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Sitio de reprocesamiento nuclear de Sellafield , Reino Unido

El reprocesamiento nuclear es la separación química de los productos de fisión y el uranio no utilizado del combustible nuclear gastado . [1] Originalmente, el reprocesamiento se utilizó únicamente para extraer plutonio para producir armas nucleares . Con la comercialización de la energía nuclear , el plutonio reprocesado se recicló de nuevo en combustible nuclear MOX para reactores térmicos . [2] El uranio reprocesado , también conocido como material combustible gastado, en principio también puede reutilizarse como combustible, pero eso solo es económico cuando el suministro de uranio es bajo y los precios altos. [ cita requerida ] Un reactor reproductorno se limita al uso de plutonio y uranio reciclados. Puede emplear todos los actínidos , cerrando el ciclo del combustible nuclear y potencialmente multiplicando la energía extraída del uranio natural en unas 60 veces. [3] [4]

El reprocesamiento debe ser altamente controlado y ejecutado cuidadosamente en instalaciones avanzadas por personal altamente especializado. Los haces de combustible que llegan a los emplazamientos desde las centrales nucleares (después de haberse enfriado durante varios años) se disuelven por completo en baños químicos, lo que podría plantear riesgos de contaminación si no se gestiona adecuadamente. Por lo tanto, una fábrica de reprocesamiento debe considerarse un sitio químico avanzado, en lugar de uno nuclear.

El reprocesamiento del combustible gastado tiene un costo relativamente alto en comparación con el ciclo del combustible de una sola pasada, pero se puede aumentar la utilización de combustible y disminuir los volúmenes de desechos . [5] El reprocesamiento de combustible nuclear se realiza de forma rutinaria en Europa, Rusia y Japón. En Estados Unidos, la administración Obama se apartó de los planes del presidente Bush para el reprocesamiento a escala comercial y volvió a un programa centrado en la investigación científica relacionada con el reprocesamiento. [6]

Componentes separados y disposición [ editar ]

Ver también: combustible nuclear gastado

Los componentes potencialmente útiles que se tratan en el reprocesamiento nuclear comprenden actínidos específicos (plutonio, uranio y algunos actínidos menores ). Los componentes de los elementos más ligeros incluyen productos de fisión , productos de activación y revestimientos .

materialdisposición
plutonio, actínidos menores , uranio reprocesadofisión en reactor rápido , de fusión o subcrítico
uranio reprocesado, revestimientos, filtrosalmacenamiento menos estricto como residuo de nivel intermedio
productos de activación y fisión de larga duracióntransmutación nuclear o repositorio geológico
Productos de fisión de vida media 137 Cs y 90 Sralmacenamiento a medio plazo como residuo de actividad alta
radionucleidos útiles, tierras raras (lantánidos) y metales noblesusos industriales y médicos

Historia [ editar ]

Los primeros reactores nucleares a gran escala se construyeron durante la Segunda Guerra Mundial . Estos reactores fueron diseñados para la producción de plutonio para su uso en armas nucleares . Por tanto, el único reprocesamiento necesario era la extracción del plutonio (libre de contaminación por productos de fisión ) del combustible de uranio natural gastado. En 1943, se propusieron varios métodos para separar la cantidad relativamente pequeña de plutonio del uranio y los productos de fisión. El primer método seleccionado, un proceso de precipitación llamado proceso de fosfato de bismuto , fue desarrollado y probado en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge.(ORNL) entre 1943 y 1945 para producir cantidades de plutonio para su evaluación y uso en los programas de armas de Estados Unidos . ORNL produjo las primeras cantidades macroscópicas (gramos) de plutonio separado con estos procesos.

El proceso de fosfato de bismuto se operó por primera vez a gran escala en el sitio de Hanford , a finales de 1944. Tuvo éxito en la separación del plutonio en la situación de emergencia que existía entonces, pero tenía una debilidad significativa: la incapacidad de recuperar uranio.

El primer proceso exitoso de extracción por solvente para la recuperación de uranio puro y plutonio se desarrolló en ORNL en 1949. El proceso PUREX es el método de extracción actual. También se construyeron plantas de separación en Savannah River Site y una planta más pequeña en West Valley Reprocessing Plant que cerró en 1972 debido a su incapacidad para cumplir con los nuevos requisitos reglamentarios. [7]

El reprocesamiento de combustible civil se ha empleado durante mucho tiempo en el sitio de COGEMA La Hague en Francia, el sitio de Sellafield en el Reino Unido, el Combinado químico de Mayak en Rusia, y en sitios como la planta de Tokai en Japón, la planta de Tarapur en la India, y brevemente en la planta de reprocesamiento de West Valley en los Estados Unidos.

