stringtranslate.com

Ядерная переработка

Завод по переработке ядерного топлива в Селлафилде , Великобритания

Ядерная переработка — это химическое разделение продуктов деления и актинидов из отработанного ядерного топлива . [1] Первоначально переработка использовалась исключительно для извлечения плутония для производства ядерного оружия . С коммерциализацией ядерной энергетики переработанный плутоний был переработан обратно в МОКС-ядерное топливо для тепловых реакторов . [2] Переработанный уран , также известный как отработанный топливный материал, в принципе может также повторно использоваться в качестве топлива, но это экономически выгодно только при низком уровне поставок урана и высоких ценах. Ядерная переработка может выходить за рамки топлива и включать переработку других материалов ядерных реакторов, таких как оболочка из циркалоя .

Высокая радиоактивность отработанного ядерного материала означает, что переработка должна строго контролироваться и тщательно выполняться на передовых объектах специализированным персоналом. Существует множество процессов, среди которых доминирует химический процесс PUREX . Альтернативы включают нагрев для удаления летучих элементов, сжигание посредством окисления и летучесть фторида (который использует чрезвычайно реактивный фтор ). Каждый процесс приводит к некоторой форме очищенного ядерного продукта с радиоактивными отходами в качестве побочного продукта. Поскольку это может привести к получению ядерного материала оружейного качества , ядерная переработка вызывает озабоченность с точки зрения ядерного распространения и, таким образом, строго регулируется.

Относительно высокая стоимость связана с переработкой отработанного топлива по сравнению с однократным топливным циклом, но использование топлива может быть увеличено, а объемы отходов уменьшены. [3] Переработка ядерного топлива осуществляется в обычном порядке в Европе, России и Японии. В Соединенных Штатах администрация Обамы отступила от планов президента Буша по переработке в коммерческих масштабах и вернулась к программе, ориентированной на научные исследования, связанные с переработкой. [4] Не все ядерное топливо требует переработки; реактор-размножитель не ограничивается использованием переработанного плутония и урана. Он может использовать все актиниды , замыкая ядерный топливный цикл и потенциально умножая энергию, извлекаемую из природного урана, примерно в 60 раз. [5] [6]

Отдельные компоненты и их размещение

Потенциально полезные компоненты, которые используются при ядерной переработке, включают определенные актиниды (плутоний, уран и некоторые второстепенные актиниды ). Более легкие элементы включают продукты деления , продукты активации и оболочку .

История

Первые крупномасштабные ядерные реакторы были построены во время Второй мировой войны . Эти реакторы были разработаны для производства плутония для использования в ядерном оружии . Таким образом, единственной необходимой переработкой было извлечение плутония ( свободного от загрязнения продуктами деления ) из отработанного топлива из природного урана . В 1943 году было предложено несколько методов для отделения относительно небольшого количества плутония от урана и продуктов деления. Первый выбранный метод, процесс осаждения, называемый процессом фосфата висмута , был разработан и испытан в Национальной лаборатории Ок-Ридж (ORNL) между 1943 и 1945 годами для производства количеств плутония для оценки и использования в оружейных программах США . ORNL произвела первые макроскопические количества (граммы) разделенного плутония с помощью этих процессов.

Процесс фосфата висмута был впервые реализован в больших масштабах на объекте в Хэнфорде во второй половине 1944 года. Он оказался успешным для выделения плутония в существовавшей тогда чрезвычайной ситуации, но имел существенный недостаток: невозможность извлечения урана.

Первый успешный процесс экстракции растворителем для восстановления чистого урана и плутония был разработан в ORNL в 1949 году. [7] Процесс PUREX является текущим методом экстракции. Разделительные установки были также построены на площадке Savannah River и меньший завод на заводе West Valley Reprocessing Plant , который был закрыт к 1972 году из-за его неспособности соответствовать новым нормативным требованиям. [8]

Переработка гражданского топлива уже давно применяется на заводе COGEMA La Hague во Франции, на заводе в Селлафилде в Великобритании, на химическом комбинате «Маяк» в России, а также на таких предприятиях, как завод в Токае в Японии, завод в Тарапуре в Индии и недолгое время на заводе по переработке топлива West Valley в США.

В октябре 1976 года [9] обеспокоенность распространением ядерного оружия (особенно после того, как Индия продемонстрировала возможности ядерного оружия с использованием технологии переработки) привела к тому, что президент Джеральд Форд издал президентскую директиву о бессрочной приостановке коммерческой переработки и рециклинга плутония в США. 7 апреля 1977 года президент Джимми Картер запретил переработку отработанного ядерного топлива коммерческих реакторов . Ключевым вопросом, определяющим эту политику, был риск распространения ядерного оружия путем отвлечения плутония из гражданского топливного цикла, а также поощрение других стран последовать примеру США. [10] [11] [12] После этого только страны, которые уже имели крупные инвестиции в инфраструктуру переработки, продолжали перерабатывать отработанное ядерное топливо. Президент Рейган снял запрет в 1981 году, но не предоставил существенную субсидию, которая была бы необходима для запуска коммерческой переработки. [13]

В марте 1999 года Министерство энергетики США (DOE) изменило свою политику и подписало контракт с консорциумом Duke Energy , COGEMA и Stone & Webster (DCS) на проектирование и эксплуатацию завода по производству смешанного оксидного (МОКС) топлива . Подготовка площадки на площадке Savannah River (Южная Каролина) началась в октябре 2005 года. [14] В 2011 году New York Times сообщила : «...спустя 11 лет после того, как правительство заключило контракт на строительство, стоимость проекта взлетела почти до 5 миллиардов долларов. Огромная бетонная и стальная конструкция представляет собой полузаконченный остов, и правительству еще предстоит найти ни одного заказчика, несмотря на предложения выгодных субсидий». TVA (в настоящее время наиболее вероятный заказчик) заявила в апреле 2011 года, что отложит решение до тех пор, пока не увидит, как поведет себя МОКС-топливо во время ядерной аварии на Фукусиме-1 . [15]

Технологии разделения

Вода и органические растворители

ПУРЕКС

PUREX , текущий стандартный метод, является аббревиатурой от Plutonium and Uranium R ecovery by EX extraction . Процесс PUREX представляет собой метод жидкостно-жидкостной экстракции , используемый для переработки отработанного ядерного топлива , для извлечения урана и плутония , независимо друг от друга, из продуктов деления . Это наиболее разработанный и широко используемый процесс в отрасли в настоящее время.

