposb kondycjonowania (przygotowania do skadowania) odpadw promieniotwrczych. Operator skadowiska po otrzymaniu odpadw sprawdza czy speniaj one kryteria i decyduje o ich przyjciu lub odesaniu do producenta.

0,90

0,95

1,00

1,05

1,10

1,15

1,20

1,25

1,30

0 10 20 30 40 50 60

wsp

c

zyn

nik

mn

oe

nia

wypalenie [MWd/tHM]

Tabela 1 Rodzaje skadowisk w zalenoci od klasyfikacji odpadw promieniotwrczych.

We Francji istniej trzy skadowiska odpadw promieniotwrczych, a ich operatorem jest ANDRA. S nimi: CSM- nieczynne, powierzchniowe skadowisko odpadw nisko- i rednio- aktywnych; CSTFA- powierzchniowe skadowisko odpadw bardzo nisko- aktywnych oraz CSFMA- powierzchniowe skadowisko odpadw nisko- i rednio- aktywnych. Prowadzone s rwnie prace nad budow geologicznego skadowiska odpadw wysoko-aktywnych oraz rednio-aktywnych dugo-yciowych(Tabela 2).

Tabela 2. Model zarzdzania odpadami promieniotwrczymi we Francji.

Powierzchniowe skadowisko odpadw promieniotwrczych o bardzo niskiej aktywnoci

(CSTFA) w dystrykcie Aube, zostao oddane do eksploatacji w 2003 roku. Pojemno tego skadowiska wynosi 650 000m3. W 2010 roku na skadowisku znajdowao si 174 384m3 odpadw, tj. 27% cakowitej pojemnoci. Do odpadw bardzo nisko-aktywnych zaliczane s gruz, cinki metalu i inne materiay pochodzce z likwidowanych obiektw jdrowych, jak rwnie z nie-jdrowych zakadw wykorzystujcych materiay radioaktywne. Zanim odpady promieniotwrcze zostan umieszczone na skadowisku musz zosta odpowiednio przygotowane.

Odpady VLLW pochodz gwnie z obiektw jdrowych. Producent odpadw jest zobowizany do ich odpowiedniego przygotowania przed wysyk. Odpady bardzo nisko-aktywne umieszcza si w metalowych kontenerach lub w plastikowych torbach. Po odpowiednim opakowaniu odpadw oraz przygotowaniu ich dokumentacji, zostaj one przewiezione ciarwk na skadowiska. Nastpnie operator skadowiska dokonuje pomiaru aktywnoci dostarczonych

odpadw. W momencie przyjcia odpadw, spoczywa na nim odpowiedzialno za nie. Otrzymane odpady poddaje si sprasowaniu, kolejnej kontroli radiologicznej i skadowaniu.

Skadowisko odpadw bardzo nisko-aktywnych jest skadowiskiem powierzchniowym, gdzie odpady umieszczane s w kilkudziesicio-metrowych rzdach, w niewielkim zagbieniu, w ziemi. Podczas zapeniania danego rzdu umieszczana jest nad nim mobilna osona. Sposb zarzadzania i gospodarowania tego typu skadowiskiem odpadw promieniotwrczych jest prawie taki sam jak w przypadku skadowisk odpadw komunalnych. Wypeniony rzd pokrywa si grub, nieprzepuszczaln foli, na ktr w dalszej kolejnoci nanosi si warstw nieprzepuszczalnych glin, gleb, a ostatecznie na wykorzystanym obszarze sieje si traw. System drenau pozwala na stae monitorowanie odciekw. Rwnomiernie rosnca i systematycznie koszona trawa rwnie stanowi element monitoringu, ktry pozwala na szybkie zauwaenie osuwania si ziemi jak rwnie tworzenie si zapadlisk.

Powierzchniowe skadowisko odpadw krtko-yciowych o niskiej i redniej aktywnoci (CSFMA) zlokalizowane jest w dystrykcie Aube. Do koca 1994 roku odpady te byy skadowane na skadowisku (CSM) w Manche. Eksploatacja CSFMA zostaa rozpoczta w 1992 roku, a jego pojemno wynosi 1 000 000m3, z czego do koca 2010 roku zoono 243 225m3 odpadw. Odpady dostarczone przez producenta w metalowych lub betonowych beczkach, umieszczane s w betonowych kontenerach, ktrych dugo i szeroko wynosi 25m, a wysoko 8m. W miar potrzeb kontenery s systematycznie dobudowywane.

