PWR-CANDU6 birleşik yakıt çevrimi ve CANDU6`da uranyum+toryum kullanımı

Abstract

Bu çalışmada, PWR kullanılmış yakıtının CANDU6 reaktörlerinde yakıt olarak kullanımını esas alan PWR-CANDU6 birleşik yakıt çevrimi için yanma oranı analizleri yapılmıştır. Ayrıca, tek-geçişli (once through) yakıt çevrimi için, CANDU6'da uranyum+toryum (U+Th) kullanımının yanma oranı üzerine etkileri incelenmiş ve sonuçlar doğal U ve Hafif Zenginleştirilmiş U (HZU) yakıtlarınki ile karşılaştırılmıştır. Yakıt çevrimleri, Doğal U Gereksinimi (DUG) ve Nükleer Kaynak Değerlendirme Oranı (NKDO) açısından mukayese edilmiştir.PWR-CANDU6 birleşik yakıt çevrimi için başlıca iki geri-dönüşüm seçeneği ele alınmıştır. İlk seçenek, kullanılmış yakıttan U ve Pu'yu geri kazanmanın en kolay ve en emniyetli yolu olan Tam Birlikte İşleme (TBİ) seçeneğidir. TBİ yoluyla kullanılmış yakıtın içerdiği tüm U ve Pu birlikte geri kazanılır (`standart yeniden işleme`de ise U ve Pu saf ve ayrı ayrı geri kazanılmaktadır). Sonuçta TBİ ürünü olarak toplam fisil içeriği %1,4 ile %1,5 arasında bir U+Pu karışımı elde edilir. Bu U+Pu'nun PWR'de yakıt olarak tekrar kullanılabilmesi için fisil madde ilavesi gerekir. Diğer yandan, %1,4-1,5 fisil U+Pu direkt olarak CANDU yakıtı olmaya uygundur. İkinci geri-dönüşüm seçeneği `kullanılmış PWR yakıtının direkt olarak CANDU'da kullanımı` olarak tanımlanır ve DUPIC (Direct Use of PWR fuel In CANDU) diye bilinir. DUPIC hiçbir ayırma işlemi içermediğinden, bu yolla elde edilen CANDU yakıtı sadece U ve Pu'yu değil hemen hemen tüm fisyon ürünlerini ve minör aktinitleri de içerir. Çalışmanın devamında, Th eklenmiş U yakıtların tek-geçişli CANDU6 çevriminde kullanımı incelenmiştir. Bu amaçla, iki yakıt modeli düşünüldü. `Homojen-demet` denen ilk modelde, bir demetteki tüm yakıt elemanları çeşitli zenginlikteki HZU ile Th'un (kütlece %10, %30 ve %50 Th) karıştırılmasıyla elde edilen (U-Th)O2 içermektedir. Diğer model olan `karışık-demet`te ise tüm demetlerin merkezindeki 4 ve 7 yakıt elemanı sadece ThO2, kalan elemanlar ise sadece UO2 ile yüklenmiştir. U+Th yakıtlar için elde edilen sonuçlar CANDU6'da Th kullanımının etkisinin gözlenmesine ve PWR-CANDU birleşik çevrimi ile mukayese edilebilmesine olanak sağlar. CANDU6 reaktörünün yanma oranı hesapları tüm-kor geometri ve doğrusal olmayan reaktivite modelleri kullanılarak MCNP5 ve MONTEBURNS kodları ile yapılmıştır. Yanma oranı değerleri elde edildikten sonra, her yakıt çevrimi senaryosu için DUG ve NKDO (ve doğal U tasarrufu) değerleri hesaplanmıştır.PWR-CANDU6 birleşik çevriminde; PWR kullanılmış yakıtının 33000, 40000 ve 50000 MW-gün/tU yanma oranı değerleri için; CANDU6'da, TBİ seçeneğinde sırasıyla 25981, 27021 ve 27919 MW-gün/tHM ve DUPIC'te sırasıyla 16717, 16195 ve 14926 MW-gün/tHM ilave yanma oranları elde edilmiştir. Hem TBİ hem de DUPIC, DUG ve NKDO değerlerini olumlu yönde etkilemektedir. Genel olarak, TBİ DUPIC'e kıyasla avantajlıdır; çünkü TBİ ile üretilen CANDU yakıtı fisyon ürünlerini ve minör aktinitleri içermez. CANDU6'da Th kullanımı ile ilgili hesaplamalar, U+Th yakıttaki Th oranı arttıkça, aynı yanma oranına ulaşmak için gereken 235U oranının arttığını gösterir. Bu durum, DUG değerinde artışa, NKDO değerinde düşüşe neden olur. Çok yüksek yanma oranlarında eğilim tersine döner ve Th oranı arttıkça DUG değeri azalmaya, NKDO değeri ise yükselmeye başlar.

