SECCIONS
- Introducció
- Procés de recepció i tractament mecànic
- Procés de digestió àcida
- Procés d’extracció amb Fosfat de Tributil
- Procés de reducció
- Obtenció d’urani
- Obtenció del plutoni
- Tractament dels productes de fissió
- Conclusió
INTRODUCCIÓ
En un reactor nuclear del tipus PWR o BWR els elements de combustible es retiren un cop el combustible ha finalitzat el seu cicle de cremat. En aquest cas cada any i mig o dos anys, depenent de les especificacions tècniques del regulador, els elements combustibles es retiren a les piscines d’emmagatzematge temporal.
Aquestes estructures, formades per acer inoxidable i revestides de formigó, mantindran a l’interior els elements de combustibles gastats, string de LPRM o tubs d’instrumentació, fonts neutròniques utilitzades en l’arrencada de la central (per exemple fonts de Sb-Be), verins d’acer borat, coixinets i eixos de stelita, canals d’aigua, tubs de guia irradiats i cistelles amb elements deteriorats.
Hi ha dos processos generals per a la separació i reprocesament d’elements combustibles presents en combustibles nuclears irradiats. Aquests processos són els processos de separació hidrometal·lúrgics (entre els quals destaca el procés PUREX per ser el més utilitzat) i els processos pirometal·lúrgics.
El procés PUREX, en el qual s’utilitza fosfat de tributil com a dissolvent orgànic, és un procés d’extracció líquid-líquid que permet el tractament de combustible irradiat amb l’objectiu de reutilitzar l’urani i el plutoni.
Un cop finalitzat el cicle de vida del combustible nuclear existeixen diferents formes de tractar els elements que contenen el combustible cremat. Els elements de combustible en la seva estructura, normalment de zircaloy, contenen de forma estanca els fragments de fissió que s’han generat en les reaccions nuclears, elements transurànids i en especial urani i plutoni. Aquest procés té lloc en el cas del cicle tancat.
En ser descarregat del nucli del reactor, el combustible gastat té una composició del 96% d’urani, 1% de plutoni i un 3% d’actínids minoritaris i productes de fissió (percentatges mésics).
Aquestes estructures denominades elements de combustible que contenen un nombre determinat de varetes (17×17-21) en un reactor PWR i cel·les amb 8×8 o 9×9 varetes en un reactor de tipus BWR, són dipositades en unes piscines d’emmagatzematge temporal (ATC).
La funció d’aquestes piscines és mantenir el combustible cremat en un estat de latència de manera que disminueixi la seva activitat radioactiva, disminuir l’activitat calorífica de l’element de manera que en l’etapa de desmantellament permeti la seva manipulació i un blindatge operatiu que permeti la gestió del residu amb el mínim risc.
Una altra funció primordial és assegurar en tot moment la subcriticitat de la distribució dels elements de combustible cremat.
Crèdits de la imatge: https://www.nrc.gov/
L’altra alternativa al reprocesament és disposar els residus procedents de les piscines d’emmagatzematge temporal, previ a un període de refredament, on els residus disminueixen activitat i redueixen en part el seu poder calorífic, en dipòsits geològics de profunditat mitjançant canisters regulats i homologats pel regulador.
Aquestes espècies químiques, originades en el procés de fissió, eleven l’activitat radioactiva de l’element de combustible a valors que obliguen a adoptar severes i regulades mesures de protecció radiològica.
| Quantitat dels principals productes de fissió (g/Ton) | |||||
| PRODUCTES ACTIVACIÓ | PRODUCTES DE FISSIÓ | TRANSURÀNIDS | |||
| 14C | 5730a | 3H | 12.33a | 235U | 7.030.108a |
| 60Co | 5.27a | 85Kr | 10.7a | 238U | 4.468.109a |
| 55Fe | 2.7a | 99Tc | 2.14.105a | 238Pu | 87.74a |
| 59Ni | 7.5 104a | 129I | 1.6.107a | 239Pu | 2.41.104a |
| 134Cs | 2.06a | 240Pu | 6.57.103a | ||
| 137Cs | 30.17a | 241Am | 433a | ||
| 90Sr-90Y | 28.8a(64.1h) | 243Am | 7.37.103a | ||
| 243Cm | 28.5a | ||||
| 237Np | 2.14.106a | ||||
| 244Cm | 18.11a | ||||
Existeix un mètode diferent per al tractament de les cèl·lules de combustible. El reprocesament. En concret el procés PUREX, desenvolupat a França, permet la recuperació del material fissible, el tractament del material no recuperable per a un posterior vitrificat.
