Ciclul combustibilului nuclear

De la Wikipedia, enciclopedia liberă.
Salt la navigare Salt la căutare
Ciclul combustibilului nuclear începe cu extracția uraniului , îmbogățirea și producerea combustibilului utilizat într-o centrală nucleară (1). Combustibilul uzat poate fi reciclat trimițându-l la o instalație de reprocesare (2) sau eliminat în depozite geologice (3). Combustibilul reprocesat poate fi utilizat din nou de către o centrală nucleară (4).

Ciclul combustibilului nuclear , numit și lanțul combustibilului nuclear, începe cu partea frontală , care constă în prepararea combustibilului, urmată de perioada de serviciu , în care combustibilul este utilizat în reactoare și se termină cu capătul posterior care constă operațiunilor necesare pentru a asigura siguranța combustibilului și, eventual, a fazelor care urmează să fie reprocesate. [1]

Noțiuni de bază

Energia nucleară se bazează pe reacțiile în lanț care pot fi susținute de așa-numitele materiale fisibile prin neutroni . Materialele cunoscute de acest tip sunt plutoniul și uraniul . Majoritatea reactoarelor nucleare folosesc un moderator pentru a reduce energia cinetică a neutronilor și pentru a crește probabilitatea apariției fisiunii . Acest lucru permite reactoarelor să utilizeze materiale cu o concentrație mult mai mică de izotopi fisili decât armele nucleare . Apa grea și grafitul sunt cei mai eficienți moderatori, deoarece încetinesc neutronii produși de coliziuni fără a le absorbi. Reactoarele care utilizează grafit sau apă grea ca moderator pot funcționa folosind uraniu natural.

Reactoarele care utilizează apă ușoară (H 2 O) necesită combustibil îmbogățit cu izotopi fisili, de obicei uraniu îmbogățit cu 3-5% din izotopul mai puțin obișnuit uraniu-235 , singurul izotop fissil găsit în cantități semnificative în natură. O alternativă la acest combustibil cu uraniu slab îmbogățit (LEU) este utilizarea combustibilului cu oxid mixt ( MOX ) produs prin amestecarea plutoniului cu uraniu natural sau îmbogățit. Un alt tip de combustibil MOX se obține prin amestecarea LEU cu toriu , generând izotopul fissil U-233. Atât plutoniul, cât și U-233 sunt produse prin absorbția neutronilor prin iradierea materialului fertil într-un reactor, în mod specific izotopul de uraniu comun U-238 și respectiv toriu, și pot fi separate de combustibilii uzați care conțin uraniu și plutoniu în instalațiile de reprocesare.

Unele reactoare nu folosesc moderatori pentru a încetini neutronii. La fel ca armele nucleare, care folosesc și neutroni nemoderați sau „rapizi”, acești reactori cu neutroni rapizi necesită concentrații mai mari de izotopi fissili pentru a putea susține o reacție în lanț. De asemenea, sunt capabili să producă izotopi fisibili din material fertil; un reactor de ameliorare este un tip de reactor care generează în acest fel mai mult material fisibil decât consumă.

În timpul reacției nucleare din interiorul unui reactor, izotopii fisili din combustibilul nuclear sunt consumați, producând produse de fisiune, dintre care majoritatea sunt considerate deșeuri radioactive . Creșterea produselor de fisiune și consumul de izotopi fisili opresc în cele din urmă reacția nucleară, transformând combustibilul într-un combustibil uzat. Atunci când se utilizează uraniu slab îmbogățit, combustibilul uzat constă în aproximativ 1% U-235, 94% U-238, 1% plutoniu și 4% produse de fisiune. [2] Combustibilul uzat și alte deșeuri foarte radioactive sunt extrem de periculoase, deși reactoarele nucleare produc volume relativ mici de deșeuri în comparație cu alte centrale, datorită densității ridicate de energie a combustibilului nuclear. Gestionarea în condiții de siguranță a acestor produse secundare ale centralei nucleare, inclusiv depozitarea și cazarea, este o provocare pentru orice națiune care utilizează centrale nucleare.

În față

  • 1 Minereu de uraniu - principala materie primă a combustibilului nuclear

  • 2 Yellowcake - forma în care uraniul este transportat la o instalație de conversie

  • 3 UF 6 - utilizat la îmbogățire

  • 4 Combustibil nuclear - un solid compact, inert, insolubil

Explorare

Un depozit de uraniu, cum ar fi uraninitul , descoperit prin tehnici geofizice, este evaluat și se determină cantitatea de materiale care conțin uraniu care poate fi extrasă din depozit la prețuri specificate. Rezervele de uraniu sunt cantitățile de minereu care se estimează a fi recuperate la costurile stabilite. În natură, uraniul constă în principal din doi izotopi, U-238 și U-235. Numerele se referă la numărul de masă atomică pentru fiecare izotop, care este numărul de protoni și neutroni prezenți în nucleul atomic . Uraniul natural constă în aproximativ 99,28% U-238 și 0,71% U-235. Nucleul atomic al U-235 va da aproape întotdeauna fisiune atunci când este lovit de un neutron liber și, prin urmare, izotopul este denumit izotop „fissil”. Pe de altă parte, nucleul unui atom U-238, mai degrabă decât fisiunea atunci când este lovit de un neutron liber, va absorbi aproape întotdeauna un neutron care produce izotopul U-239. Acest izotop suferă apoi o dezintegrare radioactivă naturală producând Pu-239 care, similar cu U-235, este un izotop fisil. Atomii U-238 sunt definiți ca „fertili” deoarece, bombardându-și nucleul cu neutroni, sunt capabili să furnizeze izotopul fisil Pu-239.

Minerit

Pictogramă lupă mgx2.svg Același subiect în detaliu: mineritul uraniului .

Minereul de uraniu poate fi extras prin metode convenționale de exploatare în aer liber și metode subterane similare cu cele utilizate pentru extragerea altor metale. În Statele Unite, pentru extragerea uraniului sunt folosite și metode de extracție cu levigare in situ . În această tehnologie, uraniul este levigat din mineralul prezent în sit printr-o serie de surse distanțate în mod regulat și apoi este recuperat din soluția de levigare într-o plantă situată la suprafață. Minereurile de uraniu din Statele Unite au de obicei un conținut de oxid de uraniu (U 3 O 8 ) cuprins între 0,05% și 0,3%. [3] Unele zăcăminte de uraniu găsite în alte țări au un conținut mai ridicat de elemente și sunt chiar mai mari decât zăcămintele SUA. În Statele Unite, uraniul este, de asemenea, prezent în cantități mici (50 până la 200 de părți pe milion ) în unele zăcăminte de fosfați de origine marină. Deoarece cantități foarte mari de roci fosfatice sunt extrase pentru a produce acid fosforic , deși sunt prezente în concentrații foarte mici, uraniul poate fi recuperat economic în cadrul acestui proces de producție.

