El ciclo del combustible nuclear, también llamado el la cadena del combustible nuclear, es la progresión del combustible nuclear con una serie de etapas de diferenciación. Consiste en los pasos en las partes frontales del, que son la preparación del combustible, los pasos en el período del servicio del en el cual el combustible se utiliza durante la operación de reactor, y los pasos en del el extremo detrás, que son necesarios manejar con seguridad, contener, y cualquier trata de nuevo o dispone del combustible nuclear pasado . Si el combustible gastado no se trata de nuevo, se refiere el ciclo de combustible mientras que un ciclo de combustible abierto del (o un una vez que-por el ciclo de combustible ). Asimismo, si se trata de nuevo el combustible gastado, se refiere como ciclo de combustible cerrado .
Ciclos del combustible
Una vez que-por el ciclo de combustible
No un por sí mismo, combustible del ciclo se utiliza una vez y después se envía al almacenaje sin la transformación posterior excepto el empaquetado adicional a prever un mejor aislamiento de la biosfera . Este método es favorecido por seis países: el Estados Unidos, Canadá, Suecia, Finlandia, España y Suráfrica . Algunos países, notablemente Suecia y Canadá, han diseñado los depósitos para permitir la recuperación futura del material si se presenta la necesidad, mientras que otras planean para el secuestro permanente en un depósito geológico como la montaña de la yuca en los Estados Unidos.
Ciclo del plutonio
Varios países están utilizando el que trata de nuevo los servicios de ofrecidos por BNFL y COGEMA . Aquí, las actinidas de menor importancia de los productos de fisión, los productos de la activación y el uranio nuevo se separan del plutonio del reactor-grado, que se puede entonces fabricar en el combustible de MOX. Porque la proporción fisible incluso non- - los isótopos totales del plutonio se levantan con cada paso durante el ciclo, allí no son actual ninguÌn plan para reutilizar el plutonio del combustible usado de MOX para un tercer paso en un reactor termal . Sin embargo, si los reactores rápidos están disponibles, pueden poder quemar éstos, o casi cualquier otro isótopo de la actinida
Reciclaje de menor importancia de las actinidas
Se ha propuesto que además del uso del plutonio, eso las actinidas de menor importancia se podría utilizar en un reactor de energía crítica. Las pruebas se están conduciendo ya en las cuales el americio se está utilizando como combustible.Un número de diseños del reactor, como el reactor rápido integral, se han diseñado para este ciclo de combustible algo diverso. En principio, debe ser posible derivar energía de la fisión de cualquier núcleo de la actinida. Con un diseño cuidadoso del reactor, todas las actinidas en el combustible se pueden consumir, dejando solamente elementos más ligeros con los períodos cortos . Considerando que esto se ha hecho en plantas del prototipo, no se ha funcionado ninguÌn tal reactor nunca en un gran escala, y se espera que las primeras plantas con la recuperación completa de la actinida estén listas para el despliegue comercial en 2015 en el más temprano.
Sin embargo, tales esquemas requerirían muy probablemente los métodos de nuevo tratamiento alejados avanzados debido al neutrón que emite los compuestos formados. Por ejemplo si el curio se irradia con los neutrones formará el californio muy pesado de las actinidas y el fermio que experimentan la fisión espontánea . Consecuentemente, la emisión de neutrón de un elemento combustible usado que había incluido el curio será mucho más alta, potencialmente planteando un riesgo a los trabajadores en el extremo trasero del ciclo a menos que todo el nuevo tratamiento se haga remotamente. Esto se podría ver como desventaja, pero por una parte también hace el material nuclear difícil robar o divertir, haciéndolo más resistente a la proliferación nuclear
Sucede tan que la sección representativa de neutrón de muchas actinidas disminuye con el aumento de energía del neutrón, pero el cociente de la fisión a la activación simple (captura de neutrón ) cambia a favor de la fisión mientras que la energía del neutrón aumenta. Así con una energía suficientemente alta del neutrón, debe ser posible destruir incluso el curio sin la generación de los metales del transcurium. Esto podría ser muy deseable pues haría perceptiblemente más fácil tratar de nuevo y manejar el combustible de la actinida.
Una alternativa prometedora de esta perspectiva es un reactor subcrítico conducido acelerador . Aquí una viga de los protones (los diseños de Estados Unidos y del europeo) o de los electrones (diseño del japonés) se dirige en una blanco. En el caso de los protones, los neutrones muy rápidos romperán con almádena de la blanco, mientras que en el caso de los electrones, los fotones de la energía muy alta que será generado. Estos neutrones y fotones de gran energía entonces podrán causar la fisión de las actinidas pesadas.
Tales reactores comparan muy bien a otras fuentes de neutrón en términos de energía del neutrón:
Termal 0 a del
eV 100
eV epitérmico 100 a 100 KeV
Ayuna (de la fisión nuclear ) 100 KeV al MeV 3
MeV de la fusión 2.5 de la DD
MeV de la fusión 14 de despegue
MeV conducido acelerador de la base 200 (plomo conducido por 1.6 protones de GeV
fusión Muon-catalizada 7 GeV
Como alternativa, el curium-244, con un período de 18 años, se podía dejar al decaimiento en plutonium-240 antes de ser utilizado en combustible en un reactor rápido.
