Paliwo TRISO: wytwarzanie, charakteryzowanie, kontrola jakości, postępowanie z zużytym paliwem. Doświadczenie zdobyte w projekcie GOSPOSTRATEG-HTR

• Autorzy: Zakrzewska-Kołtuniewicz, Grażyna , Wawszczak, Danuta , Brykała, Marcin , Fuks, Leon , Kiegiel, Katarzyna , Herdzik-Koniecko, Irena , Miśkiewicz, Agnieszka , Pawelec, Andrzej , Chajduk, Ewelina , Starosta, Wojciech , Smoliński, Tomasz , Rogowski, Marcin

Warianty tytułu

EN

TRISO fuel: manufacture, characterization, quality control, handling of used fuel. Experience gained in the GOSPOSTRATEG-HTR project

• Języki publikacji: PL

Abstrakty

PL

Pomyślne zastosowanie reaktorów wysokotemperaturowych w przemyśle będzie uzależnione m.in. od opanowania na skalę przemysłową produkcji paliwa TRISO spełniającego rygorystyczne wymagania dotyczące składu chemicznego i parametrów fizycznych. W ramach prac realizowanych w projekcie GOSPOSTRATEG-HTR opracowano w Instytucie Chemii i Techniki Jądrowej metodę otrzymywania prekursorów paliwa TRISO, ziaren sferycznych UO ₂ , o średnicy około 0,5 mm, przy wykorzystaniu autorskiej koncepcji modyfikacji standardowej metody zol-żel. Wyniki uzyskane w badaniach laboratoryjnych zostały wykorzystane do opracowania wstępnych założeń techniczno-ekonomicznych dla zakładu produkującego prekursory paliwa TRISO. Określono plan kontroli laboratoryjnej procesu oraz specyfikację niezbędnego wyposażenia laboratorium. Specyfika TRISO, znacznie różniącego się od paliwa do reaktorów wodnych, implikuje konieczność opracowania specjalnej strategii postępowania po wyjęciu paliwa z reaktora. W projekcie rozważono różne scenariusze postępowania z zużytym paliwem TRISO.

EN

The successful use of high-temperature reactors in industry will depend, among others on mastering the industrial scale production of TRISO fuel that meets stringent requirements regarding chemical composition and physical parameters. As part of the work carried out under the GOSPOSTRATEG-HTR project, a method was developed at the Institute of Nuclear Chemistry and Technology for obtaining TRISO fuel precursors, spherical UO₂ grains with a diameter of approx. 0.5 mm, using an original concept of modifying the standard sol-gel method. The results obtained in laboratory tests were used to develop preliminary technical and economic assumptions (ZTE) for the plant producing TRISO fuel precursors. A plan for laboratory control of the process and a specification of the necessary laboratory equipment were defined. The specificity of TRISO, which is significantly different from fuel for water reactors, implies the need to develop a special strategy for proceeding after removing the fuel from the reactor. The project considered various scenarios for dealing with spent TRISO fuel.

Słowa kluczowe

PL

paliwo TRISO; HTGR; reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem; odpady promieniotwórcze; wypalone paliwo

EN

TRISO fuel; HTGR; high-temperature gas-cooled reactor; radioactive waste; spent fuel

• Czasopismo: Postępy Techniki Jądrowej
• Rocznik: 2024
• Tom: z. 2
• Strony: 23--32
• Opis fizyczny: Bibliogr. 38 poz., rys., tab.

