Reprocesamiento nuclear

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El reprocesamiento nuclear es la separación química de los productos de fisión y actínidos del combustible nuclear gastado . ^[1] Originalmente, el reprocesamiento se utilizaba únicamente para extraer plutonio para producir armas nucleares . Con la comercialización de la energía nuclear , el plutonio reprocesado se reciclaba nuevamente en combustible nuclear MOX para reactores térmicos . ^[2] El uranio reprocesado , también conocido como material de combustible gastado, en principio también se puede reutilizar como combustible, pero eso solo es económico cuando el suministro de uranio es bajo y los precios son altos. El reprocesamiento nuclear puede extenderse más allá del combustible e incluir el reprocesamiento de otros materiales de reactores nucleares, como el revestimiento de Zircaloy .

La alta radiactividad del material nuclear usado significa que el reprocesamiento debe ser altamente controlado y ejecutado cuidadosamente en instalaciones avanzadas por personal especializado. Existen numerosos procesos, siendo el proceso PUREX basado en productos químicos el que predomina. Las alternativas incluyen el calentamiento para eliminar los elementos volátiles, la combustión por oxidación y la volatilidad del fluoruro (que utiliza flúor extremadamente reactivo ). Cada proceso da como resultado alguna forma de producto nuclear refinado, con desechos radiactivos como subproducto. Debido a que esto podría permitir la obtención de material nuclear apto para armas , el reprocesamiento nuclear es un problema de proliferación nuclear y, por lo tanto, está estrictamente regulado.

El reprocesamiento del combustible gastado tiene un coste relativamente alto en comparación con el ciclo de combustible de un solo paso, pero se puede aumentar el uso de combustible y reducir los volúmenes de desechos . ^[3] El reprocesamiento de combustible nuclear se realiza de forma rutinaria en Europa, Rusia y Japón. En los Estados Unidos, la administración Obama dio marcha atrás en los planes del presidente Bush para el reprocesamiento a escala comercial y volvió a un programa centrado en la investigación científica relacionada con el reprocesamiento. ^[4] No todo el combustible nuclear requiere reprocesamiento; un reactor reproductor no se limita a utilizar plutonio y uranio reciclados. Puede emplear todos los actínidos , cerrando el ciclo del combustible nuclear y potencialmente multiplicando por unas 60 veces la energía extraída del uranio natural . ^{[5] [6]}

Los componentes potencialmente útiles que se manejan en el reprocesamiento nuclear incluyen actínidos específicos (plutonio, uranio y algunos actínidos menores ). Los componentes de elementos más ligeros incluyen productos de fisión , productos de activación y vainas .

Los primeros reactores nucleares a gran escala se construyeron durante la Segunda Guerra Mundial . Estos reactores fueron diseñados para la producción de plutonio para su uso en armas nucleares . El único reprocesamiento requerido, por lo tanto, fue la extracción del plutonio (libre de contaminación por productos de fisión ) del combustible de uranio natural gastado . En 1943, se propusieron varios métodos para separar la cantidad relativamente pequeña de plutonio del uranio y los productos de fisión. El primer método seleccionado, un proceso de precipitación llamado proceso de fosfato de bismuto , se desarrolló y probó en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge (ORNL) entre 1943 y 1945 para producir cantidades de plutonio para su evaluación y uso en los programas de armas de EE . UU . El ORNL produjo las primeras cantidades macroscópicas (gramos) de plutonio separado con estos procesos.

El proceso de fosfato de bismuto se utilizó por primera vez a gran escala en el sitio de Hanford , a finales de 1944. Fue un éxito para la separación de plutonio en la situación de emergencia existente entonces, pero tenía una debilidad importante: la incapacidad de recuperar uranio.

El primer proceso exitoso de extracción por solvente para la recuperación de uranio y plutonio puros se desarrolló en ORNL en 1949. ^[7] El proceso PUREX es el método de extracción actual. También se construyeron plantas de separación en Savannah River Site y una planta más pequeña en West Valley Reprocessing Plant , que cerró en 1972 debido a su incapacidad para cumplir con los nuevos requisitos regulatorios. ^[8]

El reprocesamiento de combustible civil se ha empleado durante mucho tiempo en las plantas de COGEMA en La Hague (Francia), Sellafield (Reino Unido), Mayak Chemical Combine (Rusia) y en sitios como la planta de Tokai (Japón), Tarapur (India) y, brevemente, la planta de reprocesamiento de West Valley (Estados Unidos).

En octubre de 1976, ^[9] la preocupación por la proliferación de armas nucleares (especialmente después de que India demostrara capacidades de armas nucleares utilizando tecnología de reprocesamiento) llevó al presidente Gerald Ford a emitir una directiva presidencial para suspender indefinidamente el reprocesamiento y reciclaje comercial de plutonio en los EE. UU. El 7 de abril de 1977, el presidente Jimmy Carter prohibió el reprocesamiento de combustible nuclear gastado de reactores comerciales . La cuestión clave que impulsó esta política fue el riesgo de proliferación de armas nucleares por el desvío de plutonio del ciclo de combustible civil, y alentar a otras naciones a seguir el ejemplo de EE. UU. ^{[10] [11] [12]} Después de eso, solo los países que ya tenían grandes inversiones en infraestructura de reprocesamiento continuaron reprocesando combustible nuclear gastado. El presidente Reagan levantó la prohibición en 1981, pero no proporcionó el subsidio sustancial que habría sido necesario para iniciar el reprocesamiento comercial. ^[13]

En marzo de 1999, el Departamento de Energía de Estados Unidos (DOE) revirtió su política y firmó un contrato con un consorcio formado por Duke Energy , COGEMA y Stone & Webster (DCS) para diseñar y operar una planta de fabricación de combustible de óxido mixto (MOX) . La preparación del terreno en el emplazamiento de Savannah River (Carolina del Sur) comenzó en octubre de 2005. ^[14] En 2011, el New York Times informó que "... 11 años después de que el gobierno adjudicara un contrato de construcción, el coste del proyecto se ha disparado a casi 5.000 millones de dólares. La enorme estructura de hormigón y acero es un armatoste a medio terminar, y el gobierno todavía no ha encontrado un solo cliente, a pesar de las ofertas de lucrativos subsidios". TVA (actualmente el cliente más probable) dijo en abril de 2011 que retrasaría una decisión hasta que pudiera ver cómo se comportaba el combustible MOX en el accidente nuclear de Fukushima Daiichi . ^[15]

PUREX , el método estándar actual, es un acrónimo que significa Recuperación de plutonio y uranio por extracción . El proceso PUREX es un método de extracción líquido-líquido utilizado para reprocesar combustible nuclear gastado , para extraer uranio y plutonio , independientemente uno del otro, de los productos de fisión . Este es el proceso más desarrollado y ampliamente utilizado en la industria en la actualidad.

