Nukleáris újrafeldolgozás - Nuclear reprocessing

Sellafield nukleáris újrafeldolgozó telep, Egyesült Királyság

A nukleáris újrafeldolgozás a hasadási termékek és a fel nem használt urán kémiai elválasztása a kiégett nukleáris üzemanyagtól . Eredetileg az újrafeldolgozást kizárólag a plutónium kinyerésére használták nukleáris fegyverek előállításához . Az atomenergia kereskedelmi forgalomba hozatalával az újrafeldolgozott plutóniumot visszavezették a MOX nukleáris üzemanyagba a termikus reaktorokhoz . Az újrafeldolgozott urán , más néven kiégett fűtőelem, elvileg újra felhasználható üzemanyagként is, de ez csak akkor gazdaságos, ha az uránellátottság alacsony és az árak magasak. A tenyésztő reaktor nem korlátozódik az újrahasznosított plutónium és urán használatára. Az összes aktinidet fel tudja használni , lezárva a nukleáris üzemanyag -ciklust , és potenciálisan megsokszorozva a természetes uránból kivont energiát körülbelül 60 -szor.

Az újrafeldolgozást magasan specializált személyzetnek szigorúan ellenőriznie kell és gondosan kell végrehajtania a fejlett létesítményekben. Az atomerőművekből (több év lehűlés után) a helyszínre érkező tüzelőanyag -kötegek teljesen feloldódnak a kémiai fürdőkben, ami nem megfelelő kezelés esetén szennyeződési kockázatot jelenthet. Így egy újrafeldolgozó gyárat fejlett vegyi telepnek kell tekinteni, nem pedig nukleárisnak.

Viszonylag magas költségek járnak a kiégett fűtőelemek újrafeldolgozásával az egyszeri üzemanyag-ciklushoz képest, de az üzemanyag-felhasználás növelhető és a hulladékmennyiség csökken. A nukleáris üzemanyag újrafeldolgozását rutinszerűen végzik Európában, Oroszországban és Japánban. Az Egyesült Államokban az Obama-adminisztráció visszalépett Bush elnök kereskedelmi méretű újrafeldolgozási terveitől, és visszatért az újrafeldolgozással kapcsolatos tudományos kutatásokra összpontosító programhoz.

Elkülönített alkatrészek és elhelyezés

A nukleáris újrafeldolgozás során potenciálisan hasznos komponensek specifikus aktinideket (plutónium, urán és néhány kisebb aktinid ) tartalmaznak. A könnyebb elemek összetevői közé tartoznak a hasadási termékek , az aktiváló termékek és a burkolat .

Történelem

Az első nagyméretű atomreaktorokat a második világháború alatt építették . Ezeket a reaktorokat plutónium előállítására tervezték nukleáris fegyverekben való felhasználásra . Az egyetlen szükséges újrafeldolgozás tehát a plutónium kivonása volt ( hasadási termékek szennyeződése nélkül) a kiégett természetes urán- tüzelőanyagból. 1943 -ban számos módszert javasoltak a viszonylag kis mennyiségű plutónium elválasztására az urántól és a hasadási termékektől. Az első kiválasztott módszert, a bizmut -foszfát -eljárásnak nevezett kicsapási eljárást 1943 és 1945 között fejlesztették ki és tesztelték az Oak Ridge Nemzeti Laboratóriumban (ORNL), hogy előállítsanak plutóniummennyiségeket az Egyesült Államok fegyverprogramjaiban való értékeléshez és felhasználáshoz . Az ORNL ezen eljárásokkal állította elő az első makroszkopikus mennyiségű (gramm) elválasztott plutóniumot.

A bizmut -foszfát -eljárást először 1944 végén, a hanfordi telephelyen hajtották végre nagy léptékben . Sikeres volt a plutónium szétválasztása az akkor fennálló vészhelyzetben, de jelentős gyengesége volt: az urán visszanyerésének képtelensége.

A tiszta urán és plutónium kinyerésére szolgáló első sikeres oldószeres extrakciós eljárást 1949 -ben fejlesztették ki az ORNL -nél. A PUREX eljárás a jelenlegi extrakciós módszer. Elválasztóüzemeket is építettek a Savannah folyó területén, és egy kisebb üzemet a West Valley újrafeldolgozó üzemben, amely 1972 -re bezárt, mivel képtelen volt megfelelni az új szabályozási követelményeknek.

A polgári üzemanyag újrafeldolgozását régóta alkalmazzák a franciaországi COGEMA La Hague telephelyen , az Egyesült Királyságban a Sellafield telephelyen, az orosz Mayak Vegyi Kombinátban, és olyan helyeken, mint a japán Tokai -gyár, az indiai Tarapur -gyár és röviden az Egyesült Államokban , a West Valley Újrafeldolgozó Üzemben .

