Cicle del combustible nuclear

El cicle del combustible nuclear, també denominat cadena del combustible nuclear, està compost de passos de preparació prèvia que conduïxen a la preparació d'urani per al seu us com a combustible en el funcionament d'un reactor i passos de tractament posterior que són necessàries per a administrar en seguritat, acondicionar i lliurar-se del residu radiactiu.

Distints cicles de combustible

Cicle de combustible “Onze-through” (per a un sol us)

Tècnicament no és un cicle per es. El combustible és utilisat una volta i, sense posterior processat, és enviat per al seu almagasenament en solament un embalage que proporcione el millor aïllament de la biosfera. Este método és el que seguixen sis països:Estats Units; Canadà; Suècia; Finlàndia; Espanya i Unió Surafricana.[5] Alguns països, principalment Suècia i Canadà, han dissenyat repositoris que permeten la futura recuperació del material si sorgira tal necessitat, mentres que atres països planifiquen el seu confinament permanent.

Cicle de Plutoni

Molts països utilisen els servicis de reprocesado oferits per BNFL i COGEMA. En ells se separen els productes de fissió, urani i plutoni per a la seua abocada o us posterior. BNFL ya ha escomençat a fabricar combustible MOX que està sent suministrat per a fer funcionar reactors en moltes parts del món. Este us de combustible que va ser creat en un reactor tanca el cicle. No obstant, és provable que despuix de varis reciclats del plutoni la seua firma isótropo no siga vàlida per a un següent us en un reactor tèrmic.

Reciclage d'actínits menors

S'ha propost que, ademés de l'us del plutoni, els actínits menors pogueren utilisar-se en un reactor d'energia crític. Ya s'han realisat proves en les quals s'ha utilisat l'americio com a combustible. Pero deu destacar-se que el bombardeig de neutrons inclús en un reactor “ràpit” no és un método adequat per a 'cremar' tots els transplutónicos. Per eixemple, si es irradia el Curio en neutrons es formaran actínits molt pesats Californi i Fermi que proseguiran una fissió espontànea. Com a resultat, l'emissió de neutrons en un combustible usat que haja inclós el curio, serà molt més alta.

Alguns tipos de reactors (com per eixemple, el Reactor Ràpit Integral) s'han dissenyat per a este cicle de combustible prou distint. En principi, seria possible obtindre energia de la fissió de qualsevol núcleu d'actínit. En un meticuloso disseny del reactor, es poden consumir tots els actínits presents en el combustible, deixant només els elements més llaugers en vides miges curtes. Cap reactor d'estes característiques s'ha fet funcionar a escala industrial.

És vital per a la transmutació dels metals transplutónicos que l'energia dels neutrons siga alta. Inclús l'energia neutrónica en un reactor reproductor ràpit (fast breeder), el qual pot utilisar-se com un cremador ràpit si es fa funcionar en un combustible distint, podria no ser suficientment ràpit. Una alternativa a un reactor crític en el que els neutrons es generen per la fissió dels núcleus actínits és un reactor en acceleració conduïda sub-crítica. En ell un raig d'o be protones (en els dissenys d'Estats Units o europeus., o ben electrons (en el disseny Japonés) es dirigix a un objectiu. En el cas dels protones, neutrons molt ràpits botaran de l'objectiu, mentres que en el cas dels electrons es generaran fotons de molt alta energia. Estos neutrons i fotons d'alta energia podran llavors provocar la fissió dels actínits pesats. Quan açò succeïx, la part creuada de molts actínits disminuïx mentres s'incrementa l'energia neutrónica, pero el ràtio de fissió sobre simple activació (reaccions ng) canvia a favor de la fissió a mida que l'energia neutrónica s'incrementa.

