Reprocesare avansată a combustibilului nuclear uzat

De la Wikipedia, enciclopedia liberă.
Salt la navigare Salt la căutare

Reprocesarea avansată a combustibilului nuclear uzat este o strategie potențială pentru a realiza un ciclu durabil de combustibil nuclear și pentru a aborda povara grea a gestionării deșeurilor nucleare. În special, dezvoltarea de sisteme avansate are ca scop păstrarea resurselor naturale, reducerea stocului de deșeuri și îmbunătățirea acceptabilității sociale a energiei nucleare. Această strategie se bazează pe reciclarea mai multor actinide ( uraniu și plutoniu ) și transmutarea actinidelor minore ( Neptunium , Americium și Curium ). Mai mult, agenții de extracție selectivi vor trebui să fie dezvoltați prin investigarea mecanismului lor de complexare [1] [2]

Gestionarea combustibilului nuclear uzat

La sfârșitul anului 2013, întregul inventar al combustibilului nuclear uzat se ridica la aproximativ 370.000 . Până în prezent, în jur de 250.000 din stocul total este stocat. [1] În faza back-end a ciclului combustibilului nuclear , ar putea fi adoptate două opțiuni de gestionare:

  1. Cicl deschis: ciclul începe cu extracția uraniului, trece prin fabricarea combustibilului și se termină cu eliminarea finală a combustibilului uzat;
  2. Ciclu închis: combustibilul uzat depozitat mult timp poate fi manipulat în siguranță și este reprocesat pentru a recupera și recicla o mare parte din acesta. [2]
Compoziția tipică a combustibilului nuclear uzat evacuat dintr-un reactor cu apă sub presiune
nuclid Concentrația de masă [%]
95
0,5
Produse de fisiune 1 ( Lantanide ); 2.5 (alți nuclizi)
Elemente transuranice 0,9 ( Plutoniu ); 0,1 ( Neptunium , Americium , Curium )

Conform primei opțiuni, combustibilul nuclear uzat este considerat în totalitate ca deșeu. După depozitarea temporară (umedă și uscată), tot combustibilul folosit este eliminat permanent într-un depozit geologic profund. Diferite soluții de matrice și depozite geologice sunt studiate în funcție de natura diferită a combustibilului și a arderii, a inventarului radioactiv și a generării căldurii de degradare. Evaluarea unui depozit geologic potențial se bazează pe abordarea multi-barieră, care combină efectele multiple ale ingineriei și barierelor naturale pentru a întârzia migrațiile potențiale ale radionuclizilor în biosferă în timp. [3] Reprocesarea este opțiunea alternativă pentru combustibilul uzat după o perioadă lungă de depozitare temporară. Combustibilul uzat nu mai este considerat deșeuri, ci ca o resursă energetică viitoare. O cantitate mare de uraniu fertil ( ) este descărcat împreună cu o cantitate mică de fisibil ( ) și o parte neglijabilă a deșeurilor la nivel înalt și a elementelor transuranice, care contribuie puternic la radiotoxicitatea pe termen lung a combustibilului nuclear uzat. [4] Recuperarea și reciclarea uraniului și plutoniului din combustibilul uzat au fost primii pași în dezvoltarea unui ciclu închis al combustibilului. În plus, este posibil să se obțină o reducere puternică a volumelor, radiotoxicității și sarcinii termice a combustibilului nuclear uzat. În ciuda avantajelor acestei prime abordări de reprocesare, o anumită cantitate de deșeuri trebuie tratată, depozitată și eliminată într-un depozit geologic profund pe o perioadă lungă de timp. [5] Deșeurile provenite din reprelucrare și combustibilul nuclear uzat sunt clasificate drept deșeuri de nivel înalt conform ghidului AIEA datorită emisiilor ridicate de radioactivitate și căldurii în descompunere. [6] Prima abordare de reprocesare se bazează pe procesul PUREX (extracție de reducere a uraniului cu plutoniu), care este tehnologia standard și matură aplicată la nivel mondial pentru recuperarea uraniului și plutoniului din combustibilul uzat la scară industrială. După dizolvarea combustibilului în acid azotic și îndepărtarea uraniului și a plutoniului, deșeurile secundare generate conțin în continuare produse de fisiune și activare împreună cu elemente transuranice care trebuie izolate din biosferă. Uraniul și plutoniul sunt recuperate din binecunoscutul ligand de tributil fosfat (TBP) într-un proces de extracție lichid-lichid. [7]

