Ядролық отынды қайта өңдеу және пайдалану технологиялары

Кіріспе

Ядролық отынды қайта өңдеу – пайдаланылған ядролық отыннан жаңа отын ретінде қайта пайдалануға болатын бөлінетін материалды бөліп шығаруға арналған химиялық операциялар.

Ядролық қайта өңдеу – ядролық бөліну өнімдері мен актинидтерді пайдаланылған ядролық отыннан химиялық түрде бөліп алу процесі. Алғашқыда қайта өңдеу тек ядролық қару жасау үшін плутонийды алу мақсатында қолданылған. Ядролық энергияның коммерциялық деңгейге жеткенімен, қайта өңделген плутоний термиялық реакторлар үшін MOX ядролық отынына қайта өңделді. Қайта өңделген уран, яғни пайдаланылған отын материалы, принципті түрде отын ретінде қайта қолданылуы мүмкін, бірақ бұл тек уран жеткізілімі аз және бағасы жоғары болған кезде ғана экономикалық тұрғыдан тиімді. Ядролық қайта өңдеу тек отынмен ғана шектелмей, басқа ядролық реактор материалдарын, мысалы, цирконий қосқан қорытпадан жасалған қаптаманы (Zircaloy cladding) қайта өңдеуді де қамтиды. Пайдаланылған ядролық материалдың жоғары радиоактивтілігіне байланысты, қайта өңдеу жоғары бақылауда, арнайы білікті персоналмен жабдықталған, жоғары деңгейдегі қондырғыларда мұқият жүргізілуі тиіс. Көптеген процестер бар, олардың арасында химиялық негістес PUREX процесі басымдыққа ие. Баламаларға ұшқыш элементтерді бөліп шығару үшін қыздыру, тотығу арқылы жағу және фторлы ұшқыштық (өте реактивті фторды қолдану) жатады. Әрбір процесс белгілі бір деңгейде тазартылған ядролық өнімді береді, ал жанама өнім ретінде радиоактивті қалдықтар түзіледі. Бұл қару жасауға қолданылатын ядролық материал алуға мүмкіндік беретіндіктен, ядролық қайта өңдеу ядролық қару таралуының алдын алу мәселесі болып табылады және осылайша қатаң реттеледі. Пайдаланылған отынды қайта өңдеудің бір реттік отын циклімен салыстырғанда салыстырмалы түрде жоғары құны бар, бірақ отынды пайдалануды арттыруға және қалдықтар көлемін азайтуға болады. Ядролық отынды қайта өңдеу Еуропа, Ресей және Жапонияда жүзеге асырылады. АҚШ-та Обама әкімшілігі президент Буштың коммерциялық масштабтағы қайта өңдеу жоспарларынан бас тартып, осыған қатысты ғылыми зерттеулерге бағытталған бағдарламаға қайта оралды. Барлық ядролық отынды қайта өңдеудің қажеті жоқ; көбейту реакторы қайта өңделген плутоний мен уранды ғана пайдаланбай, барлық актинидтерді қолдана алады, ядролық отын циклын жауып, табиғи ураннан алынатын энергияны шамамен 60 есеге арттыруға мүмкіндік береді.

Nuclear reprocessing is the chemical separation of fission products and actinides from spent nuclear fuel. Originally, reprocessing was used solely to extract plutonium for producing nuclear weapons. With commercialization of nuclear power, the reprocessed plutonium was recycled back into MOX nuclear fuel for thermal reactors. The reprocessed uranium, also known as the spent fuel material, can in principle also be re used as fuel, but that is only economical when uranium supply is low and prices are high. Nuclear reprocessing may extend beyond fuel and include the reprocessing of other nuclear reactor material, such as Zircaloy cladding. The high radioactivity of spent nuclear material means that reprocessing must be highly controlled and carefully executed in advanced facilities by specialized personnel. Numerous processes exist, with the chemical based PUREX process dominating. Alternatives include heating to drive off volatile elements, burning via oxidation, and fluoride volatility (which uses extremely reactive Fluorine). Each process results in some form of refined nuclear product, with radioactive waste as a byproduct. Because this could allow for weapons grade nuclear material, nuclear reprocessing is a concern for nuclear proliferation and is thus tightly regulated. Relatively high cost is associated with spent fuel reprocessing compared to the once through fuel cycle, but fuel use can be increased and waste volumes decreased. Nuclear fuel reprocessing is performed routinely in Europe, Russia, and Japan. In the United States, the Obama administration stepped back from President Bush's plans for commercial scale reprocessing and reverted to a program focused on reprocessing related scientific research. Not all nuclear fuel requires reprocessing; a breeder reactor is not restricted to using recycled plutonium and uranium. It can employ all the actinides, closing the nuclear fuel cycle and potentially multiplying the energy extracted from natural uranium by about 60 times.

