✖


Jump to content

Ядерная переработка

(Перенаправлено с Ядерной переработки )

в Селлафилде , Великобритания Завод по переработке ядерных материалов

Ядерная переработка — это химическое отделение продуктов деления и актинидов из отработавшего ядерного топлива . [ 1 ] Первоначально переработка использовалась исключительно для извлечения плутония для производства ядерного оружия . С коммерциализацией ядерной энергетики переработанный плутоний был переработан обратно в МОКС-топливо для тепловых реакторов . [ 2 ] Переработанный уран , также известный как отработавшее топливо, в принципе может быть повторно использован в качестве топлива, но это экономически выгодно только тогда, когда запасы урана низкие, а цены высокие. Ядерная переработка может выходить за рамки топлива и включать переработку других материалов ядерных реакторов, таких как оболочка из циркалоя .

Высокая радиоактивность отработанного ядерного материала означает, что переработка должна строго контролироваться и тщательно выполняться на современных объектах специализированным персоналом. Существует множество процессов, среди которых преобладает химический процесс PUREX . Альтернативы включают нагревание для удаления летучих элементов, сжигание посредством окисления и летучесть фторида (при котором используется чрезвычайно реакционноспособный фтор ). В результате каждого процесса получается определенная форма очищенного ядерного продукта с радиоактивными отходами в качестве побочного продукта. Поскольку это может позволить использовать ядерный материал оружейного качества , ядерная переработка вызывает обеспокоенность по поводу ядерного распространения и поэтому строго регулируется.

Переработка отработанного топлива связана с относительно высокой стоимостью по сравнению с прямоточным топливным циклом, однако можно увеличить использование топлива и уменьшить объемы отходов . [ 3 ] Переработка ядерного топлива регулярно осуществляется в Европе, России и Японии. В Соединенных Штатах администрация Обамы отказалась от планов президента Буша по переработке в коммерческих масштабах и вернулась к программе, ориентированной на научные исследования, связанные с переработкой. [ 4 ] Не все ядерное топливо требует переработки; Реактор -размножитель не ограничивается использованием переработанного плутония и урана. Он может использовать все актиниды , замыкая ядерный топливный цикл и потенциально увеличивая энергию, извлекаемую из природного урана, примерно в 60 раз. [ 5 ] [ 6 ]

Отдельные компоненты и расположение

[ редактировать ]
Смотрите также: Отработанное ядерное топливо

Потенциально полезные компоненты, используемые при ядерной переработке, включают определенные актиниды (плутоний, уран и некоторые второстепенные актиниды ). К компонентам более легких элементов относятся продукты деления , продукты активации и оболочки .

материал расположение
плутоний, минорные актиниды , переработанный уран деление в быстром , термоядерном гибридном или подкритическом реакторе или использование в качестве МОХ-топлива
переработанный уран, фильтры менее строгие условия хранения как отходы среднего уровня активности
долгоживущие продукты деления и активации ядерная трансмутация или геологическое хранилище
среднеживущие продукты деления 137 Cs и 90 старший среднесрочное хранение как высокоактивные отходы ; остаточное тепло можно использовать для привода двигателя Стирлинга
полезные радионуклиды, редкоземельные элементы (лантаниды) и благородные металлы промышленное и медицинское использование
оболочка, продукт деления цирконий повторное использование для облицовки циркаллоем или хранение в качестве отходов среднего уровня активности

История

[ редактировать ]

Первые крупномасштабные ядерные реакторы были построены во время Второй мировой войны . Эти реакторы были предназначены для производства плутония для использования в ядерном оружии . Таким образом, единственной необходимой переработкой было извлечение плутония ( без загрязнения продуктами деления ) из отработанного природного уранового топлива. В 1943 г. было предложено несколько методов отделения сравнительно небольшого количества плутония от урана и продуктов деления. Первый выбранный метод, процесс осаждения, называемый процессом фосфата висмута , был разработан и испытан в Национальной лаборатории Ок-Ридж (ORNL) в период с 1943 по 1945 год для производства определенного количества плутония для оценки и использования в оружейных программах США . С помощью этих процессов ORNL произвела первые макроскопические количества (граммы) выделенного плутония.

Процесс фосфата висмута впервые был запущен в больших масштабах на Хэнфордской площадке во второй половине 1944 года. Он оказался успешным для разделения плутония в существовавшей тогда чрезвычайной ситуации, но у него был существенный недостаток: неспособность восстановить уран.

Первый успешный процесс экстракции растворителем для извлечения чистого урана и плутония был разработан в ORNL в 1949 году. [ 7 ] Процесс PUREX — это современный метод экстракции. Сепарационные заводы также были построены на территории Саванна-Ривер и небольшой завод на перерабатывающем заводе Вест-Вэлли , который закрылся к 1972 году из-за неспособности соответствовать новым нормативным требованиям. [ 8 ]

Переработка гражданского топлива уже давно применяется на заводе COGEMA в Ла-Ааге во Франции, на заводе в Селлафилде в Великобритании, на химическом комбинате «Маяк» в России, а также на таких объектах, как завод в Токае в Японии, завод в Тарапуре в Индии и ненадолго на перерабатывающем заводе Вест-Вэлли в США.

В октябре 1976 года [ 9 ] Обеспокоенность распространением ядерного оружия (особенно после того, как Индия продемонстрировала возможности создания ядерного оружия с использованием технологии переработки) побудила президента Джеральда Форда издать президентскую директиву о приостановке на неопределенный срок коммерческой переработки и переработки плутония в США. 7 апреля 1977 года президент Джимми Картер запретил переработку. коммерческих реакторов отработавшего ядерного топлива . Ключевым вопросом, определяющим эту политику, был риск распространения ядерного оружия из-за утечки плутония из гражданского топливного цикла, а также побуждение других стран последовать примеру США. [ 10 ] [ 11 ] [ 12 ] После этого только страны, которые уже имели крупные инвестиции в инфраструктуру переработки, продолжали перерабатывать ОЯТ. Президент Рейган снял запрет в 1981 году, но не предоставил существенных субсидий, которые были бы необходимы для начала коммерческой переработки. [ 13 ]

В марте 1999 года Министерство энергетики США (DOE) изменило свою политику и подписало контракт с консорциумом Duke Energy , COGEMA и Stone & Webster (DCS) на проектирование и эксплуатацию установки по производству смешанного оксидного (MOX) топлива . Подготовка площадки на участке реки Саванна (Южная Каролина) началась в октябре 2005 года. [ 14 ] В 2011 году газета New York Times сообщила: «...через 11 лет после того, как правительство заключило контракт на строительство, стоимость проекта взлетела почти до 5 миллиардов долларов. Огромная конструкция из бетона и стали представляет собой недостроенную громаду, и правительство пока не нашел ни одного клиента, несмотря на предложения выгодных субсидий». TVA (в настоящее время наиболее вероятный заказчик) заявила в апреле 2011 года, что отложит принятие решения до тех пор, пока не сможет увидеть, как МОХ-топливо подействовало во время ядерной аварии на Фукусима-дайити . [ 15 ]

Технологии разделения

[ редактировать ]

Вода и органические растворители

[ редактировать ]

ПУРЭКС

[ редактировать ]
Основная статья: ПУРЕКС

ПУРЕКС , современный стандартный метод, представляет собой аббревиатуру, обозначающую плутония и урана » Извлечение путем экстракции « . Процесс PUREX — метод жидкостно-жидкостной экстракции, используемый для переработки отработавшего ядерного топлива , для извлечения урана и плутония независимо друг от друга из продуктов деления . В настоящее время это наиболее разработанный и широко используемый процесс в отрасли.

При использовании в качестве топлива коммерческих энергетических реакторов извлекаемый плутоний обычно содержит слишком много Pu-240, чтобы считаться плутонием «оружейного» качества, идеальным для использования в ядерном оружии. Тем не менее, с использованием плутония реакторного качества можно создать высоконадежное ядерное оружие любого уровня технической сложности. [ 16 ] Более того, реакторы, способные часто перезаряжаться, могут использоваться для производства оружейного плутония, который впоследствии можно будет восстановить с помощью PUREX. По этой причине химические вещества PUREX контролируются. [ 17 ]

Переработка плутония

Модификации ПУРЭКСа

[ редактировать ]
УРЕКС
[ редактировать ]

Процесс PUREX можно модифицировать, чтобы создать процесс UREX ( UR anium EX тяговый), который можно использовать для экономии места внутри мест захоронения высокоактивных ядерных отходов , таких как хранилище ядерных отходов Юкка-Маунтин , путем удаления урана, составляющего огромное количество ядерных отходов. большую часть массы и объема отработанного топлива и переработку его в переработанный уран .

Процесс UREX — это процесс PUREX, который был модифицирован для предотвращения извлечения плутония. Это можно сделать, добавив плутониевый восстановитель перед первым этапом экстракции металла. В процессе UREX ~99,9% урана и >95% технеция отделяются друг от друга, а также от других продуктов деления и актинидов . Ключевым моментом является добавление ацетогидроксамовой кислоты (AHA) на этапах экстракции и очистки. Добавление AHA значительно снижает экстрагируемость плутония и нептуния , обеспечивая несколько большую устойчивость к распространению, чем на стадии экстракции плутония в процессе PUREX. [ нужна ссылка ]

ТРУЭКС
[ редактировать ]

Добавляя второй экстрагент, октил(фенил)-N,N-дибутилкарбамоилметилфосфиноксид (CMPO) в сочетании с трибутилфосфатом (TBP), процесс PUREX можно превратить в TRUEX ( TR и урановая экстракция процесс ). TRUEX был изобретен в США Аргоннской национальной лабораторией и предназначен для удаления трансурановых металлов (Am/Cm) из отходов. Идея состоит в том, что, снизив альфа-активность отходов, большую часть отходов можно будет утилизировать с большей легкостью. Как и в случае с PUREX, этот процесс осуществляется по механизму сольватации .