Radiotoxicitatea combustibilului nuclear uzat în comparație cu minereul natural de uraniu în funcție de timp după îndepărtare: combustibil fără reciclare, cu separarea Pu și U, cu transmutarea actinidelor minore

Reprocesarea permite reciclarea uraniului și plutoniului în combustibil proaspăt (RepU și MOX ) și o reducere puternică a volumelor, căderii căldurii și radiotoxicității deșeurilor generate. [8] O măsură a pericolului deșeurilor nucleare este furnizată de radiotoxicitatea care rezultă din natura diferită a radionuclizilor. Radiotoxicitatea este în general evaluată în funcție de timp și comparată cu minereul natural de uraniu. Combustibilul nuclear consumat fără reprocesare are o toxicitate pe termen lung, dominată în principal de elemente transuranice. În principal datorită plutoniului, combustibilul atinge nivelul de radiotoxicitate de referință după aproximativ 300.000 de ani. După îndepărtarea uraniului și plutoniului, deșeurile sunt mai puțin radioactive și se degradează la nivelul de referință în 10.000 de ani. Deoarece actinidele minore contribuie, de asemenea, la căldura pe termen lung a degradării și radiotoxicității combustibilului uzat, un proces avansat ar putea reduce și mai mult inventarul radiotoxic cu descompunerea la nivelul de referință în aproximativ 300 de ani. [9]

Strategie de partiționare și transmutare

Multe eforturi au fost dedicate dezvoltării unei abordări avansate de reprocesare cu scopul de a reduce în continuare inventarul de radiotoxicitate a combustibilului nuclear uzat prin eliminarea tuturor actinidelor minore (Neptunium, Americium și Curium) și a produselor de fisiune de lungă durată prezente. Proces PUREX. Înainte de procesul de condiționare, radionuclizii de lungă durată suferă transmutații în nuclizi de scurtă durată sau stabile prin reacții nucleare. Această abordare cuplată este cunoscută sub numele de strategie de partiționare și transmutare (P&T), care inclusă într-un ciclu avansat de combustibil nuclear ar putea duce la reducerea semnificativă a radiotoxicității pe termen lung, a volumelor și a căderii căldurii deșeurilor finale, simplificând astfel caracteristicile unui depozit geologic viitor. și, de asemenea, consolidarea conceptului de rezistență la proliferarea nucleară. [10]

Două opțiuni potențiale pentru partiționarea combustibilului nuclear uzat sunt în curs de dezvoltare: procesele hidrometalurgice și pirometalurgice . Partiționarea hidrometalurgică, cunoscută și sub numele de proces de extracție a solventului, s-a născut și s-a dezvoltat în Europa devenind astfel tehnologia de referință pentru viitoarea reprocesare a combustibilului industrial, în timp ce opțiunea pirometalurgică a fost lansată în Statele Unite și Rusia ca alternativă la procesele apoase. [11] Spre deosebire de plutoniu, americiul și curiozitatea prezintă o afinitate foarte mică pentru ligandul TBP, necesitând astfel procese de separare avansate și mai mulți agenți de extracție, cum ar fi liganzii care conțin azot, cunoscuți și ca donatori slabi, care au demonstrat o afinitate excelentă pentru actinide. [12] Separarea eficientă și selectivă a actinidelor de lantanide este esențială pentru atingerea obiectivului ciclului închis al combustibilului. Lantanidele prezente ca cationi într-un raport de masă mare față de actinidele din PUREX rafinat, au o secțiune de captare a neutronilor care nu ar duce la o transmutație eficientă a actinidelor minore. Prezența izotopilor de uraniu și a altor impurități în ținta de transmutație ar putea genera izotopi transuranici radiotoxici suplimentari prin captarea neutronilor, mai degrabă decât a nucleilor mai stabili. Majoritatea nuclizilor radiotoxici ar putea fi transmutați de neutroni termici în reactoarele convenționale, dar procesul ar dura mult timp datorită eficienței scăzute a transmutației. Cercetările recente se concentrează pe transmutatoarele nucleare inovatoare, cum ar fi reactoarele rapide Gen IV și reactoarele hibride (sisteme acționate de accelerator). [13] [14] Produsul final eliberat din proces va fi un deșeu vitrificat dens care trebuie eliminat pentru o perioadă mai scurtă de timp. Toate beneficiile gestionării deșeurilor nucleare din această abordare avansată vor fi, fără îndoială, un mic pas către o sursă de energie durabilă și o mai mare acceptabilitate socială a energiei nucleare. [2]

