Kullanılmış yakıttan uranyum ve plütonyumun tam birlikte geri kazanıldığı yakıt çevriminin nükleer silahsızlanma açısından değerlendirilmesi
Nuclear non-proliferation assessment of fuel cycle with complete co-processing of spent fuel
Yazar: YUSUF CAN
Danışman: DR. ÖĞR. ÜYESİ BANU BULUT ACAR
Hacettepe Üniversitesi / Fen Bilimleri Enstitüsü / Nükleer Enerji Mühendisliği Ana Bilim Dalı
Derece: Yüksek Lisans, 2021
Konu: Nükleer Mühendislik = Nuclear Engineering

Özet:
Tipik bir PWR tipi reaktörden çıkarılan kullanılmış yakıtta kütlece yaklaşık %95 civarında uranyum (U), %0,5-1 plütonyum (Pu) ve az miktarda minör aktinitlerle fisyon ürünleri bulunur. Kullanılmış yakıtlar, içerdikleri yararlı U ve Pu izotoplarını geri kazanmak amacıyla yeniden işlenebilir. PUREX (Plutonium Uranium Extraction) kimyasal ayırma işlemi kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesi için yaygın olarak uygulanan yöntemdir. PUREX yönteminde U ve Pu ayrı akış kanallarında saf olarak elde edilir. Pu'un saf bir şekilde geri kazanılması nükleer silahlanma ile ilgili kaygılara neden olmaktadır. Alternatif bir yöntem olarak önerilen tam birlikte yeniden işleme yönteminde ise U ve Pu bütün işlem boyunca fisyon ürünlerinden ve aktinitlerden birlikte arındırılır ve birlikte kazanılır.
Bu çalışmada, kullanılmış yakıttaki uranyum ve plütonyumun tek bir ürün olarak işlendiği ve beraberce geri kazanıldığı kapalı yakıt çevriminin nükleer silahsızlanma açısından değerlendirilmesi amaçlanmıştır. Bu amaçla, tek geçişli yakıt çevrimi, standart yeniden işleme uygulanan kapalı yakıt çevrimi ve tam birlikte işleme uygulanan kapalı yakıt çevriminin nükleer silahlanmaya karşı direnç özellikleri karşılaştırılmıştır. İncelenen yakıt çevrimlerinin nükleer silahlanmaya karşı direnci, 1 GWe-yıl elektrik üretimi sonucunda oluşan plütonyum miktarı ve kalitesi ile kullanılmış yakıtın sahip olduğu radyasyon bariyeri bakımından ele alınmıştır. Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı nükleer silah üretimi riskinin ihmal edilemeyeceği yaklaşık nükleer madde miktarını "kayda değer miktar" olarak tanımlamaktadır. Bu sebeple, çalışmada 1 kayda değer miktar plütonyum elde etmek için barışçıl amaçlardan saptırılması gereken kullanılmış yakıt miktarları ile ilgili değerlendirmeler yapılmıştır. Nükleer silahlanmaya karşı direnç özelliklerinin davranışı ile reaktörün yanma oranı arasındaki ilişkiyi değerlendirmek amacıyla hesaplamalar 33000 MW-gün/tHM, 40000 MW-gün/tHM ve 50000 MW-gün/tHM için gerçekleştirilmiştir. Yakıt çevrimlerinde oluşan nükleer madde miktarı ve kalitesi ile ilgili analizlerde MONTEBURNS yanma ve bozunum kodu, kullanılmış yakıtın radyasyon bariyeri ile ilgili analizlerde ise Microshield doz değerlendirme kodu kullanılmıştır.
Çalışma sonuçları, incelenen çevrimler arasında kullanılmış yakıta tam birlikte işlemenin uygulandığı ve elde edilen ürünün zenginleştirilmiş uranyum ile karıştırılarak tekrar yakıt olarak kullanıldığı yakıt çevriminin tüm direnç parametreleri birlikte değerlendirildiğinde en yüksek silahlanma direncine sahip olduğunu göstermektedir. Yakıt çevrimlerinin nükleer silahsızlanmaya karşı direnç özellikleri yanma oranının artmasından olumlu etkilenmektedir.

Anahtar Kelimeler: Kullanılmış Yakıt, Nükleer Yakıt Çevrimi, Yeniden İşleme, Nükleer Silahsızlanma, Plütonyum, Nükleer Silahlanma Direnci

Abstract:
Spent nuclear fuel discharged from a typical LWR contains approximately 95 weight percent (w/o) uranium (U) and 0.5-1.0 w/o plutonium (Pu); the remainder consists of a small amount of fission products and minor actinides. Spent fuel could be reprocessed to recover the useful U and Pu in it. The PUREX (Plutonium Uranium Extraction) chemical separation is a widely applied method for spent fuel reprocessing. In the standard PUREX, U and Pu in spent fuel are obtained as pure and separate streams. Recovery of Pu in pure form causes nuclear proliferation concerns. An alternative to the standard PUREX is the complete co-reprocessing, in which U and Pu are separated from fission products and minor actinides and kept together throughout the whole process.
In this study, it is aimed to evaluate the closed fuel cycle employing the complete co-processing from the standpoint of nuclear non-proliferation. To this end, the nuclear-proliferation resistance properties of the once-through fuel cycle and the closed fuel cycles with the standard reprocessing and complete co-processing are compared. The resistance of the investigated fuel cycles against nuclear proliferation is discussed in terms of the amount and quality of Pu formed and the radiation barrier of spent fuel on the basis of one GWe-yr electricity production. By the IAEA's definition, "significant quantity" is defined as the approximate amount of nuclear material for which the possibility of manufacturing a nuclear explosive device cannot be excluded. For this reason, assessments on the amount of material that has to be diverted from peaceful purposes to obtain one "significant quantity" of Pu are made. To evaluate the link between behavior of nuclear proliferation resistance properties and fuel burnup, all calculations are carried out for 33000 MWd/tHM, 40000 MWd /tHM and 50000 MWd/tHM burnup values. The MONTEBURNS burnup and depletion code is used in analyses on the amount and quality of nuclear material formed in the fuel cycles under consideration, and the Microshield dose evaluation code is employed for analyses on the radiation barrier of SF.
It is indicated from the study that the closed fuel cycle employing the complete co-processing in which obtained product is blended with enriched uranium and re-used as MOX fuel has the highest nuclear proliferation resistance by considering all the resistance parameters discussed. The nuclear proliferation resistance properties of fuel cycles are positively affected by the increase in burnup value.


Keywords: Spent Fuel, Nuclear Fuel Cycle, Reprocessing, Nuclear Non-Proliferation, Plutonium, Proliferation Resistance