Ciclul combustibilului nuclear

De la Wikipedia, enciclopedia liberă
Salt la: Navigare, căutare

Dicționarele [1] definesc combustibilul nuclear drept materialul care trebuie consumat pentru a obține energia nucleară, prin analogie cu combustibilul conventional care este ars pentru a obține energie chimică. Materialul cel mai utilizat pentru a produce combustibilul nuclear este uraniul. Diferitele activități (procese) asociate producției de electricitate de origine nucleară sunt denumite generic «ciclul combustibilului nuclear». Ciclul combustibilului nuclear începe cu mina de uraniu și se sfârșește cu depozitarea definitivă a deșeurilor radioactive.

Etape[modificare | modificare sursă]

Ciclul combustibilului nuclear include trei părți:

  • O parte de început care cuprinde procesele de transformare a uraniului în combustibil nuclear;
  • Utilizarea combustibilului nuclear în reactorii energetici
  • O parte finală în care combustibilul nuclear uzat este gospodărit astfel încât să nu afecteze sănătatea publicului și mediul încongurător.

Ciclu de combustibil nuclear bazat pe Uraniu include următoarele activități (procese):

  • extragerea minereului de uraniu;
  • purificarea uraniului de celelalte elemente chimice prezente în minereu;
  • îmbogățirea uraniului în izotopul Uraniu 235 care este fisionabil (opțional);
  • fabricarea elementelor combustibile;
  • arderea combustibilului nuclear în reactorii energetici pentru producerea de electricitate;
  • stocarea intermediară a combustibilului nuclear uzat;
  • recuperarea materialelor fisionabile din combustibilul nuclear uzat «reprocesare» (opțional);
  • refolosirea materialelor fisionabile recuperate «refabricare» (opțional);
  • depozitarea definitivă a combustibilului nuclear uzat în facilități amenajate în subteran «depozite geologice»

Extragerea minereului de uraniu[modificare | modificare sursă]

Uraniul este un metal ușor radioactiv , destul de răspândit în scoarța terestră. Uraniul este mai abundent decât aurul , argintul, mercurul, la fel de abundent ca zincul și ușor mai puțin răspândit decât cobaltul, plumbul sau molibdenul. Uraniul este prezent în majoritatea rocilor, în sol, în apa râurilor și a oceanelor. Granitul, care reprezinta circa 60% din crusta terestră, are o concentrație în uraniu de 4 ppm. Fosfații naturali pot avea conținut de uraniu de până la 0,04%, în timp ce unele zăcăminte de cărbune prezintă conținut de uraniu de peste 0,01%. Urme de uraniu se găsesc în alimente și în corpul uman. Mineralele cu conținut de uraniu ce poate fi valorificat economic constituie minereul de uraniu. Minereurile de uraniu sunt de două categorii :

  • Minereuri bogate, cu conținut de uraniu de până la 20%
  • Minereuri sărace, cu conținut de uraniu de până la 0,1%.

Minereul de uraniu se extrage fie din cariere la suprafață, fie din mine de adâncime. În prezent, uraniul poate fi recuperat «in-situ», prin tehnici de spălare a zăcământului.

Purificarea[modificare | modificare sursă]

Minereul este prelucrat în uzinele de preparare pentru separarea uraniului de steril. Într-o uzină de preparare convențională, minereul este sfărâmat și apoi dizolvat. În cele mai multe cazuri se folosește acidul sulfuric, dar se pot folosi și agenți alcalini de solubilizare. Agentul de solubilizare dizolvă atât uraniul cât și alți constituienți: vanadiu, seleniu, fier, plumb, arseniu. O instalație convențională de preparare extrage 90-95% din uraniul prezent în minereu. Produsul obținut la uzina de preparare este un concentrat tehnic de uraniu numit și yellow cake după culoarea sa galbenă.

Pentru a putea obține reacția de fisiune în lanț, din combustibilul nuclear trebuie îndepărtate toate impuritățile care absorb neutroni printre care se numără următoarele elemente chimice: borul, cadmiul și lantanidele (disprosiu, gadoliniu). Eliminarea acestor impurități din combustibilul nuclear se realizează printr-un proces de purificare (rafinare) a uraniului. Pentru realizarea purificării concentratul tehnic de uraniu (yellow cake) este dizolvat în acid azotic. Soluția de azotat de uranil UO2(NO3)2.6H2O este alimentată în contracurent într-un process de extracție cu solvenți (tributil fosfat dizolvat în kerosen sau dodecan). Uraniul este colectat în faza organică din care este recuperat prin spălare cu soluție de acid azotic. Uraniul este concentrat prin evaporare și apoi calcinat pentru a obține UO3 pur. Trioxidul de uraniu UO3 este redus într-un cuptor cu hidrogen pentru a obține UO2.

Imbogățirea[modificare | modificare sursă]

Atunci când este extras din mină uraniul conține trei tipuri de atomi:

  • grei U238 (99,3%)
  • cu greutate medie U235 (0,7%)
  • ușori U234 (<0,01%)

În majoritatea aplicațiilor pentru producerea de energie prin fisiunea nucleară, compoziția uraniului trebuie schimbată în sensul creșterii conținutului de U235 de la 0,7% până la circa 5%. Procesul tehnologic se numește îmbogățire izotopică și se poate baza pe mai multe fenomene fizice: difuzia prin membrane, ultracentrifugarea și îmbogățirea cu laser.

