Nükleer yeniden işleme - Nuclear reprocessing
Nükleer yeniden işleme , fisyon ürünlerinin ve kullanılmayan uranyumun kullanılmış nükleer yakıttan kimyasal olarak ayrılmasıdır . Başlangıçta, yeniden işleme yalnızca nükleer silah üretmek için plütonyum çıkarmak için kullanıldı . Nükleer gücün ticarileştirilmesiyle , yeniden işlenen plütonyum, termal reaktörler için MOX nükleer yakıtına geri dönüştürüldü . Kullanılmış yakıt malzemesi olarak da bilinen yeniden işlenmiş uranyum , prensipte yakıt olarak da yeniden kullanılabilir, ancak bu yalnızca uranyum arzı düşük ve fiyatları yüksek olduğunda ekonomiktir. Bir besleyici reaktör geri dönüşümlü plütonyum ve uranyum ile sınırlı değildir. Tüm aktinitleri kullanabilirnükleer yakıt döngüsünü kapatarak ve potansiyel olarak doğal uranyumdan elde edilen enerjiyi yaklaşık 60 kat çoğaltarak .
Yeniden işleme, son derece uzman personel tarafından gelişmiş tesislerde yüksek düzeyde kontrol edilmeli ve dikkatli bir şekilde yürütülmelidir. Nükleer santrallerden sahalara gelen yakıt demetleri (birkaç yıl soğuduktan sonra) kimyasal banyolarda tamamen çözülür ve uygun şekilde yönetilmezse kontaminasyon riski oluşturabilir. Bu nedenle, bir yeniden işleme fabrikası, nükleer bir fabrikadan ziyade gelişmiş bir kimyasal alan olarak düşünülmelidir.
Tek geçişli yakıt döngüsüne kıyasla kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesi ile ilgili nispeten yüksek maliyet vardır, ancak yakıt kullanımı arttırılabilir ve atık hacimleri azaltılabilir. Nükleer yakıtın yeniden işlenmesi Avrupa, Rusya ve Japonya'da rutin olarak gerçekleştirilir. Amerika Birleşik Devletleri'nde, Obama yönetimi, Başkan Bush'un ticari ölçekte yeniden işleme planlarından geri adım attı ve yeniden işlemeyle ilgili bilimsel araştırmalara odaklanan bir programa geri döndü.
Ayrılmış bileşenler ve yerleşim
Nükleer yeniden işlemede ele alınan potansiyel olarak yararlı bileşenler, spesifik aktinitleri (plütonyum, uranyum ve bazı küçük aktinitleri ) içerir. Daha hafif element bileşenleri arasında fisyon ürünleri , aktivasyon ürünleri ve kaplama bulunur .
malzeme | eğilim |
---|---|
plütonyum, minör aktinitler , yeniden işlenmiş uranyum | fisyon olarak hızlı , füzyon veya sübkritik reaktöre |
yeniden işlenmiş uranyum, kaplama, filtreler | orta seviye atık olarak daha az katı depolama |
uzun ömürlü fisyon ve aktivasyon ürünleri | nükleer dönüşüm veya jeolojik depo |
orta ömürlü fisyon ürünleri 137 Cs ve 90 Sr | yüksek seviyeli atık olarak orta vadeli depolama |
faydalı radyonüklidler, nadir toprak elementleri (lantanitler) ve soy metaller | endüstriyel ve tıbbi kullanımlar |
Tarih
İlk büyük ölçekli nükleer reaktörler İkinci Dünya Savaşı sırasında inşa edildi . Bu reaktörler nükleer silahlarda kullanılmak üzere plütonyum üretimi için tasarlandı . Bu nedenle gerekli olan tek yeniden işleme, kullanılmış doğal uranyum yakıtından plütonyumun ( fisyon ürünü kontaminasyonu içermeyen ) çıkarılmasıydı . 1943'te, nispeten küçük miktardaki plütonyumu uranyum ve fisyon ürünlerinden ayırmak için çeşitli yöntemler önerildi. Seçilen ilk yöntem, bizmut fosfat süreci olarak adlandırılan bir çökeltme süreci , ABD silah programlarında değerlendirme ve kullanım için miktarlarda plütonyum üretmek için 1943 ve 1945 yılları arasında Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı'nda (ORNL) geliştirildi ve test edildi . ORNL, bu işlemlerle ayrılmış plütonyumun ilk makroskopik miktarlarını (gram) üretti.
Bizmut fosfat prosesi ilk olarak 1944'ün sonlarına doğru Hanford Sitesinde büyük çapta işletildi . O zamanlar var olan acil durumlarda plütonyum ayrıştırması için başarılıydı, ancak önemli bir zayıflığı vardı: uranyumu geri kazanamama.
Saf uranyum ve plütonyumun geri kazanılması için ilk başarılı solvent ekstraksiyon prosesi 1949'da ORNL'de geliştirildi. PUREX prosesi mevcut ekstraksiyon metodudur. Savannah River Sitesinde ayırma tesisleri ve 1972'de yeni yasal gereklilikleri karşılayamaması nedeniyle kapatılan West Valley Yeniden İşleme Tesisi'nde daha küçük bir tesis inşa edildi .
