Nükleer yakıt döngüsü - Nuclear fuel cycle

Nükleer yakıt döngüleri, işlenmekte, kullanılır ve bertaraf nasıl nükleer yakıt tarif

Nükleer yakıt çevrimi olarak da adlandırılan, nükleer yakıt zinciri , ilerlemesi olan nükleer yakıt farklı aşamalarında bir dizi. Bu adımlar içerir ön uç yakıt hazırlanması, in adım, hizmet süresi yakıt, reaktör operasyonu esnasında kullanıldığı, ve adımlar arka uç ya da güvenli bir şekilde yürütülmesi için gerekli olan içerir, ve kullanılmış nükleer yakıtı yeniden işleyin veya atın . Kullanılmış yakıt yeniden işlenmezse, yakıt çevrimi açık yakıt çevrimi (veya tek geçişli yakıt çevrimi ) olarak adlandırılır; kullanılmış yakıt yeniden işlenirse, buna kapalı yakıt çevrimi denir .

Temel konseptler

Mevcut ABD sisteminde yakıtın yaşam döngüsü. Birleşik Devletler'deki ticari elektrik santralleri filosu tarafından üretilen kullanılmış nükleer yakıtın toplam envanteri tek bir yerde toplandığında, 7,6 metre (25 ft) yüksekliğinde ve bir tarafta 91 metre (300 ft) olacak, yaklaşık olarak bir Amerikan futbolu sahası .

Nükleer enerji , nötronlarla zincirleme reaksiyonu sürdürebilen bölünebilir malzemeye dayanır . Bu tür malzemelerin örnekleri arasında uranyum ve plütonyum bulunur . Çoğu nükleer reaktörler kullanmak moderatör düşürmek için kinetik enerjiyi nötronların ve o olasılığını artıracaktır fisyon meydana gelecektir. Bu, reaktörlerin nükleer silahlar için gerekenden çok daha düşük konsantrasyonda bölünebilir izotoplara sahip malzemeleri kullanmasına izin verir . Grafit ve ağır su en etkili moderatörlerdir, çünkü çarpışmalar yoluyla nötronları absorbe etmeden yavaşlatırlar. Moderatör olarak ağır su veya grafit kullanan reaktörler , doğal uranyum kullanarak çalışabilir .

Bir hafif su reaktörü (LWR) doğada meydana şeklinde su kullanır, ve parçalanabilir izotopların yüksek konsantrasyonlara zenginleştirilmiş yakıt gerektirir. Tipik olarak, LWR'ler , doğada önemli miktarda bulunan tek bölünebilir izotop olan %3-5 U-235 ile zenginleştirilmiş uranyum kullanır . Bu düşük oranda zenginleştirilmiş uranyum (LEU) yakıtına bir alternatif, plütonyumun doğal veya tükenmiş uranyum ile karıştırılmasıyla üretilen karışık oksit (MOX) yakıtıdır ve bu yakıtlar, fazla silah sınıfı plütonyumu kullanmak için bir yol sağlar . Diğer bir MOX yakıt türü, LEU'nun bölünebilir izotop U- 233'ü oluşturan toryum ile karıştırılmasını içerir . Hem plütonyum hem de U-233, bir reaktörde verimli malzemelerin , özellikle sırasıyla ortak uranyum izotopu U-238 ve toryumun ışınlanmasıyla nötronların absorpsiyonundan üretilir ve yeniden işleme tesislerinde kullanılmış uranyum ve toryum yakıtlarından ayrılabilir .

Bazı reaktörler nötronları yavaşlatmak için moderatör kullanmaz. Düzenlenmemiş veya "hızlı" nötronları da kullanan nükleer silahlar gibi, bu hızlı nötron reaktörleri , bir zincirleme reaksiyonu sürdürmek için çok daha yüksek konsantrasyonlarda bölünebilir izotoplar gerektirir. Onlar da yeteneğine sahip damızlık bereketli malzemelerden bölünebilir izotopları; Bir besleyici reaktör daha da bölünebilir malzeme bu şekilde, tüketir daha az üreten biridir.

Bir reaktör içindeki nükleer reaksiyon sırasında, nükleer yakıttaki bölünebilir izotoplar tüketilir ve çoğu radyoaktif atık olarak kabul edilen daha fazla fisyon ürünü üretir . Fisyon ürünlerinin birikmesi ve bölünebilir izotopların tüketimi sonunda nükleer reaksiyonu durdurarak yakıtın kullanılmış bir nükleer yakıt olmasına neden olur . %3 zenginleştirilmiş LEU yakıtı kullanıldığında, kullanılmış yakıt tipik olarak kabaca %1 U-235, %95 U-238, %1 plütonyum ve %3 fisyon ürünlerinden oluşur. Kullanılmış yakıt ve diğer yüksek seviyeli radyoaktif atıklar son derece tehlikelidir, ancak nükleer yakıtın yüksek enerji yoğunluğu nedeniyle nükleer reaktörler diğer enerji santrallerine kıyasla çok daha küçük hacimli atıklar üretir. Nükleer enerjinin bu yan ürünlerinin depolanması ve bertarafı da dahil olmak üzere güvenli yönetimi, nükleer enerji kullanan herhangi bir ülke için zor bir sorundur.

Başlangıç ​​aşaması

• 

  1 Uranyum cevheri - nükleer yakıtın ana hammaddesi

• 

  2 Yellowcake - uranyumun bir dönüştürme tesisine nakledildiği form

• 

  3 UF ₆ – zenginleştirmede kullanılır

• 

  4 Nükleer yakıt – kompakt, atıl, çözünmeyen bir katı

keşif

Jeofizik tekniklerle keşfedilen uraninit gibi bir uranyum yatağı değerlendirilir ve yataktan belirli maliyetlerle çıkarılabilen uranyum malzemelerinin miktarlarını belirlemek için numune alınır. Uranyum rezervleri, belirtilen maliyetlerde geri kazanılabileceği tahmin edilen cevher miktarlarıdır.

Doğal olarak oluşan uranyum, esas olarak iki izotop U-238 ve U-235'ten oluşur; metalin %99,28'i U-238, %0,71'i U-235 ve geri kalan %0,01'i çoğunlukla U-234'tür. Gibi isimler sayı anlamına gelir izotop 'atomik kütle numarası sayısıdır, proton artı sayısı nötron içinde atom çekirdeği .

U-235'in atom çekirdeği, serbest bir nötron tarafından vurulduğunda neredeyse her zaman bölünür ve bu nedenle izotopun " bölünebilir " bir izotop olduğu söylenir . Öte yandan, bir U-238 atomunun çekirdeği, serbest bir nötron tarafından vurulduğunda fisyona uğramak yerine, hemen hemen her zaman nötronu emecek ve U-239 izotopunun bir atomunu verecektir. Bu izotop daha sonra U-235 gibi bölünebilir bir izotop olan Pu-239'u vermek üzere doğal radyoaktif bozunmaya uğrar. U-238'in atomlarının verimli olduğu söylenir, çünkü çekirdekteki nötron ışıması yoluyla bazıları sonunda bölünebilir Pu-239 atomları verir.

madencilik

Uranyum cevheri, diğer metallerin madenciliği için kullanılanlara benzer açık ocak ve yeraltı yöntemlerinde geleneksel madencilik yoluyla çıkarılabilir. Yerinde liç madenciliği yöntemleri de Amerika Birleşik Devletleri'nde uranyum çıkarmak için kullanılmaktadır . Bu teknolojide, uranyum, düzenli aralıklarla yerleştirilmiş bir dizi kuyu aracılığıyla yerinde cevherden süzülür ve daha sonra bir yüzey tesisindeki liç çözeltisinden geri kazanılır. Amerika Birleşik Devletleri Uranyum cevherleri tipik olarak yaklaşık 0.05 ila% 0.3 uranyum oksitin (U ₃ O ₈ ). Diğer ülkelerde geliştirilen bazı uranyum yatakları daha yüksek kalitededir ve ayrıca Amerika Birleşik Devletleri'nde çıkarılan yataklardan daha büyüktür. Uranyum ayrıca deniz kaynaklı bazı yerel fosfat içeren yataklarda çok düşük miktarlarda (milyonda 50 ila 200 parça) mevcuttur . Yüksek analizli gübrelerde ve diğer fosfat kimyasallarında kullanılan ıslak işlem fosforik asidin üretimi için çok büyük miktarlarda fosfat içeren kaya çıkarıldığından , bazı fosfat işleme tesislerinde uranyum, çok düşük konsantrasyonlarda mevcut olmasına rağmen, ekonomik olarak geri kazanılabilir. süreç akışı.

