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Reprocesamiento nuclear

Planta de reprocesamiento nuclear de Sellafield , Reino Unido

El reprocesamiento nuclear es la separación química de los productos de fisión y actínidos del combustible nuclear gastado . [1] Originalmente, el reprocesamiento se utilizaba únicamente para extraer plutonio para producir armas nucleares . Con la comercialización de la energía nuclear , el plutonio reprocesado se reciclaba nuevamente en combustible nuclear MOX para reactores térmicos . [2] El uranio reprocesado , también conocido como material de combustible gastado, en principio también se puede reutilizar como combustible, pero eso solo es económico cuando el suministro de uranio es bajo y los precios son altos. El reprocesamiento nuclear puede extenderse más allá del combustible e incluir el reprocesamiento de otros materiales de reactores nucleares, como el revestimiento de Zircaloy .

La alta radiactividad del material nuclear usado significa que el reprocesamiento debe ser altamente controlado y ejecutado cuidadosamente en instalaciones avanzadas por personal especializado. Existen numerosos procesos, siendo el proceso PUREX basado en productos químicos el que predomina. Las alternativas incluyen el calentamiento para eliminar los elementos volátiles, la combustión por oxidación y la volatilidad del fluoruro (que utiliza flúor extremadamente reactivo ). Cada proceso da como resultado alguna forma de producto nuclear refinado, con desechos radiactivos como subproducto. Debido a que esto podría permitir la obtención de material nuclear apto para armas , el reprocesamiento nuclear es un problema de proliferación nuclear y, por lo tanto, está estrictamente regulado.

El reprocesamiento del combustible gastado tiene un coste relativamente alto en comparación con el ciclo de combustible de un solo paso, pero se puede aumentar el uso de combustible y reducir los volúmenes de desechos . [3] El reprocesamiento de combustible nuclear se realiza de forma rutinaria en Europa, Rusia y Japón. En los Estados Unidos, la administración Obama dio marcha atrás en los planes del presidente Bush para el reprocesamiento a escala comercial y volvió a un programa centrado en la investigación científica relacionada con el reprocesamiento. [4] No todo el combustible nuclear requiere reprocesamiento; un reactor reproductor no se limita a utilizar plutonio y uranio reciclados. Puede emplear todos los actínidos , cerrando el ciclo del combustible nuclear y potencialmente multiplicando por unas 60 veces la energía extraída del uranio natural . [5] [6]

Componentes separados y disposición

Los componentes potencialmente útiles que se manejan en el reprocesamiento nuclear incluyen actínidos específicos (plutonio, uranio y algunos actínidos menores ). Los componentes de elementos más ligeros incluyen productos de fisión , productos de activación y vainas .

Historia

Los primeros reactores nucleares a gran escala se construyeron durante la Segunda Guerra Mundial . Estos reactores fueron diseñados para la producción de plutonio para su uso en armas nucleares . El único reprocesamiento requerido, por lo tanto, fue la extracción del plutonio (libre de contaminación por productos de fisión ) del combustible de uranio natural gastado . En 1943, se propusieron varios métodos para separar la cantidad relativamente pequeña de plutonio del uranio y los productos de fisión. El primer método seleccionado, un proceso de precipitación llamado proceso de fosfato de bismuto , se desarrolló y probó en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge (ORNL) entre 1943 y 1945 para producir cantidades de plutonio para su evaluación y uso en los programas de armas de EE . UU . El ORNL produjo las primeras cantidades macroscópicas (gramos) de plutonio separado con estos procesos.

El proceso de fosfato de bismuto se utilizó por primera vez a gran escala en el sitio de Hanford , a finales de 1944. Fue un éxito para la separación de plutonio en la situación de emergencia existente entonces, pero tenía una debilidad importante: la incapacidad de recuperar uranio.

El primer proceso exitoso de extracción por solvente para la recuperación de uranio y plutonio puros se desarrolló en ORNL en 1949. [7] El proceso PUREX es el método de extracción actual. También se construyeron plantas de separación en Savannah River Site y una planta más pequeña en West Valley Reprocessing Plant , que cerró en 1972 debido a su incapacidad para cumplir con los nuevos requisitos regulatorios. [8]

El reprocesamiento de combustible civil se ha empleado durante mucho tiempo en las plantas de COGEMA en La Hague , Francia, en Sellafield , en el Reino Unido, en Mayak Chemical Combine, en Rusia, y en sitios como la planta de Tokai, en Japón, la planta de Tarapur, en la India, y brevemente en la planta de reprocesamiento de West Valley, en los Estados Unidos.

