Hoe zit het nu echt met het kernafval?       

                                                                      

Velen staan vooralsnog afwijzend tegenover kernenergie met het argument dat eerst het probleem van het radioactief afval moet worden opgelost. Maar de voorstanders beweren dat er de laatste tientallen jaren op dit gebied grote vooruitgang is geboekt en sommigen beweren zelfs dat het probleem inmiddels is opgelost. Hoe staat het nu echt met het kernafval?

 

Inhoud

1. Kernenergieproductie met thermische reactoren en het “once-through” proces

1.1. Het “once through” proces

1.2  De uraniummijn

1.3  De verrijkingsfabriek

1.4  De splijtstofelementenfabriek

1.5  De kernreactor

1.6  De ontmanteling van de kernreactor

1.7  De berging van het afval

1.8  Wel of geen opwerking van het afval?l

2. Kernenergieproductie met thermische reactoren en beperkte recycling

2.1  De splijtstofcyclus - het gebruik van MOX

2.2  De opwerkingsfabriek – het PUREX-procédé

2.3  Een illustratie: het afval van de kerncentrale in Borssele

2.4  De afvalstoffen van de opwerkingsfabriek

2.5  Mogelijkheden tot een betere verwerking van de actiniden

2.6  Mogelijkheden tot een betere verwerking van de splijtingsproducten

3. Kernenergieproductie met snelle reactoren en een volledige splijtstofcyclus

3.1 Thermische reactoren en snelle reactoren

3.2 Waarom zijn er zo weinig snelle reactoren?

3.3 De huidige stand van het onderzoek – toekomstmogelijkheden

4. Samenvatting

 

1. Kernenergieproductie met thermische reactoren en het “once-through” poces

 

1.1  Het “once-through” proces

Er ontstaat niet alleen kernafval in de kernreactor, maar ook op andere plaatsen in het productieproces, zoals in de uraniummijnen en in de opwerkingsfabrieken. Om het probleem van het kernafval te kunnen overzien moeten we dus het volledige proces bekijken. Bij het eenvoudigste proces, het zogenaamde “once-through” proces, wordt de splijtstof maar éénmaal doorgevoerd en wordt de gebruikte splijtstof rechtstreeks, zonder verdere bewerking, geborgen. Dit proces wordt vooral in de Verenigde Staten toegepast. Schematisch weergegeven ziet het er als volgt uit:

 

         Kernenergieproductie met het “once-through” proces    

 

1.2 De uraniummijn

Het productieproces begint bij de uraniummijn. De belangrijkste uraniummijnen bevinden zich in Australië, Kazachstan en Canada.  Uranium komt in de natuur steeds in lage concentratie (bv. 0.1%) vermengd met andere ertsen voor. De chemische samenstelling wordt vaak aangeduid als U3-4O8, een stof die men kan opvatten als een mengsel van verschillende uraniumoxyden. In kristalachtige vorm heet deze stof “uraniniet” en in meer colloïdale vorm “uraanpekblende”. 

            Uraanhoudende ertsen komen zowel aan het aardoppervlak als dieper in de bodem voor. Daardoor kan het op drie verschillende manieren worden gewonnen.

1. Als het erts zich in diepere aardlagen bevindt wordt het op conventionele manier gedolven. Hierna wordt het vermalen en vervolgens uitgeloogd  met zwavelzuur of natriumcarbonaat.  Tenslotte wordt uit de zo ontstane uraniumoplossing uraniumoxyde neergeslagen. De zo ontstane “yellowcake” bevat meer dan 80% uranium en is klaar voor transport.  Het afval wordt weer opgeborgen in de mijnen. Bij deze werkwijze komt vrijwel geen radioactiviteit vrij.

2. Als het erts zich aan de oppervlakte bevindt wordt het op dezelfde wijze gewonnen, maar nu wordt afvalmateriaal aan de oppervlakte bewaard onder water, zodat er meren ontstaan. Deze meren moeten goed beheerd worden en daarom is deze werkwijze riskanter.  Ze dragen voorlopig ook niet bij aan de schoonheid van het landschap.

3. Wanneer de uraniumhoudende ertslaag zich in de diepte bevindt tussen twee ondoordringbare lagen kan uranium worden gewonnen door “in situ leaching” (ter plaatse uitloging). Hierbij wordt licht zuur of basisch water  in de ertslaag gepompt en nadat het uraniumoxyde hierin is opgelost komt het elders weer aan de oppervlakte.  Daarna wordt het op dezelfde wijze verwerk als bij de twee vorige methoden. Bij “in situ leaching” komt evenals bij de dieptemijnen geen radioactiviteit vrij.

            Een eerste probleem bij de uraniumwinning is de radioactiviteit. Uranium zèlf is vrijwel niet radioactief, maar uraniumhoudend erts bevat ook de elementen die in het verleden bij het natuurlijke verval van uranium-238 zijn ontstaan (de uranium-radiumreeks) en hieronder bevinden zich de radioactieve elementen radium-226 en het gasvormige radon-222.    

            Een tweede probleem bij de uraniumwinning is het energiegebruik, want wanneer deze energie wordt opgewekt met fossiele brandstof gaat dat gepaard met CO2-uitstoot. Bij rijke mijnen is dit geen serieus probleem, maar bij minder rijke of bijna uitgeputte mijnen wordt de CO2-uitstoot natuurlijk groter. Volgens een enkele auteur loopt de CO2-uitstoot dan zo hoog op dat de milieuvoordelen van kernenergie voor een groot deel te niet worden gedaan. Andere berekeningen zijn aanzienlijk optimistischer. Volgens het Uranium Information Centre (UIC) is de totale CO2-uitstoot bij elektriciteits-productie door kerncentrales slechts 1-2% van die bij kolencentrales (zonder CO2-afvang). Bij zeer onrendabele mijnen zou dit kunnen oplopen tot 3%.1    

1 Energy Balances and CO2 Implications (UIC, 2005). Uranium Mining, Processing, and Enrichment (Elsevier, 2004).

 

1.3 De verrijkingsfabriek   Natuurlijk uranium bestaat voor 0.7% uit U-235 en voor 99.3% uit U-238. Om dit uranium te kunnen gebruiken in een gangbare thermische centrale moet het worden verrijkt, dat wil zeggen dat het gehalte aan uranium-235 moet worden verhoogd tot circa 4%. Hiertoe wordt natuurlijk uranium eerst langs chemische weg omgezet in het gas uraniumhexafluoride (UF6). Dit gas bestaat uit moleculen die gevormd zijn uit U-235 en moleculen die gevormd zijn uit U-238. Beide soorten moleculen verschillen iets in gewicht en kunnen daardoor met fysische methoden van elkaar worden gescheiden. De oudste methode, die stamt uit de tweede wereldoorlog, is herhaalde gasdiffusie. Hierbij wordt gebruik gemaakt van het verschijnsel dat lichte moleculen sneller door een poreuze wand diffunderen dan zware.  Moderner is de methode waarbij de twee soorten moleculen van elkaar worden gescheiden door middel van een zeer snel draaiende centrifuge (ultracentrifuge).      

            Een verrijkingsfabriek produceert geen radioactieve stoffen en is wat dat betreft onschadelijk voor het milieu. Hij gebruikt echter wel veel elektriciteit en dit leidt, wanneer deze is opgewekt met behulp van fossiele brandstoffen, tot CO2-uitstoot.  De moderne ultracentrifugemethode is echter een factor 50 energiezuiniger is dan de oude gasdiffusiemethode.

            Bij het verrijken van uranium ontstaat uiteraard verarmd uranium (dat nog 0.25-0.30% uranium-235 bevat). Zoals een eenvoudige rekensom leert ontstaat bij de productie van 1 kg uranium dat tot 4% is verrijkt 7 kg verarmd uranium met 0.25% uranium-235. Ieder jaar wordt er 57 000 ton verarmd uranium toegevoegd aan de inmiddels tot 1.4 miljoen ton aangegroeide wereldvoorraad.  Verarmd uranium wordt op kleine schaal gebruikt voor industriedoeleinden, bijvoorbeeld ter verharding van projectielen of om te dienen als tegenwicht in de rotors  van helikopters.  Het is in vaste vorm vrijwel niet radioactief, maar wanneer het gebruikt wordt in projectielen verdampt het en dan is het bij inademing zeer schadelijk.  

