Ядерная переработка - Nuclear reprocessing

Ядерная переработка химическое отделение продуктов деления и неиспользованного урана от отработанное ядерное топливо.[1] Первоначально переработка использовалась исключительно для извлечения плутония для производства ядерное оружие. С коммерциализацией атомная энергия, переработанный плутоний был переработан обратно в МОКС-ядерное топливо за тепловые реакторы.[2] В переработанный уран, также известный как отработанный топливный материал, в принципе также может быть повторно использован в качестве топлива, но это экономически выгодно только тогда, когда предложение урана невелико, а цены высоки.[нужна цитата ] А реактор-размножитель не ограничивается использованием рециркулированного плутония и урана. Он может задействовать все актиниды закрывая ядерный топливный цикл и потенциально умножая энергию, извлеченную из природный уран примерно в 60 раз.[3][4]

Переработка должна строго контролироваться и тщательно выполняться на современных предприятиях высокоспециализированным персоналом. Пучки твэлов, которые поступают на площадки с АЭС (после охлаждения в течение нескольких лет), полностью растворяются в химических ваннах, что может создать риск загрязнения, если не обращаться с ними должным образом. Таким образом, завод по переработке следует рассматривать как современный химический объект, а не как ядерный.

Относительно высокая стоимость связана с переработкой отработавшего топлива по сравнению с прямоточным топливным циклом, но использование топлива может быть увеличено и напрасно тратить объемы уменьшились.[5] Переработка ядерного топлива регулярно проводится в Европе, России и Японии. В Соединенных Штатах администрация Обамы отказалась от планов президента Буша по переработке в промышленных масштабах и вернулась к программе, ориентированной на научные исследования, связанные с переработкой.[6]

Отдельные компоненты и расположение

Смотрите также: Отработавшее ядерное топливо

Потенциально полезные компоненты, используемые при ядерной переработке, включают определенные актиниды (плутоний, уран и некоторые второстепенные актиниды ). Зажигалка элементы компоненты включают продукты деления, продукты активации, и облицовка.

материалрасположение
плутоний, второстепенные актиниды, переработанный уранделение в быстрый, слияние, или же подкритический реактор
переработанный уран, оболочка, фильтрыменее строгие условия хранения, как среднеактивные отходы
долгоживущее деление и продукты активацииядерная трансмутация или геологическое хранилище
среднеактивные продукты деления 137CS и 90Srсреднесрочное хранение как высокоактивные отходы
полезные радионуклиды и благородные металлыпромышленное и медицинское использование

История

Первые крупномасштабные ядерные реакторы были построены в Вторая Мировая Война. Эти реакторы были разработаны для производства плутония для использования в ядерное оружие. Поэтому единственной необходимой переработкой было извлечение плутоний (без продукт деления загрязнения) от отработанных природный уран топливо. В 1943 г. было предложено несколько методов отделения относительно небольшого количества плутония от урана и продуктов деления. Выбран первый метод, процесс осаждения, называемый фосфат висмута, был разработан и протестирован на Национальная лаборатория Окриджа (ORNL) между 1943 и 1945 годами для производства плутония для оценки и использования в Оружейные программы США. ORNL произвел первые макроскопические количества (граммы) выделенного плутония с помощью этих процессов.

Процесс фосфата висмута впервые был запущен в большом масштабе на заводе Хэнфорд сайт в конце 1944 года. Он был успешным для выделения плутония в чрезвычайной ситуации, существовавшей тогда, но у него был существенный недостаток: невозможность извлечения урана.

Первый успешный процесс экстракции растворителем для извлечения чистого урана и плутония был разработан в ORNL в 1949 году. PUREX Текущий метод добычи - это процесс. Также были построены сепарационные заводы в г. Сайт реки Саванна и меньший завод в Завод по переработке West Valley который закрылся к 1972 году из-за неспособности соответствовать новым нормативным требованиям.[7]

Переработка гражданского топлива давно применяется на заводе. COGEMA La Hague сайт во Франции Селлафилд сайт в Соединенном Королевстве, Маяк Химический комбинат в России, а также на таких объектах, как завод Токай в Японии, завод Тарапур в Индии и кратко Завод по переработке West Valley В Соединенных Штатах.

В октябре 1976 г.[8] озабоченность распространением ядерного оружия (особенно после Индия продемонстрировали возможности ядерного оружия с использованием технологии переработки) под руководством президента Джеральд Форд выпустить Президентская директива приостановить на неопределенный срок коммерческую переработку и рециркуляцию плутония в США. 7 апреля 1977 г. Джимми Картер запретил переработку коммерческого реактора отработанное ядерное топливо. Ключевой проблемой, лежащей в основе этой политики, был риск распространение ядерного оружия путем отвлечения плутония из гражданского топливного цикла и побудить другие страны последовать примеру США.[9][10][11] После этого переработку отработавшего ядерного топлива продолжали только страны, которые уже имели крупные инвестиции в инфраструктуру переработки. Президент Рейган снял запрет в 1981 году, но не предоставил существенных субсидий, которые были бы необходимы для начала коммерческой переработки.[12]

В марте 1999 г. Министерство энергетики США (DOE) изменил свою политику и подписал контракт с консорциум из Duke Energy, КОГЕМА, и Стоун и Вебстер (DCS) для разработки и эксплуатации смешанное оксидное (МОКС) топливо производственное предприятие. Подготовка площадки на участке Саванна Ривер (Южная Каролина) началась в октябре 2005 года.[13] В 2011 году газета New York Times сообщила: «... через 11 лет после того, как правительство заключило контракт на строительство, стоимость проекта выросла почти до 5 миллиардов долларов. Огромная бетонная и стальная конструкция представляет собой полуфабрикат, и правительство имеет пока не удалось найти ни одного покупателя, несмотря на предложения выгодных субсидий ». TVA (в настоящее время наиболее вероятный заказчик) заявила в апреле 2011 года, что отложит принятие решения до тех пор, пока не увидит, как МОКС-топливо работает во время ядерной аварии на Фукусима-дайити.[14]

Технологии разделения

Вода и органические растворители

PUREX

Основная статья: PUREX

PUREX, текущий стандартный метод, является аббревиатурой, обозначающей плутоний и Uраний робнаружение БЫВШИЙтяга. Процесс PUREX - это жидкость-жидкостная экстракция метод, используемый для переработки отработанных ядерное топливо, извлекать уран и плутоний, независимо друг от друга, от деление товары. В настоящее время это наиболее разработанный и широко используемый процесс в промышленности.