1976 októberében, aggodalom a nukleáris fegyverek elterjedése (különösen azután, India bizonyította nukleáris fegyverek képességeit használva újrafeldolgozási technológiát) vezetett elnök Gerald Ford kiadni egy elnöki irányelv határozatlan időre felfüggeszti a kereskedelmi újrafeldolgozása és újrahasznosítása plutónium az USA-ban április 7-én 1977 elnök Jimmy Carter betiltotta a kereskedelmi célú reaktorokban használt kiégett nukleáris üzemanyag újrafeldolgozását . Ennek a politikának a kulcskérdése a nukleáris fegyverek elterjedésének veszélye volt a plutóniumnak a polgári üzemanyagciklusból való elterelésével, és más nemzetek ösztönzése az USA példájának követésére. Ezt követően csak azok az országok folytathatták a kiégett nukleáris fűtőelemek újrafeldolgozását, amelyek már nagy beruházásokkal rendelkeztek az újrafeldolgozási infrastruktúrában. Reagan elnök 1981 -ben feloldotta a tilalmat, de nem nyújtotta azt a jelentős támogatást, amely a kereskedelmi újrafeldolgozás megkezdéséhez szükséges lett volna.

1999 márciusában, a US Department of Energy (DOE) fordított politikai és aláírt egy szerződést egy konzorcium a Duke Energy , COGEMA és Stone & Webster (DCS) kialakítását és működtetését a kevert oxid (MOX) üzemanyag gyártó létesítmény. A helyszín előkészítése a Savannah River telephelyen (Dél -Karolina) 2005 októberében kezdődött. 2011 -ben a New York Times jelentése szerint "... 11 évvel azután, hogy a kormány építési szerződést ítélt oda, a projekt költsége közel 5 milliárd dollárra emelkedett." A hatalmas beton- és acélszerkezet félig kész tömb, és a kormánynak még egyetlen vevőt sem kell találnia a jövedelmező támogatások ellenére. " A TVA (jelenleg a legesélyesebb ügyfél) 2011 áprilisában kijelentette, hogy elhalasztja a döntést, amíg meg nem látja, hogyan teljesít a MOX -üzemanyag a Fukushima Daiichi -i nukleáris balesetben .

Elválasztási technológiák

Víz és szerves oldószerek

PUREX

PUREX , a jelenlegi standard módszerrel, egy betűszó állni P lutonium és U ranium R ecovery által EX vontatási . A PUREX eljárás folyékony-folyadék extrakciós módszer, amelyet a kiégett nukleáris fűtőelemek újrafeldolgozására , az urán és a plutónium egymástól független kivonására használnak a hasadási termékekből. Ez jelenleg az iparág legfejlettebb és legelterjedtebb folyamata.

Ha kereskedelmi teljesítményű reaktorokból származó tüzelőanyagot használnak, a kivont plutónium jellemzően túl sok Pu-240-et tartalmaz, hogy "fegyver minőségű" plutóniumnak lehessen tekinteni, ideális atomfegyverben való használatra. Mindazonáltal rendkívül megbízható nukleáris fegyvereket lehet gyártani a műszaki kifinomultság minden szintjén reaktor minőségű plutónium használatával. Ezenkívül a gyakran tankolni képes reaktorok fegyver minőségű plutónium előállítására használhatók fel , amelyet később a PUREX segítségével visszanyerhetnek. Emiatt a PUREX vegyi anyagokat ellenőrzik.

Plutónium feldolgozás

A PUREX módosításai

UREX

A PUREX folyamat módosítható egy UREX ( UR anium EX traction) eljárás előállítására, amellyel helyet takaríthat meg a magas szintű nukleáris hulladéklerakó helyeken, például a Yucca Mountain nukleáris hulladéktárában , eltávolítva az óriási mennyiségű uránt a felhasznált tüzelőanyag tömegének és térfogatának nagy részét, és újrahasznosított uránként újrahasznosítják .

Az UREX eljárás egy PUREX eljárás, amelyet úgy módosítottak, hogy megakadályozzák a plutónium kivonását. Ezt úgy tehetjük meg, hogy az első fémkivonási lépés előtt plutónium -redukálószert adunk hozzá . Az UREX eljárás során az urán ~ 99,9% -a és a technécium > 95% -a el van választva egymástól és a többi hasadási termékektől és aktinidektől . A kulcs az acetohidroxaminsav (AHA) hozzáadása az eljárás extrahálási és súrolási szakaszaihoz. Az AHA hozzáadása nagymértékben csökkenti a plutónium és a neptunium extrahálhatóságát , valamivel nagyobb proliferációs ellenállást biztosítva, mint a PUREX eljárás plutónium extrakciós szakaszában.

TRUEX

Egy második extrahálószer, az oktil- (fenil) -N, N-dibutil-karbamoil-metil-foszfin-oxid (CMPO) tributil-foszfáttal (TBP) kombinálva történő hozzáadásával a PUREX folyamat TRUEX ( TR ans U ranic EX traction) folyamatgá alakítható . A TRUEX -et az Egyesült Államokban találta ki az Argonne National Laboratory, és a transzurán fémek (Am/Cm) eltávolítására tervezték. Az elképzelés szerint a hulladék alfa -aktivitásának csökkentésével a hulladék nagy része könnyebben ártalmatlanítható. A PUREX -hez hasonlóan ez a folyamat szolvatációs mechanizmussal működik .