Difuzia gazoasă constă în trecerea forțată a hexafluorurii de uraniu printr-o serie de membrane poroase. Deoarece moleculele ce conțin U235 sunt mai ușoare ele se mișcă mai rapid și au șanse mai mari să treacă prin porii membranei. Astfel hexafluorura de uraniu care trece prin membrană se îmbogățește ușor în U235 în timp ce materialul care nu trece prin membrană este sărăcit în U235.

Ultracentrifugarea se bazează pe diferența de greutate a U235 și a U238 . Hexafluorura de uraniu gazoasă este introdusă în incinte vidate conținând rotoare de circa 2 metri lungime cu 15–20 cm diametru. Când rotoarele ating 50000-70000 rotații pe minut, forța centrifugă face ca U238 să se concentreze spre periferie în timp ce U235 se acumulează mai spre centru.

Îmbogățirea cu laser se bazează pe proprietatea atomilor de uraniu de a absorbi lumina cu o anumită lungime de undă. Lungimea de undă a lumii absorbite de atomul de U235 este puțin diferită de cea corespunzătoare U238. Când atomul de U235 absoarbe lumina emisă de laser el devine o specie chimică reactivă.

Fabricarea elementelor de combustibil[modificare | modificare sursă]

Fabricarea combustibilului nuclear pentru reactorii CANDU include următoarele etape:

  • Fabricarea pastilelor de UO2
  • Fabricarea elementelor combustibile
  • Fabricarea fascicolelor de combustibil

Pentru fabricarea pastilelor pulberea de bioxid de uraniu este compactată cu o presă obținându-se pastile crude care sunt apoi sinterizate la temperatură înaltă (peste 1700 grade C) în atmosferă de hidrogen. Pastilele sinterizate sunt apoi rectificate la exterior, pentru a avea dimensiunile dorite și geometria perfectă.

La fabricarea elementelor de combustibil pastilele de bioxid de uraniu sunt încărcate apoi în tuburi din aliaj de zirconiu, iar tuburile sunt închise prin sudarea unor dopuri la ambele capete.

Elementele de combustibil sunt asamblate într-o structură rigidă care constituie fasciculul de combustibil.

Arderea în reactor[modificare | modificare sursă]

Atunci când este introdus în reactor combustibilul nuclear întreține reacția de fisiune în lanț prin care se eliberează energia nucleară. Deoarece uraniul fisionabil (235) se consumă s-a denumit acest proces «ardere», prin analogie cu arderea unui combustibil convențional pentru a produce căldură. În mod curent, arderea combustibilului nuclear este caracterizată prin gradul de ardere. Gradul de ardere nu este o măsură a timpului de iradiere, deși este proporțional cu acesta, ci reprezintă cantitatea de energie eliberată prin fisiune, raportată la unitatea de masă a combustibilului. Gradul de ardere se exprimă curent în MWzi/tonă de uraniu.

O valoare mediată a gradului de ardere se poate obține cu formula : Gradul de ardere = Puterea termică a reactorului x Timpul de iradiere / Masa de combustibil.

În urma proceselor de fisiune, în combustibilul nuclear nuclear se acumulează produșii de fisiune radioactivi. Fasciculele de combustibil uzat descărcate din reactorul CANDU sunt puternic radioactive. Din acest motiv, combustibilul nuclear uzat reprezintă categoria de deșeuri radioactive cea mai periculoasă și este gospodărită cu mare atenție.

Reprocesarea[modificare | modificare sursă]

Reprocesarea este un proces industrial prin care materialele utile (Uraniul și Plutoniul) sunt izolate de produșii de fisiune și celelalte materiale ce intră în compoziția combustibilul uzat.

Refabricarea[modificare | modificare sursă]

Produsul finit obținut la uzinele de reprocesare este oxidul de plutoniu pur. Acesta este amestecat cu uraniul sărăcit rezultat din instalațiile de îmbogățire a uraniului pentru a se obține oxidul mixt (UO2+PuO2), denumit în engleză MOX.

Depozitarea definitivă[modificare | modificare sursă]

În prezent există un larg consens internațional în legătură cu depozitarea finală a combustibilului nuclear ars în formațiuni geologice stabile aflate la mare adâncime. Principiul care a stat la baza conceptului depozitării geologice constă în izolarea acestor deșeuri față de biosferă printr-un sistem de bariere multiple, timp de milenii, astfel încât radioactivitatea să descrească până la nivele nepericuloase.

Bibliografie[modificare | modificare sursă]

  • Glodeanu, Florian; Veronica Andrei, Constantin Galeriu (2008). Ciclul combustibilului nuclear. Editura Modelism. pp. 16-46. ISBN 978-973-8101-25-8 
  • Gălățeanu, Ioan (1976). Radiochimie aplicată. Editura Academiei RSR. pp. capitolul 5 Produșii de fisiune 195-249 

Vezi și[modificare | modificare sursă]