Măcinare

Minereurile de uraniu care sunt extrase în mod normal sunt tratate prin măcinarea lor până când se obțin particule de dimensiuni uniforme și apoi minereul este tratat pentru a extrage uraniul prin levigare chimică. Procesul de măcinare produce în mod obișnuit un material sub forma unei pulberi uscate constând din uraniu natural, „ galbenă ”, care este vândută pe piața uraniului sub formă de U 3 O 8 .

Conversia uraniului

Oxidul de uraniu măcinat, U 3 O 8 , trebuie transformat în hexafluorură de uraniu , UF 6 , care este forma cerută de majoritatea instalațiilor comerciale de îmbogățire a uraniului utilizate în prezent. Prima fază a acestui proces se bazează pe producția de azotat de uranil , UO 2 (NO 3 ) 2 , de înaltă puritate (> 99,95%). Ulterior, se efectuează o serie de procese chimice ( precipitații , calcinare , reducere , fluorurare și oxidare ) pentru a obține hexafluorură de uraniu. Hexafluorura de uraniu, un compus solid la temperatura camerei, poate fi transformat într-o formă gazoasă la o temperatură de 57 ° C. Produsul de conversie al hexafluorurii de uraniu conține numai uraniu natural, neîmbogățit.

Octaxidul de triuraniu (U 3 O 8 ) este, de asemenea, convertit direct în dioxid de uraniu de calitate ceramică (UO 2 ) pentru utilizare în reactoare care nu necesită combustibil îmbogățit, cum ar fi în cazul CANDU . Volumele de material convertite direct în UO 2 sunt de obicei destul de mici în comparație cu cantitățile convertite în UF 6 .

Îmbogăţire

Pictogramă lupă mgx2.svg Același subiect în detaliu: Uraniu îmbogățit .

Concentrația izotopului fisibil, U-235 (0,71% în uraniu natural) este mai mică decât cea necesară pentru a susține o reacție nucleară în lanț într-un reactor cu apă ușoară . Prin urmare, hexafluorura de uraniu (UF 6 ) trebuie îmbogățită în izotopul fisilabil pentru a fi utilizată ca combustibil nuclear. Diferitele niveluri de îmbogățire necesare pentru o anumită aplicație de combustibil nuclear sunt specificate de către client: combustibilul pentru un reactor cu apă ușoară este în mod normal îmbogățit la 3,5% U-235, dar este necesar și uraniu îmbogățit la concentrații mai mici. Îmbogățirea se realizează folosind una sau mai multe metode de separare a izotopilor. Difuzia gazoasă și centrifuga cu gaz sunt tehnologii utilizate în mod obișnuit pentru îmbogățirea uraniului, dar în prezent sunt dezvoltate noi tehnologii de îmbogățire.

Principalul produs secundar (96%) al îmbogățirii este uraniul sărăcit , care poate fi folosit pentru a construi armuri , proiectile APFSDS , scuturi împotriva radiațiilor și balast . Se depozitează cantități uriașe de uraniu sărăcit. Numai Departamentul pentru Energie al SUA deține puțin sub 700.000 de tone . [4] Aproximativ 95% din uraniul sărăcit este stocat sub formă de UF 6 .

Reactoarele cu apă grea , ca în cazul CANDU-urilor , beneficiază de un echilibru neutronic care permite utilizarea uraniului natural, evitând astfel faza de îmbogățire.

Fabricarea combustibilului

Pentru utilizare ca combustibil nuclear , hexafluorura de uraniu îmbogățit este transformată în pulbere de dioxid de uraniu (UO 2 ) care este apoi transformată în formă de pelete. Peleta este apoi arsă într-un cuptor de sinterizare la temperatură înaltă pentru a crea pelete ceramice dure de uraniu îmbogățit . Peletele cilindrice sunt supuse ulterior unui proces de măcinare pentru a obține o peletă de dimensiuni uniforme. Peletele sunt stivuite, conform specificațiilor de proiectare ale fiecărui miez al reactorului nuclear, în tuburi din aliaj metalic rezistent la coroziune . Tuburile sunt sigilate pentru a conține peletele de combustibil: aceste tuburi alcătuiesc tijele de combustibil. Tijele de combustibil finite sunt grupate în ansambluri speciale de combustibil care sunt ulterior utilizate pentru a construi combustibilul nuclear al unui miez de reactor. [5]

Metalul utilizat pentru conducte depinde de modelul reactorului. Oțelul inoxidabil a fost folosit în trecut, dar majoritatea reactoarelor utilizează în prezent zirconiu . Pentru cele mai frecvente tipuri de reactoare, reactoare cu apă clocotită (BWR) și reactoare cu apă sub presiune (PWR), tuburile sunt asamblate în pachete [6] cu tuburile aranjate la o distanță precisă între ele. Aceste pachete primesc apoi un număr unic de identificare, care permite trasabilitatea lor de la producție la utilizare și eliminare.

Perioada de serviciu

Transportul materialelor radioactive

Transportul este o parte integrantă a ciclului combustibilului nuclear. Există reactoare nucleare operaționale în mai multe țări, dar exploatarea uraniului este fezabilă doar în câteva zone. În plus, de-a lungul a peste patruzeci de ani în industria nucleară, au fost dezvoltate o serie de facilități specializate în diferite locații din întreaga lume pentru a furniza servicii ale ciclului combustibilului nuclear și este necesar să se transporte materiale nucleare de intrare. aceste structuri. Cea mai mare parte a transportului inerent materialului combustibil nuclear are loc între fazele ciclului, dar ocazional un astfel de material poate fi transportat între instalații similare. Cu unele excepții, materialele ciclului combustibilului nuclear sunt transportate sub formă solidă, cu excepția hexafluorurii de uraniu (UF 6 ) care este considerată un gaz. Majoritatea materialului utilizat în combustibilul nuclear este transportat de mai multe ori în timpul ciclului. Transporturile sunt frecvent la nivel internațional și sunt adesea pe distanțe mari. Materialele nucleare sunt în general transportate de companii de transport specializate.