DIAMEX

A TRUEX alternatívájaként malondiamidot használó extrakciós eljárást dolgoztak ki. A DIAMEX ( DIAM ide EX traction) eljárás előnye, hogy elkerülhető a szén , hidrogén , nitrogén és oxigén kivételével más szerves hulladék képződése . Az ilyen szerves hulladékot el lehet égetni savas gázok képződése nélkül, amelyek hozzájárulhatnak a savas esőhöz (bár a savas gázokat mosógép segítségével visszanyerhetik). A DIAMEX folyamaton a francia CEA dolgozik Európában . Az eljárás kellően kiforrott ahhoz, hogy a folyamat meglévő ismeretével ipari létesítmény épülhessen. A PUREX -hez hasonlóan ez a folyamat szolvatációs mechanizmussal működik.

SANEX

S elektív A CTI N IDE EX tapadást. Ennek része a menedzsment kisebb aktinidáknak azt javasolták, hogy a ritkaföldfémek és három vegyértékű kisebb aktinidáknak kell távolítani a PUREX raffinátumként egy folyamat, például DIAMEX vagy TRUEX. Annak érdekében, hogy az aktinideket, például az americiumot ipari forrásokban újra fel lehessen használni, vagy tüzelőanyagként lehessen használni, a lantanidokat el kell távolítani. A lantanidok nagy neutron keresztmetszettel rendelkeznek, és ezért mérgeznek egy neutron által vezérelt nukleáris reakciót. A SANEX folyamat kivonási rendszerét még nem határozták meg, de jelenleg több különböző kutatócsoport dolgozik egy folyamaton. Például a francia CEA egy bisz-triazinil-piridin (BTP) alapú eljáráson dolgozik . Más rendszereken, például a ditiofoszfinsavakon dolgoznak más dolgozók.

UNEX

Az ENSZ általános EX vontatási folyamatát Oroszországban és Csehországban fejlesztették ki ; úgy tervezték, hogy teljesen eltávolítsa a legnehezebb radioaktív izotópokat (Sr, Cs és kisebb aktinidák ) a raffinátból, amely az urán és a plutónium kivonása után marad a használt nukleáris üzemanyagból . A kémia alapul kölcsönhatását cézium és stroncium a polietilén-glikol , és egy kobalt karborán anion (ismert, mint klórozott kobalt dicarbollide). Az aktinideket CMPO kivonja, és a hígítószer poláris aromás , például nitrobenzol . Más hígítószereket, például meta -nitrobenzotri -fluoridot és fenil -trifluormetil -szulfonot is javasoltak.

Elektrokémiai és ioncsere módszerek

Egy egzotikus módszerrel elektrokémia és ioncserélő az ammónium -karbonát számoltak be. Más módszerekről is beszámoltak urán extrahálására alkalikus karbonátban és "füstölt" ólom -oxidban történő ioncserével.

Elavult módszerek

Bizmut -foszfát

A bizmut -foszfát eljárás egy elavult eljárás, amely jelentős felesleges anyagot ad a végső radioaktív hulladékhoz. A bizmut -foszfát eljárást oldószeres extrakciós eljárások váltották fel. A bizmut-foszfát eljárást úgy tervezték, hogy plutóniumot nyerjen ki az alumíniummal burkolt , uránt tartalmazó nukleáris üzemanyag rudakból . Az üzemanyagot decladded forralva nátronlúg . A dekadozás után az uránfémet feloldottuk salétromsavban .

A plutónium ezen a ponton +4 oxidációs állapotban van. Ezt követően bizmut -nitrát és foszforsav hozzáadásával kicsapjuk az oldatból, és így bizmut -foszfát keletkezik. A plutónium ezzel együtt kicsapódott . A felülúszó folyadékot (amely sok hasadási terméket tartalmaz ) elválasztjuk a szilárd anyagtól. A csapadékot ezután salétromsavban feloldottuk, mielőtt oxidálószert (például kálium -permanganátot) adtunk hozzá, így PuO ₂ ²⁺ képződött . A plutóniumot +6 oxidációs állapotban tartottuk dikromát -só hozzáadásával .

A bizmut-foszfátot ezután újra kicsapjuk, a plutóniumot oldatban hagyjuk, és vas (II) -sót (például vas-szulfátot ) adunk hozzá. A plutóniumot ismét kicsaptuk bizmut-foszfát-hordozó, valamint lantán- sók és fluorid kombinációjának hozzáadásával, így szilárd lantán-fluorid-hordozót képezve a plutóniumhoz. A reakcióelegybe egy alkálifém előállított egy oxid. Az egyesített lantán -plutónium -oxidot összegyűjtjük, és salétromsavval extraháljuk, így plutónium -nitrátot kapunk.