Cuando se utiliza como combustible de reactores de energía comerciales, el plutonio extraído suele contener demasiado Pu-240 como para ser considerado plutonio "de calidad armamentística", ideal para su uso en un arma nuclear. No obstante, se pueden construir armas nucleares altamente fiables en todos los niveles de sofisticación técnica utilizando plutonio de calidad para reactores. ^[16] Además, los reactores que son capaces de reabastecerse con frecuencia se pueden utilizar para producir plutonio de calidad armamentística , que luego se puede recuperar utilizando PUREX. Debido a esto, los productos químicos de PUREX se controlan. ^[17]

El proceso PUREX se puede modificar para crear un proceso UREX ( tracción de uranio ) que podría usarse para ahorrar espacio dentro de los sitios de disposición de desechos nucleares de alto nivel , como el depósito de desechos nucleares de Yucca Mountain , eliminando el uranio que constituye la gran mayoría de la masa y el volumen del combustible usado y reciclándolo como uranio reprocesado .

El proceso UREX es un proceso PUREX que ha sido modificado para evitar la extracción del plutonio. Esto se puede hacer añadiendo un reductor de plutonio antes del primer paso de extracción del metal. En el proceso UREX, aproximadamente el 99,9 % del uranio y más del 95 % del tecnecio se separan entre sí y de los demás productos de fisión y actínidos . La clave es la adición de ácido acetohidroxámico (AHA) a las secciones de extracción y depuración del proceso. La adición de AHA disminuye en gran medida la capacidad de extracción del plutonio y el neptunio , lo que proporciona una resistencia a la proliferación algo mayor que con la etapa de extracción de plutonio del proceso PUREX. ^{[ cita requerida ]}

Al añadir un segundo agente de extracción, óxido de octil(fenil)-N,N-dibutil carbamoilmetil fosfina (CMPO) en combinación con fosfato de tributilo (TBP), el proceso PUREX se puede convertir en el proceso TRUEX ( TR ans Uranic EX traction). TRUEX fue inventado en los EE. UU. por el Laboratorio Nacional Argonne y está diseñado para eliminar los metales transuránicos (Am/Cm) de los desechos. La idea es que al reducir la actividad alfa de los desechos, la mayoría de los desechos se pueden eliminar con mayor facilidad. Al igual que PUREX, este proceso funciona mediante un mecanismo de solvatación .

Como alternativa a TRUEX, se ha ideado un proceso de extracción que utiliza una malondiamida. El proceso DIAMEX ( DIAM ide EX traction) tiene la ventaja de evitar la formación de residuos orgánicos que contienen elementos distintos del carbono , hidrógeno , nitrógeno y oxígeno . Dicho residuo orgánico se puede quemar sin la formación de gases ácidos que podrían contribuir a la lluvia ácida (aunque los gases ácidos se podrían recuperar mediante un depurador). El proceso DIAMEX está siendo trabajado en Europa por el CEA francés . El proceso es lo suficientemente maduro como para que se pueda construir una planta industrial con el conocimiento existente del proceso. ^[18] Al igual que PUREX, este proceso funciona mediante un mecanismo de solvatación.

Extracción selectiva de actínidos . Como parte de la gestión de actínidos menores , se ha propuesto que los lantánidos y los actínidos menores trivalentes se eliminen del refinado PUREX mediante un proceso como DIAMEX o TRUEX. Para permitir que los actínidos como el americio se reutilicen en fuentes industriales o se utilicen como combustible, se deben eliminar los lantánidos. Los lantánidos tienen grandes secciones transversales de neutrones y, por lo tanto, envenenarían una reacción nuclear impulsada por neutrones. Hasta la fecha, no se ha definido el sistema de extracción para el proceso SANEX, pero actualmente varios grupos de investigación diferentes están trabajando en un proceso. Por ejemplo, el CEA francés está trabajando en un proceso basado en bis-triazinil piridina (BTP). ^{[19] [20] [21]} Otros trabajadores están trabajando en otros sistemas, como los ácidos ditiofosfínicos.

El proceso de extracción universal de la ONU fue desarrollado en Rusia y la República Checa ; está diseñado para eliminar por completo los radioisótopos más problemáticos (Sr, Cs y actínidos menores ) del refinado que queda después de la extracción de uranio y plutonio del combustible nuclear usado . ^{[22] [23]} La química se basa en la interacción de cesio y estroncio con polietilenglicol ^{[24] [25]} y un anión carborano de cobalto (conocido como dicarboluro de cobalto clorado). Los actínidos se extraen mediante CMPO y el diluyente es un aromático polar como el nitrobenceno . También se han sugerido otros diluyentes como el meta - nitrobenzotrifluoruro ^[26] y la fenil trifluorometil sulfona ^{[27] .}

Se ha informado de un método exótico que utiliza electroquímica e intercambio iónico en carbonato de amonio . ^[28] También se han informado de otros métodos para la extracción de uranio utilizando intercambio iónico en carbonato alcalino y óxido de plomo "fumado". ^[29]

El proceso de fosfato de bismuto es un proceso obsoleto que añade una cantidad significativa de material innecesario a los residuos radiactivos finales. El proceso de fosfato de bismuto ha sido reemplazado por procesos de extracción con disolventes. El proceso de fosfato de bismuto fue diseñado para extraer plutonio de las barras de combustible nuclear revestidas de aluminio , que contienen uranio. El combustible se desvainaba hirviéndolo en sosa cáustica . Después de desvainar, el uranio metálico se disolvía en ácido nítrico .

El plutonio en este punto se encuentra en el estado de oxidación +4. Luego se precipitó de la solución mediante la adición de nitrato de bismuto y ácido fosfórico para formar el fosfato de bismuto. El plutonio se coprecipitó con este. El líquido sobrenadante (que contiene muchos de los productos de fisión ) se separó del sólido. Luego, el precipitado se disolvió en ácido nítrico antes de la adición de un oxidante (como permanganato de potasio ) para producir PuO ₂ ²⁺ . El plutonio se mantuvo en el estado de oxidación +6 mediante la adición de una sal de dicromato .

