Переработка ядерного топлива: извлечение и повторное использование материалов.

Введение

Химические операции по отделению делящегося материала от отработавшего ядерного топлива для последующей переработки в новое топливо.

Ядерная переработка – это химическое разделение продуктов деления и актинидов из отработавшего ядерного топлива. Изначально переработка использовалась исключительно для извлечения плутония для производства ядерного оружия. С коммерциализацией атомной энергетики, переработанный плутоний возвращался в виде ядерного топлива MOX для тепловых реакторов. Переработанный уран, также известный как отработанный топливный материал, в принципе также может быть повторно использован в качестве топлива, но это экономически целесообразно только при низких запасах урана и высоких ценах. Ядерная переработка может выходить за рамки топлива и включать переработку других материалов ядерного реактора, таких как оболочка из циркалоя. Высокая радиоактивность отработанных ядерных материалов означает, что переработка должна осуществляться под строгим контролем и тщательно выполняться квалифицированным персоналом на специализированных объектах. Существует множество процессов, среди которых доминирует химический процесс PUREX. Альтернативы включают нагрев для удаления летучих элементов, выжигание посредством окисления и фторидную летучесть (использующую чрезвычайно реактивный фтор). Каждый процесс приводит к получению той или иной формы обогащенного ядерного продукта, а радиоактивные отходы являются побочным продуктом. Поскольку это может позволить получить ядерные материалы для создания оружия, ядерная переработка вызывает опасения в отношении распространения ядерного оружия и, следовательно, строго регулируется. Переработка отработавшего топлива связана с относительно высокими затратами по сравнению с однократным топливным циклом, однако может быть увеличено использование топлива и уменьшены объемы отходов. Ядерная переработка топлива регулярно осуществляется в Европе, России и Японии. В Соединенных Штатах администрация Обамы отказалась от планов президента Буша по переработке в коммерческих масштабах и вернулась к программе, ориентированной на научно-исследовательскую работу в области переработки. Не все ядерное топливо требует переработки; реактор-размножитель не ограничивается использованием переработанного плутония и урана. Он может использовать все актиниды, замыкая ядерный топливный цикл и потенциально увеличивая энергию, извлекаемую из природного урана, примерно в 60 раз.

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.

История

Первые крупномасштабные ядерные реакторы были построены во время Второй мировой войны. Эти реакторы были спроектированы для производства плутония для использования в ядерном оружии. Поэтому единственной необходимой переработкой была экстракция плутония (свободного от загрязнения продуктами деления) из отработанного природного урана. В 1943 году было предложено несколько методов разделения относительно небольшого количества плутония от урана и продуктов деления. Первый из выбранных методов, процесс осаждения, известный как процесс фосфата висмута, был разработан и испытан в Национальной лаборатории Оук-Ридж (ORNL) в период с 1943 по 1945 год для производства плутония в количествах, достаточных для оценки и использования в программах вооружений США. ORNL произвела первые макроскопические количества (граммы) выделенного плутония с использованием этих процессов. Процесс фосфата висмута впервые был реализован в больших масштабах на объекте Ханфорд в конце 1944 года. Он оказался успешным для разделения плутония в сложившейся тогда чрезвычайной ситуации, но имел существенный недостаток: невозможность извлечения урана. Первый успешный процесс экстракции растворителем для получения чистого урана и плутония был разработан в ORNL в 1949 году. Процесс PUREX является современным методом экстракции. Заводы по разделению также были построены на объекте Саванна-Ривер и на меньшем объекте на заводе по переработке в Вест-Вэлли, который был закрыт к 1972 году из-за неспособности соответствовать новым нормативным требованиям. Переработка отработавшего топлива гражданского назначения давно осуществляется на объекте COGEMA La Hague во Франции, на объекте Sellafield в Соединенном Королевстве, на химическом комбинате «Маяк» в России, а также на таких объектах, как завод Tokai в Японии, завод Tarapur в Индии и на короткий период времени на заводе по переработке в Вест-Вэлли в Соединенных Штатах. В октябре 1976 года опасения по поводу распространения ядерного оружия (особенно после того, как Индия продемонстрировала возможности ядерного оружия, используя технологию переработки) побудили президента Джеральда Форда издать президентскую директиву о бессрочной приостановке коммерческой переработки и рециклинга плутония в США. 7 апреля 1977 года президент Джимми Картер запретил переработку отработавшего ядерного топлива коммерческих реакторов. Ключевым фактором, определяющим эту политику, был риск распространения ядерного оружия путем перенаправления плутония из гражданского топливного цикла, а также стремление побудить другие страны последовать примеру США. После этого переработку отработавшего ядерного топлива продолжали только те страны, которые уже внесли значительные инвестиции в инфраструктуру переработки. Президент Рейган отменил запрет в 1981 году, но не предоставил существенных субсидий, необходимых для запуска коммерческой переработки. В марте 1999 года Министерство энергетики США (DOE) изменило свою политику и подписало контракт с консорциумом Duke Energy, COGEMA и Stone & Webster (DCS) на проектирование и эксплуатацию завода по производству смешанного оксидного (MOX) топлива. Подготовительные работы на объекте Саванна-Ривер (Южная Каролина) начались в октябре 2005 года. В 2011 году газета New York Times сообщила: «Через 11 лет после того, как правительство заключило контракт на строительство, стоимость проекта выросла почти до 5 миллиардов долларов. Огромная конструкция из бетона и стали представляет собой незавершенный корпус, и правительство до сих пор не нашло ни одного клиента, несмотря на выгодные субсидии». TVA (в настоящее время наиболее вероятный клиент) заявила в апреле 2011 года, что отложит принятие решения, пока не увидит результаты испытаний топлива MOX в условиях ядерной аварии на Фукусиме Дайичи.