Combustible o blancos para esta transmutación de la actinida
Hasta la fecha la naturaleza del combustible (blancos) para la transformación de la actinida no se ha elegido.Si las actinidas se convierten en un reactor subcrítico es probable que el combustible tenga que poder tolerar ciclos más termales que el combustible convencional. Un reactor crítico secundario conducido acelerador es poco probable poder mantener un período constante de la operación por épocas igualmente largas como reactor crítico, y cada vez que el acelerador para entonces el combustible se refrescará abajo.
Por una parte, si las actinidas se destruyen usar un reactor rápido, tal como un reactor rápido integral, después el combustible no será expuesto muy probablemente a muchos más ciclos termales que en una central eléctrica normal. Dependiendo de la matriz el proceso puede generar más transuranics de la matriz. Esto podría ser tan bueno visto (generar más combustible) o se puede ver como el malo (generación de más elementos transuránicos radiotóxico del . Una serie de diversas matrices existe que puedan controlar esta producción de actinidas pesadas.
Los núcleos fisibles, como Uranium-235, Plutonium-239 y Uranium-233 responden bien a los neutrones retrasados y son así importantes guardar un establo crítico del reactor, y éste limita la cantidad de actinidas de menor importancia que se puedan destruir en un reactor crítico. Por consiguiente es importante que la matriz elegida permite que el reactor guarde el cociente de fisible a los núcleos non-fissile altos, como esto le permite destruir las actinidas vivas largas con seguridad. En cambio, la salida de energía de un reactor subcrítico es limitada por la intensidad del acelerador de partícula de conducción, y no necesita así contener ninguÌn uranio o plutonio en absoluto. En tal sistema puede ser preferible tener una matriz inerte que no produzca los isótopos duraderos adicionales.
Actinidas en una matriz inerte
Las actinidas serán mezcladas con un metal que no forme más actinidas, por ejemplo una aleación de actinidas en un sólido tal como Zirconia podría ser utilizada.
Actinidas en una matriz del torio
El torio en el Uranium-233 de la forma del bombardeo del neutrón. U-233 es fisible, y tiene una sección representativa más grande de la fisión que U-235 y U-238, y es así probable producir las actinidas adicionales muy pequeñas con captura de neutrón.
Actinidas en una matriz de uranio
Si las actinidas se incorporan en un uranio-metal o matriz del uranio-óxido, después la captura de neutrón de U-238 es probable generar el nuevo Plutonium-239 . Una ventaja de mezclar las actinidas con uranio y plutonio es que las secciones representativas grandes de la fisión de U-235 y de Pu-239 para los Retrasar-neutrones menos enérgios podrían hacer el establo de la reacción bastantes que se realizarán en un reactor rápido crítico, que es probable ser más barato y más simple que un sistema conducido del acelerador.
Matriz mezclada
Es también posible crear una matriz hecha de una mezcla de los materiales antedichos. Esto se hace lo más comúnmente posible en los reactores rápidos donde uno puede desear guardar el cociente breeding del nuevo combustible arriba bastante para guardar el accionar del reactor, pero aún bajo bastante que las actinidas generadas pueden ser destruidas con seguridad sin el transporte de ellos a otro sitio. Una forma para hacer esto es utilizar el combustible donde las actinidas y el uranio se mezcla con circonio inerte, produciendo elementos combustibles con las características deseadas.
Ciclo del torio
En el Thorium-232 del ciclo de combustible de torio absorbe un neutrón en un reactor rápido o termal. El thorium-233 beta decae al Protactinium -233 y entonces al Uranium-233, que alternadamente se utiliza como combustible. Por lo tanto, como el Uranium-238, thorium-232 es un material fértil .Después de comenzar el reactor con U-233 existente o un poco de otro material fisible tal como U-235 o Pu-239, un ciclo breeding similar pero más eficiente que a ése con U-238 y plutonio puede ser creado. El Th-232 absorbe un neutrón para convertirse en Th-233 que decae rápidamente al Protactinium -233. Protactinium-233 alternadamente decae con un período de 27 días a U-233. En un poco de reactor de la sal fundida y diseños líquidos del reactor del fluoruro, el Pa-233 se extrae y se protege contra los neutrones (que podrían transformarlo a Pa-234 y entonces al U-234 ), hasta que haya decaído a U-233. Esto se hace para mejorar el cociente breeding .
Uranium-233 es un combustible reactor excelente. Uranium-233 es superior a uranium-235 y a plutonium-239 porque produce más neutrones por el neutrón absorbente (tiene un alto " beta" coeficiente). Su absorción de los neutrones ( seccionado transversalmente) también varía menos con la temperatura y la energía del neutrón que plutonium-239 o U-235. Esta estabilidad sugiere el potencial para la alta combustión nuclear, temperaturas de funcionamiento más altas, y por lo tanto una conversión más eficiente del calor a la electricidad.
