إعادة معالجة الطاقة النووية

📅 آخر تحديث: ٢٩ يوليو ٢٠٢٦
✍️ نُشر في: ٢٩ يوليو ٢٠٢٦
📷 يحتوي على 17 صور
الموسوعة الحرة

موقع سيلافيلد لإعادة معالجة المواد النووية، المملكة المتحدة

إعادة معالجة الوقود النووي هي عملية فصل نواتج الانشطار والأكتينيدات كيميائيًا من الوقود النووي المستهلك . [ 1 ] في الأصل، كانت إعادة المعالجة تُستخدم حصريًا لاستخلاص البلوتونيوم لإنتاج الأسلحة النووية . مع بدء استخدام الطاقة النووية تجاريًا ، أُعيد تدوير البلوتونيوم المُعالَج ليُصبح وقودًا نوويًا من نوع MOX للمفاعلات الحرارية . [ 2 ] من حيث المبدأ، يُمكن إعادة استخدام اليورانيوم المُعالَج ، المعروف أيضًا باسم مادة الوقود المستهلك، كوقود، ولكن هذا لا يكون مُجديًا اقتصاديًا إلا عندما يكون المعروض من اليورانيوم قليلًا والأسعار مرتفعة. قد تمتد إعادة معالجة الوقود النووي لتشمل إعادة معالجة مواد أخرى للمفاعلات النووية، مثل غلاف الزيركالوي .

نظراً لارتفاع النشاط الإشعاعي للمواد النووية المستهلكة، يجب أن تخضع عملية إعادة المعالجة لرقابة صارمة وتُنفذ بدقة متناهية في منشآت متطورة على أيدي كوادر متخصصة. وتتعدد العمليات المستخدمة، وتُعد عملية PUREX الكيميائية هي الأكثر شيوعاً. وتشمل البدائل التسخين لإزالة العناصر المتطايرة، والحرق عن طريق الأكسدة، والتطاير بالفلوريد (الذي يستخدم غاز الفلور شديد التفاعل ). وتنتج كل عملية شكلاً من أشكال المنتجات النووية المكررة، مع وجود نفايات مشعة كمنتج ثانوي. ولأن هذا قد يُتيح إنتاج مواد نووية صالحة للاستخدام في الأسلحة ، فإن إعادة المعالجة النووية تُشكل مصدر قلق فيما يتعلق بانتشار الأسلحة النووية ، ولذا فهي تخضع لرقابة مشددة.

تُعدّ إعادة معالجة الوقود النووي المستهلك مكلفة نسبيًا مقارنةً بدورة الوقود ذات الاستخدام الواحد، ولكن يمكن زيادة استهلاك الوقود وتقليل كميات النفايات . [ 3 ] تُجرى إعادة معالجة الوقود النووي بشكل روتيني في أوروبا وروسيا واليابان. في الولايات المتحدة، تراجعت إدارة أوباما عن خطط الرئيس بوش لإعادة المعالجة على نطاق تجاري، وعادت إلى برنامج يركز على البحوث العلمية المتعلقة بإعادة المعالجة. [ 4 ] لا يتطلب كل الوقود النووي إعادة معالجة؛ فمفاعل التوليد لا يقتصر على استخدام البلوتونيوم واليورانيوم المعاد تدويرهما، بل يمكنه استخدام جميع الأكتينيدات ، مما يُغلق دورة الوقود النووي ، ويُمكن أن يُضاعف الطاقة المُستخرجة من اليورانيوم الطبيعي بنحو 60 ضعفًا. [ 5 ] [ 6 ]

المكونات المنفصلة والترتيب

تشمل المكونات التي يُحتمل أن تكون مفيدة والتي يتم التعامل معها في إعادة معالجة المواد النووية عناصر الأكتينيدات المحددة (البلوتونيوم واليورانيوم وبعض عناصر الأكتينيدات الثانوية ). أما مكونات العناصر الأخف فتشمل نواتج الانشطار ، ونواتج التنشيط ، ومواد التغليف .

مادةالتصرف
البلوتونيوم، والأكتينيدات الثانوية ، واليورانيوم المعاد معالجتهالانشطار في المفاعلات السريعة ، أو المفاعلات الهجينة التي تجمع بين الانشطار والاندماج ، أو المفاعلات دون الحرجة ، أو استخدامه كوقود MOX
اليورانيوم المعاد معالجته، المرشحاتتخزين أقل صرامة كنفايات متوسطة المستوى
منتجات الانشطار والتنشيط طويلة الأمدالتحويل النووي أو المستودع الجيولوجي
نواتج الانشطار متوسطة العمر 137 سيزيوم و 90 سترونتيومالتخزين متوسط ​​المدى كنفايات عالية الإشعاع ؛ يمكن استخدام حرارة التحلل لتشغيل محرك ستيرلينغ
النظائر المشعة المفيدة، والعناصر الأرضية النادرة (اللانثانيدات)، والمعادن النبيلةالاستخدامات الصناعية والطبية
الكسوة، الزركونيوم الناتج عن الانشطارإعادة الاستخدام في تكسية الزيركالوي أو التخزين كنفايات متوسطة المستوى

تاريخ

بُنيت أولى المفاعلات النووية واسعة النطاق خلال الحرب العالمية الثانية . صُممت هذه المفاعلات لإنتاج البلوتونيوم لاستخدامه في الأسلحة النووية . ولذلك، اقتصرت عملية إعادة المعالجة المطلوبة على استخلاص البلوتونيوم (الخالي من شوائب نواتج الانشطار ) من وقود اليورانيوم الطبيعي المستهلك . في عام 1943، اقتُرحت عدة طرق لفصل كمية البلوتونيوم الصغيرة نسبيًا عن اليورانيوم ونواتج الانشطار. طُوّرت الطريقة الأولى المختارة، وهي عملية ترسيب تُعرف باسم عملية فوسفات البزموت ، وجُرّبت في مختبر أوك ريدج الوطني (ORNL) بين عامي 1943 و1945 لإنتاج كميات من البلوتونيوم لتقييمها واستخدامها في برامج الأسلحة الأمريكية . وقد أنتج مختبر أوك ريدج الوطني أولى الكميات الكبيرة (بالغرامات) من البلوتونيوم المفصول باستخدام هذه العمليات.

تم تشغيل عملية فوسفات البزموت لأول مرة على نطاق واسع في موقع هانفورد ، في الجزء الأخير من عام 1944. وقد نجحت في فصل البلوتونيوم في حالة الطوارئ القائمة آنذاك، ولكنها كانت تعاني من نقطة ضعف كبيرة: عدم القدرة على استعادة اليورانيوم.

طُوِّرت أول عملية استخلاص ناجحة بالمذيبات لاستعادة اليورانيوم والبلوتونيوم النقيين في مختبر أوك ريدج الوطني (ORNL) عام 1949. [ 7 ] وتُعدّ عملية PUREX الطريقة المُستخدمة حاليًا للاستخلاص. كما أُنشئت محطات فصل في موقع سافانا ريفر ، ومحطة أصغر في محطة إعادة معالجة وادي ويست ، والتي أُغلقت بحلول عام 1972 لعدم قدرتها على تلبية المتطلبات التنظيمية الجديدة. [ 8 ]

لطالما تم استخدام إعادة معالجة الوقود المدني في موقع COGEMA La Hague في فرنسا، وموقع Sellafield في المملكة المتحدة، ومجمع Mayak الكيميائي في روسيا، وفي مواقع مثل مصنع Tokai في اليابان، ومصنع Tarapur في الهند، ولفترة وجيزة في مصنع West Valley Reprocessing Plant في الولايات المتحدة.

في أكتوبر/تشرين الأول 1976، [ 9 ] دفع القلق من انتشار الأسلحة النووية (خاصةً بعد أن أظهرت الهند قدراتها النووية باستخدام تقنية إعادة المعالجة) الرئيس جيرالد فورد إلى إصدار توجيه رئاسي بتعليق إعادة معالجة البلوتونيوم وإعادة تدويره تجاريًا في الولايات المتحدة إلى أجل غير مسمى. وفي 7 أبريل/نيسان 1977، حظر الرئيس جيمي كارتر إعادة معالجة الوقود النووي المستهلك من المفاعلات التجارية . وكان الدافع الرئيسي وراء هذه السياسة هو خطر انتشار الأسلحة النووية نتيجة تحويل البلوتونيوم عن دورة الوقود المدني، وتشجيع الدول الأخرى على الاقتداء بالولايات المتحدة. [ 10 ] [ 11 ] [ 12 ] بعد ذلك، استمرت الدول التي استثمرت بالفعل مبالغ طائلة في البنية التحتية لإعادة المعالجة في إعادة معالجة الوقود النووي المستهلك. رفع الرئيس ريغان الحظر في عام 1981، لكنه لم يقدم الدعم المالي الكبير اللازم لبدء إعادة المعالجة التجارية. [ 13 ]

في مارس 1999، عدلت وزارة الطاقة الأمريكية عن سياستها ووقعت عقدًا مع تحالف يضم شركات ديوك إنرجي ، وكوجيما ، وستون آند ويبستر (DCS) لتصميم وتشغيل منشأة لتصنيع وقود الأكسيد المختلط (MOX) . بدأت أعمال تجهيز الموقع في سافانا ريفر (كارولاينا الجنوبية) في أكتوبر 2005. [ 14 ] في عام 2011، ذكرت صحيفة نيويورك تايمز: "...بعد 11 عامًا من منح الحكومة عقد البناء، ارتفعت تكلفة المشروع إلى ما يقرب من 5 مليارات دولار. الهيكل الضخم المصنوع من الخرسانة والفولاذ لا يزال غير مكتمل، ولم تجد الحكومة حتى الآن أي عميل، على الرغم من عروض الدعم المالي المجزية." أعلنت هيئة وادي تينيسي (TVA) (العميل الأرجح حاليًا) في أبريل 2011 أنها ستؤجل قرارها حتى تتمكن من تقييم أداء وقود MOX في حادثة فوكوشيما دايتشي النووية . [ 15 ]

تقنيات الفصل

الماء والمذيبات العضوية

بيوركس

PUREX ، وهي الطريقة القياسية الحالية، اختصارٌ لعبارة " استخلاص البلوتونيوم واليورانيوم بالاستخلاص" . تُعدّ عملية PUREX طريقة استخلاص سائل-سائل تُستخدم لإعادة معالجة الوقود النووي المستهلك ، لاستخلاص اليورانيوم والبلوتونيوم ، كلٌ على حدة، من نواتج الانشطار . وهي العملية الأكثر تطورًا وانتشارًا في الصناعة حاليًا.

عند استخدام البلوتونيوم المستخلص كوقود من مفاعلات الطاقة التجارية، فإنه عادةً ما يحتوي على نسبة عالية من نظير البلوتونيوم-240، مما يجعله غير صالح للاستخدام في الأسلحة النووية. ومع ذلك، يمكن بناء أسلحة نووية عالية الموثوقية على جميع مستويات التطور التقني باستخدام البلوتونيوم المستخدم في المفاعلات. [ 16 ] علاوة على ذلك، يمكن استخدام المفاعلات القادرة على إعادة التزود بالوقود بشكل متكرر لإنتاج البلوتونيوم المستخدم في الأسلحة ، والذي يمكن استخلاصه لاحقًا باستخدام تقنية PUREX. ولهذا السبب، تخضع المواد الكيميائية المستخدمة في PUREX للمراقبة. [ 17 ]

معالجة البلوتونيوم

تعديلات على بيوركس

يتم تلخيص العديد من هذه المفاهيم، وخاصة تلك التي تفصل الأكتينيدات الثانوية بمجرد استخراج اليورانيوم والبلوتونيوم، في إعادة المعالجة المتقدمة للوقود النووي المستهلك .

UREX

يمكن تعديل عملية PUREX لإنشاء عملية UREX ( استخلاص اليورانيوم ) التي يمكن استخدامها لتوفير المساحة داخل مواقع التخلص من النفايات النووية عالية المستوى ، مثل مستودع نفايات جبل يوكا النووية ، عن طريق إزالة اليورانيوم الذي يشكل الغالبية العظمى من كتلة وحجم الوقود المستخدم وإعادة تدويره كيورانيوم معاد معالجته .

عملية UREX هي عملية PUREX مُعدّلة لمنع استخلاص البلوتونيوم. ويتم ذلك بإضافة عامل مُختزل للبلوتونيوم قبل خطوة استخلاص المعدن الأولى. في عملية UREX، يتم فصل حوالي 99.9% من اليورانيوم وأكثر من 95% من التكنيتيوم عن بعضهما البعض وعن نواتج الانشطار الأخرى والأكتينيدات . يكمن السر في إضافة حمض الأسيتوهيدروكساميك (AHA) إلى مرحلتي الاستخلاص والتنقية في العملية. تُقلل إضافة AHA بشكل كبير من قابلية استخلاص البلوتونيوم والنبتونيوم ، مما يوفر مقاومة أكبر للانتشار النووي مقارنةً بمرحلة استخلاص البلوتونيوم في عملية PUREX.

