ES2341711T3 - Sistema y procedimiento para la destruccion de residuos radioactivos. - Google Patents

Sistema y procedimiento para la destruccion de residuos radioactivos. Download PDF

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Alan M. Baxter
Carmelo Rodriguez
Donald Mceachern
Mike Fikani
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Abstract

Un procedimiento para transformar el combustible agotado de un reactor nuclear, comprendiendo el mencionado procedimiento las fases de: separar el combustible agotado en varios componentes que comprendan un primer componente formado como mínimo por un isótopo fisible, y un segundo componente formado como mínimo por un isótopo transuránico no fisible; depositar separados en un reactor el mencionado primer componente y el mencionado segundo componente; iniciar una reacción de fisión autosostenida crítica en el reactor mencionado para transformar como mínimo una parte del mencionado primer componente y obtener un primer componente reaccionado y un segundo componente reaccionado; separar el mencionado primer componente reaccionado en fracciones, entre ellas una fracción transuránica constituida como mínimo por un isótopo transuránico no fisible; reintroducir la mencionada fracción transuránica en el mencionado reactor para obtener una transformación subsiguiente; colocar el mencionado segundo componente reaccionado a una distancia del objetivo de espalación; y transformar el mencionado segundo componente reaccionado mediante neutrones procedentes del objetivo de espalación mencionado, caracterizándose este procedimiento en que comprende además las fases de: formar el mencionado primer componente en núcleos; revestir los núcleos mencionados con un revestimiento cerámico; proporcionar como mínimo un bloque de grafito provisto como mínimo de un orificio; depositar los mencionados núcleos revestidos como mínimo en uno de los mencionados orificios de cada uno de los mencionados bloques; y depositar el mencionado bloque y el mencionado núcleo revestido en el mencionado reactor.

Description

Sistema y procedimiento para la destrucción de residuos radioactivos.
Ámbito del invento
El presente invento se refiere a los sistemas y los procedimientos destinados a la destrucción de residuos radioactivos de alto nivel. En concreto, el presente invento corresponde a los procedimientos destinados a convertir los combustibles agotados procedentes de reactores nucleares en un producto que resulte adecuado para el almacenaje durante períodos prolongados de depósito. El presente invento es especialmente, aunque no exclusivamente, útil para convertir plutonio^{239} y otros transuránicos existentes en los combustibles nucleares agotados, en otros materiales de mayor estabilidad y menor radiotoxicidad.
Antecedentes del invento
Es bien conocido que los combustibles nucleares agotados presentan una elevada radiotoxicidad y representan una serie de graves amenazas para el hombre, como la proliferación nuclear, la exposición a la radiación y la contaminación del medioambiente. Hasta la fecha, en los Estados Unidos existen unas 90.000 unidades de combustible agotado que contienen unas 25.000 toneladas de combustible agotado radioactivo. Además, debido a que estas unidades de combustible agotado aumentan anualmente, se ha estimado que en el año 2015 en los Estados Unidos habrán 70.000 toneladas de residuos. Asimismo, debido al ritmo de residuos que producen los reactores nucleares existentes, cada 20-30 años se precisará una nueva capacidad de almacenaje en depósitos igual a la capacidad reglamentaria del depósito geológico de Yucca Mountain que está por inaugurarse. Normalmente, un 95% del material radiotóxico se almacena temporalmente en el lugar de su generación (es decir, en la central nuclear) en el interior de pozos de agua, mientras que una cantidad reducida se almacena en depósitos secos (contenedores blindados).
Una unidad característica de combustible agotado que se retira de una central nuclear comercial, como puede ser un reactor de agua ligera, contiene cuatro componentes principales: uranio (95%); transuránicos físionables, entre ellos plutonio^{239} (0,9%); transuránicos no físionables, entre ellos diversos isótopos de americio, plutonio, curio y neptunio (0,1%); y productos de fisión (resto). En general, después de un tiempo relativamente breve, el uranio y una parte de los productos de fisión suelen ser tan poco radiotóxicos como el mineral de uranio natural. Por consiguiente, estos ingredientes del combustible agotado no requieren ninguna transformación o almacenamiento especial. Los restantes productos de fisión se pueden utilizar en un reactor comercial como veneno quemable, siendo almacenados a continuación en un depósito.
Sin embargo, los transuránicos físionables y no físionables requieren un aislamiento especial del medio ambiente o su transformación a formas no fisibles de vida más breve. La destrucción como mínimo del 95% de estos transuránicos seguida de su eliminación mediante contenedores avanzados (es decir, contenedores de calidad superior que la de los contenedores de acero), representa una solución muy superior al simple almacenamiento de residuos en forma de barras de combustible. Según un esquema de transformación, los transuránicos se transforman en un reactor, a lo que sigue una fase de separación para concentrar los transuránicos restantes, efectuándose a continuación otra transformación. Por desgracia, este ciclo se debe repetir 10-20 veces para alcanzar un nivel de destrucción deseable del 95% y, por consiguiente, requiere mucho tiempo y resulta muy caro.
Según otro esquema de transformación, se utilizan neutrones rápidos para transformar los transuránicos no físionables. Por ejemplo, se utilizan neutrones rápidos generados por el bombardeo de un objetivo de espalación mediante protones. Aunque estos sistemas de espectro rápido generan una gran cantidad de neutrones, muchos de ellos se desperdician, sobre todo en sistemas subcríticos. Además, los neutrones rápidos mencionados pueden causar daños graves al combustible y a las instalaciones, limitando la vida útil de los aparatos de transformación.