Cuando U-233 absorbe un neutrón, o las fisiones o se convierte en el isótopo más pesado siguiente, U-234. La ocasión de no fissioning en la absorción de un neutrón termal es cerca de 1/7 (o aún menos el de 10% según otra fuente), que es menos que los cocientes correspondientes de la captura/fisión para U-235 (cerca de 1/6) o para Pu-239 o el Pu-241 (cerca de 1/4). U-234, como la mayoría de los núclidos de la actinida con un número par de neutrones, no es fácilmente fisionable con los neutrones lentos, pero la captura de neutrón adicional produce U-235 fisible; si esto alternadamente falla a la fisión en captura de neutrón, producirá el Uranium-236, el Neptunium-237, el Pu-238, y eventual el fisible Pu-239 . Así la producción de los núclidos transuránicos (las actinidas de menor importancia pesado con excepción del neptunio ) está lejos menos que en el ciclo uranium-238/plutonium-239, porque 98-99% de núcleos del combustible del ciclo del torio fisión antes de alcanzar incluso U-236. Por una parte, el ciclo del torio produce algo de Protactinium -231 (período 33.000 años) vía (n, 2n) la reacción en Th-232. Porque el ciclo torio/uranium-233 produce una cantidad más pequeña de isótopos duraderos de la actinida, la radiactividad de largo plazo del combustible nuclear pasado es menos. Los productos de fisión comunes tienen períodos hasta 30 años ( Strontium-90, Cesium-137 ) o más de 200.000 años ( Technetium-99 ), y la radiactividad en el intermedio del período entre estas dos escalas es principalmente de basuras de la actinida . Otro positivo, si se utiliza un reactor del combustible sólido, es que el dióxido del torio derrite el °C alrededor 3.300 comparado al °C 2.800 para el ciclo de uranio del dióxido .
Actividad industrial actual
Los únicos isótopos usados como combustible nuclear son actual el Uranium-235 (U-235), el Uranium-238 (U-238) y el Plutonium-239, aunque el ciclo de combustible de torio propuesto tenga ventajas. Algunos reactores modernos, con modificaciones de menor importancia, pueden utilizar el torio . El torio es aproximadamente tres veces más abundante en la corteza de tierra que todas las formas de uranio combinadas. Sin embargo, ha habido poca exploración para los recursos del torio, y el probó así que el recurso es pequeño. El torio es más abundante que el uranio en algunos países, notablemente la India .Los reactores de agua pesada y los reactores grafito-moderados pueden utilizar el uranio natural, pero la gran mayoría de los reactores del mundo requiere el uranio enriquecido, de el cual el cociente de U-235 a U-238 se aumenta. De reactores civiles el enriquecimiento se aumenta tanto como el 5% U-235 y el 95% U-238, pero en los reactores navales hay tanto como el 93% U-235.
El combustible nuclear del término no se utiliza normalmente por lo que se refiere a la energía de fusión, que funde los isótopos del hidrógeno en el helio para lanzar la energía .
Partes frontales
considera también:
uranio de la explotación minera
Exploración
Un depósito del uranio, tal como Uraninite, descubierto por técnicas geofísicas, se evalúa y se muestrea para determinar las cantidades de materiales de uranio que sean extractables en los costes especificados del depósito. Las reservas de uranio son las cantidades de mineral que se estiman para ser recuperables en los costes indicados. El uranio en naturaleza consiste sobre todo en dos isótopos, U-238 y U-235. Los números refieren al número total atómico para cada isótopo, o al número de los protones y de los neutrones en el núcleo atómico . El uranio natural consiste en aproximadamente 99. El núcleo atómico de U-235 casi siempre fisión cuando es pegado por un neutrón libre, y el isótopo por lo tanto se dice para ser un " " fisible ; isótopo. El núcleo de un átomo U-238 por una parte, algo que experimentando la fisión cuando es pegado por un neutrón libre, absorberá el neutrón y rendirá casi siempre un átomo del isótopo U-239. Este isótopo entonces experimenta decaimiento radiactivo natural para rendir Pu-239, que, como U-235, es un isótopo fisible. Los átomos de U-238 reputan fértiles, porque, con la irradiación de neutrón en la base, algunos rinden eventual los átomos de Pu-239 fisible.
Explotación minera
El mineral de uranio se puede extraer con la explotación minera convencional en hoyo abierto y los métodos subterráneos similares a ésos usados para minar otros metales. Los métodos ines situ de la explotación minera de la lixiviación también se utilizan al uranio de la mina en el Estados Unidos . En esta tecnología, el uranio se lixivia del mineral sobre el terreno con un arsenal de pozos regularmente espaciados y después se recupera de la solución de la lixiviación en una planta superficial. Los minerales de uranio en los Estados Unidos se extienden típicamente de cerca de 0.3% óxidos de uranio (U3O8). Algunos depósitos de uranio desarrollados en otros países son de un grado más alto y son también más grandes que los depósitos minados en los Estados Unidos. El uranio está también presente en piezas muy de calidad inferior de las cantidades (50 a 200 por millón) en un poco de fosfato doméstico - depósitos del cojinete del origen marina. Porque mismo las granes cantidades de roca del fosfato-cojinete se minan para la producción del ácido fosfórico del mojado-proceso usado en los altos fertilizantes del análisis y otros productos químicos del fosfato, en algunas plantas de tratamiento del fosfato el uranio, aunque sea presente en concentraciones muy bajas, se pueden recuperar económicamente de la corriente de proceso.
