Hispanopedia Wiki
Articulo de referencia

Reprocesamiento avanzado de combustible nuclear gastado

El reprocesamiento avanzado del combustible nuclear gastado es una clave potencial para lograr un ciclo de combustible nuclear sostenible y abordar la pesada carga de la gestión...

Hispanopedia WikiContenido en espanolLectura gratuita

El reprocesamiento avanzado del combustible nuclear gastado es una clave potencial para lograr un ciclo de combustible nuclear sostenible y abordar la pesada carga de la gestión de residuos nucleares. En particular, el desarrollo de estos sistemas avanzados de reprocesamiento puede ahorrar recursos naturales, reducir el inventario de residuos y mejorar la aceptación pública de la energía nuclear. Esta estrategia se basa en el reciclaje de los actínidos mayores ( uranio y plutonio , y también torio en el ciclo del combustible reproductor ) y la transmutación de los actínidos menores ( neptunio , americio y curio ) en reactores adecuados. Para lograr este objetivo, es necesario diseñar y desarrollar agentes extractores selectivos mediante la investigación de su mecanismo de complejación. [ 1 ] [ 2 ]

Gestión del combustible nuclear gastado

El inventario estimado de combustible nuclear gastado descargado de reactores nucleares en todo el mundo hasta finales de 2013 es de aproximadamente 370.000 toneladas.tHMETRO{\displaystyle t_{HM}}Hasta la fecha, alrededor de 250.000tHMETRO{\displaystyle t_{HM}}de este inventario se está almacenando. [ 1 ] En la etapa final del ciclo del combustible nuclear , se podrían adoptar potencialmente dos opciones de gestión del combustible gastado:

  1. Ciclo de combustible abierto: el ciclo comienza con la extracción de uranio, continúa con la fabricación del combustible y finaliza con la eliminación directa del combustible gastado.
  2. Ciclo cerrado del combustible: el combustible gastado almacenado durante mucho tiempo se puede manipular de forma segura y se somete a reprocesamiento para recuperar y reciclar una gran cantidad del mismo. [ 2 ]

Según la primera opción, el combustible nuclear gastado se considera residuo total. Tras un almacenamiento intermedio (húmedo y seco), todo el combustible usado se deposita directamente en un depósito geológico profundo . Se están estudiando diversos medios geológicos y diseños de depósitos en función de las diferentes características del combustible y su grado de quemado , el inventario radiactivo y la generación de calor residual . La evaluación de un depósito geológico se basa en el enfoque de barreras múltiples, que combina los efectos de barreras artificiales y naturales para retrasar la posible migración de radionúclidos de larga vida a la biosfera a lo largo del tiempo. [ 3 ]

El reprocesamiento es la opción alternativa para el combustible gastado después de un largo período de almacenamiento intermedio. El combustible usado ya no se considera un residuo, sino un recurso energético futuro. Una gran cantidad de uranio fértil (U238{\displaystyle {\ce {^{238}U}}}) se descarga junto con una pequeña cantidad de material fisionable (U235{\displaystyle {\ce {^{235}U}}}) y una porción no despreciable de productos de desechos de alto nivel y elementos transuránicos, que contribuyen fuertemente a la radiotoxicidad a largo plazo del combustible nuclear gastado. [ 4 ] La recuperación y el reciclaje de uranio y plutonio fueron los primeros pasos en el desarrollo de un ciclo de combustible cerrado. Además, se puede lograr de manera eficiente una fuerte reducción del volumen, la radiotoxicidad y la carga térmica del combustible nuclear gastado.

A pesar de los beneficios de este primer enfoque de reprocesamiento, una cantidad de residuos debe ser tratada, almacenada y eliminada en un depósito geológico profundo durante un largo período de tiempo. [ 5 ] Los residuos del reprocesamiento y el combustible nuclear gastado se clasifican como Residuos de Alta Actividad (HLW, por sus siglas en inglés) según las directrices del OIEA debido a la alta emisión de radiactividad y calor residual. [ 6 ]

El primer método de reprocesamiento se basa en el proceso PUREX (Plutonium Uranium Reduction EXtraction), una tecnología estándar y consolidada que se aplica a nivel mundial para recuperar uranio y plutonio del combustible nuclear gastado a escala industrial. Tras la disolución del combustible gastado en ácido nítrico y la eliminación del uranio y el plutonio, los residuos secundarios generados aún contienen productos de fisión y activación, junto con elementos transuránicos que deben aislarse de la biosfera. El uranio y el plutonio se recuperan mediante el conocido ligando tributilfosfato (TBP) en un proceso de extracción líquido-líquido. [ 7 ]

Radiotoxicidad del combustible nuclear gastado en comparación con el mineral de uranio natural en función del tiempo transcurrido tras la extracción del combustible: SNF sin reciclaje, con separación de Pu y U, con transmutación de actínidos menores.