In this study, burnup analyses were made for PWR-CANDU6 combined fuel cycles in which PWR spent fuel is used as fuel in CANDU6. Besides, for the once-through fuel cycle, use of uranium + thorium (U+Th) in CANDU6 were looked into and compared to natural U or Slightly Enriched U (SEU) cases. The fuel cycles were compared in terms of Natural U Requirement (NUR) and Nuclear Resource Utilization (NRU). For the PWR-CANDU6 combined cycle, two primary recycling scenarios were focused on. The first scenario involves the Complete Coprocessing (CC), which is the easiest and most secure way to recover U and Pu content of spent fuel. In CC, all U and Pu in PWR spent fuel are recovered together (while in the standard reprocessing U and Pu are obtained as separate streams). Resultantly, the product of CC is a pure U+Pu mixture with a total fissile content of 1.4 to 1.5 wt%, and in order to reuse it in a PWR, it is necessary to blend it with a fissile makeup. However, a mixture of U+Pu with that fissile content can directly be used to fuel a CANDU. The other scenario is known as DUPIC (Direct Use of PWR spent fuel In CANDU). The DUPIC approach does not involve any element separation process; so, PWR spent fuel containing not only U and Pu but also almost all fission products and minor actinides is used as fuel in CANDU. In addition, use of Th-added fresh U fuel in CANDU6 on a once-through cycle was investigated. For this purpose, two fuel models were considered. One is `homogenous-bundle` containing a homogenous mixture of (U-Th)O2 formed by blending various slightly-enriched U fuels with Th (in Th mass ratios; 10%, 30% and 50%), used in all fuel elements of all bundles throughout the core. The other model is `mixed-bundle` which contains only ThO2 in 4 or 7 fuel elements in the center of a bundle, while the other elements comprise UO2 only. The results with U+Th fuels enable not only to observe the effect of Th use in CANDU6 but also to compare it to the results from the combined-cycle cases. For burnup computations, CANDU6 full-core geometry and the non-linear reactivity model with MCNP5 and MONTEBURNS codes were used. With burnup values at hand, NUR and NRU (and natural U saving) were calculated for different fuel compositions in each case.At the combined PWR-CANDU6 cycle; for PWR spent fuel with a discharge burnup of 33000, 40000 and 50000 MWd/tU; the additional burnups achieved in CANDU6 have been found to be 25981, 27021 and 27919 MWd/tHM, respectively for CC; and 16717, 16195 and 14926 MWd/tHM, respectively for DUPIC. Both the CC and DUPIC scenarios affect NUR and NRU positively. In general and with respect to NUR and NRU, the CC cycle is more advantageous than the DUPIC cycle since in that case CANDU fuel is free from fission products and minor actinides. As for U+Th fuel in CANDU6 on the once-through cycle, the higher the Th fraction in U+Th fuel, the higher the 235U fraction required to obtain the same discharge burnup. As a result, an increase on NUR and a decrease on NRU are observed. At very high discharge burnups, as Th fraction goes up, NUR begins to decrease, and NRU begins to increase.