Metodologías avanzadas para recuperar la energía del … · Av. Flux Intensity (n/cm2/s)...
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Curso de Verano U. Politécnica de Madrid: 12-13 Julio 2010 @ La Granja Metodologías avanzadas para recuperar la energía del combustible usado Enrique M. González-Romero Centro de Energías Medioambientales y Tecnológicas (CIEMAT) Retos de la Energía Nuclear en el Modelo Energético de España
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Curso de Verano U. Politécnica de Madrid:12-13 Julio 2010 @ La Granja
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
Enrique M. González-Romero
Centro de Energías Medioambientales y Tecnológicas
(CIEMAT)
Retos de la Energía Nuclear en
el Modelo Energético de España
Introducción
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
Combustible usado y residuos radiactivos de Alta
Actividad: un problema muy complejo pero con soluciones
AGP
> 5
00m
pro
fundid
ad
Pis
cin
as
AT
I
ATC
Durante todo el proceso hasta
el AGP los residuos
permanecen confinados y
supervisados sin contaminar
el Medio Ambiente ni poner
en peligro a las personas
- Soluciones definitivas directas: AGP ?
- Aprovechar su energía ?
- Reducir sus riesgos a largo plazo?
- Todo lo anterior de forma sostenible?
El ATC nos proporciona el tiempo para
optimizar la gestión definitiva:
- Estudiar métodos de reutilización y
reducción
- Desarrollar y ensayar su tecnología
- Establecer políticas y consenso social
- Identificar emplazamientos
Tecnología
disponible / en desarrollo
Tecnología
disponible
Reciclado y/o
Transmutación
Gran esfuerzo internacional de I+D en nuevas tecnologías del ciclo de combustible:
Mejorar la gestión de los residuos radiactivos, afrontar el renacimiento nuclear
(optimización de los recursos naturales, acumulación de residuos, nuevos países)
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
Proyectos del 4PM, 5PM, 6PM y 7PM de EURATOMPDS-XADS, RED-IMPACT, EUROTRANS, EUROPART,
ACCEPT, CDT, CP-ESFR, LEADER, …
Grupos de expertos de la NEA/OCDEWPFC,…
Grupos de expertos de la OIEAINPRO (GAINS,…)
Generación IVGIF
SNE-TPPlataforma Tecnológica para la Energía Nuclear Sostenible:
Vision, SRA, DS
Iniciativas nacionales Francia, Japón, EEUU, Rusia, …
ENRESA, CEIDEN
Solución definitiva
Competitiva en cada etapa
Segura en cada momento
Sostenible a largo plazo
- Opt. uso recursos naturales
- Minim. Residuos finales
- Minim. Impacto ambiental
- Minim. Riesgo proliferación
Varias etapas sucesivas y
complementarias:
- Tecnología segura y
competitiva en cada etapa
- Balance óptimo entre etapas
Aunque cada país, podrá optar por soluciones individuales, a nivel global para
extender el uso de la energía nuclear a más países y mantener su operación
hasta el final del siglo será necesario reutilizar el combustible usado.
¿Qué hay en los Combustibles irradiados?
Componentes muy heterogéneas:
la mayor parte del calor y la actividad en un 7% de la masa y
la mayor parte del volumen y masa de baja actividad,
algunos isótopos con potencial energético en función tecnología
n+ 238U
Pu, Np, Am, Cm,…El 1.5% son transuránicos
Vida larga, mucho calor, y
radiotoxicidad.239Pu potencial energético
n+ 235U
Fragmentos de FissionEl 5%, vida corta <30 años
(con excep.),
mucho calor y actividad.
n+ Mat. Estruct.
Materiales activadosGran volumen y masa pero
poca actividad.
Uranio (238U)Gran volumen y masa pero
poca actividad.
Potencial energético R.Rap.
0
0.2
0.4
0.6
0.8
1
0 50 100 150 200
Desintegración
exponencial de
fragmentos de
fisión
años
Dividir
Reciclar (Transmutar)
Repetir el ciclo
Una solución adaptada a cada tipo de residuo:
Uranio: Poco radiactivo
Posible almacenamiento cerca de la superficie.
o ser reutilizado en combustibles nucleares
Fragmentos de Fisión: Muy radiactivos vida corta (30
años)
Dejarlos decaer en un almacenamiento bien
protegido cerca de la superficie.
Actínidos transuránicos: Muy radiactivos, vidas muy
largas y fisionables
Eliminar la mayor parte convirtiéndolos en
materiales menos rad. o de vidas más cortas
Fisionamos los Actínidos transuránicos en dispositivos
especiales (ADS) o en reactores nucleares especiales
Energía + Fragmentos de Fisión (vida corta)
Repetir la división y reciclado hasta eliminar el 99% de los isótopos conflictivos y aprovechar
su energía.