Na odpady krtko-yciowe o niskiej i redniej aktywnoci gwnie skadaj si rkawiczki i ubrania ochronne, skaone midzy innym podczas prowadzenia prac konserwacyjnych w elektrowniach jdrowych, a take prac prowadzonych w laboratoriach naukowych, szpitalach, uniwersytetach. Zanim odpady stae trafi na skadowisko zostaj sprasowane, natomiast odpady cieke poddaje si zestaleniu. Sprasowane i zestalone odpady krtko-yciowe nisko- i rednio-aktywne umieszczane s w metalowych lub betonowych beczkach. Tak przygotowane odpady producent dostarcza do operatora skadowiska, gdzie tak jak w przypadku odpadw VLLW, poddawane s one inspekcji radiologicznej. Cz skontrolowanych beczek, przed umieszczeniem ich w betonowych kontenerach, poddawanych jest kompakcji. Kiedy betonowy kontener jest ju wypeniony, beczki zasypuje si piaskiem oraz zalewa betonem. W ten sposb odpady odizolowane s od rodowiska. Kontenery wyposaone s w system odprowadzajcy wod. Dziki temu moliwe jest stae monitorowanie czy w kontenerach nie doszo do rozszczelnienia pojemnikw i migracji radionuklidw.

W grudniu 1991 roku ANDRA rozpocza prace przygotowawcze do budowy geologicznego skadowiska odpadw wysoko-aktywnych oraz dugo-yciowych o redniej aktywnoci. Siedem lat pniej dokonano wyboru lokalizacji skadowiska, przeprowadzono konsultacje spoeczne oraz uzyskano licencj na rozpoczcie bada. Budowa podziemnego laboratorium zostaa rozpoczta w 2000 roku. Zadaniem laboratorium jest prowadzenie bada, majcych na celu okrelenie czy pierwotnie okrelone warunki geologiczne, na podstawie bada powierzchniowych i odwiertw, pozwalaj na budow geologicznego skadowiska odpadw HLW i ILW-LL. W 2005 roku przedstawiony zosta raport dla rzdu francuskiego, dotyczcy studium wykonalnoci geologicznego skadowiska odpadw promieniotwrczych w dystryktach Meuse/Haute-Marne oraz przeprowadzono debat publiczn. Od momentu budowy laboratorium nieustannie prowadzone s badania oraz monitoring grotworu. Przeprowadzono take prbne odwierty poziomych korytarzy, w ktrych bd umieszczane kontenery z odpadami. Przewidywany termin oddania skadowiska do eksploatacji to 2025 rok.

Geologiczne skadowisko dla odpadw HL i IL / LL, (Centrum industriel de stockage gologique Cigo Przemysowe Centrum Skadowania Geologicznego) bdzie obejmowa instalacje na powierzchni do przygotowania pakietw z odpadami, jak rwnie podziemne pomieszczenia do skadowania

Na terenie wszystkich wyej wspomnianych skadowisk odpadw promieniotwrczych zlokalizowane s centra informacyjne, do ktrych kady moe przyj, aby uzyska informacje na temat danego obiektu. Skadowiska oraz podziemne laboratorium s stale odwiedzane przez wycieczki. Centrum informacyjne, przy laboratorium podziemnym, organizuje rwnie warsztaty dla dzieci, podczas ktrych mog one nie tylko pozna zjawisko promieniotwrczoci, ale rwnie uzyska informacje na temat geologii, obejrze na wystawie skamieniaoci, mineray, a nawet, dziki przygotowanym stanowiskom paleontologicznym, mog na chwil zosta paleontologami odnajdujcymi skamieniae szcztki organizmw ywych takich jak jaszczurki, ryby czy amonity. Polityka rzetelnej informacji prowadzona we Francji powoduje, e ludzie czuj si bezpiecznie. Ponadto na obszarach gdzie s zlokalizowane skadowiska, poza monitoringiem rodowiska prowadzonym przez ANDR, rwnolegle i niezalenie badania przeprowadzaj komitety spoecznoci lokalnej.

rdem wiedzy zawartej w artykule s informacje uzyskane podczas tygodniowego szkolenia we Francji, organizowanego przez ANDR, oraz opracowania dostpne na oficjalnych stronach internetowych firm AREVA i ANDRA (http://www.areva.com/EN/operations-1092/areva-la-hague-recycling-used-fuel.html; http://www.andra.fr/index.html).