При использовании в качестве топлива из коммерческих энергетических реакторов извлеченный плутоний обычно содержит слишком много Pu-240, чтобы считаться плутонием «оружейного качества», идеальным для использования в ядерном оружии. Тем не менее высоконадежное ядерное оружие может быть создано на всех уровнях технической сложности с использованием плутония реакторного качества.[15] Более того, реакторы, способные к частой перегрузке топлива, могут использоваться для производства оружейный плутоний, который впоследствии можно будет восстановить с помощью PUREX. По этой причине химические вещества PUREX находятся под контролем.[16]

Обработка плутония

Модификации PUREX

UREX

Процесс PUREX можно изменить, чтобы UREX (URAnium БЫВШИЙтяги) процесс, который можно использовать для экономии места внутри высокого уровня ядерные отходы свалки, такие как Хранилище ядерных отходов Юкка-Маунтин, удаляя уран, который составляет подавляющую часть массы и объема использованного топлива, и рециркулируя его как переработанный уран.

Процесс UREX - это процесс PUREX, который был модифицирован для предотвращения извлечения плутония. Это можно сделать, добавив плутоний. восстановитель перед первым этапом извлечения металла. В процессе UREX ~ 99,9% урана и> 95% технеций отделены друг от друга и от других продуктов деления и актиниды. Ключевым моментом является добавление ацетогидроксамовая кислота (AHA) в секции экстракции и очистки процесса. Добавление AHA значительно снижает экстрагируемость плутония и нептуний, обеспечивая несколько большую устойчивость к распространению, чем на стадии извлечения плутония в процессе PUREX.[нужна цитата ]

TRUEX

Добавляя второй экстрагирующий агент, октил (фенил) -N, N-дибутилкарбамоилметилфосфиноксид (CMPO) в сочетании с трибутилфосфатом (TBP), процесс PUREX можно превратить в TRUEX (TRответUрунический БЫВШИЙтяги) процесс. TRUEX был изобретен в США Аргоннской национальной лабораторией и предназначен для удаления трансурановых металлов (Am / Cm) из отходов. Идея состоит в том, что за счет снижения альфа-активность После этого большая часть отходов может быть утилизирована с большей легкостью. Как и PUREX, этот процесс осуществляется сольватация механизм.

ДИАМЕКС

В качестве альтернативы TRUEX был разработан процесс экстракции с использованием малондиамида. DIAMEX (DIAMязь БЫВШИЙтяги) имеет то преимущество, что позволяет избежать образования органических отходов, которые содержат элементы, отличные от углерод, водород, азот, и кислород. Такие органические отходы можно сжигать без образования кислых газов, которые могут способствовать кислотный дождь (хотя кислые газы можно было бы утилизировать с помощью скруббера). В Европе над процессом DIAMEX работают французские CEA. Процесс достаточно зрелый, чтобы можно было построить промышленное предприятие с имеющимися знаниями о процессе.[17] Как и PUREX, этот процесс работает по механизму сольватации.

SANEX

Sвыборный АctiNязь БЫВШИЙтяга. В рамках лечения минорных актинидов было предложено, чтобы лантаноиды и трехвалентный минор актиниды следует удалить из PUREX рафинат с помощью таких процессов, как DIAMEX или TRUEX. Для того чтобы актиноиды, такие как америций, можно было повторно использовать в промышленных источниках или использовать в качестве топлива, необходимо удалить лантаноиды. Лантаноиды имеют большое нейтронное сечение и, следовательно, отравляют ядерную реакцию, управляемую нейтронами. На сегодняшний день система извлечения для процесса SANEX не определена, но в настоящее время несколько различных исследовательских групп работают над процессом. Например, французы CEA работает над бис-триазинилпиридин (BTP) процесс.[18][19][20]Другие системы, такие как дитиофосфиновые кислоты, разрабатываются другими специалистами.

UNEX

В ООНИверсаль БЫВШИЙтяговый процесс был разработан в Россия и Чехия; он разработан, чтобы полностью удалить самые неприятные радиоизотопы (Sr, Cs и второстепенные актиниды ) из рафината, оставшегося после извлечения урана и плутония из отработанных ядерное топливо.[21][22] Химия основана на взаимодействии цезий и стронций с полиэтиленгликоль[23][24] и кобальт карборан анион (известный как хлорированный дикарболлид кобальта). Актиниды извлекаются КМПО, а разбавитель полярный ароматный такие как нитробензол. Другие дилеры, такие как мета-нитробензотрифторид и фенилтрифторметил сульфон[25] были также предложены.

Электрохимические и ионообменные методы

Экзотический метод с использованием электрохимия и ионный обмен в аммоний карбонат было сообщено.[26] Сообщалось также о других методах извлечения урана с использованием ионного обмена в щелочном карбонате и «коллоидном» оксиде свинца. [27]

Устаревшие методы

Фосфат висмута

В фосфат висмута это устаревший процесс, который добавляет значительное количество ненужного материала к конечным радиоактивным отходам. Процесс фосфата висмута был заменен процессами экстракции растворителем. Процесс фосфата висмута был разработан для извлечения плутоний из алюминия стержни ядерного топлива, содержащие уран. Топливо было сброшено путем кипячения в каустическая сода. После снятия оболочки металлический уран растворялся в азотная кислота.

Плутоний в этот момент находится в степени окисления +4. Затем его осаждали из раствора добавлением нитрат висмута и фосфорная кислота с образованием фосфата висмута. Плутоний был соосажденный с этим. В супернатант жидкость (содержащая много продукты деления ) был отделен от твердого вещества. Затем осадок растворяли в азотной кислоте перед добавлением окислитель (такие как перманганат калия ) для производства PuO22+. Плутоний поддерживался в +6 степень окисления путем добавления дихромат поваренная соль.