El 1% restante al almacenamiento geológico (reducir el problema a otro 100 veces menor)
Reciclado (Separación y Transmutación) de
Combustibles Usados a Energía
0
10
20
30
40
50
60
70
80
90
100
Separación
(Química)
Com
bustib
le U
sado
U +
Otr
os r
es.
media
y b
aja
activ.
Residuos FF
alta actividadActinidos TRU
Pu, Am, Cm, ...
Fast Spectrum Transmutation Scheme
Present in nuclear wastes Thermal and Fast Fission
Medium Half-Life (<100 años) Fast Fissión
Short Half-Life (< 30 dias) Low Fission Cross Section
High A actinides
Av. Flux Intensity (n/cm2/s)
3,00E+15
Cm242 Cm243 Cm244 Cm245 Cm246 Cm247Second 1 Time Unit a / SF a / EC/ SF a / SF a / SF a / SF a
Hour 3600 31570560 100 / 6.2E-6 9 9 .7 /0 .2 9 / 5 .3 E- 9 100 / 1.35E-4 100 / 6.1E-7 100 / 3E-2 100
Day 86400 0,446 29,068 18,080 8490,695 4724,813 15582935,494
Year 3E+07 18,130 2,798 6,257 2,922 16,459
64,7% 8,0% 65,2% 11,4% 44,6%
Am241 Am242 Am242m Am243 Am244a / SF b- / EC IT / a / SF a / SF b- / EC
100 / 3.77E-10 82.7 / 17.3 9 9 .5 /0 .4 6 /1 E- 3 100 / 3.7E-9 100 / 4E-2
432,225 0,002 140,846 7361,922 0,001
3,652 17,792 1,844 4,892
44% : 44% 13,1% 8,4% 87,0%
Pu238 Pu239 Pu240 Pu241 Pu242 Pu243a / SF a / SF a / SF b- / a a / SF b-
100 / 1.9E-7 100 / 3.1E-10 100 / 5.7E-6 100 / 2.45E-3 100 / 5.5E-4 100
87,644 24083,608 6556,805 14,334 372891,707 0,001
4,220 3,477 9,033 2,688 11,354 6,775
37,5% 19,4% 54,8% 14,2% 61,1% 30,6%
Np237 Np238 Np239 Pu239 Symbol & Mass
a / SF b- b- a / SF Decay modes
100 / 2E-12 100 100 100 / 3.1E-10 Branching ratios
2137656,095 0,006 0,006 24083,608 Half-Life
4,332 15,928 3,477 Absorption-Half-Life
81,5% 13,1% 19,4% (n,g)/absoption
TRU Transmutation Scheme
Fast Spectrum
Ln(2)/(sf)
2040 2050
ADS
Dedicated
waste
manageme
nt
Pu
inventory
stabilization
ADS
Shipping port
Dresden, Fermi I
Magnox
Primeros prototipode reactores Reactores comerciales
de generación de energía
Generación I
Generación II
Generación III
LWR avanzados
LWR-PWR, BWR
CANDU
AGR
ABWR
Sistema 80+
Generación III+ADS
Diseños evolutivos que ofrecen mejoras económicas a corto plazo
Gestión especializada de residuos
Estabilización del inventario de Pu
Muy económico
Mayor seguridad
Residuos mínimos
Resistente a la proliferación
Generación IV
Evolución de las tecnologías de reactores
Las distintas tecnologías de reactores, los sistemas de separación
química, y las condiciones económicas ofrecerán progresivamente
nuevas oportunidades para reducir la cantidad de residuos de alta
actividad y aprovechar su energía como nuevos combustibles.
Mejora de:
- seguridad,
- eficiencia y
- economía
+ Reducción
residuos
radiactivos de
Alta Actividad
+ Mejora
Aprovecham.
Rec. naturales
(U,Th)
Aumento de la Sostenibilidad
El combustible usado hoy:
un residuo radiactivo con
Soluciones seguras
Etapas de evolución del ciclo de
combustible
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
Reutilización (parcial) del plutonio
hoy: Más energía y menos
residuos
(Separar (PUREX) + Fabricar MOX + Reactor Actual)
Etapas de evolución del ciclo de
combustible
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
El Pu239 es fisil como el U235, la energía de fisión es la misma que para el U235, sus
residuos parecidos y emite bastantes neutrones para mantener la cadena de fisiones. Esto
permite fabricar combustible con Uranio natural o con los restos del enriquecimiento
actual (empobrecido) más plutonio en vez de usar U enriquecido.
El Pu239, aparece mezclado con Pu238, Pu240 y Pu242, que en espectro térmico, no son
fisiles sino muy absorbentes y además generan una importante emisión de neutrones. En la
proporción en que aparecen en los combustibles usados de los reactores actuales, impiden
el uso de ese Pu para hacer bombas (se necesita Pu239 casi puro).