Frezeleme

Çıkarılmış uranyum cevherleri genellikle işlenir öğütme , homojen bir partikül boyutu için cevher maddeleri ve ardından, kimyasal yıkama ile uranyum elde etmek cevheri muamele edilmesini içerir. Öğütme işlemi genellikle , uranyum pazarında U ₃ O ₈ olarak satılan, doğal uranyum " sarı kek " ten oluşan kuru toz biçiminde malzeme verir . Malzemenin her zaman sarı olmadığını unutmayın.

uranyum dönüşümü

Genellikle öğütülmüş uranyum oksit, U ₃ O ₈ ( triuranyum oktoksit ) daha sonra amaçlanan kullanıma bağlı olarak iki maddeden birine işlenir.

En reaktörlerinde kullanım için, U ₃ O ₈ genellikle dönüştürülür uranyum hegzaflorid (UF ₆ ), bir çok ticari uranyum zenginleştirme tesisleri için ön malzeme. Oda sıcaklığında katı olan uranyum heksaflorür 57 °C'de (134 °F) gaz haline gelir. Döngünün bu aşamasında, uranyum heksaflorür dönüşüm ürünü hala doğal izotopik karışıma sahiptir (U-238'in %99.28'i artı U-235'in %0.71'i).

CANDU gibi zenginleştirilmiş yakıt gerektirmeyen reaktörlerde kullanım için , U ₃ O ₈ bunun yerine seramik yakıt elemanlarına dahil edilebilen uranyum dioksite (UO ₂ ) dönüştürülebilir .

Mevcut nükleer endüstrisinde, malzemenin hacmi UO gibi direkt ₂ UF dönüştürülür kıyasla tipik olarak çok küçüktür ₆ .

Zenginleştirme

Nükleer yakıt döngüsü , uranyum çıkarıldığında, zenginleştirildiğinde ve bir nükleer enerji santraline teslim edilen nükleer yakıt (1) olarak üretildiğinde başlar. Enerji santralinde kullanıldıktan sonra kullanılmış yakıt, jeolojik bertaraf için bir yeniden işleme tesisine (yakıt geri dönüştürülmüşse) (2) veya bir nihai depoya (geri dönüşüm yapılmamışsa) (3) teslim edilir. İçinde yeniden işleme yakıtın% 95 bir nükleer santral (4) kullanıma iade edilmesi geri dönüştürülebilir.

Bölünebilir izotop U-235'in doğal konsantrasyonu (%0,71), hafif su reaktör çekirdeklerinde bir nükleer zincir reaksiyonunu sürdürmek için gerekenden daha azdır . Buna göre , doğal uranyum kaynaklarından üretilen UF ₆ , bu tür reaktörlerde nükleer yakıt olarak kullanılmadan önce bölünebilir izotopun daha yüksek bir konsantrasyonuna zenginleştirilmelidir. Belirli bir nükleer yakıt siparişi için zenginleştirme seviyesi, müşteri tarafından kullanacakları uygulamaya göre belirlenir: hafif su reaktör yakıtı normalde %3,5 U-235 ile zenginleştirilmiştir, ancak daha düşük konsantrasyonlarda zenginleştirilmiş uranyum da gereklidir. Zenginleştirme, çeşitli izotop ayırma yöntemlerinden herhangi biri kullanılarak gerçekleştirilir . Gaz difüzyonu ve gaz santrifüjü yaygın olarak kullanılan uranyum zenginleştirme yöntemleridir, ancak şu anda yeni zenginleştirme teknolojileri geliştirilmektedir.

Zenginleştirmeden elde edilen yan ürünün büyük kısmı (%96 ), zırh , kinetik enerji deliciler , radyasyon kalkanı ve balast için kullanılabilen tükenmiş uranyumdur (DU) . 2008 itibariyle, depoda çok miktarda tükenmiş uranyum var. Sadece Amerika Birleşik Devletleri Enerji Bakanlığı'nda 470.000 ton var . Tükenmiş uranyumun yaklaşık %95'i uranyum heksaflorür (UF ₆ ) olarak depolanır .

Yapılışı

Nükleer yakıt olarak kullanım için, zenginleştirilmiş uranyum heksaflorür, uranyum dioksit (UO ₂ ) tozuna dönüştürülür ve daha sonra pelet formuna işlenir. Peletler daha sonra zenginleştirilmiş uranyumdan sert, seramik topaklar oluşturmak için yüksek sıcaklıkta bir sinterleme fırınında ateşlenir . Silindirik peletler daha sonra tek tip bir pelet boyutu elde etmek için bir öğütme işlemine tabi tutulur. Peletler, her bir nükleer reaktör çekirdeğinin tasarım özelliklerine göre, korozyona dayanıklı metal alaşımdan tüplere istiflenir . Tüpler, yakıt peletlerini içerecek şekilde kapatılmıştır: bu tüplere yakıt çubukları denir. Bitmiş yakıt çubukları, daha sonra bir güç reaktörünün nükleer yakıt çekirdeğini oluşturmak için kullanılan özel yakıt düzeneklerinde gruplandırılır.

Tüpler için kullanılan alaşım, reaktörün tasarımına bağlıdır. Geçmişte paslanmaz çelik kullanılıyordu, ancak çoğu reaktör artık bir zirkonyum alaşımı kullanıyor . En yaygın reaktör türleri, kaynar su reaktörleri (BWR) ve basınçlı su reaktörleri (PWR) için borular, borular arasında kesin mesafeler olacak şekilde demetler halinde monte edilir. Bu demetlere daha sonra benzersiz bir kimlik numarası verilir, bu da üretimden kullanım ve imhaya kadar takip edilmelerini sağlar.

hizmet süresi

Radyoaktif maddelerin taşınması

Ulaştırma , nükleer yakıt döngüsünün ayrılmaz bir parçasıdır. Birkaç ülkede faaliyette olan nükleer güç reaktörleri var, ancak uranyum madenciliği sadece birkaç alanda uygulanabilir. Ayrıca, nükleer endüstrinin kırk yılı aşkın bir süredir faaliyet göstermesi sırasında, dünyanın çeşitli yerlerinde yakıt çevrimi hizmetleri sağlamak için bir dizi özel tesis geliştirilmiştir ve bu tesislere ve bu tesislerden nükleer malzemelerin taşınmasına ihtiyaç vardır. Nükleer yakıt malzemesinin çoğu nakliyesi , döngünün farklı aşamaları arasında gerçekleşir, ancak bazen benzer tesisler arasında bir malzeme taşınabilir. Bazı istisnalar dışında, nükleer yakıt çevrimi malzemeleri, gaz olarak kabul edilen uranyum heksaflorür (UF ₆ ) istisna olmak üzere katı halde taşınır . Nükleer yakıtta kullanılan malzemenin çoğu çevrim sırasında birkaç kez taşınır. Taşımalar sıklıkla uluslararasıdır ve genellikle büyük mesafelerdedir. Nükleer maddeler genellikle uzmanlaşmış nakliye şirketleri tarafından taşınır.

Nükleer malzemeler radyoaktif olduğundan , bu tür malzemelerin taşınmasında görev alanların ve genel halkın ulaşım yolları boyunca radyasyona maruz kalmasının sınırlı olmasını sağlamak önemlidir. Nükleer malzemeler için ambalajlama, uygun olduğunda, potansiyel radyasyon maruziyetlerini azaltmak için koruma içerir . Taze uranyum yakıt tertibatları gibi bazı malzemeler söz konusu olduğunda, radyasyon seviyeleri ihmal edilebilir düzeydedir ve herhangi bir koruma gerekli değildir. Kullanılmış yakıt ve yüksek seviyeli atıklar gibi diğer malzemeler oldukça radyoaktiftir ve özel işlem gerektirir. Yüksek düzeyde radyoaktif maddelerin taşınmasındaki riski sınırlamak için, normal taşıma koşullarında ve varsayımsal kaza koşullarında bütünlüğü korumak üzere tasarlanmış, kullanılmış nükleer yakıt nakliye fıçıları olarak bilinen kaplar kullanılır.

