UNIVERSITATEA POLITEHNICA BUCURESTI FACULTATEA DE CHIMIE APLICATA SI STIINTA MATERIALELOR

Energie nucleara. Combustibili nucleari

Combustibili neconventionali

Irina RASPOPA Master Ingineria Mediului – An II

2011

Energie Nucleara. Combustibili Nucleari

1. Introducere.

Utilizarea Energiei Nucleare si metodele de transport posibile pe baza energiei nucleare. Automobilele si trenurile de puteri diferite, ce pot folosi energia nucleara, sunt: vehicule cu combustie interna (ICEV), vehicule electrice hibride (HEV), vehicule electrice hibride plug-in (PHEV), vehicile cu baterii electrice (BEV) si vehicule cu celule de combustibil pe baza de hidrogen (FCV). Asadar, energia nucleara ar putea alimenta aceste vehicule prin intermediul carburantilor sintetici, electricitate si hidrogen.

Fig. 1. Fluxurile energiei pentru diferite vehicule si trenuri

Energia nucleara este folosita foarte des la fabricarea hidrogenului. Hidrogenul se poate obtine din orice energie primara (pe baza de combustibili fosili, energie nucleara sau energii regenerabile) insa hidrogenul obtinut cu ajutorul energiei nucleare este de asteptat sa indeplineasca toate cerintele, datorita caracteristicilor sale. Folosind energia nucleara au fost propuse multe procese pentru producerea hidrogenului.

Fig. 2. Metodele de producere a Hidrogenului cu ajutorul energiei nucleare.

Procesele cele mai des cercetate si dezvoltate, in prezent sunt:

Electroliza apei cu energie nucleara;

Electroliza la temperaturi ridicate a aburilor energiei nucleare sau a caldurii;

Descompunerea termo-chimica a apei cu ajutorul caldurii nucleare sau cu ajutorul energiei si caldurii nucleare adunate;

Reformarea gazului natural sau a altor hidrocarburi cu ajutorul aburilor caldurii nucleare. [1]

2. Rolul energiei nucleare in economie si in mediu

Pentru a evalua consumul de energie in viitor si pentru a anticipa necesitatea folosirii energiilor alternative, s-a simulat impactul cresterii energiei . Simularea a fost efectuata dupa modelul programului Grape Code si s-au analizat urmatoarele regiuni: China, Japonia, India si Asociatia Natiunile Asiatice de Sud (ASEAN) si Statele Unite ale Americii.

Rezultatele simularii:

China

Fig. 3. Centralele nucleare in China

Cresterea cererii de energie evolueaza rapid in secolul 21. Ca rezultat, centralele nucleare in China vor fi in 2040 de 600GWe. Aceste date arata o crestere de 1,3 ori mai mare fata de cazul de referinta (460GWe). Intre anii 2040-2070 centralele nucleare vor prezenta o scadere de la 600GWe la 400GWe prin efectul noilor centrale LWR din India si ASEAN.

India si ASEAN

Fig. 4. Centralele nucleare in India si ASEAN

Cresterea cererii de energie este datorata perioadei de crestere economica din secolul 21. Centralele nucleare in aceasta regiune vor fi in 2050 de 1200GWe. Aceasta valoare reprezinta dublul cazului de referinta (600GWe). Intre anii 2060-2080 centralele nucleare vor prezenta o scadere de la 1200GWe la 1000GWe, pana la limita resurselor de uraniu.

Statele Unite ale Americii

Centralele nucleare din SUA vor prezenta in 2050 o valoare de 100Gwe, ceea ce inseamna ca pana in anul 2050 nu vor exista cresteri de centrale nucleare. Cazul de referinta reprezinta 170GWe. Dupa anul 2050 centralele nucleare vor prezenta o crestere graduala pe baza plutoniului produs prin ciocniri rapide de neutroni.

Japonia

Centralele nucleare sunt influentate si in Japonia, la fel ca si in India de cresterea cererii de energie. In 2050, centralele nucleare din Japonia vor fi de 90GWe, ceea ce inseamna o reducere de 20GWe fata de cazul de referinta (110GWe). Totusi, centralele nucleare in anul 2100 vor fi de 140GWe, adica aceeasi cantitate din cazul de referinta folosind plutoniu produs prin FBR.

Fig.5. Centralele nucleare in SUA

3. Costul Electricitatii

Costul mediu al energiei electrice in 2100 va fi de 7.5 c/kWh in cazul Asiei si 5.4 c/kWh in cazul de referinta. Aceasta crestere este datorata cresterii electricitatii prodese prin IGCC - integrated gasification combined cycle (CCS) si prin biomasa. Pentru a reduce costul mediu al energiei electrice, avem nevoie de un mod mai eficient de a folosi materialul nuclear decat in cazul LWR-FBR.

