Integrarea ecologica a reziduurilor provenite din industria nucleara

Universitatea de Vest din Timisoara

Facultatea de Chimie-Biologie-Geografie

Sectia Chimie

Master GRATE an II

INTEGRAREA ECOLOGICA A REZIDUURILOR PROVENITE DIN INDUSTRIA NUCLEARA

Introducere

Dezvoltarea civilizatiei a determinat o crestere rapida a necesitatii de energie sub diferite forme si in cele mai diverse procese si ramuri industriale. Daca intre anii 1700 si 1850 consumul mondial de energie sub toate formele a fost de 36∙10¹⁰ t.c.c. (tone combustibil conventional) sau 2,93∙10¹⁵ kWh, in urmatorii 100 de ani consumul de energie s-a ridicat la 52∙10¹⁰ t.c.c. (4,25∙10¹⁵ kWh). S-a prevazut ca, intre anii 1950 si 2000 consumul de energie va fi de 140∙10¹⁰ t.c.c. (11,5∙10¹⁵ kWh), iar intre anii 2000 si 2050 se estimeaza ca va insuma circa 2000∙10¹⁰ t.c.c. (aproximativ 163∙10¹⁵ kWh). Rata anuala de crestere a consumului de energie in anul 2050 va fi egala cu consumul mondial pe intreaga perioada 1700-1850.

Din acest sumar tablou reiese clar ca resursele clasice (titei, gaze,carbune, caderi de apa), ca si procedeele clasice de obtinere a energiei, care insumeaza un total de 1,24∙10¹² t.c.c., sunt departe de a fi suficiente pentru a acoperi necesitatile viitoare ale omenirii. Din datele cunoscute pana in prezent, aceste resurse ar putea satisface numai 30% din necesarul pe urmatorii 100 de ani.

Energetica nucleara devine astfel nu numai o sursa determinanta in acoperirea necesitatilor de energie pentru perioada urmatoare, ci si cheia rezolvarii unei multitudini de alte probleme importante ale omenirii.

Figura 1. Comparatie intre centrala termoelectrica clasica si cea nucleaoelectrica

Fisiunea nucleara

Scindarea nucleului unui atom se numeste fisiune nucleara. Aceasta este provocata prin bombardarea combustibilului cu neutroni. Un neutron loveste un nucleu, determinandu-l sa se scindeze si sa emita mai multi neutroni. Acestia lovesc alte nuclee, provocand alte scindari si eliberarea altor neutroni. Aceasta succesiune se numeste reactie in lant. In cazul unei bombe atomice, reactiei in lant i se permite sa continue necontrolata. Acesta este motivul pentru care energia eliberata in timpul procesului de fisiune se acumuleaza pentru a provoca o explozie violenta. La un reactor nuclear, bare de reglare metalice absorb o parte din neutroni, incetinind reactia si rata la care se elibereaza energie.

Materiale fisionabile

Numai cateva elemente pot fi utilizate drept combustibili nucleari deoarece, pentru a intra intr-o reactie de fisiune in lant, atomii trebuie sa aibe nuclee relativ mari si instabile. Asemenea elemente sunt cunoscute sub numele de materiale fisionabile. Unul dintre cele mai larg folosite la centralele nucleare este uraniu-235, care are 92 de protoni si 143 de neutroni in nucleul sau. Fisiunea nucleara a unei mase de uraniu produce o energie de peste doua milioane de ori mai  mare decat cea obtinuta prin arderea unei mase de carbune de aceeasi greutate.

Chiar si in cazul unui material fisionabil adecvat, o reactie in lant va inceta daca este prezenta numai o cantitate mica din material. Numai daca masa depaseste o anumita valoare, numita masa critica, reactia in lant se va autointretine. De exemplu, in cazul uraniului-235 masa critica este de aproximativ 50 kg.

Pentru bombele atomice se folosesc explozivi obisnuiti pentru a presa laolalta doua bucati de material fisionabil, fiecare sub masa critica. Masa totala este mai mare decat masa critica, astfel incat o reactie in lant se creeaza repede si provoaca o explozie nucleara.

Reactorul nuclear al lui Enrico Fermi consta dintr-o masa de grafit si bare de combustibil de uraniu. S-a mai adaugat grafit si uraniu pana cand cantitatea de uraniu prezenta a fost suficienta pentru a intretine o reactie in lant. Grafitul avea rolul unui moderator - un material care incetineste neutronii pentru a-i face mai eficienti in provocarea fisiunii. Pe masura ce neutronii se lovesc de nucleele moderatorului, pierd energie si se incetinesc.

Asemenea neutroni sunt cunoscuti sub numele de neutroni termici, deoarece, cand sunt incetiniti, ei au aproximativ aceeasi energie ca si energia termica a atomilor si moleculelor din jur. Barele de reglare din cadmiu au fost inserate in masa de grafit si uraniu pentru a controla rata reactiei prin absorbtia unor neutroni.

Uraniul din pila lui Fermi consta din 0,7% uraniu-235 si 99,3%uraniu-238 (92 protoni si 146 neutroni per atom). Cand uraniul-238 absorbea un neutron, nucleul rezultat de uraniu-239 nu fisiona. In schimb, el emitea fotoni sub forma de radiatii gamma, iar apoi emitea electroni cand doi dintre neutronii sai deveneau protoni. Nucleul rezultat, cu 94 de protoni si 145 de neutroni, era un izotop al unui element necunoscut inainte - plutoniu-239, descoperit in anul 1942.