Hexon vagy redox

Ez egy folyadék-folyadék extrakciós eljárás, amelyben metil-izobutil-ketont használnak extrahálószerként. Az extrakció szolvatációs mechanizmussal történik. Ennek az eljárásnak az a hátránya, hogy sózó reagens (alumínium- nitrát ) használata szükséges a vizes fázis nitrátkoncentrációjának növeléséhez, hogy ésszerű eloszlási arányt (D értéket) kapjon. Ezenkívül a hexont tömény salétromsav lebontja. Ezt a folyamatot a PUREX eljárás váltotta fel.

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

Butex, β, β'-dibutoxi-dietil-éter

Szolvatációs extrakciós folyamaton alapuló eljárás, amely a fent nevezett trieter -extrahálószert használja. Ennek az eljárásnak az a hátránya, hogy sósító reagens (alumínium- nitrát ) használatát teszi szükségessé a vizes fázis nitrátkoncentrációjának növelése érdekében, ésszerű eloszlási arány elérése érdekében. Ezt a folyamatot a Windscale -ban sok évvel ezelőtt használták. Ezt a folyamatot a PUREX váltotta fel, amely kiváló technológiának bizonyult a nagyobb léptékű újrafeldolgozáshoz.

Pirofeldolgozás

A legfejlettebb, bár kereskedelmileg unfielded, alternatív újrafeldolgozás módszert, Pyroprocessing , javasolt részeként ábrázolt fém-üzemű, Integrál gyors reaktor (IFR) egy nátrium-gyorsreaktor koncepció a 1990-es évek. Miután a kiégett fűtőelemeket olvadt sóban feloldották, az összes újrahasznosítható aktinidet , amelyek nagyrészt plutóniumból és uránból állnak, bár fontos alkotórészeket tartalmaznak, kivonják elektrofinomítással/ elektrolizálással . Az így kapott keverék a plutóniumot mindenkor szeparálatlan gamma- és alfa-kibocsátó aktinid formában tartja, ami a lopások esetén is enyhén önvédő.

A pirofeldolgozás egy általános kifejezés a magas hőmérsékletű módszerekre. Az oldószerek olvadt sók (pl. LiCl + KCl vagy LiF + CaF ₂ ) és olvadt fémek (pl. Kadmium, bizmut, magnézium), nem pedig víz és szerves vegyületek. Az elektrofinomítás , a desztilláció és az oldószer-oldószer extrakció gyakori lépések.

Ezeket a folyamatokat jelenleg nem használják világszerte jelentős mértékben, de úttörő szerepet játszottak az Argonne Nemzeti Laboratóriumban, ahol a jelenlegi kutatások a japán CRIEPI -ben, a Řež Nukleáris Kutatóintézetben Csehországban, az Indira Gandhi Atomközpontban Indiában és a KAERI -ben is folynak. Dél -Koreában.

Előnyök

• A mögöttes elvek jól ismertek, és elfogadásuknak nincsenek jelentős technikai akadályai.
• Könnyen alkalmazható nagy felégésű kiégett fűtőelemekre, és kevés hűtési időt igényel, mivel az üzemi hőmérséklet már magas.
• Nem használ hidrogént és szenet tartalmazó oldószereket, amelyek neutronmoderátorok , amelyek kritikus balesetek kockázatát jelentik, és el tudják szívni a trícium hasadási terméket és a szén-14 aktiváló terméket olyan híg oldatokban, amelyeket később nem lehet szétválasztani.
  • Alternatív megoldásként a voloxidáció eltávolíthatja a trícium 99% -át a használt üzemanyagból, és visszanyerheti azt erős oldat formájában, amely alkalmas trícium -ellátásként való felhasználásra.
• Tömörebb, mint a vizes módszer, amely lehetővé teszi a helyszíni újrafeldolgozása a reaktor helyén, amely elkerüli a szállítás a kiégett fűtőelemek és a biztonsági kérdések, hanem tárolására sokkal kisebb térfogatban hasadási termékek a telephelyen a nagy aktivitású hulladék , amíg leszerelésére . Például az integrált gyorsreaktor és az olvadt sóreaktor üzemanyagciklusa helyszíni piroprocesszoron alapul.
• Egyszerre sok vagy akár az összes aktinidot elválaszthatja, és rendkívül radioaktív üzemanyagot állít elő, amelyet nehezebb manipulálni lopás vagy nukleáris fegyver gyártása céljából. (A nehézséget azonban megkérdőjelezték.) Ezzel ellentétben a PUREX eljárást úgy tervezték, hogy a plutóniumot csak fegyverekre különítse el, és a kisebb aktinideket ( americium és curium ) is maga mögött hagyja, és több hosszú élettartamú radioaktivitással rendelkező hulladékot termel.
• A legtöbb radioaktivitás mintegy 10 ² , hogy 10- ^{az 5.} év után a használata a nukleáris üzemanyag által termelt aktinidák, mivel nincsenek hasadási termékek felezési ebben a tartományban. Ezek az aktinidek gyors reaktorokat táplálhatnak , így ezek kinyerése és újrafelhasználása (hasadása) növeli az üzemanyag-kilogrammonkénti energiatermelést, valamint csökkenti a hulladékok hosszú távú radioaktivitását.

