Il potenziale per il ritrattamento e l'arricchimento del combustibile nucleare di Spent

Il potenziale per il ritrattamento e l'arricchimento del combustibile nucleare di Spent

Il combustibile nucleare, spesso considerato rifiuti, è in realtà una risorsa che contiene ancora più del 95% del valore energetico originariamente presente nel combustibile fresco dell'uranio. Il ritrattamento e il ri-arricchimento sono tecnologie che recuperano l'uranio non utilizzato e il plutonio dal combustibile speso, trasformandoli in nuovi elementi di combustibile. Questi processi sono operativi per decenni in diversi paesi, offrendo un percorso strategico per ridurre i volumi di rifiuti, conservare l'uranio naturale e migliorare la sicurezza.

Cos'è Spent Nuclear Fuel?

Il combustibile nucleare spettrale è combustibile che è stato rimosso da un reattore nucleare dopo che non può più sostenere una reazione a catena in modo efficiente. Nonostante sia chiamato "spesso", è ancora altamente radioattivo e termicamente caldo.

• L'Uranium-238[ (~93-95% in peso) – l'isotopo fertile che può essere convertito in plutonio.
• L'Uranium-235[ (~0.8-1.2%) – l'isotopo fissile che alimenta il reattore, ancora presente a concentrazioni leggermente superiori ai livelli naturali.
• Plutonium[ (~0.8-1.0%) – prodotto dalla cattura dei neutroni in U-238, incluso il Pu-239 fissile e Pu-241.
• Attinidi di minatore[] (neptunium, americium, curium) e prodotti di fissione[[] (cesium-137, strontium-90, technetium-99, ecc) – responsabile per la maggior parte della radioattività e della generazione di calore.

La radioattività e il calore intenso richiedono che il combustibile speso sia immagazzinato in piscine raffreddate o in casse asciutte per decenni prima di qualsiasi trattamento per il ritrattamento. La sua gestione è una sfida centrale per l'espansione dell'energia nucleare, soprattutto perché i paesi cercano di minimizzare i depositi a lungo termine di rifiuti.

La motivazione per il rielaborazione e l'arricchimento

Invece di trattare il combustibile speso come rifiuti di alto livello monouso, rielaborazione e ri-ri-ri-ri-ri-ri-ri-namento consentono il recupero di materiali preziosi.

• Efficienza delle risorse:[ L'uranio naturale è una risorsa finita. Il ritrattamento e il ri-ri-ri-ri-ri-ri-ri-ri-ri-ri-ri-ri-re-ri-re-re-ri-re-re-re-sorvegliamento permettono il recupero fino al 96% del restante uranio e plutonio, aumentando significativamente i rifornimenti.
• Riduzione del volume di rifiuti:[] Rimozione dell'uranio e del plutonio da combustibile speso riduce il volume dei rifiuti di alto livello che richiede uno smaltimento geologico profondo di circa l'80%.
• Decreato radiotossicità a lungo termine:[[] I prodotti di fissione decadono entro poche centinaia di anni, mentre il plutonio e alcuni attini minori rimangono pericolosi per centinaia di migliaia di anni.
• Sicurezza energetica:[] I paesi con risorse interne limitate di uranio possono diventare meno affidabili sulle importazioni riciclando il proprio combustibile spesi.
• Considerazioni non proliferative:[] Mentre il ritrattamento solleva preoccupazioni di proliferazione, le garanzie avanzate e i quadri internazionali mirano a renderlo sicuro.

Queste motivazioni hanno spinto gli investimenti nel ritrattamento delle infrastrutture in Francia, Russia, Giappone, Regno Unito e India, tra gli altri.

Tecnologie di rielaborazione

Processo PUREX

Il processo PUREX (Plutonio e Uranium Recovery by Extraction) è la tecnologia di ritrattamento più matura commercialmente. Sviluppato negli anni '40, impiega una serie di passi di estrazione del solvente utilizzando il fosfato tributilico in un diluente organico. Il combustibile spent viene sciolto per la prima volta in acido nitrico, poi l'uranio e il plutonio sono separati da prodotti di fissione e aziosi minori.

Le piante PUREX esistono a La Hague (Francia), Mayak e Seversk (Russia), Sellafield (UK) e Tokai (Giappone), che hanno elaborato migliaia di tonnellate di combustibile speso per decenni. La tecnologia è ben collaudata ma produce un flusso di plutonio puro, che solleva preoccupazioni di proliferazione.

Trattamento dei piro

Il processo di Pyroprocessing, noto anche come lavorazione elettrometallurgica, utilizza sali fusi e elettrorifini per separare gli attinidi dai prodotti di fissione. È particolarmente adatto per i combustibili metallici e per il trattamento del combustibile da reattori veloci. Il processo non produce un flusso di plutonio puro; invece, produce una miscela di uranio, plutonio e attuanidi minori che è intrinsecamente resistente alla proliferazione.

