Ядерная переработка

Ядерная переработка - это химическое разделение продуктов деления и актинидов от отработавшего ядерного топлива . ^{[ 1 ]} Первоначально переработка использовалась исключительно для извлечения плутония для производства ядерного оружия . С коммерциализацией ядерной энергетики переработанный плутоний перерабатывали обратно в ядерное топливо MOX для тепловых реакторов . ^{[ 2 ]} Переработанный уран , также известный как отработанный топливный материал, в принципе также может быть повторно использовать в качестве топлива, но это экономично только тогда, когда поставка урана низкая, а цены высоки. Ядерная переработка может выходить за рамки топлива и включать переработку другого материала ядерного реактора, такого как облицовка Zircaloy .

Высокая радиоактивность отработавшего ядерного материала означает, что переработка должна быть высоко контролируется и тщательно выполняется на передовых учреждениях специализированным персоналом. Существуют многочисленные процессы, с химическим процессом Purex доминирует. Альтернативы включают нагревание для отказа от летучих элементов, сжигание посредством окисления и волатильность фтора (в которой используется чрезвычайно реактивный фторин ). Каждый процесс приводит к какой -то форме изысканного ядерного продукта, с радиоактивными отходами в качестве побочного продукта. Поскольку это может позволить ядерному материалу для оценки оружия , ядерная переработка является проблемой ядерной пролиферации и, таким образом, строго регулируется.

Относительно высокая стоимость связана с переработкой отработанного топлива по сравнению с некогда проведенным топливным циклом, но использование топлива может быть увеличено, а объемы отходов уменьшились. ^{[ 3 ]} Переработка ядерного топлива обычно выполняется в Европе, России и Японии. В Соединенных Штатах администрация Обамы отступила от планов президента Буша по переработке коммерческого масштаба и вернулась к программе, ориентированной на научные исследования, связанные с переработкой. ^{[ 4 ]} Не все ядерное топливо требуют переработки; Реактор заводчика не ограничивается использованием переработанного плутония и урана. Он может использовать все актиниды , закрывая ядерный топливный цикл и потенциально умножать энергию, извлеченную из природного урана примерно на 60 раз. ^{[ 5 ]}^{[ 6 ]}

Разделенные компоненты и расположение

Потенциально полезные компоненты, имеющиеся в ядерной переработке, включают специфические актиниды (плутоний, уран и некоторые незначительные актиниды ). Компоненты более легких элементов включают продукты деления , продукты активации и облицовку .

материал	распоряжение
плутоний, незначительные актиниды , переработанный уран	Деление в гибридном или гибридном слиянии подкритическом реакторе или использовании в качестве мокса
переработанный уран, фильтры	Менее строгий хранение в качестве отходов среднего уровня
долгоживущие продукты деления и активации	Ядерная трансмутация или геологическое хранилище
среднежитые продукты деления ¹³⁷CS и ⁹⁰Старший	среднесрочное хранение как отходы высокого уровня ; Тепло распада может быть использовано для управления двигателем Stirling
Полезные радионуклиды, редкоземельные земли (лантаноиды) и благородные металлы	промышленное и медицинское использование
Оболочка, продукт деления цирконий	повторное использование для облицовки или хранения цирколла в качестве отходов среднего уровня

История

Первые крупномасштабные ядерные реакторы были построены во время Второй мировой войны . Эти реакторы были разработаны для производства плутония для использования в ядерном оружии . Следовательно, единственной необходимой переработкой была извлечение плутония ( без загрязнения продюса ) из отработанного естественного уранового топлива. В 1943 году было предложено несколько методов для отделения относительно небольшого количества плутония от продуктов урана и деления. Первый выбранный метод, процесс осадков, называемый процессом фосфата висмута , был разработан и протестирован в Национальной лаборатории Оук -хребта (ORNL) между 1943 и 1945 годами для производства количества плутония для оценки и использования в программах вооружения США . ORNL произвел первые макроскопические величины (граммы) отдельного плутония с этими процессами.

Процесс висмута фосфата впервые эксплуатировался в больших масштабах на участке Хэнфорда , в более поздней части 1944 года. Он был успешным для разделения плутония в чрезвычайной ситуации, существующей тогда, но у него была значительная слабость: неспособность восстановить уран.

Первый успешный процесс извлечения растворителя для восстановления чистого урана и плутония был разработан в Ornl в 1949 году. ^{[ 7 ]} Процесс Purex - это текущий метод извлечения. Раздельные растения также были построены на месте реки Саванна и меньшее растение на заводе переработки Западной долины , которое закрылось к 1972 году из -за его неспособности удовлетворить новые нормативные требования. ^{[ 8 ]}

Перепрофиля гражданского топлива уже давно используется на участке Cogema La Hague во Франции, площадке Селлафилда в Соединенном Королевстве, химическом комбинате Mayak в России и на таких местах, как завод Токай в Японии, завод Тарапура в Индии и Индии, и в Индии. Кратко на заводе переработки Западной долины в Соединенных Штатах.

В октябре 1976 года, ^{[ 9 ]} Забота о распространении ядерного оружия (особенно после того, как Индия продемонстрировала возможности ядерного оружия с использованием технологии переработки) заставила президента Форда выдать президентскую директиву плутония в США 7 апреля 1977 Джеральда , чтобы на неопределенное время приостановить коммерческую переработку и переработку коммерческого реактора, отработанного ядерного топлива . Ключевой проблемой, вызванной этой политикой, был риск распространения ядерного оружия путем отвлечения плутония из гражданского топливного цикла и поощрения других стран следовать лидерству США. ^{[ 10 ]}^{[ 11 ]}^{[ 12 ]} После этого только страны, которые уже имели большие инвестиции в переработку инфраструктуры, продолжали перерабатывать отработанное ядерное топливо. Президент Рейган снял запрет в 1981 году, но не предоставил существенную субсидию, которая была бы необходима для запуска коммерческой переработки. ^{[ 13 ]}

В марте 1999 года Министерство энергетики США (DOE) изменило свою политику и подписал контракт с консорциумом Duke Energy , Cogema и Stone & Webster (DCS) на проектирование и управление смешанным оксидом (MOX) . Подготовка площадки на площадке реки Саванна (Южная Каролина) началась в октябре 2005 года. ^{[ 14 ]} В 2011 году New York Times сообщила: «... через 11 лет после того, как правительство заключило контракт на строительство, стоимость проекта выросла почти до 5 миллиардов долларов. Еще для того, чтобы найти одного клиента, несмотря на предложения прибыльных субсидий ». TVA (в настоящее время наиболее вероятный клиент) заявил в апреле 2011 года, что задержит решение до тех пор, пока не увидит, как Mox Fuel выполняется в ядерной аварии в Фукусиме Дайичи . ^{[ 15 ]}

Технологии разделения

Вода и органические растворители

Чисто

Purex , текущий стандартный метод, является аббревиатурой, стоящей за Lutonium и Unium P Recovery от бывшей тяги . Процесс Purex представляет собой метод экстракции с жидкостью, используемый для переработки отработанного ядерного топлива , для извлечения урана и плутония , независимо от друг друга, из продуктов деления . Это наиболее развитый и широко используемый процесс в отрасли в настоящее время.

При использовании на топливе из коммерческих энергосистемы, извлекаемый плутоний обычно содержит слишком много PU-240, чтобы считаться «вооруженным» плутонием, идеально подходящим для использования в ядерном оружии. Тем не менее, очень надежное ядерное оружие может быть построено на всех уровнях технической изощренности с использованием плутония в реакторе. ^{[ 16 ]} Кроме того, реакторы, которые могут часто заправлять заправку, могут использоваться для производства плутония вооружения , который впоследствии можно восстановить с помощью Purex. Из -за этого контролируются химические вещества Purex. ^{[ 17 ]}

Модификации Purex

Urex

Процесс Purex может быть изменен для создания процесса Urex ( Ur anium ex traction), который может быть использован для экономии пространства внутри мест утилизации ядерных отходов высокого уровня , таких как репозиторий ядерных отходов Юкки , путем удаления урана, который составляет обширный Большая часть массы и объема использованного топлива и переработки его в качестве переработанного урана .

Процесс Urex - это процесс Purex, который был изменен, чтобы предотвратить извлечение плутония. Это можно сделать, добавив редуктатор плутония перед первым этапом извлечения металла. В процессе Urex ~ 99,9% урана и> 95% техники отделены друг от друга, а также от других продуктов деления и актинидов . Ключом является добавление ацетогидроксамовой кислоты (AHA) к разделам экстракции и скраба процесса. Добавление AHA значительно снижает экстрагируемость плутония и нептуния , обеспечивая несколько большую устойчивость к пролиферации, чем при стадии экстракции плутония процесса Purex. ^{[ Цитация необходима ]}

Truex

Добавление второго экстракционного агента, octyl (фенил) -n, N-дибутил карбамоилметилфосфин-оксид (CMPO) В сочетании с трибутилфосфатом (TBP) процесс Purex может быть превращен в Truex ( Trans Unic процесс Ex Truction ). Truex был изобретен в США национальной лабораторией Аргоронн и предназначен для удаления трансранских металлов (AM/см) из отходов. Идея состоит в том, что, снижая альфа -активность отходов, большая часть отходов может затем быть утилизирована с большей легкостью. Как и Purex, этот процесс работает с помощью механизма сольватации .

Диамекс

В качестве альтернативы Truex был разработан процесс экстракции с использованием инлондиамида. Процесс Diamex ( Diam IDE EX Traction) имеет преимущество в том, что он избегает образования органических отходов, которые содержат элементы, отличные от углерода , водорода , азота и кислорода . Такие органические отходы могут быть сожжены без образования кислых газов, которые могут способствовать кислотному дождю (хотя кислые газы могут быть извлечены скруббером). Диамекс -процесс работает в Европе французским СЕА . Процесс достаточно зрел, чтобы промышленное растение могло быть построено с существующими знаниями процесса. ^{[ 18 ]} Как и Purex, этот процесс работает с помощью механизма сольватации.

Санекс

S выбор Плав на . В рамках управления незначительными актинидами было предложено, чтобы лантаноиды и тривалентные второстепенные актиниды были удалены из Purex Raffinate с помощью такого процесса, как Diamex или Truex. Чтобы позволить актинидам, таким как америю, либо повторно используются в промышленных источниках, либо использовались в качестве топлива, лантаноиды должны быть удалены. У лантаноидов есть большие сечения нейтронов, и, следовательно, они отравляют ядерную реакцию, управляемую нейтроном. На сегодняшний день система извлечения для процесса SANEX не была определена, но в настоящее время несколько разных исследовательских групп работают над процессом. Например, французский CEA работает над процессом на основе бис-триазинилридина (BTP). ^{[ 19 ]}^{[ 20 ]}^{[ 21 ]} Другие системы, такие как дитиофосфиновые кислоты, работают над некоторыми другими работниками.

Неожиданный

Процесс таракции Universal EX ; в России и Чешской Республике был разработан Он предназначен для того, чтобы полностью удалить самые неприятные радиоизотопы (SR, CS и незначительные актиниды ) из рафината, оставшегося после экстракции урана и плутония из использованного ядерного топлива . ^{[ 22 ]}^{[ 23 ]} Химия основана на взаимодействии цезия и стронция с полиэтиленгликолем ^{[ 24 ]}^{[ 25 ]} и кобальт -карборан анион (известный как хлорированный кобальт дикарболлид). Актиниды экстрагируют CMPO, а разбавитель представляет собой полярный аромат, такой как нитробензол . Другие разбавители, такие как мета -нитробензотри фторид ^{[ 26 ]} и фенил трифторметилсульман ^{[ 27 ]} были также предложены.