Depenent de la font de neutrons l'energia pot variar:

• Tèrmica: de 0 a 100 eV
• Epitérmica: de 100 eV a 100 KeV
• Ràpida (a partir de fissió nuclear): de 100 KeV a 3 MeV
• DD fusió: 2,5 MeV
• DT fusió: 14 MeV
• Núcleu d'accelerador guiat: 200 MeV (guiat per 1,6 GeV protones)
• Fusió Muon-catalizada: 7 GeV

Ací seria possible destruir inclús el curio sense generació de metals transcúricos si l'energia neutrónica fora alta, com una alternativa al curio (²⁴⁴Cm, vida mija: 18 anys) podria deixar-se degenerar a ²⁴⁰Pu abans d'utilisar-ho en el combustible en un reactor ràpit.

És verosímil que el combustible puga resistir més cicles tèrmics que els combustibles convencionals, i això és aixina perque l'accelerador tenda provablement a detindre el seu funcionament en un supòsit convencional. Cada volta que l'accelerador es deté el combustible es gela, i est és el motiu pel que siga normal que molts reactors d'energia convencionals per a que la planta funcione a plena potència, ho facen de forma continuada durant semanes o mesos, en lloc de procedir a encesos i apagats diaris.

Combustible o objectius per a esta transmutació dels actínits

Fins ara encara no s'ha elegit el tipo de combustible (objectiu) per a la transformació d'actínits.

Depenent de la matriu, el procés pot generar més transurànics de la matriu, lo que poguera ser vist com bo (generar més combustible) o com a mal (generació de més elements transurànics radiotóxicos ). Existixen séries de diferents matrius que poden controlar esta producció d'actínits pesats.

Actínits en una matriu inerte

L'actínit seria mesclat en un metal que no forme més actínits, per eixemple, podria utilisar-se una solució sòlida d'un actínit en un sòlit com el zirconi.

Actínits en òxit de tori

L'òxit d'actínit quan es mescla en el de tori formarà per bombardeig de neutrons ²³³O (mentres siga fisible), i és provable que el ²³³O en un posterior bombardeig de neutrons alcance la fissió sent inverosímil que es generen elements transurànics de la matriu.

Actínits en òxit d'urani

Açò és provable que duga a la generació de nou ²³⁹Pu.

El cicle de combustible del tori

El cicle de combustible del tori, utilisa al tori per a absorbir neutrons en llentitut (en un reactor) para al fi formar Urani-233; el qual a la seua volta és cremat com a combustible. Per lo tant, com el Tori-232 és un material fèrtil.

Com a combustible, i des d'un punt de vista neutrónico, el U-233 és superior a U-235 i al Pu-239, per la seua major producció de neutrons per neutró absorbit. Un atre aspecte positiu és que l'òxit de tori fon al voltant dels 3.300 °C comparats en els 2.800 °C del diòxit d'urani. El U-233 també manté les seues bones propietats neutròniques en altes temperatures, millor que el U-235 o el Pu-239. Esta estabilitat significa més alta ignició i més altes temperatures de funcionament, en beneficis tèrmics del 50-55%. També, des de la respectiva posició de l'urani i el tori en la taula periòdica, la cantitat dels actínits menors de llarga vida que resulten de la fissió, és molt menor en el cicle del tori que en el del plutoni. Finalment, tot el mineral de tori és potencialment utilisable en un reactor, lo que, comparat en el 0,7% de l'urani natural, s'obtinguen 40 voltes més energia per unitat de massa.

Despuix d'arrancar el reactor en qualsevol uns atres material fisible (U-235 o Pu-239), es pot crear un cicle de producció similar pero més eficient que en el U-238 i el plutoni. El Th-232 absorbix un neutró per a convertir-se en Th-233 el qual normalment deriva a protactinio-233 i despuix a U-233. El combustible irradiado és llavors descarregat del reactor, s'extrau el U-233, el qual s'utilisa en un atre reactor conformant un cicle de combustible tancat.

Activitat industrial actual

Actualment els únics isòtops utilisats com a combustible nuclear són Urani O²³⁵, Urani O²³⁸ i Plutoni Pu²³⁹, a pesar de les ventages que té el propost cicle del tori com a combustible. Alguns reactors moderns, en modificacions menors, podrien utilisar tori, que és més complet que l'urani.