При использовании в качестве топлива из коммерческих энергетических реакторов извлеченный плутоний обычно содержит слишком много Pu-240, чтобы считаться плутонием «оружейного качества», идеальным для использования в ядерном оружии. Тем не менее, высоконадежное ядерное оружие может быть создано на всех уровнях технической сложности с использованием реакторного плутония. [16] Более того, реакторы, которые способны к частой перезаправке, могут использоваться для производства оружейного плутония, который впоследствии может быть восстановлен с помощью PUREX. Из-за этого химикаты PUREX контролируются. [17]

Переработка плутония

Модификации PUREX

УРЕКС

Процесс PUREX можно модифицировать для создания процесса UREX ( UR anium EX extraction), который можно использовать для экономии места внутри мест захоронения высокоактивных ядерных отходов , таких как хранилище ядерных отходов Yucca Mountain , путем удаления урана, составляющего большую часть массы и объема отработанного топлива, и его переработки в качестве переработанного урана .

Процесс UREX представляет собой процесс PUREX, который был модифицирован для предотвращения извлечения плутония. Это можно сделать, добавив восстановитель плутония перед первым этапом извлечения металла. В процессе UREX ~99,9% урана и >95% технеция отделяются друг от друга и других продуктов деления и актинидов . Ключевым моментом является добавление ацетогидроксамовой кислоты (AHA) в секции экстракции и промывки процесса. Добавление AHA значительно снижает извлекаемость плутония и нептуния , обеспечивая несколько большую устойчивость к распространению, чем на этапе извлечения плутония процесса PUREX. [ необходима цитата ]

ТРУЭКС

Добавляя второй экстракционный агент, октил(фенил)-N, N-дибутилкарбамоилметилфосфиноксид (CMPO) в сочетании с трибутилфосфатом (TBP), процесс PUREX можно превратить в процесс TRUEX ( TR ans Uranic EXtraction ). TRUEX был изобретен в США Аргоннской национальной лабораторией и предназначен для удаления трансурановых металлов (Am/Cm) из отходов. Идея заключается в том, что за счет снижения альфа -активности отходов большую часть отходов можно затем утилизировать с большей легкостью. Как и в случае с PUREX, этот процесс работает по механизму сольватации .

ДИАМЕКС

В качестве альтернативы TRUEX был разработан процесс экстракции с использованием малондиамида. Процесс DIAMEX ( DIAM ide EXtraction ) имеет преимущество в том, что позволяет избежать образования органических отходов, которые содержат элементы, отличные от углерода , водорода , азота и кислорода . Такие органические отходы можно сжигать без образования кислотных газов, которые могут способствовать образованию кислотных дождей (хотя кислотные газы можно извлечь с помощью скруббера). Процесс DIAMEX разрабатывается в Европе французским CEA . Процесс достаточно зрелый, чтобы можно было построить промышленный завод с имеющимися знаниями о процессе. [18] Как и в случае с PUREX, этот процесс работает по механизму сольватации.

САНЕКС

Избирательная экстракция актинидов . В рамках управления второстепенными актинидами было предложено, чтобы лантаноиды и трехвалентные второстепенные актиниды были удалены из рафината PUREX с помощью процесса , такого как DIAMEX или TRUEX. Чтобы актиниды , такие как америций , можно было бы повторно использовать в промышленных источниках или использовать в качестве топлива, лантаноиды должны быть удалены. Лантаноиды имеют большие нейтронные поперечные сечения и, следовательно, они могут отравить ядерную реакцию, управляемую нейтронами. На сегодняшний день система экстракции для процесса SANEX не определена, но в настоящее время несколько различных исследовательских групп работают над процессом. Например, французский CEA работает над процессом на основе бис-триазинилпиридина (BTP). [19] [20] [21] Другие системы, такие как дитиофосфиновые кислоты, разрабатываются некоторыми другими сотрудниками.

УНЕКС

Процесс экстракции UN iversal EX был разработан в России и Чешской Республике ; он предназначен для полного удаления наиболее проблемных радиоизотопов (Sr, Cs и второстепенных актинидов ) из рафината, оставшегося после извлечения урана и плутония из отработанного ядерного топлива . [22] [23] Химия основана на взаимодействии цезия и стронция с полиэтиленгликолем [24] [25] и анионом карборана кобальта (известным как хлорированный дикарболлид кобальта). Актиниды извлекаются с помощью CMPO, а разбавителем является полярный ароматический углеводород, такой как нитробензол . Также были предложены другие разбавители, такие как мета - нитробензотрифторид [26] и фенилтрифторметилсульфон [27] .

Электрохимические и ионообменные методы

Сообщалось об экзотическом методе, использующем электрохимию и ионный обмен в карбонате аммония . [28] Сообщалось также о других методах извлечения урана с использованием ионного обмена в щелочном карбонате и «испаренном» оксиде свинца. [29]

Устаревшие методы

Висмут фосфат

Процесс фосфата висмута является устаревшим процессом, который добавляет значительное количество ненужного материала к конечным радиоактивным отходам. Процесс фосфата висмута был заменен процессами экстракции растворителем. Процесс фосфата висмута был разработан для извлечения плутония из ядерных топливных стержней с алюминиевой оболочкой , содержащих уран. Топливо было распаковано путем кипячения в каустической соде . После распаковки металлический уран растворялся в азотной кислоте .

Плутоний в этой точке находится в степени окисления +4. Затем его осаждали из раствора добавлением нитрата висмута и фосфорной кислоты, чтобы образовать фосфат висмута. Плутоний соосаждался с ним. Надосадочная жидкость (содержащая много продуктов деления ) отделялась от твердого вещества. Затем осадок растворялся в азотной кислоте перед добавлением окислителя ( например, перманганата калия ) для получения PuO 2 2+ . Плутоний поддерживался в степени окисления +6 добавлением дихроматной соли.