Metodi avanzati acquosi

Per ridurre i rischi di proliferazione e migliorare la gestione dei rifiuti, i processi acquosi avanzati combinano elementi di PUREX con passaggi di partizionamento. Esempi includono il SANEX (Selective ActiNide EXtraction), DIAMEX (DIAMide EXtraction), e GANEX (Group ActiNide EXtraction) processi che si stanno sviluppando in Europa sotto i programmi di ricerca dell'Unione Europea, mirando a separare i reattori di velocizzatori minori per i processi di trasmutazione insieme con plussolutioni.

Ri-arricchimento dell'uranio ritrattato

L'uranio ritrattato (RepU) ha una concentrazione di U-235 tipicamente tra lo 0,8% e l'1,2% – simile all'uranio naturale (0,711%) ma spesso leggermente superiore.

• U-232[]] si deteriora in emettitori gamma duri (thallium-208), richiedendo schermatura e manipolazione remota durante la fabbricazione del carburante.
• U-236]] agisce come un assorbitore di neutroni, riducendo la reattività del combustibile e richiedendo un arricchimento leggermente superiore U-235 per compensare.

Nonostante queste impurità, la RepU può essere riarricchita utilizzando la tecnologia di arricchimento di centrifughe a gas standard. Il processo prevede l'alimentazione dell'uranio ritrattato in cascate centrifughe per aumentare la concentrazione U-235 ai livelli di livello reattore (tipicamente 35% per i reattori ad acqua leggera).

L'arricchimento non è sempre economicamente competitivo rispetto all'uranio fresco a basso arricchimento da fonti naturali, soprattutto quando i prezzi dell'uranio sono bassi. Tuttavia, diventa attraente in un ciclo di combustibile chiuso in cui i prezzi dell'uranio sono elevati, i costi di smaltimento sono internizzati, o la sicurezza energetica è prioritaria.

Globale distribuzione e politica paesaggio

Francia

La Francia opera un ciclo di combustibile chiuso completamente industrializzato, che viene inviato al ritrattamento dell'Aia (operato da Orano) il combustibile di scarico recuperato viene utilizzato per fabbricare il combustibile di ossido misto (MOX), che viene poi caricato in circa il 30% dei reattori francesi.

Russia

La Russia ha un'ampia esperienza di ritrattamento, a partire dalla produzione di plutonio militare. L'impianto RT-1 di Mayak ha speso il combustibile dai reattori VVER-440, dai reattori navali e dai reattori di ricerca.

Giappone

Il Giappone ha da tempo perseguito un ciclo di combustibile chiuso per utilizzare le sue limitate risorse energetiche. Attualmente gestisce un piccolo impianto di ritrattamento a Tokai e sta commissionando il grande impianto di ritrattamento Rokkasho (800 t/yr). Il plutonio recuperato è destinato alla fabbricazione di combustibile MOX, con un impianto MOX che viene completato a Rokkasho. Tuttavia, i ritardi operativi e il post-Fukushima nucleare fase-out hanno rallentato i progressi.

Regno Unito

Il Regno Unito ha operato l'impianto di ritrattamento dell'ossidante termico (THORP) a Sellafield dal 1994 al 2018, elaborando oltre 7.000 tonnellate di combustibile per i clienti domestici e stranieri. L'impianto è stato ora decommesso. Il Regno Unito ha anche ritrattato il combustibile Magnox a Sellafield. Con la chiusura di THORP, il paese ha spostato la sua attenzione allo smaltimento diretto del combustibile speso, anche se mantiene una ricerca avanzata sulla partizionamento e la trasmutazione.

Stati Uniti

Gli Stati Uniti non hanno ritrattato il combustibile commerciale speso dagli anni '70, quando il presidente Carter ha interrotto la pratica citando i rischi di proliferazione. Da allora, gli Stati Uniti hanno perseguito un ciclo di combustibile una volta-attraverso con lo smaltimento geologico diretto a Yucca Mountain (ora abbandonato). Tuttavia, la ricerca su ritrattamento avanzato e le tecnologie di reattore veloci continua a laboratori nazionali.

India e Cina

L'India, con le sue grandi riserve di torio e l'uranio limitato, ha proseguito un programma nucleare a tre stadi che include il ritrattamento del combustibile speso dai reattori ad acqua pesante pressurizzata. L'India gestisce un piccolo impianto PUREX e sta sviluppando reattori veloci che alla fine bruceranno il plutonio recuperato. La Cina sta espandendo rapidamente le sue capacità di ritrattamento: un impianto pilota a Gansu è operativo e una grande struttura commerciale (800 t/yr) è la Francia.

