Reprocessamento nuclear - Nuclear reprocessing

Local de reprocessamento nuclear de Sellafield , Reino Unido

O reprocessamento nuclear é a separação química dos produtos da fissão e do urânio não utilizado do combustível nuclear usado . Originalmente, o reprocessamento era usado exclusivamente para extrair plutônio para a produção de armas nucleares . Com a comercialização da energia nuclear , o plutônio reprocessado foi reciclado de volta ao combustível nuclear MOX para reatores térmicos . O urânio reprocessado , também conhecido como material combustível irradiado, pode, em princípio, ser reutilizado como combustível, mas isso só é econômico quando o suprimento de urânio é baixo e os preços altos. Um reator reprodutor não se restringe ao uso de plutônio e urânio reciclados. Ele pode empregar todos os actinídeos , fechando o ciclo do combustível nuclear e potencialmente multiplicando a energia extraída do urânio natural em cerca de 60 vezes.

O reprocessamento deve ser altamente controlado e executado com cuidado em instalações avançadas por pessoal altamente especializado. Os feixes de combustível que chegam às instalações de usinas nucleares (depois de terem resfriado por vários anos) são completamente dissolvidos em banhos químicos, o que poderia representar riscos de contaminação se não fosse gerenciado adequadamente. Assim, uma fábrica de reprocessamento deve ser considerada um centro químico avançado, ao invés de nuclear.

Custo relativamente alto está associado ao reprocessamento de combustível usado em comparação com o ciclo de combustível de passagem única, mas o uso de combustível pode ser aumentado e os volumes de resíduos diminuídos. O reprocessamento de combustível nuclear é realizado rotineiramente na Europa, Rússia e Japão. Nos Estados Unidos, o governo Obama recuou dos planos do presidente Bush de reprocessamento em escala comercial e voltou a um programa focado em pesquisas científicas relacionadas ao reprocessamento.

Componentes separados e disposição

Os componentes potencialmente úteis tratados no reprocessamento nuclear compreendem actinídeos específicos (plutônio, urânio e alguns actinídeos menores ). Os componentes dos elementos mais leves incluem produtos de fissão , produtos de ativação e revestimento .

História

Os primeiros reatores nucleares de grande escala foram construídos durante a Segunda Guerra Mundial . Esses reatores foram projetados para a produção de plutônio para uso em armas nucleares . O único reprocessamento necessário, portanto, era a extração do plutônio (livre de contaminação do produto da fissão ) do combustível de urânio natural usado. Em 1943, vários métodos foram propostos para separar a quantidade relativamente pequena de plutônio do urânio e dos produtos da fissão. O primeiro método selecionado, um processo de precipitação denominado processo de fosfato de bismuto , foi desenvolvido e testado no Oak Ridge National Laboratory (ORNL) entre 1943 e 1945 para produzir quantidades de plutônio para avaliação e uso nos programas de armas dos Estados Unidos . ORNL produziu as primeiras quantidades macroscópicas (gramas) de plutônio separado com esses processos.

O processo de fosfato de bismuto foi operado pela primeira vez em grande escala no site de Hanford , no final de 1944. Foi bem-sucedido para a separação do plutônio na situação de emergência existente então, mas tinha uma fraqueza significativa: a incapacidade de recuperar o urânio.

O primeiro processo de extração com solvente bem-sucedido para a recuperação de urânio e plutônio puros foi desenvolvido no ORNL em 1949. O processo PUREX é o método atual de extração. Também foram construídas plantas de separação em Savannah River Site e uma planta menor em West Valley Reprocessing Plant, que fechou em 1972 devido à sua incapacidade de atender aos novos requisitos regulamentares.

O reprocessamento de combustível civil tem sido empregado há muito tempo nas instalações da COGEMA La Hague na França, em Sellafield no Reino Unido, na Mayak Chemical Combine na Rússia e em locais como a planta de Tokai no Japão, a planta de Tarapur na Índia e brevemente na planta de reprocessamento de West Valley, nos Estados Unidos.