Hátrányok

• Az újrafeldolgozás összességében jelenleg (2005) nem kedvez, és az újrafeldolgozást végző helyeken már PUREX üzemeket építettek. Következésképpen kevés igény van az új pirometalurgiai rendszerekre, bár lehet, ha a IV . Generációs reaktorprogramok megvalósulnak.
• A pirofeldolgozás során felhasznált só kevésbé alkalmas üvegre való átalakításra, mint a PUREX eljárás során keletkező hulladékok.
• Ha a cél a kiégett nukleáris fűtőelem hosszú élettartamának csökkentése az égőreaktorokban, akkor a kisebb aktinidek jobb visszanyerési arányát kell elérni.

Elektrolízis

Az elektrolízis módszerei az olvadt sóban lévő urán, plutónium és kisebb aktinidák standard potenciáljának különbségén alapulnak. Az urán standard potenciálja a legalacsonyabb, ezért potenciál alkalmazása esetén az urán redukálódik a katódon az olvadt sóoldatból a többi elem előtt.

Kísérleti elektrofinomító cella az Argonne Nemzeti Laboratóriumban

PYRO -A és -B az IFR -hez

Ezeket a folyamatokat az Argonne National Laboratory fejlesztette ki, és az Integral Fast Reactor projektben használták fel.

A PYRO-A az aktinidek (az aktinidcsalád elemei , általában nehezebb, mint az U-235) elkülönítése a nem aktinidektől. A kiégett üzemanyag kerül egy anód kosarat , amely belemerül a sóolvadékos elektrolit. Elektromos áramot alkalmaznak, aminek hatására az uránfém (vagy néha oxid, a kiégett fűtőelemtől függően) szilárd fémkatódra kerül, míg a többi aktinid (és a ritkaföldfémek) folyékony kadmiumkatódba szívódhat fel . A hasadási termékek nagy része (például cézium , cirkónium és stroncium ) a sóban marad. Az olvadt kadmium elektróda alternatívájaként olvadt bizmut katódot vagy szilárd alumínium katódot is használhatunk.

Alternatívájaként elektrokinyeréssel a akarta fém lehet izoláltuk megolvadt ötvözetet egy elektropozitív fém és egy kevésbé reakcióképes fém.

Mivel a kiégett fűtőelemek hosszú távú radioaktivitásának és térfogatának nagy része aktinidekből származik, az aktinidek eltávolításával tömörebb hulladék keletkezik, és hosszú távon közel sem olyan veszélyes. Ennek a hulladéknak a radioaktivitása néhány ezer, nem pedig több ezer éven belül a különböző természetben előforduló ásványok és ércek szintjére csökken.

A vegyes aktinidek által termelt pyrometallic feldolgozás újra lehet használni, mint a nukleáris üzemanyag, mivel gyakorlatilag minden vagy hasadó vagy termékeny , bár sok ilyen anyag lenne szükség gyors tenyésztőreaktor el kell égetni hatékonyan. Egy termikus neutron spektrum, a koncentrációk több nehéz aktinidák ( curium -242 és a plutónium-240 ) nem lesz elég magas, ami az üzemanyag, amely lényegében eltér a szokásos urán vagy kevert urán-plutónium-oxidok (MOX), hogy a legtöbb jelenlegi reaktorok voltak használatra tervezték.

Egy másik pirokémiai eljárást, a PYRO-B folyamatot fejlesztettek ki a transzmuter reaktorból származó üzemanyag feldolgozására és újrafeldolgozására (egy gyors tenyésztő reaktor, amelyet a transzurán nukleáris hulladékok hasadási termékké alakítására terveztek). Egy tipikus transzmuter üzemanyag uránmentes, és visszanyert transzuránokat tartalmaz inert mátrixban, például fém cirkóniumban . Az ilyen tüzelőanyag PYRO-B feldolgozásakor egy elektro-finomítási lépést alkalmaznak a maradék transzurán elemek elválasztására a hasadási termékektől, és a transzuránok újrafeldolgozásához a reaktorba hasítás céljából. Az újonnan előállított technéciumot és jódot extrahálják a transzmutációs célokba való beépítés céljából, a többi hasadási terméket pedig hulladékba küldik.

Voloxidáció

Voloxidation (a volumetrikus oxidáció ) történő melegítését foglalja magában oxid tüzelőanyag és az oxigén, néha váltakozó oxidáció és redukció, vagy váltakozó oxidációt ózonnal , hogy urán-trioxid bomlás közben melegítjük vissza triuranium octoxide . A fő cél az, hogy a tríciumot tritizált vízgőzként rögzítsék a további feldolgozás előtt, ahol nehéz lenne megtartani a tríciumot. Más illékony elemek elhagyják az üzemanyagot, és azokat ki kell nyerni, különösen a jódot , a technéciumot és a szén-14-et . A voloxidáció az üzemanyagot is feldarabolja, vagy megnöveli annak felületét, hogy fokozza a reagensek behatolását az újrafeldolgozási lépések során.