A continuación, se volvió a precipitar el fosfato de bismuto, dejando el plutonio en solución, y se añadió una sal de hierro (II) (como el sulfato ferroso ). El plutonio se volvió a precipitar utilizando un portador de fosfato de bismuto y se añadió una combinación de sales de lantano y fluoruro , formando un portador de fluoruro de lantano sólido para el plutonio. La adición de un álcali produjo un óxido. El óxido de plutonio y lantano combinado se recolectó y se extrajo con ácido nítrico para formar nitrato de plutonio. ^[30]

Se trata de un proceso de extracción líquido-líquido que utiliza metil isobutil cetona, cuyo nombre en código es hexona, como extractante. La extracción se realiza mediante un mecanismo de solvatación . Este proceso tiene la desventaja de requerir el uso de un reactivo de desoxidación ( nitrato de aluminio ) para aumentar la concentración de nitrato en la fase acuosa y obtener una relación de distribución razonable (valor D). Además, la hexona se degrada con ácido nítrico concentrado. Este proceso se utilizó entre 1952 y 1956 en la planta T de Hanford y ha sido reemplazado por el proceso PUREX. ^{[31] [32]}

Pu4 ⁺ + 4NO−3+ 2S → [ Pu _{( NO3} ) _4S2 ]

Un proceso basado en un proceso de extracción por solvatación que utiliza el extractante triéter mencionado anteriormente. Este proceso tiene la desventaja de requerir el uso de un reactivo de desoxidación ( nitrato de aluminio ) para aumentar la concentración de nitrato en la fase acuosa para obtener una relación de distribución razonable. Este proceso se utilizó en Windscale entre 1951 y 1964. Este proceso ha sido reemplazado por PUREX, que demostró ser una tecnología superior para el reprocesamiento a mayor escala. ^[33]

El proceso del acetato de uranilo sódico fue utilizado por la industria nuclear soviética en sus inicios para recuperar plutonio del combustible irradiado. ^[34] Nunca se utilizó en Occidente; la idea es disolver el combustible en ácido nítrico , alterar el estado de oxidación del plutonio y luego agregar ácido acético y una base. Esto convertiría el uranio y el plutonio en una sal de acetato sólida.

La explosión de acetatos-nitratos cristalizados en un tanque de desechos no refrigerado provocó el desastre de Kyshtym en 1957.

Como el proceso PUREX tiene algunas desventajas, se han hecho esfuerzos para desarrollar alternativas al proceso, algunas de ellas compatibles con PUREX (es decir, el residuo de un proceso podría usarse como materia prima para el otro) y otras totalmente incompatibles. Ninguna de ellas ha alcanzado (hasta la década de 2020) un uso comercial generalizado, pero algunas han sido sometidas a pruebas a gran escala o se han asumido compromisos firmes para su futura implementación a mayor escala. ^[35]

El piroprocesamiento es un término genérico para los métodos de alta temperatura. Los solventes son sales fundidas (por ejemplo, LiCl + KCl o LiF + CaF ₂ ) y metales fundidos (por ejemplo, cadmio, bismuto, magnesio) en lugar de agua y compuestos orgánicos. La electrorrefinación , la destilación y la extracción solvente-solvente son pasos comunes.

Estos procesos no se utilizan actualmente de forma significativa en todo el mundo, pero se han llevado a cabo en el Laboratorio Nacional de Argonne ^{[38] [39]} y la investigación actual también se lleva a cabo en el CRIEPI en Japón, el Instituto de Investigación Nuclear de Řež en la República Checa, el Centro Indira Gandhi para la Investigación Atómica en la India y el KAERI en Corea del Sur. ^{[40] [41] [42] [43]}

• Los principios en los que se basa son bien comprendidos y no existen barreras técnicas significativas para su adopción. ^[44]
• Se aplica fácilmente en combustible gastado de alto grado de combustión y requiere poco tiempo de enfriamiento, ya que las temperaturas de operación ya son altas.
• No utiliza disolventes que contengan hidrógeno y carbono, que son moderadores de neutrones que crean riesgo de accidentes de criticidad y pueden absorber el producto de fisión tritio y el producto de activación carbono-14 en soluciones diluidas que no pueden separarse posteriormente.
  • Alternativamente, la voloxidación ^[45] (ver más abajo) puede eliminar el 99% del tritio del combustible usado y recuperarlo en forma de una solución fuerte adecuada para su uso como suministro de tritio.
• Más compacto que los métodos acuosos, lo que permite el reprocesamiento in situ en el emplazamiento del reactor, lo que evita el transporte de combustible gastado y sus problemas de seguridad, almacenando en su lugar un volumen mucho menor de productos de fisión en el emplazamiento como residuos de alta actividad hasta el desmantelamiento . Por ejemplo, los ciclos de combustible del reactor rápido integral y del reactor de sales fundidas se basan en el piroprocesamiento in situ.
• Puede separar muchos o incluso todos los actínidos a la vez y producir combustible altamente radiactivo que es más difícil de manipular para robar o fabricar armas nucleares. (Sin embargo, la dificultad ha sido cuestionada. ^[46] ) En contraste, el proceso PUREX fue diseñado para separar el plutonio solo para armas, y también deja atrás los actínidos menores ( americio y curio ), produciendo desechos con radiactividad de mayor duración.
• La mayor parte de la radiactividad en los 10 ² a 10 ⁵ años posteriores al uso del combustible nuclear es producida por los actínidos, ya que no hay productos de fisión con vidas medias en este rango. Estos actínidos pueden alimentar reactores rápidos , por lo que extraerlos y reutilizarlos (fisionizarlos) aumenta la producción de energía por kg de combustible, además de reducir la radiactividad a largo plazo de los desechos.
• La volatilidad del fluoruro (ver a continuación) produce sales que pueden usarse fácilmente en el reprocesamiento de sales fundidas, como el piroprocesamiento.
• La capacidad de procesar combustible gastado "fresco" reduce la necesidad de piscinas de combustible gastado (aunque los radionucleidos de vida corta recuperados "sólo" se envíen al almacenamiento, lo que requiere menos espacio, ya que la mayor parte de la masa, el uranio, se puede almacenar por separado). El uranio (incluso el uranio reprocesado con una actividad específica más alta ) no necesita refrigeración para un almacenamiento seguro.
• Los radionucleidos de vida corta se pueden recuperar del combustible gastado "fresco", lo que permite su uso directo en la industria, la ciencia o la medicina o la recuperación de sus productos de desintegración sin contaminación por otros isótopos (por ejemplo: el rutenio en el combustible gastado se desintegra en rodio, todos los cuales son isótopos distintos de¹⁰³
  El Rh se desintegra aún más en isótopos estables de paladio . El paladio derivado de la desintegración del rutenio y el rodio por fisión no será radiactivo, pero el paladio por fisión contiene una contaminación significativa con isótopos de vida larga.¹⁰⁷
  Tanto el rutenio-107 como el rodio-107 tienen vidas medias del orden de minutos y se desintegran en paladio-107 antes de ser reprocesados ​​en la mayoría de las circunstancias)
• Los posibles combustibles para los generadores termoeléctricos de radioisótopos (RTG), que en su mayoría se desintegran en combustible gastado, que ha envejecido significativamente, se pueden recuperar en cantidades suficientes para que valga la pena su uso. Entre los ejemplos se incluyen materiales con vidas medias de alrededor de dos años, como¹³⁴
  Cs ,¹²⁵
  Sb ,¹⁴⁷
  Pm . Si bien estos combustibles no serían adecuados para misiones espaciales prolongadas, se pueden utilizar para reemplazar generadores diésel en lugares fuera de la red donde es posible reabastecerlos una vez al año. ^[a] El antimonio sería particularmente interesante porque forma una aleación estable con el plomo y, por lo tanto, se puede transformar con relativa facilidad en una forma parcialmente autoprotectora y químicamente inerte. Los combustibles RTG de vida más corta presentan el beneficio adicional de reducir el riesgo de fuentes huérfanas , ya que la actividad disminuirá relativamente rápido si no se realiza ningún reabastecimiento.

