Из Википедии, бесплатной энциклопедии
  (Перенаправлен с переработки ядерного топлива )
Перейти к навигации Перейти к поиску

Ядерная переработка - это химическое отделение продуктов деления и неиспользованного урана от отработавшего ядерного топлива . [1] Первоначально переработка использовалась исключительно для извлечения плутония для производства ядерного оружия . С коммерциализацией ядерной энергетики переработанный плутоний был переработан обратно в МОКС-топливо для тепловых реакторов . [2] регенерированный уран , также известный как отработавшее топливо материал, в принципе , могут также быть повторно использован в качестве топлива, но это только экономичный , когда поставки урана низок и цены высоки. [ Править ] реактор - размножительне 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. [3] [4]

Переработка должна строго контролироваться и тщательно выполняться на современных объектах высокоспециализированным персоналом. Пучки твэлов, которые поступают на площадки с АЭС (после охлаждения в течение нескольких лет), полностью растворяются в химических ваннах, что может создать риск загрязнения, если не обращаться с ними должным образом. Таким образом, завод по переработке следует рассматривать как современный химический объект, а не как ядерный.

Относительно высокая стоимость связана с переработкой отработавшего топлива по сравнению с прямоточным топливным циклом, но использование топлива может быть увеличено, а объемы отходов уменьшены. [5] Переработка ядерного топлива регулярно проводится в Европе, России и Японии. В Соединенных Штатах администрация Обамы отказалась от планов президента Буша по переработке в промышленных масштабах и вернулась к программе, ориентированной на научные исследования, связанные с переработкой. [6]

Отдельные компоненты и расположение [ править ]

Смотрите также: Отработанное ядерное топливо

Потенциально полезные компоненты, используемые при ядерной переработке, включают определенные актиниды (плутоний, уран и некоторые второстепенные актиниды ). Более легкие элементы компоненты включают в себя продукты деления , продукты активации и облицовку .

материалрасположение
плутоний, второстепенные актиниды , переработанный уранделение в быстром , термоядерном или подкритическом реакторе
переработанный уран, оболочка, фильтрыменее жесткое хранение как отходы среднего уровня активности
долгоживущие продукты деления и активацииядерная трансмутация или геологическое хранилище
среднеактивные продукты деления 137 Cs и 90 Srсреднесрочное хранение как высокоактивные отходы
полезные радионуклиды, редкоземельные элементы (лантаноиды) и благородные металлыпромышленное и медицинское использование

История [ править ]

Первые крупномасштабные ядерные реакторы были построены во время Второй мировой войны . Эти реакторы были разработаны для производства плутония для использования в ядерном оружии . Следовательно, единственной необходимой переработкой было извлечение плутония (без загрязнения продуктами деления ) из отработавшего природного уранового топлива. В 1943 г. было предложено несколько методов отделения относительно небольшого количества плутония от урана и продуктов деления. Первый выбранный метод, процесс осаждения, называемый процессом фосфата висмута , был разработан и испытан в Национальной лаборатории Ок-Ридж.(ORNL) в период с 1943 по 1945 год для производства плутония для оценки и использования в программах вооружений США . ORNL произвел первые макроскопические количества (граммы) выделенного плутония с помощью этих процессов.

Процесс фосфата висмута впервые был запущен в крупном масштабе на Хэнфордской площадке в конце 1944 года. Он был успешным для выделения плутония в чрезвычайной ситуации, существовавшей тогда, но у него был существенный недостаток: неспособность извлечь уран.

Первый успешный процесс экстракции растворителем для извлечения чистого урана и плутония был разработан в ORNL в 1949 году. Процесс PUREX является текущим методом экстракции. Сепарационные заводы были также построены на участке Саванна-Ривер и небольшой завод на перерабатывающем заводе Вест-Вэлли, который был закрыт к 1972 году из-за своей неспособности соответствовать новым нормативным требованиям. [7]

Переработка гражданского топлива уже давно применяется на заводе COGEMA в Ла Гааге во Франции, на заводе в Селлафилде в Великобритании, на химическом комбинате « Маяк» в России, а также на таких объектах, как завод Токай в Японии, завод Тарапур в Индии и ненадолго на заводе по переработке в Уэст-Вэлли в США.

В октябре 1976 года [8] озабоченность распространением ядерного оружия (особенно после того, как Индия продемонстрировала возможности ядерного оружия с использованием технологии переработки) вынудила президента Джеральда Форда издать президентскую директиву о приостановке на неопределенный срок коммерческой переработки и рециклинга плутония в США 7 апреля 1977 года. Президент Джимми Картер запретил переработку отработавшего ядерного топлива коммерческих реакторов . Ключевым вопросом, определяющим эту политику, был риск распространения ядерного оружия за счет отвлечения плутония из гражданского топливного цикла, а также побуждение других стран последовать примеру США. [9] [10] [11]После этого переработку отработавшего ядерного топлива продолжали только страны, которые уже имели крупные инвестиции в инфраструктуру переработки. Президент Рейган снял запрет в 1981 году, но не предоставил существенных субсидий, которые были бы необходимы для начала коммерческой переработки. [12]

В марте 1999 года Департамент энергетики США (DOE) изменила свою политику и подписал контракт с консорциумом из Duke Energy , COGEMA и Стоун и Вебстер (DCS) для проектирования и эксплуатации смешанного оксидного (МОХ) топлива изготовления объекта. Подготовка площадки на участке реки Саванна (Южная Каролина) началась в октябре 2005 г. [13]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 бетонная и стальная конструкция представляет собой полуфабрикат, и правительство имеет пока не удалось найти ни одного покупателя, несмотря на предложения выгодных субсидий ». TVA (в настоящее время наиболее вероятный заказчик) заявила в апреле 2011 года, что отложит принятие решения до тех пор, пока не увидит, как МОКС-топливо проявило себя в ядерной аварии на Фукусима-дайити . [14]

Технологии разделения [ править ]

Вода и органические растворители [ править ]

PUREX [ править ]

Основная статья: PUREX

PUREX , текущий стандартный метод, является аббревиатурой стояния в течение P lutonium и U ranium R ecovery путем EX тяги . Процесс PUREX - это метод жидкостно-жидкостной экстракции, используемый для переработки отработавшего ядерного топлива для извлечения урана и плутония , независимо друг от друга, из продуктов деления . В настоящее время это наиболее разработанный и широко используемый процесс в промышленности.