ترويكس

بإضافة عامل استخلاص ثانٍ، وهو أوكتيل (فينيل)-N،N-ثنائي بيوتيل كاربامويل ميثيل فوسفين أوكسيد (CMPO) مع ثلاثي بيوتيل فوسفات (TBP)، يمكن تحويل عملية PUREX إلى عملية TRUEX ( استخلاص المعادن العابرة لليورانيوم ). طُوّرت عملية TRUEX في الولايات المتحدة الأمريكية بواسطة مختبر أرغون الوطني ، وهي مصممة لإزالة المعادن العابرة لليورانيوم (Am/Cm) من النفايات. تقوم الفكرة على أنه من خلال خفض النشاط الإشعاعي ألفا للنفايات، يمكن التخلص من معظمها بسهولة أكبر. وكما هو الحال في عملية PUREX، تعمل هذه العملية بآلية الإذابة .

ديامكس

كبديلٍ لتقنية TRUEX، طُوِّرت عملية استخلاص باستخدام مالوندياميد. تتميز عملية DIAMEX ( استخلاص الديامايد ) بميزة تجنب تكوين نفايات عضوية تحتوي على عناصر أخرى غير الكربون والهيدروجين والنيتروجين والأكسجين . يمكن حرق هذه النفايات العضوية دون تكوين غازات حمضية قد تُساهم في تكوين الأمطار الحمضية (مع إمكانية استعادة هذه الغازات الحمضية بواسطة جهاز تنقية). يجري العمل على تطوير عملية DIAMEX في أوروبا من قِبَل هيئة الطاقة الذرية الفرنسية (CEA). وقد وصلت هذه العملية إلى درجة كافية من النضج تسمح بإنشاء مصنع صناعي بالاستفادة من المعرفة المتوفرة عنها . [ 18 ] وكما هو الحال في تقنية PUREX، تعمل هذه العملية بآلية التذويب.

سانكس

استخلاص الأكتينيدات الانتقائي . كجزء من إدارة الأكتينيدات الثانوية ، اقتُرح إزالة اللانثانيدات والأكتينيدات الثانوية ثلاثية التكافؤ من رافينات PUREX باستخدام عملية مثل DIAMEX أو TRUEX. وللسماح بإعادة استخدام الأكتينيدات، مثل الأمريسيوم، في المصادر الصناعية أو كوقود، يجب إزالة اللانثانيدات. تتميز اللانثانيدات بمقاطع عرضية نيوترونية كبيرة، وبالتالي فهي تُسمم التفاعلات النووية التي تعمل بالنيوترونات. حتى الآن، لم يُحدد نظام الاستخلاص لعملية SANEX، ولكن تعمل حاليًا عدة مجموعات بحثية مختلفة على تطوير عملية مناسبة. على سبيل المثال، تعمل هيئة الطاقة الذرية الفرنسية (CEA) على عملية تعتمد على ثنائي تريازينيل بيريدين (BTP). [ 19 ] [ 20 ] [ 21 ] ويعمل باحثون آخرون على أنظمة أخرى، مثل أحماض ثنائي ثيوفوسفينيك.

يونكس

طُوِّرت عملية الاستخلاص الشاملة التابعة للأمم المتحدة في روسيا وجمهورية التشيك ؛ وهي مصممة لإزالة النظائر المشعة الأكثر إشكالية (السترونتيوم والسيزيوم والأكتينيدات الثانوية) بشكل كامل من الراشح المتبقي بعد استخلاص اليورانيوم والبلوتونيوم من الوقود النووي المستهلك . [22] [23] تعتمد هذه العملية الكيميائية على تفاعل السيزيوم والسترونتيوم مع بولي إيثيلين جليكول [ 24 ] [ 25 ] وأنيون كاربوران الكوبالت ( المعروف باسم ثنائي كاربوليد الكوبالت المكلور ) . تُستخلص الأكتينيدات بواسطة CMPO، والمذيب المستخدم هو مركب عطري قطبي مثل النيتروبنزين . وقد اقتُرحت مذيبات أخرى أيضًا مثل ميتا -نيتروبنزوتراي فلورايد [ 26 ] وفينيل ثلاثي فلورو ميثيل سلفون [ 27 ] .

الطرق الكهروكيميائية وطرق التبادل الأيوني

تم الإبلاغ عن طريقة مبتكرة تستخدم الكيمياء الكهربائية وتبادل الأيونات في كربونات الأمونيوم . [ 28 ] كما تم الإبلاغ عن طرق أخرى لاستخلاص اليورانيوم باستخدام تبادل الأيونات في كربونات قلوية وأكسيد الرصاص المدخن. [ 29 ]

الأساليب القديمة

فوسفات البزموت

تُعدّ عملية فوسفات البزموت عمليةً عفا عليها الزمن، إذ تُضيف كميات كبيرة من المواد غير الضرورية إلى النفايات المشعة النهائية. وقد استُبدلت هذه العملية بعمليات استخلاص المذيبات. صُممت عملية فوسفات البزموت لاستخلاص البلوتونيوم من قضبان الوقود النووي المغلفة بالألومنيوم ، والتي تحتوي على اليورانيوم. وكان يتم إزالة الغلاف عن الوقود بغليه في الصودا الكاوية ، ثم يُذاب معدن اليورانيوم في حمض النيتريك .

يكون البلوتونيوم في هذه المرحلة في حالة الأكسدة +4. ثم رُسِّب من المحلول بإضافة نترات البزموت وحمض الفوسفوريك لتكوين فوسفات البزموت. وترسّب البلوتونيوم مع هذا الفوسفات. فُصل السائل الطافي (الذي يحتوي على العديد من نواتج الانشطار ) عن المادة الصلبة. ثم أُذيب الراسب في حمض النيتريك قبل إضافة عامل مؤكسد (مثل برمنجنات البوتاسيوم ) لإنتاج PuO₂²⁺ . وحُفظ البلوتونيوم في حالة الأكسدة +6 بإضافة ملح ثنائي الكرومات .

أُعيد ترسيب فوسفات البزموت، تاركًا البلوتونيوم في المحلول، ثم أُضيف ملح الحديد الثنائي (مثل كبريتات الحديدوز ). أُعيد ترسيب البلوتونيوم مرة أخرى باستخدام حامل فوسفات البزموت، وأُضيف مزيج من أملاح اللانثانوم والفلوريد ، مُشكِّلًا حاملًا صلبًا من فلوريد اللانثانوم للبلوتونيوم. أدى إضافة قلوي إلى تكوين أكسيد. جُمع أكسيد اللانثانوم والبلوتونيوم المُركَّب، واستُخلص بحمض النيتريك لتكوين نترات البلوتونيوم. [ 30 ]

هيكسون أو ريدوكس

هذه عملية استخلاص سائل-سائل تستخدم ميثيل أيزوبوتيل كيتون، المعروف بالرمز هيكسون، كمستخلص. ويتم الاستخلاص بآلية التذويب . من عيوب هذه العملية أنها تتطلب استخدام عامل ترسيب ( نترات الألومنيوم ) لزيادة تركيز النترات في الطور المائي للحصول على نسبة توزيع مناسبة (قيمة D). كما أن الهيكسون يتحلل بفعل حمض النيتريك المركز. استُخدمت هذه العملية في الفترة من 1952 إلى 1956 في مصنع هانفورد إس (مصنع ريدوكس)، واستُبدلت بعملية بيوركس. [ 31 ] [ 32 ]

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

بوتكس، β،β'-ثنائي بيوتيوكسيدي إيثيل إيثر

تعتمد هذه العملية على استخلاص المذيبات باستخدام مستخلص ثلاثي الإيثر المذكور أعلاه. إلا أن عيبها يكمن في الحاجة إلى استخدام عامل ترسيب ملحي ( نترات الألومنيوم ) لزيادة تركيز النترات في الطور المائي، وذلك للحصول على نسبة توزيع مناسبة. استُخدمت هذه العملية في ويندسكيل بين عامي 1951 و1964. وقد استُبدلت هذه العملية بتقنية بيوركس، التي أثبتت تفوقها في إعادة المعالجة على نطاق أوسع. [ 33 ]

أسيتات الصوديوم

استُخدمت عملية أسيتات يورانيل الصوديوم في بدايات الصناعة النووية السوفيتية لاستخلاص البلوتونيوم من الوقود المشع. [ 34 ] لم تُستخدم هذه العملية قط في الغرب؛ وتتلخص فكرتها في إذابة الوقود في حمض النيتريك ، وتغيير حالة أكسدة البلوتونيوم، ثم إضافة حمض الأسيتيك وقاعدة. من شأن ذلك تحويل اليورانيوم والبلوتونيوم إلى ملح أسيتات صلب.

تسبب انفجار الأسيتات والنترات المتبلورة في خزان نفايات غير مبرد في كارثة كيشتيم عام 1957.

بدائل لـ PUREX

نظراً لوجود بعض السلبيات في عملية PUREX، بُذلت جهود لتطوير بدائل لها، بعضها متوافق معها (أي يمكن استخدام مخلفات إحدى العمليتين كمادة خام للعملية الأخرى)، والبعض الآخر غير متوافق معها تماماً. لم يصل أي من هذه البدائل (حتى العقد الثالث من القرن الحادي والعشرين) إلى الاستخدام التجاري الواسع النطاق، ولكن بعضها شهد اختبارات واسعة النطاق أو التزامات جادة بتطبيقها على نطاق أوسع في المستقبل. [ 35 ]

المعالجة الحرارية

تُعدّ المعالجة الحرارية (Pyroprocessing ) الطريقة البديلة الأكثر تطورًا لإعادة المعالجة، وإن لم تُطبّق تجاريًا بعد، [ 36 ] وقد اقتُرحت كجزء من المفاعل السريع المتكامل (IFR) الذي يعمل بالوقود المعدني، وهو مفهوم لمفاعل سريع يعمل بالصوديوم ظهر في تسعينيات القرن الماضي. بعد إذابة الوقود المستهلك في الملح المنصهر، تُستخلص جميع الأكتينيدات القابلة لإعادة التدوير، والتي تتكون في معظمها من البلوتونيوم واليورانيوم مع وجود مكونات ثانوية مهمة، باستخدام التكرير/ الاستخلاص الكهربائي . يحافظ المزيج الناتج على البلوتونيوم في جميع الأوقات في صورة أكتينيدية غير منفصلة تُصدر أشعة غاما وألفا ، كما أنه يتمتع بحماية ذاتية جزئية في حالات السرقة. [ 37 ]

المعالجة الحرارية مصطلح عام يشمل طرق المعالجة التي تتم عند درجات حرارة عالية. وتكون المذيبات المستخدمة أملاحًا منصهرة (مثل كلوريد الليثيوم  +  كلوريد البوتاسيوم أو فلوريد الليثيوم  +  فلوريد الكالسيوم ) ومعادن منصهرة (مثل الكادميوم والبزموت والمغنيسيوم) بدلاً من الماء والمركبات العضوية. وتشمل الخطوات الشائعة التكرير الكهربائي والتقطير واستخلاص المذيبات.

لا تُستخدم هذه العمليات حاليًا على نطاق واسع عالميًا، ولكن تم تطويرها في مختبر أرغون الوطني [ 38 ] [ 39 ] ، ويجري تطوير أبحاث حالية عليها أيضًا في روسيا [ 40 ] ، وفي مركز أبحاث الطاقة النووية في اليابان (CRIEPI) ، ومعهد ريز للأبحاث النووية في جمهورية التشيك، ومركز إنديرا غاندي للأبحاث الذرية في الهند، والمعهد الكوري لأبحاث الطاقة الذرية (KAERI) في كوريا الجنوبية [ 41 ] [ 42 ] [ 43 ] [ 44 ] .