Sivil yakıtın yeniden işlenmesi, Fransa'daki COGEMA La Hague tesisinde , Birleşik Krallık'taki Sellafield tesisinde , Rusya'daki Mayak Chemical Combine'da ve Japonya'daki Tokai tesisi, Hindistan'daki Tarapur tesisi ve kısaca Amerika Birleşik Devletleri'ndeki West Valley Yeniden İşleme Tesisi'nde .
Ekim 1976'da, nükleer silahların yayılması endişesi (özellikle Hindistan yeniden işleme teknolojisini kullanarak nükleer silah yeteneklerini kanıtladıktan sonra) Başkan Gerald Ford'u ABD'de plütonyumun ticari olarak yeniden işlenmesini ve geri dönüşümünü süresiz olarak askıya almak için bir Başkanlık yönergesi yayınlamaya yöneltti 7 Nisan 1977'de Başkan Jimmy Carter , kullanılmış nükleer yakıtın ticari reaktörünün yeniden işlenmesini yasakladı . Bu politikayı yönlendiren kilit konu , plütonyumun sivil yakıt döngüsünden saptırılmasıyla nükleer silahların yayılması riski ve diğer ülkeleri ABD liderliğini takip etmeye teşvik etmekti. Bundan sonra, yalnızca yeniden işleme altyapısına halihazırda büyük yatırımları olan ülkeler kullanılmış nükleer yakıtı yeniden işlemeye devam etti. Başkan Reagan 1981'de yasağı kaldırdı, ancak ticari yeniden işlemeye başlamak için gerekli olacak önemli sübvansiyonu sağlamadı.
Mart 1999'da ABD Enerji Bakanlığı (DOE) politikasını tersine çevirdi ve Duke Energy , COGEMA ve Stone & Webster (DCS) konsorsiyumu ile bir karma oksit (MOX) yakıt üretim tesisi tasarlamak ve işletmek için bir sözleşme imzaladı . Savannah River Site'de (Güney Carolina) şantiye hazırlığı Ekim 2005'te başladı. 2011'de New York Times, "...hükümetin bir inşaat ihalesini kazanmasından 11 yıl sonra, projenin maliyeti yaklaşık 5 milyar dolara yükseldi. devasa beton ve çelik yapı yarı bitmiş bir yapı ve hükümet, kazançlı sübvansiyon tekliflerine rağmen henüz tek bir müşteri bulabilmiş değil." TVA (şu anda en olası müşteri), Nisan 2011'de, Fukushima Daiichi'deki nükleer kazada MOX yakıtının nasıl performans gösterdiğini görene kadar bir kararı erteleyeceğini söyledi .
Ayırma teknolojileri
Su ve organik çözücüler
PUREX
PUREX , standart yöntem için duran bir kısaltmadır p lutonium ve U ranium R ' ile ecovery EX çekiş . PUREX işlemi, kullanılmış nükleer yakıtı yeniden işlemek , fisyon ürünlerinden uranyum ve plütonyumu birbirinden bağımsız olarak çıkarmak için kullanılan bir sıvı-sıvı ekstraksiyon yöntemidir . Bu, şu anda sektördeki en gelişmiş ve yaygın olarak kullanılan süreçtir.
Ticari güç reaktörlerinden yakıt olarak kullanıldığında, çıkarılan plütonyum tipik olarak, bir nükleer silahta kullanım için ideal olan "silah dereceli" plütonyum olarak kabul edilemeyecek kadar çok Pu-240 içerir. Bununla birlikte, reaktör dereceli plütonyum kullanılarak her teknik gelişmişlik düzeyinde son derece güvenilir nükleer silahlar inşa edilebilir. Ayrıca, sıklıkla yakıt ikmali yapabilen reaktörler , daha sonra PUREX kullanılarak geri kazanılabilen silah sınıfı plütonyum üretmek için kullanılabilir . Bu nedenle PUREX kimyasalları izlenir.
PUREX'in modifikasyonları
ÜREX
PUREX süreci yapmak için değiştirilebilir Urex ( UR anium EX yüksek düzeyde iç yer kazanmak için kullanılabilecek çekiş) süreci nükleer atık gibi bertaraf siteleri, Yucca Dağı nükleer atık deposuna , engin oluşturan uranyum kaldırarak kullanılmış yakıtın kütlesinin ve hacminin çoğunluğunu ve yeniden işlenmiş uranyum olarak geri dönüştürülmesini sağlar .
UREX işlemi, plütonyumun çıkarılmasını önlemek için değiştirilmiş bir PUREX işlemidir. Bu , ilk metal çıkarma adımından önce bir plütonyum indirgeyici eklenerek yapılabilir . UREX işleminde, uranyumun ~%99,9'u ve teknetyumun >%95'i birbirinden ve diğer fisyon ürünleri ve aktinitlerden ayrılır . Anahtar, işlemin ekstraksiyon ve fırçalama bölümlerine asetohidroksamik asidin (AHA) eklenmesidir. AHA'nın eklenmesi, plütonyum ve neptünyumun ekstrakte edilebilirliğini büyük ölçüde azaltır ve PUREX işleminin plütonyum ekstraksiyon aşamasına göre biraz daha fazla çoğalma direnci sağlar.