ДИАМЭКС
[ редактировать ]

В качестве альтернативы TRUEX был разработан процесс экстракции с использованием малондиамида. Преимущество процесса DIAMEX ( DIAM ide EX traction) состоит в том, что он позволяет избежать образования органических отходов, которые содержат элементы, отличные от углерода , водорода , азота и кислорода . Такие органические отходы можно сжигать без образования кислых газов, которые могут способствовать кислотным дождям (хотя кислые газы можно утилизировать с помощью скруббера). Процесс DIAMEX разрабатывается в Европе французским CEA . Этот процесс достаточно развит, чтобы можно было построить промышленное предприятие с существующими знаниями о процессе. [ 18 ] Как и в случае с PUREX, этот процесс осуществляется по механизму сольватации.

САНЕКС
[ редактировать ]

Выборочная ​ действующая ​ ​ ​ тяга . В рамках обращения с минорными актинидами было предложено лантаноиды и трехвалентные минорные актиниды удалять из рафината PUREX с помощью таких процессов, как DIAMEX или TRUEX. Чтобы актиниды, такие как америций, можно было повторно использовать в промышленных источниках или использовать в качестве топлива, лантаноиды необходимо удалить. Лантаниды имеют большое нейтронное сечение и, следовательно, могут отравить ядерную реакцию, запускаемую нейтронами. На сегодняшний день система экстракции для процесса SANEX не определена, но в настоящее время над этим процессом работают несколько различных исследовательских групп. Например, французская CEA работает над процессом на основе бис-триазинилпиридина (BTP). [ 19 ] [ 20 ] [ 21 ] Над другими системами, такими как дитиофосфиновые кислоты, работают некоторые другие исследователи.

ЮНЕКС
[ редактировать ]

Процесс ООН универсального вытягивания был разработан в России и Чехии ; он предназначен для полного удаления наиболее вредных радиоизотопов (Sr, Cs и минорных актинидов ) из рафината, остающегося после извлечения урана и плутония из отработанного ядерного топлива . [ 22 ] [ 23 ] Химия основана на взаимодействии цезия и стронция с полиэтиленгликолем. [ 24 ] [ 25 ] и кобальта карборана анион (известный как хлорированный дикарболлид кобальта). Актиниды экстрагируются CMPO, а разбавителем является полярное ароматическое соединение , такое как нитробензол . Другие разбавители, такие как мета - нитробензотрифторид. [ 26 ] фенилтрифторметилсульфон и [ 27 ] также были предложены.

Электрохимические и ионообменные методы

[ редактировать ]

экзотическом методе, использующем электрохимию и ионный обмен в аммония . карбонате Сообщается об [ 28 ] Сообщалось также о других методах извлечения урана с использованием ионного обмена в щелочном карбонате и «дымленном» оксиде свинца. [ 29 ]

Устаревшие методы

[ редактировать ]
фосфат висмута
[ редактировать ]

Процесс фосфата висмута — устаревший процесс, который добавляет к конечным радиоактивным отходам значительное количество ненужных материалов. Процесс фосфата висмута был заменен процессами экстракции растворителем. Процесс фосфата висмута был разработан для извлечения плутония с алюминиевой оболочкой из ядерных топливных стержней , содержащих уран. Топливо очищали путем кипячения в каустической соде . После снятия оболочки металлический уран растворяли в азотной кислоте .

Плутоний в этот момент находится в степени окисления +4. Затем его осаждали из раствора добавлением нитрата висмута и фосфорной кислоты с образованием фосфата висмута. плутоний соосаждался При этом . Надосадочную жидкость (содержащую множество продуктов деления ) отделяли от твердого вещества. Затем осадок растворяли в азотной кислоте перед добавлением окислителя ( например, перманганата калия ) для получения PuO 2 . 2+ . Плутоний поддерживался в степени окисления +6 добавлением дихроматной соли.

Затем фосфат висмута повторно осаждали, оставляя плутоний в растворе, и соль железа(II) (такую ​​как сульфат железа добавляли ). Плутоний снова переосаждали, используя носитель из фосфата висмута и добавляя комбинацию солей лантана и фторида , образуя твердый носитель из фторида лантана для плутония. Добавление щелочи привело к образованию оксида. Объединенный оксид лантана и плутония собирали и экстрагировали азотной кислотой с образованием нитрата плутония. [ 30 ]

Гексон или РЕДОКС
[ редактировать ]

Это процесс жидкостно-жидкостной экстракции, в котором используется метилизобутилкетон в качестве экстрагента под кодовым названием гексон. Экстракция осуществляется по механизму сольватации . Этот процесс имеет тот недостаток, что требует использования высаливающего реагента ( нитрата алюминия ) для увеличения концентрации нитрата в водной фазе и получения разумного коэффициента распределения (значение D). Также гексон разлагается концентрированной азотной кислотой. Этот процесс использовался в 1952-1956 годах на заводе Т в Хэнфорде и был заменен процессом PUREX. [ 31 ] [ 32 ]

Мог 4+ + 4NO − 3 + 2S → [Pu(NO 3 ) 4 S 2 ]

Бутекс, β,β'-дибутиоксидиэтиловый эфир
[ редактировать ]

Процесс, основанный на процессе сольватной экстракции с использованием триэфирного экстрагента, указанного выше. Этот процесс имеет тот недостаток, что требует использования высаливающего реагента ( нитрата алюминия ) для увеличения концентрации нитрата в водной фазе и получения разумного коэффициента распределения. Этот процесс использовался в Виндскейле в 1951–1964 годах. Этот процесс был заменен на PUREX, который оказался превосходной технологией для крупномасштабной переработки. [ 33 ]

Ацетат натрия
[ редактировать ]

натрия Процесс уранилацетата использовался в ранней советской атомной промышленности для извлечения плутония из облученного топлива. [ 34 ] Он никогда не использовался на Западе; идея состоит в том, чтобы растворить топливо в азотной кислоте , изменить степень окисления плутония, а затем добавить уксусную кислоту и основание. Это превратило бы уран и плутоний в твердую ацетатную соль.

Взрыв кристаллизованных ацетатов-нитратов в неохлаждаемом резервуаре для отходов стал причиной Кыштымской катастрофы 1957 года.

Альтернативы ПУРЕКСУ

[ редактировать ]

Поскольку у процесса PUREX есть некоторые недостатки, предпринимались попытки разработать альтернативы этому процессу, некоторые из которых совместимы с PUREX (т.е. остатки одного процесса могут быть использованы в качестве сырья для другого), а другие совершенно несовместимы. Ни один из них (по состоянию на 2020-е годы) не достиг широкого коммерческого использования, но некоторые из них прошли крупномасштабные испытания или твердые обязательства по их будущему более масштабному внедрению. [ 35 ]

Пирообработка

[ редактировать ]
Наиболее развитым, хотя и не имеющим коммерческого применения, альтернативным методом переработки является пирообработка . [ 36 ] В рамках изображенного интегрального быстрого реактора (IFR) с металлическим топливом была предложена концепция быстрого натриевого реактора 1990-х годов. После того, как отработанное топливо растворяется в расплавленной соли, все подлежащие вторичной переработке актиниды , состоящие в основном из плутония и урана, хотя и с важными второстепенными компонентами, извлекаются с помощью электрорафинирования/ электролиза . Полученная смесь всегда сохраняет плутоний в неразделенной форме актинида с гамма- и альфа-излучением , что также обеспечивает мягкую самозащиту в случае кражи. [ 37 ]

Пирообработка — это общий термин для высокотемпературных методов. Растворителями являются расплавленные соли (например, LiCl + KCl или LiF + CaF 2 ) и расплавленные металлы (например, кадмий, висмут, магний), а не вода и органические соединения. Электрорафинирование , дистилляция и экстракция растворителем являются обычными этапами.

Эти процессы в настоящее время не получили широкого распространения во всем мире, но они были впервые применены в Аргоннской национальной лаборатории. [ 38 ] [ 39 ] текущие исследования также проводятся в CRIEPI институте ядерных исследований в Японии, Ржежском в Чехии, Центре атомных исследований Индиры Ганди в Индии и KAERI в Южной Корее. [ 40 ] [ 41 ] [ 42 ] [ 43 ]