مزايا المعالجة الحرارية

  • إن المبادئ التي تقوم عليها مفهومة جيداً، ولا توجد عوائق تقنية كبيرة أمام اعتمادها. [ 45 ]
  • يتم تطبيقها بسهولة على الوقود المستهلك عالي الاحتراق ولا تتطلب سوى القليل من وقت التبريد، لأن درجات حرارة التشغيل مرتفعة بالفعل.
  • لا تستخدم المذيبات التي تحتوي على الهيدروجين والكربون، والتي تعد من عوامل تهدئة النيوترونات مما يخلق خطر وقوع حوادث حرجة ويمكنها امتصاص منتج الانشطار التريتيوم ومنتج التنشيط الكربون-14 في محاليل مخففة لا يمكن فصلها لاحقًا.
    • بدلاً من ذلك، يمكن لعملية الأكسدة الفولوية [ 46 ] (انظر أدناه ) إزالة 99٪ من التريتيوم من الوقود المستخدم واستعادته في شكل محلول قوي مناسب للاستخدام كمصدر للتريتيوم.
  • تُعدّ هذه الطريقة أكثر إحكامًا من الطرق المائية، مما يسمح بإعادة المعالجة في موقع المفاعل، الأمر الذي يُجنّب نقل الوقود المستهلك وما يترتب عليه من مشاكل أمنية، ويكتفي بتخزين كمية أقل بكثير من نواتج الانشطار في الموقع كنفايات عالية الإشعاع حتى إيقاف تشغيل المفاعل . على سبيل المثال، تعتمد دورات وقود المفاعل السريع المتكامل ومفاعل الملح المنصهر على المعالجة الحرارية في الموقع.
  • يمكنها فصل العديد من الأكتينيدات ، أو حتى جميعها ، دفعة واحدة، وإنتاج وقود عالي الإشعاع يصعب استخدامه للسرقة أو لصنع أسلحة نووية. (مع ذلك، فقد أُثيرت تساؤلات حول هذه الصعوبة. [ 47 ] ) في المقابل ، صُممت عملية PUREX لفصل البلوتونيوم فقط لأغراض الأسلحة، وهي تُبقي أيضًا على الأكتينيدات الثانوية ( الأمريسيوم والكوريوم )، مما ينتج عنه نفايات ذات إشعاع طويل الأمد.
  • تُنتج الأكتينيدات معظم النشاط الإشعاعي خلال فترة تتراوح بين 10² و10⁵ سنوات تقريبًا بعد استخدام الوقود النووي، نظرًا لعدم وجود نواتج انشطار ذات عمر نصفي ضمن هذا النطاق. ويمكن استخدام هذه الأكتينيدات كوقود للمفاعلات السريعة ، لذا فإن استخلاصها وإعادة استخدامها (انشطارها) يزيد من إنتاج الطاقة لكل كيلوغرام من الوقود، ويقلل أيضًا من النشاط الإشعاعي طويل الأمد للنفايات.
  • يؤدي تطاير الفلورايد (انظر أدناه ) إلى إنتاج أملاح يمكن استخدامها بسهولة في إعادة معالجة الأملاح المنصهرة مثل المعالجة الحرارية.
  • تُقلل القدرة على معالجة الوقود النووي المستهلك "الجديد" من الحاجة إلى أحواض تخزين الوقود المستهلك (حتى لو تم إرسال النويدات المشعة قصيرة العمر المستعادة "فقط" إلى التخزين، فإن ذلك يتطلب مساحة أقل حيث يمكن تخزين الجزء الأكبر من الكتلة، اليورانيوم، بشكل منفصل عنها). لا يحتاج اليورانيوم - حتى اليورانيوم المعاد معالجته ذو النشاط الإشعاعي النوعي العالي - إلى التبريد للتخزين الآمن.
  • يمكن استخلاص النويدات المشعة قصيرة العمر من الوقود المستهلك "الجديد"، مما يسمح إما باستخدامها المباشر في الصناعة أو العلوم أو الطب، أو استخلاص نواتج تحللها دون تلوث بنظائر أخرى (على سبيل المثال: يتحلل الروثينيوم في الوقود المستهلك إلى الروديوم، وجميع نظائره باستثناء 103).يتحلل الروديوم لاحقًا إلى نظائر مستقرة من البلاديوم . سيكون البلاديوم الناتج عن تحلل الروثينيوم والروديوم الانشطاري غير مشع، لكن البلاديوم الانشطاري يحتوي على تلوث كبير بالنظير 107 طويل العمر.يتمتع كل من Pd . Ruthenium-107 و rhodium-107 بنصف عمر يبلغ بضع دقائق ويتحللان إلى بلاديوم-107 قبل إعادة المعالجة في معظم الظروف).
  • يمكن استعادة أنواع الوقود المحتملة لمولدات الطاقة الكهروحرارية التي تعمل بالنظائر المشعة (RTGs)، والتي تتحلل في الغالب في الوقود المستهلك الذي مر عليه عمر طويل، بكميات كافية تجعل استخدامها مجديًا. ومن الأمثلة على ذلك المواد التي يبلغ عمر النصف لها حوالي عامين مثل النظير 134.Cs , 125Sb , 147مساءً . على الرغم من أن هذه الأنواع قد لا تكون مناسبة للبعثات الفضائية طويلة الأمد، إلا أنه يمكن استخدامها كبديل لمولدات الديزل في المواقع النائية حيث يكون التزود بالوقود ممكنًا مرة واحدة سنويًا. [ أ ] يُعد الأنتيمون مثيرًا للاهتمام بشكل خاص لأنه يشكل سبيكة مستقرة مع الرصاص، وبالتالي يمكن تحويله بسهولة نسبية إلى شكل ذاتي الحماية جزئيًا وخامل كيميائيًا. توفر أنواع وقود مولدات النظائر المشعة الحرارية قصيرة العمر ميزة إضافية تتمثل في تقليل خطر المصادر المهملة ، حيث سينخفض ​​النشاط الإشعاعي بسرعة نسبية في حال عدم التزود بالوقود.

عيوب المعالجة الحرارية

  • لا تحظى إعادة المعالجة بشكل عام بشعبية كبيرة حاليًا (2005)، والمواقع التي تُجري هذه العملية لديها بالفعل محطات معالجة PUREX. ونتيجة لذلك، هناك طلب ضئيل على أنظمة المعالجة الحرارية الجديدة، على الرغم من إمكانية ظهور طلب جديد إذا ما تحققت برامج مفاعلات الجيل الرابع .
  • إن الملح المستخدم من عملية المعالجة الحرارية أقل ملاءمة للتحويل إلى زجاج من المواد النفاياتية الناتجة عن عملية PUREX.
  • إذا كان الهدف هو تقليل عمر الوقود النووي المستهلك في مفاعلات الاحتراق، فيجب تحقيق معدلات استرداد أفضل للأكتينيدات الثانوية.
  • يتطلب التعامل مع الوقود المستهلك "الحديث" حمايةً أكبر وأساليبَ أفضل للتحكم في الحرارة الناتجة مقارنةً بالتعامل مع الوقود المستهلك "القديم". إذا بُنيت المنشآت بطريقة تتطلب استخدام مواد ذات نشاط إشعاعي نوعي عالٍ، فلن تتمكن من معالجة "النفايات القديمة" إلا بمزجها مع الوقود المستهلك الحديث.

التحليل الكهربائي

تعتمد طرق التحليل الكهربائي على اختلاف الجهود القياسية لليورانيوم والبلوتونيوم والأكتينيدات الثانوية في الملح المنصهر. الجهد القياسي لليورانيوم هو الأدنى، لذا عند تطبيق جهد كهربائي، يُختزل اليورانيوم عند المهبط خارج محلول الملح المنصهر قبل العناصر الأخرى. [ 48 ]

خلية التكرير الكهربائي التجريبية في مختبر أرغون الوطني

PYRO-A و PYRO-B لـ IFR

تم تطوير هذه العمليات بواسطة مختبر أرغون الوطني واستُخدمت في مشروع المفاعل السريع المتكامل .

يُعدّ جهاز PYRO-A وسيلةً لفصل الأكتينيدات (عناصر من عائلة الأكتينيدات ، وهي أثقل عمومًا من اليورانيوم-235) عن العناصر الأخرى. يُوضع الوقود المستهلك في سلة أنود مغمورة في محلول إلكتروليتي من الملح المنصهر. يُطبّق تيار كهربائي، مما يؤدي إلى ترسب معدن اليورانيوم (أو أحيانًا أكسيده، حسب نوع الوقود المستهلك) على مهبط معدني صلب، بينما تُمتصّ الأكتينيدات الأخرى (والعناصر الأرضية النادرة) في مهبط من الكادميوم السائل . تبقى العديد من نواتج الانشطار (مثل السيزيوم والزركونيوم والسترونتيوم ) في الملح. [ 49 ] [ 50 ] [ 51 ] كبدائل لقطب الكادميوم المنصهر ، يُمكن استخدام مهبط من البزموت المنصهر ، أو مهبط من الألومنيوم الصلب. [ 52 ]

كبديل للاستخلاص الكهربائي، يمكن عزل المعدن المطلوب باستخدام سبيكة منصهرة من معدن موجب الشحنة ومعدن أقل تفاعلاً. [ 53 ]

بما أن معظم النشاط الإشعاعي طويل الأمد ، وحجم الوقود المستهلك، يأتي من الأكتينيدات، فإن إزالة هذه الأكتينيدات ينتج عنها نفايات أكثر كثافة، وأقل خطورة بكثير على المدى الطويل. وبالتالي، سينخفض ​​النشاط الإشعاعي لهذه النفايات إلى مستوى المعادن والخامات الطبيعية المختلفة في غضون بضع مئات من السنين، بدلاً من آلاف السنين. [ 54 ]

يمكن إعادة استخدام الأكتينيدات المختلطة الناتجة عن المعالجة الحرارية المعدنية كوقود نووي، نظرًا لكونها جميعًا تقريبًا إما قابلة للانشطار أو خصبة ، مع العلم أن العديد من هذه المواد يتطلب مفاعلًا سريعًا لتوليد الطاقة لضمان احتراقها بكفاءة. في طيف النيوترونات الحرارية ، قد ترتفع تركيزات بعض الأكتينيدات الثقيلة ( الكوريوم -242 والبلوتونيوم-240 ) بشكل كبير، مما ينتج عنه وقود يختلف اختلافًا جوهريًا عن اليورانيوم المعتاد أو أكاسيد اليورانيوم-البلوتونيوم المختلطة (MOX) التي صُممت معظم المفاعلات الحالية لاستخدامها.

طُوِّرت عملية كيميائية حرارية أخرى، هي عملية PYRO-B ، لمعالجة وإعادة تدوير الوقود الناتج عن مفاعل التحويل ( مفاعل توليد سريع مصمم لتحويل النفايات النووية العابرة لليورانيوم إلى نواتج انشطار). يخلو وقود التحويل النموذجي من اليورانيوم، ويحتوي على عناصر عابرة لليورانيوم مُستخلصة في مصفوفة خاملة مثل الزركونيوم المعدني . في معالجة هذا الوقود باستخدام عملية PYRO-B، تُستخدم خطوة التكرير الكهربائي لفصل العناصر العابرة لليورانيوم المتبقية عن نواتج الانشطار، وإعادة تدوير هذه العناصر إلى المفاعل لإجراء عملية الانشطار. يُستخلص التكنيتيوم واليود المُتولدان حديثًا لإدخالهما في أهداف التحويل، بينما تُرسل نواتج الانشطار الأخرى إلى النفايات.

الأكسدة الفولمرية

تتضمن عملية الأكسدة الحجمية ( أو الأكسدة المتطايرة [ 55 ] ) تسخين وقود الأكسيد بالأكسجين، وأحيانًا بالتناوب بين الأكسدة والاختزال، أو بالأكسدة المتناوبة بواسطة الأوزون إلى ثالث أكسيد اليورانيوم مع التحلل بالتسخين مرة أخرى إلى ثماني أكسيد اليورانيوم . [ 46 ] يتمثل أحد الأهداف الرئيسية في استخلاص التريتيوم على شكل بخار ماء مُشعّ قبل إجراء المزيد من المعالجة حيث يصعب الاحتفاظ به. يُعد التريتيوم ملوثًا يصعب إزالته من المحلول المائي، إذ لا يمكن فصله عن الماء إلا بالفصل النظائري. مع ذلك، يُعد التريتيوم منتجًا قيّمًا يُستخدم في الصناعة والعلوم والأسلحة النووية ، لذا فإن استخلاص تيار من الهيدروجين أو الماء ذي محتوى عالٍ من التريتيوم قد يجعل الاستخلاص المُوجّه مُجديًا اقتصاديًا. تغادر عناصر متطايرة أخرى الوقود ويجب استخلاصها، وخاصة اليود والتكنيتيوم والكربون -14 . كما تعمل عملية الأكسدة الفولكسيدية على تفتيت الوقود أو زيادة مساحة سطحه لتعزيز اختراق الكواشف في خطوات إعادة المعالجة اللاحقة.

