การแปรรูปนิวเคลียร์
การแปรรูปนิวเคลียร์คือการแยกทางเคมีของผลิตภัณฑ์ฟิสชันและแอคติไนด์ออกจากเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ที่ใช้แล้ว [ 1 ] เดิมทีการแปรรูปใช้เพื่อสกัดพลูโทเนียมสำหรับการผลิตอาวุธนิวเคลียร์ เท่านั้น เมื่อมีการใช้พลังงานนิวเคลียร์เชิงพาณิชย์พลูโทเนียมที่ผ่านการแปรรูปแล้วจะถูกนำกลับมาใช้เป็นเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ MOXสำหรับเครื่องปฏิกรณ์ความร้อน[ 2 ]ยูเรเนียม ที่ ผ่านการแปรรูปหรือที่รู้จักกันในชื่อวัสดุเชื้อเพลิงที่ใช้แล้ว ในทางทฤษฎีก็สามารถนำกลับมาใช้เป็นเชื้อเพลิงได้เช่นกัน แต่จะคุ้มค่าก็ต่อเมื่อปริมาณยูเรเนียมมีน้อยและราคาสูง การแปรรูปนิวเคลียร์อาจขยายไปไกลกว่าเชื้อเพลิงและรวมถึงการแปรรูปวัสดุเครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์อื่นๆ เช่นปลอกหุ้มเซอร์คาลอย
เนื่องจาก กากกัมมันตรังสีของวัสดุนิวเคลียร์ใช้แล้วมีระดับสูง การแปรรูปจึงต้องได้รับการควบคุมอย่างเข้มงวดและดำเนินการอย่างระมัดระวังในโรงงานที่ทันสมัยโดยบุคลากรผู้เชี่ยวชาญ มีกระบวนการมากมาย โดยกระบวนการ PUREX ที่ใช้สารเคมีเป็นกระบวนการหลัก ทางเลือกอื่นๆ ได้แก่ การให้ความร้อนเพื่อขับไล่ธาตุระเหย การเผาไหม้ผ่านปฏิกิริยาออกซิเดชัน และการระเหยของฟลูออไรด์ (ซึ่งใช้ ก๊าซ ฟลูออรีน ที่มีปฏิกิริยาสูงมาก ) แต่ละกระบวนการจะให้ผลลัพธ์เป็นผลิตภัณฑ์นิวเคลียร์ที่ผ่านการกลั่นแล้วในรูปแบบใดรูปแบบหนึ่ง โดยมีกากกัมมันตรังสีเป็นผลพลอยได้ เนื่องจากสิ่งนี้อาจนำไปสู่การผลิตวัสดุนิวเคลียร์เกรดอาวุธได้การแปรรูปนิวเคลียร์จึงเป็นเรื่องที่น่ากังวลเกี่ยวกับการแพร่กระจายอาวุธนิวเคลียร์และจึงได้รับการควบคุมอย่างเข้มงวด
ต้นทุนค่อนข้างสูงในการแปรรูปเชื้อเพลิงใช้แล้วเมื่อเทียบกับวงจรเชื้อเพลิงแบบใช้ครั้งเดียว แต่สามารถเพิ่มการใช้เชื้อเพลิงและลดปริมาณของเสีย ได้ [ 3 ]การแปรรูปเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ดำเนินการเป็นประจำในยุโรป รัสเซีย และญี่ปุ่น ในสหรัฐอเมริกา รัฐบาลโอบามาได้ถอยห่างจากแผนการแปรรูปในเชิงพาณิชย์ของประธานาธิบดีบุช และกลับไปใช้โปรแกรมที่มุ่งเน้นการวิจัยทางวิทยาศาสตร์ที่เกี่ยวข้องกับการแปรรูป[ 4 ]ไม่ใช่เชื้อเพลิงนิวเคลียร์ทั้งหมดที่ต้องแปรรูปเครื่องปฏิกรณ์แบบผลิตเชื้อเพลิงใหม่ไม่ได้จำกัดอยู่เพียงการใช้พลูโทเนียมและยูเรเนียมที่รีไซเคิลแล้วเท่านั้น สามารถใช้แอกทิไนด์ ทั้งหมดได้ ซึ่งเป็นการปิดวงจรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์และอาจเพิ่มพลังงานที่สกัดจากยูเรเนียมธรรมชาติได้ประมาณ 60 เท่า[ 5 ] [ 6 ]
ส่วนประกอบที่แยกออกจากกันและการจัดการ
ส่วนประกอบที่มีประโยชน์ซึ่งนำมาใช้ในการแปรรูปนิวเคลียร์นั้นประกอบด้วยธาตุแอคติไนด์เฉพาะ(พลูโทเนียม ยูเรเนียม และแอคติไนด์รอง บางชนิด ) ส่วนประกอบ ของธาตุ ที่เบากว่า ได้แก่ผลิตภัณฑ์จากการแตกตัวของนิวเคลียสผลิตภัณฑ์จากการ กระตุ้น และวัสดุหุ้มแกนปฏิกรณ์
| วัสดุ | อุปนิสัย |
|---|---|
| พลูโทเนียม, แอคติไนด์รอง , ยูเรเนียมแปรรูป | การแตกตัวใน เครื่องปฏิกรณ์แบบ เร็ว , ฟิวชั่น-ฟิสชั่นไฮ บริด หรือเครื่องปฏิกรณ์แบบกึ่งวิกฤตหรือใช้เป็นเชื้อเพลิง MOX |
| ยูเรเนียมแปรรูป, ตัวกรอง | การจัดเก็บที่ไม่เข้มงวดมากนักในฐานะขยะระดับกลาง |
| ผลิตภัณฑ์ ฟิชชัน และ แอคติเวชัน ที่มีอายุยืนยาว | การแปลงนิวเคลียร์หรือแหล่งเก็บกักทางธรณีวิทยา |
| ผลิตภัณฑ์ฟิสชันที่มีอายุปานกลาง ได้แก่137 Csและ90 Sr | การจัดเก็บระยะกลางในฐานะ กาก กัมมันตรังสีระดับสูงความร้อนจากการสลายตัวสามารถนำมาใช้ขับเคลื่อนเครื่องยนต์สเตอร์ลิง ได้ |
| ไอโซโทปกัมมันตรังสีที่มีประโยชน์ธาตุหายาก (แลนทานัม) และโลหะมีค่า | การใช้งานในอุตสาหกรรมและการแพทย์ |
| วัสดุหุ้ม, เซอร์โคเนียม ซึ่งเป็นผลิตภัณฑ์จากการแตกตัวของนิวเคลียส | นำกลับมาใช้ใหม่สำหรับ การหุ้มด้วยเซอร์ คาลลอยหรือจัดเก็บเป็นขยะระดับกลาง |
ประวัติศาสตร์
เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์ขนาดใหญ่เครื่องแรกถูกสร้างขึ้นในช่วงสงครามโลกครั้งที่สองเครื่องปฏิกรณ์เหล่านี้ถูกออกแบบมาเพื่อผลิตพลูโทเนียมสำหรับใช้ในอาวุธนิวเคลียร์ดังนั้น การแปรรูปที่จำเป็นจึงมีเพียงแค่การสกัดพลูโทเนียม (ปราศจาก การปน เปื้อนจากผลิตภัณฑ์ฟิสชัน ) ออกจาก เชื้อเพลิง ยูเรเนียมธรรมชาติ ที่ใช้แล้ว ในปี 1943 มีการเสนอวิธีการหลายวิธีสำหรับการแยกพลูโทเนียมปริมาณน้อยออกจากยูเรเนียมและผลิตภัณฑ์ฟิสชัน วิธีแรกที่ได้รับการคัดเลือกคือกระบวนการตกตะกอนที่เรียกว่ากระบวนการบิสมัทฟอสเฟต ซึ่ง ได้รับการพัฒนาและทดสอบที่ห้องปฏิบัติการแห่งชาติโอ๊คริดจ์ (ORNL) ระหว่างปี 1943 ถึง 1945 เพื่อผลิตพลูโทเนียมในปริมาณที่เพียงพอสำหรับการประเมินและการใช้งานในโครงการอาวุธของสหรัฐฯ ORNL ผลิตพลูโทเนียมที่แยกได้ในปริมาณมาก (กรัม) เป็นครั้งแรกด้วยกระบวนการเหล่านี้
กระบวนการผลิตบิสมัทฟอสเฟตถูกนำมาใช้ในระดับใหญ่เป็นครั้งแรกที่โรงงานแฮนฟอร์ดในช่วงปลายปี 1944 กระบวนการนี้ประสบความสำเร็จในการแยกพลูโทเนียมในสถานการณ์ฉุกเฉินในขณะนั้น แต่ก็มีจุดอ่อนที่สำคัญคือ ไม่สามารถกู้คืนยูเรเนียมได้
กระบวนการสกัดตัวทำละลายที่ประสบความสำเร็จครั้งแรกสำหรับการกู้คืนยูเรเนียมและพลูโทเนียมบริสุทธิ์ได้รับการพัฒนาที่ ORNL ในปี พ.ศ. 2492 [ 7 ]กระบวนการPUREXเป็นวิธีการสกัดในปัจจุบัน โรงงานแยกสารยังถูกสร้างขึ้นที่Savannah River Siteและโรงงานขนาดเล็กที่West Valley Reprocessing Plantซึ่งปิดตัวลงในปี พ.ศ. 2515 เนื่องจากไม่สามารถปฏิบัติตามข้อกำหนดด้านกฎระเบียบใหม่ได้[ 8 ]
การแปรรูปเชื้อเพลิงพลเรือนนั้นถูกนำมาใช้เป็นเวลานานแล้วที่โรงงาน COGEMA La Hagueในฝรั่งเศส โรงงาน Sellafieldในสหราชอาณาจักร โรงงานMayak Chemical Combine ในรัสเซีย และที่โรงงานต่างๆ เช่น โรงงาน Tokai ในญี่ปุ่น โรงงาน Tarapur ในอินเดีย และในช่วงสั้นๆ ที่โรงงาน West Valley Reprocessing Plantในสหรัฐอเมริกา
ในเดือนตุลาคม พ.ศ. 2519 [ 9 ]ความกังวลเกี่ยวกับการแพร่กระจายอาวุธนิวเคลียร์ (โดยเฉพาะอย่างยิ่งหลังจากที่อินเดียแสดงให้เห็นถึงศักยภาพในการผลิตอาวุธนิวเคลียร์โดยใช้เทคโนโลยีการแปรรูป) ทำให้ประธานาธิบดีเจอรัลด์ ฟอร์ด ออกคำสั่งประธานาธิบดีให้ระงับการแปรรูปและการรีไซเคิลพลูโทเนียมเชิงพาณิชย์ในสหรัฐอเมริกาอย่างไม่มีกำหนด ในวันที่ 7 เมษายน พ.ศ. 2520 ประธานาธิบดีจิมมี คาร์เตอร์ได้สั่งห้ามการแปรรูปเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ใช้แล้ว จากเครื่องปฏิกรณ์เชิงพาณิชย์ ประเด็นสำคัญที่ผลักดันนโยบายนี้คือความเสี่ยงของการแพร่กระจายอาวุธนิวเคลียร์โดยการเบี่ยงเบนพลูโทเนียมจากวงจรเชื้อเพลิงพลเรือน และเพื่อกระตุ้นให้ประเทศอื่นๆ ปฏิบัติตามแบบอย่างของสหรัฐอเมริกา[ 10 ] [ 11 ] [ 12 ]หลังจากนั้น มีเพียงประเทศที่มีการลงทุนจำนวนมากในโครงสร้างพื้นฐานการแปรรูปเท่านั้นที่ยังคงแปรรูปเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ใช้แล้วต่อไป ประธานาธิบดีเรแกนยกเลิกคำสั่งห้ามในปี พ.ศ. 2524 แต่ไม่ได้ให้เงินอุดหนุนจำนวนมากที่จำเป็นต่อการเริ่มต้นการแปรรูปเชิงพาณิชย์[ 13 ]