Párolgás elszigetelten

A kiégett oxid tüzelőanyag egyszerű felmelegítése közömbös légkörben vagy vákuumban 700 ° C és 1000 ° C közötti hőmérsékleten az első újrafeldolgozási lépés során eltávolíthat több illékony elemet, beleértve a céziumot, amelynek cézium-137 izotópja a felhasznált hő körülbelül felét bocsátja ki üzemanyag a következő 100 év hűtés során (azonban a másik fele nagy része stroncium-90-ből származik , amelynek felezési ideje hasonló). A becsült teljes tömegegyensúly 20 000 g feldolgozott üzemanyag és 2000 g burkolat esetén:

A fluorid illékonysága

A kék elemek illékony fluoridokat tartalmaznak, vagy már illékonyak; a zöld elemek nem tartalmaznak illékony kloridokat; a piros elemeknek egyikük sincs, de maguk az elemek vagy oxidjaik nagyon magas hőmérsékleten illékonyak. Kitermelés 10 ^0,1,2,3 évvel a hasadás után , a későbbi neutronbefogást nem figyelembe véve , 100% -os, nem 200% -os. Béta-bomlás Kr-85 → Rb , Sr-90 → Zr , Ru-106 → Pd , Sb-125 → Te , Cs-137 → Ba , Ce-144 → Nd , Sm-151 → Eu , Eu-155 → Gd látható .

A fluorid illékonyságának folyamata során a fluort az üzemanyaggal reagáltatják. A fluor sokkal reaktívabb, mint az oxigén, hogy az őrölt oxid tüzelőanyag kis részecskéi lángba borulnak, amikor a fluorral teli kamrába kerülnek. Ezt lángfluorozásnak nevezik; a képződő hő elősegíti a reakció folytatódását. Az üzemanyag zömét alkotó urán nagy része urán -hexafluoriddá alakul , amely urán dúsításában használt uránforma , amelynek forráspontja nagyon alacsony. A technécium , a fő hosszú élettartamú hasadási termék , szintén hatékonyan átalakul illékony hexafluoridjává. Néhány más elem is hasonlóan illékony hexafluoridokat, pentafluoridokat vagy heptafluoridokat képez. Az illékony fluoridokat a felesleges fluortól kondenzációval lehet elválasztani, majd frakcionált desztillációval vagy szelektív redukcióval választhatjuk el egymástól . Az urán -hexafluorid és a technécium -hexafluorid forráspontja és gőznyomása nagyon hasonló, ami megnehezíti a teljes elválasztást.

Az elpárologtatott hasadási termékek közül sok ugyanaz, mint amilyenek a jód , a tellúr és a molibdén ; figyelemre méltó különbségek, hogy a technécium elpárolog, de a cézium nem.

Néhány transzurán elem, például plutónium , neptunium és americium illékony fluoridokat képezhet, de ezek a vegyületek nem stabilak, ha a fluor parciális nyomását csökkentik. A plutónium nagy része és az urán egy része kezdetben hamuban marad, amely a lángfluorátor aljára esik. A hamuban lévő plutónium-urán arány akár közelítheti is a gyors neutronreaktor- üzemanyaghoz szükséges összetételt . A hamu további fluorozása eltávolíthatja az összes uránt, neptuniumot és plutóniumot, mint illékony fluoridokat; azonban néhány más kisebb aktinid nem képezhet illékony fluoridokat, és helyette az alkáli hasadási termékekkel marad. Előfordulhat, hogy egyes nemesfémek egyáltalán nem képeznek fluoridokat, de fémes formában maradnak; azonban a ruténium -hexafluorid viszonylag stabil és illékony.

A maradék magasabb hőmérsékleten történő desztillálása elválaszthatja az alacsonyabb forráspontú átmenetifém- fluoridokat és az alkálifém (Cs, Rb) fluoridokat a magasabb forráspontú lantanid- és alkáliföldfémektől (Sr, Ba) és az ittrium- fluoridoktól. Az érintett hőmérsékletek sokkal magasabbak, de vákuumban történő desztillálással valamelyest csökkenthetők. Ha hordozó sót, például lítium-fluoridot vagy nátrium-fluoridot használnak oldószerként, a magas hőmérsékletű desztilláció egy módja a hordozó só újrafelhasználásának elválasztásának.

Az olvadt só reaktorok rendszeresen vagy gyakori időközönként fluorid illékonyságú újrafeldolgozást végeznek. A cél az aktinidek visszajuttatása az olvadt tüzelőanyag -keverékbe az esetleges hasadáshoz, miközben eltávolítják azokat a hasadótermékeket , amelyek neutronmérgek , vagy amelyek biztonságosabban tárolhatók a reaktor magján kívül, miközben az esetleges végleges tárolásra várnak.

A klorid illékonysága és oldhatósága

Az illékony, nagy vegyértékű fluoridokat alkotó elemek közül sok illékony, nagy vegyértékű kloridot is képez. A klórozás és a lepárlás egy másik lehetséges elválasztási módszer. Az elválasztási sorrend hasznos módon eltérhet a fluoridok szekvenciájától; például a cirkónium -tetraklorid és az ón -tetraklorid forráspontja viszonylag alacsony, 331 ° C és 114,1 ° C. A klórozást már a cirkónium tüzelőanyag burkolatának eltávolítására is javasolták, a mechanikus burkolat helyett.