Els reactors d'aigua pesada i els regulats per grafit poden utilisar urani tal com és obtingut i refinat, pero l'immensa majoria dels reactors en el món requerixen que la proporció entre Urani-235 (O²³⁵) i Urani-238 (O²³⁸) estiga incrementada. En els reactors civils l'enriquiment s'incrementa fins a un 5% d'O²³⁵ i un 95% d'O²³⁸, pero en els reactors navals s'alcança fins al 93% d'O²³⁵.

El terme combustible nuclear no s'utilisa normalment sobre l'energia de fusió, que fon isòtops d'hidrogen en heli per a lliberar energia.

Preparació

• 
  1 Mineral d'urani – la matèria primera principal del combustible nuclear
• 
  2 Yellowcake (Coca groga) – la forma en la que l'urani és transportada a la planta d'enriquiment.
• 
  3 UF6 - Utilisat en l'enriquiment.
• 
  4 Combustible nuclear – un sòlit compacte, inerte i insoluble.

Exploració

Un depòsit d'urani, descobert per mig de tècniques geofísicas, és evaluat i muestreado per a determinar les cantitats de materials d'urani que són extraíbles a uns costs específics. Les reserves d'urani són les cantitats de mineral que s'estima es poden extraure a uns costs especificats. L'urani en la naturalea està format bàsicament per dos isòtops, O²³⁸ i O²³⁵. Els números es referixen al número atòmica per a cada isòtop, o al número de protones i neutrons en el núcleu atòmic. L'urani que s'obté naturalment conté aproximadament el 99,28% d'O²³⁸ i el 0,71% d'O²³⁵. Els núcleus atòmics de l'O²³⁵ estan molt prop de la fissió quan són atacats per un neutró lliure, per lo que l'isòtop es diu que és un isòtop "fisible". Per un atre costat, el núcleu d'un àtom d'O²³⁸, en lloc d'iniciar la fissió quan és atacat per un neutró lliure, casi sempre absorbirà el neutró lliure i generarà un àtom de l'isòtop O²³⁹. Este isòtop inicia una radioactividad natural per a degenerar en Pu²³⁹, el qual, com l'O²³⁵, és un isòtop fisible. Els àtoms d'O²³⁸ es diu que són fèrtils, ya que, per mig de l'irradiació per neutrons en el núcleu, poden produir eventualment àtoms fisibles de Pu²³⁹.

Mineria

El mineral d'urani pot obtindre's en excavacions a cel obert o subterrànees, en métodos similars a la mineria d'atres metals.

Els métodos de lixiviación in situ també són utilisats en Estats Units. En esta tecnologia, l'urani és llavat des del lloc a on es troba el mineral, per mig de fonts d'aigua espayades en regularitat, i recuperat de la solució lixiviada en una planta en superfície.

Les mines d'urani en els Estats Units contenen normalment d'un 0,05 a un 0,3 % d'òxit d'urani (O₃O₈). Alguns depòsits d'urani explotats en atres països són de major riquea i també més grans que els de Estats Units.

L'urani també està present en un reduïdes proporcions (de 50 a 200 ppm) en alguns depòsits que contenen fosfat d'orige marí. ya que la mineria dels fosfat mou molt grans cantitats en el procés humit de producció d'àcit fosfórico utilisat en fertilisants i atres productes químics, en algunes plantes en processar els fosfat també processen l'urani que, encara que en chicotetes proporcions, pot ser recuperat de forma econòmica en el procés.

Molienda

L'urani extret normalment es processa per a reduir el material a un tamany uniforme de partícula, para, a continuació, tractar el mineral per a extraure l'urani per mig de lixiviado químic.

El procés de molienda habitualment produïx una pols seca d'un òxit d'urani de fòrmula O₃O₈ (l'urani del qual és urani natural, no enriquit), la "coca groga" (en anglés yellowcake), la qual es ven en el mercat d'urani.

