Nhiên liệu hạt nhân đã qua sử dụng từ lâu đã được tái chế để chiết xuất vật liệu phân hạch nhằm giảm khối lượng chất thải có hoạt độ phóng xạ cao. Hoạt động tái chế ngày nay phần lớn dựa trên việc chuyển đổi U-238 thành plutonium dạng phân hạch. Các công nghệ tái chế mới cũng đang được phát triển để triển khai kết hợp với lò phản ứng neutron nhanh, có khả năng đốt cháy tất cả các actinide tồn tại lâu dài, bao gồm tất cả urani và plutoni, mà không tách chúng ra khỏi nhau. Lượng lớn plutonium thu hồi từ nhiên liệu đã qua sử dụng hiện đang được tái chế thành nhiên liệu MOX và lượng nhỏ uranium thu hồi cũng đang được tái chế để tiếp tục sử dụng cho các dạng ứng dụng thích hợp.
Nhà máy tái chế oxit nhiệt (THORP) tại Sellafield, Vương quốc Anh
Tòa nhà màu đen nhỏ hơn ở phía sau là nhà máy thủy tinh hóa. (Sellafield Ltd.)
Đặc điểm quan trọng gần như đặc trưng nhất của lĩnh vực năng lượng hạt nhân là nhiên liệu đã qua sử dụng có thể được tái chế để thu hồi các vật liệu phân hạch nhằm cung cấp nhiên liệu mới cho các nhà máy điện hạt nhân hiện tại và tương lai. Một số nước châu Âu, Nga, Trung Quốc và Nhật Bản có chính sách tái chế nhiên liệu hạt nhân đã qua sử dụng, mặc dù chính sách của Chính phủ ở nhiều nước khác vẫn chưa xem nhiên liệu đã qua sử dụng là một nguồn tài nguyên thay vì là chất thải. Trong khoảng 50 năm trở lại đây, lý do chính để tái chế nhiên liệu đã qua sử dụng là để thu hồi plutonium chưa sử dụng, cùng với uranium ngay lập tức trong các thành phần nhiên liệu đã qua sử dụng và khép lại chu trình nhiên liệu, thu được thêm khoảng 25-30% năng lượng từ uranium ban đầu. Điều này góp phần vào an ninh năng lượng quốc gia. Một lý do nữa là để giảm khối lượng vật liệu cần xử lý dưới dạng chất thải độ phóng xạ cao xuống còn 1/5. Ngoài ra, mức độ phóng xạ trong chất thải từ quá trình tái chế nhỏ hơn nhiều và sau khoảng 100 năm giảm nhanh hơn so với chính nhiên liệu đã qua sử dụng.
Đây đều là những cân nhắc dựa trên các công nghệ lò phản ứng hiện tại, nhưng việc chuyển sang lò phản ứng neutron nhanh thế hệ thứ tư sẽ thay đổi đáng kể triển vọng và có nghĩa là không chỉ nhiên liệu đã qua sử dụng từ các lò phản ứng hiện nay mà cả các kho dự trữ lớn urani nghèo (từ các nhà máy làm giàu, khoảng 1,2 triệu tấn vào cuối năm 2018) cũng trở thành nguồn nhiên liệu. Khai thác urani sẽ trở nên ít quan trọng hơn nhiều. Bên cạnh đó, mối quan tâm đã tăng lên trong việc thu hồi tất cả các actinide tồn tại lâu dài (với plutonium) để tái chế trong các lò phản ứng nhanh và để chúng trở thành các sản phẩm phân hạch tồn tại trong thời gian ngắn. Chính sách này được thúc đẩy bởi hai yếu tố: giảm phóng xạ lâu dài trong chất thải và giảm khả năng plutonium bị chuyển hướng khỏi mục đích sử dụng dân sự – do đó tăng khả năng chống phổ biến của chu trình nhiên liệu.
Việc tái chế nhiên liệu đã qua sử dụng để thu hồi urani (dưới dạng urani tái chế, hay RepU) và plutoni (Pu) giúp tránh lãng phí nguồn tài nguyên có giá trị. Phần lớn trong số đó – khoảng 96% – là urani, trong đó ít hơn 1% là U-235 (thường là 0,4-0,8%) và lên đến 1% là plutoni. Cả hai đều có thể được tái chế thành nhiên liệu mới, tiết kiệm tới 30% urani tự nhiên. RepU chủ yếu có giá trị vì tiềm năng của nó được chuyển đổi thành plutoni-239 có thể được đốt trong lò phản ứng hạt nhân. Cho đến nay, khoảng 400.000 tấn nhiên liệu đã qua sử dụng đã được thải ra từ các lò phản ứng thương mại, trong đó khoảng 30% đã được tái chế. Công suất tái chế thương mại hiện tại là khoảng 2.000 tấn mỗi năm. Với việc khởi động nhà máy Rokkasho-Mura tại Nhật Bản, công suất sẽ tăng thêm 800 tHM mỗi năm. Nhiên liệu đã qua sử dụng từ PHWR như CANDU không hấp dẫn để tái chế vì nó có tỷ lệ U-235 và Pu rất thấp – thường là 0,2% và 0,4%. Đối với lò phản ứng nhanh, urani nghèo rất dồi dào và rẻ.