En octubre de 1976, [8] la preocupación por la proliferación de armas nucleares (especialmente después de que India demostró capacidades de armas nucleares utilizando tecnología de reprocesamiento) llevó al presidente Gerald Ford a emitir una directiva presidencial para suspender indefinidamente el reprocesamiento comercial y el reciclaje de plutonio en los EE. UU. El 7 de abril de 1977 , El presidente Jimmy Carter prohibió el reprocesamiento del combustible nuclear gastado de reactores comerciales . El tema clave que impulsaba esta política era el riesgo de proliferación de armas nucleares mediante la desviación de plutonio del ciclo de combustible civil, y alentar a otras naciones a seguir el ejemplo de Estados Unidos. [9] [10] [11]Después de eso, solo los países que ya tenían grandes inversiones en infraestructura de reprocesamiento continuaron reprocesando el combustible nuclear gastado. El presidente Reagan levantó la prohibición en 1981, pero no proporcionó el subsidio sustancial que habría sido necesario para iniciar el reprocesamiento comercial. [12]

En marzo de 1999, el Departamento de Energía de EE. UU. (DOE) revocó su política y firmó un contrato con un consorcio de Duke Energy , COGEMA y Stone & Webster (DCS) para diseñar y operar una instalación de fabricación de combustible de óxido mixto (MOX) . La preparación del sitio en el sitio del río Savannah (Carolina del Sur) comenzó en octubre de 2005. [13]En 2011, el New York Times informó "... 11 años después de que el gobierno otorgó un contrato de construcción, el costo del proyecto se ha disparado a casi $ 5 mil millones. La vasta estructura de concreto y acero es un casco a medio terminar, y el gobierno ha aún no ha encontrado un solo cliente, a pesar de las ofertas de lucrativos subsidios ". TVA (actualmente el cliente más probable) dijo en abril de 2011 que retrasaría una decisión hasta que pudiera ver cómo se comportó el combustible MOX en el accidente nuclear de Fukushima Daiichi . [14]

Tecnologías de separación [ editar ]

Agua y solventes orgánicos [ editar ]

PUREX [ editar ]

Artículo principal: PUREX

PUREX , el método estándar actual, es un acrónimo de P lutonium y U ranium R ecovery por tracción EX . El proceso PUREX es un método de extracción líquido-líquido que se utiliza para reprocesar el combustible nuclear gastado , para extraer uranio y plutonio , independientemente entre sí, de los productos de fisión . Este es el proceso más desarrollado y ampliamente utilizado en la industria en la actualidad.

Cuando se utiliza con combustible de reactores de potencia comerciales, el plutonio extraído normalmente contiene demasiado Pu-240 para ser considerado plutonio "apto para armas", ideal para su uso en un arma nuclear. No obstante, se pueden construir armas nucleares de alta fiabilidad en todos los niveles de sofisticación técnica utilizando plutonio apto para reactores. [15] Además, los reactores que son capaces de reabastecerse de combustible con frecuencia se pueden utilizar para producir plutonio apto para armas , que luego se puede recuperar utilizando PUREX. Debido a esto, se controlan los productos químicos PUREX. [dieciséis]

Procesamiento de plutonio

Modificaciones de PUREX [ editar ]

UREX [ editar ]

El proceso PUREX se puede modificar para hacer un proceso UREX ( tracción UR anium EX ) que podría usarse para ahorrar espacio dentro de los sitios de eliminación de desechos nucleares de alto nivel , como el depósito de desechos nucleares de Yucca Mountain , al eliminar el uranio que constituye el vasto la mayor parte de la masa y el volumen de combustible usado y reciclarlo como uranio reprocesado .

El proceso UREX es un proceso PUREX que ha sido modificado para evitar la extracción del plutonio. Esto se puede hacer agregando un reductor de plutonio antes del primer paso de extracción de metal. En el proceso UREX, ~ 99,9% del uranio y> 95% del tecnecio se separan entre sí y los demás productos de fisión y actínidos . La clave es la adición de ácido acetohidroxámico (AHA) a las secciones de extracción y lavado del proceso. La adición de AHA disminuye en gran medida la capacidad de extracción de plutonio y neptunio , proporcionando una resistencia a la proliferación algo mayor que con la etapa de extracción de plutonio del proceso PUREX. [ cita requerida ]

TRUEX [ editar ]

Añadiendo un segundo agente de extracción, octil (fenil) -N, N-dibutil carbamoilmetil óxido de fosfina (CMPO) en combinación con tributilfosfato, (TBP), el proceso PUREX se puede convertir en el proceso TRUEX ( TR ans U ranic EX traction). TRUEX fue inventado en los EE. UU. Por el Laboratorio Nacional Argonne y está diseñado para eliminar los metales transuránicos (Am / Cm) de los desechos. La idea es que al reducir la actividad alfa de los residuos, la mayoría de los residuos se puedan eliminar con mayor facilidad. Al igual que PUREX, este proceso funciona mediante un mecanismo de solvatación .