Experiență europeană privind partiționarea nucleară

Cercetările finanțate de Comisia Europeană sunt dedicate în principal dezvoltării proceselor hidrometalurgice pentru separarea și transmutarea actinidelor. [15] Diferitele programe de cercetare au condus mai întâi la procese cu mai multe cicluri și, în al doilea rând, la dezvoltarea unor procese simplificate și inovatoare. [16] Separarea hidrometalurgică constă pur și simplu în două etape relevante: extracție și decupare. În prima etapă, faza organică care conține ligandul de extracție dizolvat într-un solvent este pusă în contact cu faza apoasă derivată din dizolvarea combustibilului iradiat. Solutele prezente în faza apoasă sunt extrase printr-o reacție de complexare cu agentul de extracție și transferate în faza organică în care complexele formate sunt solubile. A doua etapă, cunoscută sub numele de stripare, se obține prin inversarea reacției de complexare, în care substanțele dizolvate sunt extrase din nou într-o altă soluție apoasă, de obicei diferită ca aciditate față de cea precedentă. Obiectivul principal este de a dezvolta procese de separare fiabile și rentabile la scară industrială prin intermediul liganzilor lipofili și hidrofili pentru a extrage selectiv actinide minore din acidul rafinat (3-4) M în aval de procesul PUREX, dar cu scopul mai dificil de minimizat cantitatea de deșeuri solide secundare. [17] Principiul CHON a fost creat pentru a satisface această cerință suplimentară a procesului, conform căreia toți extractanții și reactivii moleculari utilizați în procesele dezvoltate trebuie să conțină numai atomi de carbon (C), hidrogen (H), oxigen (O) și azot ( N), prin urmare, deșeurile incinerabile care trebuie eliberate cu ușurință în mediu. [18]

Reprezentarea schematică a extracției solventului și a procesului contracurent în mai multe etape

Procesele de separare la scară industrială vor fi implementate treptat de contactorii centrifugi inelari, dezvoltate pentru prima dată la Laboratorul Național Argonne în anii 1970. Procesul de contracurent constă în faze apoase și organice care se deplasează continuu în direcții opuse pas cu pas. Cele două lichide nemiscibile intră în fiecare contactor, contactate mai întâi în regiunea inelară dintre carcasă și rotor și apoi centrifugate în interiorul unității. [19] În prezent, sunt urmate două strategii principale în domeniul partiționării: reciclarea eterogenă și omogenă. Toate primele proiecte europene de cercetare privind separarea hidrometalurgică au început în contextul reciclării eterogene, deoarece niciunul dintre agenții de extracție dezvoltați nu a reușit să extragă selectiv actinide direct din rafinatul procesului PUREX. Acest lucru a dus la dezvoltarea primelor procese cu mai multe etape și cu mai multe cicluri. Un proces în două cicluri (DIAMide Extraction + Selective ActiNide Extraction) a fost dezvoltat pentru o extracție selectivă de actinide în aval de o primă coextracție (DIAMEX) de actinide și lantanide. [20] [21] [22] Proiecte de cercetare comune recente urmăresc să dezvolte procese inovatoare cu un număr redus de cicluri pentru a extrage direct actinide minore (Am și Cm) din PUREX rafinat într-un singur ciclu, fie cu ajutorul unui extractant lipofil ( 1 ciclu-SANEX) sau cu un ligand hidrofil (inovator-SANEX). [23] [24] S- au depus eforturi recente cercetării reciclării omogene a extractiei de actinide grupate (GANEX), care constă într-o recuperare anterioară a uraniului (GANEX 1) și o separare ulterioară a grupului ionic actinidic Pu, Np, Am și Cm (GANEX 2). [25] [26]

Cerințe industriale pentru un agent de extracție

Experiența europeană privind partiționarea nucleară a condus la dezvoltarea unor procese avansate de separare hidrometalurgică. Cu toate acestea, fezabilitatea acestor procese la nivel industrial se bazează pe utilizarea unor agenți de extracție promițătoare, care trebuie să îndeplinească aceste cerințe industriale relevante:

  • Afinitate față de An (III) versus Ln (III)
  • Buna decapare a An (III) pentru a permite reciclarea solvenților
  • Solubilitate bună într-un diluant adecvat
  • Respectarea principiului CHON pentru reducerea deșeurilor secundare
  • Cinetica complexării rapide
  • Stabilitate hidrodinamică pentru a preveni a treia fază și formarea precipitatului în timpul procesului de extracție
  • Stabilitate chimică și radiolitică pentru a preveni degradarea solventului

Cercetările privind reprocesarea avansată a combustibilului nuclear continuă prin dezvoltarea de studii de optimizare a proceselor și proiectarea de noi agenți potențiali de extracție lipofilă și hidrofilă care îndeplinesc aceste cerințe industriale. [27]