En vistas de lo que se ha expuesto antes, uno de los objetivos del presente invento consiste en proporcionar aparatos que sean adecuados para efectuar la transformación de transuránicos fisionables y no fisionables, y que permitan alcanzar niveles de destrucción relativamente elevados sin que se tengan que efectuar fases múltiples de reprocesado. Otro de los objetivos del presente invento consiste en proporcionar sistemas y procedimientos para transformar transuránicos fisionables y no fisionables de manera eficiente utilizando neutrones termales. Otro objetivo más del presente invento consiste en proporcionar sistemas y procedimientos para transuránicos fisionables y no fisionables de transformación eficaz que utilicen neutrones emitidos durante la fisión de transuránicos fisionables para la transformación de transuránicos no fisionables. En SALVATOR et al., La transformación de los residuos radiactivos de vida larga y el papel que representan los sistemas de acelerador (híbrido), INSTRUMENTOS Y PROCEDIMIENTOS NUCLEARES EN LA INVESTIGACIÓN FÍSICA, Sección A, vol. 414, n.º 1, 1 de septiembre de 1998 (1-9-1998), páginas 5-20, ELSEVIER, ÁMSTERDAM, NL, ISSN: 0168-9002 se exponen las técnicas de separación y transformación que se utilizan en varios países. Una de las opciones que se expone consiste en el uso de reactores de aceleración para transformar Pu y actínidos menores o productos de fisión de vida larga. En US 3649452 se expone un proceso para producir partículas de combustible nuclear revestidas que ofrecen una retención perfeccionada de los productos de fisión mediante la aplicación de una capa de carbón pirolítico de baja densidad seguida de una capa densa de carburo de silicio o de zirconio a la que sigue una capa densa de carburo pirolítico isotrópico. Se deposita una capa fina de sellado de carburo pirolítico impermeable entre la capa de carburo de baja densidad y la capa de carburo metálico. En algunos casos, y sobre todo cuando se utilizan partículas de combustible de óxidos, se deposita una capa de sellado adicional de carburo pirolítico impermeable inmediatamente contigua al núcleo de combustible nuclear. Además, las partículas pueden comprender una capa de carburo pirolítico isotrópico denso depositada en el interior de la capa de carburo metálico. La capa exterior de isotrópico denso debería tener un coeficiente térmico de expansión similar al del carburo metálico en un 20% a fin de que el carburo metálico se mantenga comprimido bajo la irradiación consiguiente.
Resumen del invento
Por consiguiente, el presente invento proporciona un sistema y un procedimiento para transformar combustible agotado de conformidad con las reivindicaciones que siguen.
Descripción breve de los gráficos
La comprensión de las características novedosas del presente invento, así como el propio invento, tanto en lo que se refiere a sus instalaciones como a su funcionamiento, se facilita mediante los gráficos que se acompañan vinculados a la descripción correspondiente, en los que cada una de las referencias pertenece a sus partes, y en los que:
La figura 1 consiste en un diagrama de bloque funcional de un procedimiento destinado al tratamiento del combustible agotado de un reactor de agua ligera.
La figura 2 consiste en una vista transversal del centro de una partícula revestida.
La figura 3 consiste en una vista transversal del centro de una partícula de transformación revestida.
La figura 4 consiste en un diagrama del proceso de fabricación para la obtención de elementos combustibles.
La figura 5 consiste en una vista transversal de un elemento combustible, como se puede apreciar en la línea 5-5 de la figura 4.
La figura 6 consiste en un reactor modular de helio (MHR, Modular Helium Reactor) para contener una reacción de fisión autosostenida crítica.
La figura 7 consiste en una vista transversal, como se puede apreciar en la línea 7-7 de la figura 6.
La figura 8 consiste en un gráfico que ilustra la producción neta de neutrones a partir de la destrucción al 95% de 100 átomos de residuos transuránicos como una función de la energía de neutrones.
La figura 9 consiste en un reactor modular de helio (MHR, Modular Helium Reactor) para contener una reacción de transformación subcrítica por acelerador, y
La figura 10 consiste en una sección transversal, como puede apreciarse en la línea 10-10 de la figura 9.
Descripción de los modos de realización preferidos
Con referencia inicial a la figura 1, en ella se muestra el procedimiento 11 para el tratamiento del combustible agotado 12, como las unidades de un reactor de agua ligera (LWR, Light Water Reactor), estando destinado dicho procedimiento a obtener un nivel elevado de destrucción de los elementos transuránicos del combustible agotado 12 a través de su transformación mediante neutrones térmicos. Según se muestra en la figura, se puede utilizar un procedimiento UREX convencional 14 para separar el combustible agotado 12 en componentes que contengan un elemento uranio 16, un componente de productos de fisión 18, un componente combustible 20 y un componente combustible de transformación 22. Con mayor detalle, el elemento uranio 16, que constituye aproximadamente el 95% del combustible agotado 12, es escasamente radioactivo y se puede eliminar sin que requiera transformación.
