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Gestión y reprocesamiento del combustible nuclear: proceso purex

SECCIONES

INTRODUCCIÓN

En un reactor nuclear del tipo PWR o BWR los elementos de combustible se retiran un vez el combustible ha finalizado su ciclo de quemado. En este caso cada año y medio o dos años, dependiendo de las especificaciones técnicas del regulador, los elementos combustibles se retiran a las piscinas de almacenamiento temporal.

Estas estructuras, formadas por acero inoxidable y revestido de hormigón, mantendrán en su interior, los elementos de combustibles gastados, string de LPRM o tubos de instrumentación,fuentes neutrónicas utilizadas en el arranque de la central (por ejemplo fuentes de Sb-Be), venenos de acero borado, rodamientos y ejes de stelita, canales de agua, tubos de guía irradiados y cestas con elementos deteriorados.

Existen dos procesos generales para la separación y reprocesado de elementos combustibles presentes en combustibles nucleares irradiados. Estos procesos son los procesos de separación hidrometalúrgicos (entre los que destaca el proceso PUREX por ser el más utilizado) y los procesos pirometalúrgicos.

El proceso PUREX, en el cual se utiliza fosfato de tributilo como disolvente orgánico es un proceso de extracción liquido-líquido que permite el tratamiento de combustible irradiado con objeto de reutilizar el uranio y el plutonio.

Una vez finalizado el ciclo de vida del combustible nuclear existen diferentes formas de tratar los elementos que contienen el combustible quemado. Los elementos de combustible en su estructura, normalmente de zircaloy contienen en forma estanca los fragmentos de fisión que se han generado en las reacciones nucleares, elementos transuránidos y en especial uranio y plutonio. Dicho proceso tiene lugar en el caso del ciclo cerrado.

Al ser descargado del núcleo del reactor, el combustible gastado tiene una composición de 96% de uranio, 1% de plutonio y un 3% de actínidos minoritarios y productos de fisión (porcentajes másicos).

Estas estructuras denominadas elementos de combustible que contienen un número determinado de varillas (17×17-21) en un reactor PWR y celdas con 8×8 o 9×9 varillas en un reactor de tipo BWR, son depositadas en unas piscinas de almacenamiento temporal (ATC).

La función de estas piscinas es la de mantener el combustible quemado en un estado de latencia de forma que disminuya su actividad radiactiva, disminuir la actividad calorífica del elemento de forma que en la etapa de desmantelamiento permita su manipulación y un blindaje operacional que permita la gestión del residuo con el mínimo riesgo.

Otra función primordial es la de asegurar en todo momento la subcriticidad de la distribución de los elementos de combustible quemados.

Reprocesado de combustible nuclear purex

Creditos de la imagen: https://www.nrc.gov/

La otra alternativa al reprocesado, es la de disponer los residuos procedentes de las piscinas de almacenamiento temporal, previo a un periodo de enfriamiento, donde los residuos disminuyen actividad y reducen en parte su poder calorífico, en repositorios geológicos de profundidad mediante canisters regulados y homologados por el regulador.

Estas especies químicas, originadas en el proceso de fisión elevan la actividad radiactiva del elemento de combustible a valores que obligan adoptar severas y reguladas medidas de protección radiológica.

Cantidad de los principales productos de fisión (g/Ton)
PRODUCTOS ACTIVACIÓNPRODUCTOS DE FISIÓNTRANSURÁNIDOS
14C5730a3H12.33a235U7.030.108a
60Co5.27a85Kr10.7a238U4.468.109a
55Fe2.7a99Tc2.14.105a238Pu87.74a
59Ni7.5 104a129I1.6.107a239Pu2.41.104a
134Cs2.06a240Pu6.57.103a
137Cs30.17a241Am433a
90Sr-90Y28.8a(64.1h)243Am7.37.103a
243Cm28.5a
237Np2.14.106a
244Cm18.11a

Existe un método diferente para el tratamiento de las células de combustible. El reprocesado. En concreto el proceso PUREX, desarrollado en Francia, permite la recuperación del material fisionable, el tratamiento del material no recuperable para un posterior vitrificado.

En la siguiente tabla se muestra el contenido de un elemento de combustible antes de la carga en un reactor y posterior a la descarga, cuando el elemento se da por agotado.