Электрохимические и ионные методы обмена

экзотическом методе с использованием электрохимии и ионного обмена в аммония . карбонате Сообщалось о ^{[ 28 ]} Также сообщалось о других методах экстракции урана с использованием ионного обмена в щелочном карбонате и «шарнированном» оксиде свинца. ^{[ 29 ]}

Устаревшие методы

Бисмут фосфат

Процесс висмута фосфата является устаревшим процессом, который добавляет значительный ненужный материал к конечным радиоактивным отходам. Процесс висмута фосфата был заменен процессами экстракции растворителя. Процесс висмута фосфата был разработан для извлечения плутония , одетых в алюминия из ядерных топливных стержней , содержащих уран. Топливо было деканировано, кипящая его в каустической соде . После объявления урановый металл растворяли в азотной кислоте .

Плутоний в этой точке находится в состоянии +4 окисления. Затем он был осажден из раствора путем добавления нитрата висмута и фосфорной кислоты с образованием висмутфосфата. Плутоний был согласован с этим. Супернатантная жидкость (содержащая многие продукты деления ) была отделена от твердого вещества. Осадок затем растворяли в азотной кислоте перед добавлением окислителя ( такого как перманганат калия ) для получения PUO ₂²⁺Полем Плутоний сохраняли в уровне +6 окисления путем добавления дихроматной соли.

Следующий висмут фосфат был повторно преодолен, оставляя плутоний в растворе, и соль железа (II) (такая как сульфат железа была добавлена ). Плутоний снова повторно опечатали с использованием переносчика сфосфата висмута и комбинации соли лантана и добавленного фторида , образуя твердый фторийный носитель Lanthanum для плутония. Добавление щелочи продуцировало оксид. Комбинированный оксид плутония лантана собирали и экстрагировали азотной кислотой с образованием нитрата плутония. ^{[ 30 ]}

Гексон или окислительно -восстановительный

Это процесс экстракции с жидкостью, в котором используется гексон метил изобутил кетона в качестве экстрагента. Извлечение механизм сольватации . Этот процесс имеет недостаток в том, что требует использования реагента для подсохола ( алюминий нитрат ) для увеличения концентрации нитратов в водной фазе, чтобы получить разумный коэффициент распределения (значение D). Кроме того, гексон разлагается концентрированной азотной кислотой. Этот процесс был использован в 1952-1956 годах на заводе Hanford T и был заменен процессом Purex. ^{[ 31 ]}^{[ 32 ]}

Мог ⁴⁺ + 4no - 3 + 2s → [PU (no ₃ ) ₄ S ₂ ]

Butex, β, β'-дибутоксидиэтиловый эфир

Процесс, основанный на процессе извлечения сольватации с использованием триээкстрагента, названного выше. Этот процесс имеет недостаток в том, что требует использования реагента для подсохола (алюминий нитрат ) для увеличения концентрации нитратов в водной фазе, чтобы получить разумный коэффициент распределения. Этот процесс использовался в WindScale в 1951-1964 годах. Этот процесс был заменен Purex, который, как было показано, является превосходной технологией для более широкой переработки. ^{[ 33 ]}

Ацетат натрия

Процесс натрия уранилацетата использовался ранней советской атомной промышленностью для восстановления плутония из облученного топлива. ^{[ 34 ]} Это никогда не использовалось на Западе; Идея состоит в том, чтобы растворить топливо в азотной кислоте , изменить состояние окисления плутония, а затем добавить уксусную кислоту и основание. Это превратит уран и плутоний в твердую ацетатную соль.

Взрыв кристаллизованных ацетатов-нитратов в необработанном резервуаре отходов вызвал катастрофу Киштима в 1957 году.

Альтернативы Purex

Поскольку есть некоторые недостатки в процессе Purex, предпринимаются попытки разработать альтернативы процессу, некоторые из которых совместимы с Purex (то есть остаток из одного процесса может использоваться в качестве сырья для другого), а другие совершенно несовместимы. Ни один из них (по состоянию на 2020 -е годы) не достиг широко распространенного коммерческого использования, но некоторые видят крупномасштабные тесты или твердые обязательства по их будущему внедрению в более широком масштабе. ^{[ 35 ]}

Пиропроцессия

Пиропроцессия является общим термином для высокотемпературных методов. Растворители представляют собой расплавленные соли (например, LICL + KCL или LIF + CAF ₂ ) и расплавленные металлы (например, кадмий, висмут, магний), а не вода и органические соединения. Электрорефинирование , дистилляция и экстракция растворителя являются общими шагами.

Эти процессы в настоящее время не имеют значительного использования во всем мире, но они были впервые в Аргоннской национальной лаборатории ^{[ 38 ]}^{[ 39 ]} С учетом текущих исследований, проходящих в Criepi в Японии, Институт ядерных исследований в Чешской Республике, Центр атомных исследований Индиры Ганди в Индии и Каери в Южной Корее. ^{[ 40 ]}^{[ 41 ]}^{[ 42 ]}^{[ 43 ]}

Преимущества пиропроцессы

Принципы, лежащие в основе этого, хорошо понятны, и их усыновление не существует. ^{[ 44 ]}
Легко применяется к высокому потраченному топливу и требует небольшого времени охлаждения, поскольку рабочие температуры уже высоки.
Не использует растворители, содержащие водород и углерод, которые являются модераторами нейтронов , создавающих риск аварий на критичности и могут поглощать продукта деления тритиум и продукт активации Carbon-14 в разбавленных растворах, которые не могут быть разделены позже.
- Альтернативно, Voloxidation ^{[ 45 ]} (См. Ниже ) может удалить 99% тритина из использованного топлива и восстановить его в виде сильного решения, подходящего для использования в качестве поставки тритина.
Более компактные, чем водные методы, позволяющие переработать на месте на участке реактора, что позволяет избежать транспортировки отработавшего топлива и его проблем с безопасностью, вместо этого хранит гораздо меньший объем продуктов деления на месте в качестве отходов высокого уровня до эксплуатации . Например, интегральные циклы топлива реактора быстрого реактора и реактора расплавленной соли основаны на пиропроцессировании на месте.
Он может разделить много или даже все актиниды одновременно и производить очень радиоактивное топливо, которым труднее манипулировать кражи или изготовления ядерного оружия. (Однако сложность была поставлена под сомнение. ^{[ 46 ]}), Напротив, процесс Purex был разработан для разделения плутония только для оружия, а также оставляет позади незначительные актиниды ( америю и curium ), производя отходы с более долгоживущей радиоактивностью.
Большая часть радиоактивности примерно в 10 ² до 10 ⁵ Спустя годы после использования ядерного топлива производится актинидами, поскольку в этом ассортименте нет продуктов деления с периодом полураспада. Эти актиниды могут питать быстрые реакторы , таким образом, извлечение и повторное использование (распределение) их увеличивает производство энергии на кг топлива, а также снижение долгосрочной радиоактивности отходов.
Волатильность фтора (см. Ниже ) производит соли, которые можно легко использовать в переработке расплавленной соли, такой как пиропроцессия
Возможность обработки «свежего» отработанного топлива уменьшает потребности в пулах отработанных топлива (даже если восстановленные недоижимые радионуклиды «только» отправлены на хранение, которое все равно требует меньше места, поскольку основная часть массы, уран, может храниться отдельно от них). Уран - еще более высокий специфический уран переработал уран - не нуждается в охлаждении для безопасного хранения.
Краткожимые радионуклиды могут быть извлечены из «свежего» отработанного топлива, позволяющего либо прямого использования в отраслевой науке или медицине, либо в восстановлении их продуктов распада без загрязнения другими изотопами (например: рутения в отработанном топливе для распада в Rhodium, все изотопы которых другие чем ¹⁰³
RH дальнейший распад до стабильных изотопов палладия . Палладий, полученный в результате распада рутения деления и родия, будет нерадиоактивным, но деление палладий содержит значительное загрязнение с долгоживущим ¹⁰⁷
ПД Рутениум-107 и Rhodium-107 имеют половину жизни в порядке минут и распадаются на палладий-107, прежде чем переработать в большинстве случаев)
Возможные топлива для радиоэкотопных термоэлектрических генераторов (RTG), которые в основном разлагаются в отработанном топливе, которое значительно выдержало, может быть восстановлено в достаточных количествах, чтобы сделать их использование стоящим. Примеры включают материалы с половиной жизни около двух лет, например, как ¹³⁴
CS , ¹²⁵
SB , ¹⁴⁷
Премьер -министр Хотя они, возможно, не подходят для длительных космических миссий, их можно использовать для замены дизельных генераторов в отдельных местах, где заправка возможна раз в год. ^{[ А ]} Сурьма была бы особенно интересной, потому что она образует стабильный сплав с свинцом и, таким образом, может быть относительно легко трансформировать в частично самоочищенную и химически инертную форму. Более короткие живые RTG -топливы представляют дополнительную выгоду от снижения риска источников сирот , так как деятельность будет относительно быстро, если заправка не будет предпринята.

Недостатки пиропроцессы

В настоящее время переработка в целом не является (2005) в пользу, и в местах, которые перепроектируют, уже построены растения Purex. Следовательно, существует небольшой спрос на новые пирометаллургические системы, хотя может быть, если программы реакторов поколения IV станут реальностью.
Используемая соль из пиропроцессы менее подходит для превращения в стекло, чем отходы, производимые процессом Purex.
Если цель состоит в том, чтобы уменьшить долговечность отработавшего ядерного топлива в реакторах горелки, то необходимо достичь лучших скоростей восстановления незначительных актинидов.
Работа со «свежим» отработанным топливом требует большего защиты и лучших способов справиться с производством тепла, чем работа с «старым» отработанным топливом. Если объекты построены таким образом, чтобы потребовать высокого специфического материала активности, они не могут справиться с более старыми «устаревшими отходами», за исключением смешанного со свежим отработанным топливом

Электролиз

Методы электролиза основаны на разнице в стандартных потенциалах урана, плутония и незначительных актинидов в расплавленной соле. Стандартный потенциал урана является самым низким, поэтому при применении потенциала уран будет уменьшен в катоде из раствора расплавленной соли перед другими элементами. ^{[ 47 ]}

Pyro -A и -b для IFR

Эти процессы были разработаны национальной лабораторией Аргона и использованы в интегральном проекте быстрого реактора .

Pyro-A является средством отделения актинидов (элементов в семействе актинидов , как правило, тяжелее U-235) от неакнидов. Отработанное топливо помещается в корзину анодной корзины , которая погружена в расплавленную соль электролита. Применяется электрический ток, в результате чего уранский металл (или иногда оксид, в зависимости от отработанного топлива), чтобы надеть на твердый металлический катод, в то время как другие актиниды (и редкоземельные Земли) могут поглощаться в жидкий кадмий -катод. Многие из продуктов деления (такие как цезий , цирконий и стронций ) остаются в соли. ^{[ 48 ]}^{[ 49 ]}^{[ 50 ]} В качестве альтернативы расплавленному кадмийскому электроду можно использовать расплавленный катод висмута или твердый алюминиевый катод. ^{[ 51 ]}

качестве альтернативы электрофизингу, разыскиваемый металл может быть изолирован с использованием расплавленного сплава электропозитивного В металла и менее реактивного металла. ^{[ 52 ]}

Поскольку большая часть долгосрочной радиоактивности и объема отработавшего топлива поступает из актинидов, удаление актинидов производит отходы, которые являются более компактными, и не так опасны в долгосрочной перспективе. Затем радиоактивность этих отходов упадет до уровня различных природных минералов и руд в течение нескольких сотен, а не тысячи лет. ^{[ 53 ]}

Смешанные актиниды, продуцируемые пирометаллической обработкой, могут снова использоваться в качестве ядерного топлива, так как они практически все расщепляются , либо плодородные , хотя многие из этих материалов потребуют реактора с быстрым заводчиком эффективного сжигания . В спектре термического нейтронов концентрации нескольких тяжелых актинидов ( Curium -242 и Plutonium-240 ) могут стать довольно высокими, создавая топливо, которое существенно отличается от обычных урана или смешанных урановых оксидов (MOX), которые большинство тока были реакторами. разработан для использования.