Reactoare moderne

Majoritatea reactoarelor nucleare moderne sunt reactoare cu neutroni termici pentru ca ele utilizeaza un moderator pentru a incetini neutronii rapizi. Cele trei moderatoare utilizate in reactoarele moderne cu neutroni termici sunt grafitul, care consta din carbon pur, apa "grea", care contine izotopul stabil de hidrogen numit deuteriu (utlizat de asemenea si drept combustibil pentru armele nucleare, in locul hidrogenului obisnuit), si apa "usoara", sau obisnuita.

Dintre cele trei moderatoare, initial era preferat grafitul, in special in Marea Britanie, si este utilizat in reactoarele Magnox racite cu gaz, in reactoarele avansate racite cu gaz si reactoarele de inalta temperatura racite cu heliu. Utilizarea apei grele a fost mai ales dezvoltata  in Canada.

Figura 2. Schita de principiu a unui reactor nuclear

Principalul sau avantaj este acela ca risipeste cel mai putin neutronii. Utilizarea apei usoare permite constructia reactoarelor compacte. Acestea sunt utilizate la actionarea submarinelor si a unor nave spatiale.

Combustibili nucleari

In reactoarele Magnox, combustibilul consta din uraniu invelit intr-un aliaj de magneziu. Dar majoritatea reactoarelor utilizeaza acum granule de oxid de uraniu, care sunt etansate in tuburi metalice lungi, sau "cuie". Aceste cuie sunt grupate in elemente de combustibil, fiind necesare mai multe sute de elemente pentru incarcarea reactorului. De obicei combustibilul ramane in reactor timp de trei pana la cinci ani. Uraniul si plutoniul se extrag din combustibilul fosil.

Rezistenta la coroziune destul de scazuta a combustibililor metalici, transformarile de faza si instabilitatea dimensionala la iradiere, la grade de ardere mari, au determinat, in domeniul reactoarelor nucleare energetice, o preferita pentru utilizarea combustibililor ceramici. Dintre combustibilii ceramici, cel mai utilizat este UO₂ . Este o substanta de culoare bruna-neagra, care, in aer, are tendinta de a se oxida.

Figura 3. Schema principalelor etape ale prepararii UO₂ sub forma de pastile

Agenti racitori

Intr-un reactor nuclear tipic, caldura generata in combustibil prin fisiune este indepartata printr-un curent de agent racoritor lichid sau gazos. Acest agent racitor trece printr-un schimbator de caldura, care transfera apei cea mai mare parte a caldurii, transformand-o in aburi. Aburii sunt folositi pentru actionarea turbinelor. In reactorul cu apa la fierbere si reactorul cu apa grea care genereaza aburi, agentul racitor este apa. Presiunea sa este reglata astfel incat sa fiarba cand trece prin canale in combustibil.

Materiale de protectie folosite in tehnica nucleara

Din punctul de vedere al protectiei, se distinge protectia termica si protectia biologica Ecranele pentru protectia termica sunt alcatuite din materile cu densiate ridicata, conductivitate termica si temperaturi de topire mari. Un astfel de ecran poate fi realizat, de exemplu, din fier si boral (carbura de bor in aluminiu) sau din plumb si boral dispuse alternativ.

Spre exteriorul reactorului, ecranele de protectie termica sunt urmate de ecrane pentru protectia biologica. Ele au rolul de a atenua fluxurile de neutroni si fotoni, astfel ca la suprafata exterioara a reactorului sa nu depaseasca valoarea maxima admisa. Pe langa apa, ca material de protectie, sunt folosite betoanele obisnuite sau cele speciale.

Betonul de protectie impotriva radiatiilor, preparat cu agregate speciale, se calculeaza ca si betonul obisnuit.se dozeaza un raport dintre nisip si pietris mai mare si un dozaj mare de ciment, pentru a obtine o mai buna prelucrabilitate. Proprietatile mecanice sunt determinate, in mare masura de raportul apa/ciment, iar proprietatile fizice sunt determinate de natura agregatului.

In cazul utilizarii betonului la constructia  reactoarelor nucleare, la recipientii de presiune, acesta este supus unor temperaturi de exploatare mari si la un gradient termic si de umiditate mai ridicat si deci unor contractii diferentiale mai mari. Compactibilitatea termica dintre pasta si agregate are o mai mare importanta in exploatare, pentru a preveni fisurarea.
Reactoare nucleare energetice reproducatoare cu neutronii rapizi

O limitare serioasa a reactoarelor termice cu uraniu este aceea ca ele pot sa foloseasca doar pana la aproximativ 2% din uraniul disponibil. Cea mai mare parte a izotopului obisnuit, uraniu-238, nu poate fi utilizata deoarece nu exista destul uraniu-235 disponibil pentru a crea reactiile in lant necesare pentru a-l consuma. Una dintre solutii pentru aceasta problema poate fi constructia de reactoare nucleare energetice reproducatoare cu neutroni rapizi care pot sa utilizeze resturi de plutoniu-239 si uraniu-238 de la reactoarele termice.

