El uranio reprocesado ( RepU ) es el uranio recuperado del reprocesamiento nuclear , como se hace comercialmente en Francia, el Reino Unido y Japón y por los programas militares de producción de plutonio de los estados con armas nucleares . En realidad, este uranio constituye la mayor parte del material separado durante el reprocesamiento. El combustible nuclear gastado comercial de LWR contiene en promedio (excluyendo el revestimiento ) solo un cuatro por ciento de plutonio , actínidos menores y productos de fisión en peso. La reutilización de uranio reprocesado no ha sido común debido a los bajos precios en el mercado del uranio.de las últimas décadas, y porque contiene isótopos indeseables de uranio .
Isótopo | Proporción | Caracteristicas |
---|---|---|
uranio-238 | 98,5% | Material fértil |
uranio-237 | 0% | Alrededor del 0,001% al alta, pero la vida media es de solo 1 semana. Produce neptunio-237 soluble y de larga duración que es difícil de contener en un depósito geológico . |
uranio-236 | 0,4% -0,6% | Ni fisible ni fértil. Afecta la reactividad. |
uranio-235 | 0,5% -1,0% | Material fisionable |
uranio-234 | > 0,02% | Material fértil, pero puede afectar la reactividad de manera diferente [2] |
uranio-233 | rastro | Material fisionable |
uranio-232 | rastro | Material fértil, producto de descomposición, el talio-208 emite una fuerte radiación gamma que dificulta su manipulación. |
Dados los precios del uranio suficientemente altos, es factible que el uranio reprocesado se vuelva a enriquecer y reutilizar. Se requiere un nivel de enriquecimiento más alto para compensar el 236 U que es más ligero que 238 U y por lo tanto se concentra en el producto enriquecido. [3] Además, si los reactores reproductores rápidos alguna vez entran en uso comercial, el uranio reprocesado, como el uranio empobrecido , se podrá utilizar en sus mantas de reproducción.
Se han realizado algunos estudios sobre el uso de uranio reprocesado en reactores CANDU . CANDU está diseñado para utilizar uranio natural como combustible; el contenido de 235 U que queda en el combustible de PWR / BWR gastado suele ser mayor que el que se encuentra en el uranio natural, que es aproximadamente 0,72% de 235 U, lo que permite omitir el paso de reenriquecimiento. Las pruebas del ciclo de combustible también han incluido el ciclo de combustible DUPIC (uso directo de combustible PWR gastado en CANDU), donde el combustible usado de un reactor de agua presurizada (PWR) se empaqueta en un paquete de combustible CANDU con solo reprocesamiento físico (cortado en pedazos) pero no reprocesamiento químico. [4]
El uso directo de uranio recuperado para alimentar un reactor CANDU se demostró por primera vez en la planta de energía nuclear de Qinshan en China. [5] El primer uso de uranio enriquecido en un LWR comercial fue en 1994 en la central nuclear de Cruas en Francia. [6] [7]
Referencias
- ^ "Procesamiento de combustible nuclear usado" . Asociación Nuclear Mundial. 2013 . Consultado el 16 de febrero de 2014 .
- ^ "Uranio procedente del reprocesamiento" . Archivado desde el original el 19 de octubre de 2007.
- ^ "Base de costo del ciclo de combustible avanzado" (PDF) . Laboratorio Nacional de Idaho. Archivado desde el original (PDF) el 24 de enero de 2009.
- ^ "La evolución de los ciclos del combustible CANDU y su potencial contribución a la paz mundial" . DUPIC .
- ^ Uso de combustible CANDU de combustible de reactor de agua ligera gastado en la planta de energía nuclear de Qinshan
- ^ Framatome para suministrar a EDF combustible de uranio reprocesado
- ^ EDF planea reiniciar el uso de uranio reprocesado en algunos de sus reactores
Otras lecturas
Base de costo del ciclo del combustible avanzado - Laboratorio Nacional de Idaho
- Módulo K2 Conversión y eliminación de uranio reprocesado con agua
- Módulo K3 Conversión y disposición de uranio reprocesado pirometalúrgicamente / pirometalúrgicamente