El reprocesamiento permite el reciclaje del uranio y el plutonio en combustible nuevo (RepU y MOX ) y una fuerte reducción del volumen, el calor de desintegración y la radiotoxicidad de los HLW. [ 8 ] Una medida del riesgo de los HLW viene dada por la radiotoxicidad derivada de la diferente naturaleza de los radionúclidos. La radiotoxicidad del SNF se suele evaluar en función del tiempo y se compara con la del mineral de uranio natural. El combustible nuclear gastado sin reprocesar tiene una toxicidad a largo plazo que está dominada principalmente por los elementos transuránicos. Debido principalmente al plutonio, el SNF sin reprocesar alcanza el nivel de radiotoxicidad de referencia después de unos 300 000 años. Después de la eliminación del uranio y el plutonio, los HLW son menos radiactivos y se desintegran hasta el nivel de referencia en 10 000 años. Dado que los actínidos menores (AM) también contribuyen al calor residual y la radiotoxicidad a largo plazo del combustible gastado, un reprocesamiento avanzado podría reducir aún más el inventario radiotóxico con una desintegración al nivel de referencia de unos 300 años. [ 9 ]

Estrategia de partición y transmutación

Se están realizando numerosos esfuerzos para desarrollar un método avanzado de reprocesamiento con el objetivo de reducir aún más la radiotoxicidad del combustible nuclear gastado, eliminando todos los actínidos menores (neptunio, americio y curio) y los productos de fisión de larga vida (LLFP) del refinado de alta actividad obtenido tras el proceso PUREX. Antes del proceso de acondicionamiento, los radionúclidos de larga vida se transmutan en nucleidos de corta vida o estables mediante reacciones nucleares. Este método combinado se conoce como estrategia de partición y transmutación (P&T), cuya inclusión en un ciclo de combustible cerrado avanzado podría reducir significativamente la radiotoxicidad a largo plazo, el volumen y el calor de desintegración de los residuos finales, simplificando así la evaluación del rendimiento de un futuro repositorio de residuos nucleares y mejorando los criterios de resistencia a la proliferación. [ 10 ]

Se están desarrollando dos opciones de proceso potenciales para la partición del combustible nuclear gastado: procesos hidrometalúrgicos y pirometalúrgicos . La partición hidrometalúrgica, también conocida como proceso de extracción por solventes, nació y se desarrolló en Europa, convirtiéndose así en la tecnología de referencia para el reprocesamiento futuro de SNF a nivel industrial, mientras que la opción pirometalúrgica comenzó en Estados Unidos y Rusia como una alternativa a los procesos acuosos. [ 11 ] A diferencia del plutonio, el americio y el curio muestran una afinidad muy baja hacia el ligando TBP, por lo que necesitan procesos de separación más avanzados y diferentes agentes de extracción, como ligandos que contienen nitrógeno, también conocidos como donantes suaves, que han estado mostrando una muy buena afinidad hacia los actínidos. [ 12 ] Una separación eficiente y selectiva de actínidos de lantánidos (Ln) es crucial para cumplir el objetivo del Ciclo Cerrado del Combustible. Los iones lantánidos, presentes en una gran proporción de masa con respecto a los actínidos en el refinado PUREX, tienen una alta sección transversal de captura de neutrones que no conduciría a una transmutación eficiente de los actínidos menores . La presencia de isótopos de uranio y otras impurezas en el blanco de transmutación podría generar más isótopos transuránicos radiotóxicos por captura de neutrones , en lugar de nucleidos más estables. La mayoría de los nucleidos radiotóxicos podrían transmutarse mediante neutrones térmicos en reactores convencionales, pero el proceso tomaría mucho tiempo debido a la baja eficiencia de transmutación. La investigación reciente se centra en transmutadores nucleares innovadores como los reactores rápidos de Generación IV y los reactores híbridos (sistemas impulsados ​​por aceleradores). [ 13 ] [ 14 ] El producto final que queda del proceso P&T será un residuo vitrificado denso que se eliminará durante un período de tiempo más corto. Todos los beneficios derivados de la gestión de residuos nucleares mediante este enfoque avanzado serán un pequeño paso hacia una fuente de energía sostenible y una mayor aceptación pública de la energía nuclear. [ 2 ]

Panorama general de la experiencia europea en la partición nuclear.

Gran parte de la investigación financiada por la Comisión Europea se dedica a los procesos hidrometalúrgicos para la partición y transmutación de actínidos trivalentes (An). [ 15 ] Estos programas de investigación han dado lugar primero a procesos multicíclicos y, en segundo lugar, al desarrollo de procesos simplificados e innovadores. [ 16 ] La partición hidrometalúrgica consta de dos pasos relevantes: extracción y desorción. En el primer paso, la fase orgánica, que contiene el ligando extractor disuelto en un disolvente adecuado , se pone en contacto con la fase acuosa procedente de la disolución del combustible irradiado. Los solutos presentes en la fase acuosa se extraen mediante una reacción de complejación con el agente extractor y se transfieren a la fase orgánica en la que los complejos formados son solubles. El segundo paso, conocido como desorción, se obtiene invirtiendo la reacción de complejación, donde los solutos se reextraen a otra solución acuosa, generalmente con una acidez diferente a la anterior. El objetivo principal es desarrollar procesos de separación industrial fiables y asequibles mediante ligandos lipofílicos e hidrofílicos para extraer selectivamente actínidos menores de los residuos ácidos (3–4) M posteriores al proceso PUREX, pero con el objetivo más ambicioso de minimizar la cantidad de residuos sólidos secundarios. [ 17 ] El principio CHON surgió para cumplir con este requisito adicional del proceso, según el cual todos los extractantes y reactivos moleculares utilizados en los procesos desarrollados solo deben contener átomos de carbono (C), hidrógeno (H), oxígeno (O) y nitrógeno (N), por lo que los residuos incinerables se pueden liberar fácilmente al medio ambiente. [ 18 ]

Representación esquemática del proceso de extracción por solventes y contracorriente por etapas.