En octubre de 1976, [9] la preocupación por la proliferación de armas nucleares (especialmente después de que India demostrara capacidades de armas nucleares utilizando tecnología de reprocesamiento) llevó al presidente Gerald Ford a emitir una directiva presidencial para suspender indefinidamente el reprocesamiento y reciclaje comercial de plutonio en los EE. UU. El 7 de abril de 1977, el presidente Jimmy Carter prohibió el reprocesamiento de combustible nuclear gastado de reactores comerciales . La cuestión clave que impulsó esta política fue el riesgo de proliferación de armas nucleares por el desvío de plutonio del ciclo de combustible civil, y alentar a otras naciones a seguir el ejemplo de EE. UU. [10] [11] [12] Después de eso, solo los países que ya tenían grandes inversiones en infraestructura de reprocesamiento continuaron reprocesando combustible nuclear gastado. El presidente Reagan levantó la prohibición en 1981, pero no proporcionó el subsidio sustancial que habría sido necesario para iniciar el reprocesamiento comercial. [13]

En marzo de 1999, el Departamento de Energía de Estados Unidos (DOE) revirtió su política y firmó un contrato con un consorcio formado por Duke Energy , COGEMA y Stone & Webster (DCS) para diseñar y operar una planta de fabricación de combustible de óxido mixto (MOX) . La preparación del terreno en el emplazamiento de Savannah River (Carolina del Sur) comenzó en octubre de 2005. [14] En 2011, el New York Times informó de que "... 11 años después de que el gobierno adjudicara un contrato de construcción, el coste del proyecto se ha disparado a casi 5.000 millones de dólares. La enorme estructura de hormigón y acero es un armatoste a medio terminar, y el gobierno todavía no ha encontrado un solo cliente, a pesar de las ofertas de lucrativos subsidios". TVA (actualmente el cliente más probable) dijo en abril de 2011 que retrasaría una decisión hasta que pudiera ver cómo se comportaba el combustible MOX en el accidente nuclear de Fukushima Daiichi . [15]

Tecnologías de separación

Agua y disolventes orgánicos

Puro

PUREX , el método estándar actual, es un acrónimo que significa Recuperación de plutonio y uranio por extracción . El proceso PUREX es un método de extracción líquido-líquido utilizado para reprocesar combustible nuclear gastado , para extraer uranio y plutonio , independientemente uno del otro, de los productos de fisión . Este es el proceso más desarrollado y ampliamente utilizado en la industria en la actualidad.

Cuando se utiliza como combustible de reactores de energía comerciales, el plutonio extraído contiene normalmente demasiado Pu-240 como para ser considerado plutonio "de calidad armamentística", ideal para su uso en un arma nuclear. No obstante, se pueden construir armas nucleares altamente fiables en todos los niveles de sofisticación técnica utilizando plutonio de calidad para reactores. [16] Además, los reactores que son capaces de reabastecerse con frecuencia se pueden utilizar para producir plutonio de calidad armamentística , que luego se puede recuperar utilizando PUREX. Debido a esto, los productos químicos de PUREX se controlan. [17]

Procesamiento de plutonio

Modificaciones de PUREX

Urex

El proceso PUREX se puede modificar para crear un proceso UREX ( tracción de uranio ) que podría usarse para ahorrar espacio dentro de los sitios de disposición de desechos nucleares de alto nivel , como el depósito de desechos nucleares de Yucca Mountain , eliminando el uranio que constituye la gran mayoría de la masa y el volumen del combustible usado y reciclándolo como uranio reprocesado .