4. Distributia centralelor nucleare in lume

Se pare ca in India si ASEAN centralele nucleare sunt cele mai folosite, avand in vedere ca in 2050 prezinta o valoare de 1200GWe, iar in 2100 o valoare de 1400GWe. Totusi, centralele nucleare raportate la un million de locuitori, rezulta 0.7GWe in Japonia si 0.6GWe in India si ASEA, in SUA 0.36 GWe iar in China 0.03 GWe. SUA si China sunt tari bogate in carbune si energia generata de carbune prin IGCC rezulta cu un pret mult mai mic decat in Japonia si India si ASEAN. [2]

5. Noua generatie de reactoare

Proiectele de cercetare si dezvoltare pentru reactoare noi, mai sigure si mai eficiente, se amplifica odata cu trecerea timpului. Reactoarele nucleare sunt impartite in mai multe generatii.

a) Prima generatie – a fost dezvoltata in anii ‘50-’60 si sunt prototipuri de reactoare in zilele noastre. Ex: Dresden, Fermi I, Magnox.

b) A doua generatie – a fost dezvoltata in anii ’70-’80 si sunt reactoare comerciale in intreaga lume. Ex: BWR si PWR, AGR, RBMK si reactoare CANDU.

c) A treia generatie – reactoarele celei de-a treia generatie sunt mult mai avansate ca si tehnologie iar designul include multe sisteme de securitate si nu necesita interventia sau controlul manual. Ex: ABWR, APWR, KSNP.

d) A patra generatie – este in curs de dezvoltare, existand 6 noi proiecte de reactoare avansate, reactoare care se asteapta fie folosite in anii 2030.

Reactoarele din generatia a IV-a se vor baza pe urmatoarele criterii:

- Energie durabila;

- Energie competitiva;

- Securitate;

- Non-proliferare;

- Protectie fizica.

Aceste rectoare sunt revolutionare iar designul lor se bazeaza pe eficienta energetica a fiecarui kilogram de uraniu extras din mina. Patru din cele sase proiecte folosesc reactoare rapide, iar majoritatea

au cicluri inchise de combustibil, pentru a minimize producerea de reziduuri si pentru a exploata la maxim sursele de combustibil.

Proiectele noilor reactoare:

A) Reactor Rapid Racit cu Gaz

Reactorul foloseste direct un ciclu de turbine de gaz (ciclul Brayton). Temperaturile ridicate rezultate pot ajuta procesul industrial (producerea de hidrogen) si este prevazuta o etapa de reprocesare cu actinidele regenerate, minimizand lungul proces de producere a izotopilor. (Fig.6.)

Fig.6. Proiect de reactor din generatia a IV-a.

Heliu

Centrul reactorului

Bare de control

Reactor

Evacuare caldura

Evacuare caldura

Pre-Racitor

Inter-

Racito

Compresor

Compresor

Turbina

Generator Putere Electrica

Recuperator

B) Reactor Rapid Racit cu Plumb

Agentul de racire folosit in reactor va fi Pb sau un amestec Pb-Bi, care circula prin convectie. Exista proiecte pentru unitati mici (300-400MWe) si mari (1400MWe), temperaturile ridicate permitand producerea de hidrogen termochimic. Reactorul va folosi un ciclu inchis de combustibil cu actinide total regenerate. (Fig.8.)

Fig. 8. Diagrama reactorului rapid racit cu plumb

C. Reactorul cu topitura de sare (MSR). Acest reactor va avea combustibil sub forma de fluorura de sodiu, zirconiu sau uraniu lichid circulat in tuburi de grafit. Produsii fisiunii sunt eliminati constant iar actinidele recirculate. (Fig.9)

Fig. 9. Diagrama ractorului cu topitura de sare

D. Reactor rapid racit cu sodiu (SFR). Este folosit un ciclu de combustibil inchis ce produce actinide complet regenerabile in doua moduri posibile : 

1)150-500MWe – pe baza de combustibil metalic ce contine uraniu, plutoniu si actinide cu reprocesare prin procese pirometalurgice. 

2)500-1500MWe – pe baza de combustibil MOX si solutie de reprocesare. (fig.10)

Fig. 10. Diagrama reactorului racit cu sodiu

E. Reactor racit cu apa super-critica. Reprezinta o revolutie a reactorului cu apa usoara (LWR) care opereaza la temperaturi inalte (510-550 oC) o putere de 1700MWe cu o eficienta marita. Oxidul de uraniu UO2 este combustibilul, si reactorul va fi incarcat cu actinide din faza de reprocesare a reactorului rapid (fig.11).