Затем фосфат висмута был повторно осажден, оставив плутоний в растворе, и была добавлена ​​соль железа (II) (например, сульфат железа ). Плутоний был снова повторно осажден с использованием носителя фосфата висмута и комбинации солей лантана и добавленного фторида , образуя твердый носитель фторида лантана для плутония. Добавление щелочи дало оксид. Объединенный оксид лантана и плутония был собран и экстрагирован азотной кислотой для образования нитрата плутония. [30]

Гексон или РЕДОКС

Это процесс экстракции жидкость-жидкость, в котором в качестве экстрагента используется метилизобутилкетон под кодовым названием гексон. Экстракция осуществляется по механизму сольватации . Недостатком этого процесса является необходимость использования высаливающего реагента ( нитрата алюминия ) для увеличения концентрации нитрата в водной фазе с целью получения разумного коэффициента распределения (значения D). Кроме того, гексон разлагается концентрированной азотной кислотой. Этот процесс использовался в 1952-1956 годах на заводе Т в Хэнфорде и был заменен процессом PUREX. [31] [32]

Pu4 + + 4NO−3+ 2S → [ Pu ( NO3 ) 4S2 ]

Бутекс, β,β'-дибутилоксидиэтиловый эфир

Процесс, основанный на процессе сольватационной экстракции с использованием триэфирного экстрагента, названного выше. Этот процесс имеет недостаток, заключающийся в необходимости использования высаливающего реагента ( нитрата алюминия ) для увеличения концентрации нитрата в водной фазе для получения разумного соотношения распределения. Этот процесс использовался в Уиндскейле в 1951-1964 годах. Этот процесс был заменен на PUREX, который показал себя как превосходная технология для крупномасштабной переработки. [33]

Ацетат натрия

Процесс ацетата натрия уранил использовался ранней советской ядерной промышленностью для извлечения плутония из облученного топлива. [34] Он никогда не использовался на Западе; идея состоит в том, чтобы растворить топливо в азотной кислоте , изменить степень окисления плутония, а затем добавить уксусную кислоту и основание. Это превратило бы уран и плутоний в твердую ацетатную соль.

Взрыв кристаллизованных ацетатов-нитратов в неохлаждаемой емкости для отходов стал причиной Кыштымской катастрофы в 1957 году.

Альтернативы PUREX

Поскольку у процесса PUREX есть некоторые недостатки, были предприняты попытки разработать альтернативы этому процессу, некоторые из которых совместимы с PUREX (т. е. остаток от одного процесса может быть использован в качестве сырья для другого), а другие полностью несовместимы. Ни один из них (по состоянию на 2020-е годы) не достиг широкого коммерческого использования, но некоторые прошли крупномасштабные испытания или получили твердые обязательства по их будущей более масштабной реализации. [35]

Пирообработка

Наиболее разработанным, хотя и неиспользуемым в коммерческих целях, альтернативным методом переработки является пирообработка [36], предложенная как часть изображенного металлического топливного интегрального быстрого реактора (IFR) — концепции быстрого натриевого реактора 1990-х годов. После того, как отработанное топливо растворяется в расплавленной соли, все перерабатываемые актиниды , состоящие в основном из плутония и урана, хотя и с важными второстепенными компонентами, извлекаются с помощью электрорафинирования/ электровыделения . Полученная смесь сохраняет плутоний все время в неразделенной гамма- и альфа-излучающей форме актинида , что также является умеренно самозащитой в сценариях кражи. [37]

Пирообработка — это общее название для высокотемпературных методов. Растворители — это расплавленные соли (например, LiCl + KCl или LiF + CaF 2 ) и расплавленные металлы (например, кадмий, висмут, магний), а не вода и органические соединения. Электроочистка , дистилляция и экстракция растворителем-растворителем являются обычными этапами.

В настоящее время эти процессы не получили широкого распространения во всем мире, но они были впервые применены в Аргоннской национальной лаборатории [38] [39], а текущие исследования также проводятся в CRIEPI в Японии, Институте ядерных исследований Ржежа в Чешской Республике, Центре атомных исследований имени Индиры Ганди в Индии и KAERI в Южной Корее. [40] [41] [42] [43]

Преимущества пирообработки

Недостатки пирообработки

Электролиз

Методы электролиза основаны на разнице стандартных потенциалов урана, плутония и младших актинидов в расплавленной соли. Стандартный потенциал урана самый низкий, поэтому при приложении потенциала уран будет восстанавливаться на катоде из расплавленного солевого раствора раньше других элементов. [47]

Экспериментальная ячейка электроочистки в Аргоннской национальной лаборатории

ПИРО-А и -Б для IFR

Эти процессы были разработаны Аргоннской национальной лабораторией и использованы в проекте интегрального быстрого реактора .

PYRO-A — это способ разделения актинидов (элементов в пределах семейства актинидов , как правило, тяжелее U-235) от неактинидов. Отработанное топливо помещается в анодную корзину , которая погружается в расплавленный солевой электролит. Подается электрический ток, заставляя металлический уран (или иногда оксид, в зависимости от отработанного топлива) оседать на твердом металлическом катоде, в то время как другие актиниды (и редкоземельные элементы) могут быть поглощены жидким кадмиевым катодом. Многие продукты деления (такие как цезий , цирконий и стронций ) остаются в соли. [48] [49] [50] В качестве альтернативы расплавленному кадмиевому электроду можно использовать расплавленный висмутовый катод или твердый алюминиевый катод. [51]

В качестве альтернативы электролизу нужный металл можно выделить, используя расплавленный сплав электроположительного металла и менее реакционноспособного металла. [52]

Поскольку большая часть долгосрочной радиоактивности и объема отработанного топлива исходит от актинидов, удаление актинидов приводит к образованию отходов, которые более компактны и не так опасны в долгосрочной перспективе. Радиоактивность этих отходов затем снизится до уровня различных природных минералов и руд в течение нескольких сотен, а не тысяч лет. [53]

Смешанные актиниды, полученные пирометаллической обработкой, могут быть снова использованы в качестве ядерного топлива, поскольку они практически все либо делящиеся , либо воспроизводящие , хотя для эффективного сжигания многих из этих материалов потребуется реактор-размножитель на быстрых нейтронах . В спектре тепловых нейтронов концентрации нескольких тяжелых актинидов ( кюрий -242 и плутоний-240 ) могут стать довольно высокими, создавая топливо, которое существенно отличается от обычного урана или смешанных оксидов урана-плутония (МОКС), на использование которых рассчитано большинство современных реакторов.

Другой пирохимический процесс, процесс PYRO-B , был разработан для переработки и рециклинга топлива из реактора-трансмутатора ( быстрый реактор-размножитель, предназначенный для преобразования трансурановых ядерных отходов в продукты деления). Типичное топливо-трансмутатор не содержит урана и содержит восстановленные трансурановые элементы в инертной матрице, такой как металлический цирконий . При переработке такого топлива методом PYRO-B используется этап электроочистки для отделения остаточных трансурановых элементов от продуктов деления и рециклирования трансурановых элементов в реактор для деления. Вновь образованные технеций и йод извлекаются для включения в мишени трансмутации, а другие продукты деления отправляются в отходы.

