Nukleär upparbetning

Sellafield kärnkraftsupparbetningsanläggning, Storbritannien

Kärnteknisk upparbetning är kemisk separation av klyvningsprodukter och aktinider från använt kärnbränsle . Ursprungligen användes upparbetning enbart för att utvinna plutonium för att producera kärnvapen . Med kommersialiseringen av kärnkraft återvanns det upparbetade plutoniumet tillbaka till MOX-kärnbränsle för termiska reaktorer . Det upparbetade uranet , även känt som det använda bränslematerialet, kan i princip även återanvändas som bränsle, men det är bara ekonomiskt när tillgången på uran är låg och priserna är höga. En avelsreaktor är inte begränsad till att använda återvunnet plutonium och uran . Den kan använda alla aktinider , stänga kärnbränslecykeln och potentiellt multiplicera energin som utvinns från naturligt uran med cirka 60 gånger.

Upparbetning måste vara mycket kontrollerad och noggrant utförd i avancerade anläggningar av högt specialiserad personal. [ varför? ] Bränsleknippen som anländer till platserna från kärnkraftverk (efter att ha svalnat i flera år) löses helt upp i kemiska bad, vilket kan utgöra föroreningsrisker om de inte hanteras på rätt sätt.

Relativt höga kostnader är förknippade med upparbetning av använt bränsle jämfört med engångsbränslecykeln, men bränsleanvändningen kan ökas och avfallsvolymerna minska. Upparbetning av kärnbränsle utförs rutinmässigt i Europa, Ryssland och Japan. I USA steg Obama-administrationen tillbaka från president Bushs planer för upparbetning i kommersiell skala och återgick till ett program fokuserat på upparbetningsrelaterad vetenskaplig forskning.

Separerade komponenter och disposition

Se även: Använt kärnbränsle

De potentiellt användbara komponenter som behandlas vid kärnteknisk upparbetning omfattar specifika aktinider (plutonium, uran och några mindre aktinider ). De lättare elementens komponenter inkluderar klyvningsprodukter , aktiveringsprodukter och beklädnad .

material disposition
plutonium, mindre aktinider , upparbetat uran fission i snabb , fusion fission hybrid , eller subkritisk reaktor eller användning som MOX-bränsle
upparbetat uran, filter mindre sträng lagring som medelaktivt avfall
långlivade fissions- och aktiveringsprodukter kärntransmutation eller geologiskt förvar
medellivade fissionsprodukter 137 Cs och 90 Sr lagring på medellång sikt som högaktivt avfall ; sönderfallsvärme skulle kunna användas för att driva en Stirlingmotor
användbara radionuklider, sällsynta jordartsmetaller (lantanider) och ädelmetaller industriella och medicinska användningar
beklädnad, klyvningsprodukt zirkonium återanvändning för zircalloy- beklädnad eller lagring som medelaktivt avfall

Historia

De första storskaliga kärnreaktorerna byggdes under andra världskriget . Dessa reaktorer designades för produktion av plutonium för användning i kärnvapen . Den enda upparbetningen som krävdes var därför utvinningen av plutoniumet (fritt från föroreningar av klyvningsprodukter ) från det använda naturliga uranbränslet . 1943 föreslogs flera metoder för att separera den relativt lilla mängden plutonium från uran och klyvningsprodukter. Den första metoden som valdes, en utfällningsprocess som kallas vismutfosfatprocessen , utvecklades och testades vid Oak Ridge National Laboratory (ORNL) mellan 1943 och 1945 för att producera kvantiteter plutonium för utvärdering och användning i USA:s vapenprogram . ORNL producerade de första makroskopiska mängderna (gram) av separerat plutonium med dessa processer.

Vismutfosfatprocessen drevs först i stor skala på Hanford-platsen , under senare delen av 1944. Den var framgångsrik för plutoniumseparering i den nödsituation som fanns då, men den hade en betydande svaghet: oförmågan att återvinna uran.

Den första framgångsrika lösningsmedelsextraktionsprocessen för återvinning av rent uran och plutonium utvecklades vid ORNL 1949. PUREX -processen är den nuvarande metoden för extraktion. Separationsanläggningar byggdes också vid Savannah River Site och en mindre anläggning vid West Valley Reprocessing Plant som stängdes 1972 på grund av sin oförmåga att uppfylla nya regulatoriska krav.

Upparbetning av civilt bränsle har länge använts vid COGEMA La Hague-anläggningen i Frankrike, Sellafield -anläggningen i Storbritannien, Mayak Chemical Combine i Ryssland och på platser som Tokai-fabriken i Japan, Tarapur-anläggningen i Indien och kort på West Valley Reprocessing Plant i USA.

I oktober 1976 ledde oro för kärnvapenspridning (särskilt efter att Indien demonstrerade kärnvapenkapacitet med hjälp av upparbetningsteknik) president Gerald Ford att utfärda ett presidentdirektiv för att på obestämd tid avbryta den kommersiella upparbetningen och återvinningen av plutonium i USA. Den 7 april 1977, president Jimmy Jimmy Carter förbjöd upparbetning av använt kärnbränsle från kommersiella reaktorer . Nyckelfrågan som drev denna politik var risken för kärnvapenspridning genom avledning av plutonium från den civila bränslecykeln och att uppmuntra andra nationer att följa USA:s ledning. Därefter var det bara länder som redan hade stora investeringar i upparbetning av infrastruktur som fortsatte att upparbeta använt kärnbränsle. President Reagan upphävde förbudet 1981, men gav inte den betydande subvention som skulle ha varit nödvändig för att starta kommersiell upparbetning.

I mars 1999 ändrade US Department of Energy (DOE) sin policy och undertecknade ett kontrakt med ett konsortium av Duke Energy , COGEMA och Stone & Webster ( DCS) för att designa och driva en anläggning för tillverkning av blandad oxid (MOX) . Förberedelse av platsen vid Savannah River Site (South Carolina) började i oktober 2005. 2011 rapporterade New York Times "...11 år efter att regeringen tilldelade ett byggkontrakt har kostnaden för projektet skjutit i höjden till nästan 5 miljarder dollar. enorma betong- och stålkonstruktioner är ett halvfärdigt hulk, och regeringen har ännu inte hittat en enda kund, trots erbjudanden om lukrativa subventioner." TVA (för närvarande den mest troliga kunden) sa i april 2011 att man skulle fördröja ett beslut tills man kunde se hur MOX-bränsle presterade i kärnkraftsolyckan i Fukushima Daiichi .