Тарих

Бірінші ірі ядролық реакторлар Екінші дүниежүзілік соғыс кезінде салынған. Бұл реакторлар ядролық қару үшін плутоний өндіруге арналған. Сондықтан, қажетті қайта өңдеу – пайдаланылған табиғи уран отынынан плутонийді (жарылу өнімдерімен ластанудан азат) алу болды. 1943 жылы плутонийдің салыстырмалы түрде аз мөлшерін ураннан және жарылу өнімдерінен бөлу үшін бірнеше әдістер ұсынылды. Бірінші таңдалған әдіс – бисмут фосфаты процесі деп аталатын тұндыру процесі, 1943 және 1945 жылдар аралығында Оук Ридж ұлттық зертханасында (ORNL) АҚШ қару бағдарламаларында бағалау және пайдалану үшін плутонийдің мөлшерін өндіру үшін әзірленді және сынақтан өтті. ORNL осы процестер арқылы бөлінген плутонийдің алғашқы макроскопиялық мөлшерін (грамм) өндірді. Бисмут фосфаты процесі алғаш рет 1944 жылдың соңында Ханфорд полигонында кең көлемде қолданылды. Ол сол кездегі төтенше жағдайда плутонийді бөлуде сәтті болды, бірақ оның елеулі кемшілігі болды: уранды қалпына келтіре алмады. Таза уран мен плутонийді қалпына келтіру үшін еріткішпен алудың алғашқы табысты процесі 1949 жылы ORNL-де жасалды. PUREX процесі – қазіргі таңда қолданылатын экстракция әдісі. Саванна өзенінің аумағында және Батыс аңғарындағы қайта өңдеу зауытында кішігірім зауыт салынды, ол жаңа нормативтік талаптарға сай келмегендіктен 1972 жылы жабылды. Азаматтық отынды қайта өңдеу ұзақ уақыт бойы Франциядағы COGEMA Ла-Гаг, Ұлыбританиядағы Sellafield, Ресейдегі Mayak химиялық комбинатында және Жапониядағы Токай зауытында, Үндістандағы Тарапур зауытында және қысқа уақытқа АҚШ-тағы West Valley қайта өңдеу зауытында қолданылған. 1976 жылдың қазан айында ядролық қарудың таралуына байланысты (әсіресе Үндістан қайта өңдеу технологиясын қолдана отырып, ядролық қарудың мүмкіндіктерін көрсеткеннен кейін) президент Джеральд Форд АҚШ-та плутонийді коммерциялық қайта өңдеу мен қайта іске қосуды белгісіз мерзімге тоқтату туралы президенттік директива шығарды. 1977 жылдың 7 сәуірінде президент Джимми Картер коммерциялық реактордың пайдаланылған ядролық отынын қайта өңдеуге тыйым салды. Бұл саясатты іске асырудың басты мәселесі ядролық қаруды тарату қаупі болды, азаматтық отын циклынан плутонийді алып тастау және басқа елдерді АҚШ-тың ізімен жүруге шақыру. Бұдан кейін қайта өңдеу инфрақұрылымына үлкен инвестиция салған елдер ғана пайдаланылған ядролық отынды қайта өңдеуді жалғастырды. Президент Рейган 1981 жылы тыйым салуды алып тастады, бірақ коммерциялық қайта өңдеуді бастауға қажетті елеулі субсидияны ұсынбады. 1999 жылдың наурыз айында АҚШ Энергетика министрлігі (DOE) өз саясатын өзгертіп, Duke Energy, COGEMA және Stone & Webster (DCS) консорциумымен аралас оксид (MOX) отын өндіру қондырғысын жобалау және пайдалану туралы келісімшартқа қол қойды. Саванна өзеніндегі (Оңтүстік Каролина) жерді дайындау жұмыстары 2005 жылдың қазан айында басталды. 2011 жылы "Нью-Йорк таймс" газетінде былай деп жазылды: "Үкімет құрылыс келісімшартын бергеннен кейін 11 жыл өткен соң, жобаның құны 5 миллиард долларға дейін көтерілді. Ағаштан жасалған үлкен конструкция жартылай дайын, ал үкімет табысты субсидиялар ұсынылуына қарамастан, бірде-бір сатып алушыны әлі таппады". TVA (қазіргі уақытта ең ықтимал клиент) 2011 жылдың сәуірінде Фукусима Дайичидегі ядролық апатта MOX отынының қалай жұмыс істегенін көргенге дейін шешімді кейінге қалдыратынын айтты.

The first large scale nuclear reactors were built during World War II. These reactors were designed for the production of plutonium for use in nuclear weapons. The only reprocessing required, therefore, was the extraction of the plutonium (free of fission product contamination) from the spent natural uranium fuel. In 1943, several methods were proposed for separating the relatively small quantity of plutonium from the uranium and fission products. The first method selected, a precipitation process called the bismuth phosphate process, was developed and tested at the Oak Ridge National Laboratory (ORNL) between 1943 and 1945 to produce quantities of plutonium for evaluation and use in the US weapons programs. ORNL produced the first macroscopic quantities (grams) of separated plutonium with these processes. The bismuth phosphate process was first operated on a large scale at the Hanford Site, in the later part of 1944. It was successful for plutonium separation in the emergency situation existing then, but it had a significant weakness: the inability to recover uranium. The first successful solvent extraction process for the recovery of pure uranium and plutonium was developed at ORNL in 1949. The PUREX process is the current method of extraction. Separation plants were also constructed at Savannah River Site and a smaller plant at West Valley Reprocessing Plant which closed by 1972 because of its inability to meet new regulatory requirements. Reprocessing of civilian fuel has long been employed at the COGEMA La Hague site in France, the Sellafield site in the United Kingdom, the Mayak Chemical Combine in Russia, and at sites such as the Tokai plant in Japan, the Tarapur plant in India, and briefly at the West Valley Reprocessing Plant in the United States. In October 1976, concern of nuclear weapons proliferation (especially after India demonstrated nuclear weapons capabilities using reprocessing technology) led President Gerald Ford to issue a Presidential directive to indefinitely suspend the commercial reprocessing and recycling of plutonium in the U. S. On 7 April 1977, President Jimmy Carter banned the reprocessing of commercial reactor spent nuclear fuel. The key issue driving this policy was the risk of nuclear weapons proliferation by diversion of plutonium from the civilian fuel cycle, and to encourage other nations to follow the US lead. After that, only countries that already had large investments in reprocessing infrastructure continued to reprocess spent nuclear fuel. President Reagan lifted the ban in 1981, but did not provide the substantial subsidy that would have been necessary to start up commercial reprocessing. In March 1999, the U. S. Department of Energy (DOE) reversed its policy and signed a contract with a consortium of Duke Energy, COGEMA, and Stone & Webster (DCS) to design and operate a mixed oxide (MOX) fuel fabrication facility. Site preparation at the Savannah River Site (South Carolina) began in October 2005. In 2011 the New York Times reported " 11 years after the government awarded a construction contract, the cost of the project has soared to nearly $5 billion. The vast concrete and steel structure is a half finished hulk, and the government has yet to find a single customer, despite offers of lucrative subsidies." TVA (currently the most likely customer) said in April 2011 that it would delay a decision until it could see how MOX fuel performed in the nuclear accident at Fukushima Daiichi.