Волоксидация

Волоксидация (для объемного окисления ) включает нагревание оксидного топлива кислородом, иногда с чередованием окисления и восстановления, или чередованием окисления озоном до триоксида урана с разложением путем обратного нагрева до октаоксида триурана . [45] Основной целью является улавливание трития в виде тритиевого водяного пара перед дальнейшей обработкой, где было бы трудно удержать тритий. Тритий является сложным загрязнителем для удаления из водного раствора, поскольку его нельзя отделить от воды, кроме как путем разделения изотопов. Однако тритий также является ценным продуктом, используемым в промышленной науке и ядерном оружии , поэтому восстановление потока водорода или воды с высоким содержанием трития может сделать целевое восстановление экономически выгодным. Другие летучие элементы покидают топливо и должны быть восстановлены, особенно йод , технеций и углерод-14 . Волоксидация также разрушает топливо или увеличивает его площадь поверхности для улучшения проникновения реагентов на последующих этапах переработки.

Преимущества

Недостатки

Испаряемость в изоляции

Простое нагревание отработанного оксидного топлива в инертной атмосфере или вакууме при температуре от 700 °C (1292 °F) до 1000 °C (1830 °F) в качестве первого шага переработки может удалить несколько летучих элементов, включая цезий, изотоп которого цезий-137 выделяет около половины тепла, производимого отработанным топливом в течение следующих 100 лет охлаждения (однако большая часть другой половины приходится на стронций-90 , который имеет аналогичный период полураспада). Оценочный общий баланс массы для 20 000 г переработанного топлива с 2000 г оболочки составляет: [54]

Преимущества

Недостатки

Летучесть фторида

Синие элементы имеют летучие фториды или уже летучи; зеленые элементы не имеют, но имеют летучие хлориды; красные элементы не имеют ни того, ни другого, но сами элементы или их оксиды летучи при очень высоких температурах. Выходы через 10 0,1,2,3 года после деления , не учитывая более поздний захват нейтронов , доля 100%, а не 200%. Бета-распад Kr-85 → Rb , Sr-90 → Zr , Ru-106 → Pd , Sb-125 → Te , Cs-137 → Ba , Ce-144 → Nd , Sm-151 → Eu , Eu-155 → Gd виден.

В процессе летучести фторида фтор реагирует с топливом. Фтор настолько более реактивен, чем даже кислород , что небольшие частицы измельченного оксидного топлива воспламеняются, если их бросить в камеру, полную фтора. Это известно как фторирование пламени; выделяемое тепло помогает реакции протекать. Большая часть урана , который составляет большую часть топлива, преобразуется в гексафторид урана , форму урана, используемую при обогащении урана , которая имеет очень низкую температуру кипения. Технеций , основной долгоживущий продукт деления , также эффективно преобразуется в свой летучий гексафторид. Несколько других элементов также образуют подобные летучие гексафториды, пентафториды или гептафториды. Летучие фториды можно отделить от избыточного фтора путем конденсации, а затем отделить друг от друга путем фракционной перегонки или селективного восстановления . Гексафторид урана и гексафторид технеция имеют очень близкие температуры кипения и давления паров, что затрудняет их полное разделение.

Многие из улетучивающихся продуктов деления — это те же самые продукты, которые улетучиваются при нефторированной, более высокотемпературной улетучивании, такие как йод , теллур и молибден ; заметные различия заключаются в том, что технеций улетучивается, а цезий — нет.

Некоторые трансурановые элементы, такие как плутоний , нептуний и америций, могут образовывать летучие фториды, но эти соединения нестабильны при снижении парциального давления фтора. [55] Большая часть плутония и часть урана первоначально останутся в золе, которая опустится на дно пламенного фторатора. Соотношение плутония и урана в золе может даже приближаться к составу, необходимому для топлива реактора на быстрых нейтронах . Дальнейшее фторирование золы может удалить весь уран, нептуний и плутоний в виде летучих фторидов; однако некоторые другие второстепенные актиниды могут не образовывать летучие фториды и вместо этого оставаться со щелочными продуктами деления. Некоторые благородные металлы могут вообще не образовывать фториды, а оставаться в металлической форме; однако гексафторид рутения относительно стабилен и летуч.

Перегонка остатка при более высоких температурах может отделить фториды переходных металлов с более низкой температурой кипения и фториды щелочных металлов (Cs, Rb) от фторидов лантаноидов и щелочноземельных металлов (Sr, Ba) и иттрия с более высокой температурой кипения . Температуры при этом намного выше, но их можно несколько снизить путем перегонки в вакууме. Если в качестве растворителя используется соль-носитель, например фторид лития или фторид натрия , то высокотемпературная перегонка является способом отделения соли-носителя для повторного использования.

Конструкции реакторов на расплавленных солях осуществляют переработку летучести фторида непрерывно или с частыми интервалами. Цель состоит в том, чтобы вернуть актиниды в расплавленную топливную смесь для возможного деления, удаляя при этом продукты деления , которые являются нейтронными ядами , или которые можно более надежно хранить вне активной зоны реактора в ожидании возможной передачи в постоянное хранилище.

Летучесть и растворимость хлоридов

Многие элементы, которые образуют летучие высоковалентные фториды , также будут образовывать летучие высоковалентные хлориды. Хлорирование и дистилляция являются еще одним возможным методом разделения. Последовательность разделения может отличаться от последовательности для фторидов; например, тетрахлорид циркония и тетрахлорид олова имеют относительно низкие температуры кипения 331 °C (628 °F) и 114,1 °C (237,4 °F). Хлорирование даже было предложено в качестве метода удаления циркониевой оболочки твэла [45] вместо механического расчехления.

Хлориды, вероятно, легче, чем фториды, впоследствии преобразовываются обратно в другие соединения, такие как оксиды.

Хлориды, оставшиеся после испарения, также могут быть разделены по растворимости в воде. Хлориды щелочных элементов, таких как америций , кюрий , лантаноиды , стронций , цезий, более растворимы, чем хлориды урана , нептуния , плутония и циркония .