Другой пирохимический процесс, процесс Pyro-B , был разработан для обработки и утилизации топлива из реактора трансмутеров ( реактор быстрого заводчика, предназначенный для преобразования трансранских ядерных отходов в продукты деления). Типичное топливо по трансмутеру не содержит урана и содержит извлеченные трансраны в инертной матрице, такой как металлический цирконий . При обработке такого топлива Pyro-B используется стадия электрорефинирования для отделения остаточных трансаранических элементов от продуктов деления и переработки трансрантов в реактор для деления. Недавно сгенерированные технотики и йод извлекаются для включения в целей трансмутации, а другие продукты деления отправляются в отходы.

Voloxidation

Волоксидирование (для объемного окисления ) включает в себя нагревание оксидного топлива с кислородом, иногда с чередующимся окислением и восстановлением или чередующимся окислением озоном до уранового триоксида с разложением путем нагрева обратно в окксид триурана . ^{[ 45 ]} Основной целью является захват тритиума как тритированный водяной пары перед дальнейшей обработкой, где было бы трудно сохранить триция. Трития является трудным загрязнением для удаления из водного раствора, так как он не может быть отделен от воды, за исключением разделения изотопов. Тем не менее, Tritium также является ценным продуктом, используемым в отраслевой науке и ядерном оружии , поэтому восстановление потока водорода или воды с высоким содержанием тритию может сделать целевое восстановление экономически экономически выгодным. Другие летучие элементы оставляют топливо и должны быть восстановлены, особенно йод , технет и углерод-14 . Voloxidation также разбивает топливо или увеличивает площадь поверхности, чтобы усилить проникновение реагентов на следующих этапах переработки.

Преимущества

Процесс прост и не требует сложного механизма или химикатов выше и за его пределами, необходимых для всей переработки ( горячие элементы , для дистанционного управления ) оборудование
Продукты, такие как Krypton-85 или Tritium, а также ксенон (чей изотоп либо стабилен, почти стабилен , либо быстро распадается), могут быть восстановлены и проданы для использования в промышленности, науке или медицине
Выезд из летучих продуктов деления позволяет обеспечить более безопасное хранение в промежуточном хранении или глубоком геологическом хранилище
Риски ядерного пролиферации низкие, так как не происходит разделение плутония
Радиоактивный материал не химически мобилизуется за пределы того, что следует учитывать в долгосрочном хранении в любом случае. Вещества, которые инертны, как нативные элементы или оксиды, остаются такими
Продукт может использоваться в качестве топлива в реакторе Candu или даже понижены с аналогичным образом обработанным отработанным топливом Candu, если в отработанном топливе осталось слишком много расщепления.
Полученный продукт может быть дополнительно обработан любым из других процессов, упомянутых выше и ниже. Удаление продуктов летучих делений означает, что транспорт становится немного проще по сравнению с отработанным топливом с поврежденным или удаленным облицовками
Все летучие продукты, вызывающие озабоченность (в то время как гелий будет присутствовать в отработанном топливе, не будет никаких радиоактивных изотопов гелия ) в принципе может быть извлечено в холодном ловушке, охлажденном жидким азотом (температура: 77 К (-196,2 ° C ; Тем не менее, это требует значительного количества охлаждения, чтобы противодействовать влиянию тепла распада от радиоактивных летучих веществ, таких как Krypton-85. Трития будет присутствовать в форме тритированной воды , которая является твердым изделиями при температуре жидкого азота.
Гептоксид техники может быть удален в виде газа путем нагрева над температурой кипения 392,6 К (119,5 ° C; 247,0 ° F), что уменьшает проблемы, представленные загрязнением техники в таких процессах, как волатильность фторида или Purex; Тетроксид рутения (газовый выше 313,1 К (40,0 ° C; 103,9 ° F)) также можно удалить из отработавшего топлива и восстановить для продажи или утилизации

Недостатки

Дальнейшая обработка необходима, если полученный продукт должен использоваться для переосмысления или изготовления мокса-топлива
Если продукты летучи ¹²⁹
Я , трития и ⁸⁵
КР . Их безопасное восстановление и хранение требуют дальнейшего оборудования.
Окислительный агент / восстановительный агент должен использоваться для этапов восстановления / окисления, восстановление которого может быть трудным, потребляющим энергию или оба обоих

Улетучение в изоляции

Просто нагревание потраченного оксидного топлива в инертной атмосфере или вакууме при температуре от 700 ° C (1292 ° F) и 1000 ° C (1830 ° F) в качестве первой стадии переработки может удалить несколько летучих элементов, включая цений, чей изотоп Caesium-137 может удалить несколько летучих элементов, в том числе цесейя, чей изотоп Caesium-137. Излучает около половины тепла, полученного от отработавшего топлива в течение следующих 100 лет охлаждения (однако большая часть другой половины-от Strontium-90 , который имеет аналогичный период полураспада). Предполагаемый общий баланс массы для 20 000 г обработанного топлива с 2000 г облицовки: ^{[ 54 ]}

	Вход	Остаток	Цеолит фильтр	Углерод фильтр	Частица фильтры
Палладий	28	14	14
Теллур	10	5	5
Молибден	70		70
Порезы	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

Вообще не требует химических процессов
Теоретически можно сделать «самообывание» через тепло распада достаточно "свежего" потраченного топлива
Caesium-137 имеет использование в облучении пищевых продуктов и может использоваться для питания радиоэлектрических генераторов радиоизотопа . Однако его загрязнение стабильным ¹³³
CS и Long Lived ¹³⁵
CS снижает эффективность такого использования при загрязнении с помощью ¹³⁴
CS в относительно свежих отработанном топливе заставляет кривую общего излучения и тепловой мощности намного круче до большинства ¹³⁴
CS разрушился
Может может восстановить элементы, такие как рутения, чей рутенат -ион особенно неприятен в Purex и который не имеет изотопов значительно дольше, чем год, что позволяет возможным восстановить металл для использования
«Третья фазовая восстановление» может быть добавлена в процесс, если вещества, которые платят, но не испаряются при температуре, вовлеченных в контейнер для сточных вод жидкости и могут повторно выдавать. Чтобы избежать загрязнения продуктами с низким закупором, которые платят при низких температурах, для открытия контейнера для жидких сточных вод только можно использовать пробку для расплава только после того, как жидкая фаза достигает определенной температуры.
Strontium, который присутствует в форме особенно хлопотного продукта деления в середине жизни ⁹⁰
SR - жидкость старше 1050 К (780 ° C; 1430 ° F). Тем не менее, оксид стронция остается твердым ниже 2804 К (2 531 ° C; 4588 ° F), и если оксид стронция должен быть извлечен с помощью других сточных вод жидкости, он должен быть сведен к нативному металлу перед стадией нагрева. Как оксид стронция, так и оксид стронция образуют растворимый гидроксид стронция и водород при контакте с водой, которые можно использовать для их отделения от нерастворимых частей отработавшего топлива.
Поскольку в отработанном топливном топливе практически нет химических изменений, можно использовать любые методы химической переработки в соответствии с этим процессом

Недостатки

При температурах выше 1000 К (730 ° C; 1340 ° F) нативная металлическая форма нескольких актинидов , включая Neptunium (температура плавления: 912 K (639 ° C; 1182 ° F) и плутоний (температура плавления: 912,5 K (639,4 ° C; Это может быть использовано для извлечения жидкой фазы, что вызывает проблемы пролиферации, учитывая, что металл уранового уровня остается твердым до 1 405,3 К (1132,2 ° C; 2 069,9 ° F). В то время как Neptunium и Plutonium не могут быть легко отделены друг от друга различными точками плавления, их различная растворимость в воде может использоваться для их разделения.
Если используется «ядерное самообывание», то потраченное топливо обладает гораздо более высокой конкретной деятельностью , производством тепла и высвобождением радиации. Если используется внешний источник тепла, необходимы значительное количество внешней мощности, которые в основном идут для нагрева урана.
Нагрев и охлаждение вакуумной камеры и/или трубопроводов и сосудов для сбора летучих сточных вод вызывает тепловое напряжение . Это в сочетании с радиационным повреждением материала и, возможно, нейтронного охлаждения, если нейтронные источники, такие как Калифорния-252, присутствуют в значительной степени.
В широко используемом оксидном топливе некоторые элементы будут присутствовать как оксиды, так и как нативные элементы. В зависимости от их химического состояния они могут оказаться в летучих потоке или в потоке остатков. Если элемент присутствует в обоих состояниях в значительной степени, разделение этого элемента может быть невозможным без преобразования всего этого в одно химическое состояние или другое
Врученные температуры намного выше, чем температура плавления свинца (600,61 К (327,46 ° C; 621,43 ° F)), которые могут представлять проблемы с защитой радиации, если свинец используется в качестве экранирующего материала
Если фильтры используются для восстановления продуктов летучих делений, они становятся от низкого до промежуточного уровня. отходами

Волатильность фтора

В процессе волатильности фтора фтор реагирует с топливом. Фтор гораздо более реактивный, чем даже кислород , что небольшие частицы оксидного топлива заземления будут распущенными при падении в камеру, полную фтора. Это известно как фторирование пламени; Полученное тепло помогает реакции продолжаться. Большая часть урана , который составляет большую часть топлива, превращается в урановый гексафторид , форму урана, используемого в обогащении урана , которая имеет очень низкую точку кипения. Technetium , основной продукт долгоживущего деления , также эффективно преобразуется в летучий гексафторид. Несколько других элементов также образуют аналогичные летучие гексафториды, пентафториды или гептафлуориды. Летучие фториды могут быть отделены от избыточного фтора путем конденсации, а затем отделены друг от друга путем фракционной дистилляции или селективного восстановления . Гексафторид уранового гексафторида и гексафторида техники имеют очень похожие точки кипения и давление паров, что затрудняет полное разделение.

Многие из продуктов деления улетучиваются те же самые, которые улетали в нефторированной, более температурной летучке, такой как йод , теллур и молибден ; Примечательные различия в том, что Technetium улетучивается, но цезий нет.

Некоторые элементы трансараниума, такие как плутоний , нептун и американец, могут образовывать летучие фториды, но эти соединения не являются стабильными, когда парциальное давление фтора снижается. ^{[ 55 ]} Большая часть плутония и некоторых из урана изначально останется в золе, который падает на дно флуоринатора пламени. Соотношение плутония-урана в золе может даже приближаться к составу, необходимому для быстрого реактора . Дальнейшее фторирование золы может удалять все урана, нептуния и плутония в качестве летучих фторидов; Тем не менее, некоторые другие незначительные актиниды могут не образовывать летучие фториды и вместо этого оставаться с щелочными продуктами деления. Некоторые благородные металлы могут вообще не образовывать фториды, но оставаться в металлической форме; Однако гексафторид рутения является относительно стабильным и нестабильным.

Растилляция остатка при более высоких температурах может отделить фториды с низким закуриванием переходных металлов и металлов CS, RB) от фторидов с более высоким куколом и фториды щелочных ( иттрия . Температура, вовлеченные, намного выше, но могут быть несколько снижены путем дистилляции в вакууме. Если соль-носитель, такая как литий-фторид или фторид натрия, используется в качестве растворителя, высокотемпературная дистилляция-это способ отделить соль носителя для повторного использования.

Конструкции реактора с расплавленной солью проводят волатильность фторида непрерывно или через частые промежутки времени. Цель состоит в том, чтобы вернуть актиниды в смеси с расплавленным топливом для возможного деления, в то же время удаляя продукты деления , которые являются нейтронными ядами , или которые могут быть более надежно хранятся вне ядра реактора, в ожидании возможного переноса в постоянное хранение.