Agnieszka Boettcher Narodowe Centrum Bada Jdrowych w wierku

Instytut Fizyki U w Katowicach, ZFJiJZ

Artyku przygotowany w ramach kampanii Ministerstwa Gospodarki

Poznaj atom. Porozmawiajmy o Polsce z energi.

JACEK T. KANIEWSKI

CZY MOE ZABRAKN URANU DLA ENERGETYKI JDROWEJ ?

Wstp Materiaem jdrowym stosowanym powszechnie w paliwie reaktorowym jest obecnie uran.

Zawiera on izotop U-235, ktry jest atwo rozszczepialny przy bardzo maych energiach neutronw, tzw. energiach termicznych. Waciwo t wykorzystuje si w prawie wszystkich obecnie eksploatowanych reaktorach, okrelanych jako reaktory na neutronach termicznych. Reaktory te, do ktrych zaliczaj si przewidziane do budowy w Polsce reaktory lekkowodne (LWR), zapewniaj obecnie najtaszy sposb wytwarzania energii.

Wydobywany z zasobw geologicznych ziemi uran naturalny stanowi rdo pierwotne surowca niezbdnego do wytwarzania paliwa jdrowego. Od momentu wydobycia uranu zaczyna si cykl paliwowy energetyki jdrowej, ktry obejmuje kilka etapw jego transformacji niezbdnych do uzyskania gotowego wsadu paliwowego do reaktora. Poniewa uran jest wydobywany z ziemi, podobnie jak wiele innych surowcw, zadaje si czasem pytanie na jak dugo go wystarczy. Pytania tego rodzaju s zrozumiae biorc pod uwag obecne prognozy szybkiego wzrostu energetyki jdrowej i kilkudziesicioletni okres eksploatacji reaktorw.

Wielko wiatowych zasobw uranu, okrelona na podstawie informacji nadesanych przez poszczeglne pastwa, podawana jest do wiadomoci co dwa lata w przygotowywanym przez OECD/NEA we wsppracy z IAEA (MAEA) obszernym raporcie zwanym potocznie Red Book. Raport ten zawiera ponadto du ilo informacji uzupeniajcych i wyjaniajcych. Publikowane w nim dane s nastpnie przytaczane w rnych artykuach i wystpieniach, zwykle bez wnikania gbiej w odpowiednie uwarunkowania i dodatkowe informacje. W wielu publikacjach stwierdza si na przykad, e przy zapotrzebowaniu elektrowni jdrowych opartych na eksploatowanych obecnie reaktorach termicznych takim, jakie jest ono obecnie, uranu wystarczy na okoo 100 do 300 lat, zalenie od tego jakie kategorie zasobw bierze si pod uwag. W innych wyraa si wtpliwoci, e jeeli energetyka jdrowa bdzie wzrasta, do czego bdzie potrzeba coraz wicej uranu, to jego zasoby nadajce si do eksploatacji wyczerpi si znacznie szybciej.

W przypadku uranu szacowany okres jego moliwej dostpnoci jest na og znacznie duszy, ni w przypadku wielu innych surowcw naturalnych. Mimo to pytanie czy go wystarczy jest szczeglnie uzasadnione przez fakt, e reaktory, ktre mamy budowa i ktrych czas eksploatacji ma wynosi 60 lat z moliwoci przeduenia do 80 lat, s inwestycjami bardzo kosztownymi. Trzeba zatem mie pewno, e paliwa do nich nie zabraknie. W przypadku Polski oznacza to, e przewidywane do uruchomienia w latach 2023 - 2030 reaktory lekkowodne mog potrzebowa uranu nawet do okoo 2110 roku.

Poniszy artyku prbuje wyjani o jakich zasobach uranu jest mowa i jakie s wielkoci tych zasobw wedug najnowszych danych opublikowanych latem 2012 roku w raporcie Red Book 2011 [1]. Przedstawia rwnie najbardziej aktualne dane liczbowe dotyczce klasyfikacji i wielkoci zasobw uranu, ich rozmieszczenia na wiecie, innych rde materiaw jdrowych, efektw poszukiwa nowych zasobw uranu, mechanizmw regulujcych rwnowag w relacjach zapotrzebowanie poda. Szczegln uwag powicono moliwoci pozyskiwania uranu z nonikw niekonwencjonalnych.