Преимущества летучести галогенов

Недостатки летучести галогенов

Радиоаналитическое разделение

Для определения распределения радиоактивных металлов в аналитических целях можно использовать пропитанные растворителем смолы (SIR) . SIR представляют собой пористые частицы, содержащие экстрагент внутри своих пор. Такой подход позволяет избежать этапа разделения жидкость-жидкость, необходимого при обычной экстракции жидкость-жидкость . Для подготовки SIR для радиоаналитического разделения можно использовать органический Amberlite XAD-4 или XAD-7. Возможными экстрагентами являются, например, тригексилтетрадецилфосфонийхлорид (CYPHOS IL-101) или N,N0-диалкил-N,N0-дифенилпиридин-2,6-дикарбоксиамиды (R-PDA; R = бутил, октил I, децил, додецил). [60]

Экономика

Относительная экономика переработки-утилизации отходов и промежуточного хранения-прямой утилизации была в центре внимания многих дебатов в течение первого десятилетия 2000-х годов. Исследования [61] смоделировали общие затраты на топливный цикл системы переработки-утилизации, основанной на одноразовой переработке плутония в существующих тепловых реакторах (в отличие от предлагаемого цикла реактора-размножителя ), и сравнили это с общими затратами открытого топливного цикла с прямой утилизацией. Диапазон результатов, полученных в ходе этих исследований, очень широк, но все согласились, что в текущих экономических условиях вариант переработки-утилизации является более дорогостоящим. [62] В то время как рынок урана — особенно его краткосрочные колебания — оказывает лишь незначительное влияние на стоимость электроэнергии, вырабатываемой ядерной энергетикой, долгосрочные тенденции на рынке урана существенно влияют на экономику ядерной переработки. Если цены на уран вырастут и останутся стабильно высокими, «расширение поставок топлива» с помощью МОКС-топлива, реакторов-размножителей или даже ториевого топливного цикла может стать более привлекательным. Однако если цены на уран останутся низкими, переработка останется менее привлекательной. [ необходима цитата ]

Если переработка проводится только для снижения уровня радиоактивности отработанного топлива, следует учитывать, что отработанное ядерное топливо со временем становится менее радиоактивным. Через 40 лет его радиоактивность падает на 99,9% [63] , хотя все еще требуется более тысячи лет, чтобы уровень радиоактивности приблизился к уровню радиоактивности природного урана. [64] Однако уровень трансурановых элементов , включая плутоний-239 , остается высоким в течение более 100 000 лет, поэтому, если они не используются повторно в качестве ядерного топлива, то эти элементы нуждаются в надежной утилизации из-за причин ядерного распространения, а также радиационной опасности.

25 октября 2011 года комиссия Японской комиссии по атомной энергии на заседании обнародовала расчеты стоимости переработки ядерного топлива для выработки электроэнергии. Эти расходы могут вдвое превышать стоимость прямого геологического захоронения отработанного топлива: стоимость извлечения плутония и обращения с отработанным топливом оценивалась в 1,98–2,14 иен за киловатт-час выработанной электроэнергии. Утилизация отработанного топлива как отходов обойдется всего в 1–1,35 иен за киловатт-час. [65] [66]

В июле 2004 года японские газеты сообщили, что правительство Японии оценило стоимость утилизации радиоактивных отходов, что противоречит заявлениям четырьмя месяцами ранее о том, что такие оценки не проводились. Стоимость вариантов без переработки оценивалась в пределах от четверти до трети (5,5–7,9 млрд долларов) от стоимости переработки (24,7 млрд долларов). В конце 2011 года стало ясно, что Масая Ясуи, который был директором Отдела планирования политики в области ядерной энергетики в 2004 году, дал указание своему подчиненному в апреле 2004 года скрыть данные. Тот факт, что данные были преднамеренно скрыты, обязал министерство повторно расследовать дело и пересмотреть вопрос о наказании причастных к этому должностных лиц. [67] [68]