Tất cả các nhà máy tái chế thương mại đều sử dụng quy trình thủy luyện PUREX (chiết xuất plutonium uranium), quy trình này tách uranium và plutonium rất hiệu quả. Quy trình này bao gồm việc hòa tan các thành phần nhiên liệu trong axit nitric cô đặc. Sau đó, quá trình tách uranium và plutonium bằng phương pháp hóa học được thực hiện bằng các bước chiết xuất dung môi (neptunium – có thể được sử dụng để sản xuất Pu-238 cho máy phát điện cho tàu vũ trụ – cũng có thể được thu hồi nếu cần). Pu và U được đưa trở lại đầu vào của chu trình nhiên liệu – uranium đến nhà máy chuyển đổi trước khi làm giàu lại và plutonium thẳng đến chế tạo nhiên liệu MOX. Ngoài ra, một lượng nhỏ urani thu hồi có thể được để lại cùng với plutonium được gửi đến nhà máy MOX, do đó plutonium không bao giờ bị tách riêng. Đây được gọi là quy trình COEX (đồng chiết xuất actinide), được phát triển tại Pháp nhưng vẫn chưa được sử dụng. Nhà máy Rokkasho mới của Nhật Bản sử dụng quy trình PUREX đã được sửa đổi để đạt được kết quả tương tự bằng cách kết hợp lại một số urani trước khi khử nitrat, với sản phẩm chính là oxit hỗn hợp 50:50. Trong cả hai trường hợp, chất lỏng còn lại sau khi Pu và U được loại bỏ là chất thải độ phóng xạ cao, chứa khoảng 3% nhiên liệu đã sử dụng dưới dạng sản phẩm phân hạch và các actinide nhỏ (đặc biệt là Np, Am, Cm). Nó có tính phóng xạ cao và tiếp tục tạo ra rất nhiều nhiệt. Nó được xử lý bằng cách nung và kết hợp vật liệu khô vào thủy tinh borosilicate, sau đó được lưu trữ chờ xử lý. Về nguyên tắc, bất kỳ chất rắn nào nhỏ gọn, ổn định, không hòa tan đều có thể xử lý được.
Cách tiếp cận được thiết lập để sử dụng RepU là tái chế thông qua quá trình chuyển đổi và làm giàu cho các lò phản ứng nước nhẹ. Một cách tiếp cận khác để tái chế nhiên liệu hạt nhân đã qua sử dụng là đưa urani tái chế (gọi là RepU) hoặc nhiên liệu lò phản ứng nước nhẹ (LWR) đã qua sử dụng vào các lò phản ứng nước nặng (PHWR). Có thể sử dụng trực tiếp RepU hoặc pha trộn RepU với urani nghèo để tạo ra urani tự nhiên tương đương (NUE) hoặc sử dụng trực tiếp nhiên liệu PWR đã qua sử dụng trong các lò phản ứng CANDU (DUPIC). PHWR (như lò phản ứng CANDU) thường sử dụng urani tự nhiên làm nhiên liệu chưa trải qua quá trình làm giàu và do đó có thể hoạt động bằng urani và plutoni còn lại trong nhiên liệu đã qua sử dụng từ LWR. Thông thường, nhiên liệu này có thể chứa khoảng 0,5 đến 0,9% U-235 và 0,6% Pu-239 nhưng có chất hấp thụ neutron đáng kể.
Tại tổ lò 1 của nhà máy Qinshan III ở Trung Quốc, đã có cuộc trình diễn sử dụng các bó nhiên liệu với RepU từ PWR pha trộn với urani nghèo để tạo ra nhiên liệu urani tự nhiên tương đương (NUE) với 0,71% U-235. Nó hoạt động giống như nhiên liệu urani tự nhiên. Tháng 8/2018, hợp đồng được ký kết giữa SNC-Lavalin và CNNC để cung cấp nhiên liệu NUE cho các tổ lò 1 và 2 của Qinshan III, đánh dấu lần đầu tiên sử dụng nhiên liệu này cho mục đích thương mại. AECL cho biết cũng có thể sử dụng RepU trực tiếp trong CANDU mà không cần pha trộn và Qinshan III hình dung khả năng này với urani tái chế (RU) có 0,9% U-235. Với DUPIC, việc sử dụng trực tiếp nhiên liệu PWR đã qua sử dụng như vậy trong CANDU, các cụm nhiên liệu từ LWR sẽ được tháo dỡ và chế tạo lại thành các cụm nhiên liệu có hình dạng phù hợp. Điều này bao gồm cắt các thanh nhiên liệu LWR đã qua sử dụng theo chiều dài CANDU (khoảng 50 cm), niêm phong lại và thiết kế lại thành các bó hình trụ phù hợp với hình dạng CANDU.
Ngoài ra, một công nghệ “tái chế khô” đã được phát triển, công nghệ này chỉ loại bỏ các sản phẩm phân hạch dễ bay hơi khỏi hỗn hợp nhiên liệu LWR đã qua sử dụng. Sau khi loại bỏ lớp vỏ bọc, một quy trình nhiệt-cơ học được sử dụng để biến viên nhiên liệu LWR đã qua sử dụng thành dạng bột. Có thể thêm nhiều urani tự nhiên tươi hơn trước khi thiêu kết và ép thành viên CANDU. Nó sẽ chứa tất cả các actinide và hầu hết các sản phẩm phân hạch từ quá trình chiếu xạ trong LWR.
Từ khóa: phóng xạ; nhiêu liệu hạt nhân;
– CMD –