Los procesos de separación industrial se implementarán por etapas mediante contactores centrífugos anulares, desarrollados por primera vez en el Laboratorio Nacional Argonne en la década de 1970. El proceso a contracorriente consiste en el movimiento continuo de las fases acuosa y orgánica en direcciones opuestas, etapa por etapa. Los dos líquidos inmiscibles entran en cada unidad de contactor, primero contactados en la región anular entre la carcasa y el rotor giratorio y luego centrifugados en la parte interior de la unidad. [ 19 ] Actualmente se siguen dos vías principales dentro de la estrategia de partición: el reciclaje heterogéneo y el homogéneo. Todos los primeros proyectos de investigación europeos sobre partición hidrometalúrgica comenzaron dentro del reciclaje heterogéneo, ya que ninguno de los agentes extractores desarrollados pudo extraer selectivamente los actínidos directamente después del proceso PUREX. Esto llevó a la investigación para desarrollar los primeros procesos multietapa y multiciclo. Se desarrolló un proceso de dos ciclos (extracción DIAMide + extracción selectiva de actínidos) para una extracción selectiva de actínidos después de una primera coextracción (DIAMEX) de actínidos y lantánidos. [ 20 ] [ 21 ] [ 22 ] Los recientes proyectos de investigación conjunta apuntan a desarrollar procesos innovadores con un número reducido de ciclos para extraer directamente actínidos menores (americio y curio) del refinado PUREX en un ciclo, ya sea mediante un extractante lipofílico (1cycle-SANEX) o mediante un ligando hidrofílico (innovative-SANEX). [ 23 ] [ 24 ] Los esfuerzos de investigación recientes se están dedicando al reciclaje homogéneo mediante Extracción de Actínidos Agrupados (GANEX), que consiste en una recuperación previa de uranio (GANEX 1) y una separación de grupo sucesiva de iones actínidos de plutonio, neptunio, americio y curio (GANEX 2). [ 25 ] [ 26 ]

Requisitos industriales para un agente extractor

La experiencia europea en la separación nuclear dio lugar a procesos avanzados de separación hidrometalúrgica. Sin embargo, la viabilidad de estos procesos avanzados de separación a nivel industrial depende del uso de agentes extractores fiables y asequibles, que deben cumplir con los siguientes requisitos industriales:

  • Afinidad hacia An(III) sobre Ln(III)
  • Buena reextracción de An(III) para permitir el reciclaje del disolvente.
  • Buena solubilidad en un diluyente adecuado.
  • Cumplimiento de CHON para reducir los residuos secundarios
  • Cinética de complejación rápida
  • Estabilidad hidrodinámica para prevenir la formación de una tercera fase y precipitados durante el proceso de extracción.
  • Estabilidad química y radiolítica para prevenir la degradación por solventes.

La investigación sobre el reprocesamiento avanzado del combustible nuclear gastado avanza mediante el desarrollo de estudios de optimización de procesos y el diseño de nuevos agentes extractores lipofílicos e hidrofílicos potenciales que cumplen con estos requisitos industriales. [ 27 ]

Reparto de actínidos: mecanismo de complejación

La separación selectiva de actínidos del refinado PUREX mediante procesos avanzados requiere nuevos agentes de extracción, que deben poseer una afinidad más pronunciada por los actínidos que por los lantánidos y otros productos presentes principalmente en la disolución ácida del combustible. El diseño y la síntesis de agentes de extracción eficientes dependen de un conocimiento profundo del mecanismo de complejación involucrado en el proceso de extracción. Además, es necesario investigar la estructura y la estabilidad de los complejos de ligando con An(III) y Ln(III) durante el proceso de extracción, así como la selectividad del ligando. Se están realizando investigaciones para diseñar más agentes de extracción con donadores de nitrógeno, que muestran una selectividad prometedora hacia los actínidos. [ 27 ]

Química de extracción con solventes y complejación

La extracción líquido-líquido para la partición selectiva de actínidos (procesos tipo SANEX) consiste en una fase orgánica, que contiene un agente extractor disuelto en una mezcla de solventes adecuada, y una fase acuosa, que contiene la disolución del combustible irradiado en ácido nítrico caliente. Las dos fases se mezclan vigorosamente para promover la cinética de extracción. El proceso de centrifugación se realiza para favorecer la separación de fases y la transferencia de los complejos formados desde la fase acuosa empobrecida ( refinado ) a la fase orgánica ( extracto ), donde resultan más solubles. [ 21 ] Esta separación de solventes puede realizarse mediante agentes extractores neutros disueltos en el solvente. Como puede verse en la ecuación, el ligando solvatante (L) extrae el catión metálico de interés (M) junto con su anión (A). Los productos de esta reacción representan todos los complejos potenciales que pueden formarse durante un proceso de extracción comoMETROAnorteLmetro{\displaystyle MA_{n}L_{m}}con(norte,metro=1−3){\displaystyle (n,m=1-3)}.