Como se muestra además en la figura 1, los componentes de productos de fisión 18, que constituyen aproximadamente el 4% del combustible agotado, comprenden productos de fisión tóxicos 24 (como el tecnecio+, que constituye aproximadamente el 0,1% del combustible agotado 12) que se pueden irradiar (ver cuadro 26) para obtener rutenio 28, que se puede envasar (ver cuadro 30) y enviar a un depósito 32. Si se desea, se puede obtener la fase de irradiación (cuadro 26) utilizando un reactor nuclear comercial con tecnecio+ como veneno quemable. Como también se muestra, otros productos de fisión, entre ellos el yodo 34 (que constituye aproximadamente el 3,9% del combustible agotado 12) se puede envasar (ver cuadro 30) y enviar al depósito 32.
Siguiendo con la figura 1, se puede apreciar que después del proceso UREX 14, el componente combustible 20, que constituye aproximadamente el 0,9% del combustible agotado 12 y comprende isótopos fisionables, como el plutonio^{239} y el neptunio^{237}, se convierte en partículas revestidas (ver cuadro 36) que se utilizan a continuación para iniciar en el primer reactor 38, una reacción de fisión autosostenida crítica de neutrones térmicos. Normalmente, el componente combustible 20 consiste aproximadamente en un 95% de plutonio y un 5% de neptunio. De modo análogo, el componente combustible de transformación, que constituye aproximadamente el 0,1% del combustible agotado 12 y comprende materiales no fisibles, como el americio, el curio y varios isótopos de Pu y de neptunio procedentes del combustible, se convierte en partículas de transformación revestidas (ver cuadro 40) que se introducen en el primer reactor 38 para su transformación mediante neutrones generados durante la fisión del componente combustible 20. Normalmente, el componente combustible de transformación 22 consiste aproximadamente en un 42% de plutonio, un 39% de americio, un 16% de curio y un 3% de neptunio. El componente combustible de transformación 22 también proporciona una retroalimentación estable de la reactividad para controlar de modo adecuado el reactor nuclear.
Con referencia a la figura 2, se muestra una partícula de impulso revestida que se designa en general como 42. Como puede apreciarse, la partícula de impulso revestida 42 presenta un núcleo de combustible 44 cuyo diámetro es d_{1} que se obtiene del componente combustible 20. Como se muestra además, el núcleo del combustible 44 está revestido con un revestimiento provisto de una capa de material de sellado 46 que puede consistir en una capa de carbono poroso. En la práctica, la capa de material de sellado 46 atenúa los retrocesos de la fisión y facilita el hinchamiento del núcleo. Además, los poros proporcionan un volumen hueco para los gases de fisión. El revestimiento también comprende una capa interna de carbón pirolítico 48, una capa de carburo de silicio (SiC) 50 y una capa externa de carbón pirolítico 52. La capa interna de carbón pirolítico 48 proporciona apoyo a la capa de carburo de silicio 50 durante la irradiación, evita la adherencia de Cl al núcleo de combustible 44 durante la producción, proporciona protección a la capa de carburo de silicio de los productos de fisión y de CO, y retiene los productos de fisión gaseosos. La capa de carburo de silicio 50 constituye el elemento de soporte de la capa primaria y retiene los productos de fisión gaseosos y metálicos durante un almacenamiento de larga duración. La capa externa de carbón pirolítico 52 proporciona un apoyo estructural a la capa de carburo de silicio 50, una superficie de unión para la compactación, y una barrera de productos de fisión a las partículas con una capa defectuosa de carburo de silicio 50.
Como se muestra en la figura 3, puede apreciarse una partícula de transformación revestida que en general se denomina 54. Como puede apreciarse, la partícula de transformación revestida 54 presenta un núcleo de combustible de transformación 56, con un diámetro de núcleo d_{2}, obtenido del componente combustible de transformación 22. Como se muestra igualmente, el núcleo del combustible de transformación 56 está revestido con un revestimiento provisto de una capa de material de sellado 58, una capa interna de carbón pirolítico 60, una capa de carburo de silicio 62 y una capa externa de carbón pirolítico 64. Estas capas son similares a las capas correspondientes de la partícula revestida 42 que se han descrito antes (es decir, la capa de material de sellado 46, la capa interna de carbón pirolítico 48, la capa de carburo de silicio 50 y la capa externa de carbón pirolítico 52) en cuanto a composición y función.
La figura 4 ilustra el proceso de fabricación de partículas revestidas 42 y de partículas de transformación revestidas 54. Con mayor detalle, para la fabricación de las partículas revestidas 42, se prepara previamente un caldo con una solución concentrada de nitrato de plutonio (por ej. 600-1100 g Pu/l) al que se añade H_{2}O y NH_{3} para neutralizar el ácido nítrico libre. Se añade urea y la solución se enfría a 10ºC, y a continuación se añade hexametileno-tetra-amina (HMTA), obteniéndose el caldo 66 que presenta una concentración aproximada de 240-260 g Pu/l. Al propulsar el caldo 66 a través de los orificios de la aguja, en la columna de gotas 68 se obtienen gotas líquidas que se gelifican (creando las esferas gelificadas 70) al calentarlas en un baño a 80ºC, liberando NH_{3} de la descomposición de HMTA, produciéndose la gelificación.