Separationstekniker

Vatten och organiska lösningsmedel

PUREX

Huvudartikel: PUREX

PUREX , den nuvarande standardmetoden, är en akronym som står för P lutonium och U ranium R ecovery by EX traction . PUREX-processen är en vätske-vätskeextraktionsmetod som används för att upparbeta använt kärnbränsle , för att utvinna uran och plutonium , oberoende av varandra, från fissionsprodukterna . Detta är den mest utvecklade och mest använda processen i branschen för närvarande.

När det används på bränsle från kommersiella kraftreaktorer innehåller det utvunna plutoniumet vanligtvis för mycket Pu-240 för att betraktas som plutonium av "vapenkvalitet", idealiskt för användning i ett kärnvapen. Ändå kan mycket tillförlitliga kärnvapen byggas på alla nivåer av teknisk sofistikering med användning av plutonium av reaktorkvalitet. Dessutom kan reaktorer som kan tanka ofta användas för att producera av vapenkvalitet, som senare kan återvinnas med PUREX. På grund av detta övervakas PUREX-kemikalier.

Plutonium bearbetning

Modifieringar av PUREX

UREX

PUREX-processen kan modifieras för att göra en UREX- process ( UR anium EX -traction) som kan användas för att spara utrymme på högnivåanläggningar för kärnavfall , såsom Yucca Mountains kärnavfallsförvar , genom att ta bort uranet som utgör den stora majoriteten av massan och volymen av använt bränsle och återvinning av det som upparbetat uran .

UREX-processen är en PUREX-process som har modifierats för att förhindra att plutonium utvinns. Detta kan göras genom att tillsätta ett plutoniumreduktionsmedel före det första metallextraktionssteget. I UREX-processen separeras ~99,9% av uranet och >95% av teknetiumet från varandra och de andra klyvningsprodukterna och aktiniderna . Nyckeln är tillsatsen av acetohydroxamsyra (AHA) till extraktions- och skrubbsektionerna av processen. Tillsatsen av AHA minskar avsevärt extraherbarheten av plutonium och neptunium , vilket ger något större spridningsmotstånd än med plutoniumextraktionssteget i PUREX-processen. [ citat behövs ]

TRUEX

Genom att lägga till ett andra extraktionsmedel, oktyl(fenyl)-N, N-dibutylkarbamoylmetylfosfinoxid (CMPO) i kombination med tributylfosfat, (TBP), kan PUREX-processen omvandlas till TRUEX-processen (TR ans U ranic EX - traction ) . TRUEX uppfanns i USA av Argonne National Laboratory och är designat för att ta bort transuranmetaller (Am/Cm) från avfall. Tanken är att genom att sänka avfallets alfaaktivitet kan merparten av avfallet sedan kasseras med större enklare. I likhet med PUREX fungerar denna process genom en lösningsmekanism .

DIAMEX

Som ett alternativ till TRUEX har en extraktionsprocess med en malondiamid utarbetats. DIAMEX-processen ( DIAM ide EX traction) har fördelen att man undviker bildning av organiskt avfall som innehåller andra element än kol , väte , kväve och syre . Ett sådant organiskt avfall kan brännas utan att det bildas sura gaser som kan bidra till surt regn (även om de sura gaserna skulle kunna återvinnas av en skrubber). DIAMEX - processen bearbetas i Europa av franska CEA . Processen är tillräckligt mogen för att en industrianläggning skulle kunna byggas med befintlig kunskap om processen. I likhet med PUREX fungerar denna process genom en lösningsmekanism.

SANEX

S elektiv A kti N ide EX dragkraft. Som en del av hanteringen av mindre aktinider har det föreslagits att lantaniderna och trevärda mindre aktinider ska avlägsnas från PUREX- raffinatet genom en process som DIAMEX eller TRUEX. För att aktiniderna som americium ska kunna återanvändas i industriella källor eller användas som bränsle måste lantaniderna avlägsnas. Lantaniderna har stora neutrontvärsnitt och därför skulle de förgifta en neutrondriven kärnreaktion. Hittills har utvinningssystemet för SANEX-processen inte definierats, men för närvarande arbetar flera olika forskargrupper mot en process. arbetar franska CEA på en bis-triazinylpyridin (BTP)-baserad process. Andra system som ditiofosfinsyrorna arbetar med av några andra arbetare.

UNEX

FN: universella s EX- traktionsprocess utvecklades i Ryssland och Tjeckien ; den är utformad för att helt ta bort de mest besvärliga radioisotoperna (Sr, Cs och mindre aktinider ) från raffinatet som finns kvar efter utvinningen av uran och plutonium från använt kärnbränsle . Kemin är baserad på interaktionen mellan cesium och strontium med polyetylenglykol och en koboltkarbonanjon (känd som klorerad koboltdikarbollid) . Aktiniderna extraheras med CMPO och spädningsmedlet är en polär aromatisk såsom nitrobensen . Andra utspädningsmedel såsom meta - nitrobensotrifluorid och fenyltrifluorometylsulfon har också föreslagits .

Elektrokemiska och jonbytesmetoder

En exotisk metod som använder elektrokemi och jonbyte i ammoniumkarbonat har rapporterats . Andra metoder för extraktion av uran med hjälp av jonbyte i alkaliskt karbonat och "fumed" blyoxid har också rapporterats.

Föråldrade metoder

Vismutfosfat

Vismutfosfatprocessen är en föråldrad process som tillför betydande onödigt material till det slutliga radioaktiva avfallet . Vismutfosfatprocessen har ersatts av lösningsmedelsextraktionsprocesser. Vismutfosfatprocessen utformades för att utvinna plutonium från aluminiumklädda kärnbränslestavar som innehåller uran. Bränslet dekladerades genom att koka det i kaustiksoda . Efter deklatering löstes uranmetallen i salpetersyra .

Plutoniumet är vid denna punkt i +4-oxidationstillståndet. Den fälldes sedan ut ur lösningen genom tillsats av vismutnitrat och fosforsyra för att bilda vismutfosfatet. Plutoniumet samutfälldes med detta. Supernatantvätskan (innehållande många av klyvningsprodukterna ) separerades från det fasta ämnet . Fällningen löstes sedan i salpetersyra före tillsats av ett oxidationsmedel (såsom kaliumpermanganat ) för att producera PuO22 + . Plutoniumet hölls i +6- oxidationstillståndet genom tillsats av ett dikromatsalt .

