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Titolo: Chimica del riprocessamento del combustibile nucleare

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 più 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%
è ancora l'uranio di partenza solamente impoverito della componente "nobile"
fissile in 235,per l'1% istopi vari del plutonio,più 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
è 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 tossicità,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 è 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,più che sulla tecnologia del reattore in questione,verte
proprio su questi sistemi di ritrattamento del combustibile,che promettono
di essere più efficienti,economici e compatti di quelli attuali (ho letto
fino a 40 volte).Perchè sono stati sviluppati solo con combustibile ad
uranio metallico,anzicchè ossido (biossido di uranio) come oggi è
praticamente ovunque usato?C'è una ragione di cinetica perchè una tale
tecnologia non può 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

 carattere più propriamente "chimico"
Questo pezzo è riferito ad un 3d sul ng di chimica,dal quale la discussione
era incominciata