Twórcy

autor

Zakrzewska-Kołtuniewicz, Grażyna

• Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Warszawa

autor

Wawszczak, Danuta

• Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Warszawa

autor

Brykała, Marcin

• Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Warszawa

autor

Fuks, Leon

• Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Warszawa

autor

Kiegiel, Katarzyna

• Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Warszawa

autor

Herdzik-Koniecko, Irena

• Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Warszawa

autor

Miśkiewicz, Agnieszka

• Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Warszawa

autor

Pawelec, Andrzej

• Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Warszawa

autor

Chajduk, Ewelina

• Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Warszawa

autor

Starosta, Wojciech

• Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Warszawa

autor

Smoliński, Tomasz

• Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Warszawa

autor

Rogowski, Marcin

• Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Warszawa

Bibliografia

• [1] D. E. Shropshire, J. S. Herring, Fuel-Cycle and Nuclear Material Disposition Issues Associated with High-Temperature Gas Reactors, ANES 2004 October 3-6, 2004, Miami Beach, Florida.
• [2] Heinz Nabielak, Development of Advanced HTR Fuel Elements, Nuclear Engineering and Design,121, (2), 1990, pp. 199-210.
• [3] TRISO Particles: the Most Robust Nuclear Fuel Elements on Earth: https://www.energy.gov/ne/articles/triso-particles-most-robust-nuclear-fuel-earth: dostęp 28.01.2024.
• [4] X-energy: News Release Date: 04/04/2022 TRISO-X Fuel Fabrication Facility Oak Ridge TN.
• [5] Sol-gel Processes for Fuel Fabrication, Proceedings of a Panel, organized by IAEA, IAEA-161, Vienna, 21-24 May 1973.
• [6] Nagarajan, K., Vaidya, V.N. (2012). Sol-Gel Processes for Nuclear Fuel Fabrication. In: Aparicio, M., Jitianu, A., Klein, L. (eds) Sol-Gel Processing for Conventional and Alternative Energy. Advances in Sol-Gel Derived Materials and Technologies. Springer, Boston, MA. https://doi. org/10.1007/978-1-4614-1957-0_16.
• [7] D. L. Segal, Sol-gel processing: routes to oxide ceramics using colloidal dispersions of hydrous oxides and alkoxide intermediates, J. Non-Crystalline Solids, 63, 183 (1984).
• [8] R. N. Nelson, J. D. Ramsay, J. L. Woodhead, J. A. Cairns, J. A. A. Crosley, Thin Solid Films 77, 329 (1981).
• [9] J. P. McBride, Laboratory Studies of Sol-gel Process at the Oak Ridge National Laboratory, ORNL/TM-1980 (1967).
• [10] 7. P. A. Haas, C. C. Haws, F. G. Kitts, A. D. Ryon, Engineering Development of Sol-gel Process at the Oak Ridge National Laboratory, ORNL/TM-1978 (1968).
• [11] B. Kalinowski, R. Włodarski, L. Szterk. Badania nad wytwarzaniem powłok pirowęglowych na sferycznych ziarnach materiałów uranowych. 85/Ch-IV/69.
• [12] R. Włodarski, Z. Pierechod. Montaż i uruchomienie pieca wysokotemperaturowego z przeprowadzeniem wstępnych doświadczeń nad pokrywaniem pirografitem sferycznych ziaren materiałów tlenkowych w fazie fluidalnej. 117/IV/77.
• [13] M. Brykala, A. Deptula, M. Rogowski, W. Lada, T. Olczak, D. Wawszczak, T. Smolinski, P. Wojtowicz, G. Modolo; Synthesis of microspheres of triuranium octaoxide by simultaneous water and nitrate extraction from ascorbate-uranyl sols; Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry Volume 299 (1), 651-655 (2014).
• [14] M. Brykała, M. Rogowski, T. Olczak, Carbonization of solid uranyl-ascorbate gel as an indirect step of uranium carbide synthesis; Nukleonika 60(4), 921-925 (2015).
• [15] M. Brykała, M. Rogowski, Preparation of microspheres of carbon black dispersion in uranyl-ascorbate gels as precursors for uranium carbide; Progress in Nuclear Energy 89, 132-139 (2016).
• [16] M. Brykała, M. Rogowski, Complex Sol-Gel Process for producing small ThO2 microspheres; Journal of Nuclear Materials 473, 249-255 (2016).
• [17] A. Boettcher, A. Celińska, M. Frelek-Kozak, M. Migdal, M.P. Dąbrowski, P. Sęktas, A. Sidło, G. Zakrzewska-Kołtuniewicz, D. Wawszczak, M. Brykała, K. Kiegiel, A. Miśkiewicz, L. Fuks, I. Herdzik-Koniecko, E. Chajduk, W. Starosta, T. Smoliński, M. Rogowski, A. Pawelec, Projekt Gospostrateg-HTR: rezultaty projektu, Postępy Techniki Jądrowej 66(1), 2023, 9-19.
• [18] Założenia techniczno-ekonomiczne instalacji do produkcji paliwa do reaktorów wysokotemperaturowych. Opracowanie wykonane w ramach projektu „Przygotowanie instrumentów prawnych, organizacyjnych i technicznych do wdrażania reaktorów HTR” w ramach Strategicznego Programu Badań Naukowych i Prac Rozwojowych – GOSPOSTRATEG. Instytut Chemii i Techniki Jądrowej, Warszawa, 2022.
• [19] Chajduk E., Kalbarczyk P., Dudek J., Pyszynska M., Bojanowska-Czajka A., Samczyński Z., Development of analytical procedures for chemical characterization of substrates for the production of TRISO coated particles as nuclear fuel in high temperature gas-cooled reactors. Sustainability, 12, 17, 7221 (2020).