• El reprocesamiento en su conjunto no está muy extendido en la actualidad (2005) y los lugares que lo hacen ya tienen plantas PUREX construidas. En consecuencia, hay poca demanda de nuevos sistemas pirometalúrgicos, aunque podría haberla si los programas de reactores de Generación IV se hacen realidad.
• La sal utilizada en el piroprocesamiento es menos adecuada para su conversión en vidrio que los materiales de desecho producidos por el proceso PUREX.
• Si el objetivo es reducir la longevidad del combustible nuclear gastado en los reactores de combustión, entonces es necesario lograr mejores tasas de recuperación de los actínidos menores.
• Trabajar con combustible gastado "nuevo" requiere más protección y mejores formas de lidiar con la producción de calor que trabajar con combustible gastado "viejo". Si las instalaciones están construidas de tal manera que requieren material de alta actividad específica, no pueden manejar "residuos heredados" más antiguos, excepto mezclados con combustible gastado nuevo.

Los métodos de electrólisis se basan en la diferencia de los potenciales estándar del uranio, el plutonio y los actínidos menores en una sal fundida. El potencial estándar del uranio es el más bajo, por lo tanto, cuando se aplica un potencial, el uranio se reducirá en el cátodo fuera de la solución de sal fundida antes que los otros elementos. ^[47]

Estos procesos fueron desarrollados por el Laboratorio Nacional Argonne y utilizados en el proyecto del Reactor Rápido Integral .

La PYRO-A es un método para separar actínidos (elementos de la familia de los actínidos , generalmente más pesados ​​que el U-235) de los no actínidos. El combustible gastado se coloca en una cesta de ánodo que se sumerge en un electrolito de sal fundida. Se aplica una corriente eléctrica, lo que hace que el metal de uranio (o a veces óxido, dependiendo del combustible gastado) se deposite en un cátodo de metal sólido mientras que los otros actínidos (y las tierras raras) pueden ser absorbidos en un cátodo de cadmio líquido . Muchos de los productos de fisión (como el cesio , el circonio y el estroncio ) permanecen en la sal. ^{[48] [49] [50]} Como alternativas al electrodo de cadmio fundido, es posible utilizar un cátodo de bismuto fundido o un cátodo de aluminio sólido. ^[51]

Como alternativa a la electroobtención, el metal deseado se puede aislar utilizando una aleación fundida de un metal electropositivo y un metal menos reactivo. ^[52]

Dado que la mayor parte de la radiactividad a largo plazo y el volumen del combustible gastado proviene de actínidos, la eliminación de estos produce residuos más compactos y menos peligrosos a largo plazo. La radiactividad de estos residuos se reducirá entonces al nivel de diversos minerales y menas naturales en unos pocos cientos de años, en lugar de miles. ^[53]

Los actínidos mixtos producidos por el procesamiento pirometálico pueden volver a utilizarse como combustible nuclear, ya que prácticamente todos son fisionables o fértiles , aunque muchos de estos materiales requerirían un reactor reproductor rápido para quemarse de manera eficiente. En un espectro de neutrones térmicos , las concentraciones de varios actínidos pesados ​​( curio -242 y plutonio-240 ) pueden llegar a ser bastante altas, creando un combustible que es sustancialmente diferente del uranio habitual o de los óxidos mixtos de uranio y plutonio (MOX) que la mayoría de los reactores actuales fueron diseñados para utilizar.

Otro proceso piroquímico, el proceso PYRO-B , se ha desarrollado para el procesamiento y reciclado de combustible de un reactor transmutador (un reactor reproductor rápido diseñado para convertir desechos nucleares transuránicos en productos de fisión). Un combustible transmutador típico está libre de uranio y contiene transuránicos recuperados en una matriz inerte como el circonio metálico . En el procesamiento PYRO-B de dicho combustible, se utiliza un paso de electrorrefinación para separar los elementos transuránicos residuales de los productos de fisión y reciclar los transuránicos al reactor para la fisión. El tecnecio y el yodo recién generados se extraen para su incorporación a los objetivos de transmutación, y los demás productos de fisión se envían a los desechos.

La voloxidación (para oxidación volumétrica ) implica calentar el combustible de óxido con oxígeno, a veces con oxidación y reducción alternas, u oxidación alternada por ozono a trióxido de uranio con descomposición por calentamiento nuevamente a octóxido de triuranio . ^[45] Un propósito principal es capturar tritio como vapor de agua tritiado antes de un procesamiento posterior donde sería difícil retener el tritio. El tritio es un contaminante difícil de eliminar de la solución acuosa, ya que no se puede separar del agua excepto por separación de isótopos. Sin embargo, el tritio también es un producto valioso utilizado en la industria, la ciencia y las armas nucleares , por lo que la recuperación de una corriente de hidrógeno o agua con un alto contenido de tritio puede hacer que la recuperación dirigida valga la pena económicamente. Otros elementos volátiles abandonan el combustible y deben recuperarse, especialmente yodo , tecnecio y carbono-14 . La voloxidación también descompone el combustible o aumenta su área de superficie para mejorar la penetración de reactivos en los siguientes pasos de reprocesamiento.

