Ciclu combustibil nuclear
Definitie
Ciclul combustibilului nuclear este seria de procese industriale care implică producția de energie electrică folosind uraniu în reactoare nucleare.
Descriere
Combustibilul scos dintr-un reactor, după ce a ajuns la sfârșitul duratei de viață utilă a acestuia, poate fi reprocesat, astfel că cea mai mare parte este reciclat si introdus in combustibil proaspat.
Diversele activități asociate cu producția de energie electrică din reacții nucleare sunt denumite în mod colectiv ciclului combustibilului nuclear. Ciclul combustibilului nuclear începe cu extragerea minereului uraniului și se termină cu eliminarea deșeurilor nucleare. Cu reprocesarea combustibilului uzat ca o opțiune pentru energia nucleară, etapele formează un ciclu complet.
Pentru a pregăti uraniu pentru utilizarea într-un reactor nuclear, este supus etapelor de extragere și procesare, conversie, îmbogățire și fabricare a fascicolelor de combustibil. Acești pași alcătuiesc partea principala de asigurare a combustibilului pentru producerea de electricitate (capatul din fata) a ciclului combustibilului nuclear.
După ce uraniu a petrecut aproximativ trei ani într-un reactor (pentru reactoarele de tip PWR si BWR) pentru a produce electricitate, combustibil utilizat poate suferi o serie de tratamente, inclusiv depozitare temporară, reprocesarea, și reciclare a deșeurilor înainte de a fi depozitate. Colectiv, aceste etape sunt cunoscute sub numele de "partea secundara" (sau capatul din spate) a ciclului de combustibil.
Extragerea uraniului
Atât excavarea cat și tehnici in-situ sunt folosite pentru a extrage minereul de uraniu. Excavarea poate fi de tip subteran sau sub forma de carieră deschisa. In general, exploatarea în cariere este utilizată în cazul în care depozitele sunt aproape de suprafață iar excavarea subterană este utilizată pentru depozitele profunde, de obicei, la adâncimi mai mari de 120 m.
Procesarea minereului de uraniu
Procesarea, care este în general realizată aproape de o mină de uraniu, extrage uraniul din minereu. Cele mai multe facilități miniere includ o uzina de procesare, deși în cazul în care minele sunt aproape împreună, o uzina poate prelucra minereul de la mai multe mine. Prelucrarea produce un concentrat de oxid de uraniu, care este livrat de uzina. Uneori este denumit în continuare "uraniu" și conține, în general, mai mult de 80% uraniu. Minereul original poate conține de la 0,1% uraniu, sau chiar mai puțin.
Conversia și îmbogățirea
Doar 0,7% din uraniul natural este "fisionabil", sau poate să fisioneze, procesul prin care energia este produsă într-un reactor nuclear. Forma, sau izotopul de uraniu care este fisionabil este izotopul Uraniu-235 (U-235). Restul este Uraniu-238 (U-238). Pentru cele mai multe tipuri de reactor, concentrația de uraniu fisionabil U-235 trebuie mărită - de obicei la între 3.5% și 5% U-235. Separarea izotopică este un proces fizic de a se concentra ("îmbogăți") un izotop relativ la altii. Procesul de îmbogățire cere uraniul să fie într-o formă gazoasă. Procesul de îmbogățire separă hexafluorură de uraniu gazoasă în două fluxuri, unul fiind îmbogățit la nivelul necesar și cunoscut sub numele de uraniu slab îmbogățit; cealaltă fluxul este epuizat treptat în U-235 și se numește "coada", sau pur și simplu uraniul sărăcit.
Procesul principal de îmbogățire în facilitatile comerciale utilizează centrifuge, cu mii de tuburi verticale ce se rotesc rapid. Ca urmare a rotatiei tuburilor proprietățile fizice ale moleculelor, în special diferența de masă de 1% între cei doi izotopi, U-235 si U-238, le separă.
Fabricarea combustibilului
Combustibil din reactor este în general sub formă de pastile ceramice. Acestea sunt formate din dioxid de uraniu presat (UO2) care este sinterizat la o temperatură ridicată (peste 1,400 ° C). Pastilele sunt apoi închise în tuburi metalice pentru a forma creioane de combustibil, care sunt aranjate într-un ansamblu de combustibil (fascicole) gata pentru introducerea într-un reactor. Dimensiunile pastilelor de combustibil și alte componente ale ansamblului de combustibil sunt controlate cu precizie pentru a asigura coerența în caracteristicile combustibilului.
Generarea de energie electrică și arderea
Câteva sute de ansamblurilor de combustibil alcătuiesc zona activa a unui reactor. Pentru un reactor cu o putere de 1000 de megawați electrici (MWe), zona activa ar conține aproximativ 75 de tone de uraniu slab îmbogățit. În zona activa izotopul U-235 fisioneaza, sau se sparge, producand căldură într-un proces continuu numit reacție în lanț. Procesul depinde de prezența unui moderator, cum ar fi apa sau grafit, și este controlat în totalitate.