Separarea actinidelor: mecanism de complexare

Separarea selectivă a actinidelor de rafinatul PUREX prin procese avansate necesită noi agenți de extracție, care trebuie să aibă o afinitate mai bună față de actinide decât lantanidele și alte produse prezente în principal în dizolvarea acidă a combustibilului. Proiectarea și sinteza agenților de extracție eficienți se bazează pe o înțelegere profundă a mecanismului de complexare implicat în procesul de extracție. Mai mult, trebuie studiate structura și stabilitatea complexelor ligandului cu An (III) și Ln (III) în momentul procesului de extracție și selectivitatea ligandului. Cercetările se concentrează pe proiectarea diferiților agenți de extracție care conțin atomi de azot, deoarece aceștia arată o selectivitate promițătoare față de actinide. [27]

Extragerea solventului și chimia complexării

Extracția lichid-lichid pentru separarea selectivă a actinidelor (procese de tip SANEX) constă dintr-o fază organică conținând un agent de extracție dizolvat într-un amestec adecvat de solvenți și o fază apoasă conținând combustibilul iradiat dizolvat în acid azotic concentrat. Cele două faze sunt amestecate energic pentru a favoriza cinetica de extracție. Procesul de centrifugare este realizat pentru a facilita separarea fazelor și transferul complexelor formate din faza apoasă epuizată (rafinată) în faza organică (extrasă) unde acestea sunt mai solubile. [21] Această separare a solventului poate fi realizată de agenți de extracție neutri dizolvați într-un solvent adecvat. După cum se poate vedea în ecuație, ligandul (L) extrage cationul metalic afectat (M) împreună cu anionul său (A). Produsele acestei reacții reprezintă toate potențialele complexe care se pot forma în timpul unui proces de extracție precum cu .

Eficiența și selectivitatea proceselor de extracție și separare pot fi evaluate pe baza coeficienților de distribuție ( ) și factorii de separare ( ) așa cum arată ecuațiile. Coeficientul de distribuție este calculat ca raportul dintre concentrația de cationi metalici în faza organică și cea apoasă, în timp ce factorul de separare este calculat ca raportul dintre cei doi coeficienți de distribuție. [28]

Pentru a efectua o separare selectivă, raportul de distribuție al substanței dizolvate care trebuie extrase trebuie să fie mai mare decât unul, în timp ce cel al substanțelor dizolvate rămase în alimentarea apoasă trebuie să fie mai mic decât unul. Acest lucru produce întotdeauna un factor de separare SF> 1. În general, efectele acidității și temperaturii asupra raporturilor de distribuție și factorul de separare sunt studiate deoarece speciile majore cu actinide și lantanide pot fi predispuse la decomplexare ca aciditate datorată protonației ligandului sau creșterea temperaturii. Efectele termodinamice sunt de obicei studiate prin efectuarea testelor de extracție pe măsură ce temperatura crește. [29] Mai mult, studiile termodinamice permit evaluarea efectului diferitelor lanțuri alchilice ale unui ligand asupra proprietăților sale de complexare față de actinide minore în comparație cu lantanide. Procesele de extracție se bazează pe complexarea ionilor metalici cu liganzi lipofili sau hidrofili. Agentul de extracție formează un complex de coordonare cu ionul metalic ca produs al unei reacții acid-bazice Lewis. Liganzii se numesc baze (donatori) și conțin cel puțin o pereche solitară de electroni pentru a dona unor ioni metalici numiți acizi (acceptori). [30] Cationii metalici din rafinatul apos sunt în general solvatați de moleculele de apă prin atomii de oxigen pentru a forma apos . [31] Complexarea unui ion metalic implică, prin urmare, înlocuirea moleculelor de apă coordonatoare cu liganzii lor respectivi. Rata acestei substituții joacă un rol crucial în cinetica complexării și procesele de extracție ulterioare. Înlocuirea poate fi lentă pentru un complex inert sau rapidă pentru un complex labil. [32] Ligandul ar putea substitui toate moleculele de apă pentru a forma un complex de sfere interioare sau doar unele dintre ele pentru un complex de sfere exterioare. Reacția de complexare se bazează pe teoria lui Pearson a acizilor și bazelor dure și moi , conform cărora acizii duri formează complexe puternice cu baze dure și acizii moi similari formează complecși puternici cu baze moi. [33] În soluțiile apoase, interacțiunile dur-dur sunt electrostatice, în timp ce interacțiunile moi-moi prezintă de obicei un caracter covalent.

