핵재처리

Nuclear reprocessing
영국 셀라필드 핵재처리장

핵 재처리는 핵분열 생성물과 사용되지 않은 우라늄을 사용후 [1]핵연료에서 화학적으로 분리하는 것이다.원래 재처리는 핵무기 생산을 위한 플루토늄 추출에만 사용되었습니다.원자력이 상용화되면서 재처리된 플루토늄은 열원자로용 MOX [2]핵연료로 재활용됐다.사용후 연료 물질로도 알려진 재처리된 우라늄은 원칙적으로 연료로도 재사용될 수 있지만, 그것은 우라늄 공급이 적고 가격이 [citation needed]높을 때만 경제적이다.증식로는 재생 플루토늄과 우라늄 사용에만 국한되지 않는다.그것은 모든 악티니드를 사용할 수 있고, 핵연료 주기를 닫고 천연 우라늄에서 추출된 에너지를 약 60배 [3][4]증가시킬 수 있다.

재처리는 고도의 전문 [why?]인력이 고도의 관리 및 주의 깊게 수행해야 합니다.원자력발전소에서 현장에 도착한 연료다발은 (몇 년 동안 냉각된 후) 화학욕조에 완전히 용해되어 적절하게 관리되지 않을 경우 오염 위험을 초래할 수 있다.

사용후 연료 재처리와 관련된 비용은 일회성 연료 사이클에 비해 상대적으로 높지만 연료 사용을 늘리고 폐기물 양을 [5]줄일 수 있습니다.핵연료 재처리는 유럽, 러시아, 일본에서 일상적으로 이루어진다.미국에서, 오바마 행정부는 상업적인 규모의 재처리 계획을 철회하고 재처리 관련 과학 [6]연구에 초점을 맞춘 프로그램으로 되돌아갔다.

분리된 컴포넌트 및 폐기

참고 항목: 사용후 핵연료

핵 재처리에서 다루어지는 잠재적으로 유용한 구성 요소는 특정 악티니드(플루토늄, 우라늄 및 일부 작은 악티니드)로 구성됩니다.가벼운 원소 성분에는 핵분열 생성물, 활성화 생성물 및 클래딩이 포함된다.

재료. 처분
플루토늄, 마이너 액티니드, 재처리 우라늄 고속 핵분열 하이브리드 또는 아임계 원자로 또는 MOX 연료로 사용되는 핵분열
재처리된 우라늄, 필터 중간 수준의 폐기물만큼 덜 엄격한 스토리지
장기수명 핵분열 및 활성화 생성물 핵변환 또는 지질저장소
중수명 핵분열 생성물 Cs와 Sr 고준위 폐기물로서의 중기 저장; 붕괴열은 스털링 엔진을 구동하는 데 사용될 수 있다.
유용한 방사성핵종, 희토류(랜타늄) 및 귀금속 산업용과 의료용
피복재, 핵분열 생성물 지르코늄 중간 수준 폐기물로 지르칼로이 피복 또는 저장을 위해 재사용할 것

역사

최초의 대규모 원자로는 제2차 세계대전 중에 건설되었다.이 원자로들은 핵무기에 사용되는 플루토늄 생산을 위해 설계되었다.따라서 필요한 유일한 재처리는 사용후 천연 우라늄 연료에서 플루토늄(분열 생성물 오염이 없는)을 추출하는 것이었다.1943년, 우라늄과 핵분열 생성물로부터 상대적으로 적은 양의 플루토늄을 분리하는 몇 가지 방법이 제안되었다.선택된 첫 번째 방법인 인산 비스무트 공정은 1943년부터 1945년 사이에 오크리지 국립연구소(ORNL)에서 개발되고 시험되어 미국의 무기 프로그램에 사용할 수 있는 양의 플루토늄을 생산했다.ORNL은 이러한 과정을 통해 분리된 플루토늄의 최초의 거시적 양(그램)을 생산했다.

인산 비스무트 공정은 1944년 후반 핸포드 사이트에서 처음으로 대규모로 운영되었습니다.당시 비상상황에서 플루토늄 분리는 성공했지만 우라늄을 회수할 수 없다는 큰 약점이 있었다.

순수 우라늄과 플루토늄의 회수를 위한 최초의 용제 추출 프로세스는 1949년 ORNL에서 개발되었다.PUREX 프로세스는 현재 추출 방법입니다.분리 공장도 사바나 리버 사이트에 건설되었고, 웨스트 밸리 재처리 공장의 소규모 공장은 새로운 [7]규제 요건을 충족할 수 없어 1972년까지 폐쇄되었다.

민간 연료의 재처리는 프랑스의 COGEMA 라 헤이그 현장, 영국의 셀라필드 현장, 러시아의 마야크 화학 콤바인, 일본의 도카이 공장, 인도의 타라푸르 공장, 미국의 웨스트 밸리 재처리 공장 등에서 오랫동안 사용되어 왔다.

10월 핵무기 확산(특히 다음엔 인도 재생 기술을 사용하여 핵무기 능력을 증명)의 1976,[8]우려 주어-제랄드 포드 대통령은 4월 7일 1977년 대통령 지미 카터. 있을 대통령 지시 동시에 상업용 재처리 시설과 플루토늄의 미국에서 재활용을 중단하기를 발표하도록 이끌었앤은상업용 원자로의 사용후 핵연료 재처리를 검토했다.이 정책을 추진한 핵심 쟁점은 민간 연료 사이클에서 플루토늄을 빼돌려 핵무기 확산의 위험과 다른 국가들이 미국의 [9][10][11]선례를 따르도록 장려하는 것이었다.그 후, 이미 재처리 인프라에 대규모 투자를 한 나라만이 사용후 핵연료를 계속 재처리했다.레이건 대통령은 1981년 이 금지를 해제했지만 상업적 [12]재처리를 시작하기 위해 필요한 실질적인 보조금을 지급하지는 않았다.

1999년 3월 미국 에너지부(DOE)는 정책을 번복하고 듀크 에너지, COGEMA, 스톤&웹스터(DCS) 컨소시엄과 혼합산화물(MOX) 연료 제조 설비를 설계·운영하는 계약을 체결했다.Savannah River Site(South Carolina)의 부지 준비는 2005년 [13]10월에 시작되었다.2011년 뉴욕타임즈는 "정부가 건설 계약을 따낸 지 11년 만에 이 프로젝트의 비용이 거의 50억 달러로 치솟았다"고 보도했다.거대한 콘크리트와 강철 구조물은 반쯤 완성된 헐크이고, 정부는 수익성 높은 보조금을 제공했음에도 불구하고 아직 단 한 명의 고객도 찾지 못했습니다."TVA(현재 가장 가능성이 높은 고객)는 2011년 4월 후쿠시마 [14]제1원전 사고에서 MOX 연료가 어떻게 작동하는지 확인할 수 있을 때까지 결정을 연기할 것이라고 밝혔다.

분리 기술

물 및 유기용제

퓨렉스

주요 기사: PUREX

현재 표준 방법인 PUREX는 플루토늄과 우라늄 회수 by EXtraction의 약자다.PUREX 공정은 사용후 핵연료를 재처리하고 핵분열 생성물로부터 우라늄과 플루토늄을 서로 독립적으로 추출하는 데 사용되는 액체 추출 방식이다.이는 현재 업계에서 가장 발전되고 널리 사용되는 프로세스입니다.

상업용 원자로의 연료에 사용될 때 추출된 플루토늄은 일반적으로 너무 많은 Pu-240을 포함하고 있어 핵무기 사용에 이상적인 "무기급" 플루토늄으로 간주할 수 없다.그럼에도 불구하고, 매우 신뢰할 [15]수 있는 핵무기는 원자로급 플루토늄을 사용하여 모든 수준의 기술적 정교함에서 제조될 수 있다.또한 자주 연료를 주입할 수 있는 원자로는 무기급 플루토늄을 생산하는 데 사용될 수 있으며, 나중에 PUREX를 사용하여 플루토늄을 회수할 수 있다.이 때문에 PUREX 화학물질이 [16]감시된다.

플루토늄 가공

PUREX의 변경

UREX

PUREX 공정은 UREX(Uranium Extraction) 공정을 수정해 사용후 핵연료 질량과 부피의 대부분을 차지하는 우라늄을 제거해 재처리 우라늄으로 재활용함으로써 유카산 핵폐기물 저장고 등 고준위 핵폐기물 처리장 내 공간을 절약할 수 있다.