Em outubro de 1976, a preocupação com a proliferação de armas nucleares (especialmente depois que a Índia demonstrou capacidades de armas nucleares usando tecnologia de reprocessamento) levou o presidente Gerald Ford a emitir uma diretiva presidencial para suspender indefinidamente o reprocessamento comercial e a reciclagem de plutônio nos Estados Unidos. Em 7 de abril de 1977, o presidente Jimmy Carter proibiu o reprocessamento do combustível nuclear usado do reator comercial . A questão-chave que impulsionou essa política foi o risco de proliferação de armas nucleares pelo desvio de plutônio do ciclo de combustível civil e para encorajar outras nações a seguir o exemplo dos EUA. Depois disso, apenas os países que já tinham grandes investimentos em infraestrutura de reprocessamento continuaram a reprocessar o combustível nuclear usado. O presidente Reagan suspendeu a proibição em 1981, mas não forneceu o subsídio substancial que seria necessário para iniciar o reprocessamento comercial.

Em março de 1999, o Departamento de Energia dos Estados Unidos (DOE) reverteu sua política e assinou um contrato com um consórcio da Duke Energy , COGEMA e Stone & Webster (DCS) para projetar e operar uma instalação de fabricação de combustível de óxido misto (MOX) . A preparação do local em Savannah River Site (Carolina do Sul) começou em outubro de 2005. Em 2011, o New York Times relatou "... 11 anos depois que o governo assinou um contrato de construção, o custo do projeto subiu para quase US $ 5 bilhões. A vasta estrutura de concreto e aço é um casco semiacabado e o governo ainda não encontrou um único cliente, apesar das ofertas de subsídios lucrativos. " A TVA (atualmente o cliente mais provável) disse em abril de 2011 que atrasaria uma decisão até que pudesse ver como o combustível MOX se comportou no acidente nuclear em Fukushima Daiichi .

Tecnologias de separação

Água e solventes orgânicos

PUREX

PUREX , o método padrão atual, é uma sigla que significa P lutonium e U ranium R ecovery by EX traction . O processo PUREX é um método de extração líquido-líquido usado para reprocessar o combustível nuclear usado , para extrair urânio e plutônio , independentemente um do outro, dos produtos da fissão . Este é o processo mais desenvolvido e amplamente utilizado na indústria atualmente.

Quando usado com combustível de reatores de energia comerciais, o plutônio extraído normalmente contém muito Pu-240 para ser considerado plutônio "para armas", ideal para uso em uma arma nuclear. No entanto, armas nucleares altamente confiáveis ​​podem ser construídas em todos os níveis de sofisticação técnica usando plutônio para reator. Além disso, os reactores que são capazes de reabastecimento frequentemente pode ser utilizado para produzir arma de grau plutónio, que pode depois ser recuperado usando PUREX. Por causa disso, os produtos químicos PUREX são monitorados.

Processamento de plutônio

Modificações de PUREX

UREX

O processo PUREX pode ser modificado para fazer um processo UREX ( tração UR anium EX ) que poderia ser usado para economizar espaço em locais de disposição de resíduos nucleares de alto nível , como o repositório de resíduos nucleares da Montanha Yucca , removendo o urânio que compõe o vasto maioria da massa e do volume do combustível usado e reciclá-lo como urânio reprocessado .

O processo UREX é um processo PUREX que foi modificado para evitar a extração do plutônio. Isso pode ser feito adicionando um redutor de plutônio antes da primeira etapa de extração do metal. No processo UREX, ~ 99,9% do urânio e> 95% do tecnécio são separados um do outro e dos outros produtos de fissão e actinídeos . A chave é a adição de ácido acetohidroxâmico (AHA) às seções de extração e lavagem do processo. A adição de AHA diminui muito a capacidade de extração de plutônio e neptúnio , proporcionando resistência à proliferação um pouco maior do que com o estágio de extração de plutônio do processo PUREX.

TRUEX

Adicionando um segundo agente de extração, óxido de octil (fenil) -N, N-dibutil carbamoilmetil fosfina (CMPO) em combinação com tributilfosfato, (TBP), o processo PUREX pode ser transformado no processo TRUEX ( TR ans U ranic EX traction). TRUEX foi inventado nos EUA pelo Argonne National Laboratory e é projetado para remover os metais transurânicos (Am / Cm) dos resíduos. A ideia é que, ao diminuir a atividade alfa dos resíduos, a maioria dos resíduos pode ser descartada com maior facilidade. Em comum com PUREX, este processo opera por um mecanismo de solvatação .