Figura 4. Schema termica a unei centrale nuclearoelectrice cu reactor FBR

Acestea nu au moderator, astfel incat neutronii se deplaseaza cu viteza mare necesara atunci cand plutoniul este utilizat drept combustibil. Distrugerea fiecarui nucleu de plutoniu poate avea ca rezultat conversia a mai mult de un nucleu de uraniu-238 in plutoniu-239. Acesta poate fi extras si utilizat pentru a se face mai multe elemente de combustibil.

Figura 5. Schema unui reactor nuclear de tip FBR

Reactii de fuziune

Toate reactoarele nucleare moderne se bazeaza pe fisiunea nucleara. Un alt tip de reactie nucleara, numita fuziune, asigura energia soarelui. In fuziunea nucleara, doua nuclee atomice relativ usoare se unesc pentru a forma unul mai greu si elibereaza energie. Cea mai usoara reactie de fuziune de utilizat ca sursa de energie este aceea dintre doi izotopi de hidrogen, deuteriu si tritiu, ale caror nuclee fuzioneaza pentru a forma un nucleu de heliu. Tritiul este usor de obtinut, iar marile contin cantitati mari de deuteriu, dar este nevoie de temperaturi de 100-300 de milioane de centigrade in asemenea reactii, si nici un material nu poate sa reziste la o asemenea caldura, astfel incat combustibilul trebuie tinut departe de peretii recipientului sau prin campuri magnetice.

Figura 6. Comparatie intre procesul de fisiune si cel de fuziune nucleara

Experimentele din anii 1990 cu un dispozitiv de fuziune pentru testari, Joint European Torus, a confirmat faptul ca aceasta tehnica functioneaza si un reactor de fuziune experimental poate fi construit candva la inceputul sec.XXII.

Reciclarea  combustibilului nuclear

Combustibilul nuclear arde incomplet, deoarece o ardere completa ar insemna mentinerea in reactor a elementelor combustibile un timp infinit, in timp ce scaderea sub o anumita limita a cantitatii de material fisionabil face ca reactorul sa devina sub critic si sa-si inceteze functionarea. Pe de alta parte, gradul de ardere este limitat si de deteriorarea elementelor combustibile datorita transformarilor care apar in cursul iradierii. In sfarsit, o alta cauza a arderii incomplete o constituie si prezenta materialului fertil. In mod curent, la reactoarele termice se obtin grade de ardere cuprinse intre 2 si 5%, iar la reactoarele rapide, pana la 10% din atomii grei. Elementele combustibile arse mai contin deci intre 90 si 98% din materialul combustibil introdus initial. Din punctul de vedere al energeticii nucleare in general, toate elementele combustibile arse reprezinta o valoare proportionala cu cantitatea de material fisionabil si fertil, ele continand inca o rezerva de energie. Dar, din punctul de vedere al gestiunii interne a filierii in care a fost consumat, elementul combustibil poate sa aibe o anumita valoare sau sa nu aiba niciuna. In primul caz, este necesara recuperarea acestei valori prin prelucrarea chimica a elementelor combustibile arse, in scopul separarii si reciclarii materialului fisionabil si a celui fertil. In cel de-al doilea caz, elementele combustibile sunt considerate deseuri.

In timpul functionarii reactorului se consuma  materialul fisionabil introdus initial si, concomitent, o parte din materialul fertil (²³²Th sau ²³⁸U) se transforma in material fisionabil (²³³U sau ²³⁹Pu), care, la randul lui, se va consuma partial. Arderea unui element combustibil se considera incheiata atunci cand concentratia materialului fisionabil scade pana la o valoare la care reactivitatea reactorului atinge valoarea minima admisa. In acest moment elementul ars este inlocuit cu altul proaspat.

Elementele combustibile cu uraniu natural contin dupa ardere intre 0,2 si 0,5% atomi fisionabili (²³⁵U si ²³⁹Pu). Din punctul de vedere al economiei acestor filiere, materialul fertil din combustibilul ars nu are valoare. Nici restul de ²³⁵U nu prezinta interes, concentratia lui fiind egala sau chiar mai mica decat cea a uraniului saracit care ramane ca deseu la uzinele de concentrare izotopica. Doar plutoniu ar putea prezenta un interes economic.

In cazul elementelor combustibile cu uraniu imbogatit, dupa ardere ramane un continut de ²³⁵U superior continutului natural, la care se adauga si o parte nearsa din plutoniul format. Astfel materialul combustibil recuperat este reconcentrat izotopic, fie la uzinele de imbogatire, fie prin amestecare cu sortimente mai concentrate, si apoi reintrodus in reactor. In felul acesta materialul combustibil circula intr-un ciclu inchis.

Problema principala a reciclarii combustibilului o constituie elaborarea si experimentarea procedeelor de prelucrare a elementelor combustibile arse. Greutatile intampinate se datoreaza in primul rand puternicei radioactivitati care, pe de-o parte impune operarea de la distanta a instalatiilor, fiind necesar un grad mare de automatizare, iar, pe de alta parte, determina deteriorarea reactivilor chimici folositi. Radioactivitatea ridicata a elementelor combustibile dupa scoaterea din reactor face dificila nu numai prelucrarea chimica, ci si transportul acestor materiale. In mod curent, elementele arse sunt mai intai depozitate langa reactor in bazine pline cu apa, in scopul reducerii radioactivitatii. Durata de depozitare poate ajunge pana la 150 de zile, timp in care radioactivitatea lor scade cu aproximativ 2 ordine de marime, dupa care se trimit la uzina de prelucrare chimica.