• El proceso es sencillo y no requiere maquinaria compleja ni productos químicos más allá de los necesarios en todo reprocesamiento ( celdas calientes , equipos de manipulación remota ).
• Se pueden recuperar productos como el criptón-85 o el tritio, así como el xenón (cuyos isótopos son estables, casi estables o se desintegran rápidamente) y venderlos para su uso en la industria, la ciencia o la medicina.
• La eliminación de los productos de fisión volátiles permite un almacenamiento más seguro en depósitos geológicos profundos o de almacenamiento provisional.
• Los riesgos de proliferación nuclear son bajos ya que no se produce separación de plutonio.
• El material radiactivo no se moviliza químicamente más allá de lo que debería tenerse en cuenta en el almacenamiento a largo plazo. Las sustancias que son inertes como elementos nativos u óxidos permanecen así.
• El producto se puede utilizar como combustible en un reactor CANDU o incluso mezclarlo con combustible CANDU gastado tratado de manera similar si queda demasiado material fisible en el combustible gastado.
• El producto resultante puede procesarse posteriormente mediante cualquiera de los otros procesos mencionados anteriormente y a continuación. La eliminación de los productos volátiles de la fisión significa que el transporte se vuelve ligeramente más fácil en comparación con el combustible gastado con vainas dañadas o removidas.
• Todos los productos volátiles de interés (aunque el helio estará presente en el combustible gastado, no habrá ningún isótopo radiactivo de helio ) se pueden, en principio, recuperar en una trampa fría enfriada por nitrógeno líquido (temperatura: 77 K (−196,2 °C; −321,1 °F) o inferior). Sin embargo, esto requiere cantidades significativas de enfriamiento para contrarrestar el efecto del calor de desintegración de volátiles radiactivos como el criptón-85. El tritio estará presente en forma de agua tritiada , que es un sólido a la temperatura del nitrógeno líquido.
• El heptóxido de tecnecio se puede eliminar como gas calentándolo por encima de su punto de ebullición de 392,6 K (119,5 °C; 247,0 °F), lo que reduce los problemas que presenta la contaminación por tecnecio en procesos como la volatilidad del fluoruro o PUREX; el tetróxido de rutenio (gaseoso por encima de 313,1 K (40,0 °C; 103,9 °F)) también se puede eliminar del combustible gastado y recuperar para su venta o eliminación.

• Se necesita un procesamiento adicional si el producto resultante se va a utilizar para el reenriquecimiento o la fabricación de combustible MOX.
• Si los productos de fisión volátiles se liberan al medio ambiente, esto representa un riesgo de radiación, debido principalmente a¹²⁹
  Yo , Tritio y⁸⁵
  Kr . Para su recuperación y almacenamiento seguros se requieren equipos adicionales.
• Se debe utilizar un agente oxidante / agente reductor para los pasos de reducción/oxidación cuya recuperación puede ser difícil, consumir energía o ambas cosas.

El simple calentamiento del combustible de óxido gastado en una atmósfera inerte o al vacío a una temperatura entre 700 °C (1292 °F) y 1000 °C (1830 °F) como primer paso de reprocesamiento puede eliminar varios elementos volátiles, incluido el cesio, cuyo isótopo cesio-137 emite aproximadamente la mitad del calor producido por el combustible gastado durante los siguientes 100 años de enfriamiento (sin embargo, la mayor parte de la otra mitad proviene del estroncio-90 , que tiene una vida media similar). El balance de masa general estimado para 20 000 g de combustible procesado con 2000 g de revestimiento es: ^[54]

• No requiere ningún proceso químico.
• ¿Es posible, en teoría, que el "autocalentamiento" se produzca mediante el calor de desintegración de un combustible gastado suficientemente "fresco"?
• El cesio-137 se utiliza en la irradiación de alimentos y se puede utilizar para alimentar generadores termoeléctricos de radioisótopos . Sin embargo, su contaminación con isótopos estables¹³³
  Cs y de larga duración¹³⁵
  El Cs reduce la eficiencia de tales usos mientras que la contaminación con¹³⁴
  El Cs en combustible gastado relativamente fresco hace que la curva de radiación general y la producción de calor sean mucho más pronunciadas hasta que la mayor parte del¹³⁴
  Cs ha decaído
• Se pueden recuperar potencialmente elementos como el rutenio, cuyo ion rutenato es particularmente problemático en PUREX y que no tiene isótopos con una vida significativamente más larga que un año, lo que permite la posible recuperación del metal para su uso.
• Se puede añadir al proceso una "recuperación de tercera fase" si las sustancias que se funden pero no se vaporizan a las temperaturas implicadas se drenan a un recipiente para efluentes líquidos y se dejan solidificar nuevamente. Para evitar la contaminación con productos de bajo punto de ebullición que se funden a bajas temperaturas, se podría utilizar un tapón de fusión para abrir el recipiente para efluentes líquidos solo una vez que la fase líquida alcance una determinada temperatura.
• El estroncio, que está presente en forma de un producto de fisión de vida media particularmente problemático.⁹⁰
  El Sr es líquido por encima de 1050 K (780 °C; 1430 °F). Sin embargo, el óxido de estroncio permanece sólido por debajo de 2804 K (2531 °C; 4588 °F) y, si se va a recuperar el óxido de estroncio con otros efluentes líquidos, debe reducirse al metal nativo antes del paso de calentamiento. Tanto el estroncio como el óxido de estroncio forman hidróxido de estroncio soluble e hidrógeno al entrar en contacto con el agua, que puede utilizarse para separarlos de las partes no solubles del combustible gastado.
• Como hay pocos o ningún cambio químico en el combustible gastado, se puede utilizar cualquier método de reprocesamiento químico después de este proceso.

