La Tecnología del Reciclado - Foro Nuclear · Ventajas del proceso avanzado de Melox (high-Throughput) El mezclado de polvo es la clave del proceso MELOX El proceso MELOX permite

La Tecnología del Reciclado del combustible y su empleo en los reactores

Isabelle LeboucherRecycling Business Unit

La Granja de San Ildefonso, 13 de julio de 2010

Materias Reciclables

RESIDUOS FINALES

Reciclable

U 475 to 480 kg(~95%)

Residuos

Pu 5 kg(1%)

Composición media de un elemento de combustible de un reactor de agua ligera

Antes de la irradiación : ~ 500 kg d Uranio (PWR)

Después de irradiación

Productos de Fisión 15 to 20 kg (~4%)

Un 96% del combustible usado es reciclable

La Tecnología del Reciclado del combustible y su empleo en los reactores I. Leboucher 13 /07/2010 - p.3


Pu

URéceptionEntreposage

Résidus vitrifiés(CSD/V)

U

PuCoques et Embouts

Operaciones de tratamiento(cizallamiento - disolución - separación - purificación)

Elementos combustibles Recepción

Almacenamiento

Unidades de tratamiento

Residuos vinculados al uso de las instalaciones

Residuos compactados

(CSD/C)

Materiasreciclables

Uranio

Plutonio

Residuos finales

U

PuCabezales y varillas

Residuos vitrificados(CSD/V)

Tratamiento

En cada etapa su procedimiento. En cada etapa, contabilización de las materias nucleares, bajo control EURATOM y OIEA

Las principales etapas del tratamiento


Transporte de los combustibles usados desde la central hacia la

plataforma de reciclaje

Diversas especialidades de ingeniería

Garantizar la calidad del transporte durante todas las fases del mismo :

Seguridad

Protección

Prestaciones


Descarga seca/

bajo el aguaNitrato

De uranio

PlutonioPuO2

Vitrificación

PurificaciónPlutonio

PurificaciónUranio

Almacenamiento piscinas CizallamientoDisolución

SeparaciónU/Pu/PF

Compactación

AlmacenamientoAlmacenamiento

Retorno al cliente Retorno al cliente

Separación de la materias valorizables, acondicionamiento de los residuos finales

Esquema de tratamiento del combustible usado

ObjetivoSeparar la materia nuclear de la estructura metálica del combustible

MétodoCizallamiento de las varillas para poder disolver el combustible

Separación del combustible disuelto de las partes metálicas insolubles (=varillas)

Elemento combustible

Cuchilla zizalla

Armazón

Contrafuerte

A disolverDespués transferencia

De los materiales nucleares para su separaciónDe las partes metálicas hacia compactación

Trocessar / Disolver


Transferencia hasta la

compactación

Zona de control

Trozos de varillas Cabezales

Lavadores de cabezales

Equipo de disolución

Lavadores de trozos de varillas

Zona de llenado

Contenedores inox

Zona de descontaminación

Troceado - Disolución continuaTratamiento del troceado de varillas y

cabezales

Cizalla


Descarga /seca

bajo el agua Nitrato

de uranito

PlutonioPuO2

Vitrificación


PurificaciónUranio

Almacenamientopiscinas

CizallamientoDisolución

SéparaciónU/Pu/PF

Compactación


Retorno alcliente

Retorno al cliente

Los materiales siguen siendo propiedad de las compañiaselectricas y se les devuelven en su totalidad

Esquema de tratamiento de combustibles usados


ObjetivosSeparar los diferentes componentes del material nuclear disuelto(U, Pu, Productos de Fisión)

¿Como? Proceso de extracción liquida

Purificar el Uranio y el Plutonio para su reutilización

Concentrar los productos de fisión

Posteriormente transferir...de los materiales reciclables para su purificación

de los productos de fisión concentrados para su acondicionamiento

Un proceso mayoritariamente químico.Los reactivos utilizados (ácidos/disolventes) son purificados y reciclados.