            Een verrijkingsfabriek is politiek gezien problematisch. De installaties die natuurlijk uranium kunnen verrijken tot  4% zijn namelijk in principe ook geschikt om dat uranium nog verder te verrijken tot meer dan 92%  en dan kan het gebruikt worden voor de vervaardiging van atoomwapens.  In Nederland staat een verrijkingsfabriek van Urenco in Almelo, deze werkt met het ultracentrifugeprincipe. Hij staat onder internationale controle.  Zeer omstreden is momenteel (2008) de verrijkingsfabriek van Iran omdat men vreest dat deze ook uranium produceert voor de vervaardiging van atoomwapens.

 

1.4 De splijtstofelementenfabriek

De splijtstofelementen worden gefabriceerd in een aparte fabriek. Hierbij wordt eerst uraniumoxide geperst tot korte cilindervormige staafjes (“pellets”). Deze pellets worden geplaatst in ronde, holle buizen met een lengte van bijvoorbeeld 4 meter en een doorsnede van bijvoorbeeld ruim een centimeter   en vormen zo de splijtstofstaven. Aan het materiaal van deze buizen worden hoge eisen gesteld: het mag niet verbrokkelen onder een neutronenbombardement, het moet de neutronen ongehinderd doorlaten en het moet bestand zijn tegen hoge temperaturen. Geschikte materialen zijn onder andere roestvrij staal, magnox (een legering van magnesium, aluminium en beryllium) en zircaloy (een legering van zirconium en verschillende andere metalen).   Deze splijtstofstaven worden samengebundeld tot splijtstofelementen. Deze hebben een vierkante doorsnede en zijn bijvoorbeeld samengesteld uit 17x17 splijtstofstaven. De reactorkern is dan weer samengesteld uit bijvoorbeeld 15x15 splijtstofelementen. Doordat men in de hoeken één of meer splijtstofelementen weglaat krijgt de reactorkern enigszins de vorm van een cilinder. De doorsnede hiervan bedraagt bijvoorbeeld zo’n 3 meter.     

 

1.5 De kernreactor    Een moderne kerncentrale stoot heel weinig radioactieve stoffen uit en is wat dat betreft vrijwel onschadelijk voor het milieu. Maar binnen in de centrale staat de reactor, waarvan periodiek een deel van de splijtstofelementen moet worden vervangen. In de reactor in Borssele gaan ze een jaar of vier mee, eens per jaar wordt de reactor gedurende enkele weken stilgelegd en wordt een kwart van de elementen vervangen.  Wanneer de afgewerkte splijtstofelementen uit de reactor worden gehaald is de kettingreactie daarin reeds stilgelegd, maar het verval van de splijtingsproducten gaat door, waardoor ze vooral in het begin zeer radioactief zijn en nog zo’n 7% warmte produceren.  

  Daarom worden ze gedurende een periode van zes maanden tot enkele jaren   opgeslagen in een waterbassin om de straling tegen te houden en de warmte af te voeren. Na deze periode zijn ze globaal 99% van hun radioactiviteit kwijtgeraakt.  Hierna worden de splijtstofstaven in stukken van 5-10 cm geknipt en klaar gemaakt voor transport. Dit materiaal bestaat dus uit de splijtstofhulzen plus de gebruikte splijtstof.

            De splijtstofhulzen zijn, zoals reeds opgemerkt, gemaakt van zircaloy. Er zijn in het verleden verschillende van deze legeringen geprobeerd en men onderscheidt ze als zircaloy I, zircaloy II, enz. Het zirconium zelf is inert, maar sommige van de toegevoegde metalen worden door de langdurige bestraling radioactief (door invanging van neutronen). Afhankelijk van de samenstelling kunnen er in het zircaloy verschillende radioactieve isotopen ontstaan. Een berucht isotoop is Ni-63.  Dit is een  bètastraler met een halveringstijd van 1000 jaar. Bestraald zircaloy wordt soms gerekend tot het hoog- en soms tot het middelradioactief afval. 

            De volgende tabel geeft de globale samenstelling van de gebruikte splijtstof uitgaande van één kg uranium. Hij is afkomstig van een reactor waarin tot 3.3% verrijkt uranium wordt gebruikt.

 

Verse splijtstof

Gebruikte splijtstof

U-235        33   g

U-235                              8     g

 

U-236                              4.6  g

 

Splijtingsproducten        35    g

U-238        967 g

U-238                          943     g

 

Plutoniumisotopen          8.9  g

 

Np-237                            0.5  g

 

Am-243                           0.12 g

 

Cm-244                           0.04 g

 

 

 

 

 

 

 

                             

De samenstelling van de verse en de gebruikte splijtstof. 1

 

De gebruikte splijtstof bestaat uit drie soorten elementen: (1) uraniumisotopen, (2) splijtingsproducten, (3) actiniden. Wat betreft de radioactiviteit van deze elementen kan men het volgende zeggen:

(1) De uraniumisotopen. Deze zijn weinig radioactief.

(2) De splijtingsproducten (dat zijn dus de brokstukken waarin de U-235-kernen en Pu-239-kernen uiteenvallen. De meeste hiervan hebben een neutronenoverschot, waardoor ze snel vervallen. Hierbij zenden ze sterke bèta- en gammastraling uit. De eigenschappen hiervan zullen in § 2.6 nader worden besproken, maar globaal geldt dat ze òf een relatief korte halveringstijd hebben (in de orde van grootte van 30 jaar) òf juist een zeer lange (in de orde van grootte van een miljoen jaar).  De elementen met een halveringstijd in de orde van grootte van 30 jaar zijn sterk radioactief, maar ze kunnen in een periode van 300 jaar 10 maal halveren, waarmee hun hoeveelheid en dus ook hun straling vermindert tot (0.5)10 = 0.00097-ste deel van de oorspronkelijke hoeveelheid. Hiermee zijn ze vrijwel onschadelijk geworden. Voor de elementen met een halveringstijd in de orde van een miljoen jaar geldt dat hun straling gering is. Globaal kan men zeggen dat de radioactiviteit van de splijtingsproducten na 250 jaar is verdwenen (zie de grafiek hieronder).

(3) De actiniden. Dit zijn de plutoniumisotopen en de andere transuranen (vaak aangeduid als “minor actinides”). Hun naam is ontleend aan het feit dat ze vrijwel dezelfde chemische eigenschappen bezitten als actinium. Het zijn alfastralers en ze hebben over het algemeen een lange halveringstijd. De belangrijkste actinide is plutonium. Dit bestaat voor meer dan de helft uit het goed splijtbare plutonium-239 en de halveringstijd hiervan is 24400 jaar. Dit isotoop is fysisch gezien slechts zwak radioactief, want het zendt weinig doordringende alfastraling uit. Maar vooral doordat het menselijk lichaam plutonium aanziet voor calcium en opneemt in de botten is plutonium wanneer het niet goed afgesloten wordt bewaard zeer gevaarlijk. Daarom wordt de schadelijkheid van plutonium, evenals van de andere actiniden, niet aangegeven met zijn fysische radioactiviteit, maar met zijn radiotoxiteit, dat is een maat voor de schadelijkheid voor het lichaam. De radiotoxiteit van plutonium is groot en het duurt globaal 250 000 jaar (volgens nieuwe berekeningen 130 000 jaar)  voor deze tot een ongevaarlijk niveau is gedaald.

            Tenslotte zij nog opgemerkt dat een kerncentrale kleine, onschadelijke hoeveelheden radioactief materiaal loost in zee en in de lucht. Hoe dit ligt voor de reactor in Borssele komt in §2.3 ter sprake.

1Bron: A. van der Woude en R.de Meijer: Radioactiviteit.   

 

1.6   De ontmanteling van de kernreactor

Een speciaal probleem vormt nog de kerncentrale zelf. De huidige kerncentrales kunnen zo’n dertig tot zestig jaar meegaan en moeten daarna worden stilgelegd en ontmanteld. Dit proces wordt aangeduid met de term “decommissioning”. Een voorbeeld hoe dit in zijn werk kan gaan levert de (kleine) kerncentrale in Dodewaard.1 Deze werd in 1968 in gebruik genomen en in 1997 stilgelegd. Hierna werd allereerst de hoogradioactieve splijtstof afgevoerd, hetgeen in 2003 was voltooid. Vervolgens werd de centrale veilig ingesloten en vergrendeld en in 2005 ging een wachttijd in van 40 jaar. Gedurende deze tijd moet de centrale worden bewaakt en gecontroleerd. Na deze periode zal de centrale volledig worden ontmanteld, waarbij het stalen reactorvat onder water in stukken zal worden gezaagd en afgevoerd naar de COVRA.  Het gebouw wordt tot en met de fundering afgebroken en daarna zal de grond beschikbaar zijn voor ieder gewenst gebruik.   