Deoarece materialele nucleare sunt radioactive , este important să se asigure o expunere limitată la radiații atât pentru toți cei implicați în transportul acestor materiale, cât și pentru populație de-a lungul rutelor de transport. Ambalarea materialelor nucleare include, după caz, ecranare pentru a reduce expunerea potențială la radiații. În cazul unor materiale, cum ar fi combustibil proaspăt de uraniu, nivelurile de radiații sunt neglijabile și nu este necesară protecție. Alte materiale, cum ar fi combustibilul uzat și zgura , sunt foarte radioactive și necesită un tratament special. Pentru a limita riscurile asociate transportului de materiale extrem de radioactive, se folosesc butoaie speciale concepute pentru a menține integritatea în condiții normale de transport și în condițiile unui accident ipotetic.

Managementul combustibilului de bază

Miezul unui reactor nuclear este format din câteva sute de „ansambluri”, dispuse într-un aranjament regulat de celule, fiecare celulă formată dintr-un combustibil sau o tijă de control înconjurată, în majoritatea cazurilor, de un moderator și un agent de răcire , care este reprezentat de apă în majoritatea reactoarelor.

Datorită procesului de fisiune care consumă combustibilii, tijele vechi de combustibil trebuie schimbate periodic în tije proaspete (această perioadă se numește ciclu). Cu toate acestea, doar o parte din ansambluri (de obicei o treime) sunt îndepărtate deoarece epuizarea combustibilului nu este uniformă din punct de vedere spațial. De asemenea, nu este o bună practică, din motive de eficiență, plasarea ansamblurilor noi exact în poziția celor îndepărtate. Chiar și pachetele de aceeași vârstă pot avea niveluri diferite de consum, în funcție de pozițiile lor diferite în nucleu. Prin urmare, grinzile disponibile trebuie aranjate în așa fel încât randamentul să fie maximizat, respectând în același timp restricțiile de siguranță și constrângerile operaționale. În consecință, operatorii de reactoare se confruntă cu așa-numita „problemă a reîncărcării optime a combustibilului”, care constă în optimizarea rearanjării tuturor ansamblurilor, proaspete și vechi, maximizând în același timp reactivitatea miezului reactorului într-un mod de a maximiza consumul de combustibil și reduce la minimum costurile ciclului de combustibil.

Aceasta este o problemă discretă de optimizare imposibil de rezolvat calculal cu metodele combinatorii actuale, datorită numărului mare de permutații și complexității fiecărui calcul. Multe metode numerice au fost propuse pentru a rezolva această problemă și multe pachete software comerciale au fost dezvoltate pentru a sprijini gestionarea combustibilului. Aceasta este încă o întrebare deschisă în funcționarea reactorului, deoarece nu a fost găsită nicio soluție definitivă la această problemă și operatorii folosesc o combinație de tehnici de calcul și empirice pentru a gestiona această problemă.

Studiul combustibilului uzat

Structura dioxidului de uraniu în stare solidă, atomii de oxigen sunt indicați în verde și atomii de uraniu în roșu

Combustibilul nuclear uzat este studiat în cadrul examinării post-iradiere, unde combustibilul folosit este examinat pentru mai multe informații despre procesele care au loc în combustibil în timpul utilizării și modul în care acestea ar putea modifica rezultatul unui accident. De exemplu, în timpul utilizării normale, combustibilul se extinde datorită expansiunii termice, care poate provoca fisuri. Majoritatea combustibilului nuclear este dioxid de uraniu , care este un solid cub cu o structură similară cu cea a fluorurii de calciu . În combustibilul utilizat, structura solidă a majorității solidului rămâne aceeași cu cea a dioxidului de uraniu cub pur. SIMFUEL este denumirea dată combustibilului uzat simulat care se obține prin amestecarea oxizilor metalici măcinați fin, măcinarea ca o suspensie, uscarea prin pulverizare înainte de încălzirea în hidrogen / argon la 1650 ° C. [7] În SIMFUEL, 4,1% din volumul solidului se prezintă sub formă de nanoparticule metalice formate din molibden , ruteniu , rodiu și paladiu . Cele mai multe dintre aceste particule de metal sunt de ε ( hexagonală ) faza a aliajului Mo-Ru-Rh-Pd, în timp ce cantități mai mici de grupa a (cubic) și σ ( tetragonale ) faze ale acestor metale au fost găsite în SIMFUEL. În interiorul SIMFUEL există, de asemenea, o fază cubică a perovskitei reprezentată de zirconia bariului și stronțiului (Ba x Sr 1-x ZrO 3 ).

Dioxidul de uraniu este insolubil în apă, dar după oxidare poate fi transformat în trioxid de uraniu sau un alt compus de uraniu (VI) mult mai solubil. Dioxidul de uraniu (UO 2 ) poate fi oxidat la un oxid hiperstichiometric bogat în oxigen (UO 2 + x ) care poate fi oxidat în continuare la U 4 O 9 , U 3 O 7 , U 3 O 8 și UO 3 2H 2 OR.

Deoarece combustibilul utilizat conține emițători alfa ( plutoniu și alte actinide minore), a fost investigat efectul adăugării unui emițător alfa ( 238 Pu) la dioxidul de uraniu la spălarea oxidului. Pentru oxidul zdrobit, adăugarea de 238 Pu tinde să crească rata de spălare, dar prin adăugarea de 0,1 până la 10% din 238 Pu s-a dovedit că diferența dintre rata de spălare este foarte mică. [8]

Concentrația de carbonat din apa care este în contact cu combustibilul utilizat are un efect considerabil asupra ratei de coroziune, deoarece forma de uraniu (VI) a carbonatului complex anionic și solubil ca [UO 2 (CO 3) 2] 2 - și [UO 2 (CO 3) 3] 4. Atunci când ionii de carbonat sunt absenți, iar pH - ul apei nu este foarte acid, compușii de uraniu hexavalent care se formează prin oxidarea dioxidului de uraniu formează deseori faze insolubile ale trioxidului de uraniu hidratat. [9]

Prin pulverizare , folosind uraniu și un amestec de argon / oxigen gazos, este posibil să se depună pelicule subțiri de dioxid de uraniu pe suprafețele aurii . Aceste suprafețe de aur modificate cu dioxid de uraniu au fost utilizate pentru ciclovoltametrie și experimente de impedanță de curent alternativ , care oferă informații despre comportamentul probabil al dioxidului de uraniu în ceea ce privește levigarea. [10]

