Breedning och transmutation i snabba reaktorer Carl Hellesen Problem med dagens kärnkraft Avfall Fissionsprodukter kortlivade (några hundra år) Aktinider (, Am, Cm ) långlivade (100 000 års lagringstid) Bränna långlivade aktinider för att minska kraven på slutförvaret rantillgångar Endast en liten del av urantillgångarna (0.7% ) används idag Breeda nytt fissilt bränsle från fertilt ( 238 eller 232 Th)
Vad är breedning? Genom neutroninfång i fertila kärnor kan dessa transmuteras till fissila Två möjliga bränslecykler 238 + n! *! Np + "! + " 232 Th + n! 233 Th*! 233 Pa + "! 233 + " De fissila kärnorna och 233 skapas Plutonium-cykeln tänkt för de flesta GEN IV-designer Indien planerar att satsa på thorium-cykeln Breedning i LWR Här byggs fissilt upp från fertilt 238
Breedning i LWR Fissilt skapas genom neutron-infång i 238 238 +n Np Neutronbudgeten viktig En neutron ska upprätthålla kedjereaktionen En neutron ska breeda Breeda i dagens termiska reaktorer? Fission i ger 2.43 neutroner Men, i en termisk reaktor absorberas 15% Endast 2.075 effektiva neutroner per förbrukad Möjligt i teorin, men, nej Plutonium då? Det är ju som blir det nya bränslet, inte > 2.87 neutron per fission Men, i termiska spektret endast 63% nyttjandegrad 1.82 effektiva neutron per fission Omöjligt även i teorin Lösning: Reaktorer med snabbt neutronspektrum Ingen moderator Fission / capture mer gynnsamt 77% nyttjandegrad 2.2 effektiva neutroner per fission
Snabba reaktorer Plocka bort vattnet så försvinner modereringen Vi oroar oss över hur kylning går till senare Fissionstvärsnitten lägre för snabba neutroner Kräver högre anrikningar av eller högre koncentrationer i MOXbränsle Ca 15% - 25% brukar användas flux [au] 10 24 10 22 10 20 10 18 10 16 10 14 10 12 water no water 10 8 10 6 10 4 10 2 10 0 10 2 E n [MeV] ppbyggnad av aktinider i FR I en snabbreaktor utgörs neutronflödet av snabba neutroner (E > 100 kev) Sannolikheten för fission ungefär densamma för fissila kärnor Några ökar, några minskar Sannolikheten för fission av fertila kärnor ökar markant + 200 ggr Am + 12 ggr nder repeterade infång från 238 till tyngre aktinider är det stor sannolikhet att fission sker i något steg (t.ex. 242 )
ppbyggnad av aktinider i FR LWR SFR I en snabbreaktor utgörs neutronflödet av snabba neutroner (E > 100 kev) Sannolikheten för fission ungefär densamma för fissila kärnor Några ökar, några minskar Sannolikheten för fission av fertila kärnor ökar markant + 200 ggr Am + 12 ggr nder repeterade infång från 238 till tyngre aktinider är det stor sannolikhet att fission sker i något steg (t.ex. 242 ) Isotop (# f / # tot ) (# f / # tot ) 83% 77% 238 9.2% 12% 237 Np 1.2% 15% 64% 77% 0.2% 40% 73% 83% 242 1.3% 32% Am 1.0% 12% 243 Am 0.9% 9.6% 244 Cm 5.5% 30% 245 Cm 87% 83% Enkel simulering av snabbreaktor Programmet Serpent använt Monte Carlo-kod En pin definierad MOX (15% från använt LWR-OX) + cladding + void Reflekterande randvillkor! oändligt lattice
Enkel simulering av snabbreaktor MWd / kg 238 242 Am 243 Am 244 Cm 245 Cm 0 0.00 84.89 7.81 4.79 1.95 1.21 0.00 0.00 0.00 0.00 $ $ $ 130 0.00 70.78 9.03 5.03 0.45 1.08 0.64 0.20 0.05 0.01 diff 0.00-14.11 1.21 0.23-1.51-0.13 0.64 0.20 0.05 0.01 Burnup 130 MWd / kg + 4 års avklingning 12% FP (hög utbränning) 16%! 16%!!! Ingen förbrukning ( 238 förbrukas istället) Andelen ökar, bättre kvalitet Tyngre aktinider jämförbart med MOX i LWR 0.84% Am 0.06% Cm Men i jämvikt Enkel simulering av snabbreaktor Burnup 130 MWd / kg + 4 års avklingning 12% FP (hög utbränning) 16%! 16%!!! Ingen förbrukning ( 238 förbrukas) Andelen ökar, bättre kvalitet Tyngre aktinider jämförbart med MOX i LWR 0.84% Am 0.06% Cm Men i jämvikt
Förbränning av Am Liten andel Am från en LWR-park kan introduceras i bränslet Andelen Am kommer att sjunka till jämviktsläget En snabbreaktor kan netto bränna tyngre aktinider Potentiell bränsle-cykel med kombination av LWR och snabbreaktor Ekonomin förmodligen bättre i LWR Använd dessa så långt det går Återanvänd bränslet MWd / kg 238 242 Am 243 Am 244 Cm 245 Cm 0 0.00 83.22 8.92 4.93 0.44 1.22 1.26 0.22 0.05 0.01 $ $ $ 130 0.00 69.49 9.46 5.24 0.36 1.04 0.81 0.28 0.11 0.03 diff 0.00-13.73 0.54 0.30-0.08-0.18-0.45 0.06 0.05 0.02 Separera bort fissionsprodukterna (avfallet) Ersätt med nytt 238 Burnup 130 MWd / kg + 4 års avklingning igen 12% FP igen (bestäms av utbränningen) Plutoniumhalten ökar (breedning) Andelen ökar, bättre kvalitet Am minskar Fortsätter ned mot jämvikt Cm ökar Inte ännu i jämvikt
Återanvänd SFR-bränsle Separera bort fissionsprodukterna (avfallet) Ersätt med nytt 238 Burnup 130 MWd / kg + 4 års avklingning igen 12% FP igen (bestäms av utbränningen) Plutoniumhalten ökar (breedning) Andelen ökar, bättre kvalitet Am minskar Fortsätter ned mot jämvikt Cm ökar Inte ännu i jämvikt