Преимущества пирообработки

[ редактировать ]
  • Принципы, лежащие в его основе, хорошо понятны, и для их принятия не существует серьезных технических препятствий. [ 44 ]
  • Легко применяется к отработавшему топливу с высоким выгоранием и требует небольшого времени на охлаждение, поскольку рабочие температуры уже высоки.
  • Не используются растворители, содержащие водород и углерод, которые являются замедлителями нейтронов , создавая риск аварий критичности , и могут поглощать продукт деления тритий и продукт активации углерод-14 в разбавленных растворах, которые невозможно разделить в дальнейшем.
    • Альтернативно, волоксидирование [ 45 ] (см. ниже ) может удалить 99% трития из отработанного топлива и восстановить его в виде крепкого раствора, пригодного для использования в качестве источника трития.
  • Более компактные, чем водные методы, позволяющие проводить переработку на площадке реактора, что позволяет избежать транспортировки отработавшего топлива и проблем с его безопасностью, вместо этого храня гораздо меньший объем продуктов деления на площадке в качестве высокоактивных отходов до вывода из эксплуатации . Например, топливные циклы интегрального быстрого реактора и реактора на расплавах солей основаны на пирообработке на месте.
  • Он может отделить множество или даже все актиниды одновременно и произвести высокорадиоактивное топливо, которым труднее манипулировать для кражи или изготовления ядерного оружия. (Однако сложность была поставлена ​​под сомнение. [ 46 ] ) Напротив, процесс PUREX был разработан для отделения плутония только для оружия, и он также оставляет второстепенные актиниды ( америций и кюрий ), образуя отходы с более долгоживущей радиоактивностью.
  • Большая часть радиоактивности примерно в 10 2 до 10 5 лет после использования ядерного топлива производятся из актинидов, поскольку в этом диапазоне нет продуктов деления с периодом полураспада. Эти актиниды могут служить топливом для быстрых реакторов , поэтому их извлечение и повторное использование (деление) увеличивает выработку энергии на кг топлива, а также снижает долгосрочную радиоактивность отходов.
  • Летучесть фторидов (см. ниже ) приводит к образованию солей, которые можно легко использовать при переработке расплавленных солей, например при пирообработке.
  • Возможность переработки «свежего» отработавшего топлива снижает потребность в бассейнах отработавшего топлива (даже если извлеченные короткоживущие радионуклиды «всего лишь» отправляются на хранение, это все равно требует меньше места, поскольку основная часть массы, уран, может храниться отдельно от них). Уран – переработанный уран с еще более высокой удельной активностью – не нуждается в охлаждении для безопасного хранения.
  • Короткоживущие радионуклиды могут быть извлечены из «свежего» отработавшего топлива, что позволяет либо напрямую использовать их в промышленной науке или медицине, либо извлекать продукты их распада без загрязнения другими изотопами (например: рутений в отработавшем топливе распадается до родия, все изотопы которого другие чем 103
    Дальнейший распад Rh     до стабильных изотопов палладия . Палладий, полученный в результате распада рутения и родия, будет нерадиоактивен, но палладий деления содержит значительные примеси долгоживущих веществ. 107
    Пд     . Рутений-107 и родий-107 имеют период полураспада порядка минут и в большинстве случаев распадаются до палладия-107 перед повторной обработкой)
  • Возможные виды топлива для радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГ), которые в основном разлагаются в отработавшем топливе, которое значительно состарилось, можно восстановить в достаточных количествах, чтобы сделать их использование целесообразным. Примеры включают материалы с периодом полураспада около двух лет, такие как 134
    С     , 125
    Сб     , 147
    Пм     . Хотя они, возможно, и не подходят для длительных космических полетов, их можно использовать для замены дизельных генераторов в автономных местах, где дозаправка возможна один раз в год. [ а ] Сурьма была бы особенно интересна, поскольку она образует стабильный сплав со свинцом и, таким образом, может быть относительно легко преобразована в частично самозащитную и химически инертную форму. Более короткоживущие ритэговые топлива представляют собой дополнительное преимущество, заключающееся в снижении риска бесхозных источников , поскольку активность будет снижаться относительно быстро, если не будет производиться дозаправка.

Недостатки пирообработки

[ редактировать ]
  • Переработка в целом в настоящее время (2005 г.) не пользуется популярностью, а в местах, где происходит переработка, уже построены заводы PUREX. Следовательно, спрос на новые пирометаллургические системы незначителен, хотя он может возникнуть, если программы реакторов поколения IV станут реальностью.
  • Использованная соль пирообработки менее пригодна для переработки в стекло, чем отходы, полученные в процессе PUREX.
  • Если цель состоит в том, чтобы сократить срок службы отработавшего ядерного топлива в реакторах-горелках, то необходимо достичь более высоких показателей восстановления второстепенных актинидов.
  • Работа со «свежим» отработавшим топливом требует большей защиты и более эффективных способов борьбы с выделением тепла, чем работа со «старым» отработавшим топливом. Если объекты построены таким образом, что требуются материалы с высокой удельной активностью, они не смогут обращаться со старыми «устаревшими отходами», кроме как смешанными со свежим отработавшим топливом.

Электролиз

[ редактировать ]

Методы электролиза основаны на различии стандартных потенциалов урана, плутония и младших актинидов в расплавленной соли. Стандартный потенциал урана самый низкий, поэтому при приложении потенциала уран будет восстанавливаться на катоде из расплавленного солевого раствора раньше других элементов. [ 47 ]

Экспериментальная ячейка электроочистки в Аргоннской национальной лаборатории

PYRO-A и -B для IFR

[ редактировать ]

Эти процессы были разработаны Аргоннской национальной лабораторией и использованы в проекте Интегрального быстрого реактора .

ПИРО-А — это средство отделения актинидов (элементов семейства актинидов , обычно тяжелее U-235) от неактинидов. Отработанное топливо помещается в анодную корзину , погруженную в расплавленный солевой электролит. Прикладывается электрический ток, в результате чего металлический уран (или иногда оксид, в зависимости от отработанного топлива) выпадает на твердый металлический катод, в то время как другие актиниды (и редкоземельные элементы) могут поглощаться жидким кадмиевым катодом. Многие продукты деления (такие как цезий , цирконий и стронций ) остаются в соли. [ 48 ] [ 49 ] [ 50 ] В качестве альтернативы расплавленному кадмиевому электроду можно использовать катод из расплавленного висмута или твердый алюминиевый катод. [ 51 ]

В качестве альтернативы электролизу искомый металл можно выделить с помощью расплавленного сплава электроположительного металла и менее реакционноспособного металла. [ 52 ]

Поскольку большая часть долгосрочной радиоактивности и объема отработанного топлива приходится на актиниды, удаление актинидов приводит к образованию отходов, которые являются более компактными и не такими опасными в долгосрочной перспективе. Радиоактивность этих отходов упадет до уровня различных природных минералов и руд в течение нескольких сотен, а не тысяч лет. [ 53 ]

Смешанные актиниды, полученные пирометаллической обработкой, можно снова использовать в качестве ядерного топлива, поскольку практически все они либо делящиеся , либо воспроизводящие многих из этих материалов потребуется быстрый реактор-размножитель , хотя для эффективного сжигания . В спектре тепловых нейтронов концентрации нескольких тяжелых актинидов ( кюрия -242 и плутония-240 ) могут стать довольно высокими, создавая топливо, существенно отличающееся от обычного урана или смешанных уран-плутониевых оксидов (MOX), которыми пользовалось большинство современных реакторов. предназначен для использования.

Другой пирохимический процесс, процесс PYRO-B , разработан для переработки и переработки топлива реактора -трансмутатора ( быстрого реактора-размножителя, предназначенного для преобразования трансурановых ядерных отходов в продукты деления). Типичное трансмутаторное топливо не содержит урана и содержит восстановленные трансурановые соединения в инертной матрице, такой как металлический цирконий . При переработке такого топлива в PYRO-B используется этап электрорафинирования для отделения остаточных трансурановых элементов от продуктов деления и возврата трансурановых соединений в реактор для деления. Вновь образующиеся технеций и йод извлекаются для включения в мишени трансмутации, а остальные продукты деления отправляются в отходы.

Волоксидирование

[ редактировать ]

Волокисление (для объемного окисления ) включает нагревание оксидного топлива кислородом, иногда с попеременным окислением и восстановлением, или попеременное окисление озоном до триоксида урана с разложением при обратном нагревании до оксида триурана . [ 45 ] Основная цель состоит в том, чтобы улавливать тритий в виде тритиевого водяного пара перед дальнейшей обработкой, когда удержать тритий будет трудно. Тритий трудно удалить из водного раствора, поскольку его невозможно отделить от воды, кроме как путем разделения изотопов. Однако тритий также является ценным продуктом, используемым в промышленной науке и ядерном оружии , поэтому восстановление потока водорода или воды с высоким содержанием трития может сделать целенаправленное восстановление экономически целесообразным. Другие летучие элементы покидают топливо и должны быть восстановлены, особенно йод , технеций и углерод-14 . Волокисление также разрушает топливо или увеличивает площадь его поверхности, улучшая проникновение реагентов на последующих этапах переработки.

Преимущества

[ редактировать ]
  • Процесс прост и не требует сложного оборудования или химикатов сверх того, что требуется при любой переработке ( горячие камеры , для удаленной обработки ). оборудование
  • Такие продукты, как криптон-85 или тритий, а также ксенон (изотопы которого либо стабильны, либо почти стабильны , либо быстро распадаются), можно восстановить и продать для использования в промышленности, науке или медицине.
  • Удаление летучих продуктов деления позволяет обеспечить более безопасное хранение во временном хранилище или в глубоком геологическом хранилище.
  • Риски распространения ядерного оружия невелики, поскольку выделения плутония не происходит.
  • Радиоактивный материал в любом случае не подвергается химической мобилизации сверх того, что следует учитывать при долговременном хранении. Вещества, инертные как самородные элементы или оксиды, остаются таковыми.
  • Продукт можно использовать в качестве топлива в реакторе CANDU или даже смешивать с отработавшим топливом CANDU, обработанным аналогичным образом, если в отработавшем топливе осталось слишком много делящегося материала.
  • Полученный продукт может быть дополнительно обработан любым из других процессов, упомянутых выше и ниже. Удаление летучих продуктов деления означает, что транспортировка становится несколько проще по сравнению с отработавшим топливом с поврежденной или снятой оболочкой.
  • в принципе не будет Все летучие продукты, вызывающие озабоченность (хотя в отработавшем топливе будет присутствовать гелий, радиоактивных изотопов гелия ), в принципе можно утилизировать в холодной ловушке, охлаждаемой жидким азотом (температура: 77 К (-196,2 °C). -321,1 °F) или ниже). Однако для противодействия эффекту остаточного тепла от радиоактивных летучих веществ, таких как криптон-85, требуется значительное охлаждение. Тритий будет присутствовать в виде тритированной воды , которая является твердым веществом при температуре жидкого азота.
  • Гептоксид технеция можно удалить в виде газа путем нагревания выше его точки кипения 392,6 К (119,5 ° C; 247,0 ° F), что уменьшает проблемы, связанные с загрязнением технецием в таких процессах, как летучесть фторида или ПУРЕКС; Тетроксид рутения (газообразный с температурой выше 313,1 К (40,0 ° C; 103,9 ° F)) также может быть удален из отработавшего топлива и восстановлен для продажи или захоронения.