Niektre z zagadnie poruszanych w tym artykule, a take tematycznie bliskich, byy wyjaniane w publikacjach, ktre pojawiy si w Polsce kilka lat temu [2,3]. Informacje przedstawione poniej odnosz si natomiast do stanu aktualnego, ze zwrceniem uwagi w duej mierze na zagadnienia poprzednio nie poruszane.

wiatowe zasoby uranu Na pocztek wymaga wyjanienia co rozumie si przez zasoby uranu, o wielkoci ktrych mwi si w rnych dokumentach, a nastpnie przytacza te dane w sposb uproszczony w dyskusjach publicznych. Przede wszystkim omwienia wymagaj wspomniane we wstpie rda pierwotne uranu, ktre tworz zasoby zawarte w skorupie ziemskiej. Dzieli si je od szeregu lat na zasoby konwencjonalne i niekonwencjonalne.

Zasobami konwencjonalnymi s te, ktre pozwalaj na technicznie moliw i ekonomicznie rentown produkcj odpowiednio do warunkw wystpujcych na etapie prowadzonych prac, przy czym uran moe by uzyskiwany jako produkt, co-produkt lub produkt uboczny. Na przykad w kopalni miedzi Olympic Dam w Australii uran jest co-produktem a w kopalni zota Anglo-Gold w Poudniowej Afryce produktem ubocznym.

Rozrnia si dwie zasadnicze kategorie zasobw konwencjonalnych uranu: zasoby rozpoznane (nazywane czasem w polskich opracowaniach zasobami zidentyfikowanymi) (ang. Known Recoverable Resources), na ktre skadaj si zasoby racjonalnie pewne (ang. Reasonably Assured Resources - RAR) i zasoby przypuszczalne (ang. Inferred Resources - IR), oraz zasoby nierozpoznane (ang.Undiscovered Resources), na ktre skadaj si zasoby prognozowane (ang. Undiscovered Prognosticated Resources - UPR) i spekulatywne (ang. Undiscovered Speculative Resources USR). Zasoby nierozpoznane s szacowane jedynie na podstawie wiedzy o strukturach geologicznych, o ktrych wiadomo e musz zawiera uran.

Stosowany obecnie podzia zasobw konwencjonalnych uranu na kategorie przedstawia rys.1.

Rys. 1. Stosowany obecnie podzia zasobw konwencjonalnych uranu na kategorie.

wiatowe zasoby uranu zaliczane do konwencjonalnych przedstawia Tabela 1 na podstawie Red Book 2011. Poniewa od czasu uzyskania odpowiednich danych, ktre dotycz roku 2010, do

ZASOBY KONWENCJONALNE

URANU

ROZPOZNANE

RACJONALNIE PEWNE (RAR)

PRZYPUSZCZALNE (IR)

NIEROZPOZNANE

PROGNOZOWANE (UPR)

SPEKULATYWNE (USR)

ich opublikowania w tym raporcie upyno okoo dwch lat, s one ju w pewnym stopniu przestarzae. W midzyczasie nastpiy odkrycia znacznych zasobw, o czym wiadomo np. z ukazujcych si komunikatw wiatowego Stowarzyszenia Przemysw Jdrowych (World Nuclear Association, dalej wymieniane w skrcie WNA). Tym niemniej s to jedyne oficjalne, uporzdkowane i dostpne informacje dotyczce zasobw uranu na wiecie i w poszczeglnych pastwach i z tych powodw wszyscy si na nie powouj.

Zasoby uranu okrelone w powyszym rdle przedstawiono dla czterech grup kosztowych jego pozyskania. Najwysza z nich zostaa wprowadzona dopiero dwa lata wczeniej i stanowi okoo 25% zasobw rozpoznanych oraz okoo 7% zasobw nierozpoznanych.

Kategorie zasobw uranu pierwotnego

Ilo uranu naturalnego w tonach wg zakwalifikowania do odpowiednich

grup kosztowych, USD/kgU

Warto w tym miejscu zauway, e ocena OECD/NEA zawarta w Red Book 2005 czyli sze lat wczeniej wskazywaa w przypadku zasobw rozpoznanych, e mog one wystarczy na 100 lat, a dla obu tych kategorii 300 lat. Pomimo i przez tych sze lat wydobyto ju 272 353 tony uranu [4] jego zasoby rozpoznane wystarcz na duej ni oceniano poprzednio.