1 Zie www.kcd.nl .

 

1.7  De definitieve berging van het afval

De gebruikte splijtstof is door de hitte gesinterd. Zoals besproken in §1.5 wordt hierin aanvankelijk nog zeer veel warmte ontwikkeld en wordt het daarom eerst gedurende enkele jaren in een waterbassin gelegd. Daarna kan het worden getransporteerd.

            De schadelijkste component van het afval is plutonium. Als antwoord op de vraag hoe groot de wereldvoorraad plutonium inmiddels is geworden vindt men de in de literatuur zeer uiteenlopende getallen. Toch kan men hiervan op betrouwbare wijze een globale schatting maken. De totale capaciteit van de omstreeks 440 commerciële centrales op de wereld bedroeg in 2007  370 000 MWe.  Laten we  aannemen dat deze 440 reactoren gemiddeld ongeveer dezelfde eigenschappen hebben als de reactor in Borssele (die een vermogen heeft van 485 MWe en per jaar 13 ton splijtstof gebruikt). Dan staan er op de wereld dus 370 000 : 485 = 763 reactoren vergelijkbaar met die in Borssele. Die produceren 763 x 13 = 9917 ton gebruikte splijtstof. Hiervan is circa één procent plutonium. Per jaar komt er dus circa 99 ton plutonium bij.  Nu zijn de meeste commerciële reactoren gebouwd in de jaren ’70 en ’80 van de vorige eeuw en ze zijn dus zo’n 30 jaar in gebruik. Volgens een ruwe schatting is de huidige wereldvoorraad plutonium dus 30 x 99 = 2970 = circa 3000 ton. Hierbij is het plutonium dat is geproduceerd door militaire reactoren niet meegerekend.

            Er wordt veel onderzoek verricht naar voor ondergrondse berging geschikte locaties. Algemene eisen zijn dat deze plaats vindt in lagen die geologisch stabiel zijn en die niet toegankelijk zijn voor grondwater. Vast afval kan in de vorm van een afval-cement mengsel worden geborgen in steenzoutlagen. Vloeibaar afval kan worden geborgen in poreuze lagen die zijn afgesloten door ondoordringbare kleilagen. 

 

1.8  Wel of geen opwerking van het afval?

In de tijd van de koude oorlog bestond er internationaal grote bezorgdheid over de steeds maar toenemende hoeveelheid kernwapens. In een poging hieraan een halt toe te roepen werd in 1968 door de vijf kernmogendheden (de Verenigde Staten, de Sowjetunie, Groot-Brittannië, Frankrijk en China) en een groot aantal niet-kernmogendheden het nonproliferatieverdrag gesloten. Als vervolg hierop werd in de V.S. in 1977 onder president Jimmy Carter een verbod op de opwerking van gebruikte kernbrandstof ingesteld, in de hoop dat hierdoor het gevaar van proliferatie zou verminderen. Hoewel deze wet in 1981 onder president Ronald Reagan al weer werd opgeheven kwam het opwerken hierna in de V.S. niet meer van de grond.  Sindsdien wordt in de V.S. de van omstreeks 59 kernreactoren afkomstige gebruikte splijtstof op een groot aantal (131)  plaatsen tijdelijk bovengronds opgeslagen om te zijner tijd, na een noodzakelijke periode om de warmteontwikkeling te laten afnemen, definitief en onomkeerbaar ondergronds te worden geborgen. In 1987  heeft men een plaats bij Yucca Mountain in Nevada uitgekozen en het is de bedoeling om omstreeks 2010  te beginnen het opgeslagen afval daar ondergronds te bergen.

            Het systeem van “directe berging” is primitief, maar heeft volgens de voorstanders twee voordelen. In de eerste plaats zijn er geen opwerkingsfabrieken die gevaar voor het milieu kunnen opleveren en in de tweede plaats zijn er geen transporten van radioactief materiaal van en naar opwerkingsfabrieken. Het gevaar van deze transporten zou dan zijn dat kwaadwillenden plutonium zouden kunnen bemachtigen om daarmee atoomwapens te vervaardigen. Dit laatste gevaar echter, dat omstreeks 1977 misschien een schijn van realiteit bezat, kan tegenwoordig niet meer serieus worden genomen omdat het door moderne reactoren geproduceerde plutonium slechts circa 60% splitsbaar Pu-293 bevat, terwijl voor de veilige vervaardiging van atoomwapens een gehalte van minstens 92% gewenst is.1 Nadelen van directe berging zijn het feit dat op deze wijze het uranium op onrendabele wijze wordt gebruikt en het grote volume van het onopgewerkte afval. Hierdoor zal de geplande ruimte in Yucca Valley al omstreeks 2010 zijn volgeboekt.    

            Het Amerikaanse voorbeeld van directe berging is door een beperkt aantal landen nagevolgd (Canada, Spanje, Zuid-Afrika),  maar in Europa, Rusland, India, China en Japan wordt op grote schaal opwerking en recycling van de gebruikte splijtstof toegepast.

1 Zie voor nadere toelichting: “Mixed Oxide Fuel, Appendix” (UIC, 2006).           

 

2. Kernenergieproductie met thermische reactoren en beperkte recycling

 

2.1  De beperkte splijtstofcyclus  – het gebruik van MOX

Wanneer men de gebruikte splijtstof niet rechtsreeks ondergronds wil bergen, maar wil recyclen geschiedt de bewerking in een opwerkingsfabriek. Hierin worden de nog bruikbare stoffen gescheiden van de niet meer bruikbare. De nog bruikbare stoffen kunnen dan weer worden ingevoerd in het productieproces, waarmee een (beperkte) vorm van recycling ontstaat. Men krijgt dan:

                               Kernenergieproductie met opwerking

 

Wanneer men dit schema vergelijkt met dat van het “once-through” proces ziet men dat er een schakel in het productieketen is bijgekomen: de opwerkingsfabriek. In deze fabriek worden het uranium (dat bijvoorbeeld nog 0.8% U-235 bevat, zie § 1.5) en het in de reactor gevormde plutonium enerzijds gescheiden van de splijtingsfragmenten en de “minor actinides” anderzijds.

            Er zijn verschillende vormen van (beperkte) recycling mogelijk: men kan alleen het uranium recyclen, men kan ook het nieuwgevormde plutonium terugvoeren in het productieproces of men kan beide doen. Wanneer het uranium wordt hergebruikt wordt het teruggestuurd naar de verrijkingsfabriek en wordt het daarna gebruikt bij de fabricage van splijtstofelementen. Hierdoor kan uit dezelfde hoeveelheid natuurlijk uranium circa 10% meer elektriciteit worden geproduceerd.1 Met de huidige lage uraniumprijzen is het echter voordeliger om vers uranium te gebruiken en het “reprocessed uranium” (RepU) op te slaan. Zo heeft Frankrijk een strategische reserve opgebouwd die voldoende is voor 250 jaar.

            Wanneer men ook het plutonium wil gebruiken wordt dit verwerkt tot Mixed OXyde (MOX), dat bestaat uit plutonium waaraan verarmd uranium wordt toegevoegd dat is overgebleven bij de productie van verrijkt uranium. Het gehalte aan plutonium is bijvoorbeeld 10.2%.  Dit MOX is een uitstekende brandstof en MOX-splijtstofelementen kunnen zonder ingrijpende wijzigingen in een gewone thermische centrale worden gebruikt, mits niet meer dan een derde deel van de splijtstofelementen uit MOX-elementen bestaat. De EPR-centrale die momenteel gebouwd wordt in Finland en de moderne Amerikaanse AP 1000 kunnen geheel met MOX-splijtstofelementen worden gevuld. Door ook het plutonium te hergebruiken in de vorm van MOX wordt de hoeveelheid elektriciteit die uit een bepaalde hoeveelheid uranium kan worden geproduceerd verder verhoogd tot circa 22%.1

            Het gebruik van MOX heeft nog een ander voordeel. Niet goed afgesloten plutonium is hoogradiotoxisch (halveringstijd 24400 jaar) en er is na de tweede wereldoorlog een hoeveelheid afval ontstaan die, zoals berekend in § 1.7, omstreeks 3000 ton plutonium moet bevatten. De schattingen van de hoeveelheid zuiver plutonium die is afgescheiden door de opwerkingsfabrieken lopen uiteen van 200 tot 500 ton.  Een groot deel hiervan is nog niet verwerkt tot MOX (vergelijk §2.2). Bij het gebruik van MOX snijdt het mes aan twee kanten: enerzijds vermijdt dit de productie van nieuw plutonium, anderzijds wordt de aanwezige plutoniumvoorraad langzaam opgebruikt. Wanneer een reactor voor éénderde deel met MOX-brandstofelementen wordt gevuld wordt daarin ongeveer evenveel plutonium opgenomen als er wordt geproduceerd. Wanneer een reactor voor 100% met MOX-elementen wordt gevuld ligt de zaak natuurlijk gunstiger. Om een voorbeeld te geven: bij het once-through proces wordt bij de productie van 1 TWh (= 109 kWh) aan elektriciteit 26 kg plutonium geproduceerd. Bij recycling met behulp van 100% MOX echter wordt bij de productie van dezelfde hoeveelheid elektriciteit 23 kg plutonium opgenomen voor de vervaardiging van de MOX-brandstof, terwijl 15.2 kg plutonium achterblijft in de gebruikte MOX-brandstof.2  In plaats van dat er 26 kg plutonium wordt geproduceerd wordt in het laatste geval de wereldvoorraad dus met 23-15.2=7.8 kg verminderd.