المزايا

  • العملية بسيطة ولا تتطلب آلات أو مواد كيميائية معقدة تتجاوز ما هو مطلوب في جميع عمليات إعادة المعالجة ( الخلايا الساخنة ، ومعدات المعالجة عن بعد ).
  • يمكن استعادة منتجات مثل الكريبتون-85 أو التريتيوم، بالإضافة إلى الزينون (الذي تكون نظائره إما مستقرة أو شبه مستقرة أو تتحلل بسرعة)، وبيعها لاستخدامها في الصناعة أو العلوم أو الطب.
  • إن التخلص من منتجات الانشطار المتطايرة يسمح بتخزين أكثر أماناً في التخزين المؤقت أو المستودعات الجيولوجية العميقة .
  • مخاطر الانتشار النووي منخفضة حيث لا يحدث فصل للبلوتونيوم.
  • لا يتم تحريك المواد المشعة كيميائياً بما يتجاوز ما يجب أخذه في الاعتبار عند التخزين طويل الأمد. وتبقى المواد الخاملة كعناصر أو أكاسيد أصلية على حالها.
  • يمكن استخدام المنتج كوقود في مفاعل كاندو أو حتى مزجه مع وقود كاندو المستهلك المعالج بشكل مماثل إذا تبقى الكثير من المواد الانشطارية في الوقود المستهلك.
  • يمكن معالجة المنتج الناتج لاحقًا بأي من العمليات الأخرى المذكورة أعلاه وأدناه. إزالة نواتج الانشطار المتطايرة تجعل النقل أسهل قليلًا مقارنةً بالوقود المستهلك ذي الغلاف التالف أو المُزال.
  • يمكن من حيث المبدأ استخلاص جميع المنتجات المتطايرة ذات الأهمية (مع العلم أن الهيليوم سيكون موجودًا في الوقود المستهلك، إلا أنه لن يحتوي على أي نظائر مشعة منه ) في مصيدة باردة مُبرّدة بالنيتروجين السائل (درجة الحرارة: 77 كلفن (-196.2 درجة مئوية؛ -321.1 درجة فهرنهايت) أو أقل). ومع ذلك، يتطلب هذا الأمر تبريدًا كبيرًا لموازنة تأثير حرارة الاضمحلال الناتجة عن المواد المتطايرة المشعة مثل الكريبتون-85. سيكون التريتيوم موجودًا على شكل ماء مُشعّ بالتريتيوم ، وهو مادة صلبة عند درجة حرارة النيتروجين السائل.   
  • يمكن إزالة سباعي أكسيد التكنيتيوم كغاز عن طريق التسخين فوق نقطة غليانه البالغة 583.8 كلفن (310.6 درجة مئوية؛ 591.2 درجة فهرنهايت) مما يقلل من المشكلات التي يسببها تلوث التكنيتيوم في عمليات مثل تطاير الفلورايد أو PUREX؛ وبالمثل، يمكن إزالة رباعي أكسيد الروثينيوم (غازي فوق 129.6 كلفن (-143.6 درجة مئوية؛ -226.4 درجة فهرنهايت) ) من الوقود المستهلك واستعادته للبيع أو التخلص منه.      

العيوب

  • يلزم إجراء المزيد من المعالجة إذا كان المنتج الناتج سيستخدم لإعادة التخصيب أو تصنيع وقود MOX.
  • إذا تسربت نواتج الانشطار المتطايرة إلى البيئة، فإن ذلك يشكل خطرًا إشعاعيًا، ويرجع ذلك في الغالب إلى 129أنا ، والتريتيوم و 85كر . يتطلب استعادتها وتخزينها بشكل آمن معدات إضافية.
  • يجب استخدام عامل مؤكسد / عامل مختزل لخطوات الاختزال / الأكسدة التي قد يكون استعادتها صعبًا أو مستهلكًا للطاقة أو كليهما .

التبخر في العزلة

يمكن إزالة العديد من العناصر المتطايرة، بما في ذلك السيزيوم، عن طريق تسخين الوقود الأكسيدي المستهلك في جو خامل أو في فراغ عند درجة حرارة تتراوح بين 700 درجة مئوية (1292 درجة فهرنهايت) و 1000 درجة مئوية (1830 درجة فهرنهايت) كخطوة أولى لإعادة المعالجة. ويُصدر نظير السيزيوم-137 حوالي نصف الحرارة الناتجة عن الوقود المستهلك خلال المئة عام التالية من التبريد (مع ذلك، فإن معظم النصف الآخر يأتي من السترونتيوم-90 ، الذي له عمر نصف مماثل). ويُقدّر إجمالي توازن الكتلة لـ 20000 غرام من الوقود المُعالَج مع 2000 غرام من الغلاف كما يلي: [ 56 ]      

مدخلبقايامرشح الزيوليتفلتر كربونيمرشحات الجسيمات
البلاديوم281414
التيلوريوم1055
الموليبدينوم7070
السيزيوم4646
الروبيديوم88
فضي22
اليود44
التكسية الخارجية20002000
اليورانيوم1921819218؟
آحرون614614؟
المجموع220002185114540

المزايا

  • لا يتطلب أي عمليات كيميائية على الإطلاق.
  • من الناحية النظرية، يمكن القيام بذلك "بالتسخين الذاتي" عن طريق حرارة التحلل للوقود المستهلك "الطازج" بدرجة كافية.
  • يُستخدم السيزيوم-137 في تشعيع الأغذية ، ويمكن استخدامه لتشغيل مولدات الطاقة الكهروحرارية بالنظائر المشعة . ومع ذلك، فإن تلوثه بالسيزيوم -133 المستقرCs وعمر طويل 135يقلل السيزيوم من كفاءة هذه الاستخدامات، بينما يؤدي التلوث بالنظير 134 إلىيؤدي وجود السيزيوم في الوقود المستهلك حديثًا نسبيًا إلى جعل منحنى الإشعاع الكلي وإنتاج الحرارة أكثر انحدارًا حتى معظم الـ 134تحلل السيزيوم .
  • يمكن استعادة عناصر مثل الروثينيوم الذي يمثل أيون الروثينات فيه مشكلة خاصة في PUREX والذي لا يحتوي على نظائر أطول عمراً من عام، مما يسمح بإمكانية استعادة المعدن لاستخدامه.
  • يمكن إضافة "مرحلة استخلاص ثالثة" إلى العملية، وذلك بتصريف المواد التي تنصهر ولكنها لا تتبخر عند درجات الحرارة المعنية إلى حاوية مخصصة للنفايات السائلة، وتركها لتتصلب مجددًا. ولتجنب التلوث بالمنتجات منخفضة الغليان التي تنصهر عند درجات حرارة منخفضة، يمكن استخدام سدادة انصهار لفتح حاوية النفايات السائلة فقط عند بلوغ الطور السائل درجة حرارة معينة.
  • السترونتيوم، الموجود في شكل ناتج الانشطار متوسط ​​العمر 90 الذي يسبب مشاكل خاصةيكون السترونتيوم سائلاً عند درجات حرارة أعلى من 1050 كلفن (780 درجة مئوية؛ 1430 درجة فهرنهايت) . مع ذلك، يبقى أكسيد السترونتيوم صلباً عند درجات حرارة أقل من 2804 كلفن (2531 درجة مئوية؛ 4588 درجة فهرنهايت) ، وإذا ما أُريد استخلاص أكسيد السترونتيوم مع النفايات السائلة الأخرى، فيجب اختزاله إلى المعدن الأصلي قبل عملية التسخين. يُكوّن كل من السترونتيوم وأكسيد السترونتيوم هيدروكسيد السترونتيوم القابل للذوبان والهيدروجين عند ملامستهما للماء، وهو ما يُمكن استخدامه لفصلهما عن الأجزاء غير القابلة للذوبان من الوقود المستهلك.      
  • نظراً لعدم وجود تغييرات كيميائية تذكر في الوقود المستهلك، يمكن استخدام أي طرق لإعادة المعالجة الكيميائية بعد هذه العملية.

العيوب

  • عند درجات حرارة أعلى من 1000 كلفن (730 درجة مئوية؛ 1340 درجة فهرنهايت)، تنصهر الحالة المعدنية الأصلية لعدد من الأكتينيدات ، بما في ذلك النبتونيوم (نقطة انصهاره: 912 كلفن (639 درجة مئوية؛ 1182 درجة فهرنهايت) ) والبلوتونيوم (نقطة انصهاره: 912.5 كلفن (639.4 درجة مئوية؛ 1182.8 درجة فهرنهايت) ). يمكن استغلال هذه الخاصية لاستعادة الحالة السائلة، مما يثير مخاوف بشأن الانتشار النووي، نظرًا لأن معدن اليورانيوم يبقى صلبًا حتى 1405.3 كلفن (1132.2 درجة مئوية؛ 2069.9 درجة فهرنهايت) . وبينما يصعب فصل النبتونيوم والبلوتونيوم عن بعضهما البعض بسبب اختلاف نقاط انصهارهما، يمكن استخدام اختلاف ذوبانهما في الماء لفصلهما.            
  • في حال استخدام "التسخين الذاتي النووي"، سيحتوي الوقود المستهلك على نشاط إشعاعي نوعي أعلى بكثير ، وإنتاج حرارة أكبر، وانبعاث إشعاعي أعلى. أما في حال استخدام مصدر حرارة خارجي، فستكون هناك حاجة إلى كميات كبيرة من الطاقة الخارجية، والتي تُستخدم في الغالب لتسخين اليورانيوم.
  • يؤدي تسخين وتبريد حجرة التفريغ و/أو الأنابيب والأوعية المستخدمة لجمع النفايات المتطايرة إلى إجهاد حراري . ويترافق ذلك مع تلف إشعاعي للمواد، وربما هشاشة ناتجة عن النيوترونات إذا كانت مصادر النيوترونات ، مثل الكاليفورنيوم-252، موجودة بكميات كبيرة.
  • في وقود الأكسيد الشائع الاستخدام، توجد بعض العناصر على هيئة أكاسيد وعناصر أصلية. وبحسب حالتها الكيميائية، قد ينتهي بها المطاف إما في تيار الغازات المتطايرة أو في تيار المخلفات. إذا وُجد عنصر ما في كلتا الحالتين بنسبة كبيرة، فقد يكون فصله مستحيلاً دون تحويله بالكامل إلى إحدى الحالتين الكيميائيتين.
  • إن درجات الحرارة المعنية أعلى بكثير من نقطة انصهار الرصاص ( 600.61 كلفن (327.46 درجة مئوية؛ 621.43 درجة فهرنهايت) ) مما قد يسبب مشاكل في الحماية من الإشعاع إذا تم استخدام الرصاص كمادة واقية.   
  • إذا تم استخدام المرشحات لاستعادة منتجات الانشطار المتطايرة، فإنها تصبح نفايات منخفضة إلى متوسطة المستوى.

تقلب الفلورايد

العناصر الزرقاء تحتوي على فلوريدات متطايرة أو هي متطايرة بالفعل؛ العناصر الخضراء لا تحتوي عليها ولكنها تحتوي على كلوريدات متطايرة؛ العناصر الحمراء لا تحتوي على أي منهما، ولكن العناصر نفسها أو أكاسيدها متطايرة عند درجات حرارة عالية جدًا. معدلات التبخر بعد 10 و0 و1 و2 و3 سنوات من الانشطار ، دون الأخذ في الاعتبار امتصاص النيوترونات اللاحق ، نسبة 100% وليست 200%. تحلل بيتا : Kr-85 → Rb ، Sr-90 → Zr ، Ru -106 → Pd، Sb - 125 → Te ، Cs -137 → Ba ، Ce-144 → Nd ، Sm-151 → Eu ، Eu-155 → Gd مرئي.

في عملية التطاير بالفلوريد، يتفاعل الفلور مع الوقود. يتميز الفلور بنشاطه الكيميائي العالي، حتى أنه يفوق الأكسجين بكثير ، لدرجة أن جزيئات صغيرة من وقود الأكسيد المطحون تشتعل عند وضعها في حجرة مليئة بالفلور. تُعرف هذه العملية باسم الفلورة اللهبية؛ حيث تساعد الحرارة الناتجة على استمرار التفاعل. يتحول معظم اليورانيوم ، الذي يشكل الجزء الأكبر من الوقود، إلى سداسي فلوريد اليورانيوم ، وهو الشكل المستخدم في تخصيب اليورانيوم ، والذي يتميز بانخفاض درجة غليانه. كما يتحول التكنيتيوم ، وهو ناتج الانشطار الرئيسي طويل العمر ، بكفاءة إلى سداسي فلوريده المتطاير. وتُشكل بعض العناصر الأخرى أيضًا سداسيات أو خماسيات أو سباعيات فلوريد متطايرة مماثلة. يمكن فصل الفلوريدات المتطايرة عن الفلور الزائد بالتكثيف، ثم فصلها عن بعضها البعض بالتقطير التجزيئي أو الاختزال الانتقائي . يتمتع سداسي فلوريد اليورانيوم وسداسي فلوريد التكنيتيوم بنقاط غليان وضغوط بخار متشابهة للغاية، مما يجعل الفصل الكامل أكثر صعوبة.

العديد من نواتج الانشطار المتطايرة هي نفسها التي تتطاير في التطاير غير المفلور ذي درجة الحرارة العالية، مثل اليود والتيلوريوم والموليبدينوم ؛ والاختلافات الملحوظة هي أن التكنيتيوم يتطاير، لكن السيزيوم لا يتطاير .