DIAMEX

Como alternativa ao TRUEX, foi desenvolvido um processo de extração com malondiamida. O DIAMEX ( DIAM ide EX processo de tracção) tem a vantagem de evitar a formação de resíduos orgânicos que contém outros do que os elementos carbono , hidrogénio , azoto , e oxigénio . Esses resíduos orgânicos podem ser queimados sem a formação de gases ácidos que poderiam contribuir para a chuva ácida (embora os gases ácidos possam ser recuperados por um purificador). O processo DIAMEX está sendo trabalhado na Europa pelo CEA francês . O processo está suficientemente maduro para que uma planta industrial possa ser construída com o conhecimento existente do processo. Em comum com PUREX, este processo opera por um mecanismo de solvatação.

SANEX

Tração S eletiva A cti N ide EX . Como parte da gestão de actinídeos menores, foi proposto que os lantanídeos e os actinídeos menores trivalentes deveriam ser removidos do refinado PUREX por um processo como DIAMEX ou TRUEX. Para permitir que os actinídeos como o amerício sejam reutilizados em fontes industriais ou usados ​​como combustível, os lantanídeos devem ser removidos. Os lantanídeos têm grandes seções transversais de nêutrons e, portanto, envenenariam uma reação nuclear conduzida por nêutrons. Até o momento, o sistema de extração para o processo SANEX não foi definido, mas atualmente vários grupos de pesquisa diferentes estão trabalhando em um processo. Por exemplo, o CEA francês está trabalhando em um processo baseado em bis-triazinil piridina (BTP). Outros sistemas, como os ácidos ditiofosfínicos, estão sendo trabalhados por alguns outros pesquisadores.

UNEX

O processo de tração UN iversal EX foi desenvolvido na Rússia e na República Tcheca ; é projetado para remover completamente os radioisótopos mais problemáticos (Sr, Cs e actinídeos menores ) do refinado remanescente após a extração de urânio e plutônio do combustível nuclear usado . A química é baseada na interação de césio e estrôncio com polietilenoglicol e um ânion de cobalto carborano (conhecido como dicarbonato de cobalto clorado). Os actinídeos são extraídos por CMPO, e o diluente é um aromático polar , como o nitrobenzeno . Outros diluentes, como o fluoreto de meta- nitrobenzotri e a fenil trifluorometil sulfona, também foram sugeridos.

Métodos eletroquímicos e de troca iônica

Um método exótico usando eletroquímica e troca iônica em carbonato de amônio foi relatado. Outros métodos para a extração de urânio usando troca iônica em carbonato alcalino e óxido de chumbo "fumado" também foram relatados.

Métodos obsoletos

Fosfato de bismuto

O processo de fosfato de bismuto é um processo obsoleto que adiciona material desnecessário significativo ao rejeito radioativo final. O processo de fosfato de bismuto foi substituído por processos de extração com solvente. O processo de fosfato de bismuto foi projetado para extrair plutônio de barras de combustível nuclear revestidas de alumínio , contendo urânio. O combustível foi eliminado por fervura em soda cáustica . Após a desclassificação, o urânio metálico foi dissolvido em ácido nítrico .

O plutônio neste ponto está no estado de oxidação +4. Foi então precipitado da solução pela adição de nitrato de bismuto e ácido fosfórico para formar o fosfato de bismuto. O plutônio foi coprecipitado com isso. O líquido sobrenadante (contendo muitos dos produtos da fissão ) foi separado do sólido. O precipitado foi então dissolvido em ácido nítrico antes da adição de um oxidante (como o permanganato de potássio ) para produzir PuO ₂ ²⁺ . O plutônio foi mantido no estado de oxidação +6 pela adição de um sal dicromato .

O fosfato de bismuto foi em seguida precipitado novamente, deixando o plutônio em solução, e um sal de ferro (II) (como sulfato ferroso ) foi adicionado. O plutônio foi novamente precipitado usando um transportador de fosfato de bismuto e uma combinação de sais de lantânio e fluoreto adicionado, formando um transportador de fluoreto de lantânio sólido para o plutônio. A adição de um álcali produziu um óxido. O óxido de plutônio de lantânio combinado foi coletado e extraído com ácido nítrico para formar nitrato de plutônio.

Hexone ou redox

Este é um processo de extração líquido-líquido que usa metil isobutil cetona como extratante. A extração é por um mecanismo de solvatação . Este processo tem a desvantagem de requerer o uso de um reagente de salting-out ( nitrato de alumínio ) para aumentar a concentração de nitrato na fase aquosa para obter uma razão de distribuição razoável (valor D). Além disso, a hexona é degradada pelo ácido nítrico concentrado. Este processo foi substituído pelo processo PUREX.