Puede apreciarse la elevada formación de fragmentos de fisión y transuránidos que no existían apenas comenzar.

En tabla, se muestra, por media tonelada de uranio cargado en el elemento de combustible de un reactor PWR, los elementos que se obtienen en la descarga y la evolución de la actividad a 10 y a mil años.

Carga(g)Descarga(g)Cantidad 10a(g)Cantidad 1000a(g)
235U1.43.1043.24.1033.24.1033.24.103
238U4.27.1054.17.1054.17.1054.17.105
238Pu06.04.1015.91.1012.92.10-1
239Pu01.93.1031.93.1031.88.103
240Pu09.24.1029.27.1028.43.102
241Am08.311.54.1028.32.101
243Am03.58.1013.58.1013.27.101
243Cm03.22.10-22.59.10-21.27.10-11
244Cm01.03.1017.022.46.10-16
237Np01.94.1022.1025.09.102

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PROCESO DE RECEPCIÓN Y TRATAMIENTO MECÁNICO

En primer lugar los elementos combustibles son recepcionados en las piscinas de almacenamiento temporal, cada uno en sus coordenadas de posición. Mediante un
proceso de cizallamiento los elementos de combustible son cortados y sometidos a un medió ácido oxidante como es el ácido nítrico.

Las varillas de los elementos combustibles son cortadas mecánicamente en trozos pequeños con el material activo en su interior de forma que el ataque con el ácido pueda penetrar.

El ácido nítrico disuelve los óxidos presentes en los elementos de combustibles, extrayendo la disolución de alta actividad. La utilización de ácido nítrico se fundamenta en el hecho que su ataque produce poco residuo sólido y mantiene en disolución la mayoría de iones activos debido a su capacidad de oxidación, con estados de oxidación elevado.

En especial mantiene el uranio en estado de oxidación (VI) y el plutonio en un estado de oxidación (IV) óptimos para iniciar el proceso de extracción.

Este hecho permite la separación de los elementos estructurales de las disoluciones conteniendo fragmentos de fisión del uranio y plutonio.

Los elementos estructurales de zircaloy son almacenados y tratados como residuos de vida media. Estas estructuras están activadas por la radiación de los fragmentos de fisión que anteriormente se ubicaban en el interior, se almacenan en silos específicos.

PROCESO DE DIGESTIÓN ÁCIDA

En la formación de la disolución nítrica tenemos presentes los óxidos solubilizados y también los efluentes gaseosos.

Su tratamiento, sigue dos vías perfectamente diferenciadas. En el caso de los gases generados en el interior de las vainas de zircaloy.

El efluente gaseoso es evacuado en un primer momento a la línea de tratamiento de los isotopos del iodo y del kriptón-xenón. Los isótopos de iodo pueden ser retenidos por filtros de nitrato de plata, formándose yoduro de plata, residuo sólido objeto de tratamiento como residuo de alta actividad.

El grupo de isótopos de kriptón-Xenón son retenidos por filtros de carbón activo y llevados a depósitos de retención de gases.

El resto de gases de baja o nula actividad son tratados de forma convencional.

La disolución generada por el ataque con ácido nítrico puede producir precipitados que son separados y tratado como residuos sólidos insolubles, entre ellos óxidos de zirconio, óxidos de aluminio, etc.

Posteriormente se produce una clarificación de la disolución mediante un proceso de coagulación-floculación, originando una disolución óptima para ser tratada por procesos de extracción.

La disolución conteniendo los nitratos de uranio y plutonio es tratada con nitrito de sodio para mantener el estado del plutonio en (+IV). El estado de oxidación del plutonio bajo condiciones fuertemente oxidantes podría llegar hasta (+VI), dificultando la extracción con el solvente.

PROCESO DE EXTRACCIÓN CON FOSFATO DE TRIBUTILO

El proceso de extracción se realiza con fosfato de tributilo en diferentes ciclos, generando dos fases.

La fase no orgánica contiene aparte de metales pesados, americio, curio y fragmentos de fisión. Esta solución se evapora teniendo en cuenta el vapor con especial atención dado su posible contenido en tritio, en concentraciones importantes.