Vismutfosfatet återutfälldes därefter, vilket lämnade plutoniumet i lösning, och ett järn(II)salt (såsom järn(II) sulfat ) tillsattes. Plutoniumet återutfälldes igen med användning av en vismutfosfatbärare och en kombination av lantansalter och fluorid tillsattes, vilket bildade en fast lantanfluoridbärare för plutoniumet. Tillsats av alkali gav en oxid. Den kombinerade lantanplutoniumoxiden uppsamlades och extraherades med salpetersyra för att bilda plutoniumnitrat.

Hexon eller REDOX

Detta är en vätske-vätskeextraktionsprocess som använder metylisobutylketon med kodnamnet hexon som extraktionsmedel. Extraheringen sker genom en solvatiseringsmekanism . Denna process har nackdelen att det krävs användning av ett utsaltningsmedel ( aluminiumnitrat ) för att öka nitratkoncentrationen i vattenfasen för att erhålla ett rimligt fördelningsförhållande (D-värde). Även hexon bryts ned av koncentrerad salpetersyra. Denna process användes 1952-1956 på Hanford-fabriken T och har ersatts av PUREX-processen.

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

Butex, β,β'-dibutyoxidietyleter

En process baserad på en solvatiseringsextraktionsprocess med användning av trieterextraktionsmedlet ovan. Denna process har nackdelen att kräva användningen av ett utsaltningsreagens (aluminiumnitrat) för att öka nitratkoncentrationen i vattenfasen för att erhålla ett rimligt fördelningsförhållande. Denna process användes vid Windscale 1951-1964. Denna process har ersatts av PUREX, som visade sig vara en överlägsen teknologi för upparbetning i större skala.

Natriumacetat

Natriumuranylacetatprocessen användes av den tidiga sovjetiska kärnkraftsindustrin för att återvinna plutonium från bestrålat bränsle . Det användes aldrig i väst; Tanken är att lösa upp bränslet i salpetersyra , ändra oxidationstillståndet för plutonium och sedan tillsätta ättiksyra och bas. Detta skulle omvandla uran och plutonium till ett fast acetatsalt.

Explosionen av de kristalliserade acetaterna-nitraterna i en icke-kyld avfallstank orsakade Kyshtym-katastrofen 1957.

Alternativ till PUREX

Eftersom det finns några nackdelar med PUREX-processen har det gjorts försök att utveckla alternativ till processen, några av dem är kompatibla med PUREX (dvs. resterna från en process kan användas som råvara för den andra) och andra helt inkompatibla. Ingen av dessa har (från och med 2020-talet) nått utbredd kommersiell användning, men vissa har sett storskaliga tester eller fasta åtaganden för deras framtida implementering i större skala.

Pyrobearbetning

Den mest utvecklade, men kommersiellt ofältade, alternativa upparbetningsmetoden, är Pyroprocessing , som föreslås som en del av den avbildade metalldrivna, Integral snabbreaktorn (IFR), ett natriumsnabbreaktorkoncept från 1990-talet. Efter att det använda bränslet har lösts upp i smält salt , utvinns alla återvinningsbara aktinider , som till stor del består av plutonium och uran men med viktiga mindre beståndsdelar, med hjälp av elektroraffinering/ elektrovinning . Den resulterande blandningen håller plutoniumet hela tiden i en oseparerad gamma- och alfa-emitterande aktinidform, som också är milt självskyddande i stöldscenarier.

Pyroprocessing är en samlingsbeteckning för högtemperaturmetoder. Lösningsmedel är smälta salter (t.ex. LiCl + KCl eller LiF + CaF 2 ) och smälta metaller (t.ex. kadmium, vismut, magnesium) snarare än vatten och organiska föreningar. Elektroraffinering , destillation och lösningsmedel-lösningsmedelsextraktion är vanliga steg.

Dessa processer är för närvarande inte i någon betydande användning över hela världen, men de har varit banbrytande vid Argonne National Laboratory med aktuell forskning som också äger rum vid CRIEPI i Japan, Nuclear Research Institute of Řež i Tjeckien, Indira Gandhi Center for Atomic Research i Indien och KAERI i Sydkorea.

