Samozřejmě jako třetí velice významný problémový okruh nelze pominout ani kontinuální separaci stabilních resp. krátkodobých a dlouhodobých RA izotopů, která by měla v případě používání fluoridů probíhat především pomocí speciálních odstředívek. Radiochemická oblast je však podstatně širší než jenom separace, patří do ní celá oblast paliva pro ADTT, od jeho přípravy (převedení na fluoridy) až po konečné zpevnění zbylých odpadů.

Schema urychlovačem řízeného systému pro transmutaci

Chemickou problematikou daného systému zůstává otázka řešení rozpouštění palivových článků za přítomnosti fluorovodíku (při jeho zavádění do matrice - roztavené směsi fluoridů berylnatého a lithného), se separací štěpných produktů a dalších složek zpracovávaného paliva.

Princip chemického zpracování vychází ze zkušeností získaných při provozování jaderných reaktorů s roztavenou směsí fluoridů v šedesátých létech v Oak Ridge National Laboratory (ORNL) v USA. Byly zde provozovány dva typy reaktorů a to reaktor MSR (Molten Salt Reactor) a MSBR (Molten Salt Breeder Reactor). Oba reaktory byly původně určeny pro thoriový palivový cyklus, kde z ²³²Th vzniká štěpitelný ²³³U. V průběhu experimentálního ověřování byly však použity též ²³⁵U a ²³⁹Pu. Jako nosiče štěpitelné i plodivé složky bylo použito směsi fluoridů BeF₂, LiF a ThF₄. Roztavená sůl pomocí čerpadla cirkulovala z reaktoru moderovaného grafitem přes vyměník tepla zpět do reaktoru. Zásadním výsledkem dosud nepoužitého řešení bylo kontinuální odebírání taveniny, která byla zpracovávána za účelem získání vyplozeného ²³³U a separace štěpných produktů. Vyčištěná roztavená sůl se spolu se získaným ²³³U vracela do reaktoru. Pro počáteční rozeběhnutí štěpné reakce bylo použito U a experimentálně bylo ověřeno i použití ²³⁹Pu.

Schematické uspořádání MSBR včetně sekundárního okruhu pro chlazení a chemického zpracování solí je znázorněno na Obr.5.

Roztavená cirkulující směs fluoridů LiF, BeF₂, ThF₄, UF₄, resp. PuF₃ sloužila jako základní náplň reaktoru, ve které se uskutečňuje štěpná reakce a zároveň jako teplosměnné médium. Teplota soli uvnitř reaktoru byla uvažována na úrovni 500-700 ^oC. V chladicím okruhu cirkulovala rovněž směs roztavených fluoridů NaBF₄ a NaF.

Kovové součásti reaktoru a zařízení, které přicházely do styku s roztavenými solemi byly vyrobeny z materiálu typu Hasteloy N. Jeho hlavní složkou je nikl, který ještě obsahuje cca l6% Mo, 7% Cr, 4% Fe a 0,05% C. Tento materiál se zcela osvědčil a po dobu tříletého provozu nevykazoval korozní ani radiační poškození.

Provoz reaktoru s roztavenou směsí fluoridů předpokládá kontinuální odběr taveniny za účelem její regenerace, tj. získání uranu a protaktinia a oddělení štěpných produktů. Pro základní oddělení uranu se používá elementárního fluoru, který prochází roztavenou solí a uniká jako UF₆ současně s některými těkavými fluoridy štěpných produktů jako je MoF₆ nebo TcF₆. Pro extrakci i redukční extrakci se používá kovového vizmutu (má nízký bod tání 27l ^oC), který nereaguje se základními složkami fluoridů ani chloridů a bromidů, má zanedbatelnou tenzi par pro rozsah používaných teplot a kromě toho rozpouští některé kovy jako je lithium, thorium, uran, protaktinium a vzácné zeminy. Rozpuštěné lithium je schopno při daných teplotách redukovat fluoridy na kov podle obecné rovnice
MF + nLi(Bi) = M(Bi) + LiF.

Dále bylo zjištěno, že po redukci vzácných zemin je možno jen selektivně extrahovat z vizmutu do LiCl nebo do LiBr. Roztavená sůl o složení 72 % LiF, l6 % BeF₂, l2 % ThF₄ obsahuje při kontinuálním odběru 0,3 mol % UF₄ a přibližně 0,0035 mol % PaF₄. Asi 99 % uranu je ze soli odděleno fluorací.
Předpokládané chemické procesy spojené se zpracováním vyhořelého paliva

Obecné schéma celého postupu, tak jak je předpokládané pro základní druhy zpracovávaného materiálu je uvedeno na obr. 6. Přípravou paliva ke zpracování se rozumí oddělení všech kovových součástí z palivových článků a obalů z plutoniových hlavic. Palivové články s povlakem (Zr, Nb) se rozpouštějí v tavenině fluoridů BeF₂ + LiF za stálého probublávání plynným fluorovodíkem.

Při procesu se uvolňuje vodík, který odchází s těkavými komponentami paliva. Převážně se jedná o Xe a Kr. Před vstupem do reaktoru je tavenina s rozpuštěnými palivovými články podrobena elektrolýze, která má za úkol oddělit některé kovové složky jako jsou zirkonium, uran a některé štěpné produkty. Tavenina je posléze přečerpána do reaktoru, kde obklopuje zdroj neutronů, který vyvolá požadovanou jadernou reakci. Po určité době setrvání v aktivní zóně, po kterou probíhají tyto reakce, je tavenina kontinuelně odebírána za účelem oddělení štěpných produktů i zbývajících aktinidů metodou redukční extrakce v kapalném vizmutu a patrně též metodou mechanické separace např. centrifugací. Základní tavenina fluoridů (nosné médium) je vyčištěna, upravena co do složení a vrácena zpět do procesu.

Chemickou problematikou reaktoru v prostředí roztavených solí se v současné době zabývají odborníci z národních laboratoří ORNL a Los Alamos (LANL) v USA, z ústavu Kurčatova a NIIAR Dimitrovgrad v Rusku, několik univerzit a ústav Tokai Mura v Japonsku, Běloruská akademie věd v Minsku a Královský technologický institut ve Stockholmu ve Švédsku.

Pro stanovení optimálního schématu před a po zpracování roztavené směsi fluoridů po odběru z reaktoru bude třeba zaměřit pozornost výzkumných pracovišť na okruhy následujících problematik:

• Rozpouštění palivových článků vyhořelého paliva a materiálů s obsahem plutonia a dalších transuranů v prostředí roztavené soli, reakce s bezvodým fluorovodíkem.
• Oddělení některých kovů ještě před ozařováním (fluorací, elektrolýzou, extrakcí kovů).
• Vypracování jednoduchého technologického schématu s použitím znalostí ze separace štěpných produktů ze zpracování roztavené soli v rámci MSBR a nových postupů založených na fyzikálních metodách separace prvků.
• Vypracování postupu na regeneraci drahé směsi taveniny LiF a BeF₂.
• Experimentální ověření elektrolytického oddělování jednotlivých kovů nebo celých skupin.

Zpět na úvodní stránku