Pu ⁴⁺ + 4NO-
3 + 2S → [Pu (NO
3)
4S
2]

Butex, β, β'-dibutoxidietil éter

Um processo baseado em um processo de extração por solvatação usando o extrator triplo mencionado acima. Este processo tem a desvantagem de requerer o uso de um reagente salting-out ( nitrato de alumínio ) para aumentar a concentração de nitrato na fase aquosa para obter uma razão de distribuição razoável. Este processo foi usado na Windscale há muitos anos. Esse processo foi substituído pelo PUREX, que se mostrou uma tecnologia superior para reprocessamento em larga escala.

Piroprocessamento

O método de reprocessamento alternativo mais desenvolvido, embora comercialmente sem campo, é o Piroprocessamento , sugerido como parte do reator Integral rápido (IFR) a combustível metálico representado, um conceito de reator rápido de sódio da década de 1990. Depois que o combustível gasto é dissolvido em sal fundido, todos os actinídeos recicláveis , consistindo principalmente de plutônio e urânio, embora com importantes constituintes menores, são extraídos usando eletrorrefinação / separação eletrolítica . A mistura resultante mantém o plutônio o tempo todo em uma forma não separada de emissão de actinídeos gama e alfa , que também é levemente autoprotetora em cenários de roubo.

Piroprocessamento é um termo genérico para métodos de alta temperatura. Os solventes são sais fundidos (por exemplo, LiCl + KCl ou LiF + CaF ₂ ) e metais fundidos (por exemplo, cádmio, bismuto, magnésio) em vez de água e compostos orgânicos. Eletrorrefinação , destilação e extração solvente-solvente são etapas comuns.

Esses processos não estão atualmente em uso significativo em todo o mundo, mas foram pioneiros no Laboratório Nacional de Argonne, com pesquisas atuais também ocorrendo no CRIEPI no Japão, no Instituto de Pesquisa Nuclear de Řež na República Tcheca, no Centro Indira Gandhi para Pesquisa Atômica na Índia e na KAERI na Coreia do Sul.

Vantagens

• Os princípios por trás deles são bem compreendidos e não existem barreiras técnicas significativas para sua adoção.
• Aplicado prontamente a combustível gasto de alta queima e requer pouco tempo de resfriamento, uma vez que as temperaturas de operação já são altas.
• Não usa solventes contendo hidrogênio e carbono, que são moderadores de nêutrons criando risco de acidentes de criticidade e podem absorver o produto de fissão trítio e o produto de ativação carbono-14 em soluções diluídas que não podem ser separadas posteriormente.
  • Alternativamente, a voloxidação pode remover 99% do trítio do combustível usado e recuperá-lo na forma de uma solução forte adequada para uso como suprimento de trítio.
• Mais compacto do que os métodos aquosos, permitindo o reprocessamento no local do reator, o que evita o transporte de combustível irradiado e seus problemas de segurança, em vez de armazenar um volume muito menor de produtos de fissão no local como resíduos de alto nível até o descomissionamento . Por exemplo, os ciclos de combustível do Reator Rápido Integral e do Reator de Sal Fundido são baseados no piroprocessamento no local.
• Ele pode separar muitos ou mesmo todos os actinídeos de uma vez e produzir combustível altamente radioativo que é mais difícil de manipular para roubo ou fabricação de armas nucleares. (No entanto, a dificuldade foi questionada.) Em contraste, o processo PUREX foi projetado para separar o plutônio apenas para armas, e também deixa os actinídeos menores ( amerício e cúrio ) para trás, produzindo resíduos com mais radioatividade de longa duração.
• A maior parte da radioatividade em cerca de 10 ² a 10 ⁵ anos após o uso do combustível nuclear é produzida pelos actinídeos, uma vez que não existem produtos de fissão com meia-vida nesta faixa. Esses actinídeos podem alimentar reatores rápidos , portanto, extraí-los e reutilizá-los (fissão) aumenta a produção de energia por kg de combustível, além de reduzir a radioatividade de longo prazo dos resíduos.

Desvantagens

• O reprocessamento como um todo não é favorável atualmente (2005), e os locais que o reprocessam já possuem usinas PUREX construídas. Consequentemente, há pouca demanda por novos sistemas pirometalúrgicos, embora pudesse haver se os programas de reatores da Geração IV se tornassem realidade.
• O sal usado do piroprocessamento é menos adequado para a conversão em vidro do que os resíduos produzidos pelo processo PUREX.
• Se o objetivo é reduzir a longevidade do combustível nuclear usado em reatores com queimador, taxas melhores de recuperação dos actinídeos menores precisam ser alcançadas.