Zasobami niekonwencjonalnymi s takie zasoby, w ktrych uran wystpuje w bardzo maych koncentracjach, niekiedy obok innych interesujcych surowcw. Wwczas jego pozyskanie moe by opacalne na przykad przy okazji wydobycia tych surowcw, lub w przypadku zastosowania nietypowych technologii wydobycia zapewniajcych jego opacalno przy niskich koncentracjach uranu. Niekonwencjonalne zasoby uranu stanowi powane uzupenienie zasobw konwencjonalnych. Jak dotd jedynym niekonwencjonalnym rdem uranu o znaczeniu praktycznym byy fosforyty, z ktrych wytwarzany jest kwas fosforowy i nawozy sztuczne. Zawarto w nich uranu ley normalnie w przedziale od 70 do 200 ppm (0,007 0,02%), ale zdarza si nawet 800 ppm. W ostatnich latach stay si one przedmiotem wikszego ni dotychczas zainteresowania, jakkolwiek wydobywano z nich uran ju znacznie wczeniej, gdy uzasadniay to wczesne wysokie ceny uranu.

Wedug danych zawartych w Red Book 2011, zgodnie z obecnie posiadan wiedz, tylko w fosforytach znajduje si 7,0 do 7,5 miliona ton uranu. Gdyby go wydoby to przy obecnym zapotrzebowaniu na uran wystarczyo by go na dodatkowych 115 - 120 lat. Podane wyej liczby s prawdopodobnie zanione poniewa wedug ocen [5] fosforyty na wiecie mog zawiera znacznie wicej uranu ni podaje Red Book 2011, mianowicie od 9 do 22 mln ton. Wprawdzie zasoby uranu zawarte w fosforytach malej w miar ich eksploatacji do celw produkcji kwasu fosforowego i nawozw sztucznych, a ponadto nie wszdzie pozyskiwanie uranu t drog byoby opacalne, to jednak moliwoci pokrycia zapotrzebowania energetyki jdrowej na uran byyby niebagatelne gdyby rozpocz pozyskiwanie uranu z tego rda na szerok skal. Drugim co do potencjalnych moliwoci wykorzystania s upki czarne, ktrych ilo wg Red Book 2011 miaa wynosi cznie ponad 700 tysicy ton uranu. Dotychczasowe dane dotyczce iloci uranu zawartych we wszystkich rodzajach zasobw niekonwencjonalnych w skali wiatowej (nie liczc wody morskiej) wydaj si by znacznie zanione poniewa albo nie byy one dotd raportowane w sposb systematyczny, albo niektre kraje w ogle nie udostpniay odpowiednich informacji.

Rys. 2 przedstawia wzgldne udziay w wiatowych zasobach uranu 13 krajw, ktrych zasoby uranu nalece do grupy kosztowej < 130 USD/kgU s najwiksze i ktre obecnie s producentami uranu. Nie brano pod uwag wspomnianych w tekcie dodatkowych zasobw uranu.

Rys.2. Wzgldny udzia krajw o najwikszych zasobach uranu w wiatowych zasobach rozpoznanych uranu w grupie kosztowej < 130 USD/kgU.

Najwiksze zasoby rozpoznane uranu posiada Australia, ktra wedug danych zawartych w Red Book 2011 ma 31,2% zasobw wiatowych w grupie kosztowej ich wydobycia < 130 USD/kgU, a w grupie < 260 USD/kgU 24,5%. Jeli chodzi o zasoby niekonwencjonalne to wikszo zasobw uranu zawartych np. w fosforytach znajduje si w Maroko, Brazylii, USA, Jordanii, Tunezji i Egipcie, przy czym Maroko posiada ponad 90% wszystkich zasobw. Jako kraje wydobywajce fosforyty wymienia si take Afryk Poudniow, Algieri, Chiny, Izrael, Rosj, Syri i Tunezj. Brakuje danych dla Wietnamu, ktre take eksploatuj swoje zasoby fosforytw.

rda wtrne materiaw jdrowych

Nie wdajc si w szczegy dotyczce zasilania indywidualnych reaktorw w paliwo jdrowe mona dokona oglnego stwierdzenia, e w skali wiatowej od okoo 1990 roku zapotrzebowanie reaktorw na uran nie jest pokrywane w peni przez uran pierwotny. Sytuacj dotyczc zapotrzebowania na uran oraz wielkoci jego wydobycia poczwszy od 1945 roku ukazuje rys. 3.

