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Curso de Verano
U. Politécnica de Madrid:
12-13 Julio 2010 @ La Granja
Retos de la Energía Nuclear en
el Modelo Energético de España
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
Enrique M. González-Romero
Centro de Energías Medioambientales y Tecnológicas
(CIEMAT)
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
Introducción
ATI
Piscinas
Combustible usado y residuos radiactivos de Alta
Actividad: un problema muy complejo pero con soluciones
- 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:
Tecnología
disponible
Reciclado y/o
Transmutación
Tecnología
disponible / en desarrollo
AGP
> 500m profundidad
ATC
- Estudiar métodos de reutilización y
reducción
- Desarrollar y ensayar su tecnología
- Establecer políticas y consenso social
- Identificar emplazamientos
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
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
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)
Proyectos del 4PM, 5PM, 6PM y 7PM de EURATOM
PDS-XADS, RED-IMPACT, EUROTRANS, EUROPART,
ACCEPT, CDT, CP-ESFR, LEADER, …
Grupos de expertos de la NEA/OCDE
WPFC,…
Grupos de expertos de la OIEA
INPRO (GAINS,…)
Generación IV
GIF
SNE-TP
Plataforma 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?
n+ 238U 
Pu, Np, Am, Cm,…
El 1.5% son transuránicos
Vida larga, mucho calor, y
radiotoxicidad.
239Pu potencial energético
n+ 235U 
Fragmentos de Fission
El 5%, vida corta <30 años
(con excep.),
mucho calor y actividad.
n+ Mat. Estruct. 
Materiales activados
Gran volumen y masa pero
poca actividad.
Uranio (238U)
Gran volumen y masa pero
poca actividad.
Potencial energético R.Rap.
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
Reciclado (Separación y Transmutación) de
Combustibles Usados a Energía
Dividir
100
Separación
(Química)
70
60
50
40
30
20
Combustib
le Usado
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
80
U + Otros res.
media y baja
activ.
90
10
0
Residuos FF
alta actividad
Actinidos TRU
Pu, Am, Cm, ...
1
Desintegración
exponencial de
fragmentos de
fisión
0.8
0.6
0.4
0.2
años
0
0
50
100
150
200
Reciclar (Transmutar)
Fisionamos los Actínidos transuránicos en dispositivos
especiales (ADS) o en reactores nucleares especiales
 Energía + Fragmentos de Fisión (vida corta)
Repetir el ciclo
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)
Present in nuclear wastes
Medium Half-Life (<100 años)
Short Half-Life (< 30 dias)
High A actinides
Thermal and Fast Fission
Fast Fissión
Low Fission Cross Section
TRU Transmutation Scheme
Fast Spectrum
Fast Spectrum Transmutation Scheme
Av. Flux Intensity (n/cm2/s)
3,00E+15
Second
Hour
Day
Year
1 Time Unit
3600 31570560
86400
3E+07
Cm242
Cm243
Cm244
Cm245
Cm246
a / SF
a / EC/ SF
a / SF
a / SF
a / SF
a
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
0,446
29,068
18,080
8490,695
4724,813
18,130
2,798
6,257
2,922
16,459
64,7%
8,0%
65,2%
11,4%
44,6%
Am241
Am242
Am242m
Am243
Am244
a / 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
3,652
7361,922
17,792
1,844
4,892
44% : 44%
13,1%
8,4%
87,0%
Pu239
Pu240
Pu241
Pu242
Pu243
a / 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%
Np238
Np239
a / SF
b-
b-
100 / 2E-12
100
Pu239
a / SF
100
2137656,095
0,006
4,332
15,928
81,5%
13,1%
100 / 3.1E-10
0,006
15582935,494
0,001
Pu238
Np237
Cm247
Ln(2)/(sf)
24083,608
3,477
19,4%
Symbol & Mass
Decay modes
Branching ratios
Half-Life
Absorption-Half-Life
(n,g)/absoption
Evolución de las tecnologías de reactores
Generación I
Generación II
Primeros prototipo
de reactores
Shipping port
Dresden, Fermi I
Magnox
Generación III
Reactores comerciales
de generación de
energía
Aumento de la Sostenibilidad
Generación III+
LWR
avanzados
Diseños
evolutivos que
ofrecen mejoras
económicas a
corto plazo
LWR-PWR, BWR
CANDU
AGR
ABWR
Sistema 80+
ADS
ADS
Generación IV
Dedicated
Gestión
especializada
waste
Muy
demanageme
residuos
económico
nt
Estabilización
Pu
delinventory
inventario
de Pu
stabilization
Mayor
seguridad
Residuos
mínimos
Resistente a la
proliferación
ADS
2040
Mejora de:
- seguridad,
- eficiencia y
- economía
2050
+ Reducción
+ Mejora
residuos
radiactivos de
Alta Actividad
Aprovecham.