A la taula següent es mostra el contingut d’un element de combustible abans de la càrrega en un reactor i posterior a la descàrrega, quan l’element es dóna per esgotat.
Es pot apreciar la elevada formació de fragments de fissió i transurànids que no existien gairebé a l’inici.
A la taula, es mostra, per mitja tona d’urani carregat a l’element de combustible d’un reactor PWR, els elements que s’obtenen a la descàrrega i l’evolució de l’activitat a 10 i a mil anys.
| Càrrega(g) | Descàrrega(g) | Quantitat 10a(g) | Quantitat 1000a(g) | |
| 235U | 1.43.104 | 3.24.103 | 3.24.103 | 3.24.103 |
| 238U | 4.27.105 | 4.17.105 | 4.17.105 | 4.17.105 |
| 238Pu | 0 | 6.04.101 | 5.91.101 | 2.92.10-1 |
| 239Pu | 0 | 1.93.103 | 1.93.103 | 1.88.103 |
| 240Pu | 0 | 9.24.102 | 9.27.102 | 8.43.102 |
| 241Am | 0 | 8.31 | 1.54.102 | 8.32.101 |
| 243Am | 0 | 3.58.101 | 3.58.101 | 3.27.101 |
| 243Cm | 0 | 3.22.10-2 | 2.59.10-2 | 1.27.10-11 |
| 244Cm | 0 | 1.03.101 | 7.02 | 2.46.10-16 |
| 237Np | 0 | 1.94.102 | 2.102 | 5.09.102 |
PROCÉS DE RECEPCIÓ I TRACTAMENT MECÀNIC
En primer lloc els elements combustibles són recepcionats a les piscines d’emmagatzematge temporal, cadascun a les seves coordenades de posició. Mitjançant un
procés de cisallament els elements de combustible són tallats i sotmesos a un medi àcid oxidant com és l’àcid nítric.
Les varetes dels elements combustibles són tallades mecànicament en trossos petits amb el material actiu a l’interior de manera que l’atac amb l’àcid pugui penetrar.
L’àcid nítric dissol els òxids presents als elements de combustible, extraient la dissolució d’alta activitat. L’ús d’àcid nítric es fonamenta en el fet que el seu atac produeix poc residu sòlid i manté en dissolució la majoria d’ions actius degut a la seva capacitat d’oxidació, amb estats d’oxidació elevats.
En especial manté l’urani en estat d’oxidació (VI) i el plutoni en un estat d’oxidació (IV) òptims per iniciar el procés d’extracció.
Aquest fet permet la separació dels elements estructurals de les dissolucions que contenen fragments de fissió de l’urani i plutoni.
Els elements estructurals de zircaloy són emmagatzemats i tractats com a residus de vida mitjana. Aquestes estructures estan activades per la radiació dels fragments de fissió que anteriorment es trobaven a l’interior, s’emmagatzemen en silos específics.
PROCÉS DE DIGESTIÓ ÀCIDA
En la formació de la dissolució nítrica tenim presents els òxids solubilitzats i també els efluents gasosos.
El seu tractament segueix dues vies perfectament diferenciades. En el cas dels gasos generats a l’interior de les vaines de zircaloy.
L’efluent gasós és evacuat en un primer moment a la línia de tractament dels isòtops de l’iode i del criptó-xenó. Els isòtops d’iode poden ser retinguts per filtres de nitrato de plata, formant-se iodur de plata, residu sòlid objecte de tractament com a residu d’alta activitat.
El grup d’isòtops de criptó-xenó són retinguts per filtres de carbó actiu i portats a dipòsits de retenció de gasos.