Волатильность и растворимость хлорида

Многие из элементов, которые образуют летучие фториды высокой валентности , также образуют летучие высоковалентные хлориды. Хлорирование и дистилляция являются еще одним возможным методом разделения. Последовательность разделения может с пользой отличаться от последовательности для фторидов; Например, тетрахлорид циркония и тетрахлорид олова имеют относительно низкую точки кипения 331 ° C (628 ° F) и 114,1 ° C (237,4 ° F). Хлорирование даже было предложено в качестве метода удаления облицовки топлива циркония, ^{[ 45 ]} Вместо механического деказы.

Хлориды, вероятно, будут проще, чем фториды, чтобы позже преобразовать обратно в другие соединения, такие как оксиды.

Хлориды, оставшиеся после улетучения, также могут быть разделены растворимостью в воде. Хлориды щелочных элементов, таких как Америя , Кюрий , Лантаниды , Стронтий , цезий, более растворимы, чем у урана , нептуния , плутония и циркония .

Преимущества волатильности галогена

Хлор (и в меньшей степени фтор ^{[ 56 ]}) является легко доступным промышленным химическим веществом , которое производится в массовом количестве ^{[ 57 ]}
Дробная дистилляция позволяет отделить многие элементы друг от друга за один шаг или итеративное повторение того же шага
Уран будет производиться непосредственно в виде уранового гексафторида , формы, используемой в обогащении
Многие летучие фториды и хлориды летучими при относительно умеренных температурах, снижающих тепловое напряжение. Это особенно важно, так как точка кипения уранового гексафторида ниже, что у воды, что позволяет сохранять энергию при разделении продуктов высокого кипения деления (или их фторидов) друг от друга, поскольку это может произойти в отсутствие урана, который производит вверх по основной массе
Некоторые фториды и хлориды платят при относительно низких температурах, позволяющих «отделение жидкой фазы» при желании. Эти низкие соли плавления могут быть дополнительно обработаны с помощью электролиза расплавленной соли.
Фториды и хлориды различаются по растворимости воды в зависимости от катиона. Это можно использовать для их разделения водным раствором. Тем не менее, некоторые фториды сильно реагируют с водой, которая должна быть принята во внимание.

Недостатки волатильности галогена

Многие соединения фтора или хлора, а также сами нативные элементы являются токсичными, коррозийными и жестоко реагируют с воздухом, водой или обоими
Урановый гексафторид и технический гексафторид имеют очень похожие точки кипения (329,6 К (56,5 ° C; 133,6 ° F) и 328,4 K (55,3 ° C; 131,4 ° F) соответственно), что затрудняет их полностью отделить друг от друга от дистилляции.
Дробная дистилляция, используемая при переработке нефти, требует больших средств и огромного количества энергии. Для обработки тонн урана потребовалось бы, чтобы аналогично большие средства, как и обработка тонн нефтяного, - однако, в отличие от нефтеперерабатывающих заводов, весь процесс должен был проходить внутри радиационного экранирования, и должны были быть продовольствия, чтобы предотвратить утечки летучих, ядовитых и радиоактивных фториды
Гексафторид кипения плутония при 335 К (62 ° C; 143 ° F) это означает, что любой объект, способный отделять гексафторид урана от технетите гексафторид, способный отделить гексафлуорид плутония от любого повышения.
Наличие альфа -излучателей индуцирует некоторые (α, N) реакции в фторине, вызывая обоих радиоактивных ²²
Это и туани. ^{[ 58 ]} Этот эффект может быть уменьшен путем разделения альфа -излучателей и фтора так быстро, насколько это возможно. Взаимодействие между двумя стабильными изотопами хлора ³⁵
Cl и ³⁷
CL, с одной стороны, и альфа -частицы, с другой, вызывают меньшую обеспокоенность, поскольку они не имеют такого высокого поперечного сечения и не продуцируют нейтроны или давно прожитые радионуклиды. ^{[ 59 ]}
Если углерод присутствует в отработанном топливе, он образует галогенированные углеводороды , которые являются чрезвычайно мощными парниковыми газами и трудно химически разлагаются. Некоторые из них также токсичны.

Радиоаналитическое разделение

Чтобы определить распределение радиоактивных металлов для аналитических целей, пропитанные смолы (SIRS) могут использоваться . SIRS - это пористые частицы, которые содержат экстрагирующее средство внутри своих пор. Этот подход позволяет избежать стадии разделения жидкости, необходимой для обычного жидкостидного экстракции . Для приготовления SIRS для радиоаналитического разделения можно использовать органический амберлит XAD-4 или XAD-7. Возможными экстрактантами являются эг тригексилтетрадецилфосфония хлорид (циффос IL-101) или N, N0-диалкил-N, N0-дифенилпиридин-2,6-дикарбоксимиды (R-pda; r = butyl, octy i, decyl, dodecyl). ^{[ 60 ]}

Экономика

Относительная экономика утилизации отходов и промежуточного хранения переработки была в центре внимания многого дебатов в течение первого десятилетия 2000-х годов. Исследования ^{[ 61 ]} смоделировали общие затраты на топливный цикл системы переработки переработки, основанной на одноразовой переработке плутония в существующих тепловых реакторах (в отличие от предлагаемого цикла реактора-заводчика ) и сравнить это с общими затратами на открытый топливный цикл с прямой утилизацией Полем Диапазон результатов, полученных этими исследованиями, очень широкий, но все согласились с тем, что в тогдашних вещественных экономических условиях вариант повторного переработки рециклирования является более дорогостоящим. ^{[ 62 ]} В то время как рынок урана , особенно его краткосрочные колебания, оказывает лишь незначительное влияние на стоимость электроэнергии от ядерной энергетики, долгосрочные тенденции на рынке урана значительно влияют на экономику ядерной переработки. Если цены на уран будут расти и остаются постоянно высокими, «растяжение подачи топлива» через микс топливо, реакторы заводчиков или даже топливный топливный цикл может стать более привлекательным. Однако, если цены на уран останутся низкими, переработка останется менее привлекательной. ^{[ Цитация необходима ]}

Если переработка предпринимается только для снижения уровня радиоактивности отработавшего топлива, следует учитывать, что потраченное ядерное топливо становится менее радиоактивным с течением времени. Через 40 лет его радиоактивность падает на 99,9%, ^{[ 63 ]} Хотя для того, чтобы приблизиться к уровню радиоактивности по -прежнему требуется более тысячи лет, чтобы приблизиться к уровню естественного урана. ^{[ 64 ]} Однако уровень трансранских элементов , в том числе плутоний-239 , остается высоким в течение более 100 000 лет, поэтому, если они не используются в качестве ядерного топлива, то эти элементы нуждаются в безопасной утилизации по причинам ядерной пролиферации , а также радиационной опасности.

25 октября 2011 года комиссия Комиссии по атомной энергии японской энергетики сообщила во время расчетов заседания о затратах на утилизацию ядерного топлива для производства электроэнергии. Эти затраты могут быть вдвое больше, чем затраты на прямую геологическую утилизацию отработавшего топлива: стоимость извлечения плутония и обработки отработавшего топлива оценивалась от 1,98 до 2,14 иен на киловатт-час выращенного электроэнергии. Отбросить отработавшее топливо, так как отходы будут стоить от 1 до 1,35 иен за киловатт-час. ^{[ 65 ]}^{[ 66 ]}

В июле 2004 года японские газеты сообщили, что японское правительство оценило расходы на утилизацию радиоактивных отходов, противоречащие заявлениям четырьмя месяцами ранее, что такие оценки не были сделаны. Стоимость вариантов нерепроцессии оценивалась от четверти до третьей (5,5–7,9 млрд. Долл. США) от стоимости переработки (24,7 млрд. Долл. США). В конце 2011 года стало ясно, что Масайя Ясуи, которая была директором Отдела по планированию политики ядерной энергетики в 2004 году, в апреле 2004 года поручил своим подчиненным скрыть данные. Тот факт, что данные были сознательно скрыты, вынуждены министерство переосмыслить дело и пересмотреть вопрос о том, наказать ли вовлеченных должностных лиц. ^{[ 67 ]}^{[ 68 ]}

Список сайтов

Страна	Сайт переработки	Тип топлива	Процедура	Переработка емкость THM/год	Ввод в эксплуатацию или эксплуатационный период
Бельгия	Мол	LWR , MTR (реактор на тест на материал)		80 ^{[ 69 ]}	1966–1974 ^{[ 69 ]}
Китай	Промежуточная пилотная установка ^{[ 70 ]}			60–100	1968-Early 1970-е годы
Китай	Растение 404 ^{[ 71 ]}			50	2004
Германия	Карлсруэ, Вак	LWR ^{[ 72 ]}		35 ^{[ 69 ]}	1971–1990 ^{[ 69 ]}
Франция	Marcoule, Up 1	Военный		1200 ^{[ 69 ]}	1958 ^{[ 69 ]}-1997 ^{[ 73 ]}
Франция	Marcoule, APM	Фбр	Purex Diamex Sanex ^{[ 74 ]}	6 ^{[ 72 ]}	1988 -Present ^{[ 72 ]}
Франция	La Bete, Up 2	LWR ^{[ 72 ]}	Чисто ^{[ 75 ]}	900 ^{[ 69 ]}	1967–1974 ^{[ 69 ]}
Франция	La Ha Ha Pe, Up 2–400	LWR ^{[ 72 ]}	Чисто ^{[ 75 ]}	400 ^{[ 69 ]}	1976–1990 ^{[ 69 ]}
Франция	La Ha Ha Pe , Up 2–800	LWR	Чисто ^{[ 75 ]}	800 ^{[ 69 ]}	1990 ^{[ 69 ]}
Франция	La Beha , Up 3	LWR	Чисто ^{[ 75 ]}	800 ^{[ 69 ]}	1990 ^{[ 69 ]}
Великобритания	Windscale, B204	Magnox , LWR	Бутекс	750 ^{[ 69 ]}	1956–1962, ^{[ 69 ]} 1969-1973
Великобритания	Sellafield , Magnox Recrocessing Plant	Маггокс, ^{[ 72 ]} LWR, FBR	Чисто	1500 ^{[ 69 ]}	1964 ^{[ 69 ]}-2022
Великобритания	Dounrey	Фбр ^{[ 72 ]}		8 ^{[ 69 ]}	1980 ^{[ 69 ]}
Великобритания	Торп	Agr , liw	Чисто	900 ^{[ 69 ]}^{[ 76 ]}	1994 ^{[ 69 ]}^{[ 76 ]}-2018
Италия	Кольцевая развязка	Торий		5 ^{[ 69 ]}	1968 ^{[ 69 ]} (неисправность)
Индия	Тромбей	Военный	Чисто ^{[ 77 ]}	60 ^{[ 69 ]}	1965 ^{[ 69 ]}
Индия	Тарапур	Пирс	Чисто	100 ^{[ 69 ]}	1982 ^{[ 69 ]}
Индия	Калпаккам	PHWR и FBTR	Чисто	100 ^{[ 78 ]}	1998 ^{[ 78 ]}
Индия	Тарапур	Пирс		100 ^{[ 79 ]}	2011 ^{[ 79 ]}
Израиль	Димона	Военный		60–100 ^{[ 80 ]}	~ 1960 - ПРЕДВАРИТЕЛЬНЫЙ
Япония	Токай	LWR ^{[ 81 ]}		210 ^{[ 69 ]}	1977 ^{[ 69 ]}-2006 ^{[ 82 ]}
Япония	Роккашо	LWR ^{[ 72 ]}		800 ^{[ 69 ]}^{[ 76 ]}	строительство (2024) ^{[ 83 ]}
Пакистан	Новые лаборатории , Равалпинди	Военные / плутония / ториум		80 ^{[ 84 ]}	1982 -Present
Пакистан	Хушабский атомный комплекс , атомный город Пакистан	HWR / военные / трития		22 кг ^{[ 85 ]}	1986 -Present
Россия	Mayak Plant B	Военный		400	1948-196? ^{[ 86 ]}
Россия	Mayak Plant BB, RT-1	LWR ^{[ 72 ]}	Purex + NP разделение ^{[ 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 ]}	строительство (2030)
США , WA	Сайт Хэнфорда	Военный	Бисмут фосфат, окислительно -восстановительный, purex		1944–1988 ^{[ 90 ]}
США , SC	Саванна река	Военные/LWR/HWR/TRITIUM	Purex, erox, Thorex, NP разделение	5000 ^{[ 91 ]}	1952–2002
США , Нью -Йорк	Западная долина	LWR ^{[ 72 ]}	Чисто	300 ^{[ 69 ]}	1966–1972 ^{[ 69 ]}
США , Северная Каролина	Барнвелл	LWR	Чисто	1500	никогда не разрешалось работать ^{[ 92 ]}
США , id	Инл	LWR	Чисто	–