Australia 31%

Kazachstan 12%

Rosja 9%

Kanada 9%

Niger 8%

Rep. Afryki Pd. 5%

Brazylia 5%

Namibia 5%

USA 4%

Chiny 3%

Ukraina 2%

Uzbekistan 2%

Indie 0%

Inne 5%

Rys.3. Roczne wielkoci produkcji uranu i zapotrzebowania energetyki jdrowej na uran w latach 1945 2011 (rdo: OECD/NEA Red Book 2011). Lini przerywan zaznaczono wiatowe zapotrzebowanie na uran naturalny, lini cig wielko jego produkcji.

W przewaajcym okresie do 1990 r. miao miejsce wydobycie uranu znacznie przekraczajce potrzeby energetyki jdrowej. W latach zimnej wojny byo ono w znacznym stopniu zdeterminowane wycigiem zbroje atomowych. Na pniejszy stosunkowo gwatowny spadek wydobycia uranu wpyno kilka czynnikw, w tym zahamowanie wzrostu energetyki jdrowej po awarii w Czarnobylu w 1986 r. i powizany z tym spadek cen uranu, ktry si dalej pogbia w wyniku zawartych traktatw rozbrojeniowych i udostpnienia do celw cywilnych uranu pochodzcego z demontau broni jdrowej.

Porwnujc ze sob pola ograniczone krzywymi na rys. 3 i osi odcitych wida, e ilo wydobytego uranu naturalnego jest znacznie wiksza ni uranu, ktry by wykorzystany w reaktorach energetycznych. Na koniec 2010 r. rnica ta wynosia 590 000 ton, czyli okoo 8% wszystkich zasobw rozpoznanych uranu na wiecie. Niewielka cz tego zostaa wykorzystana w reaktorach o innym przeznaczeniu, cz naley do sektorw wojskowych mocarstw jdrowych, ale jaka cz tworzy take zapasy cywilne.

Jak wida z rys. 3 w latach 1994 2006 wystpowaa ogromna rnica midzy zapotrzebowaniem energetyki jdrowej na uran a produkcj uranu, a mimo to reaktory byy zasilane w paliwo. Byo to moliwe dziki wykorzystaniu, mwic oglnie, rde wtrnych materiaw jdrowych.

Jednym ze rde wtrnych by (i nadal jest) wspomniany wyej uran pochodzcy z demontau gowic jdrowych.

Zapasy uranu stanowi nastpne rdo wtrne przy czym s one zarwno zuywane jak i stale tworzone, ale dziaania w obu tych kierunkach s podejmowane w rnych miejscach na wiecie. Wedug danych przedstawionych w Red Book 2011 zapasy cywilne na wiecie wynosiy w 2010 roku co najmniej 40 482 tony uranu naturalnego oraz uran wzbogacony w iloci odpowiadajcej 34 671 tonom uranu naturalnego co daje cznie ponad 75 000 ton w przeliczeniu na uran naturalny.

Jednak niewiele wiadomo ile uranu naprawd znajduje si w zapasach cywilnych poniewa cz krajw nie decyduje si, ze wzgldu na poufno danych, na podanie odpowiednich informacji o zapasach nalecych do producentw, konsumentw lub rzdw.