La resta de gasos de baixa o nul·la activitat són tractats de forma convencional.
La dissolució generada per l’atac amb àcid nítric pot produir precipitats que són separats i tractats com a residus sòlids insolubles, entre ells òxids de zirconi, òxids d’alumini, etc.
Posteriorment es produeix una clarificació de la dissolució mitjançant un procés de coagulació-floculació, originant una dissolució òptima per ser tractada per processos d’extracció.
La dissolució que conté els nitrats d’urani i plutoni és tractada amb nitrit de sodi per mantenir l’estat del plutoni en (+IV). L’estat d’oxidació del plutoni sota condicions fortament oxidants podria arribar fins a (+VI), dificultant l’extracció amb el dissolvent.
PROCÉS D’EXTRACCIÓ AMB FOSFAT DE TRIBUTILO
El procés d’extracció es realitza amb fosfat de tributil en diferents cicles, generant dues fases.
La fase no orgànica conté a part de metalls pesats, americi, curi i fragments de fissió. Aquesta solució s’evapora tenint en compte el vapor amb especial atenció donat el seu possible contingut en triti, en concentracions importants.
La fase orgànica contindrà l’urani i el plutoni. En forma de nitrato d’urani (VI) i nitrato de plutoni (IV), aquestes sals són extretes fàcilment de la dissolució aquosa amb efectivitat pel dissolvent fosfat de tributil, mentre que els fragments de fissió passen a la fase orgànica en menor mesura.
El fosfat de tributil és un agent extractant que es manté estable en dissolucions de concentracions elevades d’àcid nítric. El seu ús es deu a la seva baixa volatilitat i el seu alt punt d’inflamació, qüestions importants a tenir en compte en la seguretat del procés industrial en qüestió.
La dissolució nítrica entra a la torre d’extracció de manera que a contracorrent circula la dissolució extractant formada per fosfat de tributil i querosè, el qual té per objectiu disminuir la densitat de la mescla orgànica. Les solucions nítriques de plutoni (IV) i urani (VI) passaran a la fase orgànica.
A la part superior de la columna, la solució orgànica és rentada amb àcid nítric que actua com a agent salí. Aquest pas és important donat que l’augment de salinitat permet el pas dels productes de fissió a la dissolució aquosa, mentre impedeix el pas als nitrats d’urani (VI) i plutoni (IV).
L’efluent aquós sortint de la fase extractiva conté pràcticament tots els fragments de fissió i petites quantitats de nitrato d’urani (VI) i nitrato de plutoni (IV).
PROCÉS DE REDUCCIÓ
La fase orgànica, amb l’urani i el plutoni passa a una segona etapa on es fa circular una dissolució reductora a contracorrent. Aquesta dissolució està formada per sulfamat ferros i determinada concentració d’agent salí i té per objectiu preparar la separació de l’urani i del plutoni.
L’ió ferros té la funció d’actuar com a reductor i actua especialment sobre el Plutoni (IV) reduint-lo a plutoni (III), el qual pot ser transferit a una fase aquosa i separat de l’urani.
La funció del sulfamat és actuar sobre el nitrit de manera que no impedeixi la reducció del plutoni.
Aquesta dissolució reductora va descendint per la columna, de manera que en sentit ascendent es troba amb una solució de fosfat de tributil fresca que té per objectiu assegurar que cap fracció d’urani passa a la dissolució aquosa.
En aquest punt es té un corrent que conté el plutoni (III) en fase aquosa i l’urani separat en la fase orgànica amb fosfat de tributil.
La fase orgànica portant l’urani és transferida a una columna on torna a interaccionar amb un corrent d’àcid nítric diluït i es produeix la transferència a nitrato d’urani (VI).
El dissolvent orgànic de fosfat de tributil es recupera mitjançant destil·lació per tornar a ser utilitzat en el procés com a fosfat de tributil regenerat. Un cop les corrents d’urani i plutoni s’han separat, es procedeix a la purificació de les dues espècies químiques.