Смотрите также

Ссылки

^ Эндрюс, А. (27 марта 2008 г.). Переработка ядерного топлива: политика США Архивирована 3 марта 2016 года на машине Wayback . Отчет CRS для Конгресса. Получено 25 марта 2011 г.
^ Mox Fuel может расширить энергию, извлеченную примерно на 12%, но слегка снижает запасы плутония. Информация Всемирной ядерной ассоциации о Mox Archived 1 марта 2013 года на машине Wayback
^ Гарольд Фейвенсон; и др. (2011). «Управление ядерным потраченным топливом: уроки политики из исследования в 10 странах» . Бюллетень атомных ученых . Архивировано из оригинала 26 апреля 2012 года . Получено 8 июля 2011 года .
^ «Adieu к ядерной переработке» . Природа . 460 7252): ( 152 . Полем doi : 10.1038/460152b . PMID 19587715 .
^ «Поставка урана» . Всемирная ядерная ассоциация . Архивировано из оригинала 12 февраля 2013 года . Получено 29 января 2010 года .
^ «Быстрые нейтронные реакторы» . Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинала 24 февраля 2013 года . Получено 11 марта 2012 года .
^ Ланхэм, WB; Runion, TC (1 октября 1949 г.). «Purex процесс для восстановления плутония и урана» . Другая информация: Дек. с удалениями 18 апреля 1960 года. Orig. Дата получения: 31 декабрь-60 . doi : 10.2172/4165457 .
^ «Восстановление плутония после переработки отработавшего топлива службами ядерного топлива в Западной долине, штат Нью -Йорк, с 1966 по 1972 год» . Министерство энергетики США. Февраль 1996. Архивировано с оригинала 14 марта 2021 года . Получено 17 июня 2007 года .
^ Геральд Форд 28 октября 1976 г. Заявление о ядерной политике архивировано 26 сентября 2018 года на машине Wayback . Получено 30 июня 2012 года.
^ Доктор Нед Сюби (2008). «Политика, наука, окружающая среда и здравый смысл переработки оттраченного ядерного топлива через 3 десятилетия» (PDF) . Симпозиум по технологии мирной ядерной энергии, Ирбид, Иордан . Архивировано из оригинала (PDF) 16 мая 2011 года.
^ «Разбитый череп» Архив блога »Почему вы не можете построить бомбу из отработавшего топлива» . Архивировано из оригинала 4 февраля 2012 года.
^ «Доказать негатив - почему современное использованное ядерное топливо не может быть использовано для изготовления оружия - атомного понимания» . Атомное понимание . 17 февраля 2015 года. Архивировано с оригинала 7 января 2018 года . Получено 4 апреля 2018 года .
^ Переработка ядерного топлива: разработка политики США Архивирована 3 марта 2016 года на машине Wayback . (PDF). Получено 10 декабря 2011 года.
^ Duke, Cogema, Stone & Webster (DCS) Отчеты, отправленные в Archived NRC 23 июня 2017 года на машине Wayback . Nrc.gov. Получено 10 декабря 2011 года.
^ Новые сомнения по поводу превращения плутония в топливный архив 11 сентября 2017 года на The Wayback Machine , 10 апреля 2011 г.
^ Американская программа по распоряжению избыточного оружия Плутония Архивирована 8 апреля 2016 года на машине Wayback , IAEA-SM-346/102, Мэтью Банн, 2002.
^ Ирвин, Максвелл (2011). Ядерная энергетика: очень короткое введение . Оксфорд: издательство Оксфордского университета. п. 55. ISBN 9780199584970 Полем Архивировано из оригинала 28 марта 2020 года . Получено 22 февраля 2016 года .
^ "Ядерная энергия: топливо будущего?" Полем Принстонский университет. Архивировано с оригинала 1 октября 2012 года . Получено 6 апреля 2013 года .
^ C. Hill, D. Guillaneux, X. Hérès, N. Boubals и L. Ramain Sanex-BTP Исследования разработки процесса Архивировали 15 ноября 2012 года на машине Wayback
^ C. Hill, L. Berthon, P. Bros, JP. Dancausse и D. Guillaneux Sanex-BTP Исследования разработки процесса архивировали 5 сентября 2009 года на машине Wayback . Полицейский участок атомной энергии
^ Béatrice Rat, Xavier Hérès Моделирование и достижение потока SANEX для разделения актинидов/лантаноидов с использованием экстрагента BTP (BIS-1,2,4-триазинил-пиридин). Архивировано 16 октября 2005 года на машине Wayback
^ «Американская команда облегчает лечение ядерных отходов» . Пресс -релиз посольства США (?). 19 декабря 2001 года. Архивировано с оригинала 28 июля 2014 года . Получено 14 июня 2007 года .
^ J. Banaee; и др. (1 сентября 2001 г.). «Изучение отходов высокого уровня Intec Universal Extraction Extraction Extraction» . INEEL Технический отчет. Архивировано из оригинала 13 мая 2013 года . Получено 28 января 2006 года .
^ Закон, Джек Д.; Хербст, Р. Скотт; Тодд, Терри А.; Романовский, Валерия Н.; Babain, Vasily A.; Esimantovskiy, Vyatcheslav M.; Смирнов, Игорь В.; Zaitsev, Boris N. (2001). «Универсальный процесс экстракции растворителя (неожиданно). II. Разработка театра и демонстрация неожиданного процесса для разделения цезия, стронция и актинидов от фактических кислых радиоактивных отходов». Извлечение растворителя и обмен ионов . 19 : 23. DOI : 10.1081/SEI-100001371 . S2CID 98103735 .
^ Романовский, Валерия Н.; Смирнов, Игорь В.; Babain, Vasily A.; Тодд, Терри А.; Хербст, Р. Скотт; Закон, Джек Д.; Брюер, Кен Н. (2001). «Универсальный процесс экстракции растворителя (неожиданно). I. Разработка растворителя неожиданного процесса для разделения цезия, стронция и актинидов от кислых радиоактивных отходов». Извлечение растворителя и обмен ионов . 19 : 1. DOI : 10.1081/SEI-100001370 . S2CID 98166395 .
^ https://archivedprouding.econference.io/wmsym/2014/papers/14154.pdf ^{[ только URL PDF ]}
^ JD Law; и др. (1 марта 2001 г.). «Тестирование потока у универсального процесса экстракции растворителя для одновременного разделения цезия, стронция и актинидов из растворенного кальцина ineel» (PDF) . WM 2001 Произображение конференции. Архивировано из оригинала (PDF) 28 сентября 2007 года . Получено 17 июня 2006 года .
^ Асанума, Норико; и др. (2006). «Адодическая диссоциация гранулы UO ₂ , содержащего моделируемые продукты деления в растворе карбоната аммония» . Журнал ядерной науки и техники . 43 (3): 255–262. doi : 10.3327/jnst.43.255 . ^{[ мертвая ссылка ]}
^ US 4366126 , Гарднер, Гарри Э., «Восстановление урана из урана, содержащих молибден», опубликовано 1982-12-28, назначенное в Union Carbide Corp.
^ Гербер, Мишель. «История производства плутония на сайте Хэнфорда: История процессов и объектов (WHC-MR-0521) (выдержки)» . Департамент энергетики. Архивировано из оригинала 11 мая 2006 года . Получено 7 января 2006 года .
^ США 2950166 , Сиборг, Гленн Т .; Blaedel, Jr., Walter J. & Walling, Matthew T., «Метод отделения плутония от продуктов урана и деления путем извлечения растворителя», опубликован 1960-08-23, назначен Комиссии по атомной энергии Соединенных Штатов.
^ LW Grey (15 апреля 1999 г.). «От разделения до восстановления-короткая история плутония в США и России (UCRL-JC-133802)» (PDF) . Лоуренс Ливермор Национальная лаборатория препринт. Архивировано (PDF) из оригинала 29 ноября 2007 года . Получено 7 января 2006 года .
^ Тейлор, Робин (2015). Переработка и переработка отработавшего ядерного топлива . Woodhead Publishing.
^ Форман, Марк Р. Ст Дж. (2018). «Химия аварии реактора обновление» . Убедительная химия . 4 (1). doi : 10.1080/23312009.2018.1450944 .
^ «Обработка использованного ядерного топлива» . Всемирная ядерная ассоциация. Декабрь 2020 года. Архивировано с оригинала 28 сентября 2022 года . Получено 4 октября 2022 года .
^ LC Walters (18 сентября 1998 г.). «Тридцать лет топлива и информации о материалах от EBR-II» . Журнал ядерных материалов . 270 (1): 39–48. Bibcode : 1999jnum..270 ... 39w . doi : 10.1016/s0022-3115 (98) 00760-0 . Архивировано из оригинала 31 января 2021 года . Получено 17 марта 2021 года .
^ «APS - Информационный бюллетень физики и общества - июль 2004 г. - Purex и Pyro не одинаковы» . Архивировано из оригинала 5 августа 2020 года . Получено 9 августа 2023 года . Purex и Pyro - это не то же самое, Ханнум, Марш, Стэнфорд.
^ "Пиропроцессовая разработка" . Аргронная национальная лаборатория. Архивировано с оригинала 24 июня 2016 года . Получено 6 июня 2016 года .
^ «Технологии пиропроцессы: утилизация использования ядерного топлива для устойчивого энергетического будущего» (PDF) . Аргронная национальная лаборатория . 2012. С. 7. Архивировано из оригинала (PDF) 19 февраля 2013 года . Получено 6 июня 2016 года .
^ Т. Иноуэ. «Обзор деятельности PrioPocessing Criepi» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 13 июля 2017 года . Получено 20 мая 2019 года .
^ Tulackova, R., et al. «Разработка пирохимической переработки отработавшего ядерного топлива и перспективы закрытого топливного цикла». Атом Индонезия 33.1 (2007): 47–59.
^ Нагараджан, К. и др. «Текущий статус пирохимических исследований переработки в Индии». Ядерная технология 162.2 (2008): 259–263.
^ Lee, Hansoo, et al. «Разработка технологии обработки пиросов в Каэри». (2009).
^ «Прогресс пиропроцессы в Национальной лаборатории Айдахо» (PDF) . Национальная лабораторная статья Айдахо. Сентябрь 2007 года. Архивировано из оригинала (PDF) 12 июня 2011 года.
^ Jump up to: ^а ^{беременный} ^в Гильермо Д. Дель Кул; и др. «Расширенная обработка отработавшего топлива: отчет о прогрессе» (PDF) . 2005 г. Годовое собрание . Национальная лаборатория Оук -Ридж , США. Архивировано из оригинала (PDF) 7 марта 2006 года . Получено 3 мая 2008 года .
^ «Ограниченная устойчивость к пролиферации выгоды от утилизации неразборчивых трансрантов и лантаноидов из отработавшего топлива с легким водным реактором» (PDF) . п. 4. Архивированный (PDF) из оригинала 26 марта 2013 года . Получено 25 апреля 2011 года .
^ Morss, lr Химия актинидных и трансактинидных элементов. Ред. Lester R. Morss, et al. Тол. 1. Дордрехт: Springer, 2006.
^ «Разработка технологии топливных элементов Pyro-обработки» (PDF) . Крипи новости. Июль 2002 года. Архивировано из оригинала (PDF) 25 февраля 2009 года . Получено 22 июня 2009 года .
^ Масатоши Идзука (12 декабря 2001 г.). «Разработка процесса восстановления плутония путем электрорефинирования расплавленной соли с жидким катодом кадмия» (PDF) . Материалы 6 -го заседания обмена информацией о разбитии и трансмутации продуктов и трансмутации деления (Мадрид, Испания). Архивировано из оригинала (PDF) 5 сентября 2009 года . Получено 22 июня 2009 года .
^ R. Tulackova (Zvejskova), K. Chuchvalcova BiMova, P. Soucek, F. Lisy Изучение электрохимических процессов для разделения актинидов и лантанидов в архивном для архивном среде расплавленного фторида (файл PPT). Институт ядерных исследований REZ PLC, Чешская Республика
^ Электрохимическое поведение фторидов лантаноидов в системе электролиза с солью LIF-NAF-KF Archived 5 сентября 2009 года на машине Wayback . (PDF). Получено 10 декабря 2011 года.
^ Ионные жидкости/расплавленные соли и списка справочника лантаноидов/актинидов . Merck.de. Получено 10 декабря 2011 года.
^ «Инициатива Advanced Topic Cycle» . Министерство энергетики США . Архивировано из оригинала 10 мая 2012 года . Получено 3 мая 2008 года .
^ Вулвертон, Дарен; и др. (11 мая 2005 г.). «Удаление цезия из отработавшего ядерного топлива, предназначенного для процесса обработки топлива электрорежигатора» (PDF) . Университет Айдахо (диссертация?). Архивировано из оригинала (PDF) 29 ноября 2007 года.
^ Neeb, Karl-Heinz (1997). Радиохимия атомных электростанций с реакторами с легкой водой . Уолтер де Грютер. ISBN 978-3-11-013242-7 Полем Архивировано из оригинала 25 января 2022 года . Получено 29 ноября 2021 года .
^ «Фторин» . EssouseChemicalIndustry.org . 10 октября 2016 года. Архивировано с оригинала 25 апреля 2022 года . Получено 4 октября 2022 года .
^ «Производство хлора в США» . ibisworld.com . 28 июня 2022 года. Архивировано с оригинала 23 февраля 2022 года . Получено 4 октября 2022 года .
^ Vlaskin, Gennady N.; Беденко, Сергей В.; Полозков, Сергей Д.; Гал-Эх, Нима; Рахмани, Фезех (2023). «Нейтронные и гамма-сигнатуры для контроля альфа-эмитирующих материалов при производстве урана: моделирование NEDIS2M-MCNP6» . Радиационная физика и химия . 208 : 110919. Bibcode : 2023rapc..20810919V . doi : 10.1016/j.radphyschem.2023.110919 . S2CID 257588532 . Получено 9 августа 2023 года .
^ Мертвая ссылка ^{[ мертвая ссылка ]}
^ Кабай, Н.; Кортина, JL; Trochimczuk, A.; Стрит, М. (2010). «Прописываемые растворители смолы (SIRS)-методы подготовки и их приложения». Реагировать. Функт. Полим . 70 (8): 484–496. BIBCODE : 2010RFPOL..70..484K . doi : 10.1016/j.reactfunctpolym.2010.01.005 . HDL : 2117/10365 .
^ «Усовершенствованная база стоимости топливного цикла» (PDF) . Национальная лаборатория Айдахо, Министерство энергетики США. Архивировано из оригинала (PDF) 28 ноября 2011 года . Получено 19 декабря 2010 года .
^ «Калькулятор стоимости ядерного топлива переработанного ядерного топлива» . www.wise-uranium.org . Архивировано из оригинала 16 апреля 2013 года . Получено 4 апреля 2018 года .
^ «Управление и утилизацию отходов» . Всемирная ядерная ассоциация . Архивировано из оригинала 27 февраля 2013 года . Получено 3 мая 2008 года .
^ «Радиоактивные отходы: мифы и реалии» . Всемирная ядерная ассоциация. Июнь 2006 года. Архивировано с оригинала 2 марта 2013 года . Получено 3 мая 2008 года .
^ Nhk-world (26 октября 2011 г.) Затраты на переработку ядерного топлива архивировали 10 августа 2011 года на машине Wayback
^ Jaif (26 октября 2011 г.) .
^ «Сокрытие предполагаемых затрат на утилизацию радиоактивных отходов вызывает серьезные вопросы» . Mainichi Daily News . 2 января 2012 года. Архивировано с оригинала 27 февраля 2021 года . Получено 8 января 2012 года .
^ Микл, Шнайдер (2 января 2012 г.). «Японцы вводят в заблуждение по поводу затрат на переработку отработавшего топлива» . Международная группа по расщепляющим материалам. Архивировано из оригинала 27 февраля 2021 года . Получено 8 января 2012 года .
^ Jump up to: ^а ^{беременный} ^в ^{дюймовый} ^и ^фон ^глин ^час ^я ^Дж ^k ^л ^м ^не ^а ^п ^Q. ^{ведущий} ^с ^Т ^в ^v ^В ^х ^и ^С ^аа ^Аб ^и ^{объявление} ^Но ^из ^в ^{нравиться} ^это ^к «Переучившись растения, во всем мире» . Европейское ядерное общество . Архивировано с оригинала 22 июня 2015 года . Получено 29 июля 2008 года .
^ Райт, Дэвид; Гронлунд, Лисбет (2003). «Оценка производства плутония в Китае для оружия» (PDF) . Наука и глобальная безопасность . 11 (1): 61–80. Bibcode : 2003s и gs ... 11 ... 61w . doi : 10.1080/08929880309007 . S2CID 55755131 . Архивировано (PDF) из оригинала 19 октября 2012 года . Получено 14 января 2011 года .
^ Все вещи ядерные • Китай и переработка: отделение фактов от художественной архивирования 18 марта 2011 года на машине Wayback . Allthingsnuclear.org (11 января 2011 г.). Получено 10 декабря 2011 года.
^ Jump up to: ^а ^{беременный} ^в ^{дюймовый} ^и ^фон ^глин ^час ^я ^Дж «Гражданская переработка» (PDF) . Принстонский университет . Архивировано (PDF) из оригинала 2 августа 2020 года . Получено 30 июля 2008 года .
^ «Маркул - Валрхо» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 23 сентября 2020 года . Получено 30 июля 2008 года .
^ Доминик Варин (2007). «Статус французской исследовательской программы по разделению и трансмутации» . Журнал ядерной науки и техники . 44 (3): 410. DOI : 10.3327/jnst.44.410 . ^{[ мертвая ссылка ]}
^ Jump up to: ^а ^{беременный} ^в ^{дюймовый} «Басс-Норманди- Нижняя Нормандия, Ла-Хаг» . Франция Nucleaire. Архивировано из оригинала 16 июля 2011 года . Получено 31 июля 2008 года .
^ Jump up to: ^а ^{беременный} ^в ^{дюймовый} «Обработка использованного ядерного топлива» . Всемирная ядерная ассоциация. Сентябрь 2013 года. Архивировано с оригинала 23 января 2016 года . Получено 5 декабря 2013 года .
^ «Cirus и Dhruva Reactors, Trombay» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 26 января 2021 года . Получено 30 июля 2008 года .
^ Jump up to: ^а ^{беременный} «Кальпаккам атомная переработка [Карп]» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 26 января 2021 года . Получено 30 июля 2008 года .
^ Jump up to: ^а ^{беременный} PM для посвящения подразделения переработки Tarapur Nuke на следующей неделе архивировал 9 октября 2012 года на машине Wayback . Business-standard.com. Получено 10 декабря 2011 года.
^ Jump up to: ^а ^{беременный} ^в «Глобальный отчет о расщеплении материалов за 2010 год» (PDF) . Международная группа по расщепляющим материалам . Архивировано из оригинала (PDF) 24 апреля 2020 года.
^ «Токай перерабатывает растение (TRP)» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 23 сентября 2020 года . Получено 30 июля 2008 года .
^ Крамер Д. (2012). «Готова ли Япония отказаться от ядерной переработки?». Физика сегодня . 65 (3): 25–42. Bibcode : 2012pht .... 65c..25k . doi : 10.1063/pt.3.1469 .
^ «Дальнейшая задержка до завершения объектов Роккашо» . Всемирные ядерные новости. 28 декабря 2017 года. Архивировано с оригинала 29 декабря 2017 года . Получено 28 декабря 2017 года .
^ "Равалпинди / нильхор" . Федерация американских ученых . Архивировано с оригинала 4 марта 2016 года.
^ «Ядерный реактор коренных народов Пакистана запускается». Нация . 13 апреля 1998 года.
^ «Челибинск-65» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 3 сентября 2010 года . Получено 29 июля 2008 года .
^ S. Guardini; и др. (16 июня 2003 г.). «Модернизация и улучшение NMAC на заводе Mayak RT-1» . В ярости. Архивировано из оригинала 28 июля 2014 года . Получено 9 августа 2008 года .
^ «Томск-7 / Северск» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 29 июля 2020 года . Получено 1 июня 2020 года .
^ "Krasnoyarsk-26 / Zheleznogorsk" . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 31 июля 2020 года . Получено 1 июня 2020 года .
^ «Обзор растений» . Департамент энергетики. Архивировано с оригинала 18 марта 2021 года . Получено 9 апреля 2011 года .
^ Леверн Фернандес. «Каньоны реки Саванна-Гралы атомного возраста (WSRC-MS-2000-00061)» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 3 марта 2016 года . Получено 9 апреля 2011 года .
^ «Демонстрационный проект West Valley» , Arc.Ask3.Ru , 1 декабря 2018 года, архивирована с оригинала 25 января 2022 года , извлеченная 13 апреля 2020 года.