Op deze wijze is het mogelijk op den duur de gehele wereldvoorraad plutonium (mits toegankelijk opgeslagen) te verwerken in MOX-brandstof en nuttig te gebruiken.

            Ondanks de voordelen levert de toepassing van MOX maar een beperkte vorm van recycling. Stel dat men er in slaagt de gehele wereldvoorraad plutonium te verwerken in de vorm van MOX, dan betekent dit dat deze voorraad plutonium zou zijn omgezet in een voorraad gebruikte MOX-brandstof en deze bevat toch nog een hoog percentage plutonium (bv. 6.8%). Wanneer de verse MOX-brandstof 10.2% plutonium bevat en de gebruikte MOX-brandstof 6.8%  zou de  wereldvoorraad plutonium hiermee worden gereduceerd tot 66%. Tegelijkertijd zou daarmee echter een enorme hoeveelheid CO2-vrije elektriciteit zijn geproduceerd. Het gebruik van MOX vindt momenteel nog maar in een beperkt aantal reactoren plaats, maar men verwacht dat dit in 2010 zal zijn opgelopen tot zo’n zo’n 15-20% van alle reactoren op de wereld.  Momenteel wordt de gebruikte MOX-brandstof opgeslagen, in afwachting van later gebruik in thermische reactoren (of, liever nog, van snelle reactoren waarin het volledig kan worden verbrand).   De centrale in Borssele heeft geen vergunning om MOX te verwerken en is ook niet van plan die aan te vragen. Het plutonium uit Borssele blijft in de opwerkingsfabriek in La Hague en wordt daar verwerkt tot MOX. Dit MOX wordt (met bijbetaling) verkocht aan centrales die wèl een vergunning hebben.

            Naast plutonium worden er in een reactor ook een kleine hoeveelheid andere actiniden (“minor actinides”) gevormd en een relatief grote hoeveelheid splijtingsproducten. In de opwerkingsfabriek worden deze andere actiniden gezamenlijk met de splijtingsproducten ingegoten in glas en in vaten teruggestuurd naar het land van herkomst. Hier worden ze opgeslagen.

            Door de huidige wijze van recycling wordt de hoeveelheid hoogradioactief afval in eerste instantie aanzienlijk gereduceerd, maar doordat er veel relatief volumineus glas wordt toegevoegd valt de reductie van het volume van het hoogradioactief afval dat uiteindelijk moet worden geborgen enigszins tegen.3 Doordat er verschillende vergelijkingsmethoden kunnen worden toegepast valt moeilijk aan te geven hoeveel deze reductie precies is, maar in de literatuur wordt een volumereductie tot 35% genoemd.1

            Er wordt momenteel onderzoek gedaan hoe het huidige opwerkingsproces verder kan worden verbeterd. Een grote verbetering zou het natuurlijk zijn als ook de gebruikte MOX-splijtstof in een tweede recycling-stap zou kunnen worden opgewerkt en de afzonderlijke materialen opnieuw gebruikt. In 1992 werd in Frankrijk aangetoond dat dit inderdaad mogelijk is en in 2004 werd het voor het eerst toegepast op grotere schaal en in een continu proces.1 

1 Mixed Oxide Fuel (UIC, 2006).   2 Gegevens ontleend aan “Advanced Nuclear Fuel Cycles and Radioactive Waste Management” (NEA, 2007).    3 Zie F.Klaassen en R.Jansma: Radioactief afval (NRG, 2005)

 

2.2  De opwerkingsfabriek -  het “PUREX”–procédé  

Een grote opwerkingsfabriek kan het afgewerkte materiaal van zo’n 50 reactoren verwerken. De meeste opwerkingsfabrieken werken volgens het PUREX-procédé (Plutonium-Uranium EXtraction). Dit procédé verloopt als volgt.

            Eerst worden de in stukken geknipte splijtstofstaven opgelost in geconcentreerd salpeterzuur. De splijtstofhulzen lossen niet op en worden apart verwerkt.  Tijdens het oplossen ontwijken o.a. jodium-129, jodium-131, krypton-85, tritium en koolstof-14.  Hierna wordt de salpeterzuur-oplossing gemengd met een organische vloeistof, waarna U en Pu naar deze vloeistof gaan en de splijtingsproducten en de andere actiniden (neptunium,  americium en curium) in de waterige fase achterblijven.  De zich in de organische vloeistof bevindende elementen U en Pu worden vervolgens verder uitgezuiverd en de hoogradioactieve waterige vloeistof, met daarin de hoogradioactieve splijtingsproducten en “minor actinides”, wordt als afval beschouwd. Dit afval wordt door indampen geconcentreerd en vervolgens ingegoten in glas en in vaten opgeslagen.     

 

Andere opwerkingsprocédé’s – een pyrometallurgiche scheidingsmethode    Het PUREX-procédé werd tijdens de tweede wereldoorlog ontwikkeld om zuiver plutonium te vervaardigen voor kernwapens.  Kort na de oorlog verwachtte men dat er een economie zou ontstaan waarin plutonium vrij verhandelbaar zou zijn en gebruikt zou worden in snelle reactoren voor elektriciteitsopwekking. Maar in de periode hierna begon men zich steeds meer zorgen te maken over de proliferatie van kernwapens en als gevolg hiervan werd in 1968 het nonproliferatieverdrag gesloten. In een poging om nog meer zekerheid te krijgen werd in de V.S. in 1977 onder leiding van president Jimmy Carter de reeds genoemde wet aangenomen waarin alle opwerking van gebruikte splijtstof voor civiele doeleinden werd verboden.  Hierbij dacht men als vanzelfsprekend aan opwerking met behulp van het PUREX-procédé.

                Er zijn na deze tijd vele alternatieve scheidingsmethoden ontwikkeld met allerlei namen: UREX, UREX+, TRUEX, DIAMEX, SANEX, UNEX, GANEX, DUPIC, enz.1 Deze hebben hebben alle hun speciale voor- en nadelen. Naast deze methoden bestaan er ook pyrometallurgische methoden, zo genoemd omdat ze plaats vinden bij hoge temperatuur (pyro = vuur).  Hierbij wordt geen water gebruikt  en vindt de scheiding van de elementen plaats met behulp van twee elektroden die zijn geplaatst in een bak met een elektrolyt bestaande uit gesmolten zout. De afgewerkte splijtstof wordt opgelost in dit elektrolyt. Wanneer er nu een elektrische stroom door het elektrolyt wordt geleid vindt de volgende scheiding plaats:

 

Slaat neer op kathode

Blijft achter in elektrolyt

Plutonium

“Minor actinides”

Groot deel uranium

Klein deel splijtingsproducten

 

 

Klein deel uranium

Groot deel splijtingsproducten

 

Op deze wijze wordt dus evenals bij het PUREX-procédé een mengsel van uranium en plutonium afgescheiden, maar het bevat bovendien de “minor actinides”. Dit mengsel is goed geschikt om als brandstof te dienen in snelle reactoren (niet in thermische reactoren) en het procédé heeft als voordeel dat het goedkoop is. Verder wordt als voordeel genoemd dat het zich door de aanwezigheid van de “minor actinides” absoluut niet leent voor het maken van kernwapens.2       

1 Nuclear reprocessing (Wikipedia), Processing of Used Nuclear Fuel for Recycle (UIC).  2 Scientific American, Nederlandse uitgave, maart-april, 2006.