При использовании в качестве топлива из коммерческих энергетических реакторов извлеченный плутоний обычно содержит слишком много Pu-240, чтобы его можно было считать «оружейным» плутонием, идеальным для использования в ядерном оружии. Тем не менее высоконадежное ядерное оружие может быть создано на всех уровнях технической сложности с использованием плутония реакторного качества. [15] Более того, реакторы, способные к частой перегрузке топлива, могут использоваться для производства плутония оружейного качества , который впоследствии может быть рекуперирован с помощью PUREX. По этой причине химические вещества PUREX находятся под контролем. [16]

Обработка плутония

Модификации PUREX [ править ]

UREX [ править ]

Процесс PUREX можно модифицировать для создания процесса UREX ( UR anium EX traction), который можно было бы использовать для экономии места внутри мест захоронения высокоактивных ядерных отходов , таких как хранилище ядерных отходов Юкка-Маунтин , путем удаления урана, который составляет обширную большая часть массы и объема использованного топлива и его переработка в виде переработанного урана .

Процесс UREX - это процесс PUREX, который был модифицирован для предотвращения извлечения плутония. Это может быть сделано путем добавления восстановителя плутония перед первым этапом извлечения металла. В процессе UREX ~ 99,9% урана и> 95% технеция отделяются друг от друга, а также от других продуктов деления и актинидов . Ключевым моментом является добавление ацетогидроксамовой кислоты (AHA) в секции экстракции и очистки процесса. Добавление AHA значительно снижает экстрагируемость плутония и нептуния , обеспечивая несколько большую устойчивость к распространению, чем на стадии экстракции плутония в процессе PUREX. [ необходима цитата ]

TRUEX [ править ]

Добавление второго агента экстракции, октил (фенил) -N, N-дибутил карбамоилметил- фосфин оксид (КМФО) в сочетании с трибутилфосфатом, (ТБФ), процесс PUREX может быть превращен в Truex ( ТР ANS U Ranić EX тяги) процесса. TRUEX был изобретен в США Аргоннской национальной лабораторией и предназначен для удаления трансурановых металлов (Am / Cm) из отходов. Идея заключается в том, что за счет снижения альфа-активности отходов большая часть отходов может быть удалена с большей легкостью. Как и PUREX, этот процесс работает по механизму сольватации .

DIAMEX [ править ]

В качестве альтернативы TRUEX был разработан процесс экстракции с использованием малондиамида. Преимущество процесса DIAMEX ( DIAM ide EX traction) заключается в предотвращении образования органических отходов, содержащих элементы, отличные от углерода , водорода , азота и кислорода . Такие органические отходы можно сжигать без образования кислых газов, которые могли бы способствовать кислотным дождям (хотя кислотные газы можно было бы утилизировать с помощью скруббера). Над процессом DIAMEX в Европе работает французская CEA . Процесс достаточно зрелый, чтобы можно было построить промышленное предприятие с имеющимися знаниями о процессе.[17] Как и PUREX, этот процесс работает по механизму сольватации.

SANEX [ править ]

S планового CTI N ида EX тяги. В рамках управления второстепенными актинидами было предложено удалять лантаноиды и трехвалентные второстепенные актиниды из рафината PUREX такими способами, как DIAMEX или TRUEX. Для того чтобы актиноиды, такие как америций, можно было повторно использовать в промышленных источниках или использовать в качестве топлива, необходимо удалить лантаноиды. Лантаноиды имеют большое нейтронное сечение и, следовательно, отравляют ядерную реакцию, управляемую нейтронами. На сегодняшний день система извлечения для процесса SANEX не определена, но в настоящее время несколько различных исследовательских групп работают над процессом. Например, французский CEAработает над процессом на основе бис-триазинилпиридина (BTP). [18] [19] [20] Другие системы, такие как дитиофосфиновые кислоты, разрабатываются некоторыми другими специалистами.

UNEX [ править ]

ООН iversal EX процесс тяги был разработан в России и Чехии ; он предназначен для полного удаления наиболее опасных радиоизотопов (Sr, Cs и второстепенные актиниды ) из рафината, остающегося после извлечения урана и плутония из отработанного ядерного топлива . [21] [22] Химия основана на взаимодействии цезия и стронция с полиэтиленгликолем [23] [24] и карборан- анионом кобальта. (известный как хлорированный дикарболлид кобальта). Актиниды экстрагируются CMPO, а разбавитель представляет собой полярный ароматический углеводород, такой как нитробензол . Другие dilents , такие как мета -nitrobenzotri фторид и фенил , трифторметил сульфон [25] было предложено также.

Электрохимические и ионообменные методы [ править ]

Сообщалось об экзотическом методе с использованием электрохимии и ионного обмена в карбонате аммония . [26] Также сообщалось о других методах извлечения урана с использованием ионного обмена в щелочном карбонате и «коллоидном» оксиде свинца. [27]

Устаревшие методы [ править ]

Фосфат висмута [ править ]

Процесс фосфата висмута - устаревший процесс, который добавляет значительное количество ненужного материала к конечным радиоактивным отходам. Процесс фосфата висмута был заменен процессами экстракции растворителем. Процесс фосфата висмута был разработан для извлечения плутония из ядерных топливных стержней с алюминиевой оболочкой , содержащих уран. Топливо сбрасывали кипячением в каустической соде . После снятия оболочки металлический уран растворяли в азотной кислоте .

Плутоний в этот момент находится в степени окисления +4. Затем его осаждали из раствора добавлением нитрата висмута и фосфорной кислоты с образованием фосфата висмута. С этим соосаждался плутоний . Надосадочная жидкость (содержащие многие из продуктов деления ) была отделена от твердого вещества. Затем осадок растворяли в азотной кислоте перед добавлением окислителя (такого как перманганат калия ) для получения PuO 2 2+ . Степень окисления плутония поддерживалась +6 добавлением дихроматной соли.