ในเดือนมีนาคม พ.ศ. 2542 กระทรวงพลังงานของสหรัฐอเมริกา (DOE) ได้เปลี่ยนนโยบายและลงนามในสัญญากับกลุ่มบริษัท Duke Energy , COGEMAและStone & Webster (DCS) เพื่อออกแบบและดำเนินการ โรงงานผลิต เชื้อเพลิงออกไซด์ผสม (MOX)การเตรียมพื้นที่ที่ Savannah River Site (รัฐเซาท์แคโรไลนา) เริ่มขึ้นในเดือนตุลาคม พ.ศ. 2548 [ 14 ]ในปี พ.ศ. 2554 หนังสือพิมพ์นิวยอร์กไทมส์รายงานว่า "...11 ปีหลังจากที่รัฐบาลมอบสัญญาการก่อสร้าง ต้นทุนของโครงการพุ่งสูงขึ้นเกือบ 5 พันล้านดอลลาร์ โครงสร้างคอนกรีตและเหล็กขนาดใหญ่เป็นซากที่ยังสร้างไม่เสร็จ และรัฐบาลยังไม่พบลูกค้าแม้แต่รายเดียว แม้จะมีการเสนอเงินอุดหนุนจำนวนมากก็ตาม" TVA (ปัจจุบันเป็นลูกค้าที่มีแนวโน้มมากที่สุด) กล่าวในเดือนเมษายน พ.ศ. 2554 ว่าจะเลื่อนการตัดสินใจออกไปจนกว่าจะได้เห็นประสิทธิภาพของเชื้อเพลิง MOX ในอุบัติเหตุนิวเคลียร์ที่ฟุกุชิมะไดอิจิ[ 15 ]
เทคโนโลยีการแยกสาร
น้ำและตัวทำละลายอินทรีย์
เพียวเร็กซ์
PUREXซึ่งเป็นวิธีการมาตรฐานในปัจจุบัน เป็นคำย่อมาจาก Plutonium and Uranium Recovery by Extraction (การกู้คืนพลูโทเนียมและยูเรเนียมโดยการสกัด ) กระบวนการ PUREX เป็นวิธีการสกัดของเหลวต่อของเหลวที่ใช้ในการแปรรูปเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ ใช้แล้ว เพื่อสกัดยูเรเนียมและพลูโทเนียม ออก จากกันโดยอิสระจากกัน จาก ผลิตภัณฑ์ ฟิสชันกระบวนการนี้เป็นกระบวนการที่ได้รับการพัฒนาและใช้กันอย่างแพร่หลายที่สุดในอุตสาหกรรมในปัจจุบัน
เมื่อนำไปใช้กับเชื้อเพลิงจากเครื่องปฏิกรณ์ไฟฟ้าเชิงพาณิชย์ พลูโทเนียมที่สกัดได้มักจะมี Pu-240 มากเกินไปจนไม่ถือว่าเป็นพลูโทเนียม "เกรดอาวุธ" ซึ่งเหมาะสำหรับใช้ในอาวุธนิวเคลียร์ อย่างไรก็ตาม สามารถสร้างอาวุธนิวเคลียร์ที่มีความน่าเชื่อถือสูงได้ในทุกระดับของความซับซ้อนทางเทคนิคโดยใช้พลูโทเนียมเกรดเครื่องปฏิกรณ์[ 16 ]ยิ่งไปกว่านั้น เครื่องปฏิกรณ์ที่สามารถเติมเชื้อเพลิงได้บ่อยครั้งสามารถใช้ในการผลิต พลูโทเนียม เกรดอาวุธซึ่งสามารถนำกลับมาใช้ใหม่ได้ในภายหลังโดยใช้ PUREX ด้วยเหตุนี้ สารเคมี PUREX จึงได้รับการตรวจสอบ[ 17 ]
การดัดแปลง PUREX
แนวคิดเหล่านี้จำนวนมาก โดยเฉพาะอย่างยิ่งแนวคิดที่แยกแอคติไนด์รอง ออก หลังจากที่สกัดยูเรเนียมและพลูโทเนียมออกไปแล้ว จะถูกสรุปไว้ในกระบวนการแปรรูปเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ใช้แล้วขั้นสูง
ยูเร็กซ์
กระบวนการ PUREX สามารถปรับเปลี่ยนเพื่อสร้าง กระบวนการ UREX ( UR anium EX traction) ซึ่งสามารถใช้เพื่อประหยัดพื้นที่ภายใน สถานที่กำจัด กากกัมมันตรังสี ระดับสูง เช่นสถานที่เก็บกากกัมมันตรังสี Yucca Mountainโดยการกำจัดยูเรเนียมซึ่งเป็นส่วนประกอบส่วนใหญ่ของมวลและปริมาตรของเชื้อเพลิงใช้แล้ว และนำกลับมารีไซเคิลเป็นยูเรเนียมแปรรูป
กระบวนการ UREX คือกระบวนการ PUREX ที่ได้รับการดัดแปลงเพื่อป้องกันการสกัดพลูโทเนียม ซึ่งสามารถทำได้โดยการเติมสารรีดิวซ์ พลูโทเนียม ก่อนขั้นตอนการสกัดโลหะขั้นแรก ในกระบวนการ UREX นั้น ยูเรเนียมประมาณ 99.9% และเทคนีเซียม มากกว่า 95% จะถูกแยกออกจากกันและจากผลิตภัณฑ์ฟิสชันและแอคติไนด์ อื่นๆ หัวใจสำคัญคือการเติม กรด อะซีโตไฮดรอกซามิก (AHA) ลงในส่วนการสกัดและการขัดล้างของกระบวนการ การเติม AHA ช่วยลดความสามารถในการสกัดพลูโทเนียมและเนปทูเนียม ลงอย่างมาก ทำให้มีความต้านทานต่อการแพร่กระจายอาวุธนิวเคลียร์ได้ดีกว่าขั้นตอนการสกัดพลูโทเนียมในกระบวนการ PUREX
ทรูเอ็กซ์
การเพิ่มสารสกัดตัวที่สอง คือ ออกทิล(ฟีนิล)-เอ็น,เอ็น-ไดบิวทิล คาร์บาโมอิลเมทิล ฟอสฟีน ออกไซด์ (CMPO) ร่วมกับไตรบิวทิลฟอสเฟต (TBP) จะทำให้กระบวนการ PUREX เปลี่ยนเป็น กระบวนการ TRUEX ( การสกัด โลหะทรานส์ยูเรเนียม)ได้ กระบวนการ TRUEX ถูกคิดค้นขึ้นในสหรัฐอเมริกาโดยห้องปฏิบัติการแห่งชาติอาร์กอนและออกแบบมาเพื่อกำจัดโลหะทรานส์ยูเรเนียม (Am/Cm) ออกจากของเสีย แนวคิดคือการลดกัมมันตภาพอัลฟาของของเสียลง จะทำให้สามารถกำจัดของเสียส่วนใหญ่ได้ง่ายขึ้น เช่นเดียวกับ PUREX กระบวนการนี้ทำงานโดยกลไกการละลาย
ไดเอมิกซ์
นอกจาก TRUEX แล้ว ยังมีการคิดค้นกระบวนการสกัดโดยใช้มาลอนไดอะไมด์ขึ้นมา กระบวนการ DIAMEX ( DIAM ide EX traction) มีข้อดีคือหลีกเลี่ยงการเกิดของเสียอินทรีย์ที่มีธาตุอื่นนอกจากคาร์บอน ไฮโดรเจนไนโตรเจนและออกซิเจนของเสียอินทรีย์ดังกล่าวสามารถเผาได้โดยไม่ก่อให้เกิดก๊าซที่เป็นกรดซึ่งอาจก่อให้เกิดฝนกรดได้ (ถึงแม้ว่าก๊าซที่เป็นกรดจะสามารถนำกลับมาใช้ใหม่ได้โดยใช้เครื่องดักจับ) กระบวนการ DIAMEX กำลังอยู่ระหว่างการพัฒนาในยุโรปโดยCEA ของฝรั่งเศส กระบวนการนี้มีความสมบูรณ์มากพอที่จะสร้างโรงงานอุตสาหกรรมได้ด้วยความรู้ที่มีอยู่เกี่ยวกับกระบวนการนี้[ 18 ]เช่นเดียวกับ PUREX กระบวนการนี้ทำงานโดยกลไกการละลาย
ซาเน็กซ์
การสกัด แอคติไนด์แบบเลือกสรร (Selective ActiNide Extraction : SANEX ) ในส่วนของการจัดการแอคติไนด์รอง มีการเสนอให้กำจัดแลนทานไนด์และแอคติไนด์ รองที่มีวาเลนซ์สามออกจา กราฟฟิ เนต PUREX ด้วยกระบวนการเช่น DIAMEX หรือ TRUEX เพื่อให้แอคติไนด์เช่นอะเมริเซียมสามารถนำกลับมาใช้ใหม่ในแหล่งอุตสาหกรรมหรือใช้เป็นเชื้อเพลิงได้ จำเป็นต้องกำจัดแลนทานไนด์ออกไป แลนทานไนด์มีภาคตัดขวางนิวตรอนขนาดใหญ่ ดังนั้นจึงอาจเป็นพิษต่อปฏิกิริยานิวเคลียร์ที่ขับเคลื่อนด้วยนิวตรอน ปัจจุบันระบบการสกัดสำหรับกระบวนการ SANEX ยังไม่ได้รับการกำหนด แต่ปัจจุบันมีกลุ่มวิจัยหลายกลุ่มกำลังทำงานเพื่อพัฒนากระบวนการดังกล่าว ตัวอย่างเช่นCEA ของฝรั่งเศส กำลังทำงานเกี่ยวกับ กระบวนการที่ใช้ บิส-ไตรอะซินิลไพริดีน (BTP) [ 19 ] [ 20 ] [ 21 ] ระบบอื่นๆ เช่น กรดไดไทโอฟอสฟินิก กำลังอยู่ระหว่างการพัฒนาโดยนักวิจัยกลุ่มอื่นๆ
ยูเน็กซ์
กระบวนการสกัด EX สากลของสหประชาชาติ ได้รับการพัฒนาในรัสเซียและสาธารณรัฐเช็กโดยได้รับการออกแบบมาเพื่อกำจัดไอโซโทปรังสีที่ ก่อให้เกิดปัญหามากที่สุด (Sr, Cs และแอคติไนด์รอง ) ออกจากราฟฟิเนตที่เหลืออยู่หลังจากการสกัดยูเรเนียมและพลูโทเนียมจากเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ ที่ใช้แล้ว [ 22 ] [ 23 ]เคมีนี้ขึ้นอยู่กับปฏิกิริยาของซีเซียมและสตรอนเทียมกับโพลีเอทิลีนไกลคอล[ 24 ] [ 25 ]และแอนไอออนโคบอลต์คาร์โบ เร น(ที่รู้จักกันในชื่อโคบอลต์ไดคาร์โบไลด์คลอริเนต) แอคติไนด์จะถูกสกัดโดย CMPO และสารเจือจางเป็นอะโร มาติกที่มีขั้ว เช่นไนโตรเบนซีน สารเจือจางอื่นๆ เช่นเมตา -ไนโตรเบนโซไตรฟลูออไรด์[ 26 ]และฟีนิลไตรฟลูออโรเมทิลซัลโฟน[ 27 ]ก็ได้รับการแนะนำเช่นกัน
วิธีการทางไฟฟ้าเคมีและการแลกเปลี่ยนไอออน
มีการรายงานวิธีการแปลกใหม่โดยใช้เคมีไฟฟ้าและการแลกเปลี่ยนไอออนในแอมโมเนียมคาร์บอเนต[ 28 ]นอกจากนี้ยังมีการรายงานวิธีการอื่นๆ สำหรับการสกัดยูเรเนียมโดยใช้การแลกเปลี่ยนไอออนในอัลคาไลน์คาร์บอเนตและตะกั่วออกไซด์แบบ "ฟูม" [ 29 ]
วิธีการที่ล้าสมัย