Como solo hay un 1% de Pu/U y se necesita aproximadamente un 8-10% hay que separarlo
(reprocesarlo) y volver a mezclarlo con U en la proporción adecuada. Se desechan los
venenos neutrónicos y materiales que dificultan el uso del combustible (fragmentos de
fisión). Esto se hace/se ha hecho de forma comercial en la Hague en Francia (para F, B, D,
CH, Nt y Japón) desde hace más de 20 años (1976).
Transuránicos en el comb. Irradiado de LWR
Fisión en Pu239
En térmico
1000 b Isotopía ej. (metal pesado)
Pu238 0.02% : Am241 0.08%
Pu239 0.59% : Am242m 2.10-4%
Pu240 0.26% : Am243 0.01%
Pu241 0.07% : Cm243 4.10-5%
Pu242 0.06% : Cm244 3.10-3%
Np237 0.07% : Cm245 2.10-4%
Descarga
Comb. Usado
Almacén
Piscina
Troceado y
Disolución
Cementado
RSAA Tratamiento
Sólidos
Tratamiento
Líquidos
Tratamiento
Gases
ExtracciónProducto
Nitrato de U
Concentración
FF+ Almacén T
Separación
U/Pu
Reducción de
Pu
Producto
PuO2Vitrificación
Efluentes
Comb.
Usado
Pro
ceso P
ure
x
U Almacén o MOX
Pu MOX
Np, Am,
Cm, F.F.
Vidrios de
residuos
Uext
Reprocesado PUREX. Separación comercial de U, Pu en La Hague (F)
Plantas de reprocesado en el mundo
Ciclo abiertoCiclo abierto con
reutilización de Pu
Ciclo abierto con
reutilización de Pu en
reactores térmicos
Aumenta el aprovechamiento
de la energía hasta en un
30%, reduce ligeramente
(10%) los residuos.
Tecnología MOX disponible
y probada. Se realiza de forma
habitual en varios países.
Limite a la fracción de MOX
en el núcleo por degradación
de seguridad (absorción en
Pu240). Los reactores de tipo
EPR podrán usar MOX en todo el
núcleo.
Dificultad para repetir el
reciclado por degradación del
vector isotópico de Pu.
Problemas neutrónicos, en el
reprocesado, y en los residuos
finales. R. Rápido
U empobrecido
o natural
RAA
U, Pu
Reutilización total del plutonio
Reactores rápidos reproductores:
Mucha más energía y menos
residuos a medio plazo
Etapas de evolución del ciclo de
combustible
Los residuos radiactivos:
combustible para miles de años
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
Un creciente número de países que consideran la
introducción o expansión de la potencia nuclear
Los organismos internacionales (AIE, NEA/OCDE, OIEA), incluyendo el IPCC,
prevén escenarios para 2030 – 2050 con un incremento de la energía nuclear y
coinciden en que será necesario mantener o incrementar la potencia nuclear
instalada para limitar las emisiones de gases de efecto invernadero:
Ahorro/Reciclado de Combustible (Uranio)
Reactores rápidos reproductores (o iso-generadores)
Mejorar la economía neutrónica para, según se quema Pu en el núcleo,
regenerar nuevo Pu fisil a partir del U238 (en los blancos periféricos), y
además mejorar la relación fisión/captura para limitar el crecimiento de
transuránicos.
Pu239/U238 Equilibrio espectro Térmico: 0.5% / Rápido: 12%
h R T
U233 2.3 2.3
U235 1.9 2.1
Pu239 2.3 2.1
Neutrones de fisión por absorción
Permiten usar todo el Uranio, no solo el U235, para producir energía (factor
30-50 en la energía por unidad de masa de U extraída de la mina) minimizando
las emisiones de Radon y otros residuos de la minería del U.
Reactores rápidos reproductores (o iso-generadores)
Para evitar la moderación hay que eliminar el grafito y el agua del reactor. Se han propuesto
dos tipos de refrigerantes: Metales líquidos (Sodio y aleaciones de plomo) y gases (He, CO2).
En el caso de metales líquidos se han diseñado reactores de tipo piscina y basados en un
circuito canalizado del refrigerante. La mayor experiencia a nivel mundial está en los reactores
rápidos refrigerados por Sodio.
Phénix (Francia)
World Nuclear Associationhttp://www.world-nuclear.org/info/inf98.html
18 Reactores Rápidos
390 reactor*años de experiencia
Desalación
Joyo (Japón)BN-350 (Kazakhstan)
Phénix (Francia)
BN-600 (Beloyarsk
Rusia):
Factor de carga: 75%
Eficiencia: 43%
Más de 20 años
efectivos de operación
Experiencia en reactores rápidos
Desde 1996
50MWe y
45000 l de
agua
destilada al
día
BN-600 factor de
carga 1980-2002
(1998 reparación de
un gran componente).
