El uranio reprocesado ( RepU ) es el uranio recuperado del reprocesamiento nuclear , tal como se hace comercialmente en Francia, el Reino Unido y Japón, y en los programas de producción militar de plutonio de los estados con armas nucleares . Este uranio constituye la mayor parte del material separado durante el reprocesamiento.
El combustible nuclear gastado de los reactores de agua ligera comerciales contiene en promedio (excluyendo el revestimiento ) solo un cuatro por ciento de plutonio , actínidos menores y productos de fisión en peso. A pesar de que a menudo contiene más material fisionable que el uranio natural , la reutilización del uranio reprocesado no ha sido común debido a los bajos precios en el mercado del uranio de las últimas décadas y porque contiene isótopos indeseables de uranio .
Si los precios del uranio son suficientemente altos, es posible volver a enriquecer y reutilizar el uranio reprocesado. Se requiere un nivel de enriquecimiento más alto que el del uranio natural para compensar sus niveles más altos de 236 U, que es más ligero que el 238 U y, por lo tanto, se concentra en el producto enriquecido. [3] Como el enriquecimiento concentra los isótopos más ligeros en el lado "enriquecido" y los isótopos más pesados en el lado "empobrecido",234
Inevitablemente, te enriquecerás un poco más que...235
U , que es un efecto insignificante en un ciclo de combustible de un solo paso debido a la baja proporción (55 ppm ) de234
El U se encuentra en el uranio natural, pero puede llegar a ser relevante después de sucesivos pasos por un ciclo de enriquecimiento-quemado-reprocesamiento-enriquecimiento, dependiendo de las características de enriquecimiento y quemado.234
El U absorbe fácilmente los neutrones térmicos y se convierte en fisible.235
U , lo que debe tenerse en cuenta si alcanza proporciones significativas del material combustible. Si235
Si el U interactúa con un neutrón rápido, existe la posibilidad de que se produzca una reacción de "eliminación" (n,2n). Según las características del reactor y el grado de combustión , esta puede ser una fuente mayor de234
U en combustible gastado que enriquecimiento. Si algún día los reactores reproductores rápidos llegan a utilizarse comercialmente de forma generalizada, el uranio reprocesado, al igual que el uranio empobrecido , podrá utilizarse en sus mantos reproductores .
Se han realizado algunos estudios que involucran el uso de uranio reprocesado en reactores CANDU . CANDU está diseñado para usar uranio natural como combustible; el contenido de 235 U restante en el combustible PWR/BWR gastado es típicamente mayor que el encontrado en el uranio natural, que es aproximadamente 0,72% de 235 U, lo que permite omitir el paso de reenriquecimiento. Las pruebas del ciclo de combustible también han incluido el ciclo de combustible DUPIC (uso directo de combustible PWR gastado en CANDU), donde el combustible usado de un reactor de agua presurizada (PWR) se empaqueta en un paquete de combustible CANDU con solo reprocesamiento físico (cortado en pedazos) pero sin reprocesamiento químico. [4] La apertura del revestimiento libera inevitablemente productos de fisión volátiles como xenón , tritio o criptón-85 . Algunas variaciones del ciclo del combustible DUPIC hacen uso deliberado de esto al incluir un paso de voloxidación mediante el cual el combustible se calienta para eliminar los productos de fisión semivolátiles o se somete a uno o más ciclos de reducción /oxidación para transformar óxidos no volátiles en elementos nativos volátiles y viceversa.
El uso directo de uranio recuperado para alimentar un reactor CANDU se demostró por primera vez en la planta de energía nuclear de Qinshan en China. [5] El primer uso de uranio reenriquecido en un reactor de agua dulce comercial fue en 1994 en la planta de energía nuclear de Cruas en Francia. [6] [7]
En 2020, Francia, uno de los países con mayor capacidad de reprocesamiento, tenía un stock de 40.020 toneladas (39.390 toneladas largas; 44.110 toneladas cortas) de uranio reprocesado, frente a las 24.100 toneladas (23.700 toneladas largas; 26.600 toneladas cortas) de 2010. [8] Cada año, Francia procesa 1.100 toneladas (1.100 toneladas largas; 1.200 toneladas cortas) de combustible gastado en 11 toneladas (11 toneladas largas; 12 toneladas cortas) de plutonio apto para reactores (para su posterior procesamiento inmediato en combustible MOX ) y 1.045 toneladas (1.028 toneladas largas; 1.152 toneladas cortas) de uranio reprocesado, que en gran parte se almacena. Existen disposiciones para el almacenamiento de este uranio reprocesado durante un máximo de 250 años para su posible uso futuro. [9] Dada la capacidad de enriquecimiento de uranio de Francia, esta reserva constituye una reserva estratégica para el caso de una interrupción importante del suministro de uranio, ya que Francia no tiene extracción de uranio a nivel nacional .
Base de costos del ciclo avanzado del combustible - Laboratorio Nacional de Idaho