Примечания

^ Радиоизотоп с двухлетним полураспадом сохранит 0,5^ 0,5 или более 70% своей мощности через год - все эти изотопы имеют половину жизни дольше, чем два года и, таким образом, сохранит еще большую власть. Даже если бы ежегодное заправочное окно было пропущено, более половины мощности все равно останется во втором заправке

Дальнейшее чтение

Уильямсон, Массачусетс; Уиллит, JL (2011). «Перепроцессорные листы для утилизации использования ядерного топлива» (PDF) . Ядерная инженерия и технологии . 43 (4): 329–334. doi : 10.5516/net.2011.43.4.329 .
До, ce; Чанг, И; Hannum, WH (1997). «Интегральный быстрый реактор-обзор». Прогресс в ядерной энергии . 31 (1–2): 3–11. Bibcode : 1997pnue ... 31 .... 3t . doi : 10.1016/0149-1970 (96) 00001-7 .
Агентство по ядерной энергии ОЭСР, Экономика ядерного топливного цикла , Париж, 1994
I. Хензинг и W Schultz, Экономическое сравнение вариантов ядерного топливного цикла, Energewirtschaftlichen Instituts, Cologne, 1995.
Cogema, переработка переработки: промышленные ставки, презентация Konrad-Adenauer-Stiftung, Bonn, 9 мая 1995 года.
Агентство по ядерной энергии ОЭСР, Плутоний Топливо: Оценка, Париж, 1989.
Национальный исследовательский совет, «Ядерные отходы: технологии для разделения и трансмутации», National Academy Press, Вашингтон, округ Колумбия, 1996.