Rec. naturales
(U,Th)
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.
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
Etapas de evolución del ciclo de
combustible
El combustible usado hoy:
un residuo radiactivo con
Soluciones seguras
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
Etapas de evolución del ciclo de
combustible
Reutilización (parcial) del plutonio
hoy: Más energía y menos
residuos
(Separar (PUREX) + Fabricar MOX + Reactor Actual)
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).
1000 b
En térmico
Fisión en Pu239
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%
Transuránicos en el comb. Irradiado de LWR
Reprocesado PUREX. Separación comercial de U, Pu en La Hague (F)
Efluentes
Tratamiento
Gases
Descarga
Comb. Usado
Almacén
Piscina
Troceado y
Disolución
Producto
Nitrato de U
Separación
U/Pu
Extracción
Producto
PuO2
Reducción de
Pu
Concentración
FF+ Almacén T
Tratamiento
Líquidos
Cementado
RSAA
Vitrificación
Comb.
Usado
Proceso Purex
Uext
Pu
MOX
U
Almacén o MOX
Np, Am,
Cm, F.F.
Vidrios de
residuos
Tratamiento
Sólidos
Plantas de reprocesado en el mundo
Ciclo abierto con
reutilización de Pu en
reactores térmicos
Aumenta el aprovechamiento
de la energía hasta en un
30%, reduce ligeramente
(10%) los residuos.
RAA
U empobrecido
o natural
U, Pu
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
Ciclo abierto
Ciclo abierto con
reutilización de Pu
vector isotópico de Pu.
Problemas neutrónicos, en el
reprocesado, y en los residuos
finales. R. Rápido
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
Etapas de evolución del ciclo de
combustible
Reutilización total del plutonio
Reactores rápidos reproductores:
Mucha más energía y menos
residuos a medio plazo
Los residuos radiactivos:
combustible para miles de años
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%
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.
Neutrones de fisión por absorción
h
R
T
U233 2.3 2.3
U235 1.9 2.1
Pu239 2.3 2.1
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)
Experiencia en reactores rápidos
18 Reactores Rápidos
390 reactor*años de experiencia
BN-350 (Kazakhstan)
Desde 1996
50MWe y
45000 l de
agua
destilada al
día
Joyo (Japón)
Phénix (Francia)
Desalación
World Nuclear Association
http://www.world-nuclear.org/info/inf98.html
BN-600 (Beloyarsk
Rusia):
Factor de carga: 75%
Eficiencia: 43%
Más de 20 años
efectivos de operación
BN-600 factor de
carga 1980-2002
(1998 reparación de
un gran componente).
Experiencia operativa
de Phenix
entre 1974 y 2001
U235/U238
=0.7% (nat)
RAA
FF+A.M.
U empobrecido
o natural
Pu, U
Pu, U
RAA
FF+A.M.
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)
FF+Perdidas
RAA
U empobrecido
o natural
Pu, U + 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.
Si se también se reciclan los
A.M. se gana un factor 100.
Pu, U +A.M.
En los RR de sodio el contenido
en A.M. (Am) está limitado (<5%)
por los parámetros de seguridad.
FF +
Perdidas
RAA
Tecnología ensayada o disponible
pero mejorable.
Con los precios actuales del U
enriquecido, del reprocesado y
de los reactores rápidos no son
Generación de Pu desde el U238
Multireciclado de Pu
( y de actínidos minoritarios
competitivos con los reactores
actuales, pero probablemente lo
serán en el futuro.
Reactores rápidos de Gen IV =
Máximo aprovechamiento del los
recursos naturales (U,Th)
Gas: ALLEGRO
6 y 7PM EU ALLEGRO, GoFastR
Reactores rápidos:
Sodio: ASTRID
7PM EU CP-ESFR
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
Plomo: ELSY
7PM EU 7PM EURATOM
LEADER, CDT, HeLiMnet
Resistencia a la proliferación y Protección física:
Minimización del interés de proliferación y protección física
contra actos terroristas
Reactor Rápido de Sodio (la referencia actual)
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.