TRUEX
İkinci bir ekstraksiyon yardımcı maddesi, oktil (fenil) -N ekleme, N-dibütil karbamoilmetil fosfin oksit tribütilfosfat ile kombinasyon halinde (CMPO), (TBP), PUREX işlemi dönüştürülebilir Truex ( TR ans U Ranic EX çekme) prosesi. TRUEX, ABD'de Argonne Ulusal Laboratuvarı tarafından icat edildi ve transuranik metalleri (Am/Cm) atıklardan uzaklaştırmak için tasarlandı. Buradaki fikir, atığın alfa aktivitesinin düşürülmesiyle, atığın büyük bölümünün daha kolay bir şekilde bertaraf edilebilmesidir. PUREX ile ortak olarak bu süreç bir çözme mekanizması ile çalışır .
DIAMEX
TRUEX'e alternatif olarak, malondiamid kullanan bir ekstraksiyon işlemi geliştirilmiştir. DIAMEX ( DIAM ide EX çekme) prosesi başka öğeler içerir organik atık oluşumunu engelleme avantajına sahiptir , karbon , hidrojen , azot ve oksijen . Bu tür bir organik atık, asit yağmuruna katkıda bulunabilecek asidik gazlar oluşmadan yakılabilir (ancak asidik gazlar bir yıkayıcı tarafından geri kazanılabilir). DIAMEX süreci üzerinde Avrupa'da Fransız CEA tarafından çalışılmaktadır . Süreç, mevcut süreç bilgisi ile bir endüstriyel tesisin inşa edilebilmesi için yeterince olgunlaşmıştır. PUREX ile ortak olarak bu süreç bir çözme mekanizması ile çalışır.
SANEX
S seçmeli bir CTI N ide EX çekiş. Küçük aktinidlerin tedavisinin bir parçası olarak önerilmiştir lantanidler ve üç değerlikli küçük aktinitler PUREX çıkarılmalıdır rafinat örneğin DIAMEX veya Truex gibi bir işlemle üretilebilir. Amerikyum gibi aktinitlerin endüstriyel kaynaklarda yeniden kullanılmasına veya yakıt olarak kullanılmasına izin vermek için lantanitlerin çıkarılması gerekir. Lantanitler büyük nötron kesitlerine sahiptir ve bu nedenle nötron tahrikli bir nükleer reaksiyonu zehirlerler. Bugüne kadar SANEX süreci için ekstraksiyon sistemi tanımlanmadı, ancak şu anda birkaç farklı araştırma grubu bir süreç için çalışıyor. Örneğin Fransız CEA , bis-triazinil piridin (BTP) bazlı bir süreç üzerinde çalışıyor. Ditiyofosfinik asitler gibi diğer sistemler üzerinde başka işçiler tarafından çalışılmaktadır.
UNEX
BM iversal EX çekiş işlemi Rusya ve geliştirilmiştir Çek Cumhuriyeti ; kullanılmış nükleer yakıttan uranyum ve plütonyumun ekstraksiyonundan sonra kalan rafinattan en zahmetli radyoizotopları (Sr, Cs ve minör aktinitleri ) tamamen çıkarmak için tasarlanmıştır . Kimya etkileşimine dayanmaktadır sezyum ve stronsiyum ile polietilen glikol ve bir kobalt karboran anyon (klorlu kobalt dicarbollide olarak da bilinir). Aktinitler, CMPO tarafından özütlenir ve seyreltici , nitrobenzen gibi bir polar aromatiktir . Meta- nitrobenzotri florür ve fenil triflorometil sülfon gibi diğer seyrelticiler de önerilmiştir.
Elektrokimyasal ve İyon Değiştirme yöntemleri
Kullanılarak egzotik yöntem elektrokimya ve iyon değiştirme içinde amonyum karbonat bildirilmiştir. Alkali karbonat ve "dumanlı" kurşun oksit içinde iyon değişimi kullanılarak uranyum ekstraksiyonu için başka yöntemler de rapor edilmiştir.
eski yöntemler
bizmut fosfat
Bizmut fosfat işlemi son radyoaktif atık önemli gereksiz malzemeyi ekleyen bir eskimiş bir süreçtir. Bizmut fosfat prosesinin yerini solvent ekstraksiyon prosesleri almıştır. Bizmut fosfat işlemi, uranyum içeren alüminyum kaplı nükleer yakıt çubuklarından plütonyumu çıkarmak için tasarlandı . Yakıt, kostik sodada kaynatılarak söndürüldü . Kaplamadan sonra, uranyum metali nitrik asit içinde çözüldü .
Bu noktada plütonyum +4 oksidasyon durumundadır. Daha sonra bizmut fosfatı oluşturmak için bizmut nitrat ve fosforik asit ilave edilerek çözeltiden çökeltildi . Plütonyum bununla birlikte çöktürüldü . Süpernatan (birçok içeren sıvı fizyon ürünleri ) katı madde ayrıldı. Çökelti daha sonra, bir ilave edilmeden önce, nitrik asitte eritilip, oksidan (örneğin potasyum permanganat puo üretmek için) 2 + 2 . Plütonyum, bir dikromat tuzu ilave edilerek +6 oksidasyon durumunda tutuldu .