Eletrólise

Os métodos de eletrólise são baseados na diferença nos potenciais padrão de urânio, plutônio e actinídeos menores em um sal fundido. O potencial padrão do urânio é o mais baixo, portanto, quando um potencial é aplicado, o urânio será reduzido no cátodo da solução de sal fundido antes dos outros elementos.

Célula experimental de eletro refinamento no Laboratório Nacional de Argonne

PYRO-A e -B para IFR

Esses processos foram desenvolvidos pelo Argonne National Laboratory e usados ​​no projeto Integral Fast Reactor .

PYRO-A é um meio de separar os actinídeos (elementos dentro da família dos actinídeos , geralmente mais pesados ​​que o U-235) dos não-actinídeos. O combustível usado é colocado em uma cesta de ânodo que é imersa em um eletrólito de sal fundido. Uma corrente elétrica é aplicada, fazendo com que o metal de urânio (ou às vezes óxido, dependendo do combustível gasto) se espalhe em um cátodo de metal sólido, enquanto os outros actinídeos (e as terras raras) podem ser absorvidos em um cátodo de cádmio líquido . Muitos dos produtos da fissão (como césio , zircônio e estrôncio ) permanecem no sal. Como alternativa ao eletrodo de cádmio fundido, é possível usar um cátodo de bismuto fundido ou um cátodo de alumínio sólido.

Como alternativa à separação eletrolítica, o metal desejado pode ser isolado usando uma liga fundida de um metal eletropositivo e um metal menos reativo.

Uma vez que a maior parte da radioatividade e do volume de longo prazo do combustível irradiado vem dos actinídeos, a remoção dos actinídeos produz resíduos que são mais compactos e não tão perigosos a longo prazo. A radioatividade desses resíduos cairá então para o nível de vários minerais e minérios que ocorrem naturalmente dentro de algumas centenas, em vez de milhares de anos.

Os actinídeos mistos produzidos por processamento pirometálico podem ser usados ​​novamente como combustível nuclear, já que são virtualmente todos físseis ou férteis , embora muitos desses materiais requeiram um reator reprodutor rápido para serem queimados com eficiência. Em um espectro de nêutrons térmicos , as concentrações de vários actinídeos pesados ​​( cúrio -242 e plutônio-240 ) podem se tornar bastante altas, criando um combustível que é substancialmente diferente do urânio comum ou óxidos mistos de urânio-plutônio (MOX) que a maioria dos reatores atuais eram projetado para usar.

Outro processo piroquímico, o processo PYRO-B , foi desenvolvido para o processamento e reciclagem de combustível de um reator transmutador (um reator reprodutor rápido projetado para converter lixo nuclear transurânico em produtos de fissão). Um combustível transmutador típico não contém urânio e contém transurânicos recuperados em uma matriz inerte, como o zircônio metálico . No processamento PYRO-B desse combustível, uma etapa de eletrorrefinação é usada para separar os elementos transurânicos residuais dos produtos de fissão e reciclar os transurânicos para o reator para fissão. O tecnécio e o iodo recém-gerados são extraídos para incorporação em alvos de transmutação e os outros produtos da fissão são enviados para o lixo.

Voloxidação

A voloxidação (para oxidação volumétrica ) envolve o aquecimento de combustível de óxido com oxigênio, às vezes com oxidação e redução alternadas, ou oxidação alternada por ozônio em trióxido de urânio com decomposição por aquecimento de volta a octóxido de triurânio . Um dos principais objetivos é capturar o trítio como vapor de água tritiado antes do processamento adicional, onde seria difícil reter o trítio. Outros elementos voláteis deixam o combustível e devem ser recuperados, especialmente iodo , tecnécio e carbono-14 . A voloxidação também quebra o combustível ou aumenta sua área de superfície para aumentar a penetração dos reagentes nas etapas de reprocessamento seguintes.