Igualmente con referencia a la figura 4, después de la gelificación, las columnas de lavado 72a,b se utilizan para lavar las esferas gelificadas 70 en NH_{4}OH diluido con la finalidad de estabilizar la estructura y eliminar los productos y los materiales de la reacción residual. En la columna de lavado 72b se utiliza un secador rotatorio 74 para secar las esferas con aire saturado a 200ºC. A continuación, las esferas se calcinan en un horno de calcinación 76 empleando aire seco a 750ºC. En el horno de calcinación 76, las esferas se sinterizan con H_{2} puro a 1500-1600ºC en un horno de sinterización 78. Se utiliza una mesa 80 y un filtro 82 para desechar las esferas que no sean aceptables. En una aplicación, se comprueba que la no esfericidad (es decir, el coeficiente entre el diámetro máximo y el mínimo) sea menor a 1,05. Las esferas aceptables forman los núcleos de combustible 44 que se revisten a continuación utilizando los recubrimientos de lecho fluidizado 84, 86, 88.
Con referencia a las figuras 2 y 4, puede observarse que el revestimiento de lecho fluidizado 84 que utiliza gas hidrocarburo, se puede emplear para depositar la capa interna de carbón pirolítico 48. De modo análogo, el revestimiento de lecho fluidizado 86 con metiltriclorosilano se puede emplear para depositar la capa de carburo de silicio 50, y el revestimiento de lecho fluidizado 88 con gas hidrocarburo se puede emplear para depositar la capa externa de carbón pirolítico 52. Los revestimientos también se pueden realizar mediante un proceso continuo utilizando un solo revestimiento. La mesa 90, el filtro 92 y las columnas de elutriación 94 se utilizan para separar las partículas revestidas 42 cuyo tamaño, densidad y forma sean aceptables. Seguidamente, las partículas revestidas 42 que sean aceptables se utilizan para preparar compactos cilíndricos de combustible 96. Con mayor detalle, las partículas revestidas 42 se colocan en una prensa de compactación 98 con un material matriz termoplástico o termoendurecible, donde se prensa la combinación formando cilindros. A continuación, los cilindros se colocan en un horno de cimentación 100, y seguidamente en un horno de tratamiento térmico 102 a fin de obtener los compactos de combustible 96. Los compactos también se pueden tratar con gas seco de ácido clorhídrico entre el horno de cimentación 100 y el horno de tratamiento térmico 102 a fin de eliminar transuránicos y otras impurezas de los compactos mencionados.
Siguiendo con la figura 4, puede apreciarse que los compactos de combustible 96 se colocan a continuación en bloques de grafito 104 para obtener los elementos de combustible 106. Con remisión a las figuras 4 y 5, puede apreciarse que los orificios cilíndricos 108 están mecanizados en bloques de grafito de forma hexagonal 104 para que puedan contener los compactos de combustible de forma cilíndrica 96. Como puede observarse mejor en la figura 5, se muestra un ejemplo de realización de un elemento combustible 106 que presenta ciento cuarenta y cuatro orificios que contienen los compactos de combustible 96 distribuidos uniformemente por el elemento combustible 106. Además, el ejemplo de realización del elemento combustible 106 contiene setenta y dos orificios para contener los compactos de combustible de transformación 110 distribuidos uniformemente por el elemento combustible 106, y ciento ocho canales refrigerantes 112 para la circulación de un refrigerante, como el helio, a través del elemento combustible 106. Puede apreciarse que en los elementos combustibles 106 se pueden utilizar otras configuraciones similares de orificios. Los expertos en el tema podrán apreciar que los compactos de combustible de transformación 110 se pueden preparar de modo similar con el proceso de obtención que se describe más arriba para preparar compactos de combustible 96.
Seguidamente, los múltiples elementos de combustible 106 que contienen compactos de combustible 96 y los compactos de combustible de transformación 110, se colocan en el primer reactor 38 para su transformación, tal como se muestra en la figura 1. Según se utiliza aquí, el término transformación y derivados de la misma significa cualquier proceso o procesos que modifica o modifican el núcleo de un átomo de manera que el núcleo del producto tenga, o bien un número de masa diferente o un número atómico diferente que el núcleo reactivo, y comprenda, pero sin limitarse a la fisión, procesos de captura y de desintegración. Por ejemplo, en general los isótopos no fisibles del componente combustible de transformación se pueden destruir utilizando neutrones térmicos a través de una primera transformación, mediante uno o más procesos de captura o destrucción, en un isótopo fisible, a lo que seguirá la fisión.
Con referencia a la figura 6, se muestra un ejemplo de realización de un primer reactor 38. Para el procedimiento 11, como primer reactor 38 se puede utilizar un Reactor de Helio Modular (MHR). En un MHR, el helio circula a través de la cuba del reactor para ajustar la temperatura y reducir el calor de la cuba. El calor eliminado se puede utilizar, por ejemplo, para generar electricidad. El uso de helio como refrigerante resulta ventajoso debido a la transparencia del helio a los neutrones. Además, el helio es químicamente inerte y, por consiguiente, se minimizan las interacciones nucleares y químicas entre el refrigerante y el combustible. Asimismo, el helio permanece en estado gaseoso, proporcionando una refrigeración fiable cuyo cálculo y predicción resultan sencillos.