El proceso UREX es un proceso PUREX que ha sido modificado para evitar la extracción del plutonio. Esto se puede hacer añadiendo un reductor de plutonio antes del primer paso de extracción del metal. En el proceso UREX, aproximadamente el 99,9 % del uranio y más del 95 % del tecnecio se separan entre sí y de los demás productos de fisión y actínidos . La clave es la adición de ácido acetohidroxámico (AHA) a las secciones de extracción y depuración del proceso. La adición de AHA disminuye en gran medida la capacidad de extracción del plutonio y el neptunio , lo que proporciona una resistencia a la proliferación algo mayor que con la etapa de extracción de plutonio del proceso PUREX. [ cita requerida ]

VERDADERO

Al añadir un segundo agente de extracción, óxido de octil(fenil)-N,N-dibutil carbamoilmetil fosfina (CMPO) en combinación con fosfato de tributilo (TBP), el proceso PUREX se puede convertir en el proceso TRUEX ( TR ans Uranic EX traction). TRUEX fue inventado en los EE. UU. por el Laboratorio Nacional Argonne y está diseñado para eliminar los metales transuránicos (Am/Cm) de los desechos. La idea es que al reducir la actividad alfa de los desechos, la mayoría de los desechos se pueden eliminar con mayor facilidad. Al igual que PUREX, este proceso funciona mediante un mecanismo de solvatación .

DIAMEX

Como alternativa a TRUEX, se ha ideado un proceso de extracción que utiliza una malondiamida. El proceso DIAMEX ( DIAM ide EX traction) tiene la ventaja de evitar la formación de residuos orgánicos que contienen elementos distintos del carbono , hidrógeno , nitrógeno y oxígeno . Dichos residuos orgánicos se pueden quemar sin la formación de gases ácidos que podrían contribuir a la lluvia ácida (aunque los gases ácidos se podrían recuperar mediante un depurador). El proceso DIAMEX está siendo trabajado en Europa por el CEA francés . El proceso es lo suficientemente maduro como para que se pueda construir una planta industrial con el conocimiento existente del proceso. [18] Al igual que PUREX, este proceso funciona mediante un mecanismo de solvatación.

SANEX

Extracción selectiva de actínidos . Como parte de la gestión de actínidos menores , se ha propuesto que los lantánidos y los actínidos menores trivalentes se eliminen del refinado PUREX mediante un proceso como DIAMEX o TRUEX. Para permitir que los actínidos como el americio se reutilicen en fuentes industriales o se utilicen como combustible, se deben eliminar los lantánidos. Los lantánidos tienen grandes secciones transversales de neutrones y, por lo tanto, envenenarían una reacción nuclear impulsada por neutrones. Hasta la fecha, no se ha definido el sistema de extracción para el proceso SANEX, pero actualmente varios grupos de investigación diferentes están trabajando en un proceso. Por ejemplo, el CEA francés está trabajando en un proceso basado en bis-triazinil piridina (BTP). [19] [20] [21] Otros trabajadores están trabajando en otros sistemas, como los ácidos ditiofosfínicos.

UNEX

El proceso de extracción universal de la ONU fue desarrollado en Rusia y la República Checa ; está diseñado para eliminar por completo los radioisótopos más problemáticos (Sr, Cs y actínidos menores ) del refinado que queda después de la extracción de uranio y plutonio del combustible nuclear usado . [22] [23] La química se basa en la interacción de cesio y estroncio con polietilenglicol [24] [25] y un anión carborano de cobalto (conocido como dicarboluro de cobalto clorado). Los actínidos se extraen mediante CMPO y el diluyente es un aromático polar como el nitrobenceno . También se han sugerido otros diluyentes como el meta - nitrobenzotrifluoruro [26] y la fenil trifluorometil sulfona [27] .

Métodos electroquímicos y de intercambio iónico

Se ha informado de un método exótico que utiliza electroquímica e intercambio iónico en carbonato de amonio . [28] También se han informado de otros métodos para la extracción de uranio utilizando intercambio iónico en carbonato alcalino y óxido de plomo "fumado". [29]

Métodos obsoletos

Fosfato de bismuto

El proceso de fosfato de bismuto es un proceso obsoleto que añade una cantidad significativa de material innecesario a los residuos radiactivos finales. El proceso de fosfato de bismuto ha sido reemplazado por procesos de extracción con disolventes. El proceso de fosfato de bismuto fue diseñado para extraer plutonio de las barras de combustible nuclear revestidas de aluminio , que contienen uranio. El combustible se desvainaba hirviéndolo en sosa cáustica . Después de desvainar, el uranio metálico se disolvía en ácido nítrico .

