Comment repousser le pic de l'uranium de 10 mille ans

... ou programme éducatif sur le cycle fermé du combustible nucléaire (NFCF).

Deux des concepts les plus prometteurs et en même temps critiqués de l'énergie nucléaire sont la fusion contrôlée et la fermeture du cycle du combustible nucléaire. Une soixantaine d'années se sont écoulées depuis l'avènement de ces idées énergétiques, mais la première n'a pas enlevé la blouse de laboratoire, et la seconde est restée sous la forme d'expériences uniques «essayées et abandonnées». Mais si l'énergie thermonucléaire est une histoire spéciale , avec la nature insidieuse et la faiblesse humaine dans l'intrigue, le cycle du combustible nucléaire est à ses balbutiements pour des raisons complètement différentes.


Pilules d'un mélange de dioxyde d'uranium et de plutonium - la base du cycle du combustible nucléaire d'aujourd'hui

L'idée du NFCF est d'apprendre à extraire l'énergie de l'uranium-238 ou du thorium-232 actuellement inutilisé. Ils contiennent la même quantité d'énergie que l'U235 qui "fonctionne" aujourd'hui dans les réacteurs - environ 150 kWh (mois de consommation d'un appartement moyen) d'électricité pour 1 gramme de métal. Cependant, dans l'uranium naturel, seulement 0,7% d'U235 (dont 0,5%, le reste va à la décharge lorsque les isotopes sont séparés), et 99,3% de cet U238. S'il était possible d'utiliser deux cent trente-huitième uranium, cela augmenterait les réserves de combustible nucléaire de 200 fois. Et c'est là que réside le premier problème du cycle du combustible nucléaire - il n'y a pas de besoin urgent particulier d'augmenter les réserves de combustible dans le monde, il suffit en raison de la stagnation de la capacité totale des centrales nucléaires.


Chambre d'assemblage MOX des assemblages combustibles pour le réacteur BN-800. Les murs et les équipements en acier inoxydable, la robotique et l'étanchéité sont des composants typiques de ces industries.

Comment le NFC va-t-il utiliser l'énergie de l'uranium 238? Cet isotope ne prend pas en charge la réaction de fission en chaîne nécessaire à l'extraction d'énergie. Mais il s'avère qu'en absorbant un neutron, il peut se transformer en plutonium-239, qui soutient déjà la réaction en chaîne. Heureusement, lors de la fission de l'U235 et du Pu239, deux ou trois neutrons «tombent» d'eux, et si l'un continue à poursuivre la réaction en chaîne, alors le second «superflu» peut trouver un exemple utile: dépenser pour convertir l'U238 en quelque chose de fissile (par ex. Pu239). Ainsi, le concept de fermeture est formé - nous «brûlons» du plutonium dans le réacteur, recevant simultanément du nouveau plutonium d'U238.


Dans le combustible nucléaire irradié, seulement 3 à 5% des produits de fission radioactifs qui doivent être éliminés, et le reste (quelque peu simplifié), pourraient bien être placés dans un nouveau cycle.

Le NFCF minimum est obtenu composé de trois éléments:

1. Réacteur
2. Usine de traitement de combustible nucléaire irradié
3. Installation de production de combustible frais avec des matières fissiles obtenue au paragraphe 2.

Où commence le NFCF?

Où commence le cerceau? Pour simplifier la présentation, disons que le théâtre commence par un cintre au centre du cycle du combustible nucléaire qui commence dans le réacteur. Un réacteur est l'endroit où l'énergie et les neutrons sont extraits des matières fissiles . Les neutrons «de rechange» sont absorbés par un matériau de départ spécial, après quoi il se transforme en un nouveau fissile, reproduisant sa consommation. La paire traditionnelle de matières fissiles et de départ est le plutonium Pu239 (fissile) et l'uranium U238 (absorbé), mais il existe plusieurs autres options, par exemple, au lieu du Pu239 artificiel, vous pouvez utiliser du carburant traditionnel U235, et la conversion d'U238 en Pu239 peut être appelée conversion plutôt que reproduction. Il existe de nombreux modèles de réacteurs dans lesquels, en plus de la désintégration des matières fissiles, un nouveau est en cours de production - ils peuvent être à la fois rapides et thermiques (dans le cas de la paire U233 - Th232). Déjà à ce stade, il n'est pas difficile de se confondre dans l'abondance des fourches dans le cycle du combustible nucléaire, et nous n'avons pas encore commencé à envisager différentes options pour la chimie du combustible!