 

2.3  Een illustratie: het radioactief “afval” van de kerncentrale in Borssele1   

De kerncentrale in Borssele wordt gedreven door de Elektriciteits-Produktiemaatschappij Zuid-Nederland (EPZ). Hij bezit een middelgrote thermische reactor met een elektrisch vermogen van 485 megawatt.  De EPZ laat de verbruikte splijtstof opwerken in de fabriek in La Hague (Frankrijk) van de firma AREVA (voorheen COGEMA geheten).  Hier wordt de gebruikte splijtstof gescheiden van de splijtstofhulzen en vervolgens wordt met het PUREX-procédé het uranium en het plutonium enerzijds gescheiden van de splijtingsproducten en de “minor actinides” anderzijds. Het uranium wordt hergebruikt  en het plutonium wordt beheerd en opgeslagen bij AREVA in Frankrijk. Het is de bedoeling dat het op den duur geheel in MOX wordt verwerkt en opgebruikt. De EPZ heeft geen vergunning om MOX te gebruiken (en streeft daar ook niet naar) en daarom moeten er andere bedrijven in Europa worden gevonden die wel een dergelijke vergunning hebben. Zodra er een gebruiker voor het plutonium uit Borssele is gevonden wordt het verwerkt in MOX en gaat het eigendomsrecht er van over van de EPZ naar de nieuwe gebruiker. In La Hague is inmiddels 760 kg  Borssele-plutonium op deze wijze opgebruikt en er wacht nog 1370 kg op een gebruiker.  

            De reactor in Borssele gebruikt jaarlijks 13 ton splijtstof en produceert dus evenveel hoogradioactief afval.  De splijtingsproducten en de “minor actinides” worden niet hergebruikt. De vloeistof die deze stoffen bevat wordt ingedampt  en ondergaat een chemische bewerking waardoor glas ontstaat. Deze glasmassa wordt in roestvrij stalen canisters gegoten en teruggestuurd naar de opslaggebouwen van de Centrale Organisatie Voor Radioactief Afval (COVRA), dat gesitueerd is op een afstand van 15 km van Borssele. Zo’n canister is cilindervormig, meet 134 x 43 cm, weegt 500 kg en het gewicht van de afvaloxides is ongeveer 10% daarvan.

De centrale in Borssele produceert jaarlijks 6 tot 7 van dergelijke glascanisters hoogradioactief afval. Eens in de vier jaar worden er 28 van deze canisters naar de COVRA getransporteerd en in maart 2007 waren er hier 80 opgeslagen.  Hier worden zij in grote ondergrondse verticale buizen vijf stuks hoog opgeslagen. Het is de bedoeling dat zij hier 100 jaar zullen verblijven. Daarna is de radioactiviteit sterk verminderd en zal worden beoordeeld wat er verder mee moet gebeuren.

            In de opwerkingsfabriek in La Hague worden ook de splijtstofhulzen verwerkt. De splijtstofhulzen afkomstig van Dodewaard worden samengeperst en verpakt in canisters met dezelfde afmetingen als de glascanisters. Hun gewicht bedraagt ongeveer 750 kg. In totaal liggen er momenteel zo’n 450 stuks.   Het is de bedoeling dat ook de splijtstofhulzen uit Borssele de komende jaren  worden teruggestuurd naar de COVRA en daar opgeslagen.  

            Een voor de toekomstige energievoorziening (snelle reactoren!) belangrijke vraag is wat er gebeurt met het verarmd uranium. Dit ontstaat bij Urenco in Almelo bij de productie van verrijkt uranium. Het ontstaat hier als gasvormig UF6, dat zeer reactief is met water en daarom minder geschikt is voor langdurige opslag. Daarom wordt het eerst naar een fabriek in Frankrijk gestuurd waar het wordt omgezet in het poedervormige uraniumoxide (U3O8). Dit is zeer stabiel en kan probleemloos worden opgeslagen. Het wordt naar de COVRA gestuurd en daar in grote vaten  opgeslagen.

            De reactor in Borssele loost ook kleine hoeveelheden radioactief materiaal in de lucht en in de zee. De lozing in de lucht bestaat vooral uit tritium, jodium-13, C-14 en de edelgassen radon-222 (halveringstijd 4dagen) en krypton-85 (halveringstijd 11 jaar).  Dit gebeurt vooral bij de opening van het nucleaire systeem bij de jaarlijkse revisie en verwisseling van splijtstofstaven. De emissie van edelgassen is de laatste 25 jaar sterk afgenomen. De lozing in het water is voornamelijk tritium. 2

            Tenslotte zij nog opgemerkt dat het een misvatting zou zijn te denken dat bij sluiting van de kerncentrale in Borssele het probleem van het afval voor Nederland geheel zou zijn opgelost. Er wordt in de industrie en voor medische toepassingen veel radioactief materiaal gebruikt dat leidt tot middel- en hoogradioactief afval. Omstreeks 30% van het hoogradioactief materiaal dat wordt opgeslagen in de COVRA is niet afkomstig van Borssele of Dodewaard (het hoogradioactief materiaal van Dodewaard is afkomstig van de ontmanteling van de in 1997 gesloten reactor). 

1 De gegevens van deze paragraaf zijn enigszins onzeker doordat nauwkeurige data van de COVRA moeilijk zijn te verkrijgen. Dat ligt niet aan gebrek aan goede wil om informatie te verschaffen, maar aan het feit dat men hier de uit verschillende bronnen binnenkomende afvalstromen sorteert in hoog-, middel- of laagradioactief en daarna samenvoegt, zodat het later moeilijk is de herkomst van deze afvalstromen te bepalen.

2 Exacte gegevens hierover zijn te vinden op www.milieuennatuurcompendium.nl (en dan doorklikken naar: “Emissies door Nederlandse kerncentrales”).

 

2.4  De afvalstoffen van de opwerkingsfabriek

Een opwerkingsfabriek geeft in zekere zin  meer risico voor het milieu dan een kerncentrale. De oorzaken hiervan zijn het transport van zeer radioactief materiaal en vooral de bij het opwerkingsproces geproduceerde radioactieve afvalproducten.

            Wanneer gebruik wordt gemaakt van het PUREX-procédé wordt langs chemische weg het overgebleven uranium en plutonium gescheiden van de splijtingsproducten en de “minor actinides”. Van de hierbij vrij komende stoffen worden de J-129 en J-131 door filters tegengehouden, maar de vluchtige stoffen Kr-85, C-14 en H-3 worden geloosd in de atmosfeer of in het zeewater.  In Japan is een centrale die ook het krypton uitfiltert en opslaat.

            De twee grootste opwerkingsfabrieken zijn de reeds genoemde fabriek in La Hague (Frankrijk) en die in Sellafield (Engeland). Samen beheersen ze meer dan 90% van de wereldproductie op dit gebied.  Beide fabrieken zijn in het verleden meerdere malen in opspraak geraakt,  hetgeen noopte tot de invoering van procédé’s die aan steeds strengere milieu-eisen voldeden. Sedert omstreeks 1990  ligt hun bijdrage aan de straling in hun omgeving  beneden de 0.01-0.1 millisievert per jaar, terwijl de gemiddelde natuurlijke straling op aarde 2.4 millisievert per jaar is (de sievert is een eenheid om het biologisch effect van straling aan te geven).  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

In bovenstaande grafiek wordt het verloop aangegeven van de lozingen in zee van de Franse opwerkingsfabriek in La Hague. Deze zijn door de technologische vooruitgang voortdurend verminderd, niet alleen in absolute zin, maar vooral ook uitgedrukt in percentages van de behandelde splijtstof. Duidelijk is te zien dat vooral omstreeks 1989 een keerpunt is ingetreden.  

 

Het OSPAR-Verdrag  In 1998 trad het OSPAR-Verdrag (OSloPARijs) in werking met als doel de bescherming van het mariene milieu in het noordoostelijk deel van de Atlantische Oceaan. Hieraan nemen vijftien landen deel, waaronder Nederland, Noorwegen, Engeland en Frankrijk. Bij de OSPAR-conventie werd onder andere afgesproken er naar te zullen streven de radioactieve uitstoot in zee vóór 2020 te reduceren tot nul. Hieronder vallen dus de grote opwerkingsfabrieken in La Hague en Sellafield onder en ook de kerncentrale in Borssele.