Con referencia a la figura 7, puede apreciarse que los elementos combustibles 106 están dispuestos en el primer reactor 38 siguiendo una disposición primoridialmente concéntrica que rodea a un reflector central 114. De modo más específico y según se muestra, los elementos combustibles 106 están dispuestos formando primordialmente tres anillos concéntricos 116, 118, 120, conteniendo cada uno de estos anillos 116, 118, 120 treinta y seis columnas de elementos combustibles 106, con una pila de diez elementos combustibles 106 en cada columna.
En el reactor 38 se introduce una cantidad suficiente de material fisible para iniciar la reacción de fisión autosostenida crítica. Para el procedimiento 11, los materiales del primer reactor 38 se han configurado para producir la fisión del componente combustible 20 (ver la figura 1) y reducir la captura de neutrones del componente combustible 20. De manera más específica, el primer reactor 38 se ha configurado para minimizar cualquier exposición del componente combustible 20 a los neutrones térmicos dentro de una banda de energía en la que el Pu^{239} del componente combustible 20 posee una sección eficaz térmica relativamente elevada de captura de neutrones y una sección eficaz térmica relativamente baja de fisión. Como puede apreciarse mejor en la figura 8, esta banda de energía se extiende aproximadamente desde 0,2 eV hasta 1,0 eV.
Según una aplicación del procedimiento 11, los materiales del reactor 38 se han configurado para maximizar la exposición del componente combustible 20 a los neutrones térmicos en una banda de energía que se extiende aproximadamente desde 0,1 eV hasta 0,2 eV. Para conseguirlo, el componente combustible 20 está constituido por partículas esféricas con un diámetro de núcleo del combustible relativamente elevado, d_{1} (ver la figura 2), situado aproximadamente entre 270 \mum y 320 \mum, a fin de minimizar la captura de neutrones. Los neutrones de la banda de energía problemática (es decir, los neutrones aproximadamente entre 0,2 eV y 1,0 eV) están limitados a la superficie del núcleo relativamente elevado de combustible 44, quedando disponible el restante núcleo de combustible 44 relativamente elevado para la fisión con neutrones cuyas energías estén comprendidas aproximadamente entre 0,1 eV y 0,2 eV.
Siguiendo con la figura 7, puede apreciarse que los elementos combustibles 106 (que comprenden los bloques de grafito 104 que se muestran en la figura 5) están colocados en disposición concéntrica e intercalados entre el reflector central 114 y el reflector exterior 122. El grafito modera los neutrones rápidos de la reacción de fisión. En la práctica, el grafito disminuye los daños que producen los neutrones rápidos en el combustible y en las instalaciones y los equipamientos del reactor. En el primer reactor 38 se utiliza un coeficiente relativamente elevado (es decir, superior a 100:1) entre masa de grafito y masa de combustible para frenar los neutrones en la banda de energía problemática (es decir, neutrones aproximadamente entre 0,2 eV y 1,0 eV) antes de que estos neutrones alcancen al componente combustible 20. Además, se pueden utilizar los transuránicos no fisibles, entre ellos pero sin limitarse al Np^{237}, Am^{241} y Pu^{240}, del componente combustible 20, y el componente combustible de transformación 22 (ver la figura 1), para garantizar la retroalimentación de reactividad negativa del primer reactor 38, que actúen como veneno quemable o material fértil que permita quemados adicionales, reemplazando el Er^{167} u otros venenos secundarios similares.
Con referencia a las figuras 1 y 7, el componente combustible 20 y el componente combustible de transformación 22 permanecen en el primer reactor 38 aproximadamente unos tres años. Cada año, se añaden 36 columnas de 10 bloques de altura, de elementos combustibles frescos 106 (sin reaccionar) al anillo 118, y los elementos combustibles de reacción parcial 106 que han permanecido en el anillo 118 durante un año, se desplazan al anillo 120. Igualmente, los elementos combustibles que han reaccionado parcialmente 106 que han permanecido en el anillo 120 durante un año, se desplazan al anillo 116 y los elementos de combustible que han reaccionado 106 que han permanecido en el anillo 116 durante un año, se retiran del primer reactor 38. Durante el desplazamiento del anillo 118 al anillo 120 y durante el desplazamiento del anillo 120 al anillo 116, los elementos combustibles se desplazan axialmente. De manera más específica, los elementos combustibles 106 de cada una de las columnas 0-1-2-3-4-5-6-7-8-9 se desplazan axialmente a las nuevas columnas 4-3-2-1-0-9-8-7-6-5.
Siguiendo con la remisión a las figuras 1 y 7, puede apreciarse que el combustible que ha reaccionado 124 de los elementos combustibles que han reaccionado 106 que se habían retirado del anillo 116 del primer reactor 38, se separan a continuación (cuadro 126) en transuránicos 128 y productos de fisión 130 utilizando un proceso de cocimiento destinado a calentar y evaporar los elementos volátiles. Se ha calculado que, en general y aproximadamente, el combustible que haya reaccionado 124 consistirá en una tercera parte de transuránicos 128 y dos terceras partes de productos de fisión 130. Como también se indica, los productos de fisión 130 se pueden entonces envasar (cuadro 30) y enviar al depósito de almacenaje 32. Los transuránicos 128 se pueden mezclar con componentes combustibles de transformación 22 (ver cuadro 40) para obtener partículas de transformación revestidas 54 (ver la figura 3) que se introducen a continuación en el primer reactor 38 donde permanecerán tres años.