• A temperaturas superiores a 1000 K (730 °C; 1340 °F), la forma metálica nativa de varios actínidos , incluido el neptunio (punto de fusión: 912 K (639 °C; 1182 °F)) y el plutonio (punto de fusión: 912,5 K (639,4 °C; 1182,8 °F)), se funde. Esto podría usarse para recuperar una fase líquida, lo que plantea preocupaciones de proliferación, dado que el metal de uranio permanece sólido hasta 1405,3 K (1132,2 °C; 2069,9 °F). Si bien el neptunio y el plutonio no se pueden separar fácilmente entre sí por diferentes puntos de fusión, su diferente solubilidad en agua se puede utilizar para separarlos.
• Si se utiliza el "autocalentamiento nuclear", el combustible gastado tendrá una actividad específica , una producción de calor y una liberación de radiación mucho mayores. Si se utiliza una fuente de calor externa, se necesitarán cantidades significativas de energía externa, que en su mayoría se destinan a calentar el uranio.
• El calentamiento y enfriamiento de la cámara de vacío y/o de las tuberías y recipientes para recolectar efluentes volátiles induce estrés térmico . Esto se combina con daño por radiación al material y posiblemente fragilización neutrónica si hay fuentes de neutrones como el californio-252 en una cantidad significativa.
• En el combustible de óxido que se utiliza habitualmente, algunos elementos estarán presentes tanto en forma de óxidos como de elementos nativos. Según su estado químico, pueden acabar en la corriente volatilizada o en la corriente de residuos. Si un elemento está presente en ambos estados en un grado significativo, la separación de ese elemento puede resultar imposible sin convertirlo por completo a un estado químico u otro.
• Las temperaturas involucradas son mucho más altas que el punto de fusión del plomo (600,61 K (327,46 °C; 621,43 °F)), lo que puede presentar problemas con la protección contra la radiación si se utiliza plomo como material de protección.
• Si se utilizan filtros para recuperar productos de fisión volátiles, éstos se convierten en residuos de actividad baja a intermedia.

En el proceso de volatilidad del fluoruro, el flúor reacciona con el combustible. El flúor es mucho más reactivo que el oxígeno , por lo que pequeñas partículas de combustible de óxido molido estallarán en llamas cuando se dejen caer en una cámara llena de flúor. Esto se conoce como fluoración de llama; el calor producido ayuda a que la reacción se lleve a cabo. La mayor parte del uranio , que constituye la mayor parte del combustible, se convierte en hexafluoruro de uranio , la forma de uranio utilizada en el enriquecimiento de uranio , que tiene un punto de ebullición muy bajo. El tecnecio , el principal producto de fisión de larga duración , también se convierte eficientemente en su hexafluoruro volátil. Algunos otros elementos también forman hexafluoruros, pentafluoruros o heptafluoruros igualmente volátiles. Los fluoruros volátiles se pueden separar del exceso de flúor por condensación, y luego separarse entre sí por destilación fraccionada o reducción selectiva . El hexafluoruro de uranio y el hexafluoruro de tecnecio tienen puntos de ebullición y presiones de vapor muy similares, lo que hace que la separación completa sea más difícil.

Muchos de los productos de fisión volatilizados son los mismos que se volatilizan en la volatilización no fluorada a mayor temperatura, como el yodo , el telurio y el molibdeno ; las diferencias notables son que el tecnecio se volatiliza, pero el cesio no.

Algunos elementos transuránicos como el plutonio , el neptunio y el americio pueden formar fluoruros volátiles, pero estos compuestos no son estables cuando se reduce la presión parcial del flúor. ^[55] La mayor parte del plutonio y parte del uranio permanecerán inicialmente en cenizas que caen al fondo del fluorador de llama. La relación plutonio-uranio en las cenizas puede incluso aproximarse a la composición necesaria para el combustible del reactor de neutrones rápidos . La fluoración posterior de las cenizas puede eliminar todo el uranio, el neptunio y el plutonio como fluoruros volátiles; sin embargo, algunos otros actínidos menores pueden no formar fluoruros volátiles y, en su lugar, permanecer con los productos de fisión alcalina. Algunos metales nobles pueden no formar fluoruros en absoluto, sino permanecer en forma metálica; sin embargo, el hexafluoruro de rutenio es relativamente estable y volátil.

La destilación del residuo a temperaturas más altas puede separar los fluoruros de metales de transición y de metales alcalinos (Cs, Rb) de punto de ebullición más bajo de los fluoruros de lantánidos y de metales alcalinotérreos (Sr, Ba) y de itrio de punto de ebullición más alto . Las temperaturas involucradas son mucho más altas, pero se pueden reducir un poco mediante la destilación al vacío. Si se utiliza una sal portadora como fluoruro de litio o fluoruro de sodio como disolvente, la destilación a alta temperatura es una forma de separar la sal portadora para su reutilización.

Los diseños de reactores de sales fundidas llevan a cabo un reprocesamiento de la volatilidad del fluoruro de forma continua o a intervalos frecuentes. El objetivo es devolver los actínidos a la mezcla de combustible fundido para su posterior fisión, al tiempo que se eliminan los productos de fisión que son venenos para los neutrones o que pueden almacenarse de forma más segura fuera del núcleo del reactor mientras se espera su eventual transferencia a un almacenamiento permanente.

Muchos de los elementos que forman fluoruros volátiles de alta valencia también formarán cloruros volátiles de alta valencia. La cloración y la destilación es otro método posible para la separación. La secuencia de separación puede diferir de manera útil de la secuencia para los fluoruros; por ejemplo, el tetracloruro de circonio y el tetracloruro de estaño tienen puntos de ebullición relativamente bajos de 331 °C (628 °F) y 114,1 °C (237,4 °F). Incluso se ha propuesto la cloración como un método para eliminar las vainas de combustible de circonio, ^[45] en lugar del desenvainado mecánico.

Es probable que sea más fácil convertir posteriormente los cloruros en otros compuestos, como los óxidos, que los fluoruros.

Los cloruros que quedan después de la volatilización también se pueden separar por solubilidad en agua. Los cloruros de elementos alcalinos como americio , curio , lantánidos , estroncio y cesio son más solubles que los de uranio , neptunio , plutonio y circonio .