يمكن لبعض العناصر ما بعد اليورانيوم ، مثل البلوتونيوم والنبتونيوم والأمريكيوم ، أن تُشكّل فلوريدات متطايرة، إلا أن هذه المركبات غير مستقرة عند انخفاض الضغط الجزئي للفلور. [ 57 ] يبقى معظم البلوتونيوم وبعض اليورانيوم في البداية ضمن الرماد المتساقط إلى قاع جهاز الفلورة باللهب. وقد تُقارب نسبة البلوتونيوم إلى اليورانيوم في الرماد التركيبة المطلوبة لوقود مفاعلات النيوترونات السريعة . ويمكن لمزيد من فلورة الرماد إزالة جميع اليورانيوم والنبتونيوم والبلوتونيوم على شكل فلوريدات متطايرة؛ إلا أن بعض الأكتينيدات الثانوية الأخرى قد لا تُشكّل فلوريدات متطايرة، بل تبقى مع نواتج الانشطار القلوية. وقد لا تُشكّل بعض المعادن النبيلة فلوريدات على الإطلاق، بل تبقى في صورتها المعدنية؛ ومع ذلك ، يُعدّ سداسي فلوريد الروثينيوم مستقرًا نسبيًا ومتطايرًا.

يمكن فصل فلوريدات المعادن الانتقالية ذات درجة الغليان المنخفضة وفلوريدات المعادن القلوية (السيزيوم، الروبيديوم) عن فلوريدات اللانثانيدات والمعادن القلوية الترابية (السترونتيوم، الباريوم) والإتريوم ذات درجة الغليان المرتفعة عن طريق تقطير المتبقي عند درجات حرارة عالية . تكون درجات الحرارة المستخدمة أعلى بكثير، ولكن يمكن خفضها جزئيًا بالتقطير في الفراغ. في حال استخدام ملح حامل مثل فلوريد الليثيوم أو فلوريد الصوديوم كمذيب، يُعد التقطير عند درجات حرارة عالية وسيلة لفصل الملح الحامل لإعادة استخدامه.

تعتمد تصاميم مفاعلات الملح المنصهر على إعادة معالجة الفلورايد المتطاير بشكل مستمر أو على فترات متقاربة. والهدف من ذلك هو إعادة الأكتينيدات إلى خليط الوقود المنصهر لانشطارها لاحقًا، مع إزالة نواتج الانشطار التي تُعدّ سامة للنيوترونات ، أو التي يمكن تخزينها بشكل أكثر أمانًا خارج قلب المفاعل في انتظار نقلها لاحقًا إلى التخزين الدائم.

تقلب الكلوريد وذوبانه

تُشكّل العديد من العناصر التي تُكوّن فلوريدات عالية التكافؤ متطايرة ، كلوريدات عالية التكافؤ متطايرة أيضًا. يُعدّ الكلورة والتقطير طريقة أخرى ممكنة للفصل. قد يختلف تسلسل الفصل بشكلٍ مفيد عن تسلسل فصل الفلوريدات؛ فعلى سبيل المثال، يتميز كلٌّ من رابع كلوريد الزركونيوم ورابع كلوريد القصدير بنقاط غليان منخفضة نسبيًا تبلغ 331 درجة مئوية (628 درجة فهرنهايت) و 114.1 درجة مئوية (237.4 درجة فهرنهايت) على التوالي. وقد اقتُرحت الكلورة كطريقة لإزالة غلاف وقود الزركونيوم، [ 46 ] بدلًا من الإزالة الميكانيكية للغلاف.    

من المرجح أن تكون الكلوريدات أسهل من الفلوريدات في التحول لاحقًا إلى مركبات أخرى، مثل الأكاسيد.

يمكن أيضاً فصل الكلوريدات المتبقية بعد التبخر عن طريق الذوبان في الماء. وتكون كلوريدات العناصر القلوية مثل الأمريسيوم والكوريوم واللانثانيدات والسترونتيوم والسيزيوم أكثر ذوباناً من كلوريدات اليورانيوم والنبتونيوم والبلوتونيوم والزركونيوم .

مزايا تقلب الهالوجين

  • الكلور (وإلى حد أقل الفلور [ 58 ] ) مادة كيميائية صناعية متوفرة بسهولة ويتم إنتاجها بكميات كبيرة. [ 59 ]
  • يسمح التقطير التجزيئي بفصل العديد من العناصر عن بعضها البعض في خطوة واحدة أو تكرار متكرر لنفس الخطوة.
  • سيتم إنتاج اليورانيوم مباشرة على شكل سداسي فلوريد اليورانيوم ، وهو الشكل المستخدم في التخصيب.
  • تتميز العديد من الفلوريدات والكلوريدات المتطايرة بتطايرها عند درجات حرارة معتدلة نسبيًا، مما يقلل من الإجهاد الحراري. وهذا أمر بالغ الأهمية، إذ أن درجة غليان سداسي فلوريد اليورانيوم أقل من درجة غليان الماء، مما يسمح بتوفير الطاقة في فصل نواتج الانشطار ذات درجة الغليان العالية (أو فلوريداتها) عن بعضها، حيث يمكن أن يحدث هذا الفصل في غياب اليورانيوم، الذي يشكل الجزء الأكبر من الكتلة.
  • تنصهر بعض الفلوريدات والكلوريدات عند درجات حرارة منخفضة نسبيًا، مما يسمح بفصل الطور السائل عند الرغبة. ويمكن معالجة هذه الأملاح منخفضة الانصهار بشكل إضافي عن طريق التحليل الكهربائي للأملاح المنصهرة.
  • تختلف الفلوريدات والكلوريدات في قابليتها للذوبان في الماء تبعًا للأيون الموجب. ويمكن استخدام هذه الخاصية لفصلها باستخدام المحلول المائي. مع ذلك، تتفاعل بعض الفلوريدات بشدة مع الماء، وهو أمر يجب أخذه في الاعتبار.

عيوب تقلب الهالوجين

  • العديد من مركبات الفلور أو الكلور، بالإضافة إلى العناصر الأصلية نفسها، سامة ومسببة للتآكل وتتفاعل بعنف مع الهواء أو الماء أو كليهما.
  • يتمتع سداسي فلوريد اليورانيوم وسداسي فلوريد التكنيتيوم بنقاط غليان متشابهة للغاية ( 329.6 كلفن (56.5 درجة مئوية؛ 133.6 درجة فهرنهايت) و 328.4 كلفن (55.3 درجة مئوية؛ 131.4 درجة فهرنهايت) على التوالي)، مما يجعل من الصعب فصلهما تمامًا عن بعضهما البعض عن طريق التقطير.      
  • تتطلب عملية التقطير التجزيئي المستخدمة في تكرير البترول منشآت ضخمة وكميات هائلة من الطاقة. يتطلب معالجة آلاف الأطنان من اليورانيوم منشآت أصغر من تلك اللازمة لمعالجة مليارات الأطنان من البترول ، إلا أنه على عكس مصافي البترول، يجب أن تتم العملية برمتها داخل دروع واقية من الإشعاع، مع ضرورة اتخاذ تدابير لمنع تسرب الفلوريدات المتطايرة والسامة والمشعة.
  • يغلي سداسي فلوريد البلوتونيوم عند 335 كلفن (62 درجة مئوية؛ 143 درجة فهرنهايت)، وهذا يعني أن أي منشأة قادرة على فصل سداسي فلوريد اليورانيوم عن سداسي فلوريد التكنيتيوم قادرة على فصل سداسي فلوريد البلوتونيوم عن أي منهما، مما يثير مخاوف بشأن الانتشار النووي.   
  • يؤدي وجود باعثات ألفا إلى تحفيز بعض تفاعلات (α,n) في الفلور، مما ينتج عنه 22 مشعالصوديوم والنيوترونات. [ 60 ] يمكن تقليل هذا التأثير بفصل مُشعّات جسيمات ألفا والفلور بأسرع ما يمكن. التفاعلات بين نظيري الكلور المستقرين 35Cl و 37من جهة، يُعد الكلور من جهة، وجسيمات ألفا من جهة أخرى، أقل إثارة للقلق، إذ لا تمتلك مقطعًا عرضيًا كبيرًا ولا تُنتج نيوترونات أو نويدات مشعة طويلة العمر. [ 61 ]
  • إذا وُجد الكربون في الوقود المستهلك، فإنه سيُشكّل هيدروكربونات هالوجينية ، وهي غازات دفيئة شديدة الفعالية ، ويصعب تحللها كيميائياً. بعض هذه الغازات سام أيضاً.

الفصل الإشعاعي التحليلي

لتحديد توزيع المعادن المشعة لأغراض التحليل، يمكن استخدام الراتنجات المشبعة بالمذيبات (SIRs) . وهي عبارة عن جزيئات مسامية تحتوي على مستخلص داخل مسامها. يُغني هذا الأسلوب عن خطوة الفصل السائل-السائل المطلوبة في الاستخلاص السائل-السائل التقليدي . لتحضير الراتنجات المشبعة بالمذيبات للفصل الإشعاعي، يمكن استخدام راتنج أمبرلايت العضوي XAD-4 أو XAD-7. ومن المستخلصات الممكنة، على سبيل المثال، كلوريد ثلاثي هكسيل تتراديسيل فوسفونيوم (CYPHOS IL-101) أو N,N0-ثنائي ألكيل-N,N0-ثنائي فينيل بيريدين-2,6-ثنائي كاربوكساميد (R-PDA؛ حيث R = بيوتيل، أوكتيل، ديسيل، دوديسيل). [ 62 ]

الاقتصاد

كانت الجدوى الاقتصادية النسبية لإعادة معالجة النفايات والتخلص منها، والتخزين المؤقت والتخلص المباشر، محور نقاش واسع خلال العقد الأول من الألفية الثانية. وقد قامت دراسات [ 63 ] بنمذجة التكاليف الإجمالية لدورة الوقود لنظام إعادة المعالجة وإعادة التدوير، استنادًا إلى إعادة تدوير البلوتونيوم لمرة واحدة في المفاعلات الحرارية القائمة (بدلاً من دورة مفاعل التوليد المقترحة )، وقارنت ذلك بالتكاليف الإجمالية لدورة وقود مفتوحة مع التخلص المباشر. تفاوتت نتائج هذه الدراسات بشكل كبير، لكنها اتفقت جميعها على أن خيار إعادة المعالجة وإعادة التدوير هو الأكثر تكلفة في ظل الظروف الاقتصادية السائدة آنذاك. [ 64 ] في حين أن سوق اليورانيوم - ولا سيما تقلباته قصيرة الأجل - لا يؤثر إلا بشكل طفيف على تكلفة الكهرباء المولدة من الطاقة النووية، فإن الاتجاهات طويلة الأجل في سوق اليورانيوم تؤثر بشكل كبير على اقتصاديات إعادة معالجة الوقود النووي. إذا ارتفعت أسعار اليورانيوم واستمرت مرتفعة، فقد يصبح "توسيع نطاق إمدادات الوقود" عبر وقود MOX أو مفاعلات التوليد أو حتى دورة وقود الثوريوم أكثر جاذبية. أما إذا بقيت أسعار اليورانيوم منخفضة، فستظل إعادة المعالجة أقل جاذبية.

إذا اقتصرت إعادة المعالجة على خفض مستوى النشاط الإشعاعي للوقود المستهلك، فينبغي مراعاة أن الوقود النووي المستهلك يصبح أقل إشعاعًا بمرور الوقت. فبعد أربعين  عامًا، ينخفض ​​نشاطه الإشعاعي بنسبة 99.9%، [ 65 ] مع ذلك، لا يزال الأمر يستغرق أكثر من ألف عام حتى يقترب مستوى نشاطه الإشعاعي من مستوى اليورانيوم الطبيعي. [ 66 ] ومع ذلك، يبقى مستوى العناصر العابرة لليورانيوم ، بما في ذلك البلوتونيوم-239 ، مرتفعًا لأكثر من 100,000 عام، لذا إذا لم يُعاد استخدامها كوقود نووي، فإن هذه العناصر تحتاج إلى التخلص الآمن منها لأسباب تتعلق بانتشار الأسلحة النووية، فضلًا عن مخاطر الإشعاع.

