Ciclo de combustível nuclear

format_list_bulleted Contenido keyboard_arrow_down
ImprimirCitar
Os ciclos de combustível nuclear descrevem como o combustível nuclear é extraído, processado, usado e descartado

O ciclo de combustível nuclear , também chamado cadeia de combustível nuclear , é a progressão do combustível nuclear através de uma série de estágios diferentes. Consiste em etapas no front end , que são a preparação do combustível, etapas no período de serviço em que o combustível é usado durante a operação do reator e etapas no back -end , que são necessários para gerenciar, conter, conter e reprocessar ou descartar com segurança o combustível nuclear gasto. Se o combustível gasto não for reprocessado, o ciclo de combustível é referido como um ciclo de combustível aberto (ou um ciclo de combustível de uma vez por meio de uma vez); Se o combustível gasto for reprocessado, é referido como um ciclo de combustível fechado.

Conceitos básicos

O ciclo de vida do combustível no sistema atual dos EUA. Se colocar em um lugar o inventário total de combustível nuclear gasto gerado pela frota comercial de centrais elétricas nos Estados Unidos, seria 7.6 metros de altura e ser 91 metros de um lado, aproximadamente a pegada de um campo de futebol americano.

A energia nuclear depende de material fissionável que pode sustentar uma reação em cadeia com nêutrons. Exemplos de tais materiais incluem urânio e plutônio. A maioria dos reatores nucleares usa um moderador para diminuir a energia cinética dos nêutrons e aumentar a probabilidade de que a fissão ocorra. Isso permite que os reatores usem material com concentração muito menor de isótopos físsil do que o necessário para armas nucleares. A grafite e a água pesada são os moderadores mais eficazes, porque diminuem os nêutrons através de colisões sem absorvê -las. Os reatores usando água pesada ou grafite como moderador podem operar usando urânio natural.

Um reator de água leve (LWR) usa água na forma que ocorre na natureza e requer combustível enriquecido para maiores concentrações de isótopos físsil. Normalmente, os LWRs usam urânio enriquecido para 3-5% U-235, o único isótopo fissil que é encontrado em quantidade significativa na natureza. Uma alternativa a esse combustível de urânio (Leu) com baixa enriquecimento é o combustível de óxido misto (MOX) produzido pela mistura de plutônio com urânio natural ou esgotado, e esses combustíveis fornecem uma avenida para utilizar o plutônio excedente de armas. Outro tipo de combustível Mox envolve misturar Leu com tório, que gera o isótopo fissil U-233. Tanto o plutônio quanto o U-233 são produzidos a partir da absorção de nêutrons, irradiando materiais férteis em um reator, em particular o isótopo de urânio comum U-238 e o tório, respectivamente, e podem ser separados dos combustíveis gastos com urânio e tório no reprocessamento das plantas.

Alguns reatores não usam moderadores para diminuir os nêutrons. Como armas nucleares, que também usam ou não moderadas ou "rápido " Os nêutrons, esses reatores rápidos de neutron requerem concentrações muito mais altas de isótopos físiles, a fim de sustentar uma reação em cadeia. Eles também são capazes de criar isótopos de físsil a partir de materiais férteis; Um reator do criador é aquele que gera mais material físsil dessa maneira do que consome.

Durante a reação nuclear dentro de um reator, os isótopos de físsil no combustível nuclear são consumidos, produzindo cada vez mais produtos de fissão, a maioria dos quais são considerados resíduos radioativos. O acúmulo de produtos de fissão e o consumo de isótopos de físsil eventualmente interrompem a reação nuclear, fazendo com que o combustível se torne um combustível nuclear gasto. Quando 3% enriqueceram o combustível Leu, o combustível usado normalmente consiste em aproximadamente 1% de U-235, 95% U-238, 1% de plutônio e 3% de produtos de fissão. O combustível gasto e outros resíduos radioativos de alto nível são extremamente perigosos, embora os reatores nucleares produzam ordens de magnitude menores volumes de resíduos em comparação com outras usinas de energia devido à alta densidade de energia do combustível nuclear. O gerenciamento seguro desses subprodutos da energia nuclear, incluindo seu armazenamento e descarte, é um problema difícil para qualquer país que use energia nuclear.

Final da frente

  • 1 Uranium ore – the principal raw material of nuclear fuel
    1 minério de urânio – a principal matéria-prima do combustível nuclear
  • 2 Yellowcake – the form in which uranium is transported to a conversion plant
    2 Cachorro amarelo – a forma em que o urânio é transportado para uma fábrica de conversão
  • 3 UF6 – used in enrichment
    3 – usado em enriquecimento
  • 4 Nuclear fuel – a compact, inert, insoluble solid
    4 Combustível nuclear – um sólido compacto, inerte, insolúvel

Exploração

Um depósito de urânio, como a uraninita, descoberto por técnicas geofísicas, é avaliado e amostrado para determinar as quantidades de materiais de urânio que são extraíveis a custos especificados do depósito. As reservas de urânio são as quantidades de minério que são estimadas como recuperáveis a custos declarados.

O urânio que ocorre naturalmente consiste principalmente em dois isótopos U-238 e U-235, com 99,28% do metal sendo U-238, enquanto 0,71% é U-235 e os 0,01% restantes são principalmente U-234. O número em tais nomes refere -se ao número de massa atômica isótopo, que é o número de prótons mais o número de nêutrons no núcleo atômico.

O núcleo atômico do U-235 quase sempre fissura quando atingido por um nêutron livre, e o isótopo é, portanto, considerado um " físsil " isótopo. O núcleo de um átomo de U-238, por outro lado, em vez de passar fissão quando atingido por um nêutron livre, quase sempre absorverá o nêutron e produzirá um átomo do isótopo U-239. Este isótopo sofre decaimento radioativo natural para produzir PU-239, que, como o U-235, é um isótopo fissil. Diz-se que os átomos do U-238 são férteis, porque, através da irradiação de nêutrons no núcleo, alguns eventualmente produzem átomos de Pu-239 físsil.

Mineração

O minério de urânio pode ser extraído através da mineração convencional em métodos abertos e subterrâneos semelhantes aos usados para minerar outros metais. Os métodos de mineração de lixiviação in situ são usados para minerar urânio nos Estados Unidos. Nesta tecnologia, o urânio é lixiviado do minério no local através de uma variedade de poços espaçados regularmente e é recuperado da solução de lixiviação em uma planta de superfície. Os minérios de urânio nos Estados Unidos normalmente variam de cerca de 0,05 a 0,3% de óxido de urânio (U o 8 ). Alguns depósitos de urânio desenvolvidos em outros países são de maior grau e também são maiores que os depósitos extraídos nos Estados Unidos. O urânio também está presente em quantidades de grau muito baixo (50 a 200 partes por milhão) em alguns depósitos domésticos portadores de fosfato de origem marinha. Como quantidades muito grandes de rochas portadoras de fosfato são extraídas para a produção de ácido fosfórico de processo úmido usado em fertilizantes de alta análise e outros produtos químicos de fosfato, em algumas plantas de processamento de fosfato, o urânio, embora presente em concentrações muito baixas, pode ser recuperado economicamente de o fluxo de processo.

Moagem

Quando o urânio é extraído do solo, ele não contém urânio puro suficiente por libra para ser usado. O processo de moagem é como o ciclo extrai o urânio utilizável do restante dos materiais, também conhecido como rejeitos. Para iniciar o processo de moagem, o minério é moído em poeira fina com água ou esmagada em poeira sem água. Uma vez tratados os materiais fisicamente, eles começam o processo de tratado quimicamente por serem apagados em ácidos. Os ácidos utilizados incluem ácidos clorídrico e nitroso, mas os ácidos mais comuns são ácidos sulfúrico. Como alternativa, se o material de que o minério é feito for particularmente resistente aos ácidos, um álcali é usado. Depois de serem tratados quimicamente, as partículas de urânio são dissolvidas na solução usada para tratá -las. Esta solução é então filtrada até que os sólidos permaneçam separados dos líquidos que contêm o urânio. Os sólidos indesejáveis são descartados como rejeitos. Depois que a solução teve os rejeitos removidos, o urânio é extraído do restante da solução líquida, de uma de duas maneiras, troca de solventes ou troca iônica. No primeiro deles, um solvente é misturado na solução. O urânio dissolvido se liga ao solvente e flutua no topo, enquanto os outros materiais dissolvidos permanecem na mistura. Durante a troca de íons, um material diferente é misturado na solução e o urânio se liga a ele. Uma vez filtrado, o material é dividido e lavado. A solução repetirá esse processo de filtragem para extrair o máximo de urânio utilizável possível. O urânio filtrado é então seco em U 3 o 8 urânio. O processo de moagem geralmente produz material de forma de pó seca que consiste em urânio natural, " Yellowcake ", que é vendido no mercado de urânio como u . Observe que o material nem sempre é amarelo.