Недостатки

[ редактировать ]
  • Дальнейшая обработка необходима, если полученный продукт будет использоваться для дообогащения или изготовления МОКС-топлива.
  • Выход летучих продуктов деления в окружающую среду представляет собой радиационную опасность, главным образом из-за 129
    Я     , Тритий и 85
    Кр     . Их безопасное восстановление и хранение требует дополнительного оборудования.
  • Окислитель . / восстановитель должен использоваться на стадиях восстановления/окисления, восстановление которых может быть трудным, энергоемким или и тем, и другим

Испарение изолированно

[ редактировать ]

Простое нагревание отработанного оксидного топлива в инертной атмосфере или вакууме при температуре от 700 °C (1292 °F) до 1000 °C (1830 °F) в качестве первого этапа переработки может удалить несколько летучих элементов, включая цезий, изотоп которого цезий-137. выделяет около половины тепла, выделяемого отработавшим топливом в течение следующих 100 лет охлаждения (однако большая часть другой половины приходится на стронций-90 , имеющий аналогичный период полураспада). Расчетный общий массовый баланс 20 000 г перерабатываемого топлива с 2000 г оболочки составляет: [ 54 ]

Вход Остаток Цеолит
фильтр 		Углерод
фильтр 		Частица
фильтры
Палладий 28 14 14
Теллур 10 5 5
Молибден 70 70
Цезий 46 46
Рубидий 8 8
Серебро 2 2
Йод 4 4
Облицовка 2000 2000
Уран 19218 19218 ?
Другие 614 614 ?
Общий 22000 21851 145 4 0

Преимущества

[ редактировать ]
  • Не требует никаких химических процессов вообще.
  • Теоретически может быть осуществлен «самонагрев» за счет теплоты распада достаточно «свежего» отработавшего топлива.
  • Цезий-137 используется для облучения пищевых продуктов и может использоваться для питания радиоизотопных термоэлектрических генераторов . Однако его загрязнение стабильными 133
    Cs     и долгоживущий 135
    Cs     снижает эффективность такого использования, а загрязнение 134
    Cs     в относительно свежем отработавшем топливе делает кривую общей радиации и тепловыделения намного более крутой, пока большая часть 134
    Cs     распался
  • Потенциально может извлекать такие элементы, как рутений, рутенат-ион которого особенно неприятен в PUREX и который не имеет изотопов, срок жизни которых значительно превышает год, что позволяет извлекать металл для использования.
  • К этому процессу можно добавить «третью фазу восстановления», если вещества, которые плавятся, но не испаряются при соответствующих температурах, сливаются в контейнер для жидких стоков и дают им возможность повторно затвердеть. Во избежание загрязнения низкокипящими продуктами, плавящимися при низких температурах, можно использовать плавкую пробку, открывающую контейнер для жидких стоков только после достижения жидкой фазой определенной температуры.
  • Стронций, который присутствует в виде особенно неприятного среднеживущего продукта деления. 90
    Sr     является жидким при температуре выше 1050 К (780 ° C; 1430 ° F). Однако оксид стронция остается твердым при температуре ниже 2804 К (2531 °C; 4588 °F), и если оксид стронция необходимо извлечь из других жидких стоков, перед этапом нагрева его необходимо восстановить до самородного металла. И стронций, и оксид стронция при контакте с водой образуют растворимые гидроксид стронция и водород, которые можно использовать для отделения их от нерастворимых частей отработавшего топлива.
  • Поскольку химические изменения в отработавшем топливе практически отсутствуют или практически отсутствуют, после этого процесса можно использовать любые методы химической переработки.

Недостатки

[ редактировать ]
  • При температуре выше 1000 К (730 ° C; 1340 ° F) самородный металл образует несколько актинидов , включая нептуний (температура плавления: 912 К (639 ° C; 1182 ° F)) и плутоний (температура плавления: 912,5 К (639,4). °С; 1182,8 °F)), расплавлены. Это можно использовать для извлечения жидкой фазы, что вызывает опасения с точки зрения распространения, учитывая, что металлический уран остается твердым до 1405,3 К (1132,2 ° C; 2069,9 ° F). Хотя нептуний и плутоний нелегко отделить друг от друга из-за разных температур плавления, для их разделения можно использовать их разную растворимость в воде.
  • Если используется «ядерный саморазогрев», отработавшее топливо будет иметь гораздо более высокую удельную активность , тепловыделение и выделение радиации. Если используется внешний источник тепла, необходимы значительные объемы внешней энергии, которая в основном идет на нагрев урана.
  • Нагрев и охлаждение вакуумной камеры и/или трубопроводов и сосудов для сбора летучих стоков вызывает термический стресс . Это сочетается с радиационным повреждением материала и, возможно, нейтронным охрупчиванием , если источники нейтронов, такие как калифорний-252 . в значительной степени присутствуют
  • В обычно используемом оксидном топливе некоторые элементы присутствуют как в виде оксидов, так и в виде самородных элементов. В зависимости от их химического состояния они могут оказаться либо в улетученном потоке, либо в потоке остатков. Если элемент в значительной степени присутствует в обоих состояниях, разделение этого элемента может быть невозможным без перевода всего его в одно или другое химическое состояние.
  • Используемые температуры намного выше, чем температура плавления свинца (600,61 К (327,46 ° C; 621,43 ° F)), что может создать проблемы с радиационной защитой, если в качестве защитного материала используется свинец.
  • Если фильтры используются для улавливания летучих продуктов деления, они становятся низкого и среднего уровня активности. отходами

Летучесть фторидов

[ редактировать ]
Основная статья: Летучесть фторида
Синие элементы содержат летучие фториды или уже летучие; зеленые элементы не содержат летучих хлоридов; красные элементы не имеют ни того, ни другого, но сами элементы или их оксиды летучие при очень высоких температурах. Доходность по 10 0,1,2,3 лет после деления , не учитывая более поздний захват нейтронов , доля 100%, а не 200%. Бета-распад Kr-85 → Rb , Sr-90 → Zr , Ru-106 → Pd , Sb-125 → Te , Cs-137 → Ba , Ce-144 → Nd , Sm-151 → Eu , Eu-155 → Gd видимый .

В процессе летучести фторида фтор вступает в реакцию с топливом. Фтор настолько более реакционноспособен, чем даже кислород , что мелкие частицы измельченного оксидного топлива воспламеняются, если их бросить в камеру, полную фтора. Это известно как пламенное фторирование; выделяемое тепло способствует протеканию реакции. Большая часть урана , составляющего основную часть топлива, преобразуется в гексафторид урана , форму урана, используемую при обогащении урана , которая имеет очень низкую температуру кипения. Технеций , основной долгоживущий продукт деления , также эффективно преобразуется в летучий гексафторид. Некоторые другие элементы также образуют столь же летучие гексафториды, пентафториды или гептафториды. Летучие фториды можно отделить от избытка фтора конденсацией, а затем отделить друг от друга фракционной перегонкой или селективным восстановлением . Гексафторид урана и гексафторид технеция имеют очень схожие температуры кипения и давление паров, что затрудняет полное разделение.

Многие из улетучиваемых продуктов деления - это те же самые продукты, улетучивающиеся при нефторированном высокотемпературном улетучивании, такие как йод , теллур и молибден ; Заметные различия заключаются в том, что технеций улетучивается, а цезий - нет.

Некоторые трансурановые элементы, такие как плутоний , нептуний и америций, могут образовывать летучие фториды, но эти соединения не стабильны при понижении парциального давления фтора. [ 55 ] Большая часть плутония и некоторая часть урана первоначально останется в золе, которая падает на дно пламенного фторатора. Соотношение плутония и урана в золе может даже приближаться к составу, необходимому для топлива реактора на быстрых нейтронах . Дальнейшее фторирование золы может удалить весь уран, нептуний и плутоний в виде летучих фторидов; однако некоторые другие второстепенные актиниды могут не образовывать летучие фториды и вместо этого оставаться с продуктами щелочного деления. Некоторые благородные металлы могут вообще не образовывать фториды, а оставаться в металлической форме; однако гексафторид рутения относительно стабилен и летуч.

Перегонка остатка при более высоких температурах позволяет отделить низкокипящие фториды переходных металлов и фториды щелочных металлов (Cs, Rb) от более высококипящих фторидов лантаноидов и щелочноземельных металлов (Sr, Ba) и иттрия . Используемые температуры намного выше, но их можно несколько снизить путем перегонки в вакууме. Если соль-носитель, такая как фторид лития или фторид натрия, используется в качестве растворителя, высокотемпературная перегонка является способом отделения соли-носителя для повторного использования.

Реакторы с расплавленными солями осуществляют переработку летучих фторидов непрерывно или через частые промежутки времени. Цель состоит в том, чтобы вернуть актиниды в расплавленную топливную смесь для возможного деления, удаляя при этом продукты деления , которые являются нейтронными ядами или которые можно более надежно хранить за пределами активной зоны реактора в ожидании возможной передачи в постоянное хранилище.