Затем фосфат висмута повторно осаждали, оставляя плутоний в растворе и соль железа (II) (такую ​​как сульфат железа ) был добавлен. Плутоний снова повторно осаждали с использованием носителя из фосфата висмута и комбинации лантан соли и фторид добавлен, образуя твердый носитель из фторида лантана для плутония. Добавление щелочь произвел оксид. Объединенный оксид лантана и плутония собирали и экстрагировали азотной кислотой с образованием нитрата плутония.[28]

Гексон или редокс

Это процесс жидкостно-жидкостной экстракции, в котором используются метилизобутилкетон в качестве экстрагента. Добыча осуществляется сольватация механизм. Недостатком этого процесса является необходимость использования высаливающего реагента (алюминий нитрат ), чтобы увеличить концентрацию нитратов в водной фазе и получить приемлемый коэффициент распределения (значение D). Также гексон разлагается концентрированной азотной кислотой. Этот процесс был заменен процессом PUREX.[29][30]

Пу4+ + 4 НЕТ3− + 2 S → [Pu (NO3)4S2]

Бутекс, β, β'-дибутиоксидиэтиловый эфир

Процесс, основанный на процессе сольватационной экстракции с использованием вышеупомянутого триэфирного экстрагента. Недостатком этого процесса является необходимость использования высаливающего реагента (алюминий нитрат ), чтобы увеличить концентрацию нитратов в водной фазе для получения приемлемого коэффициента распределения. Этот процесс использовался на Windscale много лет назад. Этот процесс был заменен PUREX, который показал себя как лучшую технологию для крупномасштабной переработки.[31]

Пиропроцессинг

Пиропроцессинг это общий термин для высокотемпературных методов. Растворители бывают расплавленные соли (например, LiCl + KCl или LiF + CaF2) и расплавленные металлы (например, кадмий, висмут, магний), а не воду и органические соединения. Электрорафинирование, дистилляция, и экстракция растворителем-растворителем являются общими этапами.

Эти процессы в настоящее время мало используются во всем мире, но они были впервые применены в Аргоннская национальная лаборатория[32][33] текущие исследования также проводятся в CRIEPI в Японии Институт ядерных исследований им. Ржеж в Чехия, Центр атомных исследований Индиры Ганди в Индии и КАЕРИ в Южная Корея.[34][35][36][37]

Преимущества

  • Принципы, лежащие в их основе, хорошо понятны, и для их принятия не существует серьезных технических препятствий.[38]
  • Легко применяется к высокимсжечь отработавшее топливо и требует небольшого времени охлаждения, так как рабочие температуры уже высоки.
  • Не использует растворители, содержащие водород и углерод, которые замедлители нейтронов создание риска аварии с критичностью и может поглотить продукт деления тритий и активационный продукт углерод-14 в разбавленных растворах, которые нельзя разделить позже.
    • В качестве альтернативы, волоокисление[39] может удалить 99% трития из отработанного топлива и восстановить его в виде крепкого раствора, пригодного для использования в качестве источника трития.
  • Более компактный, чем водные методы, позволяет проводить переработку на площадке реактора, что позволяет избежать транспортировки отработавшего топлива и проблем с его безопасностью, вместо этого хранит гораздо меньший объем продукты деления на сайте как высокоактивные отходы до тех пор вывод из эксплуатации. Например, Интегральный быстрый реактор и Реактор с расплавленной солью топливные циклы основаны на пиропроцессинге на месте.
  • Он может разделить многие или даже все актиниды сразу и производят высокорадиоактивное топливо, которым труднее манипулировать для кражи или изготовления ядерного оружия. (Однако сложность поставлена ​​под сомнение.[40]) Напротив, процесс PUREX был разработан для отделения плутония только для оружия, и он также оставляет второстепенные актиниды (америций и кюрий ) позади, производя отходы с более долгоживущей радиоактивностью.
  • Большая часть радиоактивности примерно в 102 до 105 Спустя годы после использования ядерного топлива актиниды вырабатываются, поскольку нет продуктов деления с периодом полураспада в этом диапазоне. Эти актиниды могут подпитывать быстрые реакторы, поэтому их извлечение и повторное использование (деление) увеличивает производство энергии на килограмм топлива, а также снижает долговременную радиоактивность отходов.

Недостатки

  • Репроцессинг в целом в настоящее время (2005 г.) не приветствуется, а в местах, где проводится репроцессинг, уже построены заводы PUREX. Следовательно, спрос на новые пирометаллургические системы невелик, хотя, возможно, они будут Реактор IV поколения программы становятся реальностью.
  • Использованная соль пиропереработки менее пригодна для переработки в стекло, чем отходы, полученные в процессе PUREX.
  • Если цель состоит в том, чтобы уменьшить долговечность отработавшего ядерного топлива в реакторах горелок, тогда должны быть достигнуты более высокие скорости извлечения второстепенных актинидов.

Электролиз

Методы электролиза основаны на разнице стандартных потенциалов урана, плутония и минорных актинидов в солевом расплаве. Стандартный потенциал урана самый низкий, поэтому при приложении потенциала уран будет восстанавливаться на катоде из раствора расплавленной соли раньше других элементов.[41]

Экспериментальная ячейка электроочистки в Аргоннской национальной лаборатории
PYRO-A и -B для IFR

Эти процессы были разработаны Аргоннская национальная лаборатория и используется в Интегральный быстрый реактор проект.

ПИРО-А является средством разделения актинидов (элементов внутри актинид семейство, как правило, тяжелее U-235) от неактинидов. Отработанное топливо помещается в анод корзина который погружен в расплавленный солевой электролит. Подается электрический ток, в результате чего металлический уран (или иногда оксид, в зависимости от отработавшего топлива) оседает на твердом металлическом катоде, в то время как другие актиниды (и редкоземельные элементы) могут поглощаться жидкостью. кадмий катод. Многие продукты деления (например, цезий, цирконий и стронций ) остаются в соли.[42][43][44] В качестве альтернативы расплавленному кадмиевому электроду можно использовать расплавленный висмут катод, или сплошной алюминиевый катод.[45]

В качестве альтернативы электролизу искомый металл можно изолировать с помощью расплавленный сплав из электроположительный металл и менее химически активный металл.[46]

Поскольку в большинстве случаев в долгосрочной перспективе радиоактивность Объем отработавшего топлива поступает из актинидов, удаление актинидов приводит к образованию более компактных отходов, которые в долгосрочной перспективе не столь опасны. Затем радиоактивность этих отходов упадет до уровня различных природных минералов и руд в течение нескольких сотен, а не тысяч лет.[47]

Смешанные актиниды, полученные пирометаллической обработкой, могут снова использоваться в качестве ядерного топлива, поскольку практически все они либо делящийся, или же плодородный, хотя для многих из этих материалов потребуется реактор-размножитель на быстрых нейтронах для эффективного сжигания. В тепловой нейтрон спектр, концентрации нескольких тяжелых актинидов (кюрий-242 и плутоний-240 ) может стать довольно высоким, создавая топливо, которое существенно отличается от обычного урана или смешанных уран-плутониевых оксидов (MOX), для использования которых спроектированы большинство современных реакторов.