Innym rdem wtrnym sta si w ostatnich latach uran zuboony, pochodzcy z dawniejszych kampanii wzbogacania izotopowego, w ktrym pozostawiono na tyle duo U-235, e opacalne moe by poddanie go wzbogaceniu w nowoczesnych instalacjach ultra-wirwkowych. Na przykad w latach 1997 2009 uran zuboony pochodzcy z Unii Europejskiej by poddawany wzbogacaniu w Rosji. Uzyskano w tych latach sumie 7 843 tony ekwiwalentu uranu naturalnego, co stanowi 3,56% cznych zakupw UE w cigu tych 13 lat, lub 46% redniej rocznych zakupw. W mniejszej skali korzystano z tego rda take w USA. Przy zaoeniu, e nagromadzony dotd uran zuboony zawiera izotop U-235 jeszcze w dostatecznie wysokiej koncentracji, by go podda wzbogaceniu, mona t drog uzyska ekwiwalent uranu naturalnego. W ten sposb z jednej tony uranu zuboonego o koncentracji U-235 na poziomie 0,3% mona, po jej obnieniu w pozostaociach z procesu wzbogacania do 0,1%, uzyska okoo 280 kg ekwiwalentu uranu naturalnego. Do oceny jak ilo ekwiwalentu uranu naturalnego mona by z tego rda uzyska brakuje informacji o ilociach uranu zuboonego charakteryzujcych si odpowiednio wysokimi wskanikami koncentracji U-235 aby operacja bya opacalna. Koncentracja U-235 w nagromadzonym dotd uranie zuboonym, ktrego jest na wiecie 1,3 1,5 milionw ton, moe zawiera si w granicach 0,1 0,4%. Dolny poziom odpowiada obecnej praktyce w Rosji, za grny dawniejszej praktyce w zakadach wzbogacania dyfuzyjnego. Zastpowanie dyfuzyjnej technologii wzbogacania izotopowego technologi wirwkow, co ma obecnie miejsce we Francji i w USA, oraz laserow w USA i obserwowany spadek cen paconych za prac rozdzielania (SWU) bd, po odwrceniu obecnej tendencji spadkowej cen uranu, sprzyja pozyskiwaniu ekwiwalentu uranu naturalnego w powyszy sposb. Obecnie oczekuje si uruchomienia w USA programu wzbogacenia 140 000 ton uranu zuboonego, zawierajcego 0,4% U-235. Bdzie to zaleao od wystpienia nadwyek mocy produkcyjnych zakadw wzbogacania izotopowego w wyniku uruchomienia nowych zakadw [6].

Do rde wtrnych materiaw jdrowych nale rwnie uran i pluton odzyskane w procesie przerobu wypalonego paliwa jdrowego reaktorw lekkowodnych a nastpnie wykorzystane w paliwie MOX (od ang. mixed oxides mieszaniny UO2 i PuO2) do tych reaktorw lub, w dalszej perspektywie czasowej, do uruchomienia reaktorw powielajcych na neutronach prdkich. W przypadku reaktorw lekkowodnych, w ktrych, w przeciwiestwie do reaktorw prdkich, taki recykling jest moliwy tylko jednorazowo, stosujc paliwo MOX mona zmniejszy zapotrzebowanie na uran naturalny nawet w 25 procentach. Jest to do osignicia przy recyklingu zarwno plutonu jak i uranu. Obecnie udzia materiaw jdrowych pochodzcych z przerobu wypalonego paliwa jest w skali wiatowej may, rzdu 2%, za w skali Unii Europejskiej ok. 5%.

Zbdne zapasy plutonu o jakoci specyficznej dla broni jdrowej (ang. weapons grade plutonium) wycofane z programw militarnych mocarstw jdrowych mog take posuy jako rdo wtrne materiaw jdrowych wykorzystane jako skadnik paliwa MOX dla reaktorw lekkowodnych lub do uruchomienia reaktorw powielajcych na neutronach prdkich. Nagromadzone zapasy takiego plutonu wynosz 260 ton. Gdyby zostay one zuyte w paliwie MOX reaktorw lekkowodnych stanowiyby w przyblieniu rwnowarto ich obecnego rocznego zapotrzebowania na paliwo. Plany takiego wykorzystania plutonu powstay np. w ostatnich latach w USA.

Obecnie udzia rde wtrnych w pokrywaniu zapotrzebowania paliwowego energetyki jdrowej na wiecie zmniejszy si do okoo 15% ale WNA w swoich meldunkach wskazuje, e bd one wykorzystywane take w dalszych latach jako uzupenienie produkcji uranu ze rde pierwotnych. Mwic o ich wykorzystaniu mamy tu na myli gwnie reaktory lekkowodne, ktre zapewniaj ponad 90% mocy w energetyce jdrowej wiata.