Formarea complexelor puternice implică întotdeauna fie un câștig mare de entropie, fie o scădere mare a entalpiei, obținând astfel o valoare negativă ridicată a energiei de complexare liberă. Conform teoriei lui Pearson, ionii lantanidă și actinidă sunt considerați acizi duri, deci se leagă în special de liganzi care transportă donatori duri, cum ar fi atomii de oxigen, prin interacțiune electrostatică. Sarcina ionilor de actinidă și lantanidă în soluții este substanțial de +3, iar diferența de mărime a acestor cationi este foarte mică. Prin urmare, separarea eficientă a actinidelor minore de lantanide este foarte provocatoare. Actinidele par a fi puțin mai puțin dure decât lantanidele, probabil datorită unei extinderi spațiale mai mari a orbitalelor atomice 5f comparativ cu cele 4f, de aceea este posibilă o separare selectivă datorită liganzilor care transportă donatori moi, cum ar fi atomii de azot și sulf, printr-o legătură diferită față de donatorii duri. [34] În ciuda potențialei separări a actinidelor, extracția directă din rafinat PUREX este foarte complicată, datorită prezenței multor alte specii care interferează în furaje, cum ar fi activarea și produsele de fisiune. În această perspectivă, sunt necesare procese avansate de separare care implică agenți de extracție foarte selectivi pentru a obține o separare eficientă pentru procesul ulterior de transmutație. [35] Pentru a rezuma, cunoștințele despre solvabilitate, interacțiunile acid-bază, cinetica și stabilitatea termodinamică, precum și speciația ionilor de actinidă și lantanidă cu liganzi este de o mare importanță pentru înțelegerea unui proces de extracție a solventului și pentru proiectarea unor agenți de extracție noi și promițători.

Studiul mecanismului de complexare prin intermediul tehnicilor spectroscopice

Obiectivul principal este studierea mecanismelor de complexare și extracție ale unui ligand pentru a dezvolta un proces de extracție fiabil și rentabil la scară industrială. În această perspectivă, formarea și stabilitatea diferitelor complexe metal-ligand sunt mai întâi investigate folosind diferite tehnici spectroscopice la scară de laborator. Studiile preliminare pot fi realizate folosind spectrometria de masă cu electrospray pentru ionizare (ESI-MS) pentru a explora calitativ complexe de ligand cu lantanide sau actinide. [36] Mai mult, informații cantitative despre speciația ligandului și complexarea cu ioni metalici de actinide și lantanide pot fi obținute prin experimente în spectroscopie de fluorescență rezolvată în timp (TRLFS). [37]

Ionizare cu electrospray

Spectrometria de masă cu ionizare prin electrospray este o tehnică spectroscopică foarte versatilă, care constă în transferul complexelor formate din soluția injectată în faza gazoasă printr-un proces de ionizare moale fără a perturba puternic stabilitatea complexelor. Mai mult, este necesar să se injecteze o cantitate mică din soluția preparată pentru a obține spectrele de speciație. Speciația diferiților ioni metalici poate fi studiată în soluții monofazate pe măsură ce concentrația ligandului crește pentru a explora toate potențialele complexe. [36] Analiza de disociere indusă de coliziune (CID) poate fi realizată și pentru a evalua stabilitatea cinetică a complexelor formate prin descoperirea tiparului principal de fragmentare a ligandului. Mai mult, efectul protonației asupra mecanismului de complexare poate fi observat prin efectuarea de analize pe soluții monofazate pe măsură ce crește concentrația de acid azotic. Confirmarea principalelor complexe implicate în procesul de extracție se găsește, în general, prin efectuarea de experimente pe soluții bifazice după testele de extracție. În ciuda versatilității acestei tehnici spectroscopice care oferă informații direct prin schimbarea relațiilor dintre ligand și metal, natura sa calitativă datorită configurării instrumentale și a potențialelor schimbări în chimia soluției ar putea afecta parțial distribuția speciei și abundența sa de ioni . Din aceste motive, confirmarea rezultatelor speciației trebuie găsită cu alte tehnici spectroscopice. [38]