A kloridokat valószínűleg könnyebb, mint a fluoridokat később átalakítani más vegyületekké, például oxidokká.

Az elpárologtatás után visszamaradt kloridokat vízben való oldhatósággal is el lehet választani. Az alkáli elemek kloridjai , mint például az americium , a kurium , a lantanidok , a stroncium , a cézium jobban oldódnak, mint az urán , a neptunium , a plutónium és a cirkónium .

Radioanalitikus elválasztások

A radioaktív fémek analitikai célú eloszlásának meghatározásához oldószeres impregnált gyanták (SIR) használhatók. A SIR porózus részecskék, amelyek pórusaikban extrahálószert tartalmaznak. Ez a megközelítés elkerüli a hagyományos folyadék-folyadék extrakcióhoz szükséges folyadék-folyadék elválasztási lépést . A SIR-ek radioanalitikai elválasztásra történő előkészítéséhez szerves Amberlite XAD-4 vagy XAD-7 használható. Lehetséges extrahálószerek például a trihexiltetradecil-foszfónium-klorid (CYPHOS IL-101) vagy az N, N0-dialkil-N, N0-difenil-piridin-2,6-dikarboxi-amidok (R-PDA; R = butil, oktil I, decil, dodecil).

Közgazdaságtan

A 2000-es évek első évtizedében sok vita tárgyát képezte az újrafeldolgozás-hulladék ártalmatlanítás és az átmeneti tárolás-közvetlen ártalmatlanítás relatív gazdaságossága. Tanulmányok modellezték a plutonium egyszeri újrafeldolgozásán alapuló újrafeldolgozó-újrafeldolgozó rendszer teljes üzemanyag-ciklusának költségeit a meglévő termikus reaktorokban (szemben a javasolt tenyésztőreaktor- ciklussal), és összehasonlították ezt a közvetlen üzemanyag-ciklus teljes költségeivel ártalmatlanítása. Az e vizsgálatok eredményeinek köre nagyon széles, de mindannyian egyetértünk abban, hogy a jelenlegi (2005) gazdasági körülmények között az újrafeldolgozás-újrahasznosítás lehetőség a drágább.

Ha az újrafeldolgozásra csak a kiégett fűtőelemek radioaktivitási szintjének csökkentése érdekében kerül sor, figyelembe kell venni, hogy a kiégett nukleáris fűtőelemek idővel kevésbé radioaktívakká válnak. 40 év után radioaktivitása 99,9%-kal csökken, bár még több mint ezer évbe telik, amíg a radioaktivitás szintje megközelíti a természetes uránét. A transzurán elemek , köztük a plutónium-239 szintje azonban több mint 100 000 évig magas, így ha nem használják fel nukleáris tüzelőanyagként, akkor ezeket az elemeket biztonságos ártalmatlanításra van szükség a nukleáris proliferáció és a sugárveszély miatt.

2011. október 25 -én a Japán Atomenergia Bizottság bizottsága az ülés során számításokat tett közzé az energiatermeléshez szükséges nukleáris üzemanyagok újrahasznosításának költségeiről. Ezek a költségek kétszeresei lehetnek a kiégett fűtőelemek közvetlen földtani ártalmatlanításának költségei: a plutónium kitermelésének és a kiégett fűtőelemek kezelésének költségeit 1,98-2,14 jenre becsülték kilowattóránként termelt villamos energiáért. A kiégett fűtőelem hulladékként való eldobása mindössze 1-1,35 jenbe kerülne kilowattóránként.

2004 júliusában a japán újságok arról számoltak be, hogy a japán kormány megbecsülte a radioaktív hulladék elhelyezésének költségeit, ellentmondva a négy hónappal korábbi állításoknak, hogy ilyen becslések nem történtek. A nem újrafeldolgozási lehetőségek költségeit a becslések szerint az újrafeldolgozás költségeinek (24,7 milliárd dollár) negyede és harmada (5,5–7,9 milliárd dollár) között tették ki. A 2011 -es év végén világossá vált, hogy Masaya Yasui, aki 2004 -ben a nukleáris energiapolitikai tervezési osztály igazgatója volt, 2004 áprilisában utasította beosztottját az adatok elrejtésére. Az a tény, hogy az adatokat szándékosan titkolták, arra kötelezte a minisztériumot, hogy vizsgálja felül az esetet, és fontolja meg, hogy megbüntessék-e az érintett tisztviselőket.