Conversão de urânio

geralmente óxido de urânio moído, u 3 o 8 (octoxido de triurânio) é então processado em uma das duas substâncias, dependendo do uso pretendido.

Para uso na maioria dos reatores, u 3 o 8 é geralmente convertido em hexafluoreto de urânio (UF 6 ), o estoque de entrada para a maioria Instalações comerciais de enriquecimento de urânio. Um sólido à temperatura ambiente, o hexafluoreto de urânio se torna gasoso a 57 ° C (134 ° F). Nesta fase do ciclo, o produto de conversão de hexafluoreto de urânio ainda possui a mistura isotópica natural (99,28% do U-238 mais 0,71% do U-235).

Existem duas maneiras de converter óxido de urânio em suas formas utilizáveis dióxido de urânio e hexafluoreto de urânio; a opção molhada e a opção seca. Na opção úmida, o bolo de amarelo é dissolvido em ácido nítrico e depois extraído usando fosfato tributil. A mistura resultante é então seca e lavada, resultando em trióxido de urânio. O trióxido de urânio é então misturado com hidrogênio puro, resultando em dióxido de urânio e monóxido de di -hidrogênio ou água. Depois disso, o dióxido de urânio é misturado com quatro partes de fluoreto de hidrogênio, resultando em mais água e tetrafluoreto de urânio. Finalmente, o produto final do hexafluoreto de urânio é criado simplesmente adicionando mais fluoreto à mistura.

Para uso em reatores como o Candu, que não requerem combustível enriquecido, o U 3 o 8 2 < /sub>), que pode ser incluído nos elementos de combustível de cerâmica.

Na indústria nuclear atual, o volume de material convertido diretamente em UO 2 é tipicamente muito pequeno em comparação com o convertido em UF 6 .

Enriquecimento

Ciclo de combustível nuclear começa quando o urânio é extraído, enriquecido e fabricado a combustível nuclear (1) que é entregue a uma usina nuclear. Após o uso na usina, o combustível gasto é entregue a uma fábrica de reprocessamento (se o combustível for reciclado) (2) ou a um repositório final (se nenhuma reciclagem for feita) (3) para a disposição geológica. No reprocessamento 95% do combustível gasto pode ser reciclado para ser devolvido ao uso em uma usina nuclear (4).

A concentração natural (0,71%) do isótopo fissil U-235 é menor do que o necessário para sustentar uma reação em cadeia nuclear em núcleos de reator de água leve. Consequentemente, o UF 6 produzido a partir de fontes naturais de urânio deve ser enriquecido para uma concentração mais alta do isótopo fissionável antes de serem usados como combustível nuclear nesses reatores. O nível de enriquecimento para uma ordem de combustível nuclear específica é especificado pelo cliente de acordo com o aplicativo para o qual o usarão: o combustível do reator de água leve normalmente é enriquecido para 3,5% U-235, mas também é necessário um urânio enriquecido para concentrações mais baixas. O enriquecimento é realizado usando qualquer um dos vários métodos de separação de isótopos. A difusão gasosa e a centrífuga gasosa são os métodos de enriquecimento de urânio comumente usados, mas novas tecnologias de enriquecimento estão sendo desenvolvidas atualmente.

O volume (96%) do subproduto do enriquecimento é o urânio esgotado (DU), que pode ser usado para armaduras, penetrantes de energia cinética, blindagem de radiação e lastro. Em 2008, existem vastas quantidades de urânio esgotado em armazenamento. Somente o Departamento de Energia dos Estados Unidos tem 470.000 toneladas. Cerca de 95% do urânio empobrecido é armazenado como hexafluoreto de urânio (UF 6 ).

Fabricação

Para uso como combustível nuclear, o hexafluoreto de urânio enriquecido é convertido em pó de dióxido de urânio (UO 2 ) que é então processado em forma de pellet. Os pellets são então disparados em um forno de sinterização de alta temperatura para criar bolinhas de cerâmica duras de urânio enriquecido. Os pellets cilíndricos passam por um processo de retificação para obter um tamanho uniforme de pellets. Os pellets são empilhados, de acordo com as especificações de projeto de cada núcleo de reator nuclear, em tubos de liga metálica resistente à corrosão. Os tubos são selados para conter os grânulos de combustível: esses tubos são chamados de hastes de combustível. As hastes de combustível acabadas são agrupadas em conjuntos de combustível especiais que são usados para construir o núcleo de combustível nuclear de um reator de energia.

A liga usada para os tubos depende do design do reator. O aço inoxidável era usado no passado, mas a maioria dos reatores agora usa uma liga de zircônio. Para os tipos mais comuns de reatores, reatores de água fervente (BWR) e reatores de água pressurizados (PWR), os tubos são montados em feixes com os tubos espaçados distâncias precisas. Esses pacotes recebem um número de identificação exclusivo, que lhes permite rastrear a partir da fabricação por uso e disposição.

Período de serviço

Transporte de materiais radioactivos

O transporte é parte integrante do ciclo de combustível nuclear. Existem reatores de energia nuclear em operação em vários países, mas a mineração de urânio é viável em apenas algumas áreas. Além disso, no decorrer de mais de quarenta anos de operação pela indústria nuclear, várias instalações especializadas foram desenvolvidas em vários locais em todo o mundo para fornecer serviços de ciclo de combustível e é necessário transportar materiais nucleares de e para essas instalações. A maioria dos transportes de material de combustível nuclear ocorre entre diferentes estágios do ciclo, mas ocasionalmente um material pode ser transportado entre instalações semelhantes. Com algumas exceções, os materiais do ciclo de combustível nuclear são transportados em forma sólida, a exceção é o hexafluoreto de urânio (UF 6 ), que é considerado um gás. A maior parte do material usada no combustível nuclear é transportada várias vezes durante o ciclo. Os transportes são frequentemente internacionais e geralmente estão em grandes distâncias. Os materiais nucleares são geralmente transportados por empresas de transporte especializadas.

Como os materiais nucleares são radioativos, é importante garantir que a exposição à radiação dos envolvidos no transporte de tais materiais e do público em geral ao longo das rotas de transporte seja limitado. A embalagem para materiais nucleares inclui, quando apropriado, a blindagem para reduzir possíveis exposições de radiação. No caso de alguns materiais, como conjuntos de combustível de urânio fresco, os níveis de radiação são insignificantes e nenhuma blindagem é necessária. Outros materiais, como combustível usado e resíduos de alto nível, são altamente radioativos e requerem manuseio especial. Para limitar o risco no transporte de materiais altamente radioativos, são utilizados recipientes conhecidos como barris de transporte de combustível nuclear gasto, projetados para manter a integridade sob condições normais de transporte e durante condições hipotéticas de acidentes.

Enquanto os barris de transporte variam em design, material, tamanho e propósito, são tipicamente tubos longos feitos de aço inoxidável ou concreto com as extremidades fechadas para evitar vazamentos. Freqüentemente os barris ' A Shell terá pelo menos uma camada de material resistente à radiação, como o chumbo. O interior do tubo também varia dependendo do que está sendo transportado. Por exemplo, barris que estão transportando hastes de combustível esgotadas ou não utilizadas terão mangas que mantêm as hastes separadas, enquanto barris que transportam hexafluoreto de urânio normalmente não têm organização interna. Dependendo do objetivo e da radioatividade dos materiais, alguns barris possuem sistemas de ventilação, proteção térmica, proteção de impacto e outros recursos mais específicos para a rota e a carga.

Gestão de combustível no núcleo

Um núcleo do reator nuclear é composto por algumas centenas de montagens - organizadas em uma variedade regular de células, cada célula sendo formada por uma haste de combustível ou controle cercada, na maioria dos projetos, por um moderador e Coolício, que é água na maioria dos reatores.

Devido ao processo de fissão que consome os combustíveis, as hastes de combustível antigas devem ser substituídas periodicamente por novas (isso é chamado de ciclo (substituto)). Durante um determinado ciclo de substituição, apenas alguns dos conjuntos (normalmente um terço) são substituídos, pois a depleção de combustível ocorre a taxas diferentes em diferentes locais dentro do núcleo do reator. Além disso, por razões de eficiência, não é uma boa política colocar as novas assembléias exatamente no local dos removidos. Mesmo os pacotes da mesma idade terão diferentes níveis de queimadura devido às suas posições anteriores no núcleo. Assim, os pacotes disponíveis devem ser organizados de forma que o rendimento seja maximizado, enquanto as limitações de segurança e as restrições operacionais são satisfeitas. Consequentemente, os operadores de reator enfrentam o chamado problema de recarga de combustível , que consiste em otimizar o rearranjo de todos os conjuntos, os antigos e frescos, enquanto maximizando a reatividade do núcleo do reator assim quanto a maximizar a queima de combustível e minimizar os custos do ciclo de combustível.

