Reprocessed uranium (original) (raw)
إعادة معالجة اليورانيوم هو اليورانيوم المسترد من إعادة المعالجة النووية وكذلك متاح تجاريا في فرنسا والمملكة المتحدة واليابان وبرامج إنتاج البلوتونيوم العسكرية من الدول النووية.
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| dbo:abstract | إعادة معالجة اليورانيوم هو اليورانيوم المسترد من إعادة المعالجة النووية وكذلك متاح تجاريا في فرنسا والمملكة المتحدة واليابان وبرامج إنتاج البلوتونيوم العسكرية من الدول النووية. (ar) L’uranium de retraitement (URT, en anglais, Recovered Uranium ou Reprocessed Uranium- RU) est généralement produit par le traitement des combustibles UOX irradiés, produits dans les cycles d'un réacteur à eau légère. Le combustible nucléaire usagé de ces filières contient principalement de l'uranium (de l'ordre de 95 % de la masse), dont la proportion d'U-235 est supérieure à la teneur naturelle, de l'ordre de 1 %. L’uranium de retraitement enrichi (URE) est de l'uranium de traitement, dont la teneur en U-235 a été augmentée par des procédés de séparation isotopiques. Cet uranium de retraitement était peu utilisé, d'une part à cause des inconvénients associés à sa composition isotopique, et d'autre part parce que les cours de l'uranium naturel était relativement bas, rendant l'uranium de retraitement peu compétitif. Mais cette situation pourrait évoluer en fonction du marché de l'uranium. Son principal emploi envisagé est d'être utilisé en l'état, comme matière première dans un cycle surgénérateur au plutonium, en parallèle à de l'uranium appauvri. Pour mémoire, dans le cycle du combustible nucléaire au thorium, le traitement du combustible nucléaire usé conduit principalement à isoler l'233U (accompagné d'autres isotopes à l'état de traces). L'233U n'est cependant pas considéré comme « uranium de retraitement », mais constitue la matière fissile du cycle. (fr) Reprocessed uranium (RepU) is the uranium recovered from nuclear reprocessing, as done commercially in France, the UK and Japan and by nuclear weapons states' military plutonium production programs. This uranium makes up the bulk of the material separated during reprocessing. Commercial LWR spent nuclear fuel contains on average (excluding cladding) only four percent plutonium, minor actinides and fission products by weight. Despite it often containing more fissile material than natural uranium, reuse of reprocessed uranium has not been common because of low prices in the uranium market of recent decades, and because it contains undesirable isotopes of uranium. Given sufficiently high uranium prices, it is feasible for reprocessed uranium to be re-enriched and reused. A higher enrichment level is required to compensate for the 236U which is lighter than 238U and therefore concentrates in the enriched product. As enrichment concentrates lighter isotopes on the "enriched" side and heavier isotopes on the "depleted" side, 234U will inevitably be enriched slightly stronger than 235U, which is a negligible effect in a once through fuel cycle due to the low (55 ppm) share of 234U in natural uranium but can become relevant after successive passes through an enrichment-burnup-reprocessing-enrichment cycle, depending on enrichment and burnup characteristics. 