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Negli impianti Purex possono invece variare, per motivi diversi, il tipo o la configurazione specifici dei componenti che svolgono tali funzioni, tra i quali il tipo e la quantità di combustibile nucleare irraggiato da sottoporre a ritrattamento e il tipo di smaltimento previsto per i materiali recuperati, oppure i principi di sicurezza e manutenzione applicati nella progettazione dell'impianto. Un "impianto per il ritrattamento di elementi di combustibile irraggiato" comprende attrezzature e componenti che entrano normalmente in contatto diretto con e direttamente controllano il combustibile irraggiato e le principali correnti di materiale nucleare e prodotti di fissione. I processi in questione, compresi i sistemi completi per la conversione del plutonio e la produzione di plutonio metallico, possono essere individuati attraverso le misure adottate per evitare la criticità (ad esempio, per geometria), l'esposizione alle radiazioni (ad esempio tramite schermature) e il rischio di tossicità (ad esempio tramite contenimento). Tra gli elementi delle attrezzature che si ritengono compresi nell'espressione "e loro attrezzature appositamente progettare o preparate, per il ritrattamento degli elementi di combustibile irraggiato figurano quelli indicati di seguito. 3.1. Macchine di taglio di elementi di combustibile irraggiato Nota introduttiva Queste attrezzature tagliano il rivestimento del combustibile per esporre il materiale nucleare irraggiato alla dissoluzione. Tra gli apparecchi più usati figurano macchine di taglio per metalli appositamente progettate, ma si può ricorrere anche a dispositivi tecnologicamente avanzati come i laser. Attrezzature telecomandate appositamente progettate o preparate per l'impiego in un impianto di ritrattamento di cui sopra e destinate a tagliare, sminuzzare o tranciare assiemi, fasci o barre di combustibile nucleare irraggiato. 3.2. Dissolutori Nota introduttiva I dissolutori normalmente ricevono il combustibile esaurito già tagliato. In questi recipienti progettati a geometria sottocritica, il materiale nucleare irraggiato viene quindi dissolto nell'acido nitrico e i rimanenti spezzoni di guaina vengono eliminati dalla corrente di processo. Recipienti a geometria sottocritica di sicurezza anticriticità (ad esempio contenitori di piccolo diametro, anulari o a piastra) appositamente progettati o preparati per l'impiego in un impianto di ritrattamento di cui sopra, destinati alla dissoluzione del combustibile nucleare irraggiato, in grado di sopportare liquidi caldi altamente corrosivi e con possibilità di essere caricati e revisionati a distanza. 3.3. Estrattori con solventi e attrezzature di estrazione con solventi Nota introduttiva Gli estrattori con solventi ricevono sia la soluzione di combustibile irraggiato dai dissolutori che la soluzione organica impiegata per la separazione dell'uranio, del plutonio e dei prodotti della fissione. Le attrezzature di estrazione con solventi sono normalmente progettate per rispondere a rigidi parametri di esercizio, quali lunghi tempi di vita utile senza alcun requisito di manutenzione o semplicità di sostituzione, esercizio e regolazione, oltre che flessibilità di fronte a condizioni di processo variabili. Estrattori con solventi appositamente progettati o preparati quali torri a riempimento o colonne a lusso pulsato, estrattori a mescolatori-decantatori o contattori centrifughi da utilizzare in un impianto di ritrattamento del combustibile irraggiato. Gli estrattori con solventi devono essere resistenti all'effetto Corrosivo dell'acido nitrico. Di solito gli estrattori sono fabbricati con acciai inossidabili a basso tenore di carbonio, titanio, zirconio o altri materiali di elevata qualità, nel rispetto di standards industriali molto elevati (comprese norme speciali per la saldatura e l'ispezione e tecniche di garanzia e controllo della qualita). 3.4. Recipienti di contenimento o stoccaggio Nota introduttiva Dalla fase di estrazione con solventi si ottengono tre principali correnti di processo in fase liquida. I serbatoi di raccolta o stoccaggio vengono utilizzati per l'ulteriore trattamento di tutte e tre le correnti: a) la soluzione di nitrato di uranio puro viene concentrata per evaporazione e sottoposta alla denitrazione dove viene convertita in ossido di uranio, che viene a sua volta riutilizzato nel ciclo di combustibile; b) la soluzione altamente radioattiva dei prodotti di fissione viene di solito sottoposta a concentrazione per evaporazione e stuccata come concentrato in fase liquida. Il concentrato può successivamente essere sottoposto a evaporazione e trasformato in una forma adeguata allo stoccaggio o allo smaltimento; c) la soluzione pura di nitrato di plutonio viene sottoposta a concentrazione e stoccata in attesa delle fasi successive. In particolare, i recipienti di contenimento o di stoccaggio per le soluzioni di plutonio sono progettati per evitare problemi di criticità derivanti da cambiamenti nella concentrazione e nella forma di tale corrente di processo. Serbatoi di raccolta o stoccaggio appositamente progettati o preparati per l'utilizzo in un impianto di ritrattamento del combustibile irraggiato. I serbatoi di raccolta o stoccaggio devono essere resistenti all'azione corrosiva dell'acido nitrico. Di solito tali recipienti sono fabbricati con materiali quali acciai inossidabili a basso tenore di carbonio, titanio, zirconio o altri materiali di elevata qualità; essi possono essere progettati per l'esercizio e la manutenzione a distanza e possono presentare le seguenti caratteristiche per il controllo della criticità nucleare: 1) pareti o strutture interne con un equivalente di boro pari ad almeno 2%, o 2) diametro massimo di 175 mm per i recipienti cilindrici, o 3) larghezza massima di 75 mm per i recipienti anulari o a piastra. 3.5. Sistema di conversione del nitrato di plutonio in ossido di plutonio Nota introduttiva Nella maggior parte degli impianti, questo processo finale comporta la conversione della soluzione di nitrato di plutonio in biossido di plutonio. Il processo è costituito dalle seguenti fasi principali: stoccaggio e regolazione della carica di processo, precipitazione e separazione solido/liquida, calcinazione, manipolazione del prodotto, ventilazione, gestione delle scorie e controllo del processo. Sistemi completi appositamente progettati o preparati per la conversione di nitrato di plutonio in ossido di plutonio realizzati, in particolare, in modo da evitare criticità ed effetti nocivi delle radiazioni e ridurre al minimo i rischi di tossicità. 3.6. Sistemi per la produzione di plutonio metallico dall'ossido di plutonio Nota introduttiva Questo processo, che potrebbe essere connesso ad un impianto di ritrattamento, comporta la fluorurazione del biossido di plutonio, di solito con l'impiego di acido fluoridrico altamente corrosivo, per la produzione di fluoruro di plutonio, che viene successivamente ridotto con calcio metallico di elevata purezza per produrre plutonio metallico e scorie di fluoruro di calcio. Il processo è costituito dalle seguenti fasi principali: fluorurazione (ad esempio mediante attrezzature costruite con o rivestite di metallo prezioso), riduzione a metallo (ad esempio mediante crogioli in ceramica), recupero delle scorie, manipolazione del prodotto. ventilazione, gestione dei rifiuti e controllo del processo.