Este é um problema de otimização discreto e computacionalmente inviável pelos métodos combinatórios atuais, devido ao grande número de permutações e à complexidade de cada cálculo. Muitos métodos numéricos foram propostos para resolvê -lo e muitos pacotes de software comercial foram escritos para apoiar o gerenciamento de combustível. Esta é uma questão contínua nas operações do reator, pois nenhuma solução definitiva para esse problema foi encontrada. Os operadores usam uma combinação de técnicas computacionais e empíricas para gerenciar esse problema.

Estudo do combustível usado

Utilizado combustível nuclear é estudado no exame pós -irradiação, onde o combustível usado é examinado para saber mais sobre os processos que ocorrem no combustível durante o uso e como isso pode alterar o resultado de um acidente. Por exemplo, durante o uso normal, o combustível se expande devido à expansão térmica, o que pode causar rachaduras. A maior parte do combustível nuclear é o dióxido de urânio, que é um sólido cúbico com uma estrutura semelhante à do fluoreto de cálcio. Em combustível usado, a estrutura de estado sólido da maior parte do sólido permanece o mesmo que o de dióxido de urânio cúbico puro. Simfuel é o nome dado ao combustível gasto simulado, que é feito misturando óxidos de metal do solo, moendo como uma pasta, pulverizando -o antes de aquecer o hidrogênio/argônio a 1700 ° C. Em Simfuel, 4,1% do volume do sólido estava na forma de nanopartículas metálicas feitas de molibdênio, rutênio, ródio e paládio. A maioria dessas partículas metálicas é da fase ε (hexagonal) da liga Mo-Ru-RH-PD, enquanto quantidades menores das fases α (cúbica) e σ (tetragonal) desses metais foram encontradas no Simfuel. Também presente no Simfuel estava uma fase de perovskita cúbica que é um zirconato de estrôncio de bário (BA X SR 1 -X ZRO 3 ).

A estrutura de estado sólido de dióxido de urânio, os átomos de oxigênio estão em verde e os átomos de urânio em vermelho
O dióxido de urânio é minimamente solável na água, mas após a oxidação, ele pode ser convertido em trióxido de urânio ou outro composto de urânio (VI) que é muito mais solúvel. O dióxido de urânio (UO 2 ) pode ser oxidado em um óxido hipestodiométrico rico em oxigênio (UO 2+x ), que pode ser oxidado ainda mais para u O 9 , u 3 .2h 2 o.

Como o combustível usado contém emissores alfa (plutônio e os pequenos actinídeos), o efeito de adicionar um emissor alfa ( 238 pu) ao dióxido de urânio na taxa de lixiviação do óxido foi investigado. Para o óxido triturado, a adição de 238 PU tendeu a aumentar a taxa de lixiviação, mas a diferença na taxa de lixiviação entre 0,1 e 10% 238 PU foi muito pequena.

A concentração de carbonato na água que está em contato com o combustível usado tem um efeito considerável na taxa de corrosão, porque o urânio (VI) forma complexos de carbonato aniônicos solúveis, como [UO 2 3 ) 2 ] 2 - e [uo 2 (co 3 ) 3 ] 4 - . Quando os íons carbonatos estão ausentes e a água não é fortemente ácida, os compostos hexavalentes de urânio que se formam na oxidação do dióxido de urânio geralmente formam fases de triânio hidratado insolúveis.

Filmes finos de dióxido de urânio podem ser depositados em superfícies de ouro por "pulverizando" usando metal de urânio e uma mistura de gases de argônio/oxigênio. Essas superfícies de ouro modificadas com dióxido de urânio foram usadas para experimentos de voltametria cíclica e impedância de AC, e estes oferecem uma visão do provável comportamento de lixiviação do dióxido de urânio.

Interações de revestimento de combustível

O estudo do ciclo de combustível nuclear inclui o estudo do comportamento de materiais nucleares em condições normais e em condições de acidente. Por exemplo, tem havido muito trabalho sobre como o combustível baseado em dióxido de urânio interage com a tubulação de liga de zircônio usada para cobri -lo. Durante o uso, o combustível incha devido à expansão térmica e depois começa a reagir com a superfície da liga de zircônio, formando uma nova camada que contém combustível e zircônio (a partir do revestimento). Então, no lado do combustível desta camada mista, há uma camada de combustível que possui uma proporção mais alta de césio / urânio do que a maior parte do combustível. Isso ocorre porque os isótopos de xenônio são formados como produtos de fissão que se difundem da treliça do combustível em vazios, como a lacuna estreita entre o combustível e o revestimento. Depois de se difundir nesses vazios, ele decai com os isótopos de césio. Devido ao gradiente térmico que existe no combustível durante o uso, os produtos de fissão volátil tendem a ser dirigidos do centro do pellet para a área da borda. Abaixo está um gráfico da temperatura do metal de urânio, nitreto de urânio e dióxido de urânio em função da distância do centro de um sedimento de 20 mm de diâmetro com uma temperatura da borda de 200 ° C. O dióxido de urânio (devido à sua baixa condutividade térmica) superaquecerá no centro do sedimento, enquanto as outras formas mais condutoras termicamente de urânio permanecem abaixo de seus pontos de fusão.

Perfil de temperatura para uma pelota de combustível de 20 mm de diâmetro com uma densidade de potência de 1 kW por metro cúbico. Os combustíveis que não sejam o dióxido de urânio não estão comprometidos.

Condições normais e anormais

A química nuclear associada ao ciclo de combustível nuclear pode ser dividida em duas áreas principais; Uma área está preocupada com a operação nas condições pretendidas, enquanto a outra área se preocupa com as condições de operação em que alguma alteração das condições de operação normal ocorreu ou ( mais raramente ) está ocorrendo um acidente.

As liberações da radioatividade das operações normais são as pequenas liberações planejadas do processamento de minério de urânio, enriquecimento, reatores de energia, plantas de reprocessamento e lojas de resíduos. Estes podem estar em diferentes formas químicas/físicas a partir de liberações que podem ocorrer sob condições de acidente. Além disso, a assinatura do isótopo de um acidente hipotético pode ser muito diferente do de uma descarga operacional normal planejada da radioatividade para o meio ambiente.

Só porque um radioisótopo é lançado, não significa que ele entrará em um humano e depois causará danos. Por exemplo, a migração da radioatividade pode ser alterada pela ligação do radioisótopo para as superfícies das partículas do solo. Por exemplo, o césio (CS) se liga firmemente a minerais de argila como ilita e montmorilonita, portanto, permanece nas camadas superiores do solo, onde pode ser acessado por plantas com raízes rasas (como grama). Portanto, a grama e os cogumelos podem transportar uma quantidade considerável de 137 cs, que podem ser transferidos para os seres humanos através da cadeia alimentar. Mas 137 cs não é capaz de migrar rapidamente através da maioria dos solos e, portanto, é improvável que contamine a água do poço. Os colóides de minerais do solo podem migrar através do solo, portanto, a ligação simples de um metal às superfícies das partículas do solo não conserta completamente o metal.

De acordo com o livro de texto de Jiří Hála, o coeficiente de distribuição K D é a proporção da radioatividade do solo (BQ G −1 ) ao da água do solo (BQ ml -1 ). Se o radioisótopo estiver fortemente ligado aos minerais no solo, menos radioatividade poderá ser absorvida por culturas e grama que crescem no solo.

  • C-137 KD = 1000
  • Pu-239 K.D = 10000 a 100000
  • Sr. 90 KD = 80 a 150
  • I-131 KD = 0,007 a 50

Na criação de laticínios, uma das melhores contramedidas contra 137 é misturar o solo arando profundamente o solo. Isso tem o efeito de colocar o 137 cs fora do alcance das raízes rasas da grama, daí o nível de radioatividade na grama será reduzido. Também após uma guerra nuclear ou acidente grave, a remoção dos primeiros cm do solo e seu enterro em uma trincheira rasa reduzirá a dose gama de longo prazo para os seres humanos devido a 137 CS, como os fótons gama será atenuado por sua passagem pelo solo.

Mesmo depois que o elemento radioativo chega às raízes da planta, o metal pode ser rejeitado pela bioquímica da planta. Foram relatados os detalhes da captação de 90 sr e 137 cs em girassóis cultivados em condições hidropônicas. O césio foi encontrado nas veias foliares, no caule e nas folhas apicais. Verificou -se que 12% do césio entrou na planta e 20% do estrôncio. Este artigo também relata detalhes do efeito dos íons potássio, amônio e cálcio na captação dos radioisótopos.

