JÄ…drowy cykl paliwowy JÄ…drowy cykl paliwowy
Schemat cyklu
(uproszczony)
Ruda uranowa
Fuel and power plant operation schedule
e.g.
e.g.
Elektrownia jÄ…drowa 1000 MWe
zu\
ywa rocznie ok. 25 t nisko-
wzbogaconego uranu (LEU
interim
Interim Storage 235
Interim Storage
3.75% U). Tą ilość otrzymuje
siÄ™ z 150-200 t Unat
Spent fuel
Final disposal
storage
Część ™ : "Front end"
™ :
™ :
™ :
śywotność światowych zasobów uranu
Rozmieszczenie światowych zasobów uranu
_ _ _
\
ywotność* \
ywotność ** \
ywotność
of
http://www.nea.fr/html/general/press/2006/redbook/redbook.pdf
*Identified resources:
**Total conventional resources:
(RAR + inferred Resources)
(RAR + Prognosticated &
RAR  zasoby rozpoznane
Speculative Resources)
http://www.wise-uranium.org/indexu.html
1
Światowe zasoby uranu (2007) Rozmieszczenie światowej produkcji uranu
J.Slezak, IAEA, 2007
J.Slezak, IAEA, 2007
https://www.iaea.org/OurWork/ST/NE/NEFW/documents/RawMaterials/TC%20BRA/03%20SLEZAK_UGRB2007.pdf https://www.iaea.org/OurWork/ST/NE/NEFW/documents/RawMaterials/TC%20BRA/03%20SLEZAK_UGRB2007.pdf
Rozmieszczenie światowych zasobów toru Rozkład światowych zasobów uranu
zasobyoceanu
4.8·109 t U
(Dania)
\
ywotność= 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
Instalacja przeróbki rud uranu (Australia)
(kopalnia podziemna)
Wniosek
Globalne zasoby uranu
wystarczÄ… 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
Instalacja Å‚ugowania uranu
In Situ Leach (ISL) of U (ługowanie uranu gł. kwasem siarkowym)
Uran pozyskujemy jako:
either a uranyl sulphate, UO2(SO4)34-, in acid leach conditions
or a uranyl carbonate, predominantly UO2(CO3)34- in a
carbonate leach system.
4
Kontenery z "\
ółtym ciastem" uranu Jądrowy cykl paliwowy cd.
Własności uranu
izotop udział czas poł. zan.
232
U - 68.9 y
density melting point
233
U - 159,200 y
U 19.1 g/cmł 1405.3 K
234
U 0.006% 245,500 y
UO2 10.1 g/cmł 3120 K
235
U 0.72% 7.038×108 y
236
U - 2.342×107 y
238
U 99.275% 4.468×109 y
A
ańcuch rozpadów uranu
Rudy uranu sÄ…
znacznie bardziej
promieniotwórcze
ni\
sam uran.
JÄ…drowy cykl paliwowy cd. JÄ…drowy cykl paliwowy cd.
Przeróbka uranu
Przeróbka uranu do postaci gazowej
Z przeróbki rudy uranowej otrzymuje się  yellow cake (\
ółte ciasto)
U3O8
 Yellow cake
Ale dla separacji izotopów uranu
konieczne jest przeprowadzenie
go do postaci gazowej: UF6
temperatura sublimacji UF6 = 57 ºC
5
Podstawy rozdzielania izotopów Podstawy rozdzielania izotopów
Izotopy nie ró\
nią się chemicznie, zatem nie mogą to być metody chemiczne!
Idea metody dyfuzyjnej
Idea kaskady rozdzielczej
Zub.
Wzb. wzbog.
n-2 n n+1
n-1
Wzb.
zub.
zub.
We
zubo\
ane frakcje wzbogacane
proces wielokrotny
(np. 3000 razy)
wzbogaconym
N1 (1-N1) N1 -koncentracja 235U w materiale
Ä… =
N2 (1-N2) N2 -koncentracja 235U w materiale zubo\
onym 235
UF6  jako l\
ejszy
dyfunduje szybciej
ą = 1.003 - met. dyfuzyjna, ą = 1.03 - met. dyszowa, ą = 1.3 - met. wirówkowa
2 xe (1- xd)
xe - frakcja wzbogacona
liczba stopni kaskady n = ln
Ä… -1 xd(1- xe ) - frakcja zubo\
ona
xd
Separator dyszowy Separator dyszowy
L\
ejsza frakcja
gazu (z U235) -
wypchnięta przez
cie\
szÄ… porusza
siÄ™ po mniejszym
promieniu
Uwaga:
UF6 wymaga
rozcieńczenia
w lekkim gazie
(zwiększa
prędkość mieszanki)
6
Rozdzielanie izotopów cd. Rozdzielanie izotopów cd.
Metoda wirówkowa cd.