PUREX

PUREX, қазіргі стандартты әдіс, «Экстракция арқылы плутоний мен уранды алу» деген аббревиатура. PUREX процесі – пайдаланылған ядролық отынды қайта өңдеу үшін қолданылатын сұйық-сұйық экстракция әдісі, бұл әдіс арқылы уран мен плутоний бөліну өнімдерінен бір-бірінен тәуелсіз түрде алынады. Қазіргі таңдағы өнеркәсіпте бұл ең дамыған және кеңінен қолданылатын процесс. Коммерциялық электр станцияларының отынынан алынған плутонийде әдетте, ядролық қару жасауға қолайлы "қару сапасындағы" плутоний деп есептелетін, Pu-240-тың көп мөлшері болады. Дегенмен, реакторлық сападағы плутонийді қолдана отырып, кез келген техникалық деңгейде жоғары сенімді ядролық қару жасау мүмкін. Сонымен қатар, үнемі отынмен толықтырылатын реакторларды қару сапасындағы плутоний өндіру үшін пайдалануға болады, оны кейін PUREX арқылы алуға болады. Осы себепті PUREX химиялық реагенттері бақылауда ұсталады.

UREX

PUREX процесін өзгерту арқылы UREX (Уранды экстракциялау) процесін жасауға болады, оны жоғары деңгейдегі ядролық қалдықтарды сақтау орындарында, мысалы, Юка тауындағы ядролық қалдықтар қоймасында, қолданылған отынның массасы мен көлемінің басым бөлігін құрайтын уранды бөліп алып, оны қайта өңделген уран ретінде қайта өңдеу арқылы кеңістікті үнемдеуге болады. UREX процесі – плутонийді бөліп алуды болдырмау үшін өзгертілген PUREX процесі. Бұл, бірінші металл экстракциясы кезеңінен бұрын плутонийді тотықсыздаушы қоспаны қосу арқылы жүзеге асырылады. UREX процесінде уранның ~99,9% және технотидің >95% басқа бөліну өнімдері мен актинидтерден бөлінеді. Процестің экстракция және тазарту бөлімдеріне ацетогидроксам қышқылын (АГҚ) қосу – бұл процестің кілтті нүктесі. АГҚ қосылуы плутоний мен нептунийдің экстракциялануын едәуір төмендетеді, бұл PUREX процесінің плутонийді экстракциялау кезеңімен салыстырғанда жарынуға қарсы тұруды біршама арттырады.

TRUEX

Екінші экстракциялық агент, октил(фенил) N, N дибутил карбамоилметил фосфин оксиді (CMPO) трибутилфосфатпен (TBP) бірге қолданылғанда, PUREX процесі TRUEX (TRansUranic EXtraction) процесіне айналады. TRUEX АҚШ-та Аргонн ұлттық зертханасымен ойлап табылды және қалдықтардан трансураникалық металдарды (Am/Cm) бөліп алуға арналған. Мақсаты – қалдықтардың альфа белсенділігін төмендету арқылы, қалдықтардың басым бөлігін оңайрақ жоюға мүмкіндік беру. PUREX сияқты, бұл процесс те сольвация механизмі арқылы жұмыс істейді.

DIAMEX

TRUEX-қа балама ретінде малондиамид қолданылатын экстракциялау процесі жасалған. DIAMEX (DIAMide EXtraction) процесінің артықшылығы – көміртек, сутек, азот және оттегіден басқа элементтер қамтитын органикалық қалдықтардың түзілуін болдырмау. Мұндай органикалық қалдықтарды қышқыл газдардың пайда болуына, олар қышқыл жаңбырға себеп болуы мүмкін болса да, өртеуге болады (бірақ бұл қышқыл газдарды скруббер арқылы қайта алуға болады). DIAMEX процесін Еуропадағы француз Ұлттық зерттеу орталығы (CEA) жетілдіруде. Процесс жеткілікті деңгейде дамыған, сондықтан осы процесс туралы бар білімдерді пайдалана отырып, өндірістік орналым салуға болады. PUREX сияқты, бұл процесс те сольвация механизмі арқылы жұмыс істейді.