METROaqnorte++norteAaq−+metroLorgramo⇌[METROAnorteLmetro]orgramo{\displaystyle {M}_{aq}^{n+}+n{A}_{aq}^{-}+m{L}_{org}\rightleftharpoons {[MA_{n}L_{m}]}_{org}}

La eficiencia y la selectividad de los procesos de extracción y separación se pueden evaluar mediante los coeficientes de distribución (DMETRO{\displaystyle {D}_{M}}) y los factores de separación (SF{\displaystyle SF}), como lo muestran las ecuaciones. El coeficiente de distribución se calcula como la relación entre la concentración de los cationes metálicos en la fase orgánica y acuosa, mientras que el factor de separación se calcula como la relación entre los dos coeficientes de distribución. [ 28 ]

DMETRO=[METRO]orgramo3+[METRO]aq3+SFMETRO1/METRO2=DMETRO1DMETRO2{\displaystyle {\begin{aligned}{D}_{M}={\frac {[M]_{org}^{3+}}{[M]_{aq}^{3+}}}\qquad {SF}_{M_{1}/M_{2}}={\frac {D_{M_{1}}}{D_{M_{2}}}}\end{aligned}}}

Para realizar una separación selectiva, el coeficiente de distribución del soluto a extraer debe ser mayor que uno, mientras que el de los solutos que permanecen en la alimentación acuosa debe ser menor que uno. Esto siempre produce un factor de separación SF > 1. Generalmente, se investigan los efectos de la acidez y la temperatura sobre los coeficientes de distribución y el factor de separación porque las especies principales con actínidos y lantánidos podrían ser propensas a la descomplejación al aumentar la acidez debido a la protonación del ligando o debido al aumento de la temperatura. Los efectos termodinámicos se suelen investigar realizando pruebas de extracción a temperatura creciente. [ 29 ] Además, los estudios termodinámicos pueden evaluar las diversas cadenas alquílicas de un ligando en sus propiedades de complejación hacia actínidos minoritarios que lantánidos. Los procesos de extracción se basan en la complejación de iones metálicos con ligandos lipofílicos o hidrófilos. El agente extractor forma un complejo de coordinación con el ion metálico como producto de una reacción ácido-base de Lewis. Los ligandos se denominan bases (donadores) y contienen al menos un par de electrones no enlazantes para donar a los iones metálicos denominados ácidos (aceptores). [ 30 ] Los cationes metálicos en el refinado acuoso de alimentación generalmente se solvatan mediante la coordinación de moléculas de agua a través de los átomos de oxígeno donadores para formar iones acuosos.[METRO(H2O)norte]3+{\displaystyle {\ce {[M(H2O)_{n}]^{3+}}}}(norte=4−9){\displaystyle (n=4-9)}[ 31 ] La complejación de un ion metálico implica, por lo tanto , el reemplazo de las moléculas de agua coordinadas con los ligandos respectivos. La velocidad de esta sustitución juega un papel crucial en la cinética de complejación y los procesos de extracción subsiguientes. El reemplazo puede ser lento para un complejo inerte o rápido para un complejo lábil. [ 32 ] El ligando podría reemplazar todas las moléculas de agua coordinadas para formar un complejo de esfera interna o solo algunas de ellas para un complejo de esfera externa. La reacción de complejación se basa teóricamente en la teoría de Pearson de ácidos y bases duros y blandos , según la cual los ácidos duros forman complejos fuertes con bases duras y, de manera similar, los ácidos blandos forman complejos fuertes con bases blandas. [ 33 ] En soluciones acuosas, las interacciones duro-duro son electrostáticas, mientras que las interacciones blando-blando generalmente muestran un carácter covalente.

La formación de complejos fuertes siempre implica una gran ganancia de entropía o una gran disminución de entalpía, obteniendo así un gran valor negativo de la energía libre de complejación. Según la teoría de Pearson, los iones lantánidos y actínidos se consideran ácidos duros, por lo que se unen especialmente con ligandos que contienen donadores duros, como los átomos de oxígeno, mediante interacciones electrostáticas. La carga de los iones actínidos y lantánidos en disolución es sustancialmente +3 y la diferencia de tamaño entre estos cationes es muy pequeña. Por lo tanto, una separación eficiente de los actínidos menores de los lantánidos es muy difícil. Los actínidos parecen ser un poco menos duros que los lantánidos, probablemente debido a una mayor extensión espacial de los orbitales atómicos 5f con respecto a los 4f; entonces es posible una separación selectiva gracias a ligandos que contienen donadores blandos, como los átomos de nitrógeno y azufre, con una naturaleza de enlace diferente a la de los donadores duros. [ 34 ] A pesar de la posible separación de actínidos, la extracción directa del refinado PUREX es muy difícil debido a la presencia de muchas otras especies interferentes en la alimentación, como productos de activación y fisión. En este sentido, se requieren procesos de separación avanzados que involucren agentes extractores muy selectivos para lograr una partición eficiente para el posterior proceso de transmutación. [ 35 ] En resumen, el conocimiento de la hidratación, las interacciones ácido-base, la cinética y las estabilidades termodinámicas, así como la especiación de iones actínidos y lantánidos con ligandos, es de gran valor para comprender un proceso de extracción por solventes y para diseñar agentes extractores nuevos y prometedores. [ 35 ]