Другой пирохимический процесс, ПИРО-Б процесс, был разработан для переработки и утилизации топлива из трансмутирующий реактор (а реактор-размножитель на быстрых нейтронах предназначен для преобразования трансурановых ядерных отходов в продукты деления). Типичное трансмутирующее топливо не содержит урана и содержит регенерированный трансурановые вещества в инертной матрице, такой как металлический цирконий. При переработке такого топлива ПИРО-Б электрорафинирование Этап используется для отделения остаточных трансурановых элементов от продуктов деления и возврата трансурановых элементов в реактор для деления. Вновь образованный технеций и йод извлекаются для включения в мишени для трансмутации, а другие продукты деления отправляются в отходы.

Волоокисление

Волоксидация (для объемное окисление) включает нагрев оксидного топлива кислородом, иногда с чередованием окисления и восстановления, или чередование окисления посредством озон к триоксид урана с разложением при нагревании до окись триурана.[39] Основная цель - захватить тритий в виде водяного пара, меченного тритием, перед дальнейшей обработкой, где было бы трудно удержать тритий. Другие летучие элементы покидают топливо и должны быть восстановлены, особенно йод, технеций, и углерод-14. Волоксидация также разрушает топливо или увеличивает его площадь поверхности, чтобы улучшить проникновение реагентов на следующих стадиях переработки.

Улетучивание изолированно

Простое нагревание отработавшего оксидного топлива в инертной атмосфере или вакууме при температуре от 700 ° C до 1000 ° C в качестве первого этапа переработки может удалить несколько летучих элементов, включая цезий, изотоп которого цезий-137 выделяет около половины тепла, производимого отработавшим топливом в течение следующих 100 лет охлаждения (однако большая часть другой половины приходится на стронций-90 с аналогичным периодом полураспада). Расчетный общий баланс массы для 20 000 г переработанного топлива с 2 000 г оболочки составляет:[48]

ВходОстатокЦеолит
фильтр		Углерод
фильтр		Частицы
фильтры
Палладий281414
Теллур1055
Молибден7070
Цезий4646
Рубидий88
Серебро22
Йод44
Облицовка20002000
Уран1921819218?
Другие614614?
Всего220002185114540

Летучесть фторидов

Основная статья: Летучесть фторидов
Синие элементы содержат летучие фториды или уже являются летучими; зеленые элементы не содержат летучих хлоридов; красные элементы не имеют ни того, ни другого, но сами элементы или их оксиды летучие при очень высоких температурах. Урожайность 100,1,2,3 годы спустя деление, не считая позже захват нейтронов, фракция 100%, а не 200%. Бета-распад Кр-85 →Руб., SR-90 →Zr, Ru-106 →Pd, Сб-125 →Te, CS-137 →Ба, Ce-144 →Nd, См-151 →Европа, Eu-155 →Б-г видимый.

В процессе летучести фторида фтор вступает в реакцию с топливом. Фтор гораздо более активен, чем даже кислород что мелкие частицы измельченного оксидного топлива воспламенится при попадании в камеру, полную фтора. Это известно как фторирование пламенем; выделяемое тепло способствует протеканию реакции. Большинство из уран, составляющая основную часть топлива, преобразуется в гексафторид урана, форма урана, используемая в обогащение урана, который имеет очень низкую температуру кипения. Технеций, главный долгоживущий продукт деления, также эффективно превращается в летучий гексафторид. Некоторые другие элементы также образуют аналогичные летучие гексафториды, пентафториды или гептафториды. Летучие фториды можно отделить от избыточного фтора путем конденсации, а затем отделить друг от друга с помощью фракционная перегонка или выборочный снижение. Гексафторид урана и гексафторид технеция имеют очень похожие точки кипения и давление пара, что затрудняет полное разделение.

Многие из продукты деления улетучиваются те же самые, которые улетучиваются в нефторированных, высокотемпературных улетучивающихся, таких как йод, теллур и молибден; заметные различия в том, что технеций улетучивается, но цезий не является.

Некоторые трансурановые элементы, такие как плутоний, нептуний и америций могут образовывать летучие фториды, но эти соединения нестабильны при понижении парциального давления фтора.[49] Большая часть плутония и некоторая часть урана первоначально остаются в золе, которая падает на дно пламенного фторирования. Отношение плутония и урана в золе может даже приблизительно соответствовать составу, необходимому для реактор на быстрых нейтронах топливо. Дальнейшее фторирование золы может удалить весь уран, нептуний и плутоний в виде летучих фторидов; однако некоторые другие второстепенные актиниды может не образовывать летучие фториды и вместо этого оставаться с щелочными продуктами деления. Немного благородные металлы может вообще не образовывать фториды, но оставаться в металлической форме; Однако рутений гексафторид относительно стабилен и летуч.

Перегонка остатка при более высоких температурах позволяет отделить низкокипящие переходный металл фториды и щелочной металл (Cs, Rb) фториды из высококипящих лантаноид и щелочноземельный металл (Sr, Ba) и иттрий фториды. Используемые температуры намного выше, но их можно несколько снизить путем перегонки в вакууме. Если соль-носитель вроде фторид лития или фторид натрия используется в качестве растворителя, высокотемпературная перегонка - это способ отделения соли-носителя для повторного использования.