234U readily absorbs thermal neutrons and converts to fissile 235U which needs to be taken into account if it reaches significant proportions of the fuel material. If 235U interacts with a fast neutron there is a chance of a (n,2n) "knockout" reaction. Depending on the characteristics of the reactor and burnup, this can be a larger source of 234U in spent fuel than enrichment.Also, if fast breeder reactors ever come into commercial use, reprocessed uranium, like depleted uranium, will be usable in their breeding blankets. There have been some studies involving the use of reprocessed uranium in CANDU reactors. CANDU is designed to use natural uranium as fuel; the 235U content remaining in spent PWR/BWR fuel is typically greater than that found in natural uranium, which is about 0.72% 235U, allowing the re-enrichment step to be skipped. Fuel cycle tests also have included the DUPIC (Direct Use of spent PWR fuel In CANDU) fuel cycle, where used fuel from a Pressurized Water Reactor (PWR) is packaged into a CANDU fuel bundle with only physical reprocessing (cut into pieces) but no chemical reprocessing. Opening the cladding inevitably releases volatile fission products like xenon, tritium or krypton-85. Some variations of the DUPIC fuel cycle make deliberate use of this by including a voloxidation step whereby the fuel is heated to drive off semi-volatile fission products and/or subjected to one or more reduction / oxidation cycles to transform nonvolatile oxides into volatile native elements and vice versa. The direct use of recovered uranium to fuel a CANDU reactor was first demonstrated at Qinshan Nuclear Power Plant in China. The first use of re-enriched uranium in a commercial LWR was in 1994 at the Cruas Nuclear Power Plant in France. In 2020 France, one of the countries with the biggest reprocessing capacity, held a stock of 40,020 tonnes (39,390 long tons; 44,110 short tons) of reprocessed uranium, up from 24,100 tonnes (23,700 long tons; 26,600 short tons) in 2010. Every year France processes 1,100 tonnes (1,100 long tons; 1,200 short tons) of spent fuel into 11 tonnes (11 long tons; 12 short tons) reactor grade plutonium (for immediate further processing into MOX fuel) and 1,045 tonnes (1,028 long tons; 1,152 short tons) of reprocessed uranium which is largely stockpiled. There are provisions in place for the storage of this reprocessed uranium for up to 250 years for potential future use. Given France's domestic uranium enrichment capabilities, this stockpile constitutes a strategic reserve for the case of a major disruption of uranium supply as France does not have domestic uranium mining. (en) 再処理ウラン（さいしょりウラン、Reprocessed uranium, RepU）は使用済み核燃料の再処理によって得られるウランを指し、回収ウランともいう。由来としては英仏日の再処理工場で生産される商業的なものと、核保有国における軍事用プルトニウム生産の副産物として生産されるものがある。商業用軽水炉の使用済み核燃料は、その重量の96%がウランであり、プルトニウムやマイナーアクチニド、核分裂生成物はわずか4%ほどに過ぎない（被覆材を除く）。しかし、再処理ウランの再利用は、ウラン市況が低迷しておりコスト面で不利なことと、好ましくないウラン同位体（特にウラン236）を含むことから進んでいない。 天然ウランの価格が上昇し、十分価格が高くなれば、再処理ウランを濃縮・再利用する道が開かれる。ただし、濃縮の際に核分裂反応に寄与しないウラン236も濃縮されてしまうため、適切な反応度を確保するために濃縮度を高めなければならないという問題もある。一方で、高速増殖炉が商業利用に入れば、劣化ウランや再処理ウランはプルトニウム生産のための燃料ブランケットに活用できる。ただし、2018年8月現在ではウラン市況は低迷しており、ウラン精錬プラント等が長期操業休止に入るなど、再処理ウランの利用はコスト的に見合わない状況が続いている。 CANDU炉で再処理ウランを活用する研究も進められている。CANDU炉は天然ウランを燃料として使用するが、使用済み核燃料には天然ウラン（0.72% 235U）よりも高濃度のウラン235が含まれるため、再濃縮の必要がない。核燃料サイクルとして、DUPIC（Direct Use of spent PWR fuel In CANDU, CANDU炉における使用済み加圧水型炉燃料の直接利用）も検討されている。これは加圧水型炉の使用済み核燃料を、CANDU炉の燃料集合体に物理的に再加工する（化学的な処理を行わず、単に小片に切り分ける）だけで再利用するものである。その他、再処理ウランと劣化ウランと混合してウラン235濃度を高め、天然ウラン相当として利用する天然ウラン等価燃料の実用化も進められている。 (ja) 再處理鈾是指從乏燃料過程中回收的鈾，鈾在再處理過程中回收的材料中占很大一部分。法國、英國和日本均有回收再處理鈾的商業企業。擁有核武器的國家在生產時，亦回收再處理鈾。商業運行的輕水反應堆的乏燃料除包覆材料之外，通常只含有占總重量4%的鈈、錒系元素和裂變產物。在過去幾十年，因爲美國三哩岛核泄漏事故和前蘇聯切尔诺贝利核事故，以及當時美國、西歐等經濟發展和電力需求下降等原因，曾使世界天然鈾價格低廉，最低時不到10美元/磅。加之再處理鈾中可裂變材料的比例較低，再處理鈾可作為加拿大重水鈾反應爐的燃料。 過去幾年中，鈾價格有所回升。如果價格高到一定程度，再處理鈾可能會重新受到重視。經過再次鈾后，可以用做核燃料。比起天然鈾，濃縮程度需要高一些，以補償其中較多的236U。但是在日本發生過福岛第一核电站事故後，鈾价一度狂跌，直至現在也沒有漲回事故前的水平。再處理鈾的利用前景再次蒙上陰影。 有人曾經研究過在加拿大重水鈾反應爐中使用壓水堆和沸水堆中產生的再處理鈾。坎杜反應堆以未濃縮的天然鈾為燃料（鈾-235的天然丰度為0.72%）。而壓水堆和沸水堆的乏燃料所含鈾-235皆高於0.72%，因此可以直接用於坎杜反應堆，無須再濃縮步驟。在實驗中，來自壓水堆的乏燃料被切成小塊，壓制成燃料棒，直接用於坎杜的燃料循環。實驗取得相當的成功。 (zh) |
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