DIAMEX [ editar ]

Como alternativa a TRUEX, se ha ideado un proceso de extracción con malondiamida. El proceso DIAMEX ( DIAM ide EX traction) tiene la ventaja de evitar la formación de residuos orgánicos que contienen elementos distintos al carbono , hidrógeno , nitrógeno y oxígeno . Un residuo orgánico de este tipo puede quemarse sin la formación de gases ácidos que podrían contribuir a la lluvia ácida (aunque los gases ácidos podrían recuperarse mediante un depurador). El proceso DIAMEX está siendo trabajado en Europa por la CEA francesa . El proceso está lo suficientemente maduro como para que se pueda construir una planta industrial con el conocimiento existente del proceso.[17] Al igual que PUREX, este proceso opera mediante un mecanismo de solvatación.

SANEX [ editar ]

S electiva A cti N ide EX traction. Como parte del tratamiento de los actínidos menores, se ha propuesto que los lantánidos y los actínidos menores trivalentes se eliminen del refinado PUREX mediante un proceso como DIAMEX o TRUEX. Para permitir que los actínidos, como el americio, se reutilicen en fuentes industriales o se utilicen como combustible, deben eliminarse los lantánidos. Los lantánidos tienen grandes secciones transversales de neutrones y, por lo tanto, envenenarían una reacción nuclear impulsada por neutrones. Hasta la fecha no se ha definido el sistema de extracción para el proceso SANEX, pero actualmente varios grupos de investigación diferentes están trabajando en un proceso. Por ejemplo, la CEA francesaestá trabajando en un proceso basado en bis-triazinil piridina (BTP). [18] [19] [20] Otros trabajadores están trabajando en otros sistemas, como los ácidos ditiofosfínicos.

UNEX [ editar ]

El proceso de tracción UN iversal EX se desarrolló en Rusia y la República Checa ; está diseñado para eliminar por completo los radioisótopos más problemáticos (Sr, Cs y actínidos menores ) del refinado que queda después de la extracción de uranio y plutonio del combustible nuclear usado . [21] [22] La química se basa en la interacción de cesio y estroncio con polietilenglicol [23] [24] y un anión de cobalto carborano (conocido como dicarboluro de cobalto clorado). Los actínidos se extraen mediante CMPO y el diluyente es un aromático polar como el nitrobenceno . Otros dilents como meta -nitrobenzotri fluoruro y fenilo trifluorometil sulfona [25] han sugerido también.

Métodos electroquímicos y de intercambio iónico [ editar ]

Se ha informado de un método exótico que utiliza la electroquímica y el intercambio iónico en carbonato de amonio . [26] También se ha informado de otros métodos para la extracción de uranio mediante intercambio iónico en carbonato alcalino y óxido de plomo "ahumado". [27]

Métodos obsoletos [ editar ]

Fosfato de bismuto [ editar ]

El proceso de fosfato de bismuto es un proceso obsoleto que agrega material innecesario significativo a los desechos radiactivos finales. El proceso de fosfato de bismuto ha sido reemplazado por procesos de extracción por solventes. El proceso de fosfato de bismuto fue diseñado para extraer plutonio de barras de combustible nuclear revestidas de aluminio , que contienen uranio. El combustible se deshizo hirviéndolo en sosa cáustica . Después de declarar, el uranio metálico se disolvió en ácido nítrico .

El plutonio en este punto está en el estado de oxidación +4. A continuación, se precipitó de la solución mediante la adición de nitrato de bismuto y ácido fosfórico para formar el fosfato de bismuto. El plutonio se coprecipitó con esto. El líquido sobrenadante (que contiene muchos de los productos de fisión ) se separó del sólido. A continuación, el precipitado se disolvió en ácido nítrico antes de la adición de un oxidante (tal como permanganato de potasio ) para producir PuO 2 2+ . El plutonio se mantuvo en el estado de oxidación +6 mediante la adición de una sal de dicromato .

