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Titolo: Deep burn transmutation of nuclear waste

Credete che sia realizzabile e fattibile la distruzione di tutti isotopi di
qualità militare e il 95% dei transuranici così come descritto in questo
lavoro?Grazie in anticipo per tutte le vostre risposte
http://www.iaea.org/inis/aws/htgr/fulltext/htr2002_207.pdf

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Questa fonte ha sicuramente un certo grado di autorevolezza.
Sicuramente sulla carta è fattible. Hanno fatto le simulazioni
Montecarlo e si può fare. E'chiaro che però che come tutto ciò che
deve essere provato prima di dire questa è la strada del futuro ne
passa. Le incognite principali sono essenzialmente due: assicurare che
il combustibile resista dal punto di vista meccanico per i burnup che
sono richiesti per fare questa cosa (tra l'altro non li ho visti
nominati) e effettuare tutte le operazioni chimiche necessarie.
I combustibili ceramici, in accoppiata con l'opzione gas-grafite, sono
stati studiati per molto tempo e da questo punto di vista si sono
dimostrati promettenti. in generale tutti i materiali, sottoposti a
irraggiamento, in particolare neutronico, ad alte temperature ecc.
vanno incontro a deformazioni, fessurazioni e infragilimento. nei
primi reattori inglesi si raggungevano bassi burnup perchè gli
elementi si fessuravano e lasciavano andare in giro le porcherie.
Inoltre questo tipo di soluzioni è in pratica possibile solo in un
paese con forte vocazione nucleare, come la Francia.
Dovresti avere un grande numero di reattori tradizionali, un certo
numero di questi reattori spazzini, le necesarie infrastrutture per il
ritrattamento. Insomma, l'opzione nucleare in generale e a questo
livello di sofisticazione in particolare, necessita che uno ci si
butti a capofitto, perchè gli impianti sono enormi e gli investimenti
anche. Questo è sicuramente un freno quando unate cnologia non sia più
che provata, sopratutto per paesi con una industria nucleare rifotta.

 nominati) e effettuare tutte le operazioni chimiche necessarie.
Mah,sulla resistenza ai burn-up richiesti credo non ci siano problemi,nel
senso che le applicazioni passate dei reattori ad alta temperatura (avr,fort
saint vrain) offrano ottimi margini.La vedo più dura per il ritrattamento
del combustibile,poichè a quanto ne so è molto più dura lavorare con le
Triso che con le normali incamiciature:Credo che sia questo il principale
ostacolo,economico innanzitutto più che tecnico (anche se loro sostengono il
contrario nelle loro previsioni economiche),alla realizzazione industriale
di un tale ambizioso progetto.La cosa mi sembra nondimeno molto
interessante.
I valori di burn-up max di lavoro non sono quelli di figura nella seconda
pag?

 ha scritto nel messaggio
Un'altra cosa:è possibile quello che affermano nel grafico di pag 2,cioè che
la ritenzione delle particelle Triso dei residui di fissione è pressocchè
totale anche dopo *un mione di anni*?

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E chi lo sa. Per avere la certezza occorrerebbe aspettare un milione
di anni. Altrimenti si tratta di stare al risultato di una
simulazione, che ha delle ipotesi, delle semplificazioni ecc. La
simulazione può avere un certo grado di affidabilità ma non
sicuramente certezze. Puoi anche simulare sperimentalmente in maniera
accelerata le situazioni in cui si troverà il manufatto (si fa anche
con le prove di lisciviazione dei manufatti vetrificati per i rifiuti
e in molte altre industrie)ma affermare, con assoluta certezza, che
dopo uno o più milioni di anni, il rilascio sarà inferiore a tot,
diciamo che se su una  affermazione del genere ci dovesse essere la
mia firma non ce la metterei. E' la stessa cosa di dire che dopo 10
milioni di anni non ci sarà rilascio significativo di radioattivà
nell'ambiente da un sito geologico di deposito, sulla base di
simulazioni e del caso del Gabon.
Flavio

 e in molte altre industrie)
Cosa sono tali prove di liscivazione dei rifiuti vetrificati?In quali
industrie?