Летучесть и растворимость хлоридов

[ редактировать ]

Многие элементы, образующие летучие фториды высокой валентности , также образуют летучие хлориды высокой валентности. Еще одним возможным методом разделения является хлорирование и дистилляция. Последовательность разделения может существенно отличаться от последовательности разделения фторидов; например, тетрахлорид циркония и тетрахлорид олова имеют относительно низкие температуры кипения: 331 ° C (628 ° F) и 114,1 ° C (237,4 ° F). Хлорирование даже предлагалось как метод удаления циркониевой оболочки топлива. [ 45 ] вместо механического снятия оболочки.

Хлориды, вероятно, легче, чем фториды, позже превращаются обратно в другие соединения, например в оксиды.

Хлориды, оставшиеся после улетучивания, также можно разделить по растворимости в воде. Хлориды щелочных элементов ( америций , кюрий , лантаноиды , стронций , цезий) более растворимы, чем урана , нептуния , плутония и циркония .

Преимущества галогенной летучести

[ редактировать ]
  • Хлор (и в меньшей степени фтор [ 56 ] ) представляет собой легкодоступный промышленный химикат , который производится в массовом количестве. [ 57 ]
  • Фракционная перегонка позволяет отделить множество элементов друг от друга за один этап или итеративное повторение одного и того же этапа.
  • Уран будет производиться непосредственно в форме гексафторида урана , используемой при обогащении.
  • Многие летучие фториды и хлориды летучие при относительно умеренных температурах, что снижает термический стресс. Это особенно важно, поскольку температура кипения гексафторида урана ниже температуры кипения воды, что позволяет экономить энергию при отделении высококипящих продуктов деления (или их фторидов) друг от друга, поскольку это может происходить в отсутствие урана, что делает большую часть массы
  • Некоторые фториды и хлориды плавятся при относительно низких температурах, что позволяет при желании «разделить жидкую фазу». Эти легкоплавкие соли могут быть дополнительно обработаны электролизом расплавленных солей.
  • Фториды и хлориды различаются по растворимости в воде в зависимости от катиона. Это можно использовать для их разделения водным раствором. Однако некоторые фториды бурно реагируют с водой, что необходимо учитывать.

Недостатки галогена, летучесть

[ редактировать ]
  • Многие соединения фтора или хлора, а также сами природные элементы токсичны, коррозионны и бурно реагируют с воздухом, водой или с тем и другим.
  • Гексафторид урана и гексафторид технеция имеют очень схожие температуры кипения (329,6 К (56,5 ° C; 133,6 ° F) и 328,4 К (55,3 ° C; 131,4 ° F) соответственно), что затрудняет их полное отделение друг от друга путем перегонки.
  • Фракционная перегонка, используемая в нефтепереработке, требует больших мощностей и огромного количества энергии. Для переработки тонн урана потребуются такие же крупные мощности, как и для переработки тонн нефти, однако, в отличие от нефтеперерабатывающих заводов, весь процесс должен будет происходить внутри радиационной защиты, и должны быть приняты меры для предотвращения утечек летучих, ядовитых и радиоактивных веществ. фториды
  • Гексафторид плутония кипит при 335 К (62 ° C; 143 ° F). Это означает, что любая установка, способная отделить гексафторид урана от гексафторида технеция, способна отделить гексафторид плутония от любого из них, что вызывает опасения по поводу распространения.
  • Присутствие альфа-излучателей вызывает некоторые (α,n)-реакции во фторе, приводящие как к радиоактивному излучению, так и к радиоактивному излучению. 22
    Na     и нейтроны. [ 58 ] Этот эффект можно уменьшить, если как можно быстрее отделить альфа-излучатели и фтор. Взаимодействие между двумя стабильными изотопами хлора 35
    кл     и 37
    Cl,     с одной стороны, и альфа-частицы, с другой, вызывают меньшее беспокойство, поскольку они не имеют такого высокого поперечного сечения и не производят нейтронов или долгоживущих радионуклидов. [ 59 ]
  • Если в отработанном топливе присутствует углерод, он образует галогенированные углеводороды , которые являются чрезвычайно сильными парниковыми газами и трудно поддаются химическому разложению. Некоторые из них также токсичны.

Радиоаналитические разделения

[ редактировать ]

Для определения распределения радиоактивных металлов в аналитических целях смолы, пропитанные растворителями (SIR) можно использовать . СИР представляют собой пористые частицы, внутри пор которых содержится экстрагент. Этот подход позволяет избежать стадии разделения жидкость-жидкость, необходимой при традиционной экстракции жидкость-жидкость . Для приготовления СИР для радиоаналитического разделения можно использовать органический амберлит ХАД-4 или ХАД-7. Возможными экстрагентами являются, например, хлорид тригексилтетрадецилфосфония (CYPHOS IL-101) или N,N0-диалкил-N,N0-дифенилпиридин-2,6-дикарбоксиамиды. (R-PDA; R = бутил, октий I, децил, додецил). [ 60 ]

Экономика

[ редактировать ]

Относительная экономика утилизации отходов переработки и временного хранения-прямого захоронения была в центре многочисленных споров в течение первого десятилетия 2000-х годов. Исследования [ 61 ] смоделировали общие затраты топливного цикла системы переработки-переработки, основанной на однократной переработке плутония в существующих тепловых реакторах (в отличие от предлагаемого цикла реактора-размножителя ) и сравнили их с общими затратами открытого топливного цикла с прямым захоронением . Диапазон результатов, полученных в результате этих исследований, очень широк, но все согласились с тем, что в нынешних экономических условиях вариант переработки и переработки является более дорогостоящим. [ 62 ] Хотя рынок урана - особенно его краткосрочные колебания - оказывает лишь незначительное влияние на стоимость электроэнергии, вырабатываемой атомной энергетикой, долгосрочные тенденции на рынке урана действительно существенно влияют на экономику ядерной переработки. Если цены на уран вырастут и останутся стабильно высокими, «расширение поставок топлива» за счет МОХ-топлива, реакторов-размножителей или даже ториевого топливного цикла может стать более привлекательным. Однако если цены на уран останутся низкими, переработка останется менее привлекательной. [ нужна ссылка ]

Если переработка проводится только с целью снижения уровня радиоактивности отработавшего топлива, следует учитывать, что отработанное ядерное топливо со временем становится менее радиоактивным. Через 40 лет его радиоактивность падает на 99,9%. [ 63 ] хотя для того, чтобы уровень радиоактивности приблизился к уровню природного урана, все еще требуется более тысячи лет. [ 64 ] Однако уровень трансурановых элементов , включая плутоний-239 , остается высоким на протяжении более 100 000 лет, поэтому, если их не использовать повторно в качестве ядерного топлива, то эти элементы нуждаются в безопасной утилизации из-за причин ядерного распространения, а также радиационной опасности.

25 октября 2011 года комиссия Комиссии по атомной энергии Японии на заседании обнародовала расчеты затрат на переработку ядерного топлива для производства электроэнергии. Эти затраты могут вдвое превышать затраты на прямое геологическое захоронение отработавшего топлива: стоимость извлечения плутония и обращения с отработавшим топливом оценивается в 1,98–2,14 иен за киловатт-час произведенной электроэнергии. Выброс отработанного топлива в качестве отходов будет стоить всего от 1 до 1,35 иен за киловатт-час. [ 65 ] [ 66 ]

В июле 2004 года японские газеты сообщили, что правительство Японии подсчитало стоимость захоронения радиоактивных отходов, что противоречило утверждениям, сделанным четырьмя месяцами ранее, о том, что таких оценок не проводилось. Стоимость вариантов без переработки оценивается в пределах от четверти до трети (5,5–7,9 млрд долларов США) стоимости переработки (24,7 млрд долларов США). В конце 2011 года стало известно, что Масая Ясуи, который в 2004 году был директором отдела планирования ядерно-энергетической политики, в апреле 2004 года поручил своему подчиненному скрыть данные. Тот факт, что данные были намеренно сокрыты, заставил министерство повторно расследовать дело и пересмотреть вопрос о наказании причастных к этому чиновников. [ 67 ] [ 68 ]