Fördelar med pyroprocessing

  • Principerna bakom dem är väl förstådda, och det finns inga betydande tekniska hinder för att de ska antas.
  • Appliceras lätt på använt bränsle med hög utbränning och kräver kort kylningstid, eftersom driftstemperaturerna redan är höga.
  • Använder inte lösningsmedel som innehåller väte och kol, som är neutronmoderatorer som skapar risk för kritiska olyckor och kan absorbera klyvningsprodukten tritium och aktiveringsprodukten kol-14 i utspädda lösningar som inte kan separeras senare.
    • Alternativt kan voloxidation (se nedan ) ta bort 99 % av tritiumet från använt bränsle och återvinna det i form av en stark lösning lämplig för användning som tillförsel av tritium.
  • Mer kompakta än vattenhaltiga metoder, som tillåter upparbetning på plats på reaktorplatsen, vilket undviker transport av använt bränsle och dess säkerhetsproblem, istället lagrar en mycket mindre volym klyvningsprodukter på plats som högaktivt avfall fram till avvecklingen . Till exempel är bränslecyklerna för Integral Fast Reactor och Molten Salt Reactor baserade på pyroprocessning på plats.
  • Det kan separera många eller till och med alla aktinider på en gång och producera högradioaktivt bränsle som är svårare att manipulera för stöld eller tillverkning av kärnvapen. (Svårigheten har dock ifrågasatts.) Däremot var PUREX-processen utformad för att separera plutonium endast för vapen, och den lämnar också de mindre aktiniderna ( americium och curium ) bakom sig och producerar avfall med mer långlivad radioaktivitet.
  • Större delen av radioaktiviteten inom ungefär 10 2 till 10 5 år efter användningen av kärnbränslet produceras av aktinider, eftersom det inte finns några fissionsprodukter med halveringstider i detta intervall. Dessa aktinider kan driva snabba reaktorer , så utvinning och återanvändning (klyvning) av dem ökar energiproduktionen per kg bränsle, samt minskar avfallets långtidsradioaktivitet.
  • Fluoridflyktighet (se nedan ) ger salter som lätt kan användas vid upparbetning av smält salt, såsom pyroprocessing
  • Förmågan att bearbeta "färskt" använt bränsle minskar behovet av använt bränslebassänger (även om de återvunna kortlivade radionukliderna "bara" skickas till lagring, vilket fortfarande kräver mindre utrymme eftersom huvuddelen av massan - uran - kan lagras separat från dem). Uran - ännu högre specifik aktivitet upparbetat uran - behöver inte kylas för säker lagring.
  • Kortlivade radionuklider kan utvinnas från "färskt" använt bränsle, vilket möjliggör antingen direkt användning inom industrivetenskap eller medicin eller återvinning av deras sönderfallsprodukter utan kontaminering av andra isotoper (till exempel: rutenium i använt bränsle sönderfaller till rodium, varav alla andra isotoper än 103
    Rh     ytterligare sönderfall till stabila isotoper av palladium . Palladium som härrör från sönderfallet av fission rutenium och rodium kommer att vara icke-radioaktiva, men fission Palladium innehåller betydande kontaminering med långlivade 107
    Pd     . Ru-107 och Rh-107 har båda halveringstider i minuterna och kommer att förfalla till Pd-107 innan de bearbetas under de flesta omständigheter)
  • Möjliga bränslen för radioisotop-termoelektriska generatorer (RTG) som mestadels sönderfaller i använt bränsle, som har åldrats avsevärt, kan återvinnas i tillräckliga mängder för att göra användningen värd besväret. Exempel inkluderar material med halveringstid runt två år som 134
    Cs     , 125
    Sb     , 147
    Pm     . Även om de kanske inte skulle vara lämpliga för långa rymduppdrag, kan de användas för att ersätta dieselgeneratorer på platser utanför nätet där tankning är möjlig en gång om året. Antimon skulle vara särskilt intressant eftersom det bildar en stabil legering med bly och kan därmed relativt lätt omvandlas till en delvis självskyddande och kemiskt inert form. Kortlivade RTG-bränslen ger ytterligare fördelar med att minska risken för föräldralösa källor eftersom aktiviteten kommer att minska relativt snabbt om ingen tankning genomförs.

Nackdelar med pyroprocessing

  • Upparbetning som helhet är för närvarande (2005) inte för, och platser som gör upparbetning har redan byggt PUREX-anläggningar. Följaktligen finns det liten efterfrågan på nya pyrometallurgiska system, även om det skulle kunna bli det om Generation IV-reaktorprogrammen blir verklighet.
  • Det använda saltet från pyroprocessing är mindre lämpligt för omvandling till glas än det avfall som produceras av PUREX-processen.
  • Om målet är att minska livslängden för använt kärnbränsle i brännareaktorer, måste bättre utvinningsgrader av de mindre aktiniderna uppnås.
  • Att arbeta med "färskt" använt bränsle kräver mer avskärmning och bättre sätt att hantera värmeproduktion än att arbeta med "åldrat" använt bränsle. Om anläggningarna är byggda på ett sådant sätt att de kräver material med hög specifik aktivitet, kan de inte hantera äldre "arvsavfall" förutom blandat med färskt använt bränsle

Elektrolys

Elektrolysmetoderna är baserade på skillnaden i standardpotentialerna för uran, plutonium och mindre aktinider i ett smält salt. Standardpotentialen för uran är den lägsta, därför när en potential appliceras kommer uranet att reduceras vid katoden ut ur den smälta saltlösningen före de andra elementen.

Experimentell elektroförfiningscell vid Argonne National Laboratory

PYRO-A och -B för IFR

Dessa processer utvecklades av Argonne National Laboratory och användes i Integral Fast Reactor -projektet.

PYRO-A är ett sätt att separera aktinider (element inom aktinidfamiljen , vanligtvis tyngre än U-235) från icke-aktinider. Det använda bränslet placeras i en anodkorg som är nedsänkt i en smält saltelektrolyt . En elektrisk ström appliceras, vilket gör att uranmetallen (eller ibland oxiden, beroende på det använda bränslet) plattas ut på en fast metallkatod medan de andra aktiniderna (och de sällsynta jordartsmetallerna) kan absorberas i en flytande kadmiumkatod . Många av klyvningsprodukterna (som cesium , zirkonium och strontium ) finns kvar i saltet. Som alternativ till den smälta kadmiumelektroden är det möjligt att använda en smält vismutkatod eller en solid aluminiumkatod.

Som ett alternativ till elektroutvinning kan den önskade metallen isoleras genom att använda en smält legering av en elektropositiv metall och en mindre reaktiv metall.

Eftersom majoriteten av den långsiktiga radioaktiviteten , och volymen, av använt bränsle kommer från aktinider, ger borttagning av aktinider avfall som är mer kompakt och inte alls lika farligt på lång sikt. Radioaktiviteten i detta avfall kommer sedan att sjunka till nivån för olika naturligt förekommande mineraler och malmer inom några hundra, snarare än tusentals, år.

De blandade aktiniderna som produceras genom pyrometallisk bearbetning kan användas igen som kärnbränsle, eftersom de är praktiskt taget alla antingen klyvbara eller fertila , även om många av dessa material skulle kräva en snabb uppfödningsreaktor för att brännas effektivt. I ett termiskt neutronspektrum kan koncentrationerna av flera tunga aktinider ( curium -242 och plutonium-240 ) bli ganska höga, vilket skapar bränsle som skiljer sig väsentligt från de vanliga uran- eller blandade uran-plutoniumoxiderna (MOX) som de flesta nuvarande reaktorer var designad att använda.

En annan pyrokemisk process, PYRO-B- processen, har utvecklats för bearbetning och återvinning av bränsle från en transmuterreaktor (en snabbförädlingsreaktor utformad för att omvandla transuraniskt kärnavfall till klyvningsprodukter). Ett typiskt transmuterbränsle är fritt från uran och innehåller återvunna transuraner i en inert matris som metalliskt zirkonium . Vid PYRO-B-bearbetning av sådant bränsle används ett elektroraffineringssteg för att separera de kvarvarande transuranerna från klyvningsprodukterna och återföra transuranerna till reaktorn för klyvning. Nygenererat teknetium och jod extraheras för inkorporering i transmutationsmål och de andra klyvningsprodukterna skickas till avfall.