Na agricultura de gado, uma importante contramedida contra 137 é alimentar os animais uma pequena quantidade de azul prussiano. Este composto de cianeto de potássio de ferro atua como um trocador de íons. O cianeto é tão fortemente ligado ao ferro que é seguro para um humano comer vários gramas de azul prussiano por dia. O azul prussiano reduz a meia-vida biológica (diferente da meia-vida nuclear) do césio. A meia-vida física ou nuclear de 137 CS é de cerca de 30 anos. Esta é uma constante que não pode ser alterada, mas a meia-vida biológica não é uma constante. Isso mudará de acordo com a natureza e os hábitos do organismo para o qual é expresso. O césio em humanos normalmente tem uma meia-vida biológica entre um e quatro meses. Uma vantagem adicional do azul da Prússia é que o césio que é retirado do animal nos excrementos está em uma forma que não está disponível para as plantas. Portanto, impede que o césio seja reciclado. A forma de azul prussiano necessária para o tratamento de humanos ou animais é uma nota especial. As tentativas de usar o grau de pigmento usado em tintas não foram bem -sucedidas. Observe que existe uma fonte de dados sobre o assunto do césio em Chernobyl Fallout no [1] ( Instituto de Pesquisa Ucraniano de Radiologia Agrícola ).

Liberação da radioatividade do combustível durante o uso normal e acidentes

A AIEA assume que, em operação normal, o líquido de arrefecimento de um reator refrigerado a água conterá alguma radioatividade, mas durante um acidente de reator o nível de radioatividade do líquido de arrefecimento pode aumentar. A AIEA afirma que, sob uma série de condições diferentes, quantidades diferentes do inventário principal podem ser liberadas do combustível, as quatro condições que a AIA consideram são operação normal , um aumento na atividade do líquido de refrigeração devido a um desligamento repentino /perda de pressão (o núcleo permanece coberto de água), uma falha de revestimento resultando na liberação da atividade na lacuna de combustível/revestimento (isso pode ser devido ao fato de o combustível ser descoberto pela perda de água por 15 a 30 minutos em que o O revestimento atingiu uma temperatura de 650-1250 ° C) ou um derretimento do núcleo (o combustível terá que ser descoberto por pelo menos 30 minutos, e o revestimento atingiria uma temperatura superior a 1650 ° C).

Com base no pressuposto de que um reator de água pressurizado contém 300 toneladas de água e que a atividade do combustível de um reator de 1 GWE é como prevê a AIEA, a atividade do líquido de arrefecimento após um acidente como o acidente de três quilômetros da ilha (onde um núcleo é descoberto e depois recuperado com água) pode ser previsto.

Liberações do reprocessamento em condições normais

É normal permitir que o combustível usado permaneça após a irradiação para permitir que os isótopos de iodo radiotóxicos de vida curta se deteriorem. Em um experimento nos EUA, o combustível fresco que não tinha permissão para decair foi reprocessado (a corrida verde [2] [3]) para investigar os efeitos de uma grande liberação de iodo a partir do reprocessamento de combustível resfriado. É normal que o reprocessamento das plantas esfregue os gases fora do dissolver para impedir a emissão de iodo. Além da emissão de iodo, os gases e o trítio nobres são liberados do combustível quando é dissolvido. Foi proposto que, por voloxidação (aquecimento do combustível em um forno em condições de oxidação), a maioria do trítio pode ser recuperada do combustível. [4]

Um artigo foi escrito sobre a radioatividade em ostras encontradas no Mar da Irlanda. Estes foram encontrados pela espectroscopia gama para conter 141 ce, 144 ce, 103 ru, 106 ru, 137 cs, 95 zr e 95 nb. Além disso, foi encontrado um produto de ativação de zinco ( 65 zn), que se pensa ser devido à corrosão do revestimento de combustível de magox nos pools de combustível usados. É provável que os lançamentos modernos de todos esses isótopos do evento de pára -brisa sejam menores.

Reators em carga

Alguns projetos de reatores, como RBMKs ou reatores de Candu, podem ser reabastecidos sem ser fechado. Isso é alcançado através do uso de muitos pequenos tubos de pressão para conter o combustível e o líquido de arrefecimento, em oposição a um grande vaso de pressão, como em projetos de reator de água pressurizados (PWR) ou reator de água fervente (BWR). Cada tubo pode ser isolado individualmente e reabastecido por uma máquina de abastecimento controlada pelo operador, normalmente a uma taxa de até 8 canais por dia em aproximadamente 400 em reatores Candu. O reabastecimento de carga permite que o problema ideal de recarregamento de combustível seja tratado continuamente, levando a um uso mais eficiente do combustível. Esse aumento na eficiência é parcialmente compensado pela complexidade adicional de ter centenas de tubos de pressão e as máquinas de abastecimento para atendê -las.

Armazenamento interino

Após seu ciclo operacional, o reator é desligado para reabastecimento. O combustível descarregado naquele momento (combustível usado) é armazenado no local do reator (geralmente em um pool de combustível usado) ou potencialmente em uma instalação comum longe dos locais de reator. Se a capacidade de armazenamento da piscina no local for excedida, pode ser desejável armazenar o combustível de envelhecimento agora resfriado em instalações de armazenamento seco modular conhecido como instalações de armazenamento de combustível de combustível independentes (ISFSI) no local do reator ou em uma instalação longe do local. As barras de combustível usadas são geralmente armazenadas em água ou ácido bórico, que fornece resfriamento (o combustível usado continua a gerar calor de deterioração como resultado de decadência radioativa residual) e blindagem para proteger o ambiente da radiação ionizante residual, embora após pelo menos um Ano de resfriamento, eles podem ser movidos para o armazenamento de barril a seco.

Transportes

Reprocessamento

O combustível gasto descarregado dos reatores contém quantidades apreciáveis de físsil (U-235 e PU-239), fértil (U-238) e outros materiais radioativos, incluindo venenos de reação, e é por isso que o combustível teve que ser removido. Esses materiais físsil e férteis podem ser quimicamente separados e recuperados do combustível usado. O urânio e o plutônio recuperados podem, se as condições econômicas e institucionais permitirem, ser reciclada para uso como combustível nuclear. Atualmente, isso não é feito para combustível nuclear gasto civil nos Estados Unidos, no entanto, é feito na Rússia. A Rússia pretende maximizar a reciclagem de materiais físsil de combustível usado. Portanto, o reprocessamento do combustível usado é uma prática básica, com o urânio reprocessado sendo reciclado e o plutônio usado no Mox, atualmente apenas para reatores rápidos.

óxido misto, ou combustível Mox, é uma mistura de urânio reprocessado e plutônio e urânio esgotado que se comporta de maneira semelhante, embora não seja de forma idêntica, com a alimentação de urânio enriquecida para a qual a maioria dos reatores nucleares foi projetada. O combustível MOX é uma alternativa ao combustível de urânio baixo (LEU) usado nos reatores de água clara que predominam a geração de energia nuclear.

Atualmente, as plantas na Europa estão reprocessando o combustível usado das concessionárias na Europa e no Japão. Atualmente, o reprocessamento do combustível nuclear de reator comercial gasto não é permitido nos Estados Unidos devido ao perigo percebido de proliferação nuclear. A Parceria Global de Energia Nuclear da Administração Bush propôs que os EUA formaram uma parceria internacional para ver o combustível nuclear gasto reprocessado de uma maneira que torna o plutônio utilizável para combustível nuclear, mas não para armas nucleares.

Partição e transmutação

Como alternativa ao descarte do rafinado PureX em vidro ou matriz SynRoc, os elementos mais radiotóxicos podem ser removidos através de reprocessamento avançado. Após a separação, os pequenos actinídeos e alguns produtos de fissão de longa duração podem ser convertidos em isótopos de vida curta ou estáveis por irradiação de nêutrons ou fótons. Isso é chamado de transmutação. A cooperação internacional forte e de longo prazo, e muitas décadas de pesquisa e enormes investimentos permanecem necessários antes de atingir uma escala industrial madura, onde a segurança e a viabilidade econômica de particionamento e transmutação (P & amp; t) podem ser demonstradas.

Eliminação de resíduos

Actinídeos e produtos de fissão pela meia-vida
  • v
  • )
  • e
Actinídeos por cadeia de decaimento Meio-vida
intervalo (a) 		Produtos de fissão de 235U por rendimento
4 4n + 1 4n + 2 4n + 3 4,5–7% 0,04–1.25% <0,001%
228RaNão.4-6 a 155Eu sei.Não.
248Bk. > 9
244Cm:241Puxa.:250Cf 227AcçõesNão.10–29 a 90Sr. 85Kr 113CdNão.
232U:238Puxa.:243Cm:29–97 a 137C 151SmNão.121Sn
249Cf:242mAm:141–351 a

Nenhum produto de fissão tem um meia-vida
na faixa de 100 a-210 ka...

241Am:251Cf:430–900 a
226RaNão.247Bk. 1.3–1.6
240Puxa. 229O quê? 246Cm:243Am:4.7–7.4 ka
245Cm:250Cm 8.3–8.5 ka
239Puxa.:24.1 ka
230O quê?Não.231Pai.Não.32–76 ka
236Np:233U:234UNão.150–250 ka 99TC₡126Sn
248Cm 242Puxa. 327–375 ka 79Se₡
1.53 Ma 93Zr
237Np:2.1–6.5 Ma 135C₡107Pd
236U 247Cm:15–24 Ma 129Eu...₡
244Puxa. 80 Ma

... nem para além de 15.7 Mãe!