บิสมัทฟอสเฟต
กระบวนการบิสมัทฟอสเฟตเป็นกระบวนการที่ล้าสมัยซึ่งเพิ่มวัสดุที่ไม่จำเป็นจำนวนมากให้กับกากกัมมันตรังสีขั้นสุดท้าย กระบวนการบิสมัทฟอสเฟตได้ถูกแทนที่ด้วยกระบวนการสกัดด้วยตัวทำละลายแล้ว กระบวนการบิสมัทฟอสเฟตถูกออกแบบมาเพื่อสกัดพลูโทเนียมจากแท่งเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ หุ้ม อะลูมิเนียมซึ่งมีส่วนประกอบของยูเรเนียม เชื้อเพลิงจะถูกแยกออกจากเปลือกหุ้มโดยการต้มในโซดาไฟหลังจากแยกเปลือกหุ้มแล้ว โลหะยูเรเนียมจะถูกละลายในกรดไนตริก
ในขั้นตอนนี้ พลูโทเนียมอยู่ในสถานะออกซิเดชัน +4 จากนั้นจึงตกตะกอนพลูโทเนียมออกจากสารละลายโดยการเติมบิสมัทไนเตรตและกรดฟอสฟอริกเพื่อสร้างบิสมัทฟอสเฟต พลูโทเนียมตกตะกอนร่วมกับสารนี้ ของเหลว ส่วนบน (ซึ่งประกอบด้วยผลิตภัณฑ์ฟิสชัน จำนวนมาก) ถูกแยกออกจากของแข็ง จาก นั้นตะกอนถูกละลายในกรดไนตริกก่อนที่จะเติมสารออกซิไดซ์(เช่นโพแทสเซียมเปอร์แมงกาเนต ) เพื่อผลิต PuO2²⁺ สถานะออกซิเดชัน +6 โดยการเติมเกลือไดโครเม ต
จากนั้นจึงทำการตกตะกอนบิสมัทฟอสเฟตอีกครั้ง โดยปล่อยให้พลูโทเนียมอยู่ในสารละลาย และเติมเกลือเหล็ก(II) (เช่นเฟอร์รัสซัลเฟต ) ลงไป พลูโทเนียมจะถูกตกตะกอนอีกครั้งโดยใช้ตัวพาบิสมัทฟอสเฟตและเติม เกลือ แลนทานัมและฟลูออไรด์ ผสม กัน ทำให้เกิดตัวพาแลนทานัมฟลูออไรด์ที่เป็นของแข็งสำหรับพลูโทเนียม การเติมด่างทำให้เกิดออกไซด์ ออกไซด์แลนทานัมพลูโทเนียมที่รวมกันจะถูกเก็บรวบรวมและสกัดด้วยกรดไนตริกเพื่อสร้างพลูโทเนียมไนเตรต[ 30 ]
เฮกโซนหรือรีดอกซ์
นี่คือกระบวนการสกัดของเหลว-ของเหลวซึ่งใช้เมทิลไอโซบิวทิลคีโตนที่มีรหัสว่าเฮกโซนเป็นสารสกัด การสกัดเกิดขึ้นโดย กลไกการ ละลายกระบวนการนี้มีข้อเสียคือต้องใช้รีเอเจนต์ตกตะกอน ( อะลูมิเนียมไนเตรต ) เพื่อเพิ่มความเข้มข้นของไนเตรตในเฟสของเหลวเพื่อให้ได้อัตราส่วนการกระจายตัวที่เหมาะสม (ค่า D) นอกจากนี้ เฮกโซนยังสลายตัวได้ด้วยกรดไนตริกเข้มข้น กระบวนการนี้ถูกใช้ในปี 1952-1956 ในโรงงาน Hanford S (โรงงาน REDOX)และถูกแทนที่ด้วยกระบวนการ PUREX [ 31 ] [ 32 ]
ปู4+ + 4NO − 3 + 2S → [ปู(NO ) S ]
บิวเท็กซ์, β,β'-ไดบิวทิลออกซีไดเอทิลอีเทอร์
กระบวนการที่ใช้การสกัดแบบละลายโดยใช้สารสกัดไตรอีเทอร์ที่กล่าวถึงข้างต้น กระบวนการนี้มีข้อเสียคือต้องใช้สารตกตะกอน (อะลูมิเนียมไนเตรต ) เพื่อเพิ่มความเข้มข้นของไนเตรตในเฟสของเหลวเพื่อให้ได้อัตราส่วนการกระจายตัวที่เหมาะสม กระบวนการนี้ถูกใช้ที่Windscaleในปี 1951–1964 ปัจจุบันกระบวนการนี้ถูกแทนที่ด้วย PUREX ซึ่งแสดงให้เห็นว่าเป็นเทคโนโลยีที่เหนือกว่าสำหรับการแปรรูปในระดับที่ใหญ่กว่า[ 33 ]
โซเดียมอะซิเตท
กระบวนการ โซเดียมยูรานิลอะซิเตตถูกใช้โดยอุตสาหกรรมนิวเคลียร์ของโซเวียตในยุคแรกเพื่อกู้คืนพลูโทเนียมจากเชื้อเพลิงที่ผ่านการฉายรังสี[ 34 ]ไม่เคยมีการใช้ในตะวันตก แนวคิดคือการละลายเชื้อเพลิงในกรดไนตริกเปลี่ยนสถานะออกซิเดชันของพลูโทเนียม จากนั้นเติมกรดอะซิติกและเบส ซึ่งจะเปลี่ยนยูเรเนียมและพลูโทเนียมให้เป็นเกลืออะซิเตตแข็ง
การระเบิดของผลึกอะซิเตต-ไนเตรตในถังเก็บของเสียที่ไม่ได้รับการระบายความร้อน ทำให้เกิดภัยพิบัติที่คีชติมในปี 1957
ทางเลือกอื่นนอกเหนือจาก PUREX
เนื่องจากกระบวนการ PUREX มีข้อเสียอยู่บ้าง จึงมีความพยายามที่จะพัฒนาทางเลือกอื่นแทนกระบวนการดังกล่าว โดยบางทางเลือกเข้ากันได้กับ PUREX (เช่น กากที่เหลือจากกระบวนการหนึ่งสามารถใช้เป็นวัตถุดิบสำหรับอีกกระบวนการหนึ่งได้) และบางทางเลือกไม่เข้ากันเลย (ณ ปี 2020) ยังไม่มีทางเลือกใดที่ได้รับการใช้งานเชิงพาณิชย์อย่างแพร่หลาย แต่บางทางเลือกได้รับการทดสอบในวงกว้างหรือมีความมุ่งมั่นอย่างแน่วแน่ที่จะนำไปใช้ในวงกว้างในอนาคต[ 35 ]
กระบวนการไพโรโพรเซสซิ่ง
กระบวนการไพโรโพรเซสซิ่งเป็นคำทั่วไปสำหรับวิธีการที่ใช้อุณหภูมิสูง ตัวทำละลายที่ใช้คือเกลือหลอมเหลว (เช่น LiCl + หรือ LiF + CaF₂ ) และโลหะหลอมเหลว (เช่น แคดเมียม บิสมัท แมกนีเซียม) แทนที่จะเป็นน้ำและสารประกอบอินทรีย์ ขั้นตอนที่ใช้กันทั่วไป ได้แก่ การกลั่นด้วยไฟฟ้าการกลั่นและการสกัดด้วยตัวทำละลาย
กระบวนการเหล่านี้ยังไม่ได้ถูกนำมาใช้อย่างแพร่หลายทั่วโลกในปัจจุบัน แต่ได้มีการบุกเบิกที่ห้องปฏิบัติการแห่งชาติอาร์กอน[ 38 ] [ 39 ]และปัจจุบันมีการพัฒนาการวิจัยในรัสเซีย[ 40 ]เช่นกัน โดยดำเนินการที่CRIEPIในญี่ปุ่น สถาบันวิจัยนิวเคลียร์แห่งŘežในสาธารณรัฐเช็กศูนย์วิจัยอะตอมอินทิรา คานธีในอินเดีย และKAERIในเกาหลีใต้[ 41 ] [ 42 ] [ 43 ] [ 44 ]
ข้อดีของกระบวนการไพโรโพรเซสซิ่ง
- หลักการเบื้องหลังเป็นที่เข้าใจกันดี และไม่มีอุปสรรคทางเทคนิคที่สำคัญต่อการนำไปใช้[ 45 ]
- สามารถนำไปใช้กับ เชื้อเพลิงใช้แล้วที่ มีการเผาไหม้ สูงได้อย่างง่ายดาย และต้องการเวลาในการระบายความร้อนเพียงเล็กน้อย เนื่องจากอุณหภูมิในการทำงานสูงอยู่แล้ว
- ไม่ใช้ตัวทำละลายที่มีไฮโดรเจนและคาร์บอน ซึ่งเป็นตัวลดความเร็วของนิวตรอนที่ก่อให้เกิดความเสี่ยงต่ออุบัติเหตุวิกฤตและสามารถดูดซับทริเทียมซึ่งเป็นผลผลิตจากการแตกตัวของนิวเคลียส และคาร์บอน-14 ซึ่ง เป็นผลผลิตจากการกระตุ้นในสารละลายเจือจางที่ไม่สามารถแยกออกจากกันได้ในภายหลัง
- วิธีการนี้มีขนาดกะทัดรัดกว่าวิธีการใช้น้ำ ทำให้สามารถแปรรูปเชื้อเพลิงใช้แล้วได้ ณ สถานที่ตั้งของเครื่องปฏิกรณ์ ซึ่งช่วยหลีกเลี่ยงการขนส่งเชื้อเพลิงใช้แล้วและปัญหาด้านความปลอดภัย โดยจะจัดเก็บผลิตภัณฑ์จากการแตกตัวของนิวเคลียส ในปริมาณที่น้อยกว่ามาก ในสถานที่นั้นใน ฐานะ กากกัมมันตรังสีระดับสูงจนกว่าจะถึง การรื้อ ถอนตัวอย่างเช่น วงจรเชื้อเพลิงของเครื่องปฏิกรณ์เร็วแบบบูรณา การ (Integral Fast Reactor)และเครื่องปฏิกรณ์เกลือหลอมเหลว (Molten Salt Reactor)ใช้กระบวนการไพโรโพรเซสซิ่ง ณ สถานที่ตั้งของเครื่องปฏิกรณ์
- กระบวนการ นี้สามารถแยกแอคติไนด์ ได้หลายชนิดหรือแม้กระทั่งทั้งหมด ในคราวเดียว และผลิตเชื้อเพลิงกัมมันตรังสีสูงซึ่งยากต่อการนำไปใช้เพื่อการขโมยหรือการผลิตอาวุธนิวเคลียร์ (อย่างไรก็ตาม ความยากลำบากดังกล่าวถูกตั้งคำถาม[ 47 ] ) ในทางตรงกันข้าม กระบวนการ PUREX ได้รับการออกแบบมาเพื่อแยกพลูโทเนียมสำหรับอาวุธเท่านั้น และยังทิ้งแอคติไนด์รอง ( อะเมริเซียมและคูเรียม ) ไว้เบื้องหลัง ทำให้เกิดของเสียที่มีกัมมันตภาพรังสีที่มีอายุยืนยาวกว่า
- กัมมันตภาพรังสีส่วนใหญ่ในช่วงเวลาประมาณ10²ถึง 10⁵ ปีหลังจากการใช้เชื้อเพลิงนิวเคลียร์นั้น เกิดจากธาตุแอคติไนด์ เนื่องจากไม่มีผลิตภัณฑ์จากการแตกตัวของนิวเคลียสที่มีครึ่งชีวิตอยู่ในช่วงเวลานี้ ธาตุแอคติไนด์เหล่านี้สามารถใช้เป็นเชื้อเพลิงสำหรับเครื่องปฏิกรณ์แบบเร็วได้ดังนั้นการสกัดและนำกลับมาใช้ใหม่ (โดยการแตกตัวเป็นนิวเคลียส) จะช่วยเพิ่มการผลิตพลังงานต่อกิโลกรัมของเชื้อเพลิง รวมทั้งลดกัมมันตภาพรังสีในระยะยาวของกากกัมมันตรังสีด้วย
- การระเหยของฟลูออไรด์ (ดูด้านล่าง ) ทำให้เกิดเกลือที่สามารถนำไปใช้ในการแปรรูปเกลือหลอมเหลวได้อย่างง่ายดาย เช่น กระบวนการไพโรโพรเซสซิ่ง