Schémas NFCF typiques. Et c'est très agrandi!

Des variantes plus ou moins traditionnelles du réacteur surgénérateur du paragraphe précédent prévoient la séparation physique des zones de division et de reproduction. Puisque, encore une fois, traditionnellement, le cœur est recruté à partir de cassettes spéciales, il s'avère qu'après la campagne sur le combustible, disons, une fois par an, nous retirons le combustible nucléaire irradié du réacteur, dont certains contiennent moins de matières fissiles, et en partie - beaucoup plus.


Les développeurs russes du centre du cycle du combustible nucléaire considèrent désormais le réacteur BN-1200 comme un élément clé. Le plutonium sera extrait du combustible nucléaire irradié retraité des réacteurs VVER et RBMK, ce qui résout le problème de son stockage.

Pourquoi cette matière fissile accumulée (DM) ne peut-elle pas être utilisée immédiatement dans un réacteur? Principalement pour des raisons technologiques - il est situé à l'intérieur d'éléments isolants (éléments combustibles), qui ont une certaine ressource d'être à l'intérieur du cœur. De plus, la partie du DM qui était partagée avec la génération d'énergie et de neutrons laisse des produits de fission, qui sont des poisons neutroniques et dégradent progressivement les caractéristiques du réacteur.


La plus grande usine de retraitement de SNF au monde - La-Haug en France, capable de retraiter le SNF annuel à partir de 90 unités de puissance - entièrement en combustible usé européen.

Grains de la balle. Le recyclage.

De plus, ce carburant doit être traité et divisé:

• conceptions de cassettes passives métalliques
• matériau de départ (Th232, U238)
• produits de fission
• matériel accumulé (Pu239)
• matière fissile résiduelle.

Traditionnellement, les plantes radiochimiques, telles que Lighthouse, font cela. Et s'il existe une douzaine d'options pour les réacteurs surgénérateurs, il existe plus d'une centaine d'options technologiques pour le traitement.


Par exemple, cela ressemble à un processus très avancé de retraitement du SNF du réacteur BREST-300 , qui est effectué directement dans les centrales nucléaires. Le mot «pyro» se réfère ici au processus infernal d'électrolyse de la fusion du combustible nucléaire irradié dans le cadmium.

Pour commencer, le type de combustible qui circule dans le réacteur est important. Il peut s'agir soit d'uranium métallique et de plutonium (ou d'un alliage avec du zirconium, du molybdène, etc., etc.), soit d'un composé chimique: oxyde, nitrure, carbure - c'est-à-dire composé d'uranium et de plutonium avec de l'oxygène, de l'azote, du carbone, etc. Dans l'ingénierie énergétique traditionnelle, l'oxyde d'uranium UO2 est utilisé, qui présente certaines caractéristiques pratiques (par exemple, pour retenir les produits de fission gazeux du xénon, de l'hélium et de l'iode). La chimie du combustible est déterminée par les exigences physiques neutroniques du réacteur surgénérateur et détermine à son tour la technologie qui sera utilisée à l'usine de retraitement SNF. Le traitement du combustible nucléaire sous forme de solutions dans l'acide nitrique, ou le procédé PUREX, est traditionnellement et relativement largement utilisé.Le PUREX le plus simple sur le plan technologique (non moins dangereux) a été développé dans le but d'extraire du plutonium de qualité militaire du combustible nucléaire irradié des réacteurs nucléaires opérationnels, même à l'aube de l'ère atomique.


Soit dit en passant, PUREX peut être fabriqué à la maison.

Cependant, à l'avenir, le NFCF, les radio-chimistes voudraient s'éloigner du combustible oxyde en passant au carbure ou au nitrure (plus précisément, un mélange de plutonium et de carbures / nitrures d'uranium), et de la radiochimie liquide, en passant au traitement de la masse irradiée sous forme de sels fondus ou même de gaz ionisé (!) . D'une part, une telle transition donne des avantages notables à l'ensemble du projet NFCF, par exemple, lorsque l'on travaille sur du nitrure, un réacteur peut être fabriqué sans zones de reproduction (ce qui signifie deux schémas de retraitement SNF), et une tonne de retraitement SNF ne laissera pas des dizaines de mètres cubes de déchets radioactifs liquides derrière. D'autre part, il est nécessaire de résoudre simultanément un large éventail de problèmes, à la fois dans le réacteur, dans le retraitement du combustible nucléaire irradié, et également dans la fabrication de combustible frais, dont nous parlerons ci-dessous.


