Повторно оброблений уран — це уран, отриманий із переробки відпрацьованого палива, яка комерційно здійснюється у Франції, Великобританії та Японії, а також за програмами військового виробництва плутонію держав, що мають ядерну зброю. Цей уран становить основну масу матеріалу, виділеного під час переробки.
Комерційне відпрацьоване ядерне паливо LWR містить у середньому (без урахування оболонки) лише чотири відсотки плутонію, мінорних актиноїдів[en] та продуктів ділення[en] за вагою. Незважаючи на те, що він часто містить більше матеріалів, що розщеплюються, ніж природний уран, повторне використання переробленого урану не є поширеним через низькі ціни на ринку урану[en] в останні десятиліття та через те, що він містить небажані ізотопи урану.
| Ізотоп | Пропорція | характеристики |
|---|---|---|
| уран-238 | 98,5 % | Матеріал для відтворення |
| уран-237 | 0 % | Приблизно 0,001 % при виписці, але період напіввиведення лише 1 тиждень. Виробляє розчинний, довгоживучий нептуній-237[en], який важко утримувати в геологічному сховищі. 237 Np є вихідною сировиною для виробництва 238 Pu, який використовується в радіоізотопних термоелектричних генераторах |
| уран-236 | 0,4–0,6 % | Не є ні матеріалом, що розщеплюється, ні матеріалом для відтворення. Впливає на реактивність. |
| уран-235 | 0,5–1,0 % | Матеріал, що розщеплюється |
| уран-234[en] | >0,02 % | Матеріал для відтворення, але може по-різному впливати на реактивність |
| уран-233[en] | сліди | Матеріал, що розщеплюється |
| уран-232 | сліди | Матеріал для відтворення, продукт його розпаду талій-208[en] випромінює сильне гамма-випромінювання, що ускладнює використання |
Враховуючи досить високі ціни на уран, можливо повторне збагачення та повторне використання переробленого урану. Він вимагає вищого рівня збагачення, ніж природний уран, щоб компенсувати його більш високі рівні 236U, який є легшим, ніж 238U, і тому концентрується у збагаченому продукті. Оскільки при збагаченні легші ізотопи концентруються на «збагаченій» стороні, а важкі ізотопи — на «збідненій», 234
U неминуче буде збагачений трохи сильніше 235
U, що є незначним ефектом у одноразовому паливному циклі через низьку (55 ppm) частку 234
U в природному урані, але може стати актуальним після послідовних проходів через циклу збагачення-вигорання-переробка-збагачення, залежно від характеристик збагачення та вигорання. 234
U легко поглинає теплові нейтрони та перетворюється на розщеплюваний 235
U, який необхідно враховувати, якщо він досягає значних часток паливного матеріалу. Якщо 235
U взаємодіє з швидким нейтроном, є ймовірність (n,2n) реакції «нокауту». Залежно від характеристик реактора та вигоряння це може бути більшим джерелом 234
U у відпрацьованому паливо, ніж збагачення. Якщо реактори-розмножувачі коли-небудь набудуть широкого комерційного використання, перероблений уран, як і збіднений уран, можна буде використовувати в їхніх ковдрах-розмножувачах[en].
Були проведені деякі дослідження щодо використання переробленого урану в реакторах CANDU. CANDU призначений для використання природного урану як палива; вміст 235U, що залишається у відпрацьованому паливі PWR/BWR, як правило, більший, ніж у природному урані, який становить приблизно 0,72 % 235U, що дозволяє пропустити етап повторного збагачення. Випробування паливного циклу також включали паливний цикл DUPIC (пряме використання відпрацьованого палива PWR в CANDU), де використане паливо з реактора з водою під тиском (PWR) упаковується в паливний пакет CANDU лише з фізичною переробкою (розрізаним на частини), але без хімічної переробки. Розкриття оболонки неминуче вивільняє летючі продукти ділення, такі як ксенон, тритій або криптон-85[en]. Деякі варіації паливного циклу DUPIC навмисно використовують це, включаючи стадію вокиснення, за допомогою якої паливо нагрівається для виведення напівлетких продуктів поділу та/або піддається одному чи більше циклам відновлення/окислення для перетворення нелетких оксидів у летючі самостійні елементи і навпаки.
Пряме використання відновленого урану для палива реактора CANDU було вперше продемонстровано на атомній електростанції Ціньшань[en] у Китаї. Перше використання повторно збагаченого урану в комерційних LWR відбулося в 1994 році на атомній електростанції Cruas Nuclear Power Plant у Франції.
У 2020 році Франція, одна з країн з найбільшою потужністю переробки, мала запаси 40020 тонн переробленого урану, порівняно з 24100 тоннами у 2010 році. Щороку Франція переробляє 1100 тонн відпрацьованого палива в 11 тонн реакторного плутонію[en] (для негайної подальшої переробки в МОКС-паливо) і 1045 тонн переробленого урану, який значною мірою накопичується. Існують положення щодо зберігання цього переробленого урану до 250 років для потенційного використання в майбутньому. Враховуючи внутрішні можливості Франції зі збагачення урану, цей запас є стратегічним резервом[en] на випадок серйозного збою в постачанні урану, оскільки Франція не має внутрішнього видобутку урану.
Примітки ред.
- . World Nuclear Association. 2013. Архів оригіналу за 12 лютого 2013. Процитовано 16 лютого 2014.
- . Архів оригіналу за 19 жовтня 2007.
- Advanced Fuel Cycle Cost Basis. Idaho National Laboratory. Архів оригіналу за 24 січня 2009.
- The Evolution of CANDU Fuel Cycles and Their Potential Contribution to World Peace. DUPIC.
- Use of CANDU fuel from spent light water reactor fuel at Qinshan nuclear power plant
- Framatome to supply EDF with reprocessed uranium fuel
- EDF plans to restart use of reprocessed uranium in some of its reactors[недоступне посилання з 01.10.2022]
- Recovered & depleted uranium stocks in France 2010-2030.
- Processing of Used Nuclear Fuel - World Nuclear Association.
Подальше читання ред.
Розширена основа вартості паливного циклу — Національна лабораторія Айдахо
- Модуль K2 Конверсія та утилізація переробленого урану у воді
- Модуль K3 Пірохімічно/пірометалургійно перероблений уран, перетворення та утилізація