Conversió de l'urani

L'òxit d'urani mòlt, O₃O₈, deu ser convertit en hexafluoruro d'urani, UF₆, el qual és la forma requerida actualment per la majoria de les plantes d'enriquiment d'urani en funcionament. Sòlit a la temperatura ambiente, el UF₆ pot evaporar-se a una temperatura moderadament més alta de 57 °C. El producte UF₆ convertit conté només urani natural, no enriquit.

O₃O₈ també es convertix en el tipo ceràmic UO₂ per a us en reactors que no requerixen combustible enriquit, com, per eixemple, el CANDU. Els volums de material convertit directament en UO₂ són normalment menudíssims comparats en els convertits en UF₆.

Enriquiment

Artícul principal → urani enriquit.

Un cicle de combustible nuclear tancat (reciclat del Pu) escomença quan l'urani és extret de la mina, enriquit i manufacturado per a combustible nuclear (1) el qual s'entrega en una planta d'energia nuclear. Despuix del seu us en la planta d'energia el combustible gastat és entregat a una planta de reprocesado (2) o a un repositori final (3) per a abocada geològica. En el reprocesado el 95% del combustible gastat pot ser reciclat i tornat per al seu us en una planta d'energia (4).

La concentració de l'isòtop fisionable, O²³⁵ (0,71% en l'urani natural) és inferior a la requerida per a mantindre una reacció nuclear en cadena en els núcleus dels reactors d'aigua llaugera. El UF₆ natural, per tant, deu ser enriquit en l'isòtop fisionable per a que puga utilisar-se com a combustible nuclear. Els diferents nivells d'enriquiment requerits per a una aplicació concreta com a combustible nuclear són especificats pel client: el combustible per a un reactor d'aigua llaugera normalment està enriquit fins a prop del 5% d'O²³⁵, pero també es requerix urani enriquit a concentracions més baixes. L'enriquiment es conseguix utilisant algun o alguns dels métodos de separació d'isòtops. La difusió gaseosa i el centrifugado de gas són les tecnologies d'enriquiment usades habitualment. No obstant, actualment s'estan desenrollant noves tecnologies.

La majoria (96%) del subproducte de l'enriquiment d'urani és l'urani empobrit, el qual té poques aplicacions. El Departament d'Energia dels Estats Units almagasena 470.000 tonellades.

Fabricació

Artícul principal → Combustible nuclear.

Per al seu us com a combustible nuclear, el UF₆ enriquit es convertix en pols de diòxit d'urani (UO₂) el qual a continuació es processa en forma de bolitas (pellets). Les bolitas són horneadas en un forn d'alta temperatura per a crear unes boles ceràmiques dures d'urani enriquit. Les boles cilíndriques són someses a un procés de mòlt per a conseguir un tamany uniforme i apilades d'acort en el disseny del núcleu del reactor, en tubos d'una aleació metàlica resistent a la corrosió. Els tubos són sagellats per a contindre les boles de combustible: a estos tubos se'ls crida “barres de combustible” (fuel rods). Una volta preparades estes barres, s'agrupen en ensamblages especials que són llavors utilisats per a constituir el núcleu de combustible nuclear d'un reactor d'energia.

El metal utilisat per als tubos depén del disseny del reactor – en el passat s'utilisava l'acer inoxidable, pero la majoria dels reactors ara utilisen el zirconi. Per als tipos de reactors més habituals de reactors (BWR i PWR) els tubos es ensamblan en manojos en els tubos separats per distàncies molt precises. A estos manojos se'ls assigna un número d'identificació únic, lo que permet la seua trazabilidad des de la seua fabricació fins a la seua abocada.