Un aspect al reactoarelor in operare ce si determina tipul de combustibil utilizat este gradul de ardere. El se măsoară în gigawați zile pe tonă de uraniu și potențialul său este proporțional cu nivelul de îmbogățire. Până în prezent un factor de limitare a fost robustețea fizică a ansamblurilor de combustibil, și, prin urmare, valori ale gradului de ardere de aproximativ 40 GWzi/t au nevoie de doar aproximativ 4% îmbogățire. Dar, cu echipamente și ansambluri de combustibil mai bune, sunt posibile valori ale gradului de ardere de 55 GWzi / t (cu 5% îmbogățire), prefigurandu-se și 70 GWzi / T, deși acest lucru ar necesita de 6% îmbogățire. Beneficiul acestui fapt este că se pot extinde campaniile reactoarelor - în jurul valorii de 24 luni - iar numărul de ansambluri de combustibil descărcate ca si combustibil uzat poate fi redus cu o treime. Costul asociat in ciclului de combustibil este de așteptat să fie redus cu aproximativ 20%.
În reactoarele CANDU folosind uraniu natural, gradul de ardere este mult mai scazut, aproximativ 7,5 GWzi/, dar în termeni de eficiență acesta este echivalent cu aproape 50 GWzi/t pentru combustibil îmbogățit.
Combustibilul uzat
Cu timpul, concentrația de fragmente de fisiune și elemente grele formate în același mod ca plutoniu din combustibil va crește până la punctul în care nu mai este practic să se continue utilizarea combustibilului, deși există inca un potential mare. Astfel, după 18-36 de luni combustibilul uzat este extras din reactor.
Există două alternative pentru combustibil uzat:
- reprocesarea pentru a recupera și recicla partea utila
- depozitarea pe termen lung și depozitare finală fără reprocesare.
Reprocesarea
Reprocesarea separă uraniu și plutoniu din deșeuri (și din teaca ansamblului de combustibil) dezasambland creioanele de combustibil și dizolvarea lor în acid pentru a separa diferitele materiale. Acesta permite reciclarea uraniului și a plutoniu în combustibil proaspăt, și produce o cantitate redusa semnificativ de deșeuri (în comparație cu tratarea tuturor combustibililor arsi ca deșeu).
Reciclarea plutoniului și uraniului
Uraniul recuperat de la reprocesare, care conține de obicei o concentrație ceva mai mare de U-235 decât apare în natură (la combustibilul provenit de la PWR sau BWR), poate fi refolosit drept combustibil după conversie și îmbogățire.
Plutoniul se poate introduce direct în combustibil format din oxizi micsti (MOX), în care sunt combinati oxizi de de uraniu și plutoniu. În reactoarele care folosesc combustibil MOX, plutoniul inlocuieste U-235 în combustibilii normali cu oxid de uraniu.
Deșeuri
Deșeuri de la ciclul combustibilului nuclear sunt clasificate ca deșeuri de activitate înaltă, medie sau scazuta. Aceste deșeuri provin dintr-o serie de surse și includ:
- deșeuri de nivel scăzut produse în toate etapele ciclului combustibilului;
- deșeuri de nivel intermediar produse în timpul funcționării reactorului și in timpul reprocesarii;
- deșeuri la nivel înalt, care sunt deșeuri care conțin produsele de fisiune puternic radioactive separate în reprocesare, și în multe țări, combustibilul uzat în sine. Deșeurile înalt active separate pot contine de asemenea elemente transuranice de viață lungă.
După reprocesare, deșeurile înalt active lichide pot fi calcinate (încălzite puternic) pentru a produce o pulbere uscată care este încorporată în sticla borosilicata (Pyrex) pentru a o imobiliza. Sticla este apoi turnata în recipiente din oțel inoxidabil, fiecare având 400 kg de sticlă. Deșeuri rezultate intr-un an de la un reactor de 1000 MWe sunt stocate în cinci tone de astfel de sticlă, sau aproximativ 12 butoaie de 1,3 metri înălțime și 0,4 metri în diametru. Acestea pot fi transportate și depozitate ușor folosind o ecranare corespunzătoare.
Combustibil uzat și deșeuri separate: depozitarea finală
În prezent, nu există facilități de depozitare finala (spre deosebire cele de depozitare temporara) în funcțiune în care combustibil ars, ce nu este destinat reprocesarii, și deșeurile de reprocesare, sa poata fi plasate. În ambele cazuri materialul este într-o forma solidă și stabilă.
Deși aspectele tehnice legate de depozitarea finala sunt simple, nu există în prezent nici o nevoie tehnica presantă pentru a dezvolta astfel de facilități, datorita faptului ca volumul total al acestor deșeuri este relativ mic. Mai mult, cu cât acesta este stocat mai mult cu atât este mai ușor de manipulat, din cauza scăderii progresive a radioactivitatii.
Există, de asemenea o reticență de a dispune de combustibil uzat, deoarece reprezintă o resursă de energie semnificativa care ar putea fi reprocesata la o dată ulterioară, pentru a permite reciclarea uraniului și plutoniului.
Un număr de țări desfășoară studii pentru a determina abordarea optimă pentru depozitarea finala a combustibilului uzat și deșeurilor provenite de la reprocesare. Consensul general favorizează plasarea sa în depozite geologice adanci, la o adancime de aproximativ 500 de metri, inițial recuperabile înainte ca depozitul sa fie sigilat permanent.
Bibliografie
- Ilie Prisecaru, Centrale nuclearo-electrice, note de curs.
- Institutul de radiotectie si securitate nucleara francez, Online
.
- Andrei Budu, Ciclul combustibil nuclear, note de curs.
Notiuni conexe
Transport materiale radioactive