- ความสามารถในการแปรรูปเชื้อเพลิงใช้แล้ว "ใหม่" ช่วยลดความต้องการพื้นที่เก็บเชื้อเพลิงใช้แล้ว (ถึงแม้ว่าสารกัมมันตรังสีอายุสั้นที่กู้คืนได้จะถูกส่งไปจัดเก็บ "เท่านั้น" ก็ยังใช้พื้นที่น้อยลง เนื่องจากมวลส่วนใหญ่คือยูเรเนียมสามารถจัดเก็บแยกต่างหากจากสารกัมมันตรังสีเหล่านั้นได้) ยูเรเนียม – แม้แต่ยูเรเนียมที่ผ่านการแปรรูปแล้วซึ่ง มีกัมมันตภาพจำเพาะสูง – ก็ไม่จำเป็นต้องใช้ระบบทำความเย็นเพื่อการจัดเก็บที่ปลอดภัย
- ไอโซโทปกัมมันตรังสีที่มีอายุสั้นสามารถกู้คืนได้จากเชื้อเพลิงใช้แล้ว "ใหม่" ซึ่งช่วยให้สามารถนำไปใช้โดยตรงในอุตสาหกรรม วิทยาศาสตร์ หรือการแพทย์ หรือกู้คืนผลิตภัณฑ์จากการสลายตัวโดยไม่ปนเปื้อนด้วยไอโซโทปอื่น ๆ (ตัวอย่างเช่น รูทีเนียมในเชื้อเพลิงใช้แล้วสลายตัวเป็นโรเดียม ซึ่งไอโซโทปทั้งหมดของโรเดียม ยกเว้น103)Rhจะสลายตัวต่อไปเป็นไอโซโทปเสถียรของแพลเลเดียม แพลเลเดียมที่ได้จากการสลายตัวของรูทีเนียมและโรเดียมจากการแตกตัวของนิวเคลียสจะไม่เป็นกัมมันตรังสี แต่แพลเลเดียมจากการแตกตัวของนิวเคลียสจะมีสารปนเปื้อนของ 107ที่มีอายุยืนยาวอยู่เป็นจำนวนมาก(ทั้งรูทีเนียม-107 และโรเดียม-107 มีครึ่งชีวิตเพียงไม่กี่นาที และจะสลายตัวเป็นแพลเลเดียม-107 ก่อนการแปรรูปใหม่ภายใต้สถานการณ์ส่วนใหญ่)
- เชื้อเพลิงที่อาจนำมาใช้กับเครื่องกำเนิดไฟฟ้าเทอร์โมอิเล็กทริกแบบไอโซโทปรังสี (RTG) ซึ่งส่วนใหญ่สลายตัวไปแล้วในเชื้อเพลิงใช้แล้วที่เสื่อมสภาพไปมาก สามารถนำกลับมาใช้ใหม่ได้ในปริมาณที่เพียงพอที่จะทำให้การใช้งานคุ้มค่า ตัวอย่างเช่น วัสดุที่มีครึ่งชีวิตประมาณสองปี เช่น134ซีเอส 125Sb , 147ถึงแม้ว่าเชื้อเพลิงเหล่านี้อาจไม่เหมาะสมสำหรับภารกิจอวกาศระยะยาว แต่ก็สามารถใช้ทดแทนเครื่องกำเนิดไฟฟ้าดีเซลในพื้นที่ที่ไม่มีไฟฟ้าใช้ได้ โดยสามารถเติมเชื้อเพลิงได้ปีละครั้ง [ a ]แอนติโมนีจะน่าสนใจเป็นพิเศษ เพราะมันสามารถสร้างโลหะผสมที่เสถียรกับตะกั่วได้ จึงสามารถเปลี่ยนรูปได้ค่อนข้างง่ายไปเป็นรูปแบบที่มีเกราะป้องกันตัวเองบางส่วนและเฉื่อยทางเคมี เชื้อเพลิง RTG ที่มีอายุสั้นกว่ายังมีประโยชน์เพิ่มเติมในการลดความเสี่ยงของแหล่งกำเนิดรังสีที่ถูกทิ้งร้างเนื่องจากกิจกรรมจะลดลงค่อนข้างเร็วหากไม่มีการเติมเชื้อเพลิง
ข้อเสียของกระบวนการไพโรโพรเซสซิ่ง
- โดยรวมแล้ว การนำเชื้อเพลิงฟอสซิลกลับมาใช้ใหม่ยังไม่เป็นที่นิยมในปัจจุบัน (ปี 2005) และสถานที่ที่นำเชื้อเพลฟอสซิลกลับมาใช้ใหม่ก็มีโรงงาน PUREX สร้างเสร็จแล้ว ดังนั้นจึงมีความต้องการระบบการผลิตเชื้อเพลิงฟอสซิลด้วยความร้อนแบบใหม่น้อยมาก แม้ว่าอาจจะมีความต้องการเพิ่มขึ้นหาก โครงการ เครื่องปฏิกรณ์รุ่นที่ 4กลายเป็นความจริง
- เกลือที่ใช้แล้วจากกระบวนการไพโรโพรเซสซิ่งนั้นเหมาะสมสำหรับการแปรรูปเป็นแก้วน้อยกว่าวัสดุเหลือทิ้งที่เกิดจากกระบวนการ PUREX
- หากเป้าหมายคือการลดอายุการใช้งานของเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ใช้แล้วในเครื่องปฏิกรณ์แบบเผาไหม้ จำเป็นต้องบรรลุอัตราการกู้คืนแอคติไนด์รองที่ดีขึ้น
- การทำงานกับเชื้อเพลิงใช้แล้ว "ใหม่" จำเป็นต้องมีการป้องกันที่ดีกว่าและวิธีการจัดการกับความร้อนที่เกิดขึ้นที่ดีกว่าการทำงานกับเชื้อเพลิงใช้แล้ว "เก่า" หากโรงงานถูกสร้างขึ้นในลักษณะที่ต้องใช้วัสดุที่มีกัมมันตภาพจำเพาะสูง โรงงานเหล่านั้นจะไม่สามารถจัดการกับ "กากกัมมันตรังสีตกค้าง" ที่เก่ากว่าได้ เว้นแต่จะผสมกับเชื้อเพลิงใช้แล้วใหม่
อิเล็กโทรไลซิส
วิธีการอิเล็กโทรไลซิสอาศัยความแตกต่างของศักยภาพมาตรฐานของยูเรเนียม พลูโตเนียม และแอคติไนด์รองในเกลือหลอมเหลว ศักยภาพมาตรฐานของยูเรเนียมต่ำที่สุด ดังนั้นเมื่อใช้ศักยภาพ ยูเรเนียมจะถูกรีดิวซ์ที่แคโทดออกจากสารละลายเกลือหลอมเหลวก่อนธาตุอื่นๆ[ 48 ]
PYRO-A และ -B สำหรับ IFR
กระบวนการเหล่านี้ได้รับการพัฒนาโดยห้องปฏิบัติการแห่งชาติอาร์กอนน์และนำไปใช้ในโครงการเครื่องปฏิกรณ์เร็วแบบบูรณาการ (Integral Fast Reactor )
PYRO-Aเป็นวิธีการแยกแอกทิไนด์ (ธาตุใน กลุ่ม แอกทิไนด์ซึ่งโดยทั่วไปหนักกว่า U-235) ออกจากธาตุที่ไม่ใช่แอกทิไนด์ เชื้อเพลิงใช้แล้วจะถูกวางไว้ในตะกร้าแอโนด ซึ่งจุ่มอยู่ในอิเล็กโทรไลต์เกลือหลอมเหลว กระแสไฟฟ้าจะถูกจ่ายออกไป ทำให้โลหะยูเรเนียม (หรือบางครั้งอาจเป็นออกไซด์ ขึ้นอยู่กับเชื้อเพลิงใช้แล้ว) ตกตะกอนบนแคโทดโลหะแข็ง ในขณะที่แอกทิไนด์อื่นๆ (และธาตุหายาก) สามารถถูกดูดซับเข้าไปใน แคโทด แคดเมียม เหลว ผลิตภัณฑ์ฟิสชันหลายชนิด (เช่นซีเซียมเซอร์โคเนียมและสตรอนเทียม)ยังคงอยู่ในเกลือ[ 49 ] [ 50 ] [ 51 ]นอกจากอิเล็กโทรดแคดเมียมหลอมเหลวแล้ว ยังสามารถใช้ แคโทด บิสมัท หลอมเหลว หรือแคโทดอะลูมิเนียมแข็งได้อีก ด้วย [ 52 ]
นอกจากการแยกด้วยไฟฟ้าแล้ว โลหะที่ต้องการยังสามารถแยกได้โดยใช้โลหะผสมหลอมเหลว ของ โลหะ ที่มีประจุบวกและโลหะที่มีปฏิกิริยาน้อยกว่า[ 53 ]
เนื่องจาก กัมมันตภาพรังสีในระยะยาวและปริมาณของเชื้อเพลิงใช้แล้วส่วนใหญ่มาจากแอคติไนด์ การกำจัดแอคติไนด์จึงทำให้ของเสียมีขนาดกะทัดรัดมากขึ้นและไม่เป็นอันตรายในระยะยาวมากนัก กัมมันตภาพรังสีของของเสียนี้จะลดลงจนถึงระดับของแร่ธาตุและแร่ต่างๆ ที่เกิดขึ้นตามธรรมชาติภายในไม่กี่ร้อยปี แทนที่จะเป็นหลายพันปี[ 54 ]
แอคติไนด์ผสมที่ผลิตโดยกระบวนการไพโรเมทัลลิกสามารถนำกลับมาใช้เป็นเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ได้อีกครั้ง เนื่องจากเกือบทั้งหมดเป็นสารที่สามารถแตกตัวได้หรือเป็นสารที่สามารถ นำไปทำปฏิกิริยาได้ แม้ว่าวัสดุเหล่านี้จำนวนมากจะต้องใช้เครื่องปฏิกรณ์แบบเร่งปฏิกิริยาเร็วเพื่อการเผาไหม้อย่างมีประสิทธิภาพก็ตาม ใน สเปกตรัม ของนิวตรอนความร้อนความเข้มข้นของแอคติไนด์หนักหลายชนิด ( คิวเรียม -242 และพลูโทเนียม-240 ) สามารถสูงขึ้นได้มาก ทำให้ได้เชื้อเพลิงที่แตกต่างอย่างมากจากยูเรเนียมหรือออกไซด์ยูเรเนียม-พลูโทเนียมผสม (MOX) ที่เครื่องปฏิกรณ์ส่วนใหญ่ในปัจจุบันได้รับการออกแบบให้ใช้
กระบวนการทางเคมีเชิงความร้อนอีกกระบวนการหนึ่ง คือ กระบวนการ PYRO-Bได้รับการพัฒนาขึ้นเพื่อใช้ในการแปรรูปและรีไซเคิลเชื้อเพลิงจากเครื่องปฏิกรณ์ทรานส์มิวเตอร์ ( เครื่องปฏิกรณ์แบบเร่งปฏิกิริยาเร็วที่ออกแบบมาเพื่อเปลี่ยนกากกัมมันตรังสีทรานส์ยูเรเนียมให้เป็นผลิตภัณฑ์ฟิสชัน) เชื้อเพลิงทรานส์มิวเตอร์ทั่วไปจะปราศจากยูเรเนียมและมีทรานส์ยูเรเนียมที่ กู้คืนได้ ในเมทริกซ์เฉื่อย เช่น โลหะเซอร์โคเนียมในกระบวนการ PYRO-B ของเชื้อเพลิงดังกล่าว จะ ใช้ขั้นตอน การกลั่นด้วยไฟฟ้าเพื่อแยกธาตุทรานส์ยูเรเนียมที่เหลือออกจากผลิตภัณฑ์ฟิสชันและรีไซเคิลทรานส์ยูเรเนียมกลับไปยังเครื่องปฏิกรณ์เพื่อทำการฟิสชัน เทคนีเซียมและไอโอดีนที่เกิดขึ้นใหม่จะถูกสกัดเพื่อนำไปรวมเข้ากับเป้าหมายการแปรสภาพ และผลิตภัณฑ์ฟิสชันอื่นๆ จะถูกส่งไปยังกากของเสีย
การเกิดออกซิเดชันของโวล