La fase orgánica contendrá el uranio y el plutonio. En forma de nitrato de uranio (VI) y nitrato de plutonio (IV), estas sales son extraídas fácilmente de la disolución acuosa con efectividad por el disolvente fosfato de tributilo, mientras que los fragmentos de fisión pasan a la fase orgánica en menor medida.

El fosfato de tributilo es un agente extractante que se mantiene estable en disoluciones de concentraciones elevadas de ácido nítrico. Su uso se debe a su baja volatilidad y su alto punto de inflamación, cuestiones importantes a tener en cuenta en la seguridad del proceso industrial en cuestión.

La disolución nítrica entra en la torre de extracción de forma que a contracorriente circula la disolución extractante formada por fosfato de tributilo y keroseno, el cual tiene por objeto disminuir la densidad de la mezcla orgánica. Las soluciones nítricas de plutonio (IV) y uranio (VI) pasaran a la fase orgánica.

En la parte superior de la columna, la solución orgánica es lavada con ácido nítrico que actúa como agente salino. Este paso es importante dado que el aumento de salinidad permite el paso de los productos de fisión a la disolución acuosa, mientras impide el paso a los nitratos de uranio (VI) y plutonio (IV).

El efluente acuoso saliente de la fase extractiva contiene prácticamente todos los fragmentos de fisión y pequeñas cantidades de nitrato de uranio (VI) y nitrato de plutonio (IV).

PROCESO DE REDUCCIÓN

La fase orgánica, con el uranio y el plutonio pasa a una segunda etapa donde se hace circular una disolución reductora en contracorriente. Esta disolución está formada por sulfamato ferroso y determinada concentración de agente salino y tiene por objeto preparar la separación del uranio y del plutonio.

El ión ferroso tiene la función de actuar como reductor y actúa especialmente sobre el Plutonio (IV) reduciéndolo a plutonio (III), el cual puede ser transferido a una fase acuosa y separada del uranio.

La función del sulfamato es actuar sobre el nitrito de forma que no impida la reducción del plutonio.

Esta disolución reductora va descendiendo por la columna, de forma que en sentido ascendente se encuentra con una solución de fosfato de tributilo fresca que tiene por objeto asegurar que ninguna fracción de uranio pasa a la disolución acuosa.

En este punto se tiene una corriente que contiene el plutonio (III) en fase acuosa y el uranio separado en la fase orgánica con fosfato de tributilo.

La fase orgánica llevando el uranio es transferida a una columna donde vuelve a interaccionar con una corriente de ácido nítrico diluido y se produce la transferencia a nitrato de uranio (VI).

El disolvente orgánico de fosfato de tributilo se recupera mediante destilación para volver a ser utilizado en el proceso como fosfato de tributilo regenerado. Una vez las corrientes de uranio y plutonio se han separado, se procede a la purificación de las dos especies químicas.

La disolución de uranio se vuelve a someter a una extracción con fosfato de tributilo y posteriormente se produce un lavado con disolución reductora extrayendo el uranio, mas purificado y en fase acuosa.

En cuanto la disolución de plutonio (III), que se mantiene en fase acuosa, se empieza en revertir el plutonio al estado (IV) con una disolución de nitrato de sodio y ácido nítrico.

Una vez se ha realizado este paso, se extrae con fosfato de tributilo. Una vez se ha producido la extracción en la fase orgánica, y por tanto se aumenta el grado de purificación, se procede una reextracción con un reductor que vuelva a pasar el plutonio (IV) a plutonio (III).

Este agente reductor es el sulfato de hidroxilamina. De esta manera tenemos una disolución altamente purificada de nitrato de plutonio.

En otra versión del proceso PUREX, el plutonio se puede extraer mediante una amina.

La purificación del plutonio que se encuentra en estado de oxidación (III), se oxida a plutonio (IV) por tratamiento con nitrato de sodio y ácido nítrico.

Posteriormente se realiza una extracción con trilaurilamina (amina terciaria diluida con dietilbenceno). Esta fase orgánica se lava con ácido nítrico diluido y se separa con ácido acético que contiene una cierta concentración de ácido nítrico.

En los dos casos expuestos, se obtiene el plutonio con alto grado de pureza químico. En esta fase es de obligado cumplimiento indicar el constante control que se realiza en todo el reprocesado del plutonio para asegurar la subcriticidad del sistema.

