El reprocesamiento del combustible nuclear gastado es un proceso en el que se extraen uranio , plutonio e isótopos radiactivos del combustible nuclear gastado ( SNF ) mediante tratamiento químico [1] .
Inicialmente, SNF fue reprocesado únicamente con el propósito de extraer plutonio en la producción de armas nucleares . En la actualidad, la producción de plutonio apto para armas prácticamente ha cesado. Posteriormente, surgió la necesidad de procesar el combustible de los reactores de potencia. Uno de los objetivos del reprocesamiento del combustible de los reactores de potencia es su reutilización como combustible de reactores de potencia, incluso como parte del combustible MOX o para la implementación de un ciclo de combustible cerrado (CFFC). Para 2025, está previsto crear una planta radioquímica de procesamiento a gran escala, que brindará la oportunidad de resolver el problema tanto del combustible almacenado como del combustible nuclear gastado descargado de las centrales nucleares existentes y planificadas. En el GCC de Zheleznogorsk , está previsto procesar tanto en el centro de demostración experimental (ODC) como en la producción a gran escala de SNF a partir de reactores de energía de agua a presión VVER-1000 y la mayoría de los desechos de los reactores de tipo canal RBMK-1000. Los productos de regeneración se utilizarán en el ciclo del combustible nuclear, el uranio en la producción de combustible para reactores de neutrones térmicos, el plutonio (junto con el neptunio) para reactores de neutrones rápidos, que tienen propiedades neutrónicas que permiten cerrar de forma eficaz el ciclo del combustible nuclear. Al mismo tiempo, la tasa de reprocesamiento de RBMK SNF dependerá de la demanda de productos de regeneración (tanto uranio como plutonio) en el ciclo del combustible nuclear. Dichos enfoques fueron la base del Programa de Creación de Infraestructura y Gestión del SNF 2011-2020 y hasta 2030, aprobado en noviembre de 2011. [2]
En Rusia, la Asociación de Producción Mayak , fundada en 1948 [1] , se considera la primera empresa capaz de reprocesar combustible nuclear gastado . Otras grandes plantas radioquímicas en Rusia son Siberian Chemical Combine y Zheleznogorsk Mining and Chemical Combine . Grandes producciones radioquímicas operan en Inglaterra (la planta de Sellafield [3] ), en Francia (la Cogema) [4] [5] ; la producción está prevista en Japón (Rokkasho, 2010), China (Lanzhou, 2020), Krasnoyarsk-26 ( RT-2 , 2020) [6] . Estados Unidos ha abandonado el procesamiento masivo del combustible descargado de los reactores y lo está almacenando en instalaciones de almacenamiento especiales [1] [7] .
El combustible nuclear suele ser un contenedor sellado hecho de aleación de circonio o acero, a menudo denominado elemento combustible (FEL). El uranio que contienen está en forma de pequeños gránulos de óxido o (con mucha menos frecuencia) de otros compuestos de uranio resistentes al calor, como el nitruro de uranio. La descomposición del uranio produce muchos isótopos inestables de otros elementos químicos, incluidos los gaseosos. Los requisitos de seguridad regulan la hermeticidad del elemento combustible durante toda la vida útil, y todos estos productos de descomposición permanecen dentro del elemento combustible. Además de los productos de descomposición, quedan cantidades significativas de uranio-238, pequeñas cantidades de uranio-235 sin quemar y plutonio producido en el reactor.
La tarea del reprocesamiento es minimizar el riesgo de radiación del combustible nuclear gastado, eliminar de manera segura los componentes no utilizados, aislar las sustancias útiles y garantizar su uso posterior. Para esto, los métodos de separación química son los más utilizados [8] . Los métodos más simples son el procesamiento en soluciones; sin embargo, estos métodos producen la mayor cantidad de desechos radiactivos líquidos, por lo que estos métodos solo fueron populares en los albores de la era nuclear. Actualmente se buscan métodos para minimizar la cantidad de residuos, preferiblemente sólidos. Son más fáciles de eliminar por vitrificación.