Separación del Uranio, Plutonio y los Productos de Fisión


Alimentación

Soluciónacuosa

U+Pu+ PF*

disolvente

Mezcla

U+Pu+PF*+

disolvente

PF*

Decantación

U+Pu+

Disolvente

Extractor centrifugo

Entradadisolvente

Moteur

Salida de disolvente con U + PuSalida de PF* concentrado

ProteccciónPlomo/hormigónAlimentación fase acuosa

U+Pu+PF*

Columna pulsante

Alimentación fase acuosaU + Pu + PF*

Bandejasperforadas

salida de PF* concentrado

Decantador inferior

Entradadisolvente

Aire comprimido

Decantador superior

Interfase

Salida de disolvente con U + Pu

* PF : Productos de fisión

PF*

U+Pu

Mezclador decantador

U+Pu+PF*Disolvente Entradadisolvente

AlimentaciónFase acuosa

U+Pu+PF* Salida de disolvente con U+Pu

Salida de PF* concentrado

Extracción por disolución


Descarga

seca/bajo el aguaNitrato

de uranito

PlutonioPuO2

Vitrificación


PurificaciónUranio

Almacenamiento

piscinasCizallamiento

DisoluciónSéparación

U/Pu/PF

Compactación



Las materias siguen siendo propiedad de las compañías electricas (cliente) y se les devuelven en su totalidad

Esquema de combustibles usados


El principio

Bloquear los materiales y garantizar su confinamiento en el tiempo

El método

Incorporación de los productos de fisión y actinidos minoritarios (= el 99 % de la radioactividad de los residuos) a una matriz de

vidrio

Acondicionamiento en un contenedor

Almacenamiento de los contenedores en pozos ventilados en espera de su expedición

Retorno de los residuos vitrificados a los clientes

Vitrificar los materiales no valorizables


Aditivos

Medidasde

caudales

Reciclaje de polvos

Condensación

Tratamiento final del gas

Salida de gases

Captación de polvosTratamiento

efluentes líquidos

Aportaciónde vidrio

Calcinación

Fusión de vidrio

Colada de vidrio

Posicionado de la tapa

Control

DescontaminaciónAlimentación Almacenamiento

El calor y la actividad disminuyen con el tiempo

ConcentradosPF

Procedimiento francés de vitrificación


Sala de almacenamiento de residuos vitrificados


Descarga seca/

bajo el aguaNitrato

de uranito

PlutonioPuO2

Vitrificación


PurificaciónUranio

Almacenamientopiscinas

CizallamientoDisolución

SéparaciónU/Pu/PF

Compactación



Los materiales siguen siendo propiedad de las empresaselectricas (clientes) y se les devuelven en su totalidad

Esquema de tratamiento de combustibles usados


Objetivos

Reducir el volumen de los residuos estructurales y tecnológicos

El método

Compactar mediante esta presión

Acondicionar los residuos en un contenedor similar al que se utiliza para los residuos vitrificados

Almacenar en espera de su expedición

Retorno de los residuos compactados a los clientes

La compactación


Reducción por compactación de 5 a 1 de los residuos tecnológicos y estructurales

Taller de compactación de las partes metálicas estructurales


El reciclaje optimiza el acondicionamiento de los residuos finales

Los materiales no valorizables son acondicionados de modo estable y compactos permitiendo su transporte

Encapsulación de productos de fisión en una matriz de vidrio estable, homogénea y duradera con comportamiento previsible a largo plazo

Compactación de piezas estructurales (varillas y estructura del elemento combustible)

La matriz de vidrio y los residuos compactados son acondicionados en contenedores estandares llamados CANISTER

vitrificacióncompactación

Los residuos finales acondicionados no están sometidos a las salvaguardias de la OIEA



Secuencia del proceso en la Hague

MELOX, FR195 tHM/yr MOX (lic.)

