Jądrowy cykl paliwowy Fuel and power plant operation schedule Jądrowy cykl paliwowy Schemat cyklu (uproszczony Ruda uranowa Interim Storage interim e.g. Elektrownia jądrowa 1000 MWe zuŝywa rocznie ok. 25 t niskowzbogaconego uranu (LEU 3.75% 235 U. Tą ilość otrzymuje się z 150-200 t U nat Final disposal Spent fuel storage Część Ι : "Front end" Rozmieszczenie światowych zasobów uranu śywotność światowych zasobów uranu _ Ŝywotność* Ŝywotność ** Ŝywotność of *Identified resources: (RAR + inferred Resources RAR zasoby rozpoznane http://www.nea.fr/html/general/press/2006/redbook/redbook.pdf **Total conventional resources: (RAR + Prognosticated & Speculative Resources http://www.wise-uranium.org/indexu.html 1
Światowe zasoby uranu (2007 Rozmieszczenie światowej produkcji uranu J.Slezak, IAEA, 2007 https://www.iaea.org/ourwork/st/ne/nefw/documents/rawmaterials/tc%20bra/03%20slezak_ugrb2007.pdf J.Slezak, IAEA, 2007 https://www.iaea.org/ourwork/st/ne/nefw/documents/rawmaterials/tc%20bra/03%20slezak_ugrb2007.pdf Rozmieszczenie światowych zasobów toru Rozkład światowych zasobów uranu (Dania zasoby oceanu 4.8 10 9 t U Ŝywotność= 7mln lat J.Slezak, IAEA, 2007 https://www.iaea.org/ourwork/st/ne/nefw/documents/rawmaterials/tc%20bra/03%20slezak_ugrb2007.pdf http://www.americanenergyindependence.com/library/images/nuclear/uranium01.htm 2
Wniosek Instalacja przeróbki rud uranu (Australia (kopalnia podziemna Globalne zasoby uranu wystarczą do zaspokojenia popytu w ciągu całej racjonalnie przewidywalnej przyszłości Plany rozwoju Kopalnia odkrywkowa uranu /Australia/ ~.031 * = ~3.1[t/a] 3
Kopalnia odkrywkowa Ranger 3 cd. Składowisko odpadów z przeróbki rudy In Situ Leach (ISL of U (ługowanie uranu gł. kwasem siarkowym Instalacja ługowania uranu Uran pozyskujemy jako: either a uranyl sulphate, UO 2 (SO 4 4-3, in acid leach conditions or a uranyl carbonate, predominantly UO 2 (CO 3 4-3 in a carbonate leach system. 4
Kontenery z "Ŝółtym ciastem" uranu Własności uranu izotop 232 U 233 U 234 U 235 U 236 U 238 U udział - - 0.006% 0.72% - 99.275% czas poł. zan. 68.9 y 159,200 y 245,500 y 7.038 10 8 y 2.342 10 7 y 4.468 10 9 y density melting point U 19.1 g/cm³ 1405.3 K UO 2 10.1 g/cm³ 3120 K Łańcuch rozpadów uranu Rudy uranu są znacznie bardziej promieniotwórcze niŝ sam uran. Yellow cake Przeróbka uranu Z przeróbki rudy uranowej otrzymuje się yellow cake (Ŝółte ciasto U 3 O 8 Przeróbka uranu do postaci gazowej Ale dla separacji izotopów uranu konieczne jest przeprowadzenie go do postaci gazowej: UF 6 temperatura sublimacji UF 6 = 57 ºC 5
Podstawy rozdzielania izotopów Izotopy nie róŝnią się chemicznie, zatem nie mogą to być metody chemiczne! Idea kaskady rozdzielczej Zub. Podstawy rozdzielania izotopów Idea metody dyfuzyjnej Wzb. n-2 n-1 n n+1 Wzb. wzbog. zub. zub. N1 α = N 2 (1 N1 (1 N 2 zuboŝane We frakcje wzbogacane α = 1.003 - met. dyfuzyjna, α = 1.03 - met. dyszowa, α = 1.3 liczba stopni kaskady N 1 -koncentracja 2 1 n = α x ln x e d 235 (1 x (1 x U w materiale wzbogaconym 235 N2 - koncentracja U w materiale zuboŝonym d e - met. wirówkowa x e frakcja x d frakcja wzbogacona zuboŝona proces wielokrotny (np. 3000 razy 235 UF 6 jako lŝejszy dyfunduje szybciej Separator dyszowy Separator dyszowy LŜejsza frakcja gazu (z U 235 - wypchnięta przez cieŝszą porusza się po mniejszym promieniu Uwaga: UF 6 wymaga rozcieńczenia w lekkim gazie (zwiększa prędkość mieszanki 6
Rozdzielanie izotopów cd. Metoda wirówkowa Wariant (z wysokoobrotowym wirnikiem LŜejsza frakcja gazu (z U 235 - wypchnięta przez cieŝszą skupia się bliŝej osi Metoda wirówkowa cd. Rozdzielanie izotopów cd. Wariant (z wirującym gazem frakcja zuboŝona frakcja wzbogacona Gas Centrifuge Cascade b Instalacje wzbogacania uranu a Oak Ridge (USA b, c Natanz (Iran a c web.ead.anl.gov 7