Реактор с расплавленной солью В конструкциях выполняется непрерывная или частая обработка на летучесть фторида. Цель - вернуться актиниды к расплавленной топливной смеси для возможного деления при удалении продукты деления которые нейтронные яды или которые можно более надежно хранить вне активной зоны реактора в ожидании возможного перевода на постоянное хранение.

Летучесть и растворимость хлоридов

Многие элементы, образующие летучие высоко-валентность фториды также образуют летучие хлориды с высокой валентностью. Хлорирование и дистилляция - еще один возможный метод разделения. Последовательность разделения может существенно отличаться от последовательности для фторидов; Например, тетрахлорид циркония и тетрахлорид олова имеют относительно низкие температуры кипения 331 ° C и 114,1 ° C. Хлорирование даже было предложено как метод удаления циркониевой оболочки твэлов.[39] вместо механического снятия пленки.

Хлориды, вероятно, будет легче, чем фториды, позже преобразоваться обратно в другие соединения, такие как оксиды.

Хлориды, остающиеся после улетучивания, также могут быть разделены по растворимости в воде.Хлориды щелочных элементов, таких как америций, кюрий, лантаноиды, стронций, цезий более растворимы, чем у уран, нептуний, плутоний, и цирконий.

Радиоаналитические разделения

Чтобы определить распределение радиоактивных металлов в аналитических целях, Смолы, пропитанные растворителем (SIR) может быть использован. SIR - это пористые частицы, внутри пор которых содержится экстрагент. Этот подход позволяет избежать стадии разделения жидкости и жидкости, необходимой в обычных жидкость-жидкостная экстракция. Для подготовки SIR для радиоаналитического разделения можно использовать органический Amberlite XAD-4 или XAD-7. Возможными экстрагентами являются, например, тригексилтетрадецилфосфония хлорид (CYPHOS IL-101) или N, N0-диалкил-N, N0-дифенилпиридин-2,6-дикарбоксамиды (R-PDA; R = бутил, окти I, децил, додецил).[50]

Экономика

Относительная экономика утилизации отходов переработки и промежуточного хранения и непосредственного захоронения была предметом многочисленных споров в течение первого десятилетия прошлого века. 2000-е. Исследования[51]смоделировали общие затраты на топливный цикл системы переработки-рециркуляции на основе единовременной рециркуляции плутония в существующих тепловые реакторы (в отличие от предложенных реактор-размножитель цикла) и сравните это с общими затратами на открытый топливный цикл с прямой утилизацией. Диапазон результатов этих исследований очень широк, но все согласны с тем, что в текущих (2005 г.) экономических условиях вариант переработки-рециркуляции является более дорогостоящим.[52]

Если переработка проводится только для снижения уровня радиоактивности отработавшего топлива, следует учитывать, что отработавшее ядерное топливо со временем становится менее радиоактивным. Спустя 40 лет его радиоактивность падает на 99,9%,[53] хотя все еще требуется более тысячи лет, чтобы уровень радиоактивности приблизился к уровню естественного урана.[54] Однако уровень трансурановые элементы, в том числе плутоний-239, остается высоким в течение более 100000 лет, поэтому, если эти элементы не используются повторно в качестве ядерного топлива, эти элементы необходимо надежно утилизировать из-за распространение ядерного оружия причины, а также радиационная опасность.

25 октября 2011 года комиссия Комиссии по атомной энергии Японии обнародовала в ходе заседания расчеты стоимости утилизации ядерного топлива для выработки электроэнергии. Эти затраты могут вдвое превышать затраты на прямое геологическое захоронение отработавшего топлива: затраты на извлечение плутония и обращение с отработавшим топливом оцениваются в 1,98–2,14 иен за киловатт-час произведенной электроэнергии. Утилизация отработавшего топлива как отходов будет стоить от 1 до 1,35 иены за киловатт-час.[55][56]

В июле 2004 г. японские газеты сообщили, что правительство Японии оценило стоимость утилизации радиоактивных отходов, что противоречит утверждениям четырех месяцев назад о том, что таких оценок сделано не было. Стоимость вариантов без переработки оценивается в от четверти до трети (5,5–7,9 млрд долларов) от стоимости переработки (24,7 млрд долларов). В конце 2011 года стало ясно, что Масая Ясуи, который в 2004 году был директором Отдела планирования политики в области ядерной энергетики, в апреле 2004 года поручил своему подчиненному скрыть данные. Тот факт, что данные были умышленно скрыты, вынудил министерство повторно расследовать дело и пересмотреть вопрос о наказании причастных к этому должностных лиц.[57][58]

Список сайтов

СтранаСайт переработкиТип топливаПроцедураПереработка
мощность тЧМ / год		Введение в эксплуатацию
или период эксплуатации
 БельгияМолLWR, MTR (реактор для испытаний материалов)80[59]1966–1974[59]
 Китайпромежуточная пилотная установка[60]60–1001968-начало 1970-х гг.
 КитайЗавод 404[61]502004
 ГерманияКарлсруэ, ВАКLWR[62]35[59]1971–1990[59]
 ФранцияМаркуль, UP 1Военный1,200[59]1958[59]-1997[63]
 ФранцияМаркуль, CEA APMFBRPUREX DIAMEX SANEX[64]6[62]1988 – настоящее время[62]
 ФранцияЛа Гаага, UP 2LWR[62]PUREX[65]900[59]1967–1974[59]
 ФранцияЛа Гаага, UP 2–400LWR[62]PUREX[65]400[59]1976–1990[59]
 ФранцияЛа Гаага, UP 2–800LWRPUREX[65]800[59]1990[59]
 ФранцияЛа Гаага, ВВЕРХ 3LWRPUREX[65]800[59]1990[59]
 ВеликобританияWindscaleМагноксBUTEX1,000[59]1956–1962[59]
 ВеликобританияСеллафилд, B205Магнокс[62]PUREX1,500[59]1964[59]
 ВеликобританияDounreayFBR[62]8[59]1980[59]
 ВеликобританияTHORPAGR, LWRPUREX900[59][66]1994[59][66]-2018
 ИталияРотонделлаТорий5[59]1968[59] (неисправность)
 ИндияТромбайВоенныйPUREX[67]60[59]1965[59]
 ИндияТарапурPHWRPUREX100[59]1982[59]
 ИндияКалпаккамPHWR и FBTRPUREX100[68]1998[68]
 ИндияТарапурPHWR100[69]2011[69]
 ИзраильДимонаВоенный60–100[70]~ 1960 – настоящее время
 ЯпонияТокаймураLWR[71]210[59]1977[59]-2006[72]
 ЯпонияРоккашоLWR[62]800[59][66]2021[73]
 ПакистанНовые лаборатории, РавалпиндиВоенный/Плутоний /Торий80[74]1982 – настоящее время
 ПакистанЯдерный комплекс Хушаб, Атомный город ПакистанаHWR /Военный/Тритий22 кг[75]1986 – настоящее время
 РоссияМаяк Завод BВоенный4001948-196?[76]
 РоссияМаяк Завод ББ, РТ-1LWR[62]PUREX + Np разделение[77]400[59][66]1978[59]
 РоссияТомск-7 Радиохимический заводВоенный6000[70]1956[78]
 РоссияЖелезногорск (Красноярск-26)Военный3500[70]1964–~2010[79]
 РоссияЖелезногорск, РТ-2ВВЭР800[59]в стадии строительства (2030)
 Соединенные Штаты Америки, WAХэнфорд сайтВоенныйфосфат висмута, REDOX, PUREX1944–1988[80]
 Соединенные Штаты Америки, SCСайт реки СаваннаВоенные / LWR / HWR / ТритийPUREX, REDOX, THOREX, разделение Np5000[81]1952–2002
 Соединенные Штаты Америки, Нью-ЙоркWest ValleyLWR[62]PUREX300[59]1966–1972[59]
 Соединенные Штаты Америки, NCBarnwellLWRPUREX1500никогда не разрешалось работать[82]
 Соединенные Штаты Америки, Я БЫINLLWRPUREX-