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.

ПУРЕКС

PUREX, современный стандартный метод, является акронимом, расшифровывающимся как извлечение плутония и урана экстракцией. Процесс PUREX – это жидкостно-жидкостная экстракция, используемая для переработки отработавшего ядерного топлива с целью извлечения урана и плутония, независимо друг от друга, из продуктов деления. В настоящее время это наиболее разработанный и широко применяемый процесс в отрасли. При использовании для переработки топлива коммерческих атомных электростанций извлеченный плутоний обычно содержит слишком много Pu-240, чтобы считаться плутонием "оружие-класса", оптимальным для применения в ядерном оружии. Тем не менее, высоконадежное ядерное оружие может быть создано при любом уровне технической подготовки с использованием реакторного плутония. Более того, реакторы, способные к частой перезагрузке, могут быть использованы для производства плутония оружейного качества, который впоследствии может быть извлечен с помощью PUREX. В связи с этим химические вещества, используемые в процессе PUREX, находятся под контролем.

УРЭК

Процесс PUREX может быть модифицирован для создания процесса UREX (извлечение урана – URanium EXtraction), который можно использовать для экономии места на площадках захоронения радиоактивных отходов высокого уровня, таких как хранилище ядерных отходов на горе Юкка, путем удаления урана, составляющего подавляющую часть массы и объема отработавшего ядерного топлива, и его переработки в переработанный уран. Процесс UREX представляет собой модифицированный процесс PUREX, предназначенный для предотвращения извлечения плутония. Это достигается путем добавления восстановителя плутония перед первым этапом извлечения металла. В процессе UREX около 99,9% урана и более 95% технеция отделяются друг от друга и от других продуктов деления и актинидов. Ключевым элементом является добавление ацетогидроксамной кислоты (АГК) в секции экстракции и промывки. Добавление АГК значительно снижает извлекаемость плутония и нептуния, обеспечивая несколько более высокую устойчивость к распространению по сравнению со стадией извлечения плутония в процессе PUREX.

TRUEX

Добавляя второй экстрагент, октил(фенил) N,N-дибутилкарбамоилметилфосфиноксид (CMPO) в сочетании с трибутилфосфатом (TBP), процесс PUREX можно преобразовать в процесс TRUEX (трансурановый экстракционный). TRUEX был разработан в США в Аргоннской национальной лаборатории и предназначен для извлечения трансурановых металлов (Am/Cm) из отходов. Цель состоит в том, чтобы снизить альфа-активность отходов, что позволит более легко утилизировать большую их часть. Как и PUREX, этот процесс основан на механизме сольватации.