Çekirdek içi yakıt yönetimi

Bir nükleer reaktör çekirdeği , düzenli bir hücre dizisinde düzenlenmiş birkaç yüz "montajdan" oluşur; her hücre, çoğu tasarımda, çoğu reaktörde su olan bir moderatör ve soğutucu tarafından çevrelenmiş bir yakıt veya kontrol çubuğu tarafından oluşturulur. .

Yakıtları tüketen fisyon süreci nedeniyle , eski yakıt çubukları periyodik olarak yenileriyle değiştirilmelidir (buna (değiştirme) döngüsü denir). Belirli bir değiştirme çevrimi sırasında, reaktör çekirdeği içinde farklı yerlerde yakıt tükenmesi farklı oranlarda meydana geldiğinden, düzeneklerin yalnızca bir kısmı (tipik olarak üçte biri) değiştirilir. Ayrıca, verimlilik nedenleriyle, yeni düzenekleri tam olarak kaldırılanların yerine yerleştirmek iyi bir politika değildir. Aynı yaştaki demetler bile, çekirdekteki önceki konumları nedeniyle farklı yanma seviyelerine sahip olacaktır. Bu nedenle, mevcut demetler, güvenlik sınırlamaları ve operasyonel kısıtlamalar karşılanırken, verimi en üst düzeye çıkaracak şekilde düzenlenmelidir. Sonuç olarak, reaktör operatörleri, yakıt yanmasını en üst düzeye çıkarmak için reaktör çekirdeğinin reaktivitesini en üst düzeye çıkarırken, eski ve yeni tüm düzeneklerin yeniden düzenlenmesini optimize etmekten oluşan optimal yakıt yeniden yükleme sorunu ile karşı karşıya kalmaktadır. ve yakıt döngüsü maliyetlerini en aza indirir.

Bu ayrık bir optimizasyon problemidir ve çok sayıda permütasyon ve her bir hesaplamanın karmaşıklığı nedeniyle mevcut kombinatoryal yöntemlerle hesaplama açısından mümkün değildir . Bunu çözmek için birçok sayısal yöntem önerilmiş ve yakıt yönetimini desteklemek için birçok ticari yazılım paketi yazılmıştır. Bu soruna kesin bir çözüm bulunamadığından bu, reaktör operasyonlarında devam eden bir sorundur. Operatörler, bu sorunu yönetmek için hesaplamalı ve deneysel tekniklerin bir kombinasyonunu kullanır .

Kullanılmış yakıt araştırması

Kullanılmış nükleer yakıt, kullanım sırasında yakıtta meydana gelen süreçler ve bunların bir kazanın sonucunu nasıl değiştirebileceği hakkında daha fazla bilgi edinmek için kullanılmış yakıtın incelendiği Işınlama Sonrası incelemesinde incelenir. Örneğin, normal kullanım sırasında, ısıl genleşme nedeniyle yakıt genleşir ve bu da çatlamaya neden olabilir. Çoğu nükleer yakıt , kalsiyum florürünkine benzer bir yapıya sahip kübik bir katı olan uranyum dioksittir . Kullanılmış yakıtta katının çoğunun katı hal yapısı, saf kübik uranyum dioksitinkiyle aynı kalır. SIMFUEL, ince öğütülmüş metal oksitlerin karıştırılması, bir bulamaç halinde öğütülmesi ve hidrojen/argon içinde 1700 °C'ye ısıtılmadan önce püskürtülerek kurutulmasıyla elde edilen kullanılmış yakıt simülasyonuna verilen isimdir. SIMFUEL, katı hacminin% 4.1 metali biçimindeydi nanopartiküllerin yapılmıştır molibden , rutenyum , rodyum ve paladyum . Bu metal parçacıkların çoğu Mo-Ru-Rh-Pd alaşımının ε fazında ( altıgen ) iken , bu metallerin α ( kübik ) ve σ ( tetragonal ) fazlarının daha küçük miktarları SIMFUEL'de bulunmuştur. SIMFUEL içinde ayrıca bir baryum stronsiyum zirkonat olan kübik bir perovskit fazı da mevcuttu (Ba _x Sr _1−x ZrO ₃ ).

Uranyum dioksitin katı hal yapısı, oksijen atomları yeşil ve uranyum atomları kırmızıdır.

Uranyum dioksit suda çok çözünmez, ancak oksidasyondan sonra uranyum trioksite veya çok daha çözünür olan başka bir uranyum(VI) bileşiğine dönüştürülebilir. Uranyum dioksit (UO ₂ ), U ₄ O ₉ , U ₃ O ₇ , U ₃ O ₈ ve UO _{3 ,} 2H ₂ O'ya daha da oksitlenebilen oksijen açısından zengin bir hiperstoikiometrik okside (UO _2+x ) oksitlenebilir .

Kullanılan yakıt alfa yayıcılar (plütonyum ve minör aktinitler ) içerdiğinden , uranyum dioksite bir alfa yayıcı ( ²³⁸ Pu) eklenmesinin oksitin sızma hızı üzerindeki etkisi araştırılmıştır. Ezilmiş oksit için, ²³⁸ Pu eklenmesi liç oranını artırma eğilimindeydi, ancak liç oranındaki %0.1 ve %10 ²³⁸ Pu arasındaki fark çok küçüktü.

Kullanılmış yakıtla temas halinde olan sudaki karbonat konsantrasyonu, korozyon hızı üzerinde önemli bir etkiye sahiptir, çünkü uranyum (VI), [UO ₂ (CO ₃ ) ₂ ] ²⁻ ve [ gibi çözünür anyonik karbonat kompleksleri oluşturur. UO ₂ (CO ₃ ) ₃ ] ⁴⁻ . Karbonat iyonları bulunmadığında ve su kuvvetli asidik olmadığında, uranyum dioksitin oksidasyonu üzerine oluşan altı değerlikli uranyum bileşikleri genellikle çözünmeyen hidratlı uranyum trioksit fazları oluşturur.

İnce uranyum dioksit filmleri, uranyum metali ve bir argon / oksijen gazı karışımı kullanılarak ' püskürtülerek ' altın yüzeyler üzerine çökeltilebilir . Bu altın uranyum dioksit hem de kullanılmış olan ile modifiye yüzeyleri çevrimsel voltametri ve AC empedans deneyleri ve bu teklif uranyum dioksit muhtemel ayrıştırma davranış içine bir bakış açısı.

Yakıt kaplama etkileşimleri

Nükleer yakıt çevrimi çalışması, hem normal koşullar altında hem de kaza koşulları altında nükleer malzemelerin davranışının incelenmesini içerir. Örneğin, uranyum dioksit bazlı yakıtın, onu kaplamak için kullanılan zirkonyum alaşımlı boru ile nasıl etkileşime girdiği konusunda çok çalışma yapılmıştır . Kullanım sırasında yakıt, termal genleşme nedeniyle şişer ve daha sonra zirkonyum alaşımının yüzeyi ile reaksiyona girerek hem yakıt hem de zirkonyum (kaplamadan) içeren yeni bir katman oluşturur. Daha sonra, bu karışık tabakanın yakıt tarafında, yakıtın çoğundan daha yüksek sezyum - uranyum oranına sahip bir yakıt tabakası vardır . Bunun nedeni, ksenon izotoplarının , yakıt kafesinden yakıt ve kaplama arasındaki dar boşluk gibi boşluklara yayılan fisyon ürünleri olarak oluşmasıdır . Bu boşluklara dağıldıktan sonra, sezyum izotoplarına bozunur. Kullanım sırasında yakıtta var olan termal gradyan nedeniyle, uçucu fisyon ürünleri pelet merkezinden kenar bölgesine sürülme eğilimindedir. Aşağıda, uranyum metali, uranyum nitrür ve uranyum dioksitin sıcaklığının, kenar sıcaklığı 200 °C olan 20 mm çapında bir peletin merkezinden uzaklığın bir fonksiyonu olarak bir grafiği verilmiştir . Uranyum dioksit (düşük termal iletkenliği nedeniyle) peletin merkezinde aşırı ısınırken, diğer termal olarak iletken uranyum formları erime noktalarının altında kalır.