• El cloro (y en menor medida el flúor ^[56] ) es una sustancia química industrial fácilmente disponible que se produce en grandes cantidades ^[57].
• La destilación fraccionada permite separar muchos elementos entre sí en un solo paso o en la repetición iterativa del mismo paso.
• El uranio se producirá directamente como hexafluoruro de uranio , la forma utilizada en el enriquecimiento.
• Muchos fluoruros y cloruros volátiles son volátiles a temperaturas relativamente moderadas, lo que reduce el estrés térmico. Esto es especialmente importante porque el punto de ebullición del hexafluoruro de uranio es inferior al del agua, lo que permite conservar energía en la separación de los productos de fisión de alto punto de ebullición (o sus fluoruros) entre sí, ya que esto puede tener lugar en ausencia de uranio, que constituye la mayor parte de la masa.
• Algunos fluoruros y cloruros se funden a temperaturas relativamente bajas, lo que permite una "separación en fase líquida" si se desea. Esas sales de bajo punto de fusión podrían procesarse posteriormente mediante electrólisis con sales fundidas.
• Los fluoruros y los cloruros difieren en su solubilidad en agua según el catión. Esto se puede utilizar para separarlos mediante disolución acuosa. Sin embargo, algunos fluoruros reaccionan violentamente con el agua, lo que debe tenerse en cuenta.

• Muchos compuestos de flúor o cloro, así como los propios elementos nativos, son tóxicos, corrosivos y reaccionan violentamente con el aire, el agua o ambos.
• El hexafluoruro de uranio y el hexafluoruro de tecnecio tienen puntos de ebullición muy similares (329,6 K (56,5 °C; 133,6 °F) y 328,4 K (55,3 °C; 131,4 °F) respectivamente), lo que hace difícil separarlos completamente entre sí mediante destilación.
• La destilación fraccionada que se utiliza en la refinación de petróleo requiere grandes instalaciones y enormes cantidades de energía. Para procesar toneladas de uranio se necesitarían instalaciones de igual tamaño que para procesar toneladas de petróleo; sin embargo, a diferencia de las refinerías de petróleo, todo el proceso tendría que realizarse dentro de un blindaje radioactivo y habría que tomar medidas para evitar fugas de fluoruros volátiles, venenosos y radiactivos.
• El hexafluoruro de plutonio hierve a 335 K (62 °C; 143 °F), lo que significa que cualquier instalación capaz de separar el hexafluoruro de uranio del hexafluoruro de tecnecio es capaz de separar el hexafluoruro de plutonio de cualquiera de ellos, lo que plantea preocupaciones de proliferación.
• La presencia de emisores alfa induce algunas reacciones (α,n) en el flúor, produciendo tanto elementos radiactivos²²
  Na y neutrones. ^[58] Este efecto se puede reducir separando los emisores alfa y el flúor lo más rápido posible. Interacciones entre los dos isótopos estables del cloro³⁵
  Cl y³⁷
  El Cl, por un lado, y las partículas alfa, por otro, son de menor preocupación ya que no tienen una sección transversal tan alta y no producen neutrones ni radionucleidos de larga duración. ^[59]
• Si hay carbono en el combustible gastado, se formarán hidrocarburos halogenados , que son gases de efecto invernadero extremadamente potentes y difíciles de descomponer químicamente. Algunos de ellos también son tóxicos.

Para determinar la distribución de metales radiactivos con fines analíticos, se pueden utilizar resinas impregnadas con disolventes (SIR) . Las SIR son partículas porosas que contienen un extractante dentro de sus poros. Este enfoque evita el paso de separación líquido-líquido requerido en la extracción líquido-líquido convencional . Para la preparación de SIR para separaciones radioanalíticas, se puede utilizar Amberlite XAD-4 o XAD-7 orgánico. Los posibles extractantes son, por ejemplo, cloruro de trihexiltetradecilfosfonio (CYPHOS IL-101) o N,N0-dialquil-N,N0-difenilpiridina-2,6-dicarboxiamidas (R-PDA; R = butilo, octilo, decilo, dodecilo). ^[60]

La economía relativa del reprocesamiento-eliminación de desechos y del almacenamiento provisional-eliminación directa fue el foco de muchos debates durante la primera década del siglo XXI. Estudios ^[61] han modelado los costos totales del ciclo de combustible de un sistema de reprocesamiento-reciclado basado en el reciclado de plutonio en reactores térmicos existentes (en oposición al ciclo de reactor reproductor propuesto ) y lo han comparado con los costos totales de un ciclo de combustible abierto con eliminación directa. La gama de resultados producidos por estos estudios es muy amplia, pero todos coincidieron en que bajo las condiciones económicas actuales, la opción de reprocesamiento-reciclado es la más costosa. ^[62] Si bien el mercado del uranio -en particular sus fluctuaciones de corto plazo- tiene sólo un impacto menor en el costo de la electricidad de la energía nuclear, las tendencias de largo plazo en el mercado del uranio afectan significativamente la economía del reprocesamiento nuclear. Si los precios del uranio aumentaran y se mantuvieran constantemente altos, "estirar la oferta de combustible" a través del combustible MOX, reactores reproductores o incluso el ciclo del combustible de torio podría volverse más atractivo. Sin embargo, si los precios del uranio siguen siendo bajos, el reprocesamiento seguirá siendo menos atractivo. ^{[ cita requerida ]}

Si el reprocesamiento se lleva a cabo únicamente para reducir el nivel de radiactividad del combustible nuclear gastado, debe tenerse en cuenta que el combustible nuclear gastado se vuelve menos radiactivo con el tiempo. Después de 40 años, su radiactividad disminuye en un 99,9%, ^[63] aunque todavía se necesitan más de mil años para que el nivel de radiactividad se aproxime al del uranio natural. ^[64] Sin embargo, el nivel de elementos transuránicos , incluido el plutonio-239 , sigue siendo alto durante más de 100.000 años, por lo que si no se reutilizan como combustible nuclear, entonces esos elementos necesitan una eliminación segura debido a razones de proliferación nuclear , así como al peligro de radiación.