Experiencia operativa
de Phenix
entre 1974 y 2001
Generación de Pu desde el U238
Multireciclado de Pu
( y eventualmente de A.M.)
Reactores rápidos y
Multireciclado de Pu
Se aprovecha todo el U238
multiplicando por 30-50 la
energía extraída.
Si solo se recicla el Pu se
reducen los residuos de alta
actividad y vida larga por 10.
En los RR de sodio el
contenido en A.M. (Am) está
limitado (<5%) por los
parámetros de seguridad.
Tecnología ensayada o
disponible pero mejorable.
Con los precios actuales del U
enriquecido, del reprocesado y
de los reactores rápidos no son
competitivos con los reactores
actuales, pero probablemente lo
serán en el futuro.
U235/U238
=0.7% (nat)
U empobrecido
o natural
Pu, U
RAA
FF+A.M.
RAA
FF+A.M.
Pu, U
Generación de Pu desde el U238
Multireciclado de Pu
( y de actínidos minoritarios
Reactores rápidos y
Multireciclado de Pu
Se aprovecha todo el U238
multiplicando por 30-50 la
energía extraída.
Si solo se recicla el Pu se
reducen los residuos de alta
actividad y vida larga por 10.
Si se también se reciclan los
A.M. se gana un factor 100.
En los RR de sodio el contenido
en A.M. (Am) está limitado (<5%)
por los parámetros de seguridad.
Tecnología ensayada o disponible
pero mejorable.
Con los precios actuales del U
enriquecido, del reprocesado y
de los reactores rápidos no son
competitivos con los reactores
actuales, pero probablemente lo
serán en el futuro.
U235/U238
=0.7% (nat)
U empobrecido
o natural
Pu, U
RAA
RAA
Pu, U
+ A.M.
Pu, U +A.M.
FF+Perdidas
FF +
Perdidas
Reactores rápidos:Refrigerado por Sodio fundido
Refrigerado por (aleaciones de) Plomo fundido
Refrigerado por Gas (He)
Objetivos de Gen IV:
Sostenibilidad a largo plazo:Disponibilidad de combustible y minimización de residuos
Seguridad y Fiabilidad:Excelencia en seguridad, probabilidad y efectos mínimos
para el daño al núcleo, sin plan de emergencia exterior
Economía:Coste de generación competitivo y riesgo financiero
Resistencia a la proliferación y Protección física:Minimización del interés de proliferación y protección física
contra actos terroristas
Reactores rápidos de Gen IV =
Máximo aprovechamiento del los
recursos naturales (U,Th)
Sodio: ASTRID
7PM EU CP-ESFR
Plomo: ELSY
7PM EU 7PM EURATOM
LEADER, CDT, HeLiMnet
Gas: ALLEGRO
6 y 7PM EU ALLEGRO, GoFastR
Reactor Rápido de Sodio (la referencia actual)
1500 MWe Innovative SFR Pool Design [CEA]
Amplia experiencia operativa (>300 reactor-año de experiencia)
Demos o proyectos avanzados en Europa (F, D, UK), EEUU, Japón, Rusia, China
e India
Probada su viabilidad para producir energía a partir de combustibles MOX
(metálicos) de U y Pu. Limitaciones al contenido de Am en el combustible por su
efecto en los coeficientes de reactividad.
Un prototipo, ASTRID, propuesto por Francia para ser construido a partir de 2015.
Ventajas:
Compatibilidad con los aceros,
Eficiencia de refrigeración, Inercia
térmica, Seguridad intrínseca, Alta
densidad de potencia .
7PM EURATOM CP-ESFR: Mejorar:
Riesgos químicos del sodio,
coeficientes de reactividad por
vaciado, inspección en servicio,
reparaciones, limites al contenido de
Am, estrategias de transmutación de
Actínidos Minoritarios.
Reactor Rápido de Pb
ELSY [ELSY Consortium]
Como sistema refrigerado por un metal líquido comparte con el de sodio: la
Eficiencia de refrigeración, Inercia térmica, seguridad intrínseca y posibilidad
de utilizar alta densidad de potencia .
Ventajas adicionales
Menos problemas por vaciado de refrigerante, posibilidad de operar a
temperaturas mayores, alta temperatura de ebullición, espectro más rápido,
mejor compatibilidad con aire y agua.
Importantes avances gracias al proyecto
ELSY (6PM de EURATOM) tomado como
referencia por el GIF.