1500 MWe Innovative SFR Pool Design [CEA]
Reactor Rápido de Pb
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.
ELSY [ELSY Consortium]
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
Etapas de evolución del ciclo de
combustible
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
Condiciones para el sistema transmutador
1) Gran flujo neutrónico y capacidad de extraer
(utilizar) mucha energía (fisiones)  Reactor o
similar
Neutrones de fisión
por absorción
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).
Sección eficaz de fisión
5) Espectro neutrónico rápido:
•
Suficientes neutrones para mantener la
cadena de fisiones (economía de neutrones)
•
Todos los isótopos fisionan en cierto grado,
•
Mejor razón de fisiones/captura
(Transmutación vs. Producción de más
residuos masa mayor),
Menor sensibilidad a actínidos como
venenos neutrónicos.
•
Probabilidad de fisión por neutrón absorbido
100
80
60
40
20
0
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
¡¡Y por supuesto necesitamos separar los Transuránicos (Pu,AM) del U !!
ADS: transmutadores especializados
Los ADS, sistemas subcríticos de espectro rápido operados por acelerador,
funcionan en modo de seguimiento de la fuente externa en vez de estar autoestabilizados 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 CDT
Diseño detallado de un demostrador Myrrha XT-ADS de
50-100 MW para ser instalado en SCK-CEN y operable
antes de 2020.
50-100 MWth MYRRHA/XT-ADS
[SCK•CEN]
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.
EURATOM: EUROPART+ ACSEPT y
FAIRFUEL: Validación y estudios a escala
preindustrial de técnicas hidro- y pirometalúrgicas avanzadas.
Ensayos de nuevas moléculas
orgánicas extractantes.
Patente UAM/CIEMAT
Procesos hidrometalúrgicos: separación de actínidos minoritarios
Proceso PUREX, realizado en la planta de ATALANTE
Proceso COEX
Proceso DIAMEX, realizado en el 2005
Proceso SANEX, realizado en el 2005
Diagrama de flujo de un proceso pirometalúrgicos
Mechanical treatment
Oxide Fuel
LiCl
Oxyde
Stack
Off-Gas Treatment
Flux de déchets
Electrolytic
Reduction
Gaz
Métal
Gas FP storage
Cl2
Salt
Removal
Sel+métal
Sel
KCl
Partial
dissolution
H2+HCl (g)
Metal Waste
Treatment
U/TRU
Electrorefining
U/TRU
Processing
Cl2
AlCl3(2)
Metallic
waste
Cl2
Cathode
Chlorination
AlCl3 (1)
Condenser
U:Pyrohydrolysis
Condenser
UO2
UCl6
H2O (vap)
Cathode
Chlorination
An:Pyrohydrolysis
AnClx
Salt Electro
Cleaning
Salt treatment
(1)+(2)AlCl3
AlCl3
H2O (vap)
An:Pyrohydrolysis
H2O (vap)
Al2O3
AnOx
Ciclo para minimizar los residuos radiactivos con Separación y
Transmutación de todos los actínidos, caso de mínima introducción de
nueva tecnología nuclear.
Reutilización del Pu (Actualmente se
hace en Francia, Japón,…)
Ciclo abierto actual
U empobrecido
o natural
Pu, U
FF+A.M.
Reactor Térmico
RAA
FF+A.M.
Ciclo para minimizar los residuos radiactivos con Separación y
Transmutación de todos los actínidos, caso de mínima introducción de
nueva tecnología nuclear.
U empobrecido
o natural
Pu, U
Pu, A.M.
FF+Perdidas
Reactor Térmico
A.M.
Pu, U
Pu, A.M.
RAA
FF+Perdidas
Separación y
Transmutación de
Pu y Actínidos Minoritarios
RAA
FF+Perdidas
Ciclo sostenible con optimización de
recursos y rentabilidad en cada momento y
Separación y Transmutación de todos los
actínidos
U empobrecido
o natural
Pu, U
Pu, A.M.
A.M.
Pu, U (A.M.)
Pu, A.M.