SANEX

Селективті ActiNide EXtraction. Кішігірім актинидтерді басқарудың бір бөлігі ретінде лантаноидтар мен үш валентті кішігірім актинидтерді PUREX рафинатынан DIAMEX немесе TRUEX сияқты процесс арқылы алып тастау ұсынылған. Америций сияқты актинидтерді өнеркәсіптік көздерде қайта пайдалануға немесе отын ретінде қолдануға мүмкіндік беру үшін лантаноидтарды бөліп алу қажет. Лантаноидтардың нейтронмен әрекеттесу қимасы жоғары болғандықтан, олар нейтрондық ядролық реакцияны тежеуі мүмкін. Қазіргі таңда SANEX процесі үшін экстракция жүйесі нақтыланбаған, бірақ бірнеше зерттеу топтары осы процесс бойынша жұмыс жүргізіп жатыр. Мысалы, француз CEA bis triazinyl пиридин (BTP) негізіндегі процесс әзірлеп жатыр. Басқа жүйелер, мысалы дитиофосфин қышқылдары да басқа зерттеушілермен қарастырылуда.

UNEX

UNiversal EXtraction процесі Ресейде және Чехияда әзірленді; ол пайдаланылған ядролық отыннан уран мен плутонийді өндіріп алғаннан кейін қалған рафинаттан ең қиын радиоизотоптарды (Sr, Cs және шағын актинидтер) толықтай жоюға бағытталған. Химиялық процесі цезий мен стронцийдің полиэтиленгликольмен және кобальт карборан анионымен (хлорланған кобальт дикарболиді деп белгілі) өзара әрекеттесуіне негізделген. Актинидтер CMPO арқылы экстракцияланады, ал сұйытқыш нитробензол сияқты полярлы ароматикалық зат болып табылады. Сонымен қатар, метанитробензотрифтор және фенил трифторметилсульфон сияқты басқа сұйытқыштар да ұсынылған.

Электрохимиялық және ион алмасу әдістері

Амоний карбонатында электрохимия және ион алмасуды қолданатын экзотикалық әдіс хабарланды. Сондай-ақ, сілтілік карбонатта ион алмасу және "ұсақ түйірленген" қорғасын оксидін пайдаланып уранды алудың басқа әдістері де хабарланды.

Бисмут фосфаты

Бисмут фосфаты процесі – ескірген процесс, ол соңғы радиоактивті қалдықтарға маңызды қажетсіз материалды қосады. Бисмут фосфаты процесі еріткіштік экстракциялау процестерімен алмастырылды. Бисмут фосфаты процесі уранды қамтитын алюминий қаптамалы ядролық отын таяқшаларынан плутонийді бөліп алу үшін жасалған. Отын күйдіретін содада қайнату арқылы қаптамасынан айырылды. Қаптамасынан айырылғаннан кейін уран металлы азот қышқылында ерітілді. Осы кезде плутоний +4 тотығу күйінде болады. Содан кейін бисмут нитраты мен фосфор қышқылын қосу арқылы ерітіндіден тұнбаға түсірілді, нәтижесінде бисмут фосфаты пайда болды. Плутоний осымен бірге тұнбаға түсті. Супернатант сұйығы (көптеген бөліну өнімдерін қамтитын) қатты заттан бөлінді. Тұнба азот қышқылында ерітілді, содан кейін окистендіргіш (мысалы, калий перманганаты) қосылып, PuO22+ алынды. Плутоний дихромат тұзын қосу арқылы +6 тотығу күйінде сақталды. Бисмут фосфаты қайтадан тұнбаға түсірілді, плутоний ерітіндіде қалды, ал темір тұзы (мысалы, темір сульфаты) қосылды. Плутоний тағы да бисмут фосфаты тасымалдаушысы мен лантан тұздары және фторидтің қоспасын пайдалану арқылы тұнбаға түсірілді, плутоний үшін қатты лантан фторид тасымалдаушысы құрылды. Сілті қосылғанда оксид пайда болды. Біріккен лантан-плутоний оксиді жиналып, азот қышқылымен экстракцияланып, плутоний нитраты алынды.

Бутекс, β,β'-дибутиоксидиэтил эфирі

Жоғарыда аталған триэтерлік экстрактантты қолданатын сольвациялық экстракция процесіне негізделген процесс. Бұл процестің кемшілігі – су фазасындағы нитрат концентрациясын арттыру үшін тұздандыру реагентін (алюминий нитраты) пайдалану қажеттігі, нәтижесінде ғана қолайлы бөлу коэффициентіне қол жеткізіледі. Бұл процесс 1951-1964 жылдары Виндскейлде қолданылған. Бұл процесс PUREX процесімен алмастырылды, ол ірі көлемде қайта өңдеу үшін артықшылықты технология екені дәлелденді.

Натрий ацетаты

Натрий уранил ацетаты процесі алғашқы советтік ядролық өнеркәсібінде сәулеленген отыннан плутонийді алу үшін қолданылды. Бұл әдіс Батыста ешқашан қолданылмаған; идеясы отынды азот қышқылында еріту, плутонийдің тотығу дәрежесін өзгерту, содан кейін сірке қышқылы мен негіз қосу болып табылады. Бұл уран мен плутонийді қатты ацетат тұзына айналдырады. 1957 жылы Киштым апатына салқындатылмаған қалдық сақтағыштағы кристалданған ацетат нитраттарының жарылуы себеп болды.

PUREX-ке балама

PUREX процесінің кейбір теріс жақтары болғандықтан, оған балама әдістерді әзірлеуге күш салынып келеді. Олардың кейбіреулері PUREX-пен үйлесімді (яғни, бір процестен қалған қалдықтар екінші процестің бастапқы материалы ретінде қолданылуы мүмкін), ал қалғандары мүлдем үйлесімсіз. Олардың ешқайсысы (2020-жылдарға дейін) кеңінен коммерциялық қолданысқа енбеді, бірақ кейбіреулері ірі масштабты сынақтардан өтті немесе болашақта оларды кеңейтуге қатысты нақты міндеттемелер берілді.