การออกซิเดชันปริมาตร (สำหรับการออกซิเดชันปริมาตรหรือการออกซิเดชันระเหย[ 55 ] ) เกี่ยวข้องกับการให้ความร้อนเชื้อเพลิงออกไซด์ด้วยออกซิเจน บางครั้งมีการออกซิเดชันและการรีดักชันสลับกัน หรือการออกซิเดชันสลับกันด้วยโอโซนเป็นยูเรเนียมไตรออกไซด์พร้อมกับการสลายตัวโดยการให้ความร้อนกลับไปเป็นไตรยูเรเนียมออกทอกไซด์ [ 46 ] วัตถุประสงค์หลักคือการดักจับทริเทียมในรูปของไอน้ำที่มีทริเทียมก่อนการประมวลผลเพิ่มเติม ซึ่งการกักเก็บทริเทียมไว้จะทำได้ยาก ทริเทียมเป็นสารปนเปื้อนที่ยากต่อการกำจัดออกจากสารละลายในน้ำ เนื่องจากไม่สามารถแยกออกจากน้ำได้ ยกเว้นโดยการแยกไอโซโทป อย่างไรก็ตาม ทริเทียมยังเป็นผลิตภัณฑ์ที่มีค่าที่ใช้ในวิทยาศาสตร์อุตสาหกรรมและอาวุธนิวเคลียร์ ดังนั้นการกู้คืนกระแสไฮโดรเจนหรือน้ำที่มีปริมาณทริเทียมสูง จึง ทำให้การ กู้คืนแบบกำหนดเป้าหมายคุ้มค่าทางเศรษฐกิจ ธาตุระเหยอื่นๆ ออกจากเชื้อเพลิงและต้องได้รับการกู้คืน โดยเฉพาะไอโอดีนเทคนีเซียมและคาร์บอน-14กระบวนการออกซิเดชันของไอระเหยยังทำให้เชื้อเพลิงแตกตัวหรือเพิ่มพื้นที่ผิวเพื่อช่วยให้สารเคมีแทรกซึมเข้าไปในขั้นตอนการแปรรูปต่อไปได้ดียิ่งขึ้น
ข้อดี
- กระบวนการนี้ไม่ซับซ้อนและไม่จำเป็นต้องใช้เครื่องจักรหรือสารเคมีที่ซับซ้อนเกินกว่าที่จำเป็นในกระบวนการแปรรูปทั้งหมด ( เช่น ห้องปฏิบัติการ ควบคุมความร้อน อุปกรณ์ จัดการระยะไกล )
- ผลิตภัณฑ์ต่างๆ เช่นคริปตอน-85หรือทริเทียม รวมถึงซีนอน (ซึ่งไอโซโทปมีทั้งแบบเสถียรเสถียรมากหรือสลายตัวอย่างรวดเร็ว) สามารถนำกลับมาใช้ใหม่และจำหน่ายเพื่อใช้ในอุตสาหกรรม วิทยาศาสตร์ หรือการแพทย์ได้
- การกำจัดผลิตภัณฑ์ฟิสชันที่ระเหยง่ายออกไปจะช่วยให้สามารถจัดเก็บได้อย่างปลอดภัยยิ่งขึ้นในสถานที่จัดเก็บชั่วคราวหรือ คลังเก็บ ใต้ดินลึก
- ความเสี่ยงต่อ การแพร่กระจายอาวุธนิวเคลียร์อยู่ในระดับต่ำ เนื่องจากไม่มีการแยกพลูโทเนียมเกิดขึ้น
- โดยทั่วไปแล้ว สารกัมมันตรังสีจะไม่ถูกเคลื่อนย้ายทางเคมีเกินกว่าที่ควรคำนึงถึงในการจัดเก็บระยะยาวอยู่แล้ว สารที่เฉื่อยในรูปของธาตุหรือออกไซด์ดั้งเดิมก็จะยังคงเฉื่อยอยู่เช่นนั้น
- ผลิตภัณฑ์นี้สามารถนำไปใช้เป็นเชื้อเพลิงใน เครื่องปฏิกรณ์ CANDUหรือแม้กระทั่งผสมกับเชื้อเพลิง CANDU ใช้แล้วที่ผ่านการบำบัดในลักษณะเดียวกัน หากมีวัสดุฟิสไซล์เหลืออยู่ในเชื้อเพลิงใช้แล้วมากเกินไป
- ผลิตภัณฑ์ที่ได้สามารถนำไปแปรรูปเพิ่มเติมได้ด้วยกระบวนการอื่นๆ ที่กล่าวถึงข้างต้นและด้านล่าง การกำจัดผลิตภัณฑ์ฟิสชันที่ระเหยได้จะทำให้การขนส่งง่ายขึ้นเล็กน้อยเมื่อเทียบกับเชื้อเพลิงใช้แล้วที่มีปลอกหุ้มเสียหายหรือถูกถอดออก
- โดยหลักการแล้วผลิตภัณฑ์ระเหยทั้งหมดที่น่าเป็นห่วง (แม้ว่าจะมีฮีเลียมอยู่ในเชื้อเพลิงใช้แล้ว แต่จะไม่มีไอโซโทปกัมมันตรังสีของฮีเลียม ) สามารถนำกลับมาใช้ใหม่ได้ในกับ ดักความเย็นที่ระบายความร้อนด้วยไนโตรเจนเหลว (อุณหภูมิ: 77 K (−196.2 °C; −321.1 °F)หรือต่ำกว่า) อย่างไรก็ตาม วิธีนี้ต้องใช้การระบายความร้อนในปริมาณมากเพื่อชดเชยผลกระทบจากความร้อนที่เกิดจากการสลายตัวของสารระเหยกัมมันตรังสี เช่น คริปตอน-85 ส่วนทริเทียมจะอยู่ในรูปของน้ำที่มีทริเทียมซึ่งเป็นของแข็งที่อุณหภูมิของไนโตรเจนเหลว
- เทคนีเซียมเฮปทอกไซด์สามารถกำจัดออกได้ในรูปก๊าซโดยการให้ความร้อนสูงกว่าจุดเดือดที่583.8 เคลวิน (310.6 องศาเซลเซียส; 591.2 องศาฟาเรนไฮต์)ซึ่งจะช่วยลดปัญหาที่เกิดจากการปนเปื้อนของเทคนีเซียมในกระบวนการต่างๆ เช่น การระเหยของฟลูออไรด์หรือ PUREX นอกจากนี้ รูทีเนียมเตตรอกไซด์ (อยู่ในสถานะก๊าซที่อุณหภูมิสูงกว่า129.6 เคลวิน (−143.6 องศาเซลเซียส; −226.4 องศาฟาเรนไฮต์) ) ก็สามารถกำจัดออกจากเชื้อเพลิงใช้แล้วและนำกลับมาใช้ใหม่เพื่อจำหน่ายหรือกำจัดได้เช่นกัน
ข้อเสีย
- หากจะนำผลิตภัณฑ์ที่ได้ไปใช้ในการเพิ่มความเข้มข้นหรือผลิตเชื้อเพลิง MOX จำเป็นต้องมีการแปรรูปเพิ่มเติม
- หากผลิตภัณฑ์ฟิสชันที่ระเหยได้รั่วไหลสู่สิ่งแวดล้อม จะก่อให้เกิดอันตรายจากรังสี โดยส่วนใหญ่เกิดจาก129ไอ , ทริเทียม และ 85การ กู้คืนและจัดเก็บอย่างปลอดภัยนั้นจำเป็นต้องใช้อุปกรณ์เพิ่มเติม
- จำเป็นต้องใช้สารออกซิไดซ์/สารรีดิวซ์สำหรับขั้นตอนการรีดิวซ์/ออกซิเดชัน ซึ่งการนำกลับมาใช้ใหม่อาจทำได้ยาก สิ้นเปลืองพลังงานหรือทั้งสองอย่าง
การระเหยในสภาวะโดดเดี่ยว
เพียงแค่ให้ความร้อนแก่เชื้อเพลิงออกไซด์ที่ใช้แล้วในบรรยากาศเฉื่อยหรือสุญญากาศที่อุณหภูมิระหว่าง700 °C (1,292 °F)และ1,000 °C (1,830 °F)เป็นขั้นตอนการแปรรูปขั้นแรกก็สามารถกำจัดธาตุระเหยได้หลายชนิด รวมถึงซีเซียม ซึ่งไอโซโทปซีเซียม-137ปล่อยความร้อนประมาณครึ่งหนึ่งของความร้อนที่เกิดจากเชื้อเพลิงที่ใช้แล้วในช่วง 100 ปีถัดไปของการระบายความร้อน (อย่างไรก็ตาม ความร้อนส่วนใหญ่อีกครึ่งหนึ่งมาจากสตรอนเทียม-90ซึ่งมีครึ่งชีวิตที่คล้ายกัน) สมดุลมวลโดยรวมโดยประมาณสำหรับเชื้อเพลิงที่แปรรูปแล้ว 20,000 กรัมพร้อมปลอกหุ้ม 2,000 กรัมคือ: [ 56 ]
| ป้อนข้อมูล | เศษเหลือ | ตัวกรองซีโอไลต์ | ไส้กรองคาร์บอน | ตัวกรองอนุภาค | |
|---|---|---|---|---|---|
| แพลเลเดียม | 28 | 14 | 14 | ||
| เทลลูเรียม | 10 | 5 | 5 | ||
| โมลิบเดนัม | 70 | 70 | |||
| ซีเซียม | 46 | 46 | |||
| รูบิเดียม | 8 | 8 | |||
| เงิน | 2 | 2 | |||
| ไอโอดีน | 4 | 4 | |||
| วัสดุหุ้ม | 2000 | 2000 | |||
| ยูเรเนียม | 19218 | 19218 | ? | ||
| คนอื่น | 614 | 614 | ? | ||
| ทั้งหมด | 22000 | 21851 | 145 | 4 | 0 |
ข้อดี
- ไม่จำเป็นต้องใช้กระบวนการทางเคมีใดๆ ทั้งสิ้น
- ในทางทฤษฎี สามารถทำได้โดย "การให้ความร้อนด้วยตนเอง" ผ่านความร้อนจากการสลายตัวของเชื้อเพลิงใช้แล้วที่ "ใหม่" เพียงพอ
- ซีเซียม-137มีประโยชน์ในการฉายรังสีอาหารและสามารถใช้เป็นพลังงานสำหรับเครื่องกำเนิดไฟฟ้าเทอร์โมอิเล็กทริกแบบไอโซโทปรังสีได้ อย่างไรก็ตาม การปนเปื้อนของซีเซียม-137 ด้วย133 ที่เสถียรนั้นเป็นข้อเสียซีและอายุยืนยาว135 ปีCsลดประสิทธิภาพของการใช้งานดังกล่าว ในขณะที่การปนเปื้อนด้วย134ซีเซียมในเชื้อเพลิงใช้แล้วที่ค่อนข้างใหม่ทำให้กราฟแสดงการแผ่รังสีและปริมาณความร้อนโดยรวมมีความชันมากขึ้นจนกระทั่งถึงส่วนใหญ่ของ134ซีเซียมสลายตัวแล้ว
- สามารถกู้คืนธาตุต่างๆ เช่นรูทีเนียมซึ่งไอออนรูทีเนตเป็นปัญหาอย่างยิ่งในกระบวนการ PUREX และไม่มีไอโซโทปที่มีอายุยืนยาวเกินหนึ่งปี ทำให้สามารถกู้คืนโลหะเพื่อนำไปใช้ได้
- สามารถเพิ่ม "การกู้คืนเฟสที่สาม" เข้าไปในกระบวนการได้ หากสารที่หลอมเหลวแต่ไม่ระเหยที่อุณหภูมิที่เกี่ยวข้องถูกระบายลงในภาชนะสำหรับของเหลวเสียและปล่อยให้แข็งตัวอีกครั้ง เพื่อหลีกเลี่ยงการปนเปื้อนกับผลิตภัณฑ์ที่มีจุดเดือดต่ำซึ่งหลอมเหลวที่อุณหภูมิต่ำ อาจใช้ปลั๊กหลอมเหลวเพื่อเปิดภาชนะสำหรับของเหลวเสียก็ต่อเมื่ออุณหภูมิของเฟสของเหลวถึงระดับที่กำหนดแล้วเท่านั้น
- สตรอนเทียม ซึ่งมีอยู่ในรูปของผลิตภัณฑ์ฟิสชันช่วงกลางอายุที่ก่อให้เกิดปัญหาเป็นพิเศษ90ส ตรอนเทียม ( Sr)อยู่ในสถานะของเหลวที่อุณหภูมิสูงกว่า1,050 เคลวิน (780 องศาเซลเซียส; 1,430 องศาฟาเรนไฮต์)อย่างไรก็ตาม สตรอนเทียมออกไซด์ ยังคงอยู่ในสถานะของแข็งที่อุณหภูมิต่ำกว่า2,804 เคลวิน (2,531 องศาเซลเซียส; 4,588 องศาฟาเรนไฮต์)และหากต้องการกู้คืนสตรอนเทียมออกไซด์ร่วมกับของเหลวเสียอื่นๆ จะต้องทำการรีดิวซ์ให้กลับไปเป็นโลหะดั้งเดิมก่อนขั้นตอนการให้ความร้อน ทั้งสตรอนเทียมและสตรอนเทียมออกไซด์จะเกิดเป็นสตรอนเทียมไฮดรอกไซด์และไฮโดรเจนที่ละลายน้ำได้เมื่อสัมผัสกับน้ำ ซึ่งสามารถใช้แยกสารเหล่านี้ออกจากส่วนที่ไม่ละลายน้ำของเชื้อเพลิงใช้แล้วได้