Siguiendo con la figura 1, el combustible de transformación que ha reaccionado 132 que se ha retirado del primer reactor 38 después de un período de permanencia de tres años, se introduce luego en el segundo reactor 134 para una transformación subsiguiente. Se ha calculado que aproximadamente unas 5/8 partes del combustible de transformación que ha reaccionado 132 consistirá en transuránicos, estando constituido el material restante por productos de fisión.
Como se muestra en la figura 9, el segundo reactor 134 comprende una carcasa cilíndrica hermética 136 provista de una mirilla 138, pudiendo el haz de protones 140 atravesar la mencionada mirilla 138 hasta el interior de la carcasa 136. En una aplicación del invento, la carcasa 136 presenta una relación elevada entre la longitud y el diámetro a fin de permitir una retirada adecuada del calor. Para la generación del haz de protones 140 se dispone de una fuente de protones 142, como puede ser un acelerador de partículas. Se puede utilizar una fuente de protones 142 de 10 MW adecuada para emitir el haz de protones 140, cuya energía será aproximadamente de 800 MeV, y una corriente de aproximadamente 10 mA. La forma habitual del haz de protones es cónica y su diámetro mide unos 50 cm en la mirilla 138 perpendicular al desplazamiento de los protones. La carcasa 136 es preferentemente hermética y precintable y su estructura está fabricada primordialmente utilizando aleaciones de acero de temperatura elevada. Un objetivo de espalación 144 está situado en el interior de la carcasa 136 para la interacción con el haz de protones 140. El objetivo de espalación 144 puede estar hecho de cualquier material que se emplee en la técnica pertinente, como el tungsteno, el cual emitirá neutrones rápidos como respuesta a la colisión entre el haz de protones 140 y el objetivo de espalación 144.
Igual que en el primer reactor 38 (ver la figura 6), el segundo reactor 134 (que se muestra en la figura 9) puede ser un Reactor Modular de Helio (MHR), en el que el helio circula a través de la cuba del reactor a fin de regular la temperatura y eliminar el calor de la misma. El calor que se elimina se puede utilizar, por ejemplo, para producir electricidad. Además de las ventajas antes mencionadas, el helio resulta especialmente adecuado para utilizar en el segundo reactor 134 debido a que en las energías deseadas, los protones pueden viajar a través del gas helio durante varios kilómetros prácticamente sin sufrir pérdidas de energía.
Con remisión a las figuras 9 y 10, puede apreciarse que los elementos combustibles de constitución hexagonal 146 que contienen el combustible de transformación 132 que ha reaccionado (ver la figura 1) están colocados siguiendo una disposición concéntrica alrededor del objetivo de espalación 144. Los elementos combustibles 146 que se utilizan en el segundo reactor 134 son similares a los elementos combustibles 106 que se han descrito antes para usar en el primer reactor 38. Con mayor detalle, los elementos combustibles 146 consisten en bloques de grafito de configuración hexagonal provistos de orificios mecanizados para contener el combustible de transformación que ha reaccionado 132 y en varios canales que permiten la circulación del refrigerante de helio a través de los bloques.
Con respecto a la figura 10, puede apreciarse que los elementos combustibles 146 están dispuestos en el segundo reactor 134 siguiendo una disposición primordialmente concéntrica que circunda al objetivo de espalación 144. Se intercala un reflector central 148 entre el objetivo de espalación 144 y los elementos combustibles 146, y un reflector externo 150 rodea los elementos combustibles 146. Como se muestra igualmente, los elementos combustibles 146 están dispuestos formando tres anillos concéntricos 152, 154, 156, conteniendo cada uno de los anillos mencionados 152, 154, 156 treinta y seis columnas de elementos combustibles 146, estando provista cada una de las columnas de una pila de diez elementos combustibles 146.
La existencia de materiales fisibles en el segundo reactor 134 es limitada a fin de poder garantizar que la reacción permanezca subcrítica. Para el procedimiento 11, los materiales del segundo reactor 134 se han configurado para facilitar la transformación del elemento combustible de transformación 22 (ver la figura 1) usando neutrones con una banda de energía que abarca aproximadamente de 1,0 eV a 10,0 eV (ver la figura 8). Los neutrones térmicos en esta banda de energía (es decir, de aproximadamente 1,0 eV a 10,0 eV) que se mencionan en este escrito se denominan neutrones epitérmicos.
Para obtener lo anterior, el elemento combustible de transformación 22 se convierte primordialmente en partículas esféricas con un diámetro relativamente reducido del núcleo del combustible de transformación, d_{2} (ver la figura 2), comprendido aproximadamente entre 130 \mum y 170 \mum, a fin de maximizar la superficie del componente combustible de transformación 22 y, por consiguiente, incrementar la transformación usando neutrones epitérmicos. De modo opcional, se pueden utilizar núcleos de combustible de transformación diluidos de 250 \mum 56 (que tienen la misma cantidad de componente combustible de transformación 22 por núcleo que los núcleos no diluidos de 150 \mum) para obtener el mismo efecto que los núcleos de 150 \mum al tiempo que se facilita la obtención de las partículas. Las mismas partículas de transformación revestidas 54 (ver la figura 3) se utilizan tanto en el primer reactor 38 como en el segundo reactor 134.