Внешние ссылки

Обработка используемого ядерного топлива , Всемирной ядерной ассоциации
Purex Process, Европейское ядерное общество
Смешанное оксидное топливо (MOX) - Всемирная ядерная ассоциация
Варианты утилизации для избыточного оружия-потребляемого плутония -Отчет об исследованиях Конгресса для Конгресса
Краткая история переработки топлива
Аннотированная библиография для переработки оттраченного ядерного топлива из цифровой библиотеки ALSOS для ядерных проблем

[1] Эндрюс, А. (27 марта 2008 г.). Переработка ядерного топлива: политика США Архивирована 3 марта 2016 года на машине Wayback . Отчет CRS для Конгресса. Получено 25 марта 2011 г.

[2] Mox Fuel может расширить энергию, извлеченную примерно на 12%, но слегка снижает запасы плутония. Информация Всемирной ядерной ассоциации о Mox Archived 1 марта 2013 года на машине Wayback

[bas2011-3] Гарольд Фейвенсон; и др. (2011). «Управление ядерным потраченным топливом: уроки политики из исследования в 10 странах» . Бюллетень атомных ученых . Архивировано из оригинала 26 апреля 2012 года . Получено 8 июля 2011 года .

[4] «Adieu к ядерной переработке» . Природа . 460 7252): ( 152 . Полем doi : 10.1038/460152b . PMID 19587715 .

[5] «Поставка урана» . Всемирная ядерная ассоциация . Архивировано из оригинала 12 февраля 2013 года . Получено 29 января 2010 года .

[6] «Быстрые нейтронные реакторы» . Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинала 24 февраля 2013 года . Получено 11 марта 2012 года .

[7] Ланхэм, WB; Runion, TC (1 октября 1949 г.). «Purex процесс для восстановления плутония и урана» . Другая информация: Дек. с удалениями 18 апреля 1960 года. Orig. Дата получения: 31 декабрь-60 . doi : 10.2172/4165457 .

[8] «Восстановление плутония после переработки отработавшего топлива службами ядерного топлива в Западной долине, штат Нью -Йорк, с 1966 по 1972 год» . Министерство энергетики США. Февраль 1996. Архивировано с оригинала 14 марта 2021 года . Получено 17 июня 2007 года .

[9] Геральд Форд 28 октября 1976 г. Заявление о ядерной политике архивировано 26 сентября 2018 года на машине Wayback . Получено 30 июня 2012 года.

[10] Доктор Нед Сюби (2008). «Политика, наука, окружающая среда и здравый смысл переработки оттраченного ядерного топлива через 3 десятилетия» (PDF) . Симпозиум по технологии мирной ядерной энергии, Ирбид, Иордан . Архивировано из оригинала (PDF) 16 мая 2011 года.

[11] «Разбитый череп» Архив блога »Почему вы не можете построить бомбу из отработавшего топлива» . Архивировано из оригинала 4 февраля 2012 года.

[12] «Доказать негатив - почему современное использованное ядерное топливо не может быть использовано для изготовления оружия - атомного понимания» . Атомное понимание . 17 февраля 2015 года. Архивировано с оригинала 7 января 2018 года . Получено 4 апреля 2018 года .

[13] Переработка ядерного топлива: разработка политики США Архивирована 3 марта 2016 года на машине Wayback . (PDF). Получено 10 декабря 2011 года.

[14] Duke, Cogema, Stone & Webster (DCS) Отчеты, отправленные в Archived NRC 23 июня 2017 года на машине Wayback . Nrc.gov. Получено 10 декабря 2011 года.

[15] Новые сомнения по поводу превращения плутония в топливный архив 11 сентября 2017 года на The Wayback Machine , 10 апреля 2011 г.

[16] Американская программа по распоряжению избыточного оружия Плутония Архивирована 8 апреля 2016 года на машине Wayback , IAEA-SM-346/102, Мэтью Банн, 2002.

[17] Ирвин, Максвелл (2011). Ядерная энергетика: очень короткое введение . Оксфорд: издательство Оксфордского университета. п. 55. ISBN 9780199584970 Полем Архивировано из оригинала 28 марта 2020 года . Получено 22 февраля 2016 года .

[18] "Ядерная энергия: топливо будущего?" Полем Принстонский университет. Архивировано с оригинала 1 октября 2012 года . Получено 6 апреля 2013 года .

[19] C. Hill, D. Guillaneux, X. Hérès, N. Boubals и L. Ramain Sanex-BTP Исследования разработки процесса Архивировали 15 ноября 2012 года на машине Wayback

[20] C. Hill, L. Berthon, P. Bros, JP. Dancausse и D. Guillaneux Sanex-BTP Исследования разработки процесса архивировали 5 сентября 2009 года на машине Wayback . Полицейский участок атомной энергии

[21] Béatrice Rat, Xavier Hérès Моделирование и достижение потока SANEX для разделения актинидов/лантаноидов с использованием экстрагента BTP (BIS-1,2,4-триазинил-пиридин). Архивировано 16 октября 2005 года на машине Wayback

[22] «Американская команда облегчает лечение ядерных отходов» . Пресс -релиз посольства США (?). 19 декабря 2001 года. Архивировано с оригинала 28 июля 2014 года . Получено 14 июня 2007 года .

[23] J. Banaee; и др. (1 сентября 2001 г.). «Изучение отходов высокого уровня Intec Universal Extraction Extraction Extraction» . INEEL Технический отчет. Архивировано из оригинала 13 мая 2013 года . Получено 28 января 2006 года .

[24] Закон, Джек Д.; Хербст, Р. Скотт; Тодд, Терри А.; Романовский, Валерия Н.; Babain, Vasily A.; Esimantovskiy, Vyatcheslav M.; Смирнов, Игорь В.; Zaitsev, Boris N. (2001). «Универсальный процесс экстракции растворителя (неожиданно). II. Разработка театра и демонстрация неожиданного процесса для разделения цезия, стронция и актинидов от фактических кислых радиоактивных отходов». Извлечение растворителя и обмен ионов . 19 : 23. DOI : 10.1081/SEI-100001371 . S2CID 98103735 .

[25] Романовский, Валерия Н.; Смирнов, Игорь В.; Babain, Vasily A.; Тодд, Терри А.; Хербст, Р. Скотт; Закон, Джек Д.; Брюер, Кен Н. (2001). «Универсальный процесс экстракции растворителя (неожиданно). I. Разработка растворителя неожиданного процесса для разделения цезия, стронция и актинидов от кислых радиоактивных отходов». Извлечение растворителя и обмен ионов . 19 : 1. DOI : 10.1081/SEI-100001370 . S2CID 98166395 .

[26] ttps://archivedprouding.econference.io/wmsym/2014/papers/14154.pdf ^{[ только URL PDF ]}

[27] JD Law; и др. (1 марта 2001 г.). «Тестирование потока у универсального процесса экстракции растворителя для одновременного разделения цезия, стронция и актинидов из растворенного кальцина ineel» (PDF) . WM 2001 Произображение конференции. Архивировано из оригинала (PDF) 28 сентября 2007 года . Получено 17 июня 2006 года .

[:0-28] Асанума, Норико; и др. (2006). «Адодическая диссоциация гранулы UO ₂ , содержащего моделируемые продукты деления в растворе карбоната аммония» . Журнал ядерной науки и техники . 43 (3): 255–262. doi : 10.3327/jnst.43.255 . ^{[ мертвая ссылка ]}

[29] US 4366126 , Гарднер, Гарри Э., «Восстановление урана из урана, содержащих молибден», опубликовано 1982-12-28, назначенное в Union Carbide Corp.

[30] Гербер, Мишель. «История производства плутония на сайте Хэнфорда: История процессов и объектов (WHC-MR-0521) (выдержки)» . Департамент энергетики. Архивировано из оригинала 11 мая 2006 года . Получено 7 января 2006 года .

[31] США 2950166 , Сиборг, Гленн Т .; Blaedel, Jr., Walter J. & Walling, Matthew T., «Метод отделения плутония от продуктов урана и деления путем извлечения растворителя», опубликован 1960-08-23, назначен Комиссии по атомной энергии Соединенных Штатов.

[32] LW Grey (15 апреля 1999 г.). «От разделения до восстановления-короткая история плутония в США и России (UCRL-JC-133802)» (PDF) . Лоуренс Ливермор Национальная лаборатория препринт. Архивировано (PDF) из оригинала 29 ноября 2007 года . Получено 7 января 2006 года .

[33] Тейлор, Робин (2015). Переработка и переработка отработавшего ядерного топлива . Woodhead Publishing.

[34] Форман, Марк Р. Ст Дж. (2018). «Химия аварии реактора обновление» . Убедительная химия . 4 (1). doi : 10.1080/23312009.2018.1450944 .

[35] «Обработка использованного ядерного топлива» . Всемирная ядерная ассоциация. Декабрь 2020 года. Архивировано с оригинала 28 сентября 2022 года . Получено 4 октября 2022 года .

[36] LC Walters (18 сентября 1998 г.). «Тридцать лет топлива и информации о материалах от EBR-II» . Журнал ядерных материалов . 270 (1): 39–48. Bibcode : 1999jnum..270 ... 39w . doi : 10.1016/s0022-3115 (98) 00760-0 . Архивировано из оригинала 31 января 2021 года . Получено 17 марта 2021 года .

[37] «APS - Информационный бюллетень физики и общества - июль 2004 г. - Purex и Pyro не одинаковы» . Архивировано из оригинала 5 августа 2020 года . Получено 9 августа 2023 года . Purex и Pyro - это не то же самое, Ханнум, Марш, Стэнфорд.

[38] "Пиропроцессовая разработка" . Аргронная национальная лаборатория. Архивировано с оригинала 24 июня 2016 года . Получено 6 июня 2016 года .

[39] «Технологии пиропроцессы: утилизация использования ядерного топлива для устойчивого энергетического будущего» (PDF) . Аргронная национальная лаборатория . 2012. С. 7. Архивировано из оригинала (PDF) 19 февраля 2013 года . Получено 6 июня 2016 года .

[40] Т. Иноуэ. «Обзор деятельности PrioPocessing Criepi» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 13 июля 2017 года . Получено 20 мая 2019 года .

[41] Tulackova, R., et al. «Разработка пирохимической переработки отработавшего ядерного топлива и перспективы закрытого топливного цикла». Атом Индонезия 33.1 (2007): 47–59.

[42] Нагараджан, К. и др. «Текущий статус пирохимических исследований переработки в Индии». Ядерная технология 162.2 (2008): 259–263.

[43] Lee, Hansoo, et al. «Разработка технологии обработки пиросов в Каэри». (2009).

[44] «Прогресс пиропроцессы в Национальной лаборатории Айдахо» (PDF) . Национальная лабораторная статья Айдахо. Сентябрь 2007 года. Архивировано из оригинала (PDF) 12 июня 2011 года.

[advancedheadend-45] Jump up to: ^а ^{беременный} ^в Гильермо Д. Дель Кул; и др. «Расширенная обработка отработавшего топлива: отчет о прогрессе» (PDF) . 2005 г. Годовое собрание . Национальная лаборатория Оук -Ридж , США. Архивировано из оригинала (PDF) 7 марта 2006 года . Получено 3 мая 2008 года .

[46] «Ограниченная устойчивость к пролиферации выгоды от утилизации неразборчивых трансрантов и лантаноидов из отработавшего топлива с легким водным реактором» (PDF) . п. 4. Архивированный (PDF) из оригинала 26 марта 2013 года . Получено 25 апреля 2011 года .

[48] Morss, lr Химия актинидных и трансактинидных элементов. Ред. Lester R. Morss, et al. Тол. 1. Дордрехт: Springer, 2006.

[49] «Разработка технологии топливных элементов Pyro-обработки» (PDF) . Крипи новости. Июль 2002 года. Архивировано из оригинала (PDF) 25 февраля 2009 года . Получено 22 июня 2009 года .

[50] Масатоши Идзука (12 декабря 2001 г.). «Разработка процесса восстановления плутония путем электрорефинирования расплавленной соли с жидким катодом кадмия» (PDF) . Материалы 6 -го заседания обмена информацией о разбитии и трансмутации продуктов и трансмутации деления (Мадрид, Испания). Архивировано из оригинала (PDF) 5 сентября 2009 года . Получено 22 июня 2009 года .