- เนื่องจากเชื้อเพลิงใช้แล้วมีการเปลี่ยนแปลงทางเคมีน้อยมากหรือไม่มีเลย จึงสามารถใช้วิธีการแปรรูปทางเคมีใดๆ ก็ได้หลังจากกระบวนการนี้
ข้อเสีย
- ที่อุณหภูมิสูงกว่า1,000 เคลวิน (730 องศาเซลเซียส; 1,340 องศาฟาเรนไฮต์)โลหะในรูปดั้งเดิมของธาตุแอคติไนด์ หลายชนิด รวมถึงเนปทูเนียม (จุดหลอมเหลว: 912 เคลวิน (639 องศาเซลเซียส; 1,182 องศาฟาเรนไฮต์) ) และพลูโทเนียม (จุดหลอมเหลว: 912.5 เคลวิน (639.4 องศาเซลเซียส; 1,182.8 องศาฟาเรนไฮต์) ) จะหลอมเหลว ซึ่งอาจนำไปใช้ในการแยกโลหะในสถานะของเหลวได้ แต่ก็ก่อให้เกิดความกังวลเกี่ยวกับการแพร่กระจายอาวุธนิวเคลียร์ เนื่องจากโลหะยูเรเนียมยังคงเป็นของแข็งจนถึงอุณหภูมิ1,405.3 เคลวิน (1,132.2 องศาเซลเซียส; 2,069.9 องศาฟาเรนไฮต์)แม้ว่าเนปทูเนียมและพลูโทเนียมจะไม่สามารถแยกออกจากกันได้ง่ายๆ โดยใช้จุดหลอมเหลวที่แตกต่างกัน แต่ความสามารถในการละลายในน้ำที่แตกต่างกันสามารถนำมาใช้ในการแยกพวกมันได้
- หากใช้ "การให้ความร้อนด้วยตนเองของนิวเคลียร์" เชื้อเพลิงใช้แล้วจะมีค่ากัมมันตภาพจำเพาะการผลิตความร้อน และการปล่อยรังสีที่สูงขึ้นมาก หากใช้แหล่งความร้อนภายนอก จะต้องใช้พลังงานภายนอกจำนวนมาก ซึ่งส่วนใหญ่ใช้ในการให้ความร้อนแก่ยูเรเนียม
- การให้ความร้อนและทำให้เย็นลงแก่ห้องสุญญากาศและ/หรือท่อและภาชนะเพื่อรวบรวมของเสียระเหยได้นั้นก่อให้เกิดความเครียดทางความร้อนซึ่งจะรวมกับความเสียหายจากรังสีต่อวัสดุ และอาจทำให้เกิดการเปราะแตกจากนิวตรอนหากมีแหล่งกำเนิดนิวตรอนเช่นแคลิฟอร์เนียม-252อยู่ในปริมาณมาก
- ในเชื้อเพลิงออกไซด์ที่ใช้กันทั่วไปนั้น ธาตุบางชนิดจะปรากฏอยู่ทั้งในรูปของออกไซด์และธาตุบริสุทธิ์ ขึ้นอยู่กับสถานะทางเคมีของธาตุเหล่านั้น พวกมันอาจไปอยู่ในกระแสที่ระเหยไปหรือกระแสที่เหลือ หากธาตุใดปรากฏอยู่ในทั้งสองสถานะในปริมาณมาก การแยกธาตุนั้นอาจเป็นไปไม่ได้หากไม่เปลี่ยนสถานะทางเคมีทั้งหมดให้เป็นสถานะใดสถานะหนึ่งก่อน
- อุณหภูมิที่เกี่ยวข้องนั้นสูงกว่าจุดหลอมเหลวของตะกั่วมาก ( 600.61 เคลวิน (327.46 องศาเซลเซียส; 621.43 องศาฟาเรนไฮต์) ) ซึ่งอาจก่อให้เกิดปัญหาในการป้องกันรังสีหากใช้ตะกั่วเป็นวัสดุป้องกันรังสี
- หากใช้ตัวกรองในการดักจับผลิตภัณฑ์ฟิสชันระเหยง่าย ผลิตภัณฑ์เหล่านั้นจะกลายเป็น ของเสียระดับ ต่ำถึงระดับปานกลาง
ความผันผวนของฟลูออไรด์
ในกระบวนการระเหยด้วยฟลูออไรด์ฟลูออรีนจะทำปฏิกิริยากับเชื้อเพลิง ฟลูออรีนมีความไวต่อปฏิกิริยามากกว่าออกซิเจน มาก จนกระทั่งอนุภาคเล็กๆ ของเชื้อเพลิงออกไซด์ที่บดแล้วจะลุกเป็นไฟเมื่อถูกหย่อนลงในห้องที่เต็มไปด้วยฟลูออรีน กระบวนการนี้เรียกว่าการฟลูออริเนชันด้วยเปลวไฟ ความร้อนที่เกิดขึ้นจะช่วยให้ปฏิกิริยาดำเนินไปได้ยูเรเนียม ส่วนใหญ่ ซึ่งเป็นส่วนประกอบหลักของเชื้อเพลิงจะถูกเปลี่ยนเป็นยูเรเนียมเฮกซาฟลูออไรด์ซึ่งเป็นรูปแบบของยูเรเนียมที่ใช้ในการเสริมสมรรถนะยูเรเนียมและมีจุดเดือดต่ำมากเทคนีเซียม ซึ่งเป็น ผลิตภัณฑ์ฟิสชันที่มีอายุยืนยาวหลักก็ถูกเปลี่ยนเป็นเฮกซาฟลูออไรด์ที่ระเหยได้เช่นกันอย่างมีประสิทธิภาพ ธาตุอื่นๆ อีกเล็กน้อยก็สามารถสร้างเฮกซาฟลูออไรด์ เพนตาฟลูออไรด์ หรือเฮปตาฟลูออไรด์ที่ระเหยได้เช่นกัน ฟลูออไรด์ที่ระเหยได้เหล่านี้สามารถแยกออกจากฟลูออรีนส่วนเกินได้โดยการควบแน่น จากนั้นจึงแยกออกจากกันโดยการกลั่นแยกส่วนหรือการลด แบบ เลือกสรรยูเรเนียมเฮกซาฟลูออไรด์และเทคนีเซียมเฮกซาฟลูออไรด์มีจุดเดือดและความดันไอที่ใกล้เคียงกันมาก ซึ่งทำให้การแยกออกจากกันอย่างสมบูรณ์ทำได้ยากขึ้น
ผลิตภัณฑ์ฟิสชันหลายชนิดที่ระเหยออกมานั้นเป็นชนิดเดียวกับที่ระเหยออกมาในกระบวนการระเหยที่อุณหภูมิสูงกว่าและปราศจากฟลูออรีน เช่นไอโอดีนเทลลูเรียมและโมลิบเดนัมความแตกต่างที่เห็นได้ชัดคือเทคนีเซียมระเหยออกมา แต่ซีเซียมไม่ ระเหย
ธาตุทรานส์ยูเรเนียมบางชนิด เช่นพลูโทเนียมเนปทูเนียมและอะเมริเซียมสามารถสร้างฟลูออไรด์ระเหยได้ แต่สารประกอบเหล่านี้จะไม่เสถียรเมื่อความดันย่อยของฟลูออรีนลดลง[ 57 ] พลูโทเนียมส่วนใหญ่และยูเรเนียมบางส่วนจะ ยังคงอยู่ในเถ้าซึ่งตกลงไปที่ด้านล่างของเครื่องฟลูออริเนเตอร์เปลวไฟ อัตราส่วนพลูโทเนียมต่อยูเรเนียมในเถ้าอาจใกล้เคียงกับองค์ประกอบที่จำเป็นสำหรับ เชื้อเพลิง เครื่องปฏิกรณ์นิวตรอนเร็วการฟลูออริเนชันของเถ้าเพิ่มเติมสามารถกำจัดยูเรเนียมเนปทูเนียมและพลูโทเนียมทั้งหมดออกไปเป็นฟลูออไรด์ระเหยได้ อย่างไรก็ตาม แอคติไนด์รองบาง ชนิด อาจไม่สร้างฟลูออไรด์ระเหยและยังคงอยู่กับผลิตภัณฑ์ฟิสชันที่เป็นด่าง โลหะมีค่า บางชนิดอาจ ไม่สร้างฟลูออไรด์เลย แต่ยังคงอยู่ในรูปโลหะ อย่างไรก็ตามรูทีเนียมเฮกซาฟลูออไรด์ค่อนข้างเสถียรและระเหยได้
การกลั่นสารตกค้างที่อุณหภูมิสูงขึ้นสามารถแยก ฟลูออไรด์ ของโลหะทรานซิชัน ที่มีจุดเดือดต่ำ และ ฟลูออไรด์ของ โลหะอัลคาไล (ซีเซียม, รูบิเดียม) ออกจากฟลูออไรด์ของแลนทานัมและ โลหะ อัลคาไลน์เอิร์ธ (สตรอนเทียม, แบเรียม) และอิตเทรียมที่มีจุดเดือดสูงกว่าได้ อุณหภูมิที่ใช้จะสูงมาก แต่สามารถลดลงได้บ้างโดยการกลั่นในสภาวะสุญญากาศ หากใช้เกลือตัวพา เช่นลิเธียมฟลูออไรด์หรือโซเดียมฟลูออไรด์เป็นตัวทำละลาย การกลั่นที่อุณหภูมิสูงเป็นวิธีหนึ่งในการแยกเกลือตัวพาเพื่อนำกลับมาใช้ใหม่
เครื่องปฏิกรณ์ นิวเคลียร์แบบใช้เกลือหลอมเหลวจะทำการปรับปรุงการระเหยของฟลูออไรด์อย่างต่อเนื่องหรือเป็นช่วงๆ โดยมีเป้าหมายเพื่อนำแอคติไนด์ กลับคืน สู่ส่วนผสมเชื้อเพลิงหลอมเหลวเพื่อการแตกตัวในที่สุด พร้อมทั้งกำจัดผลิตภัณฑ์จากการแตกตัวที่เป็นพิษต่ออนุภาคนิวตรอนหรือที่สามารถจัดเก็บได้อย่างปลอดภัยมากขึ้นภายนอกแกนเครื่องปฏิกรณ์ในระหว่างรอการถ่ายโอนไปยังที่จัดเก็บถาวรในที่สุด
ความระเหยและความสามารถในการละลายของคลอไรด์
ธาตุหลายชนิดที่ก่อตัวเป็น ฟลูออไรด์ที่มีวา เลนซ์ สูงระเหยได้ จะก่อตัวเป็นคลอไรด์ที่มีวาเลนซ์สูงระเหยได้เช่นกัน การคลอริเนชันและการกลั่นเป็นอีกวิธีหนึ่งที่เป็นไปได้สำหรับการแยก ลำดับการแยกอาจแตกต่างจากลำดับสำหรับฟลูออไรด์อย่างมีประโยชน์ ตัวอย่างเช่นเซอร์โคเนียมเตตระคลอไร ด์ และดีบุกเตตระคลอไรด์มีจุดเดือดค่อนข้างต่ำที่331 °C (628 °F)และ114.1 °C (237.4 °F) ตาม ลำดับ การคลอริเนชันยังได้รับการเสนอให้เป็นวิธีการกำจัดปลอกเชื้อเพลิงเซอร์โคเนียม[ 46 ]แทนการลอกปลอกออกทางกล
คลอไรด์มีแนวโน้มที่จะเปลี่ยนกลับไปเป็นสารประกอบอื่น เช่น ออกไซด์ ได้ง่ายกว่าฟลูออไรด์
คลอไรด์ที่เหลืออยู่หลังจากการระเหยอาจแยกได้โดยอาศัยความสามารถในการละลายในน้ำ คลอไรด์ของธาตุอัลคาไลน์ เช่นอเมริเซียมคูเรียมแลนทานอยด์สตรอนเทียมและซีเซียมจะละลายได้ดีกว่าคลอไรด์ของยูเรเนียมเนปทูเนียมพลูโทเนียมและเซอร์โคเนียม
ข้อดีของความผันผวนของฮาโลเจน