Затем фосфат висмута повторно осаждали, оставляя плутоний в растворе, и добавляли соль железа (II) (такую ​​как сульфат железа ). Плутоний снова повторно осаждали, используя носитель из фосфата висмута и добавленную комбинацию солей лантана и фторида , с образованием твердого носителя из фторида лантана для плутония. Добавление щелочи дает оксид. Объединенный оксид лантана и плутония собирали и экстрагировали азотной кислотой с образованием нитрата плутония. [28]

Гексон или редокс [ править ]

Это процесс экстракции жидкость-жидкость, в котором в качестве экстрагента используется метилизобутилкетон . Экстракция осуществляется по механизму сольватации . Недостатком этого процесса является необходимость использования высаливающего реагента ( нитрата алюминия ) для увеличения концентрации нитрата в водной фазе для получения приемлемого коэффициента распределения (значение D). Также гексон разлагается концентрированной азотной кислотой. Этот процесс был заменен процессом PUREX. [29] [30]

Pu 4+ + 4 NO 3 - + 2 S → [Pu (NO 3 ) 4 S 2 ]

Бутекс, β, β'-дибутиоксидиэтиловый эфир [ править ]

Процесс, основанный на процессе сольватационной экстракции с использованием вышеуказанного триэфирного экстрагента. Недостатком этого процесса является необходимость использования высаливающего реагента ( нитрата алюминия ) для увеличения концентрации нитрата в водной фазе с целью получения приемлемого коэффициента распределения. Этот процесс использовался в Windscale много лет назад. Этот процесс был заменен PUREX, который показал себя как лучшую технологию для крупномасштабной переработки. [31]

Пиропроцессинг [ править ]

Пиропроцессинг - это общий термин для высокотемпературных методов. Растворителями являются расплавленные соли (например, LiCl + KCl или LiF + CaF 2 ) и расплавленные металлы (например, кадмий, висмут, магний), а не вода и органические соединения. Электроочистка , дистилляция и экстракция растворителем являются общими этапами.

Эти процессы в настоящее время не широко используются во всем мире, но они были впервые применены в Аргоннской национальной лаборатории [32] [33], а текущие исследования также проводятся в CRIEPI в Японии, Институте ядерных исследований Ржежа в Чешской Республике , Центре Индиры Ганди для Атомные исследования в Индии и KAERI в Южной Корее . [34] [35] [36] [37]

Преимущества

  • Принципы, лежащие в их основе, хорошо понятны, и для их принятия не существует серьезных технических препятствий. [38]
  • Легко применяется к отработавшему топливу с высокой степенью выгорания и требует небольшого времени на охлаждение, так как рабочие температуры уже высоки.
  • Не использует растворители, содержащие водород и углерод, которые являются замедлителями нейтронов, создающими риск аварий, связанных с критичностью, и могут абсорбировать продукт деления тритий и углерод-14 продукта активации в разбавленных растворах, которые нельзя разделить позже.
    • В качестве альтернативы волоокисление [39] может удалить 99% трития из отработанного топлива и восстановить его в виде крепкого раствора, подходящего для использования в качестве источника трития.
  • Более компактные, чем водные методы, позволяют проводить переработку на площадке реактора, что позволяет избежать транспортировки отработавшего топлива и проблем с его безопасностью, вместо этого храня гораздо меньший объем продуктов деления на площадке как высокоактивные отходы до вывода из эксплуатации . Например, топливные циклы интегрального реактора на быстрых нейтронах и реактора на расплавленных солях основаны на пиропроцессинге на месте.
  • Он может разделять многие или даже все актиниды одновременно и производить высокорадиоактивное топливо, которым труднее манипулировать для кражи или создания ядерного оружия. (Однако эта трудность была поставлена ​​под сомнение. [40] ) В отличие от процесса PUREX был разработан для отделения плутония только для оружия, и он также оставляет второстепенные актиниды ( америций и кюрий ), производя отходы с более долгоживущей радиоактивностью.
  • Большая часть радиоактивности в примерно 10 2 до 10 5 лет после использования ядерного топлива производится актинидов, так как нет продуктов деления с периодом полураспада в этом диапазоне. Эти актиниды могут служить топливом для быстрых реакторов , поэтому их извлечение и повторное использование (деление) увеличивает производство энергии на килограмм топлива, а также снижает долговременную радиоактивность отходов.

Недостатки

  • Репроцессинг в целом в настоящее время (2005 г.) не приветствуется, а в местах, где проводится репроцессинг, уже построены заводы PUREX. Следовательно, спрос на новые пирометаллургические системы невелик, хотя он может быть, если программы реакторов поколения IV станут реальностью.
  • Использованная соль пиропереработки менее пригодна для переработки в стекло, чем отходы, полученные в процессе PUREX.
  • Если цель состоит в том, чтобы уменьшить долговечность отработавшего ядерного топлива в реакторах горелок, тогда должны быть достигнуты более высокие скорости извлечения второстепенных актинидов.

Электролиз [ править ]

Методы электролиза основаны на разнице стандартных потенциалов урана, плутония и минорных актинидов в солевом расплаве. Стандартный потенциал урана самый низкий, поэтому при приложении потенциала уран будет восстанавливаться на катоде из расплавленного солевого раствора раньше других элементов. [41]

Экспериментальная ячейка электроочистки в Аргоннской национальной лаборатории
PYRO-A и -B для IFR [ править ]

Эти процессы были разработаны Аргоннской национальной лабораторией и использовались в проекте Integral Fast Reactor .

ПИРО-А представляет собой средство отделения актинидов (элементов в семействе актинидов , обычно более тяжелых, чем U-235) от неактинидов. Отработанное топливо помещается в анодную корзину, которая погружена в расплавленный солевой электролит. Подается электрический ток, заставляя металлический уран (или иногда оксид, в зависимости от отработанного топлива) оседать на твердом металлическом катоде, в то время как другие актиниды (и редкоземельные элементы) могут поглощаться жидким катодом из кадмия . Многие продукты деления (например, цезий , цирконий и стронций ) остаются в соли. [42] [43] [44]В качестве альтернативы электроду из расплавленного кадмия можно использовать катод из расплавленного висмута или твердый алюминиевый катод. [45]

В качестве альтернативы электролиза, то хотел металл может быть выделен с помощью расплавленного сплава из в электроположительном металле и менее химически активный металл. [46]

Поскольку большая часть долговременной радиоактивности и объема отработавшего топлива происходит из актинидов, удаление актинидов приводит к образованию более компактных отходов, которые в долгосрочной перспективе не столь опасны. Затем радиоактивность этих отходов упадет до уровня различных природных минералов и руд в течение нескольких сотен, а не тысяч лет. [47]

Смешанные актиниды, полученные пирометаллической обработкой, можно снова использовать в качестве ядерного топлива, поскольку практически все они либо делящиеся , либо воспроизводящие , хотя многие из этих материалов потребуют реактора-размножителя на быстрых нейтронах для эффективного сжигания. В спектре тепловых нейтронов концентрации нескольких тяжелых актинидов ( кюрий-242 и плутоний-240 ) могут стать довольно высокими, создавая топливо, которое существенно отличается от обычного урана или смешанных уран-плутониевых оксидов (МОКС), которые использовались в большинстве современных реакторов. предназначен для использования.