El plutonio en este punto se encuentra en el estado de oxidación +4. Luego se precipitó de la solución mediante la adición de nitrato de bismuto y ácido fosfórico para formar el fosfato de bismuto. El plutonio se coprecipitó con este. El líquido sobrenadante (que contiene muchos de los productos de fisión ) se separó del sólido. Luego, el precipitado se disolvió en ácido nítrico antes de la adición de un oxidante (como permanganato de potasio ) para producir PuO 2 2+ . El plutonio se mantuvo en el estado de oxidación +6 mediante la adición de una sal de dicromato .

A continuación, se volvió a precipitar el fosfato de bismuto, dejando el plutonio en solución, y se añadió una sal de hierro (II) (como el sulfato ferroso ). El plutonio se volvió a precipitar utilizando un portador de fosfato de bismuto y se añadió una combinación de sales de lantano y fluoruro , formando un portador de fluoruro de lantano sólido para el plutonio. La adición de un álcali produjo un óxido. El óxido de lantano y plutonio combinado se recolectó y se extrajo con ácido nítrico para formar nitrato de plutonio. [30]

Hexona o REDOX

Se trata de un proceso de extracción líquido-líquido que utiliza metil isobutil cetona, cuyo nombre en código es hexona, como extractante. La extracción se realiza mediante un mecanismo de solvatación . Este proceso tiene la desventaja de requerir el uso de un reactivo de desoxidación ( nitrato de aluminio ) para aumentar la concentración de nitrato en la fase acuosa y obtener una relación de distribución razonable (valor D). Además, la hexona se degrada con ácido nítrico concentrado. Este proceso se utilizó entre 1952 y 1956 en la planta T de Hanford y ha sido reemplazado por el proceso PUREX. [31] [32]

Pu4 + + 4NO−3+ 2S → [Pu ( NO3 ) 4S2 ]

Butex, β,β'-dibutyoxidietil éter

Un proceso basado en un proceso de extracción por solvatación que utiliza el extractante triéter mencionado anteriormente. Este proceso tiene la desventaja de requerir el uso de un reactivo de desoxidación ( nitrato de aluminio ) para aumentar la concentración de nitrato en la fase acuosa para obtener una relación de distribución razonable. Este proceso se utilizó en Windscale entre 1951 y 1964. Este proceso ha sido reemplazado por PUREX, que demostró ser una tecnología superior para el reprocesamiento a mayor escala. [33]

Acetato de sodio

El proceso del acetato de uranilo sódico fue utilizado por la industria nuclear soviética en sus inicios para recuperar plutonio del combustible irradiado. [34] Nunca se utilizó en Occidente; la idea es disolver el combustible en ácido nítrico , alterar el estado de oxidación del plutonio y luego agregar ácido acético y una base. Esto convertiría el uranio y el plutonio en una sal de acetato sólida.

La explosión de acetatos-nitratos cristalizados en un tanque de desechos no refrigerado provocó el desastre de Kyshtym en 1957.

Alternativas a PUREX

Como el proceso PUREX tiene algunas desventajas, se han hecho esfuerzos para desarrollar alternativas al proceso, algunas de ellas compatibles con PUREX (es decir, el residuo de un proceso podría usarse como materia prima para el otro) y otras totalmente incompatibles. Ninguna de ellas ha alcanzado (hasta la década de 2020) un uso comercial generalizado, pero algunas han sido sometidas a pruebas a gran escala o se han asumido compromisos firmes para su implementación futura a mayor escala. [35]

Piroprocesamiento

El método de reprocesamiento alternativo más desarrollado, aunque no comercialmente aplicado, es el piroprocesamiento , [36] sugerido como parte del reactor rápido integral (IFR) alimentado con combustible metálico, un concepto de reactor rápido de sodio de la década de 1990. Después de que el combustible gastado se disuelve en sal fundida, todos los actínidos reciclables , que consisten principalmente en plutonio y uranio aunque con importantes componentes menores, se extraen mediante electrorrefinación/ electroobtención . La mezcla resultante mantiene el plutonio en todo momento en una forma de actínido emisor de rayos gamma y alfa no separados , que también es ligeramente autoprotectora en escenarios de robo. [37]

El piroprocesamiento es un término genérico para los métodos de alta temperatura. Los solventes son sales fundidas (por ejemplo, LiCl + KCl o LiF + CaF 2 ) y metales fundidos (por ejemplo, cadmio, bismuto, magnesio) en lugar de agua y compuestos orgánicos. La electrorrefinación , la destilación y la extracción solvente-solvente son pasos comunes.