Reciclaje del combustible gastado: La valorización del uranio y del plutonio

Tratamiento

La Hague, FR1,700 tHM/yr

Enriquecimiento

GB II, FR7,5 MSWU (2013)1 MSWU (RepU)

Lingen, Germ.50 tU/yr ERU (lic.)

Romans, FR150 t/yr

ERU (lic.)

TU5, FR(UN to U3O8)1,500 tU/yr

Fabricación de combustible

Conversión

Más de 25.000 tratados en las instalaciones de la Hague

Más de 4.000 elementos combustibles ERU expedidos

Más de 5. 000 elementos combustibles MOX expedidos


Del URT a los elementos URE*Entre vía clásica y alternativas

NUUO3

Elementos URE

U3O8 UF6

URE

Almacenamiento

NU

Fluoración

Enriquecimiento

Reconversión

Fabricación

MEU/HEUTails Unat

PuMezcla

UO2

Fabricación

Vía TraditionalEn línea

UO2RBMKPHWR

Elemento Combustible1) Para LWR UOX2) Para PHWR3) Para LWR MOX

*URE: Urt enriquecido otra vez Anexe


La cadena logística en el reciclaje

El retorno de los residuos finales a los paises clientes

El transporte de los materiales valorizables

Nitrato de uranio

El transporte de Mox


La fabricación de combustible MOX en las instalaciones de Mélox

Mezclado del polvo Peletización Sinterización

Rectificación Llevado de la varilla

Varilla de combustible de reactor de agua ligera

1 2 3

4 5

Nacelle

Proceso de fabricación del combustible MOX

MELOX

PROCESS

Base industrial del reciclado

Tapón superior Muelle Pastillas de combustible

Tapón inferior

Soldadura inferior

varillaCámara de expansión

Soldadura superior

Soldadura de

sellando


6 Fabricación del elemento

combustible

Ventajas del proceso avanzado de Melox (high-Throughput)

El mezclado de polvo es la clave del proceso MELOX

El proceso MELOX permite un reciclado online de casi todos los desechos del proceso de fabricación

Las prestaciones y fiabilidad del proceso MELOX son reconocidos en todo el mundo

Más de 30 años de experiencia operativa en reactores PWR y BWR han demostrado la alta calidad del combustible MOX fabricado por el grupo AREVA

El comportamiento del combustible MOX en el reactor es similar al del combustible de UO2 tanto en condiciones normales como en incidencias

Preparación de la

mezcla primeria

Preparación de la

mezcla secundaria1 2

Scrap

UO2

PuO2UO2

Primary

blend

Secondary

blendPrimary blend

Scrap UO2PuO2 UO2

Primary blend


Peletización

Sinterización Rectificación

Varilla de combustible de un reactor de agua ligera

4

Fabricación del

elemento combustible

3

5

5

7

Nacelle

Reciclaje: El proceso avanzado de MELOX

Preparación de la mezcla primeria Preparación de la mezcla

secundaria 1 2

Scrap UO2 PuO2 UO2Primary blend

6 Llenado de la varilla

Tapón superiorMuelle

Pastillas de combustible

Tapón inferior

Soldadura de

sellandoSoldadura superior

Cámara de expansión varilla

Soldadura inferior


Mezclado de polvo

MELOX

PROCESO

Peletización Sinterización

Rectificación Llenado de la varilla

1

Tapón superiorMuelle Pastillas de

combustibleTapón inferior

Soldadura inferior

varillaCámara de expansión

Soldadura superior

Soldadura de

sellando

Varilla de combustible de un

reactor de agua ligera

2 3

4 5

6

Nacelle

Fabricación del elemento

combustible

Molybdenum boat

Grindstone

Grindstone

El proceso de fabricación de combustible


El reciclado optimiza el potencial energético que todavía contiene el

combustible usado

Parámetros a tener en cuenta:Grado de quemado del UO2 usado y enriquecimiento inicial en U235