El moler
Los minerales de uranio minados son procesados normalmente moliendo los materiales del mineral a un tamaño de partícula uniforme y después tratando el mineral para extraer el uranio por la lixiviación química. El proceso que muele rinde comúnmente el material seco de la polvo-forma que consiste en el uranio natural, " Concentrado de uranio, " cuál se vende en el mercado de uranio como U3O8.
Conversión de uranio
El óxido de uranio molido, U3O8, se debe convertir al hexafluorudo de uranio, UF6, que es la forma requerida por la mayoría de las instalaciones comerciales del enriquecimiento de uranio actual funcionando. Un sólido en la temperatura ambiente, el hexafluorudo de uranio se puede cambiar a una forma gaseosa en una temperatura moderado más alta del °F 134 (°C) 57. El producto de conversión de uranio del hexafluorudo contiene solamente natural, no enriquecido, uranio.El octaoxide (U3O8) de Triuranium también se convierte directo al dióxido de uranio (UO2) de cerámica del grado para el uso en los reactores que no requieren el combustible enriquecido, tal como CANDU . Los volúmenes de material convertidos directo a UO2 son típicamente absolutamente pequeños comparados a las cantidades convertidas a UF6.
¡Enrichment
considera también:
l uranio enriquecido
La concentración del isótopo fisionable, U-235 (0.71% en uranio natural) es menos que lo requerida para sostener una reacción en cadena nuclear en corazones del reactor de agua ligera . UF6 natural se debe enriquecer así en el isótopo fisionable para que sea utilizado como combustible nuclear. Los diversos niveles de enriquecimiento requeridos para un uso particular del combustible nuclear son especificados por el cliente: el combustible del reactor de agua ligera se enriquece normalmente a 3.5% U-235, pero el uranio enriquecido para bajar concentraciones también se requiere. El enriquecimiento es realizado usar alguien o más métodos de la separación de isótopo . La difusión gaseosa y la centrifugadora del gas son las tecnologías de uso general del enriquecimiento de uranio, pero las nuevas tecnologías del enriquecimiento se están desarrollando actual.
El bulto (el 96%) del subproducto del enriquecimiento es el uranio agotado (DU), que se puede utilizar para la armadura, blindar de radiación de los penetróadores de la energía cinética y el lastre . No obstante, hay cantidades extensas de uranio agotado en almacenaje. El Ministerio de Estados Unidos de Energía solamente tiene 470.000 toneladas que cerca de el 95% de uranio agotado se almacena como hexafluorudo de uranio (UF6).
Fabricación
considera también:
l combustible nuclear Para el uso como combustible nuclear, el hexafluorudo del uranio enriquecido se convierte en el polvo de uranio del dióxido (UO2) que entonces se procesa en forma de la pelotilla. Las pelotillas entonces se encienden en un de alta temperatura que sinteriza el horno del para crear difícilmente, las pelotillas de cerámica del uranio enriquecido . Las pelotillas cilíndricas entonces experimentan un proceso de pulido para alcanzar un tamaño uniforme de la pelotilla. Las pelotillas se apilan, según cada especificaciones del diseño de s de la base reactor nuclear las ', en los tubos de la aleación resistente a la corrosión del metal. Los tubos se sellan para contener las pastillas de combustible: estos tubos se llaman las barras de combustible. Las barras de combustible finished se agrupan en los montajes de combustible especiales que entonces se utilizan para aumentar la base de combustible nuclear de un reactor de energía.
El metal usado para los tubos depende del diseño del reactor. El acero inoxidable fue utilizado en el pasado, pero la mayoría de los reactores ahora utilizan el circonio . Para los tipos mas comunes de reactores, de los reactores de agua hirvienda (BWR) y de los reactores de agua a presión (PWR), los tubos están montados en paquetes con los tubos espaciaron distancias exactas aparte. Estos paquetes entonces se dan un número de identificación único, que les permite ser seguido de la fabricación con uso y en la disposición.
Mantener el período
Transporte de materiales radioactivos
El transporte es una parte integrante del ciclo del combustible nuclear. Hay reactores de energía atómica en funcionamiento en varios países pero la explotación minera de uranio es viable en solamente algunas áreas. También, en el curso durante de cuarenta años de operación por la industria nuclear, un número de instalaciones especializadas se han desarrollado en varias localizaciones en todo el mundo para proporcionar servicios del ciclo de combustible y hay una necesidad de transportar los materiales nucleares a y desde estas instalaciones. La mayoría de los transportes del material del combustible nuclear ocurren entre diversas etapas del ciclo, pero un material se puede transportar de vez en cuando entre las instalaciones similares. Con algunas excepciones, los materiales del ciclo del combustible nuclear se transportan en la forma sólida, la excepción que es el hexafluorudo de uranio (UF6) que se considera un gas. La mayor parte de el material usado en combustible nuclear se transporta varias veces durante el ciclo. Los transportes son con frecuencia international, y están a menudo sobre distancias grandes. Los materiales nucleares son transportados generalmente por las compañías especializadas del transporte.Puesto que los materiales nucleares son el radiactivo, es importante asegurarse de que la exposición de radiación de ésas implicadas en el transporte de tales materiales y del público en general a lo largo de las rutas del transporte es limitada. El empaquetado para los materiales nucleares incluye, en su caso, el que blinda para reducir exposiciones de radiación potenciales. En el caso de algunos materiales, tales como montajes de combustible de uranio frescos, los niveles de radiación son insignificantes y no se requiere el ninguÌn blindar. Otros materiales, tales como combustible gastado y desperdicio de alto nivel, son alto radiactivos y requieren la dirección especial. Para limitar el riesgo en el transporte alto de los materiales radioactivos, los envases conocidos como barriles pasados del envío del combustible nuclear se utilizan que se diseñen para mantener integridad bajo condiciones normales del transporte y durante condiciones de accidente hipotéticas.