- คลอรีน (และฟลูออรีนในระดับที่น้อยกว่า[ 58 ] ) เป็นสารเคมีอุตสาหกรรม ที่หาได้ง่าย และผลิตได้ในปริมาณมาก[ 59 ]
- การกลั่นแยกส่วนช่วยให้สามารถแยกธาตุหลายชนิดออกจากกันได้ในขั้นตอนเดียวหรือโดยการทำซ้ำขั้นตอนเดิมหลายครั้ง
- ยูเรเนียมจะถูกผลิตโดยตรงในรูปของยูเรเนียมเฮกซาฟลูออไรด์ซึ่งเป็นรูปแบบที่ใช้ในการเสริมสมรรถนะ ยูเรเนียม
- ฟลูออไรด์และคลอไรด์ระเหยง่ายหลายชนิดระเหยได้ที่อุณหภูมิปานกลาง ช่วยลดความเครียดจากความร้อน สิ่งนี้มีความสำคัญอย่างยิ่ง เนื่องจากจุดเดือดของยูเรเนียมเฮกซาฟลูออไรด์ต่ำกว่าจุดเดือดของน้ำ ทำให้สามารถประหยัดพลังงานในการแยกผลิตภัณฑ์ฟิสชันที่มีจุดเดือดสูง (หรือฟลูออไรด์ของผลิตภัณฑ์เหล่านั้น) ออกจากกันได้ เนื่องจากกระบวนการนี้สามารถเกิดขึ้นได้โดยปราศจากยูเรเนียม ซึ่งเป็นองค์ประกอบหลักของมวล
- ฟลูออไรด์และคลอไรด์บางชนิดมีจุดหลอมเหลวค่อนข้างต่ำ ทำให้สามารถ "แยกเฟสของเหลว" ได้หากต้องการ เกลือที่มีจุดหลอมเหลวต่ำเหล่านี้สามารถนำไปแปรรูปเพิ่มเติมได้ด้วยกระบวนการอิเล็กโทรไลซิสของเกลือหลอมเหลว
- ฟลูออไรด์และคลอไรด์มีความสามารถในการละลายในน้ำแตกต่างกันขึ้นอยู่กับไอออนบวก จึงสามารถใช้คุณสมบัตินี้ในการแยกสารทั้งสองชนิดโดยใช้สารละลายในน้ำได้ อย่างไรก็ตาม ฟลูออไรด์บางชนิดทำปฏิกิริยารุนแรงกับน้ำ ซึ่งต้องนำมาพิจารณาด้วย
ข้อเสียของความผันผวนของฮาโลเจน
- สารประกอบหลายชนิดของฟลูออรีนหรือคลอรีน รวมถึงธาตุบริสุทธิ์เหล่านั้นเอง มีความเป็นพิษ กัดกร่อน และทำปฏิกิริยารุนแรงกับอากาศ น้ำ หรือทั้งสองอย่าง
- ยูเรเนียมเฮกซาฟลูออไรด์และเทคนีเซียมเฮกซาฟลูออไรด์มีจุดเดือดใกล้เคียงกันมาก ( 329.6 เคลวิน (56.5 องศาเซลเซียส; 133.6 องศาฟาเรนไฮต์)และ328.4 เคลวิน (55.3 องศาเซลเซียส; 131.4 องศาฟาเรนไฮต์)ตามลำดับ) ทำให้ยากที่จะแยกสารทั้งสองออกจากกันได้อย่างสมบูรณ์ด้วยวิธีการกลั่น
- การกลั่นแยกส่วนที่ใช้ในการกลั่นปิโตรเลียม นั้น ต้องการโรงงานขนาดใหญ่และพลังงานมหาศาล การแปรรูปยูเรเนียมหลายพันตันจะต้องใช้โรงงานขนาดเล็กกว่าการแปรรูปปิโตรเลียมหลายพันล้านตันอย่างไรก็ตามต่างจากโรงกลั่นปิโตรเลียมตรงที่กระบวนการทั้งหมดจะต้องเกิดขึ้นภายในอาคารที่มีการป้องกันรังสี และจะต้องมีมาตรการป้องกันการรั่วไหลของสารฟลูออไรด์ที่ระเหยง่าย เป็นพิษ และกัมมันตรังสี
- พลูโทเนียมเฮกซาฟลูออไรด์มีจุดเดือดที่335 เคลวิน (62 องศาเซลเซียส; 143 องศาฟาเรนไฮต์)ซึ่งหมายความว่าโรงงานใดก็ตามที่สามารถแยกยูเรเนียมเฮกซาฟลูออไรด์ออกจากเทคนีเซียมเฮกซาฟลูออไรด์ได้ ก็สามารถแยกพลูโทเนียมเฮกซาฟลูออไรด์ออกจากสารทั้งสองได้เช่นกัน ทำให้เกิดความกังวลเกี่ยวกับการแพร่กระจายอาวุธนิวเคลียร์
- การมีอยู่ของตัวปล่อยอัลฟาทำให้เกิดปฏิกิริยา (α,n) บางอย่างในฟลูออรีน ทำให้เกิดทั้งไอโซโทปกัมมันตรังสี22Naและนิวตรอน [ 60 ]ผลกระทบนี้สามารถลดลงได้โดยการแยกตัวปล่อยอัลฟาและฟลูออรีนให้เร็วที่สุดเท่าที่จะเป็นไปได้ ปฏิสัมพันธ์ระหว่างไอโซโทปเสถียรสองชนิดของคลอรีน 35Clและ 37Clในด้านหนึ่งและอนุภาคอัลฟาในอีกด้านหนึ่งนั้นมีความสำคัญน้อยกว่า เนื่องจากไม่มีภาคตัดขวางสูงและไม่ก่อให้เกิดนิวตรอนหรือนิวไคลด์กัมมันตรังสีที่มีอายุยืนยาว [ 61 ]
- หากมีคาร์บอนอยู่ในเชื้อเพลิงใช้แล้ว มันจะก่อตัวเป็นไฮโดรคาร์บอนที่มีฮาโลเจนซึ่งเป็นก๊าซเรือนกระจก ที่มีฤทธิ์รุนแรงมาก และย่อยสลายทางเคมีได้ยาก บางชนิดก็เป็นพิษด้วย
การแยกวิเคราะห์ทางรังสี
เพื่อกำหนดการกระจายตัวของโลหะกัมมันตรังสีเพื่อวัตถุประสงค์ในการวิเคราะห์สามารถใช้เรซินที่อิ่มตัวด้วยตัวทำละลาย (SIRs) ได้ SIRs เป็นอนุภาคที่มีรูพรุนซึ่งมีสารสกัดอยู่ภายในรูพรุน วิธีนี้ช่วยหลีกเลี่ยงขั้นตอนการแยกของเหลว-ของเหลวที่จำเป็นใน การสกัดของเหลว-ของเหลว แบบดั้งเดิม สำหรับการเตรียม SIRs สำหรับการแยกวิเคราะห์ทางรังสี สามารถใช้ Amberlite XAD-4 หรือ XAD-7 ที่เป็นอินทรีย์ได้ สารสกัดที่เป็นไปได้ เช่น ไตรเฮกซิลเตตระเดซิลฟอสโฟเนียมคลอไรด์ (CYPHOS IL-101) หรือ N,N0-ไดอัลคิล-N,N0-ไดฟีนิลไพริดีน-2,6-ไดคาร์บอกซาไมด์ (R-PDA; R = บิวทิล, ออกทิลไอ, เดซิล, โดเดซิล) [ 62 ]
เศรษฐศาสตร์
เศรษฐศาสตร์เชิงเปรียบเทียบของการแปรรูปซ้ำ-การกำจัดของเสียและการจัดเก็บชั่วคราว-การกำจัดโดยตรงเป็นประเด็นถกเถียงกันมากในช่วงทศวรรษแรกของปี 2000 งานวิจัย[ 63 ] ได้จำลองต้นทุนวงจรเชื้อเพลิงทั้งหมดของระบบการแปรรูปซ้ำ-การรีไซเคิลโดยอิงจากการรีไซเคิลพลูโทเนียมครั้งเดียวในเครื่องปฏิกรณ์ความร้อน ที่มีอยู่ (ตรงข้ามกับ วงจร เครื่องปฏิกรณ์แบบเพาะพันธุ์ ที่เสนอ ) และเปรียบเทียบกับต้นทุนทั้งหมดของวงจรเชื้อเพลิงแบบเปิดที่มีการกำจัดโดยตรง ช่วงของผลลัพธ์ที่ได้จากงานวิจัยเหล่านี้กว้างมาก แต่ทั้งหมดเห็นพ้องต้องกันว่าภายใต้สภาวะเศรษฐกิจในขณะนั้น ตัวเลือกการแปรรูปซ้ำ-การรีไซเคิลมีต้นทุนสูงกว่า[ 64 ]ในขณะที่ตลาดยูเรเนียมโดยเฉพาะอย่างยิ่งความผันผวนในระยะสั้น มีผลกระทบเพียงเล็กน้อยต่อต้นทุนของไฟฟ้าจากพลังงานนิวเคลียร์ แต่แนวโน้มระยะยาวในตลาดยูเรเนียมส่งผลกระทบอย่างมากต่อเศรษฐศาสตร์ของการแปรรูปนิวเคลียร์ หากราคายูเรเนียมสูงขึ้นและคงอยู่ในระดับสูงอย่างต่อเนื่อง การ "ยืดอุปทานเชื้อเพลิง" ผ่านเชื้อเพลิง MOX เครื่องปฏิกรณ์แบบเพาะพันธุ์ หรือแม้แต่วงจรเชื้อเพลิงทอเรียมก็อาจน่าสนใจมากขึ้น อย่างไรก็ตาม หากราคายูเรเนียมยังคงอยู่ในระดับต่ำ การแปรรูปยูเรเนียมก็จะยังคงมีความน่าสนใจน้อยลง
หากดำเนินการแปรรูปใหม่เพื่อลดระดับกัมมันตภาพรังสีของเชื้อเพลิงใช้แล้วเท่านั้น ควรคำนึงถึงว่าเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ใช้แล้วจะมีกัมมันตภาพรังสีลดลงเมื่อเวลาผ่านไป หลังจาก 40 ปี กัมมันตภาพรังสีจะลดลง 99.9% [ 65 ]แม้ว่าจะต้องใช้เวลากว่าพันปีเพื่อให้ระดับกัมมันตภาพรังสีเข้าใกล้ระดับของยูเรเนียมธรรมชาติ[ 66 ]อย่างไรก็ตาม ระดับของธาตุทรานส์ยูเรเนียมรวมถึงพลูโทเนียม-239ยังคงสูงอยู่เป็นเวลากว่า 100,000 ปี ดังนั้นหากไม่นำกลับมาใช้เป็นเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ ธาตุเหล่านั้นจำเป็นต้องมีการกำจัดอย่างปลอดภัยเนื่องจาก เหตุผลด้าน การแพร่กระจายอาวุธนิวเคลียร์และอันตรายจากรังสี
เมื่อวันที่ 25 ตุลาคม พ.ศ. 2554 คณะกรรมการของคณะกรรมการพลังงานปรมาณูแห่งญี่ปุ่นได้เปิดเผยการคำนวณต้นทุนการรีไซเคิลเชื้อเพลิงนิวเคลียร์เพื่อการผลิตไฟฟ้าในระหว่างการประชุม ต้นทุนเหล่านี้อาจสูงกว่าต้นทุนการกำจัดเชื้อเพลิงใช้แล้วโดยตรงทางธรณีวิทยาถึงสองเท่า โดยต้นทุนการสกัดพลูโตเนียมและการจัดการเชื้อเพลิงใช้แล้วนั้นประเมินไว้ที่ 1.98 ถึง 2.14 เยนต่อกิโลวัตต์ชั่วโมงของไฟฟ้าที่ผลิตได้ การทิ้งเชื้อเพลิงใช้แล้วเป็นขยะจะมีต้นทุนเพียง 1 ถึง 1.35 เยนต่อกิโลวัตต์ชั่วโมง[ 67 ] [ 68 ]