A continuación, se volvió a precipitar el fosfato de bismuto, dejando el plutonio en solución, y se añadió una sal de hierro (II) (tal como sulfato ferroso ). El plutonio se volvió a precipitar usando un portador de fosfato de bismuto y se añadió una combinación de sales de lantano y fluoruro , formando un portador de fluoruro de lantano sólido para el plutonio. La adición de un álcali produjo un óxido. El óxido de plutonio de lantano combinado se recogió y se extrajo con ácido nítrico para formar nitrato de plutonio. [28]

Hexone o redox [ editar ]

Este es un proceso de extracción líquido-líquido que utiliza metil isobutil cetona como extractante. La extracción se realiza mediante un mecanismo de solvatación . Este proceso tiene la desventaja de requerir el uso de un reactivo de salinización ( nitrato de aluminio ) para aumentar la concentración de nitrato en la fase acuosa y obtener una relación de distribución razonable (valor D). Además, la hexona se degrada por el ácido nítrico concentrado. Este proceso ha sido reemplazado por el proceso PUREX. [29] [30]

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

Butex, β, β'-dibutioxidietil éter [ editar ]

Un proceso basado en un proceso de extracción por solvatación que utiliza el extractante trieter mencionado anteriormente. Este proceso tiene la desventaja de requerir el uso de un reactivo de salinización ( nitrato de aluminio ) para aumentar la concentración de nitrato en la fase acuosa y obtener una relación de distribución razonable. Este proceso se utilizó en Windscale hace muchos años. Este proceso ha sido reemplazado por PUREX, que demostró ser una tecnología superior para el reprocesamiento a mayor escala. [31]

Piroprocesamiento [ editar ]

El método alternativo de reprocesamiento más desarrollado, aunque no comercializado, es el piroprocesamiento , [32] sugerido como parte del reactor rápido integral (IFR) de combustible metálico representado, un concepto de reactor rápido de sodio de la década de 1990. Una vez que el combustible gastado se disuelve en sal fundida, todos los actínidos reciclables , que consisten principalmente en plutonio y uranio, aunque con importantes constituyentes minoritarios, se extraen mediante electrorrefinación / electrodeposición . La mezcla resultante mantiene el plutonio en todo momento en una forma de actínidos emisores de gamma y alfa no separados , que también es levemente autoprotector en escenarios de robo. [33]

El piroprocesamiento es un término genérico para los métodos de alta temperatura. Los disolventes son sales fundidas (por ejemplo, LiCl + KCl o LiF + CaF 2 ) y metales fundidos (por ejemplo, cadmio, bismuto, magnesio) en lugar de agua y compuestos orgánicos. El electrorrefinado , la destilación y la extracción con solvente-solvente son pasos comunes.

Estos procesos no se utilizan actualmente de forma significativa en todo el mundo, pero han sido pioneros en el Laboratorio Nacional de Argonne [34] [35] y la investigación actual también se está llevando a cabo en CRIEPI en Japón, el Instituto de Investigación Nuclear de Republicež en la República Checa , el Centro Indira Gandhi de Atomic Research en India y KAERI en Corea del Sur . [36] [37] [38] [39]

Ventajas

  • Los principios detrás de ellos se comprenden bien y no existen barreras técnicas significativas para su adopción. [40]
  • Se aplica fácilmente al combustible gastado de alto quemado y requiere poco tiempo de enfriamiento, ya que las temperaturas de funcionamiento ya son altas.
  • No utiliza disolventes que contengan hidrógeno y carbono, que son moderadores de neutrones que crean riesgo de accidentes de criticidad y pueden absorber el producto de fisión tritio y el producto de activación carbono-14 en soluciones diluidas que no se pueden separar posteriormente.
    • Alternativamente, la voloxidación [41] puede eliminar el 99% del tritio del combustible usado y recuperarlo en forma de una solución fuerte adecuada para su uso como suministro de tritio.
  • Más compactos que los métodos acuosos, lo que permite el reprocesamiento in situ en el sitio del reactor, lo que evita el transporte de combustible gastado y sus problemas de seguridad, y en cambio almacena un volumen mucho menor de productos de fisión en el sitio como desechos de alta actividad hasta el desmantelamiento . Por ejemplo, los ciclos de combustible del reactor rápido integral y del reactor de sales fundidas se basan en el piroprocesamiento in situ.
  • Puede separar muchos o incluso todos los actínidos a la vez y producir combustible altamente radiactivo que es más difícil de manipular para el robo o la fabricación de armas nucleares. (Sin embargo, la dificultad ha sido cuestionada. [42] ) En contraste, el proceso PUREX fue diseñado para separar el plutonio solo para armas, y también deja atrás los actínidos menores ( americio y curio ), produciendo desechos con radiactividad de vida más larga.
  • La mayor parte de la radiactividad en aproximadamente 10 2 a 10 5 años después del uso del combustible nuclear es producida por los actínidos, ya que no hay productos de fisión con vidas medias en este rango. Estos actínidos pueden alimentar reactores rápidos , por lo que extraerlos y reutilizarlos (fisión) aumenta la producción de energía por kg de combustible, además de reducir la radiactividad a largo plazo de los desechos.