Considerazioni ambientali e di sicurezza

Il reattore di 1.000 MWe produce circa 30 tonnellate di combustibile spesi all'anno. Dopo la rielaborazione, il volume di rifiuti ad alto livello si riduce a circa 3 metri cubi di contenitori di vetro vitrificato, riducendo così l'area di terra richiesta per lo smaltimento geologico e i relativi costi di monitoraggio a lungo termine.

Tuttavia, gli impianti di ritrattamento generano effluenti radioattivi liquidi e gassosi che devono essere accuratamente gestiti. I comunicati di tritium, carbonio-14 e krypton-85 sono controllati da rigorosi limiti normativi. I processi chimici consumano energia significativa e producono flussi di rifiuti secondari, come i prodotti di degradazione del solvente.

Il rischio di proliferazione è una preoccupazione importante: PUREX produce un flusso di plutonio puro che potrebbe essere deviato per le armi. Per mitigare questo, le garanzie internazionali (IAEA) e le tecnologie avanzate (COEX, piroprocessing) mantengono il plutonio mescolato ad altri attinidi o uranio. Inoltre, le strutture di rielaborazione sono sotto severe misure di sicurezza e contabilizzazione.

La redditività economica è un'altra sfida: il costo degli impianti di ritrattamento edilizio e operativo è alto; alcune analisi mostrano che è più conveniente immagazzinare il combustibile speso direttamente e aspettare lo smaltimento futuro. Ma quando i costi dello spazio di deposito geologico, i prezzi dell'uranio e le esternalità ambientali sono fattorizzate, il ciclo di combustibile chiuso può essere competitivo.

Cicli futuri di Outlook e di carburante avanzato

Il potenziale di ritrattamento e ri-ri-ri-ri-ri-ri-ri-ri-ri-ri-ri-ri-ri-ri-ri-namento è strettamente legato allo sviluppo di reattori veloci di generazione IV. I reattori veloci possono bruciare gli azionamenti a lungo-visti separati da rielaborazione, convertindoli in prodotti di fissione di breve durata e e estraendo più energia.

Diversi progetti di reattori veloci sono in fase di sviluppo:

• Il PRISM[[] (Power Reactor Innovative Small Module) di GE Hitachi, un reattore rapido raffreddato a sodio progettato per consumare plutonio e azionamenti minori.
• BN-1200[] in Russia, un grande reattore veloce di sodio è stato costruito per il riciclaggio del combustibile completo.
• Il dimostrante ALLEGRO[]] in Europa per il reattore veloce raffreddato a gas.
• Il Reattore tecnologico avanzato di sodio per la dimostrazione industriale[[[] (ASTRID) progetto in Francia, ora ristrutturato.

Inoltre, i sistemi acceleratori (ADS) possono trasmutare le attuanie minori utilizzando neutroni di spallazione, riducendo potenzialmente ulteriormente l'onere del repository. La ricerca su queste tecnologie continua a istituzioni come [ l'Agenzia Internazionale per l'Energia Atomica]], []] l'Associazione Mondiale Nucleare]]], e laboratori nazionali.

Per il ri-arricchimento, nuovi metodi di arricchimento basati sul laser, come SILEX (Separazione di Isotopi da Laser Excitation), potrebbero offrire costi e modularità inferiori, ma questi rimangono a scala pilota e affrontano ostacoli commerciali significativi.

I progetti come il ]Forum Internazionale di Generazione IV e l' OECD Nuclear Energy Agency[[] coordinano la ricerca sui cicli di combustibile avanzati, sulla sicurezza e sulle garanzie.

Conclusioni

Rielaborazione e riarricchimento sono tecnologie mature che sono già state impiegate su scala commerciale in diversi paesi, che offrono notevoli vantaggi: ridotti volumi di rifiuti, conservazione delle risorse dell'uranio e maggiore sicurezza energetica. Le sfide tecniche di gestione dell'uranio ritrattato e gestione delle scorte di plutonio sono ben comprese, e approcci avanzati come il processo di piro e la separazione degli actinide di gruppo promettono di superare le preoccupazioni di proliferazione.

Il caso economico rimane variabile a seconda dei prezzi dell'uranio, dei costi di gestione dei rifiuti e della politica nazionale. Per i paesi impegnati nell'energia nucleare a lungo termine, il ciclo di combustibile chiuso è un asset strategico che si allinea agli obiettivi di sostenibilità.

Per ulteriori informazioni, la guida dell'Associazione Mondiale per il Riciclo dei combustibili nucleari[ e la pagina di gestione dei combustibili ] di IAEA[[]] forniscono una panoramica dettagliata delle politiche e tecniche.