Fig. 11. Diagrama reactorului racit pe baza de apa-supercritica

F. Reactor cu temperaturi foarte ridicate (VHTR). Acest reactor poate fi folosit la producerea de hidrogen, iar in contrast cu reactorul rapid racit cu gaz, nu este un reactor eficient. Este un proces care are ca moderator grafitul si este racit cu heliu, neexistand procesul de reciclare. (fig.12)

Fig. 12. Diagrama reactorului cu temperaturi ridicate

Concluzii 1:Conform scenariilor optimiste ale Agentiei de Energie Nucleara (NEA), participarea la generarea energiei nucleare in lume trebuie sa atinga pragul de 22% pana in anul 2050 datorita cererii crescande din anumite regiuni. In ciuda generarii de reziduuri radioactive, centralele nucleare pot obtine controlul total si monitorizarea tuturor reziduurilor sale.

6. Combustibili nucleari

Combustibilul consumat in reactoarele nucleare contine aproximativ 96% uraniu (95% 238U si 1% 235U), 1% plutoniu, 0.1% actinide inerioare (neptunium, americium si curium) si 3% produsi ai fusiunii.

Cererea de uraniu la nivel global este de 67.000 t/an si este de asteptat ca aceasta cerere sa se dubleze pana in 2030, potrivit Asociatiei Nucleare la nivel Global. In fig. 13. sunt prezentate trei seturi de date, scenarii diferite, iar scenariul de referinta a aratat o crestere a cerereii de uraniu de peste 150.000t/an.

Fig. 13. Scenarii pentru cererea de uraniu pana in 2030

Pretul uraniului, care pana sa apara noile reactoare scazuse, a crescut de aproape 15 ori fata de pretul din anul 2000, in iunie 2007 atingand pretul de 135$US/Lb.

Datorita agreerii cresterii cererii de uraniu si gradual a pretului, studiile de fezabilitate ale alternativelor reprocesarii combustibilului folosit devin necesare si utile. [3]

Fig. 14. Variatia pretului uraniului intre 2000 si 2008

7. Procesul simplu de fabricare a compozitului CeO2-MgO ca inlocuitor pentru compusii cu actinide, in folosirea combustibilului nuclear

Actinidele inferioare (MA) precum neptuniul (Np), americiul (Am), si ceriul (Ce) reprezinta o atentie speciala in generarea puterii nucleare datorita radiocativitatilor lor ridicate si radiotoxicitatii de lunga durata. Actinidele inferioare sunt generate prin iradierea unui combustibil nuclear, care este reprezentat de dioxidul de uraniu UO2 in reactoarele nucleare. In prezent, actinidele inferioare sunt separate din combustibilul nuclear consumat laolalta cu produsii de fisiune, care au de asemenea o radioactivitate ridicata. Dupa separare, actinidele inferioare sunt tratate ca reziduu radioactiv si sunt eliminate undeva in subteran (cat mai adanc). Actinidele inferioare pot cauza efecte de mediu pe termen lung datorita radiotoxicitatilor mari si de lunga durata. Recent, tehnologiile de transmutare a actinidelor inferioare la nuclee stabile si mai putin radiotoxice, prin iradierea neutronilor intr-un reactor, au fost evaluate pentru a reduce efectele mediului si a permite utilizarea eficienta a resurselor nucleare. Experimental, procesul de fabricare a CeO2-MgO este prezentat in fig.15.

Fig. 15. Procedura de fabricare a compozitului CeO2-MgOca inlocuitor pentru actinidele inferioare

Pudra MgO

Agitare

Uscare

Cernere

Sfere MgO

Pudra CeO2

Pudra MgO

Agitare

Uscare

Sfaramare/ Cernere

Sfere CeO2

Cantarire

Agitare

Presare

Pre-sinterizare

Sinterizare

Produs finit MgO/CeO2

Liant PVALiant PVA Camera de amestec cu bile YSZ, in prezenta de etanol

Presa uni-axiala 30 MPa

Amestec cristalin, #42-#120

125-135 µm

<#42 indepartat

Continut de CeO2: 5-20% procente masice

Camera de amestec cu bile YSZ, in prezenta de etanol

Camera de amestec fara bile – 5 min

Presa uni-axiala 100 MPa

600oC, 3h, in prezenta aerului

1400-1750oC, 3h, in prezenta de heliu

Pudra de CeO2 si 3% procente masice din amestecul de PVA au fost puse intr-un flacon de plastic si agitate timp de 12 ore printr-o rotatia mecanica cu bile de oxid de zirconiu stabilizate cu Ytriu, in prezenta de etanol. Amestecul de CeO2 a fost uscat la o presiune atmosferica redusa, intr-un uscator cu vibratie cu pat lichid. Compusul CeO2 uscat, a fost apoi compactat intr-o forma cilindrica printr-un proces uniaxial (presiune 30MPa). CeO2 compact a fost sfaramat cu usurinta intr-un mortar si cernut  pentru a obtine corpuri sferice. Astfel, s-au obtinut sfere de CeO2 cu diametre intre 120 si 355 micrometri. 