Диамекс

В качестве альтернативы TRUEX был разработан процесс экстракции с использованием малондиамида. Процесс DIAMEX (DIAMide EXtraction) имеет преимущество в виде отсутствия образования органических отходов, содержащих элементы, отличные от углерода, водорода, азота и кислорода. Эти органические отходы можно сжигать без образования кислотных газов, способствующих образованию кислотных дождей (хотя кислотные газы могут быть уловлены с помощью скруббера). Процесс DIAMEX разрабатывается в Европе французским CEA. Процесс достаточно хорошо изучен для строительства промышленного предприятия, используя имеющиеся знания о нем. Как и PUREX, этот процесс основан на механизме сольватации.

SANEX

Селективная экстракция актинидов. В рамках управления минорными актинидами было предложено удалять лантаноиды и трехвалентные минорные актиниды из рафината PUREX с помощью процесса, такого как DIAMEX или TRUEX. Для того чтобы актиниды, такие как америций, могли быть повторно использованы в промышленных источниках или использованы в качестве топлива, необходимо удалить лантаноиды. Лантаноиды обладают большими сечениями поглощения нейтронов и, следовательно, будут подавлять нейтронную ядерную реакцию. На сегодняшний день система экстракции для процесса SANEX не определена, однако в настоящее время несколько исследовательских групп работают над ее разработкой. Например, французский CEA разрабатывает процесс на основе бистриазинилпиридина (BTP). Другие системы, такие как дитиофосфиновые кислоты, исследуются другими группами ученых.

UNEX

Процесс UNiversal EXtraction был разработан в России и Чехии; он предназначен для полного удаления наиболее проблемных радиоизотопов (Sr, Cs и минорные актиниды) из рафината, остающегося после экстракции урана и плутония из отработанного ядерного топлива. Химия процесса основана на взаимодействии цезия и стронция с полиэтиленгликолем и анионом карборана кобальта (известного как хлорированный дикарболид кобальта). Актиниды экстрагируются с помощью CMPO, а в качестве разбавителя используется полярный ароматический растворитель, такой как нитробензол. Также предлагались другие разбавители, такие как мета-нитробензотрифторид и фенилтрифторметилсульфон.

Электрохимические и ионно-обменные методы

Было сообщено об экзотическом методе, использующем электрохимию и ионный обмен в растворе карбоната аммония. Также сообщалось о других методах извлечения урана с использованием ионного обмена в щелочном карбонате и оксиде свинца, полученном дымовым способом.

Бисмутовый фосфат

Процесс получения фосфата висмута – устаревший метод, приводящий к значительному увеличению ненужного материала в конечном радиоактивном отходе. Процесс с использованием фосфата висмута был заменен процессами экстракции растворителем. Он был разработан для извлечения плутония из алюминиевых оболочек ядерного топлива, содержащего уран. Оболочки удалялись путем кипячения топлива в едком натре. После удаления оболочек металлический уран растворяли в азотной кислоте. В этот момент плутоний находится в степени окисления +4. Затем его осаждали из раствора добавлением нитрата висмута и фосфорной кислоты с образованием фосфата висмута. Плутоний соосаждался вместе с ним. Супернатантная жидкость (содержащая многие продукты деления) отделялась от твердого осадка. Осадок затем растворяли в азотной кислоте, после чего добавляли окислитель (например, перманганат калия) для получения PuO22+. Плутоний поддерживали в степени окисления +6 добавлением дихромата. Затем фосфат висмута повторно осаждали, оставляя плутоний в растворе, и добавляли соль железа(II) (например, сульфат железа). Плутоний снова осаждали, используя носитель на основе фосфата висмута в сочетании с солями лантана и фторидом, формируя твердый носитель – фторид лантана для плутония. Добавление щелочи приводило к образованию оксида. Полученный оксид лантана и плутония собирали и экстрагировали азотной кислотой для получения нитрата плутония.

Бутекс, β,β'-дибутиоксидиэтилэфир

Процесс, основанный на сольвационной экстракции с использованием вышеупомянутого триэтерного экстрагента. Недостатком этого процесса является необходимость использования реагента для осаждения солей (нитрата алюминия) для повышения концентрации нитратов в водной фазе и достижения приемлемого коэффициента распределения. Этот процесс применялся на объекте Windscale в период с 1951 по 1964 год. Впоследствии он был заменен процессом PUREX, который продемонстрировал свою превосходство для переработки больших объемов отработанного ядерного топлива.