Другой пирохимический процесс, процесс PYRO-B , был разработан для обработки и рециркуляции топлива трансмиттерного реактора ( реактора-размножителя на быстрых нейтронах, предназначенного для преобразования трансурановых ядерных отходов в продукты деления). Типичное трансмутирующее топливо не содержит урана и содержит восстановленные трансурановые соединения в инертной матрице, такой как металлический цирконий . При переработке такого топлива PYRO-B электрорафинированиеЭтап используется для отделения остаточных трансурановых элементов от продуктов деления и возврата трансурановых элементов в реактор для деления. Вновь образованный технеций и йод извлекаются для включения в мишени для трансмутации, а другие продукты деления отправляются в отходы.

Волоксидация [ править ]

Волоксидное окисление (для объемного окисления ) включает нагревание оксидного топлива кислородом, иногда с чередованием окисления и восстановления, или чередование окисления озоном до триоксида урана с разложением путем нагревания до октоксида триурана . [39] Основной целью является улавливание трития в виде водяного пара, содержащего тритий, перед дальнейшей обработкой, где было бы трудно удержать тритий. Другие летучие элементы покидают топливо и должны быть восстановлены, особенно йод , технеций и углерод-14.. Волоксидирование также разрушает топливо или увеличивает его площадь поверхности, чтобы улучшить проникновение реагентов на последующих стадиях переработки.

Улетучивание изолированно [ править ]

Простое нагревание отработавшего оксидного топлива в инертной атмосфере или вакууме при температуре от 700 ° C до 1000 ° C в качестве первого этапа переработки может удалить несколько летучих элементов, включая цезий, изотоп которого цезий-137 выделяет около половины тепла, выделяемого отработавшим газом. топливо в течение следующих 100 лет охлаждения (однако большая часть другой половины состоит из стронция-90 , который имеет аналогичный период полураспада). Расчетный общий баланс массы для 20 000 г переработанного топлива с 2 000 г оболочки составляет: [48]

ВходОстатокЦеолитовый
фильтр		Угольный
фильтр
Фильтры твердых частиц
Палладий281414
Теллур1055
Молибден7070
Цезий4646
Рубидий88
Серебро22
Йод44
Облицовка2000 г.2000 г.
Уран1921819218?
Другие614614?
Общий220002185114540

Летучесть фторидов [ править ]

Основная статья: Летучесть фторидов
Синие элементы содержат летучие фториды или уже являются летучими; зеленые элементы не содержат летучих хлоридов; красные элементы не имеют ни того, ни другого, но сами элементы или их оксиды летучие при очень высоких температурах. Выход через 10 0,1,2,3 лет после деления , не считая более позднего захвата нейтронов , составляет 100%, а не 200%. Бета-распад Kr-85 → Rb , Sr-90 → Zr , Ru-106 → Pd , Sb-125 → Te , Cs-137 → Ba , Ce-144 → Nd , Sm-151 →Eu , Eu-155 → Gd видим.

В процессе летучести фторида фтор реагирует с топливом. Фтор настолько активен, чем даже кислород, что мелкие частицы измельченного оксидного топлива воспламеняются при падении в камеру, полную фтора. Это известно как фторирование пламенем; выделяемое тепло способствует протеканию реакции. Большая часть урана , составляющего основную часть топлива, превращается в гексафторид урана , форму урана, используемую при обогащении урана , которая имеет очень низкую температуру кипения. Технеций , основной долгоживущий продукт деления, также эффективно превращается в летучий гексафторид. Некоторые другие элементы также образуют аналогичные летучие гексафториды, пентафториды или гептафториды. Летучие фториды можно отделить от избытка фтора конденсацией, а затем отделить друг от друга фракционной перегонкой или селективным восстановлением . Гексафторид урана и гексафторид технеция имеют очень близкие точки кипения и давление паров, что делает полное разделение более трудным.

Многие испарившиеся продукты деления - это те же самые продукты , которые испаряются при нефторировании при более высоких температурах, такие как йод , теллур и молибден ; заметные различия заключаются в том, что технеций улетучивается, а цезий - нет.

Некоторые трансурановые элементы, такие как плутоний , нептуний и америций, могут образовывать летучие фториды, но эти соединения нестабильны при понижении парциального давления фтора. [49] Большая часть плутония и некоторое количество урана первоначально останется в золе, которая падает на дно пламенного фторирователя. Отношение плутония к урану в золе может даже приблизительно соответствовать составу, необходимому для топлива реактора на быстрых нейтронах . Дальнейшее фторирование золы может удалить весь уран, нептуний и плутоний в виде летучих фторидов; однако некоторые другие второстепенные актиниды могут не образовывать летучие фториды и вместо этого остаются с продуктами щелочного деления. Немногоблагородные металлы могут вообще не образовывать фториды, но оставаться в металлической форме; однако гексафторид рутения относительно стабилен и летуч.

Перегонка остатка при более высоких температурах позволяет отделить фториды переходных металлов с более низкой температурой кипения и фториды щелочных металлов (Cs, Rb) от лантаноидов с более высокой температурой кипения, а также фторидов щелочноземельных металлов (Sr, Ba) и иттрия . Используемые температуры намного выше, но их можно несколько снизить путем перегонки в вакууме. Если соль-носитель, такая как фторид лития или фторид натрия , используется в качестве растворителя, высокотемпературная дистилляция является способом отделения соли-носителя для повторного использования.

Конструкции реакторов на расплаве солей предусматривают непрерывную или частую переработку фторидов на летучесть. Цель состоит в том, чтобы вернуть актиниды в расплавленную топливную смесь для возможного деления, удаляя при этом продукты деления, которые являются нейтронными ядами или которые могут более надежно храниться вне активной зоны реактора в ожидании возможного перехода на постоянное хранение.

Летучесть и растворимость хлоридов [ править ]

Многие из элементов, которые образуют летучие фториды с высокой валентностью , также образуют летучие хлориды с высокой валентностью. Хлорирование и дистилляция - еще один возможный метод разделения. Последовательность разделения может существенно отличаться от последовательности для фторидов; например, тетрахлорид циркония и тетрахлорид олова , имеют относительно низкие точки кипения 331 ° С и 114,1 ° C. Хлорирование даже было предложено как метод удаления циркониевой оболочки твэла [39] вместо механического снятия оболочки.

Хлориды, вероятно, будет легче, чем фториды, позже преобразоваться обратно в другие соединения, такие как оксиды.

Хлориды, оставшиеся после улетучивания, также могут быть разделены по растворимости в воде. Хлориды щелочных элементов, таких как америций , кюрий , лантаноиды , стронций , цезий , более растворимы, чем хлориды урана , нептуния , плутония и циркония .