Voloxidation

Voloxidation (för volymetrisk oxidation ) involverar uppvärmning av oxidbränsle med syre, ibland med alternerande oxidation och reduktion, eller alternerande oxidation av ozon till uraniumtrioxid med sönderdelning genom att värma tillbaka till triuranoktoxid . Ett huvudsyfte är att fånga upp tritium som tritierad vattenånga innan vidare bearbetning där det skulle vara svårt att behålla tritiumet. Tritium är en svår förorening att avlägsna från vattenlösning, eftersom den inte kan separeras från vatten annat än genom isotopseparation. Tritium är dock också en värdefull produkt som används inom industrivetenskap och kärnvapen , så återvinning av en ström av väte eller vatten med högt tritiuminnehåll kan göra riktad återhämtning ekonomiskt värd. Andra flyktiga ämnen lämnar bränslet och måste återvinnas, särskilt jod , teknetium och kol-14 . Voloxidation bryter också sönder bränslet eller ökar dess yta för att förbättra penetrationen av reagenser i följande upparbetningssteg.

Fördelar

  • Processen är enkel och kräver inga komplexa maskiner eller kemikalier utöver det som krävs vid all upparbetning ( varma celler , fjärrhanteringsutrustning )
  • Produkter som Krypton-85 eller Tritium samt Xenon (vars isotoper är antingen stabila, nästan stabila eller snabbt sönderfaller) kan återvinnas och säljas för användning inom industri, vetenskap eller medicin
  • Att driva bort flyktiga fissionsprodukter möjliggör säkrare lagring i mellanlagring eller djupt geologiskt förvar
  • för kärnspridning är låga eftersom ingen separation av plutonium sker
  • Radioaktivt material mobiliseras inte kemiskt utöver vad som ändå bör beaktas vid långtidslagring. Ämnen som är inerta som naturliga grundämnen eller oxider förblir så
  • Produkten kan användas som bränsle i en CANDU- reaktor eller till och med nedblandas med liknande behandlat använt CANDU-bränsle om för mycket klyvbart material finns kvar i det använda bränslet.
  • Den resulterande produkten kan vidarebearbetas genom någon av de andra processerna som nämns ovan och nedan. Avlägsnande av flyktiga fissionsprodukter gör att transporten blir något enklare jämfört med använt bränsle med skadad eller borttagen beklädnad
  • Alla flyktiga produkter av bekymmer (medan helium kommer att finnas i det använda bränslet, kommer det inte att finnas några radioaktiva isotoper av helium ) kan i princip återvinnas i en köldfälla kyld med flytande kväve (temperatur: 77 K (−196,2 °C) ; −321,1 °F) eller lägre). Detta kräver dock betydande mängder kylning för att motverka effekten av sönderfallsvärme från radioaktiva flyktiga ämnen som Krypton-85. Tritium kommer att finnas i form av tritierat vatten , som är ett fast ämne vid temperaturen av flytande kväve.
  • Teknetiumheptoxid kan avlägsnas som en gas genom upphettning över dess kokpunkt på 392,6 K (119,5 °C; 247,0 °F) vilket minskar problemen med teknetiumkontamination i processer som fluoridflyktighet eller PUREX; ruteniumtetroxid (gasformig över 313,1 K (40,0 °C; 103,9 °F)) kan på samma sätt avlägsnas från det använda bränslet och återvinnas för försäljning eller bortskaffande

Nackdelar

  • Ytterligare bearbetning krävs om den resulterande produkten ska användas för återanrikning eller tillverkning av MOX-bränsle
  • Om flyktiga klyvningsprodukter kommer ut i miljön utgör detta en strålningsrisk, främst på grund av 129
    I     , Tritium och 85
    Kr     . Deras säker återställning och lagring kräver ytterligare utrustning.
  • Ett oxidationsmedel / reduktionsmedel måste användas för reduktions-/oxidationssteg vars återvinning kan vara svår, energikrävande eller både och

Volatilisering isolerat

Att helt enkelt värma använt oxidbränsle i en inert atmosfär eller vakuum vid en temperatur mellan 700 °C (1 292 °F) och 1 000 °C (1 830 °F) som ett första upparbetningssteg kan avlägsna flera flyktiga grundämnen, inklusive cesium vars isotop cesium- 137 släpper ut ungefär hälften av den värme som produceras av det använda bränslet under de följande 100 åren av kylning (dock är det mesta av den andra hälften från strontium-90 , som har en liknande halveringstid). Den beräknade totala massbalansen för 20 000 g bearbetat bränsle med 2 000 g kapsling är:

Inmatning Återstod
Zeolitfilter _
Kolfilter _
Partikelfilter _
Palladium 28 14 14
Tellur 10 5 5
Molybden 70 70
Cesium 46 46
Rubidium 8 8
Silver 2 2
Jod 4 4
Beklädnad 2000 2000
Uran 19218 19218 ?
Andra 614 614 ?
Total 22 000 21851 145 4 0

Fördelar

  • Kräver inga kemiska processer alls
  • Kan i teorin göras "självvärmande" via sönderfallsvärmen av tillräckligt "färskt" använt bränsle
  • Caesium-137 har användningsområden i matbestrålning och kan användas för att driva termoelektriska generatorer med radioisotoper . Dess kontaminering med stabila 133
    Cs     och långlivade 135
    Cs     minskar emellertid effektiviteten för sådana användningar medan kontaminering med 134
    Cs     i relativt färskt använt bränsle gör kurvan för total strålning och värmeeffekt mycket brantare tills det mesta av 134
    Cs     har sjunkit
  • Kan potentiellt återvinna grundämnen som rutenium vars rutenatjon är särskilt besvärlig i PUREX och som inte har några isotoper som har betydligt längre livslängd än ett år, vilket möjliggör möjlig återvinning av metallen för användning
  • En "tredje fasåtervinning" kan läggas till processen om ämnen som smälter men inte förångas vid de inblandade temperaturerna dräneras till en behållare för flytande avloppsvatten och får stelna igen. För att undvika kontaminering med lågkokande produkter som smälter vid låga temperaturer, skulle en smältplugg kunna användas för att öppna behållaren för flytande avlopp först när en viss temperatur uppnåtts av vätskefasen.
  • Strontium, som förekommer i form av den särskilt besvärliga klyvningsprodukten 90
    Sr     , är flytande över 1 050 K (780 °C; 1 430 °F). Strontiumoxid förblir dock fast under 2 804 K (2 531 °C; 4 588 °F) och om strontiumoxid ska återvinnas med andra flytande avloppsvatten måste den reduceras till den naturliga metallen innan uppvärmningssteget. Både strontium och strontiumoxid bildar löslig strontiumhydroxid och väte vid kontakt med vatten, vilket kan användas för att separera dem från olösliga delar av det använda bränslet.
  • Eftersom det finns små eller inga kemiska förändringar i det använda bränslet kan alla kemiska upparbetningsmetoder användas efter denna process