Periodo de servici

Transporte de materials radioactivos

El transport és una part integrada en el cicle del combustible nuclear. Hi ha reactors d'energia nuclear en funcionament de varis països pero la mineria de l'urani solament és viable en unes poques àrees. Ademés, en el curs de més de quaranta anys de funcionament de l'indústria nuclear, s'han creat un número d'establiments específics en vàries parts del món per a prestar servicis relacionats en el cicle de combustible nuclear i s'ha creat la necessitat de transportar els materials nuclears a i des d'estos establiments. La majoria dels transports tenen lloc entre les diferents etapes del cicle, pero en ocasions el material pot ser objecte de transport entre establiments similars. En alguna excepció, els materials del cicle de combustible nuclear es transporten en forma sòlida, sent l'excepció el hexafluoruro d'urani (UF₆) que es considera és un gas. La majoria del material utilisat en el combustible nuclear és transportat vàries voltes durant el cicle. Els transports són a sovint internacionals, i freqüentment de grans distàncies, sent efectuats normalment per companyies de transport especialisades.

ya que els materials nuclears són radioactivos, és important assegurar que l'exposició a la radiació siga llimitada, tant per a les persones que realisen el transport com per a la població en general a lo llarc de les vies de transport. L'embalage del material nuclear inclou, quan és adequat, la protecció per a reduir les potencials exposicions a la radiació. En el cas d'alguns materials, tals com els conjunts d'urani combustible natiu, els nivells de radiació són despreciables i no requerixen protecció especial. Atres materials, tals com el combustible usat i els residus d'alt nivell, són altament radioactivos i requerixen un maneig especial. Per a llimitar el risc en el transport de materials altament radioactivos, s'utilisen contenidors coneguts com a “caixcos per al transport de combustible nuclear gastat” els quals estan dissenyats per a mantindre la seua integritat en condicions de transport normal i també en cas d'hipotètics accidents.

Gestió del combustible en el núcleu del reactor

El núcleu d'un reactor, està compost per uns pocs centenars de conjunts, formats per una série regular de celes, cada una d'ella formada per una barra de combustible o de control rodejada, en la majoria dels casos, per un regulador de neutrons i un refrigerant (aigua, en la majoria dels reactors).

Pel procés de fissió que consumix els combustibles les barres de combustible velles deuen ser canviades periòdicament per noves (al periodo se li crida un cicle). No obstant, només una part dels conjunts (normalment una quarta part) són retirats ya que l'agotament del combustible no és uniforme espacialment. Ademés, no seria una bona política, per raons d'eficiència, posar els nous conjunts exactament en la localisació dels retirats. Inclús manojos de la mateixa antiguetat tenen distints nivells d'ignició, lo que depén de les seues posicions prèvies en el núcleu. D'esta manera, els manojos disponibles són colocats en la manera en que s'maximizar el rendiment, sempre que es complixquen les llimitacions de seguritat i les restriccions de funcionament. En conseqüència, els operadors de reactors s'enfronten en el cridat problema de recarrega de combustible òptima, que consistix en optimisar el reallineament de tots els conjunts, els vells i els nous, de modo que s'optimise la reactivitat del núcleu del reactor. Açò produïx una reducció dels costs del cicle de combustible pel millor cremat del combustible.

Este problema és de fet un problema de discreta optimisació, impossible de solucionar en els métodos combinatoris actuals, per l'enorme número de permutació i a la complexitat de cada càlcul. S'han propost molts métodos numèrics per a resoldre-ho, i s'han escrit moltes aplicacions de “software” per a ajudar en la gestió del combustible. Est és un tema encara en progressió sense que s'haja conseguit encara una solució, per lo que els operadors utilisen una combinació de tècniques de càlcul i empíriques per a gestionar el problema.

Càrrega de Reactors

Alguns dissenys de reactors, tals com CANDU o RBMK, poden ser realimentados sense tindre que desconectar-los. Açò es conseguix per mig de l'us de molts chicotets tubos de pressió que contenen el combustible i el refrigerant, de modo opost a un recipient de gran pressió com succeïx en els dissenys de reactors d'aigua presurizada o BWR. Cada tubo pot ser aïllat individualment realimentado per mig d'una màquina controlada per un operador, habitualment a una cadència de fins a 8 canals per dia (d'un total aproximat de 400) en els reactors CANDU. La realimentació sobre la marcha permet que es tracte d'un modo continuat el problema de recarrega de combustible òptima, lo que conduïx a un més eficient us del combustible. Este increment d'eficiència és parcialment contrarrestat per la complexitat afegida de requerir centenars de tubos de pressió i les màquines d'alimentació que els atenen.