Gerencia de combustible en el centro
Una base de reactor nuclear se compone unas centenas " assemblies", arreglado en un arsenal regular de células, cada célula que era formada por un combustible o la barra de control rodeó, en la mayoría de los diseños, por un asesor y el líquido refrigerador, que es agua en la mayoría de los reactores.Debido a el proceso de la fisión que consume los combustibles, las barras de combustible viejas se deben cambiar periódico las frescas (este período se llama un ciclo). Sin embargo, solamente quitan a una pieza de los montajes (típicamente una mitad) puesto que el agotamiento del combustible no es espacial uniforme. Además, no es una buena política, por razones de la eficacia, para poner a las nuevas asambleas exactamente en la localización quitadas. Incluso los paquetes de la misma edad pueden tener diversos niveles de la combustión nuclear, que depende de sus posiciones anteriores en la base. Así los paquetes disponibles deben ser arreglados de una manera tal que se maximice la producción, mientras que las limitaciones de la seguridad y los problemas operacionales son satisfied. Por lo tanto hacen frente a los operadores del reactor con el problema de recarga del combustible óptimo supuesto del, que consiste en la optimización del cambio de todas las asambleas, las viejas y frescas, mientras que todavía maximiza la reactividad del núcleo del reactor para maximizar la combustión nuclear de combustible y reducir al mínimo costes del ciclo del combustible.
Esto es un problema de la optimización discreta, y de cómputo infeasible por los métodos combinatorios actual, debido al gran número de las permutaciones y a la complejidad de cada cómputo. Muchos métodos numéricos se han propuesto para solucionarlo y muchos paquetes comerciales del software se han escrito a la gerencia de combustible de la ayuda. Esto es una edición en curso en operaciones de reactor pues no se ha encontrado ninguna solución definitiva a este problema y los operadores utilizan una combinación las técnicas empíricas de cómputo de y para manejar este problema.
El estudio del combustible usado
considera también:
la examinación de la irradiación del poste El combustible nuclear usado se estudia en la examinación de la irradiación del poste, donde el combustible usado se examina para saber más sobre los procesos que ocurren en combustible durante uso, y cómo éstos pudieron alterar el resultado de un accidente. Por ejemplo, durante uso normal, el combustible amplía debido a la extensión termal. Esto causa agrietarse, y en casos extremos, por ejemplo durante la oleada de la energía que destruyó el reactor nuclear de Chernobyl en abril de 1986, el combustible puede romper en fragmentos muy pequeños. La mayoría del combustible nuclear es el dióxido de uranio, que es un sólido cúbico que tiene una estructura similar a la del fluoruro del calcio, en combustible usado que la estructura de estado sólido la mayor parte de del sólido sigue siendo igual que la del dióxido de uranio cúbico puro. SIMFUEL es el nombre dado al combustible gastado simulado que es hecho mezclando los óxidos metálicos molidos finamente, moliendo como mezcla, el secado por aspersión él antes de calentar en hidrógeno/argón a 1700 oC.1% del volumen del sólido estaban bajo la forma de Nanoparticles del metal que se hacen del molibdeno, del rutenio, del rodio y del paladio . La mayor parte de estas partículas del metal son de la fase del ε ( hexagonal) de la aleación MES-Ru-Derecho-Paladio, mientras que cantidades más pequeñas del α ( cúbico) y las fases del σ ( tetragonal) de estos metales fueron encontradas en el SIMFUEL. También el presente dentro del SIMFUEL era una fase cúbica de la perovskita que es un zirconato (BaxSr1-xZrO3) del estroncio del bario .
El dióxido de uranio es muy insoluble en agua, pero después de que la oxidación él se pueda convertir al trióxido de uranio o a otro (VI) compuesto de uranio que sea mucho más soluble. Es importante entender que el dióxido de uranio (UO2) se puede oxidar a un óxido hyperstoichiometric rico del oxígeno (UO2+x) que se pueda oxidar más a fondo a U4O9, a U3O7, a U3O8 y a UO3.
Porque el combustible usado contiene los emisores alfa (plutonio y las actinidas de menor importancia ), el efecto de agregar un emisor alfa (238Pu) al dióxido de uranio en el índice de lixiviación del óxido se ha investigado. Para el óxido machacado, agregando 238Pu tendieron a aumentar el índice de lixiviación, pero la diferencia en la tarifa de lixiviación entre 0.1 y el 10% 238Pu eran muy pequeños.