Estos procesos no se utilizan actualmente de forma significativa en todo el mundo, pero se han llevado a cabo de forma pionera en el Laboratorio Nacional de Argonne [38] [39] y la investigación actual también se lleva a cabo en el CRIEPI en Japón, el Instituto de Investigación Nuclear de Řež en la República Checa, el Centro Indira Gandhi para la Investigación Atómica en la India y el KAERI en Corea del Sur. [40] [41] [42] [43]

Ventajas del piroprocesamiento

Desventajas del piroprocesamiento

Electrólisis

Los métodos de electrólisis se basan en la diferencia de los potenciales estándar del uranio, el plutonio y los actínidos menores en una sal fundida. El potencial estándar del uranio es el más bajo, por lo tanto, cuando se aplica un potencial, el uranio se reducirá en el cátodo fuera de la solución de sal fundida antes que los otros elementos. [47]

Celda experimental de electrorefinamiento en el Laboratorio Nacional de Argonne

PYRO-A y -B para IFR

Estos procesos fueron desarrollados por el Laboratorio Nacional Argonne y utilizados en el proyecto del Reactor Rápido Integral .

La PYRO-A es un método para separar actínidos (elementos de la familia de los actínidos , generalmente más pesados ​​que el U-235) de los no actínidos. El combustible gastado se coloca en una cesta de ánodo que se sumerge en un electrolito de sal fundida. Se aplica una corriente eléctrica, lo que hace que el metal de uranio (o a veces óxido, dependiendo del combustible gastado) se deposite en un cátodo de metal sólido mientras que los otros actínidos (y las tierras raras) pueden ser absorbidos en un cátodo de cadmio líquido . Muchos de los productos de fisión (como el cesio , el circonio y el estroncio ) permanecen en la sal. [48] [49] [50] Como alternativas al electrodo de cadmio fundido, es posible utilizar un cátodo de bismuto fundido o un cátodo de aluminio sólido. [51]

Como alternativa a la electroobtención, el metal deseado se puede aislar utilizando una aleación fundida de un metal electropositivo y un metal menos reactivo. [52]

Dado que la mayor parte de la radiactividad a largo plazo y el volumen del combustible gastado proviene de actínidos, la eliminación de estos últimos produce residuos más compactos y menos peligrosos a largo plazo. La radiactividad de estos residuos se reducirá entonces al nivel de diversos minerales y menas naturales en unos pocos cientos de años, en lugar de miles. [53]

Los actínidos mixtos producidos por el procesamiento pirometálico pueden volver a utilizarse como combustible nuclear, ya que prácticamente todos son fisionables o fértiles , aunque muchos de estos materiales requerirían un reactor reproductor rápido para quemarse de manera eficiente. En un espectro de neutrones térmicos , las concentraciones de varios actínidos pesados ​​( curio -242 y plutonio-240 ) pueden llegar a ser bastante altas, creando un combustible que es sustancialmente diferente del uranio habitual o de los óxidos mixtos de uranio y plutonio (MOX) que la mayoría de los reactores actuales fueron diseñados para utilizar.

Otro proceso piroquímico, el proceso PYRO-B , se ha desarrollado para el procesamiento y reciclado de combustible de un reactor transmutador (un reactor reproductor rápido diseñado para convertir desechos nucleares transuránicos en productos de fisión). Un combustible transmutador típico está libre de uranio y contiene transuránicos recuperados en una matriz inerte como el circonio metálico . En el procesamiento PYRO-B de dicho combustible, se utiliza un paso de electrorrefinación para separar los elementos transuránicos residuales de los productos de fisión y reciclar los transuránicos al reactor para la fisión. El tecnecio y el yodo recién generados se extraen para su incorporación a los objetivos de transmutación, y los demás productos de fisión se envían a los desechos.