추출한 것으로 플루토늄을 막기 위해 수정되었는지 그 UREX 과정은 PUREX 과정이다.이것은 최초의 금속 추출 단계 직전에 플루토늄 reductant를 첨가하여 이루어질 수 있다.그 UREX 과정에서 우라늄과의 ~99.9%;테크네튬의 95%서로로부터 다른 핵 분열 생성물과 악티늄 원소 분리되어 있다.The key is the addition of acetohydroxamic acid (AHA) to the extraction and scrub sections of the process.미국의 추가한 것보다 PUREX 과정의 플루토늄 추출 단계와 다소 더 큰 확산 저항을 제공하는 플루토늄과 넵투늄의 추출할 수 있음을 감소시킨다.[표창 필요한]

TRUEX

tributylphosphate,(TBP)와 조합된 두번째 추출제, octyl(페닐)-N를 추가하면 N-dibutyl carbamoylmethyl 산화 포스핀(CMPO), PUREX 과정은 TRUEX(TRansUranic EXtraction)과정으로 바뀔 수 있다.TRUEX 미국에서 아르곤 국립 연구소가, 초우라늄의 금속 폐기물에서(Am/Cm)을 제거하도록 설계된 발명되었다.그 생각은 쓰레기의 알파 활동을 낮춰서, 쓰레기의 대부분에 대해서 좀 더 쉽게 표현으로 처리될 수 있다는 것이다.PUREX과 마찬가지로 이 과정은solvation 메커니즘에 의해 작동됩니다.

디아멕스

TRUEX에 대안으로 발치하는 과정은 malondiamide을 사용하여 고안되었다.그 DIAMEX(DIAMide EXtraction)과정 어떤 요소들 탄소, 수소, 질소, 산소보다 포함하고 있는데 유기 폐기물의 형성을 피할 수 있는 장점이 있다.그런 유기 폐기물은 acid 비(비록은 산성 가스 솔에 의해 회수될 수 있)에 기여할 수 있는 산성 가스의 형성 없이 탈 수 있다.그 DIAMEX 과정 유럽의 프랑스 제어봉 집합체에 의해 시행되고 있다.그 과정은 충분히는 산업 공장 프로세스의 현존의 지식과 건설이 가능하다고 성숙한다.[17]In common with PUREX this process operates by a solvation mechanism.

SANEX

선택적 ActiNide EXtraction.소악티니드 관리의 일환으로 DIAMEX 또는 TRUEX와 같은 프로세스에 의해 랜타니드 및 3가의 소악티니드를 PUREX 래퍼레이트로부터 제거해야 한다고 제안되어 왔다.아메리슘과 같은 악티늄을 산업용 소스에서 재사용하거나 연료로 사용할 수 있도록 하려면 란타니드를 제거해야 합니다.란타니드는 중성자 단면이 크기 때문에 중성자 주도의 핵반응에 독이 된다.지금까지 SANEX 프로세스의 추출 시스템은 정의되어 있지 않지만, 현재 몇 개의 다른 연구 그룹이 프로세스를 향해서 작업하고 있습니다.예를 들어 프랑스 CEA는 비스-트리아지닐피리딘([18][19][20]BTP) 기반 프로세스를 연구하고 있습니다.디티오포스핀산과 같은 다른 시스템들은 몇몇 다른 근로자들에 의해 연구되고 있다.

예기치 않다

UNIversal EXtraction 프로세스는 러시아와 체코에서 개발되었으며, 사용이 끝난 [21][22]핵연료에서 우라늄과 플루토늄을 추출한 후 남은 라핀산염에서 가장 문제가 많은 방사성 동위원소(Sr, Cs 및 마이너 액티니드)를 완전히 제거하도록 설계되었다.이 화학은 세슘과 스트론튬이 폴리에틸렌 글리콜과[23][24] 코발트 카르보란 음이온과 상호작용하는 것에 기초한다.악티니드는 CMPO에 의해 추출되며 희석액은 니트로벤젠과 같은 극성 방향족이다.메타니트로벤조트리플루오르화물 및 페닐트리플루오로메틸술폰과[25] 같은 다른 희석제도 제안되었다.

전기화학 및 이온교환방법

탄산암모늄의 전기화학 및 이온교환을 이용한 이색적인 방법이 [26]보고되었다.알칼리성 탄산염 이온 교환과 "증기된" 산화납을 이용한 우라늄 추출 방법 또한 [27]보고되었다.

폐지된 방식

인산 비스무트

인산 비스무트 공정은 최종 방사성 폐기물에 상당한 양의 불필요한 물질을 첨가하는 구식 공정이다.인산 비스무트 공정은 용매 추출 공정으로 대체되었습니다.인산 비스무트 공정은 우라늄을 포함한 알루미늄 피복 핵연료봉에서 플루토늄을 추출하도록 설계되었다.연료는 가성소다에 끓여서 첨가되었다.탈착 후 우라늄 금속은 질산에 용해되었다.

이 시점에서 플루토늄은 +4 산화 상태에 있다.그리고 질산 비스무트와 인산 인산 비스무트를 첨가하여 용액에서 침전시켜 인산 비스무트를 형성하였다.플루토늄은 이것과 함께 복제되었다.상등액(많은 핵분열 생성물을 포함)은 고체에서 분리되었다.침전물은 산화제(예: 과망간산칼륨)를 첨가하기 전에 질산에 용해되어 PuO를 생성했다22+.플루토늄은 중크롬산염을 첨가하여 +6 산화 상태로 유지되었다.

다음으로 인산 비스무트는 다시 침전되어 플루토늄을 용액에 남겨두고 철을 만들었다.II) 소금(황산철 등)을 첨가했다.플루토늄은 다시 인산 비스무트 운반체와 랜턴 소금 및 플루오르화물의 조합을 사용하여 재침전되어 플루토늄용 고체 랜턴 플루오르화 운반체를 형성하였다.알칼리를 첨가하면 산화물이 생성되었다.결합된 산화 랜턴 플루토늄을 채취하여 질산과 함께 추출하여 [28]질산 플루토늄을 형성하였다.

Hexone 또는 redox

메틸이소부틸케톤을 추출제로 하는 액체 추출 공정입니다.추출은 용매화 메커니즘에 의해 이루어집니다.이 공정은 염화시약(질산알루미늄)을 사용하여 수상의 질산염 농도를 높여야 적절한 분포비(D값)를 얻을 수 있다는 단점이 있다.또한 헥손은 농축 질산에 의해 분해된다.이 프로세스는 PUREX [29][30]프로세스로 대체되었습니다.

Pu4+ + 4NO-3 + 2S → [Pu(NO3)4S2]

부텍스, β,β'-디부톡시디에틸에테르

상기 트리에테르 추출물을 사용한 용매 추출 프로세스에 근거한 공정.이 과정은 salting-out 시약(알루미늄 질산)은 수상에 관한 상당한 분배율을 얻기 위해 그 질산염 농도 증가하는데 사용을 요구하는 인터넷의 단점을 가지고 있다.이 과정 윈즈 케일에 많은년 전에 사용되었다.이 과정 PUREX는 더 큰 규모의 재처리를 위한 우수한 기술 공개되었다로 대체되었습니다.[31일]

PUREX로부터의 대안들.

이 PUREX 과정에 몇가지 단점이 있는 사람도 노력하는 과정에 대한 대체 에너지 개발을 위한, 그들 중 일부는 PUREX와 호환되는(즉한 프로세스에서 그 찌꺼기는 공급 원료로 다른 하나에 대해서는)과 다른 사람들 전적으로 양립할 수 없는 사용될 수 있다.이 중 어느 것도(2020년대로)지만, 그들 미래 더 큰 규모 구현을 향해 대규모 시험이나 확실한 대답을 본 적이 있어 폭넓은 상업적 사용에 도달했습니다.[32]

파이로 프로세싱

상업적으로는 불가능하지만 가장 개발된 대체 재처리 방법은 파이로프로세싱으로,[33] 1990년대 금속 연료 일체형 고속 원자로(IFR)의 일부로 제안되었다.사용후연료가 용융염에 용해된 후, 중요한 소성분임에도 불구하고 플루토늄과 우라늄으로 구성된 모든 재활용 가능한 액티니드를 전기 정제/전기로 추출한다.그 결과 발생하는 혼합물은 플루토늄을 항상 분리되지 않은 감마 및 알파 방출 액티니드 형태로 유지하며, 이는 [34]도난 시나리오에서도 약간 자기 보호된다.

파이로프로세싱은 고온 방법을 총칭하는 용어입니다.용제는 물과 유기화합물이 아닌 용융염(예: LiCl + KCl 또는 LiF + CaF2)과 용융금속(예: 카드뮴, 비스무트, 마그네슘)입니다.전기 정제, 증류 및 용제 추출이 일반적인 단계입니다.

이러한 과정은 현재 세계적으로 크게 사용되고 있지는 않지만, 현재 일본의 CRIEPI, 체코의 제즈 원자력 연구소, 인도의 인디라 간디 원자력 연구 센터, 한국의 [37][38][39][40]KAERI 등에서도[35][36] 연구되고 있다.