Siguiendo con la figura 10, se puede apreciar que los elementos combustibles 146 (que contienen los bloques de grafito) están colocados siguiendo primordialmente una disposición concéntrica e intercalados entre el reflector central 148 y el reflector externo 150. El grafito del segundo reactor 134 modera los neutrones rápidos del objetivo de espalación 144. Una ventaja secundaria del grafito es que evita que los neutrones rápidos puedan dañar las instalaciones y los equipamientos del reactor. Se puede utilizar un coeficiente relativamente bajo (es decir, inferior a 10:1) entre la masa de grafito y la masa del combustible en el segundo reactor 134 a fin de incrementar la transformación del componente combustible de transformación 22 usando neutrones epitérmicos.
Siguiendo con la figura 10, el combustible de transformación que ha reaccionado 132 del primer reactor 38 permanece en el segundo reactor 134 durante aproximadamente unos cuatro años. Entre uno y tres años, treinta y seis columnas de elementos combustibles 146, con cada una de las columnas provista de una pila de diez elementos combustibles 146 que contienen elementos combustibles que han reaccionado 132 de un primer reactor 38 o más reactores, se incorporan al segundo reactor 134. En una aplicación del procedimiento 11, el segundo reactor 134 tiene unas dimensiones que permiten recibir combustible de transformación que ha reaccionado 132 de los cuatro primeros reactores 38, cuyas dimensiones a su vez permiten recibir todo el combustible agotado de los cinco grandes Reactores de Agua Ligera (es decir, las dimensiones de cada primer reactor 38 permiten recibir aproximadamente todo el combustible agotado de los grandes RAL de 1,25). Los trescientos sesenta elementos combustibles 146 se introducen inicialmente en el anillo 156 del segundo reactor 134. Los elementos combustibles 146 que habían permanecido en el anillo 156 aproximadamente entre uno y tres años se desplazan al anillo 152 mediante redesplazamiento axial, y los elementos combustibles 146 que habían permanecido en el anillo 152 aproximadamente entre uno y tres años se retiran del segundo reactor 134. Se ha calculado que los elementos combustibles 146 que se retiran del segundo reactor 134 contendrán aproximadamente 1/8 de transuránicos y 7/8 de productos de fisión. A continuación, este material se envía directamente al depósito 32. Las partículas esféricas de combustible de transformación están revestidas de un material cerámico impermeable que facilita la contención del combustible de transformación tratado en el depósito 32. Los cálculos indican que el procedimiento 11 que se indica más arriba permite destruir todos los transuránicos fisibles, como el Pu^{239}, y el 95% o más de los restantes transuránicos existentes en el combustible agotado del RAL.
Aunque el sistema y el procedimiento concreto destinado a la destrucción de residuos radioactivos que se expone y se detalla en este escrito, permite perfectamente lograr los objetivos y proporcionar las ventajas que antes se han expuesto, se sobreentiende que sirven a modo de mera ilustración de las realizaciones preferidas del invento que aquí se exponen, sin que existan limitaciones a los detalles sobre la construcción o el diseño que se exponen en este escrito, aparte de las que se describen en las reivindicaciones adjuntas.
\vskip1.000000\baselineskip
Referencias que se mencionan en esta descripción
La relación de referencias que menciona el solicitante se facilita únicamente para una mejor comprensión del lector y no forma parte del documento correspondiente a la patente europea. Aunque se ha puesto mucho esmero en la compilación de las referencias, no se pueden descartar los errores o las omisiones y la EPO declina cualquier responsabilidad a este efecto.
Documentación de patentes que se cita en la descripción:
- US 3649452 A [0006]
Documentación que no corresponde a patentes y que se menciona en la descripción:
- La transformación de residuos radioactivos de vida larga y el papel que desempeñan los sistemas de acelerador (híbridos). SALVATORES M. et al. INSTRUMENTOS Y PROCEDIMIENTOS NUCLEARES EN LA INVESTIGACIÓN FÍSICA. ELSEVIER, 1 de septiembre de 1998, vol. 414, 5-20 [0006]

Claims (15)

  1. \global\parskip0.900000\baselineskip
    1. Un procedimiento para transformar el combustible agotado de un reactor nuclear, comprendiendo el mencionado procedimiento las fases de:
    separar el combustible agotado en varios componentes que comprendan un primer componente formado como mínimo por un isótopo fisible, y un segundo componente formado como mínimo por un isótopo transuránico no fisible;
    depositar separados en un reactor el mencionado primer componente y el mencionado segundo componente;
    iniciar una reacción de fisión autosostenida crítica en el reactor mencionado para transformar como mínimo una parte del mencionado primer componente y obtener un primer componente reaccionado y un segundo componente reaccionado;
    separar el mencionado primer componente reaccionado en fracciones, entre ellas una fracción transuránica constituida como mínimo por un isótopo transuránico no fisible;
    reintroducir la mencionada fracción transuránica en el mencionado reactor para obtener una transformación subsiguiente;
    colocar el mencionado segundo componente reaccionado a una distancia del objetivo de espalación; y
    transformar el mencionado segundo componente reaccionado mediante neutrones procedentes del objetivo de espalación mencionado,
    caracterizándose este procedimiento en que comprende además las fases de:
    formar el mencionado primer componente en núcleos;
    revestir los núcleos mencionados con un revestimiento cerámico; proporcionar como mínimo un bloque de grafito provisto como mínimo de un orificio;
    depositar los mencionados núcleos revestidos como mínimo en uno de los mencionados orificios de cada uno de los mencionados bloques; y
    depositar el mencionado bloque y el mencionado núcleo revestido en el mencionado reactor.