232O quê?Não.238UNão.235UNão0.7–14.1 Ga
  • of, tem seção transversal de captura de neutrões térmicos na faixa de 8 a 50 celeiros
  • Físsil
  • Não, principalmente um material radioativo que ocorre naturalmente (NORM)
  • ί, veneno de nêutrons (seção transversal de captura de nêutrons térmicos superior a 3k celeiros)

Uma preocupação atual no campo de energia nuclear é o descarte e o isolamento seguro de combustível usado dos reatores ou, se a opção de reprocessamento for usada, resíduos de plantas de reprocessamento. Esses materiais devem ser isolados da biosfera até que a radioatividade contida neles diminua para um nível seguro. Nos EUA, de acordo com a Lei de Política de Resíduos Nucleares de 1982, conforme alterada, o Departamento de Energia é responsável pelo desenvolvimento do sistema de descarte de resíduos por combustível nuclear gasto e resíduos radioativos de alto nível. Os planos atuais exigem o descarte final dos resíduos em forma sólida em uma estrutura geológica estável e licenciada e estável chamada de repositório geológico profundo. O Departamento de Energia escolheu a Montanha Yucca como localização para o repositório. Sua abertura foi atrasada repetidamente. Desde 1999, milhares de remessas de resíduos nucleares foram armazenados na planta piloto de isolamento de resíduos no Novo México.

Os reatores rápidos do neutron podem fissão de todos os actinídeos, enquanto o ciclo de combustível do tório produz baixos níveis de transuraânicos. Ao contrário dos LWRs, em princípio, esses ciclos de combustível poderiam reciclar seu plutônio e pequenos actinídeos e deixar apenas produtos de fissão e produtos de ativação como desperdício. Os produtos de fissão de fissão de vida média altamente radioativa CS-137 e SR-90 diminuem por um fator de 10 cada século; Embora os produtos de fissão de longa duração tenham radioatividade relativamente baixa, geralmente comparados favoravelmente aos do minério de urânio original.

A eliminação de brocas horizontais descreve propostas para perfurar mais de um quilômetro verticalmente, e dois quilômetros horizontalmente na crosta da Terra, com o objetivo de descartar formas de resíduos de alto nível, como combustível nuclear gasto, cesium-137, ou Strontium-90. Após a colocação e o período de recuperação, os furos seriam preenchidos e selados. Uma série de testes da tecnologia foi realizada em novembro de 2018 e depois novamente publicamente em janeiro de 2019 por uma empresa privada dos EUA. O teste demonstrou a colocação de uma candidatura de teste em um brilho horizontal e recuperação da mesma vasilha. Não houve resíduos de alto nível real usados neste teste.

Ciclos de combustível

Embora a terminologia mais comum seja Ciclo de combustível, alguns argumentam que o termo cadeia de combustível é mais preciso, porque o combustível usado nunca é totalmente reciclado. O combustível usado inclui produtos de fissão, que geralmente devem ser tratados como resíduos, bem como urânio, plutônio e outros elementos transuraânicos. Onde o plutônio é reciclado, normalmente é reutilizado uma vez em reatores de água clara, embora os reatores rápidos possam levar a uma reciclagem mais completa do plutônio.

Uma vez através do ciclo de combustível nuclear

Um ciclo de combustível (ou aberto) uma vez

Não é um ciclo por si só, o combustível é usado uma vez e depois enviado para armazenamento sem processamento adicional, economize embalagens adicionais para fornecer um melhor isolamento da biosfera. Este método é favorecido por seis países: Estados Unidos, Canadá, Suécia, Finlândia, Espanha e África do Sul. Alguns países, principalmente a Finlândia, a Suécia e o Canadá, projetaram repositórios para permitir a recuperação futura do material, caso a necessidade surja, enquanto outros planejam o seqüestro permanente em um repositório geológico como o repositório de resíduos nucleares da montanha Yucca nos Estados Unidos.

Ciclo de Plutão

Um ciclo de combustível em que o plutônio é usado para o combustível
O conceito de reator rápido integral (cor), com o reator acima e ciclo de combustível de piroprocessamento integrado abaixo. Está disponível uma animação e demonstração mais detalhadas.
IFR conceito (preto e branco com texto mais claro)

Vários países, incluindo Japão, Suíça e anteriormente Espanha e Alemanha, estão usando ou usaram os serviços de reprocessamento oferecidos pela Areva NC e anteriormente Thorp. Produtos de fissão, pequenos actinídeos, produtos de ativação e urânio reprocessado são separados do plutônio de grau de reator, que podem ser fabricados em combustível Mox. Como a proporção dos isótopos uniformes de massa não físseis de plutônio sobe a cada passagem pelo ciclo, atualmente não há planos de reutilizar o plutônio do combustível MOX usado para uma terceira passagem em um reator térmico. Se os reatores rápidos estiverem disponíveis, eles poderão queimá -los, ou quase qualquer outro isótopo de actinídeo.

O uso de uma instalação de reprocessamento de média escala no local e o uso de piroprocessamento em vez do reprocessamento aquoso aquoso atual, é reivindicado potencialmente a reduzir consideravelmente o potencial de proliferação nuclear ou possível desvio do material da fússil como a instalação de processamento está in situ. Da mesma forma que o plutônio não é separado por si só no ciclo de piroprocessamento, mas todos os actinídeos são " Electro-won " OR " refinado " A partir do combustível usado, o plutônio nunca é separado por si só, em vez disso, ele aparece no novo combustível misturado com actinídeos gama e alfa emitindo, espécies que "se auto-aprotere"; Em vários cenários possíveis de ladrões.

A partir de 2016, a Rússia está testando e agora está implantando combustível de remix, no qual o combustível nuclear gasto é submetido a um processo como piroprocessamento que separa o plutônio de grau de reator e o urânio restante dos produtos de fissão e revestimento de combustível. Este metal misto é então combinado com uma pequena quantidade de urânio enriquecido de médio, com aproximadamente 17% de concentração de U-235 para fazer um novo combustível combinado de óxido de metal com plutônio de grau de reator de 1% e uma concentração de U-235 de 4%. Essas barras de combustível são adequadas para uso em reatores PWR padrão, pois o teor de plutônio não é maior do que o que existe no final do ciclo no combustível nuclear gasto. Em fevereiro de 2020, a Rússia estava implantando esse combustível em parte de sua frota de reatores VVER.

Reciclagem de Atos Menores

Foi proposto que, além do uso de plutônio, os pequenos actinídeos poderiam ser usados em um reator de energia crítico. Já estão sendo realizados testes nos quais o AmeriCium está sendo usado como combustível.

Vários projetos de reator, como o reator rápido integral, foram projetados para esse ciclo de combustível bastante diferente. Em princípio, deve ser possível derivar energia da fissão de qualquer núcleo de actinídeo. Com um projeto cuidadoso do reator, todos os actinídeos no combustível podem ser consumidos, deixando apenas elementos mais leves com meia-vida curta. Enquanto isso foi feito em plantas de protótipo, nenhum reator esse foi operado em larga escala.

Acontece que a seção transversal de nêutrons de muitos actinídeos diminui com o aumento da energia de nêutrons, mas a proporção de fissão e ativação simples (captura de nêutrons) muda em favor da fissão à medida que a energia de nêutrons aumenta. Assim, com uma energia de nêutrons suficientemente alta, deve ser possível destruir o curio mesmo sem a geração dos metais do transcurio. Isso pode ser muito desejável, pois tornaria significativamente mais fácil reprocessar e lidar com o combustível de actinídeo.

Uma alternativa promissora dessa perspectiva é um reator subcrítico / reator subcrítico acionado por acelerador. Aqui, um feixe de prótons (Estados Unidos e projetos europeus) ou elétrons (design japonês) é direcionado a um alvo. No caso de prótons, os nêutrons muito rápidos serão lançados no alvo, enquanto no caso dos elétrons, fótons de energia muito alta serão gerados. Esses nêutrons e fótons de alta energia poderão causar a fissão dos actinídeos pesados.

Esses reatores se comparam muito bem a outras fontes de nêutrons em termos de energia de nêutrons:

  • Térmica 0 a 100 eV
  • Epithermal 100 eV a 100 keV
  • Rápido (de fissão nuclear) 100 keV a 3 MeV
  • DD fusão 2.5 MeV
  • DT fusão 14 MeV
  • Núcleo conduzido acelerador 200 MeV (cabeçado por protões de 1,6 GeV)
  • Muon-catalyzed fusão 7 GeV.

Como alternativa, o curium-244, com meia-vida de 18 anos, poderia ser deixado para decair em plutônio-240 antes de ser usado em combustível em um reator rápido.