Interacțiunile jachetei de combustibil

Studiul ciclului combustibilului nuclear include studiul comportamentului materialelor nucleare atât în ​​condiții normale, cât și în condiții de accident. De exemplu, s-a lucrat mult la modul în care combustibilul pe bază de dioxid de uraniu interacționează cu tubul din aliaj de zirconiu folosit pentru acoperirea acestuia. În timpul utilizării, combustibilul se extinde datorită expansiunii termice și ulterior începe să reacționeze cu suprafața aliajului de zirconiu, formând un nou strat care conține atât combustibilul, cât și zirconiul (din acoperire). Prin urmare, pe partea de combustibil a acestui strat mixt, există un strat de combustibil care posedă un raport mai mare de cesiu / uraniu decât majoritatea combustibilului. Acest lucru se datorează faptului că izotopii xenonului se formează ca produse de fisiune care difuzează din rețeaua combustibilului în spații goale, cum ar fi cele prezente la distanța îngustă dintre combustibil și acoperire. După difuzia în aceste goluri, xenonul se descompune în izotopi de cesiu. Datorită gradientului termic care există în combustibil în timpul utilizării, produsele volatile de fisiune tind să fie împinse din centrul peletei către zona de margine. [11] Graficul de mai jos reprezintă temperatura uraniului metalic, a nitrurii de uraniu, a carburii de uraniu și a dioxidului de uraniu în funcție de distanța de la centrul unei pelete cu diametrul de 32 mm cu o temperatură a marginii de 200 ° C. Dioxidul de uraniu (indicat de linia roșie) datorită conductivității sale termice slabe tinde să se supraîncălzească în centrul peletei, în timp ce celelalte forme de uraniu cu conductivitate termică mai mare rămân sub punctul lor de topire .

Profil de temperatură pentru o peletă cu diametrul de 32 mm cu o densitate de putere de 250 W / m 3 . Combustibilii diferiți de dioxidul de uraniu nu sunt compromiși.

Condiții normale și anormale

Chimia nucleară asociată ciclului combustibilului nuclear poate fi împărțită în două domenii principale: una se referă la funcționarea în condițiile așteptate, în timp ce cealaltă se referă la condițiile de funcționare defectuoasă în care au avut loc unele variații ale condițiilor normale de funcționare sau (mai rar) verificarea unui accident .

Emisiile de radioactivitate în timpul funcționării normale constau în emisiile mici așteptate în timpul procesării minereului de uraniu, îmbogățirii, funcționării reactorului nuclear, instalațiilor de reprocesare și din depozitele de deșeuri. Aceste eliberări pot fi în forme fizico-chimice diferite decât eliberările care ar putea apărea în condiții de accident. În plus, tipul de izotopi eliberați în timpul unui accident ipotetic poate fi foarte diferit de emisia normală de radioactivitate în mediu preconizată în condiții de funcționare.

Doar pentru că un radioizotop este eliberat nu înseamnă că acesta va pătrunde în corpul uman și astfel va provoca daune. De exemplu, migrația radioactivității poate fi modificată prin legarea radioizotopului de suprafețele particulelor de sol . De exemplu, cesiul se leagă ferm de mineralele argiloase , cum ar fi ilitul și montmorillonitul și, prin urmare, rămâne în straturile superioare ale solului, unde plantele cu rădăcini puțin adânci (cum ar fi iarba ) pot avea acces la el. Prin urmare, iarba și ciupercile pot transporta o cantitate considerabilă de 137 C, care pot fi transferate oamenilor prin lanțul alimentar . Dar 137 Cs nu poate migra rapid prin majoritatea solurilor și, prin urmare, este puțin probabil să contamineze sursele de apă. Coloizii minerali din sol pot migra prin sol, astfel încât simpla legare a unui metal pe suprafețele particulelor de sol nu fixează metalul în totalitate.

Coeficientul de distribuție K d exprimă raportul dintre radioactivitatea solului (Bq / g) și radioactivitatea apei din sol (Bq / mL). Dacă radioizotopul este ferm legat de mineralele din sol, atunci cantitatea de radioactivitate absorbită de cultură și iarba care crește pe sol va fi mai mică. Unele valori ale K d sunt următoarele: [12]

  • Cs -137 K d = 1.000
  • Pu -239 K d = 10.000 până la 100.000
  • Sr -90 K d = de la 80 la 150
  • I -131 K d = 0,007 până la 50

Una dintre cele mai bune contramăsuri împotriva 137 Cs în creșterea animalelor este amestecarea solului prin aratul profund al solului. Acest lucru are efectul de a face 137 Cs inaccesibil de la rădăcini de iarbă puțin adânci, scăzând astfel nivelul de radioactivitate din iarbă. Chiar și după un război nuclear sau un accident grav, îndepărtarea câtorva centimetri a stratului superior al solului și îngroparea acestuia într-un mormânt superficial reduc doza de raze gamma pe termen lung pe care o expun ființele umane din cauza 137 Cs, deoarece gama fotonii vor fi atenuati pe masura ce trec prin sol.

Chiar și după ce elementul radioactiv ajunge la rădăcinile plantei, metalul poate fi respins de biochimia plantei. S-au raportat detalii cu privire la aportul de 90 Sr și 137 Cs în floarea-soarelui în condiții hidroponice . [13] Cesiul a fost găsit în venele frunzelor, tulpina și frunzele apicale. S-a constatat că planta a absorbit 12% din cesiu și 20% din stronțiu. Aceeași publicație raportează, de asemenea, efectul ionilor de potasiu , amoniu și calciu asupra absorbției radioizotopilor.

În creșterea animalelor, o contramăsură importantă împotriva 137 Cs este hrănirea animalelor cu o cantitate mică de albastru prusian . Această cianură de fier și potasiu acționează ca un schimbător de ioni . Cianura este atât de strâns legată de fier încât este sigur pentru un om să ingereze câteva grame de albastru prusian pe zi. Acest compus reduce timpul de înjumătățire biologic (concept diferit de cel al timpului de înjumătățire nucleară ) al cesiului. Timpul de înjumătățire fizică sau nucleară de 137 Cs este de aproximativ 30 de ani. Aceasta este o constantă care nu poate fi schimbată, dar timpul de înjumătățire biologic nu este o constantă. Se schimbă în funcție de natura și de obiceiul organismului pentru care este exprimat. Cesiul la om are în mod normal un timp de înjumătățire biologic cuprins între una și patru luni. Un avantaj suplimentar al albastrului prusian este că cesiul eliminat din excrementele animalelor este într-o formă indisponibilă plantelor. Astfel, reciclarea cesiului este prevenită. Forma de albastru prusian necesară pentru tratamentul oamenilor sau animalelor este o clasă specială. Încercările de a folosi pigmentul folosit pentru vopsele nu au avut succes. O bună sursă de date privind eliberarea de cesiu în timpul recăderii de la Cernobâl este disponibilă de la Institutul ucrainean de radiologie agricolă .