ในเดือนกรกฎาคม พ.ศ. 2547 หนังสือพิมพ์ญี่ปุ่นรายงานว่ารัฐบาลญี่ปุ่นได้ประเมินต้นทุนการกำจัดกากกัมมันตรังสี ซึ่งขัดแย้งกับคำกล่าวอ้างเมื่อสี่เดือนก่อนหน้านั้นว่าไม่มีการประเมินดังกล่าว ต้นทุนของทางเลือกที่ไม่นำกลับมาแปรรูปใหม่นั้นคาดว่าจะอยู่ระหว่างหนึ่งในสี่ถึงหนึ่งในสาม (5.5–7.9 พันล้านดอลลาร์สหรัฐ) ของต้นทุนการนำกลับมาแปรรูปใหม่ (24.7 พันล้านดอลลาร์สหรัฐ) ในช่วงปลายปี พ.ศ. 2554 เป็นที่ชัดเจนว่ามาซายะ ยาสุอิ ซึ่งดำรงตำแหน่งผู้อำนวยการฝ่ายวางแผนนโยบายพลังงานนิวเคลียร์ในปี พ.ศ. 2547 ได้สั่งให้ผู้ใต้บังคับบัญชาของเขาปกปิดข้อมูลในเดือนเมษายน พ.ศ. 2547 ข้อเท็จจริงที่ว่าข้อมูลถูกปกปิดโดยเจตนาทำให้กระทรวงต้องสอบสวนกรณีนี้อีกครั้งและพิจารณาว่าจะลงโทษเจ้าหน้าที่ที่เกี่ยวข้องหรือไม่[ 69 ] [ 70 ]
รายชื่อเว็บไซต์
| ประเทศ | สถานที่รีไซเคิล | ประเภทเชื้อเพลิง | ขั้นตอน | กำลัง การผลิตรีไซเคิลตันเฮกตาร์/ปี | ระยะเวลา การเริ่มใช้งานหรือการดำเนินงาน |
|---|---|---|---|---|---|
 เบลเยียม | มอล | เครื่องปฏิกรณ์ น้ำเบา (LWR) , เครื่องปฏิกรณ์ทดสอบวัสดุ (MTR) | 80 [ 71 ] | พ.ศ. 2509–2517 [ 71 ] | |
 จีน | โรงงานนำร่องระดับกลาง[ 72 ] | 60–100 | ปี 1968-ต้นทศวรรษ 1970 | ||
| จีน | โรงงาน 404 [ 73 ] | 50 | 2004 | ||
| ประเทศจีนมณฑลกานซู | สวนอุตสาหกรรมเทคโนโลยีนิวเคลียร์กานซูจินตา | อยู่ระหว่างการก่อสร้าง (2030) | |||
 เยอรมนี | คาร์ลสรูห์, WAK | LWR [ 74 ] | 35 [ 71 ] | พ.ศ. 2514–2533 [ 71 ] | |
 ฝรั่งเศส | มาร์คูล, UP 1 | ทหาร | 1200 [ 71 ] | 1958 [ 71 ] -1997 [ 75 ] | |
| ฝรั่งเศส | มาร์คูเล, CEA APM | เอฟบีอาร์ | เพียวเร็กซ์ ไดอาเม็กซ์ ซาเน็กซ์[ 76 ] | 6 [ 74 ] | พ.ศ. 2531–ปัจจุบัน[ 74 ] |
| ฝรั่งเศส | ลาอาเก, UP 2 | LWR [ 74 ] | เพียวเร็กซ์[ 77 ] | 900 [ 71 ] | พ.ศ. 2510–2517 [ 71 ] |
| ฝรั่งเศส | ลาอาเก, UP 2–400 | LWR [ 74 ] | เพียวเร็กซ์[ 77 ] | 400 [ 71 ] | พ.ศ. 2519–2533 [ 71 ] |
| ฝรั่งเศส | ลาอาเก , UP 2–800 | แอลดับเบิลยูอาร์ | เพียวเร็กซ์[ 77 ] | 800 [ 71 ] | 1990 [ 71 ] |
| ฝรั่งเศส | ลาอาเก , UP 3 | แอลดับเบิลยูอาร์ | เพียวเร็กซ์[ 77 ] | 800 [ 71 ] | 1990 [ 71 ] |
 สหราชอาณาจักร | วินด์สเกลบี204 | แม็กน็อกซ์ , แอลดับบลิวอาร์ | บูเท็กซ์ | 750 [ 71 ] | พ.ศ. 2499–2505, [ 71 ]พ.ศ. 2502-2516 |
| สหราชอาณาจักร | โรงงานแปรรูปโลหะแมกน็อกซ์ เซลลาฟิลด์ | แมกน็อกซ์, [ 74 ] LWR, FBR | เพียวเร็กซ์ | 1500 [ 71 ] | พ.ศ. 2507 [ 71 ] -2565 |
| สหราชอาณาจักร | ดอนเรย์ | FBR [ 74 ] | 8 [ 71 ] | 1980 [ 71 ] | |
| สหราชอาณาจักร | ธอร์ป | เอจีอาร์ , แอลดับเบิลยูอาร์ | เพียวเร็กซ์ | 900 [ 71 ] [ 78 ] | 1994 [ 71 ] [ 78 ] -2018 |
 อิตาลี | โรตอนเดลลา | ธอร์เรียม | 5 [ 71 ] | พ.ศ. 2511 [ 71 ] (ปิดระบบ) | |
 อินเดีย | ทรอมเบย์ | ทหาร | เพียวเร็กซ์[ 79 ] | 60 [ 71 ] | พ.ศ. 2508 [ 71 ] |
| อินเดีย | ทาราปูร์ | พีเอชดับเบิลยูอาร์ | เพียวเร็กซ์ | 100 [ 71 ] | พ.ศ. 2525 [ 71 ] |
| อินเดีย | กัลปักกัม | PHWR และ FBTR | เพียวเร็กซ์ | 100 [ 80 ] | 1998 [ 80 ] |
| อินเดีย | ทาราปูร์ | พีเอชดับเบิลยูอาร์ | 100 [ 81 ] | 2011 [ 81 ] | |
 อิสราเอล | ดิโมนา | ทหาร | 60–100 [ 82 ] | ~ปี 1960–ปัจจุบัน | |
 ญี่ปุ่น | โทไค | LWR [ 83 ] | 210 [ 71 ] | 1977 [ 71 ] -2006 [ 84 ] | |
| ญี่ปุ่น | รอกกะโช | LWR [ 74 ] | 800 [ 71 ] [ 78 ] | อยู่ระหว่างการก่อสร้าง (2024) [ 85 ] | |
 ปากีสถาน | นิวแล็บส์ราวัลปินดี | ทางทหาร/ พลูโทเนียม / ทอเรียม | 80 [ 86 ] | ปี 1982–ปัจจุบัน | |
| ปากีสถาน | ศูนย์นิวเคลียร์คุชาบเมืองปรมาณูแห่งปากีสถาน | HWR /ทหาร/ ทริเทียม | 22 กก. [ 87 ] | ปี 1986–ปัจจุบัน | |
 รัสเซีย | โรงไฟฟ้า มายัคบี | ทหาร | 400 | 1948-196? [ 88 ] | |
| รัสเซีย | มายัคแพลนท์ บีบี, อาร์ที-1 | LWR [ 74 ] | การแยก PUREX + Np [ 89 ] | 400 [ 71 ] [ 78 ] | พ.ศ. 2521 [ 71 ] |
| รัสเซีย | โรงงานเคมีรังสีทอมสค์-7 | ทหาร | 6000 [ 82 ] | 1956 [ 90 ] | |
| รัสเซีย | เซเลซโนกอร์สค์ (ครัสโนยาสค์-26) | ทหาร | 3500 [ 82 ] | 1964–~2010 [ 91 ] | |
| รัสเซีย | เชเลซโนกอร์สค์ , RT-2 | วีเวอร์ | 800 [ 71 ] | อยู่ระหว่างการก่อสร้าง (2030) | |
 สหรัฐอเมริกาวอชิงตัน | ไซต์แฮนฟอร์ด | ทหาร | บิสมัทฟอสเฟต, REDOX, PUREX | พ.ศ. 2487–2531 [ 92 ] | |
| สหรัฐอเมริกา , เซาท์แคโรไลนา | ไซต์แม่น้ำซาวันนาห์ | ทหาร/LWR/HWR/ทริเทียม | การแยกเพียวเร็กซ์, รีดอกซ์, โธเร็กซ์, นาโนพาร์ติเคิล | 5000 [ 93 ] | 1952–2002 |
| สหรัฐอเมริกา , นิวยอร์ก | เวสต์แวลลีย์ | LWR [ 74 ] | เพียวเร็กซ์ | 300 [ 71 ] | พ.ศ. 2509–2515 [ 71 ] |
| สหรัฐอเมริกา , เซาท์แคโรไลนา | บาร์นเวลล์ | แอลดับเบิลยูอาร์ | เพียวเร็กซ์ | 1500 [ 94 ] | ไม่อนุญาตให้ดำเนินการ[ 95 ] [ b ] |
| สหรัฐอเมริกา , ไอดาโฮ | ไอเอ็นแอล | แอลดับเบิลยูอาร์ | เพียวเร็กซ์ | – |
ดูเพิ่มเติม
หมายเหตุ
- ↑ไอโซโทปรังสีที่มีครึ่งชีวิต 2 ปี จะยังคงพลังงานไว้ได้ 0.5^0.5 หรือมากกว่า 70% หลังจากผ่านไปหนึ่งปี – ไอโซโทปรังสีเหล่านั้นทั้งหมดมีครึ่งชีวิตนานกว่า 2 ปี ดังนั้นจึงจะยังคงพลังงานไว้ได้มากกว่านั้น แม้ว่าจะพลาดช่วงเวลาการเติมเชื้อเพลิงประจำปีไป พลังงานกว่าครึ่งก็ยังคงเหลืออยู่สำหรับการเติมเชื้อเพลิงครั้งที่สอง
- ↑การก่อสร้างเสร็จสมบูรณ์ในปี พ.ศ. 2519 [ 94 ]
อ่านเพิ่มเติม
- Williamson, MA; Willit, JL (2011). "แผนผังกระบวนการไพโรโพรเซสซิ่งสำหรับการรีไซเคิลเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ที่ใช้แล้ว" (PDF) . วิศวกรรมนิวเคลียร์และเทคโนโลยี . 43 (4): 329– 334. doi : 10.5516/NET.2011.43.4.329 .
- Till, CE; Chang, YI; Hannum, WH (1997). "เครื่องปฏิกรณ์นิวเคลียร์เร็วแบบบูรณาการ - ภาพรวม". ความก้าวหน้าในพลังงานนิวเคลียร์ 31 ( 1– 2 ): 3– 11. Bibcode : 1997PNuE...31....3T . doi : 10.1016/0149-1970(96)00001-7 .
- สำนักงานพลังงานนิวเคลียร์ของ OECD, เศรษฐศาสตร์ของวงจรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ , ปารีส, 1994
- I. Hensing และ W. Schultz, การเปรียบเทียบทางเศรษฐกิจของทางเลือกต่างๆ ในวงจรเชื้อเพลิงนิวเคลียร์, สถาบันเศรษฐศาสตร์พลังงาน, โคโลญ, 1995
- Cogema, การนำกลับมาใช้ใหม่และการรีไซเคิล: ความเสี่ยงทางอุตสาหกรรม, การนำเสนอต่อมูลนิธิ Konrad-Adenauer-Stiftung, บอนน์, 9 พฤษภาคม 1995
- สำนักงานพลังงานนิวเคลียร์ของ OECD, เชื้อเพลิงพลูโทเนียม: การประเมินผล, ปารีส, 1989
- สภาวิจัยแห่งชาติ, "กากกัมมันตรังสี: เทคโนโลยีสำหรับการแยกและการแปลงสภาพ", สำนักพิมพ์สถาบันแห่งชาติ, วอชิงตัน ดี.ซี. 1996
ลิงก์ภายนอก
- การแปรรูปเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ใช้แล้วสมาคมนิวเคลียร์โลก
- กระบวนการ PUREX สมาคมนิวเคลียร์แห่งยุโรป
- เชื้อเพลิงออกไซด์ผสม (MOX) – สมาคมนิวเคลียร์โลก
- ทางเลือกในการกำจัดพลูโทเนียมส่วนเกินที่สามารถนำไปใช้ในการผลิตอาวุธได้ – รายงานของสำนักวิจัยรัฐสภาสำหรับรัฐสภา
- ประวัติโดยย่อของการแปรรูปเชื้อเพลิง
- บรรณานุกรมพร้อมคำอธิบายเกี่ยวกับการแปรรูปเชื้อเพลิงนิวเคลียร์ใช้แล้ว จากห้องสมุดดิจิทัล Alsos สำหรับประเด็นด้านนิวเคลียร์