Список сайтов

[ редактировать ]
Страна Площадка переработки Тип топлива Процедура переработка
мощность тыс. т.м./год 		ввод в эксплуатацию
или период эксплуатации
 Бельгия Мол LWR , MTR (Реактор для испытаний материалов) 80 [ 69 ] 1966–1974 [ 69 ]
 Китай промежуточная пилотная установка [ 70 ] 60–100 1968-начало 1970-х гг.
 Китай Завод 404 [ 71 ] 50 2004
 Германия Карлсруэ, ВАК ЛВР [ 72 ] 35 [ 69 ] 1971–1990 [ 69 ]
 Франция Маркуль, УП 1 Военный 1200 [ 69 ] 1958 [ 69 ] -1997 [ 73 ]
 Франция Маркуль, CEA APM ФБР ПЮРЕКС ДИАМЕКС САНЕКС [ 74 ] 6 [ 72 ] 1988 – настоящее время [ 72 ]
 Франция Гаага, ЮП ЛВР [ 72 ] ПУРЭКС [ 75 ] 900 [ 69 ] 1967–1974 [ 69 ]
 Франция Гаага, UP 2–400 ЛВР [ 72 ] ПУРЭКС [ 75 ] 400 [ 69 ] 1976–1990 [ 69 ]
 Франция Гаага , UP 2–800 ЛВР ПУРЭКС [ 75 ] 800 [ 69 ] 1990 [ 69 ]
 Франция Гаага , ЮП ЛВР ПУРЭКС [ 75 ] 800 [ 69 ] 1990 [ 69 ]
 Великобритания Виндскейл, B204 Магнокс , ЭТАЖ БУТЕКС 750 [ 69 ] 1956–1962, [ 69 ] 1969-1973
 Великобритания Селлафилд , завод по переработке магнокса Магнокс, [ 72 ] ЛВР, ФБР ПУРЭКС 1500 [ 69 ] 1964 [ 69 ] -2022
 Великобритания Дунри ФБР [ 72 ] 8 [ 69 ] 1980 [ 69 ]
 Великобритания ТОРП СМА , ЭТАЖ ПУРЭКС 900 [ 69 ] [ 76 ] 1994 [ 69 ] [ 76 ] -2018
 Италия Карусель Торий 5 [ 69 ] 1968 [ 69 ] (неисправность)
 Индия Тромбай Военный ПУРЭКС [ 77 ] 60 [ 69 ] 1965 [ 69 ]
 Индия Тарапур военнопленный ПУРЭКС 100 [ 69 ] 1982 [ 69 ]
 Индия Калпаккам PHWR и FBTR ПУРЭКС 100 [ 78 ] 1998 [ 78 ]
 Индия Тарапур военнопленный 100 [ 79 ] 2011 [ 79 ]
 Израиль Димона Военный 60–100 [ 80 ] ~ 1960 – настоящее время
 Япония Токай ЛВР [ 81 ] 210 [ 69 ] 1977 [ 69 ] -2006 [ 82 ]
 Япония Роккашо ЛВР [ 72 ] 800 [ 69 ] [ 76 ] в стадии строительства (2024 г.) [ 83 ]
 Пакистан Новые лаборатории , Равалпинди Военный/ Плутоний / Торий 80 [ 84 ] 1982 – настоящее время
 Пакистан Ядерный комплекс Хушаб , атомный город Пакистана HWR /Военные/ Тритий 22 кг [ 85 ] 1986 – настоящее время
 Россия Mayak Plant B Военный 400 1948-196? [ 86 ]
 Россия Mayak Plant BB, RT-1 ЛВР [ 72 ] ПУРЕКС + разделение Np [ 87 ] 400 [ 69 ] [ 76 ] 1978 [ 69 ]
 Россия Tomsk-7 Radiochemical Plant Военный 6000 [ 80 ] 1956 [ 88 ]
 Россия Zheleznogorsk (Krasnoyarsk-26) Военный 3500 [ 80 ] 1964–~2010 [ 89 ]
 Россия Zheleznogorsk , RT-2 VVER 800 [ 69 ] в стадии строительства (2030 г.)
 США , Вашингтон Хэнфордский сайт Военный фосфат висмута, РЕДОКС, ПУРЕКС 1944–1988 [ 90 ]
 США , Южная Каролина Саванна Ривер Сайт Военный/LWR/HWR/Тритий ПУРЕКС, РЕДОКС, ТОРЕКС, разделение Np 5000 [ 91 ] 1952–2002
 США , Нью-Йорк Западная долина ЛВР [ 72 ] ПУРЭКС 300 [ 69 ] 1966–1972 [ 69 ]
 США , Северная Каролина Барнуэлл ЛВР ПУРЭКС 1500 никогда не разрешалось работать [ 92 ]
 США , ID ИНЛ ЛВР ПУРЭКС –

См. также

[ редактировать ]