Bizmut fosfat daha sonra yeniden çökeltildi, plütonyum çözelti içinde bırakıldı ve bir demir(II) tuzu ( demir sülfat gibi ) eklendi. Plütonyum, bir bizmut fosfat taşıyıcısı kullanılarak yeniden çökeltildi ve plütonyum için katı bir lantanyum florür taşıyıcısı oluşturacak şekilde lantan tuzları ve florür ilave edildi. Bir alkalinin eklenmesi bir oksit üretti. Kombine lantan plütonyum oksit toplandı ve plütonyum nitratı oluşturmak için nitrik asit ile özü çıkarıldı.
Hekson veya redoks
Bu, özütleyici olarak metil izobütil keton kullanan bir sıvı-sıvı özütleme işlemidir . Ekstraksiyon bir çözme mekanizması ile yapılır. Bu işlemin dezavantajı, makul bir dağılım oranı (D değeri) elde etmek için sulu fazdaki nitrat konsantrasyonunu arttırmak için tuzdan arındırma reaktifi (alüminyum nitrat ) kullanılmasını gerektirmesidir . Ayrıca hekson, konsantre nitrik asit tarafından parçalanır. Bu işlemin yerini PUREX işlemi almıştır.
Pu 4+ + 4NA-
3 + 2S → [Pu(NO
3)
4S
2]
Butex, β,β'-dibütioksidietil eter
Yukarıda adı geçen trieter özütleyiciyi kullanan bir solvasyon özütleme sürecine dayalı bir süreç. Bu işlemin dezavantajı, makul bir dağılım oranı elde etmek için sulu fazdaki nitrat konsantrasyonunu arttırmak için bir tuzlama reaktifinin (alüminyum nitrat ) kullanılmasını gerektirmesidir . Bu süreç Windscale'de yıllar önce kullanıldı. Bu işlemin yerini, daha büyük ölçekli yeniden işleme için üstün bir teknoloji olduğu gösterilen PUREX almıştır.
piroişleme
Pyroprocessing , yüksek sıcaklık yöntemleri için genel bir terimdir. Çözücüler şunlardır erimiş tuzlar (örneğin, LiCİ + KCI veya LİF + CaF 2 ) ve erimiş metal (örneğin, kadmiyum, bizmut, magnezyum) su yerine organik bileşikleri içerir. Elektro arıtma , damıtma ve çözücü-çözücü ekstraksiyonu yaygın adımlardır.
Bu süreçler önemli kullanım dünya çapında şu anda değil, ama onlar öncülük edilmiştir Argonne National Laboratory güncel araştırma da yer alarak CRIEPI Japonya'da, Nükleer Araştırma Enstitüsü Rez Çek Cumhuriyeti'nde, Atom Araştırmaları Indira Gandhi Merkezi Hindistan ve içinde KAERI Güney Kore'de.
Avantajlar
- Arkasındaki ilkeler iyi anlaşılmıştır ve benimsenmelerinin önünde önemli teknik engeller bulunmamaktadır.
- Yüksek yanan kullanılmış yakıta kolayca uygulanır ve çalışma sıcaklıkları zaten yüksek olduğundan çok az soğutma süresi gerektirir .
- Kritiklik kazası riski oluşturan nötron moderatörleri olan hidrojen ve karbon içeren ve daha sonra ayrılamayan seyreltik çözeltilerde fisyon ürünü trityumu ve aktivasyon ürünü karbon-14'ü absorbe edebilen çözücüler kullanmaz .
- Alternatif olarak, voloksidasyon , trityumun %99'unu kullanılmış yakıttan çıkarabilir ve trityum kaynağı olarak kullanıma uygun güçlü bir çözelti şeklinde geri
Dezavantajları
- Bir bütün olarak yeniden işleme şu anda (2005) lehte değildir ve yeniden işleme yapan yerlerde halihazırda PUREX tesisleri inşa edilmiştir. Sonuç olarak, IV . Nesil reaktör programlarının gerçeğe dönüşmesi mümkün olsa da, yeni pirometalurjik sistemler için çok az talep vardır .
- Piroişlemeden elde edilen tuz, PUREX işlemi tarafından üretilen atık malzemelerden cama dönüştürülmek için daha az uygundur.
- Amaç, brülör reaktörlerinde kullanılmış nükleer yakıtın ömrünü azaltmaksa, küçük aktinitlerin daha iyi geri kazanım oranlarına ulaşılması gerekir.
Elektroliz
Elektroliz yöntemleri, ergimiş bir tuzdaki uranyum, plütonyum ve minör aktinitlerin standart potansiyellerindeki farka dayanır. Uranyumun standart potansiyeli en düşüktür, bu nedenle bir potansiyel uygulandığında, uranyum diğer elementlerden önce erimiş tuz çözeltisinden katotta indirgenecektir.
IFR için PYRO-A ve -B
Bu süreçler Argonne Ulusal Laboratuvarı tarafından geliştirilmiş ve İntegral Hızlı Reaktör projesinde kullanılmıştır.