 ha scritto nel messaggio
news:4c4b704e.04072...@posting.google.com...
 E cosa sono questi "veleni bruciabili" o "saturabili" come l'erbio di cui
si parla nel pdf ?

 industrie?
In altre industrie si fanno prove non uguali ma comunque sempre prove
di aging (invecchiamento). Tipicamente si pone il campiopne in una
soluzione salina a temperatura abbastanza alta. In tal modo si simula
un invecchiamento accelerato nell'ambiente. La prova di lisciviazione
è un pò più complicata. Esso è descritta nella norma UNI 8798, che mi
sa ti verrà un pò diffiicle reperire, quindi ti dico qualcosa io. La
prova vieme fatta in tre diverse soluzioni tampone (non ti sto a dire
la composizione) di pH 2,3  5,7  9,5.
La prova viene fatta poi a diverse temperature (23,45,70,100 C°). La
soluzione vien posta in un apposito contenitore e all'interno viene
sospeso il manufatto di rifuto condizionato. Il manufatto vine, a
intervalli regolari (ogni giorno i primi cinque giorni e poi
intervalli più distanziati), estratto dal contenitore contenente la
soluzione e posto in un contenitore contenente soluzione fresca.
Dopodichè si misura la concentrazione di radionuclidi nella soluzione
abbandonata, stabilendo la cosidetta velocità di lisciviazione. La
prova viene proseguita finchè tale velocità (viene calcolata una
velocità per ciscuno dei principali radionuclidi)non diventa
praticamente costante. Tipicamente dura qualche mese fino a un anno.
Dopodichè si possono confrontare le velocità di lisciviazione ottenute
con manufatti (cemento, vetro, bitume ecc.) di diversa composizione.
Flavio

 industrie?
Il come si fa la prova è scritto su una norma UNI (8798), anche se
dubito che tu riesca a entrarne in possesso gratuitamente. Il sugo è
porre i manufatti di rifiuti condizionati  in una qualsiasi matrice
(vetrosa, bituminosa o cementizia)sospesi all'interno di altri
contenitori pieni di una soluzione tampone. La prova ve ripetuta con 3
diverse soluzioni (pH 2.3 5.7 e 9.5) e a quattro diverse temperature
(la massima è 100 C°). Periodicamente si estrae il manufatto dal
contenitore e lo si pone in un nuovo contenitore con soluzione fresca.
Dalla misura radiologica della soluzione si risale alla velocità di
lisciviazione per ogni tipo di radionuclide. Quando questa è costante
si interrompe la prova. La prova dura tipicamente attorno all'annetto.
La velocità di lisciviazione è la velocità con cui i radionuclidi
passano dal manufatto alla soluzione. In tal modo sipossono
confrontare tra loro le diverse matrici e inoltre, scelta una matrice,
si può valutare la migliore composizione.
In campo industriale ( per moltissimi prodotti) si fanno prove di
invechiamento utilizzando alte temparature e una soluzione salina in
cui immergere il manufatto. Non conosco però i dettagli di queste
prove, ma sicuramente sono normate anch'esse.