Tiempo de enfriamiento de los elementos usados

Grado de quemado y enriquecimiento inicial deseado para los combustibles reciclados

Estos parámetros tendrán un impacto sobre:

Contenido residual y vector isotrópico del plutonio

Contenido residual en U235 y en isotopos de uranio que absorben neutrones

Recycling

1 combustible MOX 1 combustible ERU

8 combustibles UO2 usados


¿Por qué el reciclado es una solución para la gestión de los residuos nucleares

Optimización de la gestión de los residuosReduce 5 veces el volumen de los residuos de alta actividad

Reduce la radio toxicidad por 10

Asegurando la protección de los ciudadanos y del medio ambiente

Reciclar ahorra hasta el 25% del uranio natural

Tiene ventajas económicasCompetitivo en comparación con el almacenamiento directo

Mayor precisión para el cálculo del coste del ciclo del combustible

Fortalece la no proliferaciónDisminuye la acumulación de plutonio


Combustible MOX en el mundo Más de 36 reactores para un total de más de

5500 FAs

El combustible MOX en Europa: 35 reactores para un total de más de ~5500 elementos combustibles (Dic. 2008)

Doel

Tihange

Unterweser

Brokdorf

Grohnde

Grafenrheinfeld

Chinon

Saint-Laurent

Le Blayais

Beznau

Philippsburg

Isar

Tricastin

Neckar Westheim

Gundremmingen

Gösgen

21

2 10

32 3 41

21

B2B1

B2 B3 B4B1

Gravelines B2 B3 B4B1

Dampierre 2 3 41

3

2

2

21

2

2

CB

Emsland

B6

BWRPWRPWR BWR

Catawba1

MOX for peace en los EEUU. Test antes de un uso a larga escala del MOX de la instalación de fabricación del combustible MOX (MFFF)Combustible MOX en Japón: 11 compañías eléctricas se han comprometido a cargar MOX

Cargas de MOX, empezando en 2009. Primero con Genkai


Combustible ERU en el mundo

más de 30 reactores para un total de más de ~4700 FAs(Dic. 2008)

Combustible ERU en Europa: 17 reactores para un total de más de ~2800 elementos combustibles (Dic. 2008)

Combustible ERU en los EEUU: 2 reactores para un total de más de ~1250 elementos combustibles (Dic. 2008)

Combustible ERU en Japón: 12 reactores para un total de más de ~650 elementos combustibles (Dic. 2008)

*: No ERU in core yet

Unterweser

GrundemmingenB

NeckarWestheim

BWRPWR

2

Brokdorf

1

Doel 1 2

Tihange 2

Beznau1 2

Gösgen

Obrigheim

Borsele

Oskashamn

Cruas 432

3

3

3

71

2Sizewell* B

PWR BWR

32 Brown Ferry

Sequoyah2

Loaded in 2009

BWRPWR

Hamaoka

Onagawa

Fukushima I

Fukushima II

Kashiwazaki

Ohi

Mihama

Takahama

Sendai

Tsuruga

Ikata

21

3

2

2

3

3

1

3

2

3


Conclusión

Aproximadamente el 20% de la electricidad procede de combustible reciclado utilizado en centrales nucleares

Pluthermal programa en fase de implementaciónCon todas las compañías eléctricas

1 Advanced BWR 100% MOX core en construcción (OHMA)

Nueva línea para mejorar la capacidad de producción de MOX

Instalación de fabricación de combustible MOX en construcción

El reciclado es una realidad


OrMOX and/or ERU

delivery to another AREVA customer

Fuel Irradiation

Recycling gives time and flexibility

T 0T0 T0 + 10 years T0 + 15 years T0 + 17 years . T0 + 30 years

Shipment to La Hague

Treatment MOX & ERU Manufacturing and delivery

Conditioned Residues

return

Interim storage in Reactor Pool

15 to 20 years between unloading UO2 and recycled fuelsand up to 30 years for conditioned return of residues


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