La dissolució d’urani es torna a sotmetre a una extracció amb fosfat de tributil i posteriorment es produeix un rentat amb dissolució reductora extraient l’urani, més purificat i en fase aquosa.
Quant a la dissolució de plutoni (III), que es manté en fase aquosa, s’inicia la reversió del plutoni a l’estat (IV) amb una dissolució de nitrato de sodi i àcid nítric.
Un cop realitzat aquest pas, s’extreu amb fosfat de tributil. Un cop s’ha produït l’extracció a la fase orgànica, i per tant s’augmenta el grau de purificació, es procedeix a una reextracció amb un reductor que torni a passar el plutoni (IV) a plutoni (III).
Aquest agent reductor és el sulfat d’hidroxilamina. D’aquesta manera tenim una dissolució altament purificada de nitrato de plutoni.
En una altra versió del procés PUREX, el plutoni es pot extreure mitjançant una amina.
La purificació del plutoni que es troba en estat d’oxidació (III), s’oxida a plutoni (IV) per tractament amb nitrato de sodi i àcid nítric.
Posteriorment es realitza una extracció amb trilaurilamina (amina terciària diluïda amb dietilbenzè). Aquesta fase orgànica es renta amb àcid nítric diluït i es separa amb àcid acètic que conté una certa concentració d’àcid nítric.
En ambdós casos exposats, s’obté el plutoni amb alt grau de puresa química. En aquesta fase és d’obligat compliment indicar el constant control que es realitza en tot el reprocesament del plutoni per assegurar la subcriticitat del sistema.
OBTENCIÓ D’URANI
El resultat del procés Purex són solucions concentrades de nitrato d’urani, nitrato de plutoni i nitrats de productes de fissió.
El nitrato d’urani es converteix en triòxid d’urani per precipitació amb hidròxid de sodi i calcinació obtenint-se UO3.
El triòxid d’urani pot ser tractat amb fluor per produir hexafluorur d’urani, que es recicla a les plantes d’enriquiment.
El posterior tractament amb HF gas, produeix UF6. A partir de les següents reaccions:
UF6 + Fe -> UF4 + FeF2
Així mateix també és possible obtenir el UF4. Mitjançant fluoració es poden produir els dos tipus de fluorurs.
Normalment s’utilitza el UF6 per a processos d’enriquiment. A partir de l’UO3 mitjançant reducció es pot obtenir UO2, que degudament sinteritzat i amb la proporció adequada de 235U, pot reutilitzar-se com a combustible.
OBTENCIÓ DEL PLUTONI
El nitrato de plutoni es converteix en diòxid de plutoni ceràmic per al seu reciclatge en reactors tèrmics o reactors reproductors ràpids.
El nitrato de plutoni (VI) es redueix i precipita amb àcid oxàlic obtenint-se Pu2. Aquest diòxid de plutoni pot utilitzar-se com a combustible en reactors reproductors.
TRACTAMENT DELS PRODUCTES DE FISSIÓ
La quantitat de fragments de fissió produïts a l’interior de les vaines depèn fortament del grau d’enriquiment del combustible, del tipus de combustible i del tipus de reactor, entre altres paràmetres.
Un reactor del tipus PWR, amb una taxa d’enriquiment d’UO2 en 235U del 3,25%, per cada tona de combustible cremat s’obté la següent relació:
| Quantitat dels principals productes de fissió (g/Ton) | Productes de fissió | Quantitat |
| Criptó | 370 | |
| Estronci | 880 | |
| Itrí | 470 | |
| Zirconi | 3650 | |
| Niobi | 13 | |
| Molibdè | 3450 | |
| Ruteni | 2250 | |
| Rodi | 390 | |
| Pal·ladi | 1300 | |
| Tel·lur | 560 | |
| Iode | 270 | |
| Estronci | 880 | |
| Xenó | 5400 | |
| Cesi | 2700 | |
| Bari | 1400 | |
| Lantà | 1250 | |
| Ceri | 2850 | |
| Praseodimi | 1200 | |
| Neodimi | 3900 | |
| Prometi | 110 | |
| Altres | 2587 | |
| Total |
|