Conocimiento de la complejación mediante técnicas espectroscópicas

El objetivo principal es dilucidar los mecanismos de complejación y extracción de un ligando para desarrollar un proceso de extracción fiable y económico a escala industrial. En este sentido, la formación y la estabilidad de diferentes complejos metal-ligando se investigan primero mediante diversas técnicas espectroscópicas a escala de laboratorio. Se pueden realizar estudios preliminares mediante espectrometría de masas con ionización por electrospray (ESI-MS) para explorar cualitativamente los complejos del ligando con lantánidos o actínidos. [ 36 ] Además, se puede obtener información cuantitativa sobre la especiación y la complejación del ligando con algunos iones metálicos representativos de actínidos y lantánidos mediante experimentos de espectroscopia de fluorescencia resuelta en el tiempo (TRLFS). [ 37 ]

Espectrometría de masas por ionización por electrospray

La espectrometría de masas por ionización por electrospray es una técnica muy versátil que consiste en la transferencia de los complejos formados desde la solución inyectada a la fase gaseosa mediante un proceso de ionización suave, sin perturbar significativamente la estabilidad del complejo. Además, se necesita inyectar una pequeña cantidad de la solución preparada para obtener los espectros de especiación. La especiación de varios iones metálicos puede investigarse en soluciones monofásicas con concentraciones crecientes de ligando para explorar todos los complejos potenciales. [ 36 ] El análisis de disociación inducida por colisión (CID) también puede realizarse para evaluar la estabilidad cinética de los complejos formados, descubriendo la principal vía de fragmentación del ligando. Además, el efecto de la protonación en el mecanismo de complejación puede observarse realizando análisis en soluciones monofásicas con concentraciones crecientes de ácido nítrico. La corroboración de los principales complejos involucrados en el proceso de extracción se suele encontrar realizando experimentos en soluciones bifásicas durante las pruebas de extracción. A pesar de la versatilidad de esta técnica espectroscópica, que proporciona información directamente al modificar las proporciones de ligando a metal, su naturaleza cualitativa, debido a la configuración instrumental y a posibles cambios en la química de la solución, podría afectar parcialmente la distribución de especies y su abundancia iónica. Por estas razones, es necesario corroborar los resultados de especiación mediante otras técnicas espectroscópicas. [ 38 ]

espectroscopia de fluorescencia láser resuelta en el tiempo

La espectroscopia de fluorescencia láser resuelta en el tiempo es un método espectroscópico sensible capaz de investigar la formación de diferentes especies complejas en concentraciones submicromolares. Gracias a las excelentes propiedades espectroscópicas de algunos cationes metálicos representativos de actínidos y lantánidos, los análisis de fluorescencia por excitación láser de los niveles de energía iónica se pueden llevar a cabo en soluciones monofásicas y bifásicas. La evolución de la fluorescencia resultante de las transiciones de energía iónica se sigue generalmente en función de la concentración del ligando en experimentos de titulación monofásica. El desplazamiento batocrómico de los espectros de fluorescencia se debe a la complejación del ligando. De acuerdo con el modelo de complejación postulado y el análisis de pendiente de los datos experimentales, se puede determinar la estequiometría de los complejos principales. Además, las constantes de estabilidad acumulativasβnorte(norte=1−3){\displaystyle {\beta }_{n}(n=1-3)}y el factor de separaciónSFMETRO1/METRO2{\displaystyle {SF}_{M_{1}/M_{2}}}se puede calcular, señalando así la afinidad potencial del ligando hacia los actínidos. [ 37 ]

βnorte=[METRO(L)norte]3+[METROsolv.]3+[L]FrmiminorteSFMETRO1/METRO2=10[logramo(βnorte)]METRO1[logramo(βnorte)]METRO2{\displaystyle {\begin{aligned}{\beta }_{n}={\frac {[M(L)_{n}]^{3+}}{[M_{solv.}]^{3+}[L]_{free}^{n}}}\qquad {SF}_{M_{1}/M_{2}}=10^{\frac {[log(\beta _{n})]_{M_{1}}}{[log(\beta _{n})]_{M_{2}}}}\end{aligned}}}