Fluorescență laser rezolvată în timp

Spectroscopia cu fluorescență laser rezolvată în timp este o metodă spectroscopică sensibilă capabilă să studieze formarea mai multor specii complexe în concentrații sub-micro-molare. Datorită proprietăților spectroscopice mari ale unor cationi metalici reprezentativi pentru actinide și lantanide, analizele cu fluorescență de excitație laser ale nivelurilor de energie ale ionilor pot fi efectuate pe soluții monofazate și bifazate. Evoluția fluorescenței rezultată din tranzițiile de energie ale ionilor este în general urmată ca o funcție a concentrației ligandului în experimentele de titrare. Deplasarea batocromatică a spectrelor de fluorescență se datorează complexării ligandului. Pe baza modelului de complexare postulat și a analizei pantelor datelor experimentale este posibil să se determine stoichiometria principalelor complexe. În plus, stabilitatea cumulativă este constantă și factorul de separare poate fi calculat, subliniind astfel afinitatea potențială a ligandului cu actinide. [37]

Măsurarea timpului de fluorescență este o altă modalitate de a urmări evoluția complexării dintre ion și ligand, începând de la specia inițială solvatată până la complexele cele mai stabile. Fiecare specie poate fi identificată printr-un timp tipic de fluorescență legat de decăderea intensității emisiilor. Măsurătorile timpului de fluorescență pe soluții monofazate și bifazate pot confirma formarea complexelor principale, grație corelației dintre durata fluorescenței și numărul de molecule de apă potențial prezente în sfera de coordonare internă a ionilor metalici. [39] Spectrele de fluorescență pot fi obținute și la creșterea temperaturii pentru a studia termodinamica complexării și pentru a studia stabilitatea complexelor în condiții experimentale mai apropiate de aplicațiile industriale. [40]