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C'est le combustible nitruré qui est utilisé pour construire le projet du cycle du combustible nucléaire de Proryv, qui prévoit un réacteur rapide avec un réfrigérant au plomb et un raffinage et une fabrication sur place du combustible sans liquide. Cet ensemble de technologies rend la «percée» du cycle du combustible nucléaire traditionnel très forte, dans laquelle le réacteur est du sodium, le combustible est de l'oxyde et le traitement est liquide, il est donc inutile de mélanger, par exemple, l'usine de combustible au nitrure qui est en cours de construction à Seversk et BN-800 - c'est comme deux lignes parallèles.


Par exemple, une ligne expérimentale où vous pouvez produire jusqu'à 20 kilogrammes par mois de comprimés à partir d'un mélange d'uranium, de plutonium et de neptunium. C'est-à-dire la ligne est à l'intérieur, et nous ne voyons que les boîtes de protection dans lesquelles elle se trouve dans une atmosphère exempte d'oxygène et anhydre.

Troisième étape de la NFCF. Fabrication de combustible

La fabrication consiste à assembler des cartouches de combustible (assemblages combustibles) à partir d'un cadre, des crayons combustibles pré-emballés avec du combustible à l'uranium (généralement sous forme de comprimés). Bien sûr, chaque réacteur dans le monde qui ne pense pas au cycle du combustible nucléaire consomme ces assemblages combustibles chaque année, la fabrication est donc un processus industriel bien développé. qui comprend les étapes technologiquement avancées de broyage de la poudre d'UO2, de compression de cette poudre en comprimés et de comprimés de frittage.

Ainsi, la fabrication de combustible pour le cycle du combustible nucléaire rompt toutes les grandes traditions industrielles des usines d'assemblage de combustible. Premièrement, les assemblages combustibles collectés à partir des restes de combustible nucléaire irradié sont radioactifs, ce qui signifie que tous les processus doivent avoir lieu sans la participation de personnes. Deuxièmement, la poudre d'oxyde de plutonium est différente de l'uranium. Troisièmement, si nous décidons néanmoins d'utiliser des nitrures ou des carbures d'uranium-plutonium à la place des oxydes, une découverte désagréable nous attend - ils s'auto-enflamment dans l'air ou en présence d'humidité. Le broyage, le pressage, le frittage devront donc être effectués dans des caisses isolées remplies d'azote sec.


Par exemple, sur le côté droit du cadre, il y a une boîte avec une presse pour fabriquer des comprimés MOX pour les assemblages combustibles BN-800.

En conséquence, la fabrication de combustible dans le cycle du combustible nucléaire s'avère non moins importante et aussi difficile que les deux étapes précédentes.

Une fermeture «correcte» devrait résulter de la consommation de matières premières (U238 ou Th232) à l'usine d'assemblage de combustible, de la production d'électricité par le réacteur et du flux de déchets hautement radioactifs (produits de fission et certains absorbants de processus) de l'usine de traitement SNF. Le bilan matière de tout cela sera très faible - un réacteur gigawatt aura besoin d'environ 2,5 tonnes d'U238 par an et environ la même quantité de fragments de fission qui devront être enfouis pendant des dizaines de milliers d'années sera obtenue.

Il existe également une variante du NFCF qui est appréciée des publicistes, dans laquelle, à chaque cycle de circulation de la substance, on obtient plus de matières fissiles dans le réacteur que celles chargées - le NFCF à reproduction étendue. Il existe un terme important «temps de doublement du carburant», c'est-à-dire la période pendant laquelle, dans un système fermé de deux usines et d'un réacteur, le plutonium devient deux fois plus long et une unité de plus peut être lancée. Pour les options envisagées, cette période est généralement d'environ 30 ans, ce qui, pour certains, devient le principal inconvénient du cycle du combustible nucléaire: la quantité de plutonium de départ est limitée et avec un tel temps de doublement, disons, 100 gigawatts de réacteurs rapides peuvent être construits en 100 ans ou moins. Cependant, n'oubliez pas les milliers de tonnes d'U235, qui résident désormais dans la composition de l'uranium naturel quelque part dans les roches des gisements profilés, ainsi que le dernier moment clé du cycle du combustible nucléaire,que vous devez savoir.