Presinterizarea sferelor, care de obicei este facuta in alt proces de fabricare, a fost omisa in procesul prezent. Aceasta omisiune ar putea provoca o problema pentru sferele preparate in prezent, care sunt fragile, dar in schimb, apar o serie de avantaje:  eliminarea sau reducerea aparitiilor crapaturilor, care este cauzata de comportamentul diferit al densitatii intre CeO2 pre-sinterizat si MgO compact.

Consecvent, diferenta dintre sfera si matrice care cauzeaza o conductivitate termica scazuta a produsului finit, poate fi redusa sau eliminata de micile diferente de comportament ale densitatilor lor. Pentru a evita distrugerea sferelor preparate, procedura de pre-tratare pentru pudra de MgO, a fost efectutata inainte de a se amesteca cu CeO2. Pudra de MgO a fost cernuta la fel ca pudra de CeO2. Amestecul de MgO a fost uscat cu un disc atomizator (4000-5000rpm) pentru a forma microsfere de 50mm. Aceasta procedura a fost adaugata pentru a imbunatati amestecul omogen de CeO2 si MgO intr-un timp scurt, care vizeaza evitarea distrugerii sferelor de CeO2. 

Fig. 16. Imagini ale sferelor de CeO2 preparate prin sfaramare si cernere a compactului(a), (b) forme rezultate aproape sferice; (c) aglomeratii de particule submicronice

Cantitatile predeterminate de CeO2 si MgO au fost cantarite si mixate pentru 5 minute intr-o masina ce prezinta o miscare de rotatie. Continutul de CeO2 a fost ajustat de la 5 la 10 si apoi 20 de procente masice. Amestecul de sfere a fost compactat in forme cilindrice cu diametrul de 6mm printr-un proces uniaxial (presiune 100MPa). Amestecul a fost presinterizat in aer la 600 grade Celsius , timp de 3 ore pentru a elimina compusul organic PVA. In final, sintetizarea a fost intretinuta in atmosfera de heliu pentru 3 ore la temperaturi predeterminate care au ajuns la nivelul de 1400-1750 oC. Pastilele sinterizate au fost supuse la o serie de teste pentru a caracteriza tinta. Un masurator de raze X a fost folosit pentru analiza structurala cu radiatii CuKa. Inspectia vizuala, analizele SEM (Hitachi S-800) si EDS (Philips PV-9900)  au fost facute pentru evaluarea dispersiei omogene si a formelor sferelor de CeO2. Conductivitatea termica  a fost

calculata la calduri specifice si difuzibilitati termice. Difuzibilitatea termica a fost masurata cu ajutorul unei metode pe baza de laser, la temperaturi ambiante.

Fig. 17. Aspecul dispersiei sferelor de CeO2 in matricea de MgO (20% procente masice CeO2-MgO)

Concluzii 2:

Procesul ar fi adaptabil pentru prezenta tehnologie de fabricare a combustibilului nuclear. Produsul finit a avut caracteristici bune: densitate ridicata, aspect placut, fara reactii secundare etc. In particular, forma particulelor de CeO2 a fost aproape sferica iar dispersia sferelor a fost omogena. In plus, conductivitatea termica a fost bine calculata cu ecuatia Schulz’s, unde sferele au fost presupuse a fi ideale. Rezultatele au indicat ca procesul simplu prezentat este comparabil cu procesele complicate avansate pe baza de amesteturi sol-gel. [4]

Bibliografie:

[1] – Masao Hori, “Nuclear energy for transportation: Paths through electricity, hydrogen and liquid fuels”, Progress in Nuclear Energy 50, Japan, (2008);

[2] – Masanori Tashimo, Kazuaki Matsui, “Role of nuclear energy in environment, economy, and energy issues of the 21st century e Growing energy demand in Asia and role of nuclear”, Progress in Nuclear Energy 5, Japan, (2008);

[3] – Leticia Borges Silverio, Wendell de Queiroz Lamas, “An analysis of development and research on spent nuclear fuel reprocessing”, Energy Policy 39, Brazil, (2011);

[4] – Masahiko Osaka, Shuhei Miwa, Yoshiaki Tachi, “Simple fabrication process for CeO2–MgO composite as surrogate for actinide-containing target for use in nuclear fuel”, Ceramics International 32, Japan, (2006).