Voloxidación

La voloxidación (para oxidación volumétrica ) implica calentar el combustible de óxido con oxígeno, a veces con oxidación y reducción alternas, u oxidación alternada por ozono a trióxido de uranio con descomposición por calentamiento nuevamente a octóxido de triuranio . [45] Un propósito principal es capturar tritio como vapor de agua tritiado antes de un procesamiento posterior donde sería difícil retener el tritio. El tritio es un contaminante difícil de eliminar de la solución acuosa, ya que no se puede separar del agua excepto por separación de isótopos. Sin embargo, el tritio también es un producto valioso utilizado en la industria, la ciencia y las armas nucleares , por lo que la recuperación de una corriente de hidrógeno o agua con un alto contenido de tritio puede hacer que la recuperación dirigida valga la pena económicamente. Otros elementos volátiles abandonan el combustible y deben recuperarse, especialmente yodo , tecnecio y carbono-14 . La voloxidación también descompone el combustible o aumenta su área de superficie para mejorar la penetración de reactivos en los siguientes pasos de reprocesamiento.

Ventajas

Desventajas

Volatilización de forma aislada

El simple calentamiento del combustible de óxido gastado en una atmósfera inerte o al vacío a una temperatura entre 700 °C (1292 °F) y 1000 °C (1830 °F) como primer paso de reprocesamiento puede eliminar varios elementos volátiles, incluido el cesio, cuyo isótopo cesio-137 emite aproximadamente la mitad del calor producido por el combustible gastado durante los siguientes 100 años de enfriamiento (sin embargo, la mayor parte de la otra mitad proviene del estroncio-90 , que tiene una vida media similar). El balance de masa general estimado para 20 000 g de combustible procesado con 2000 g de revestimiento es: [54]

Ventajas

Desventajas

Volatilidad del fluoruro

Los elementos azules tienen fluoruros volátiles o ya son volátiles; los elementos verdes no los tienen pero tienen cloruros volátiles; los elementos rojos no tienen ninguno, pero los elementos mismos o sus óxidos son volátiles a temperaturas muy altas. Rendimientos a 10 0,1,2,3 años después de la fisión , sin considerar la captura de neutrones posterior , fracción del 100% no del 200%. Desintegración beta Kr-85 → Rb , Sr-90 → Zr , Ru-106 → Pd , Sb-125 → Te , Cs-137 → Ba , Ce-144 → Nd , Sm-151 → Eu , Eu-155 → Gd visible.

En el proceso de volatilidad del fluoruro, el flúor reacciona con el combustible. El flúor es mucho más reactivo que el oxígeno , por lo que pequeñas partículas de combustible de óxido molido estallarán en llamas cuando se dejen caer en una cámara llena de flúor. Esto se conoce como fluoración de llama; el calor producido ayuda a que la reacción se lleve a cabo. La mayor parte del uranio , que constituye la mayor parte del combustible, se convierte en hexafluoruro de uranio , la forma de uranio utilizada en el enriquecimiento de uranio , que tiene un punto de ebullición muy bajo. El tecnecio , el principal producto de fisión de larga duración , también se convierte eficientemente en su hexafluoruro volátil. Algunos otros elementos también forman hexafluoruros, pentafluoruros o heptafluoruros igualmente volátiles. Los fluoruros volátiles se pueden separar del exceso de flúor por condensación, y luego separarse entre sí por destilación fraccionada o reducción selectiva . El hexafluoruro de uranio y el hexafluoruro de tecnecio tienen puntos de ebullición y presiones de vapor muy similares, lo que hace que la separación completa sea más difícil.

Muchos de los productos de fisión volatilizados son los mismos que se volatilizan en la volatilización no fluorada a mayor temperatura, como el yodo , el telurio y el molibdeno ; las diferencias notables son que el tecnecio se volatiliza, pero el cesio no.