Радиоаналитические разделения [ править ]

Для определения распределения радиоактивных металлов в аналитических целях можно использовать смолы, пропитанные растворителем (SIR) . SIR - это пористые частицы, внутри пор которых содержится экстрагент. Этот подход позволяет избежать стадии разделения жидкость-жидкость, необходимой при традиционной экстракции жидкость-жидкость . Для подготовки SIR для радиоаналитического разделения можно использовать органический Amberlite XAD-4 или XAD-7. Возможными экстрагентами являются, например, хлорид тригексилтетрадецилфосфония (CYPHOS IL-101) или N, N0-диалкил-N, N0-дифенилпиридин-2,6-дикарбоксиамиды (R-PDA; R = бутил, окти I, децил, додецил). [50]

Экономика [ править ]

Относительная экономика утилизации отходов переработки и промежуточного хранения и прямого захоронения была предметом многочисленных дискуссий в течение первого десятилетия 2000-х годов . В исследованиях [51] смоделированы общие затраты на топливный цикл системы репроцессинга-рециркуляции, основанные на однократной рециркуляции плутония в существующих тепловых реакторах (в отличие от предлагаемого цикла реактора-размножителя ), и они сравниваются с общими затратами на открытое топливо цикл с прямой утилизацией. Диапазон результатов этих исследований очень широк, но все согласны с тем, что в текущих (2005 г.) экономических условиях вариант переработки-рециркуляции является более дорогостоящим. [52]

Если переработка проводится только для снижения уровня радиоактивности отработавшего топлива, следует учитывать, что отработавшее ядерное топливо со временем становится менее радиоактивным. Спустя 40 лет его радиоактивность падает на 99,9% [53], хотя все еще требуется более тысячи лет, чтобы уровень радиоактивности приблизился к уровню природного урана. [54] Однако уровень трансурановых элементов , включая плутоний-239 , остается высоким на протяжении более 100 000 лет, поэтому, если эти элементы не используются повторно в качестве ядерного топлива, то эти элементы нуждаются в надежной утилизации из-за причин распространения ядерного оружия, а также радиационной опасности.

25 октября 2011 года комиссия Комиссии по атомной энергии Японии обнародовала в ходе заседания расчеты стоимости утилизации ядерного топлива для выработки электроэнергии. Эти затраты могут вдвое превышать затраты на прямое геологическое захоронение отработавшего топлива: затраты на извлечение плутония и обращение с отработавшим топливом оцениваются в 1,98–2,14 иен за киловатт-час произведенной электроэнергии. Утилизация отработавшего топлива как отходов будет стоить всего от 1 до 1,35 иены за киловатт-час. [55] [56]

В июле 2004 г. японские газеты сообщили, что правительство Японии оценило стоимость утилизации радиоактивных отходов, что противоречит утверждениям четырех месяцев назад о том, что таких оценок сделано не было. Стоимость вариантов без переработки оценивается в от четверти до трети (5,5–7,9 млрд долларов) от стоимости переработки (24,7 млрд долларов). В конце 2011 года стало ясно, что Масая Ясуи, который в 2004 году был директором Отдела планирования политики в области ядерной энергетики, в апреле 2004 года поручил своему подчиненному скрыть данные. Тот факт, что данные были умышленно скрыты, вынудил министерство повторно расследовать дело и пересмотреть вопрос о наказании причастных к этому должностных лиц. [57] [58]

Список сайтов [ править ]

СтранаСайт переработкиТип топливаПроцедура
Производительность переработки тЧМ / год
Период ввода в эксплуатацию или эксплуатации
 БельгияМолLWR , MTR (реактор для испытания материалов)80 [59]1966–1974 [59]
 Китайпромежуточная пилотная установка [60]60–1001968-начало 1970-х гг.
 КитайЗавод 404 [61]502004 г.
 ГерманияКарлсруэ, ВАКLWR [62]35 [59]1971–1990 [59]
 ФранцияМаркуль, UP 1Военный1200 [59]1958 [59] -1997 [63]
 ФранцияМаркуль, CEA APMFBRPUREX DIAMEX SANEX [64]6 [62]1988 – настоящее время [62]
 ФранцияЛа Гаага, UP 2LWR [62]PUREX [65]900 [59]1967–1974 [59]
 ФранцияЛа Гаага, UP 2–400LWR [62]PUREX [65]400 [59]1976–1990 [59]
 ФранцияЛа-Гаага , UP 2–800LWRPUREX [65]800 [59]1990 [59]
 ФранцияЛа Гаага , UP 3LWRPUREX [65]800 [59]1990 [59]
 ВеликобританияWindscaleМагноксBUTEX1000 [59]1956–1962 [59]
 ВеликобританияСеллафилд , B205Магнокс [62]PUREX1500 [59]1964 [59]
 ВеликобританияDounreayFBR [62]8 [59]1980 [59]
 ВеликобританияTHORPAGR , LWRPUREX900 [59] [66]1994 [59] [66] -2018
 ИталияРотонделлаТорий5 [59]1968 [59] (остановка)
 ИндияТромбайВоенныйPUREX [67]60 [59]1965 [59]
 ИндияТарапурPHWRPUREX100 [59]1982 [59]
 ИндияКалпаккамPHWR и FBTRPUREX100 [68]1998 [68]
 ИндияТарапурPHWR100 [69]2011 [69]
 ИзраильДимонаВоенный60–100 [70]~ 1960 – настоящее время
 ЯпонияТокаймураLWR [71]210 [59]1977 [59] -2006 [72]
 ЯпонияРоккашоLWR [62]800 [59] [66]2021 [73]
 ПакистанНовые лаборатории , РавалпиндиВоенные / Плутоний / Торий80 [74]1982 – настоящее время
 ПакистанЯдерный комплекс Хушаб , атомный город ПакистанаHWR / Военные / Тритий22 кг [75]1986 – настоящее время
 РоссияЗавод Маяк БВоенный4001948–196? [76]
 РоссияЗавод Маяк ББ, РТ-1LWR [62]Отделение PUREX + Np [77]400 [59] [66]1978 [59]
 РоссияТомск-7 Радиохимический ЗаводВоенный6000 [70]1956 [78]
 РоссияЖелезногорск (Красноярск-26)Военный3500 [70]1964– ~ 2010 [79]
 РоссияЖелезногорск , РТ-2ВВЭР800 [59]в стадии строительства (2030)
 США , штат ВашингтонХэнфорд сайтВоенныйфосфат висмута, REDOX, PUREX1944–1988 [80]
 США , Южная КаролинаСайт реки СаваннаВоенные / LWR / HWR / ТритийPUREX, REDOX, THOREX, разделение Np5000 [81]1952–2002 гг.
 США , Нью-ЙоркWest ValleyLWR [62]PUREX300 [59]1966–1972 [59]
 США , Северная КаролинаBarnwellLWRPUREX1500никогда не разрешалось работать [82]
 США , IDINLLWRPUREX-

См. Также [ править ]

  • Ядерный топливный цикл
  • Реактор-размножитель
  • Гибрид ядерного синтеза-деления
  • Контейнер для перевозки отработавшего ядерного топлива
  • Малый реактор Тейлора Уилсона на ядерных отходах
  • Объявлено о Глобальном партнерстве в области ядерной энергии Февраль 2006 г.

