ciemat - Sociedad Nuclear Española

Serie de conferencias:
26 de marzo de 2010
Otras segundas partes: El combustible
irradiado como recurso,
RRAA: Energía para miles de años
Enrique M. González-Romero
Centro de Energías Medioambientales y Tecnológicas
(CIEMAT)
Otras segundas partes: El combustible
irradiado como recurso,
RRAA: Energía para miles de años
Índice:
• El combustible usado hoy: un residuo radiactivo con soluciones seguras
• Reutilizando el plutonio hoy: Más energía y menos residuos
• Reactores rápidos reproductores: Mucha más energía y menos
residuos a medio plazo
• Energía nuclear sostenible a largo plazo: Separación y Transmutación =
Mucha más energía y muchos menos residuos
• Mejorando cada día: programas de I+D
Otras segundas partes: El combustible
irradiado como recurso,
RRAA: Energía para miles de años
El combustible usado hoy:
un residuo radiactivo con
Soluciones seguras
Residuos y energía desde el punto de vista científico
Fisión Nuclear:
Enorme cantidad
de energía por
unidad de masa de
combustible
Residuos vida
corta inevitables
Isótopos de vida
larga (Plutonio y
A.M.) dependiendo
del tipo de reactor:
- Más Combustible
- Los residuos más
difíciles de
gestionar
Parte de las mayores dificultades de la fisión como los residuos de vida
larga son dependientes de la tecnología elegida (tipo de reactor)
Residuos radiactivos de Alta Actividad son un problema
muy complejo pero con soluciones
Los residuos de alta actividad, RRAA, combustibles irradiados de las CCNN:
- alta densidad en radioactividad,
- larguísima duración de algunos de sus componentes (los actínidos)
- contienen materiales susceptibles de su uso militar y
- desarrollan suficiente calor como para dañarse o dañar a su entorno.
Escala: todos los combustibles usados de Suecia (= España) están en 2 grandes
piscinas en el CLAB.
Residuos radiactivos de Alta Actividad son un problema
muy complejo pero con soluciones
Soluciones actuales y posibles mejoras:
1)
Almacenamiento en las piscinas de la central (excepto Trillo)
2)
Almacenamiento Temporal Centralizado, ATC, de unos 60 años
3)
Almacenamiento geológico profundo, AGP
•
•
Posible reducción por Separación y Transmutación (selección y reciclado) y
en un futuro próximo (RR) Residuos  Combustible para miles de años
La solución clásica: AGP
Bentonita
Contenedor
metálico
Un almacén final de residuos en su pueblo?
> 500m profundidad
4)
Considerado por toda la comunidad científica una solución viable para el aislamiento de los
residuos a muy largo plazo, reduciendo en todo momento (durante la vida del AGP de miles
de años) los efectos (dosis) a las personas a niveles inferiores a los de la radiación ambiente
natural.
Dificultades emplazamiento en algunos países, pero con ejemplos de éxito en países de
nuestro entorno: Finlandia, Suecia y Francia.
Decidid. contra
Contra
Indeciso
A favor
Decididamente a
favor
Otras segundas partes: El combustible
irradiado como recurso,
RRAA: Energía para miles de años
Reutilizando el plutonio hoy: Más
energía y menos residuos
Residuos de Alta actividad:
¿Qué hay en los Combustibles irradiados?
Uranio + materiales estructurales activados : Gran volumen y masa, poca radiactividad.
Fragmentos de Fisión: 5% de los residuos en masa. La mayor parte de la radioactividad en
la descarga. Muy radiactivos pero de vida corta (30 años). Cs y Sr la fuente de calor durante
los primeros años en el AGP.
Actínidos transuránidos (Plutonio, Neptunio, Americio y Curio): Menos del 1.5% del
residuo en masa. La mayor parte de la radiactividad 50 a 100 años después de la descarga.
Material fisionable. Su periodo de actividad oscila entre 10000 y 10.000.000 de años.
100,000%
5%
4,352%
80%
60%
40%
24,960%
13,452%
20%
6,448%
4,352%
0,062%
1,003%
0,097%
0,002%
0%
Acero
O
Zr-al
U
FF
Np
Pu
Am
Cm
Masas rel. al U
Masas relativas al U
100%
4%
3%
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%
2%
1,003%
1%
0,062%
0,097%
0,002%
0%
FF
Np
Pu
Am
Cm
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.
Los plutonios Pu238, Pu240 y Pu242 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) hace más de 20 años (1976).
Uext
Fisión en Pu239
Comb.