파이로프로세싱의 장점

  • 그 이면에 있는 원칙은 잘 이해되고 있으며,[41] 채택에 중대한 기술적 장벽은 존재하지 않습니다.
  • 고연소 사용후 연료에 쉽게 적용되며, 작동 온도가 이미 높기 때문에 냉각 시간이 거의 필요하지 않습니다.
  • 임계사고의 위험이 있는 중성자 조절제인 수소와 탄소를 함유한 용제는 사용하지 않고 나중에 분리할 수 없는 희석용액에 핵분열 생성물 트리튬과 활성화 생성물 탄소-14를 흡수할 수 있다.
    • 대안으로, 볼록시화[42](아래 참조)는 사용 후 연료에서 삼중수소의 99%를 제거하고 삼중수소 공급원으로 사용하기에 적합한 강력한 용액의 형태로 회수할 수 있다.
  • 수성 방법보다 더 콤팩트하며, 원자로 현장의 현장 재처리를 가능하게 하며, 사용후 핵분열 생성물의 운송과 보안 문제를 회피하고, 대신 폐로될 때까지 훨씬 적은 양의 핵분열 생성물을 고준위 폐기물로 현장에 저장한다.예를 들어, 통합 고속 원자로와 용융 염 원자로의 연료 주기는 현장 파이로프로세싱에 기초한다.
  • 그것은 많은 또는 심지어 모든 액티니드를 한꺼번에 분리할 수 있고, 절도나 핵무기 제조를 위해 조작하기 어려운 고방사능 연료를 생산할 수 있다.(단, 난이도는 의문시되고 있습니다.[43]이와는 대조적으로 PUREX 공정은 플루토늄을 무기용으로만 분리하도록 설계되었으며, 또한 소량의 악티늄(아메리카와 퀴륨)을 남겨두고, 방사능이 오래 지속되는 폐기물을 생산한다.
  • 반감기 핵분열2 생성물이 이 범위에 없기 때문에 핵연료 사용 후 약 10년에서5 10년 동안의 방사능의 대부분은 액티니드에 의해 생성된다.이러한 악티니드는 고속 원자로에 연료를 공급할 수 있으므로 이를 추출하여 재사용하면 연료 kg당 에너지 생산이 증가하고 폐기물의 장기적 방사능이 감소한다.
  • 플루오르화 휘발성(아래 참조)은 파이로프로세싱과 같은 용융염 재처리에 쉽게 사용할 수 있는 소금을 생성합니다.
  • "신선" 사용후 핵연료를 처리할 수 있는 능력은 사용후 핵연료 저장조의 필요성을 감소시킨다(회수된 단수명 방사성핵종이 저장소로 "유일한" 보내지는 경우라도, 질량의 대부분인 우라늄은 저장소와 별도로 저장될 수 있기 때문에 여전히 더 적은 공간이 필요하다).우라늄은, 보다 높은 비방사능으로 재처리된 우라늄으로, 안전한 보관을 위해 냉각을 필요로 하지 않습니다.
  • 짧은 살았던 radionuclides"신선한"사용 후 연료 palladi의 안정 동위 원소에는 모든 동위 원소 103Rh 더 이상의 붕괴보다 다른 rhodium을 찾아 산업 과학이나 약에 그들의 직접적인 사용 또는 그들의 부패 제품들이 다른 동위 원소에 의해(예를 들기 위해 오염 없이 회복:사용 후 연료가 썩에 루테늄을 허용하는에서 복구할 수 있다.음.핵분열 루테늄과 로듐의 붕괴로 인한 팔라듐은 비방사성이지만, 핵분열 팔라듐은 수명이 긴 Pd에 의한 상당한 오염을 포함한다.Ru-107과 Rh-107은 모두 분 내에 반감기를 가지며, 대부분의 경우 재처리 전에 Pd-107로 분해됩니다.)
  • 방사성 동위원소 열전 발전기(RTG)의 가능한 연료는 사용후 연료에서 대부분 썩어 상당히 오래되어 가치가 있는 양으로 회수할 수 있다.예를 들어 Cs, Sb, Pm 등 반감기가 약 2년인 소재가 있습니다.그것들은 아마도 장기간의 우주 임무에는 적합하지 않을 것이지만, [a]1년에 한 번 재급유가 가능한 배전망에서 디젤 발전기를 교체하는데 사용될 수 있다.안티몬은 납과 함께 안정적인 합금을 형성하기 때문에 상대적으로 쉽게 부분적으로 자가 차폐되고 화학적으로 비활성화된 형태로 변형될 수 있기 때문에 특히 흥미로울 것입니다.수명이 짧은 RTG 연료는 연료를 보급하지 않을 경우 활동이 상대적으로 빠르게 감소하므로 고아 발생원의 위험을 감소시키는 추가적인 이점을 제공한다.

파이로프로세싱의 단점

  • 전체적으로 재처리는 현재(2005) 바람직하지 않으며, 재처리를 하는 곳은 이미 PUREX 공장이 건설되어 있습니다.따라서 4세대 원자로 프로그램이 현실화될 경우 새로운 화음수술 시스템에 대한 수요는 거의 없다.
  • 파이로프로세싱에서 사용된 소금은 PUREX 공정에서 생성된 폐자재보다 유리로 변환하기에 적합하지 않습니다.
  • 버너 원자로에서 사용후 핵연료의 수명을 줄이는 것이 목표라면, 마이너 액티니드의 회수율을 향상시킬 필요가 있다.
  • "신선한" 사용후 연료로 작업하는 것은 "숙성된" 사용후 연료로 작업하는 것보다 더 많은 차폐와 더 나은 열 생산 처리 방법이 필요하다.시설이 높은 특정 활성 물질을 필요로 하는 방식으로 건설될 경우, 새로운 사용후 연료와 혼합된 경우를 제외하고는 오래된 "레거시 폐기물"을 처리할 수 없습니다.

전기 분해

전기분해 방법은 용융 소금에 포함된 우라늄, 플루토늄 및 소악티니드의 표준 전위차에 기초한다.우라늄의 표준 전위는 가장 낮기 때문에 전위가 적용되면 우라늄은 [44]용융염 용액에서 다른 원소보다 먼저 음극에서 감소한다.

아르곤 국립연구소 실험용 전기 정제 셀

IFR용 PYRO-A 및 -B

이러한 과정은 Argonne National Laboratory에 의해 개발되어 Integrated Fast Reactor 프로젝트에 사용되었다.

PYRO-A는 악티니드(악티니드 계열 내의 원소, 일반적으로 U-235보다 무거운 원소)를 비악티니드에서 분리하는 수단이다.사용 후 연료는 녹은 소금 전해액에 담근 양극 바구니에 담겨 있습니다.전류가 인가되어 우라늄 금속(또는 사용후 연료에 따라서는 산화물)이 고체 금속 음극에 플레이팅되고 다른 액티니드(및 희토류)는 액체 카드뮴 음극에 흡수된다.많은 핵분열 생성물들 (세슘, 지르코늄, 스트론튬 [45][46][47]등)은 소금에 남아 있다.용융 카드뮴 전극 대신 용융 비스무트 음극 또는 고체 알루미늄 [48]음극을 사용할 수 있습니다.

일렉트로잉의 대안으로 전기양극성 금속과 반응성이 낮은 [49]금속의 용융합금을 사용하여 원하는 금속을 분리할 수 있다.

사용후 핵연료의 장기 방사능과 부피의 대부분은 악티니드에서 나오기 때문에, 악티니드를 제거하면 폐기물이 더 작고, 장기적으로는 거의 위험하지 않은 폐기물이 생성된다.이 폐기물의 방사능은 수천 [50]년이 아니라 수백 년 안에 자연적으로 발생하는 다양한 광물과 광석 수준으로 떨어질 것이다.

파이로메탈 처리에 의해 생성된 혼합 악티니드는 핵연료로 다시 사용될 수 있다. 이러한 물질의 대부분은 효율적으로 연소하기 위해 고속 증식로를 필요로 하지만 사실상 모두 핵분열성이거나 비옥하기 때문이다.열 중성자 스펙트럼에서는 여러 개의 무거운 악티니드(퀴륨-242 및 플루토늄-240)의 농도가 상당히 높아져 대부분의 현재 원자로가 사용하도록 설계된 일반적인 우라늄 또는 혼합 우라늄-플루토늄 산화물(MOX)과는 상당히 다른 연료가 생성될 수 있다.

또 다른 열화학 공정인 PYRO-B 공정은 초우라늄 핵폐기물을 핵분열 생성물로 변환하도록 설계된 고속 증식로)에서 나오는 연료의 처리와 재활용을 위해 개발되었습니다.전형적인 트랜스미터 연료는 우라늄이 없으며 금속 지르코늄과 같은 비활성 매트릭스에 회수된 트랜스우라닉스를 포함합니다.이러한 연료의 PYRO-B 처리에서는 전기정제 공정을 사용하여 잔류 초우라닉 원소를 핵분열 생성물로부터 분리하여 초우라닉 원소를 원자로에 재활용하여 파쇄한다.새롭게 생성된 테크네튬과 요오드를 추출하여 변환 대상에 포함시키고, 다른 핵분열 생성물은 폐기물로 보낸다.

