Nukleáris üzemanyagciklus. Az urán útja a bányától a reprocesszálásig Osváth Szabolcs OSSKI előadás az Energetikai Szakkollégiumon 2013. XI. 28. (Cs); BME Q BF 12 1
Olvasnivalók, irodalomjegyzék Manson Benedikt, Thomas H. Pigford, Hans Wolfgang Levi: Nuclear Chemical Engineering (Hemisphere Publishing Corporation, 1981) Gregory R. Choppin, Jan-Olov Liljenzin, Jan Rydberg: Radiochemistry and Nuclear Chemistry (Reed Educational and Professional Publishing Ltd, 1995) Gregory R. Choppin & Jan Rydberg: Nuclear Chemistry (Pergamon Press, 1980) IAEA: Uranium 2007: Resources, Production and Demand (OECD, 2008) ( The Red Book ) IAEA-TECDOC-1467: Status and trends in reprocessing, 2005 OECD / International Atomic Energy Agency (IAEA), Uranium 2009: Resources, Production and Demand (OECD Publishing, 2009) Walter Loveland, David J. Morrissey, Glenn T. Seaborg: Modern nuclear chemistry (John Wiley & Sons, 2006) Peter D. Wilson (szerk.): The Nuclear Fuel Cycle From ore to waste (Oxford University Press, 1996) ENEN International seminar on nuclear fuel cycle
Porból vétettünk, és ismét porrá leszünk (1) Bányászat (2) Ércfeldolgozás (3) Konverzió (4) Fűtőelemgyártás (5) Reaktorok (6) Reprocesszálás (7) Partícionálás (8) Transzmutáció (9) Hulladékkezelés
Termikus neutronokra elhasadnak: 233 U, 235 U, 239 Pu, 241 Pu 232 Th + n 233 U 238 U + n 239 Pu 241 Pu
A természetes bomlási sorok 232 Th-sor (A=4n) 220 Rn toron 237 Np-sor (A=4n+1) kihalt 238 U- 226 Ra-sor (A=4n+2) 222 Rn radon radon 235 U- 227 Ac-sor (A=4n+3) 219 Rn aktinon Iszapminta uránfrakciójának alfaspektruma (a 232 U-t én tettem bele nyomjelzőnek) beütésszám 80 70 60 50 40 30 20 238 U 4200keV 234 U 4770keV 232 U 5320keV 10 0 1800 1900 2000 2100 2200 2300 2400 2500 csatornaszám
Az aktinoidák vegyértékváltók és komplexeket képeznek
Uránércek és bányászatuk
>400-féle érc U-tartalmuk < 1%
Jóformán minden ország más és más szisztéma szerint csoportosítja az uránérclelőhelyeit. Két fő szempont: az adatok megbízhatósága és a kitermelés költsége.
In situ leaching kénsavval (H 2 SO 4 ) vagy szódaoldattal (Na 2 CO 3 ) Környezeti problémák!
Az uránérc feldolgozása
Őrlés Nuclear Fuel Cycle Szabolcs Osvath, BME NTI 20
Az urántartalom kioldása két vegyszerrel történhet: Na 2 CO 3 [UO 2 (CO 3 ) 3 ] 4- stabil komplex lassú, de szelektív eljárás H 2 SO 4 [UO 2 (SO 4 ) 3 ] 4- kevésbé stabil komplex gyors, de kevésbé szelektív eljárás Szűrés Tisztítás (a savas kioldás után): anioncserélő gyantán folyadék-folyadék extrakcióval
Az urántartalmat lúggal (pl. NaOH, NH 3 ) csapják ki (nyerik vissza). Így készül a sárga pogácsa.
A meddő(hányó) A kibányászott aktivitás 10/14 része a meddőbe kerül (NORM) Eddig a föld alatt volt, most a felszínen van Vegyszerrel jól meg is matattuk Vö. széntüzelésű hőerőművek salakja, pernyéje (TENORM) A radon nemesgáz Remediáció, rekultiváció
Konverzió A sárga pogácsá -t (75-90% Na 2 U 2 O 7 vagy (NH 4 ) 2 U 2 O 7 ) elszállítjuk a bányától A konverterben tovább tisztítják Oldás HNO 3 -ban: Na 2 U 2 O 7 UO 2 (NO 3 ) 2 Tisztítás folyadék-folyadék extrakcióval Kicsapás NH 3 -val: UO 2 (NO 3 ) 2 (NH 4 ) 2 U 2 O 7 Kalcinálás: (NH 4 ) 2 U 2 O 7 2 NH 3 + 2 UO 3 + H 2 O Redukció: UO 3 + H 2 UO 2 + H 2 O Fluorozás: UO 2 + 4 HF UF 4 + 2 H 2 O Fluorozás elemi fluorral! UF 4 + F 2 UF 6
Konverzió Na 2 U 2 O 7 UO 2 (NO 3 ) 2 (NH 4 ) 2 U 2 O 7 UO 3 UO 2 UF 4 UF 6
Miért olyan különleges az UF 6? - A fluor monoizotópos ( 19 F) - Az UF 6 igen illékony
Izotópdúsítás
Izotópdúsítás A 235 U és a 238 U kémiai tulajdonságai megyegyeznek. Fizikai módszert kell alkalmazni, amely kihasználja a (csekély) tömegkülönbséget. Az effektus rendkívül csekély. Technológiai léptékben két módszer valósult meg: a diffúziós és a centrifugás. Mindkettőhöz gázhalmazállapotú uránvegyületre van szükség.