Metreküp başına 1 kW güç yoğunluğuna sahip 20 mm çapında bir yakıt peleti için sıcaklık profili. Uranyum dioksit dışındaki yakıtlar tehlikeye atılmaz.

Normal ve anormal koşullar

Nükleer yakıt çevrimi ile ilgili nükleer kimya iki ana alana ayrılabilir; bir alan amaçlanan koşullar altında çalıştırma ile ilgiliyken, diğer alan normal çalışma koşullarından bazı değişikliklerin meydana geldiği veya ( daha nadiren ) bir kazanın meydana geldiği hatalı çalışma koşulları ile ilgilidir .

Normal operasyonlardan kaynaklanan radyoaktivite salınımları, uranyum cevheri işleme, zenginleştirme, güç reaktörleri, yeniden işleme tesisleri ve atık depolarından küçük planlı salınımlardır. Bunlar, kaza koşullarında meydana gelebilecek salımlardan farklı kimyasal/fiziksel formda olabilir. Ayrıca, varsayımsal bir kazanın izotop imzası, radyoaktivitenin çevreye planlı normal operasyonel deşarjından çok farklı olabilir.

Bir radyoizotopun salınması, bir insana girip zarar vereceği anlamına gelmez. Örneğin, radyoaktivitenin göçü, radyoizotopun toprak parçacıklarının yüzeylerine bağlanmasıyla değiştirilebilir. Örneğin sezyum (Cs), illit ve montmorillonit gibi kil minerallerine sıkı bir şekilde bağlanır , dolayısıyla sığ köklü bitkilerin (çim gibi) erişebileceği toprağın üst katmanlarında kalır. Bu nedenle ot ve mantarlar , besin zinciri yoluyla insanlara aktarılabilen önemli miktarda ¹³⁷ C taşıyabilir . Ancak ¹³⁷ Cs çoğu toprakta hızlı bir şekilde göç edemez ve bu nedenle kuyu suyunu kirletmesi olası değildir . Toprak minerallerinin kolloidleri topraktan geçebilir, bu nedenle bir metalin toprak parçacıklarının yüzeylerine basit bir şekilde bağlanması metali tamamen sabitlemez.

Jiří Hála'nın ders kitabına göre, dağılım katsayısı K _d toprağın radyoaktivitesinin (Bq g ^-1 ) toprak suyununkine (Bq ml ^-1 ) oranıdır . Radyoizotop topraktaki minerallere sıkıca bağlanırsa, toprakta büyüyen bitkiler ve otlar tarafından daha az radyoaktivite emilebilir .

• Cs-137 K _d = 1000
• Pu-239 K _d = 10.000-100,000
• Sr-90 K _D = 80-150
• I-131 K _d = 0,007-50

Süt hayvancılığında ¹³⁷ Cs'ye karşı ^{alınabilecek} en iyi önlemlerden biri toprağı derinden sürüp toprağı karıştırmaktır. Bu, ¹³⁷ Cs'yi çimin sığ köklerinin erişemeyeceği bir yere koyma etkisine sahiptir , dolayısıyla çimdeki radyoaktivite seviyesi düşecektir. Ayrıca nükleer bir savaştan veya ciddi bir kazadan sonra, üstteki birkaç cm'lik toprağın kaldırılması ve sığ bir hendeğe gömülmesi , gama fotonları geçişleri ile zayıflatılacağından, ¹³⁷ Cs nedeniyle insanlara verilen uzun vadeli gama dozunu azaltacaktır. toprak.

Radyoaktif element bitkinin köklerine ulaştıktan sonra bile metal bitkinin biyokimyası tarafından reddedilebilir. Hidroponik koşullar altında yetiştirilen ayçiçeklerine ⁹⁰ Sr ve ¹³⁷ Cs alımının detayları rapor edilmiştir. Sezyum sapında ve yaprak damarlarında bulunmuştur apikal yapraklar. Sezyumun %12'sinin bitkiye, stronsiyumun ise %20'sinin girdiği bulundu. Bu makale ayrıca potasyum , amonyum ve kalsiyum iyonlarının radyoizotopların alımı üzerindeki etkisinin ayrıntılarını da bildirmektedir .

In hayvancılık tarım, karşı önemli bir önlem ¹³⁷ Cs az miktarda yem hayvanlara olan Prusya mavisi . Bu demir potasyum siyanür bileşiği, bir iyon değiştirici görevi görür . Siyanür, demire o kadar sıkı bir şekilde bağlıdır ki, bir insanın günde birkaç gram Prusya mavisi yemesi güvenlidir. Prusya mavisi sezyumun biyolojik yarı ömrünü ( nükleer yarı ömründen farklı olarak) azaltır . ¹³⁷ Cs'nin fiziksel veya nükleer yarı ömrü yaklaşık 30 yıldır. Bu, değiştirilemeyen bir sabittir ancak biyolojik yarı ömür bir sabit değildir. İfade edildiği organizmanın doğasına ve alışkanlıklarına göre değişecektir. İnsanlarda sezyum normalde bir ila dört ay arasında biyolojik bir yarı ömre sahiptir. Prusya mavisinin ek bir avantajı da, hayvanın dışkısından sıyrılan sezyumun bitkilerde bulunmayan bir formda olmasıdır. Böylece sezyumun geri dönüştürülmesini engeller. İnsanların veya hayvanların tedavisi için gerekli olan Prusya mavisi formu özel bir derecedir. Kullanma çalışmaları, pigment kullanılan notu boyalar başarılı olamamıştır. Çernobil serpintisindeki sezyum konusunda iyi bir veri kaynağının [1]'de ( Ukrayna Tarımsal Radyoloji Araştırma Enstitüsü ) bulunduğuna dikkat edin.

Normal kullanım ve kazalar sırasında yakıttan radyoaktivite salınımı

UAEK normal çalışma altında su soğutmalı reaktör soğutucu bazı radyoaktivite içermez fakat bir reaktör kaza sırasında soğutucu radyoaktivite seviyesinin yükselmesi olabileceğini varsayıyoruz. IAEA, bir dizi farklı koşul altında, yakıttan farklı miktarlarda çekirdek envanterin salınabileceğini, IAEA'nın dikkate aldığı dört koşulun normal çalışma , ani bir kapatma/basınç kaybı nedeniyle soğutma sıvısı aktivitesinde bir artış (çekirdek kalıntısı) olduğunu belirtmektedir. su ile kaplı), yakıt/kaplama boşluğundaki aktivitenin serbest kalmasıyla sonuçlanan bir kaplama arızası (bu, kaplamanın 650°C sıcaklığa ulaştığı 15-30 dakika boyunca su kaybından yakıtın açığa çıkmasından kaynaklanıyor olabilir). 1250 °C) veya çekirdeğin erimesi (yakıtın en az 30 dakika açıkta kalması gerekir ve kaplama 1650 °C'yi aşan bir sıcaklığa ulaşır).

Bir Basınçlı su reaktörü 300 ton içerdiğini varsayımına dayanarak su 1 GWe reaktörünün yakıt etkinliği UAEK gibi bir kazadan sonra, daha sonra soğutucu aktivitesini öngördüğü gibi olduğu ve Three Mile Island kazası (burada bir çekirdek ortaya çıkar ve daha sonra su ile geri kazanılır) tahmin edilebilir.