Separacja izotopów Własności rozdzielania izotopów uranu Separation factors depend on the absolute mass difference between isotopes (not the ratio and the square of the peripheral speed. Separation factors for U-235/238 range from 1.026 for a 250 m/s centrifuge to over 1.233 for a 600 m/s centrifuge. Separative Work Unit (SWU 6 grams of HEU jeŝeliby HEU rozcieńczyć w U nat 120 200 grams of LEU A cascade of 850 to 1000 centrifuges, each 1.5 m long, operating continuously at 400 m/s, would be able to produce about 20-25 kg of HEU/year, enough for one bomb. It would require about 6000 SWU. A typical centrifuge facility appears to have a capacity of 10-20 SWU/m 2 and consume in the range of 40-50 kwh per SWU. A facility capable of producing one bomb/yr would thus require about 600 m 2 of floor space, and consume ~100 kwe. Separacja izotopów U Parametry rozdzielania izotopów uranu 235 U enrichment 3% 3% 3.5% 3.5% depletion 0.25% 0.15% 0.30% 0.25% SWU The gaseous diffusion process consumes some 2400 kwh per SWU, while a modern gas centrifuge plants require only about 50-60 kwh/swu. /or ~100-300 kwh/swu for an obsolete one/ About 100-120,000 SWU is required to enrich in a centrifuge plant the annual fuel loading for a typical 1 GWe LWR. This would consume only 3-3.5 MW electrical power. 3.8 5.0 4.3 4.8 U use [kg] 6.0 5.1 7.8 7.0 Cykl paliwowy przykład ilościowego strumienia materiałów/gwr Światowe moce przerobowe wzbogacania uranu Uranium Mine 108500 t Waste Rock 108500 t Uranium Ore = 217 t U Uranium Mill 108300 t Mill Tailings 245 t U 3 O 8 = 208 t U Conversion Plant 306 t UF 6 = 207 t U 268 GWh e Enrichment Plant 116000 SWU 38 t UF 6 (enriched = 26 t U(enriched FuelFabricationPlant 29t UO 2 (en = 25.5 t U(en Nuclear Power Plant 145 t solid waste 1340 m 3 liquid waste 268t UF 6 (depleted=181 t U 13 m 3 solid waste 230m 3 liquid waste 25.5 t spent fuel Ore Deposit Mill Conversion Enrichment Fuel Fabrication Power Plant Process Parameters Waste/Ore Ratio 1:1 Ore Grade: 0.2% U Extraction Losses: 4.2% Losses: 0.5 % Solid waste: 0.7t/ tu Liquid waste:6.5 m 3 /tu Product Assay: 3.6%U 235 Tails Assay:0.3%U 235 Specific Electricity Consumption: 2300kWh/SWU Losses: 1% Solid waste:0.5m 3 /tu Liquid waste:9m 3 /tu Fuel Burnup: GWd/t U Efficiency: 34 % Electricity Production 8766 GWh e = 1GWa e 8
Nakłady energetyczne w jądrowym cyklu paliwowym (energia na pozyskanie uranu przez 40 lat Wydatki Wydobycie i oczyszczenie rudy - 230 t/yr U 3 O 8 (40 lat, z uwględnieniem rekultywacji kopalni 6,1 PJ(t Konwersja (wg Donesa 1 TJ(t/tU 7,8 PJ(t Wzbogacanie: wirówkowe (63 kwh/swu + nakłady na budowę 1,08 PJ(t Produkcja paliwa (Dones 93, 5 GJ/tUnat x 194 t/a x 40 a 0,725 PJ(t Budowa i eksploatacja EJ (ERDA 76/1 24.7 PJ(t Back-end Przechowywanie paliwa, przechowywanie + transport odpadów promieniotwórczych (ERDA 76/1, Perry 1977, Sweden 2002 1.5 PJ(t Likwidacja EJ (dane WNA 6.0 PJ(t Suma: 47.9 PJ(t Pozyskanie Produkcja energii elektrycznej: 7 TWh/rok x 40 lat Wkład energii/pozyskana energia 3020 0.016 PJ (th Paliwo jądrowe Pastylki UO 2 luzem i w pręcie paliwowym paliwo jądrowe przed uŝyciem nie wymaga osłon Wytwarzanie paliwa jądrowego Przykład: paliwo TRISO Cząsteczki paliwa TRISO: B. odporne i chłonne warstwy Paliwo trwale zamknięte Odpowiednik zbiornika ciśnieniowego 100 MPa. Paliwo TRISO umoŝliwia: maksymalne wykorzystanie (wypalenie paliwa - minimalizację odpadów, wysoką temperaturę pracy lub Th, +Pu lub TRU 9