Desventajas

  • El reprocesamiento en su conjunto no está actualmente (2005) a favor, y los lugares que sí reprocesan ya tienen plantas PUREX construidas. En consecuencia, hay poca demanda de nuevos sistemas pirometalúrgicos, aunque podría haberla si los programas de reactores de IV Generación se hacen realidad.
  • La sal usada del piroprocesamiento es menos adecuada para la conversión en vidrio que los materiales de desecho producidos por el proceso PUREX.
  • Si el objetivo es reducir la longevidad del combustible nuclear gastado en los reactores quemadores, es necesario lograr mejores tasas de recuperación de los actínidos menores.

Electrólisis [ editar ]

Los métodos de electrólisis se basan en la diferencia en los potenciales estándar de uranio, plutonio y actínidos menores en una sal fundida. El potencial estándar del uranio es el más bajo, por lo tanto, cuando se aplica un potencial, el uranio se reducirá en el cátodo de la solución de sal fundida antes que los otros elementos. [43]

Celda experimental de refinamiento eléctrico en el Laboratorio Nacional de Argonne
PYRO-A y -B para IFR [ editar ]

Estos procesos fueron desarrollados por el Laboratorio Nacional Argonne y utilizados en el proyecto Reactor Rápido Integral .

PYRO-A es un medio para separar los actínidos (elementos dentro de la familia de los actínidos , generalmente más pesados ​​que el U-235) de los no actínidos. El combustible gastado se coloca en una canasta de ánodo que se sumerge en un electrolito de sal fundida. Se aplica una corriente eléctrica, lo que hace que el uranio metálico (o, a veces, el óxido, según el combustible gastado) se esparza sobre un cátodo de metal sólido, mientras que los otros actínidos (y las tierras raras) pueden absorberse en un cátodo de cadmio líquido . Muchos de los productos de fisión (como cesio , circonio y estroncio ) permanecen en la sal. [44] [45] [46]Como alternativa al electrodo de cadmio fundido, es posible utilizar un cátodo de bismuto fundido o un cátodo de aluminio sólido. [47]

Como alternativa a la electrodeposición, el metal deseado se puede aislar utilizando una aleación fundida de un metal electropositivo y un metal menos reactivo. [48]

Dado que la mayor parte de la radiactividad y el volumen a largo plazo del combustible gastado proviene de los actínidos, la eliminación de los actínidos produce desechos más compactos y no tan peligrosos a largo plazo. La radiactividad de estos desechos descenderá al nivel de varios minerales y menas naturales en unos pocos cientos, en lugar de miles de años. [49]

Los actínidos mixtos producidos por procesamiento pirometálico se pueden usar nuevamente como combustible nuclear, ya que prácticamente todos son fisionables o fértiles , aunque muchos de estos materiales requerirían un reactor reproductor rápido para quemarse de manera eficiente. En un espectro de neutrones térmicos , las concentraciones de varios actínidos pesados ​​( curio-242 y plutonio-240 ) pueden volverse bastante altas, creando un combustible que es sustancialmente diferente del uranio habitual o los óxidos mixtos de uranio-plutonio (MOX) que la mayoría de los reactores actuales eran. diseñado para usar.

Otro proceso piroquímico, el proceso PYRO-B , ha sido desarrollado para el procesamiento y reciclaje de combustible de un reactor transmutador (un reactor reproductor rápido diseñado para convertir desechos nucleares transuránicos en productos de fisión). Un combustible transmutador típico está libre de uranio y contiene transuránicos recuperados en una matriz inerte como el circonio metálico . En el procesamiento PYRO-B de dicho combustible, un electrorrefinadoEl paso se utiliza para separar los elementos transuránicos residuales de los productos de fisión y reciclar los transuránicos al reactor para la fisión. El tecnecio y el yodo recién generados se extraen para incorporarlos a los objetivos de transmutación y los demás productos de fisión se desechan.

Voloxidación [ editar ]

La voloxidación (para la oxidación volumétrica ) implica calentar el combustible de óxido con oxígeno, a veces con oxidación y reducción alternas, u oxidación alternante por ozono a trióxido de uranio con descomposición por calentamiento de nuevo a octóxido de triuranio . [41] Un propósito principal es capturar el tritio como vapor de agua tritiado antes de su procesamiento posterior, donde sería difícil retener el tritio. Otros elementos volátiles salen del combustible y deben recuperarse, especialmente yodo , tecnecio y carbono-14.. La voloxidación también descompone el combustible o aumenta su superficie para mejorar la penetración de los reactivos en los siguientes pasos de reprocesamiento.