Um par de ciclos de combustível em que o urânio e o plutônio são mantidos separados dos actinídeos menores. O ciclo de actinídeo menor é mantido dentro da caixa verde.

Combustível ou alvos para esta transmutação de actinídeos

Até o momento, a natureza do combustível (alvos) para a transformação do actinídeo não foi escolhida.

Se os actinídeos forem transmutados em um reator subcrítico, é provável que o combustível deva ser capaz de tolerar mais ciclos térmicos do que o combustível convencional. Devido ao fato de que os aceleradores de partículas atuais não sejam otimizados para uma operação contínua longa, pelo menos a primeira geração de reator subcrítico acionado por acelerador provavelmente é capaz de manter um período de operação constante por momentos igualmente longos como reator crítico e cada vez que o acelerador Pare então o combustível vai esfriar.

Por outro lado, se os actinídeos forem destruídos usando um reator rápido, como um reator rápido integral, o combustível provavelmente não será exposto a muito mais ciclos térmicos do que em uma usina normal.

Dependendo da matriz, o processo pode gerar mais transurânicos a partir da matriz. Isso pode ser visto como bom (gerar mais combustível) ou pode ser visto como ruim (geração de mais elementos transuraânicos ). Existe uma série de matrizes diferentes que podem controlar essa produção de actinídeos pesados.

núcleos fissiles (como 233 u, 235 u e 239 pu) respondem bem a nêutrons atrasados e, portanto, são importantes para manter um reator crítico estável; Isso limita a quantidade de actinídeos menores que podem ser destruídos em um reator crítico. Como conseqüência, é importante que a matriz escolhida permita ao reator manter a proporção de núcleos físsil e não físseis altos, pois isso permite destruir os actinídeos de longa duração com segurança. Por outro lado, a potência de um reator subcrítico é limitada pela intensidade do acelerador de partículas de acionamento e, portanto, não precisa conter nenhum urânio ou plutônio. Nesse sistema, pode ser preferível ter uma matriz inerte que não produz isótopos adicionais de longa duração. Ter uma baixa fração de nêutrons tardios não apenas não é um problema em um reator subcrítico, mas pode ser um pouco vantajoso, pois a criticidade pode ser aproximada da unidade, enquanto ainda permanece subcrítica.

Actinides em uma matriz inerte

Os actinídeos serão misturados com um metal que não formará mais actinídeos; Por exemplo, uma liga de actinídeos em um sólido como a zircônia poderia ser usada.

A razão de ser da iniciativa para combustível de matriz inerte (FMI) é contribuir com estudos de pesquisa e desenvolvimento sobre combustíveis de matriz inerte que podem ser usados para utilizar, reduzir e descartar o plutônio de reator de água e água leve excessos. Além do plutônio, as quantidades de actinídeos menores também estão aumentando. Esses actinídeos devem ser, consequentemente, descartados de maneira segura, ecológica e econômica. A estratégia promissora que consiste em utilizar o plutônio e os pequenos actinídeos usando uma abordagem de combustível única nos reatores comerciais de energia nuclear existente, por exemplo Os reatores de água leves, europeus, russos ou japoneses (LWR), reatores de água pesada pressionados canadenses, ou em futuras unidades de transmutação, foram enfatizadas desde o início da iniciativa. A abordagem, que utiliza o combustível de matriz inerte agora é estudada por vários grupos do mundo. Esta opção tem a vantagem de reduzir as quantidades de plutônio e o conteúdo potencialmente pequeno do actinídeo antes do descarte geológico. A segunda opção é baseada no uso de uma lixiviação de combustível sem urânio para reprocessamento e seguindo uma estratégia de várias reciclagens. Nos dois casos, o material avançado de combustível produz energia enquanto consome plutônio ou os pequenos actinídeos. Este material deve, no entanto, ser robusto. O material selecionado deve ser o resultado de um estudo cuidadoso do sistema, incluindo matriz inerte - absorvente queimável - material físsil como componentes mínimos e com a adição de estabilizador. Isso produz uma solução sólida monofásica ou mais simplesmente se essa opção não for selecionada um componente de matriz inerte composta. Nos estudos de triagem, os elementos pré-selecionados foram identificados como adequados. Nos anos 90, um FMI, uma vez através da estratégia, foi adotado, considerando as seguintes propriedades:

  • propriedades de nêutrons ou seja, seção transversal de baixa absorção, reatividade constante ideal, coeficiente Doppler adequado,
  • estabilidade de fase, inerte química e compatibilidade,
  • propriedades termofísicas aceitáveis, ou seja, capacidade de calor, condutividade térmica,
  • bom comportamento sob irradiação, ou seja, estabilidade de fase, inchaço mínimo,
  • retenção de produtos de fissão ou actinídeos residuais, e
  • propriedades ideais após a irradiação com insolubilidade por uma vez até então para fora.

Essa estratégia de uma vez em seguida, pode ser adaptada como um último ciclo após a multi-reciclagem se o rendimento da fissão não for grande o suficiente; nesse caso, a propriedade a seguir é necessária boas propriedades de lixiviação para reprocessamento e multi-reciclagem.

Actinídeos em uma matriz de tório

Após o bombardeio de nêutrons, o tório pode ser convertido em urânio-233. 233 u é físsil e tem uma seção transversal de fissão maior do que ambos 235 u e 238 u, e, portanto, é muito menos provável que produza Actinídeos mais altos através da captura de nêutrons.

Actinídeos em uma matriz de urânio

Se os actinídeos forem incorporados em uma matriz de urânio-metal ou óxido de urânio, é provável que a captura de nêutrons de 238 u gere um novo plutônio-239. Uma vantagem de misturar os actinídeos com urânio e plutônio é que as grandes seções transversais de fissão de 235 u e 239 pu para os nêutrons atrasados menos energéticos podem tornar a reação estável o suficiente para ser realizado em um reator rápido crítico, que provavelmente será mais barato e mais simples que um sistema acionado por acelerador.

Matriz mista

Também é possível criar uma matriz feita a partir de uma mistura dos materiais mencionados acima. Isso é mais comumente feito em reatores rápidos, onde se pode querer manter a taxa de criação de novo combustível alto o suficiente para continuar alimentando o reator, mas ainda assim baixo o suficiente para que os actinídeos gerados possam ser destruídos com segurança sem transportá -los para outro local. Uma maneira de fazer isso é usar combustível onde actinídeos e urânio são misturados com zircônio inerte, produzindo elementos de combustível com as propriedades desejadas.

Ciclo de urânio em modo renovável

Para cumprir as condições necessárias para um conceito de energia renovável nuclear, é preciso explorar uma combinação de processos que vão do front -end do ciclo de combustível nuclear para a produção de combustível e a conversão de energia usando combustíveis e reatores de fluidos específicos, conforme relatado Por Degueldre et al. (2019). A extração de urânio de um minério de fluido diluído, como a água do mar, foi estudada em vários países em todo o mundo. Essa extração deve ser realizada parcimoniosamente, como sugerido por Degueldre (2017). Uma taxa de extração de quilotons de U por ano ao longo de séculos não modificaria significativamente a concentração de urânio de equilíbrio nos oceanos (3,3 ppb). Esse equilíbrio resulta da entrada de 10 quilotons de U por ano pelas águas do rio e de sua eliminação no fundo do mar dos 1,37 exatons de água nos oceanos. Para uma extração de urânio renovável, o uso de um material específico de biomassa é sugerido para adsorver urânio e subsequentemente outros metais de transição. A carga de urânio na biomassa seria de cerca de 100 mg por kg. Após o tempo de contato, o material carregado seria seco e queimado (CO 2 Neutro) com conversão de calor em eletricidade. O urânio "queima" em um reator rápido de sal fundido ajuda a otimizar a conversão de energia, queimando todos os isótopos de actinídeos com um excelente rendimento para produzir uma quantidade máxima de energia térmica da fissão e convertê -lo em eletricidade. Essa otimização pode ser alcançada reduzindo a moderação e a concentração do produto de fissão no combustível/líquido de arrefecimento líquido. Esses efeitos podem ser alcançados usando uma quantidade máxima de actinídeos e uma quantidade mínima de elementos alcalinos/alcalinos alcalinos, produzindo um espectro de nêutrons mais duro. Nessas condições ideais, o consumo de urânio natural seria de 7 toneladas por ano e por gigawatt (GW) de eletricidade produzida. O acoplamento da extração de urânio do mar e sua utilização ideal em um reator rápido de sal fundido devem permitir que a energia nuclear obtenha a etiqueta renovável. Além disso, a quantidade de água do mar usada por uma usina nuclear para resfriar o último fluido do líquido de arrefecimento e a turbina seria de ~ 2,1 giga toneladas por ano para um reator de sal fundido rápido, correspondendo a 7 toneladas de extraídas de urânio naturais por ano. Essa prática justifica o rótulo renovável.