Пироөңдеу

Пироөңдеу – жоғары температуралы әдістердің жалпы атауы. Еріткіштер су және органикалық қосылыстардың орнына балқыған тұздар (мысалы, LiCl + KCl немесе LiF + CaF2) және балқыған металдар (мысалы, кадмий, висмут, магний) болып табылады. Электротазарту, дистилляция және еріткіштік экстракциялау – осы процестердегі жиі кездесетін қадамдар. Бұл процестер қазіргі уақытта әлемдік деңгейде кеңінен қолданылмайды, бірақ олар Аргонн ұлттық зертханасында алғаш рет енгізілген, ал қазіргі зерттеулер Жапониядағы CRIEPI, Чехиядағы Řež ядролық зерттеу институтында, Үндістандағы Индира Ганди атомдық зерттеу орталығында және Оңтүстік Кореядағы KAERI-де жүргізілуде.

Пироөңдеудің кемшіліктері

Жалпы қайта өңдеу қазіргі уақытта (2005 ж.) қолдау таппаған, ал қайта өңдеу жүргізетін орындарда PUREX зауыттары құрылған. Осының салдарынан, жаңа пирометаллургиялық жүйелерге сұраныс аз, бірақ IV буын реакторлар бағдарламалары іске асса, жағдай өзгеруі мүмкін. Пироөңдеуден алынған пайдаланылған тұз, PUREX процесінен шыққан қалдықтарға қарағанда шыныға айналдыруға қолайсыз. Егер мақсат – оттық реакторлардағы пайдаланылған ядролық отынның ұзақ сақталу мерзімін қысқарту болса, онда минор актинидтерді жақсырақ қалпына келтіру қажет. "Жаңа" пайдаланылған отынмен жұмыс істеу, "ескірген" отынмен жұмыс істеуге қарағанда, күштірек қорғауды және жылуды басқарудың тиімді жолдарын талап етеді. Егер құрылыстар жоғары белсенділік материалы талап ететіндей болса, олар ескі "мұражайлық қалдықтарды" жаңа пайдаланылған отынмен араластырмайынша өңдей алмайды.

Электролиз

Электролиз әдістері балқыған тұздағы уран, плутоний және шағын актинидтердің стандарттық потенциалдарының айырмашылығына негізделген. Уранның стандарттық потенциалы ең төмен болғандықтан, потенциал қолданылғанда, уран басқа элементтерге қарағанда катодта балқыған тұз ерітіндісінен бұрын тотығуға ұшырайды.

IFR үшін PYRO-A және -B

Бұл процестер Аргонн ұлттық зертханасымен әзірленді және Интегралды жылдам реактор жобасында қолданылды. PYRO A – актинидтерді (әдетте U 235-тен ауыр элементтерге жататын актинидтер отбасының элементтері) актинид емес элементтерден бөлу тәсілі. Пайдаланылған отын балқыған тұз электролитіне батырылған анодтық себетке салынады. Электр тогы беріледі, нәтижесінде уран металлы (немесе кейде, пайдаланылған отынға байланысты, оксиді) қатты металл катодқа жабысады, ал қалған актинидтер (және сирек жер элементтері) сұйық кадмий катодына сіңіріледі. Көптеген бөліну өнімдері (мысалы, цезий, цирконий және стронций) тұзда қалады. Ерітілген кадмий электродына балама ретінде, еритілген висмут катодын немесе қатты алюминий катодын қолдануға болады. Электрлік әдісқа балама ретінде, қажетті металды электропозитивті металл мен нашар реакцияға түсетін металл қоспасынан бөліп алуға болады. Пайдаланылған отынның ұзақ мерзімді радиоактивтілігінің және көлемінің басым бөлігі актинидтерден туындайды, сондықтан актинидтерді жою арқылы шығарылатын қалдықтар ықшамдатылып, ұзақ мерзімді перспективада кем қауіпті болады. Осы қалдықтардың радиоактивтілігі мыңдаған жылдар емес, бірнеше жүз жылдың ішінде табиғи минералдар мен кендердің деңгейіне төмендейді. Пирометаллургиялық өңдеу арқылы алынған аралас актинидтерді ядролық отын ретінде қайта пайдалануға болады, себебі олардың көпшілігі дерлік бөлінетін немесе көбейтілетін қасиетке ие, бірақ осы материалдардың көпшілігін тиімді жағу үшін жылдам көбейту реакторы қажет. Термиялық нейтрондық спектрде бірнеше ауыр актинидтердің (кюрий-242 және плутоний-240) концентрациясы жоғары болуы мүмкін, бұл әдеттегі ураннан немесе аралас уран-плутоний оксидтерінен (MOX) едәуір өзгеше отынды құрайды. Трансмутер реакторынан (трансурандық ядролық қалдықтарды бөліну өнімдеріне айналдыруға арналған жылдам көбейту реакторы) отынды өңдеу және қайта өңдеу үшін PYRO B процесі әзірленді. Типикалық трансмутер отынында уран болмайды және ол металл цирконий сияқты инертті матрицада қалпына келтірілген трансурандықтарды қамтиды. Мұндай отынды PYRO B процесінде өңдеу кезінде, қалдық трансурандық элементтерді бөліну өнімдерінен бөлу үшін электрохимиялық тазарту әдісі қолданылады, содан кейін трансурандықтар реакторға бөліну үшін қайта өңделеді. Жаңадан пайда болған технеций мен йод трансмутация мақсатына енгізу үшін бөліп алынады, ал қалған бөліну өнімдері қалдыққа жіберіледі.