La medición del tiempo de vida de fluorescencia es una forma adicional de seguir la evolución de la complejación del ion metálico con el ligando, desde las especies iniciales en disolvente hasta los complejos más estables. Cada especie puede identificarse mediante un tiempo de vida típico relacionado con la disminución de la intensidad de emisión. Las mediciones del tiempo de vida de fluorescencia en soluciones monofásicas y bifásicas pueden confirmar la formación de los complejos principales, gracias a la correlación entre el tiempo de vida de fluorescencia y el número de moléculas de agua potencialmente presentes en la esfera de coordinación interna de los iones metálicos. [ 39 ] También se pueden obtener espectros de fluorescencia a temperaturas crecientes para estudiar la termodinámica de la complejación e investigar la estabilidad de los complejos en condiciones experimentales más cercanas a las aplicaciones industriales. [ 40 ]

Referencias

  1. 1 2 OIEA (2018). Estado y tendencias en la gestión del combustible gastado y los residuos radiactivos (  ed. 2018). Viena: OIEA. ISBN 978-92-0-108417-0.
  2. 1 2 3 Poinssot, Christophe; Rostaing, Christine; Greandjean, Stéphane; Boullis, Bernard (2012). "Reciclaje de los actínidos, la piedra angular de cualquier ciclo sostenible de combustible nuclear" . Procedia Chemistry . 7 : 349–357 . doi : 10.1016/j.proche.2012.10.055 .
  3. ↑ Skagius, Kristina; Wiborgh, Marie; Ström, Anders; Morén, Lena (noviembre de 1997). "Evaluación del rendimiento de la barrera geosférica de un depósito geológico profundo para combustible gastado". Ingeniería y diseño nuclear . 176 ( 1–2 ): 155–162 . doi : 10.1016/S0029-5493(96)01333-7 .
  4. ↑ OIEA (2009). Sistema de información del ciclo del combustible nuclear : directorio de instalaciones del ciclo del combustible nuclear ( ed. 2009 ). OIEA. ISBN   978-92-0-102109-0.
  5. ↑ Serp, Jérôme; Poinssot, Christophe; Bourg, Stéphane (19 de septiembre de 2017). "Evaluación de la huella ambiental prevista de los futuros sistemas de energía nuclear. Evidencia del efecto beneficioso del reciclaje extensivo" . Energies . 10 (9): 1445. doi : 10.3390/en10091445 .
  6. ↑ OIEA (2009). Clasificación de los desechos radiactivos : guía general de seguridad . Organismo Internacional de Energía Atómica. ISBN  978-92-0-109209-0.
  7. ↑ Herbst, RS; Baron, P.; Nilsson, M. (2011). "Separación estándar y avanzada: procesos PUREX para el reprocesamiento de combustible nuclear". Técnicas avanzadas de separación para el reprocesamiento de combustible nuclear y el tratamiento de residuos radiactivos : 141–175 . doi : 10.1533/9780857092274.2.141 . ISBN 9781845695019.
  8. ↑ Teplov, Pavel S.; Alekseev, Pavel N.; Bobrov, Evgeniy A.; Chibinyaev, Alexander V. (28 de octubre de 2016). "Aspectos físicos y económicos del reciclaje múltiple de Pu basado en la tecnología de reprocesamiento REMIX en reactores térmicos" . European Physical Journal N.º 2 : 41. doi : 10.1051/epjn/2016034 .
  9. ↑ Joyce, Malcolm (2018). «Gestión y eliminación de residuos radiactivos». Ingeniería nuclear . págs. 357–378 . doi : 10.1016/B978-0-08-100962-8.00015-9 . ISBN  9780081009628.
  10. ↑ Glatz, Jean-Paul; Soucek, Pavel; Malmbeck, Rikard (2015). Reprocesamiento y reciclaje de combustible nuclear gastado . Woodhead Publishing. ISBN 978-1-78242-217-4.
  11. ↑ Madic, Ch. (2011). Partición y transmutación de actínidos y productos de fisión, 6.ª Reunión de Intercambio de Información, Madrid, España, 11-13 de diciembre de 2000. Agencia de Energía Nuclear de la OCDE. ISBN 978-92-64-18466-4.
  12. ↑ Sharrad, Clint A.; Whittaker, Daniel M; Taylor, Robin J. (2015). "El uso de extractantes orgánicos en procesos de extracción con solventes para la partición de combustibles nucleares gastados". Reprocesamiento y reciclaje de combustible nuclear gastado . págs. 153–189 . doi : 10.1016/B978-1-78242-212-9.00007-1 . ISBN  9781782422129.
  13. ↑ OIEA (2009). Opciones de reprocesamiento de combustible gastado . OIEA. ISBN 978-92-0-150309-1.
  14. ↑ OIEA (2015). Estado de la investigación y el desarrollo tecnológico de los sistemas impulsados ​​por aceleradores . OIEA. ISBN 978-92-0-105315-2.