PYRO-A , aktinitleri ( aktinid ailesi içindeki elementler , genellikle U-235'ten daha ağırdır) aktinit olmayanlardan ayırmanın bir yoludur . Harcanan yakıt, erimiş bir tuz elektrolitine daldırılan bir anot sepetine yerleştirilir . Uranyum metalinin (veya bazen kullanılmış yakıta bağlı olarak oksidin) katı bir metal katot üzerinde plakalanmasına neden olan bir elektrik akımı uygulanırken, diğer aktinitlerin (ve nadir toprak elementlerinin) bir sıvı kadmiyum katotta emilebilmesine neden olur . Fisyon ürünlerinin çoğu ( sezyum , zirkonyum ve stronsiyum gibi ) tuzda kalır. Erimiş kadmiyum elektrotuna alternatif olarak erimiş bizmut katot veya katı alüminyum katot kullanmak mümkündür .
Elektrokazanmaya alternatif olarak, istenen metal, bir elektropozitif metal ve daha az reaktif bir metalin erimiş bir alaşımı kullanılarak izole edilebilir .
Kullanılmış yakıtın uzun vadeli radyoaktivitesinin ve hacminin çoğunluğu aktinitlerden geldiğinden, aktinitlerin ortadan kaldırılması daha kompakt ve uzun vadede neredeyse tehlikeli olmayan atık üretir. Bu atığın radyoaktivitesi daha sonra binlerce yıl yerine birkaç yüz yıl içinde doğal olarak oluşan çeşitli mineraller ve cevherler düzeyine düşecektir.
Pirometalik işlemle üretilen karışık aktinitlerin hemen hepsi ya bölünebilir ya da verimli oldukları için tekrar nükleer yakıt olarak kullanılabilir , ancak bu malzemelerin çoğu verimli bir şekilde yakılması için hızlı bir üreme reaktörü gerektirecektir . Bir de termal nötron spektrumu, birkaç ağır aktinidlerin konsantrasyonları ( curium -242 ve plütonyum-240 ) en güncel reaktörler olduğu zamanki uranyum veya karışık uranyum, plütonyum oksitler (MOX) esas olarak farklı olan yakıt yaratarak oldukça yüksek olabilir kullanmak üzere tasarlanmıştır.
Başka bir pirokimyasal süreç olan PYRO-B süreci, bir dönüştürücü reaktörden ( transuranik nükleer atıkları fisyon ürünlerine dönüştürmek için tasarlanmış hızlı bir üreme reaktörü) yakıtın işlenmesi ve geri dönüştürülmesi için geliştirilmiştir . Tipik bir dönüştürücü yakıtı uranyum içermez ve metalik zirkonyum gibi atıl bir matriste geri kazanılmış transuranikler içerir . Bu tür yakıt piro-B işleminde, bir elektrolitik aşaması bölünmesi ile için reaktöre transuranics fizyon ürünleri kalıntı transuranik ayrı öğeler ve geri dönüşüm için kullanılır. Yeni üretilen teknesyum ve iyot, dönüşüm hedeflerine dahil edilmek üzere çıkarılır ve diğer fisyon ürünleri atıklara gönderilir.
Voloksidasyon
Voloksidasyon ( hacimsel oksidasyon için ), oksit yakıtın oksijenle ısıtılmasını, bazen alternatif oksidasyon ve indirgeme ile veya alternatif oksidasyonu, ozon ile uranyum trioksite dönüşümlü oksidasyonu ve triuranyum oktoksite geri ısıtma yoluyla ayrışmayı içerir . Önemli bir amaç, trityumu tutmanın zor olacağı daha ileri işlemlerden önce trityumu trityumlu su buharı olarak yakalamaktır . Diğer uçucu elementler yakıtı terk eder ve özellikle iyot , teknesyum ve karbon-14 olmak üzere geri kazanılmalıdır . Voloksidasyon ayrıca yeniden işleme adımlarında reaktiflerin penetrasyonunu arttırmak için yakıtı parçalar veya yüzey alanını arttırır.
