A Nuclear fuel cycle with complete coprocessing of uranium and plutonium in spent fuel: Flow sheet and cost analysis

Abstract

KULLANILMIŞ NÜKLEER YAKITLARDAN URANYUM VE PLÜTONYUMUN BERABERCE GERİ KAZANILDIĞI BİR NÜKLEER YAKIT ÇEVRİMİ: AKIM ŞEMASI VE MALİYET ANALİZİ Levent Özdemir ÖZET 1000 MWe gücündeki tipik bir hafif sulu nükleer reaktörden çıkan kullanılmış yakıt, yaklaşık olarak ağırlıkça, %95.5 uranyum dioksit, %0.9 plütonyum, %3.5 fisyon ürünleri ve %0.1 diğer aktinitler içerir. Standart yeniden işlemede kullanılmış yakıttaki uranyum ve plütonyum saf ve ayrı olarak geri kazanılır. Bu çalışmada, kullanılmış yakıttaki uranyum ve plütonyumun tek bir ürün olarak işlendiği ve beraberce geri kazanıldığı, kullanılmış yakıtların beraberce yeniden işlenmesi incelenilmiştir. Beraberce aktiviteden temizlenme ve beraberce geri yıkamadan oluşan iki aşamalı akım şeması beraberce yeniden işleme için planlanılmış; konsantrasyonlar, geri kazanımlar ve aktiviteden temizlenme faktörleri hesaplanılmış; uranyum ve plütonyum nitratın karışık oksitlere çevrilmesi ve karışık oksit yakıt üretim metotları yeniden incelenilmiştir. Hiçbir noktasında uranyum ve plütonyumun birbirinden ayrılmadığı, kapalı bir nükleer yakıt çevrimine ulaşılmıştır. Tek-yol, standart yeniden işleme ve tamamen beraberce yeniden işleme çevrimleri için karşılaştırılmalı bir yakıt çevrim maliyetleri analizi yapılmıştır. Kullanılmış yakıttaki uranyum ve plütonyumun tek bir ürün olarak geri kazanılması için düşünülen tamamen beraberce yeniden işleme çevrimi çok basit olmuştur ve ekonomik olduğu beklenilmiştir. Anahtar Sözcükler: Yeniden işleme, beraberce yeniden işleme, solvent ekstraksiyon, Purex, yakıt çevrim maliyeti Danışman: Doç. Dr. H. Okan Zabunoğlu, Hacettepe Üniversitesi, Nükleer Enerji Mühendisliği Bölümü, Nükleer Enerji Mühendisliği Anabilim Dalı

A NUCLEAR FUEL CYCLE WITH COMPLETE COPROCESSING OF URANIUM AND PLUTONIUM IN SPENT FUEL: FLOW SHEET AND COST ANALYSIS Levent Özdemir ABSTRACT Spent fuel from a typical 1000 MWe light-water reactor contains approximately 95.5 weight percent (w/o) uranium dioxide (0.85 w/o fissile), 0.9 w/o plutonium (70 w/o fissile), 3.5 w/o fission products, and 0.1 w/o other actinides. In standard reprocessing, uranium and plutonium in spent fuel are recovered as pure and separate streams. In this study, complete coprocessing of spent fuel, in which uranium and plutonium in spent fuel are processed and recovered together as a single stream, is to be investigated. A two-step, co-decontamination and co-stripping, flow sheet for complete coprocessing is devised; concentrations, recoveries and decontamination factors are calculated; methods to co-convert uranium-plutonium nitrate to a mixture of oxides and to fabricate mixed-oxide fuel are reviewed. A closed nuclear fuel cycle in which at no point uranium and plutonium in spent fuel is separated from each other is reached. A comparative analysis of fuel cycle costs is put forward for once-through, standard reprocessing and complete coprocessing cycles. Complete coprocessing proposed for recovering uranium and plutonium in spent fuel as a single stream proves to be very simple and is expected to be economical. Keywords: Reprocessing, Coprocessing, Solvent extraction, Purex, Fuel cycle cost Advisor: Assoc. Prof. Dr. H. Okan Zabunoğlu, Hacettepe University, Department of Nuclear Engineering, Nuclear Engineering Section