2020 () -1000 -1000, .

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Ce point est assez simple - le NFCF existe depuis longtemps et fonctionne. Certes, ce n'est pas à part entière, mais une sorte de «demi-argent», mais technologiquement tout est en place. Nous parlons du combustible MOX et du retraitement SNF des réacteurs à énergie conventionnelle (généralement à eau sous pression et à neutrons thermiques). À ce jour, cette pratique est la plus largement utilisée par la France, qui traite du combustible avec environ 100 gigawatts de réacteurs de toute l'Europe et fabrique des assemblages de combustible avec du plutonium séparé du SNF pour le chargement dans les mêmes réacteurs. Il y a tous les éléments ici - réacteurs fonctionnant au combustible uranium-plutonium (en fait MOX - il s'agit d'oxydes mixtes - oxydes mixtes de plutonium et d'uranium), retraitement du combustible nucléaire irradié avec du plutonium accumulé à la suite de l'irradiation du démarrage d'U238, fabrication de nouveau plutoniumMOX-TVS. Par ailleurs, la France possède une expérience unique dans la fabrication d'assemblages combustibles à partir de plutonium, qui a été développée dans des assemblages combustibles MOX, c'est-à-dire doubler l'utilisation de l'uranium naturel.


Et bien sûr, il ne faut pas oublier la petite production de carburant MOX pour BN-800, lancée au MCC cette année. Dans le cadre, soudage automatique de la tête d'assemblage combustible à la poutre des crayons combustibles.

Pourquoi est-ce une «MISSION»? Les réacteurs thermiques ont un spectre de neutrons trop «faux», donc pour chaque événement de fission, il n'y a que 0,4-0,5 atomes accumulés. De plus, dans un tel spectre dans le plutonium apparaissent non seulement les isotopes cibles 239 et 241, mais aussi les poisons neutroniques 240, 242, et le même poison U236 est produit dans l'uranium. Il s'avère que la matière de départ et la matière fissile cible dans le réacteur dans le spectre thermique sont trop «sales» et trop peu pour supporter le cycle, absorbant seulement U238.

Néanmoins, le combustible usé des réacteurs thermiques contient environ 20% de la teneur initiale en U235 (le coefficient de conversion est de 0,4-0,5, mais une partie de celui-ci brûle dans le réacteur pendant le fonctionnement). En retraitant le combustible nucléaire usé de réacteurs de 100 gigawatts, les Français sont capables de charger 15 gigawatts d'électricité «gratuitement», sans dépenser d'uranium naturel. Bien qu'en réalité ces «assemblages combustibles MOX gratuits» soient trois fois plus chers que ceux fabriqués à partir d'uranium naturel enrichi, il est plus important pour les Français de ne pas avoir à stocker une énorme quantité de combustible nucléaire usé de leurs réacteurs (comme c'est le cas aux États-Unis, où près de 100 000 tonnes de combustible usé sont stockées ) et d'enterrer une quantité relativement faible de produits de fission.


Une illustration importante des avantages du retraitement du combustible nucléaire irradié: la proportion de radiotoxicité des différents composants au fil des ans. On peut voir que si le plutonium, l'uranium et les actinides mineurs sont séparés, la radiotoxicité du combustible est fortement réduite, surtout après 100 ans. Le SNF non traité devra être stocké pendant des centaines de milliers d'années.

Résumant le programme éducatif sur le NFC, je voudrais formuler les points principaux :

1. Le NFC existe et la présence / absence de réacteurs rapides est un petit détail sur une grande toile. Aujourd'hui, le NFCF est introduit non pas parce que l'uranium va bientôt se terminer, mais pour réduire la quantité de déchets radioactifs éliminés.

2. Le combustible obtenu au cours du cycle NFC est aujourd'hui trois fois plus cher que celui obtenu à partir de l'uranium naturel, qui est le frein le plus important à la fermeture du cycle. Le deuxième aspect important est le problème de la prolifération possible des armes nucléaires sur la planète avec le NFCF.

3. Le NFCF a un potentiel d'amélioration avec la transition vers de nouveaux procédés chimiques et techniques (qui est la base du projet BREAKTHROUGH), mais cette transition nécessite beaucoup de R&D et de construction.

Source: https://habr.com/ru/post/fr388533/