Algunos elementos transuránicos como el plutonio , el neptunio y el americio pueden formar fluoruros volátiles, pero estos compuestos no son estables cuando se reduce la presión parcial de flúor. [55] La mayor parte del plutonio y parte del uranio permanecerán inicialmente en cenizas que caen al fondo del fluorador de llama. La relación plutonio-uranio en las cenizas puede incluso aproximarse a la composición necesaria para el combustible del reactor de neutrones rápidos . La fluoración posterior de las cenizas puede eliminar todo el uranio, el neptunio y el plutonio como fluoruros volátiles; sin embargo, algunos otros actínidos menores pueden no formar fluoruros volátiles y, en su lugar, permanecer con los productos de fisión alcalina. Algunos metales nobles pueden no formar fluoruros en absoluto, sino permanecer en forma metálica; sin embargo, el hexafluoruro de rutenio es relativamente estable y volátil.

La destilación del residuo a temperaturas más altas puede separar los fluoruros de metales de transición y de metales alcalinos (Cs, Rb) de punto de ebullición más bajo de los fluoruros de lantánidos y de metales alcalinotérreos (Sr, Ba) y de itrio de punto de ebullición más alto . Las temperaturas involucradas son mucho más altas, pero se pueden reducir un poco mediante la destilación al vacío. Si se utiliza una sal portadora como fluoruro de litio o fluoruro de sodio como disolvente, la destilación a alta temperatura es una forma de separar la sal portadora para su reutilización.

Los diseños de reactores de sales fundidas llevan a cabo un reprocesamiento de la volatilidad del fluoruro de forma continua o a intervalos frecuentes. El objetivo es devolver los actínidos a la mezcla de combustible fundido para su posterior fisión, al tiempo que se eliminan los productos de fisión que son venenos para los neutrones o que pueden almacenarse de forma más segura fuera del núcleo del reactor a la espera de su eventual transferencia a un almacenamiento permanente.

Volatilidad y solubilidad del cloruro

Muchos de los elementos que forman fluoruros volátiles de alta valencia también formarán cloruros volátiles de alta valencia. La cloración y la destilación es otro método posible para la separación. La secuencia de separación puede diferir de manera útil de la secuencia para los fluoruros; por ejemplo, el tetracloruro de circonio y el tetracloruro de estaño tienen puntos de ebullición relativamente bajos de 331 °C (628 °F) y 114,1 °C (237,4 °F). Incluso se ha propuesto la cloración como un método para eliminar las vainas de combustible de circonio, [45] en lugar del desenvainado mecánico.

Es probable que sea más fácil convertir posteriormente los cloruros en otros compuestos, como los óxidos, que los fluoruros.

Los cloruros que quedan después de la volatilización también se pueden separar por solubilidad en agua. Los cloruros de elementos alcalinos como americio , curio , lantánidos , estroncio y cesio son más solubles que los de uranio , neptunio , plutonio y circonio .

Ventajas de la volatilidad de los halógenos

Desventajas de la volatilidad de los halógenos

Separaciones radioanalíticas

Para determinar la distribución de metales radiactivos con fines analíticos, se pueden utilizar resinas impregnadas con disolventes (SIR) . Las SIR son partículas porosas que contienen un extractante dentro de sus poros. Este enfoque evita el paso de separación líquido-líquido requerido en la extracción líquido-líquido convencional . Para la preparación de SIR para separaciones radioanalíticas, se puede utilizar Amberlite XAD-4 o XAD-7 orgánico. Los posibles extractantes son, por ejemplo, cloruro de trihexiltetradecilfosfonio (CYPHOS IL-101) o N,N0-dialquil-N,N0-difenilpiridina-2,6-dicarboxiamidas (R-PDA; R = butilo, octilo, decilo, dodecilo). [60]

Ciencias económicas

La economía relativa del reprocesamiento-eliminación de desechos y del almacenamiento provisional-eliminación directa fue el foco de muchos debates durante la primera década del siglo XXI. Estudios [61] han modelado los costos totales del ciclo de combustible de un sistema de reprocesamiento-reciclado basado en el reciclado de plutonio en reactores térmicos existentes (en oposición al ciclo de reactor reproductor propuesto ) y lo han comparado con los costos totales de un ciclo de combustible abierto con eliminación directa. La gama de resultados producidos por estos estudios es muy amplia, pero todos coincidieron en que bajo las condiciones económicas actuales, la opción de reprocesamiento-reciclado es la más costosa. [62] Si bien el mercado del uranio -en particular sus fluctuaciones de corto plazo- tiene sólo un impacto menor en el costo de la electricidad de la energía nuclear, las tendencias de largo plazo en el mercado del uranio afectan significativamente la economía del reprocesamiento nuclear. Si los precios del uranio aumentaran y se mantuvieran constantemente altos, "estirar la oferta de combustible" a través del combustible MOX, reactores reproductores o incluso el ciclo del combustible de torio podría volverse más atractivo. Sin embargo, si los precios del uranio siguen siendo bajos, el reprocesamiento seguirá siendo menos atractivo. [ cita requerida ]