Planta piloto 2020(si seleccionada)
7PM EURATOM LEADER, CDT, HeLiMnet :
Mejorar el diseño del sistema y sus
componentes, Cualificación de la tecnológia
del plomo y de los materiales asociados,
desarrollo de nuevos combustibles,
incluyendo A.M.
Energía nuclear sostenible a
largo plazo:
Separación y Transmutación(utilizar todo el Pu y eliminar los Actínidos Minoritarios)
= Mucha más energía y muchos
menos residuos
Etapas de evolución del ciclo de
combustible
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
1) Gran flujo neutrónico y capacidad de extraer
(utilizar) mucha energía (fisiones) Reactor o
similar
2) Alta densidad potencia proporcional al ritmo de
Transmutación.
3) Concentración de Pu y A.M. suficientemente alta.
4) Bajo contenido en 238U (fuente de más residuos
de vida larga transuránicos).
5) Espectro neutrónico rápido:
Condiciones para el sistema transmutador
Neutrones de fisión
por absorción
• Suficientes neutrones para mantener la
cadena de fisiones (economía de neutrones)
Sección eficaz de fisión
• Todos los isótopos fisionan en cierto grado,
100
80
60
40
20
0
Probabilidad de fisión por neutrón absorbido
• Mejor razón de fisiones/captura
(Transmutación vs. Producción de más
residuos masa mayor),
• Menor sensibilidad a actínidos como
venenos neutrónicos.
¡¡Y por supuesto necesitamos separar los Transuránicos (Pu,AM) del U !!
Condiciones para el sistema transmutador
Hay 2 tipos de soluciones al problema:
1) Un gran número de reactores rápidos con pequeñas zonas dedicadas a
transmutación (países con mucha energía nuclear en el futuro)
Combustible típico: MOX con U (65-80%) + Pu (20-30%) + A.M. (3-5%) + …
2) Un pequeño número de sistemas dedicados a la transmutación intensiva.
Combustible típico: U (<<50%) + Resto con Pu (40-60%) + A.M. (40-60%)
Este tipo de sistemas presentan deficiencias de seguridad intrínseca al
aumentar el contenido en TRU:
Baja fracción de neutrones diferidos, Bajo efecto Doppler , Mal coeficiente
de huecos
Y necesitan gran flexibilidad de operación
Altos niveles de quemado por cada irradiación
Fuerte evolución de la reactividad del combustible con el quemado
Los transmutadores dedicados tienen que ser sistemas subcríticos rápidos
ADS: transmutadores especializados
50-100 MWth MYRRHA/XT-ADS
[SCK•CEN]
Los ADS, sistemas subcríticos de espectro rápido operados por acelerador,
funcionan en modo de seguimiento de la fuente externa en vez de estar auto-
estabilizados por las contrarreacciones térmicas.
Los ADS cuentan con la suficiente flexibilidad a coeficientes de reactividad
adversos e insensibilidad a pequeños cambios de reactividad para aceptar
combustibles dedicados a la transmutación con altos contenidos en Pu y A.M. y
bajo o nulo contenido de U.
Finalizando el proyecto IP-EUROTRANS (6PM-Euratom)
con los conceptos y tecnologías de los distintos
componentes de un ADS para la transmutación dedicada
7PM EURATOM CDTDiseño detallado de un demostrador Myrrha XT-ADS de
50-100 MW para ser instalado en SCK-CEN y operable
antes de 2020.
El proyecto Myrrha ha sido aprobado por el gobierno
belga en marzo de 2010. El sistema también servirá para
realizar irradiaciones de materiales de espectro rápido y
eventualmente como primer demostrador de LFR.
Conceptos de reprocesado avanzados
Plantas estandard en operación comercial en Francia (+Reino Unido y Rusia) y
en construcción o puesta a punto en Japón y EEUU.
Nuevos conceptos con variantes del PUREX para separar también los actínidos
minoritarios como el DIAMEX, SANEX, y para reducir los riesgos de
proliferación realizando extracción agrupada de actínidos como en GANEX o
coextracción de varios actínidos simultáneamente.
Para combustibles especialmente activos o calientes (térmicamente) que
aparecerán en reciclados múltiples de Pu y A.M. – e.g. En el ADS, se han
diseñado técnicas piro-metalúrgicas.
Ensayos de nuevas moléculas
orgánicas extractantes.
EURATOM: EUROPART+ ACSEPT y
FAIRFUEL: Validación y estudios a escala
preindustrial de técnicas hidro- y piro-
metalúrgicas avanzadas.