Ссылки [ править ]

  1. ↑ Эндрюс, А. (27 марта 2008 г.). Переработка ядерного топлива: политика США . Отчет CRS для Конгресса. Проверено 25 марта 2011 г.
  2. ^ МОКС-топливо может увеличить количество извлекаемой энергии примерно на 12%, но немного снижает запасы плутония. Информация Всемирной ядерной ассоциации о МОКС-топливе
  3. ^ «Поставка урана» . Всемирная ядерная ассоциация . Проверено 29 января 2010 года .
  4. ^ "Реакторы на быстрых нейтронах" . Всемирная ядерная ассоциация . Проверено 11 марта 2012 года .
  5. ^ Гарольд Фейвесон; и другие. (2011). «Обращение с отработавшим ядерным топливом: уроки политики из исследования в 10 странах» . Бюллетень ученых-атомщиков .
  6. ^ "Прощай, ядерная переработка" . Природа . 460 (7252): 152. 2009. Bibcode : 2009Natur.460R.152. . DOI : 10.1038 / 460152b . PMID 19587715 . 
  7. ^ «Извлечение плутония из отработавшего топлива при переработке ядерного топлива в Вест-Вэлли, штат Нью-Йорк, с 1966 по 1972 год» . Министерство энергетики США. Февраль 1996 . Проверено 17 июня 2007 года .
  8. ↑ Джеральд Форд, 28 октября 1976 г. Заявление о ядерной политике . Проверено 30 июня 2012 года.
  9. ^ Д - р Нед Xoubi (2008). «Политика, наука, окружающая среда и здравый смысл переработки отработавшего ядерного топлива три десятилетия спустя» (PDF) . Симпозиум по технологии мирной ядерной энергии, Ирбид, Иордания . Архивировано из оригинального (PDF) 16 мая 2011 года.
  10. ^ «Истощенный череп» Архив блога »Почему нельзя построить бомбу из отработавшего топлива» . Архивировано из оригинала 4 февраля 2012 года.
  11. ^ «Доказательство отрицания - почему современное использованное ядерное топливо не может быть использовано для изготовления оружия - атомные исследования» . atomicinsights.com . 17 февраля 2015 . Проверено 4 апреля 2018 года .
  12. ^ Переработка ядерного топлива: разработка политики США . (PDF). Проверено 10 декабря 2011 года.
  13. ^ Дюк, Кожема, Стоун и Вебстер (DCS) Отчеты отправлены в НРК . Nrc.gov. Проверено 10 декабря 2011 года.
  14. ^ Новые сомнения по поводу превращения плутония в топливо , 10 апреля 2011 г.
  15. ^ Программа США по утилизации избыточного оружейного плутония , IAEA-SM-346/102, Мэтью Банн, 2002.
  16. ^ Ирвин, Максвелл (2011). Атомная энергетика: очень краткое введение . Оксфорд: Издательство Оксфордского университета. п. 55. ISBN 9780199584970.
  17. ^ "Ядерная энергия: топливо будущего?" . Университет Принстона. Архивировано из оригинала на 1 октября 2012 года . Проверено 6 апреля 2013 года .
  18. ^ С. Хилл, Д. Guillaneux, X. ЭРВО, Н. Boubals и Л. Ramain SANEX-BTP ПРОЦЕСС РАЗРАБОТКИ ИССЛЕДОВАНИЯ архивации 15 ноября 2012 в Wayback Machine
  19. ^ С. Хилл, Л. Berthon, П. Bros, JP. Dancausse и D. Guillaneux ИССЛЕДОВАНИЯ РАЗВИТИЯ ПРОЦЕССОВ SANEX-BTP . Commissariat à l'Énergie Atomique
  20. ^ Béatrice Rat, Xavier Hérès Моделирование и создание технологической схемы SANEX для разделения трехвалентных актинидов / лантаноидов с использованием экстрагента BTP (бис-1,2,4-триазинилпиридина). Архивировано 16 октября 2005 года в Wayback Machine.
  21. ^ "Американо-российская группа упрощает обращение с ядерными отходами" . Пресс-релиз посольства США (?). 19 декабря 2001 года Архивировано из оригинала 28 июля 2014 года . Проверено 14 июня 2007 года .
  22. ^ Дж. Банаи; и другие. (1 сентября 2001 г.). "INTEC Исследования высокоактивных отходов Универсальное технико-экономическое обоснование экстракции растворителем" . Технический отчет INEEL.
  23. ^ Закон, Джек Д .; Хербст, Р. Скотт; Тодд, Терри А .; Романовский, Валерий Н .; Бабайн, Василий А .; Есимантовский, Вячеслав М .; Смирнов, Игорь В .; Зайцев, Борис Н. (2001). "Универсальный процесс экстракции растворителем (Unex). II. Разработка технологической схемы и демонстрация нового процесса отделения цезия, стронция и актинидов от реальных кислотных радиоактивных отходов". Экстракция растворителем и ионный обмен . 19 : 23. DOI : 10,1081 / SEI-100001371 .
  24. ^ Романовский, Валерий Н .; Смирнов, Игорь В .; Бабайн, Василий А .; Тодд, Терри А .; Хербст, Р. Скотт; Закон, Джек Д .; Брюэр, Кен Н. (2001). "Универсальный процесс экстракции растворителем (Unex). I. Разработка нового процесса растворителя для отделения цезия, стронция и актинидов из кислых радиоактивных отходов". Экстракция растворителем и ионный обмен . 19 : 1. DOI : 10,1081 / SEI-100001370 .
  25. ^ JD Закон; и другие. (1 марта 2001 г.). «Технологическая схема испытания универсального процесса экстракции растворителем для одновременного отделения цезия, стронция и актинидов из растворенного кальцина INEEL» (PDF) . Материалы конференции WM 2001. Архивировано из оригинального (PDF) 28 сентября 2007 года . Проверено 17 июня 2006 года .
  26. ^ Асанум, Норико; и другие. (2006). «Андодическая диссоциация таблеток UO 2, содержащих смоделированные продукты деления, в растворе карбоната аммония» . Журнал ядерной науки и технологий . 43 (3): 255–262. DOI : 10,3327 / jnst.43.255 .[ мертвая ссылка ]
  27. ^ [1] , Гарднер, Гарри Э., «Извлечение урана из ураносодержащих растворов, содержащих молибден», выпущено 14 декабря 1979 г. 
  28. ^ Гербер, Мишель. «История производства плутония на Хэнфордском объекте: история процессов и установок (WHC-MR-0521) (выдержки)» . Министерство энергетики.
  29. ^ Сиборг, Гленн Т .; и другие. (23 августа 1960 г.). «Способ отделения плутония от урана и продуктов деления экстракцией растворителем». Бюро патентов и товарных знаков США. ОСТИ 4134289 .  Cite journal requires |journal= (help) Патент США 2,950,166
  30. ↑ LW Gray (15 апреля 1999 г.). «От разделения до восстановления - краткая история плутония в США и России (UCRL-JC-133802)» (PDF) . Препринт Ливерморской национальной лаборатории имени Лоуренса.
  31. ^ Тейлор, Робин (2015). Переработка и переработка отработавшего ядерного топлива . Издательство Вудхед.
  32. ^ "Развитие пиропроцессинга" . Аргоннская национальная лаборатория . Проверено 6 июня +2016 .
  33. ^ «Технологии пиропроцессинга: переработка отработанного ядерного топлива для устойчивого развития энергетики будущего» (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория . 2012. с. 7. Архивировано из оригинального (PDF) 19 февраля 2013 года . Проверено 6 июня +2016 .
  34. ^ Т. Иноуэ. «Обзор деятельности CRIEPI по пиропроцессингу» (PDF) .
  35. ^ Тулацкова, Р. и др. «Развитие пирохимической переработки ОЯТ и перспективы замкнутого топливного цикла». Атом Индонезия 33.1 (2007): 47-59.
  36. ^ Нагараджан, К. и др. «Текущее состояние исследований пирохимической переработки в Индии». Ядерные технологии 162.2 (2008): 259-263.
  37. ^ Ли, Хансоо и др. «Развитие технологии пиропереработки в KAERI». (2009).
  38. ^ "ПРОГРЕСС ПИРОПЕРЕРАБОТКИ В НАЦИОНАЛЬНОЙ ЛАБОРАТОРИИ ИДАХО" (PDF) . Статья в Национальной лаборатории Айдахо. Сентябрь 2007. Архивировано из оригинального (PDF) 12 июня 2011 года.