Eliberarea radioactivității din combustibil în timpul utilizării normale și în caz de accidente

Agenția Internațională pentru Energie Atomică (AIEA) consideră că, în timpul funcționării normale, lichidul de răcire al unui reactor de apă va conține un anumit nivel de radioactivitate [14], dar în timpul unui accident de reactor, nivelul de radioactivitate al lichidului de răcire poate crește. AIEA afirmă că, în mai multe condiții diferite, cantități diferite de radioactivitate din miez pot fi eliberate din combustibil. Cele patru condiții avute în vedere de AIEA sunt: ​​funcționarea normală, un vârf al activității de răcire datorat unei întreruperi bruște / pierderii de presiune (miezul rămâne acoperit de apă), deteriorarea căptușelii care determină eliberarea activității în spațiul dintre combustibil și căptușeala (acest lucru s-ar putea datora combustibilului lăsat neacoperit din pierderea de apă timp de 15-30 minute, cu căptușeala atingând o temperatură de 650-1250 ° C), topirea miezului (combustibilul ar trebui să rămână neacoperit timp de cel puțin 30 de minute și acoperirea ar fi trebuit să atingă temperatura de 1650 ° C). [15]

Sulla base del presupposto che un reattore ad acqua pressurizzata contiene 300 tonnellate di acqua, e che l'attività del combustibile di un reattore da 1 GW è quella predetta dall'IAEA, [16] allora è possibile prevedere l'attività del liquido refrigerante dopo un incidente come quello che si verificò nella centrale nucleare di Three Mile Island .

Rilasci dal riprocessamento in condizioni normali

È consuetudine lasciare fermo per un certo periodo di tempo il combustibile usato dopo l'irradiazione per consentire agli isotopi radiotossici di iodio a breve vita la loro eliminazione per decadimento. In un esperimento statunitense è stato riprocessato il combustibile fresco al quale non è stato permesso di decadere per valutare gli effetti di un grande rilascio di iodio dal riprocessamento del combustibile che ha subito un breve raffreddamento. [17] Negli impianti di riprocessamento per prevenire l'emissione di iodio è prassi normale l'abbattimento dei gas provenienti dal dissolver . Oltre all'emissione di iodio vengono rilasciati dal combustibile gas nobili e trizio quando esso viene dissolto. È stata proposta la possibilità di recuperare la maggior parte del trizio dal combustibile attraverso la volossidazione (riscaldando il combustibile in un forno in condizioni ossidanti). [18]

Una pubblicazione descrive la radioattività riscontrata nelle ostriche del mare d'Irlanda . [19] Queste, attraverso la spettroscopia gamma , sono state trovate contenere isotopi 141 Ce , 144 Ce, 103 Ru , 106 Ru, 137 Cs, 95 Zr e 95 Nb . Inoltre, è stato trovato un prodotto di attivazione dello zinco ( 65 Zn) che si pensa sia dovuto alla corrosione del rivestimento del combustibile del Magnox negli stagni di raffreddamento. È probabile che i moderni rilasci di tutti questi isotopi da Sellafield sono più piccoli.

Reattori sotto carico

Alcuni modelli di reattore, come gli RBMK oi CANDU , possono essere riforniti di combustibile senza la necessità di arrestarli. Ciò viene realizzato attraverso l'uso di molti piccoli tubi che contengono il combustibile e il liquido di raffreddamento, in contrasto con un grande vaso come quello utilizzato nel reattore ad acqua pressurizzata (PWR) o nel reattore ad acqua bollente (BWR). Ciascun tubo può essere singolarmente isolato e rifornito di combustibile attraverso una macchina di rifornimento controllata da un operatore, in genere a una velocità fino a 8 canali al giorno sui circa 400 nei reattori CANDU. Il rifornimento di combustibile sotto carico consente di trattare in modo continuo il problema del ricarico ottimale di combustibile, portando a un utilizzo più efficiente del combustibile. Questo aumento di efficienza è parzialmente controbilanciato dalla maggiore complessità dovuta alla presenza di centinaia di tubi sotto pressione e delle macchine di rifornimento al loro servizio.

Back end

CASTOR per il deposito a secco
Grossi barili utilizzati per il trasporto del combustibile esausto e delle scorie
Vagone carico di nuclear flask

Deposito provvisorio

Dopo il suo ciclo operativo, il reattore viene spento per il rifornimento. Il combustibile scaricato in quel momento (combustibile esausto) viene depositato sia al sito del reattore (comunemente in una piscina di disattivazione ) o potenzialmente in una comune struttura lontana dai siti del reattore. Se la capacità di stoccaggio del deposito in piscina sul posto viene superata, può essere desiderabile depositare il carburante invecchiato adesso raffreddato in strutture di deposito a secco modulari conosciute come Independent Spent Fuel Storage Installations (ISFSI) [20] [21] al sito del reattore o in un impianto distante dal sito. Le barre di combustibile esausto sono solitamente depositate in acqua o acido borico , il che fornisce sia il raffreddamento (il combustibile esausto continua a generare calore di decadimento come risultato del decadimento radioattivo residuo) che lo schermaggio per proteggere l'ambiente dalla radiazione ionizzante residua, sebbene dopo un anno di raffreddamento le barre possono essere trasferite in un barile di deposito a secco (CASTOR, acronimo di cask for storage and transport of radioactive material ). [22]

Trasporto del combustibile nucleare esausto

Il combustibile nucleare divenuto esausto dopo il suo utilizzo per la produzione di energia nucleare viene trasportato ai siti di smaltimento o di riprocessamento utilizzando appositi barili progettati per resistere sia nelle condizioni normali di trasporto che sia in caso di un ipotetico incidente. [23] [24] Un sistema alternativo di trasporto, particolarmente sfruttato nel Regno Unito , utilizza un contenitore di forma pressoché cubica ( nuclear flask ). [25] Questi sistemi usati per il trasporto del combustibile esausto e delle scorie radioattive devono soddisfare rigorose direttive governative ed essere soggetti a test standard di verifica (sia simulati che pratici). Allo stesso modo direttive governative ad hoc ne regolano il trasporto su strada, ferrovia o via mare.