Nackdelar

  • Vid temperaturer över 1 000 K (730 °C; 1 340 °F) den naturliga metallformen av flera aktinider , inklusive neptunium (smältpunkt: 912 K (639 °C; 1 182 °F)) och plutonium (smältpunkt: 912,5 K (639,4) °C; 1 182,8 °F), är smälta. Detta kan användas för att återvinna en flytande fas, vilket väcker oro för spridning, med tanke på att uranmetall förblir fast till 1 405,3 K (1 132,2 °C; 2 069,9 °F). Medan Neptunium och Plutonium inte kan lätt separeras av varandra via olika smältpunkter, kan den olika lösligheten i vatten användas för att separera dem.
  • Om "nukleär självuppvärmning" används har det använda bränslet mycket högre specifik aktivitet , värmeproduktion och strålningsutsläpp. Om en extern värmekälla används behövs betydande mängder extern kraft, som mest går till att värma uranet.
  • Uppvärmning och kylning av vakuumkammaren och/eller rörledningarna och kärlen för att samla upp flyktiga avloppsvatten inducerar termisk stress . Detta kombineras med strålningsskador på material och möjligen neutronförsprödning om neutronkällor som Californium-252 är närvarande i betydande utsträckning.
  • I det vanligt använda oxidbränslet kommer vissa grundämnen att finnas både som oxider och som naturliga grundämnen. Beroende på deras kemiska tillstånd kan de hamna i antingen den förflyktigade strömmen eller i restströmmen. Om ett grundämne förekommer i båda tillstånden i betydande grad, kan det vara omöjligt att separera det elementet utan att omvandla det hela till det ena eller det andra kemiska tillståndet
  • De inblandade temperaturerna är mycket högre än smältpunkten för bly (600,61 K (327,46 °C; 621,43 °F)), vilket kan ge problem med strålskärmning om bly används som ett avskärmningsmaterial
  • Om filter används för att återvinna flyktiga klyvningsprodukter blir de låg- till medelaktivt avfall.

Fluoridflyktighet

Huvudartikel: Fluoridvolatilitet
Blå grundämnen har flyktiga fluorider eller är redan flyktiga; gröna element har inte utan flyktiga klorider; röda grundämnen har ingendera, men själva grundämnena eller deras oxider är flyktiga vid mycket höga temperaturer. Avkastning vid 10 0,1,2,3 år efter fission , utan hänsyn till senare neutroninfångning , bråkdel av 100% inte 200%. Beta-sönderfall Kr-85 → Rb , Sr-90 → Zr , Ru-106 → Pd , Sb-125 → Te , Cs-137 → Ba , Ce-144 → Nd , Sm-151 → Eu , Eu-155 → Gd synlig .

I fluoridflyktighetsprocessen reagerar fluor med bränslet. Fluor är så mycket mer reaktivt än till och med syre att små partiklar av malt oxidbränsle kommer att brinna i lågor när de tappas in i en kammare full med fluor. Detta är känt som flamfluorering; värmen som produceras hjälper reaktionen att fortsätta. Det mesta av uranet , som utgör huvuddelen av bränslet, omvandlas till uranhexafluorid , den form av uran som används vid urananrikning , som har en mycket låg kokpunkt. Teknetium , den huvudsakliga långlivade klyvningsprodukten , omvandlas också effektivt till sin flyktiga hexafluorid. Några andra grundämnen bildar också liknande flyktiga hexafluorider, pentafluorider eller heptafluorider. De flyktiga fluoriderna kan separeras från överskott av fluor genom kondensation och sedan separeras från varandra genom fraktionerad destillation eller selektiv reduktion . Uranhexafluorid och teknetiumhexafluorid har mycket likartade kokpunkter och ångtryck, vilket gör fullständig separation svårare.

Många av de klyvningsprodukter som förångas är desamma som förflyktigas i icke-fluorerad förångning vid högre temperaturer, såsom jod , tellur och molybden ; Anmärkningsvärda skillnader är att teknetium förångas, men cesium är det inte.

Vissa transuranelement som plutonium , neptunium och americium kan bilda flyktiga fluorider, men dessa föreningar är inte stabila när fluorpartialtrycket sänks. Det mesta av plutoniumet och en del av uranet kommer initialt att förbli i aska som faller till botten av flamfluorinatorn. Förhållandet plutonium-uran i askan kan till och med närma sig den sammansättning som behövs för snabbt neutronreaktorbränsle . Ytterligare fluorering av askan kan avlägsna allt uran, neptunium och plutonium som flyktiga fluorider; dock kan vissa andra mindre aktinider inte bilda flyktiga fluorider och istället förbli med de alkaliska klyvningsprodukterna. Vissa ädelmetaller kanske inte bildar fluorider alls, men förblir i metallisk form; men ruteniumhexafluorid är relativt stabil och flyktig.

Destillation av återstoden vid högre temperaturer kan separera lågkokande övergångsmetallfluorider och alkalimetallfluorider (Cs, Rb) från högrekokande lantanider och alkaliska jordartsmetaller (Sr, Ba) och yttriumfluorider . Temperaturerna är mycket högre, men kan sänkas något genom att destillera i vakuum. Om ett bärarsalt som litiumfluorid eller natriumfluorid används som lösningsmedel, är högtemperaturdestillation ett sätt att separera bärarsaltet för återanvändning.

Smältsaltreaktorkonstruktioner utför upparbetning av fluoridflyktighet kontinuerligt eller med frekventa intervall. Målet är att återföra aktinider till den smälta bränsleblandningen för eventuell klyvning, samtidigt som man tar bort klyvningsprodukter som är neutrongifter , eller som kan lagras säkrare utanför reaktorhärden i väntan på eventuell överföring till permanent lagring.