  39. ^ a b c Гильермо Д. Дель Куль; и другие. «Расширенная обработка отработавшего топлива на головной станции: отчет о ходе работ» (PDF) . 2005 годовое собрание ANS . Национальная лаборатория Окриджа , Министерство энергетики США. Архивировано из оригинального (PDF) 7 марта 2006 года . Проверено 3 мая 2008 года .
  40. ^ «Ограниченные преимущества устойчивости к распространению от переработки неразделенных трансурановых соединений и лантаноидов из отработавшего топлива легководных реакторов» (PDF) . п. 4.
  41. ^ Морсс, LR Химия актинидных и трансактинидных элементов. Ред. Лестер Р. Морсс и др. Vol. 1. Дордрехт: Спрингер, 2006.
  42. ^ "Развитие технологии топливных элементов пиропроцессом" (PDF) . CRIEPI News. Июль 2002 Архивировано из оригинала (PDF) 25 февраля 2009 года . Проверено 22 июня 2009 года .
  43. ↑ Masatoshi Iizuka (12 декабря 2001 г.). «Разработка процесса извлечения плутония электролитическим рафинированием солевого расплава с жидким кадмиевым катодом» (PDF) . Материалы 6-го совещания по обмену информацией по разделению и трансмутации актинидов и продуктов деления (Мадрид, Испания) . Проверено 22 июня 2009 года .
  44. ^ Р. Тулацкова (Звейскова), К. Чучвальцова, Бимова, П. Соучек, Ф. Лиси Исследование электрохимических процессов разделения актинидов и лантаноидов в расплавленных фторидных средах (файл PPT). Институт ядерных исследований Rez plc, Чешская Республика
  45. ^ Электрохимическое поведение фторидов лантаноидов в системе электролиза с солью LiF-NaF-KF . (PDF). Проверено 10 декабря 2011 года.
  46. ^ Ионные жидкости / расплавленные соли и лантаноиды / Справочный список актинидов . Merck.de. Проверено 10 декабря 2011 года.
  47. ^ «Инициатива усовершенствованного топливного цикла» . Министерство энергетики США . Архивировано из оригинального 10 мая 2012 года . Проверено 3 мая 2008 года .
  48. ^ Wolverton, Дарен; и другие. (11 мая 2005 г.). «Удаление цезия из отработавшего ядерного топлива, предназначенного для процесса переработки топлива при электроочистке» (PDF) . Университет Айдахо (диссертация?). Архивировано из оригинального (PDF) 29 ноября 2007 года.
  49. ^ Neeb, Карл-Хайнц (1997). Радиохимия атомных станций с легководными реакторами . Вальтер де Грюйтер. ISBN 978-3-11-013242-7.
  50. ^ Kabay, N .; Кортина, JL; Trochimczuk, A .; Стрит, М. (2010). «Смолы, пропитанные растворителем (SIR) - Способы получения и их применение». Реагировать. Функц. Polym . 70 (8): 484–496. DOI : 10.1016 / j.reactfunctpolym.2010.01.005 . ЛВП : 2117/10365 .
  51. ^ «Расширенная основа стоимости топливного цикла» (PDF) . Национальная лаборатория Айдахо, Министерство энергетики США. Архивировано из оригинального (PDF) 28 ноября 2011 года . Проверено 19 декабря 2010 года .
  52. ^ «Калькулятор стоимости переработанного ядерного топлива» . www.wise-uranium.org . Проверено 4 апреля 2018 года .
  53. ^ «Управление отходами и утилизация» . Всемирная ядерная ассоциация . Проверено 3 мая 2008 года .
  54. ^ «Радиоактивные отходы: мифы и реальность» . Всемирная ядерная ассоциация. Июнь 2006 . Проверено 3 мая 2008 года .
  55. ↑ NHK-world (26 октября 2011 г.) Затраты на переработку ядерного топлива. Архивировано 10 августа 2011 г. на Wayback Machine.
  56. ^ JAIF (26 октября 2011 г.) Затраты на переработку ядерного топлива
  57. ^ «Сокрытие предполагаемых затрат на захоронение радиоактивных отходов вызывает серьезные вопросы» . The Mainichi Daily News . 2 января 2012 . Проверено 8 января 2012 года .
  58. ^ Mycle, Шнайдер. «Японцы вводят в заблуждение относительно затрат на переработку отработавшего топлива» . Международная группа по расщепляющимся материалам . Проверено 8 января 2012 года .
  59. ^ a b c d e f g h i j k l m n o p q r s t u v w x y z aa ab ac ad ae af ag ah ai aj "Заводы по переработке во всем мире" . Европейское ядерное общество . Архивировано из оригинала 22 июня 2015 года . Проверено 29 июля 2008 года .
  60. ^ Райт, Дэвид; Гронлунд, Лизбет (2003). «Оценка производства плутония для оружия в Китае» (PDF) . Наука и всеобщая безопасность . 11 : 61–80. DOI : 10.1080 / 08929880309007 .
  61. ^ Все ядерное • Китай и переработка: отделяя факты от вымысла . Allthingsnuclear.org (11 января 2011 г.). Проверено 10 декабря 2011 года.
  62. ^ a b c d e f g h i j "Гражданские перерабатывающие предприятия" (PDF) . Принстонский университет . Проверено 30 июля 2008 года .
  63. ^ "Маркуль - Вальро" . Глобальная безопасность . Проверено 30 июля 2008 года .
  64. ^ Доминик Варин (2007). «Статус французской исследовательской программы по разделению и трансмутации» . Журнал ядерной науки и технологий . 44 (3): 410. DOI : 10,3327 / jnst.44.410 .[ мертвая ссылка ]
  65. ^ a b c d "БАСС-НОРМАНДИ - НИЖНЯЯ НОРМАНДИЯ, Ла Гаага" . France Nucleaire. Архивировано из оригинала 16 июля 2011 года . Проверено 31 июля 2008 года .
  66. ^ a b c d «Переработка отработанного ядерного топлива» . Всемирная ядерная ассоциация. Сентябрь 2013 . Проверено 5 декабря 2013 года .
  67. ^ "Реакторы ЦИРУС и ДХРУВА, Тромбай" . Глобальная безопасность . Проверено 30 июля 2008 года .
  68. ^ a b «Калпаккамский атомный перерабатывающий завод [KARP]» . Глобальная безопасность . Проверено 30 июля 2008 года .
  69. ^ a b PM посвятит на следующей неделе установку по переработке ядерного оружия в Тарапуре . Business-standard.com. Проверено 10 декабря 2011 года.
  70. ^ a b c Глобальный доклад о расщепляющихся материалах, 2010 г., Международная группа экспертов по расщепляющимся материалам http://fissilematerials.org/library/gfmr10.pdf
  71. ^ "Токайский перерабатывающий завод (TRP)" . Глобальная безопасность . Проверено 30 июля 2008 года .
  72. Перейти ↑ Kramer, D. (2012). «Готова ли Япония отказаться от ядерной переработки?». Физика сегодня . 65 (3): 25–42. Bibcode : 2012PhT .... 65c..25K . DOI : 10.1063 / PT.3.1469 .
  73. ^ "Дальнейшая задержка завершения строительства объектов Роккашо" . Мировые ядерные новости. 28 декабря 2017 . Проверено 28 декабря 2017 .
  74. ^ "Равалпинди / Нилхор" . Федерация американских ученых . Проверено 8 марта 2000 года . Проверить значения даты в: |access-date=( помощь )
  75. ^ "Местный ядерный реактор Пакистана запускается". Нация . 13 апреля 1998 г.
  76. ^ "Челябинск-65" . Глобальная безопасность . Проверено 29 июля 2008 года .
  77. ^ С. Гуардини; и другие. (16 июня 2003 г.). «Модернизация и усовершенствование УЯК на заводе« Маяк РТ-1 » . INMM. Архивировано из оригинала 28 июля 2014 года . Проверено 9 августа 2008 года .
  78. ^ "Томск-7 / Северск" . Глобальная безопасность . Дата обращения 1 июня 2020 .
  79. ^ "Красноярск-26 / Железногорск" . Глобальная безопасность . Дата обращения 1 июня 2020 .
  80. ^ «Обзор завода T» . Департамент энергетики . Проверено 9 апреля 2011 года .
  81. ^ LeVerne Fernandez. «Каньоны участка реки Саванна - проворные чудовища атомного века (WSRC-MS-2000-00061)» (PDF) .
  82. ^ "West Valley Demonstration Project" , Википедия , 1 декабря 2018 г. , получено 13 апреля 2020 г.