Volatilização isolada

Simplesmente aquecer o combustível de óxido gasto em uma atmosfera inerte ou vácuo a uma temperatura entre 700 ° C e 1000 ° C como uma primeira etapa de reprocessamento pode remover vários elementos voláteis, incluindo césio, cujo isótopo césio-137 emite cerca de metade do calor produzido pelo gasto combustível durante os próximos 100 anos de resfriamento (no entanto, a maior parte da outra metade é de estrôncio-90 , que tem meia-vida semelhante). O balanço de massa total estimado para 20.000 g de combustível processado com 2.000 g de revestimento é:

Volatilidade de flúor

Os elementos azuis têm fluoretos voláteis ou já são voláteis; os elementos verdes não têm, mas têm cloretos voláteis; os elementos vermelhos não têm nenhum dos dois, mas os próprios elementos ou seus óxidos são voláteis em temperaturas muito altas. Rendimentos de 10 ^0,1,2,3 anos após a fissão , sem considerar a captura posterior de nêutrons , fração de 100% não 200%. Decaimento beta Kr-85 → Rb , Sr-90 → Zr , Ru-106 → Pd , Sb-125 → Te , Cs-137 → Ba , Ce-144 → Nd , Sm-151 → Eu , Eu-155 → Gd visível .

No processo de volatilidade do flúor , o flúor reage com o combustível. O flúor é muito mais reativo do que até mesmo o oxigênio, que pequenas partículas de combustível de óxido de solo explodem em chamas quando jogadas em uma câmara cheia de flúor. Isso é conhecido como fluoração por chama; o calor produzido ajuda a prosseguir a reação. A maior parte do urânio , que constitui a maior parte do combustível, é convertida em hexafluoreto de urânio , a forma de urânio usada no enriquecimento de urânio , que tem um ponto de ebulição muito baixo. Tecnécio , o principal produto de fissão de longa vida , também é convertido de forma eficiente em seu hexafluoreto volátil. Alguns outros elementos também formam hexafluoretos, pentafluoretos ou heptafluoretos voláteis semelhantes. Os fluoretos voláteis podem ser separados do excesso de flúor por condensação e, em seguida, separados uns dos outros por destilação fracionada ou redução seletiva . O hexafluoreto de urânio e o hexafluoreto de tecnécio têm pontos de ebulição e pressões de vapor muito semelhantes, o que torna a separação completa mais difícil.

Muitos dos produtos de fissão volatilizados são os mesmos volatilizados em não fluorados, volatilização de alta temperatura, como iodo , telúrio e molibdênio ; diferenças notáveis ​​são que o tecnécio é volatilizado, mas o césio não.

Alguns elementos de transurânio, como plutônio , neptúnio e amerício, podem formar fluoretos voláteis, mas esses compostos não são estáveis ​​quando a pressão parcial do flúor diminui. A maior parte do plutônio e parte do urânio inicialmente permanecerão nas cinzas, que caem para o fundo do fluorinador de chama. A razão plutônio-urânio nas cinzas pode até se aproximar da composição necessária para combustível de reator de nêutron rápido . A fluoração adicional da cinza pode remover todo o urânio, neptúnio e plutônio como fluoretos voláteis; no entanto, alguns outros actinídeos menores podem não formar fluoretos voláteis e, em vez disso, permanecem com os produtos de fissão alcalina. Alguns metais nobres podem não formar nenhum flúor, mas permanecem na forma metálica; no entanto, o hexafluoreto de rutênio é relativamente estável e volátil.

A destilação do resíduo em temperaturas mais altas pode separar fluoretos de metais de transição de ponto de ebulição inferior e fluoretos de metais alcalinos (Cs, Rb) de lantanídeos de ponto de ebulição superior e metais alcalino-terrosos (Sr, Ba) e fluoretos de ítrio . As temperaturas envolvidas são muito mais altas, mas podem ser reduzidas um pouco destilando no vácuo. Se um sal transportador, como fluoreto de lítio ou fluoreto de sódio, estiver sendo usado como solvente, a destilação em alta temperatura é uma maneira de separar o sal transportador para reutilização.

Os projetos de reatores de sal fundido realizam o reprocessamento da volatilidade do flúor continuamente ou em intervalos freqüentes. O objetivo é retornar os actinídeos à mistura de combustível fundido para uma eventual fissão, enquanto remove os produtos da fissão que são venenos de nêutrons ou que podem ser armazenados com mais segurança fora do núcleo do reator enquanto se aguarda a eventual transferência para armazenamento permanente.

Volatilidade e solubilidade de cloreto

Muitos dos elementos que formam fluoretos de alta valência voláteis também formarão cloretos de alta valência voláteis. A cloração e a destilação são outro método possível de separação. A sequência de separação pode diferir de forma útil da sequência de fluoretos; por exemplo, o tetracloreto de zircônio e o tetracloreto de estanho têm pontos de ebulição relativamente baixos de 331 ° C e 114,1 ° C. A cloração foi proposta até mesmo como um método para remover o revestimento do combustível de zircônio, em vez do desencadeamento mecânico.

