Plutonium
Käyttö > Ydinpolttoaineena

Tavallisessa 235U-ydinpolttoainetta käyttävässä reaktorissa syntyy kolmen vuoden altistusajassa n. 1 % plutoniumia polttoaineesta. Plutoniumia syntyy, kun 235U-polttoaineessa oleva 238U (jonka osuus on kuitenkin 95–97 % kaikesta polttoaineessa olevasta uraanista) absorboi neutronin. Polttoaineesta tällöin 239Pu osuus on n. 0,54 % Pu 240Pu n. 0,23 % ja 241Pu n- 0,14 %. Muitakin isotooppeja voi muodostua, mutta osuus on pieni. Syntynyt plutonium on muiden hajoamistuotteiden seassa, käytetyssä polttoaineessa. Jos näin syntynyt plutonium kuitenkin erotetaan kemiallisesti käytetystä polttoaineesta, voidaan sitä käyttää ”uudestaan” tavallisen 235U-polttoaineen seassa siten, että 239Pu-isotoopin ja 235U-isotoopin yhteinen osuus muista plutoniumin ja uraanin isotoopeista on noin 3–5 %. Näin tehtäessä voidaan ikään kuin hävittää muuten pitkään radioaktiivisena ongelmajätteenä säilyvä plutonium sekä aseteollisuuteen soveltuva 239Pu-isotooppi. Sekoitettua polttoainetta kutsutaan nimellä MOX-Fuel (Mixed Oxide Fuel), sillä sekä plutonium että uraani ovat polttoainesauvassa hapetetussa tilassa Pu- ja U-dioksidina. Hapen massan osuus uraanidioksidisauvassa on 16/254 eli n. 6 %. MOX:ia voidaan käyttää tavallisessa kevytvesireaktorissa (ns. tavallinen 235U-ydinpolttoainetta käyttävä reaktori) ilman erityistä reaktorin modifiointia, mutta käyttö edellyttää yleensä reaktorin uudelleenlisensointia MOX-polttoaineen käyttöön. MOXia käytettäessä noin 1/3 energiasta tulee plutoniumista. MOX-polttoaineen käyttö ei vaadi ”hyötöreaktoria”.
Käytetyn polttoaineen uudelleenkäsittely on ongelmallista. Sen avulla voidaan tosiaan utilisoida eli käyttää uudestaan hyväksi syntynyt plutonium sekä erottaa suurin osa ydinreaktioon osallistumattomasta 238U-sta, jota on kuitenkin polttoaineen kaikesta uraanista n. 95–97 %, ja käyttää sekin uudelleen. Toisaalta kemiallisesti erotettu puhdas plutonium voi päätyä myös muualle kuin uudelleen ydinpolttoaineeseen. Kemiallisesti erotetusta plutoniumista noin puolet on 239Pu-isotooppia, eli 239Pu väkevöintiaste on noin 54 %. Tästä plutoniumista on helppo väkevöidä 239Pu-osuus yli 90 %:iin vastaavalla menetelmällä kuin 235U, jolloin kyseessä on ydinasemateriaali.
Tavallisissa eli ns. hitaissa kevytvesireaktoreissa puhdasta plutoniumdioksidi-polttoainetta eli n. 3–5 % väkevöityä 239Pu-ydinpolttoainetta ei voida tehokkaasti käyttää, sillä hitaat eli termiset neutronit, jotka soveltuvat hyvin 235U-fissioon, eivät sovellu vastaavasti hyvin 239Pu-fissioon, koska niiden Vaikutusala (σ) on liian pieni. Puhdasta plutoniumdioksidi-polttoainetta voidaan kuitenkin käyttää erilaisessa ns. nopeassa reaktorissa, jossa fissioon vaadittavien neutronien liike-energia on suurempi. Tällaisessa ns. ”nopeassa” reaktorissa jäähdyttimenä käytetään veden sijasta nestemäistä natriumia (LMFBR -reaktori) tai heliumia (GCFBR -reaktori), jolloin neutronit liikkuvat nopeammin. Kilogramma seostamatonta 239Pu-polttoainetta (3–5 % väkevöinnillä) tuottaa kolmessa vuodessa n. 10 miljoonaa kilowattituntia energiaa(?).
MOX-polttoainetta voidaan käyttää eurooppalaisissa ydinvoimaloissa 30 % kokonaispolttoainemäärästä, mutta Yhdysvalloissa on kolme voimalaa, joissa voi käyttää pelkästään MOXia. Myös plutoniumin yhdisteitä karbidin, bromidin, silikaatin ja nitriitin kanssa on tutkittu mahdollisina polttoaineina. Polttoaineina voidaan käyttää myös joitakin metalliseoksia, kuten plutoniumin, ceriumin ja koboltin, alumiinin ja plutoniumin sekä plutoniumin ja zirkoniumin seosta, kuitenkin niin, että fissiilin 239Pu-isotoopin osuus polttoaineesta on n. 3–5 % .