Patente UAM/CIEMAT
Procesos hidrometalúrgicos: separación de actínidos minoritarios
Proceso PUREX, realizado en la planta de ATALANTE
Proceso DIAMEX, realizado en el 2005 Proceso SANEX, realizado en el 2005
Proceso COEX
Diagrama de flujo de un proceso pirometalúrgicos
Oxide Fuel Mechanical treatment StackOff-Gas Treatment
KCl
LiCl
Salt Electro Cleaning
Cl2
Metallic waste
Gas FP storage
ElectrolyticReduction
Salt Removal
U/TRUProcessing
U/TRU Electrorefining
CathodeChlorination
Cl2AlCl3(2)
CathodeChlorination
Cl2
AlCl3 (1)
UCl6
AnClx
H2O (vap)
UO2
AnOx
H2+HCl (g)
H2O (vap)
Condenser
U:Pyrohydrolysis
An:Pyrohydrolysis
Metal Waste Treatment
Condenser
Salt treatment
Flux de déchets
Gaz
Métal
Sel+métal
Sel
Oxyde
Partial dissolution
AlCl3Al2O3
H2O (vap)
An:Pyrohydrolysis(1)+(2)AlCl3
Oxide Fuel Mechanical treatment StackOff-Gas Treatment
KCl
LiCl
Salt Electro Cleaning
Cl2
Metallic waste
Gas FP storage
ElectrolyticReductionElectrolyticReduction
Salt RemovalSalt Removal
U/TRUProcessing
U/TRU Electrorefining
CathodeChlorination
Cl2AlCl3(2)
CathodeChlorination
Cl2
AlCl3 (1)
UCl6
AnClx
H2O (vap)
UO2
AnOx
H2+HCl (g)
H2O (vap)
CondenserCondenserCondenser
U:PyrohydrolysisU:Pyrohydrolysis
An:PyrohydrolysisAn:Pyrohydrolysis
Metal Waste TreatmentMetal Waste TreatmentMetal Waste Treatment
CondenserCondenser
Salt treatment
Flux de déchets
Gaz
Métal
Sel+métal
Sel
Oxyde
Flux de déchets
Gaz
Métal
Sel+métal
Sel
Oxyde
Flux de déchets
Gaz
Métal
Sel+métal
Sel
Oxyde
Partial dissolution
AlCl3Al2O3
H2O (vap)
An:PyrohydrolysisAn:Pyrohydrolysis(1)+(2)AlCl3
Ciclo abierto actual
Reutilización del Pu (Actualmente se
hace en Francia, Japón,…)
Ciclo para minimizar los residuos radiactivos con Separación y
Transmutación de todos los actínidos, caso de mínima introducción de
nueva tecnología nuclear.
Pu, U
U empobrecido o natural
RAA
Reactor Térmico
FF+A.M.
FF+A.M.
Separación y
Transmutación de
Pu y Actínidos Minoritarios
Pu, U
U empobrecido o natural
RAA
Reactor Térmico
Ciclo para minimizar los residuos radiactivos con Separación y
Transmutación de todos los actínidos, caso de mínima introducción de
nueva tecnología nuclear.
FF+PerdidasPu, A.M.
Pu, A.M.
RAA
A.M.Pu, U
FF+Perdidas
FF+Perdidas
Ciclo sostenible con optimización de
recursos y rentabilidad en cada momento y
Separación y Transmutación de todos los
actínidos
Pu, A.M.
Pu, A.M.
RAA
A.M.
Pu, U
U empobrecido
o natural
RAA
Pu, U (A.M.)
Efectos de las tecnologías de
Separación y Transmutación
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
Efectos en el ciclo del combustible:
Estudios de la NEA + Red-Impact
A1
B1
B2
B3 A3
A2
Methodology of the scenario studies:
Scenario definition: Reactors
and other facilities
Mass flow
Isotopic Vectors
Waste Streams:
HLW, ILW,…
Heat, Radiotoxicity,
Radioactivity,
Repository Concept
R. Size/Capacity evaluation
Performance Assessment:
Doses
Vari
ants
& T
ime D
epend
en
t S
ce
na
rios
Waste Form: Packages
Methodology of the scenario studies:
Scenario definition: Reactors
and other facilities
Mass flow
Isotopic Vectors
Waste Streams:
HLW, ILW,…
Heat, Radiotoxicity,
Radioactivity,
Repository Concept
R. Size/Capacity evaluation
Performance Assessment:
Doses
Vari
ants
& T
ime D
epend
en
t S
ce
na
rios
Waste Form: Packages
Red-Impact NEA (2002+2006) + Red-Impact
Inventario y Radiotoxicidad
1,E-01
1,E+00
1,E+01
1,E+02
1,E+03
1,E+04
1,E+05
1,E+06
1,E+07U
Pu
NpAm
Cm
O-C
Pu burning
TRU burning in ADS
Double strata
TRU burning in FR
FR strategy
U
Pu
NpAm
Cm
Radiotoxicidad en función del tiempo e inventario final:
• Reducción 1/10 si solo se recicla el Pu 1/100 cuando se transmuta Pu+MA
• Contribución pequeña de los RMBA
• Reducción en los tiempos con mismo nivel de riesgo de un factor 1000 desde
200000 a 200 años.