É provável que os cloretos sejam mais fáceis do que os fluoretos para serem posteriormente convertidos em outros compostos, como os óxidos.

Os cloretos remanescentes após a volatilização também podem ser separados por solubilidade em água. Cloretos de elementos alcalinos como amerício , cúrio , lantanídeos , estrôncio , césio são mais solúveis do que os de urânio , neptúnio , plutônio e zircônio .

Separações radioanalíticas

Para determinar a distribuição de metais radioativos para fins analíticos, podem ser usadas resinas impregnadas com solvente (SIRs) . SIRs são partículas porosas, que contêm um extratante dentro de seus poros. Esta abordagem evita a etapa de separação líquido-líquido necessária na extração líquido-líquido convencional . Para a preparação de SIRs para separações radioanalíticas, pode ser usado Amberlite XAD-4 ou XAD-7 orgânico. Extratantes possíveis são, por exemplo, cloreto de trihexiltetradecilfosfônio (CYPHOS IL-101) ou N, N0-dialquil-N, N0-difenilpiridina-2,6-dicarboxiamidas (R-PDA; R = butil, octy I, decil, dodecil).

Economia

A economia relativa do descarte de resíduos de reprocessamento e armazenamento provisório-descarte direto foi o foco de muito debate durante a primeira década dos anos 2000. Estudos modelaram os custos totais do ciclo de combustível de um sistema de reciclagem de reprocessamento com base na reciclagem única de plutônio em reatores térmicos existentes (em oposição ao ciclo de reator reprodutor proposto ) e compararam isso aos custos totais de um ciclo de combustível aberto com direto disposição. A gama de resultados produzidos por esses estudos é muito ampla, mas todos concordam que, nas atuais (2005) condições econômicas, a opção de reprocessar-reciclar é a mais cara.

Se o reprocessamento for realizado apenas para reduzir o nível de radioatividade do combustível irradiado, deve-se levar em consideração que o combustível nuclear irradiado se torna menos radioativo com o tempo. Após 40 anos, sua radioatividade cai 99,9%, embora ainda demore mais de mil anos para que o nível de radioatividade se aproxime do urânio natural. No entanto, o nível de elementos transurânicos , incluindo plutônio-239 , permanece alto por mais de 100.000 anos, portanto, se não for reutilizado como combustível nuclear, esses elementos precisam ser descartados com segurança devido a razões de proliferação nuclear e também ao risco de radiação.

Em 25 de outubro de 2011, uma comissão da Comissão Japonesa de Energia Atômica revelou durante uma reunião cálculos sobre os custos de reciclagem de combustível nuclear para geração de energia. Esses custos poderiam ser o dobro dos custos de descarte geológico direto do combustível usado: o custo de extração de plutônio e manuseio do combustível usado foi estimado em 1,98 a 2,14 ienes por quilowatt-hora de eletricidade gerada. Descartar o combustível usado como resíduo custaria apenas 1 a 1,35 iene por quilowatt-hora.

Em julho de 2004, jornais japoneses noticiaram que o governo japonês havia estimado os custos do descarte de lixo radioativo, contradizendo as alegações quatro meses antes de que nenhuma estimativa havia sido feita. O custo das opções de não reprocessamento foi estimado entre um quarto e um terço ($ 5,5–7,9 bilhões) do custo do reprocessamento ($ 24,7 bilhões). No final do ano de 2011, ficou claro que Masaya Yasui, que havia sido diretor da Divisão de Planejamento de Política de Energia Nuclear em 2004, instruiu seu subordinado em abril de 2004 a ocultar os dados. O fato de os dados terem sido deliberadamente ocultados obrigou o ministério a reinvestigar o caso e a reconsiderar a punição dos funcionários envolvidos.