El 25 de octubre de 2011, una comisión de la Comisión de Energía Atómica de Japón reveló durante una reunión los cálculos sobre los costos de reciclar el combustible nuclear para la generación de energía. Estos costos podrían ser el doble de los costos de la eliminación geológica directa del combustible gastado: el costo de extraer plutonio y manipular el combustible gastado se estimó entre 1,98 y 2,14 yenes por kilovatio-hora de electricidad generada. Desechar el combustible gastado como residuo costaría sólo entre 1 y 1,35 yenes por kilovatio-hora. ^{[65] [66]}

En julio de 2004, los periódicos japoneses informaron de que el Gobierno japonés había estimado los costos de eliminación de los desechos radiactivos, contradiciendo las afirmaciones de cuatro meses antes de que no se habían hecho tales estimaciones. Se estimó que el costo de las opciones que no implicaban el reprocesamiento era de entre una cuarta parte y una tercera parte (5.500 y 7.900 millones de dólares) del costo del reprocesamiento (24.700 millones de dólares). A finales de 2011 se hizo evidente que Masaya Yasui, que había sido director de la División de Planificación de Políticas de Energía Nuclear en 2004, había dado instrucciones a su subordinado en abril de 2004 para que ocultara los datos. El hecho de que los datos se ocultaran deliberadamente obligó al ministerio a volver a investigar el caso y a reconsiderar la posibilidad de castigar a los funcionarios implicados. ^{[67] [68]}

País	Sitio de reprocesamiento	Tipo de combustible	Procedimiento	Capacidad de reprocesamiento tHM/año	Periodo de puesta en servicio o de explotación
Bélgica	Mol	LWR , MTR (reactor de prueba de materiales)		80 [69]	1966–1974 [69]
Porcelana	Planta piloto intermedia [70]			60–100	1968-principios de la década de 1970
Porcelana	Planta 404 [71]			50	2004
Alemania	Karlsruhe, WAK	Reactor de largo alcance [72]		35 [69]	1971–1990 [69]
Francia	Marcoule, UP1	Militar		1200 [69]	1958 [69] -1997 [73]
Francia	Marcoule, CEA APM	FBR	PUREX DIAMEX SANEX [74]	6 [72]	1988-presente [72]
Francia	La Haya, UP 2	Reactor de largo alcance [72]	Purex [75]	900 [69]	1967–1974 [69]
Francia	La Haya, UP 2–400	Reactor de largo alcance [72]	Purex [75]	400 [69]	1976–1990 [69]
Francia	La Haya , UP 2–800	Reactor de largo alcance	Purex [75]	800 [69]	1990 [69]
Francia	La Haya , UP3	Reactor de largo alcance	Purex [75]	800 [69]	1990 [69]
Reino Unido	Escala de viento, B204	Magnox , reactor de agua ligera	BUTEX	750 [69]	1956–1962, [69] 1969-1973
Reino Unido	Sellafield , Planta de reprocesamiento Magnox	Magnox, [72] LWR, FBR	Puro	1500 [69]	1964 [69] -2022
Reino Unido	Dounreay	FBR [72]		8 [69]	1980 [69]
Reino Unido	Thorpe	AGR , LWR	Puro	900 [69] [76]	1994 [69] [76] -2018
Italia	Rotondela	Torio		5 [69]	1968 [69] (cierre)
India	Trombay	Militar	Purex [77]	60 [69]	1965 [69]
India	Tarapur	PWR (protección contra incendios)	Puro	100 [69]	1982 [69]
India	Calpakkam	PHWR y FBTR	Puro	100 [78]	1998 [78]
India	Tarapur	PWR (protección contra incendios)		100 [79]	2011 [79]
Israel	Dimona	Militar		60–100 [80]	~1960-presente
Japón	Tokai	Reactor de largo alcance [81]		210 [69]	1977 [69] -2006 [82]
Japón	Rokkasho	Reactor de largo alcance [72]		800 [69] [76]	En construcción (2024) [83]
Pakistán	Nuevos laboratorios en Rawalpindi	Militar/ Plutonio / Torio		80 [84]	1982-presente
Pakistán	Complejo nuclear de Khushab , ciudad atómica de Pakistán	HWR /Militar/ Tritio		22 kilogramos [85]	1986-presente
Rusia	Planta Mayak B	Militar		400	1948-196? [86]
Rusia	Planta Mayak BB, RT-1	Reactor de largo alcance [72]	Separación PUREX + Np [87]	400 [69] [76]	1978 [69]
Rusia	Planta radioquímica Tomsk-7	Militar		6000 [80]	1956 [88]
Rusia	Zheleznogorsk (Krasnoyarsk-26)	Militar		3500 [80]	1964–~2010 [89]
Rusia	Zheleznogorsk , RT-2	VVER		800 [69]	En construcción (2030)
Estados Unidos , Washington	Sitio de Hanford	Militar	Fosfato de bismuto, REDOX, PUREX		1944–1988 [90]
Estados Unidos , Carolina del Sur	Sitio del río Savannah	Militar/LWR/HWR/Tritio	PUREX, REDOX, THOREX, separación de NP	5000 [91]	1952–2002
Estados Unidos , Nueva York	Valle Oeste	Reactor de largo alcance [72]	Puro	300 [69]	1966–1972 [69]
Estados Unidos , Carolina del Norte	Barnwell	Reactor de largo alcance	Puro	1500	Nunca se le permitió operar [92]
Estados Unidos , identificación	INGLÉS	Reactor de largo alcance	Puro	–

• Ciclo del combustible nuclear
• Reactor reproductor
• Híbrido de fusión y fisión nuclear
• Contenedor de transporte de combustible nuclear gastado
• El pequeño reactor alimentado con residuos nucleares de Taylor Wilson
• La Asociación Mundial para la Energía Nuclear se anunció en febrero de 2006

• Williamson, MA; Willit, JL (2011). "Hojas de flujo de piroprocesamiento para reciclar combustible nuclear usado" (PDF) . Ingeniería nuclear y tecnología . 43 (4): 329–334. doi : 10.5516/NET.2011.43.4.329 .
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• Agencia de Energía Nuclear de la OCDE, The Economics of the Nuclear Fuel Cycle, París, 1994
• I. Hensing y W Schultz, Comparación económica de las opciones del ciclo del combustible nuclear, Energiewirtschaftlichen Instituts, Colonia, 1995.
• Cogema, Reprocesamiento-Reciclaje: los retos industriales, presentación en la Fundación Konrad Adenauer, Bonn, 9 de mayo de 1995.
• Agencia de Energía Nuclear de la OCDE, Combustible de plutonio: una evaluación, París, 1989.
• Consejo Nacional de Investigaciones, "Residuos nucleares: tecnologías para la separación y transmutación", National Academy Press, Washington DC 1996.

• Procesamiento de combustible nuclear usado, Asociación Nuclear Mundial
• Proceso PUREX, Sociedad Nuclear Europea
• Combustible de óxido mixto (MOX) – Asociación Nuclear Mundial
• Opciones para la eliminación del excedente de plutonio utilizable para armas – Informe del Servicio de Investigación del Congreso para el Congreso
• Breve historia del reprocesamiento de combustible
• Bibliografía comentada sobre el reprocesamiento de combustible nuclear gastado de la Biblioteca Digital Alsos para Asuntos Nucleares