Poszukiwania nowych zasobw uranu Prognozy wzrostu energetyki jdrowej na wiecie, jakkolwiek bardziej ostrone w

porwnaniu do prognoz przed katastrof w Fukushimie, wskazuj na trend staego, znacznego wzrostu mocy zainstalowanej w elektrowniach jdrowych. Przy spenieniu tego scenariusza odkryte zasoby uranu bd si oczywicie wyczerpyway coraz szybciej. Trwaj jednak stale poszukiwania nowych zasobw uranu, zarwno konwencjonalnych jak i niekonwencjonalnych. Wielko wiatowych zasobw uranu wg Red Book 2011 roku stanowi jedynie punkt na wzrastajcej na przestrzeni lat krzywej. Intensywno poszukiwa zaley naturalnie od prognoz wzrostu energetyki jdrowej na wiecie oraz w znacznym stopniu od relacji zapotrzebowanie poda i wynikajcych z niej cen uranu na rynku, przynajmniej od czasu, gdy relacj t zaczy rzdzi prawa rynkowe, a nie wycig zbroje jdrowych.

Po dugim okresie bardzo niskich cen uranu, w granicach 20 30 USD/kgU, trwajcym od pocztku lat 1990ych, w 2003 roku rozpocz si ich wzrost. Gwnym powodem tego by zapowiadany renesans energetyki jdrowej, ktr zaczto postrzega jako remedium na narastajce zjawisko efektu cieplarnianego spowodowanego rosnc emisj CO2 w skali globalnej. Pojawiy si wwczas take informacje o planach rozbudowy energetyki jdrowej w znacznej skali, szczeglnie w Chinach. Wprawdzie po osigniciu w kontraktach typu spot (zakupy jednorazowe) szczytu cenowego 354 USD/kgU w czerwcu 2007 r. i drugiego, mniejszego szczytu 186 USD/kgU w styczniu 2011 r., ceny uranu spady do 106 USD w padzierniku 2012 r. (podane liczby okrelaj rednie ceny za dany miesic), to jednak uruchomiony sygnaami dotyczcymi spodziewanego wzrostu energetyki jdrowej i pierwszym wzrostem cen proces intensywnych poszukiwa nowych zasobw uranu trwa nadal. Wzrost nakadw na te poszukiwania zacz przynosi wymierne efekty w postaci znacznego wzrostu zasobw rozpoznanych uranu, co wida na rys.4. Poszukiwania te jednak koncentroway si gwnie na terenach bliskich odkrytym wczeniej zoom uranu, pozostawiajc nie zbadanymi obszerne regiony wiata.

.

Rys.4. Wzrost zasobw rozpoznanych uranu na wiecie a wielko nakadw finansowych na ich poszukiwania. rdo; OECD/NEA-IAEA Red Book 2011. Na lewej skali podano wielkoci skumulowanych wydatkw na poszukiwania nowych zasobw wyraone w miliardach dolarw, za na prawej zasoby rozpoznane w obu kategoriach (RAR i IR) w milionach ton. Przerywana linia oznacza wydatki, za zacienione pola zasoby uranu w trzech grupach kosztowych: < 80 USD/kgU, < 130 USD/kgU i < 260 USD/kgU.

W wyniku wzmoonych poszukiwa tylko w okresie dwch lat od poprzedniej publikacji raportu OECD/NEA zasoby rozpoznane uranu wzrosy o ponad 790 000 ton tj. o 12,5%, natomiast w cigu szeciu lat wzrosy o prawie 2,5 miliona ton, tj o ponad poow. Nastpnie, ju po przygotowaniu do druku Red Book 2011, do listopada 2012 okryte zostay znaczne zasoby konwencjonalne uranu w Indiach i Chinach. W Indiach ogoszono w lipcu 2011 informacj o potwierdzeniu zasobw o wielkoci 49 000 tU w przygotowywanej do uruchomienia kopalni Tumalapalli, stwierdzajc, e s wskazania na istnienie 150 000 ton, co zapewne mona na razie zaliczy do zasobw nierozpoznanych. Z kolei wedug wiadomoci WNA z listopada 2012 r. odkrycia wielkich zasobw uranu dokonano w Chinach - okoo 2 milionw ton uranu w kategorii zasobw przypuszczalnych lub moliwych. To ostatnie odkrycie jest szczeglnie doniose poniewa zwiksza zasoby Chin ponad dziesiciokrotnie lokujc je w czowce pastw dysponujcych najwikszymi zasobami uranu.

Szwecji odkryto w