Kloridflyktighet och löslighet

Många av de grundämnen som bildar flyktiga högvalensfluorider kommer också att bilda flyktiga högvalensklorider. Klorering och destillation är en annan möjlig metod för separation. Separationssekvensen kan på ett användbart sätt skilja sig från sekvensen för fluorider; till exempel zirkoniumtetraklorid och tenntetraklorid relativt låga kokpunkter på 331 °C (628 °F) och 114,1 °C (237,4 °F). Klorering har till och med föreslagits som en metod för att avlägsna zirkoniumbränslekapsling, istället för mekanisk declettering.

Klorider är sannolikt lättare än fluorider att senare omvandlas tillbaka till andra föreningar, såsom oxider.

Klorider som finns kvar efter förångning kan också separeras genom löslighet i vatten. Klorider av alkaliska grundämnen som americium , curium , lantanider , strontium , cesium är mer lösliga än de av uran , neptunium , plutonium och zirkonium .

Fördelar med halogenflyktighet

  • Klor (och i mindre utsträckning fluor) är en lättillgänglig industrikemikalie som produceras i masskvantitet
  • Fraktionerad destillation gör att många element kan separeras från varandra i ett enda steg eller iterativ upprepning av samma steg
  • Uran kommer att produceras direkt som uranhexafluorid , den form som används vid anrikning
  • Många flyktiga fluorider och klorider är flyktiga vid relativt måttliga temperaturer, vilket minskar termisk stress. Detta är särskilt viktigt eftersom kokpunkten för uranhexafluorid är lägre än vatten, vilket gör det möjligt att spara energi vid separation av högkokande fissionsprodukter (eller deras fluorider) från varandra eftersom detta kan ske i frånvaro av uran, vilket gör upp huvuddelen av massan
  • Vissa fluorider och klorider smälter vid relativt låga temperaturer, vilket tillåter en "vätskefasseparation" om så önskas. Dessa lågsmältande salter skulle kunna bearbetas ytterligare genom elektrolys av smält salt.
  • Fluorider och klorider skiljer sig i vattenlöslighet beroende på katjon. Detta kan användas för att separera dem med vattenlösning. Vissa fluorider reagerar dock häftigt med vatten, vilket måste beaktas.

Nackdelar med halogenflyktighet

  • Många föreningar av fluor eller klor såväl som de naturliga elementen i sig är giftiga, frätande och reagerar häftigt med luft, vatten eller båda
  • Uranhexafluorid och teknetiumhexafluorid har mycket likartade kokpunkter (329,6 K (56,5 °C; 133,6 °F) respektive 328,4 K (55,3 °C; 131,4 °F), vilket gör det svårt att helt separera dem från varandra genom destillation.
  • Fraktionerad destillation som används vid petroleumraffinering kräver stora anläggningar och enorma mängder energi. För att bearbeta ton uran skulle det krävas lika stora anläggningar som att bearbeta ton petroleum - men till skillnad från petroleumraffinaderier måste hela processen äga rum inuti strålningsskärmar och det måste finnas åtgärder för att förhindra läckage av flyktiga, giftiga och radioaktiva fluorider
  • Plutoniumhexafluorid kokar vid 335 K (62 °C; 143 °F) detta betyder att alla anläggningar som kan separera uranhexafluorid från teknetiumhexafluorid kan separera plutoniumhexafluorid från båda, vilket ger upphov till spridningsproblem
  • Närvaron av alfa-sändare inducerar vissa (α,n) reaktioner i fluor, vilket producerar både radioaktivt 22
    Na     och neutroner. [ död länk ] Denna effekt kan minskas genom att separera alfa-strålare och fluor så snabbt som möjligt. Interaktioner mellan klors två stabila isotoper 35
    Cl     och 37
    Cl     å ena sidan och alfapartiklar å andra sidan är av mindre oro då de inte har lika högt tvärsnitt och inte producerar neutroner eller långlivade radionuklider. [ död länk ]
  • Om kol finns i det använda bränslet kommer det att bilda halogenerade kolväten som är extremt potenta växthusgaser och svåra att bryta ner kemiskt. Vissa av dem är också giftiga.

Radioanalytiska separationer

För att bestämma fördelningen av radioaktiva metaller för analytiska ändamål kan lösningsmedelsimpregnerade hartser (SIR) användas. SIR är porösa partiklar som innehåller ett extraktionsmedel i sina porer. Detta tillvägagångssätt undviker vätske-vätskeseparationssteget som krävs vid konventionell vätske-vätskeextraktion . För beredning av SIR för radioanalytiska separationer kan organisk Amberlite XAD-4 eller XAD-7 användas. Möjliga extraktionsmedel är t.ex. trihexyltetradecylfosfoniumklorid (CYPHOS IL-101) eller N,NO-dialkyl-N,NO-difenylpyridin-2,6-dikarboxiamider (R-PDA; R = butyl, okty I, decyl, dodecyl).

Ekonomi

Den relativa ekonomin för upparbetning-avfallshantering och mellanlagring-direkt deponering var i fokus för mycket debatt under det första decenniet av 2000-talet. Studier har modellerat de totala bränslecykelkostnaderna för ett upparbetning-återvinningssystem baserat på engångsåtervinning av plutonium i befintliga termiska reaktorer (i motsats till den föreslagna förädlingsreaktorcykeln ) och jämför detta med de totala kostnaderna för en öppen bränslecykel med direkt förfogande. Utbudet av resultat som produceras av dessa studier är mycket brett, men alla var överens om att under då rådande ekonomiska förhållanden är alternativet upparbetning och återvinning det dyrare alternativet. Medan uranmarknaden - särskilt dess kortsiktiga fluktuationer - bara har en liten inverkan på kostnaden för el från kärnkraft, påverkar långsiktiga trender på uranmarknaden avsevärt ekonomin för kärnkraftsupparbetning. Om uranpriserna skulle stiga och förbli konsekvent höga, kan det bli mer attraktivt att "sträcka bränsletillförseln" via MOX-bränsle, förädlingsreaktorer eller till och med toriumbränslecykeln . Men om uranpriserna förblir låga kommer upparbetning att förbli mindre attraktivt. [ citat behövs ]

Om upparbetning endast görs för att minska radioaktivitetsnivån i använt bränsle bör man ta hänsyn till att använt kärnbränsle blir mindre radioaktivt med tiden. Efter 40 år sjunker dess radioaktivitet med 99,9 %, även om det fortfarande tar över tusen år för radioaktivitetsnivån att närma sig den för naturligt uran. Men nivån av transuraniska element , inklusive plutonium-239 , är fortfarande hög i över 100 000 år, så om de inte återanvänds som kärnbränsle, måste dessa element säkert bortskaffas på grund av kärnspridningsskäl såväl som strålningsrisk.