Ацетат натрия

Процесс уранилацетата натрия использовался ранней советской ядерной промышленностью для извлечения плутония из облученного ядерного топлива. Он никогда не применялся на Западе; суть метода заключается в растворении топлива в азотной кислоте, изменении степени окисления плутония, а затем добавлении уксусной кислоты и щелочи. В результате уран и плутоний переводились в твердую ацетатную соль. Взрыв кристаллизовавшихся ацетатов и нитратов в неохлаждаемом резервуаре для отходов привел к Киштымской катастрофе в 1957 году.

Альтернативы PUREX

Поскольку у процесса PUREX есть определенные недостатки, предпринимались попытки разработать альтернативные процессы, некоторые из которых совместимы с PUREX (то есть отходы одного процесса могут использоваться в качестве сырья для другого), а другие – полностью несовместимы. Ни один из этих процессов (по состоянию на 2020-е годы) не получил широкого коммерческого распространения, однако некоторые прошли крупномасштабные испытания или получили твердые обязательства по их дальнейшей реализации в большем масштабе.

Пирообработка

Пирообработка – это обобщающий термин для высокотемпературных методов. В качестве растворителей используются расплавленные соли (например, LiCl + KCl или LiF + CaF2) и расплавленные металлы (например, кадмий, висмут, магний), а не вода и органические соединения. Электрорафинирование, дистилляция и жидкостная экстракция – типичные стадии этих процессов. В настоящее время эти процессы не получили широкого распространения в мире, однако они были впервые разработаны в Аргоннской национальной лаборатории, а в настоящее время исследования также проводятся в CRIEPI (Япония), Институте ядерных исследований в Жеже (Чехия), Центре атомных исследований имени Индиры Ганди (Индия) и KAERI (Южная Корея).

Недостатки пирообработки

В настоящее время переработка в целом не является (2005) предпочтительной, и в тех местах, где она осуществляется, уже существуют заводы PUREX. Соответственно, спрос на новые пирометаллургические системы невелик, хотя он может возрасти, если программы реакторов поколения IV будут реализованы. Отработанная соль, полученная в результате пиропереработки, менее пригодна для остекловывания, чем отходы, образующиеся в процессе PUREX. Если целью является снижение долговечности отработавшего ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах, необходимо добиться более высокой степени извлечения минорных актинидов. Работа с "свежим" отработавшим топливом требует большей защиты от радиации и более эффективных способов отвода тепла, чем работа со "старым" отработавшим топливом. Если объекты построены таким образом, что требуют материала с высокой удельной активностью, они не смогут перерабатывать старые "накопленные отходы", если только они не будут смешаны со свежим отработавшим топливом.

Электролиз

Методы электролиза основаны на разнице стандартных потенциалов урана, плутония и минорных актинидов в расплаве соли. Стандартный потенциал урана наименьший, поэтому при приложении потенциала уран восстанавливается на катоде из раствора расплавленной соли раньше других элементов.

PYRO-A и -B для полетов по полетам по воздуху

Эти процессы были разработаны Аргоннской национальной лабораторией и использовались в проекте интегрального быстрого реактора. PYRO A – это способ разделения актинидов (элементов семейства актинидов, как правило, тяжелее U 235) от неактинидов. Отработанное топливо помещается в анодную корзину, которая погружается в расплавленный солевой электролит. Прикладывается электрический ток, в результате чего металл урана (или иногда оксид, в зависимости от отработанного топлива) осаждается на твердом металлическом катоде, а другие актиниды (и редкоземельные элементы) могут поглощаться в жидкий кадмиевый катод. Многие продукты деления (такие как цезий, цирконий и стронций) остаются в соли. В качестве альтернативы расплавленному кадмиевому электроду можно использовать расплавленный висмутовый катод или твердый алюминиевый катод. Вместо электровыделения целевой металл можно выделить, используя расплавленный сплав электроположительного металла и менее активного металла. Поскольку основная часть долгосрочной радиоактивности и объема отработанного топлива приходится на актиниды, удаление актинидов позволяет получить отходы, которые более компактны и менее опасны в долгосрочной перспективе. Радиоактивность этих отходов затем снизится до уровня различных природных минералов и руд в течение нескольких сотен, а не тысяч лет. Смешанные актиниды, полученные в результате пирометаллургической переработки, могут быть использованы повторно в качестве ядерного топлива, поскольку практически все они либо делящиеся, либо воспроизводимые, хотя для эффективного сжигания многих из этих материалов потребуется быстрый реактор-размножитель. В тепловом нейтронном спектре концентрации нескольких тяжелых актинидов (кюрий-242 и плутоний-240) могут стать достаточно высокими, создавая топливо, существенно отличающееся от обычного урана или смешанных оксидов урана и плутония (MOX), для использования которых были разработаны большинство современных реакторов. Разработан еще один пирохимический процесс – процесс PYRO B – для переработки и рециклинга топлива из трансмутерного реактора (быстрого реактора-размножителя, предназначенного для превращения трансурановых ядерных отходов в продукты деления). Типичное трансмутерное топливо не содержит урана и содержит восстановленные трансураны в инертной матрице, такой как металлический цирконий. В процессе PYRO B для переработки такого топлива используется стадия электроочистки для отделения остаточных трансурановых элементов от продуктов деления и возврата трансуранов в реактор для деления. Новообразовавшиеся технеций и йод извлекаются для включения в мишени для трансмутации, а остальные продукты деления отправляются на захоронение.