Normal koşullar altında yeniden işlemeden çıkan salıvermeler

Kısa ömürlü ve radyotoksik iyot izotoplarının bozunmasına izin vermek için kullanılmış yakıtın ışınlamadan sonra beklemesine izin vermek normaldir . ABD'deki bir deneyde , kısa sürede soğutulmuş yakıtın yeniden işlenmesinden büyük bir iyot salınımının etkilerini araştırmak için çürümesine izin verilmeyen taze yakıt yeniden işlendi ( Yeşil çalışma [2] [3] ). İyot emisyonunu önlemek için yeniden işleme tesislerinde çözücüden çıkan gazların temizlenmesi normaldir. İyot emisyonuna ek olarak , çözündüğünde yakıttan soy gazlar ve trityum salınır. Voloksidasyonla (yakıtın oksitleyici koşullar altında bir fırında ısıtılması) trityumun çoğunluğunun yakıttan geri kazanılabileceği öne sürülmüştür. [4]

Bir kağıt radyoaktivite üzerine yazılmış istiridye bulundu İrlanda Denizi . Bunların gama spektroskopisi ile ¹⁴¹ Ce, ¹⁴⁴ Ce, ¹⁰³ Ru, ¹⁰⁶ Ru, ¹³⁷ Cs, ⁹⁵ Zr ve ⁹⁵ Nb içerdiği bulundu . Ek olarak, kullanılmış yakıt havuzlarındaki magnox yakıt kaplamasının korozyonundan kaynaklandığı düşünülen bir çinko aktivasyon ürünü ( ⁶⁵ Zn) bulunmuştur . Windscale olayından tüm bu izotopların modern salımlarının daha küçük olması muhtemeldir .

Yüklü reaktörler

RBMK'ler veya CANDU reaktörleri gibi bazı reaktör tasarımları kapatılmadan yeniden doldurulabilir. Bu, basınçlı su reaktörü (PWR) veya kaynar su reaktörü (BWR) tasarımlarında olduğu gibi büyük bir basınçlı kap yerine, yakıt ve soğutucuyu tutmak için birçok küçük basınçlı borunun kullanılmasıyla sağlanır. Her tüp ayrı ayrı izole edilebilir ve operatör kontrollü bir yakıt doldurma makinesi tarafından, tipik olarak CANDU reaktörlerinde yaklaşık 400 kanaldan günde 8 kanala kadar bir oranda yakıt doldurulabilir. Yükte yakıt ikmali, optimum yakıt doldurma sorununun sürekli olarak ele alınmasını sağlayarak yakıtın daha verimli kullanılmasını sağlar. Verimlilikteki bu artış, yüzlerce basınç tüpüne ve bunlara hizmet verecek yakıt doldurma makinelerine sahip olmanın karmaşıklığıyla kısmen dengelenir.

geçici depolama

Çalışma döngüsünden sonra, reaktör yakıt ikmali için kapatılır. O sırada boşaltılan yakıt (harcanan yakıt) ya reaktör sahasında (genellikle kullanılmış yakıt havuzunda ) ya da potansiyel olarak reaktör alanlarından uzakta ortak bir tesiste depolanır . Yerinde havuz depolama kapasitesi aşılırsa, şimdi soğutulmuş eskimiş yakıtın, Bağımsız Kullanılmış Yakıt Depolama Tesisleri (ISFSI) olarak bilinen modüler kuru depolama tesislerinde reaktör sahasında veya sahadan uzakta bir tesiste depolanması istenebilir. Kullanılmış yakıt çubuklar genellikle içerir, su ya da borik asit, depolanan her iki soğutucu (kullanılmış yakıt üretmek için devam bozunma ısı kalıntı radyoaktif bozunma bir sonucu olarak) ve artık çevreyi korumak için koruyucu iyonize edici radyasyon , ancak sonra en A, soğutma yılı kuru fıçı deposuna taşınabilir .

Toplu taşıma

Yeniden işleme

Reaktörlerden boşaltılan kullanılmış yakıt, kayda değer miktarda bölünebilir (U-235 ve Pu-239), verimli (U-238) ve reaksiyon zehirleri de dahil olmak üzere diğer radyoaktif maddeler içerir , bu nedenle yakıtın çıkarılması gerekiyordu. Bu bölünebilir ve verimli malzemeler kimyasal olarak ayrılabilir ve kullanılmış yakıttan geri kazanılabilir. Geri kazanılan uranyum ve plütonyum, ekonomik ve kurumsal koşullar izin verirse, nükleer yakıt olarak kullanılmak üzere geri dönüştürülebilir. Bu şu anda Amerika Birleşik Devletleri'nde sivil nükleer yakıt için yapılmamaktadır , ancak Rusya'da yapılmaktadır. Rusya, kullanılmış yakıttan bölünebilen malzemelerin geri dönüşümünü en üst düzeye çıkarmayı hedefliyor. Bu nedenle, kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesi temel bir uygulamadır; yeniden işlenmiş uranyum geri dönüştürülür ve MOX'ta kullanılan plütonyum şu anda yalnızca hızlı reaktörler için kullanılır.

Karışık oksit veya MOX yakıtı , çoğu nükleer reaktörün tasarlandığı zenginleştirilmiş uranyum beslemesine aynı şekilde olmasa da benzer şekilde davranan yeniden işlenmiş uranyum ve plütonyum ve tükenmiş uranyum karışımıdır . MOX yakıtı, nükleer enerji üretiminde baskın olan hafif su reaktörlerinde kullanılan düşük zenginleştirilmiş uranyum (LEU) yakıtına bir alternatiftir.

Şu anda, Avrupa'daki tesisler, Avrupa ve Japonya'daki kamu hizmetlerinden elde edilen kullanılmış yakıtı yeniden işliyor. Kullanılmış ticari reaktör nükleer yakıtının yeniden işlenmesi , algılanan nükleer çoğalma tehlikesi nedeniyle şu anda Amerika Birleşik Devletleri'nde izin verilmemektedir . Bush Yönetiminin Küresel Nükleer Enerji Ortaklığı ABD nükleer yakıt için değil için Teneke içinde plütonyum kılacak şekilde işlenmesi kullanılmış nükleer yakıt görmek için uluslararası bir ortaklık önerdi nükleer silahlar .

Bölümleme ve dönüştürme

Atılması için bir alternatif olarak, PUREX rafinat içinde cam veya Synroc matris, en radyotoksik elemanlar gelişmiş yeniden işleme yoluyla çıkarılabilir. Ayrılmasından sonra, küçük aktinitler ve bazı uzun ömürlü fuzyon ürünleri kısa ömürlü ya da sabit çevrilebileceğinin izotopların biri ile nötron veya foton ışıma. Buna dönüşüm denir . Güçlü ve uzun vadeli uluslararası işbirliği ve onlarca yıllık araştırma ve büyük yatırımlar, bölme ve dönüştürmenin (P&T) güvenliğinin ve ekonomik fizibilitesinin gösterilebileceği olgun bir endüstriyel ölçeğe ulaşmadan önce gerekli olmaya devam ediyor.

Atık bertarafı

Nükleer enerji alanındaki güncel bir endişe , kullanılmış yakıtın reaktörlerden veya yeniden işleme seçeneği kullanılıyorsa, yeniden işleme tesislerinden gelen atıkların güvenli bir şekilde bertaraf edilmesi ve yalıtılmasıdır . Bu materyaller, içerdikleri radyoaktivite güvenli bir düzeye düşene kadar biyosferden izole edilmelidir . ABD'de, değiştirildiği şekliyle 1982 Nükleer Atık Politikası Yasası uyarınca , Enerji Bakanlığı kullanılmış nükleer yakıt ve yüksek seviyeli radyoaktif atıklar için atık bertaraf sisteminin geliştirilmesinden sorumludur. Mevcut planlar, atıkların, derin bir jeolojik depo adı verilen lisanslı, derin, istikrarlı bir jeolojik yapıda katı biçimde nihai olarak bertaraf edilmesini gerektirmektedir . Enerji Bakanlığı , depo yeri olarak Yucca Dağı'nı seçti . Açılışı defalarca ertelendi. 1999'dan beri binlerce nükleer atık sevkiyatı New Mexico'daki Atık İzolasyon Pilot Fabrikasında depolanmıştır .