Lista de sites

País	Reprocessando site	Tipo de combustível	Procedimento	Capacidade de reprocessamento tHM / ano	Comissionamento ou período operacional
Bélgica	Mol	LWR , MTR (reator de teste de material)		80	1966-1974
China	planta piloto intermediária			60-100	1968 - início dos anos 1970
China	Planta 404			50	2004
Alemanha	Karlsruhe, WAK	LWR		35	1971-1990
França	Marcoule, UP 1	Militares		1200	1958-1997
França	Marcoule, CEA APM	FBR	PUREX DIAMEX SANEX	6	1988 – presente
França	La Hague, UP 2	LWR	PUREX	900	1967-1974
França	La Hague, UP 2-400	LWR	PUREX	400	1976–1990
França	La Hague , UP 2-800	LWR	PUREX	800	1990
França	La Hague , UP 3	LWR	PUREX	800	1990
Reino Unido	Escala de vento , B204	Magnox	BUTEX	750	1956-1962
Reino Unido	Sellafield , B205	Magnox	PUREX	1500	1964
Reino Unido	Dounreay	FBR		8	1980
Reino Unido	THORP	AGR , LWR	PUREX	900	1994-2018
Itália	Rotondella	Tório		5	1968 (desligamento)
Índia	Trombay	Militares	PUREX	60	1965
Índia	Tarapur	PHWR	PUREX	100	1982
Índia	Kalpakkam	PHWR e FBTR	PUREX	100	1998
Índia	Tarapur	PHWR		100	2011
Israel	Dimona	Militares		60-100	~ 1960 – presente
Japão	Tokaimura	LWR		210	1977-2006
Japão	Rokkasho	LWR		800	2021
Paquistão	New Labs , Rawalpindi	Militar / Plutônio / Tório		80	1982 – presente
Paquistão	Complexo Nuclear de Khushab , cidade atômica do Paquistão	HWR / Militar / Trítio		22 kg	1986 – presente
Rússia	Mayak Plant B	Militares		400	1948-196?
Rússia	Mayak Plant BB, RT-1	LWR	Separação PUREX + Np	400	1978
Rússia	Planta Radioquímica Tomsk-7	Militares		6.000	1956
Rússia	Zheleznogorsk (Krasnoyarsk-26)	Militares		3500	1964– ~ 2010
Rússia	Zheleznogorsk , RT-2	VVER		800	em construção (2030)
EUA , WA	Hanford Site	Militares	fosfato de bismuto, REDOX, PUREX		1944–1988
EUA , SC	Local de Savannah River	Militar / LWR / HWR / Tritium	PUREX, REDOX, THOREX, separação Np	5000	1952–2002
EUA , NY	West Valley	LWR	PUREX	300	1966-1972
EUA , NC	Barnwell	LWR	PUREX	1500	nunca permitido operar
EUA , ID	INL	LWR	PUREX	-

Veja também

• Ciclo de combustível nuclear
• Reator reprodutor
• Híbrido de fusão-fissão nuclear
• Tonel de transporte de combustível nuclear usado
• Pequeno reator alimentado por resíduos nucleares de Taylor Wilson
• Parceria Global de Energia Nuclear anunciada em fevereiro de 2006

Referências

Leitura adicional

• Williamson, MA; Willit, JL (2011). "Pyroprocessing Flowsheets for Recycling Used Nuclear Fuel" (PDF) . Engenharia e Tecnologia Nuclear . 43 (4): 329–334. doi : 10.5516 / NET.2011.43.4.329 .
• Till, CE; Chang, YI; Hannum, WH (1997). "O reator rápido integral - uma visão geral". Progresso em Energia Nuclear . 31 (1–2): 3–11. doi : 10.1016 / 0149-1970 (96) 00001-7 .
• Agência de Energia Nuclear da OCDE, The Economics of the Nuclear Fuel Cycle , Paris, 1994
• I. Hensing e W Schultz, Economic Comparison of Nuclear Fuel Cycle Options, Energiewirtschaftlichen Instituts, Cologne, 1995.
• Cogema, Reprocessing-Recycling: the Industrial Stakes, apresentação ao Konrad-Adenauer-Stiftung, Bonn, 9 de maio de 1995.
• Agência de Energia Nuclear da OCDE, Plutonium Fuel: An Assessment, Paris, 1989.
• National Research Council, "Nuclear Wastes: Technologies for Separation and Transmutation", National Academy Press, Washington DC 1996.

links externos

• Processing of Used Nuclear Fuel , World Nuclear Association
• Processo PUREX, European Nuclear Society
• Combustível de óxido misto (MOX) - Associação Nuclear Mundial
• Opções de descarte de plutônio utilizável em armas excedentes - Relatório de serviço de pesquisa do Congresso para o Congresso
• Breve História do Reprocessamento de Combustível
• Bibliografia comentada para reprocessamento de combustível nuclear usado da Biblioteca Digital Alsos para Questões Nucleares