Reprocessament nuclear

De la Viquipèdia, l'enciclopèdia lliure

El reprocessament nuclear és una tecnologia que es va desenvolupar per separar i recuperar químicament el plutoni fissionable del combustible nuclear irradiat.[1] També separa qualsevol altre element utilitzable de productes de fissió i altres materials existents en el combustible nuclear gastat als reactors nuclears. Normalment, l'objectiu és afegir aquests elements en un nou combustible de mescla òxids (MOX), encara que alguns reprocessament es fan servir per a obtenir plutoni per a armes nuclears (aquest era el propòsit en un primer moment). És el procés que tanca el cercle en el cicle del combustible nuclear.

L'urani reprocessat, que constitueix el gruix del combustible que es gasta, en principi es pot reutilitzar com a combustible, però això només és econòmicament possible quan els preus de l'urani són alts.

El reprocessament nuclear redueix el volum del residus radioactius però no en redueix la radioactivitat o la generació de calor i,per tant, no elimina la necessitat de l'emmagatzematge geològic. El reprocessament ha estat políticament controvertit, ja que contribueix a la proliferació nuclear, la vulnerabilitat al terrorisme nuclear, els reptes polítics d'escollir el lloc on fer-ho i pel seu alt cost comparat amb el cicle únic de combustible.[2]

Components separats i disposició[modifica]

Els components potencialment útils comprenen actínids (plutoni, urani, i altres actínids menors). Els elements més lleugers comprenen els productes de fissió, productes d'activació i cladding.

material disposició
plutoni, actínid menors, urani reprocessat fissió en fast, fusió, o reactor subcrític
urani reprocessat, cladding (capa externa del combustible), filtres emmagatzematge menys rigorós com residu de nivell intermedi
Productes de fissió de llarga vida i productes d'activació transmutació nuclear o dipòsit geològic
Productes de vida mitjana 137Cs i 90Sr emmagatzematge a mitjà termini com residus d'alt nivell
Radonúclids útils i metalls nobles amb ús industrial i en medicina

Tecnologies de separació[modifica]

Solvents[modifica]

PUREX[modifica]

Article principal: PUREX

PUREX,és el mètode estàndard i el nom respon a un acrònim per Plutonium i Uranium Recovery per EXtraction. Ésw un procés d'extracció líquid-líquid i extrau urani i plutoni. Es poden utilitar per produir armes nuclears.

Són modificacions del PUREX el mètodes UREX, TRUEX i DIAMEX, SANEX i UNEX

Mètodes electroquímics[modifica]

S'ha informat d'un mètode electroquímic que usa també el bescanvi iònic.[3]

Electròlisi[modifica]

PYRO-A i -B per IFR[modifica]

Aquests processos es van desenvolupar en Argonne National Laboratory i es fan servir en el projecte Integral Fast Reactor.

PYRO-A iés un sistema de separar actínids dels no actínids. El combustible gastat es posa en l'ànode que està submergit en un electròlit (sal) i s'aplica un corrent elèctric que fa dipositar urani. Molts dels productes de la fissió (com el cesi, zirconi i estronci) romanen en lasal.[4][5]

Voloxidació[modifica]

Voloxidació (d'oxidació volumètrica) implica escalfar el combustible amb oxigen que el converteix en octòxid de triurani .[6] La intenció principal és capturar el triti

Volatilització en isolament[modifica]

Es fa escalfant el combustible gastat en una atmosfera inert o al buit a temperatures entre 700 °C i 1000 °C com a primer pas del reprocessament[7]

Input Residus Zeolita
filtre		 Carboni
filter		 Partícula
filtres
Pal·ladi (element) Pal·ladi 28 14 14
Tel·luri 10 5 5
Molibdè 70 70
Cesi 46 46
Rubidi 8 8
Plata 2 2
Iode 4 4
Cladding 2000 2000
Urani 19218 19218 ?
Altres 614 614 ?
Total 22000 21851 145 4 0

El triti no es menciona en aquest escrit.

Volatilitat dels fluorurs[modifica]

Els elements en blau tenen fluorurs volàtils; els elements en verd no tenen clorurs volàtils; els elements en vermell tampoc.

En el procés de volatilitat dels fluorurs, el fluor reacciona amb el combustible. La majoria de l'urani del combustible es converteix en hexafluorur d'urani que és la forma que es fa servir en l'enriquiment de l'urani.

Solubilitat i volatilitat del clorur[modifica]

Molts delselements que formen fluorurs amb altes valències poden també formar clorurs d'altes valències. La clorinació i destil·lació és un altre mètode possible de separació.[6] instead of mechanical decladding.

Economia[modifica]

L'aspecte econòmic del reprocessament i de l'emmagatzematge ha estat objecte de molts debats[8] Com a conclusió l'any 2005 es considerava quel'opció de reprocessar i reciclar és la més costosa econòmicament.