Riprocessamento

Magnifying glass icon mgx2.svg Lo stesso argomento in dettaglio: Riprocessamento .

Il combustibile esausto scaricato dai reattori contiene quantità apprezzabili di materiali fissili (U-235 e Pu-239), fertili (U-238), e altri materiali radioattivi, inclusi i veleni neutronici che rappresentano il motivo per cui si rende necessaria la rimozione del combustibile. Questi materiali fissili e quelli fertili possono essere separati chimicamente e recuperati dal combustibile esausto. L' uranio e il plutonio recuperati, se le condizioni economiche e istituzionali lo permettono, possono esseri riciclati per l'utilizzo come combustibile nucleare. Francia e Giappone sono tra le nazioni che attuano il riprocessamento, mentre gli Stati Uniti sono contrari a questa opzione temendo la proliferazione nucleare. [26]

Il combustibile MOX è una miscela di uranio e plutonio riciclati e uranio impoverito che si comporta in modo simile, sebbene non identicamente, all' uranio arricchito per il quale la maggior parte dei reattori nucleari sono stati progettati. Il combustibile MOX è un'alternativa all'uranio a basso arricchimento (LEU) utilizzato nei reattori ad acqua leggera che sono tra i predominanti nella generazione di energia nucleare. Il riprocessamento per il recupero dell'uranio è economicamente vantaggioso quando i prezzi dell'uranio sono elevati. Il riprocessamento del combustibile riduce inoltre il volume di rifiuti nucleari e la loro radiotossicità, consentendo la gestione separata dei componenti degli stessi rifiuti. Di contro, tra gli aspetti più critici figura il rischio del potenziale utilizzo del plutonio ricavato dal riprocessamento per destinazioni inerenti alla fabbricazione di bombe sporche o armi nucleari .

Il processo tecnologico maggiormente in uso per il riprocessamento del combustibile nucleare esausto è rappresentato dal PUREX , che consiste essenzialmente in una estrazione liquido-liquido .

Smaltimento dei rifiuti

Magnifying glass icon mgx2.svg Lo stesso argomento in dettaglio: Scorie radioattive .
Schema di progetto del deposito geologico nella Yucca Mountain , Stati Uniti.

Un problema attuale nel campo dell'energia nucleare consiste nello smaltimento e isolamento in condizioni di sicurezza del combustibile esausto derivante dai reattori o, se viene attuato il riprocessamento, dei rifiuti prodotti da tali impianti. Questi materiali devono essere isolati dalla biosfera finché la radioattività contenuta in essi diminuisce a un livello di sicurezza. [27]

La composizione del combustibile nucleare esausto varia in funzione della tipologia e composizione originaria del combustibile stesso. I pericoli maggiori sono legati alla presenza di plutonio , attinidi minori, e alcuni prodotti di fissione a lunga vita. Più in dettaglio, considerando la composizione del combustibile esausto derivante da un reattore ad acqua pressurizzata standard dopo dieci anni di raffreddamento, si ricava la seguente composizione per 1 tonnellata di combustibile esausto: [28]

  • Uranio = 955,4 kg (95,5 %)
  • Plutonio = 8,5 kg (0,85 %)
  • Attinidi minori
    • Np -237 = 0,5 kg (0,05 %)
    • Am = 0,6 kg (0,06 %)
    • Cm = 0,02 kg (0,002 %)
  • Prodotti di fissione a lunga vita
    • I -129 = 0,2 kg (0,02 %)
    • Zr -93 = 0,7 kg (0,07 %)
    • Cs -135 = 0,3 kg (0,03 %)
  • Prodotti di fissione a breve vita
  • Tc -99 = 0,8 kg (0,08 %); prodotto dal decadimendo del Molibdeno-99 ed utilizzato in radiodiagnostica come tracciante
  • Cs-137 = 1 kg (0,1 %)
  • Sr -90 = 0,7 kg (0,07 %)
  • Lantanidi = 10,1 kg (1 %)
  • Altri isotopi stabili = 21,8 kg (2,2 %)

Le emivite degli isotopi appena elencati vanno dai 160.000 anni dell'uranio-233, alle migliaia di anni per i prodotti di fissione a lunga vita (con iodio-129 che possiede emivita di 16,7 milioni di anni), e alle decine di anni per i prodotti di fissione a breve vita.

Dopo essere stati sottoposti a raffreddamento per un periodo non inferiore ai 5 mesi e fino a una durata di diversi anni, [29] tramite il deposito provvisorio descritto in precedenza, allo scopo di diminuire sensibilmente il livello di radioattività presente nel combustibile ancora caldo, gli scarti del combustibile esausto e le scorie radioattive vengono smaltiti attraverso il deposito in aree opportune. Queste aree di deposito, definite depositi geologici , consistono in profondi bunker sotterranei schermati per prevenire la fuoriuscita di radiazioni verso l'ambiente esterno. L'individuazione del sito ottimale per lo stoccaggio viene effettuata dopo l'esito positivo di studi e rilevazioni geologiche volte a garantire la sicurezza e la stabilità dell'intera area, oltre che ad escludere potenziali altri rischi ambientali come la possibile contaminazione di falde freatiche. I rifiuti nucleari sono stoccati in forma solida all'interno di adatti contenitori.

Alcuni reattori differenti da quelli ad acqua leggera, in particolare i reattori a sale fuso che utilizzano torio liquido come combustibile, sarebbero in grado di ridurre la quantità di rifiuto prodotto che durerebbe solo poche centinaia di anni (in confronto alle migliaia di anni dei rifiuti dovuti all'utilizzo di uranio). [30] Piuttosto che essere sotterrati sarebbe anche possibile utilizzare i rifiuti nucleari per alimentare particolari reattori quali i reattori veloci integrali [31] e una variante dei reattori a sale fuso. [32]

È stato proposto un tipo di reattore, chiamato reattore a onda progressiva , che sarebbe in grado di essere alimentato dai rifiuti nucleari e di funzionare fino a 200 anni senza la necessità di alcun successivo rifornimento di combustibile. [33]

Cicli del combustibile

Ciclo del combustibile aperto
Ciclo del plutonio

Ciclo del combustibile aperto

Non è un ciclo di per sé, il combustibile è usato una sola volta e poi inviato allo stoccaggio senza essere sottoposto a successivi trattamenti.

L'uranio combustibile è irradiato all'interno del reattore e conservato in deposito senza trattamento (a parte l'imballaggio). All'interno di questo ciclo il combustibile esausto è considerato un rifiuto finale. Notoriamente i reattori PWR , BWR e CANDU utilizzano questo ciclo.

