Stato attuale di riciclaggio del carburante PWR

Il riciclaggio di carburante è oggi prevalentemente basato sul processo PUREX — Estrazione di Plutonio e di Uranio — un metodo di estrazione liquido che separa il plutonio e l'uranio dai prodotti di fissione nel combustibile nucleare speso.

Il processo PUREX in dettaglio

Inoltre, la PUREX comporta la dissoluzione del combustibile consumato nell'acido nitrico, quindi il contatto con la soluzione con un solvente organico (fosfato tributil in un diluente) in una serie di fasi di estrazione e di stripping.

Tecnologie emergenti nel processo di ritrattamento del combustibile

I ricercatori e i team di ingegneria nucleare in tutto il mondo stanno perseguendo metodi alternativi di rielaborazione che affrontano i limiti di PUREX: riduzione del volume dei rifiuti, resistenza alla proliferazione e la capacità di riciclare una gamma più ampia di attuatori.

Processi avanzati acquosi

I nuovi metodi di analisi dei combustibili (in particolare i combustibili fissi) sono stati sviluppati in tutti i laboratori nazionali degli Stati Uniti, tra cui il laboratorio nazionale di Idaho. Le varianti UREX+ sono progettate per separare l'uranio da solo o per estrarre più attuari senza isolare il plutonio puro, aumentando così la resistenza alla proliferazione.

Limitazioni di metodi acquosi

Nonostante i loro miglioramenti, i processi acquosi avanzati si affidano ancora all'estrazione del solvente con fasi organiche, generando rifiuti misti e richiedendo grandi impronte vegetali, ma anche a temperature relativamente basse, che limitano la solubilità di alcuni elementi e richiedono cicli di estrazione multipli per ottenere un elevato recupero.

Pyroprocessing: Rifiuti elettrochimici ad alta temperatura

Il processo di elaborazione del pirotecnico è un'alternativa che utilizza sali fusi ed elettrolisi per separare gli attini dai prodotti di fissione a temperature intorno ai 500-800°C. Sviluppato principalmente da Argonne National Laboratory per il concetto di Reattore rapido integrato (IFR) nel processo 1980-1990, i processi di piroprocessing alimentano in un elettrolito di sale fuso (tipicamente un eutettico di LiCl-KCl) che utilizza una serie di elettrolisi.

Il coreano Atomic Energy Research Institute (KAERI) sta sviluppando attivamente il processo di piroprocessing per il combustibile PWR speso, con un grande impianto di dimostrazione di ingegneria sotto la pianificazione. Il processo avanzato di combustione della fronte della Corea del Sud (ACP) mira a convertire il combustibile PWR di ossido in combustibile metallico attraverso un passo di riduzione, seguito da elettrorefine. Il combustibile metallico può quindi servire come materiale di alimentazione per un reattore veloce, creando un ciclo di combustibile completamente possibile.

Reattori veloci di allevamento e cicli di carburante chiusi

I reattori a neutroni veloci sono naturalmente abbinati a un riprocesso avanzato perché possono bruciare una percentuale più elevata di combustibile riciclato, tra cui gli attini minori che contribuiscono alla radiotossicità a lungo termine. In un ciclo di combustibile chiuso, il combustibile spesi viene ritratta in nuovi elementi di combustibile per un reattore veloce, che produce a sua volta il proprio combustibile spesi che può essere riciclato ulteriormente.

Il programma di reattore rapido (PFBR) della generazione IV International Forum (GIF) ha individuato sistemi di reattore veloci con cicli di combustibile chiusi come priorità per l'energia nucleare sostenibile, con sei dei quattordici paesi membri del GIF che sviluppano attivamente le tecnologie di ritrattamento.

Sfide e ostacoli regolatori

Oltre alle questioni tecniche, il futuro del riciclaggio di carburante PWR cerniere su regimi non di proliferazione, l’accettazione pubblica e le strategie di deposito rifiuti. Il Dipartimento dell’Energia Global Threat Reduction Initiative (U.S.A.) sottolinea la necessità di limitare l’accesso al plutonio separato; di conseguenza, qualsiasi tecnologia di ritrattamento che produce il plutonium puro è politicamente intrinseca.