Ciclo de Thorium

No ciclo de combustível do tório, o tório-232 absorve um nêutron em um reator rápido ou térmico. O beta de tório-233 decai para Protactinium-233 e depois para o urânio-233, que por sua vez é usado como combustível. Portanto, como o urânio-238, o tório-232 é um material fértil.

Depois de iniciar o reator com o U-233 existente ou algum outro material físsil, como U-235 ou PU-239, um ciclo de reprodução semelhante, mas mais eficiente do que o U-238 e o plutônio, pode ser criado. O TH-232 absorve um nêutron para se tornar TH-233, que rapidamente decai em Protactinium-233. O Protactinium-233, por sua vez, decai com uma meia-vida de 27 dias para o U-233. Em alguns projetos de reator de sal derretido, o PA-233 é extraído e protegido dos nêutrons (que pode transformá-lo em PA-234 e depois para o U-234), até que ele se deteriorasse para o U-233. Isso é feito para melhorar a taxa de criação, que é baixa em comparação com os reatores rápidos.

O tório é pelo menos 4-5 vezes de natureza abundante do que todos os isótopos de urânio combinados; O tório está de maneira bastante uniforme pela Terra, com muitos países com enormes suprimentos; A preparação do combustível de tório não requer processos de enriquecimento difíceis e caros; O ciclo de combustível do tório cria principalmente urânio-233 contaminado com urânio-232, o que dificulta o uso em uma arma nuclear normal e pré-montada, que é estável por longos períodos de tempo (infelizmente as desvantagens são muito mais baixas para armas de uso imediato ou onde final a montagem ocorre imediatamente antes do tempo de uso); A eliminação de pelo menos a porção transurânica do problema de resíduos nucleares é possível em MSR e outros projetos de reatores de criador.

Um dos primeiros esforços para usar um ciclo de combustível de tório ocorreu no Laboratório Nacional de Oak Ridge na década de 1960. Um reator experimental foi construído com base na tecnologia de reator de sal fundido para estudar a viabilidade de tal abordagem, usando o sal de fluoreto de tório mantido quente o suficiente para ser líquido, eliminando assim a necessidade de fabricar elementos de combustível. Esse esforço culminou no experimento do reator de sal fundido que usou 232 como material fértil e 233 u como combustível físsil. Devido à falta de financiamento, o programa MSR foi descontinuado em 1976.

O tório foi usado pela primeira vez comercialmente no reator da Unidade 1 da Indian Point, que começou a operação em 1962. O custo de recuperação do U-233 do combustível usado foi considerado não econômico, uma vez que menos de 1% do tório foi convertido para U-233 . O proprietário da planta mudou para combustível de urânio, que foi usado até que o reator fosse permanentemente fechado em 1974.

Actividade industrial actual

Atualmente, os únicos isótopos usados como combustível nuclear são urânio-235 (U-235), urânio-238 (U-238) e plutônio-239, embora o ciclo de combustível de tório proposto tenha vantagens. Alguns reatores modernos, com pequenas modificações, podem usar tório. O tório é aproximadamente três vezes mais abundante na crosta terrestre que o urânio (e 550 vezes mais abundante que o urânio-235). Houve pouca exploração para os recursos do tório e, portanto, as reservas comprovadas são comparativamente pequenas. O tório é mais abundante que o urânio em alguns países, principalmente a Índia. O principal mineral do tório, o monazita é atualmente de interesse devido ao seu conteúdo de elementos de terras raras e a maior parte do tório é simplesmente despejada em dicas de despojos semelhantes aos rejeitos de mina de urânio. Como a mineração de elementos de terras raras ocorre principalmente na China e como não está associado à consciência pública ao ciclo de combustível nuclear, os rejeitos de minas contendo tório - apesar de sua radioatividade - não são comumente vistos como um problema de resíduos nucleares e não são tratados como tal por reguladores.

Praticamente todos os reatores de água pesada e alguns reatores moderados por grafite podem usar urânio natural, mas a grande maioria dos reatores do mundo exige urânio enriquecido, no qual a proporção de U-235 para U-238 é aumentou. Nos reatores civis, o enriquecimento é aumentado para 3-5% U-235 e 95% U-238, mas nos reatores navais há até 93% U-235. O teor de físsil no combustível gasto da maioria dos reatores de água leve é alta o suficiente para permitir seu uso como combustível para os reatores capazes de usar combustível natural à base de urânio. No entanto, isso exigiria pelo menos reprocessamento mecânico e/ou térmico (formando o combustível usado em um novo conjunto de combustível) e, portanto, não está atualmente amplamente feito.

O termo combustível nuclear normalmente não é usado em relação à potência de fusão, que funde isótopos de hidrogênio em hélio para liberar energia.

Ver também

  • Buraco de perfuração horizontal
  • Repositório Geológico profundo
  • Buraco profundo