 

2.5  Mogelijkheden tot een betere verwerking van de actiniden

De gebruikte splijtstof van een thermische reactor bestaat uit uraniumisotopen (alle isotopen U-232 tot en met U-238, uitgezonderd U-237, want dit vervalt snel tot Np-237),  splijtingsfragmenten (halfzware kernen als Ba-141, Kr-92, enz.), plutoniumisotopen en “minor actinides” (Np-237, Am, Cu). Zoals reeds besproken worden met het PUREX-procédé het uranium plus het plutonium gescheiden van de splijtstoffragmenten plus de “minor actinides”. Hoewel dit in de huidige opwerkingsfabrieken niet wordt gedaan  kunnen met een uitbreiding van het PUREX-procédé ook de “minor actinides” en de splijtstoffragmenten van elkaar worden gescheiden. Tenslotte kunnen ook het americium en het curium van elkaar worden gescheiden.  In nevenstaande grafiek is de bijdrage van de verschillende actiniden aan de radiotoxiteit van de actiniden gezamenlijk aangegeven.

            Voor de definitieve verwerking van het afval vormt het uranium geen probleem want dit kan in zijn geheel worden hergebruikt. Het grootste probleem vormen de actiniden. In de jaren negentig van de vorige eeuw is men veel actiever onderzoek gaan doen naar de mogelijkheden om de “minor actinides” te verwerken door middel van P&T (Partitioning and Transmutation).  Zo werd in 1993 door het ECN in Petten het RAS-project (Recyclen Actiniden en Splijtstofproducten) opgezet, hetgeen in 1998 leidde tot het rapport “Levensduurverkorting Radioactief Afval”, dat een weergave geeft van de resultaten van het onderzoek tot dat moment.1 Het blijkt dat de actiniden reeds met de huidige thermische reactoren en opwerkingsfabrieken zo goed als geheel zouden kunnen worden verwerkt. Aan de hand van genoemde publicatie kan de volgende tabel worden samengesteld van de mogelijkheden om ze kwijt te raken:

 

Isotoop

Halveringstijd

Vervalt tot:

Methode om het  isotoop kwijt te raken

Uranium-238

4.5x109 jaar

Th-234

Niet nodig, is niet radioactief

(invangen)

Uranium-239

23.5 min.

Np-239

Hoogradioactief, maar verdwijnt snel door natuurlijk verval naar Np-239

(verval)

Neptunium-239

2.4 dagen

Pu-239

Hoogradioactief, maar verdwijnt snel door natuurlijk verval naar Pu-239.

(verval)

Plutonium-239

24000 jaar

U-235

Het plutonium bestaat voor circa 60% uit het goed splijtbare Pu-239. Pu-240 is niet splijtbaar, maar wordt omgezet in het wel weer goed splijtbare Pu-241.  Op deze wijze kunnen alle plutonium-isotopen in een thermische reactor worden verspleten in de vorm van MOX. Maar de gebruikte MOX bevat ook weer plutonium. Dit kan worden verminderd in een tweede recycle-stap, of geheel worden verbrand in een snelle reactor.

(invangen)

Plutonium-240

6500 jaar

U-236

(invangen)

Plutonium-241

14 jaar

Am-241

U-237

(invangen)

Plutonium-242

373000 jaar

U-238

(invangen)

Plutonium-243

5 uur

Am-243

(verval)

Americium-243

7400 jaar

Np-239

Kan in een thermische reactor bij gebruikmaking van een uraniumvrije splijtstof worden verbrand 

(Invangen)

Americium-244

10 uur

Cm-244

(verval)

Curium-244

18 jaar

Pu-240

Globaal geldt voor de curiumisotopen dat ze sterk radiotoxisch zijn, maar ze worden binnen 100 jaar vrijwel geheel door natuurlijk verval omgezet in plutoniumisotopen. Dus 100 jaar opslaan en dan het gevormde plutonium verbranden op de boven aangegeven wijze.

(invangen)

Curium-245

8500 jaar

Pu-241

(invangen)

Curium-246

4760 jaar

Pu-242

(invangen)

Curium-247

15.6x106 j.

Pu-243

(invangen)

Curium-248

348000 j.

Pu-244

(invangen)

Curium-249

64 min.

Be-249

(verval)

Berkelium-249

320 dagen

Cf-249

Marginale hoeveelheden die bovendien kortlevend zijn.

(invangen)

Berkelium-250

3.2 uur

Cf-250

 

In de linkerkolom van deze tabel vindt men de reeks van de belangrijkste actiniden die in een reactor onder de inwerking van thermische neutronen door het invangen van een neutron of door natuurlijk verval uit elkaar ontstaan. Al deze isotopen zijn radioactief, dus de in de reeks genoemde isotopen die een neutron kunnen invangen kunnen ook spontaan vervallen. Hierdoor heeft de reeks nog allerlei zijtakken die hier niet genoemde isotopen bevatten.

 

Het in de tabel van §2.5 bij de actiniden genoemde neptunium-237 staat niet in bovenstaande tabel omdat het niet behoort tot de reeks van uit elkaar ontstaande actiniden. Het ontstaat doordat in een reactor uranium-237 wordt gevormd, dat vervolgens vervalt (halveringstijd 6.75 dagen) tot Np-237. Np-237 heeft een halveringstijd van 2.1 miljoen jaar en is weinig radioactief. Het is echter goed splijtbaar en het is zelfs theoretisch mogelijk een neptuniumbom te vervaardigen, vergelijkbaar met een plutoniumbom.  Np-237 kan in een thermische reactor worden verbrand door het toe te voegen aan MOX.

            Np-237 heeft, zoals de grafiek van §1.5 laat zien, de merkwaardige eigenschap dat de radioactiviteit op de lange duur toeneemt. Dat komt doordat de vervalproducten ervan meer radioactief zijn dan Np-237 zelf. Hetzelfde geldt overigens voor natuurlijk uranium. Uranium-238 bijvoorbeeld vormt het schadelijke radon-222 dat gasvormig is en voorkomt in uraniummijnen (en in de kelders van sommige woningen).  

1 Levensduurverkorting Radioactief Afval (http://www.nrg-nl.com/public/ras/pagina01.html .

 

2.6  Mogelijkheden tot een betere verwerking van de splijtingproducten

Tenslotte de splijtingsproducten. Dit zijn de halfzware kernen die in een reactor ontstaan bij de splijting van uranium-235-kernen of plutonium-239-kernen. Aangezien deze splijtingen op allerlei wijzen kunnen plaats vinden is het aantal mogelijke splijtingsproducten groot, er zijn meer dan 200 mogelijkheden,  maar ze zijn niet alle even waarschijnlijk. Zoals in §1.5 is opgemerkt is hun radioactviteit globaal genomen aanvankelijk heel groot en ze geven aanvankelijk dan ook veel warmte af. Maar aangezien ze overwegend bestaan uit elementen die òf snel vervallen òf zo langzaam vervallen dat ze vrijwel niet radioactief zijn is hun radiotoxiteit na 250 jaar gedaald tot uranium-niveau. Bij de COVRA worden ze ook als zodanig behandeld.

            Toch schuilt hier een adder onder het gras. De radioactiviteit van een stof wordt gedefinieerd als de hoeveelheid uitgezonden straling per massaeenheid. Dat houdt in dat als men hoogradioactief afval “verdunt”, bijvoorbeeld door vermenging met zand, dat het dan vanzelf middelradioactief wordt en als men er nog meer zand bijmengt kan het zelfs laagradioactief worden. Iets dergelijks gebeurt met de splijtingsproducten. Hoewel deze als geheel door het verval van de kortlevende elementen na 250 jaar als onschadelijk kunnen worden bestempeld, is er in deze tijd vrijwel niets veranderd aan de zich hierin bevindende kleine hoeveelheid langlevende elementen. Een aantal hiervan is echter sterk radioactief (vooral jodium-129, technetium-99 en cesium-135)  en deze zouden we het liefst kwijt willen raken. Onderstaande tabel geeft de mogelijkheden voor de verwerking van een aantal belangrijke splijtingsproducten.

 

Element

vervaltijd

Mogelijkheid om het element kwijt te raken

Technetium-99

211000 jaar

Bestraling met thermische neutronen in uraniumvrije splijtstof (invanging)    

Jodium-129

15.7 milj. j.

Bestraling met thermische neutronen in uraniumvrije splijtstof (invanging)

Cesium-135

2.3 milj. j.

Wordt in “Levensduurverkorting” niet besproken.             

Jodium-131

8 dagen

Na 250 jaar onschadelijk 

Strontium-90

28.8 jaar

Na 250 jaar onschadelijk. 

Cesium-134

2 jaar

Na 250 jaar onschadelijk TW3

Cesium-137

30 jaar

Na 250 jaar onschadelijk

Cesium-139

9.27 min.