볼록시드화

볼록시드화(용적 산화의 경우)는 산화물 연료를 산소로 가열하거나, 때로는 산화 [42]및 환원 과정을 번갈아 수행하거나, 삼산화삼우라늄으로 분해하여 오존에서 삼산화우라늄으로 산화시키는 과정을 포함한다.주요 목적은 삼중수소를 보유하기 어려울 수 있는 추가 처리 전에 삼중수소를 삼중수소 수증기로 포착하는 것이다.삼중수소는 동위원소 분리 외에는 물에서 분리할 수 없기 때문에 수용액에서 제거하기 어려운 오염물질이다.그러나, 삼중수소는 산업 과학 및 핵무기에 사용되는 귀중한 제품이기 때문에, 삼중수소 함량이 높은 수소나 물의 흐름을 회수하면 목표 회수를 경제적으로 가치 있게 만들 수 있다.다른 휘발성 원소, 특히 요오드, 테크네튬 및 탄소-14는 연료를 남겨두고 회수해야 합니다.또한 볼록시드는 연료를 분해하거나 표면적을 증가시켜 다음 재처리 단계에서 시약 침투율을 높입니다.

이점

  • 프로세스는 간단하며 모든 재처리(핫 셀, 원격 취급 장비)에 필요한 것 이상의 복잡한 기계나 화학 물질이 필요하지 않습니다.
  • 크립톤-85 또는 삼중수소, 제논(동위원소가 안정적이고, 매우 안정적이거나, 빠르게 붕괴하는 것)과 같은 제품은 산업, 과학 또는 의학에 사용하기 위해 회수되고 판매될 수 있다.
  • 휘발성 핵분열 생성물을 제거함으로써 중간 저장소 또는 깊은 지질 저장소에 안전하게 보관할 수 있습니다.
  • 플루토늄 분리가 발생하지 않아 핵확산 위험이 낮다.
  • 방사성 물질은 어차피 장기 보관 시 고려되어야 할 정도를 넘어서는 화학적으로 동원되지 않는다.자연 원소 또는 산화물로 불활성인 물질은 다음과 같이 유지된다.
  • 사용후 연료에 핵분열성 물질이 너무 많이 남아 있는 경우 CANDU 원자로에서 연료로 사용하거나 유사한 처리를 한 사용후 CANDU 연료로 다운 블렌딩할 수 있다.
  • 결과물은 위와 아래에 언급된 다른 프로세스에 의해 추가로 처리될 수 있습니다.휘발성 핵분열 생성물 제거는 클래드가 손상되거나 제거된 사용후 연료에 비해 운송이 약간 용이함을 의미한다.
  • 모든 휘발성 제품(사용 후 연료에는 헬륨이 존재하지만 헬륨의 방사성 동위원소는 존재하지 않음)은 원칙적으로 액체 질소(온도: 77K(-196.2°C; -321.1°F) 이하)에 의해 냉각된 콜드 트랩에서 회수할 수 있습니다.그러나, 이것은 크립톤-85와 같은 방사성 휘발성 물질로부터의 붕괴 열의 영향을 상쇄하기 위해 상당한 양의 냉각을 필요로 한다.삼중수소는 액체 질소의 온도에서 고체인 삼중수소수의 형태로 존재할 것이다.
  • 불소 휘발성 또는 PUREX, 테트로옥시드 루테늄(가스 313.1K(40.0°C 이상), 103°C, 103°F) 등의 프로세스에서 테크네튬 오염으로 인한 문제를 줄이는 끓는점 392.6K(119.5°C; 247.0°F) 이상으로 가열하여 기체로 제거할 수 있습니다.에일 또는 폐기

단점들

  • MOX 연료의 재농축 또는 제조에 결과물을 사용하려면 추가 가공이 필요하다.
  • 휘발성 핵분열 생성물이 환경으로 빠져나가는 경우, 이는 주로 I, 삼중수소, Kr 때문에 방사선 위험을 나타낸다.안전한 복구와 저장을 위해서는 추가 장비가 필요합니다.
  • 산화제/환원제는 회수가 어렵거나 에너지 소모가 어렵거나 둘 다일 수 있는 환원/산화 단계를 위해 사용해야 한다.

단독 휘발성 휘발

첫 번째 재처리 단계로 불활성 분위기에서 사용 후 산화물 연료를 가열하거나 700°C(1,292°F)에서 1,000°C(1,830°F) 사이의 온도에서 진공으로 가열하면 이후 100년 동안 냉각 시 연료에 의해 생성된 열의 약 절반을 방출하는 세슘을 포함한 여러 휘발성 원소를 제거할 수 있습니다(단, m).나머지 절반의 ost는 비슷한 반감기를 가진 스트론튬-90에서 나온 것이다.)피복재 2,000g을 포함한 20,000g의 가공 연료에 대한 추정 전체 질량 균형은 다음과 같다.[51]

입력 잔류물 제올라이트
필터		 카본
필터		 파티클
필터
팔라듐 28 14 14
텔루루 10 5 5
몰리브덴 70 70
세슘 46 46
루비듐 8 8
실버 2 2
요오드 4 4
클래딩 2000 2000
우라늄 19218 19218 ?
다른이들 614 614 ?
총 22000 21851 145 4 0

이점

  • 화학적 과정이 전혀 필요 없음
  • 이론적으로 충분히 "신선한" 사용후 연료의 붕괴열을 통해 "자체 가열"할 수 있는가?
  • 세슘-137은 식품 조사에 사용되며 방사성 동위원소 열전 발전기에 전력을 공급할 수 있다.그러나 안정적인 Cs와 장수명 Cs에 의한 오염은 그러한 사용의 효율성을 감소시키는 반면 상대적으로 신선한 사용후 연료에 Cs에 의한 오염은 대부분의 Cs가 붕괴될 때까지 전체 방사선과 열 출력의 곡선을 훨씬 더 가파르게 만든다.
  • 루테늄산 이온이 PUREX에서 특히 문제가 되고 동위원소가 1년 이상 상당히 오래 살지 않는 루테늄과 같은 원소를 잠재적으로 회수할 수 있어 금속을 사용할 수 있다.
  • 녹지만 관련된 온도에서 증발하지 않는 물질이 액체 유출물 용기로 배출되어 재고화되면 "3상 회수"가 프로세스에 추가될 수 있습니다.저온에서 녹는 저 끓는 제품의 오염을 방지하기 위해 액상에 의해 일정 온도에 도달한 경우에만 용융 플러그를 사용하여 액체 유출물 용기를 열 수 있습니다.
  • 특히 난해한 중간수명 핵분열 생성물 Sr의 형태로 존재하는 스트론튬은 1,050K(780℃, 1,430℃) 이상의 액체이다.그러나 산화스트론튬은 2,804K(2,531°C; 4,588°F) 미만으로 고체 상태를 유지하며, 다른 액체 유출물과 함께 산화스트론튬을 회수하려면 가열 단계 전에 토종 금속으로 환원해야 합니다.스트론튬과 산화스트론튬은 모두 물과 접촉하면 수용성 수산화스트론튬과 수소를 형성하며, 이는 사용후 연료의 비용성 부분에서 분리하는 데 사용될 수 있다.
  • 사용후 연료에는 화학적 변화가 거의 또는 전혀 없으므로 이 프로세스 후에는 모든 화학적 재처리 방법을 사용할 수 있습니다.

단점들

  • 1,000K(730°C; 1,340°F) 이상의 온도에서 넵투늄(녹는점: 912K; 1,182°F)과 플루토늄(녹는점: 912.5K; 6.4°C; 1,182°F)을 포함한 여러 악티니드의 금속 형태가 녹는다.이는 우라늄 금속이 1,405.3K(1,132.2°C; 2,069.9°F)까지 고체로 유지되기 때문에 증식 우려를 제기하는 액체상을 회복하는 데 사용될 수 있다.넵투늄과 플루토늄은 서로 다른 녹는점을 통해 쉽게 분리될 수 없지만, 물의 용해도는 그것들을 분리하는 데 사용될 수 있다.
  • "원자력 자가 가열"을 사용하면 사용후 연료의 비방사능, 열 생산 및 방사선 방출이 훨씬 높아진다.외부 열원을 사용할 경우 상당한 양의 외부 전력이 필요하며, 이는 대부분 우라늄을 가열하는 데 사용됩니다.
  • 진공챔버 및/또는 배관 및 용기를 가열 및 냉각하여 휘발성 유출물을 수집함으로써 열응력을 유도한다.이는 물질에 대한 방사선 손상과 Californium-252와 같은 중성자 선원이 상당히 존재할 경우 중성자 취약성 발생과 결합된다.
  • 일반적으로 사용되는 산화물 연료에서 일부 원소는 산화물 및 기본 원소로 모두 존재합니다.화학 상태에 따라 휘발성 스트림 또는 잔류 스트림에 도달할 수 있습니다.원소가 두 가지 상태에 모두 상당한 정도로 존재할 경우, 해당 원소의 분리는 모두 하나의 화학적 상태로 변환하지 않고서는 불가능할 수 있다.
  • 관련된 온도는 납의 융점(600.61K(327.46°C; 621.43°F)보다 훨씬 높다. 납을 차폐 재료로 사용할 경우 방사선 차폐 문제가 발생할 수 있다.
  • 휘발성 핵분열 생성물을 회수하기 위해 필터를 사용하면 중저준위 폐기물이 된다.