Questo metodo è preferito da sei nazioni: Stati Uniti , Canada , Svezia , Finlandia , Spagna e Sudafrica . [34] Alcune nazioni, in particolare Svezia e Canada, possiedono depositi progettati per permettere il futuro recupero di materiale nel caso in cui se ne presenti la necessità, mentre altri programmano il deposito permanente in depositi geologici profondi come nella Yucca Mountain negli Stati Uniti.

Ciclo del plutonio

I prodotti di fissione , gli attinidi minori, i prodotti di attivazione, e l'uranio riprocessato vengono separati dal plutonio di grado reattore che può poi essere utilizzato per fabbricare il combustibile MOX . Poiché la quantità di isotopi del plutonio a massa pari non fissili aumenta ad ogni passaggio attraverso il ciclo, attualmente non esistono piani per il riutilizzo del plutonio derivante dal combustibile MOX usato per un terzo passaggio in un reattore a neutroni termici. Tuttavia, se i reattori veloci divenissero disponibili, essi sarebbero in grado di utilizzare questi isotopi come combustibile, o quasi tutti gli isotopi degli attinidi.

Tra le nazioni che fanno uso di questo ciclo figurano Belgio , Francia , Germania , Svizzera e Giappone . [35]

Riciclo degli attinidi minori

È stato proposto che, oltre all'uso del plutonio, si potrebbero utilizzare gli attinidi minori per alimentare un reattore critico. Sono state già effettuate delle prove in cui l' americio è utilizzato come combustibile. [36]

Un certo numero di modelli di reattori, come il reattore veloce integrale , sono stati progettati per questo ciclo del combustibile piuttosto differente. In linea di principio, dovrebbe essere possibile ricavare energia dalla fissione di qualsiasi nucleo di attinide. Con un'accurata progettazione del reattore, tutti gli attinidi nel combustibile possono essere consumati, lasciando solamente elementi più leggeri con brevi emivite . Mentre ciò è stato fatto in impianti prototipo, ancora nessun reattore di tale tipo è mai stato utilizzato su larga scala.

Tuttavia, tali progetti richiederebbero molto probabilmente dei metodi di riprocessamento remoto a causa dei composti emettitori di neutroni che vengono formati. Per esempio se il curio viene irradiato con neutroni esso formerà gli attinidi molto pesanti californio e fermio che subiscono fissione spontanea . Di conseguenza, l'emissione di neutroni dal combustibile esausto che conteneva curio sarà molto maggiore, ponendo potenzialmente un rischio per i lavoratori addetti al back end del ciclo a meno che tutto il riprocessamento non venga fatto in modo remoto. Questo potrebbe essere considerato uno svantaggio, ma d'altra parte rende anche più difficile la possibilità di rubare o utilizzare il materiale nucleare per scopi inerenti alla proliferazione nucleare.

Ciclo del torio

Nel ciclo del torio il torio-232 assorbe un neutrone sia in un reattore veloce che in uno termico. Il torio-232 decade con decadimento beta formando protoattinio -233 e quindi uranio-233, il quale a sua volta è utilizzato come combustibile. Quindi, similmente all'uranio-238, il torio-232 è un materiale fertile .

Dopo avere alimentato inizialmente il reattore con l'uranio-233 esistente o qualche altro materiale fissile come l' uranio-235 o il plutonio-239, può essere creato un ciclo di alimentazione simile ma più efficiente rispetto a quello con uranio-238 e plutonio. [37] Il torio-232 assorbe un neutrone diventando torio-233, il quale decade rapidamente a protoattinio-233. Il protoattinio-233 a sua volta decade a uranio-233 con emivita di 27 giorni. In alcuni modelli di reattore a sali fusi , il protoattinio-233 viene estratto e protetto dai neutroni (che potrebbero trasformarlo in protoattinio-234 e successivamente in uranio-234), finché non è decaduto a uranio-233. Ciò viene fatto per migliorare il rapporto di alimentazione che è basso in confronto ai reattori veloci .

Il torio è almeno 4-5 volte più abbondante in natura rispetto a tutto l'insieme degli isotopi dell'uranio. Il torio è abbastanza uniformemente distribuito sulla Terra con molte nazioni che ne possiedono enormi rifornimenti, con la preparazione del relativo combustibile che non richiede difficoltosi e costosi processi di arricchimento. [37] Il ciclo del torio crea principalmente uranio-233 contaminato con uranio-232, il quale lo rende più difficoltoso da utilizzare in una normale arma nucleare preassemblata che è stabile su lunghi periodi di tempo (sfortunatamente gli svantaggi sono molto minori per le armi di uso immediato o dove l'assemblaggio finale avviene appena prima il momento dell'uso). Nei reattori a sali fusi e in altri modelli di reattori autofertilizzanti è possibile eliminare almeno la porzione transuranica .

Uno dei primi sforzi fatti per utilizzare il ciclo del torio ha avuto luogo presso l' Oak Ridge National Laboratory durante gli anni 1960 . Venne costruito un reattore sperimentale a sali fusi per studiare la fattibilità di un tale approccio, utilizzando fluoruro di torio allo stato liquido, eliminando così la necessità di fabbricare elementi combustibili. Questo sforzo culminò in un esperimento in cui venne utilizzato torio-232 come materiale fertile e uranio-233 come materiale fissile. A causa della mancanza di fondi, questo programma cessò nel 1976 . [38]

