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Separación de elementos transuránicos y algunos productos de fisión presentes en los combustibles nucleares irradiados. Programa 2005
cio, selenio y circonio ha sido estudiado dentro del
Acuerdo de Colaboración entre CIEMAT y ENRESA
(1999-2004).
Durante el proceso de disolución aproximadamente
entre el 10% y el 20% del tecnecio presente en el
combustible irradiado permanece como sólido insoluble
en forma metálica o de óxido. El tecnecio disuelto
se encuentra en su estado de oxidación más
estable (VII) en la forma aniónica Tc04 - (pertecneciato).
Esta especie es extraída por el TBP, pues sustituye
a los iones nitrato en la formación de los correspondientes
complejos. La extracción de tecnecio es
un problema importante porque interfiere los mecanismos
de separación de uranio y plutonio, por lo
que es necesario implementar una etapa específica
para re-extraer el tecnecio extraído por el TBP. El
tecnecio así re-extraído se puede incorporar a la corriente
principal de productos de fisión (RLAA) [4, 5].
El circonio está presente en su estado de oxidación
(IV) en la forma catiónica ZrO 2+ y es extraído por el
TBP con mucha menor eficiencia que el uranio y
plutonio. Este elemento es eliminado cuantitativamente
de la fase orgánica en la etapa de lavado inmediatamente
posterior a la extracción. En el caso
del Se(IV) los estudios realizados indican que este
elemento permanece con los demás productos de
fisión en el refinado de actividad alta [6, 7].
Durante la etapa de disolución del combustible irradiado,
el yodo es oxidado a su estado elemental el
cual es muy volátil. Debido a esta característica es
liberado como I2, junto con los gases nobles Kr, Xe
y otros radionucleidos como tritio y C-14, a la corriente
gaseosa que sale del disolvedor. Actualmente,
mediante el lavado de esta corriente gaseosa
con una disolución de hidróxido sódico, se recupera
casi toda la cantidad de yodo presente inicialmente
en el combustible irradiado y posteriormente,
como tal efluente líquido de baja actividad, se descarga
cumpliendo las normas dictadas por las autoridades
competentes. Se están desarrollando sistemas
de retención de yodo por adsorción en zeolitas
impregnadas con plata [4, 7, 8]. El esquema general
del proceso PUREX viene dado en la Figura 4.
1.2. Proceso PUREX avanzado
En el proceso PUREX, el Np se encuentra mayoritariamente
presente como Np(V), en su forma
NpO2 + aq, y no es extraíble por el TBP. Sin embargo,
el neptunio es estable como ión tetravalente
(Np(IV)) y hexavalente (Np(VI)) y sus correspondien-
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tes nitratos pueden ser extraídos por el TBP, con
rendimientos de extracción cercanos a los obtenidos
para Pu(IV) y U(VI), respectivamente.
Datos de la planta de reproceso francesa de La Hague
indican que el 25% del Np se encuentra en el
refinado de alta actividad resultante del primer ciclo
de extracción del proceso PUREX, mientras que el
75% es extraído conjuntamente con el uranio y separado
del mismo en el “ciclo de purificación de
uranio”. Este comportamiento del neptunio dentro
del proceso PUREX puede ser explicado mediante la
siguiente reacción:
3 1 2
NpO2aq Haq NO3aq Np2aq
2 2
1 1
HNO2 H2O 2 2
La oxidación de Np(V) a Np(VI), según la reacción
anterior requiere la presencia de ácido nitroso, que
actúa como catalizador de la misma. En el proceso
PUREX la reacción se puede desplazar a la derecha
debido a la extracción del nitrato de Np(VI) por el
TBP. Se consigue una extracción del neptunio aproximadamente
del 99% aumentando la concentración
de ácido nítrico de la fase acuosa [4, 8].
1.3. Proceso TRUEX
El proceso TRUEX (TRansUranium EXtraction) fue diseñado
para separar elementos transuránicos a
partir de disoluciones concentradas de ácido nítrico
o clorhídrico procedentes del reproceso de combustibles
irradiados o de operaciones de producción y
purificación de plutonio. Este proceso fue desarrollado
en la década de los años 80 del siglo pasado
por Horwitz (ANL) y Schulz (Hanford) en Estados
Unidos [9-12] para tratar algunos materiales nucleares
de defensa. Este proceso se basa en el uso
del óxido de octil-fenil-N,N,-diisobutilcarbamoylmetilfosfina
(CMPO, Figura 5) como agente extractante,
al que se añade TBP para prevenir la formación
de una tercera fase. Las concentraciones de estos
compuestos son 0.2 mol/L CMPO y 1.0 mol/L TBP
en dodecano.
Debido a que los metales tetravalentes y hexavalentes,
como plutonio y uranio, forman complejos muy
estables, su re-extracción a la fase acuosa mediante
ácido nítrico diluido para regenerar la fase orgánica
no es efectiva. Para ello es necesario el uso de
compuestos con fuerte poder complejante como