플루오르화 휘발성

주요 기사:플루오르화 휘발성
파란색 원소는 휘발성 플루오르화물을 가지고 있거나 이미 휘발성이 있습니다.녹색 원소는 휘발성 염소화물만 가지고 있습니다.빨간색 원소는 둘 다 없지만 원소 자체 또는 산화물은 매우 높은 온도에서 휘발성이 있습니다.나중에 중성자 포획을 고려하지 않고 핵분열 후 10년 후에0,1,2,3 산출된다. 200%가 아닌 100%의 비율이다.베타 붕괴 Kr-85→추정, Sr-90→Zr, Ru-106→Pd, Sb-125→Te, Cs-137→Ba, Ce-144→Nd, Sm-151→Eu, Eu-155→Gd가 표시된다.

플루오르화 휘발성 공정에서는 연료와 불소를 반응시킨다.불소는 산소보다 훨씬 더 반응하기 때문에 불소가 가득한 챔버에 떨어지면 분쇄된 산화물 연료의 작은 입자가 불길에 휩싸이게 됩니다.이를 화염 불소화라고 합니다. 생성된 열은 반응을 촉진합니다.연료의 대부분을 차지하는 우라늄의 대부분은 우라늄 농축에 사용되는 우라늄의 형태인 육불화우라늄으로 전환되는데, 이는 끓는점이 매우 낮다.주요 장기수명 핵분열 생성물인 테크네튬도 휘발성 육불화물로 효율적으로 전환된다.몇몇 다른 원소들도 마찬가지로 휘발성 헥사플루오르화물, 펜타플루오르화물 또는 헵타플루오르화물을 형성한다.휘발성 플루오르화물은 응축에 의해 과잉 불소로부터 분리되고, 그 후 부분 증류 또는 선택적 환원에 의해 서로 분리될 수 있다.육불화우라늄과 육불화테크네튬은 끓는점과 증기압력이 매우 비슷해 완전한 분리가 더욱 어렵다.

휘발성 핵분열 생성물의 대부분은 요오드, 텔루륨 및 몰리브덴과 같이 불소화되지 않은 고온 휘발성 물질과 동일하다. 주목할 만한 차이점은 테크네튬이 휘발성 물질이지만 세슘은 그렇지 않다는 것이다.

플루토늄, 넵투늄, 아메리슘과 같은 초우라늄 원소는 휘발성 플루오르화물을 형성할 수 있지만 불소 분압이 감소하면 [52]이들 화합물은 안정적이지 못하다.플루토늄의 대부분과 우라늄의 일부는 처음에는 화염 불소화기 바닥으로 떨어지는 화산재 속에 남아 있을 것이다.화산재의 플루토늄-우라늄 비율은 고속 중성자 원자로 연료에 필요한 조성에 근접할 수도 있다.화산재의 추가 불소는 휘발성 플루오르화물로서 우라늄, 넵투늄 및 플루토늄을 모두 제거할 수 있지만, 다른 일부 작은 액티니드는 휘발성 플루오르화물을 형성하지 않고 알칼리 핵분열 생성물과 함께 남아 있을 수 있습니다.일부 귀금속은 불소를 전혀 형성하지 않고 금속 형태로 남아있을 수 있지만, 육불화 루테늄은 비교적 안정적이고 휘발성이 있습니다.

고온에서 잔류물을 증류함으로써 저비등 전이금속 불화물 및 알칼리 금속(Cs, Rb) 불화물을 고비등 란타니드 및 알칼리 토류 금속(Sr, Ba) 및 이트륨 불화물로부터 분리할 수 있다.관련된 온도는 훨씬 높지만 진공에서 증류함으로써 어느 정도 낮출 수 있습니다.플루오르화리튬이나 플루오르화나트륨 등의 캐리어소금을 용매로 사용할 경우 고온 증류하는 것이 캐리어소금을 분리하여 재사용하는 방법이다.

용융염 원자로 설계는 불소 휘발성 재처리를 지속적으로 또는 빈번히 수행한다.목표는 최종 핵분열을 위해 액티니드를 용융 연료 혼합물로 되돌리는 동시에 중성자 독극물인 핵분열 생성물을 제거하는 것이다. 또는 영구 저장으로 전환되기를 기다리는 동안 원자로 노심 외부에 더 안전하게 저장될 수 있는 핵분열 생성물을 제거하는 것이다.

염화물 휘발성 및 용해성

휘발성 고가의 플루오르화물을 형성하는 많은 원소들은 또한 휘발성 고가의 염화물을 형성할 것이다.염소화 및 증류도 가능한 분리 방법이다.분리 순서는 플루오르화물 순서와 유용하게 다를 수 있습니다. 예를 들어 사염화 지르코늄과 사염화 주석의 끓는점은 331°C(628°F)와 114.1°C(237.4°F)로 비교적 낮습니다.염소화는 심지어 지르코늄 연료 [42]피복을 제거하는 방법으로 기계적 탈피 대신 제안되었다.

염화물은 나중에 산화물과 같은 다른 화합물로 다시 변환하는 것이 불소화물보다 더 쉬울 수 있습니다.

휘발 후 잔류하는 염화물은 물 속의 용해성에 의해 분리될 수 있다.아메리슘, 퀴륨, 란타늄, 스트론튬, 세슘과 같은 알칼리성 원소의 염화물은 우라늄, 넵투늄, 플루토늄, 지르코늄보다 용해성이 높다.

할로겐 휘발성의 이점

  • 염소(및 불소[53])는 대량으로[54] 생산되는 쉽게 구할 수 있는 공업용 화학물질이다.
  • 부분 증류를 통해 많은 원소를 한 번에 분리하거나 같은 단계를 반복할 수 있습니다.
  • 우라늄은 농축에 사용되는 형태인 육불화우라늄으로 직접 생산될 것이다.
  • 많은 휘발성 플루오르화물과 염화물은 비교적 적당한 온도에서 휘발성이 있어 열 스트레스를 감소시킵니다.이것은 육불화우라늄의 끓는점이 물의 끓는점보다 낮기 때문에 특히 중요하며, 이것은 질량의 대부분을 차지하는 우라늄이 없을 때 일어날 수 있기 때문에 서로로부터 높은 끓는 핵분열 생성물(또는 그들의 불소)을 분리할 때 에너지를 보존할 수 있다.
  • 일부 불소 및 염화물은 비교적 낮은 온도에서 녹기 때문에 원하는 경우 "액상 분리"가 가능합니다.이러한 저융해 소금은 용해된 소금 전기 분해에 의해 추가로 처리될 수 있습니다.
  • 불소화물과 염화물은 양이온에 따라 수용성이 다르다.이를 사용하여 수용액으로 분리할 수 있습니다.그러나 일부 불소는 물과 격렬하게 반응하기 때문에 고려해야 한다.

할로겐 휘발성의 단점

  • 불소나 염소의 많은 화합물 및 천연 원소는 독성이 있고 부식성이 있으며 공기, 물 또는 둘 다와 격렬하게 반응합니다.
  • 육불화우라늄과 육불화테크네튬은 끓는점(각각 329.6K(56.5°C, 133.6°F)과 328.4K(55.3°C, 131.4°F))이 매우 유사하여 증류에 의해 완전히 분리되기 어렵다.
  • 석유 정제에서 사용되는 부분 증류에는 대규모 시설과 막대한 에너지가 필요합니다.우라늄의 수 톤을 가공하기 위해서는 수 톤의 석유를 가공하는 것과 유사한 대규모 설비가 필요하다 - 그러나 석유 정제소와 달리, 모든 과정은 방사선 차폐 안에서 이루어져야 하며 휘발성, 독성 및 방사능 불화물의 유출을 막기 위한 조항이 만들어져야 할 것이다.
  • 육불화 플루토늄은 335K(62°C; 143°F)에서 비등한다. 이는 육불화 테크네튬에서 육불화우라늄을 분리할 수 있는 시설이면 어느 시설에서도 육불화 플루토늄을 분리할 수 있다는 것을 의미하며, 증식 우려를 낳고 있다.
  • 알파 방출체의 존재는 불소에서 일부(α,n) 반응을 유도하여 방사성 Na와 [55]중성자를 생성한다.알파 방출체와 불소를 가능한 한 빨리 분리함으로써 이 효과를 줄일 수 있습니다.한편, 염소의 두 안정 동위원소 Cl과 Cl과 다른 한편의 알파 입자의 상호작용은 단면이 높지 않고 중성자 또는 긴 수명 방사성핵종을 [56]생성하지 않기 때문에 덜 우려된다.
  • 사용후 연료에 탄소가 존재할 경우 할로겐화 탄화수소가 생성되는데, 이는 매우 강력한 온실 가스이며 화학적으로 분해되기 어렵습니다.그것들 중 일부는 독성이 있다.

방사선 분석적 분리

분석 목적으로 방사성 금속의 분포를 결정하기 위해 SIR(Solvent Enbrated Resins)을 사용할 수 있습니다.SIR은 다공질 입자로, 모공 안에 추출물이 들어 있습니다.이 접근법은 기존의 액체-액체 추출에서 요구되는 액체-액체 분리 단계를 회피한다.방사성 분리를 위한 SIR의 준비에는 유기 Amberlite XAD-4 또는 XAD-7을 사용할 수 있다.가능한 추출물은 예를 들어 염화트리헥실트라데실포스포늄(CYPHOS IL-101) 또는 N, N0-다이알킬-N, N0-디페닐피리딘-2,6-디카르복시아미드(R=부틸, 옥티 i, [57]데실코드)이다.

