Chimica del riprocessamento del combustibile nucleare

From: Giuseppe <gpr_at_tiscali.it>
Date: Wed, 3 Jan 2007 22:56:59 +0100

Salve a tutti,sono uno studente ai primi anni di ingegneria nucleare.Ho
letto con interesse i due post sul torio e il breeding di "Alessio".Adesso
vorrei porre anch'io un quesito sull'energia nucleare,ma questa volta di
carattere pi� propriamente "chimico"
Esso riguarda la maniera con cui oggi viene riciclato il combustibile
nucleare spento,il cosidetto "riprocessamento".Tipicamente,i reattori
attualmente operative producono un combustibile che allo scarico per il 95%
� ancora l'uranio di partenza solamente impoverito della componente "nobile"
fissile in 235,per l'1% istopi vari del plutonio,pi� attindi minori come
nettunio,curio,americio e altri (non mi dilungo su questo aspetto,sapete
sicuramente meglio di me di cosa si tratta),il resto,qualche percento,sono
prodotti di fissione come cesio,stronzio,iodio e altri.Quello che oggi si fa
� riciclare il plutonio insieme all'uranio come "Mox" (ossidi misti di U e
Pu) attraverso metodi chimici che usano acidi con Tbp come solvente detti
"Purex",mandando in discarica tutto il resto compresi gli attinidi che hanno
lunghe vite medie e tossicit�,per cui questo approccio oggi seguito in
Giappone,Russia,Inghilterra e francia non risolve completamente la chiusura
del ciclo del combustibile,a parte i problemi secondari che genera,tra
cui:1) separazione di plutonio puro che potrebbe avere fini militare se
originatosi in reattori "adatti";2) produzione inevitabile in situ di nuove
scorie a causa della poresenza dell'uranio,nonostante l'eliminazione netta
di parte del plutonio di partenza

Un'approccio diverso anche se sviluppato solo con impianti prototipi � stato
quello del ritrattamento per via secca,detto processi piromettalurgici o
piroprocessi ("pyroprocessing") come quelli sviluppati in Usa nel programma
denominato "integral fast reactor".In questo caso il combustibile viene
selezionato in una cella elettrolitica e vengono estratti contemporaneamente
tutti gli attinidi,evitando la separazione di plutonio puro;inoltre tutti
questi elementi vengono riciclati ed eliminati,questa volta senza la
produzione di "nuovi" attinidi come nei Mox per la presenza dell'uranio,in
reattori dedicati
http://www.nuc.berkeley.edu/designs/ifr/ifr1.html
http://www.nuc.berkeley.edu/designs/ifr/wastes.html
http://fti.neep.wisc.edu/neep423/FALL97/lecture5.pdf
Ora la domanda,pi� che sulla tecnologia del reattore in questione,verte
proprio su questi sistemi di ritrattamento del combustibile,che promettono
di essere pi� efficienti,economici e compatti di quelli attuali (ho letto
fino a 40 volte).Perch� sono stati sviluppati solo con combustibile ad
uranio metallico,anzicch� ossido (biossido di uranio) come oggi �
praticamente ovunque usato?C'� una ragione di cinetica perch� una tale
tecnologia non pu� trattare con ragionevole efficienza anche gli
ossidi?Quali potrebbero essere delle realistiche efficienze di estrazione
del Pu + attinidi "in/out"?
Grazie in anticipo per tutte le vostre risposte/argomentazioni
Received on Wed Jan 03 2007 - 22:56:59 CET

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