Si el reprocesamiento se lleva a cabo únicamente para reducir el nivel de radiactividad del combustible nuclear gastado, debe tenerse en cuenta que el combustible nuclear gastado se vuelve menos radiactivo con el tiempo. Después de 40 años, su radiactividad disminuye en un 99,9%, [63] aunque todavía se necesitan más de mil años para que el nivel de radiactividad se acerque al del uranio natural. [64] Sin embargo, el nivel de elementos transuránicos , incluido el plutonio-239 , sigue siendo alto durante más de 100.000 años, por lo que si no se reutilizan como combustible nuclear, entonces esos elementos necesitan una eliminación segura debido a razones de proliferación nuclear , así como al peligro de radiación.

El 25 de octubre de 2011, una comisión de la Comisión de Energía Atómica de Japón reveló durante una reunión los cálculos sobre los costos de reciclar el combustible nuclear para la generación de energía. Estos costos podrían ser el doble de los costos de la eliminación geológica directa del combustible gastado: el costo de extraer plutonio y manipular el combustible gastado se estimó en 1,98 a 2,14 yenes por kilovatio-hora de electricidad generada. Desechar el combustible gastado como residuo costaría sólo entre 1 y 1,35 yenes por kilovatio-hora. [65] [66]

En julio de 2004, los periódicos japoneses informaron de que el Gobierno japonés había estimado los costos de eliminación de los desechos radiactivos, contradiciendo las afirmaciones de cuatro meses antes de que no se habían hecho tales estimaciones. Se estimó que el costo de las opciones que no implicaban el reprocesamiento era de entre una cuarta parte y una tercera parte (5.500 y 7.900 millones de dólares) del costo del reprocesamiento (24.700 millones de dólares). A finales de 2011 se hizo evidente que Masaya Yasui, que había sido director de la División de Planificación de Políticas de Energía Nuclear en 2004, había dado instrucciones a su subordinado en abril de 2004 para que ocultara los datos. El hecho de que los datos se ocultaran deliberadamente obligó al ministerio a volver a investigar el caso y a reconsiderar la posibilidad de castigar a los funcionarios implicados. [67] [68]

Lista de sitios

Véase también

Referencias

  1. ^ Andrews, A. (27 de marzo de 2008). Reprocesamiento de combustible nuclear: política estadounidense Archivado el 3 de marzo de 2016 en Wayback Machine . Informe del CRS para el Congreso. Consultado el 25 de marzo de 2011.
  2. ^ El combustible MOX puede aumentar la energía extraída en un 12% aproximadamente, pero reduce ligeramente las reservas de plutonio. Información de la Asociación Nuclear Mundial sobre MOX Archivado el 1 de marzo de 2013 en Wayback Machine.
  3. ^ Harold Feiveson y otros (2011). «Managing nuclear worn fuel: Policy lessons from a 10-country study» (Gestión del combustible nuclear gastado: lecciones de política de un estudio de 10 países). Boletín de los científicos atómicos . Archivado desde el original el 26 de abril de 2012. Consultado el 8 de julio de 2011 .
  4. ^ "Adiós al reciclaje nuclear". Nature . 460 (7252): 152. 2009. Bibcode :2009Natur.460R.152.. doi : 10.1038/460152b . PMID  19587715.
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Notas

  1. ^ Un radioisótopo con una vida media de dos años conservará 0,5^0,5 o más del 70% de su potencia después de un año; todos esos isótopos tienen vidas medias más largas que dos años y, por lo tanto, conservarían aún más potencia. Incluso si se perdiera la ventana de reabastecimiento anual, aún quedaría más de la mitad de la potencia para la segunda ventana de reabastecimiento.

Lectura adicional

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