Na 250 jaar onschadelijk 

 

 

3. Kernergieproductie met snelle reactoren en een volledige splijtstofcyclus

 

3.1  Thermische reactoren en snelle reactoren

In het voorgaande is steeds sprake geweest van zogenaamde thermische reactoren. Hierin bewegen de werkzame neutronen zich langzaam (“thermisch”) en bij deze snelheid kunnen zij wel de uranium-235-kernen splitsen, maar niet de Uranium-238 kernen. Toch laten ze de uranium-238-kernen niet ongemoeid want een klein deel van deze kernen wordt door het invangen van een neutron omgezet in plutonium-239 en dat is wèl weer splitsbaar. Wat er nu in een thermische reactor gebeurt is het volgende. Natuurlijk uranium bestaat voor 0.7% uit uranium-235 en voor 99.3% uit uranium-238. De langzame neutronen splitsen nu ongeveer een derde deel van de kleine hoeveelheid uranium-235 en zetten een klein deel van het uranium-238 om in plutonium-239 waarvan ook ongeveer een derde deel  wordt gesplitst. Deze beide soorten splitsingen produceren een enorme hoeveelheid warmte. Maar toch wordt slechts een zeer klein deel van het uranium nuttig gebruikt: het ligt in de orde van grootte van 0.5%. 

            Naast de thermische reactoren bestaat er nog een tweede type: de snelle neutronen reactoren. Hierin hebben de werkzame neutronen een hoge snelheid. Bij deze snelheid kunnen zij niet alleen het uranium-235 splitsen, maar ook op grote schaal het uranium-238 omzetten in het goed splijtbare plutonium-239. Men kan snelle reactoren in allerlei uitvoeringen construeren. Bij een zogenaamde “kweekreactor” bevat de reactorkern een gewoon  mengsel van uranium 238 en uranium-235 en wordt deze omgeven door een “mantel” van uranium-238, waarin plutonium wordt gekweekt. In een dergelijke reactor ontstaat meer splijtbaar materiaal dan er wordt toegevoerd. Om het op deze wijze ontstane plutonium nuttig te gebruiken kan men dan weer een ander type snelle reactor construeren die uitsluitend plutonium verbrandt.  Op deze wijze  wordt van het natuurlijk uranium niet alleen al het uranium-235 gebruikt, maar ook al het uranium-238. Dit heeft tot gevolg dat het rendement van het uraniumgebruik bij snelle reactoren een factor 60-100 beter is dan van thermische reactoren.  

            Daarnaast hebben snelle reactoren het voordeel dat ze ook de “minor actinides” vrijwel geheel verbranden. Ze produceren dan ook veel minder afvalstoffen dan thermische reactoren, vooral als men ook het feit dat ze een veel grotere hoeveelheid warmte uit het uranium halen in de vergelijking betrekt. Het afval dat een snelle reactor produceert is 1-4% van dat van een thermische reactor.

 

3.2 Waarom zijn er zo weinig snelle reactoren?

Het is duidelijk dat snelle reactoren zuiver fysisch gezien veel beter zijn dan thermische reactoren. Toch zijn de huidige omstreeks 440 reactoren die er op de wereld werkzaam zijn bijna alle thermisch. Ook de nieuwe Europese EPR en de Amerikaanse A 1000 zijn thermisch en we kunnen aannemen dat het merendeel van de nieuw geplande reactoren in Rusland, China, India, Japan, India en de V.S. thermisch zullen zijn. Waarom worden er zo weinig snelle reactoren gebouwd?

            Over het algemeen zal men geneigd zijn dit te verklaren vanuit de aanname dat de thermische reactor de oudste is en dat de snelle reactor behoort tot een recente ontwikkeling. Deze aanname lijkt nog bevestigd te worden door het feit dat in de hedendaagse internationale planning  de snelle reactor wordt gerekend tot de generatie-IV reactoren. In werkelijkheid echter is de snelle reactor nagenoeg even oud als de thermische. De allereerste kernreactor was inderdaad thermisch, het was de beroemde reactor van Fermi die op 2 december 1942 in Chicago in werking trad. Maar reeds in 1951 trad in Arco (Idaho) de eerste snelle reactor in werking: de EBR-1 (Experimental Breeder Reactor One). Hij bleef werkzaam tot 1964, toen hij werd vervangen door de EBR-2. Dergelijke reactoren bleven een experimenteel karakter houden, want aanvankelijk bouwde men kernreactoren voor plutoniumproductie voor kernbewapening en hiervoor voldeden de bestaande thermische reactoren uitstekend. Het gevolg was dat toen men vanaf omstreeks 1953 kernreactoren begon te bouwen voor elektriciteitsproductie de thermische centrales een voorsprong hadden, want hiermee had men de meeste ervaring opgedaan. Bovendien bestond er geen behoefte aan zuiniger reactoren want het uranium was goedkoop.

            Maar er zijn ook technische oorzaken die de ontwikkeling van snelle reactoren tegenwerkten. In de eerste plaats dient in een thermische reactor water voor zowel de vertraging van de neutronen als de koeling, maar in een snelle reactor mogen de neutronen niet worden vertraagd en kan dus geen water als koeling worden toegepast. Daarom gebruikt men meestal vloeibaar metaal, want dat vertraagt de neutronen niet. Vooral natrium en lood komen hiervoor in aanmerking. Maar koeling met heet vloeibaar metaal is chemisch gezien veel moeilijker te verwezenlijken dan koeling met water. Zo werkt natrium sterk corroderend in op andere metalen  en geeft het explosieachtige reacties als het in aanraking komt met de zuurstof van de lucht. 

            Ondanks deze problemen zijn er verschillende succesvolle snelle reactoren gebouwd: de reeds genoemde Amerikaanse EBR-1 (1951-1964) en EBR-2 (1964-1994), de Franse Phénix (1974-heden) en Superphénix (1986-1997),  de Japanse Monju (1995, in brand geraakt, wordt in 2008 heropend) en vooral de Russische BN-350 (1973-1999) en BN-600 (1980-heden).

 

3.3 De huidige stand van het onderzoek -  toekomstmogelijkheden

Er wordt momenteel verder onderzoek gedaan naar mogelijkheden om bij het gebruik van thermische reactoren de hoeveelheid radioactief afval te verkleinen. De simpelste mogelijkheid daartoe is natuurlijk om meer kernreactoren te laten overgaan op het gebruik van MOX. Daarnaast richt men zich op het verbeteren van het opwerkingsproces. Er zal een commercieel toepasbaar proces moeten worden ontwikkeld waarbij het plutonium in een tweede recycling-stap uit de gebruikte MOX-brandstof wordt gehaald. Dit plutonium kan dan in hoeveelheid worden gereduceerd door het toe te voeren aan toegevoerd aan een thermische reactoren of geheel worden verbrand in snelle reactoren. Van groot belang is natuurlijk ook het internationale P&T-onderzoek (waaronder het RAS-project in Petten), waarbij methoden worden ontwikkeld om zowel de splijtingsproducten als de “minor actinides” kwijt te raken, hetzij door splitsing (“fission”), hetzij door invanging van neutronen (“capture”). 

            Toch krijgt men de indruk dat dit onderzoek enigszins op een dood spoor is geraakt. Het heeft ook niet zoveel zin om binnen het kader van het gebruik van thermische reactoren te zoeken naar de levensduurverkorting van de “minor actinides” als deze met snelle reactoren op zoveel elegantere wijze in één keer kunnen worden verbrand. Er is zijn de laatste jaren veel systemen van goed op elkaar aansluitende snelle reactoren en bijbehorende opwerkingsmethoden ontwikkeld waarbij het rendement van het uraniumgebruik met een factor 60-100  wordt verbeterd en het volume van het afval wordt verkleind tot minder dan 1-4%. In een recente NEA-studie1 wordt een twaalftal van dergelijke systemen besproken en het blijkt dat ze alle tot ongeveer dezelfde resultaten leiden wat betreft uraniumgebruik, volume van het te bergen hoogradioactief afval en uiteindelijke energieprijzen. In de overgangsfase naar een dergelijk geavanceerd systeem kunnen de huidige thermische centrales in gebruik blijven. Wanneer men nú serieus begint aan de ontwikkeling van dergelijke systemen kunnen ze binnen enkele decennia worden gerealiseerd.