Prelucrarea elementelor arse implica, in principiu, urmatoarele operatii: indepartarea tecii, dizolvarea sau fluidizarea miezului combustibil, separarea celor 3 fractiuni - podusele de fisiune, materialul fertil si materialul fisionabil - purificarea finala a materialului fisionabil si a celui fertil si, in sfarsit prelucrarea si depozitarea deseurilor radioactive.

Indepartarea tecii se poate face fie pe cale chimica fie pe cale mecanica. Metoda chimica este mai simpla, insa produce un mare volum de deseuri radioactive lichide, greu de prelucrat. Compozitia solventului depinde de natura tecii: de exemplu, dizolvarea aliajelor de zirconiu se face intr-o solutie fluorhidric oxidanta. Metoda mecanica produce numai deseuri solide de volum mic, dar necesita instalatii complexe.

Principala operatie consta in separarea celor 3 fractiuni. Se necesita indepartarea completa a produselor de fisiune din materialul fisionabil si din cel fertil si extragerea intr-o proportie cat mai mare a materialului combustibil din fractiunea de deseuri. Se folosesc mai multe procedee:

- de extractie din solutie apoasa;

- prin volatilizare (fluorurare);

- de extrractie din saruri topite si metale lichide;

- pirometalurgice.

Procedeele de extrractie din solutie apoasa se bazeaza, in special pe extractia cu tributil fosfat (procedeele Purex si Thorex). Prodeceul Purex se aplica la separarea plutoniului rezultat la arderea combustibilului cu uraniu imbogatit, iar procedeul Thorex se aplica in ciclul thoriului pentru separarea ²³³U si ²³²Th.

Procedeele de separare in solutie apoasa, folosind solventi organici sunt cel mai mult utilizate in prezent dar au inconvenientul ca produc mari cantitati de deseuri radioactive lichide.

Procedeele neapoase care folosesc reactivi mai stabili la iradiere (fluor, acid fluorhidric, fluoruri topite) au avantajul ca fac posibila prelucrarea elementelor combustibile imediat dupa scoaterea lor din reactor.

Procedeele neapoase (volatilizare, extractie din saruri topite si metale lichide) necesita temperaturi ridicate, au o selectivitate mai mica realizand o slaba decontaminare si extractie a materialului combustibil.

In urma prelucrarii combustibilului ars rezulta un volum important de deseuri radioactive gazoase, solide si lichide. Cunoscand nocivitatea acestora pentru populatie si pentru mediul inconjurator, apare evidenta necesitatea colectarii, prelucrarii si depozitarii acestor deseuri, in conditii care sa asigure nediseminarea lor, pana la completa lor dezactivare.

Radioactivitatea efluentilor gazosi se poate datora suspensiilor solide, vaporilor unor substante usor volatile, moleculelor gazoase radioactivate si atomilor gazelor de fisiune (argon si kripton).suspensiile si vaporii sunt retinuti de filtre speciale de mare eficacitate, iar gazele radioactive sunt captate in coloane care contin substante absorbante, de exemplu carbune activ, unde se pastreaza pana la  o dezactivare partiala, iar apoi se elibereaza in atmosfera, diluandu-se pana cand se ajunge la radioactivitate situata sub doza biologica admisa.

Efluentii lichizi se prelucreaza prin evaporare, precipitare, coprecipitare, adsorbtie pe schimbatori de ioni, etc. In urma acestor tratamente se obtin solutii lichide concentrate si puternic radioactive care, fie se depoziteaza in incinte special amenajate, sau in mine de sare parasite, fie se solidifica prin cimentare, vitrifiere si bituminare.

Deseurile solide combustibile sunt incinerate, iar cele necombustibile sunt taiate si inglobate in blocuri de ciment sau bitum, care se depoziteaza in incinte special amenajate, in mine parasite sau pe fundul oceanului.

Figura 7. Schema generala a tratamentului uraniului natural iradiat

Reprocesarea combustibilului uzat folosit intr-un proces de tip Purex

Reprocesarea combustibilului nuclear este cea mai sensibila operatie in industria nucleara. Aici cantitati mari de nuclizi fisionabili si radioactivi sunt manipulati in solutii apoase. Aceste operatii la scara larga cer atat control cat si mentenanta de la distanta pentru a proteja muncitorii de radiatii. In plus, efluentii gazosi, lichizi si solizi trebuie sa fie monitorizati pentu a se asigura siguranta populatiei. In final, materialul fisionabil are nevoie de o contabilitate stricta pentru a se asigura ca nu este imprastiat la utilizatori neavizati.

Dupa cum siguranta nucleara este mai ales pentru interes public, este bine de stiut ca operatia de recuperare a plutoniului la diverse fabrici din 1945 a atins diverse specificatii. Nu s-au observat efecte semnificative asupra sanatatii muncitorilor sau publicului. Instalatia de recuperare a fost proiectata cu tancuri mari pentru stocarea reziduului lichid. Tehnologia pentru depunerea reziduului este nerezolvata inca.

Piesa centrala a reprocesarii combustibilului uzat este procesul Purex (Plutoniu-Uraniu-Extractie). Solventul este tributil-fosfat intr-un diluant hidrocarbonat. Acest proces a fost folosit pentru prima data la scala larga pentu recuperarea uraniului din reziduul de fosfat de bismut generat din operatia de recuperare a plutoniului.