Dúsítási kaszkád
Gázdiffúziós eljárás
Gázdiffúziós eljárás
EURODIF - Georges Besse 1400 fokozat folyamatos üzem 3000 MW elektromos vö. Tricastin 1-4 atomerőmű (3660 MW) hűtőtornyok a hulladékhőt az iparban és egy krokodilfarmon hasznosítják TRICASTIN-1 PWR 915 MW 1980/05/31 TRICASTIN-2 PWR 915 MW 1980/08/07 TRICASTIN-3 PWR 915 MW 1981/02/10 TRICASTIN-4 PWR 915 MW 1981/06/12 34
Gázcentrifugás eljárás
Gázcentrifugás eljárás
37
A dúsítási igények kielégítésére alkalmazható módszerek részesedésének várható alakulás a következő évtizedben Módszer 2010 2020 Gázdiffúziós 25% 0 Gázcentrifugás 65% 93% Lézeres 0% 3% Nukleáris fegyverek töltetének lehígítása 10% 4%
4 cég állítja elő a dúsított urán 95 %-t
Fűtőelemgyártás
Mi minden kell egy atomreaktorba? üzemanyag (uránvegyületek) esetleg kiégő mérgek (Gd) szerkezeti anyagok (Zr-ötvözetek, acélok, kutatóreaktorokban Al, ) moderátor reflektor hűtőközeg biológiai védelem (sugárárnyékolás) Szempontok: nukleáris (mit művel a neutronokkal) hőtechnikai (hővezetés, hőtágulás) mechanikai (szilárdság) kémiai (korrózió, kompatibilitás) strapabírósági (hőmérséklet- és sugárálló) gazdasági (olcsó) de a legfontosabb nukleáris anyag akkor is 41
UF 6 UO 2 U U-oxidok: UO 2 (+ PuO 2 = MOX), UO 3 U (fém) U-karbidok: UC, UC 2, U 2 C 3 UH 3 U-nitridek: UN eutektikus sóolvadék: ZrF 4 + BeF 2 + 7 LiF + 235 UF 4
A kiégett fűtőelemek kezelése
Mi a fantázia a reprocesszálásban? A tömeg zömét az aktinoidák, az aktivitás zömét viszont (egyelőre) a hasadási termékek adják
Nuclear Fuel Cycle Szabolcs Osvath, BME NTI 55
A PUREX eljárás lényege Folyadék-folyadék extrakció UO 2+ 2 + 2 NO - 3 + 2 TBP = UO 2 (NO 3 ) 2 *2TBP Pu 4+ + 4 NO - 3 + 2 TBP = Pu(NO 3 ) 4 *2TBP vizes fázis szerves fázis Az urán és a plutónium együtt extrahálódik A plutónium szelektíven redukálható (és visszaextrahálható): Pu 4+ + Fe 2+ Pu 3+ + Fe 3+ Az utolsó lépés az urán visszaextrakciója
ÓRAELLENŐRZÉS! Hogy állunk idővel?
Transzmutáció
Mit hogyan transzmutáljunk? Hasadási termékek: 126 Sn, 90 Sr, 137 Cs gazdaságosan nem transzmutálható 99 Tc termikus neutronokkal transzmutálható 129 I bonyolultabban, de megoldható nagy neutronfluxusra van szükség Aktinoidák: termikus neutronok nem segítenek küszöbenergia feletti gyors neutronokra mindegyik aktinoida hasad f / c jó nagy legyen
Cross-section [barn] 10000 1000 100 10 1 0.1 0.01 0.001 0.0001 Fission Capture 1E-5 1E-4 1E-3 1E-2 1E-1 1E+0 1E+1 1E+2 1E+3 1E+4 1E+5 1E+6 1E+7 Energy [ev] Cross-section [barn] 100000 10000 1000 100 10 1 0.1 0.01 0.001 239 Pu Fission Capture 237 Np 0.00001 0.0001 Aktinoidák többlépéses transzmutálása termikus és gyors neutronokkal: 241 Am( n, ) 242 Am 16h 243 242 237 Am(n, ) Np(n, ) Cm 163d 244 238 238 Am 10h Np 2.1d Pu( n, ) 244 1E-5 1E-4 1E-3 1E-2 1E-1 1E+0 1E+1 1E+2 1E+3 1E+4 1E+5 1E+6 1E+7 Energy [ev] 239 238 Pu(n, ) Pu( n, Cm 18.1d 240 f ) 239 Pu(n, ) Pu(n,f ) 241 Pu(n,f )
Radioaktív hulladékok
A radioaktív hulladékokat rengetegféleképpen csoportosíthatjuk Halmazállapot szerint (szilárd, folyékony, gáz) Aktivitáskoncentráció szerint (felszabadítható, kis, közepes, nagy) Felületi dózisteljesítmény szerint Hőtermelés szerint Felezési idő szerint (rövid, hosszú) Sugárzástípus szerint (alfa, béta, gamma) Eredet szerint (ipar, egészségügy stb.) (Kémiai) összetétel szerint (pl. korrozív, tűzveszélyes)
Mit kezdünk a radioaktív hulladékkal? Pihentetés Térfogatcsökkentés Immobilizálás Cementezés Bitumenezés Üvegesítés Temetés Felszíni Felszín közeli Mélységi (geológiai) Mérnöki gátak Hulladékmátrix Acélhordó Térkitöltés Betonmedence Geológiai gátak Befogadó kőzet
Itt a vége, fuss el véle!