KONE╚N┴ LIKVIDACE

Po doΦasnΘm skladovßnφ v jadern²ch elektrßrnßch p°ijde na °adu koneΦnß likvidace odpad∙.

T°eba₧e se n∞kdy objevuje nßzor, ₧e problΘm likvidace vysokoaktivnφch odpad∙ nenφ jeÜt∞ vy°eÜen, nenφ tomu tak. TakovΘho odpadu jeÜt∞ nenφ mnoho, proto₧e jadernΘ elektrßrny nespot°ebovßvajφ mnoho paliva. Vyho°elΘ palivo nebo odpad vyprodukovan² za celou dobu ₧ivotnosti elektrßrny je mo₧nΘ uskladnit v pom∞rn∞ malΘm prostoru. V²znamnou ekologickou v²hodou jadernΘ energetiky je zp∙sob zachßzenφ s odpady: neÜφ°φ se voln∞ do ₧ivotnφho prost°edφ, ale radioaktivnφ materißl je po dlouhß obdobφ uchovßn uvnit° palivov²ch Φlßnk∙, ve kter²ch vznikl. Proto₧e vyho°elΘho paliva je mßlo a m∙₧e se skladovat velmi dlouho, nenφ d∙vod sp∞chat zatφm s rozhodnutφm o jeho koneΦnΘ likvidaci.
O zp∙sobech likvidace vysokoaktivnφch odpad∙, a¥ ji₧ ve form∞ zeskeln∞n²ch zbytk∙ po p°epracovßnφ, nebo p°φmo samotnΘho vyho°elΘho paliva, panuje mezi odbornφky shoda. Budou se uklßdat do kontejner∙ odoln²ch proti korozi a s nimi do um∞l²ch dutin 300 a₧ 1000 m pod zem v hlubok²ch geologick²ch formacφch. Navr₧eny jsou ji₧ i specißlnφ metody p°evedenφ odpadu na neaktivnφ materißl pomocφ urychlovaΦ∙.

SchΘma vitrifikace vysokoaktivnφch odpad∙

Vitrifikace

Vysokoaktivnφ kapalnΘ odpady se upravujφ p°evedenφm na stabilnφ materißl sklo. Po odstran∞nφ vody z odpadu se p°idajφ sklotvornΘ p°φsady a b∞₧nou sklß°skou technikou se p°i asi 1200 ░C vytavφ k°emiΦitanovΘ nebo boro-k°emiΦitanovΘ sklo. ZkouÜejφ se i fosfßtosilikßty. Zeskeln∞nΘ odpady majφ vysokou odolnost v∙Φi vyluhovßnφ vodou, dobrou tepelnou vodivost a mechanickou pevnost. Pro jeÜt∞ lepÜφ tepelnou vodivost se zkouÜejφ kapky skla obalovat kovem roztaven²m olovem nebo hlinφkem.
V r. 1978 byl uveden do provozu prvnφ pr∙myslov² zßvod na vitrifikaci odpad∙ v Marcoule ve Francii, v r.1987 v ╚eljabinsku v Sov∞tskΘm svazu, v r.1989 druh² zßvod ve Francii v Cap de La Hague a v r.1990 ve Windscale ve VelkΘ Britßnii. Tyto zßvody dokß₧ou zpracovat vÜechny odpady, kterΘ p°i p°epracovßnφ paliva vznikajφ.
Od °φjna 1985 do zß°φ 1991 byl v provozu vitrifikaΦnφ provoz v Mole v Belgii, nynφ podstupuje modernizaci. DalÜφ zem∞ majφ projekty na vlastnφ vitrifikaΦnφ zßvody. ╚φna chce p°evzφt belgickou technologii, Japonsko zkouÜφ za°φzenφ s americkou technologiφ, kterΘ by m∞lo vyrobit asi 140 sud∙ vitrifikovanΘho odpadu za rok. USA mß t°i vitrifikaΦnφ projekty v r∙zn²ch stßdiφch v²voje, z toho dva jsou urΦeny pro likvidaci zbrojnφch pracoviÜ¥. Proces vitrifikace radioaktivnφch odpad∙ byl zvlßdnut i v ┌stavu jadernΘho v²zkumu v ╪e₧i.

Projekt ATW

Pod touto zkratkou se skr²vß nejmodern∞jÜφ koncepce zneÜkod≥ovßnφ vysokoaktivnφch odpad∙ v p°ekladu tato zkratka znamenß p°em∞nu odpadu pomocφ urychlovaΦe. P∙sobenφm neutron∙ z urychlovaΦe se vysoce radioaktivnφ prvky s dlouh²m poloΦasem rozpadu mohou p°em∞≥ovat na krßtkodobΘ nebo dokonce na neradioaktivnφ.
Metodu vyvinuli v∞dci z v²zkumnΘ laborato°e Los Alamos v USA, jako vedlejÜφ vyu₧itφ siln²ch urychlovaΦ∙ urΦen²ch p∙vodn∞ pro hv∞zdnΘ vßlky. Velk² lineßrnφ urychlovaΦ proton∙ z terΦφku z vhodnΘho materißlu (roztavenΘ olovo) vyrazφ neutrony, kter²mi se ost°eluje radioaktivnφ odpad. Ten je ve form∞ taveniny s fluoridem LiBeF₂ nebo v roztoku s t∞₧kou vodou. P°itom vzniknou bu∩ lßtky s krßtk²m poloΦasem rozpadu, kterΘ staΦφ ulo₧it jako odpad jen na 10 a₧ 50 let, co₧ je podstatn∞ mΘn∞ problematickΘ, ne₧ na desetitisφce let, nebo dokonce i lßtky neradioaktivnφ.