• [20] Chajduk E., Kalbarczyk P. Critical comparison of INNA and ICP-MS applied in the characterization of purity of TRISO fuel and substrates to its production. Nukleonika, 66, 4, 121-126 (2021).
• [21] S.Ahmed et all. Innovative Low-Cost Approaches to Automating QA/QC of Fuel Particle Production Using On-Line Nondestructive Methods for Higher Reliability, PNNL-15668 Report. February 2006.
• [22] A. Wareing, L. Abrahamsen-Mills, L. Fowler, M. Grave, R. Jarvis, M. Metcalfe, S. Norris, A. W. Banford; “Development of integrated waste management options for irradiated graphite”, Nuclear Engineering and Technology, vol. 49, pp. 1010-1018, 2017.
• [23] K. Kiegiel, A. Miśkiewicz, I. Herdzik-Koniecko, L. Fuks, G. Zakrzewska-Kołtuniewicz, A. G.Chmielewski, TRISO fuel management depending on the choice of the fuel cycle-research currently conducted at INCT in Poland, in: Considerations for the Back End of the Fuel Cycle of Small Modular Reactors Proceedings of a Technical Meeting, IAEA-TECDOC-2040, p.126-132.
• [24] Li Junfeng, Treatment and Disposal of the Radioactive Graphite Waste of High-Temperature Gas-Cooled Reactor Spent Fuel, IAEA-TECDOC—1790, (COMPANION CD-ROM). International Atomic Energy Agency, Wiedeń, 2016; https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/47/090/47090155.pdf?r=1, dostęp 13.09.2021.
• [25] .M. Masson, S. Grandjean, J. Lacquement, S. Bourg, J. M. Delauzun, J. Lacombe, Block-type HTGR spent fuel processing: CEA investigation program and initial results, Nucl. Eng. Des., 236 (2006),2006, 516-525, https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2005.11.021.
• [26] K.P. Skolo, P. Jacobs, J.H. Venter, W. Klopper, P.L. Crouse, Wet-chemical dissolution of TRISO-coated simulated high-temperature-reactor fuel particles, J. Nucl. Mater, 420, 2012, 342-346.
• [27] LaBrier D., Dunzik-Gougar M.L., Identification and location of 14C-bearing species in thermally treated neutron irradiated graphites NBG-18 and NBG-25: Pre- and Post-thermal treatment, Journal of Nuclear Materials, 460, 2015, 174.
• [28] J. Fachinger, W. von Lensa, T. Podruhzina, Decontamination of nuclear graphite, Nucl. Eng. Des., 238 (2008), pp. 3086-3091.
• [29] Smolinski Tomasz, Zhao Liang, Brykala Marcin, Rogowski Marcin, Wawszczak Danuta, Olczak Tadeusz, “Characterization of perovskite-rutile-type structure doped by Co, Cs, Nd and Sr”. Arch. Metall. Mater. 65 (2020), 4, 1417-1423.
• [30] Abdesselam Abdelouas, Samuel Noirault, Bernd Grambow, “Immobilization of inert TRISO-coated fuel in glass for geological disposal, Journal of Nuclear Materials”, Volume 358, Issue 1, (2006) pp 1-9, https://doi.org/10.1016/j. jnucmat.2006.04.015.
• [31] Ojovan, Michael I., Vladislav A. Petrov, and Sergey V. Yudintsev. 2021. “Glass Crystalline Materials as Advanced Nuclear Wasteforms” Sustainability 13, no. 8: 4117. https:// doi.org/10.3390/su13084117.
• [32] Deptula Andrzej, Milkowska Magdalena, Lada Wieslawa, Olczak Tadeusz, Wawszczak Danuta, Smolinski Tomasz, Brykala Marcin, Chmielewski Andrzej G., Zaza Fabio, and Goretta Kenneth C. “Vitrification of Nuclear Wastes by Complex Sol-Gel Process”. Advanced Materials Research. Trans Tech Publications, Ltd., May 14, 2012. https://doi.org/10.4028/www.scientific.net/amr.518-523.3216.
• [33] Smolinski Tomasz, Deptuła Andrzej, Olczak Tadeusz, et al. „Perovskite synthesis via complex sol–gel process to immobilize radioactive waste elements”. J Radioanal Nucl Chem 299, 675–680 (2014). https://doi.org/10.1007/ s10967-013-2835-x.
• [34] Smoliński Tomasz, Deptula Andrzej, Lada Wiesława, et al. „Nuclear waste immobilization into structure of zirconolite by Complex Sol Gel Process”. MRS Online Proceedings Library 1683, 58–63 (2014). https://doi.org/10.1557/ opl.2014.593.
• [35] S. T. Arm, S. Davidson, G. B. Hall, M. J. Iedema, A. P. Jivelekas, G. J Lumetta, R. M. Pratt, M. S. Taubman, Feasibility of Pulsed Current Technology for Removing Bulk Carbon from TRISO-based Fuels. Pacific Northwest National Laboratory Richland, Washington 99352; Prepared for the U.S. Department of Energy under Contract DE-AC05-76RL01830; June 2023; PNNL-34412.
• [36] M. A. Fütterer F. von der Weid, P. Kilchmann, A High Voltage Head-End Process for Waste Minimization and Reprocessing of Coated Particle Fuel for High Temperature Reactors, Proceedings of ICAPP ‘10 San Diego, CA, USA, June 13-17, 2010 Paper 10219.
• [37] L. Fuks, I. Herdzik-Koniecko, K. Kiegiel, G. Zakrzewska -Koltuniewicz, Management of radioactive waste containing graphite: overview of methods, Energies 2020, 13(18), 4638; https://doi.org/10.3390/en13184638.
• [38] K. Kiegiel, I. Herdzik-Koniecko, L. Fuks, G. Zakrzewska-Kołtuniewicz, Management of radioactive waste from HTGR reactors including spent TRISO fuel – state of the art, Energies 2022, 15(3), 1099.