  15. ↑ Bourg, S.; Hill, C.; Caravaca, C.; Rhodes, C.; Ekberg, C.; Taylor, R.; Geist, A.; Modolo, G.; Cassayre, L.; Malmbeck, R.; Harrison, M.; de Angelis, G.; Espartero, A.; Bouvet, S.; Ouvrier, N. (septiembre de 2011). "ACSEPT: tecnologías de partición y ciencia de los actínidos: hacia instalaciones piloto en Europa". Ingeniería y diseño nuclear . 241 (9): 3427– 3435. Bibcode : 2011NuEnD.241.3427B . doi : 10.1016/j.nucengdes.2011.03.011 .
  16. ↑ Modolo, Giuseppe; Geist, Andreas; Miguirditchian, Manuel (2015). "Separación de actínidos menores en el reprocesamiento de combustibles nucleares gastados: avances recientes en Europa". Reprocesamiento y reciclaje de combustible nuclear gastado . doi : 10.1016/B978-1-78242-212-9.00010-1 .
  17. ↑ Maher, Chris J (2015). "Tecnologías actuales de cabecera y desarrollos futuros en el reprocesamiento de combustibles nucleares gastados". Reprocesamiento y reciclaje de combustible nuclear gastado : 93–124 . doi : 10.1016/B978-1-78242-212-9.00005-8 . ISBN 9781782422129.
  18. ↑ Madic, C.; Hudson, Michael James (1998). Separación de residuos líquidos de alta actividad mediante extractantes completamente incinerables : informe final . Comisión Europea. ISBN  9789282823644.
  19. ↑ Groenier, William S.; Rainey, Robert H.; Watson, Sarah B. (julio de 1979). "Análisis del funcionamiento transitorio y en estado estacionario de un proceso de extracción con disolvente líquido-líquido a contracorriente". Industrial & Engineering Chemistry Process Design and Development . 18 (3): 385– 390. doi : 10.1021/i260071a005 .
  20. ↑ Modolo, Giuseppe; Vijgen, Hendrik; Serrano-Purroy, Daniel; Christiansen, Birgit; Malmbeck, Rikard; Sorel, Christian; Baron, Pascal (febrero de 2007). "Proceso de extracción a contracorriente DIAMEX para la recuperación de actínidos trivalentes a partir de un concentrado simulado de alta actividad". Separation Science and Technology . 42 (3): 439– 452. doi : 10.1080/01496390601120763 . S2CID 95518211 . 
  21. 1 2 Peterman, DR; Greenhalgh, MR; Tillotson, RD; Klaehn, JR; Harrup, MK; Luther, TA; Law, JD (30 de julio de 2010). "Extracción selectiva de actínidos menores de medios ácidos utilizando ácidos ditiofosfínicos simétricos y asimétricos". Separation Science and Technology . 45 ( 12–13 ): 1711–1717 . doi : 10.1080/01496395.2010.493787 . S2CID 95386498 . 
  22. ↑ Magnusson, D.; Christiansen, B.; Foreman, MRS; Geist, A.; Glatz, J.-P.; Malmbeck, R.; Modolo, G.; Serrano-Purroy, D.; Sorel, C. (marzo de 2009). "Demostración de un proceso SANEX en contactores centrífugos utilizando la molécula CyMe -BTBP en una solución de combustible genuina". Solvent Extraction and Ion Exchange . 27 (2): 97– 106. doi : 10.1080/07366290802672204 . S2CID 94720457 . 
  23. ^ Magnusson, Daniel; Geist, Andreas; Malmbeck, Rikard; Modolo, Giuseppe; Wilden, Andreas (2012). "Diseño de hoja de flujo para un proceso SANEX innovador utilizando TODGA y SO3-Ph-BTP" . Química de Procedia . 7 : 245– 250. doi : 10.1016/j.proche.2012.10.040 .
  24. ↑ Wilden, Andreas; Schreinemachers, Christian; Sypula, Michal; Modolo, Giuseppe (18 de marzo de 2011). "Extracción selectiva directa de actínidos (III) del refinado PUREX utilizando una mezcla de CyMe BTBP y TODGA como disolvente SANEX de 1 ciclo". Solvent Extraction and Ion Exchange . 29 (2): 190– 212. doi : 10.1080/07366299.2011.539122 . S2CID 98014131 . 
  25. ↑ Aneheim, Emma; Ekberg, Christian; Fermvik, Anna; Foreman, Mark R. St. J.; Retegan, Teodora; Skarnemark, Gunnar (11 de junio de 2010). "Un proceso de separación GANEX basado en TBP/BTBP. Parte 1: Viabilidad". Solvent Extraction and Ion Exchange . 28 (4): 437– 458. doi : 10.1080/07366299.2010.480930 . S2CID 95546504 . 
  26. ^ Taylor, Robin; Zanahoria, Mike; Galán, Hitos; Geist, Andreas; Aquí, Xavier; Maher, Chris; Masón, Chris; Malmbeck, Rikard; Miguirditchian, Manuel; Modolo, Giuseppe; Rodas, Chris; Sarsfield, Marcos; Wilden, Andreas (2016). "El proceso EURO-GANEX: estado actual del desarrollo de diagramas de flujo y estudios de seguridad de procesos" . Química de Procedia . 21 : 524– 529. doi : 10.1016/j.proche.2016.10.073 .
  27. 1 2 Hill, C. (2011). "Desarrollo de compuestos altamente selectivos para procesos de extracción con solventes: partición y transmutación de radionúclidos de larga vida de combustibles nucleares gastados". Técnicas avanzadas de separación para el reprocesamiento de combustible nuclear y el tratamiento de residuos radiactivos : 311–362 . doi : 10.1533/9780857092274.3.311 . ISBN 9781845695019.