Llista d'estats on hi ha re-processament[modifica]

Aquest article o secció necessita millorar una traducció deficient.
Podeu col·laborar-hi si coneixeu prou la llengua d'origen. També podeu iniciar un fil de discussió per consultar com es pot millorar. Elimineu aquest avís si creieu que està solucionat raonablement.
Estat Lloc del re-processament Tipus de combustible Procediment Capacitat de re-processament en tU/any Període operatiu
Bèlgica Mol LWR, MTR (Material test reactor) 80[9] 1966-1974[9]
Xina intermediate pilot plant[10] 60-100 1968-early 1970s
 China Plant 404[11] 50 2004
Alemanya Karlsruhe, WAK LWR[12] 35[9] 1971-1990[9]
França Marcoule, UP 1 Military 1.200[9] 1958[9]-1997[13]
 France Marcoule, CEA APM Fast Breeder Reactor PUREX DIAMEX SANEX[14] 6[12] des del 1988 [12]
 France La Hague, UP 2 LWR[12] PUREX[15] 900[9] 1967-1974[9]
 France La Hague, UP 2-400 LWR[12] PUREX[15] 400[9] 1976-1990[9]
 France COGEMA La Hague site, UP 2-800 LWR PUREX[15] 800[9] 1990[9]
 France COGEMA La Hague site, UP 3 LWR PUREX[15] 800[9] 1990[9]
Regne Unit Windscale Magnox 1,000[9] 1956-1962[9]
 UK Sellafield, B205 Magnox[12] PUREX 1,500[9] 1964[9]
 UK Dounreay FBR[12] 8[9] 1980[9]
 UK THORP LWR PUREX 1,200[9] 1990[9]
Itàlia Rotondella Thorium 5[9] 1968[9] (shutdown)
Índia Trombay Military PUREX[16] 60[9] 1965[9]
 India Tarapur PHWR 100[9] 1982[9]
 India Kalpakkam PHWR and FBTR 100[17] 1998[17]
 India Tarapur PHWR 100[18] 2011[18]
Japó Tokaimura LWR[19] 210[9] 1977[9]
 Japan Rokkasho Reprocessing Plant LWR[12] 800[9] 2005[9]
Pakistan New Labs, Districte de Rawalpindi military/plutoni/tori 80[20] des del 1982
 Pakistan Khushab Nuclear Complex, Atomic City of Pakistan heavy water reactor/military/triti 22 kg[21] des del 1986
Rússia Mayak Plant B Military 400 1948-196?[22]
 Russia Mayak Plant BB, RT-1 LWR[12] PUREX + Np separation[23] 400[9] 1978[9]
 Russia Zheleznogorsk (Krasnoyarsk-26), RT-2 VVER 1,500[9] under construction
Estats Units, WA Hanford Site Military bismuth phospate, REDOX, PUREX des del 1944 [24]
 USA, SC Savannah River Site Military/LWR/HWR/Tritium PUREX, REDOX, THOREX, Np separation 5000[25] 1952-2002
 USA, NY West Valley LWR[12] PUREX 300[9] 1966-1972[9]

Vegeu també[modifica]

Referències[modifica]