La concentración del carbonato en el agua que está en contacto con el combustible usado tiene un considerable efecto en el índice de corrosión, porque el uranio (vi) forma complejos aniónicos solubles del carbonato tales como 2- y 4-. Cuando los iones del carbonato son ausentes, y el agua no es fuerte ácida, el uranio hexavalente compone que forman en la oxidación de fases de uranio hidratadas insolubles del trióxido de la forma de uranio del dióxido a menudo.
Por el del `que farfulla ', usar el metal de uranio y un argón /la mezcla de gases del oxígeno, las películas finas del dióxido de uranio se pueden depositar sobre superficies del oro. Estas superficies del oro modificadas con el dióxido de uranio se han utilizado para la voltametría cíclica y los experimentos de la impedancia de la CA, y éstos oferta una penetración en el comportamiento de lixiviación probable del dióxido de uranio.
Interacciones del revestimiento del combustible
El estudio del ciclo del combustible nuclear incluye el estudio del comportamiento de materiales nucleares bajo condiciones normales y bajo condiciones de accidente. Por ejemplo, ha habido mucho trabajo sobre cómo el combustible basado de uranio del dióxido obra recíprocamente con la tubería de la aleación del circonio usada para cubrirla. Durante uso, las inflamaciones del combustible debido a la extensión termal y entonces comienzan a reaccionar con la superficie de la aleación del circonio, formando una nueva capa que contenga el combustible y el circonio (del revestimiento). Entonces, en el lado del combustible de esta capa mezclada, hay una capa de combustible que tenga un cesio más alto al cociente de uranio que la mayor parte de el combustible. Esto es porque los isótopos del xenón se forman como productos de fisión que difundan del enrejado del combustible en vacíos tales como el boquete estrecho entre el combustible y el revestimiento. Después de difundir en estos vacíos, decae a los isótopos del cesio. Debido a el gradiente termal que existe en el combustible durante uso, los productos de fisión volátiles tienden a ser conducidos del centro de la pelotilla al área del borde. Debajo está un gráfico de la temperatura del nitruro de uranio y del dióxido de uranio del metal, de uranio en función de distancia del centro de una pelotilla de 20 milímetros de diámetro con una temperatura del borde de 200 oC. Es importante observar que el dióxido de uranio (debido a su conductividad termal pobre) se recalentará en el centro de la pelotilla, mientras que el conductores otras formas de uranio permanecen más termal debajo de sus puntos de fusión.
Condiciones normales y anormales
La química nuclear asociada al ciclo del combustible nuclear se puede dividir en dos áreas principales, una área se refiere a la operación bajo condiciones previstas mientras que la otra área se refiere a las condiciones del maloperation donde ha ocurrido una cierta alteración de las condiciones de funcionamiento normales o (está ocurriendo el más raramente ) un accidente.
Los lanzamientos de la radiactividad de operaciones normales son los pequeños lanzamientos previstos del proceso del mineral de uranio, del enriquecimiento, de reactores de energía, de plantas reporcessing y de almacenes de la basura. Éstos pueden estar en un diverso producto químico/una forma física a los lanzamientos que podrían ocurrir bajo condiciones de accidente. Además la firma del isótopo de un accidente hipotético puede ser muy diferente a la de una descarga operacional normal prevista de la radiactividad al ambiente.
Es importante observar eso apenas porque un radioisótopo se lanza le no significa que inscribirá a ser humano y después que causará daño. Por ejemplo la migración de la radiactividad puede alterado por el atascamiento del radioisótopo a las superficies de las partículas del suelo. Por ejemplo el cesio ata firmemente a los minerales de la arcilla tales como Illite y la montmorillonita por lo tanto sigue siendo en las capas superiores de suelo donde puede ser alcanzado por las plantas con las raíces bajas (tales como hierba). Por lo tanto la hierba y las setas pueden llevar una considerable cantidad de 137Cs que se pueda transferir a los seres humanos a través de la cadena alimentaria. Pero 137Cs no puede emigrar rápidamente a través de la mayoría de los suelos y no es así poco probable contaminar el agua bien . Es importante observar que los coloides de los minterals del suelo pueden emigrar a través de suelo así que el atascamiento simple de un metal a las superficies de las partículas del suelo no fija el metal total.
Según el libro de texto de Jiří Hála el coeficiente de distribución Kd es el cociente de la radiactividad del suelo (Bq g-1) a el del agua del suelo (Bq ml-1). Si la radiactividad es enlazada firmemente por a los minerales en el suelo entonces menos radiactividad se puede absorber por las cosechas y la hierba que crece en el suelo.
Cs-137 del
Kd = 1000
Pu-239 Kd = 10000 a 100000
Sr-90 Kd = 80 a 150
I-131 Kd = 0.007 a 50
Una de las mejores contramedidas del sector lechero contra 137Cs es mezclar para arriba el suelo profundamente arando el suelo. Esto tiene el efecto de poner el 137Cs fuera del alcance de las raíces bajas de la hierba, por lo tanto el nivel de radiactividad en la hierba será bajado. También después de una guerra nuclear o de un accidente serio el retiro de superior poco cm del suelo y de su entierro en un foso bajo reducirá la dosis gamma de largo plazo a los seres humanos debido a 137Cs pues los fotones gammas serán atenuados por su paso a través del suelo.