경제학

재처리 폐기물 처리와 중간 저장 직접 처리의 상대적인 경제성은 2000년대 첫 10년 동안 많은 논쟁의 초점이 되었습니다.연구는[58] (제안된 증식로 주기와는 대조적으로) 기존 열 원자로에서 플루토늄의 일회성 재활용에 기초한 재처리-재활용 시스템의 총 연료 주기 비용을 모델링하고 이를 직접 폐기를 통한 개방 연료 주기의 총 비용과 비교했다.이러한 연구에서 도출된 결과의 범위는 매우 넓지만, 당시 경제 상황에서는 재처리-재순환 옵션이 비용이 [59]더 많이 든다는 데 모두가 동의했다.우라늄 시장, 특히 단기 변동은 원자력에 의한 전력 비용에 작은 영향을 미치지만, 우라늄 시장의 장기적인 추세는 핵 재처리의 경제성에 큰 영향을 미친다.우라늄 가격이 상승하고 지속적으로 높은 수준을 유지한다면 MOX 연료, 증식로 또는 토륨 연료 사이클을 통한 "연료 공급"은 더욱 매력적일 수 있다.그러나 우라늄 가격이 낮게 유지된다면 재처리는 [citation needed]매력적이지 않을 것이다.

사용후핵연료의 방사능 수준을 감소시키기 위해서만 재처리를 수행할 경우 사용후핵연료가 시간이 지남에 따라 방사능이 감소한다는 점을 고려해야 한다.40년 후 방사능은 99.[60]9% 감소하지만 방사능 수준이 천연 [61]우라늄 수준에 도달하는 데는 여전히 천 년 이상이 걸린다.그러나 플루토늄-239를 포함한 초우라늄 원소는 10만 년 이상 높은 수준을 유지하므로 핵연료로 재사용하지 않을 경우 핵확산 및 방사능 위험 때문에 안전한 폐기가 필요하다.

2011년 10월 25일, 일본 원자력 위원회의 위원회는 회의에서 발전용 핵연료의 재활용 비용에 대한 계산 결과를 발표했다.이러한 비용은 사용후 핵연료의 직접 지질 처리 비용의 두 배가 될 수 있다. 플루토늄 추출과 사용후 핵연료 처리 비용은 킬로와트시당 1.98-2.14엔으로 추산되었다.사용후 연료를 폐기물로 버리는 것은 1킬로와트시당 [62][63]1엔에서 1.35엔밖에 들지 않는다.

2004년 7월 일본 신문들은 일본 정부가 방사성 폐기물 처리 비용을 추산했다고 보도했는데, 이는 4개월 전 추정치가 없었다는 주장과 배치되는 것이다.비처리 옵션 비용은 재처리 비용(247억 달러)의 1/4에서 1/3(55억-79억 달러) 사이인 것으로 추정되었습니다.2011년 말, 2004년 원자력정책기획과장이었던 야스이 마사야씨가 2004년 4월에 부하에게 데이터 은폐를 지시한 것이 밝혀졌다.고의로 자료를 은폐했다는 사실로 인해 국방부는 이 사건을 재조사하고 [64][65]관련 공무원들에 대한 처벌 여부를 재고해야 했다.

사이트 리스트

나라 재처리 사이트 연료 종류 절차. 재처리
용량 tHM/년		 커미셔닝
또는 동작기간
벨기에 몰 LWR, MTR(물질시험로) 팔십[66] 1966-1986년[66]
중국 중간 시험[67] 플랜트 60–100 1968~1970년대 초반
중국 공장[68] 404 50 2004
독일. 칼스루에 (WAK) LWR[69] 서른다섯[66] 살 1971~1990년[66]
프랑스. 마르쿨레, UP 1 군사의 1200[66] 1958[66]-1997[70]
프랑스. Marcoule, CEA APM FBR PUREX 디아멕스 SANEX[71] 6개[69] 1988년[69] ~ 현재
프랑스. 라 헤이그, UP 2 LWR[69] 퓨렉스[72] 900[66] 1967-1986년[66]
프랑스. 라 헤이그, UP 2-400 LWR[69] 퓨렉스[72] 400[66] 1976~1990년[66]
프랑스. 라 헤이그, UP 2-800 LWR 퓨렉스[72] 800[66] 1990년[66]
프랑스. 라 헤이그, UP 3 LWR 퓨렉스[72] 800[66] 1990년[66]
영국 풍량, B204 Magnox, LWR 부텍스 750[66] 1956-1996년,[66] 1969-1996년
영국 셀라필드, B205 Magnox,[69] LWR, FBR 퓨렉스 1500[66] 1964년[66]
영국 돈레이 FBR[69] 8개[66] 1980년[66]
영국 토르프 AGR, LWR 퓨렉스 900[66][73] 1994[66][73]-2018
이탈리아 로톤델라 토륨 5개[66] 1968년[66](표준)
인도 트롬베이 군사의 퓨렉스[74] 육십[66] 1965년[66]
인도 타라푸르 PHWR 퓨렉스 백[66] 1982년[66]
인도 칼팍캄 PHWR 및 FBTR 퓨렉스 백[75] 1998년[75]
인도 타라푸르 PHWR 백[76] 2011년[76]
이스라엘 디모나 군사의 60~100[77] ~440–현재
일본. 도카이무라 LWR[78] 210[66] 1977-2006년[66][79]
일본. 록카쇼 LWR[69] 800[66][73] 2021년[80]
파키스탄 새로운 연구소, Rawalpindi 밀리터리/플루토늄/토륨 팔십[81] 1982년 ~ 현재
파키스탄 파키스탄 핵도시 쿠샤브 핵단지 HWR/군사/트리튬 22 kg[82] 1986년 ~ 현재
러시아 마야크 B공장 군사의 400 1948-1986년?[83]
러시아 마야크 공장 BB, RT-1 LWR[69] PUREX + Np 분리[84] 400[66][73] 1978년[66]
러시아 톰스크-7 방사화학 플랜트 군사의 6000[77] 1956년[85]
러시아 젤레즈노고르스크 (크라스노야르스크-26) 군사의 3500[77] 1964~2010년[86]
러시아 젤레즈노고르스크, RT-2 VER 800[66] 건설중(구축중)
미국, WA 핸포드 사이트 군사의 인산비스무트, REDOX, PUREX 1944년-1965년[87]
미국, SC 사바나 리버 사이트 밀리터리/LWR/HWR/트리튬 PUREX, REDOX, TOREX, Np 분리 5000[88] 1952–2002
미국, 뉴욕 웨스트밸리 LWR[69] 퓨렉스 300개[66] 1966-1986년[66]
미국, NC 반웰 LWR 퓨렉스 1500 조작이[89] 허가되지 않다
미국, ID 입력 LWR 퓨렉스 –

「 」를 참조해 주세요.