  1. ↑ Andrews, A. (March 27, 2008). Nuclear Fuel Reprocessing: U.S. Policy. CRS Report For Congress. Retrieved March 25, 2011
  2. ↑ Harold Feiveson et al. «Managing nuclear spent fuel: Policy lessons from a 10-country study». Bulletin of the Atomic Scientists, 2011. Arxivat de l'original el 2012-04-26. [Consulta: 29 gener 2012].
  3. ↑ Asanuma, Noriko; Harada, Masayuki; Nogami, Masanobu; Suzuki, Kazunori; Kikuchi, Toshiaki; Tomiyasu, Hiroshi; Ikeda, Yasuhisa; 1 «Andodic dissociation of UO₂ pellet containing simulated fission products in ammonium carbonate solution». Journal of Nuclear Science and Technology, 43, 3, 2006, pàg. 255–262. DOI: 10.3327/jnst.43.255.[Enllaç no actiu]
  4. ↑ Masatoshi Iizuka. «Development of plutonium recovery process by molten salt electrorefining with liquid cadmium cathode» (PDF). Proceedings of the 6th information exchange meeting on actinide and fission product partitioning and transmutation (Madrid, Spain), 12-12-2001. Arxivat de l'original el 2009-09-05. [Consulta: 22 juny 2009].
  5. ↑ R. Tulackova (Zvejskova), K. Chuchvalcova Bimova, P. Soucek, F. Lisy Study of Electrochemical Processes for Separation of the Actinides and Lanthanides in Molten Fluoride Media Arxivat 2009-09-05 a Wayback Machine. (PPT file). Nuclear Research Institute Rez plc, Czech Republic
  6. ↑ 6,0 6,1 Guillermo D. Del Cul, et al. «Advanced Head-End Processing of Spent Fuel: A Progress Report» (PDF). 2005 ANS annual meeting. Laboratori Nacional d'Oak Ridge, U.S. DOE. Arxivat de l'original el 2006-03-07. [Consulta: 3 maig 2008].
  7. ↑ Wolverton, Daren et al. «Removal of caesium from spent nuclear fuel destined for the electrorefiner fuel treatment process» (PDF). University of Idaho (dissertation?), 11-05-2005. Arxivat de l'original el 2007-11-29. [Consulta: 29 gener 2012].
  8. ↑ «Advanced Fuel Cycle Cost Basis». Idaho National Laboratory, United States Department of Energy. [Consulta: 19 desembre 2010].
  9. ↑ 9,00 9,01 9,02 9,03 9,04 9,05 9,06 9,07 9,08 9,09 9,10 9,11 9,12 9,13 9,14 9,15 9,16 9,17 9,18 9,19 9,20 9,21 9,22 9,23 9,24 9,25 9,26 9,27 9,28 9,29 9,30 9,31 9,32 9,33 9,34 9,35 9,36 «Reprocessing plants, world-wide». European Nuclear Society. Arxivat de l'original el 2015-06-22.
  10. ↑ «Estimating China's Production of Plutonium for Weapons». Science and Global Security. DOI: 10.1080/08929880390214133.
  11. ↑ All Things Nuclear • China and Reprocessing: Separating Fact from Fiction. Allthingsnuclear.org (2011-01-11)
  12. ↑ 12,00 12,01 12,02 12,03 12,04 12,05 12,06 12,07 12,08 12,09 «Civil Reprocessing Facilities» (PDF). Universitat de Princeton. [Consulta: 30 juliol 2008].
  13. ↑ «Marcoule - Valrho». Global Security.
  14. ↑ Dominique Warin «Status of the French Research Program on Partitioning and Transmutation». Journal of Nuclear Science and Technology, 44, 3, 2007, pàg. 410. Arxivat de l'original el 2013-06-02. DOI: 10.3327/jnst.44.410 [Consulta: 29 gener 2012].
  15. ↑ 15,0 15,1 15,2 15,3 «BASSE-NORMANDIE- LOWER NORMANDY, La Hague». France Nucleaire. [Consulta: 31 juliol 2008].
  16. ↑ «CIRUS and DHRUVA Reactors, Trombay». Global Security.
  17. ↑ 17,0 17,1 «Kalpakkam Atomic Reprocessing Plant (KARP)». Global Security.
  18. ↑ 18,0 18,1 PM to dedicate Tarapur nuke reprocessing unit next week. Business-standard.com. Retrieved on 2011-12-10.
  19. ↑ «Tokai Reprocessing Plant (TRP)». Global Security.
  20. ↑ «Rawalpindi / Nilhore». Federation of American Scientists. [Consulta: 8 març 2000].
  21. ↑ «Pakistan's Indigenous Nuclear Reactor Starts Up». Islamabad The Nation, 13-04-1998.
  22. ↑ «Chelyabinsk-65». Global Security. [Consulta: 29 juliol 2008].
  23. ↑ S. Guardini et al. «Modernization and Enhancement of NMAC at the Mayak RT-1 Plant» (PDF). INMM, 16-06-2003. Arxivat de l'original el 2008-09-10. [Consulta: 9 agost 2008].
  24. ↑ «T Plant overview». Department of energy. [Consulta: 9 abril 2011].
  25. ↑ LeVerne Fernandez. «Savannah River Site Canyons—Nimble Behemoths of the Atomic Age (WSRC-MS-2000-00061)».

Bibliografia[modifica]

  • OECD Nuclear Energy Agency, The Economics of the Nuclear Fuel Cycle Arxivat 2009-01-02 a Wayback Machine., Paris, 1994
  • I. Hensing and W Schultz, Economic Comparison of Nuclear Fuel Cycle Options, Energiewirtschaftlichen Instituts, Cologne, 1995.
  • Cogema, Reprocessing-Recycling: the Industrial Stakes, presentation to the Konrad-Adenauer-Stiftung, Bonn, 9 May 1995.
  • OECD Nuclear Energy Agency, Plutonium Fuel: An Assessment, Paris, 1989.
  • National Research Council, "Nuclear Wastes: Technologies for Separation and Transmutation", National Academy Press, Washington D.C. 1996.

Enllaços externs[modifica]

Obtingut de «https://ca.wikipedia.org/w/index.php?title=Reprocessament_nuclear&oldid=33124203»