Un proces tipic Purex include urmatoarele:

1. Imbatranirea combustibilului uzat pentru reducerea prin deteriorarea radioactiva a "8-day iodine-131" care ar fi eliberat in atmosfera in timpul dezagregarii (descompunerii, topirii).
2. Impartirea tijelor Zircalov pentru combustibil in bucati de aproximativ 1 inch lungime astfel incat UO₂ poate fi dizolvat.
3. Dizolvarea UO₂ in acid nitric (azotic).
4. Extractia in solvent pentu separarea plutoniului, uraniului si produselor de fisiune.
5. Schimbarea de anioni pentru curatirea plutoniului.
6. Adsorbtia pentu a curati uraniul.

Modificari ale acestui proces pot fi facute pentru recuperarea efectiva a neptuniului, americiului, curiului, californiului, strontiului, cesiului, techinectiului si altor nuclizi de fisiune. Productia eficienta a produselor specifice transuranice necesita considerarea ciclului de iradiere din reactor si separarea produsilor intermediari pentu iradiri ulterioare.

Combustibilul uzat contine 3% produsi de fisiune si 0,6% produsi transuranice. Combustibilul a asigurat aproximativ 32000 megawati de energie termica/tona metrica de uraniu. Combustibilul, asa cum a fost incarcat in reactor a continut 32.000 g de material fisionabil, U-235; si 1 gram de material fisionabil produce aproximativ 1 megawatt de energie termica. De aceea, 30.000 g de material fisionabil sau materialul fisionabil incarcat a fost consumat. Totusi, mai exista cam 44% de material fisionabil in combustibilul uzat. Acesta este prezent ca 7600 g din U-235 original impreuna cu 4800 g de Pu-239 si 1100 g Pu-241. Aceasta inseamna ca 7600 g sau 25% din fisiune, a provenit din Pu-239 si Pu-241 care a fost produs de captura de neutroni in materialul fertil, U-238, care a fost prezent.

Reprocesarea asigura utilizarea mai eficienta a uraniului natural pentru ambele cicluri ale uraniului si thoriului.

Dizolvarea: Combustibilul uzat este dizolvat in acid azotic pentru a-l pregati pentru extragerea in solvent.

In general, procesul consta in urmatorii pasi:

1. Imbatranirea combustibilului uzat pentru a permite I-131 sa se degradeze.
2. Dizolvare chimica.
3. Dizolvarea completa a uraniului in acid azotic la fierbere.
4. Tratarea "gas-off"-ului; asta include reciclarea vaporilor de acid intr-un condensator pentru a prinde tritiul; adsorbtia iodului pe un pat de azotat de argint, oxidarea oxizilor de azot din efluentii gazosi si spalarea lor cu apa pentru a inlatura oxizi de azot reziduali.
5. Monitorizarea efluentilor gazosi si controlarea dizolvarii pentru a ramane sub specificatiile de emisie.
6. Monitorizaea conditiilor meteorologice pentru asigurarea dilutiei efective si dispersarea pentru emisia efluentilor gazosi reziduali in mediu.

Posibilitatile si echipamentul sunt proiectate pentru protectia muncitorilor si publicului si pentru evitarea accidentelor. De asemenea, s-au prevazut pentru a permite decontaminarea, reparatiile si depozitarea. Instrumentele folosite in poces sunt proiectate sa masoare si sa raporteze toti parametrii esentiali independenti si dependenti pentru a controla si monitoriza operatiile.

Separare si purificare

In procesul Purex, uraniul, plutoniul si produsele de fisiune sunt separate prin extrragere cu solvent in trei curenti diferiti. Curentul de plutoniu trece printr-un proces de schimb de anioni pentru reducerea urmelor de ruteniu, iar curentul de uraniu trece prin adsorbtie pe silicagel pentru a reduce urmele de zirconiu. Curentul de produsi de fisiune care contine produsi transplutonieni este trimis pentru tratarea deseurilor. Aproximativ 99% din uraniu si plutoniu se recupereaza prin separarea curentilor si decontaminarea de produsii de fisiune este efectuata cu un factor mai mare de 10⁷.

Solutia de combustibil uzat din dizolvator, impreuna cu 2 moli de acid azotic, curge in mijlocul primei coloane. De acolo coboara in contracurent cu o solutie de tributil-fosfat/95% hidrocarbura solvent, care este introdusa in partea de jos a coloanei. Transferul de uraniu si plutoniu catre solvent, lasand cea mai mare parte a produsilor de fisiune in faza acida, iasa prin partea de sus a coloanei. Solutia de solvent U/Pu este spalata in partea de sus a coloanei cu 3 moli de acid azotic pentru indepartarea produsilor de fisiune aditionali. Valenta plutoniului din curentul de solvent U/Pu este redusa de la +6 la +4 cu hidrazina, pentru a-i scadea extractibilitatea, iar curentul curge in mijlocul celei de-a doua coloane, unde plutoniul este scos din solvent cu acid slab. Uraniul trece cu curentul de solvent in a treia coloana unde este spalat din solvent cu acid slab. Curentul cu produsi de fisiune care iese contine mai putin de 1% U si Pu, este un reziduu de inalta calitate. Se evapora pentru indepartarea acidului si poate fi neutralizat cu NaOH inainte de a merge la depozitare in tancuri acoperite cu pamant.