RAA
RAA
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
Efectos de las tecnologías de
Separación y Transmutación
Efectos en el ciclo del combustible:
Estudios de la NEA + Red-Impact
Red-Impact
NEA (2002+2006) + Red-Impact
Scenario definition: Reactors
and other facilities
Mass flow
Waste Streams:
HLW, ILW,…
Isotopic Vectors
Heat, Radiotoxicity,
Radioactivity,
Waste Form: Packages
Repository Concept
R. Size/Capacity evaluation
Performance Assessment:
Doses
Variants & Time Dependent Scenarios
Methodology of the scenario studies:
A1
A2
B2
B1
B3 A3
Inventario y Radiotoxicidad
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.
U
1,E+07
1,E+06
1,E+05
1,E+04
U
O-C
Pu burning
TRU burning in ADS
Double strata
TRU burning in FR
FR strategy
1,E+03
1,E+02
Cm
Cm
Pu
Pu
1,E+01
1,E+00
1,E-01
1/100
Am
Am
1/1000
Np
Np
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
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.
Heat after unloading (W/TWhe)
1,E+04
1,E+03
Actin A1,A2,A3
1,E+02
FP
90Sr+137Cs
1,E+01
B2 - Actin
B1 - Actin
A3 - Actin
A2 - Actin
A1 - Actin
B2 - FP
B1 - FP
A3 - FP
A2 - FP
A1 - FP
1,E+00
1,E-01
1,E-02
1
Actin B1, B2
10
100
Cooling time (a)
1000
10000
Dosis
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
Granite-H
Escenario de evolución
normal
Escenario de
Intrusión humana
Soluciones regionales
Spent
fuel A
Reprocessing
A
GROUP A
Pu + MA
ADS fuel
fabrication
ADS
Pu + MA
MA
ADS fuel
reprocessing
Reprocessing
B
Spent fuel
ADS
REGIONAL
FACILITIES
- 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.
Pu
MOX
Fabrication
PWR
MOX
Spent
fuel B
UOX
Fabrication
Enriched
U
PATEROS (Euratom 6PM)
Spent
fuel A
Reprocessing
A
GROUP B
PWR
UOX
GROUP A
Pu + MA
REGIONAL
FACILITIES
Reprocessing
B
Pu + MA
Fast reactors
Fuel Fabrication
Fast reactors
Spent
fuel B
GROUP B
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.
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
Mejorando cada día: programas
de I+D
Coordinación de la I+D
La 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)
Metodologías avanzadas para recuperar
la energía del combustible usado
El caso del transmutador subcrítico
El Proyecto Myrrha
Science towards Sustainability
A multi-national approach is needed
for the demonstration of innovative technology
that will «incinerate» spent nuclear fuels
and shorten the waste monitoring period.
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) myrrha@sckcen.be
Eunropean Nuclear Conference, ENC 2010, 30 May – 2 June, 2010, Barcelona (SP)
(with permission from SCK•CEN)
MYRRHA concept
Reactor
Accelerator
• subcritical mode (50-100 MWth)
• critical mode (~100 MWth)
(600 MeV – < 4 mA proton)
Spallation source
Multipurpose
flexible
irradiation
facility
Fast
neutron
source
Lead-Bismuth
coolant
47
MYRRHA:
Flexible Fast Spectrum Irradiation Facility
Experimental rigs:
• dedicated contents
• dedicated irradiation
Minor Actinides
test assemblies
Balanced budget
Investment 960 M€
2010 - 2023
Building
196 M€
Equipment
370 M€
Engineering
202 M€
Contingencies
192 M€
Operational Budget
Costs
Revenues
2024 ~ 2050
Operational
costs
46.6 M€/y
Organisation
reinforcement
14.6 M€/y
Consortium
endowment
25.2 M€/y
Science & Tech.
revenues
17.1 M€/y
Services
revenues
>18.8 M€/y
Maquetas de ADS de baja potencia
Sequence of
experimental
validation of ADS
physics
SAD
YALINA
FEAT
TARC
MUSE
The GUINEVERE-project
A zero power lead-based ADS
Deuterium
source
Bending
magnet
HVAC with
absolute filter
Dock station of
the vertical line
Vertical line
GENEPI-3C
Venus
bunker
Control room
VENUS
Control room
GENEPI-3C
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.