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ Эндрюс, А. (27 марта 2008 г.). Переработка ядерного топлива: политика США. Отчет CRS для Конгресса. Проверено 25 марта 2011 г.
  2. ^ МОКС-топливо может увеличить количество извлекаемой энергии примерно на 12%, но немного снижает запасы плутония. Информация Всемирной ядерной ассоциации о МОКС-топливе
  3. ^ «Поставка урана». Всемирная ядерная ассоциация. Получено 29 января 2010.
  4. ^ «Реакторы на быстрых нейтронах». Всемирная ядерная ассоциация. Получено 11 марта 2012.
  5. ^ Гарольд Фейвесон; и другие. (2011). «Обращение с отработавшим ядерным топливом: уроки политики из исследования, проведенного в 10 странах». Бюллетень ученых-атомщиков.
  6. ^ "Прощай, утилизация ядерных материалов". Природа. 460 (7252): 152. 2009. Bibcode:2009 Натур.460Р.152.. Дои:10.1038 / 460152b. PMID  19587715.
  7. ^ "Извлечение плутония в результате переработки отработавшего топлива службой ядерного топлива в Вест-Вэлли, штат Нью-Йорк, с 1966 по 1972 год". Министерство энергетики США. Февраль 1996 г.. Получено 17 июн 2007.
  8. ^ Джеральд Форд Заявление о ядерной политике от 28 октября 1976 г.. Проверено 30 июня 2012 года.
  9. ^ Доктор Нед Сюби (2008). «Политика, наука, окружающая среда и здравый смысл в переработке отработавшего ядерного топлива три десятилетия спустя» (PDF). Симпозиум по технологии мирной ядерной энергии, Ирбид, Иордания. Архивировано из оригинал (PDF) 16 мая 2011 г.
  10. ^ «Обедненный череп» Архив блога »Почему нельзя построить бомбу из отработавшего топлива». Архивировано из оригинал 4 февраля 2012 г.
  11. ^ «Доказательство отрицания - почему современное отработанное ядерное топливо нельзя использовать для создания оружия - Atomic Insights». atomicinsights.com. 17 февраля 2015 г.. Получено 4 апреля 2018.
  12. ^ Переработка ядерного топлива: разработка политики США. (PDF). Проверено 10 декабря 2011 года.
  13. ^ Отчеты Duke, Cogema, Stone & Webster (DCS), отправленные в NRC. Nrc.gov. Проверено 10 декабря 2011 года.
  14. ^ Новые сомнения относительно превращения плутония в топливо, 10 апреля 2011 г.
  15. ^ Программа США по утилизации избыточного оружейного плутония, IAEA-SM-346/102, Мэтью Банн, 2002.
  16. ^ Ирвин, Максвелл (2011). Атомная энергетика: очень краткое введение. Оксфорд: Издательство Оксфордского университета. п. 55. ISBN  9780199584970.
  17. ^ «Ядерная энергия: топливо будущего?». Университет Принстона. Архивировано из оригинал 1 октября 2012 г.. Получено 6 апреля 2013.
  18. ^ К. Хилл, Д. Гийанё, X. Эрес, Н. Бубаль и Л. Рамен ИССЛЕДОВАНИЯ РАЗРАБОТКИ ПРОЦЕССОВ SANEX-BTP В архиве 15 ноября 2012 г. Wayback Machine
  19. ^ К. Хилл, Л. Бертон, П. Bros, JP. Данкос и Д. Гийанё ИССЛЕДОВАНИЯ РАЗРАБОТКИ ПРОЦЕССОВ SANEX-BTP. Commissariat à l'Énergie Atomique
  20. ^ Беатрис Рэт, Ксавье Эрес Моделирование и разработка технологической схемы SANEX для разделения трехвалентных актиноидов / лантаноидов с использованием экстрагента BTP (бис-1,2,4-триазинилпиридина). В архиве 16 октября 2005 г. Wayback Machine
  21. ^ «Команда США и России упрощает обращение с ядерными отходами». Пресс-релиз посольства США (?). 19 декабря 2001 г. Архивировано с оригинал 28 июля 2014 г.. Получено 14 июн 2007.
  22. ^ Дж. Банаи; и другие. (1 сентября 2001 г.). «ИНТЕК. Исследование высокоактивных отходов. Технико-экономическое обоснование универсальной экстракции растворителем». Технический отчет INEEL.
  23. ^ Закон, Джек Д .; Хербст, Р. Скотт; Тодд, Терри А .; Романовский, Валерий Н .; Бабайн, Василий А .; Есимантовский, Вячеслав М .; Смирнов, Игорь В .; Зайцев, Борис Н. (2001). "Универсальный процесс экстракции растворителем (Unex). II. Разработка технологической схемы и демонстрация нового процесса отделения цезия, стронция и актинидов от реальных кислотных радиоактивных отходов". Экстракция растворителем и ионный обмен. 19: 23. Дои:10.1081 / SEI-100001371.
  24. ^ Романовский, Валерий Н .; Смирнов, Игорь В .; Бабайн, Василий А .; Тодд, Терри А .; Хербст, Р. Скотт; Закон, Джек Д .; Брюэр, Кен Н. (2001). "Универсальный процесс экстракции растворителем (Unex). I. Разработка нового процесса растворителя для отделения цезия, стронция и актинидов из кислых радиоактивных отходов". Экстракция растворителем и ионный обмен. 19: 1. Дои:10.1081 / SEI-100001370.
  25. ^ J.D. Law; и другие. (1 марта 2001 г.). «Технологическая схема испытания универсального процесса экстракции растворителем для одновременного отделения цезия, стронция и актинидов из растворенного кальцина INEEL» (PDF). Материалы конференции WM 2001. Архивировано из оригинал (PDF) 28 сентября 2007 г.. Получено 17 июн 2006.