OBTENCIÓN DE URANIO

El resultado del proceso Purex son soluciones concentradas de nitrato de uranilo, nitrato de plutonio y nitratos de productos de fisión.

El nitrato de uranilo se convierte en trióxido de uranio por precipitación con hidróxido de sodio y calcinación obteniéndose UO3.

El trióxido de uranio puede tratarse con flúor para producir hexafluoruro de uranio, que se recicla en las plantas de enriquecimiento.

El posterior tratamiento con HF gas, produce UF6. A partir de las siguientes reacciones:

UF6 + Fe -> UF4 + FeF2

Así mismo también es posible obtener el UF4. Mediante fluoración se pueden producir los dos tipos de fluoruros.

Normalmente se utiliza el UF6 para procesos de enriquecimiento. A partir del UO3 mediante reducción se puede obtener UO2, que debidamente sinterizado y con la proporción adecuada de 235U, puede reutilizarse como combustible.

OBTENCIÓN DEL PLUTONIO

El nitrato de plutonio se convierte en dióxido de plutonio cerámico para su reciclado en reactores térmicos o reactores reproductores rápidos.

El nitrato de plutonio (VI) se reduce y precipita con ácido oxálico obteniéndose Pu2. Este dióxido de plutonio puede utilizarse como combustible en reactores reproductores.

TRATAMIENTO DE LOS PRODUCTOS DE FISIÓN

La cantidad de fragmentos de fisión producidos en el interior de las vainas depende fuertemente del grado de enriquecimiento del combustible, del tipo de combustible y del tipo de reactor, entre otros parámetros.

Un reactor del tipo PWR, con una tasa de enriquecimiento de UO2 en 235U del 3,25%, por cada tonelada de combustible quemado se obtiene la siguiente relación:

Cantidad de los principales productos de fisión (g/Ton)Productos de fisiónCantidad
Kripton370
Estroncio880
Ytrio470
Circonio3650
Niobio13
Molibdeno3450
Rutenio2250
Rodio390
Paladio1300
Teluro560
Yodo270
Estroncio880
Xenón5400
Cesio2700
Bario1400
Lantano1250
Cerio2850
Praseodimio1200
Neodimio3900
Prometio110
Otros2587
Total35000
Cantidad de actínidos(g/Ton)ActínidosCantidad
Neptunio760
Plutonio9100
Americio150
Curio35
Uranio955000
Actividad Radiactiva [ β ; ɣ ]4500 Ci/Kg

Las disoluciones que contienen fragmentos de fisión son evaporadas y posteriormente calcinadas para la obtención de los óxidos correspondientes de elementos actínidos y fragmentos de fisión.

Una vez se obtienen los óxidos, estos se combinan a altas temperaturas con dióxido de silicio, obteniendo una mezcla de silicatos de los fragmentos de fisión. Se producen materiales cercanos a los vidrios.

Los silicatos son especies químicas de elevado punto de fusión, que resisten bien las altas temperaturas y que no son apreciablemente solubles. Son candidatos óptimos para un repositorio geológico profundo.

Se considera que la vitrificación es la forma más fiable de preparar residuos radiactivos de alta actividad para su disposición en un repositorio geológico profundo.

Existen diferencias fundamentales en cuanto a las necesidades de reelaboración de los distintos ciclos del combustible, debidas a las diferentes características del combustible.

El combustible irradiado de los reactores reproductores rápidos tiene un contenido más elevado de plutonio y de productos de fisión que el combustible de los reactores de neutrones térmicos. La concentración más elevada del plutonio produce complicaciones de criticidad que exigen un diseño diferente.

CONCLUSIÓN

El proceso PUREX fue ideado con objeto de reprocesar el combustible quemado y reciclar óxido de uranio y óxido de plutonio. Desarrolló un conocimiento y aplicación de la química nuclear que en la actualidad deberá aplicarse a los diferentes procesos de desmantelamiento que se deberán acometer en los próximos años.

Aspectos como las operaciones unitarias de evaporación singular con disoluciones concentradas de fragmentos de fisión de alta actividad previa calcinación, la tecnología de vitrificación de los residuos de alta actividad y en especial, el control radiológico específico de estos procesos que de una manera u otra surgen en el desmantelamiento de las zonas calientes hacen de este proceso un elemento de conocimiento a tener presente en los futuros pasos de la industria nuclear.

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