Curentul de uraniu si plutoniu merge separat prin al doilea set de doua coloane pentru reextractie si spalare, pentru separarea avansata de produse de fisiune.

Curentul de acid uzat din ciclul al doilea poate fi recirculat prin primul ciclu. Solventul este reciclat dupa tratament pentru a indeparta produsele de descompunere aparute din cauza radiatiei si efectelor chimice. Acest tratament poate include o combinatie de distilare cu acid si baza.

Din al doilea ciclu, plutoniul merge prin schimb ionic la purificarea finala. Problema principala aici se datoreaza ruteniului, care se indeparteaza dificil datorita starilor multivalente. Curentul de uraniu trece printr-o adsorbtie primara pe silice pentru a indeparta zirconiul, care se pare ca va fi transportat ca si coloid.

O alta consideratie unica este prevenirea criticalitatii nucleare in interiorul celulelor. La dizolvare si in primul ciclu, criticalitatea este prevenita prin prezenta uraniului. Dupa ce plutoniul este separat de uraniu, criticalitatea este prevenita prin realizarea unui design potrivit al vaselor si tevilor. Pentru a preveni criticalitatea, vasele au limitare la diametru si grosime.

Intr-o modificare a procesului Purex plutoniul nu este separat de uraniu. In aceasta versiune, primul ciclu are doar doua coloane in loc de trei. In plus pentru a reduce riscul criticalitatii, aceasta modificare reduce riscul diversiunii neautorizate a plutoniului.

Managementul reziduurilor radioactive

Managementul reziduurilor radioactive implica tratamentul, stocarea si depunerea efluentilor lichizi, gazosi si solizi proveniti din operatiile din industrtia nucleara, impreuna cu aceia proveniti din alte activitati care folosesc produsele radioactive. Strategia implica 4 abordari:

1. Limitarea generarii lor;
2. Intarziere si deteriorare;
3. Concentrare si control;
4. Dilutie si dispersie.

Combinarea celor 4 abordari va rezolva managementul oricarui sir de reziduuri.

Exista 3 tipuri de reziduuri nucleare, bazate pe caracteristicile lor de radionuclizi:

Reziduuri contaminate cu uraniu, in principal de la minerit, macinare si imbogatire. Resturile de uraniu provenite de la imbogatire, in general nu sunt incluse in reziduuri deoarece in timp ele pot fi incorporate ca material fertil.

Reziduuri contaminate cu plutoniu, in principal din procesarea materialelor pentru fabricare armelor. Exista 2 clase de reziduuri cu plutoniu: cele transuranice, continand in majoritate plutoniu si reziduuri de inalta periculozitate care contin semnificativ produse generatoare de caldura, strntiu si cesiu.

Alte reziduuri contaminate cu radionuclizi, in general numite reziduuri de joasa periculozitate, cum sunt cele generate in reactor si in ciclul combustibilului, la fel ca si in aplicatiile radionuclizilor.

Limitarea generarii reziduurilor este prima si cea mai importanta consideratie in managementul reziduurilor radioactive. Procesul Purex a fost dezvoltat pentru a elimina solidele generate impreuna cu reziduurile de inalta periculozitate rezultate din tehnologiile timpuri. Proceduri imbunatatite au redus in mare masura reziduurile de joasa periculozitate si transuranice generate in fabricile de curent electric si laboratoare. Intarzierea si deteriorarea este o strategie importanta din cauza activitatii radioactive in reactoarele nucleare si acceleratoare. Concentrarea si controlul este obiectivul activitatilor de tratare pentru radioactivitatea de viata lunga. Strategia de concentrare si control, in general implica convertirea reziduurilor gazoase, solide si lichide, in solide stabile pentru depozitarea lor in containere rezistente la coroziune si depunerea lor in locuri special amenajate.

In final, este necesara dilutia si dispersia unor volume mari de efluenti gazosi si aposi continand o mica cantitate de radioactivitate. Concentrarea radioactivitatii in acesti efluenti este controlata de legi internationale si asemenea efluenti proveniti din tratarea reziduurilor si alte activitati sunt monitorizati continuu inainte de a fi eliberati in mediu.

Tratarea efluentilor lichizi

Reziduurile lichide sosesc in general, pentru tratament, ca o solutie apoasa, iar tratamentul se preocupa in principal de conversia acestei solutii spe o forma solida, potrivita pentru stocare si depunere. Evaporarea este procesul cel mai eficient si realizeaza un factor de decontaminare al evaporarii de la 100 la 100000/ciclu. Schimbul ionic si precipitarea prin purjare pot fi realizate cu un cost mai mic decat evaporarea si cu un factor de  decontaminare de la 5 la 100 adecvat.

Ca exemplu, cea mai mare parte a radioactivitatii din poductia de plutoniu se gaseste in reziduurile lichide de inalta periculozitate din primul ciclu al procesului Purex. Acest lichid este neutralizat cu NaOH si stocat in tancuri sub pamant. Acolose depune namolul care contine cea mai parte a radioactivitatii. Lichidul razidual este evaporat partial pentru a scadea volumul reziduurilor si azotatul de sodiu cristalizeaza la suprafata namolului. Intr-un proces folosit la fabrica Savannah River, fractiunea continans sodiu si cea mai mare parte a produsului de fisiune, cesiul, este pompata din tanc si precipitata cu tetrafenil borat. Precipitatul va fi calcinat si impachetat pentru depunere intr-un depozit de nivel inalt, iar azotatul de sodiu cristalizat din lichidul rezidual si trimis la un depozit de nivel mai scazut. Fractiunea namosoasa este scoasa din tanc, spalata pentru a indeparta lichidul cu sare si apoi amestecata cu frita pulverizata. Acest amestec va fi convertit intr-o sticla de silice intr-un furnal de vitrificare.