Incluso después el elemento radiactivo llega las raíces de la planta, el metal se puede rechazar por la bioquímica de la planta. Los detalles de la absorción de 90Sr y de 137Cs en los girasoles crecidos bajo condiciones hidropónicas se han divulgado. El cesio fue encontrado en las venas de la hoja, en el vástago y en las hojas apicales . Fue encontrado que el 12% del cesio entraron en la planta, y el 20% del estroncio. Este papel también divulga los detalles del efecto del potasio, del amonio y de los iones del calcio en la absorción de los radioisótopos.
En el cultivo del ganado las contramedidas importantes contra 137Cs son alimentar a los animales un poco azul prusiano . Este compuesto del cianuro del potasio del hierro actúa como intercambiador de iones . El cianuro se enlaza tan firmemente al hierro que es seguro que un ser humano coma varios gramos de azul prusiano por día. El azul prusiano reduce el período biológico (diferente del período nuclear ) del cesio. El período físico o nuclear de 137Cs es cerca de 30 años. Éste es un constante que no puede ser cambiado pero el período biológico no es un constante. Cambiará según la naturaleza y los hábitos del organismo para el cual se expresa. El cesio en seres humanos tiene normalmente un período biológico entre de un y cuatro meses. Una ventaja agregada del azul prusiano es que el cesio que se pela del animal en los excrementos está en una forma que no esté disponible para las plantas. Por lo tanto evita que el cesio sea reciclado. La forma de azul prusiano requerida para el tratamiento de seres humanos o de animales es un grado especial. Las tentativas de utilizar el grado del pigmento usado en las pinturas no han sido acertadas. Observar que una buena fuente de datos a propósito del cesio en el polvillo radiactivo de Chernobyl existe en, éste es el instituto de investigación ucraniano del para la radiología agrícola .
Lanzamiento de la radiactividad del combustible durante uso normal y accidentes
La AIEA asume que bajo operación normal el líquido refrigerador de un reactor refrigerado por agua contendrá una cierta radiactividad pero durante un accidente del reactor el nivel de radioactividad del líquido refrigerador puede levantarse. El estado de la AIEA que bajo serie de diversas cantidades de diversas condiciones del inventario de la base se puede lanzar del combustible, las cuatro condiciones que la AIEA considera es la operación normal, un punto en la actividad del líquido refrigerador debido a una parada/a una pérdida repentinas de preasure (restos de la base cubiertos con agua), una falta del revestimiento dando por resultado el lanzamiento de la actividad en el boquete del combustible/del revestimiento (esto podría ser debido al combustible que era destapado por la pérdida de agua por 15-30 minutos donde el revestimiento alcanzó una temperatura de 650-1250 oC) o una fusión de la base (el combustible tendrá que ser destapado por lo menos 30 minutos, y el revestimiento alcanzaría una temperatura superior a 1650 oC).
Basado sobre la asunción que un PWR contiene 300 toneladas del agua, y que es la actividad del combustible de un reactor de 1 GWe como la AIEA predice, después la actividad del líquido refrigerador después de un accidente tal como el tres el accidente de la isla de la milla donde una base se destapa y después se recupera con agua entonces la actividad resultante del líquido refrigerador puede ser predicho.
Lanzamientos del nuevo tratamiento bajo condiciones normales
¿Es normal permitir el combustible usado se coloque después de que el irradation para permitir que los isótopos de breve duración y radiotóxicos del yodo decaigan lejos, en un experimento en el combustible fresco de los E. que no había sido permitido decaer reporcessed (el funcionamiento del verde [HTTP //www.gov/energycitations/product.jsp? osti_id=7296321] [http://archive.html]) para investigar los efectos de un yodo grande lanzan del nuevo tratamiento del combustible refrescado corto. Es normal en instalaciones de reprocesado fregar apagado los gases del dissolver para prevenir la emisión del yodo. Además de la emisión del yodo se ha propuesto los gases nobles y el tritio se lanzan del combustible cuando se disuelve, él que por el voloxidation (que calienta el combustible en un horno bajo condiciones oxidantes) la mayoría del tritio puede ser recuperada del combustible.