İzole buharlaşma
İlk yeniden işleme adımı olarak kullanılmış oksit yakıtı atıl bir atmosferde veya vakumda 700 °C ile 1000 °C arasındaki bir sıcaklıkta basitçe ısıtmak, sezyum-137 izotopu tarafından üretilen ısının yaklaşık yarısını yayan sezyum dahil olmak üzere çeşitli uçucu elementleri çıkarabilir. sonraki 100 yıllık soğutma boyunca yakıt (ancak diğer yarının çoğu benzer bir yarı ömre sahip olan stronsiyum-90'dandır ). 2.000 g kaplama ile 20.000 g işlenmiş yakıt için tahmini toplam kütle dengesi:
Giriş | kalıntı |
Zeolit filtresi |
Karbon filtre |
parçacık filtreleri |
|
---|---|---|---|---|---|
paladyum | 28 | 14 | 14 | ||
Tellür | 10 | 5 | 5 | ||
Molibden | 70 | 70 | |||
sezyum | 46 | 46 | |||
Rubidyum | 8 | 8 | |||
Gümüş | 2 | 2 | |||
İyot | 4 | 4 | |||
kaplama | 2000 | 2000 | |||
Uranyum | 19218 | 19218 | ? | ||
Diğerleri | 614 | 614 | ? | ||
Toplam | 22000 | 21851 | 145 | 4 | 0 |
Florür uçuculuğu
Florür uçuculuk sürecinde, flor yakıtla reaksiyona girer. Flor, oksijenden bile çok daha reaktiftir ki, küçük toprak oksit yakıt parçacıkları, flor dolu bir odaya düştüğünde alev alır. Bu alev florlaması olarak bilinir; üretilen ısı reaksiyonun ilerlemesine yardımcı olur. Çoğu uranyum yakıt kısmını oluşturan, dönüştürülür uranyum hegzaflorid , uranyum bir biçimde de kullanılabilir uranyum zenginleştirme çok düşük bir kaynama noktasına sahiptir. Teknetyum , ana uzun ömürlü fizyon ürünü , aynı zamanda etkin bir şekilde uçucu heksaflorid dönüştürülür. Birkaç başka element de benzer şekilde uçucu heksaflorürler, pentaflorürler veya heptaflorürler oluşturur. Uçucu florürler, fazla flordan yoğunlaştırma ile ayrılabilir, daha sonra fraksiyonel damıtma veya seçici indirgeme ile birbirinden ayrılabilir . Uranyum heksaflorür ve teknesyum heksaflorür çok benzer kaynama noktalarına ve buhar basınçlarına sahiptir ve bu da tam ayırmayı zorlaştırır.
Uçan fisyon ürünlerinin çoğu, iyot , tellür ve molibden gibi florlu olmayan, yüksek sıcaklıktaki buharlaşmada uçucu hale gelenlerle aynıdır ; dikkate değer farklılıklar, teknesyumun uçucu olması, ancak sezyumun olmamasıdır.
Plütonyum , neptunyum ve amerikyum gibi bazı transuranyum elementleri , uçucu florürler oluşturabilir, ancak flor kısmi basıncı düşürüldüğünde bu bileşikler stabil değildir. Plütonyumun çoğu ve uranyumun bir kısmı başlangıçta alev florlayıcının dibine düşen kül içinde kalacaktır. Küldeki plütonyum-uranyum oranı, hızlı nötron reaktör yakıtı için gereken bileşime bile yaklaşabilir . Külün daha fazla florlanması, uçucu florürler olarak tüm uranyum, neptünyum ve plütonyumu uzaklaştırabilir ; bununla birlikte, diğer bazı küçük aktinitler , uçucu florürler oluşturmayabilir ve bunun yerine alkalin fisyon ürünleri ile kalabilir. Bazı soy metaller hiç florür oluşturmayabilir, ancak metalik formda kalır; ancak rutenyum heksaflorür nispeten kararlı ve uçucudur.
Kalıntının daha yüksek sıcaklıklarda damıtılması, daha düşük kaynama noktalı geçiş metali florürleri ve alkali metal (Cs, Rb) florürleri, daha yüksek kaynama noktasına sahip lantanit ve alkali toprak metal (Sr, Ba) ve itriyum florürlerden ayırabilir. İlgili sıcaklıklar çok daha yüksektir, ancak bir vakumda damıtılarak bir miktar düşürülebilir. Çözücü olarak lityum florür veya sodyum florür gibi bir taşıyıcı tuz kullanılıyorsa, yüksek sıcaklıkta damıtma, taşıyıcı tuzu yeniden kullanım için ayırmanın bir yoludur.
Erimiş tuz reaktörü tasarımları, sürekli veya sık aralıklarla florür uçuculuğunun yeniden işlenmesini gerçekleştirir. Hedef döndürmektir aktinitler kaldırılırken, nihai reaksiyonu için erimiş yakıt karışımına fizyon ürünleri olan nötron zehirleri , ya da kalıcı depolama için nihai transferi beklerken bu daha güvenli bir şekilde, reaktör iç dışında saklanabilir.
Klorür uçuculuğu ve çözünürlüğü
Uçucu yüksek değerlikli florürleri oluşturan elementlerin çoğu aynı zamanda uçucu yüksek değerlikli klorürler de oluşturacaktır. Klorlama ve damıtma, ayırma için başka bir olası yöntemdir. Ayırma dizisi, florürler için olan diziden faydalı bir şekilde farklı olabilir; örneğin, zirkonyum tetraklorür ve kalay tetraklorür , 331 °C ve 114.1 °C gibi nispeten düşük kaynama noktalarına sahiptir. Klorlama, mekanik kaplama yerine zirkonyum yakıt kaplamasının çıkarılması için bir yöntem olarak bile önerilmiştir.
Klorürlerin daha sonra oksitler gibi diğer bileşiklere dönüşmesi florürlerden daha kolay olabilir.
Uçuculuktan sonra kalan klorürler de suda çözünürlükleri ile ayrılabilir. Americium , curium , lanthanides , stronsiyum , sezyum gibi alkali elementlerin klorürleri uranyum , neptunyum , plütonyum ve zirkonyumdan daha fazla çözünür .
