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

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 plutonio²³⁹ 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 plutonio²³⁹ (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...

1. Un procedimiento para transformar el combustible agotado de un reactor nuclear, comprendiendo el mencionado procedimiento las fases de:

caracterizándose este procedimiento en que comprende además las fases de:

2. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 1, donde el mencionado primer componente contiene plutonio²³⁹.

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 µm y 330 µm a fin de minimizar la captura de neutrones por el mencionado plutonio²³⁹ en la zona de energía situada aproximadamente entre 0,2 eV y 1 eV.

4. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 3, que comprende, además, las fases de:

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. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 2, que comprende además las fases de:

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. 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:

9. Un procedimiento para transformar el combustible agotado de un reactor nuclear, comprendiendo el procedimiento mencionado:

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. 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. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 9, donde el mencionado primer componente contiene plutonio²³⁹.

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 µm y 330 µm para minimizar la captura de neutrones por el mencionado plutonio²³⁹ en una zona de energía comprendida entre 0,2 eV y 1 eV.

14. El procedimiento de conformidad con la reivindicación 13, donde los núcleos mencionados están recubiertos de un revestimiento de carburo de silicio.

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.