في 25 أكتوبر/تشرين الأول 2011، كشفت لجنة تابعة لهيئة الطاقة الذرية اليابانية، خلال اجتماع لها، عن حساباتٍ حول تكاليف إعادة تدوير الوقود النووي لتوليد الطاقة. وقد تصل هذه التكاليف إلى ضعف تكاليف التخلص الجيولوجي المباشر من الوقود المستهلك: إذ قُدّرت تكلفة استخراج البلوتونيوم ومعالجة الوقود المستهلك بما يتراوح بين 1.98 و2.14 ين ياباني لكل كيلوواط/ساعة من الكهرباء المولدة. بينما لا تتجاوز تكلفة التخلص من الوقود المستهلك كنفايات 1 إلى 1.35 ين ياباني لكل كيلوواط/ساعة. [ 67 ] [ 68 ]

في يوليو/تموز 2004، أفادت الصحف اليابانية بأن الحكومة اليابانية قدّرت تكاليف التخلص من النفايات المشعة، مناقضةً بذلك مزاعم صدرت قبل أربعة أشهر تفيد بعدم وجود مثل هذه التقديرات. وقُدّرت تكلفة خيارات عدم إعادة المعالجة بما بين ربع وثلث (5.5-7.9  مليار دولار) من تكلفة إعادة المعالجة (24.7  مليار دولار). وفي نهاية عام 2011، اتضح أن ماسايا ياسوي، الذي كان مديرًا لقسم تخطيط سياسات الطاقة النووية في عام 2004، قد أصدر تعليماته لمرؤوسه في أبريل/نيسان 2004 بإخفاء البيانات. وقد أجبر إخفاء البيانات عمدًا الوزارة على إعادة التحقيق في القضية وإعادة النظر في معاقبة المسؤولين المتورطين. [ 69 ] [ 70 ]

قائمة المواقع

دولةموقع إعادة المعالجةنوع الوقودإجراءطاقة إعادة المعالجة طن من المعادن الثقيلة/سنةفترة التشغيل أو بدء التشغيل
بلجيكامولمفاعل الماء الخفيف ، مفاعل اختبار المواد80 [ 71 ]1966–1974 [ 71 ]
الصينمحطة تجريبية وسيطة [ 72 ]60–1001968-أوائل السبعينيات
الصينالمصنع 404 [ 73 ]502004
الصين ، مقاطعة قانسوحديقة قانسو الصناعية للتكنولوجيا النووية، جينتاقيد الإنشاء (2030)
ألمانياكارلسروه، WAKLWR [ 74 ]35 [ 71 ]1971–1990 [ 71 ]
فرنساماركول، يو بي 1جيش1200 [ 71 ]1958 [ 71 ] -1997 [ 75 ]
فرنساماركول، CEA APMFBRبيوركس ديامكس سانكس [ 76 ]6 [ 74 ]1988–حتى الآن [ 74 ]
فرنسالاهاي، يو بي 2LWR [ 74 ]بيوركس [ 77 ]900 [ 71 ]1967–1974 [ 71 ]
فرنسالاهاي، يو بي 2-400LWR [ 74 ]بيوركس [ 77 ]400 [ 71 ]1976–1990 [ 71 ]
فرنسالاهاي ، يو بي 2-800LWRبيوركس [ 77 ]800 [ 71 ]1990 [ 71 ]
فرنسالاهاي ، يو بي 3LWRبيوركس [ 77 ]800 [ 71 ]1990 [ 71 ]
المملكة المتحدةويندسكيل، B204ماغنوكس ، إل دبليو آربوتكس750 [ 71 ]1956–1962، [ 71 ] 1969–1973
المملكة المتحدةسيلافيلد ، مصنع إعادة معالجة ماغنوكسماغنوكس، [ 74 ] LWR، FBRبيوركس1500 [ 71 ]1964 [ 71 ] - 2022
المملكة المتحدةدونريFBR [ 74 ]8 [ 71 ]1980 [ 71 ]
المملكة المتحدةثوربAGR ، LWRبيوركس900 [ 71 ] [ 78 ]1994 [ 71 ] [ 78 ] - 2018
إيطالياروتونديلاالثوريوم5 [ 71 ]1968 [ 71 ] (إغلاق)
الهندترومبايجيشبيوركس [ 79 ]60 [ 71 ]1965 [ 71 ]
الهندتارابورPHWRبيوركس100 [ 71 ]1982 [ 71 ]
الهندكالباكامPHWR و FBTRبيوركس100 [ 80 ]1998 [ 80 ]
الهندتارابورPHWR100 [ 81 ]2011 [ 81 ]
إسرائيلديموناجيش60–100 [ 82 ]من عام 1960 تقريباً وحتى الآن
اليابانتوكايLWR [ 83 ]210 [ 71 ]1977 [ 71 ] -2006 [ 84 ]
اليابانروكاشوLWR [ 74 ]800 [ 71 ] [ 78 ]قيد الإنشاء (2024) [ 85 ]
باكستانمختبرات جديدة ، روالبنديعسكري/ بلوتونيوم / ثوريوم80 [ 86 ]1982–حتى الآن
باكستانمجمع خوشاب النووي ، المدينة الذرية في باكستانHWR / عسكري / تريتيوم22  كجم [ 87 ]1986–حتى الآن
روسيامصنع ماياك بجيش4001948-196؟ [ 88 ]
روسياماياك بلانت بي بي، آر تي-1LWR [ 74 ]PUREX + فصل Np [ 89 ]400 [ 71 ] [ 78 ]1978 [ 71 ]
روسيامحطة تومسك-7 للكيمياء الإشعاعيةجيش6000 [ 82 ]1956 [ 90 ]
روسيازيليزنوجورسك (كراسنويارسك -26)جيش3500 [ 82 ]1964–~2010 [ 91 ]
روسياجيليزنوغورسك ، الطريق السريع 2VVER800 [ 71 ]قيد الإنشاء (2030)
الولايات المتحدة الأمريكية , واشنطنموقع هانفوردجيشفوسفات البزموت، ريدوكس، بيوركس1944–1988 [ 92 ]
الولايات المتحدة الأمريكية ، كارولاينا الجنوبيةموقع نهر سافاناعسكري/خفيف الوزن/ثقيل الوزن/تريتيومبيوركس، ريدوكس، ثوركس، فصل الجسيمات النانوية5000 [ 93 ]1952–2002
الولايات المتحدة الأمريكية ، نيويوركوادي الغربLWR [ 74 ]بيوركس300 [ 71 ]1966–1972 [ 71 ]
الولايات المتحدة الأمريكية ، كارولاينا الجنوبيةبارنيلLWRبيوركس1500 [ 94 ]لم يُسمح له بالعمل مطلقاً [ 95 ] [ ب ]
الولايات المتحدة الأمريكية ، أيداهوINLLWRبيوركس–