These processes were developed by Argonne National Laboratory and used in the Integral Fast Reactor project. PYRO A is a means of separating actinides (elements within the actinide family, generally heavier than U 235) from non actinides. The spent fuel is placed in an anode basket which is immersed in a molten salt electrolyte. An electric current is applied, causing the uranium metal (or sometimes oxide, depending on the spent fuel) to plate out on a solid metal cathode while the other actinides (and the rare earths) can be absorbed into a liquid cadmium cathode. Many of the fission products (such as caesium, zirconium and strontium) remain in the salt. As alternatives to the molten cadmium electrode it is possible to use a molten bismuth cathode, or a solid aluminium cathode. As an alternative to electrowinning, the wanted metal can be isolated by using a molten alloy of an electropositive metal and a less reactive metal. Since the majority of the long term radioactivity, and volume, of spent fuel comes from actinides, removing the actinides produces waste that is more compact, and not nearly as dangerous over the long term. The radioactivity of this waste will then drop to the level of various naturally occurring minerals and ores within a few hundred, rather than thousands of, years. The mixed actinides produced by pyrometallic processing can be used again as nuclear fuel, as they are virtually all either fissile, or fertile, though many of these materials would require a fast breeder reactor to be burned efficiently. In a thermal neutron spectrum, the concentrations of several heavy actinides (curium 242 and plutonium 240) can become quite high, creating fuel that is substantially different from the usual uranium or mixed uranium plutonium oxides (MOX) that most current reactors were designed to use. Another pyrochemical process, the PYRO B process, has been developed for the processing and recycling of fuel from a transmuter reactor ( a fast breeder reactor designed to convert transuranic nuclear waste into fission products ). A typical transmuter fuel is free from uranium and contains recovered transuranics in an inert matrix such as metallic zirconium. In the PYRO B processing of such fuel, an electrorefining step is used to separate the residual transuranic elements from the fission products and recycle the transuranics to the reactor for fissioning. Newly generated technetium and iodine are extracted for incorporation into transmutation targets, and the other fission products are sent to waste.

Фтордың ұшпақтылығы

Фтордың ұшқырлық процесінде фтор отынмен әрекеттеседі. Фтор, тіпті оттегіден де реактивті болғандықтан, фторға толы камераға тасталған ұнтақталған оксид отынының кішкентай бөлшектері жалынға ұшырайды. Бұл жалын фторлауы деп аталады; пайда болатын жылу реакцияның жүруіне көмектеседі. Отынның басым бөлігін құрайтын уранның көп бөлігі уран гексафторидіне айналады, ол уранды байытуда қолданылатын, өте төмен қайнау нүктесіне ие уранның түрі. Басты, ұзақ өмір сүретін бөліну өнімі – технеций де тиімді түрде ұшқыш гексафторидіне айналады. Тағы бірнеше элементтер де ұқсас ұшқыш гексафторидтер, пентафторидтер немесе гептафторидтер түзеді. Ұшқыш фторидтерді артық фтордан конденсация арқылы бөліп, содан кейін фракциялық дистилляция немесе селективті тотығу арқылы бір-бірінен бөлуге болады. Уран гексафториді мен технеций гексафторидінің қайнау нүктелері мен бу қысымдары өте жақын, бұл толық бөлуді қиындатады. Ұшқырланған бөліну өнімдерінің көпшілігі фторланбаған, жоғары температурадағы ұшқырланудағыдай – йод, теллур және молибден сияқты, бірақ маңызды айырмашылық – технеций ұшқырланады, ал цезий ұшқырланбайды. Плутоний, нептуний және америций сияқты кейбір трансуран элементтері ұшқыш фторидтер түзе алады, бірақ фтордың ішінара қысымы төмендегенде бұл қосылыстар тұрақты болмайды. Плутонийдің көп бөлігі және уранның бір бөлігі бастапқыда күл түрінде қалады, ол жалын фторлағышының түбіне шөгеді. Күлдегі плутоний-уран арақатынасы тіпті жылдам нейтронды реактор отынының құрамына жуық болуы мүмкін. Күлді одан әрі фторлау арқылы барлық уран, нептуний және плутоний ұшқыш фторидтер түрінде алынып тасталады; алайда, кейбір басқа кішігірім актинидтер ұшқыш фторидтер түзбей, сілтілік бөліну өнімдерімен қалуы мүмкін. Кейбір асыл металдар фторидтер түзбеуі мүмкін, бірақ металл түрінде қалады; алайда рутений гексафториді салыстырмалы түрде тұрақты және ұшқыш. Қалдықтарды жоғары температурада дистилляциялау арқылы төмен қайнайтын ауыспалы металл фторидтерін және сілті металл (Cs, Rb) фторидтерін жоғары қайнайтын лантаноидтар мен сілтілік жер металлдары (Sr, Ba) және иттрий фторидтерінен бөлуге болады. Бұл температуралар әлдеқайда жоғары, бірақ вакуумде дистилляциялау арқылы біршама төмендетуге болады. Егер литий фториді немесе натрий фториді сияқты тасымалдаушы тұз еріткіш ретінде қолданылса, жоғары температуралық дистилляция тасымалдаушы тұзды қайта пайдалану үшін бөлуге мүмкіндік береді. Ерітілген тұз реакторларының конструкцияларында фторлы ұшқырлықты қайта өңдеу үздіксіз немесе жиі аралықтармен жүзеге асырылады. Мақсаты – актинидтерді балқыған отын қоспасына қайтару, сонымен бірге нейтрондық уларды немесе реактор өзегінен тыс жерде қауіпсіз сақтауға күтіп тұруға болатын бөліну өнімдерін жою.