En el corazón de todos los esquemas tecnológicos modernos para el procesamiento de combustible nuclear gastado (SNF) se encuentran los procesos de extracción , con mayor frecuencia el llamado proceso Purex (del inglés. Pu U Recovery EXtraction ), que consiste en la extracción reductora de plutonio de un extracto conjunto con uranio y productos de fisión. Los esquemas de procesamiento específicos difieren en el conjunto de reactivos utilizados, la secuencia de etapas tecnológicas individuales y la instrumentación.
El plutonio separado del reprocesamiento se puede utilizar como combustible cuando se mezcla con óxido de uranio . Como combustible después de una campaña lo suficientemente larga, casi dos tercios del plutonio son isótopos Pu-239 y Pu-241 y alrededor de un tercio es Pu-240 [9] [10] , razón por la cual no se puede utilizar para hacer fiable y predecible cargas nucleares (el isótopo 240 es un contaminante) [11] [12] .
El problema global del procesamiento del combustible nuclear gastado es una gran cantidad de desechos radiactivos, incluidos aquellos con vidas medias largas. El propio proceso de reciclado requiere una gran cantidad de reactivos químicos (ácidos, álcalis, agua y disolventes orgánicos), ya que, de hecho, el material del elemento combustible se disuelve químicamente por completo en ácidos o álcalis, tras lo cual se liberan los productos objetivo. Los desechos contienen reactivos involucrados que han recibido radiactividad inducida y fracciones residuales o innecesarias de materiales de combustible nuclear gastado.
1 tonelada de SNF, recién extraída de un reactor tipo VVER, contiene 950–980 kg de uranio-235 y 238, 5–10 kg de plutonio, productos de fisión (1,2–1,5 kg de cesio-137, 770 g de tecnecio- 90, 500 g de estroncio -90, 200 g de yodo-129, 12 - 15 g de samario-151), actínidos menores (500 g de neptunio-237, 120-350 g de americio-241 y 243, 60 g de curio-242 y 244), así como en un número menor de radioisótopos de selenio, zirconio, paladio, estaño y otros elementos [13] . Si bien muchos isótopos tienen vidas medias que van desde días hasta decenas de días, para muchos otros son decenas de años y para algunos cientos de miles a decenas de millones de años, lo que a escala humana representa una eternidad.
Productos de fisión de vida corta [13]
| nucleido | 1/2 | nucleido | 1/2 |
|---|---|---|---|
| 85 coronas | 10,8 años | 144 _ | 17,28 metros |
| 137Cs_ _ | 26,6 años | 106 derecho | 30.07 desde |
| 90Sr _ | 29 años | 147 horas | 2,6 años |
| 137m Ba | 156 días | 134Cs_ _ | 2,3 años |
| 90 años | 2,6 días | 154 euros | 8,8 años |
| 144 d.C. | 284.91 | 155 euros | 4.753 años |
| 106 ru | 371,8 días |
Productos de fisión de vida larga [13]
| nucleido | 79 se | 99Tc_ _ | 93 coronas | 126 sn | 129 yo | 135Cs_ _ |
|---|---|---|---|---|---|---|
| 1/2 | 3.27( 8 )⋅105 L | 2.111(12)⋅10 5 l | 1.61(5)⋅10 6 L | 2.30(14 ) ⋅105 L | 1.57(4)⋅10 7 l | 2.3⋅10 6 litros |
El desarrollo y mejora de las tecnologías de procesamiento no resuelve sus principales problemas. Las vidas medias largas están asociadas con la imposibilidad de organizar repositorios confiables y los altos costos de mantener y mantener los repositorios durante cientos y miles de años. La tecnología de disposición subterránea de desechos en formaciones geológicas no resuelve el problema de los desastres naturales, porque incluso después de 1 millón de años, un fuerte terremoto puede abrir las capas funerarias aún radiactivas. El almacenamiento en depósitos de superficie y cementerios no excluye los riesgos de accidentes del mismo tipo que han ocurrido repetidamente en Mayak.