Список сайтов

Смотрите также

Ссылки

  1. ^ Эндрюс, А. (27 марта 2008 г.). Переработка ядерного топлива: политика США Архивировано 3 марта 2016 г. на Wayback Machine . Отчет CRS для Конгресса. Получено 25 марта 2011 г.
  2. ^ МОКС-топливо может увеличить извлекаемую энергию примерно на 12%, но немного уменьшает запасы плутония. Информация от Всемирной ядерной ассоциации о МОКС-топливе Архивировано 1 марта 2013 года на Wayback Machine
  3. ^ Гарольд Фейвесон и др. (2011). «Управление отработанным ядерным топливом: политические уроки из исследования 10 стран». Бюллетень ученых-атомщиков . Архивировано из оригинала 26 апреля 2012 г. Получено 8 июля 2011 г.
  4. ^ "Прощай, ядерная переработка". Nature . 460 (7252): 152. 2009. Bibcode : 2009Natur.460R.152.. doi : 10.1038/460152b . PMID  19587715.
  5. ^ "Supply of Uranium". World Nuclear Association . Архивировано из оригинала 12 февраля 2013 года . Получено 29 января 2010 года .
  6. ^ "Реакторы на быстрых нейтронах". Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинала 24 февраля 2013 года . Получено 11 марта 2012 года .
  7. ^ Lanham, WB; Runion, TC (1 октября 1949 г.). "ПРОЦЕСС PUREX ДЛЯ ВОССТАНОВЛЕНИЯ ПЛУТОНИЯ И УРАНА". Другая информация: Отказ с удалениями 18 апреля 1960 г. Дата получения оригинала: 31-DEC-60 . doi : 10.2172/4165457 .
  8. ^ «Извлечение плутония из отработанного топлива, перерабатываемого компанией Nuclear Fuel Services в Уэст-Вэлли, штат Нью-Йорк, с 1966 по 1972 год». Министерство энергетики США. Февраль 1996 г. Архивировано из оригинала 14 марта 2021 г. Получено 17 июня 2007 г.
  9. ↑ Джеральд Форд 28 октября 1976 г. Заявление о ядерной политике. Архивировано 26 сентября 2018 г. на Wayback Machine . Получено 30 июня 2012 г.
  10. ^ Д-р Нед Ксуби (2008). «Политика, наука, окружающая среда и здравый смысл переработки отработанного ядерного топлива 3 десятилетия спустя» (PDF) . Симпозиум по технологии мирной ядерной энергии, Ирбид, Иордания . Архивировано из оригинала (PDF) 16 мая 2011 г.
  11. ^ "Depleted Cranium » Архив блога » Почему нельзя построить бомбу из отработанного топлива". Архивировано из оригинала 4 февраля 2012 г.
  12. ^ «Доказательство отрицательного – Почему современное отработанное ядерное топливо не может быть использовано для создания оружия – Atomic Insights». Atomic Insights . 17 февраля 2015 г. Архивировано из оригинала 7 января 2018 г. Получено 4 апреля 2018 г.
  13. ^ Переработка ядерного топлива: развитие политики США. Архивировано 3 марта 2016 г. на Wayback Machine . (PDF). Получено 10 декабря 2011 г.
  14. ↑ Отчеты Duke, Cogema, Stone & Webster (DCS) отправлены в NRC. Архивировано 23 июня 2017 г. на Wayback Machine . Nrc.gov. Получено 10 декабря 2011 г.
  15. ^ Новые сомнения относительно превращения плутония в топливо Архивировано 11 сентября 2017 г. на Wayback Machine , 10 апреля 2011 г.
  16. ↑ Программа США по утилизации избыточного оружейного плутония. Архивировано 8 апреля 2016 г. на Wayback Machine , IAEA-SM-346/102, Мэтью Банн, 2002 г.
  17. ^ Ирвин, Максвелл (2011). Ядерная энергетика: очень краткое введение. Оксфорд: Oxford University Press. стр. 55. ISBN 9780199584970. Архивировано из оригинала 28 марта 2020 . Получено 22 февраля 2016 .
  18. ^ "Ядерная энергия: топливо будущего?". Принстонский университет. Архивировано из оригинала 1 октября 2012 года . Получено 6 апреля 2013 года .
  19. ^ C. Hill, D. Guillaneux, X. Hérès, N. Boubals и L. Ramain ИССЛЕДОВАНИЯ ПО РАЗРАБОТКЕ ПРОЦЕССА SANEX-BTP Архивировано 15 ноября 2012 г. на Wayback Machine
  20. ^ К. Хилл, Л. Бертон, P. Bros, JP. Данкосс и Д. Гийане ИССЛЕДОВАНИЯ РАЗВИТИЯ ПРОЦЕССА SANEX-BTP. Архивировано 5 сентября 2009 г. в Wayback Machine . Комиссариат по атомной энергии
  21. ^ Беатрис Рат, Ксавье Эрэс Моделирование и разработка технологической схемы SANEX для разделения трехвалентных актинидов/лантанидов с использованием экстрагента BTP (бис-1,2,4-триазинилпиридин). Архивировано 16 октября 2005 г. на Wayback Machine
  22. ^ "US-Russia Team Makes Treating Nuclear Waste Easier". Пресс-релиз посольства США(?). 19 декабря 2001 г. Архивировано из оригинала 28 июля 2014 г. Получено 14 июня 2007 г.
  23. ^ J. Banaee; et al. (1 сентября 2001 г.). "INTEC High-Level Waste Studies Universal Solvent Extraction Feasibility Study". INEEL Technical report. Архивировано из оригинала 13 мая 2013 г. Получено 28 января 2006 г.
  24. ^ Лоу, Джек Д.; Хербст, Р. Скотт; Тодд, Терри А.; Романовский, Валерий Н.; Бабаин, Василий А.; Есимантовский, Вячеслав М.; Смирнов, Игорь В.; Зайцев, Борис Н. (2001). "Универсальный процесс экстракции растворителем (Unex). Ii. Разработка технологической схемы и демонстрация процесса Unex для разделения цезия, стронция и актинидов из реальных кислых радиоактивных отходов". Экстракция растворителем и ионный обмен . 19 : 23. doi :10.1081/SEI-100001371. S2CID  98103735.
  25. ^ Романовский, Валерий Н.; Смирнов, Игорь В.; Бабаин, Василий А.; Тодд, Терри А.; Хербст, Р. Скотт; Лоу, Джек Д.; Брюэр, Кен Н. (2001). "Универсальный процесс экстракции растворителем (Unex). I. Разработка растворителя процесса Unex для разделения цезия, стронция и актинидов из кислых радиоактивных отходов". Экстракция растворителем и ионный обмен . 19 : 1. doi :10.1081/SEI-100001370. S2CID  98166395.
  26. ^ https://archivedproceedings.econference.io/wmsym/2014/papers/14154.pdf [ пустой URL-адрес PDF ]
  27. ^ JD Law; et al. (1 марта 2001 г.). "Испытание технологической схемы универсального процесса экстракции растворителем для одновременного разделения цезия, стронция и актинидов из растворенного кальцина INEEL" (PDF) . Труды конференции WM 2001. Архивировано из оригинала (PDF) 28 сентября 2007 г. Получено 17 июня 2006 г.
  28. ^ Асанума, Норико и др. (2006). «Андодическая диссоциация таблетки UO2, содержащей моделированные продукты деления в растворе карбоната аммония». Журнал ядерной науки и технологий . 43 (3): 255–262. doi : 10.3327/jnst.43.255 .[ мертвая ссылка ]
  29. ↑ US 4366126, Гарднер, Гарри Э., «Извлечение урана из урансодержащих растворов, содержащих молибден», опубликовано 28 декабря 1982 г., передано Union Carbide Corp. 