  28. ↑ Berthod, A; Carda-Broch, S (mayo de 2004). "Determinación de coeficientes de partición líquido-líquido mediante métodos de separación". Journal of Chromatography A. 1037 ( 1–2 ) : 3–14 . doi : 10.1016/j.chroma.2004.01.001 . PMID 15214657 . 
  29. ↑ DeRobertis, Alessandro; DeStefano, Concetta; Foti, Claudia (marzo de 1999). "Efectos del medio en la protonación de ácidos carboxílicos a diferentes temperaturas". Journal of Chemical & Engineering Data . 44 (2): 262– 270. doi : 10.1021/je980239j .
  30. ↑ Brewer, Leo (febrero de 1984). "La teoría generalizada de ácidos y bases de Lewis: sorprendentes desarrollos recientes" . Journal of Chemical Education . 61 (2): 101. Bibcode : 1984JChEd..61..101B . doi : 10.1021/ed061p101 .
  31. ↑ Hester, RE; Plane, RA (mayo de 1964). "Solvatación de iones metálicos en soluciones acuosas: el enlace metal-oxígeno". Química Inorgánica . 3 (5): 768– 769. doi : 10.1021/ic50015a036 .
  32. ↑ de Haro, Carmen; Berbel, Francisco; Manuel Díaz-Cruz, José; Ariño, Cristina; Esteban, Miquel (febrero de 1999). "Especiación voltamétrica de metales en mezclas de complejos macromoleculares inertes y lábiles en cualquier relación ligando-metal: estudio polarográfico de pulso diferencial del sistema Zn(II)–nitrilotriacetato–polimetacrilato". Journal of Electroanalytical Chemistry . 462 (2): 157– 173. doi : 10.1016/S0022-0728(98)00402-1 .
  33. ↑ Pearson, Ralph G. (noviembre de 1963). "Ácidos y bases duros y blandos". Journal of the American Chemical Society . 85 (22): 3533– 3539. Bibcode : 1963JAChS..85.3533P . doi : 10.1021/ja00905a001 .
  34. ↑ Chen, Yan-Mei; Wang, Cong-Zhi; Wu, Qun-Yan; Lan, Jian-Hui; Chai, Zhi-Fang; Nie, Chang-Ming; Shi, Wei-Qun (febrero de 2020). "Complejación de lantánidos y actínidos trivalentes con ácido dietilentriaminopentaacético: desentrañamiento teórico de la covalencia del enlace". Journal of Molecular Liquids . 299 112174. doi : 10.1016/j.molliq.2019.112174 . S2CID 213045779 . 
  35. 1 2 Leoncini, Andrea; Huskens, Jurriaan; Verboom, Willem (2017). "Ligandos para la extracción de elementos f utilizados en el ciclo del combustible nuclear" . Chemical Society Reviews . 46 (23): 7229– 7273. doi : 10.1039/c7cs00574a . PMID 29111553 . 
  36. 1 2 Lyapchenko, Nataliya; Schroeder, Grzegorz (15 de diciembre de 2005). "Disociación inducida por colisión en la fuente con resolución energética para la evaluación de la estabilidad relativa de complejos no covalentes en fase gaseosa". Rapid Communications in Mass Spectrometry . 19 (23): 3517– 3522. Bibcode : 2005RCMS...19.3517L . doi : 10.1002/rcm.2212 . PMID 16261656 . 
  37. 1 2 Stumpf, Thorsten; Fanghänel, Thomas; Grenthe, Ingmar (2002). "Complejación de iones de actínidos y lantánidos trivalentes por ácido glicólico: un estudio TRLFS". J. Chem. Soc., Dalton Trans. (20): 3799– 3804. doi : 10.1039/B204679B .
  38. ↑ Keith-Roach, Miranda J. (septiembre de 2010). "Una revisión de las tendencias recientes en espectrometría de masas con ionización por electrospray para el análisis de complejos de ligandos metal-orgánicos". Analytica Chimica Acta . 678 (2): 140– 148. Bibcode : 2010AcAC..678..140K . doi : 10.1016/j.aca.2010.08.023 . PMID 20888445 . 
  39. ↑ Horrocks, William DeW.; Sudnick, Daniel R. (enero de 1979). "Sondas de iones lantánidos para el estudio de la estructura en biología. Las constantes de decaimiento de la luminiscencia inducida por láser proporcionan una medida directa del número de moléculas de agua coordinadas con el metal" . Journal of the American Chemical Society . 101 (2): 334– 340. Bibcode : 1979JAChS.101..334H . doi : 10.1021/ja00496a010 .
  40. ↑ Skerencak, A.; Panak, Petra J.; Hauser, W.; Neck, Volker; Klenze, R.; Lindqvist-Reis, P.; Fanghänel, Thomas (enero de 2009). "Estudio TRLFS sobre la complejación de Cm(III) con nitrato en el rango de temperatura de 5 a 200 °C". Radiochimica Acta . 97 (8). doi : 10.1524/ract.2009.1631 . S2CID 97982164 . 
  • Partición y transmutación para la gestión de residuos
  • La sostenibilidad de la gestión del combustible nuclear gastado