Hızlı nötron reaktörleri tüm aktinitleri parçalayabilirken, toryum yakıt döngüsü düşük seviyelerde transuranik üretir . LWR'lerin aksine, prensipte bu yakıt çevrimleri, plütonyum ve küçük aktinitlerini geri dönüştürebilir ve atık olarak yalnızca fisyon ürünleri ve aktivasyon ürünleri bırakabilir . Oldukça radyoaktif orta ömürlü fisyon ürünleri Cs-137 ve Sr-90 her yüzyılda 10 kat azalır; ise uzun ömürlü fisyon ürünleri nispeten düşük radyoaktivite var, sık sık olumlu orijinal uranyum cevheri ile karşılaştırıldığında.

Yatay sondaj deliği imhası , kullanılmış nükleer yakıt , Sezyum-137 veya Stronsiyum-90 gibi yüksek seviyeli atık formlarının bertaraf edilmesi amacıyla yerkabuğunda dikey olarak bir kilometre ve yatay olarak iki kilometreden fazla sondaj yapma önerilerini açıklar . Yerleştirme ve geri alınabilirlik süresinden sonra, sondaj delikleri doldurulacak ve kapatılacaktır. Teknolojinin bir dizi testi Kasım 2018'de ve daha sonra Ocak 2019'da ABD merkezli bir özel şirket tarafından halka açık olarak gerçekleştirildi. Test, bir test kutusunun yatay bir sondaj deliğine yerleştirilmesini ve aynı kutunun geri alınmasını gösterdi. Bu testte kullanılan gerçek yüksek seviyeli atık yoktu.

Yakıt çevrimleri

En yaygın terminoloji yakıt döngüsü olmasına rağmen , bazıları kullanılmış yakıt hiçbir zaman tam olarak geri dönüştürülmediği için yakıt zinciri teriminin daha doğru olduğunu iddia ediyor . Kullanılmış yakıt, genellikle atık olarak işlenmesi gereken fisyon ürünlerini ve ayrıca uranyum, plütonyum ve diğer transuranik elementleri içerir. Hızlı reaktörler plütonyumun daha eksiksiz geri dönüştürülmesine yol açabilse de, plütonyum geri dönüştürüldüğünde, normal olarak hafif su reaktörlerinde bir kez yeniden kullanılır.

Tek geçişli nükleer yakıt döngüsü

Tek geçişli (veya açık) bir yakıt döngüsü

Tek başına bir döngü değil , yakıt bir kez kullanılır ve daha sonra biyosferden daha iyi izolasyon sağlamak için ek ambalajlamadan tasarruf edilmeden depoya gönderilir . Bu yöntem altı ülke tarafından tercih edilmektedir: Amerika Birleşik Devletleri , Kanada , İsveç , Finlandiya , İspanya ve Güney Afrika . Bazı ülkeler, özellikle Finlandiya, İsveç ve Kanada, ihtiyaç olması durumunda malzemenin gelecekte geri kazanılmasına izin vermek için depolar tasarlarken, diğerleri Amerika Birleşik Devletleri'ndeki Yucca Dağı nükleer atık deposu gibi bir jeolojik depoda kalıcı olarak ayırmayı planlıyor .

plütonyum döngüsü

Yakıt olarak plütonyumun kullanıldığı bir yakıt döngüsü

Entegre hızlı reaktör üstünde reaktör kavramı (renkli) ve entegre piro-proses aşağıdaki yakıt çevrimi. Daha ayrıntılı bir animasyon ve gösteri mevcuttur.

IFR konsepti (Daha net metin içeren Siyah Beyaz)

Japonya, İsviçre ve daha önce İspanya ve Almanya dahil olmak üzere birçok ülke, Areva NC ve daha önce THORP tarafından sunulan yeniden işleme hizmetlerini kullanıyor veya kullandı . [Fisyon ürünü]]ler, küçük aktinitler , aktivasyon ürünleri ve yeniden işlenmiş uranyum , daha sonra MOX yakıtına dönüştürülebilen reaktör dereceli plütonyumdan ayrılır . Olmayan oranı için bölünebilir da - kütle plütonyum izotoplar döngüsü boyunca her geçişte yükselir, bir üçüncü geçiş için kullanılan MOX yakıttan yeniden plütonyum için bir plan şu anda termal reaktör . Hızlı reaktörler kullanılabilir hale gelirse , bunları veya hemen hemen tüm diğer aktinit izotoplarını yakabilirler .

Yerinde orta ölçekli bir yeniden işleme tesisinin kullanılması ve günümüzdeki sulu yeniden işleme yerine piro-işlemenin kullanılmasının, işleme tesisi çalışmadığı için nükleer çoğalma potansiyelini veya bölünebilir malzemenin olası sapmasını potansiyel olarak önemli ölçüde azaltabileceği iddia edilmektedir. durum. Benzer şekilde, plütonyum piro-işleme döngüsünde kendi başına ayrılmadığından, tüm aktinitler kullanılmış yakıttan " elektro-kazanılmış " veya "rafine edilmiş" olduğundan, plütonyum asla kendi başına ayrılmaz, bunun yerine yeni yakıt karışımına gelir. gama ve alfa yayan aktinitlerle, sayısız olası hırsız senaryosunda onu "kendini koruyan" türler.

2016'dan başlayarak Rusya, kullanılmış nükleer yakıtın reaktör Dereceli Plütonyum ile kalan Uranyumu fisyon ürünlerinden ve yakıt kaplamasından ayıran Pyroprocessing gibi bir süreçten geçirildiği Remix Fuel'i test ediyor ve kullanıyor. Bu karışık metal daha sonra, %1 Reactor Grade plütonyum ve %4 U-235 konsantrasyonu ile yeni bir kombine metal oksit yakıtı yapmak için yaklaşık %17 U-235 konsantrasyonuna sahip küçük bir miktar orta zenginleştirilmiş Uranyum ile birleştirilir. Bu yakıt çubukları, Plütonyum içeriği, kullanılmış nükleer yakıtta çevrim sonunda mevcut olandan daha yüksek olmadığı için standart PWR reaktörlerinde kullanım için uygundur. Şubat 2020 itibariyle Rusya, bu yakıtı bazı VVER reaktör filolarında kullanıyordu .

Küçük aktinitler geri dönüşümü

Plütonyum kullanımına ek olarak, küçük aktinitlerin kritik bir güç reaktöründe kullanılabileceği öne sürülmüştür . Amerikyumun yakıt olarak kullanıldığı testler halihazırda yürütülmektedir .

İntegral Hızlı Reaktör gibi bir dizi reaktör tasarımı, bu oldukça farklı yakıt çevrimi için tasarlanmıştır. Prensipte, herhangi bir aktinit çekirdeğinin fisyonundan enerji elde etmek mümkün olmalıdır. Dikkatli bir reaktör tasarımı ile yakıttaki tüm aktinitler tüketilebilir ve geriye sadece yarı ömürleri kısa olan daha hafif elementler kalır . Bu prototip tesislerde yapılmış olmasına rağmen, böyle bir reaktör şimdiye kadar büyük ölçekte çalıştırılmamıştır.

Öyle olur ki, birçok aktinitlerin nötron kesiti , artan nötron enerjisiyle azalır, ancak fisyonun basit aktivasyona ( nötron yakalama ) oranı , nötron enerjisi arttıkça fisyon lehine değişir. Bu nedenle, yeterince yüksek bir nötron enerjisi ile, transküryum metallerinin üretimi olmaksızın küryumu bile yok etmek mümkün olmalıdır. Bu, aktinit yakıtının yeniden işlenmesini ve işlenmesini önemli ölçüde kolaylaştıracağı için çok arzu edilebilir.

Bu açıdan umut verici bir alternatif, hızlandırıcı güdümlü bir kritik altı reaktör / kritik altı reaktördür . Burada ya protonlardan (Amerika Birleşik Devletleri ve Avrupa tasarımları) ya da elektronlardan (Japon tasarımı) oluşan bir ışını bir hedefe yönlendirilir. Protonlar söz konusu olduğunda, çok hızlı nötronlar hedeften ayrılacak , elektronlar söz konusu olduğunda ise çok yüksek enerjili fotonlar üretilecektir. Bu yüksek enerjili nötronlar ve fotonlar daha sonra ağır aktinitlerin bölünmesine neden olabilecektir.