Referências

  1. ^ «Why Nuclear – Generation Atomic» (em inglês). 26 de janeiro de 2021. Retrieved 27 de Junho, 2021.
  2. ^ «Nuclear Waste May Get A Second Life» (em inglês). NPR.org. Retrieved 27 de Junho, 2021.
  3. ↑ a b Hore-Lacy, Ian (2016). Urânio para energia nuclear: recursos, mineração e transformação para combustível. Woodhead Publishing série em energia. Duxford, Reino Unido: Woodhead Publishing é uma marca de Elsevier. ISBN 978-0-08-100307-7.
  4. ^ Edwards, C. R.; Oliver, A. J. (Setembro de 2000). «Uranium processing: A review of current methods and technology» (em inglês). JOM. 52 (9): 12–20. Bibcode:2000JOM....52i..12E. doi:10.1007/s11837-000-0181-2. ISSN 1047-4838.
  5. ^ Karpius, Peter (2 de fevereiro de 2017). Mineração e fresagem de urânio (Relatório). Escritório de Informação Científica e Técnica (OSTI). doi:10.2172/1342847.
  6. ^ Jornal Mundial da Medicina Nuclear. 18. (4). Outubro 2019. - Sim.10.1055/s-012-53210. ISSN 1450-1147 http://dx.doi.org/10.1055/s-012-53210. {{cite journal}}: Falta ou vazio |title= (ajuda)
  7. ^ Hore-Lacy, Ian, ed. (2016). Urânio para energia nuclear: recursos, mineração e transformação para combustível. Série de publicação Woodhead em energia. Waltham, MA: Elsevier. ISBN 978-0-08-100307-7.
  8. ^ "Quanto hexafluoreto de urânio empobrecido é armazenado nos Estados Unidos?". Rede de informações de gestão de UF6 esgotada. Arquivado do original em 23 de dezembro de 2007. Retrieved 15 de Janeiro, 2008.
  9. ^ "Guia de Energia Nuclear Susquehanna" (PDF). PPL Corporation. Arquivado do original (PDF) em 29 de novembro de 2007. Retrieved 15 de Janeiro, 2008.
  10. ^ «Nuclear Fuel Cycle | World Nuclear Transport Institute» (em inglês). Wnti.co.uk. Retrieved 20 de Abril, 2013.
  11. ^ Greene, Sherrell; Medford, James; Macy, Sharon (9 de agosto de 2013). Dados da casca de armazenamento e transporte para combustível nuclear comercial usado (Relatório). Escritório de Informação Científica e Técnica (OSTI). doi:10.2172/1553317.
  12. ^ Um bom relatório sobre a microestrutura de combustível usado é Lucuta PG et al. (1991) J Materiais Nucleares 178:48-60
  13. ^ V.V. Rondinella VV et al. (2000) Radiochimica Acta 88:527–531
  14. ^ Para uma revisão da corrosão do dióxido de urânio em uma loja de resíduos que explica grande parte da química, consulte Shoesmith DW (2000) J Materiais Nucleares 282:1–31
  15. ^ Miserável F et al. (2001) J Materiais Nucleares 298:280–290
  16. ^ Mais leitura sobre interações de revestimento de combustível: Tanaka K. et al. (2006) J Materiais Nucleares 357:58–68
  17. ^ P. Soudek, Š. Valenová, Z. Vavříková e T. Vaněk, Revista de Radioatividade Ambiental, 2006, 88, 236–250
  18. ^ Procedimentos de Avaliação Genéricos para Determinação de Ações Protetivas Durante um Acidente Reactor, IAEA-TECDOC-955, 1997, p. 169
  19. ^ Procedimentos Genéricos de Avaliação para Determinação de Ações Protetivas Durante um Acidente Reactor, IAEA-TECDOC-955, 1997, p. 173
  20. ^ Procedimentos de Avaliação Genéricos para Determinação de Ações Protetivas Durante um Acidente Reactor, IAEA-TECDOC-955, 1997, p. 171
  21. ^ A. Preston, J.W.R. Dutton e B.R. Harvey, Natureza, 1968, 218, 689–690.
  22. ^ «Russia's Nuclear Fuel Cycle | Russian Nuclear Fuel Cycle - World Nuclear Association» (em inglês).
  23. ^ Baetslé, L.H.; De Raedt, Ch. (1997). «Limitações de recicla de actinida e consequências do ciclo de combustível: uma análise global Parte 1: Análise global do ciclo de combustível». Engenharia Nuclear e Design. 168 (1–3): 191–201. doi:10.1016/S0029-5493(96)01374-X. ISSN 0029-5493.
  24. ^ Mais radium (elemento 88). Embora na verdade um subactinide, precede imediatamente o actinium (89) e segue uma lacuna de três elementos da instabilidade após o polônio (84) onde nenhum nuclides tem meia vida de pelo menos quatro anos (o nuclide mais longo no fosso é radon-222 com uma meia vida de menos de quatro anos. dias). O isótopo vivo mais longo de Radium, a 1.600 anos, merece assim a inclusão do elemento aqui.
  25. ^ Especificamente da fissão de nêutrons térmicos de urânio-235, por exemplo, em um reator nuclear típico.
  26. ^ Milsted, J.; Friedman, A. M.; Stevens, C. M. (1965). «The alpha half-life of berkelium-247; a new long-lived isomer of berkelium-248» (em inglês). Física nuclear. 71 (2): 299. Bibcode:1965 NucPh..71..299M. doi:10.1016/0029-5582(65)90719-4.
    "As análises isotópicas revelaram uma espécie de massa 248 em abundância constante em três amostras analisadas durante um período de cerca de 10 meses. Isto foi atribuído a um isômero de Bk248 com meia-vida superior a 9 anos. Sem crescimento de Cf248 foi detectado, e um limite menor para o β- Sim. meia-vida pode ser definida em cerca de 104 [anos]. Nenhuma atividade alfa atribuível ao novo isômero foi detectada; a meia-vida alfa provavelmente é superior a 300 [anos]."
  27. ^ Este é o nuclide mais pesado com uma meia-vida de pelo menos quatro anos antes do "mar de instabilidade".
  28. ^ Excluindo os nuclides "classicamente estáveis" com meia-vida significativamente em excesso de 232Th; por exemplo, enquanto 113Cd tem uma meia-vida de apenas catorze anos, a de 113O Cd tem oito anos de quadrilão.
  29. ^ M. I. Ojovan, W.E. Lee. An Introduction to Nuclear Waste Immobilisation, Elsevier Science Publishers B.V., ISBN 0-08-044462-8, Amsterdam, 315 pp. (2005).
  30. ^ Conca, James (31 de janeiro de 2019). "Podemos perfurar um buraco profundo o suficiente para nosso lixo nuclear?". Forbes.
  31. ^ Muller, Richard A.; Finsterle, Stefan; Grimsich, John; Baltzer, Rod; Muller, Elizabeth A.; Reitor, James W.; Payer, Joe; Apps, John (29 de maio de 2019). «Disposal of High-Level Nuclear Waste in Deep Horizontal Drillholes» (em inglês). Energias. 12 (11): 2052.10.3390/en12112052.
  32. ^ Mallants, Dirk; Travis, Karl; Chapman, Neil; Brady, Patrick V.; Griffiths, Hefin (14 de fevereiro de 2020). «The State of the Science and Technology in Deep Borehole Disposal of Nuclear Waste» (em inglês). Energias. 13 (4): 833.10.3390/en13040833.
  33. ^ Harvey, L.D. (2010). Energia e Nova Realidade 2: Fonte de Energia sem Carbono – seção 8.4. Terrascan. ISBN 978-1849710732.
  34. ^ Dyck, Peter; Crijns, Martin J. "Management of Spent Fuel at Nuclear Power Plants". Boletim da AIEA. Arquivado do original em 10 de dezembro de 2007. Retrieved 15 de Janeiro, 2008.
  35. ^ Arquivado em Ghostarchive and the Wayback Machine: «Historical vídeo about the Integral Fast Reactor (IFR) concept» (em inglês). Engenharia Nuclear em Argonne.
  36. ^ «Nuclear Fuel Fabrication - World Nuclear Association» (em inglês).
  37. ^ «REMIX fuel pilot testing begin at Balakovo reactor - World Nuclear News» (em inglês).
  38. ^ Warin D.; Konings R.J.M; Haas D.; Maritin P.; Bonnerot J-M.; Vambenepe G.; Schram R.P.C.; Kuijper J.C.; Bakker K.; Conrad R. (outubro de 2002). "A Preparação do EFTTRA-T5 Americium Transmutation Experiment" (PDF). Sétima Reunião de Intercâmbio de Informação sobre Actinide e Fission Particionamento e Transmutação de Produto. Retrieved 15 de Janeiro, 2008.
  39. ^ Gudowski, W. (Agosto de 2000). «Why Accelerator-Driven Transmutation of Wastes Enables Future Nuclear Power?» (em inglês). (PDF). XX Conferência Internacional de Linac. Arquivado do original (PDF) em 29 de novembro de 2007. Retrieved 15 de Janeiro, 2008.
  40. ^ Heighway, E. A. (1 de julho de 1994). Uma visão geral da tecnologia de transmutação orientada por aceleradores (PDF). Reunião de grupo do usuário do LAMPF. Washington, DC. Retrieved 15 de Janeiro, 2008.
  41. ^ "Acelerator-driven Systems (ADS) and Fast Reactors (FR) in Advanced Nuclear Fuel Cycles" (em inglês) (PDF). Agência de Energia Nuclear. Retrieved 15 de Janeiro, 2008.
  42. ^ Brolly Á.; Vértes P. (março de 2005). "Conceito de um acelerador eletron de pequena escala Driven System for Nuclear Waste Transmutation Part 2. Investigação de queimadura" (PDF). Retrieved 15 de Janeiro, 2008.
  43. ^ C. Degueldre, J.-M. Paratte (Eds.), J. Nucl. Mater. 274 (1999) 1.
  44. ^ C. Degueldre, J. Porta (Eds.), Prog. Nucl. Energia 38 (2001) 221.
  45. ^ Hj. Matzke, V. Rondinella, Th. Wiss, J. Nucl. Mater. 274 (1999) 47
  46. ^ C. Degueldre, U. Kasemeyer, F. Botta, G. Ledergerber, Proc. Mater. Res. Soc. 412 (1996) 15.
  47. ^ H. Kleykamps, J. Nucl. Mater 275 (1999) 1
  48. ^ J.L. Kloosterman, P.M.G. Damen, J. Nucl. Mater. 274 (1999) 112.
  49. ^ N. Nitani, T. Yamashita, T. Matsuda, S. I. Kobayashi, T. Ohmichi, J. Nucl. Mater. 274 (1999) 15
  50. ^ R.A. Verall, M.D. Vlajic, V.D. Krstic, J. Nucl. Mater. 274 (1999) 54.
  51. ^ C. Degueldre, M. Pouchon, M. Dobeli, K. Sickafus, K. € Hojou, G. Ledergerber, S. Abolhassani-Dadras, J. Nucl. Mater. 289 (2001) 115
  52. ^ L.M. Wang, S. Zhu, S.X. Wang, R.C. Ewing, N. Boucharat, A. Fernandez, Hj. Matzke, Prog. Nucl. Energia 38 (2001) 295
  53. ^ M.A. Pouchon, E. Curtis, C. Degueldre, L. Tobler, Prog. Energia 38 (2001) 443
  54. ^ J.P. Coulon, R. Allonce, A. Filly, F. Chartier, M. Salmon, M. Trabant, Prog. Energia 38 (2001) 431
  55. ^ Claude Degueldre, Richard James Dawson, Vesna Najdanovic-Visak Ciclo de combustível nuclear, com um minério líquido e combustível: para energia renovável, Energia Sustentável e Combustíveis 3 (2019) 1693-1700. http://doi.org/10.1039/C8SE00610E
  56. ^ Claude Degueldre, Urânio como um renovável para a energia nuclear, Progress in Nuclear Energy, 94 (2017) 174-186. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2016.03.031
  57. ↑ a b Ver ciclo de combustível de tório
  58. ^ Veja A ocorrência de Tórium para discussão de abundância.
  59. ^ "Reactores de Thorium: Seus Backers Overstate the Benefits" (PDF). Retrieved 8 de Março 2021.,
  60. ^ Chidambaram R. (1997). «Towards an Energy Independent Índia» (em inglês). Nu-Power. Nuclear Power Corporation da Índia Limited. Arquivado do original em 17 de dezembro de 2007. Retrieved 15 de Janeiro, 2008.
  • Instituto Mundial dos Transportes Nucleares
Más resultados...
Te puede interesar
Tamaño del texto:
  • Copiar
  • Editar
  • Resumir
undoredo
format_boldformat_italicformat_underlinedstrikethrough_ssuperscriptsubscriptlink
save
cancelcheck_circle