Volatilización aislada [ editar ]

El simple hecho de calentar el combustible de óxido gastado en una atmósfera inerte o al vacío a una temperatura entre 700 ° C y 1000 ° C como primer paso de reprocesamiento puede eliminar varios elementos volátiles, incluido el cesio, cuyo isótopo cesio-137 emite aproximadamente la mitad del calor producido por el gas. combustible durante los siguientes 100 años de enfriamiento (sin embargo, la mayor parte de la otra mitad es de estroncio-90 , que tiene una vida media similar). El balance de masa global estimado para 20.000 g de combustible procesado con 2.000 g de vaina es: [50]

AporteResiduo
Filtro de zeolita
Filtro de carbón
Filtros de partículas
Paladio281414
Telurio1055
Molibdeno7070
Cesio4646
Rubidio88
Plata22
Yodo44
Revestimiento20002000
Uranio1921819218?
Otros614614?
Total220002185114540

Volatilidad del fluoruro [ editar ]

Artículo principal: volatilidad del fluoruro
Los elementos azules tienen fluoruros volátiles o ya son volátiles; los elementos verdes no tienen cloruros volátiles; los elementos rojos no tienen ninguno, pero los elementos mismos o sus óxidos son volátiles a temperaturas muy altas. Rendimientos a 10 0,1,2,3 años después de la fisión , sin considerar la captura de neutrones posterior , fracción de 100% no 200%. Desintegración 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 visible.

En el proceso de volatilidad del fluoruro, el flúor reacciona con el combustible. El flúor es mucho más reactivo que incluso el oxígeno, por lo que pequeñas partículas de combustible de óxido molido se incendian cuando se dejan caer en una cámara llena de flúor. Esto se conoce como fluoración de llama; el calor producido ayuda a que prosiga la reacción. La mayor parte del uranio , que constituye la mayor parte del combustible, se convierte en hexafluoruro de uranio , la forma de uranio utilizada en el enriquecimiento del uranio , que tiene un punto de ebullición muy bajo. Tecnecio , el principal producto de fisión de larga duración, también se convierte eficazmente en su hexafluoruro volátil. Algunos otros elementos también forman hexafluoruros, pentafluoruros o heptafluoruros igualmente volátiles. Los fluoruros volátiles pueden separarse del exceso de flúor por condensación y luego separarse entre sí mediante destilación fraccionada o reducción selectiva . El hexafluoruro de uranio y el hexafluoruro de tecnecio tienen puntos de ebullición y presiones de vapor muy similares, lo que dificulta la separación completa.

Muchos de los productos de fisión volatilizados son los mismos que se volatilizan en volatilización no fluorada a alta temperatura, como el yodo , el telurio y el molibdeno ; Las diferencias notables son que el tecnecio está volatilizado, pero el cesio no.

Algunos elementos transuránicos como el plutonio , neptunio y americio pueden formar fluoruros volátiles, pero estos compuestos no son estables cuando se reduce la presión parcial del flúor. [51] La mayor parte del plutonio y parte del uranio permanecerán inicialmente en cenizas que caen al fondo del fluorador de llama. La relación plutonio-uranio en la ceniza puede incluso aproximarse a la composición necesaria para el combustible del reactor de neutrones rápidos . Una mayor fluoración de la ceniza puede eliminar todo el uranio, neptunio y plutonio como fluoruros volátiles; sin embargo, es posible que algunos otros actínidos menores no formen fluoruros volátiles y, en cambio, permanezcan con los productos de fisión alcalinos. Algunoslos metales nobles pueden no formar fluoruros en absoluto, pero permanecer en forma metálica; sin embargo, el hexafluoruro de rutenio es relativamente estable y volátil.

La destilación del residuo a temperaturas más altas puede separar los fluoruros de metales de transición de bajo punto de ebullición y los fluoruros de metales alcalinos (Cs, Rb) de los lantánidos de alto punto de ebullición y los metales alcalinotérreos (Sr, Ba) y los fluoruros de itrio . Las temperaturas involucradas son mucho más altas, pero se pueden reducir un poco destilando al vacío. Si se utiliza como disolvente una sal portadora como el fluoruro de litio o el fluoruro de sodio , la destilación a alta temperatura es una forma de separar la sal portadora para su reutilización.