Дальнейшее чтение [ править ]

  • Уильямсон, Массачусетс; Уиллит, JL (2011). «Технологические схемы пиропроцессинга для переработки отработанного ядерного топлива» (PDF) . Ядерная инженерия и технологии . 43 (4): 329–334. DOI : 10,5516 / NET.2011.43.4.329 .
  • До, CE; Чанг, Ю.И.; Ханнум, WH (1997). «Интегральный быстрый реактор - обзор». Прогресс в атомной энергетике . 31 (1–2): 3–11. DOI : 10.1016 / 0149-1970 (96) 00001-7 .
  • Агентство по ядерной энергии ОЭСР, Экономика ядерного топливного цикла , Париж, 1994 г.
  • И. Хенсинг и В. Шульц, Экономическое сравнение вариантов ядерного топливного цикла, Energiewirtschaftlichen Instituts, Кельн, 1995.
  • Cogema, Reprocessing-Recycling: the Industrial Stakes, презентация Konrad-Adenauer-Stiftung, Бонн, 9 мая 1995 г.
  • Агентство по ядерной энергии ОЭСР, Плутониевое топливо: оценка, Париж, 1989.
  • Национальный исследовательский совет, «Ядерные отходы: технологии разделения и трансмутации», National Academy Press, Вашингтон, округ Колумбия, 1996 г.

Внешние ссылки [ править ]

  • Обработка отработанного ядерного топлива , Всемирная ядерная ассоциация
  • Процесс PUREX, Европейское ядерное общество
  • Смешанное оксидное топливо (МОКС) - Всемирная ядерная ассоциация
  • Варианты утилизации излишков оружейного плутония - Отчет исследовательской службы Конгресса для Конгресса
  • Краткая история переработки топлива
  • Аннотированная библиография по переработке отработавшего ядерного топлива из цифровой библиотеки по ядерным вопросам Алсос