Back-end nuclear fuel cycle options: Effects on high level waste management and disposal

Abstract

Bu tezde, Basınçlı Su Reaktörü tipi bir reaktör için reaktör sonrası yakıt çevrimi seçenekleri yüksek aktiviteli atık idaresi, özellikle de jeolojik bertaraf üzerindeki etkileri yönünden irdelenmiştir. Açık yakıt çevrimi ile alternatif kapalı yakıt çevrimleri, oluşan atıkların jeolojik bertaraf yoğunlukları (kullanılmış yakıt ve yüksek seviyeli atığın tasfiyesi için gereken alan) ve radyolojik toksisiteleri açısından karşılaştırılmıştır. Çalışmanın ilk bölümünde, seçilmiş yanma miktarları için, yakıt çevrimlerinde oluşan atıkların kompozisyonları ve bozunma ısıları MONTEBURNS kodu kullanılarak elde edilmiştir. Daha sonra, ANSYS kodu kullanılarak bir referans jeolojik bertaraf tesisi tasarımı için ısıl analizler yapılmış ve her bir atık tipi için gerekli bertaraf alanları belirlenmiştir. Referans bertaraf tasarımındaki bileşenlerin ısıl özelliklerindeki değişimlerin atık bertaraf yoğunluğu üzerindeki etkisini değerlendirmek amacıyla ısıl analizler farklı ısıl özellikler kullanılarak tekrarlanmıştır. Sonuçlar, yakıt çevrimlerinin karşılaştırılması için belirleyici bir parametre olan `birim atık bertaraf alanı (m2) başına üretilen toplam elektrik enerjisi (MWe-yr)` cinsinden ifade edilmiştir. Yakıt çevrimi seçeneklerinin atık yönetimi ve jeolojik bertaraf üzerindeki etkisini değerlendirmede alternatif bir parametre olarak oluşan radyoaktif atıkların radyolojik toksisiteleri de karşılaştırılmıştır. Atık bertarafı yoğunluğu ile ilgili analizlerin sonuçları 40000 MWd/t yanma oranına kadar açık yakıt çevriminin avantajlı olduğunu göstermiştir. Daha yüksek yanma oranlarında ise standart yeniden işleme uygulanan yakıt çevrimi diğer yakıt çevrimlerine göre daha avantajlı olmaktadır. Radyotoksisite analizlerinin sonuçlarına göre MOX yakıtının yeniden işlendiği kapalı yakıt çevrimi diğer kapalı yakıt çevrimleri ve açık çevrime göre daha avantajlıdır.

In this thesis, back end fuel cycle options for Pressurized Water Reactor are discussed in terms of effects on high level waste management and, more specifically, on geological disposal. Once-through and alternative closed nuclear fuel cycles for a typical Pressurized Water Reactor are compared with respect to waste disposal densities (waste disposal area required for spent fuel and high level waste) in a permanent geological repository and radiological toxicities of resultant wastes. In the first part of the study, utilizing the code MONTEBURNS, relevant compositions and decay heats of wastes generated in the considered fuel cycles are obtained for several selected burnup values. Then, using the code ANSYS, thermal analyses are performed for a reference repository concept and disposal areas needed for waste types under consideration are determined. A sensitivity analysis is also performed for evaluating the effect of variations in thermal properties of reference repository components on waste disposal densities. Results are expressed in terms of `total electrical energy (MWe-yr) produced per unit waste disposal area (m2)`, which is taken as the decisive parameter to compare the cycles. As an alternative parameter to assess the effect of back end fuel cycle options on waste management and disposal, radiotoxicities of wastes generated in fuel cycles are also compared. The results of the disposal density analysis indicates that: the once-through cycle displays an advantage up to nearly a burnup of 40000 MWd/t with regard to waste (spent fuel and high-level waste) disposal density; however, at higher burnups, the closed cycle with standard reprocessing is better than once-through and other closed fuel cycles. According to results of radiotoxicity analysis, closed cycle with MOX recycling is more advantageous than once-through and other closed cycles.