Considerazioni economiche

Il ritrattamento del combustibile PWR costa attualmente molto più dello smaltimento diretto, soprattutto quando i prezzi dell'uranio sono bassi. L'Associazione Mondiale per la Nucleare stima il costo di ritrattamento a circa 1.000–1,500 dollari per kg di metalli pesanti (compresi i rifiuti e lo smaltimento), rispetto a circa 500 dollari per kg per lo stoccaggio a lungo termine e lo smaltimento finale di combustibile speso.

Strategie globali di impatto e di specifi­co Paese

Diversi paesi stanno attivamente investendo nelle tecnologie di riciclaggio di nuova generazione, ciascuno con motivazioni e tempi distinti.

Francia

Orano (ex Areva) gestisce l’impianto di ritrattamento La Hague, che ha una capacità di 1.700 tonnellate all’anno e ha ritrattato oltre 30.000 tonnellate di combustibile speso dagli anni '70. Il combustibile MOX risultante viene utilizzato in circa 40 reattori ad acqua pressurizzata in tutta la Francia, con un’equivalenza di circa il 10% dell’energia nucleare del paese.

Russia

Il pilota del centro di dimostrazione (PDC) vicino a Tomsk è progettato per dimostrare la piroelaborazione del combustibile MOX speso dai reattori veloci, mirando ad un ciclo di zero-waste in cui vengono smaltititi solo i prodotti fissione.

Giappone

Il Giappone ha investito molto nell’impianto di ritrattamento Rokkasho, che dovrebbe riavviare le operazioni complete nel 2025 dopo anni di ritardi e aggiornamenti normativi.La struttura utilizza un processo PUREX modificato per recuperare l’uranio e il plutonio per la fabbricazione in MOX per i reattori ad acqua leggera esistenti.

Stati Uniti

Gli Stati Uniti non hanno strutture di ritrattamento commerciale, ma il Dipartimento dell’Energia (DOE) finanzia la ricerca nei laboratori nazionali in un processo avanzato, in particolare presso il Laboratorio Nazionale di Idaho e Argonne. L’obiettivo attuale è quello di sviluppare strategie integrate di gestione dei rifiuti piuttosto che costruire nuovi impianti di ritrattamento.

India

L'India, con riserve di uranio domestico limitate ma un ampio torio, sta perseguendo un programma di energia nucleare a tre stadi che include il rielaborazione di combustibile di tipo PWR (da reattori di uranio arricchiti importati) e, infine, cicli di combustibile a base di torio.

I concetti innovativi futuri

La ricerca a lungo termine mira a sistemi di riciclaggio integrati che combinano la fabbricazione del combustibile, il funzionamento del reattore e la rielaborazione su un unico sito, riducendo al minimo il trasporto di materiali nucleari. Il concetto di “Reattore di sale di Molten (MSR) facilita intrinsecamente la rielaborazione online perché il combustibile è dissolto nel sale.

Un altro concetto innovativo è il ritrattamento diretto di cellule a combustibile del metanolo (DMFC) che utilizza un solvente a base di metanolo per estrarre selettivamente le azionazioni a temperatura ambiente. Sebbene si tratti di uno sforzo accademico di nicchia, la ricerca precoce presso l’Università di Cambridge mostra la promessa di ridurre i rifiuti organici di solvente e di operare senza fosfato di tributo tossico.

Pressatura Isostatica calda del combustibile ritrattato

I progressi nel condizionamento dei rifiuti, come la pressatura isostatica a caldo (HIP) dei residui di combustibile ritrattati in compositi vetro-ceramica resistenti, sono integrati anche in fogli di flusso di rielaborazione.

Conclusione e Outlook

Il futuro del riciclaggio e del ritrattamento dei combustibili PWR non è una tecnologia unica ma una famiglia di processi interdipendenti, ciascuno su misura per le priorità nazionali e le flotte dei reattori.

La collaborazione internazionale, attraverso il programma INPRO dell’AIEA, il Forum Internazionale Generazione IV e gli accordi bilaterali tra Francia, Russia, Giappone e Stati Uniti, saranno essenziali per standardizzare gli approcci di sicurezza, condividere i costi di ricerca e sviluppare garanzie robuste.

Per ulteriori informazioni, vedere l’Associazione Mondiale Nucleare ] ] e le risorse di IAEA [] su rielaborazione del combustibile speso[[. Le relazioni tecniche dettagliate sul processo di piro ]] sono disponibili da Argonne National Laboratory ]