1/100
1/1000
Incremento de energía:
X 1.1 a 1.3 reciclado simple de Pu
X 30-50 multi-reciclado de U y Pu
Factor de ganancia de energía por
unidad de masa de Uranio
extraído de la mina
Reducción de calor y tamaño/número de AGPs
1,E-02
1,E-01
1,E+00
1,E+01
1,E+02
1,E+03
1,E+04
1 10 100 1000 10000Cooling time (a)
Heat
aft
er
un
load
ing
(W
/TW
he)
B2 - ActinB1 - ActinA3 - ActinA2 - ActinA1 - ActinB2 - FPB1 - FPA3 - FPA2 - FPA1 - FP
FP
Actin A1,A2,A3
Actin B1, B2
90Sr+137Cs
La transmutación de Pu + A.M. reduce drásticamente el calor de desintegración de los
RRAA que pasa a estar dominado por el Sr y Cs, decayendo en 100 años.
Esta reducción de fuente de calor permite reducir la longitud de galería del AGP,
dependiendo de la formación geológica y diseño del AGP:
Transmutación Pu+A.M. +50 años: reducción 1.-6; +150 años: reducc. 10
Transmutación Pu+A.M. + separación de Sr + Cs* + 50 años: reducc. 13
Límite teórico reducción 40.
Dosis
Granite-H
Escenario de
Intrusión humana
Escenario de evolución
normal
Las técnicas de sostenibilidad o la transmutación tiene poco efecto en la dosis en evolución
normal del AGP, mejoran un poco y no empeoran a pesar de conseguir otros beneficios. En
cualquier caso la dosis, que se debe fundamentalmente a FF, sigue siendo inferior a los
límites permitidos.
Parte de las mejoras en la dosis se deben a la liberación de efluentes gaseosos como el 129I
durante el reprocesado. Es necesario utilizar una gestión adecuada para los RMBA, o
podrían ser dominantes en la dosis en AGP en granito.
En el caso de intrusión humana la dosis puede verse reducida en un factor próximo a 100
Soluciones regionales
Spent
fuel A
MOX
Fabrication
UOX
Fabrication
Enriched
U
PWR
MOX
PWR
UOX
Reprocessing
B
Spent
fuel B
Reprocessing
A
ADS
Pu
ADS fuel
fabrication
ADS fuel
reprocessingSpent fuel
ADS
Pu + MA
Pu + MA
GROUP A
GROUP B
REGIONAL
FACILITIES
MA
Spent
fuel A
MOX
Fabrication
UOX
Fabrication
Enriched
U
PWR
MOX
PWR
UOX
Reprocessing
B
Spent
fuel B
Reprocessing
A
ADS
Pu
ADS fuel
fabrication
ADS fuel
reprocessingSpent fuel
ADS
Pu + MA
Pu + MA
GROUP A
GROUP B
REGIONAL
FACILITIES
MA
Spent
fuel A
Reprocessing
B
Spent
fuel B
Reprocessing
A
Pu + MA
GROUP A
GROUP BFast reactorsFast reactors
Fuel Fabrication
Pu + MA REGIONAL
FACILITIES
Spent
fuel A
Reprocessing
B
Spent
fuel B
Reprocessing
A
Pu + MA
GROUP A
GROUP BFast reactorsFast reactors
Fuel Fabrication
Pu + MA REGIONAL
FACILITIES
PATEROS (Euratom 6PM)
- Para minimizar los costes de desarrollo de estas
tecnologías para países con un parque nuclear
modesto o que no han decidido mantener la
generación en el futuro, y
- Para reducir los riesgos de proliferación
asociados a una eventual dispersión de las
técnicas de reprocesado,
Se han propuesto soluciones regionales desde
distintos foros internacionales: NEA/OCDE, IAEA,
GNEP y Rusia.
Los escenarios muestran el valor añadido para los
países suministradores de servicios que
aprovecharían el Pu común y optimizarían la
explotación de plantas comunes ,y para los
receptores que pueden gestionar sus RRAA de
una manera menos costosa y en plazos mucho
mas reducidos.
Entre los servicios compartidos se discuten:
Enriquecimiento de U, reprocesado de
combustibles usados, fabricación de combustibles
especiales, transmutación, e incluso el
almacenamieno definitivo.
Mejorando cada día: programas
de I+D
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
Coordinación de la I+DLa SNETP (The Sustainable Nuclear Energy Technology Platform) una
plataforma para la energía nuclear (de fisión) sostenible en la UE
El CEIDEN la plataforma para la energía nuclear (de fisión) española
+ el OIEA, la AEN/OCDE y los programas marco de la UE (EURATOM)
European Sustainable Nuclear
Industrial Initiative (ESNII)
El caso del transmutador subcrítico
El Proyecto Myrrha
A multi-national approach is needed
for the demonstration of innovative technology
that will «incinerate» spent nuclear fuels
and shorten the waste monitoring period.