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.

Летучесть фторидов

В процессе летучести фторидов фтор реагирует с топливом. Фтор настолько реакционноспособен, что даже более реактивен, чем кислород, что мелкие частицы измельченного оксидного топлива воспламеняются при попадании в камеру, заполненную фтором. Это явление известно как фторирование пламенем; выделяемое тепло способствует протеканию реакции. Большая часть урана, составляющего основную массу топлива, превращается в гексафторид урана – форму урана, используемую при обогащении урана, обладающую очень низкой температурой кипения. Технеций, основной долгоживущий продукт деления, также эффективно превращается в свой летучий гексафторид. Ряд других элементов также образуют аналогично летучие гексафториды, пентафториды или гептафториды. Летучие фториды можно отделить от избытка фтора путем конденсации, а затем разделить друг от друга с помощью фракционной дистилляции или селективного восстановления. Гексафторид урана и гексафторид технеция имеют очень близкие температуры кипения и давления паров, что затрудняет их полное разделение. Многие из испаряющихся продуктов деления такие же, как и при не фторированной, высокотемпературной волатилизации, например, йод, теллур и молибден; существенное различие заключается в том, что технеций испаряется, а цезий – нет. Некоторые трансурановые элементы, такие как плутоний, нептуний и америций, могут образовывать летучие фториды, но эти соединения нестабильны при снижении парциального давления фтора. Большая часть плутония и часть урана первоначально остаются в золе, которая оседает на дно фторирующего пламени. Соотношение плутония и урана в золе может даже приближаться к составу, необходимому для топлива быстрого нейтронного реактора. Дальнейшее фторирование золы позволяет удалить весь уран, нептуний и плутоний в виде летучих фторидов; однако некоторые другие минорные актиниды могут не образовывать летучих фторидов и оставаться вместе со щелочными продуктами деления. Некоторые благородные металлы могут вообще не образовывать фторидов, оставаясь в металлическом состоянии; однако гексафторид рутения относительно стабилен и летуч. Дистилляция остатка при более высоких температурах позволяет разделить фториды переходных металлов с низкой температурой кипения и фториды щелочных металлов (Cs, Rb) от фторидов лантаноидов и щелочноземельных металлов (Sr, Ba) и фторидов иттрия с более высокой температурой кипения. Температуры, необходимые для этого, значительно выше, но их можно несколько снизить, проводя дистилляцию в вакууме. Если в качестве растворителя используется соль-носитель, такая как фторид лития или фторид натрия, высокотемпературная дистилляция позволяет отделить соль-носитель для повторного использования. Реакторы с расплавленной солью осуществляют переработку методом летучести фторидов непрерывно или через частые интервалы. Цель состоит в том, чтобы вернуть актиниды в расплавленную топливную смесь для последующего деления, удаляя продукты деления, являющиеся поглотителями нейтронов, или которые могут быть более безопасно храниться за пределами активной зоны реактора в ожидании окончательной передачи на постоянное хранение.

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.