  30. ^ Гербер, Мишель. «История производства плутония на объекте в Хэнфорде: история процессов и объектов (WHC-MR-0521) (выдержки)». Министерство энергетики. Архивировано из оригинала 11 мая 2006 г. Получено 7 января 2006 г.
  31. ^ US 2950166, Seaborg, Glenn T .; Blaedel, Jr., Walter J. & Walling, Matthew T., «Метод разделения плутония от урана и продуктов деления путем экстракции растворителем», опубликовано 23 августа 1960 г., передано Комиссии по атомной энергии США 
  32. ^ LW Gray (15 апреля 1999 г.). «От разделения к восстановлению — краткая история плутония в США и России (UCRL-JC-133802)» (PDF) . Препринт Национальной лаборатории им. Лоуренса в Ливерморе. Архивировано (PDF) из оригинала 29 ноября 2007 г. . Получено 7 января 2006 г. .
  33. ^ Тейлор, Робин (2015). Переработка и утилизация отработанного ядерного топлива . Woodhead Publishing.
  34. ^ Форман, Марк Р. Сент-Дж. (2018). «Химия аварии реактора и ее обновление». Cogent Chemistry . 4 (1). doi : 10.1080/23312009.2018.1450944 .
  35. ^ "Переработка отработанного ядерного топлива". Всемирная ядерная ассоциация. Декабрь 2020 г. Архивировано из оригинала 28 сентября 2022 г. Получено 4 октября 2022 г.
  36. ^ LC Walters (18 сентября 1998 г.). «Тридцать лет информации о топливе и материалах из EBR-II». Journal of Nuclear Materials . 270 (1): 39–48. Bibcode : 1999JNuM..270...39W. doi : 10.1016/S0022-3115(98)00760-0. Архивировано из оригинала 31 января 2021 г. Получено 17 марта 2021 г.
  37. ^ "APS - Physics and Society Newsletter - июль 2004 г. - PUREX И PYRO - НЕ ОДНО И ТО ЖЕ". Архивировано из оригинала 5 августа 2020 г. Получено 9 августа 2023 г.PUREX и PYRO — это не одно и то же, Ханнум, Марш, Стэнфорд.
  38. ^ "Pyroprocessing Development". Аргоннская национальная лаборатория. Архивировано из оригинала 24 июня 2016 года . Получено 6 июня 2016 года .
  39. ^ "Технологии пирообработки: переработка отработанного ядерного топлива для устойчивого энергетического будущего" (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория . 2012. стр. 7. Архивировано из оригинала (PDF) 19 февраля 2013 г. Получено 6 июня 2016 г.
  40. ^ T. Inoue. "Обзор деятельности CRIEPI по пирообработке" (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 13 июля 2017 г. . Получено 20 мая 2019 г. .
  41. ^ Тулакова, Р. и др. «Развитие пирохимической переработки отработанного ядерного топлива и перспективы замкнутого топливного цикла». Atom Indonesia 33.1 (2007): 47–59.
  42. ^ Нагараджан, К. и др. «Текущее состояние исследований пирохимической переработки в Индии». Ядерные технологии 162.2 (2008): 259–263.
  43. ^ Ли, Хансу и др. «Разработка технологии пирообработки в KAERI». (2009).
  44. ^ "PYROPROCESSING PROGRESS AT IDAHO NATIONAL LABORATORY" (PDF) . Статья Национальной лаборатории Айдахо. Сентябрь 2007 г. Архивировано из оригинала (PDF) 12 июня 2011 г.
  45. ^ abc Guillermo D. Del Cul; et al. "Advanced Head-End Processing of Spent Fuel: A Progress Report" (PDF) . Ежегодное собрание ANS 2005 г. Национальная лаборатория Ок-Ридж , Министерство энергетики США. Архивировано из оригинала (PDF) 7 марта 2006 г. Получено 3 мая 2008 г.
  46. ^ «Ограниченные преимущества в плане сопротивления распространению от переработки неразделенных трансурановых элементов и лантаноидов из отработанного топлива легководных реакторов» (PDF) . стр. 4. Архивировано (PDF) из оригинала 26 марта 2013 г. Получено 25 апреля 2011 г.
  47. ^ Морсс, Л. Р. Химия актинидных и трансактинидных элементов. Ред. Лестер Р. Морсс и др. Т. 1. Дордрехт: Springer, 2006.
  48. ^ "Разработка технологии пиро-процессных топливных элементов" (PDF) . Новости CRIEPI. Июль 2002 г. Архивировано из оригинала (PDF) 25 февраля 2009 г. Получено 22 июня 2009 г.
  49. ^ Масатоси Иидзука (12 декабря 2001 г.). "Разработка процесса восстановления плутония электроочисткой расплавленных солей с жидким кадмиевым катодом" (PDF) . Труды 6-го совещания по обмену информацией по разделению и трансмутации актинидов и продуктов деления (Мадрид, Испания). Архивировано из оригинала (PDF) 5 сентября 2009 г. . Получено 22 июня 2009 г. .
  50. ^ R. Tulackova (Zvejskova), K. Chuchvalcova Bimova, P. Soucek, F. Lisy Study of Electrochemical Processes for Separation of the Actinides and Lanthanides in Molten Fluoride Media Архивировано 5 сентября 2009 г. на Wayback Machine (файл PPT). Nuclear Research Institute Rez plc, Чешская Республика
  51. ^ Электрохимическое поведение фторидов лантаноидов в системе электролиза с солью LiF-NaF-KF. Архивировано 5 сентября 2009 г. на Wayback Machine . (PDF). Получено 10 декабря 2011 г.
  52. ^ Справочный список ионных жидкостей/расплавленных солей и лантаноидов/актинидов. Merck.de. Получено 10 декабря 2011 г.
  53. ^ "Advanced Fuel Cycle Initiative". Министерство энергетики США . Архивировано из оригинала 10 мая 2012 года . Получено 3 мая 2008 года .
  54. ^ Wolverton, Daren; et al. (11 мая 2005 г.). "Удаление цезия из отработанного ядерного топлива, предназначенного для процесса электрорафинирования топлива" (PDF) . Университет Айдахо (диссертация?). Архивировано из оригинала (PDF) 29 ноября 2007 г.
  55. ^ Нееб, Карл-Хайнц (1997). Радиохимия атомных электростанций с легководными реакторами. Вальтер де Грюйтер. ISBN 978-3-11-013242-7. Архивировано из оригинала 25 января 2022 г. . Получено 29 ноября 2021 г. .
  56. ^ "Фтор". essentialchemicalindustry.org . 10 октября 2016 г. Архивировано из оригинала 25 апреля 2022 г. Получено 4 октября 2022 г.
  57. ^ "Chlorine Manufacturing Industry in the US". ibisworld.com . 28 июня 2022 г. Архивировано из оригинала 23 февраля 2022 г. Получено 4 октября 2022 г.
  58. ^ Власкин, Геннадий Н.; Беденко, Сергей В.; Полозков, Сергей Д.; Гал-Э, Нима; Рахмани, Фаезех (2023). "Нейтронные и гамма-лучевые сигнатуры для контроля альфа-излучающих материалов при производстве урана: моделирование Nedis2m-MCNP6". Радиационная физика и химия . 208 : 110919. Bibcode : 2023RaPC..20810919V. doi : 10.1016/j.radphyschem.2023.110919. S2CID  257588532. Получено 9 августа 2023 г.
