Spent nuclear fuel, occasionally called used nuclear fuel, is nuclear fuel that has been irradiated in a nuclear reactor (usually at a nuclear power plant). It is no longer useful in sustaining a nuclear reaction in an ordinary thermal reactor and, depending on its point along the nuclear fuel cycle, it will have different isotopic constituents than when it started.
Nuclear fuel rods become progressively more radioactive (and less thermally useful) due to neutron activation as they are fissioned, or "burnt" in the reactor. A fresh rod of low enriched uranium pellets (which can be safely handled with gloved hands) will become a highly lethal gamma emitter after 1-2 years of core irradiation, unsafe to approach unless under many feet of water shielding. This makes their invariable accumulation and safe temporary storage in spent fuel pools a prime source of high level radioactive waste and a major ongoing issue for future permanent disposal.
In the oxide fuel, intense temperature gradients exist that cause fission products to migrate. The zirconium tends to move to the centre of the fuel pellet where the temperature is highest, while the lower-boiling fission products move to the edge of the pellet. The pellet is likely to contain many small bubble-like pores that form during use; the fission product xenon migrates to these voids. Some of this xenon will then decay to form caesium, hence many of these bubbles contain a large concentration of 135Cs Caesium-135.
In the case of mixed oxide (MOX) fuel, the xenon tends to diffuse out of the plutonium-rich areas of the fuel, and it is then trapped in the surrounding uranium dioxide. The neodymium tends to not be mobile.
Also metallic particles of an alloy of Mo-Tc-Ru-Pd tend to form in the fuel. Other solids form at the boundary between the uranium dioxide grains, but the majority of the fission products remain in the uranium dioxide as solid solutions. A paper describing a method of making a non-radioactive "uranium active" simulation of spent oxide fuel exists.
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The School's aim is to address the challenges of reactor design and optimal fuel cycles, and to broaden the understanding of theory and experiments.The programme of each School session is defined by
Seminar for PhD/master-students and postdocs on experimental nuclear materials research and simulation for present and future nuclear systems, with some emphasis on advanced manufacturing and analytic
In this course, one acquires an understanding of the basic neutronics interactions occurring in a nuclear fission reactor as well as the conditions for establishing and controlling a nuclear chain rea
vignette|Puissance résiduelle après arrêt instantané du réacteur. La puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire est la chaleur produite par le cœur postérieurement à l'arrêt de la réaction nucléaire en chaîne et constituée par l'énergie de désintégration des produits de fission. Dans le cas d'un réacteur électrogène ayant fonctionné un an à sa pleine puissance et brusquement arrêté, la puissance résiduelle instantanée vaut 6,5 % de la puissance thermique du réacteur immédiatement avant son arrêt ; elle décroît ensuite et vaut typiquement par valeur supérieure : 2,67 % quinze minutes après l'arrêt, 1,59 % après une heure, 0,67 % après une journée et 0,34 % après une semaine.
Un réacteur nucléaire de recherche sert principalement de source de neutrons pour la recherche et développement de la filière électronucléaire par l'étude du comportement des matériaux et des combustibles nucléaires face à des sollicitations neutroniques, thermohydrauliques ou chimiques représentatives du fonctionnement en vraie grandeur d'un réacteur industriel. Un réacteur de recherche peut servir aussi à la formation des personnels de l'industrie électronucléaire, à la médecine nucléaire pour la production de radioisotopes médicaux, ou à l'industrie nucléaire militaire.
Une piscine de stockage du combustible usagé (en anglais SFP pour Spent fuel pools) est un bassin d'entreposage provisoire de combustible nucléaire irradié ou destiné au rechargement d’un réacteur à l’arrêt. Après avoir servi dans le réacteur d’une centrale nucléaire ou dans un réacteur d’étude ou de recherche, réacteur expérimental ou de sous-marin nucléaire, le « combustible nucléaire usagé » (originellement constitué d'uranium plus ou moins enrichi ou d'un mélange d’uranium et de plutonium dit « MOX ») est encore radioactif et dégage de la chaleur (on parle de « puissance résiduelle ») ; il est alors retiré du réacteur et stocké provisoirement dans la piscine de stockage avant envoi pour retraitement et stockage final.
Microstructural evolution during in-pile irradiation, radiation damage effects and fission products behavior in UO2 nuclear fuel are key issues in understanding and for the modeling of the performance as well as safety characteristics of nuclear fuels in t ...
Introduit l'ingénierie nucléaire, couvrant les réactions, les réactions en chaîne, le cycle du combustible, la criticité et les facteurs de multiplication.
Nuclear power is a powerful technology that plays an important role in the fight against climate change, and research is continuously engaged in studies that could further improve its safety. After the Fukushima accident, Accident Tolerant Fuels research h ...
EPFL2024
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In response to the need for validating high-fidelity deterministic neutronics solvers capable of providing pin-resolved neutron flux distributions, intra-pin reaction rates measurements were performed in the CROCUS experimental reactor. A specially designe ...