Usado
En térmico
Proceso Purex
1000 b
Pu
MOX
U
Almacén o MOX
Np, Am,
Cm, F.F.
Vidrios de
residuos
Separación comercial de U, Pu en La Hague (F)
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
Otras segundas partes: El combustible
irradiado como recurso,
RRAA: Energía para miles de años
Reactores rápidos reproductores:
Mucha más energía y menos
residuos a medio plazo
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.
Permiten usar todo el Uranio, no solo el U235, para producir energía
h
R
T
U233 2.3 2.3
Pu239/U238
Equilibrio
T: 0.5%
R: 12%
U235 1.9 2.1
Pu239 2.3 2.1
Probabilidad de fisión por neutrón absorbido
100
Neutrones de fisión por absorción
80
60
40
20
0
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
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.
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 eventualmente de A.M.)
competitivos con los reactores
actuales, pero lo serán .
Reactores rápidos de Gen IV =
Máximo aprovechamiento del los
recursos naturales (U,Th)
Gas: ALLEGRO
6 y 7PM EU ALLEGRO, GoFastR
Reactores rápidos:
Plomo: ELSY
7PM EU 7PM EURATOM
LEADER, CDT, HeLiMnet
Refrigerado por (aleaciones de) Plomo fundido
Refrigerado por Sodio 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:
Sodio: ASTRID
7PM EU CP-ESFR
Minimización del interés de proliferación y protección física
contra actos terroristas
Otras segundas partes: El combustible
irradiado como recurso,
RRAA: Energía para miles de años
Energía nuclear sostenible a
largo plazo:
Separación y Transmutación =
Mucha más energía y muchos
menos residuos
1
1
2
1 2
1
9
1 1 16
6
1
19 de Octubre de 2009:
436 reactores en operación
53 reactores nucleares en construcción
108 planificados y 272 propuestos
Fuente: World Nuclear (www.world-nuclear.org/info/reactors.html) y PRIS (IAEA).
2
6
2
Un creciente número de países que consideran la
introducción o expansión de la potencia nuclear
El « Renacimiento de la Energía Nuclear »
La sostenibilidad y competitividad de la energía nuclear,
el incremento y variabilidad del coste del petróleo y gas,
los problemas en la garantía de su suministro,
el incremento de la demanda de electricidad particularm. en países emergentes, y
los programas de lucha contra el cambio climático,
están generando un renacimiento de la energía nuclear .
19 de Octubre de 2009:
436 reactores en operación
53 reactores nucleares en construcción
108 planificados y 272 propuestos
Además, en Estados Unidos 52 Centrales nucleares han sido autorizadas a operar
hasta 60 años y otras 5 centrales han sido autorizadas a extender su vida en Europa
Los organismos internacionales, incluyendo el IPCC, prevén escenarios
para 2030 – 2050 con un incremento de la energía nuclear
Coinciden en que: Será necesario mantener o incrementar la potencia nuclear
instalada para limitar las emisiones de gases de efecto invernadero.
IPCC – Panel intergubernamental del Cambio Climático 2007
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.
Pu, U (A.M.)
A.M.
Pu, A.M.
RAA
RAA
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 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.
7PM EURATOM ACSEPT y FAIRFUEL,
Validación y estudios a escala preindustrial de
técnicas hidro- y piro-metalúrgicas avanzadas.
Comportamiento y concepción de combustibles para
ciclos avanzados del combustible
Hay nuevas instalaciones en preparación en
ATALANTE y La Hague para ensayar estos
desarrollos.
Efectos en la gestión de residuos de alta actividad:
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
1/1000
Am
Am
Np
Np
Efectos en la gestión de residuos de alta actividad:
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
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.
Otras segundas partes: El combustible
irradiado como recurso,
RRAA: Energía para miles de años
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
Además: el OIEA, la AEN/OCDE y los programas marco de la UE
European Sustainable Nuclear
Industrial Initiative (ESNII)
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” 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.
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
2050
Mejora de:
+ Reducción
+ Mejora
- seguridad,
residuos
Aprovecham.
- eficiencia y
radiactivos de
Rec. naturales
- economía
Alta Actividad
(U,Th)
- Reactores de Gen III(+) en fase de comercialización y construcción
- Reactores rápidos de Gen IV esfuerzo internacional dentro del GIF (Gen IV Intern. Forum).
- Una Iniciativa Industrial Europea apoyada por la SNETP centrado en 2 tecnologías: una
fijada en el Sodio y la otra a definir en 2012 entre Plomo y Gas (He).
- Ingeniería de detalle para el primer prototipo de ADS de potencia (Myrrha – proyecto CDT)