Los diseños de reactores de sales fundidas llevan a cabo el reprocesamiento de la volatilidad del fluoruro de forma continua o a intervalos frecuentes. El objetivo es devolver los actínidos a la mezcla de combustible fundido para una eventual fisión, mientras se eliminan los productos de fisión que son venenos de neutrones o que pueden almacenarse de manera más segura fuera del núcleo del reactor mientras se espera una eventual transferencia para almacenamiento permanente.

Volatilidad y solubilidad del cloruro [ editar ]

Muchos de los elementos que forman fluoruros volátiles de alta valencia también formarán cloruros volátiles de alta valencia. La cloración y destilación es otro posible método de separación. La secuencia de separación puede diferir útilmente de la secuencia de los fluoruros; por ejemplo, el tetracloruro de circonio y el tetracloruro de estaño tienen puntos de ebullición relativamente bajos de 331 ° C y 114,1 ° C. Incluso se ha propuesto la cloración como método para eliminar el revestimiento de combustible de circonio, [41] en lugar del despojamiento mecánico.

Es probable que los cloruros sean más fáciles de convertir en otros compuestos, como los óxidos, que los fluoruros.

Los cloruros que quedan después de la volatilización también pueden separarse por solubilidad en agua. Los cloruros de elementos alcalinos como americio , curio , lantánidos , estroncio , cesio son más solubles que los de uranio , neptunio , plutonio y circonio .

Separaciones radioanalíticas [ editar ]

Para determinar la distribución de metales radiactivos con fines analíticos, se pueden utilizar resinas impregnadas con disolvente (SIR) . Los SIR son partículas porosas, que contienen un extractante dentro de sus poros. Este enfoque evita la etapa de separación líquido-líquido requerida en la extracción líquido-líquido convencional . Para la preparación de SIR para separaciones radioanalíticas, se puede utilizar Amberlite XAD-4 o XAD-7 orgánico. Los extractantes posibles son, por ejemplo, cloruro de trihexiltetradecilfosfonio (CYPHOS IL-101) o N, NO-dialquil-N, NO-difenilpiridin-2,6-dicarboxiamidas (R-PDA; R = butilo, octilo, decilo, dodecilo). [52]

Economía [ editar ]

La economía relativa del reprocesamiento-eliminación de desechos y almacenamiento provisional-eliminación directa fue el centro de muchos debates durante la primera década de la década de 2000 . Los estudios [53] han modelado los costos totales del ciclo del combustible de un sistema de reprocesamiento y reciclaje basado en el reciclaje único de plutonio en los reactores térmicos existentes (en contraposición al ciclo del reactor reproductor propuesto ) y lo comparan con los costos totales de un combustible abierto. ciclo con eliminación directa. La gama de resultados producidos por estos estudios es muy amplia, pero todos coinciden en que, en las condiciones económicas actuales (2005), la opción de reprocesamiento-reciclado es la más costosa. [54]

Si el reprocesamiento se lleva a cabo únicamente para reducir el nivel de radiactividad del combustible gastado, debe tenerse en cuenta que el combustible nuclear gastado se vuelve menos radiactivo con el tiempo. Después de 40 años, su radiactividad cae en un 99,9%, [55] aunque todavía se necesitan más de mil años para que el nivel de radiactividad se acerque al del uranio natural. [56] Sin embargo, el nivel de elementos transuránicos , incluido el plutonio-239 , permanece alto durante más de 100.000 años, por lo que si no se reutilizan como combustible nuclear, esos elementos deben eliminarse de forma segura debido a razones de proliferación nuclear y al riesgo de radiación.

El 25 de octubre de 2011, una comisión de la Comisión de Energía Atómica japonesa reveló durante una reunión cálculos sobre los costos de reciclar el combustible nuclear para la generación de energía. Estos costos podrían duplicar los costos de la eliminación geológica directa del combustible gastado: el costo de extraer plutonio y manipular el combustible gastado se estimó en 1,98 a 2,14 yenes por kilovatio-hora de electricidad generada. Desechar el combustible gastado como residuo costaría solo de 1 a 1,35 yenes por kilovatio-hora. [57] [58]

En julio de 2004, los periódicos japoneses informaron que el gobierno japonés había estimado los costos de la eliminación de desechos radiactivos, contradiciendo las afirmaciones de cuatro meses antes de que no se habían hecho tales estimaciones. Se calculó que el costo de las opciones sin reprocesamiento era de entre un cuarto y un tercio ($ 5,5-7,9 mil millones) del costo del reprocesamiento ($ 24,7 mil millones). A fines del año 2011 quedó claro que Masaya Yasui, quien había sido director de la División de Planificación de Políticas de Energía Nuclear en 2004, había dado instrucciones a su subordinado en abril de 2004 para que ocultara los datos. El hecho de que los datos fueran deliberadamente ocultos obligó al ministerio a volver a investigar el caso y a reconsiderar la posibilidad de sancionar a los funcionarios involucrados. [59] [60]