  26. ^ Асанума, Норико; и другие. (2006). «Андодическая диссоциация UO2 таблетка, содержащая моделируемые продукты деления в растворе карбоната аммония ». Журнал ядерной науки и технологий. 43 (3): 255–262. Дои:10.3327 / jnst.43.255.[мертвая ссылка ]
  27. ^ [1], Гарднер, Гарри Э., "Извлечение урана из урансодержащих растворов, содержащих молибден", выпущен 14 декабря 1979 г. 
  28. ^ Гербер, Мишель. «История производства плутония на Хэнфордском объекте: история процессов и установок (WHC-MR-0521) (выдержки)». Министерство энергетики.
  29. ^ Сиборг, Гленн Т .; и другие. (23 августа 1960 г.). «Способ отделения плутония от урана и продуктов деления экстракцией растворителем». Бюро по патентам и товарным знакам США. OSTI  4134289. Цитировать журнал требует | журнал = (Помогите) Патент США 2,950,166
  30. ^ Л.В. Грей (15 апреля 1999 г.). «От разделения до восстановления - краткая история плутония в США и России (UCRL-JC-133802)» (PDF). Препринт Ливерморской национальной лаборатории имени Лоуренса.
  31. ^ Тейлор, Робин (2015). Переработка и переработка отработавшего ядерного топлива. Издательство Вудхед.
  32. ^ «Развитие пиропроцессинга». Аргоннская национальная лаборатория. Получено 6 июн 2016.
  33. ^ «Технологии пиропроцессинга: переработка отработанного ядерного топлива для устойчивого развития энергетики будущего» (PDF). Аргоннская национальная лаборатория. 2012. с. 7. Архивировано из оригинал (PDF) 19 февраля 2013 г.. Получено 6 июн 2016.
  34. ^ Т. Иноуэ. «Обзор деятельности CRIEPI по пиропроцессингу» (PDF).
  35. ^ Тулацкова Р. и др. «Развитие пирохимической переработки отработанного ядерного топлива и перспективы замкнутого топливного цикла». Атом Индонезия 33.1 (2007): 47-59.
  36. ^ Нагараджан К. и др. «Текущее состояние исследований пирохимической переработки в Индии». Ядерные технологии 162.2 (2008): 259-263.
  37. ^ Ли, Хансу и др. «Развитие технологии пиропереработки в KAERI». (2009).
  38. ^ «ПРОГРЕСС ПИРОПЕРЕРАБОТКИ В НАЦИОНАЛЬНОЙ ЛАБОРАТОРИИ ИДАХО» (PDF). Статья в Национальной лаборатории Айдахо. Сентябрь 2007. Архивировано с оригинал (PDF) 12 июня 2011 г.
  39. ^ а б c Гильермо Д. Дель Куль; и другие. «Расширенная обработка отработавшего топлива в головной станции: отчет о ходе работ» (PDF). 2005 годовое собрание ANS. Национальная лаборатория Окриджа, Министерство энергетики США. Архивировано из оригинал (PDF) 7 марта 2006 г.. Получено 3 мая 2008.
  40. ^ «Выгоды с ограниченной устойчивостью к распространению в результате вторичной переработки неразделенных трансурановых соединений и лантаноидов из отработавшего топлива легководных реакторов» (PDF). п. 4.
  41. ^ Морсс, Л. Р. Химия актинидных и трансактинидных элементов. Ред. Лестер Р. Морсс и др. Vol. 1. Дордрехт: Спрингер, 2006.
  42. ^ «Разработка технологии топливных элементов с пиропроцессом» (PDF). CRIEPI News. Июль 2002 г. Архивировано с оригинал (PDF) 25 февраля 2009 г.. Получено 22 июн 2009.
  43. ^ Масатоши Иидзука (12 декабря 2001 г.). «Разработка процесса извлечения плутония электролитическим рафинированием солевого расплава с жидким кадмиевым катодом» (PDF). Материалы 6-го совещания по обмену информацией по разделению и трансмутации актинидов и продуктов деления (Мадрид, Испания). Получено 22 июн 2009.
  44. ^ Р. Тулачкова (Звейскова), К. Чучвальцова Бимова, П. Соучек, Ф. Лисы Исследование электрохимических процессов разделения актинидов и лантаноидов в расплавленных фторидных средах (Файл PPT). Институт ядерных исследований Rez plc, Чешская Республика
  45. ^ Электрохимическое поведение фторидов лантаноидов в системе электролиза с солью LiF-NaF-KF. (PDF). Проверено 10 декабря 2011 года.
  46. ^ Справочный список ионных жидкостей / расплавленных солей и лантаноидов / актинидов. Merck.de. Проверено 10 декабря 2011 года.
  47. ^ «Инициатива усовершенствованного топливного цикла». Министерство энергетики США. Архивировано из оригинал 10 мая 2012 г.. Получено 3 мая 2008.
  48. ^ Волвертон, Дарен; и другие. (11 мая 2005 г.). «Удаление цезия из отработавшего ядерного топлива, предназначенного для процесса очистки топлива при электроочистке» (PDF). Университет Айдахо (диссертация?). Архивировано из оригинал (PDF) 29 ноября 2007 г.
  49. ^ Neeb, Карл-Хайнц (1997). Радиохимия АЭС с легководными реакторами. Вальтер де Грюйтер. ISBN  978-3-11-013242-7.