  59. ^ Мертвая ссылка [ мертвая ссылка ]
  60. ^ Кабай, Н.; Кортина, Дж. Л.; Трохимчук, А.; Стрит, М. (2010). «Смолы, пропитанные растворителем (SIR) – Методы приготовления и их применение». React. Funct. Polym . 70 (8): 484–496. Bibcode :2010RFPol..70..484K. doi :10.1016/j.reactfunctpolym.2010.01.005. hdl :2117/10365.
  61. ^ "Advanced Fuel Cycle Cost Basis" (PDF) . Национальная лаборатория Айдахо, Министерство энергетики США. Архивировано из оригинала (PDF) 28 ноября 2011 г. . Получено 19 декабря 2010 г. .
  62. ^ "Калькулятор стоимости переработанного ядерного топлива". www.wise-uranium.org . Архивировано из оригинала 16 апреля 2013 г. Получено 4 апреля 2018 г.
  63. ^ "Управление отходами и утилизация". Всемирная ядерная ассоциация . Архивировано из оригинала 27 февраля 2013 года . Получено 3 мая 2008 года .
  64. ^ "Радиоактивные отходы: мифы и реальность". Всемирная ядерная ассоциация. Июнь 2006 г. Архивировано из оригинала 2 марта 2013 г. Получено 3 мая 2008 г.
  65. ^ NHK-world (26 октября 2011 г.) Стоимость переработки ядерного топлива Архивировано 10 августа 2011 г. на Wayback Machine
  66. ^ JAIF (26 октября 2011 г.) Стоимость переработки ядерного топлива
  67. ^ «Сокрытие предполагаемых затрат на утилизацию радиоактивных отходов вызывает серьезные вопросы». The Mainichi Daily News . 2 января 2012 г. Архивировано из оригинала 27 февраля 2021 г. Получено 8 января 2012 г.
  68. ^ Mycle, Schneider (2 января 2012 г.). «Японцы вводят в заблуждение относительно затрат на переработку отработанного топлива». Международная группа по расщепляющимся материалам. Архивировано из оригинала 27 февраля 2021 г. Получено 8 января 2012 г.
  69. ^ abcdefghijklmnopqrstu vwxyz aa ab ac ad ae af ag ah ai aj "Reprocessing plants, world-wide". Европейское ядерное общество . Архивировано из оригинала 22 июня 2015 года . Получено 29 июля 2008 года .
  70. ^ Райт, Дэвид; Гронлунд, Лизбет (2003). «Оценка производства плутония в Китае для оружия» (PDF) . Наука и всеобщая безопасность . 11 (1): 61–80. Bibcode :2003S&GS...11...61W. doi :10.1080/08929880309007. S2CID  55755131. Архивировано (PDF) из оригинала 19 октября 2012 г. . Получено 14 января 2011 г. .
  71. ^ , Комплекс атомной энергии Цзюцюань Все вещи Ядерные • Китай и переработка: отделение фактов от вымысла Архивировано 18 марта 2011 г. на Wayback Machine . Allthingsnuclear.org (11 января 2011 г.). Получено 10 декабря 2011 г.
  72. ^ abcdefghij "Гражданские объекты переработки" (PDF) . Принстонский университет . Архивировано (PDF) из оригинала 2 августа 2020 г. . Получено 30 июля 2008 г. .
  73. ^ "Marcoule – Valrho". Global Security . Архивировано из оригинала 23 сентября 2020 года . Получено 30 июля 2008 года .
  74. ^ Доминик Варен (2007). «Статус французской исследовательской программы по разделению и трансмутации». Журнал ядерной науки и технологий . 44 (3): 410. doi : 10.3327/jnst.44.410 .[ мертвая ссылка ]
  75. ^ abcd "BASSE-NORMANDIE-LOWER NORMANDY, La Hague". France Nucleaire. Архивировано из оригинала 16 июля 2011 года . Получено 31 июля 2008 года .
  76. ^ abcd "Переработка отработанного ядерного топлива". Всемирная ядерная ассоциация. Сентябрь 2013 г. Архивировано из оригинала 23 января 2016 г. Получено 5 декабря 2013 г.
  77. ^ "CIRUS and DHRUVA Reactors, Trombay". Global Security . Архивировано из оригинала 26 января 2021 года . Получено 30 июля 2008 года .
  78. ^ ab "Kalpakkam Atomic Reprocessing Plant [KARP]". Global Security . Архивировано из оригинала 26 января 2021 года . Получено 30 июля 2008 года .
  79. ^ Премьер-министр ab на следующей неделе откроет завод по переработке ядерного оружия в Тарапуре Архивировано 9 октября 2012 г. на Wayback Machine . Business-standard.com. Получено 10 декабря 2011 г.
  80. ^ abc "Global Fissile Material Report 2010" (PDF) . Международная группа экспертов по расщепляющимся материалам . Архивировано из оригинала (PDF) 24 апреля 2020 г.
  81. ^ "Tokai Reprocessing Plant (TRP)". Global Security . Архивировано из оригинала 23 сентября 2020 года . Получено 30 июля 2008 года .
  82. ^ Крамер, Д. (2012). «Готова ли Япония отказаться от переработки ядерного топлива?». Physics Today . 65 (3): 25–42. Bibcode : 2012PhT....65c..25K. doi : 10.1063/PT.3.1469.
  83. ^ «Дальнейшая задержка завершения строительства объектов Роккасё». World Nuclear News. 28 декабря 2017 г. Архивировано из оригинала 29 декабря 2017 г. Получено 28 декабря 2017 г.
  84. ^ "Rawalpindi / Nilhore". Федерация американских ученых . Архивировано из оригинала 4 марта 2016 года.
  85. ^ "Запускается местный ядерный реактор Пакистана". The Nation . 13 апреля 1998 г.
  86. ^ "Челябинск-65". Global Security . Архивировано из оригинала 3 сентября 2010 года . Получено 29 июля 2008 года .
  87. ^ S. Guardini; et al. (16 июня 2003 г.). «Модернизация и усовершенствование NMAC на заводе РТ-1 «Маяк»». INMM. Архивировано из оригинала 28 июля 2014 г. Получено 9 августа 2008 г.
  88. ^ "Томск-7 / Северск". Global Security . Архивировано из оригинала 29 июля 2020 года . Получено 1 июня 2020 года .
  89. ^ "Красноярск-26 / Железногорск". Global Security . Архивировано из оригинала 31 июля 2020 года . Получено 1 июня 2020 года .
  90. ^ "Обзор завода T". Министерство энергетики. Архивировано из оригинала 18 марта 2021 г. Получено 9 апреля 2011 г.
  91. ^ ЛеВерн Фернандес. «Каньоны Саванна-Ривер-Сайт — ловкие бегемоты атомного века (WSRC-MS-2000-00061)» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 3 марта 2016 г. . Получено 9 апреля 2011 г. .
  92. ^ "West Valley Demonstration Project", Wikipedia , 1 декабря 2018 г., архивировано из оригинала 25 января 2022 г. , извлечено 13 апреля 2020 г.

Примечания

  1. ^ радиоизотоп с двухлетним периодом полураспада сохранит 0,5^0,5 или более 70% своей мощности через год - все эти изотопы имеют период полураспада более двух лет и, таким образом, сохранят еще больше мощности. Даже если бы ежегодное окно заправки было пропущено, более половины мощности все равно осталось бы для второго окна заправки

Дальнейшее чтение

Внешние ссылки