انظر أيضاً

مراجع

  1. ↑ أندروز، أ. (27 مارس 2008). إعادة معالجة الوقود النووي: السياسة الأمريكية. مؤرشف في 3 مارس 2016 على موقع Wayback Machine . تقرير خدمة أبحاث الكونغرس. تم الاطلاع عليه في 25 مارس 2011.
  2. يمكن لوقود MOX أن يزيد الطاقة المستخرجة بنحو 12%، ولكنه يقلل مخزون البلوتونيوم قليلاً. معلومات من الرابطة النووية العالمية حول MOX، مؤرشفة في 1 مارس 2013 على موقع Wayback Machine .
  3. ↑ فيفسون، هارولد؛ وآخرون  (2011). "إدارة الوقود النووي المستهلك: دروس في السياسات من دراسة شملت 10 دول" . نشرة علماء الذرة . مؤرشف من الأصل في 26 أبريل 2012. تم الاطلاع عليه في 8 يوليو 2011 .
  4. ↑ "وداعًا لإعادة تدوير المواد النووية" . مجلة نيتشر . 460 (7252): 152. 2009. Bibcode : 2009Natur.460R.152. doi : 10.1038 /460152b . PMID 19587715 . 
  5. ↑ "إمدادات اليورانيوم" . الرابطة النووية العالمية . مؤرشف من الأصل في 12 فبراير 2013. تم الاطلاع عليه في 29 يناير 2010 .
  6. ↑ "مفاعلات النيوترونات السريعة" . الرابطة النووية العالمية. مؤرشف من الأصل في 24 فبراير 2013. تم الاطلاع عليه في 11 مارس 2012 .
  7. ↑ لانهام، دبليو بي؛ رونيون، تي سي (1 أكتوبر 1949). "عملية بيوركس لاستخلاص البلوتونيوم واليورانيوم" . معلومات أخرى: إعلان مع حذف بعض الأجزاء في 18 أبريل 1960. تاريخ الاستلام الأصلي: 31 ديسمبر 1960. doi : 10.2172 /4165457 . OSTI 4165457 . 
  8. ↑ "استخلاص البلوتونيوم من إعادة معالجة الوقود المستهلك بواسطة خدمات الوقود النووي في ويست فالي، نيويورك، من عام 1966 إلى عام 1972" . وزارة الطاقة الأمريكية. فبراير 1996. مؤرشف من الأصل في 14 مارس 2021. تم الاطلاع عليه في 17 يونيو 2007 .
  9. ↑ بيان جيرالد فورد بشأن السياسة النووية، 28 أكتوبر 1976. مؤرشف في 26 سبتمبر 2018 على موقع Wayback Machine . تم الاطلاع عليه في 30 يونيو 2012.
  10. ↑ زوبي، نيد (2008). "السياسة والعلوم والبيئة والمنطق السليم لإعادة معالجة الوقود النووي المستهلك بعد ثلاثة عقود" (ملف PDF) . ندوة حول تكنولوجيا الطاقة النووية السلمية، إربد، الأردن . مؤرشف من الأصل (ملف PDF) بتاريخ 16 مايو 2011.
  11. ↑ "Depleted Cranium » أرشيف المدونة » لماذا لا يمكنك صنع قنبلة من الوقود المستهلك" . مؤرشف من الأصل في 4 فبراير 2012.  
  12. ↑ "إثبات النفي - لماذا لا يمكن استخدام الوقود النووي المستهلك الحديث لصنع سلاح - رؤى ذرية" . رؤى ذرية . ١٧ فبراير ٢٠١٥. مؤرشف من الأصل في ٧ يناير ٢٠١٨. تم الاطلاع عليه في ٤ أبريل ٢٠١٨ .
  13. ↑ إعادة معالجة الوقود النووي: تطور السياسة الأمريكية. مؤرشف في 3 مارس 2016 على موقع Wayback Machine . (ملف PDF). تم الاطلاع عليه في 10 ديسمبر 2011.
  14. ↑ تقارير شركة ديوك، كوجيما، ستون آند ويبستر (DCS) المرسلة إلى هيئة التنظيم النووي (NRC). مؤرشفة بتاريخ 23 يونيو 2017 في أرشيف الإنترنت (Wayback Machine ). Nrc.gov. تم الاطلاع عليها بتاريخ 10 ديسمبر 2011.
  15. ↑ شكوك جديدة حول تحويل البلوتونيوم إلى وقود مؤرشفة في 11 سبتمبر 2017 في Wayback Machine ، 10 أبريل 2011.
  16. ↑ برنامج الولايات المتحدة للتخلص من فائض البلوتونيوم المستخدم في الأسلحة مؤرشف في 8 أبريل 2016 في Wayback Machine ، IAEA-SM-346/102، ماثيو بن، 2002.
  17. ↑ إيرفين، ماكسويل (2011). الطاقة النووية: مقدمة موجزة جدًا . أكسفورد: مطبعة جامعة أكسفورد. ص 55. ISBN  978-0-19-958497-0أُرشف من الأصل بتاريخ 28 مارس 2020. تم الاطلاع عليه بتاريخ 22 فبراير 2016 .
  18. ↑ "الطاقة النووية: وقود المستقبل؟" . جامعة برينستون. مؤرشف من الأصل في 1 أكتوبر 2012. تم الاطلاع عليه في 6 أبريل 2013 .
  19. ↑ سي. هيل، دي. غيلانيو، إكس. هيريس، إن. بوبالز، وإل. رامين، دراسات تطوير عملية SANEX-BTP . مؤرشف في 15 نوفمبر 2012 في Wayback Machine .
  20. ^ سي. هيل، إل. بيرثون، بي. بروس، جي بي. Dancausse وD. Guillaneux، دراسات تطوير العمليات SANEX-BTP . أرشفة 5 سبتمبر 2009 في آلة Wayback .. مفوضية الطاقة الذرية.
  21. ↑ بياتريس رات، كزافييه هيريس، نمذجة وتحقيق مخطط تدفق عملية SANEX لفصل الأكتينيدات/اللانثانيدات ثلاثية التكافؤ باستخدام مستخلص BTP (ثنائي-1،2،4-تريازينيل-بيريدين). مؤرشف في 16 أكتوبر 2005 في Wayback Machine .
  22. ↑ «فريق أمريكي روسي يُسهّل معالجة النفايات النووية» . بيان صحفي صادر عن السفارة الأمريكية (؟). ١٩ ديسمبر ٢٠٠١. مؤرشف من الأصل في ٢٨ يوليو ٢٠١٤. تم الاطلاع عليه في ١٤ يونيو ٢٠٠٧ .
  23. ↑ بنائي، ج.؛ وآخرون . (1 سبتمبر 2001). "دراسات INTEC حول النفايات عالية المستوى: دراسة جدوى الاستخلاص الشامل بالمذيبات" . تقرير فني INEEL. مؤرشف من الأصل في 13 مايو 2013. تم الاطلاع عليه في 28 يناير 2006 . 
  24. ↑ لو، جاك د.؛ هيربست، ر. سكوت؛ تود، تيري أ.؛ رومانوفسكي، فاليري ن.؛ بابين، فاسيلي أ.؛ إيسيمانتوفسكي، فياتشيسلاف م.؛ سميرنوف، إيغور ف.؛ زايتسيف، بوريس ن. (2001). "عملية الاستخلاص الشامل بالمذيبات (Unex). الجزء الثاني: تطوير مخطط التدفق وعرض عملية Unex لفصل السيزيوم والسترونتيوم والأكتينيدات من النفايات المشعة الحمضية الفعلية". استخلاص المذيبات وتبادل الأيونات . 19 : 23. doi : 10.1081/SEI-100001371 . S2CID 98103735 . 
  25. ↑ رومانوفسكي، فاليري ن.؛ سميرنوف، إيغور ف.؛ بابين، فاسيلي أ.؛ تود، تيري أ.؛ هيربست، ر. سكوت؛ لو، جاك د.؛ بروير، كين ن. (2001). "عملية الاستخلاص بالمذيبات الشاملة (Unex). الجزء الأول: تطوير مذيب عملية Unex لفصل السيزيوم والسترونتيوم والأكتينيدات من النفايات المشعة الحمضية". استخلاص المذيبات وتبادل الأيونات . 19 : 1. doi : 10.1081/SEI-100001370 . S2CID 98166395 . 
  26. ↑ سميرنوف، إيغور (2-6 مارس 2014). مذيب UNEX-T لفصل السيزيوم والسترونتيوم والأكتينيدات من رافينات PUREX – 14154 (ملف PDF) . ندوة إدارة النفايات – عبر econference.io.
  27. ↑ جيه دي لو وآخرون (1 مارس 2001). "اختبار مخطط انسيابي لعملية استخلاص المذيبات الشاملة للفصل المتزامن للسيزيوم والسترونتيوم والأكتينيدات من الكالسين المذاب في INEEL" (ملف PDF) . وقائع مؤتمر WM 2001. مؤرشف من الأصل (ملف PDF) في 28 سبتمبر 2007. تم الاطلاع عليه في 17 يونيو 2006 . 
  28. ↑ أسانوما، نوريكو؛ وآخرون (2006). "التفكك الأنودي لحبيبة UO2 المحتوية على نواتج انشطار محاكاة في محلول كربونات الأمونيوم" . مجلة العلوم والتكنولوجيا النووية . 43 (3): 255-262 . doi : 10.3327/jnst.43.255 . 
  29. ↑ US 4366126 ، غاردنر، هاري إي، "استخلاص اليورانيوم من محاليل اليورانيوم التي تحتوي على الموليبدينوم"، نُشر في 28 ديسمبر 1982، وتم تخصيصه لشركة يونيون كاربايد. 
  30. ↑ جيربر، ميشيل. "قصة إنتاج البلوتونيوم في موقع هانفورد: تاريخ العمليات والمرافق (WHC-MR-0521) (مقتطفات)" . وزارة الطاقة. مؤرشف من الأصل في 11 مايو 2006. تم الاطلاع عليه في 7 يناير 2006 .
  31. ↑ براءة الاختراع الأمريكية رقم 2950166 ، سيبورغ، غلين تي .؛ بليدل الابن، والتر جيه.؛ وولينغ ، ماثيو تي.، "طريقة لفصل البلوتونيوم عن اليورانيوم ونواتج الانشطار بالاستخلاص بالمذيبات"، نُشرت في 23 أغسطس 1960، مُسجلة باسم لجنة الطاقة الذرية الأمريكية. 
  32. ↑ غراي، ل. و. (15 أبريل 1999). "من الفصل إلى إعادة التركيب - تاريخ موجز للبلوتونيوم في الولايات المتحدة وروسيا (UCRL-JC-133802)" (ملف PDF) . نسخة أولية من مختبر لورانس ليفرمور الوطني. مؤرشفة (ملف PDF) من الأصل في 29 نوفمبر 2007. تم الاطلاع عليها في 7 يناير 2006 .
  33. ↑ تايلور، روبن (2015). إعادة معالجة وإعادة تدوير الوقود النووي المستهلك . دار وودهيد للنشر.
  34. ↑ فورمان، مارك ر. سانت ج. (2018). "كيمياء حوادث المفاعلات: تحديث" . كوجنت كيمستري . 4 (1). doi : 10.1080/23312009.2018.1450944 .
  35. ↑ "معالجة الوقود النووي المستهلك" . الرابطة النووية العالمية. ديسمبر 2020. مؤرشف من الأصل في 28 سبتمبر 2022. تم الاطلاع عليه في 4 أكتوبر 2022 .
  36. ↑ والترز، إل سي (18 سبتمبر 1998). "ثلاثون عامًا من معلومات الوقود والمواد من مفاعل EBR-II" . مجلة المواد النووية . 270 (1): 39-48 . رمز Bibcode : 1999JNuM..270...39W . doi : 10.1016/S0022-3115(98)00760-0 . مؤرشف من الأصل في 31 يناير 2021. تم الاطلاع عليه في 17 مارس 2021 .
  37. ↑ "نشرة الجمعية الفيزيائية الأمريكية - الفيزياء والمجتمع - يوليو 2004 - بيوركس وبايرو ليسا متماثلين" . مؤرشف من الأصل في 5 أغسطس 2020. تم الاطلاع عليه في 9 أغسطس 2023 .لا يوجد شيء متطابق بين PUREX و PYRO، هانوم، مارش، ستانفورد.
  38. ↑ "تطوير المعالجة الحرارية" . مختبر أرغون الوطني. مؤرشف من الأصل في 24 يونيو 2016. تم الاطلاع عليه في 6 يونيو 2016 .
  39. ↑ "تقنيات المعالجة الحرارية: إعادة تدوير الوقود النووي المستهلك من أجل مستقبل طاقة مستدام" (ملف PDF) . مختبر أرغون الوطني . 2012. ص 7. مؤرشف من الأصل (ملف PDF) في 19 فبراير 2013. تم الاطلاع عليه في 6 يونيو 2016 . 
  40. ^ جوتوروفا، SV. لوجونوف، إم في؛ فوروشيلوف، يو. أ.؛ بابين، فيرجينيا؛ شادرين، أ. يو؛ بودوينيتسين، SV. خاريتونوف، أو في؛ فيرسوفا، لوس أنجلوس؛ كوزليتين، EA؛ أوستينيوك، يو. أ.؛ ليمبورت، ملاحظة؛ نيناجدينكو ، ف.ج. فورونينا، ايه في؛ فولكوفيتش، فيرجينيا؛ بولوفوف، البكالوريا الدولية (1 ديسمبر 2024). "الاتجاهات الحديثة في إعادة معالجة الوقود النووي المستهلك وتجزئة النفايات" . المجلة الروسية للكيمياء العامة . 94 (2): س243 – س430. دوى : 10.1134/S1070363224150015 . ISSN 1608-3350 . 
  41. ↑ إينوي، ت. "نظرة عامة على أنشطة المعالجة الحرارية في CRIEPI" (ملف PDF) . مؤرشف من الأصل (ملف PDF) في 13 يوليو 2017. تم الاطلاع عليه في 20 مايو 2019 .
  42. ↑ تولاكوفا، ر.، وآخرون. "تطوير إعادة المعالجة الكيميائية الحرارية للوقود النووي المستهلك وآفاق دورة الوقود المغلقة." Atom Indonesia 33.1 (2007): 47–59.
  43. ↑ ناجاراجان، ك.، وآخرون. "الوضع الحالي لأبحاث إعادة المعالجة الكيميائية الحرارية في الهند." التكنولوجيا النووية 162.2 (2008): 259-263.
  44. ↑ لي، هانسو، وآخرون. "تطوير تكنولوجيا المعالجة الحرارية في KAERI." (2009).
  45. ↑ "التقدم المحرز في المعالجة الحرارية في مختبر أيداهو الوطني" (ملف PDF) . مقال صادر عن مختبر أيداهو الوطني. سبتمبر 2007. مؤرشف من النسخة الأصلية (ملف PDF) بتاريخ 12 يونيو 2011.
  46. 1 2 3 ديل كول، غييرمو د.؛ وآخرون . " المعالجة المتقدمة للوقود المستهلك في المراحل الأولى: تقرير مرحلي" (ملف PDF) . الاجتماع السنوي لجمعية الفيزياء النووية الأمريكية لعام 2005. مختبر أوك ريدج الوطني ، وزارة الطاقة الأمريكية. مؤرشف من الأصل (ملف PDF) في 7 مارس 2006. تم الاطلاع عليه في 3 مايو 2008 . 
  47. ↑ "فوائد محدودة لمقاومة الانتشار من إعادة تدوير العناصر العابرة لليورانيوم واللانثانيدات غير المفصولة من الوقود المستهلك لمفاعلات الماء الخفيف" (ملف PDF) . صفحة 4. مؤرشف (ملف PDF) من الأصل بتاريخ 26 مارس 2013. تم الاطلاع عليه بتاريخ 25 أبريل 2011 . 
  48. ↑ مورس، إل آر. كيمياء عناصر الأكتينيدات وما وراء الأكتينيدات. تحرير ليستر آر. مورس وآخرون. المجلد 1. دوردريخت: سبرينغر، 2006.
  49. ↑ "تطوير تكنولوجيا خلايا الوقود بالمعالجة الحرارية" (ملف PDF) . أخبار CRIEPI. يوليو 2002. مؤرشف من الأصل (ملف PDF) في 25 فبراير 2009. تم الاطلاع عليه في 22 يونيو 2009 .
  50. ↑ إيزوكا، ماساتوشي (12 ديسمبر 2001). "تطوير عملية استخلاص البلوتونيوم بالتكرير الكهربائي للأملاح المنصهرة باستخدام مهبط من الكادميوم السائل" (ملف PDF) . وقائع الاجتماع السادس لتبادل المعلومات حول تجزئة وتحويل الأكتينيدات ونواتج الانشطار (مدريد، إسبانيا). مؤرشف من الأصل (ملف PDF) في 5 سبتمبر 2009. تم الاطلاع عليه في 22 يونيو 2009 .
  51. ↑ ر. تولاكوفا (زفيسكوفا)، ك. تشوتشفالكوفا بيموفا، ب. سوتشيك، ف. ليسي، دراسة العمليات الكهروكيميائية لفصل الأكتينيدات واللانثانيدات في وسط الفلوريد المنصهر . مؤرشف في 5 سبتمبر 2009 في أرشيف الإنترنت (ملف بصيغة PPT). معهد البحوث النووية ريز بي إل سي، جمهورية التشيك.
  52. ↑ السلوك الكهروكيميائي لفلوريدات اللانثانيدات في نظام التحليل الكهربائي مع ملح LiF-NaF-KF. مؤرشف في 5 سبتمبر 2009 على موقع Wayback Machine . (ملف PDF). تم الاطلاع عليه في 10 ديسمبر 2011.
  53. ↑ قائمة مراجع السوائل الأيونية/الأملاح المنصهرة واللانثانيدات/الأكتينيدات . Merck.de. تم الاطلاع عليه بتاريخ 10 ديسمبر 2011.
  54. ↑ "مبادرة دورة الوقود المتقدمة" . وزارة الطاقة الأمريكية . مؤرشف من الأصل في 10 مايو 2012. تم الاطلاع عليه في 3 مايو 2008 .
  55. ↑ بيروسكي، كاثرين م.؛ سبانو، تايلر ل.؛ فيك، ماثيو س.؛ كوبل، تشيس؛ غريني، أليسون ت.؛ مكفارلين، جوانا (2024). " توضيح تركيب وبنية مساحيق أكسيد اليورانيوم المنتجة عبر الأكسدة الفولتية بثاني أكسيد النيتروجين " . ACS Omega . 9 (9): 10979–10991 . doi : 10.1021/acsomega.4c00029 . PMC 10918823. PMID 38463331 .  
  56. ↑ وولفرتون، دارين؛ وآخرون . (11 مايو 2005). "إزالة السيزيوم من الوقود النووي المستهلك المُعدّ لعملية معالجة الوقود في المصفاة الكهربائية" (ملف PDF) . جامعة أيداهو (أطروحة؟). مؤرشف من الأصل (ملف PDF) في 29 نوفمبر 2007. 
  57. ↑ نيب، كارل-هاينز (1997). الكيمياء الإشعاعية لمحطات الطاقة النووية ذات مفاعلات الماء الخفيف . والتر دي جرويتر. ISBN 978-3-11-013242-7أُرشف من الأصل في 25 يناير 2022. تم الاطلاع عليه في 29 نوفمبر 2021 .
  58. ↑ "الفلور" . essentialchemicalindustry.org . ١٠ أكتوبر ٢٠١٦. مؤرشف من الأصل في ٢٥ أبريل ٢٠٢٢. تم الاطلاع عليه في ٤ أكتوبر ٢٠٢٢ .
  59. ↑ "صناعة تصنيع الكلور في الولايات المتحدة" . ibisworld.com . 28 يونيو 2022. مؤرشف من الأصل في 23 فبراير 2022. تم الاطلاع عليه في 4 أكتوبر 2022 .
  60. ↑ فلاسكين، جينادي ن.؛ بيدينكو، سيرجي ف.؛ بولوزكوف، سيرجي د.؛ غال-إه، نيما؛ رحماني، فائزة (2023). "بصمات النيوترونات وأشعة غاما للتحكم في المواد الباعثة لجسيمات ألفا في إنتاج اليورانيوم: محاكاة باستخدام Nedis2m-MCNP6" . فيزياء وكيمياء الإشعاع . 208 110919. Bibcode : 2023RaPC..20810919V . doi : 10.1016/j.radphyschem.2023.110919 . S2CID 257588532. تاريخ الاسترجاع: 9 أغسطس 2023 . 
  61. ↑ رابط معطل
  62. ↑ كاباي، ن.؛ كورتينا، ج. ل.؛ تروكيمتشوك، أ.؛ ستريت، م. (2010). "الراتنجات المشبعة بالمذيبات (SIRs) - طرق التحضير وتطبيقاتها". React. Funct. Polym . 70 (8): 484–496 . Bibcode : 2010RFPol..70..484K . doi : 10.1016/j.reactfunctpolym.2010.01.005 . hdl : 2117/10365 .
  63. ↑ "أساس تكلفة دورة الوقود المتقدمة" (ملف PDF) . مختبر أيداهو الوطني، وزارة الطاقة الأمريكية. مؤرشف من الأصل (ملف PDF) بتاريخ 28 نوفمبر 2011. تم الاطلاع عليه بتاريخ 19 ديسمبر 2010 .
  64. ↑ "حاسبة تكلفة الوقود النووي المعاد تدويره" . www.wise-uranium.org . تم الاطلاع عليه بتاريخ 4 أبريل 2018 .{{cite web}}: CS1 maint: deprecated archiveal service ( link )
  65. ↑ "إدارة النفايات والتخلص منها" . الرابطة النووية العالمية . مؤرشف من الأصل في 27 فبراير 2013. تم الاطلاع عليه في 3 مايو 2008 .
  66. ↑ "النفايات المشعة: خرافات وحقائق" . الرابطة النووية العالمية. يونيو 2006. مؤرشف من الأصل في 2 مارس 2013. تم الاطلاع عليه في 3 مايو 2008 .
  67. ↑ NHK-world (26 أكتوبر 2011) تكاليف إعادة تدوير الوقود النووي مؤرشفة في 10 أغسطس 2011 في Wayback Machine .
  68. ↑ JAIF (26 أكتوبر 2011) تكاليف إعادة تدوير الوقود النووي .
  69. ↑ «التستر على التكاليف التقديرية للتخلص من النفايات المشعة يثير تساؤلات جدية» . صحيفة ماينيتشي ديلي نيوز . 2 يناير 2012. مؤرشف من الأصل في 27 فبراير 2021. تم الاطلاع عليه في 8 يناير 2012 .
  70. ↑ مايكل، شنايدر (2 يناير 2012). "اليابانيون يضللون بشأن تكاليف إعادة معالجة الوقود المستهلك" . الهيئة الدولية المعنية بالمواد الانشطارية. مؤرشف من الأصل في 27 فبراير 2021. تم الاطلاع عليه في 8 يناير 2012 .
  71. ١ ٢ ٣ ٤ ٥ ٦ ٧ ٨ ٩ ١٠ ١١ ١٢ ١٣ ١٤ ١٥ ١٦ ١٧ ١٨ ١٩ ٢٠ ٢١ ٢٢ ٢٣ ٢٤ ٢٥ ٢٦ ٢٧ ٢٨ ٢٩ ٣٠ ٣١ ٣٢ ٣٣ ٣٤ ٣٥ ٣٦ " محطات إعادة المعالجة، على مستوى العالم" . الجمعية النووية الأوروبية . مؤرشف من الأصل في ٢٢ يونيو ٢٠١٥. تم الاسترجاع في ٢٩ يوليو ٢٠٠٨ .
  72. ↑ رايت، ديفيد؛ غرونلوند، ليسبث (2003). "تقدير إنتاج الصين من البلوتونيوم لأغراض الأسلحة" (ملف PDF) . العلوم والأمن العالمي . 11 ( 1): 61-80 . Bibcode : 2003S & GS...11...61W . doi : 10.1080/08929880309007 . S2CID 55755131. مؤرشف (ملف PDF) من الأصل في 19 أكتوبر 2012. تم الاطلاع عليه في 14 يناير 2011 . 
  73. ↑ مجمع جيوتشوان للطاقة الذرية، كل ما يتعلق بالنووي • الصين وإعادة المعالجة: فصل الحقيقة عن الخيال . مؤرشف في 18 مارس 2011 على موقع Wayback Machine . Allthingsnuclear.org (11 يناير 2011). تم الاطلاع عليه في 10 ديسمبر 2011.
  74. 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 "مرافق إعادة المعالجة المدنية" (ملف PDF) . جامعة برينستون . مؤرشف (ملف PDF) من الأصل في 2 أغسطس 2020. تم الاطلاع عليه في 30 يوليو 2008 .
  75. ↑ "ماركول - فالرو" . الأمن العالمي . مؤرشف من الأصل في 23 سبتمبر 2020. تم الاطلاع عليه في 30 يوليو 2008 .
  76. ↑ وارين، دومينيك (2007). "وضع البرنامج البحثي الفرنسي حول التقسيم والتحويل النووي" . مجلة العلوم والتكنولوجيا النووية . 44 (3): 410. doi : 10.3327/jnst.44.410 .
  77. 1 2 3 4 "باس نورماندي - نورماندي السفلى، لاهاي" . فرانس نوكليير. مؤرشف من الأصل في 16 يوليو 2011. تم الاطلاع عليه في 31 يوليو 2008 .
  78. 1 2 3 4 "معالجة الوقود النووي المستهلك" . الرابطة النووية العالمية. سبتمبر 2013. مؤرشف من الأصل في 23 يناير 2016. تم الاطلاع عليه في 5 ديسمبر 2013 .
  79. ↑ "مفاعلات سيروس ودروفا، ترومباي" . الأمن العالمي . مؤرشف من الأصل في 26 يناير 2021. تم الاطلاع عليه في 30 يوليو 2008 .
  80. 1 2 "محطة كالباكام لإعادة معالجة الوقود النووي [ KARP ] " . الأمن العالمي . مؤرشف من الأصل في 26 يناير 2021. تم الاطلاع عليه في 30 يوليو 2008 .
  81. من الساعة 1: 2 ظهرًا إلى 1:00 ظهرًا، سيتم افتتاح وحدة إعادة معالجة الوقود النووي في تارابور الأسبوع المقبل. مؤرشف بتاريخ 9 أكتوبر 2012 في أرشيف الإنترنت (Wayback Machine ). موقع Business-standard.com. تم الاطلاع عليه بتاريخ 10 ديسمبر 2011.
  82. 1 2 3 "التقرير العالمي عن المواد الانشطارية 2010" (ملف PDF) . الهيئة الدولية المعنية بالمواد الانشطارية . مؤرشف من النسخة الأصلية (ملف PDF) بتاريخ 24 أبريل 2020.
  83. ↑ "مصنع توكاي لإعادة المعالجة (TRP)" . الأمن العالمي . مؤرشف من الأصل في 23 سبتمبر 2020. تم الاسترجاع في 30 يوليو 2008 .
  84. ↑ كريمر، د. (2012). "هل اليابان مستعدة للتخلي عن إعادة معالجة الوقود النووي؟". فيزياء اليوم . 65 (3): 25-42 . Bibcode : 2012PhT....65c..25K . doi : 10.1063/PT.3.1469 .
  85. ↑ «تأجيل إضافي لاستكمال منشآت روكاشو» . أخبار الطاقة النووية العالمية. 28 ديسمبر 2017. مؤرشف من الأصل في 29 ديسمبر 2017. تم الاطلاع عليه في 28 ديسمبر 2017 .
  86. ↑ "روالبندي / نيلهور" . اتحاد العلماء الأمريكيين . مؤرشف من الأصل في 4 مارس 2016.
  87. ↑ "بدء تشغيل مفاعل نووي محلي الصنع في باكستان". صحيفة ذا نيشن . 13 أبريل 1998.
  88. ↑ "تشيليابينسك-65" . الأمن العالمي . مؤرشف من الأصل في 3 سبتمبر 2010. تم الاطلاع عليه في 29 يوليو 2008 .
  89. ↑ غوارديني، س.؛ وآخرون . (16 يونيو 2003). "تحديث وتحسين وحدة معالجة المعادن النانوية في مصنع ماياك RT-1" . INMM. مؤرشف من الأصل في 28 يوليو 2014. تم الاطلاع عليه في 9 أغسطس 2008 . 
  90. ↑ "تومسك-7 / سيفيرسك" . الأمن العالمي . مؤرشف من الأصل في 29 يوليو 2020. تم الاطلاع عليه في 1 يونيو 2020 .
  91. ↑ "كراسنويارسك-26 / جيليزنوغورسك" . الأمن العالمي . مؤرشف من الأصل في 31 يوليو 2020. تم الاطلاع عليه في 1 يونيو 2020 .
  92. ↑ "نظرة عامة على محطة تي" . وزارة الطاقة. مؤرشف من الأصل في 18 مارس 2021. تم الاطلاع عليه في 9 أبريل 2011 .
  93. ↑ ليفرن فرنانديز. "أودية موقع نهر سافانا - عمالقة العصر الذري الرشيق (WSRC-MS-2000-00061)" (ملف PDF) . مؤرشف (ملف PDF) من الأصل في 3 مارس 2016. تم الاطلاع عليه في 9 أبريل 2011 .
  94. برنامج استهلاك البلوتونيوم ، مشروع مفاعل كاندو : جدوى موقع BNFP كمرفق لتزويد وقود MOX. التقرير النهائي. 30 يونيو 1995. ص 3-1. doi : 10.2172/82369 . OSTI 82369 .  
  95. ↑ "مشروع وادي الغرب التجريبي" ، ويكيبيديا ، 1 ديسمبر 2018، مؤرشف من الأصل في 25 يناير 2022 ، تم استرجاعه في 13 أبريل 2020.