Bu tür reaktörler, nötron enerjisi açısından diğer nötron kaynaklarıyla çok iyi karşılaştırılır:

• Termal 0 ila 100 eV
• Epitermal 100 eV ila 100 keV
• Hızlı ( nükleer fisyondan ) 100 keV ila 3 MeV
• DD füzyonu 2.5 MeV
• DT füzyonu 14 MeV
• Hızlandırıcı tahrikli çekirdek 200 MeV (1.6 GeV proton tarafından tahrik edilen kurşun )
• Müon katalizli füzyon 7 GeV.

Alternatif olarak, yarılanma ömrü 18 yıl olan curium-244, hızlı bir reaktörde yakıt olarak kullanılmadan önce plütonyum-240'a bozunmaya bırakılabilir.

Uranyum ve plütonyumun küçük aktinitlerden ayrı tutulduğu bir çift yakıt çevrimi. Küçük aktinit döngüsü yeşil kutu içinde tutulur.

Bu aktinit dönüşümü için yakıt veya hedefler

Bugüne kadar aktinit dönüşümü için yakıtın (hedeflerin) doğası seçilmedi.

Aktinitler bir Subkritik reaktörde dönüştürülürse , yakıtın geleneksel yakıttan daha fazla termal döngüyü tolere edebilmesi gerekecektir. Hızlandırıcıyla çalıştırılan bir kritik altı reaktörün, kritik bir reaktörle eşit uzun süreler boyunca sabit bir çalışma periyodunu sürdürmesi olası değildir ve hızlandırıcı her durduğunda yakıt soğuyacaktır.

Öte yandan, eğer aktinitler İntegral Hızlı Reaktör gibi hızlı bir reaktör kullanılarak yok edilirse, yakıt büyük olasılıkla normal bir elektrik santralinden çok daha fazla termal döngüye maruz kalmayacaktır.

Matrise bağlı olarak süreç, matristen daha fazla transuranik üretebilir. Bu, ya iyi olarak görülebilir (daha fazla yakıt üretir) ya da kötü olarak görülebilir (daha fazla radyotoksik transuranik element üretimi ). Bu ağır aktinit üretimini kontrol edebilen bir dizi farklı matris mevcuttur.

Bölünebilir çekirdekler ( ²³³ U, ²³⁵ U ve ²³⁹ Pu gibi) gecikmiş nötronlara iyi yanıt verir ve bu nedenle kritik bir reaktörü kararlı tutmak için önemlidir; bu, kritik bir reaktörde yok edilebilecek küçük aktinitlerin miktarını sınırlar. Sonuç olarak, seçilen matrisin reaktörün bölünebilir çekirdeklerin bölünemez çekirdeklere oranını yüksek tutmasına izin vermesi önemlidir, çünkü bu onun uzun ömürlü aktinitleri güvenli bir şekilde yok etmesini sağlar. Buna karşılık, kritik altı bir reaktörün güç çıkışı, tahrik eden parçacık hızlandırıcısının yoğunluğu ile sınırlıdır ve dolayısıyla herhangi bir uranyum veya plütonyum içermesi gerekmez. Böyle bir sistemde, ilave uzun ömürlü izotoplar üretmeyen bir inert matrise sahip olmak tercih edilebilir.

Eylemsiz bir matristeki aktinitler

Aktinitler, daha fazla aktinit oluşturmayacak bir metal ile karıştırılacaktır; örneğin, zirkonya gibi bir katı içinde aktinitlerin bir alaşımı kullanılabilir.

Inert Matrix Fuel (IMF) Girişimi'nin varlık nedeni, hem silah hem de hafif su reaktörü dereceli plütonyum fazlalıklarını kullanmak, azaltmak ve bertaraf etmek için kullanılabilecek inert matris yakıtlar üzerine Araştırma ve Geliştirme çalışmalarına katkıda bulunmaktır. Plütonyuma ek olarak, minör aktinitlerin miktarları da artmaktadır. Bu aktinitler sonuç olarak güvenli, ekolojik ve ekonomik bir şekilde bertaraf edilmelidir. ABD, Avrupa, Rus veya Japon Hafif Su Reaktörleri (LWR), Kanada Basınçlı Ağır Su Reaktörleri veya gelecekteki dönüştürme üniteleri gibi mevcut ticari nükleer güç reaktörlerinde tek geçişli yakıt yaklaşımı kullanarak plütonyum ve küçük aktinitlerin kullanılmasından oluşan umut verici strateji , girişimin başından beri vurgulanmıştır. İnert matris yakıtı kullanan yaklaşım, şu anda dünyadaki çeşitli gruplar tarafından incelenmektedir. Bu seçenek, jeolojik bertaraftan önce plütonyum miktarlarını ve potansiyel olarak küçük aktinit içeriklerini azaltma avantajına sahiptir. İkinci seçenek, yeniden işleme için uranyum içermeyen bir yakıtın süzülmesine ve çoklu geri dönüşüm stratejisinin izlenmesine dayanmaktadır. Her iki durumda da, gelişmiş yakıt malzemesi, plütonyum veya küçük aktinitleri tüketirken enerji üretir. Ancak bu malzeme sağlam olmalıdır. Seçilen malzeme, minimum bileşenler olarak inert matris – yanabilir emici – bölünebilir malzemeyi içeren ve stabilizatör ilaveli dikkatli bir sistem çalışmasının sonucu olmalıdır. Bu, tek fazlı bir katı çözelti veya daha basit bir şekilde, bu seçenek bir bileşik inert matris-bölünebilir bileşen seçilmediyse verir. Tarama çalışmalarında önceden seçilmiş unsurlar uygun olarak belirlendi. 90'larda, aşağıdaki özellikler göz önünde bulundurularak bir IMF geçiş stratejisi benimsenmiştir:

• nötron özellikleri, yani düşük absorpsiyon kesiti, optimal sabit reaktivite, uygun Doppler katsayısı,
• faz kararlılığı, kimyasal eylemsizlik ve uyumluluk,
• kabul edilebilir termo-fiziksel özellikler, yani ısı kapasitesi, termal iletkenlik,
• ışınlama altında iyi davranış, yani faz kararlılığı, minimum şişme,
• fisyon ürünlerinin veya artık aktinitlerin tutulması ve
• ışınlamadan sonra optimum özellikler, bir defadan diğerine çözülmezlik ile.

Bu bir baştan sonra çıkış stratejisi, fisyon verimi yeterince büyük değilse, çoklu geri dönüşümden sonra son bir döngü olarak uyarlanabilir, bu durumda aşağıdaki özellik, yeniden işleme ve çoklu geri dönüşüm için iyi liç özellikleri gerektirir.

Bir toryum matrisindeki aktinitler

Nötron bombardımanı üzerine, toryum uranyum-233'e dönüştürülebilir . ²³³ U bölünebilir ve her ikisinin de daha büyük bir fizyon enine kesite sahip ²³⁵ U ve ²³⁸ U, ve bu nedenle çok daha az muhtemeldir nötron yakalanması yoluyla yüksek aktinitler üretmektir.

Bir uranyum matrisindeki aktinitler

Aktinitler bir uranyum-metal veya uranyum-oksit matrisine dahil edilirse, ²³⁸ U'nun nötron yakalamasının yeni plütonyum-239 üretmesi muhtemeldir. Uranyum ve plütonyum aktinitler karıştırma bir avantajı, büyük fizyon kesitleri olmasıdır ²³⁵ U ve ²³⁹ daha enerjik gecikmeli nötronlar için Pu kritik içinde gerçekleştirilebilir, reaksiyon sabit yeterince yapabilir hızlı reaktör olması muhtemeldir, hızlandırıcı güdümlü bir sistemden hem daha ucuz hem de daha basit.

karışık matris

Yukarıda bahsedilen malzemelerin bir karışımından yapılmış bir matris oluşturmak da mümkündür. Bu en yaygın olarak, yeni yakıtın üreme oranının reaktöre güç sağlamaya yetecek kadar yüksek, ancak yine de üretilen aktinitlerin başka bir alana taşınmadan güvenli bir şekilde yok edilebilmesi için yeterince düşük tutulabileceği hızlı reaktörlerde yapılır. Bunu yapmanın bir yolu, aktinitlerin ve uranyumun inert zirkonyum ile karıştırıldığı ve istenen özelliklere sahip yakıt elementlerinin üretildiği yakıt kullanmaktır.