Radyoanalitik ayırmalar
Analitik amaçlarla radyoaktif metallerin dağılımını belirlemek için Solvent Emprenyeli Reçineler (SIR'ler) kullanılabilir. SIR'ler, gözeneklerinin içinde bir özütleyici içeren gözenekli parçacıklardır. Bu yaklaşım, geleneksel sıvı-sıvı ekstraksiyonunda gerekli olan sıvı-sıvı ayırma adımını önler . Radyoanalitik ayırmalar için SIR'lerin hazırlanması için organik Amberlite XAD-4 veya XAD-7 kullanılabilir. Olası özütleyiciler örneğin triheksiltetradesilfosfonyum klorür(CYPHOS IL-101) veya N,N0-dialkil-N,N0-difenilpiridin-2,6-dikarboksiamidlerdir (R-PDA; R = butil, okty I, desil, dodesil).
ekonomi
Yeniden işleme-atık bertarafı ve geçici depolama-doğrudan bertarafın göreceli ekonomisi, 2000'lerin ilk on yılı boyunca pek çok tartışmanın odak noktasıydı. Çalışmalar, mevcut termal reaktörlerde (önerilen damızlık reaktör çevriminin aksine) plütonyumun bir kerelik geri dönüşümüne dayalı bir yeniden işleme-geri dönüşüm sisteminin toplam yakıt çevrimi maliyetlerini modellemiş ve bunu doğrudan bir açık yakıt çevriminin toplam maliyetleriyle karşılaştırmıştır. imha etmek. Bu çalışmalar tarafından üretilen sonuçların aralığı çok geniştir, ancak hepsi mevcut (2005) ekonomik koşullar altında yeniden işleme-geri dönüşüm seçeneğinin daha maliyetli olduğu konusunda hemfikirdir.
Yeniden işleme yalnızca kullanılmış yakıtın radyoaktivite düzeyini azaltmak için yapılıyorsa, kullanılmış nükleer yakıtın zamanla daha az radyoaktif hale geldiği dikkate alınmalıdır. 40 yıl sonra radyoaktivitesi %99,9 azalır, ancak radyoaktivite seviyesinin doğal uranyum seviyesine yaklaşması hala bin yıldan fazla sürer. Bununla birlikte, plütonyum-239 dahil olmak üzere transuranik elementlerin seviyesi 100.000 yıldan fazla bir süredir yüksek kalmaktadır, bu nedenle nükleer yakıt olarak yeniden kullanılmazlarsa, nükleer çoğalma nedenlerinin yanı sıra radyasyon tehlikesi nedeniyle bu elementlerin güvenli bir şekilde imha edilmesi gerekir .
25 Ekim 2011'de, Japon Atom Enerjisi Komisyonu'nun bir komisyonu, bir toplantı sırasında nükleer yakıtın elektrik üretimi için geri dönüştürülmesinin maliyetleriyle ilgili hesaplamaları açıkladı. Bu maliyetler, kullanılmış yakıtın doğrudan jeolojik bertaraf maliyetlerinin iki katı olabilir: plütonyum çıkarma ve kullanılmış yakıtı işleme maliyeti, üretilen kilovat-saat elektrik başına 1,98 ila 2,14 yen olarak tahmin edildi. Kullanılmış yakıtı atık olarak atmak kilovat saat başına sadece 1 ila 1.35 yen'e mal olacaktır.
Temmuz 2004'te Japon gazeteleri, Japon Hükümeti'nin radyoaktif atıkların bertaraf edilmesinin maliyetini tahmin ettiğini bildirerek, dört ay önce böyle bir tahminin yapılmadığı yönündeki iddialarla çelişiyordu. Yeniden işleme alınmayan seçeneklerin maliyetinin, yeniden işleme maliyetinin (24,7 milyar dolar) dörtte biri ile üçte biri (5.5-7.9 milyar dolar) arasında olduğu tahmin ediliyordu. 2011 yılının sonunda, 2004'te Nükleer Güç Politikası Planlama Bölümü'nün direktörü olan Masaya Yasui'nin Nisan 2004'te astına verileri gizlemesi talimatını verdiği ortaya çıktı. Verilerin kasten gizlenmiş olması, bakanlığı olayı yeniden soruşturmaya ve ilgili yetkilileri cezalandırıp cezalandırmamayı yeniden gözden geçirmeye zorladı.