In the fluoride volatility process, fluorine is reacted with the fuel. Fluorine is so much more reactive than even oxygen that small particles of ground oxide fuel will burst into flame when dropped into a chamber full of fluorine. This is known as flame fluorination; the heat produced helps the reaction proceed. Most of the uranium, which makes up the bulk of the fuel, is converted to uranium hexafluoride, the form of uranium used in uranium enrichment, which has a very low boiling point. Technetium, the main long lived fission product, is also efficiently converted to its volatile hexafluoride. A few other elements also form similarly volatile hexafluorides, pentafluorides, or heptafluorides. The volatile fluorides can be separated from excess fluorine by condensation, then separated from each other by fractional distillation or selective reduction. Uranium hexafluoride and technetium hexafluoride have very similar boiling points and vapor pressures, which makes complete separation more difficult. Many of the fission products volatilized are the same ones volatilized in non fluorinated, higher temperature volatilization, such as iodine, tellurium and molybdenum; notable differences are that technetium is volatilized, but caesium is not. Some transuranium elements such as plutonium, neptunium and americium can form volatile fluorides, but these compounds are not stable when the fluorine partial pressure is decreased. Most of the plutonium and some of the uranium will initially remain in ash which drops to the bottom of the flame fluorinator. The plutonium uranium ratio in the ash may even approximate the composition needed for fast neutron reactor fuel. Further fluorination of the ash can remove all the uranium, neptunium, and plutonium as volatile fluorides; however, some other minor actinides may not form volatile fluorides and instead remain with the alkaline fission products. Some noble metals may not form fluorides at all, but remain in metallic form; however ruthenium hexafluoride is relatively stable and volatile. Distillation of the residue at higher temperatures can separate lower boiling transition metal fluorides and alkali metal (Cs, Rb) fluorides from higher boiling lanthanide and alkaline earth metal (Sr, Ba) and yttrium fluorides. The temperatures involved are much higher, but can be lowered somewhat by distilling in a vacuum. If a carrier salt like lithium fluoride or sodium fluoride is being used as a solvent, high temperature distillation is a way to separate the carrier salt for reuse. Molten salt reactor designs carry out fluoride volatility reprocessing continuously or at frequent intervals. The goal is to return actinides to the molten fuel mixture for eventual fission, while removing fission products that are neutron poisons, or that can be more securely stored outside the reactor core while awaiting eventual transfer to permanent storage.

Хлордың ұшпақтығы мен ерігіштігі

Көптеген элементтер, ұшқыш жоғары валентті фторидтерді құрайтындар, ұшқыш жоғары валентті хлоридтерді де түзетіні белгілі. Хлорлау және дистилляциялау – бөлудің тағы бір мүмкін әдісі. Бөлу тізбегі фторидтерге қарағанда пайдалырақ болуы мүмкін; мысалы, цирконий тетрахлориді мен қалайы тетрахлориді салыстырмалы түрде төмен қайнау температурасына ие. Хлорлау, тіпті, цирконий отын қаптамасын механикалық түрде сызып алудың орнына, оны алып тастау әдісі ретінде де ұсынылған. Хлоридтерді фторидтерге қарағанда кейіннен басқа қосылыстарға, мысалы, оксидтерге айналдыру оңайырақ болуы мүмкін. Ұшпалданудан кейін қалған хлоридтерді суда ерігіштігі арқылы да бөлуге болады. Американий, курий, лантаноидтар, стронций, цезий сияқты сілтілі элементтердің хлоридтері уран, нептуний, плутоний және цирконийге қарағанда жақсы ериді.

Радиоаналитикалық бөліністер

Радиоактивті металдардың таралуын талдау мақсатында еріткішпен сіңген шайырларды (SIR) қолдануға болады. SIR – бұл ішкі кеңістіктерінде экстрагенті бар ке porous бөлшектер. Бұл тәсіл дәстүрлі сұйық-сұйық экстракциясында қажет болатын сұйық-сұйық бөлу қадамын болдырмайды. Радиоаналитикалық бөлістерге арналған SIR дайындау үшін органикалық Amberlite XAD 4 немесе XAD 7 қолданылуы мүмкін. Мысалы, тригексилтетрадецилфосфоний хлориді (CYPHOS IL 101) немесе N,N'-диалкил-N,N'-дифенилпиридин-2,6-дикарбоксамидтері (R PDA; R = бутил, октил, децил, додецил) мүмкін экстрагенттер болып табылады.