Tratarea reziduurilor gazoase

Cel mai mare volum de reziduuri radioactive il contine aerul de ventilatie din procese, fabrici si laboratoare. Totusi, cantitatea radioactivitatii este relativ mica. Apare in general din filtrele uscate. O clasa speciala de filtre de hartie dezvoltata in acest scop indeparteaza 99,97% din particulele de 0,3 microni. Aceste filtre sunt precedate frecvent de scrubere, sorbere si filtre aspre pentru a prelungi viata hartiei de filtru.

O exceptie notabila la ce s-a spus mai sus este efluentul gazos provenit din reprocesarea combustibilului nuclear uzat si din productia tritiului. In acest caz I-131 se volatitlizeaza din reprocesarea combustibilului uzat si trebuie sa fie indepartat prin trecerea efluentilor gazosi printr-un pat de catalizator argintat, care asigura un factor de decontaminare de aproximativ 100000. Inainte de reprocesare combustibilul uzat este stocat pentru un timp suficient pentru deteriorarea I-131, uzual 10 "half-lives" pentru a face acest tratament adecvat. Efluentul procesat contine kripton-85, xenon, tritiu si solide radioactive. Aceste solide sunt indepartate prin filtrare, iar celelalte substante in general pot fi eliberate. In productia tritiului se folosesc sorbere pentru a indeparta tritiul din efluentii gazosi.

Tratarea reziduurilor solide

Reziduurile solide din operatiile nucleare includ concentrarea din tratamentele lichidelor si gazelor impreuna cu hartia, hainele, sticlaria din laborator si echipamentul defect. Reziduuri transuranice de joasa periculozitate primesc acelasi tratament, dar separat. In operatiile cu plutoniu primul pas frecvent este monitorizarea pentru a separa transuranicele de reziduurile de joasa periculozitate. Unele dintre acestea sunt incinerate pentru a le reduce volumul, dar acest proces produce reziduuri gazoase si lichide aditionale. Compactarea fizica este mult folosita. Echipamentele, inclusiv componentele de la reactoare sunt decontaminate prin spalare cu acizi, chelati si solutii caustice. In final solidele pot fi incorporate in asfalt si beton. Multe dintre aceste reziduuri solide ajung in depozitele de nivel mai scazut.

Daca combustibilul uzat este reprocesat, atunci reziduul de inalta periculozitate, va fi convertit intr-o sticla silicatica similara cu cea de la operatiile de protectie. Sticlele cu PbO (silicatice ) contin elemente cu masa atomica mare, capabile sa absoarba radiatii γ (sau X). Aceste sticle mai pot contine: WO₃, Nb₂O₅, CdO.

Uraniul si plutoniul continut in reziduu si de asemenea posibil, strontiul-90 si cesiu-137 vor fi reduse de la 90 la 99%. Nuclizii sunt folositori si indepartarea lor reduce problema depunerii de deseuri in cateva feluri; reduce toxicitatea si incarcarea cu caldura a reziduului si de asemenea reduce stimulentul pentru generatiile viitoare de a intreprinde recuperarea foarte costisitoare a ceea ce pot deveni resurse valoroase de producere a energiei.

Depozitarea combustibilului uzat

Combustibilul uzat a fost stocat la fiecare reactor nuclear in bazine proiectate sa primeasca timp de 5 ani reziduuri, cu presupunerea ca va fi reprocesat mai tarziu.

Totusi reprocesarea nu s-a dezvoltat si a fost o intarziere in identificarea depozitelor ulterioare. Bazinele au fost reproiectate sa-si mareasca capacitatea si acum vechile reactoare isi instaleaza de asemenea noi spatii de depozitare uscata care sa acopere durata de viata a unui reactor aproximativ 40 de ani.

Figura 8.Evolutia in timp a radioactivitatii potentiale a combustibilului radioactiv uzat

In plus guvernul federal a promis sa inceapa acceptarea combustibilului uzat in anii '90 si planuieste sa asigure spatii de depozitare departe de reactor. Cum este obisnuit pentru toate operatiile nucleare, asezarea si programul pentru acesta facilitate va depinde de acceptarea publica.

Depozitarea reziduurilor

Reziduurile solide radioactive pentru care trebuie sa se asigure depozitarea se impart in 2 categorii:

Reziduurile care  contin uraniu de la macinare si partea finala a ciclului combustibilului, inclusiv imbogatirea;

Radionuclizi si plutoniul din reactoarele nucleare si operatiile de la combustibilul uzat impreuna cu radionuclizii din aplicatiile in cercetare, medicina si alte industrii.

Tehnologia propusa pentru depozitarea celui de-al doilea tip de reziduuri consta in ingroparea aproape de suprafata pentru reziduurile de joasa periculozitate si pivnite sapate adanc pentru reziduurile transuranice, inclusiv reziduurile de inalta periculozitate. Ultima realizare a intalnit-o pozitia puternica a publicului si este foarte posibil ca ultima solutie va fi depozite la suprafata, intr-un fel in aceeasi maniera ca pentu reziduurile provenite de la macinare.