[51] R. Tulackova (Zvejskova), K. Chuchvalcova BiMova, P. Soucek, F. Lisy Изучение электрохимических процессов для разделения актинидов и лантанидов в архивном для архивном среде расплавленного фторида (файл PPT). Институт ядерных исследований REZ PLC, Чешская Республика

[52] Электрохимическое поведение фторидов лантаноидов в системе электролиза с солью LIF-NAF-KF Archived 5 сентября 2009 года на машине Wayback . (PDF). Получено 10 декабря 2011 года.

[53] Ионные жидкости/расплавленные соли и списка справочника лантаноидов/актинидов . Merck.de. Получено 10 декабря 2011 года.

[54] «Инициатива Advanced Topic Cycle» . Министерство энергетики США . Архивировано из оригинала 10 мая 2012 года . Получено 3 мая 2008 года .

[55] Вулвертон, Дарен; и др. (11 мая 2005 г.). «Удаление цезия из отработавшего ядерного топлива, предназначенного для процесса обработки топлива электрорежигатора» (PDF) . Университет Айдахо (диссертация?). Архивировано из оригинала (PDF) 29 ноября 2007 года.

[56] Neeb, Karl-Heinz (1997). Радиохимия атомных электростанций с реакторами с легкой водой . Уолтер де Грютер. ISBN 978-3-11-013242-7 Полем Архивировано из оригинала 25 января 2022 года . Получено 29 ноября 2021 года .

[57] «Фторин» . EssouseChemicalIndustry.org . 10 октября 2016 года. Архивировано с оригинала 25 апреля 2022 года . Получено 4 октября 2022 года .

[58] «Производство хлора в США» . ibisworld.com . 28 июня 2022 года. Архивировано с оригинала 23 февраля 2022 года . Получено 4 октября 2022 года .

[59] Vlaskin, Gennady N.; Беденко, Сергей В.; Полозков, Сергей Д.; Гал-Эх, Нима; Рахмани, Фезех (2023). «Нейтронные и гамма-сигнатуры для контроля альфа-эмитирующих материалов при производстве урана: моделирование NEDIS2M-MCNP6» . Радиационная физика и химия . 208 : 110919. Bibcode : 2023rapc..20810919V . doi : 10.1016/j.radphyschem.2023.110919 . S2CID 257588532 . Получено 9 августа 2023 года .

[60] Мертвая ссылка ^{[ мертвая ссылка ]}

[61] Кабай, Н.; Кортина, JL; Trochimczuk, A.; Стрит, М. (2010). «Прописываемые растворители смолы (SIRS)-методы подготовки и их приложения». Реагировать. Функт. Полим . 70 (8): 484–496. BIBCODE : 2010RFPOL..70..484K . doi : 10.1016/j.reactfunctpolym.2010.01.005 . HDL : 2117/10365 .

[62] «Усовершенствованная база стоимости топливного цикла» (PDF) . Национальная лаборатория Айдахо, Министерство энергетики США. Архивировано из оригинала (PDF) 28 ноября 2011 года . Получено 19 декабря 2010 года .

[63] «Калькулятор стоимости ядерного топлива переработанного ядерного топлива» . www.wise-uranium.org . Архивировано из оригинала 16 апреля 2013 года . Получено 4 апреля 2018 года .

[64] «Управление и утилизацию отходов» . Всемирная ядерная ассоциация . Архивировано из оригинала 27 февраля 2013 года . Получено 3 мая 2008 года .

[65] «Радиоактивные отходы: мифы и реалии» . Всемирная ядерная ассоциация. Июнь 2006 года. Архивировано с оригинала 2 марта 2013 года . Получено 3 мая 2008 года .

[66] Nhk-world (26 октября 2011 г.) Затраты на переработку ядерного топлива архивировали 10 августа 2011 года на машине Wayback

[67] Jaif (26 октября 2011 г.) .

[68] «Сокрытие предполагаемых затрат на утилизацию радиоактивных отходов вызывает серьезные вопросы» . Mainichi Daily News . 2 января 2012 года. Архивировано с оригинала 27 февраля 2021 года . Получено 8 января 2012 года .

[69] Микл, Шнайдер (2 января 2012 г.). «Японцы вводят в заблуждение по поводу затрат на переработку отработавшего топлива» . Международная группа по расщепляющим материалам. Архивировано из оригинала 27 февраля 2021 года . Получено 8 января 2012 года .

[EuroNuclear-70] Jump up to: ^а ^{беременный} ^в ^{дюймовый} ^и ^фон ^глин ^час ^я ^Дж ^k ^л ^м ^не ^а ^п ^Q. ^{ведущий} ^с ^Т ^в ^v ^В ^х ^и ^С ^аа ^Аб ^и ^{объявление} ^Но ^из ^в ^{нравиться} ^это ^к «Переучившись растения, во всем мире» . Европейское ядерное общество . Архивировано с оригинала 22 июня 2015 года . Получено 29 июля 2008 года .

[71] Райт, Дэвид; Гронлунд, Лисбет (2003). «Оценка производства плутония в Китае для оружия» (PDF) . Наука и глобальная безопасность . 11 (1): 61–80. Bibcode : 2003s и gs ... 11 ... 61w . doi : 10.1080/08929880309007 . S2CID 55755131 . Архивировано (PDF) из оригинала 19 октября 2012 года . Получено 14 января 2011 года .

[72] Все вещи ядерные • Китай и переработка: отделение фактов от художественной архивирования 18 марта 2011 года на машине Wayback . Allthingsnuclear.org (11 января 2011 г.). Получено 10 декабря 2011 года.

[Princeton-73] Jump up to: ^а ^{беременный} ^в ^{дюймовый} ^и ^фон ^глин ^час ^я ^Дж «Гражданская переработка» (PDF) . Принстонский университет . Архивировано (PDF) из оригинала 2 августа 2020 года . Получено 30 июля 2008 года .

[74] «Маркул - Валрхо» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 23 сентября 2020 года . Получено 30 июля 2008 года .

[75] Доминик Варин (2007). «Статус французской исследовательской программы по разделению и трансмутации» . Журнал ядерной науки и техники . 44 (3): 410. DOI : 10.3327/jnst.44.410 . ^{[ мертвая ссылка ]}

[FranceNucleaire-76] Jump up to: ^а ^{беременный} ^в ^{дюймовый} «Басс-Норманди- Нижняя Нормандия, Ла-Хаг» . Франция Nucleaire. Архивировано из оригинала 16 июля 2011 года . Получено 31 июля 2008 года .

[wnalist13-77] Jump up to: ^а ^{беременный} ^в ^{дюймовый} «Обработка использованного ядерного топлива» . Всемирная ядерная ассоциация. Сентябрь 2013 года. Архивировано с оригинала 23 января 2016 года . Получено 5 декабря 2013 года .

[78] «Cirus и Dhruva Reactors, Trombay» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 26 января 2021 года . Получено 30 июля 2008 года .

[GlobalSecurityKARP-79] Jump up to: ^а ^{беременный} «Кальпаккам атомная переработка [Карп]» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 26 января 2021 года . Получено 30 июля 2008 года .

[BusStd-80] Jump up to: ^а ^{беременный} PM для посвящения подразделения переработки Tarapur Nuke на следующей неделе архивировал 9 октября 2012 года на машине Wayback . Business-standard.com. Получено 10 декабря 2011 года.

[GFMR2010-81] Jump up to: ^а ^{беременный} ^в «Глобальный отчет о расщеплении материалов за 2010 год» (PDF) . Международная группа по расщепляющим материалам . Архивировано из оригинала (PDF) 24 апреля 2020 года.

[82] «Токай перерабатывает растение (TRP)» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 23 сентября 2020 года . Получено 30 июля 2008 года .

[kramer2012-83] Крамер Д. (2012). «Готова ли Япония отказаться от ядерной переработки?». Физика сегодня . 65 (3): 25–42. Bibcode : 2012pht .... 65c..25k . doi : 10.1063/pt.3.1469 .

[wnn-20171228-84] «Дальнейшая задержка до завершения объектов Роккашо» . Всемирные ядерные новости. 28 декабря 2017 года. Архивировано с оригинала 29 декабря 2017 года . Получено 28 декабря 2017 года .

[85] "Равалпинди / нильхор" . Федерация американских ученых . Архивировано с оригинала 4 марта 2016 года.

[86] «Ядерный реактор коренных народов Пакистана запускается». Нация . 13 апреля 1998 года.

[87] «Челибинск-65» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 3 сентября 2010 года . Получено 29 июля 2008 года .

[88] S. Guardini; и др. (16 июня 2003 г.). «Модернизация и улучшение NMAC на заводе Mayak RT-1» . В ярости. Архивировано из оригинала 28 июля 2014 года . Получено 9 августа 2008 года .

[89] «Томск-7 / Северск» . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 29 июля 2020 года . Получено 1 июня 2020 года .

[90] "Krasnoyarsk-26 / Zheleznogorsk" . Глобальная безопасность . Архивировано из оригинала 31 июля 2020 года . Получено 1 июня 2020 года .

[91] «Обзор растений» . Департамент энергетики. Архивировано с оригинала 18 марта 2021 года . Получено 9 апреля 2011 года .

[Fernandez-92] Леверн Фернандес. «Каньоны реки Саванна-Гралы атомного возраста (WSRC-MS-2000-00061)» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 3 марта 2016 года . Получено 9 апреля 2011 года .

[93] «Демонстрационный проект West Valley» , Arc.Ask3.Ru , 1 декабря 2018 года, архивирована с оригинала 25 января 2022 года , извлеченная 13 апреля 2020 года.

[47] Радиоизотоп с двухлетним полураспадом сохранит 0,5^ 0,5 или более 70% своей мощности через год - все эти изотопы имеют половину жизни дольше, чем два года и, таким образом, сохранит еще большую власть. Даже если бы ежегодное заправочное окно было пропущено, более половины мощности все равно останется во втором заправке

[ 1 ]

[ 2 ]

[ 3 ]

[ 4 ]

[ 5 ]

[ 6 ]

[ 7 ]

[ 8 ]

[ 9 ]

[ 10 ]

[ 11 ]

[ 12 ]

[ 13 ]

[ 14 ]

[ 15 ]

[ 16 ]

[ 17 ]

[ 18 ]

[ 19 ]

[ 20 ]

[ 21 ]

[ 22 ]

[ 23 ]

[ 24 ]

[ 25 ]

[ 26 ]

[ 27 ]

[ 28 ]

[ 29 ]

[ 30 ]

[ 31 ]

[ 32 ]

[ 33 ]

[ 34 ]

[ 35 ]

[ 36 ]

[ 37 ]

[ 38 ]

[ 39 ]

[ 40 ]

[ 41 ]

[ 42 ]

[ 43 ]

[ 44 ]

[ 45 ]

[ 46 ]

[ А ]

[ 47 ]

[ 48 ]

[ 49 ]

[ 50 ]

[ 51 ]

[ 52 ]

[ 53 ]

[ 54 ]

[ 55 ]

[ 56 ]

[ 57 ]

[ 58 ]

[ 59 ]

[ 60 ]

[ 61 ]

[ 62 ]

[ 63 ]

[ 64 ]

[ 65 ]

[ 66 ]

[ 67 ]

[ 68 ]

[ 69 ]

[ 70 ]

[ 71 ]

[ 72 ]

[ 73 ]

[ 74 ]

[ 75 ]

[ 76 ]

[ 77 ]

[ 78 ]

[ 79 ]

[ 80 ]

[ 81 ]

[ 82 ]

[ 83 ]

[ 84 ]

[ 85 ]

[ 86 ]

[ 87 ]

[ 88 ]

[ 89 ]

[ 90 ]

[ 91 ]

[ 92 ]