Tractament posterior

Almagasenage provisional

Despuix del seu cicle de funcionament, el reactor és desconectat per al seu realimentació. El combustible descarregat en eixe moment (combustible gastat) és almagasenat be en el propi emplaçament del reactor, normalment en un bloc de combustible gastat, o be, potencialment en un establiment comú llunt dels emplaçaments dels reactors. Si la capacitat del bloc d'almagasenage in situ queda saturada, serà desijable almagasenar l'ara combustible gastat fret en un lloc d'almagasenage modular sec conegut com a Instalacions Independents per a l'Almagasenage de Combustible Gastat (en anglés: (ISFSI)), be siga en l'emplaçament del reactor o en un atre lloc alluntat d'ell. Les barres de combustible gastat normalment s'almagasenen en aigua, que proporciona al mateix temps refrigeració (el combustible gastat seguix generant calor com a resultat de la radioactividad residual) i protecció (per a protegir l'entorn de radiació residual ionisant), a pesar de que despuix d'un periodo de refredat poden ser traslladades a un almagasenage de caixco sec.

Reprocesado

Artícul principal → Reprocesamiento nuclear.

El combustible gastat descarregat dels reactors conté cantitats apreciable de fisibles (O²³⁵, Pu²³⁹), del fèrtil (O²³⁸), i d'atres materials radioactivos, inclosos verins nuclears (el motiu pel qual el combustible ha tingut que retirar-se). Estos materials fisibles o fèrtils poden ser separats químicament i recuperar-se del combustible gastat. L'urani i el plutoni recuperats poden, si les condicions institucionals i econòmiques ho permeten, ser reciclats per al seu us com a combustible nuclear. L'òxit de mescla, o combustible MOX, és una mescla d'urani i plutoni recuperats i urani agotat (DU) que es comporta de forma similar (encara que no idèntica) a l'alimentació en urani enriquit per a la qual varen ser dissenyats molts reactors. El combustible MOX és una alternativa a l'urani de baix enriquiment (LEU) utilisat en els reactors d'aigua llaugera els quals són predominants en la generació d'energia nuclear.

Actualment, les plantes en Europa estan reprocesando el combustible gastat en establiments en Europa i Japó. El reprocesamiento de combustible nuclear gastat de reactors comercials no està permés en Estats Units per consideracions de no-proliferació. No obstant la recentment anunciada Global Nuclear Energy Partnership (Associació Global d'Energia Nuclear) seguiria els criteris d'Estats Units per a que una associació internacional controlara el reprocesamiento de combustible gastat de modo que el plutoni que es generara fora utilisable com a combustible nuclear pero no per a armes nuclears.

Abocada dels residus

Artícul principal → Residu nuclear.

Una preocupació actual en el camp de l'energia nuclear és l'abocada segura i l'aïllament de, tant el combustible gastat dels rectors, com, si s'utilisa l'opció de reprocesado, els residus de les plantes de reprocesado. Estos materials deuen aïllar-se de la biosfera fins que la radioactividad que continguen haja disminuït fins a un nivell segur. En els Estats Units, segons la Nuclear Waste Policy Act de 1982, el Departament d'Energia té la responsabilitat de desenrollar un sistema d'abocada nuclear per al combustible nuclear gastat i els residus d'alt nivell de radioactividad. Els plans actuals aludixen a una abocada final dels residus en forma sòlida en profunditats autorisades, dins d'estructures geològiques estables.

Un método per a fer menys provable que el residu dels reactors d'energia siga la causa de malalties per a l'humanitat, i fer l'abocada més barata és el reprocesado tal com s'ha expost més dalt.