Note

  1. ^ ( EN ) Nuclear Chemistry - The Nuclear Fuel Cycle Archiviato il 3 marzo 2011 in Internet Archive ., Dr. Frank Settle
  2. ^ John Grossenbacher, Carl E. Behrens, Energy: Nuclear , TheCapitol.Net, p.159, ISBN 1-58733-186-1
  3. ^ A. Chhetri, M.Rafiqul Islam, Inherently-Sustainable Technology Developments , Nova Science Publishers, 2008, p.157, ISBN 1-60456-180-7 .
  4. ^ How much depleted uranium hexafluoride is stored in the United States? , su Depleted UF6 Management Information Network . URL consultato il 12 maggio 2011 (archiviato dall' url originale il 23 dicembre 2007) .
  5. ^ Nuclear Fuel Fabrication , su world-nuclear.org . URL consultato il 23 giugno 2011 .
  6. ^ Susquehanna Nuclear Energy Guide ( PDF ), su pplweb.com , PPL Corporation. URL consultato il 15 maggio 2011 (archiviato dall' url originale il 29 novembre 2007) .
  7. ^ PG Lucuta et al. (1991); "Microstructural features of SIMFUEL – simulated high-burnup UO 2 - based nuclear fuel", J. Nuclear Materials 178 (1):48-60 DOI : 10.1016/0022-3115(91)90455-G
  8. ^ VV Rondinella et al. (2000); "Leaching behaviour of UO 2 containing α-emitting actinides", Radiochimica Acta 88 :527-531 DOI : 10.1524/ract.2000.88.9-11.527
  9. ^ DW Shoesmith (2000); "Fuel corrosion processes under waste disposal conditions", J. Nuclear Materials 282 :1-31 DOI : 10.1016/S0022-3115(00)00392-5
  10. ^ F. Miserque et al. (2001); J. Nuclear Materials 298 :280-90
  11. ^ K. Tanaka et al. (2006); J. Nuclear Materials 357 :58-68
  12. ^ Jiri Hala, James D. Navratil, Radioactivity, Ionizing Radiation, and Nuclear Energy , Konvoj, 2003, ISBN 978-80-7302-053-8 .
  13. ^ P. Soudek, Š. Valenová, Z. Vavříková, T. Vaněk (2006); " 137 Cs and 90 Sr uptake by sunflower cultivated under hydroponic conditions ", Journal of Environmental Radioactivity 88 (3):236-250 DOI : 10.1016/j.jenvrad.2006.02.005
  14. ^ Generic Assessment Procedures for Determining Protective Actions During a Reactor Accident, IAEA-TECDOC-955, 1997, p.169
  15. ^ Generic Assessment Procedures for Determining Protective Actions During a Reactor Accident, IAEA-TECDOC-955, 1997, p.173
  16. ^ Generic Assessment Procedures for Determining Protective Actions During a Reactor Accident, IAEA-TECDOC-955, 1997, p.171
  17. ^ Robkin, MA (1992); "Experimental release of 131I: the Green Run", Health Physics 62 (6):487-95 ISSN 0017-9078 ( WC · ACNP )
  18. ^ ( EN ) ( PDF ) Advanced Head-End Processing of Spent Fuel: A progress Report Archiviato il 7 marzo 2006 in Internet Archive .
  19. ^ A. Preston, JWR Dutton, BR Harvey; "Detection, Estimation and Radiological Significance of Silver-110m in Oysters in the Irish Sea and the Blackwater Estuary", Nature , 1968, 218 , 689-690 DOI : 10.1038/218689a0
  20. ^ Larry E. Fischer, Allen Howe (1999); "Qualification of independent spent fuel storage installation", Nuclear Engineering and Design 192 (2-3): 217-228 DOI : 10.1016/S0029-5493(99)00110-7
  21. ^ ISFSI and Dry Cask Storage , su nucleartourist.com . URL consultato il 22 giugno 2011 .
  22. ^ Examples for Container Tests , su tes.bam.de . URL consultato il 22 giugno 2011 .
  23. ^ Crash Tests of Nuclear Transport Casks , su nuclearfaq.ca . URL consultato il 22 giugno 2011 .
  24. ^ Fire Tests Help Ensure Safety of Nuclear-material Shipping Casks , su sandia.gov . URL consultato il 22 giugno 2011 .
  25. ^ Nuclear flask , su railbrit.co.uk . URL consultato il 22 giugno 2011 (archiviato dall' url originale il 5 gennaio 2012) .
  26. ^ WHY DOESN'T THE UNITED STATES REPROCESS SPENT NUCLEAR FUEL? , su host.madison.com , 20 aprile 2009. URL consultato il 22 giugno 2011 .
  27. ^ MI Ojovan, WE Lee. An Introduction to Nuclear Waste Immobilisation, Elsevier Science Publishers BV, ISBN 0-08-044462-8 , Amsterdam, 315 pp. (2005)
  28. ^ Composition of Spent Nuclear Fuel (Standard PWR 33GW/t, 10 yr. cooling) ( PDF ), su jaif.or.jp . URL consultato il 23 giugno 2011 .
  29. ^ Lombardi .
  30. ^ Nuclear Power's Next Fuel Is a Blast from the Past , su innovationnewsdaily.com , 28 marzo 2011. URL consultato il 23 giugno 2011 (archiviato dall' url originale il 31 maggio 2011) .
  31. ^ Plentiful Energy and the IFR Story , su sustainablenuclear.org . URL consultato il 23 giugno 2011 (archiviato dall' url originale il 5 giugno 2011) .
  32. ^ Molten salt reactors ( PDF ), su smr.inl.gov . URL consultato il 23 giugno 2011 (archiviato dall' url originale il 6 gennaio 2012) .
  33. ^ TerraPower: How The Traveling Wave Nuclear Reactor Works , su gigaom.com , 15 febbraio 2010. URL consultato il 23 giugno 2011 .
  34. ^ Dyck, Peter, Crijns, Martin J., Management of Spent Fuel at Nuclear Power Plants , su IAEA Bulletin . URL consultato il 28 giugno 2011 (archiviato dall' url originale il 10 dicembre 2007) .
  35. ^ Mixed Oxide (MOX) Fuel , su world-nuclear.org , World Nuclear Association. URL consultato il 28 giugno 2011 (archiviato dall' url originale il 5 gennaio 2012) .
  36. ^ Warin D., Konings RJM; Haas D.; Maritin P.; Bonnerot JM.; Vambenepe G.; Schram RPC; Kuijper JC; Bakker K.; Conrad R., The Preparation of the EFTTRA-T5 Americium Transmutation Experiment ( PDF ), su Seventh Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation , ottobre 2002. URL consultato il 1º luglio 2011 (archiviato dall' url originale il 20 marzo 2006) .
  37. ^ a b ( EN ) IAEA-TECDOC-1450 Thorium Fuel Cycle-Potential Benefits and Challenges ( PDF ), su www-pub.iaea.org , International Atomic Energy Agency, maggio 2005. URL consultato il 9 gennaio 2012 .
  38. ^ ( EN ) Charles W. Forsberg, Thermal- and Fast-Spectrum Molten Salt Reactors for Actinide Burning and Fuel Production ( PDF ), su wp.ornl.gov , Oak Ridge National Laboratory, 18 luglio 2007. URL consultato il 9 gennaio 2012 (archiviato dall' url originale il 4 marzo 2016) .

Bibliografia

Voci correlate

Collegamenti esterni

Estratto da " https://it.wikipedia.org/w/index.php?title=Ciclo_del_combustibile_nucleare&oldid=122508065#Arricchimento "