Metoda wirówkowa
Wariant
(z wysokoobrotowym wirnikiem)
Wariant
L\
ejsza frakcja
(z wirujÄ…cym gazem)
gazu (z U235) -
wypchnięta przez
cie\
szÄ… skupia
siÄ™ bli\
ej osi
a)
Gas Centrifuge Cascade Instalacje wzbogacania uranu
b), c) Natanz (Iran)
a) Oak Ridge (USA)
b)
c)
web.ead.anl.gov
7
a
n
o
\

o
b
u
z
a
j
c
k
a
r
f
a
j
c
k
a
r
f
a
n
o
c
a
g
o
b
z
w
Separacja izotopów Separacja izotopów U
Własności rozdzielania izotopów uranu
Parametry rozdzielania izotopów uranu
Separation factors depend on the absolute mass difference between isotopes
235
(not the ratio) and the square of the peripheral speed. U U use
depletion SWU
enrichment [kg]
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. 3% 0.25% 3.8 6.0
3% 0.15% 5.0 5.1
Separative Work Unit (SWU) H" 6 grams of HEU
H"
H"
H"
3.5% 0.30% 4.3 7.8
je\
eliby HEU rozcieńczyć w Unat
H" 120 ÷ 200 grams of LEU 3.5% 0.25% 4.8 7.0
H" ÷
H" ÷
H" ÷
A cascade of 850 to 1000 centrifuges, each 1.5 m long, operating continuously at 400 m/s, would
The gaseous diffusion process consumes some 2400 kWh per SWU, while
be able to produce about 20-25 kg of HEU/year, enough for one bomb.
It would require about 6000 SWU. a modern gas centrifuge plants require only about 50-60 kWh/SWU. /or
~100-300 kWh/SWU for an obsolete one/
A typical centrifuge facility appears to have a capacity of 10-20 SWU/m2
and consume in the range of 40-50 kWh per SWU.
About 100-120,000 SWU is required to enrich in a centrifuge plant
A facility capable of producing one bomb/yr the annual fuel loading for a typical 1 GWe LWR.
would thus require about 600 m2 of floor space, and consume ~100 kWe.
This would consume only 3-3.5 MW electrical power.
JÄ…drowy cykl paliwowy cd.
Cykl paliwowy
Åšwiatowe  moce przerobowe wzbogacania uranu
przykład ilościowego strumienia materiałów/GWr
Uranium Mine Ò! 108500 t Waste Rock
Ó!
108500 t Uranium Ore = 217 t U
Ó!
Process Parameters
Uranium Mill Ò!
108300 t Mill Tailings
Ó!
Waste/Ore Ratio 1:1 ·
245 t U3O8 = 208 t U
Ore Deposit
Ore Grade: 0.2% U
Ó!
145 t solid waste Mill Extraction Losses: 4.2%
Conversion Plant Ò!
1340 m3 liquid waste
Ó! Losses: 0.5 %
Solid waste: 0.7t/ tU ·
Conversion
306 t UF6 = 207 t U
Liquid waste:6.5 m3/tU
Ó!
268 GWhe Ò! Enrichment Plant Ò!
Product Assay: 3.6%U235
268t UF6(depleted)=181 t U
116000 SWU Tails Assay:0.3%U235
Ó!
Specific Electricity
Enrichment
38 t UF6(enriched) = 26 t U(enriched)
Consumption:
Ó!
2300kWh/SWU
13 m3 solid waste
Fuel Fabrication Plant Ò!
230m3 liquid waste
Losses: 1%
Ó!
Fuel
Solid waste:0.5m3/tU
29t UO2 (en) = 25.5 t U(en) Fabrication
Liquid waste:9m3/tU
Ó!
Fuel Burnup: GWd/t U
Nuclear Power Plant Ò! Power Plant
Efficiency: 34 %
25.5 t spent fuel
Ó!
Electricity Production 8766 GWhe = 1GWae
8
Nakłady energetyczne w jądrowym cyklu paliwowym
JÄ…drowy cykl paliwowy cd.
(energia na pozyskanie uranu przez 40 lat)
Paliwo jÄ…drowe
Wydatki
Wydobycie i oczyszczenie rudy - 230 t/yr U3O8
Pastylki UO2 luzem i w pręcie paliwowym paliwo jądrowe&
(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 3020 PJ (th)
Wkład energii/Pozyskana energia 0.016
przed u\
yciem nie wymaga osłon
Wytwarzanie paliwa jÄ…drowego
Przykład: paliwo TRISO
lub
CzÄ…steczki paliwa TRISO:
Th,
" B. odporne i chłonne warstwy +Pu
lub
" Paliwo trwale zamknięte
TRU
" Odpowiednik zbiornika
ciśnieniowego 100 MPa.
Paliwo TRISO umo\
liwia: maksymalne wykorzystanie (wypalenie) paliwa -
minimalizację odpadów, wysoką temperaturę pracy
9