  50. ^ Кабай, Н .; Cortina, J.L .; Trochimczuk, A .; Стрит, М. (2010). «Смолы, пропитанные растворителем (SIR) - Способы получения и их применение». Реагировать. Функц. Полим. 70 (8): 484–496. Дои:10.1016 / j.reactfunctpolym.2010.01.005. HDL:2117/10365.
  51. ^ «Основа стоимости усовершенствованного топливного цикла» (PDF). Национальная лаборатория Айдахо, Министерство энергетики США. Архивировано из оригинал (PDF) 28 ноября 2011 г.. Получено 19 декабря 2010.
  52. ^ «Калькулятор стоимости вторичного ядерного топлива». www.wise-uranium.org. Получено 4 апреля 2018.
  53. ^ «Обращение с отходами и их удаление». Всемирная ядерная ассоциация. Получено 3 мая 2008.
  54. ^ «Радиоактивные отходы: мифы и реальность». Всемирная ядерная ассоциация. Июнь 2006 г.. Получено 3 мая 2008.
  55. ^ NHK-world (26 октября 2011 г.) Затраты на переработку ядерного топлива В архиве 10 августа 2011 г. Wayback Machine
  56. ^ JAIF (26 октября 2011 г.) Затраты на переработку ядерного топлива
  57. ^ «Сокрытие предполагаемых затрат на захоронение радиоактивных отходов вызывает серьезные вопросы». The Mainichi Daily News. 2 января 2012 г.. Получено 8 января 2012.
  58. ^ Мой друг, Шнайдер. «Японцы вводят в заблуждение относительно затрат на переработку отработавшего топлива». Международная группа по расщепляющимся материалам. Получено 8 января 2012.
  59. ^ а б c d е ж грамм час я j k л м п о п q р s т ты v ш Икс у z аа ab ac объявление ае аф аг ах ай эй «Заводы по переработке во всем мире». Европейское ядерное общество. Архивировано из оригинал 22 июня 2015 г.. Получено 29 июля 2008.
  60. ^ Райт, Дэвид; Гронлунд, Лизбет (2003). «Оценка производства плутония для оружия в Китае» (PDF). Наука и глобальная безопасность. 11: 61–80. Дои:10.1080/08929880309007.
  61. ^ Все ядерное • Китай и переработка: факты отделить от вымысла. Allthingsnuclear.org (11 января 2011 г.). Проверено 10 декабря 2011 года.
  62. ^ а б c d е ж грамм час я j «Гражданские перерабатывающие предприятия» (PDF). Университет Принстона. Получено 30 июля 2008.
  63. ^ "Маркуль - Вальро". Глобальная безопасность. Получено 30 июля 2008.
  64. ^ Доминик Варин (2007). «Статус французской исследовательской программы по разделению и трансмутации». Журнал ядерной науки и технологий. 44 (3): 410. Дои:10.3327 / jnst.44.410.[мертвая ссылка ]
  65. ^ а б c d "BASSE-NORMANDIE- LOWER NORMANDY, La Hague". France Nucleaire. Архивировано из оригинал 16 июля 2011 г.. Получено 31 июля 2008.
  66. ^ а б c d «Переработка отработанного ядерного топлива». Всемирная ядерная ассоциация. Сентябрь 2013. Получено 5 декабря 2013.
  67. ^ «Реакторы ЦИРУС и ДХРУВА, Тромбай». Глобальная безопасность. Получено 30 июля 2008.
  68. ^ а б «Калпаккамский атомный перерабатывающий завод [КАРП]». Глобальная безопасность. Получено 30 июля 2008.
  69. ^ а б Премьер-министр на следующей неделе посвятит установку по переработке ядерной энергии в Тарапуре. Business-standard.com. Проверено 10 декабря 2011 года.
  70. ^ а б c Глобальный отчет о расщепляющемся материале 2010 г., Международная группа по расщепляющимся материалам http://fissilematerials.org/library/gfmr10.pdf
  71. ^ «Токайский перерабатывающий завод (ТРП)». Глобальная безопасность. Получено 30 июля 2008.
  72. ^ Крамер, Д. (2012). «Готова ли Япония отказаться от ядерной переработки?». Физика сегодня. 65 (3): 25–42. Bibcode:2012ФТ .... 65c..25K. Дои:10.1063 / PT.3.1469.
  73. ^ «Дальнейшая задержка завершения строительства объектов в Роккашо». Мировые ядерные новости. 28 декабря 2017 г.. Получено 28 декабря 2017.
  74. ^ "Равалпинди / Нилхор". Федерация американских ученых. Получено 8 марта 2000. Проверить значения даты в: | accessdate = (Помогите)
  75. ^ "Пакистанский ядерный реактор запускается". Нация. 13 апреля 1998 г.
  76. ^ «Челябинск-65». Глобальная безопасность. Получено 29 июля 2008.
  77. ^ С. Гуардини; и другие. (16 июня 2003 г.). «Модернизация и усовершенствование УЯК на заводе« Маяк РТ-1 ». INMM. Архивировано из оригинал 28 июля 2014 г.. Получено 9 августа 2008.
  78. ^ «Томск-7 / Северск». Глобальная безопасность. Получено 1 июня 2020.
  79. ^ «Красноярск-26 / Железногорск». Глобальная безопасность. Получено 1 июня 2020.
  80. ^ «Обзор завода T». Департамент энергетики. Получено 9 апреля 2011.
  81. ^ ЛеВерн Фернандес. "Каньоны на реке Саванна - проворные чудовища атомного века (WSRC-MS-2000-00061)" (PDF).
  82. ^ «Демонстрационный проект Западной долины», Википедия, 1 декабря 2018, получено 13 апреля 2020

дальнейшее чтение

внешняя ссылка