Ссылки

[ редактировать ]
  1. ^ Эндрюс, А. (27 марта 2008 г.). Переработка ядерного топлива: политика США. Архивировано 3 марта 2016 года в Wayback Machine . Отчет CRS для Конгресса. Проверено 25 марта 2011 г.
  2. ^ МОКС-топливо может увеличить количество извлекаемой энергии примерно на 12%, но немного снижает запасы плутония. Информация Всемирной ядерной ассоциации о МОХ-топливе. Архивировано 1 марта 2013 г. в Wayback Machine.
  3. ^ Гарольд Фейвсон; и др. (2011). «Управление отработавшим ядерным топливом: политические уроки из исследования, проведенного в 10 странах» . Бюллетень ученых-атомщиков . Архивировано из оригинала 26 апреля 2012 года . Проверено 8 июля 2011 г.
  4. ^ «Прощай, ядерная переработка» . Природа . 460 (7252): 152. 2009. Бибкод : 2009Natur.460R.152. . дои : 10.1038/460152b . ПМИД   19587715 .
  5. ^ «Поставка урана» . Всемирная ядерная ассоциация . Архивировано из оригинала 12 февраля 2013 года . Проверено 29 января 2010 г.
  6. ^ «Реакторы на быстрых нейтронах» . Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинала 24 февраля 2013 года . Проверено 11 марта 2012 г.
  7. ^ Лэнхэм, ВБ; Рунион, TC (1 октября 1949 г.). «ПУРЕКС-ПРОЦЕСС ИЗВЛЕЧЕНИЯ ПЛУТОНИЯ И УРАНА» . Дополнительная информация: Децл. с исключениями 18 апреля 1960 г. Ориг. Дата получения: 31 декабря 2060 г. дои : 10.2172/4165457 .
  8. ^ «Извлечение плутония из переработки отработавшего топлива компанией Nuclear Fuel Services в Вест-Вэлли, штат Нью-Йорк, с 1966 по 1972 год» . Министерство энергетики США. Февраль 1996 г. Архивировано из оригинала 14 марта 2021 г. Проверено 17 июня 2007 г.
  9. ↑ Джеральд Форд, 28 октября 1976 г. Заявление о ядерной политике. Архивировано 26 сентября 2018 г. в Wayback Machine . Проверено 30 июня 2012 г.
  10. ^ Доктор Нед Ксуби (2008). «Политика, наука, окружающая среда и здравый смысл переработки отработавшего ядерного топлива 3 десятилетия спустя» (PDF) . Симпозиум по технологиям мирной ядерной энергетики, Ирбид, Иордания . Архивировано из оригинала (PDF) 16 мая 2011 года.
  11. ^ «Обедненный череп» Архив блога » Почему нельзя построить бомбу из отработанного топлива» . Архивировано из оригинала 4 февраля 2012 года.
  12. ^ «Доказательство отрицательного: почему современное использованное ядерное топливо нельзя использовать для изготовления оружия – Atomic Insights» . Атомные идеи . 17 февраля 2015 г. Архивировано из оригинала 7 января 2018 г. . Проверено 4 апреля 2018 г.
  13. ↑ Переработка ядерного топлива: развитие политики США. Архивировано 3 марта 2016 г. в Wayback Machine . (PDF). Проверено 10 декабря 2011 г.
  14. ^ Отчеты Duke, Cogema, Stone & Webster (DCS), отправленные в NRC . Архивировано 23 июня 2017 года в Wayback Machine . Nrc.gov. Проверено 10 декабря 2011 г.
  15. ↑ Новые сомнения по поводу превращения плутония в топливо. Архивировано 11 сентября 2017 г. в Wayback Machine , 10 апреля 2011 г.
  16. ^ Программа США по утилизации избыточного оружейного плутония. Архивировано 8 апреля 2016 г. в Wayback Machine , IAEA-SM-346/102, Мэтью Банн, 2002 г.
  17. ^ Ирвин, Максвелл (2011). Атомная энергетика: очень краткое введение . Оксфорд: Издательство Оксфордского университета. п. 55. ИСБН  9780199584970 . Архивировано из оригинала 28 марта 2020 года . Проверено 22 февраля 2016 г. .
  18. ^ «Ядерная энергия: топливо будущего?» . Принстонский университет. Архивировано из оригинала 1 октября 2012 года . Проверено 6 апреля 2013 г.
  19. ^ К. Хилл, Д. Гийне, X. Эрес, Н. Бубалс и Л. Рамен ИССЛЕДОВАНИЯ РАЗВИТИЯ ПРОЦЕССА SANEX-BTP. Архивировано 15 ноября 2012 г. на Wayback Machine.
  20. ^ К. Хилл, Л. Бертон, P. Bros, JP. Данкосс и Д. Гийане ИССЛЕДОВАНИЯ РАЗВИТИЯ ПРОЦЕССА SANEX-BTP. Архивировано 5 сентября 2009 г. в Wayback Machine . Комиссия по атомной энергии
  21. ^ Беатрис Рат, Ксавье Эрес Моделирование и разработка технологической схемы SANEX для разделения трехвалентных актинидов и лантаноидов с использованием экстрагента BTP (бис-1,2,4-триазинилпиридин). Архивировано 16 октября 2005 г. в Wayback Machine.
  22. ^ «Команда США и России упрощает обращение с ядерными отходами» . Пресс-релиз посольства США(?). 19 декабря 2001 г. Архивировано из оригинала 28 июля 2014 г. Проверено 14 июня 2007 г.
  23. ^ Дж. Банаи; и др. (1 сентября 2001 г.). «Исследование высокоактивных отходов INTEC. Технико-экономическое обоснование универсальной экстракции растворителями» . Технический отчет INEEL. Архивировано из оригинала 13 мая 2013 года . Проверено 28 января 2006 г.
  24. ^ Закон, Джек Д.; Хербст, Р. Скотт; Тодд, Терри А.; Романовский Валерий Н.; Бабаин, Василий А.; Есимантовский Вячеслав М.; Смирнов Игорь В.; Зайцев, Борис Н. (2001). «Процесс универсальной экстракции растворителем (Unex). II. Разработка технологической схемы и демонстрация процесса Unex для отделения цезия, стронция и актинидов от реальных кислых радиоактивных отходов». Сольвентная экстракция и ионный обмен . 19:23 . дои : 10.1081/SEI-100001371 . S2CID   98103735 .
  25. ^ Романовский Валерий Н.; Смирнов Игорь В.; Бабаин, Василий А.; Тодд, Терри А.; Хербст, Р. Скотт; Закон, Джек Д.; Брюэр, Кен Н. (2001). «Процесс универсальной экстракции растворителем (Unex). I. Разработка растворителя процесса Unex для отделения цезия, стронция и актинидов из кислых радиоактивных отходов». Сольвентная экстракция и ионный обмен . 19 :1. дои : 10.1081/SEI-100001370 . S2CID   98166395 .
  26. ^ https://archivedproceedings.econference.io/wmsym/2014/papers/14154.pdf [ только URL-адрес PDF ]
  27. ^ доктор юридических наук; и др. (1 марта 2001 г.). «Технологическая схема тестирования универсального процесса экстракции растворителем для одновременного отделения цезия, стронция и актинидов из растворенного огарка INEEL» (PDF) . Материалы конференции WM 2001. Архивировано из оригинала (PDF) 28 сентября 2007 года . Проверено 17 июня 2006 г.
  28. ^ Асанума, Норико; и др. (2006). «Андодная диссоциация таблетки UO 2 , содержащей искусственные продукты деления, в растворе карбоната аммония» . Журнал ядерной науки и технологий . 43 (3): 255–262. дои : 10.3327/jnst.43.255 . [ мертвая ссылка ]
  29. ^ US 4366126 , Гарднер, Гарри Э., «Извлечение урана из урансодержащих растворов, содержащих молибден», опубликован 28 декабря 1982 г., передан Union Carbide Corp.  
  30. ^ Гербер, Мишель. «История производства плутония на Хэнфордской площадке: история процессов и объектов (WHC-MR-0521) (отрывки)» . Министерство энергетики. Архивировано из оригинала 11 мая 2006 года . Проверено 7 января 2006 г.
  31. ^ США 2950166 , Сиборг, Гленн Т .; Блейдел-младший, Уолтер Дж. и Уоллинг, Мэтью Т., «Метод отделения плутония от урана и продуктов деления путем экстракции растворителем», опубликовано 23 августа 1960 г., передано Комиссии по атомной энергии США .  
  32. ^ Л.В. Грей (15 апреля 1999 г.). «От разделения к восстановлению — краткая история плутония в США и России (UCRL-JC-133802)» (PDF) . Препринт Ливерморской национальной лаборатории Лоуренса. Архивировано (PDF) из оригинала 29 ноября 2007 г. Проверено 7 января 2006 г.
  33. ^ Тейлор, Робин (2015). Переработка и утилизация отработавшего ядерного топлива . Издательство Вудхед.
  34. ^ Форман, Марк Р. Сент-Джей (2018). «Новости в области химии аварий на реакторах» . Грамотная химия . 4 (1). дои : 10.1080/23312009.2018.1450944 .
  35. ^ «Переработка отработанного ядерного топлива» . Всемирная ядерная ассоциация. Декабрь 2020. Архивировано из оригинала 28 сентября 2022 года . Проверено 4 октября 2022 г.
  36. ^ LC Уолтерс (18 сентября 1998 г.). «Тридцать лет информации о топливе и материалах от EBR-II» . Журнал ядерных материалов . 270 (1): 39–48. Бибкод : 1999JNuM..270...39W . дои : 10.1016/S0022-3115(98)00760-0 . Архивировано из оригинала 31 января 2021 года . Проверено 17 марта 2021 г.
  37. ^ «APS - Информационный бюллетень физики и общества - июль 2004 г. - ПУРЕКС И ПИРО НЕ ОДИНАКОВЫЕ» . Архивировано из оригинала 5 августа 2020 года . Проверено 9 августа 2023 г. ПУРЕКС и ПИРО — это не одно и то же, Ханнум, Марш, Стэнфорд.
  38. ^ «Развитие пирообработки» . Аргоннская национальная лаборатория. Архивировано из оригинала 24 июня 2016 года . Проверено 6 июня 2016 г.
  39. ^ «Технологии пирообработки: переработка отработанного ядерного топлива для устойчивого энергетического будущего» (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория . 2012. с. 7. Архивировано из оригинала (PDF) 19 февраля 2013 года . Проверено 6 июня 2016 г.
  40. ^ Т. Иноуэ. «Обзор деятельности CRIEPI по пирообработке» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 13 июля 2017 года . Проверено 20 мая 2019 г.
  41. ^ Тулакова Р. и др. «Развитие пирохимической переработки отработавшего ядерного топлива и перспективы замкнутого топливного цикла». Атом Индонезия 33.1 (2007): 47–59.
  42. ^ Нагараджан, К. и др. «Текущее состояние исследований пирохимической переработки в Индии». Ядерные технологии 162.2 (2008): 259–263.
  43. ^ Ли, Хансу и др. «Разработка технологии пирообработки в KAERI». (2009).
  44. ^ «ПРОГРЕСС ПИРООБРАБОТКИ В НАЦИОНАЛЬНОЙ ЛАБОРАТОРИИ АЙДАХО» (PDF) . Статья Национальной лаборатории Айдахо. Сентябрь 2007 г. Архивировано из оригинала (PDF) 12 июня 2011 г.
  45. ^ Перейти обратно: а б с Гильермо Д. Дель Куль; и др. «Усовершенствованная головная переработка отработавшего топлива: отчет о ходе работы» (PDF) . Ежегодное собрание ANS 2005 г. Окриджская национальная лаборатория Министерства энергетики США. Архивировано из оригинала (PDF) 7 марта 2006 года . Проверено 3 мая 2008 г.
  46. ^ «Ограниченные преимущества в плане устойчивости к распространению от переработки неразделенных трансурановых соединений и лантаноидов из отработанного топлива легководных реакторов» (PDF) . п. 4. Архивировано (PDF) из оригинала 26 марта 2013 г. . Проверено 25 апреля 2011 г.
  47. ^ Морсс, Л.Р. Химия актинидных и трансактинидных элементов. Ред. Лестер Р. Морсс и др. Том. 1. Дордрехт: Спрингер, 2006.
  48. ^ «Развитие технологии пиротехнических топливных элементов» (PDF) . Новости ЦРИЭПИ. Июль 2002 г. Архивировано из оригинала (PDF) 25 февраля 2009 г. . Проверено 22 июня 2009 г.
  49. ^ Масатоши Иизука (12 декабря 2001 г.). «Разработка процесса извлечения плутония электрорафинированием расплавленной соли с жидким кадмиевым катодом» (PDF) . Материалы 6-го совещания по обмену информацией по разделению и трансмутации актинидов и продуктов деления (Мадрид, Испания). Архивировано из оригинала (PDF) 5 сентября 2009 года . Проверено 22 июня 2009 г.
  50. ^ Р. Тулачкова (Звейскова), К. Чучвальцова Бимова, П. Соучек, Ф. Лизи Исследование электрохимических процессов разделения актинидов и лантаноидов в расплавленных фторидных средах. Архивировано 5 сентября 2009 г. в Wayback Machine (файл PPT). Институт ядерных исследований Rez plc, Чехия
  51. ^ Электрохимическое поведение фторидов лантаноидов в системе электролиза с солью LiF-NaF-KF. Архивировано 5 сентября 2009 г. в Wayback Machine . (PDF) . Проверено 10 декабря 2011 г.
  52. ^ Справочный список ионных жидкостей/расплавленных солей и лантаноидов/актинидов . Merck.de. Проверено 10 декабря 2011 г.
  53. ^ «Инициатива по передовому топливному циклу» . Министерство энергетики США . Архивировано из оригинала 10 мая 2012 года . Проверено 3 мая 2008 г.
  54. ^ Вулвертон, Дарен; и др. (11 мая 2005 г.). «Удаление цезия из отработавшего ядерного топлива, предназначенного для процесса электрорафинирования топлива» (PDF) . Университет Айдахо (диссертация?). Архивировано из оригинала (PDF) 29 ноября 2007 года.
  55. ^ Нееб, Карл-Хайнц (1997). Радиохимия атомных электростанций с легководными реакторами . Вальтер де Грюйтер. ISBN  978-3-11-013242-7 . Архивировано из оригинала 25 января 2022 года . Проверено 29 ноября 2021 г.
  56. ^ «Фтор» . Essentialchemicalindustry.org . 10 октября 2016 г. Архивировано из оригинала 25 апреля 2022 г. . Проверено 4 октября 2022 г.
  57. ^ «Промышленность производства хлора в США» . ibisworld.com . 28 июня 2022 года. Архивировано из оригинала 23 февраля 2022 года . Проверено 4 октября 2022 г.
  58. ^ Власкин Геннадий Н.; Беденко Сергей В.; Полозков Сергей Дмитриевич; Гал-Эх, Нима; Рахмани, Фазех (2023). «Сигнатуры нейтронов и гамма-излучения для контроля альфа-излучающих материалов при производстве урана: моделирование Nedis2m-MCNP6» . Радиационная физика и химия . 208 : 110919. doi : 10.1016/j.radphyschem.2023.110919 . S2CID   257588532 . Проверено 9 августа 2023 г.
  59. ^ Мертвая ссылка [ мертвая ссылка ]
  60. ^ Кабай, Н.; Кортина, JL; Трохимчук А.; Стрит, М. (2010). «Смолы, пропитанные растворителями (SIR). Методы приготовления и их применение». Реагировать. Функц. Полим . 70 (8): 484–496. doi : 10.1016/j.reactfunctpolym.2010.01.005 . hdl : 2117/10365 .
  61. ^ «Расширенная основа стоимости топливного цикла» (PDF) . Национальная лаборатория Айдахо, Министерство энергетики США. Архивировано из оригинала (PDF) 28 ноября 2011 года . Проверено 19 декабря 2010 г.
  62. ^ «Калькулятор стоимости вторичного ядерного топлива» . www.wise-uranium.org . Архивировано из оригинала 16 апреля 2013 года . Проверено 4 апреля 2018 г.
  63. ^ «Управление и утилизация отходов» . Всемирная ядерная ассоциация . Архивировано из оригинала 27 февраля 2013 года . Проверено 3 мая 2008 г.
  64. ^ «Радиоактивные отходы: мифы и реальность» . Всемирная ядерная ассоциация. Июнь 2006 г. Архивировано из оригинала 2 марта 2013 г. Проверено 3 мая 2008 г.
  65. ↑ NHK-world (26 октября 2011 г.) Затраты на переработку ядерного топлива. Архивировано 10 августа 2011 г. в Wayback Machine.
  66. ^ JAIF (26 октября 2011 г.) Затраты на переработку ядерного топлива
  67. ^ «Сокрытие предполагаемых затрат на захоронение радиоактивных отходов вызывает серьезные вопросы» . Ежедневные новости Майнити . 2 января 2012 г. Архивировано из оригинала 27 февраля 2021 г. Проверено 8 января 2012 г.
  68. ^ Микл, Шнайдер (2 января 2012 г.). «Японцы вводят в заблуждение относительно стоимости переработки отработавшего топлива» . Международная группа экспертов по расщепляющимся материалам. Архивировано из оригинала 27 февраля 2021 года . Проверено 8 января 2012 г.
  69. ^ Перейти обратно: а б с д и ж г час я дж к л м н тот п д р с т в v В х и С аа аб и объявление но из в ах есть также «Перерабатывающие заводы по всему миру» . Европейское ядерное общество . Архивировано из оригинала 22 июня 2015 года . Проверено 29 июля 2008 г.
  70. ^ Райт, Дэвид; Гронлунд, Лисбет (2003). «Оценка производства плутония для оружия в Китае» (PDF) . Наука и глобальная безопасность . 11 (1): 61–80. Бибкод : 2003S&GS...11...61W . дои : 10.1080/08929880309007 . S2CID   55755131 . Архивировано (PDF) из оригинала 19 октября 2012 года . Проверено 14 января 2011 г.
  71. ^ Все ядерное оружие • Китай и переработка: отделяем факты от вымысла. Архивировано 18 марта 2011 года в Wayback Machine . Allthingsnuclear.org (11 января 2011 г.). Проверено 10 декабря 2011 г.
  72. ^ Перейти обратно: а б с д и ж г час я дж «Гражданские перерабатывающие предприятия» (PDF) . Принстонский университет . Архивировано (PDF) из оригинала 2 августа 2020 г. Проверено 30 июля 2008 г.
  73. ^ «Маркуль-Вальро» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 23 сентября 2020 года . Проверено 30 июля 2008 г.
  74. ^ Доминик Варен (2007). «Состояние французской исследовательской программы по разделению и трансмутации» . Журнал ядерной науки и технологий . 44 (3): 410. дои : 10.3327/jnst.44.410 . [ мертвая ссылка ]
  75. ^ Перейти обратно: а б с д «НИЖНЯЯ НОРМАНДИЯ-НИЖНЯЯ НОРМАНДИЯ, Гаага» . Франция Нуклеар. Архивировано из оригинала 16 июля 2011 года . Проверено 31 июля 2008 г.
  76. ^ Перейти обратно: а б с д «Переработка отработанного ядерного топлива» . Всемирная ядерная ассоциация. Сентябрь 2013. Архивировано из оригинала 23 января 2016 года . Проверено 5 декабря 2013 г.
  77. ^ «Реакторы CIRUS и DHRUVA, Тромбай» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 26 января 2021 года . Проверено 30 июля 2008 г.
  78. ^ Перейти обратно: а б «Калпаккамский атомный перерабатывающий завод [КАРП]» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 26 января 2021 года . Проверено 30 июля 2008 г.
  79. ^ Перейти обратно: а б Премьер-министр на следующей неделе откроет в Тарапуре установку по переработке ядерного оружия. Архивировано 9 октября 2012 года в Wayback Machine . Бизнес-стандарт.com. Проверено 10 декабря 2011 г.
  80. ^ Перейти обратно: а б с «Глобальный отчет о расщепляющихся материалах за 2010 год» (PDF) . Международная группа экспертов по расщепляющимся материалам . Архивировано из оригинала (PDF) 24 апреля 2020 года.
  81. ^ «Токайский перерабатывающий завод (ТОП)» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 23 сентября 2020 года . Проверено 30 июля 2008 г.
  82. ^ Крамер, Д. (2012). «Готова ли Япония отказаться от ядерной переработки?». Физика сегодня . 65 (3): 25–42. Бибкод : 2012ФТ....65с..25К . дои : 10.1063/PT.3.1469 .
  83. ^ «Дальнейшая задержка завершения строительства объектов в Роккашо» . Мировые ядерные новости. 28 декабря 2017 года. Архивировано из оригинала 29 декабря 2017 года . Проверено 28 декабря 2017 г.
  84. ^ «Равалпинди/Нилхор» . Федерация американских ученых . Архивировано из оригинала 4 марта 2016 года.
  85. ^ «Запуск местного ядерного реактора в Пакистане». Нация . 13 апреля 1998 г.
  86. ^ «Челябинск-65» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 3 сентября 2010 года . Проверено 29 июля 2008 г.
  87. ^ С. Гвардини; и др. (16 июня 2003 г.). «Модернизация и совершенствование НМАК на заводе «Маяк РТ-1» . ИНММ. Архивировано из оригинала 28 июля 2014 года . Проверено 9 августа 2008 г.
  88. ^ «Томск-7/Северск» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 29 июля 2020 года . Проверено 1 июня 2020 г.
  89. ^ «Красноярск-26/Железногорск» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 31 июля 2020 года . Проверено 1 июня 2020 г.
  90. ^ «Обзор завода Т» . Департамент энергетики. Архивировано из оригинала 18 марта 2021 года . Проверено 9 апреля 2011 г.
  91. ^ ЛеВерн Фернандес. «Каньоны реки Саванна — проворные чудовища атомного века (WSRC-MS-2000-00061)» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 3 марта 2016 года . Проверено 9 апреля 2011 г.
  92. ^ «Демонстрационный проект Вест-Вэлли» , Arc.Ask3.Ru , 1 декабря 2018 г., заархивировано из оригинала 25 января 2022 г. , получено 13 апреля 2020 г.