A webhelyek listája

Ország	Újrafeldolgozó hely	Üzemanyagtípus	Eljárás	Újrafeldolgozási kapacitás tHM/év	Üzembe helyezési vagy működési időszak
Belgium	Mol	LWR , MTR (anyagvizsgáló reaktor)		80	1966–1974
Kína	köztes kísérleti üzem			60–100	1968-1970-es évek eleje
Kína	Üzem 404			50	2004
Németország	Karlsruhe, WAK	LWR		35	1971–1990
Franciaország	Marcoule, FEL 1	Katonai		1200	1958-1997
Franciaország	Marcoule, CEA APM	FBR	PUREX DIAMEX SANEX	6	1988 - jelen
Franciaország	La Hague, UP 2	LWR	PUREX	900	1967–1974
Franciaország	La Hague, 2–400	LWR	PUREX	400	1976–1990
Franciaország	La Hague , 2–800	LWR	PUREX	800	1990
Franciaország	La Hague , UP 3	LWR	PUREX	800	1990
Egyesült Királyság	Szélskála, B204	Magnox	BUTEX	750	1956–1962
Egyesült Királyság	Sellafield , B205	Magnox	PUREX	1500	1964
Egyesült Királyság	Dounreay	FBR		8	1980
Egyesült Királyság	FALUCSKA	AGR , LWR	PUREX	900	1994-2018
Olaszország	Rotondella	Tórium		5	1968 (leállítás)
India	Trombay	Katonai	PUREX	60	1965
India	Tarapur	PHWR	PUREX	100	1982
India	Kalpakkam	PHWR és FBTR	PUREX	100	1998
India	Tarapur	PHWR		100	2011
Izrael	Dimona	Katonai		60–100	~ 1960 -tól napjainkig
Japán	Tokaimura	LWR		210	1977-2006
Japán	Rokkasho	LWR		800	2021
Pakisztán	New Labs , Rawalpindi	Katonai / plutónium / tórium		80	1982 - jelen
Pakisztán	Khushab nukleáris komplexum , Pakisztán atomvárosa	HWR / Katonai / Trícium		22 kg	1986 - jelen
Oroszország	Mayak üzem B.	Katonai		400	1948-196?
Oroszország	Mayak Plant BB, RT-1	LWR	PUREX + Np elválasztás	400	1978
Oroszország	Tomsk-7 Rádiókémiai Gyár	Katonai		6000	1956
Oroszország	Zheleznogorsk (Krasznojarszk-26)	Katonai		3500	1964– 2010
Oroszország	Zheleznogorsk , RT-2	VVER		800	építés alatt (2030)
USA , WA	Hanford Site	Katonai	bizmut -foszfát, REDOX, PUREX		1944–1988
USA , SC	Savannah River Site	Katonai/LWR/HWR/Trícium	PUREX, REDOX, THOREX, Np elválasztás	5000	1952–2002
USA , NY	Nyugati -völgy	LWR	PUREX	300	1966–1972
USA , NC	Barnwell	LWR	PUREX	1500	soha nem engedélyezett a működése
USA , azonosító	INL	LWR	PUREX	-

Lásd még

• Nukleáris üzemanyag -ciklus
• Tenyésztő reaktor
• Nukleáris fúziós-hasadó hibrid
• Kiégett nukleáris üzemanyag -szállító hordó
• Taylor Wilson nukleáris hulladékból égetett kis reaktorát
• A globális nukleáris energia partnerség 2006 februárjában jelent meg

Hivatkozások

További irodalom

• Williamson, MA; Willit, JL (2011). "Pirofeldolgozási folyamatlapok a használt nukleáris üzemanyag újrahasznosításához" (PDF) . Nukleáris technológia és technológia . 43. (4): 329–334. doi : 10.5516/NET.2011.43.4.329 .
• Till, CE; Chang, YI; Hannum, WH (1997). "A beépített gyorsreaktor-áttekintés". Előrelépés az atomenergia területén . 31. (1–2): 3–11. doi : 10.1016/0149-1970 (96) 00001-7 .
• OECD Nukleáris Energia Ügynökség, The Economics of the Nuclear Fuel Cycle , Párizs, 1994
• I. Hensing és W Schultz, Nuclear Fuel Cycle Options Economic Comparison, Energiewirtschaftlichen Instituts, Köln, 1995.
• Cogema, Reprocessing-Recycling: the Industrial Stakes, bemutató a Konrad-Adenauer-Stiftung, Bonn, 1995. május 9-én.
• OECD Nuclear Energy Agency, Plutonium Fuel: An Assessment, Párizs, 1989.
• Nemzeti Kutatási Tanács, "Nuclear Wastes: Technologies for Separation and Transmutation", National Academy Press, Washington DC 1996.

Külső linkek

• Használt nukleáris üzemanyag feldolgozása , Világ Nukleáris Szövetség
• PUREX folyamat, Európai Nukleáris Társaság
• Vegyes -oxid -üzemanyag (MOX) - Nukleáris Világszövetség
• A felesleges fegyverekben használható plutónium ártalmatlanítási lehetőségei- Kongresszusi Kutatási Szolgálat jelentése a Kongresszusnak
• Az üzemanyag -újrafeldolgozás rövid története
• Jegyzetekkel ellátott bibliográfia a kiégett nukleáris üzemanyag újrafeldolgozásához az Alsos Digital Library for Nuclear Issues -ből