sitelerin listesi
Ülke | yeniden işleme sitesi | Yakıt tipi | prosedür | Yeniden işleme kapasitesi tHM/yıl |
Devreye alma veya işletim süresi |
---|---|---|---|---|---|
Belçika | mol | LWR , MTR (Malzeme test reaktörü) | 80 | 1966–1974 | |
Çin | ara pilot tesis | 60–100 | 1968-70'lerin başı | ||
Çin | Bitki 404 | 50 | 2004 | ||
Almanya | Karlsruhe, WAK | LWR | 35 | 1971–1990 | |
Fransa | Marcoule, yukarı 1 | Askeri | 1200 | 1958-1997 | |
Fransa | Marcoule, CEA APM | yiyecek ve içecek | PUREX DIAMEX SANEX | 6 | 1988–günümüz |
Fransa | La Hague, UP 2 | LWR | PUREX | 900 | 1967–1974 |
Fransa | La Hague, 2–400 YUKARI | LWR | PUREX | 400 | 1976–1990 |
Fransa | La Hague , 2–800 YUKARI | LWR | PUREX | 800 | 1990 |
Fransa | La Hague , Yukarı 3 | LWR | PUREX | 800 | 1990 |
Birleşik Krallık | Windscale, B204 | Magnoks | BUTEX | 750 | 1956–1962 |
Birleşik Krallık | Sellafield , B205 | Magnoks | PUREX | 1500 | 1964 |
Birleşik Krallık | Dounreay | yiyecek ve içecek | 8 | 1980 | |
Birleşik Krallık | THOR | AGR , LWR | PUREX | 900 | 1994-2018 |
İtalya | Rotondella | toryum | 5 | 1968 (kapatma) | |
Hindistan | Trombay | Askeri | PUREX | 60 | 1965 |
Hindistan | Tarapur | PHWR | PUREX | 100 | 1982 |
Hindistan | kalpakkam | PHWR ve FBTR | PUREX | 100 | 1998 |
Hindistan | Tarapur | PHWR | 100 | 2011 | |
İsrail | Dimona | Askeri | 60–100 | ~1960–günümüz | |
Japonya | Tokaimura | LWR | 210 | 1977-2006 | |
Japonya | Rokkaşo | LWR | 800 | 2021 | |
Pakistan | Yeni Laboratuvarlar , Ravalpindi | Askeri / Plütonyum / Toryum | 80 | 1982–günümüz | |
Pakistan | Khushab Nükleer Kompleksi , Pakistan Atom Şehri | HWR / Askeri / Trityum | 22 kg | 1986–günümüz | |
Rusya | Mayak Bitki B | Askeri | 400 | 1948-196? | |
Rusya | Mayak Fabrikası BB, RT-1 | LWR | PUREX + Np ayırma | 400 | 1978 |
Rusya | Tomsk-7 Radyokimya Tesisi | Askeri | 6000 | 1956 | |
Rusya | Jeleznogorsk (Krasnoyarsk-26) | Askeri | 3500 | 1964–~2010 | |
Rusya | Jeleznogorsk , RT-2 | VVER | 800 | yapım aşamasında (2030) | |
ABD , WA | Hanford Sitesi | Askeri | bizmut fosfat, REDOX, PUREX | 1944–1988 | |
ABD , SC | Savannah Nehri Bölgesi | Askeri/LWR/HWR/Trityum | PUREX, REDOX, THOREX, Np ayırma | 5000 | 1952–2002 |
ABD , NY | Batı Vadisi | LWR | PUREX | 300 | 1966–1972 |
ABD , Kuzey Kore | Barnwell | LWR | PUREX | 1500 | çalışmasına asla izin verilmez |
ABD , kimlik | INL | LWR | PUREX | - |
Ayrıca bakınız
- nükleer yakıt döngüsü
- damızlık reaktörü
- Nükleer füzyon-fisyon melezi
- Kullanılmış nükleer yakıt nakliye fıçısı
- Taylor Wilson'ın nükleer atık yakıtlı küçük reaktörü
- Küresel Nükleer Enerji Ortaklığı Şubat 2006'yı duyurdu
Referanslar
daha fazla okuma
- Williamson, MA; Willit, JL (2011). "Kullanılmış Nükleer Yakıtın Geri Dönüşümü için Piroişleme Akış Şemaları" (PDF) . Nükleer Mühendislik ve Teknoloji . 43 (4): 329-334. doi : 10.5516/NET.2011.43.4.329 .
- kadar, CE; Chang, YI; Hannum, WH (1997). "Bütünleşik hızlı reaktör-genel bir bakış". Nükleer Enerjide İlerleme . 31 (1–2): 3–11. doi : 10.1016/0149-1970(96)00001-7 .
- OECD Nükleer Enerji Ajansı, The Economics of the Nuclear Fuel Cycle , Paris, 1994
- I. Hensing ve W Schultz, Nükleer Yakıt Döngüsü Seçeneklerinin Ekonomik Karşılaştırılması, Energiewirtschaftlichen Instituts, Köln, 1995.
- Cogema, Reprocessing-Recycling: the Industrial Stakes, Konrad-Adenauer-Stiftung'a sunum, Bonn, 9 Mayıs 1995.
- OECD Nükleer Enerji Ajansı, Plütonyum Yakıtı: Bir Değerlendirme, Paris, 1989.
- Ulusal Araştırma Konseyi, "Nükleer Atıklar: Ayırma ve Dönüşüm Teknolojileri", National Academy Press, Washington DC 1996.
Dış bağlantılar
- Kullanılmış Nükleer Yakıtın İşlenmesi , Dünya Nükleer Birliği
- PUREX Süreci, Avrupa Nükleer Derneği
- Karışık Oksit Yakıt (MOX) – Dünya Nükleer Birliği
- Fazla Silahlar için İmha Seçenekleri-Kullanılabilir Plütonyum – Kongre için Kongre Araştırma Hizmeti Raporu
- Yakıt Yeniden İşlemenin Kısa Tarihi
- Alsos Nükleer Sorunlar Dijital Kütüphanesinden kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi için açıklamalı kaynakça