            Zoals reeds vermeld heeft met in Amerika tot op heden vrijwel geen opwerking toegepast en wil men vanaf omstreeks 2010 het afval direct gaan bergen in een dieptelaag in Yucca Valley. Het onopgewerkte afval heeft echter een relatief groot volume en hoewel de eigenlijke berging nog niet is begonnen is de beschikbare ruimte al wel gereserveerd en deze blijkt slechts toereikend te zijn tot omstreeks 2010. Voor de periode daarna zal de bergruimte moeten worden vergroot of zal men moeten zoeken naar andere bergruimten. Aangezien dergelijke dieptelagen al vele miljoenen jaren ondoordringbaar en stabiel zijn geweest is het risico hiervan te verwaarlozen.

            Toch bestaat er een veel betere methode van afvalverwerking. Zoals besproken ligt het binnen de mogelijkheden om binnen enkele tientallen jaren systemen van geavanceerde opwerkingsmethoden en snelle reactoren te ontwerpen waarbij het volume van het afval tot minder dan 1-4% wordt verminderd. Wanneer dit wordt gedaan zal voor de V.S. de bergruimte bij Yucca Valley voldoende zijn voor de gehele 21ste eeuw  en zullen er op de wereld maar enkele van dergelijke bergplaatsen nodig zijn. Dat is een sterk argument om de ontwikkeling van dergelijke systemen voortvarend voort te zetten.

            Op dit moment richten velen zich tegen kernenergie met het argument dat eerst het probleem van het kernafval moet worden opgelost voor dat het verantwoord is met deze vorm van energie verder te gaan. Vaak richten zij zich ook tegen opwerking en tegen verder onderzoek. Het probleem is echter dat het vinden van de optimale oplossing voor het kernafval niet los staat van verdere ontwikkeling en toepassing van kernenergie. Voor het vinden van de optimale oplossing is voortgaand onderzoek nodig en ook de bouw van geavanceerde en soms ook enigszins experimentele reactoren. Deze reactoren hoeven niet onveilig te zijn, maar zij moeten natuurlijk wel extra zorgvuldig worden gecontroleerd.

1 Advanced Nuclear Fule Cycles and Radiactive Waste Managment (NEA, 2007).

 

4. Samenvatting

De samenstelling van de gebruikte splijtstof is afhankelijk van de verrijkingsgraad van de oorspronkelijke splijtstof en de tijd dat men deze in de reactor laat zitten. Bij de gangbare thermische reactor is deze samenstelling bijvoorbeeld (zie §1.5):

 

Materiaal

Gehalte

                      Radiotoxiteit

uraniumisotopen

95.56%

Onschadelijk

splijtingsproducten

3.5%

Aanvankelijk zeer radioactief, na 250 jaar onschadelijk

plutoniumisotopen

0.89%

Zeer radiotoxisch (levensduur .......)

“minor actinides”

0.066%

Vergelijkbaar met de plutoniumisotopen

 

Ieder van de vier groepen van stoffen die in deze tabel worden genoemd eist een eigen methode van verwerking.

1) Het uranium. Bij de gangbare methode van opwerking (het PUREX-procédé) wordt het uranium uit de gebruikte splijtstof gehaald en opnieuw gebruikt. Dit spaart uranium en levert geen problemen op.

2) Het plutonium. Dit is de gevaarlijkste stof uit de gebruikte splijtstof.  Het is echter goed splijtbaar en door het te vermengen met verarmd uranium kan men MOX produceren dat opnieuw als brandstof in een kernreactor kan worden ingevoerd. De gangbare kernreactoren kunnen voor 30% met MOX-brandstofelementen worden gevuld. In dat geval wordt er door de reactor evenveel plutonium opgebruikt als er wordt geproduceerd. De nieuwere reactoren, zoals de EPZ in Finland, kunnen voor 100% met MOX-elementen worden gevuld. In dat geval kan de wereldvoorraad plutonium langzaam worden opgebruikt, dat wil zeggen: omgezet in gebruikte MOX-brandstof. Helaas bevat deze ook weer plutonium, maar wel veel minder. Als de gehele wereldvoorraad plutonium op deze wijze zou worden omgezet zou de hoeveelheid daarvan verminderen tot circa 66%. En hiermee zou een enorme hoeveelheid CO2-vrije elektriciteit zijn geproduceerd. In Frankrijk is in 1992 aangetoond dat het mogelijk is ook de gebruikte MOX-brandstof op te werken en het uranium en het plutonium hiervan in een tweede recycling-stap opnieuw te gebruiken. Hiermee kan de wereldvoorraad plutonium nog verder worden gereduceerd. In 2004 werd dit procédé voor het eerst toegepast op grotere schaal en in een continu proces.

3) De splijtingsproducten en de “minor actinides”. Bij het momenteel gebruikte PUREX-procédé worden de splijtingsproducten en de “minor actinides” gezamenlijk afgescheiden en gezamenlijk in glas ingegoten en voor honderd jaar opgeslagen in containers. Men kan zich echter afvragen of dit wel verstandig is. Het is namelijk mogelijk met een uitbreiding van het PUREX-procédé beide groepen stoffen te scheiden en apart te verwerken. De splijtingsproducten, die aanvankelijk zeer radioactief zijn, vervallen snel en zijn globaal genomen na 250 jaar onschadelijk. Ook de “minor actinides” kunnen worden vernietigd. Door onderzoek, o.a. uitgevoerd door ECN in Petten, is gebleken dat ze wanneer ze worden bestraald met neutronen òf worden gesplitst in halfzware elementen òf transmuteren tot hogere transuranen. Deze halfzware elementen en hogere transuranen kunnen dan door natuurlijk verval in een periode van een paar honderd jaar onschadelijk worden. Gezegd moet worden dat er nog enkele hardnekkige elementen tussen zitten die nog niet kunnen worden vernietigd en waaraan verder onderzoek moet worden gedaan. Als dit geen succes oplevert zullen ze definitief ondergronds moeten worden geborgen. Maar de hoeveelheid hiervan is uiterst gering.

            In de V.S. was men altijd tegen opwerking en was men van plan de gebruikte splijtstof als geheel direct onopgewerkt vanaf 2010 als afval in een plaats in Yucca Valley ondergronds te bergen. Momenteel veranderen de opvattingen hier echter ten gunste van opwerking en het is mogelijk dat men er alsnog toe zal overgaan het opgeslagen kernafval (voor zo ver mogelijk) te gaan opwerken. In Europa, Rusland, Japan en China wordt opwerking al vele jaren toegepast.

             Hoewel het dus met de huidige conventionele methoden al mogelijk is verreweg het grootste deel van het radioactief afval nuttig te gebruiken en de rest vrijwel geheel te vernietigen, bestaat er een veel eleganter methode om het afvalprobleem aan te pakken, namelijk de bouw van snelle neutronen reactoren. Deze zijn vergeleken met de huidige thermische reactoren een factor 100 zuiniger in het uraniumgebruik en produceren maar 1-4% van het kernafval. Ze kunnen ook veel efficiënter de huidige wereldvoorraad plutonium verbranden. De invoering van snelle reactoren kan in eerste instantie stapsgewijs plaats vinden want het is heel goed mogelijk thermische en snelle reactoren naast elkaar te gebruiken, waarbij de snelle reactoren draaien op de gebruikte splijtstof van de thermische reactoren. Bij een dergelijk systeem zouden de V.S. voor de gehele 21ste eeuw genoeg hebben aan de bergplaats in Yucca Valley.

            Vaak denkt men dat snelle reactoren een recente ontwikkeling zijn, maar de eerste experimentele snelle reactor kwam al in 1951 in gebruik in Arco (Idaho). Dat was de EBR-1 (Experimental Breeder Reactor One). Hierna zijn er nog verschillende succesvolle snelle reactoren gebouwd, vooral in Rusland, maar door het grote succes van de lichtwaterreactoren, de lage uraniumprijzen en de angst van het publiek voor dit type reactor kwam de verdere ontwikkeling hiervan niet goed van de grond. Toch wordt algemeen aangenomen dat het mogelijk is in een jaar of tien de eerste prototypen van veilige snelle (natriumgekoelde) reactoren te ontwikkelen. Tegenstanders van kernenergie menen vaak dat zij het milieu kunnen beschermen door de ontwikkeling van de kernenergie zoveel mogelijk tegen te werken. Het is echter de vraag of hun streven niet averechts werkt want in China, Rusland, India en de V.S. gaat de bouw van thermische reactoren onherroepelijk door en alleen een spoedige inzet van snelle reactoren kan de productie van kernafval drastisch verminderen en in goede banen leiden. Helaas dwingt het huidige marktmechanisme de elektriciteitsmaatschappijen om zo goedkoop mogelijk te produceren en daarom hebben zij weinig geld over voor research voor de bouw van snelle reactoren.