Notă

  1. ^ a b AIEA, starea și tendințele în gestionarea combustibilului uzat și a deșeurilor radioactive. , Ediția 2018ª, Viena, IAEA, ISBN 978-92-0-108417-0 .
  2. ^ a b c Christophe Poinssot, Christine Rostaing și Stéphane Greandjean, Recycling the Actinides, piatra de temelie a oricăror cicluri de combustibil nuclear durabil , în Procedia Chemistry , vol. 7, 2012, pp. 349-357, DOI : 10.1016 / j.proche.2012.10.055 .
  3. ^ Kristina Skagius, Marie Wiborgh și Anders Ström, Evaluarea performanței barierei geosferei unui depozit geologic profund pentru combustibil uzat , în Inginerie și proiectare nucleară , vol. 176, nr. 1-2, noiembrie 1997, pp. 155-162, DOI : 10.1016 / S0029-5493 (96) 01333-7 .
  4. ^ AIEA, Sistemul de informații privind ciclul combustibilului nuclear: un director al instalațiilor pentru ciclul combustibilului nuclear. , Ediția 2009, IAEA, ISBN 978-92-0-102109-0 .
  5. ^ Jérôme Serp, Christophe Poinssot și Stéphane Bourg, Evaluarea amprentei de mediu anticipate a viitoarelor sisteme de energie nucleară. Dovezi ale efectului benefic al reciclării extinse , în Energii , vol. 10, nr. 9, 19 septembrie 2017, p. 1445, DOI : 10.3390 / ro10091445 .
  6. ^ AIEA, Clasificarea deșeurilor radioactive: ghid general de siguranță. , Agenția Internațională pentru Energie Atomică, 2009, ISBN 978-92-0-109209-0 .
  7. ^ RS Herbst, P. Baron și M. Nilsson, separare standard și avansată: procese PUREX pentru reprocesarea combustibilului nuclear , în Tehnici avansate de separare pentru reprocesarea combustibilului nuclear și tratarea deșeurilor radioactive , 2011, DOI : 10.1533 / 9780857092274.2.141 .
  8. ^ Pavel S. Teplov, Pavel N. Alekseev și Evgeniy A. Bobrov, Aspecte fizice și economice ale reciclării multiple a Pu pe baza tehnologiei de reprocesare REMIX în reactoare termice , în EPJ Nuclear Sciences & Technologies , vol. 2, 28 octombrie 2016, p. 41, DOI : 10.1051 / epjn / 2016034 .
  9. ^ Malcolm Joyce,Managementul și eliminarea deșeurilor radioactive , în Ingineria nucleară , 2018, DOI : 10.1016 / B978-0-08-100962-8.00015-9 .
  10. ^ Jean-Paul Glatz, Pavel Soucek și Rikard Malmbeck, Reprocesarea și reciclarea combustibilului nuclear uzat , Editura Woodhead, 2015, ISBN 978-1-78242-217-4 .
  11. ^ Ch. Madic, Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, 6th Information Exchange Meeting, Madrid, Spania, 11-13 decembrie 2000 , Agenția OECD pentru Energie Nucleară, 2011, ISBN 92-64-18466-X .
  12. ^ Clint A. Sharrad, Daniel M Whittaker și Robin J. Taylor,Utilizarea extractanților organici în procesele de extracție cu solvenți în partiționarea combustibililor nucleari uzati , 2015, DOI : 10.1016 / B978-1-78242-212-9.00007-1 .
  13. ^ AIEA, Opțiuni de reprocesare a combustibilului uzat , AIEA, 2009, ISBN 978-92-0-150309-1 .
  14. ^ AIEA, Statutul cercetării sistemelor bazate pe acceleratoare și dezvoltarea tehnologiei. , AIEA, 2015, ISBN 978-92-0-105315-2 .
  15. ^ S. Bourg, C. Hill și C. Caravaca, ACSEPT - Tehnologii de partiționare și știința actinidelor: Către facilități pilot în Europa , în Nuclear Engineering and Design , vol. 241, n. 9, septembrie 2011, pp. 3427-3435, DOI :10.1016 / j.nucengdes.2011.03.011 .
  16. ^ Giuseppe Modolo, Andreas Geist e Manuel Miguirditchian,Minor actinide separations in the reprocessing of spent nuclear fuels: recent advances in Europe , in Reprocessing and recycling of spent nuclear fuel , 2015, DOI : 10.1016/B978-1-78242-212-9.00010-1 .
  17. ^ Chris J Maher,Current headend technologies and future developments in the reprocessing of spent nuclear fuels , in Reprocessing and recycling of spent nuclear fuel , 2015, DOI : 10.1016/B978-1-78242-212-9.00005-8 .
  18. ^ C. Madic e Michael James Hudson, High-level liquid waste partitioning by means of completely incinerable extractants : final report. , European Commission, 1998, ISBN 9789282823644 .
  19. ^ William S. Groenier, Robert H. Rainey e Sarah B. Watson, An Analysis of the Transient and Steady-State Operation of a Countercurrent Liquid-Liquid Solvent Extraction Process , in Industrial & Engineering Chemistry Process Design and Development , vol. 18, n. 3, July 1979, pp. 385-390, DOI : 10.1021/i260071a005 .
  20. ^ Giuseppe Modolo, Hendrik Vijgen e Daniel Serrano‐Purroy, DIAMEX Counter‐Current Extraction Process for Recovery of Trivalent Actinides from Simulated High Active Concentrate , in Separation Science and Technology , vol. 42, n. 3, February 2007, pp. 439-452, DOI : 10.1080/01496390601120763 .
  21. ^ a b DR Peterman, MR Greenhalgh e RD Tillotson, Selective Extraction of Minor Actinides from Acidic Media Using Symmetric and Asymmetric Dithiophosphinic Acids , in Separation Science and Technology , vol. 45, n. 12-13, 30 July 2010, pp. 1711-1717, DOI : 10.1080/01496395.2010.493787 .
  22. ^ D. Magnusson, B. Christiansen e MRS Foreman, Demonstration of a SANEX Process in Centrifugal Contactors using the CyMe ‐BTBP Molecule on a Genuine Fuel Solution , in Solvent Extraction and Ion Exchange , vol. 27, n. 2, March 2009, pp. 97-106, DOI : 10.1080/07366290802672204 .