Экономика

Қалдықтарды қайта өңдеудің салыстырмалы экономикалық тиімділігі және уақытша сақтаумен тікелей жою мәселелері 2000 жылдардың басында көптеген пікірталас тудырды. Зерттеулерде қазіргі термиялық реакторларда плутонийді бір рет қайта өңдеуге негізделген қайта өңдеудің жалпы отын циклының шығындары модельделді (жоспарланған селекторлық реактор циклына қарамастан) және бұл шығындар тікелей жоюмен ашық отын циклының жалпы шығындарымен салыстырылды. Бұл зерттеулердің нәтижелері кең ауқымды болды, бірақ барлығы сол кездегі экономикалық жағдайларда қайта өңдеудің қайта өңдеуі ең қымбат екеніне келісті. Уран нарығы, әсіресе оның қысқа мерзімді құбылулары, ядролық энергиядан алынатын электр энергиясының құнына аз әсер етеді, бірақ уран нарығының ұзақ мерзімді тенденциялары ядролық қайта өңдеудің экономикасына маңызды әсер етеді. Егер уран бағасы өсіп, тұрақты түрде жоғары болса, MOX отыны, селекторлық реакторлар немесе тіпті торий отын циклы арқылы "отынмен қамтамасыз етуді ұзарту" тартымды болуы мүмкін. Дегенмен, егер уран бағасы төмен болса, қайта өңдеудің тартымдылығы төмендейді. Егер қайта өңдеу тек пайдаланылған отынның радиоактивтілігін азайту үшін жүргізілсе, пайдаланылған ядролық отынның уақыт өте келе радиоактивтілігі төмендейтінін ескеру қажет. 40 жылдан кейін оның радиоактивтілігі 99,9%-ға төмендейді, бірақ радиоактивтілік деңгейі табиғи уран деңгейіне жететіндей болуы үшін мың жылдан астам уақыт қажет. Алайда, трансуран элементтерінің, соның ішінде плутоний-239 деңгейі 100 000 жылдан астам уақыт бойы жоғары болып қалады, сондықтан егер олар ядролық отын ретінде қайта пайдаланбаса, онда ядролық қару таралуының себептерінен және радиациялық қауіптен қорғану үшін осы элементтерді қауіпсіз жою қажет. 2011 жылдың 25 қазанында Жапонияның Атом энергиясы жөніндегі комиссиясы электр энергиясын өндіру үшін ядролық отынды қайта өңдеудің құны туралы есептерді жариялады. Бұл құн пайдаланылған отынды тікелей геологиялық жою құнынан екі есе көп болуы мүмкін: плутонийді өндіру және пайдаланылған отынды өңдеу құны өндірілген электр энергиясының киловат-сағатына 1,98–2,14 иенге бағаланды. Пайдаланылған отынды қалдық ретінде тастау үшін 1 киловат-сағатқа 1–1,35 иен жұмсалады. 2004 жылдың шілдесінде жапондық газеттер Жапон үкіметі радиоактивті қалдықтарды жою құнын бағалағанын хабарлады, бұл төрт ай бұрын мұндай бағалаулар жасалмағаны туралы мәлімдемелерге қайшы келді. Қайта өңдеуге жатпайтын нұсқалардың құны қайта өңдеу құнының төрттен бірінен үштен біріне дейін (5,5–7,9 миллиард доллар) (24,7 миллиард доллар) деп бағаланды. 2011 жылдың соңында 2004 жылы Ядролық энергетика саясатын жоспарлау бөлімінің директоры болған Масая Ясуи 2004 жылдың сәуірінде өзінің бағыныстысынан деректерді жасыруды сұрағаны белгілі болды. Деректердің қасақана жасырылуы министрлікті бұл мәселені қайта тергеуге және қатысты лауазымды тұлғаларды жазалауды қарастыруға мәжбүр етті.

The relative economics of reprocessing waste disposal and interim storage direct disposal was the focus of much debate over the first decade of the 2000s. Studies
have modeled the total fuel cycle costs of a reprocessing recycling system based on one time recycling of plutonium in existing thermal reactors (as opposed to the proposed breeder reactor cycle) and compare this to the total costs of an open fuel cycle with direct disposal. The range of results produced by these studies is very wide, but all agreed that under then current economic conditions the reprocessing recycle option is the more costly one. While the uranium market particularly its short term fluctuations has only a minor impact on the cost of electricity from nuclear power, long term trends in the uranium market do significantly affect the economics of nuclear reprocessing. If uranium prices were to rise and remain consistently high, "stretching the fuel supply" via MOX fuel, breeder reactors or even the thorium fuel cycle could become more attractive. However, if uranium prices remain low, reprocessing will remain less attractive. If reprocessing is undertaken only to reduce the radioactivity level of spent fuel it should be taken into account that spent nuclear fuel becomes less radioactive over time. After 40 years its radioactivity drops by 99.9%, though it still takes over a thousand years for the level of radioactivity to approach that of natural uranium. However the level of transuranic elements, including plutonium 239, remains high for over 100,000 years, so if not reused as nuclear fuel, then those elements need secure disposal because of nuclear proliferation reasons as well as radiation hazard. On 25 October 2011 a commission of the Japanese Atomic Energy Commission revealed during a meeting calculations about the costs of recycling nuclear fuel for power generation. These costs could be twice the costs of direct geological disposal of spent fuel: the cost of extracting plutonium and handling spent fuel was estimated at 1.98 to 2.14 yen per kilowatt hour of electricity generated. Discarding the spent fuel as waste would cost only 1 to 1.35 yen per kilowatt hour. In July 2004 Japanese newspapers reported that the Japanese Government had estimated the costs of disposing radioactive waste, contradicting claims four months earlier that no such estimates had been made. The cost of non reprocessing options was estimated to be between a quarter and a third ($5.5–7.9 billion) of the cost of reprocessing ($24.7 billion). At the end of the year 2011 it became clear that Masaya Yasui, who had been director of the Nuclear Power Policy Planning Division in 2004, had instructed his subordinate in April 2004 to conceal the data. The fact that the data were deliberately concealed obliged the ministry to re investigate the case and to reconsider whether to punish the officials involved.