Примечания

[ редактировать ]
  1. ^ радиоизотоп с периодом полураспада два года сохранит 0,5^0,5 или более 70% своей мощности через год - все эти изотопы имеют период полураспада дольше двух лет и, таким образом, сохранят еще большую мощность. Даже если окно ежегодной дозаправки будет пропущено, более половины мощности все равно останется для второго окна дозаправки.

Дальнейшее чтение

[ редактировать ]
  • Уильямсон, Массачусетс; Уиллит, Дж.Л. (2011). «Технологические схемы пирообработки для переработки отработанного ядерного топлива» (PDF) . Ядерная инженерия и технологии . 43 (4): 329–334. дои : 10.5516/NET.2011.43.4.329 .
  • Тилль, CE; Чанг, Ю.И.; Ханнум, штат Вашингтон (1997). «Интегральный быстрый реактор-обзор». Прогресс в атомной энергетике . 31 (1–2): 3–11. дои : 10.1016/0149-1970(96)00001-7 .
  • Агентство по ядерной энергии ОЭСР, Экономика ядерного топливного цикла , Париж, 1994 г.
  • И. Хенсинг и В. Шульц, Экономическое сравнение вариантов ядерного топливного цикла, Energiewirtschaftlichen Instituts, Кельн, 1995.
  • Когема, Переработка-переработка: промышленные ставки, презентация Фонду Конрада Аденауэра, Бонн, 9 мая 1995 г.
  • Агентство по ядерной энергии ОЭСР, Плутониевое топливо: оценка, Париж, 1989.
  • Национальный исследовательский совет, «Ядерные отходы: технологии разделения и трансмутации», National Academy Press, Вашингтон, округ Колумбия, 1996.
[ редактировать ]
Retrieved from "https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=Nuclear_reprocessing&oldid=1240848243"
Arc.Ask3.Ru: конец переведенного документа.
Arc.Ask3.Ru
Номер скриншота №: 58968bf4c7a19eed04d2f35ce71e44f8__1721327340
URL1:https://arc.ask3.ru/arc/aa/58/f8/58968bf4c7a19eed04d2f35ce71e44f8.html
Заголовок, (Title) документа по адресу, URL1:
Nuclear reprocessing - Wikipedia
Данный printscreen веб страницы (снимок веб страницы, скриншот веб страницы), визуально-программная копия документа расположенного по адресу URL1 и сохраненная в файл, имеет: квалифицированную, усовершенствованную (подтверждены: метки времени, валидность сертификата), открепленную ЭЦП (приложена к данному файлу), что может быть использовано для подтверждения содержания и факта существования документа в этот момент времени. Права на данный скриншот принадлежат администрации Ask3.ru, использование в качестве доказательства только с письменного разрешения правообладателя скриншота. Администрация Ask3.ru не несет ответственности за информацию размещенную на данном скриншоте. Права на прочие зарегистрированные элементы любого права, изображенные на снимках принадлежат их владельцам. Качество перевода предоставляется как есть. Любые претензии, иски не могут быть предъявлены. Если вы не согласны с любым пунктом перечисленным выше, вы не можете использовать данный сайт и информация размещенную на нем (сайте/странице), немедленно покиньте данный сайт. В случае нарушения любого пункта перечисленного выше, штраф 55! (Пятьдесят пять факториал, Денежную единицу (имеющую самостоятельную стоимость) можете выбрать самостоятельно, выплаичвается товарами в течение 7 дней с момента нарушения.)