Un papel fue escrito en la radiactividad encontrada en las ostras encontradas en el mar irlandés, éstos fue encontrado por spectrscopy gamma para contener 141Ce, 144Ce, 103Ru, 106Ru, 137Cs, 95Zr y 95Nb. Además un producto de la activación del cinc (65Zn) fue encontrado, esto es probablemente debido a la corrosión del revestimiento del combustible de Magnox en las charcas de enfriamiento que es probable que los lanzamientos modernos de todos estos isótopos de la escala de vientos sean más pequeños.
reactores de la En-carga
Algunos diseños del reactor, tales como reactores RBMKs o CANDU pueden ser reaprovisionados de combustible sin el cierre. Esto se alcanza con el uso de muchos pequeños tubos de presión de contener el combustible y el líquido refrigerador, en comparación con un recipiente del reactor grande como en el reactor de agua a presión (PWR) o diseños del reactor de agua hirvienda (BWR). Cada tubo se puede aislar y reaprovisionar de combustible individualmente por una máquina que aprovisiona de combustible controlada por el operador, típicamente a un índice de hasta 8 canales por día fuera de áspero 400 en reactores de CANDU. el reaprovisionamiento de la En-carga permite el problema del problema de recarga del combustible óptimo del ser tratado de continuamente, llevando a un uso más eficiente del combustible. Este aumento en eficacia es compensado parcialmente por la complejidad agregada del tener centenares de tubos de presión y de las máquinas que aprovisionan de combustible para mantenerlas.
Extremo trasero
Almacenaje provisional
Después de su ciclo de funcionamiento, el reactor se cierra para el reaprovisionamiento. El combustible descargado en aquel momento (combustible gastado) se almacena o en el sitio del reactor, comúnmente en una piscina pasada del combustible o, potencialmente en una facilidad común lejos de sitios del reactor. Si se excede la memoria en sitio de la piscina, puede ser deseable almacenar el combustible envejecido refrescado now en las instalaciones modulares del almacenaje seco conocidas como instalaciones pasadas independiente del almacenaje de combustible (ISFSI) en el sitio del reactor o en una facilidad lejos del sitio. Las barras de combustible gastadas se almacenan generalmente en agua o el ácido bórico, que proporciona ambos que se refrescan, el combustible gastado continúa generando el calor del decaimiento como resultado de decaimiento radiactivo residual, y blindar de proteger el ambiente contra la radiación de ionización residual, aunque después de que varios años que se refrescan de ellos se puedan mover al almacenaje seco del barril.
Transporte
considera también: El pasó el
l barril del envío del combustible nuclear
Nuevo tratamiento
considera también:
considera también:
usado del combustible nuclear
El combustible gastado descargado de los reactores contiene las cantidades apreciables de fisible (U-235 y Pu-239), de fértil (U-238), y otros materiales radiactivos, incluyendo los venenos de la reacción, que es porqué el combustible tuvo que ser quitado. Estos materiales fisibles y fértiles se pueden químicamente separar y recuperar del combustible gastado. El uranio y el plutonio recuperados pueden, si las condiciones económicas e institucionales permiten, se reciclen para el uso como combustible nuclear. Esto no se hace actual para el combustible nuclear pasado civil en el los E.
El óxido mezclado, o el combustible de MOX, es una mezcla del uranio nuevo y plutonio y el uranio agotado que se comporta semejantemente, aunque no idénticamente, a la alimentación del uranio enriquecido para la cual la mayoría de los reactores nucleares fueron diseñados. El combustible de MOX es una alternativa al combustible de uranio (LEU) ligeramente enriquecido usado en los reactores de agua ligera que predominan generación de energía atómica.
Actual, las plantas en Europa están tratando de nuevo el combustible gastado de utilidades en Europa y Japón. El nuevo tratamiento del combustible nuclear del comercial-reactor gastado no se permite actual en el Estados Unidos debido al peligro percibido de la proliferación nuclear . Sin embargo la sociedad global recientemente anunciada de la energía nuclear consideraría los E. formar una sociedad internacional para considerar el combustible nuclear gastado nuevo de una manera que hace el plutonio en él usable para el combustible nuclear pero no para las armas nucleares
División y transmutación
Como alternativa a la disposición del raffinate PUREX en el vidrio o el Synroc, la mayoría de los elementos radiotóxicos se pueden quitar con el nuevo tratamiento avanzado. Después de la separación las actinidas de menor importancia y algunos productos de fisión vivos largos se pueden convertir a los isótopos de breve duración por el neutrón o la irradiación del fotón . Esto se llama la transmutación .
Disposición inútil
considera también:
los desechos radioactivos Una preocupación actual en el campo de la energía atómica es la disposición y el aislamiento seguros del combustible gastado de los reactores o, si se utiliza la opción de nuevo tratamiento, de las basuras de las instalaciones de reprocesado. Estos materiales se deben aislar de la biosfera hasta que la radiactividad contenida en ellos haya disminuido a un nivel seguro., bajo acto nuclear de la política inútil de 1982 según la enmienda prevista, el Ministerio de Energía tiene responsabilidad del desarrollo del sistema de disposición inútil para el combustible nuclear gastado y el desperdicio radioactivo de alto nivel. Los planes actuales piden la última disposición de las basuras en la forma sólida en autorizada profundamente, estructura geológica estable llamada un depósito geológico profundo . El Ministerio de Energía eligió la montaña de la yuca como la localización para el depósito. Sin embargo, su abertura se ha retrasado en varias ocasiones.
Ver también
Síntesis de los metales noblesDepósito geológico profundo
de nuevo tratamiento nuclear
Enrique Fermi
La sociedad global de la energía nuclear anunció febrero de 2006
Proyecto de Manhattan
La física nuclear
Central nuclear
Proliferación nuclear
Reactor naval de Estados Unidos
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