  23. ^ Daniel Magnusson, Andreas Geist e Rikard Malmbeck, Flow-Sheet Design for an Innovative SANEX Process Using TODGA and SO3-Ph-BTP , in Procedia Chemistry , vol. 7, 2012, pp. 245-250, DOI : 10.1016/j.proche.2012.10.040 .
  24. ^ Andreas Wilden, Christian Schreinemachers e Michal Sypula, Direct Selective Extraction of Actinides (III) from PUREX Raffinate using a Mixture of CyMe BTBP and TODGA as 1-cycle SANEX Solvent , in Solvent Extraction and Ion Exchange , vol. 29, n. 2, 18 March 2011, pp. 190-212, DOI : 10.1080/07366299.2011.539122 .
  25. ^ Emma Aneheim, Christian Ekberg e Anna Fermvik, A TBP/BTBP-based GANEX Separation Process. Part 1: Feasibility , in Solvent Extraction and Ion Exchange , vol. 28, n. 4, 11 June 2010, pp. 437-458, DOI : 10.1080/07366299.2010.480930 .
  26. ^ Robin Taylor, Mike Carrott e Hitos Galan, The EURO-GANEX Process: Current Status of Flowsheet Development and Process Safety Studies , in Procedia Chemistry , vol. 21, 2016, pp. 524-529, DOI : 10.1016/j.proche.2016.10.073 .
  27. ^ a b C. Hill, Development of highly selective compounds for solvent extraction processes: partitioning and transmutation of long-lived radionuclides from spent nuclear fuels , in Advanced Separation Techniques for Nuclear Fuel Reprocessing and Radioactive Waste Treatment , 2011, DOI : 10.1533/9780857092274.3.311 .
  28. ^ A Berthod e S Carda-Broch, Determination of liquid–liquid partition coefficients by separation methods , in Journal of Chromatography A , vol. 1037, n. 1-2, May 2004, pp. 3-14, DOI : 10.1016/j.chroma.2004.01.001 .
  29. ^ Alessandro DeRobertis, Concetta DeStefano e Claudia Foti, Medium Effects on the Protonation of Carboxylic Acids at Different Temperatures , in Journal of Chemical & Engineering Data , vol. 44, n. 2, March 1999, pp. 262-270, DOI : 10.1021/je980239j .
  30. ^ Leo Brewer, The generalized Lewis acid-base theory: Surprising recent developments , in Journal of Chemical Education , vol. 61, n. 2, February 1984, p. 101, DOI : 10.1021/ed061p101 .
  31. ^ RE Hester e RA Plane, Solvation of Metal Ions in Aqueous Solutions: the Metal-Oxygen Bond , in Inorganic Chemistry , vol. 3, n. 5, May 1964, pp. 768-769, DOI : 10.1021/ic50015a036 .
  32. ^ Carmen de Haro, Francisco Berbel e José Manuel Dı́az-Cruz, Voltammetric metal speciation in mixtures of inert and labile macromolecular complexes at any ligand-to-metal ratio: differential pulse polarographic study of the Zn(II)–nitrilotriacetate–polymethacrylate system , in Journal of Electroanalytical Chemistry , vol. 462, n. 2, February 1999, pp. 157-173, DOI : 10.1016/S0022-0728(98)00402-1 .
  33. ^ Ralph G. Pearson, Hard and Soft Acids and Bases , in Journal of the American Chemical Society , vol. 85, n. 22, November 1963, pp. 3533-3539, DOI : 10.1021/ja00905a001 .
  34. ^ Yan-Mei Chen, Cong-Zhi Wang e Qun-Yan Wu, Complexation of trivalent lanthanides and actinides with diethylenetriaminepentaacetic acid: Theoretical unraveling of bond covalency , in Journal of Molecular Liquids , vol. 299, February 2020, p. 112174, DOI : 10.1016/j.molliq.2019.112174 .
  35. ^ Andrea Leoncini, Jurriaan Huskens e Willem Verboom, Ligands for f-element extraction used in the nuclear fuel cycle , in Chemical Society Reviews , vol. 46, n. 23, 2017, pp. 7229-7273, DOI : 10.1039/c7cs00574a .
  36. ^ a b Nataliya Lyapchenko e Grzegorz Schroeder, Energy-resolved in-source collisionally induced dissociation for the evaluation of the relative stability of noncovalent complexes in the gas phase , in Rapid Communications in Mass Spectrometry , vol. 19, n. 23, 15 December 2005, pp. 3517-3522, DOI : 10.1002/rcm.2212 .
  37. ^ a b Thorsten Stumpf, Thomas Fanghänel e Ingmar Grenthe, Complexation of trivalent actinide and lanthanide ions by glycolic acid: a TRLFS study , in J. Chem. Soc., Dalton Trans. , n. 20, 2002, pp. 3799-3804, DOI : 10.1039/B204679B .
  38. ^ Miranda J. Keith-Roach, A review of recent trends in electrospray ionisation–mass spectrometry for the analysis of metal–organic ligand complexes , in Analytica Chimica Acta , vol. 678, n. 2, September 2010, pp. 140-148, DOI : 10.1016/j.aca.2010.08.023 .
  39. ^ William DeW. Horrocks e Daniel R. Sudnick, Lanthanide ion probes of structure in biology. Laser-induced luminescence decay constants provide a direct measure of the number of metal-coordinated water molecules , in Journal of the American Chemical Society , vol. 101, n. 2, January 1979, pp. 334-340, DOI : 10.1021/ja00496a010 .
  40. ^ A. Skerencak, Petra J. Panak e W. Hauser, TRLFS study on the complexation of Cm(III) with nitrate in the temperature range from 5 to 200 °C , in Radiochimica Acta , vol. 97, n. 8, January 2009, DOI : 10.1524/ract.2009.1631 .

Collegamenti esterni

Estratto da " https://it.wikipedia.org/w/index.php?title=Riprocessamento_avanzato_del_combustibile_nucleare_esausto&oldid=121934422 "