Science towards Sustainability
Technologies for future Fuel Management, Belgian contribution through MYRRHA.
Hamid Aït Abderrahim, Peter Baeten, Eric van Walle
SCK•CEN (Boeretang 200, B-2400 Mol, Belgium) [email protected]
Eunropean Nuclear Conference, ENC 2010, 30 May – 2 June, 2010, Barcelona (SP)
(with permission from SCK•CEN)
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
Reactor• subcritical mode (50-100 MWth)
• critical mode (~100 MWth)
Accelerator(600 MeV – < 4 mA proton)
Fast
neutron
source
Spallation source
Lead-Bismuth
coolant
Multipurpose
flexible
irradiation
facility
47
MYRRHA concept
MYRRHA:
Flexible Fast Spectrum Irradiation Facility
Minor Actinides
test assemblies
Experimental rigs:• dedicated contents
• dedicated irradiation
Balanced budget
Operational
costs
46.6 M€/y
Consortium
endowment
25.2 M€/y
Investment 960 M€
Building
196 M€
Equipment
370 M€
Engineering
202 M€
Contingencies
192 M€
Organisation
reinforcement
14.6 M€/y
Science & Tech.
revenues
17.1 M€/y
Services
revenues
>18.8 M€/y
Operational Budget
Costs Revenues
2010 - 2023
2024 ~ 2050
Sequence of
experimental
validation of ADS
physics
FEAT
TARCMUSE
YALINA
SAD
Maquetas de ADS de baja potencia
The GUINEVERE-project
A zero power lead-based ADS
Venus
bunker
Control room
VENUS
Control room
GENEPI-3C
Deuterium
sourceBending
magnet
Vertical line
GENEPI-3C
Dock station of
the vertical line
HVAC with
absolute filter
MYRRHA hosted by SCK•CEN (Belgium)
The Belgian Government has decided to
financially support the MYRRHA project
CONCLUSIONES 1/2:
Los combustibles nucleares usados son un material peligroso aunque en
cantidades pequeñas y puede ser almacenado y gestionado de forma segura en
almacenes geológicos profundos.
El combustible nuclear está formado fundamentalmente por Uranio y contiene
Plutonio que, separados en plantas comerciales como La Hague en Francia y
vueltos a combinar, pueden ser utilizados como nuevos combustibles.
La reutilización del plutonio se realiza actualmente en los reactores de agua
ligera, por ejemplo en Francia, y permite conseguir más energía y algo menos
residuos del combustible original. Aproximadamente +30% de energía y un 10%
menos de residuos. Podrá usarse aún más en los nuevos EPRs (Gen III).
Los reactores rápidos reproductores, de los que existen prototipos funcionando
de forma segura durante más de 20 años, permiten producir tanto o más nuevo
combustible (Pu) del que consumen. Este Plutonio no es utilizable para
armamento.
De esta forma es posible utilizar el uranio empobrecido y el de los combustibles
usados obteniendo en total 30-50 veces más energía y unas 10 veces menos
residuos, que en el ciclo abierto actual.
CONCLUSIONES 2/2:
En el combustible nuclear además del plutonio hay otros “actínidos” (los actínidos
minoritarios) que son isótopos parecidos de vida muy larga y, tras eliminar el Pu, son
responsables de la radiotoxicidad, fuente de calor y necesidades de espacio en el AGP.
La Separación y Transmutación que extienden las técnicas de reciclado para incluir a
estos Actínidos Minoritarios, permitirá implementar un ciclo cerrado más ecologista y
totalmente sostenible a largo plazo, utilizando sistemas nucleares rápidos (críticos y
subcríticos- ADS).
EL ciclo cerrado con Separación y Transmutación permitirá multiplicar por 30-50 la energía
extraída del Uranio, a la vez que se reducen los residuos de alta actividad en un factor
100, y se mejora la capacidad de los almacenamientos en un factor entre 5-40.
La tendencia al crecimiento y globalización de la Energía Nuclear está incentivando la
investigación en estos ciclos cerrados avanzados y en Separación y Transmutación. En
particular destacan los programas de I+D de Japón, Rusia, Corea, EEUU y muy
significativamente la UE, a través de EURATOM y la SNETP.
La SNETP propone un sistema sostenible con distintos tipos de sistemas
nucleares a lo largo del tiempo que optimice el aprovechamiento de los recursos
y la competitividad de las tecnologías, y que convertirá a los residuos de alta
actividad en una importante fuente de combustible y bienestar para el futuro.