    \vskip1.000000\baselineskip
  2. 2. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 1, donde el mencionado primer componente contiene plutonio^{239}.
  3. 3. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 2, que comprende, además, la fase de formar el mencionado primer componente en núcleos primordialmente esféricos cuyo diámetro mida aproximadamente entre 270 \mum y 330 \mum a fin de minimizar la captura de neutrones por el mencionado plutonio^{239} en la zona de energía situada aproximadamente entre 0,2 eV y 1 eV.
  4. 4. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 3, que comprende, además, las fases de:
    depositar un reflector central de grafito en el mencionado reactor;
    proporcionar múltiples bloques de grafito; y
    colocar los mencionados bloques en el reactor mencionado siguiendo una
    disposición primordialmente concéntrica que rodee el mencionado reflector central de grafito.
    \vskip1.000000\baselineskip
  5. 5. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 1, en la que el mencionado segundo componente comprende un isótopo no fisible de un elemento transuránico a fin de obtener un coeficiente de reactividad negativo de temperatura, estable, para un control seguro de la reacción nuclear, habiéndose seleccionado el mencionado elemento de un grupo constituido por plutonio, americio, curio y neptunio.
  6. 6. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 2, que comprende además las fases de:
    proporcionar una cantidad del mencionado segundo componente que sea adecuada para la preparación de un núcleo no diluido del mencionado segundo componente cuyo diámetro sea aproximadamente de 1,5 \mum; y diluir la mencionada cantidad del mencionado segundo componente para preparar un núcleo primordialmente esférico cuyo diámetro mida aproximadamente entre 220 \mum y 350 \mum.
    \global\parskip1.000000\baselineskip
  7. 7. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 2, que comprende además la fase de hacer circular helio a través del mencionado reactor a fin de regular la temperatura en el interior del mencionado reactor.
  8. 8. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 1, donde la mencionada fase de transformación del mencionado segundo componente reaccionado usando neutrones procedentes del mencionado objetivo de espalación, comprende las fases de:
    utilizar un acelerador de partículas para generar un haz de protones; y
    dirigir el mencionado haz de protones para que los protones mencionados incidan en el mencionado objetivo de espalación y se generen neutrones rápidos.
    \vskip1.000000\baselineskip
  9. 9. Un procedimiento para transformar el combustible agotado de un reactor nuclear, comprendiendo el procedimiento mencionado:
    los medios para separar el combustible agotado en varios componentes, entre ellos un primer componente que comprenda como mínimo un isótopo fisible, y un segundo componente que comprenda como mínimo un isótopo transuránico no fisible;
    un primer reactor para contener los mencionados primer componente y segundo componente separados durante una reacción de fisión autosostenida crítica, para obtener la transformación mediante la mencionada reacción como mínimo de una parte del mencionado primer componente y produciendo un primer componente reaccionado y un segundo componente reaccionado;
    los medios para separar en fracciones el mencionado primer componente reaccionado, comprendiendo las mencionadas fracciones una fracción transuránica que comprenda como mínimo un isótopo transuránico no fisible para una transformación subsiguiente en el primer reactor mencionado;
    un segundo reactor para contener el mencionado segundo componente reaccionado;
    un objetivo de espalación colocado en el segundo reactor mencionado; y
    los medios para generar un haz de protones para la interacción con el objetivo de espalación mencionado a fin de transformar el mencionado segundo componente reaccionado mediante neutrones procedentes del objetivo de espalación mencionado, caracterizándose en que el primer componente presenta la forma de núcleos provistos de un revestimiento cerámico, estando dispuestos los núcleos mencionados como mínimo en un orificio situado como mínimo en un bloque de grafito situado en el interior del mencionado reactor.
    \vskip1.000000\baselineskip
  10. 10. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 9, donde el mencionado primer reactor comprende una masa de grafito destinada a moderar los neutrones procedentes de la mencionada reacción de fisión, y el coeficiente entre la mencionada masa de grafito y la masa del mencionado primer componente del reactor mencionado sea superior a 100:1.
  11. 11. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 9, donde el mencionado segundo reactor comprende una masa de grafito para moderar los neutrones procedentes del mencionado objetivo de espalación, y el coeficiente entre la mencionada masa de grafito y la masa del mencionado segundo componente reaccionado del reactor mencionado sea inferior a 10:1.
  12. 12. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 9, donde el mencionado primer componente contiene plutonio^{239}.
  13. 13. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 12, donde el mencionado primer componente está constituido en forma de núcleos primordialmente esféricos cuyo diámetro mida aproximadamente entre 270 \mum y 330 \mum para minimizar la captura de neutrones por el mencionado plutonio^{239} en una zona de energía comprendida entre 0,2 eV y 1 eV.
  14. 14. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 13, donde los núcleos mencionados están recubiertos de un revestimiento de carburo de silicio.
  15. 15. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 13, donde el mencionado segundo componente contiene un isótopo no fisible de un elemento transuránico seleccionado entre el grupo constituido por plutonio, americio, curio y neptunio.
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