Den 25 oktober 2011 avslöjade en kommission från den japanska atomenergikommissionen under ett möte beräkningar om kostnaderna för återvinning av kärnbränsle för kraftproduktion. Dessa kostnader kan vara dubbelt så höga som kostnaderna för direkt geologisk slutförvaring av använt bränsle: kostnaden för att utvinna plutonium och hantera använt bränsle uppskattades till 1,98 till 2,14 yen per genererad kilowattimme el. Att kassera det använda bränslet som avfall skulle bara kosta 1 till 1,35 yen per kilowattimme.

I juli 2004 rapporterade japanska tidningar att den japanska regeringen hade uppskattat kostnaderna för bortskaffande av radioaktivt avfall, vilket motsäger påståenden fyra månader tidigare att inga sådana uppskattningar hade gjorts. Kostnaden för alternativ för icke-upparbetning uppskattades till mellan en fjärdedel och en tredjedel (5,5–7,9 miljarder USD) av kostnaden för upparbetning (24,7 miljarder USD). I slutet av 2011 stod det klart att Masaya Yasui, som hade varit chef för kärnkraftspolitisk planeringsavdelning 2004, hade instruerat sin underordnade i april 2004 att dölja uppgifterna. Det faktum att uppgifterna medvetet gömdes gjorde att ministeriet tvingades utreda ärendet på nytt och att ompröva om de inblandade tjänstemännen skulle straffas.

Lista över webbplatser

Land Upparbetningsplats Bränsletyp Procedur
Upparbetningskapacitet tHM/år
Driftsättning eller driftperiod
 Belgien Mol LWR , MTR (materialtestreaktor) 80 1966–1974
 Kina mellanliggande pilotanläggning 60–100 1968-början av 1970-talet
 Kina Anläggning 404 50 2004
 Tyskland Karlsruhe, WAK LWR 35 1971–1990
 Frankrike Marcoule, UP 1 Militär 1200 1958-1997
 Frankrike Marcoule, CEA APM FBR PUREX DIAMEX SANEX 6 1988 – nutid
 Frankrike La Hague, UP 2 LWR PUREX 900 1967–1974
 Frankrike La Hague, UP 2–400 LWR PUREX 400 1976–1990
 Frankrike La Hague , UP 2–800 LWR PUREX 800 1990
 Frankrike La Hague , UP 3 LWR PUREX 800 1990
 Storbritannien Vindskala, B204 Magnox , LWR BUTEX 750 1956–1962, 1969-1973
 Storbritannien Sellafield , Magnox upparbetningsanläggning Magnox, LWR, FBR PUREX 1500 1964-2022
 Storbritannien Dounreay FBR 8 1980
 Storbritannien THORP AGR , LWR PUREX 900 1994-2018
 Italien Rotondella Torium 5 1968 (avstängning)
 Indien Trombay Militär PUREX 60 1965
 Indien Tarapur PHWR PUREX 100 1982
 Indien Kalpakkam PHWR och FBTR PUREX 100 1998
 Indien Tarapur PHWR 100 2011
 Israel Dimona Militär 60–100 ~1960–nutid
 Japan Tokaimura LWR 210 1977-2006
 Japan Rokkasho LWR 800 under uppbyggnad (2024)
 Pakistan New Labs , Rawalpindi Militär/ Plutonium / Thorium 80 1982 – nutid
 Pakistan Khushab Nuclear Complex , Atomic City i Pakistan HWR /Militär/ Tritium 22 kg 1986 – nutid
 Ryssland Mayak Plant B Militär 400 1948-196?
 Ryssland Mayak Plant BB, RT-1 LWR PUREX + Np-separation 400 1978
 Ryssland Tomsk-7 radiokemisk anläggning Militär 6000 1956
 Ryssland Zheleznogorsk (Krasnoyarsk-26) Militär 3500 1964–~2010
 Ryssland Zheleznogorsk , RT-2 VVER 800 under uppbyggnad (2030)
  USA , WA Hanford webbplats Militär vismutfosfat, REDOX, PUREX 1944–1988
  USA , SC Savannah River Site Militär/LWR/HWR/Tritium PUREX, REDOX, THOREX, Np-separation 5 000 1952–2002
  USA , NY Västra dalen LWR PUREX 300 1966–1972
  USA , NC Barnwell LWR PUREX 1500 aldrig tillåtet att fungera
  USA , ID INL LWR PUREX –

Se även

Anteckningar

Vidare läsning

  • Williamson, MA; Willit, JL (2011). "Pyroprocessing Flowsheets for Recycling Used Nuclear Fuel" (PDF) . Kärnteknik och teknik . 43 (4): 329–334. doi : 10.5516/NET.2011.43.4.329 .
  • Till, CE; Chang, YI; Hannum, WH (1997). "Den integrerade snabba reaktorn - en översikt". Framsteg inom kärnenergi . 31 (1–2): 3–11. doi : 10.1016/0149-1970(96)00001-7 .
  • OECD Nuclear Energy Agency, The Economics of the Nuclear Fuel Cycle , Paris, 1994
  • I. Hensing och W Schultz, Economic Comparison of Nuclear Fuel Cycle Options, Energiewirtschaftlichen Instituts, Köln, 1995.
  • Cogema, Reprocessing-Recycling: the Industrial Stakes, presentation till Konrad-Adenauer-Stiftung, Bonn, 9 maj 1995.
  • OECD:s kärnenergibyrå, Plutonium Fuel: An Assessment, Paris, 1989.
  • National Research Council, "Nuclear Wastes: Technologies for Separation and Transmutation", National Academy Press, Washington DC 1996.

externa länkar

Hämtad från " https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=Nuclear_reprocessing&oldid=1136099790 "