Degradare radioactiva: dezintegrarea spontana a atomilor pentru a forma alti atomi si radiatie.

Half-life (timp de injumatatire): timpul necesar pentru ca ½ din radionuclizii dintr-o proba sa se degradeze.

Materiale radioactive: materiale care sunt radioactive si pentru care nu mai exista utilitate ulterioara:

Pu t_1/2 = 2,44 x 10⁵ ani

Pu t_1/2 = 3,79 x 10⁵ ani

U t_1/2 = 4,51 x 10⁵ ani

Depunerea reziduurilor de inalta periculozitate

De obicei:

- in tancuri de otel

- sub apa

- in tancuri de beton

Vitrificare: prindere in sticla borosilicatica

Alternative geologice:

- in spatiu

- capsule de gheata

- izolare geologica adanca.

Figura 9. Depozitarea subterana a deseurilor de inalta periculozitate

Conditii pe care trebuie sa le indeplineasca terenul in care sunt depozitate:

Depunere pentru 10000 ani minimum

Izolare de apa freatica: climat arid, asezare departe de cursurile de apa, roca cu porozitate scazuta si permeabilitate mica.

Roca absorbanta de eventuale revarsari  si disipative de caldura (canistre de depozitare care sa reziste la 160⁰C)

Viteza foarte mica a eroziunii suprafetei

Probabilitate mica de cutremure si vulcani.

Figura 10. Amplasarea spatiala a depozitului de reziduuri nucleare

Reziduuri de la macinare

Reziduurile continand uaniul de la macinare sunt ingropate si acoperite cu pamant. Aceasta acoperire cu pamant pevine eroziunea si intarzie deteriorarea gazului radon-14 ore produs din uraniu. Aceste depozite pentru reziduurile de la macinare sunt localizate in apropierea minelor si morilor si nu sunt foarte diferite ca pericol de depozitele originale de uraniu natural. Uraniul epuizat din operatiile de imbogatire este stocat in cilindrii ca hexaflorura de uraniu pentru folosire ulterioara in ciclul uraniu-plutoniu. Alte reziduuri uranice de la imbogatire si fabricarea combustibilului merg la depozitele de nivel scazut.

Reziduuri de joasa periculozitate

In prezent sunt ingropate la suprafata, in santuri acoperite cu pamant. Aceste transee sunt proiectate sa minimizeze infiltrarea apei si sa o dreneze. Sunt mentinute facilitati ale tratamentului pentru procesarea drenajului care depasesc nivelele stabilite ale radioactivitatii pentru eliberarea lor in apa freatica.

S-a observat ca nu au aparut efecte ale sanatatii sau scapari de radioactivitate atunci cand s-a depasit limita admisa la depozitele de joasa periculozitate. Programul pentru deschiderea de depozite de joasa periculozitate a fost amanat pentru cativa ani din cauza aceleiasi opozitii publice intalnite la propunerile in legatura cu tratamentul si depunerea reziduurilor municipale si de alta maniera.

Reziduuri transuranice

S-a propus ca in viitor reziduurile transuranice (continans plutoniu) sa fie plasate in transee sapate adanc. Aceasta include si reziduurile nucleare de mare periculozitate. Santurile trebuie sa fie de aproximativ 1000 de metri sub pamant si vor fi umplute si sigilate in timp ce sunt umplute. Se pare ca, capacitatea depozitului pentru reziduuri de inalta periculozitate va fi limitata de caldura la 1 kW/acru. Aceasta este echivalent cu o tona de combustibil dupa stocarea pentru 10 ani. Combustibilul uzat pana in anul 2000 va cere aproximativ 2700 acri subterani.

Transportul materialelor nucleare

Se face dupa experimente care au durat ani de experimente si au costat milioane de dolari. Aceste transporturi au avut radioactivitate de la cativa microcuries in formele gazoase si lichideimpachetate cu grija in bidoane sigilate in cutii, pana la megacuries continute in combustibilul uzat impachetat si transportat sute de tone. Sunt transportate pe toate caile posibile, cu masina, autobuzul, camioane, pe sosea, in avion si pe apa, in vapoare.

In tot acest timp au fost cateva accidente care au afectat toate formele de transport, dar nu au fost observate efecte asupra sanatatii la nici un muncitor care a transportat reziduurile si nici la marele public.

Transporturi ale combustibilului nuclear uzat constituie cea mai mare cantitate de materiale nucleare transportate. Aceste tranporturi implica camioane de 50 de tone cu capacitati pentru una sau mai multe ansambluri. Tranporturi pe apa si cai ferate cantaresc aproximativ 100 de tone, cara mai multe ansambluri. Designul acestor butoaie asigura:

- Protectia impotriva radiatiei pentru a limita raditia asupra muncitorilor si publicului;

- Racire pasiva pentru combustibilul uzat care genereaza  caldura;

- Inchidere asigurata in cazul unui eventual accident.

Bibliografie

Riegels,  "Handbook of industrial chemistry"

***, "Materiale pentru reducerea radiatiilor si blocarea combustibilului nuclear"

I. Teoreanu, "Introducere in stiinta materialelor anorganice", Editura Tehnica, Bucuresti, 1987

www.nonukes.org/briefing.htm

https://www.howstuffworks.com/nuclear

https://www.radwaste.org/