Летучесть и растворимость хлорида

Многие элементы, образующие летучие высококовалентные фториды, также образуют летучие высококовалентные хлориды. Хлорирование и дистилляция – еще один возможный метод разделения. Последовательность разделения может быть полезно изменена по сравнению с последовательностью для фторидов; например, тетрахлорид циркония и тетрахлорид олова имеют относительно низкие температуры кипения. Хлорирование даже предлагалось в качестве метода удаления топливной оболочки из циркония вместо механического удаления оболочки. Хлориды, вероятно, легче, чем фториды, впоследствии преобразовывать обратно в другие соединения, такие как оксиды. Хлориды, оставшиеся после испарения, также могут быть разделены по растворимости в воде. Хлориды щелочных элементов, таких как америций, курий, лантаноиды, стронций и цезий, более растворимы, чем хлориды урана, нептуния, плутония и циркония.

Радиоаналитические разделения

Для определения распределения радиоактивных металлов в аналитических целях можно использовать смолы, пропитанные растворителем (SIR). SIR – это пористые частицы, содержащие экстрагент внутри своих пор. Такой подход позволяет избежать этапа жидкостно-жидкостного разделения, необходимого при обычной жидкостной экстракции. Для приготовления SIR для радиоаналитических разделений можно использовать органические смолы Amberlite XAD 4 или XAD 7. В качестве экстрагентов могут быть использованы, например, тригексилтетрадецилфосфония хлорид (CYPHOS IL 101) или N,N'-диалкил-N,N'-дифенилпиридин-2,6-дикарбоксамиды (R PDA; R = бутил, октил, децил, додецил).

Экономика

Относительная экономическая эффективность переработки отходов, промежуточного хранения и прямого захоронения была предметом оживленных дебатов в течение первого десятилетия 2000-х годов. В ходе исследований были смоделированы общие затраты топливного цикла системы переработки, основанной на однократной переработке плутония в существующих тепловых реакторах (в отличие от предлагаемого цикла реактора-размножителя), и сопоставлены с общими затратами открытого топливного цикла с прямым захоронением. Диапазон результатов, полученных в ходе этих исследований, очень широк, но все они пришли к согласию, что в действовавших тогда экономических условиях вариант переработки является более дорогостоящим. В то время как рынок урана – особенно его краткосрочные колебания – оказывает лишь незначительное влияние на стоимость электроэнергии, вырабатываемой на атомных электростанциях, долгосрочные тенденции на рынке урана существенно влияют на экономику ядерной переработки. Если цены на уран вырастут и останутся устойчиво высокими, "продление запасов топлива" посредством MOX-топлива, реакторов-размножителей или даже ториевого топливного цикла может стать более привлекательным. Однако, если цены на уран останутся низкими, переработка останется менее привлекательной. Если переработка осуществляется исключительно для снижения уровня радиоактивности отработавшего ядерного топлива, следует учитывать, что отработавшее ядерное топливо со временем становится менее радиоактивным. Через 40 лет его радиоактивность снижается на 99,9%, хотя для достижения уровня радиоактивности, сопоставимого с природным ураном, потребуется более тысячи лет. Однако уровень трансурановых элементов, включая плутоний-239, остается высоким более 100 000 лет, поэтому, если они не будут повторно использованы в качестве ядерного топлива, эти элементы потребуют безопасного захоронения из-за риска распространения ядерного оружия, а также радиационной опасности. 25 октября 2011 года комиссия Японской комиссии по атомной энергии на заседании представила расчеты затрат на переработку ядерного топлива для производства электроэнергии. Эти затраты могут быть вдвое выше, чем затраты на прямое геологическое захоронение отработавшего топлива: стоимость извлечения плутония и обработки отработавшего топлива оценивается в 1,98–2,14 иены за киловатт-час выработанной электроэнергии. Захоронение отработавшего топлива в качестве отходов обойдется всего в 1–1,35 иены за киловатт-час. В июле 2004 года японские газеты сообщили, что правительство Японии оценило затраты на утилизацию радиоактивных отходов, что противоречило заявлениям, сделанным четыре месяца назад, о том, что такие оценки не проводились. Стоимость вариантов, не предусматривающих переработку, оценивалась в пределах от четверти до трети (5,5–7,9 млрд долларов) от стоимости переработки (24,7 млрд долларов). В конце 2011 года стало известно, что Масая Ясуи, который в 2004 году был директором отдела планирования политики в области ядерной энергетики, в апреле 2004 года поручил своему подчиненному скрыть эти данные. Тот факт, что данные были намеренно скрыты, вынудил министерство пересмотреть это дело и рассмотреть вопрос о привлечении к ответственности причастных должностных лиц.

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.