Lista de sitios [ editar ]

PaísSitio de reprocesamientoTipo de combustibleProcedimiento
Capacidad de reprocesamiento tHM / año
Período de puesta en servicio u operación
 BélgicaMolLWR , MTR (reactor de prueba de material)80 [61]1966-1974 [61]
 porcelanaplanta piloto intermedia [62]60-1001968-principios de la década de 1970
 porcelanaPlanta 404 [63]502004
 AlemaniaKarlsruhe, WAKLWR [64]35 [61]1971–1990 [61]
 FranciaMarcoule, UP 1Militar1200 [61]1958 [61] -1997 [65]
 FranciaMarcoule, CEA APMFBRPUREX DIAMEX SANEX [66]6 [64]1988-presente [64]
 FranciaLa Hague, UP 2LWR [64]PUREX [67]900 [61]1967-1974 [61]
 FranciaLa Hague, UP 2–400LWR [64]PUREX [67]400 [61]1976–1990 [61]
 FranciaLa Hague , UP 2–800LWRPUREX [67]800 [61]1990 [61]
 FranciaLa Hague , UP 3LWRPUREX [67]800 [61]1990 [61]
 Reino UnidoWindscaleMagnoxBUTEX1000 [61]1956–1962 [61]
 Reino UnidoSellafield , B205Magnox [64]PUREX1500 [61]1964 [61]
 Reino UnidoDounreayFBR [64]8 [61]1980 [61]
 Reino UnidoTHORPAGR , LWRPUREX900 [61] [68]1994 [61] [68] -2018
 ItaliaRotondellaTorio5 [61]1968 [61] (cierre)
 IndiaTrombayMilitarPUREX [69]60 [61]1965 [61]
 IndiaTarapurPHWRPUREX100 [61]1982 [61]
 IndiaKalpakkamPHWR y FBTRPUREX100 [70]1998 [70]
 IndiaTarapurPHWR100 [71]2011 [71]
 IsraelDimonaMilitar60-100 [72]~ 1960-presente
 JapónTokaimuraLWR [73]210 [61]1977 [61] -2006 [74]
 JapónRokkashoLWR [64]800 [61] [68]2021 [75]
 PakistánNuevos laboratorios , RawalpindiMilitar / Plutonio / Torio80 [76]1982-presente
 PakistánComplejo Nuclear de Khushab , Ciudad Atómica de PakistánHWR / Militar / Tritio22 kg [77]1986-presente
 RusiaPlanta Mayak BMilitar4001948-196? [78]
 RusiaPlanta Mayak BB, RT-1LWR [64]Separación PUREX + Np [79]400 [61] [68]1978 [61]
 RusiaPlanta radioquímica de Tomsk-7Militar6000 [72]1956 [80]
 RusiaZheleznogorsk (Krasnoyarsk-26)Militar3500 [72]1964– ~ 2010 [81]
 RusiaZheleznogorsk , RT-2VVER800 [61]en construcción (2030)
 Estados Unidos , WASitio de HanfordMilitarfosfato de bismuto, REDOX, PUREX1944–1988 [82]
 Estados Unidos , SCSitio del río SavannahMilitar / LWR / HWR / TritioSeparación PUREX, REDOX, THOREX, Np5000 [83]1952-2002
 Estados Unidos , NYWest ValleyLWR [64]PUREX300 [61]1966-1972 [61]
 EE . UU. , NCBarnwellLWRPUREX1500nunca se le permitió operar [84]
 EE . UU. , IDINLLWRPUREX-

Ver también [ editar ]

  • Ciclo del combustible nuclear
  • Reactor reproductor
  • Híbrido de fusión-fisión nuclear
  • Barril de envío de combustible nuclear gastado
  • Pequeño reactor de residuos nucleares de Taylor Wilson
  • Se anunció la Asociación Mundial para la Energía Nuclear en febrero de 2006

Referencias [ editar ]

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Lectura adicional [ editar ]

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Enlaces externos [ editar ]

  • Procesamiento de combustible nuclear usado , Asociación Nuclear Mundial
  • Proceso PUREX, Sociedad Nuclear Europea
  • Combustible de óxido mixto (MOX) - Asociación Nuclear Mundial
  • Opciones de eliminación del plutonio excedente utilizable en armas - Informe del Servicio de Investigación del Congreso para el Congreso
  • Breve historia del reprocesamiento de combustible
  • Bibliografía comentada para el reprocesamiento de combustible nuclear gastado de la Biblioteca digital para cuestiones nucleares de Alsos