ملحوظات

  1. ↑ سيحتفظ النظير المشع ذو عمر النصف الذي يبلغ عامين بنسبة 0.5^0.5 أو أكثر من 70% من طاقته بعد عام - جميع هذه النظائر لها أعمار نصف أطول من عامين، وبالتالي ستحتفظ بطاقة أكبر. حتى لو فات موعد إعادة التزود بالوقود السنوي، فسيظل أكثر من نصف الطاقة متاحًا لموعد إعادة التزود بالوقود الثاني.
  2. ↑ اكتمل البناء في عام 1976 [ 94 ]

للمزيد من القراءة

  • ويليامسون، إم إيه؛ ويليت، جيه إل (2011). "مخططات تدفق المعالجة الحرارية لإعادة تدوير الوقود النووي المستهلك" (ملف PDF) . الهندسة النووية والتكنولوجيا . 43 (4): 329-334 . doi : 10.5516/NET.2011.43.4.329 .
  • تيل، سي إي؛ تشانغ، واي آي؛ هانوم، دبليو إتش (1997). "المفاعل السريع المتكامل - نظرة عامة". التقدم في الطاقة النووية . 31 ( 1-2 ): 3-11 . Bibcode : 1997PNuE...31....3T . doi : 10.1016/0149-1970(96)00001-7 .
  • وكالة الطاقة النووية التابعة لمنظمة التعاون الاقتصادي والتنمية، اقتصاديات دورة الوقود النووي ، باريس، فرنسا، 1994.
  • I. Hensing and W Schultz, Economic Comparison of Nuclear Fuel Cycle Options, Energiewirtschaftlichen Instituts, Cologne, Germany, 1995.
  • Cogema، إعادة المعالجة وإعادة التدوير: المخاطر الصناعية، عرض تقديمي لمؤسسة كونراد أديناور، بون، ألمانيا، 9 مايو 1995.
  • وكالة الطاقة النووية التابعة لمنظمة التعاون الاقتصادي والتنمية، وقود البلوتونيوم: تقييم، باريس، فرنسا، 1989.
  • المجلس الوطني للبحوث، "النفايات النووية: تقنيات الفصل والتحويل"، مطبعة الأكاديمية الوطنية، واشنطن العاصمة، 1996.
  • معالجة الوقود النووي المستهلك ، الرابطة النووية العالمية
  • عملية بيوركس، الجمعية النووية الأوروبية
  • وقود الأكسيد المختلط (MOX) – الرابطة النووية العالمية
  • خيارات التخلص من البلوتونيوم الفائض القابل للاستخدام في الأسلحة - تقرير خدمة أبحاث الكونغرس للكونغرس
  • نبذة تاريخية عن إعادة معالجة الوقود
  • قائمة مراجع مشروحة لإعادة معالجة الوقود النووي المستهلك من مكتبة ألسوس الرقمية للقضايا النووية