레퍼런스

  1. ^ Andrews, A. (2008년 3월 27일)핵연료 재처리: 2016년 3월 3일 웨이백 머신에 보관된 미국 정책.의회용 CRS 보고서2011년 3월 25일 취득
  2. ^ MOX 연료는 추출된 에너지를 약 12%까지 확장할 수 있지만 플루토늄 재고는 약간 감소합니다.2013년 3월 1일 웨이백 머신에 보관된 MOX에 대한 세계원자력협회 정보
  3. ^ "Supply of Uranium". World Nuclear Association. Archived from the original on 12 February 2013. Retrieved 29 January 2010.
  4. ^ "Fast Neutron Reactors". World Nuclear Association. Archived from the original on 24 February 2013. Retrieved 11 March 2012.
  5. ^ Harold Feiveson; et al. (2011). "Managing nuclear spent fuel: Policy lessons from a 10-country study". Bulletin of the Atomic Scientists. Archived from the original on 26 April 2012. Retrieved 8 July 2011.
  6. ^ "Adieu to nuclear recycling". Nature. 460 (7252): 152. 2009. Bibcode:2009Natur.460R.152.. doi:10.1038/460152b. PMID 19587715.
  7. ^ "Plutonium Recovery from Spent Fuel Reprocessing by Nuclear Fuel Services at West Valley, New York from 1966 to 1972". U.S. Department of Energy. February 1996. Archived from the original on 14 March 2021. Retrieved 17 June 2007.
  8. ^ 제럴드 포드 1976년 10월 28일 핵 정책에 관한 성명 2018년 9월 26일 웨이백 머신에 보관.2012년 6월 30일 취득.
  9. ^ Dr. Ned Xoubi (2008). "The Politics, Science, Environment, and common sense of Spent Nuclear Fuel Reprocessing 3 decades Later" (PDF). Symposium on the Technology of Peaceful Nuclear Energy, Irbid, Jordan. Archived from the original (PDF) on 16 May 2011.
  10. ^ "Depleted Cranium » Blog Archive » Why You Can't Build a Bomb from Spent Fuel". Archived from the original on 4 February 2012.
  11. ^ "Proving a Negative – Why Modern Used Nuclear Fuel Cannot Be Used to Make a Weapon – Atomic Insights". atomicinsights.com. 17 February 2015. Archived from the original on 7 January 2018. Retrieved 4 April 2018.
  12. ^ 핵연료 재처리: 미국 정책 개발 2016년 3월 3일 웨이백 머신에 보관(PDF).2011년 12월 10일 취득.
  13. ^ 듀크, 코게마, 스톤 & 웹스터(DCS) 보고서는 2017년 6월 23일 웨이백 머신에서 NRC 아카이브에 전송되었다.Nrc.gov 를 참조해 주세요.2011년 12월 10일 취득.
  14. ^ 플루토늄을 연료로 바꾸는 것에 대한 새로운 의구심 2017년 9월 11일 웨이백 머신에 보관, 2011년 4월 10일
  15. ^ 2016년 4월 8일 IAEA-SM-346/102, Matthew Bunn, Wayback Machine에 보관된 미국의 과잉 무기 플루토늄 처분 프로그램.
  16. ^ Irvine, Maxwell (2011). Nuclear power : a very short introduction. Oxford: Oxford University Press. p. 55. ISBN 9780199584970. Archived from the original on 28 March 2020. Retrieved 22 February 2016.
  17. ^ "Nuclear Energy: Fuel of the Future?". Princeton University. Archived from the original on 1 October 2012. Retrieved 6 April 2013.
  18. ^ C. 힐, D.기요넥스,Hérés, N. Boubals 및 L. Ramain SANEX-BTP 프로세스 개발 연구 2012년 11월 15일 Wayback Machine 아카이브
  19. ^ C. 힐, L. 버튼, P. 브라더스, J-P. 댄카우스, D.Guillaneux SANEX-BTP 프로세스 개발 연구 2009년 9월 5일 Wayback Machine에서 아카이브.위원회 아에네르기 아토미크
  20. ^ BTP 추출제(bis-1,2,4-triazinyl-pyridine)를 사용한 3가 액티니드/란타니드 분리를 위한 SANEX 프로세스 플로우시트 달성2005년 10월 16일 Wayback Machine에서 아카이브 완료
  21. ^ "U.S.-Russia Team Makes Treating Nuclear Waste Easier". U.S. embassy press release(?). 19 December 2001. Archived from the original on 28 July 2014. Retrieved 14 June 2007.
  22. ^ J. Banaee; et al. (1 September 2001). "INTEC High-Level Waste Studies Universal Solvent Extraction Feasibility Study". INEEL Technical report. Archived from the original on 13 May 2013. Retrieved 28 January 2006.
  23. ^ Law, Jack D.; Herbst, R. Scott; Todd, Terry A.; Romanovskiy, Valeriy N.; Babain, Vasily A.; Esimantovskiy, Vyatcheslav M.; Smirnov, Igor V.; Zaitsev, Boris N. (2001). "The Universal Solvent Extraction (Unex) Process. Ii. Flowsheet Development and Demonstration of the Unex Process for the Separation of Cesium, Strontium, and Actinides from Actual Acidic Radioactive Waste". Solvent Extraction and Ion Exchange. 19: 23. doi:10.1081/SEI-100001371. S2CID 98103735.
  24. ^ Romanovskiy, Valeriy N.; Smirnov, Igor V.; Babain, Vasily A.; Todd, Terry A.; Herbst, R. Scott; Law, Jack D.; Brewer, Ken N. (2001). "The Universal Solvent Extraction (Unex) Process. I. Development of the Unex Process Solvent for the Separation of Cesium, Strontium, and the Actinides from Acidic Radioactive Waste". Solvent Extraction and Ion Exchange. 19: 1. doi:10.1081/SEI-100001370. S2CID 98166395.
  25. ^ J.D. Law; et al. (1 March 2001). "Flowsheet testing of the universal solvent extraction process for the simultaneous separation of caesium, strontium, and the actinides from dissolved INEEL calcine" (PDF). WM 2001 conference proceedings. Archived from the original (PDF) on 28 September 2007. Retrieved 17 June 2006.
  26. ^ Asanuma, Noriko; et al. (2006). "Andodic dissociation of UO2 pellet containing simulated fission products in ammonium carbonate solution". Journal of Nuclear Science and Technology. 43 (3): 255–262. doi:10.3327/jnst.43.255.[데드링크]
  27. ^ US 4366126, Gardner, Harry E., "몰리브덴을 포함한 우라늄 베어링 용액에서 우라늄 회수", 1982-12-28 발행, Union Carbide Corp.에 할당.
  28. ^ Gerber, Michelle. "The plutonium production story at the Hanford Site: processes and facilities history (WHC-MR-0521) (excerpts)". Department of Energy. Archived from the original on 11 May 2006. Retrieved 7 January 2006.
  29. ^ US 2950166, Seaborg, Glenn T; Blaedel, Jr., Walter J. & Walling, Matthew T, "용매 추출에 의한 우라늄 및 핵분열 생성물에서 플루토늄을 분리하는 방법", 1960-08-23 발행, 미국 원자력위원회에 할당.
  30. ^ L.W. Gray (15 April 1999). "From separations to reconstitution—a short history of plutonium in the U.S. and Russia (UCRL-JC-133802)" (PDF). Lawrence Livermore National Laboratory preprint. Archived (PDF) from the original on 29 November 2007. Retrieved 7 January 2006.
  31. ^ Taylor, Robin (2015). Reprocessing and Recycling of Spent Nuclear Fuel. Woodhead Publishing.
  32. ^ "Processing of Used Nuclear Fuel - World Nuclear Association".
  33. ^ L.C. Walters (18 September 1998). "Thirty years of fuels and materials information from EBR-II". Journal of Nuclear Materials. 270 (1): 39–48. Bibcode:1999JNuM..270...39W. doi:10.1016/S0022-3115(98)00760-0. Archived from the original on 31 January 2021. Retrieved 17 March 2021.
  34. ^ https://www.aps.org/units/fps/newsletters/2004/july/hannum.html 2020년 8월 5일 Wayback Machine PUREX와 PYRO는 스탠포드 Hannum에서 동일하지 않습니다.
  35. ^ "Pyroprocessing Development". Argonne National Laboratory. Archived from the original on 24 June 2016. Retrieved 6 June 2016.
  36. ^ "Pyroprocessing Technologies: Recycling used nuclear fuel for a sustainable energy future" (PDF). Argonne National Laboratory. 2012. p. 7. Archived from the original (PDF) on 19 February 2013. Retrieved 6 June 2016.
  37. ^ T. Inoue. "An Overview of CRIEPI Pyroprocessing Activities" (PDF). Archived from the original (PDF) on 13 July 2017. Retrieved 20 May 2019.
  38. ^ 툴라코바, R. 등"사용후 핵연료의 열화학적 재처리 개발과 폐연료 사이클 전망"ATOM 인도네시아 33.1 (2007) : 47 ~59 。
  39. ^ 나가라잔, K. 등"인도의 열화학 재처리 연구 현황"원자력 테크놀로지 162.2 (2008) : 259 ~263.
  40. ^ 이, 한수 등「KAERI에서의 파이로 가공 기술 개발」(2009).
  41. ^ "PYROPROCESSING PROGRESS AT IDAHO NATIONAL LABORATORY" (PDF). Idaho National Laboratory article. September 2007. Archived from the original (PDF) on 12 June 2011.
  42. ^ a b c Guillermo D. Del Cul; et al. "Advanced Head-End Processing of Spent Fuel: A Progress Report" (PDF). 2005 ANS annual meeting. Oak Ridge National Laboratory, U.S. DOE. Archived from the original (PDF) on 7 March 2006. Retrieved 3 May 2008.
  43. ^ "Limited Proliferation-Resistance Benefits from Recycling Unseparated Transuranics and Lanthanides from Light-Water Reactor Spent Fuel" (PDF). p. 4. Archived (PDF) from the original on 26 March 2013. Retrieved 25 April 2011.
  44. ^ 무스, L. R.액티니드와 액티니드 원소의 화학.에드 레스터 R.Mors 등제1권 도르트레흐트: 스프링거, 2006.
  45. ^ "Development of pyro-process fuel cell technology" (PDF). CRIEPI News. July 2002. Archived from the original (PDF) on 25 February 2009. Retrieved 22 June 2009.
  46. ^ Masatoshi Iizuka (12 December 2001). "Development of plutonium recovery process by molten salt electrorefining with liquid cadmium cathode" (PDF). Proceedings of the 6th information exchange meeting on actinide and fission product partitioning and transmutation (Madrid, Spain). Archived from the original (PDF) on 5 September 2009. Retrieved 22 June 2009.
  47. ^ R. 툴라코바(Zvejskova), K.추치발코바 비모바, P. 수섹, F.Lisy Study of Actinides and Lanthanides in Molted 플루오르화물 미디어에서 액티니드 및 란타니드 분리를 위한 전기화학적 프로세스 연구 2009년 9월 5일 웨이백 머신(PPT 파일)에 보관.체코 원자력 연구소 레즈 plc
  48. ^ LiF-NaF-KF 소금을 사용한 전기분해 시스템 내 란타니드 불소의 전기화학적 작용 웨이백 머신에 2009년 9월 5일 보관(PDF). 2011년 12월 10일 회수.
  49. ^ 이온 액체/몰텐 소금 및 란타니드/액티니드 참조 목록.Merck.de 를 참조해 주세요.2011년 12월 10일 취득.
  50. ^ "Advanced Fuel Cycle Initiative". U.S. Department of Energy. Archived from the original on 10 May 2012. Retrieved 3 May 2008.
  51. ^ Wolverton, Daren; et al. (11 May 2005). "Removal of caesium from spent nuclear fuel destined for the electrorefiner fuel treatment process" (PDF). University of Idaho (dissertation?). Archived from the original (PDF) on 29 November 2007.
  52. ^ Neeb, Karl-Heinz (1997). The radiochemistry of nuclear power plants with light water reactors. Walter de Gruyter. ISBN 978-3-11-013242-7. Archived from the original on 25 January 2022. Retrieved 29 November 2021.
  53. ^ "Fluorine".
  54. ^ "IBISWorld - Industry Market Research, Reports, and Statistics".
  55. ^ https://www.oecd-nea.org/janisweb/book/alphas/F19/MT4/renderer/1082
  56. ^ https://www.oecd-nea.org/janisweb/book/alphas/Cl35/MT4/renderer/1082
  57. ^ Kabay, N.; Cortina, J.L.; Trochimczuk, A.; Streat, M. (2010). "Solvent-impregnated resins (SIRs) – Methods of preparation and their applications". React. Funct. Polym. 70 (8): 484–496. doi:10.1016/j.reactfunctpolym.2010.01.005. hdl:2117/10365.
  58. ^ "Advanced Fuel Cycle Cost Basis" (PDF). Idaho National Laboratory, United States Department of Energy. Archived from the original (PDF) on 28 November 2011. Retrieved 19 December 2010.
  59. ^ "Recycled Nuclear Fuel Cost Calculator". www.wise-uranium.org. Archived from the original on 25 January 2022. Retrieved 4 April 2018.
  60. ^ "Waste Management and Disposal". World Nuclear Association. Archived from the original on 27 February 2013. Retrieved 3 May 2008.
  61. ^ "Radioactive Wastes: Myths and Realities". World Nuclear Association. June 2006. Archived from the original on 2 March 2013. Retrieved 3 May 2008.
  62. ^ NHK-world (2011년 10월 26일)핵연료 재활용 비용 2011년 8월 10일 웨이백 머신에 보관
  63. ^ JAIF(2011년 10월 26일) 핵연료 재활용 비용
  64. ^ "Cover-up of estimated costs to dispose of radioactive waste raises serious questions". The Mainichi Daily News. 2 January 2012. Archived from the original on 27 February 2021. Retrieved 8 January 2012.
  65. ^ Mycle, Schneider (2 January 2012). "Japanese mislead about spent fuel reprocessing costs". International Panel on Fissile Materials. Archived from the original on 27 February 2021. Retrieved 8 January 2012.
  66. ^ a b c d e f g h i j k l m n o p q r s t u v w x y z aa ab ac ad ae af ag ah ai aj "Reprocessing plants, world-wide". European Nuclear Society. Archived from the original on 22 June 2015. Retrieved 29 July 2008.
  67. ^ Wright, David; Gronlund, Lisbeth (2003). "Estimating China's Production of Plutonium for Weapons" (PDF). Science & Global Security. 11 (1): 61–80. Bibcode:2003S&GS...11...61W. doi:10.1080/08929880309007. S2CID 55755131. Archived (PDF) from the original on 19 October 2012. Retrieved 14 January 2011.
  68. ^ 모든 핵 및 재처리: 사실과 허구의 구별 2011년 3월 18일 Wayback Machine에서 아카이브.Allthingsnuclear.org (2011년 1월 11일)2011년 12월 10일 취득.
  69. ^ a b c d e f g h i j "Civil Reprocessing Facilities" (PDF). Princeton University. Archived (PDF) from the original on 2 August 2020. Retrieved 30 July 2008.
  70. ^ "Marcoule – Valrho". Global Security. Archived from the original on 23 September 2020. Retrieved 30 July 2008.
  71. ^ Dominique Warin (2007). "Status of the French Research Program on Partitioning and Transmutation". Journal of Nuclear Science and Technology. 44 (3): 410. doi:10.3327/jnst.44.410.[데드링크]
  72. ^ a b c d "BASSE-NORMANDIE- LOWER NORMANDY, La Hague". France Nucleaire. Archived from the original on 16 July 2011. Retrieved 31 July 2008.
  73. ^ a b c d "Processing of Used Nuclear Fuel". World Nuclear Association. September 2013. Archived from the original on 23 January 2016. Retrieved 5 December 2013.
  74. ^ "CIRUS and DHRUVA Reactors, Trombay". Global Security. Archived from the original on 26 January 2021. Retrieved 30 July 2008.
  75. ^ a b "Kalpakkam Atomic Reprocessing Plant [KARP]". Global Security. Archived from the original on 26 January 2021. Retrieved 30 July 2008.
  76. ^ a b PM은 다음 주에 Tarapur 핵 재처리 장치를 Wayback Machine에서 2012년 10월 9일 보관합니다.Business-standard.com 를 참조해 주세요.2011년 12월 10일 취득.
  77. ^ a b c Global Pissile Material Report 2010, International Panel on Pissile Materials http://fissilematerials.org/library/gfmr10.pdf 웨이백 머신에서 2020년 4월 24일 아카이브
  78. ^ "Tokai Reprocessing Plant (TRP)". Global Security. Archived from the original on 23 September 2020. Retrieved 30 July 2008.
  79. ^ Kramer, D. (2012). "Is Japan ready to forgo nuclear reprocessing?". Physics Today. 65 (3): 25–42. Bibcode:2012PhT....65c..25K. doi:10.1063/PT.3.1469.
  80. ^ "Further delay to completion of Rokkasho facilities". World Nuclear News. 28 December 2017. Archived from the original on 29 December 2017. Retrieved 28 December 2017.
  81. ^ "Rawalpindi / Nilhore". Federation of American Scientists. Archived from the original on 4 March 2016.
  82. ^ "Pakistan's Indigenous Nuclear Reactor Starts Up". The Nation. 13 April 1998.
  83. ^ "Chelyabinsk-65". Global Security. Archived from the original on 3 September 2010. Retrieved 29 July 2008.
  84. ^ S. Guardini; et al. (16 June 2003). "Modernization and Enhancement of NMAC at the Mayak RT-1 Plant". INMM. Archived from the original on 28 July 2014. Retrieved 9 August 2008.
  85. ^ "Tomsk-7 / Seversk". Global Security. Archived from the original on 29 July 2020. Retrieved 1 June 2020.
  86. ^ "Krasnoyarsk-26 / Zheleznogorsk". Global Security. Archived from the original on 31 July 2020. Retrieved 1 June 2020.
  87. ^ "T Plant overview". Department of energy. Archived from the original on 18 March 2021. Retrieved 9 April 2011.
  88. ^ LeVerne Fernandez. "Savannah River Site Canyons—Nimble Behemoths of the Atomic Age (WSRC-MS-2000-00061)" (PDF). Archived (PDF) from the original on 3 March 2016. Retrieved 9 April 2011.
  89. ^ "West Valley Demonstration Project", Wikipedia, 1 December 2018, archived from the original on 25 January 2022, retrieved 13 April 2020