Yenilenebilir modda uranyum döngüsü

Bir nükleer yenilenebilir enerji konsepti için gerekli koşulları yerine getirmek için, Degueldre et. al (2019). Deniz suyu gibi seyreltilmiş bir sıvı cevherden uranyum ekstraksiyonu dünya çapında çeşitli ülkelerde incelenmiştir. Bu ekstraksiyon, Degueldre (2017) tarafından önerildiği gibi cimri bir şekilde gerçekleştirilmelidir. Yüzyıllar boyunca yılda kilotonlarca U ekstraksiyon hızı, okyanuslardaki uranyum denge konsantrasyonunu (3,3 ppb) önemli ölçüde değiştirmeyecektir. Bu denge, nehir suları tarafından yılda 10 kiloton U'nun girmesinden ve okyanuslardaki 1.37 eksatonluk sudan deniz tabanında süpürülmesinden kaynaklanmaktadır. Yenilenebilir bir uranyum ekstraksiyonu için, uranyumu ve ardından diğer geçiş metallerini adsorbe etmek için belirli bir biyokütle malzemesinin kullanılması önerilir. Biyokütle üzerindeki uranyum yüklemesi, kg başına yaklaşık 100 mg olacaktır. Temas süresinden sonra, yüklenen malzeme kurutulacak ve ısının elektriğe dönüştürülmesiyle yakılacaktır (CO2 nötr). Erimiş tuz hızlı reaktörde uranyum 'yanması', fisyondan maksimum miktarda termal enerji üretmek ve onu elektriğe dönüştürmek için tüm aktinit izotoplarını mükemmel bir verimle yakarak enerji dönüşümünü optimize etmeye yardımcı olur. Bu optimizasyona, sıvı yakıt/soğutma sıvısındaki ılımlılık ve fisyon ürünü konsantrasyonu azaltılarak ulaşılabilir. Bu etkiler, maksimum miktarda aktinit ve daha sert bir nötron spektrumu veren minimum miktarda alkali/toprak alkali elementler kullanılarak elde edilebilir. Bu optimal koşullar altında, doğal uranyum tüketimi yılda 7 ton ve üretilen elektrik gigawatt (GW) başına olacaktır. Denizden uranyum ekstraksiyonunun birleştirilmesi ve erimiş tuz hızlı reaktöründe optimal kullanımı, nükleer enerjinin yenilenebilir etiketini kazanmasına izin vermelidir. Buna ek olarak, bir nükleer santral tarafından son soğutucu akışkanı ve türbini soğutmak için kullanılan deniz suyu miktarı, hızlı bir erimiş tuz reaktörü için yılda 2.1 giga ton olacaktır, bu da yılda çıkarılabilir 7 ton doğal uranyuma karşılık gelir. Bu uygulama yenilenebilir etiketi haklı çıkarır.

toryum döngüsü

Toryum yakıt çevriminde toryum-232 , hızlı veya termal bir reaktörde bir nötron emer . Toryum-233 beta bozunması için protaktinyum -233 ve sonra uranyum-233 , buna karşılık, yakıt olarak kullanılır. Bu nedenle, uranyum-238 gibi , toryum-232 de verimli bir malzemedir .

${\displaystyle {\ce {{\overset {nötron}{n}}+ ^{232}_{90}Th -> ^{233}_{90}Th ->[\beta^-] ^{233} _{91}Pa ->[\beta^-] {\overset {yakıt}{^{233}_{92}U}}}}}$

Reaktörü mevcut U-233 veya U-235 veya Pu-239 gibi başka bölünebilir malzeme ile başlattıktan sonra , U-238 ve plütonyum ile benzer ancak ondan daha verimli bir üreme döngüsü oluşturulabilir. Th-232, hızla protaktinyum -233'e bozunan Th-233 olmak için bir nötronu emer . Protactinium-233, 27 günlük bir yarılanma ömrü ile U-233'e bozunur. Bazı erimiş tuz reaktör tasarımlarında, Pa-233, U-233'e bozunana kadar nötronlardan çıkarılır ve korunur (bu onu Pa-234'e ve ardından U-234'e dönüştürebilir ). Bu, hızlı reaktörlere göre düşük olan üreme oranını iyileştirmek için yapılır .

Toryum , doğada tüm uranyum izotoplarının toplamından en az 4-5 kat daha boldur; toryum, büyük miktarda kaynağı olan birçok ülke ile Dünya'ya oldukça eşit bir şekilde yayılmıştır; toryum yakıtının hazırlanması zor ve pahalı zenginleştirme işlemleri gerektirmez; Toryum yakıt çevrimi esas olarak Uranyum-232 ile kontamine olmuş Uranyum-233'ü oluşturur, bu da uzun süreler boyunca stabil olan normal, önceden monte edilmiş bir nükleer silahta kullanılmasını zorlaştırır (ne yazık ki acil kullanımlı silahlar veya nihai durumlarda dezavantajlar çok daha düşüktür). montaj, kullanım zamanından hemen önce gerçekleşir); Nükleer atık sorununun en azından transuranik kısmının ortadan kaldırılması, MSR ve diğer damızlık reaktör tasarımlarında mümkündür.

Toryum yakıt çevrimini kullanmaya yönelik ilk çabalardan biri 1960'larda Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı'nda gerçekleşti. Böyle bir yaklaşımın fizibilitesini incelemek için erimiş tuz reaktörü teknolojisine dayalı deneysel bir reaktör inşa edildi , sıvı olacak kadar sıcak tutulan toryum florür tuzu kullanıldı , böylece yakıt elemanları üretme ihtiyacını ortadan kaldırdı. Bu çaba , verimli malzeme olarak ²³² Th ve bölünebilir yakıt olarak ²³³ U kullanılan Erimiş Tuz Reaktörü Deneyi ile sonuçlandı . Finansman eksikliği nedeniyle, MSR programı 1976'da durduruldu.

Toryum ticari olarak ilk olarak 1962'de faaliyete geçen Indian Point Unit 1 reaktöründe kullanıldı. Toryumun %1'inden daha azı U-233'e dönüştürüldüğünden U-233'ü kullanılmış yakıttan geri kazanmanın maliyeti ekonomik değildi. Tesisin sahibi, 1974'te reaktör kalıcı olarak kapatılana kadar kullanılan uranyum yakıtına geçti.

Mevcut endüstriyel faaliyet

Önerilen toryum yakıt çevriminin avantajları olmasına rağmen, şu anda nükleer yakıt olarak kullanılan tek izotoplar uranyum-235 (U-235), uranyum-238 (U-238) ve plütonyum- 239'dur. Küçük değişikliklerle bazı modern reaktörler toryum kullanabilir . Toryum, Dünya'nın kabuğunda uranyumdan yaklaşık üç kat daha fazla (ve uranyum-235'ten 550 kat daha fazla). Toryum kaynakları için çok az araştırma yapılmıştır ve bu nedenle kanıtlanmış kaynak azdır. Toryum , bazı ülkelerde, özellikle Hindistan'da uranyumdan daha bol .

Ağır su reaktörleri ve grafit kontrollü reaktörler doğal uranyum kullanabilir , ancak dünyadaki reaktörlerin büyük çoğunluğu , U-235'in U-238'e oranının artırıldığı zenginleştirilmiş uranyum gerektirir . Sivil reaktörlerde zenginleştirme %3-5 U-235 ve %95 U-238'e yükseltilir, ancak deniz reaktörlerinde %93 kadar U-235 vardır.

Terimi, nükleer yakıt normal olarak ilgili olarak kullanılmaz füzyon gücü sigortalar, izotoplar arasında hidrojen içine helyum salım için enerji .

Ayrıca bakınız

• Yatay Sondaj
• Derin Jeolojik Depo
• derin sondaj

Referanslar

Dış bağlantılar

• Dünya Nükleer Taşımacılık Enstitüsü