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Il controllo della reattività del reattore si fa in diversi modi. E'
pacifico che a inizio carico in un reattore ci debba essere un ecceso
di reattività, in modo tale che a fine ciclo posso ancora mantenersi
critico. Per mantenere il reattore a potenza costante allora occorre
introdurre dei materiali assorbitori. I primi sono contenuti nelle
barre di controllo, in particolar modo quelle di regolazione fine.
Queste possono essere spostare con una certa rapidità e vengono
estratte man mano che l'eccesso di reattività inizialmente presente
diminuisce. Altro modo, che agisce su tempi più lunghi è quello di
sciogliere dell'acido borico nel refrigerante/moderatore e cambiarne
la concentrazione (il B-10 è un forte assorbitore di neutroni).
Naturalmente in questo modo non si possono introdurre in questo modo
rapide variazioni di reattività, in quanto il fluido del primario
impiega un certo tempo a fare il giro. Vi sono poi i veleni
bruciabili, su cui gli operatori di sala controllo non hanno controllo
poichè sono posti direttamente nell'elemento di combustibile. Si
tratta di veleni con alta sezione d'urto di cattura, ma che si
tramutano in elementi con sezione d'urto molto bassa. Così all'inizio
abbattono l'eccesso di reattività e poi non svolgono alcuna funzione.
L'Er-167, che in natura ha una percentuale isotopica del 23% ha una
sezione d'urto di cattura attorno ai 650 b.
Flavio

Correggimi se sbaglio: mi sembra che sia possibile già oggi separare il
nettunio-237 dal resto dei rifiuti tramite il processo Purex,così come i
vari isotopi del plutonio che dovrebbero state insieme al Np nella "driver
fuel" (vedere pag 3 a
http://www.iaea.org/inis/aws/htgr/fulltext/htr2002_207.pdf
 ).
A questo punto i problemi di partizionamento cui accennavi non esistono in
questa tecnica,a meno che non sia oggi tecnicamente possibile separare i
vari isotopi del curio e dell'americio per il "transmuter fuel" (vedere
stessa pagina di prima).E' possibile ciò?
Scusami di nuovo per le castronerie che posso aver scritto

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
La radiochimica non è il mio campo ma se non ricordo male è come dici
tu, il Np si può separare col Pu. Poi se si vuole recuperare il Pu
occorre separare il Np. Nel waste stream dove ci sono tutti i prodotti
di fissione occorre poi separare gli attinidi come l'americio e il
curio, che sono chimicamente molto simili ai lantanidi e quindi la
separazione mostra qualche difficoltà. Che sia difficle non vuol dire
che è impossibile; esistono infatti già diversi processi testati anche
se, che io sappia, non ne esiste nessuno sviluppato a livello
industriale. Se smanetti un pò in rete usando come parole chiave
partinioning trovi qualcosa.
Flavio

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A parte gli indiscussi vantaggi di tale tecnica,mi pare non si prenda
minimamente in considerazione la trasmutazione dei prodotti di fissione come
cesio,tecnezio,iodio e stronzio che hanno tutti vita media molto lunga,anche
se forse non danno un grosso contributo di radiotossicità al totale delle
scorie.
Onestamente però non ho capito come si opera esattamente: se per esempio si
inseriscono insieme il driver e il transmuter fuel nel reattore oppure lo si
fa in zone differenti ecc...
Qui si aggiungono qualche particolare in più,dice ad es. che il reattore
viene diviso in tre anelli e che gli elementi vengono di seguito spostati,ma
non mi hanno proprio chiarito le idee
http://aaa.lanl.gov/tr0702pres/Baxter-GasCooled.pdf
Poi mi pare che cadano in contraddizione quando dicono che non si può
ritrattare la particella  triso,perchè a tutt'oggi non esiste una tecnologia
per farlo ed è questa garanzia contro la proliferazione (e probabilmente
invece in passato si faceva per le applicazioni dei reattori al torio) e poi
affermano invece che una parte dei prodotti di fissione del driver dopo
ritrattamento deve andare nel transmuter...

 partinioning trovi qualcosa.
Sembra che tali processi esistano e siano chiamati Sanex e Diamex

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
Infatti, se per quello ne esistono anche altri. In particolare i due
che citi sono molto promettenti e studiati anche da un professore del
Politecnico di Milano che ho qui questa mattina.
Io però parlavo di processi sviluppati a livello industriale, cioè
operanti in un impianto di taglia industriale e inseriti nel normale
ciclo del combustibile. Che io sappia questi processi non sono stati
ancora utilizzati a questo livello.