Reaktor pro transmutaci radioaktivnφch odpad∙. Typick² v²kon 500 MW.

P°i transmutaci radioaktivnφch prvk∙ se vyvφjφ velkΘ teplo, tak₧e takovΘto za°φzenφ by se dalo vyu₧φt i pro v²robu elektrickΘ energie. Kdyby se urychlovaΦ instaloval do areßlu jadernΘ elektrßrny, mohl by po skonΦenφ jejφ ₧ivotnosti likvidovat vyho°elΘ jadernΘ palivo a dßl vyrßb∞t elekt°inu na stßvajφcφm elektrßrenskΘm za°φzenφ. Vyu₧ilo by se tak nejen to, co dnes naz²vßme odpadem, ale i vÜechna ostatnφ za°φzenφ elektrßrny vΦetn∞ turbφn, chladicφch v∞₧φ atd. Novß elektrßrna ani nevy₧aduje takovß bezpeΦnostnφ opat°enφ jako klasickß jadernß elektrßrna, nebo¥ teplo nevznikß °et∞zovou Üt∞pnou reakcφ.
V tomto typu elektrßrny lze stejn²m zp∙sobem jako vyho°elΘ palivo "spalovat" takΘ thorium. Thorium je Φty°icßt² nejΦast∞jÜφ prvek v zemskΘ k∙°e. P°itom ze 12 gram∙ thoria lze uvolnit tolik energie jako spßlenφm 30 tun uhlφ. Bude-li tento reaktor schopen p°em∞nit 99 % sv²ch zplodin, zφskßme tΘm∞° neomezen² zdroj energie, tak°ka bez odpadu.
Pot°ebnΘ silnΘ urychlovaΦe jsou velmi nßkladnß za°φzenφ a potrvß jist∞ n∞kolik let, ne₧ budeme moci tuto p°evratnou technologii uvΘst do provozu. Je vÜak krßsnou ukßzkou toho, ₧e problΘmy, kterΘ se nßm dnes zdajφ obtφ₧nΘ, mohou b²t zφtra dφky nov²m v∞deck²m objev∙m elegantn∞ vy°eÜeny.

ZneÜkodn∞nφ jadern²ch odpad∙ v hlubinnΘm vrtu v sφ°e.

Uklßdßnφ do sφry

Vedle dnes u₧ "klasick²ch" projekt∙ na uklßdßnφ vyho°elΘho paliva a vysokoaktivnφch odpad∙, vznikl v roce 1990 v Rusku zajφmav² projekt uklßdßnφ odpadu do hlubok²ch, a₧ p∞tikilometrov²ch vrt∙, vypln∞n²ch nφzkotaviteln²m a ve vod∞ nerozpustn²m materißlem, nejlΘpe sφrou. Odpad v hermetick²ch pouzdrech se spustφ do vrtu, kde teplem, kterΘ vyvφjφ, roztavφ sφru. Teplota tavenφ sφry je 113 ░ C a jejφ tepelnß vodivost je asi desetkrßt ni₧Üφ ne₧ tepelnß vodivost hornin. Jadern² odpad zv²Üφ teplotu dna vrtu asi na 500 ░ C. V d∙sledku tepelnΘ rozta₧nosti hornin a chemickΘho p∙sobenφ sφry se pr∙m∞r vrtnΘho otvoru dole zv∞tÜφ, cel² sloupec nahromad∞nΘho odpadu se zaΦne posouvat dol∙. Vznikne "kapka" o teplot∞ a₧ 1800 ░ C, sφra vytvo°φ s oxidy ₧eleza z okolnφch hornin pyrit. Odpad pomalu klesß do hlubin a jeho postup se zpomaluje podle toho, jak se odpad rozpadß a ztrßcφ radioaktivitu. Samovoln² pokles m∙₧e postupovat a₧ do 10 km. Jeden vrt lze vyu₧φt pro takovΘto uklßdßnφ a₧ t°ikrßt. Nerozpustn² pyrit tvo°φ matrici, kterß zabrßnφ ·niku radionuklid∙ nejmΘn∞ po t°i miliony let. BezpeΦnost metody zaruΦuje tΘ₧ velkß hloubka, kterΘ lze dosßhnout vrtem ve srovnßnφ s klasick²mi d∙lnφmi metodami. Tento zp∙sob likvidace odpadu je blφzk² p°φrodnφmu procesu, kter² se odehrßval p°i vzniku naÜφ Zem∞.