메모들

  1. ^ 반감기가 2년인 방사성 동위원소는 0.5^0.5 또는 1년 후 전력의 70% 이상을 유지한다. 모든 동위원소는 반감기가 2년 이상 길기 때문에 더 많은 전력을 유지한다.연간 급유 기간을 놓치더라도 두 번째 급유 기간 동안 절반 이상의 전력이 남아 있을 것이다.

추가 정보

  • Williamson, M.A.; Willit, J.L. (2011). "Pyroprocessing Flowsheets for Recycling Used Nuclear Fuel" (PDF). Nuclear Engineering and Technology. 43 (4): 329–334. doi:10.5516/NET.2011.43.4.329.
  • Till, C.E.; Chang, Y.I; Hannum, W.H. (1997). "The integral fast reactor-an overview". Progress in Nuclear Energy. 31 (1–2): 3–11. doi:10.1016/0149-1970(96)00001-7.
  • OECD 원자력청, 핵연료 사이클의 경제학, 파리, 1994
  • I. 헨싱과 W 슐츠, Energiewirtschaftlichen Instituts, 1995년.
  • Cogema, Reprocessing-Recycling: Industrial Stakes, 1995년 5월 9일 본의 Konrad-Adenauer-Stiftung에 대한 프레젠테이션.
  • OECD 원자력 기구, 플루토늄 연료: An Assessment, Paris, 1989.
  • 국가연구위원회, "핵폐기물:분리 및 변환을 위한 기술", 워싱턴 D.C., National Academy Press, 1996.

외부 링크