Il riprocessamento avanzato del combustibile nucleare esausto è una potenziale strategia per ottenere un ciclo sostenibile del combustibile nucleare e per affrontare il pesante onere della gestione delle scorie nucleari. In particolare, lo sviluppo di sistemi avanzati punta a preservare le risorse naturali, ridurre l'inventario dei rifiuti e migliorare l'accettabilità sociale dell'energia nucleare. Questa strategia si basa sul riciclo degli attinidi maggiori (Uranio e Plutonio) e sulla trasmutazione degli attinidi minori (Nettunio, Americio e Curio). Inoltre, agenti estraenti selettivi dovranno essere sviluppati investigando il loro meccanismo di complessazione

Gestione del combustibile nucleare esausto Alla fine del 2013 l'intero inventario del combustibile nucleare esausto ammontava a circa a 370.000 . Ad oggi, circa 250.000 dell'inventario totale è stoccato. Nella fase di back-end del ciclo del combustibile nucleare, due opzioni di gestione potrebbero essere potenzialmente adottate:

Ciclo aperto: il ciclo inizia con l'estrazione dell'uranio, passa per la fabbricazione del combustibile e termina con lo smaltimento definitivo del combustibile esausto; Ciclo chiuso: il combustibile esausto stoccato per lungo tempo può essere gestito in modo sicuro e viene sottoposto a riprocessamento per recuperare e riciclare buona parte di esso.

+ Composizione tipica del combustibile nucleare esausto scaricato da un reattore ad acqua pressurizzata nuclide Concentrazione di massa [%] ^238U 95 ^235U 0.5 Prodotti di fissione 1 (Lantanidi); 2.5 (altri nuclidi) Elementi transuranici 0.9 (Plutonio); 0,1 (Nettunio, Americio, Curio) Secondo la prima opzione, il combustibile nucleare esausto è totalmente considerato rifiuto. Dopo uno stoccaggio temporaneo (ad umido e secco), tutto il combustibile usato viene smaltito definitivamente in un deposito geologico profondo . Diverse soluzioni di matrici geologiche e di depositi vengono studiati in base alla diversa natura di combustibile e bruciamento, inventario radioattivo e generazione di calore da decadimento. La valutazione di un potenziale deposito geologico si basa sull'approccio multi-barriera, che combina molteplici effetti di barriere ingegneristiche e naturali al fine di ritardare nel tempo le potenziali migrazioni di radionuclidi nella biosfera. Il riprocessamento è l'opzione alternativa per il combustibile esausto dopo un lungo periodo di stoccaggio temporaneo. Il combustibile esausto non è più considerato come rifiuto ma una futura risorsa energetica. Una grande quantità di uranio fertile ( ^{238}U ) viene scaricato insieme a una piccola quantità di fissile (^{235}U) e una parte non trascurabile di rifiuti di alta attività e di elementi transuranici, che contribuiscono fortemente alla radiotossicità a lungo termine del combustibile nucleare esausto. Il recupero e il riciclo di uranio e plutonio dal combustibile esausto sono stati i primi passi nello sviluppo di un ciclo del combustibile chiuso. Inoltre, è possibile ottenere una forte riduzione dei volumi, della radiotossicità e del carico termico del combustibile nucleare esausto. Nonostante i vantaggi di questo primo approccio di riprocessamento, una certa quantità di rifiuto deve essere trattata, immagazzinata e smaltita in un deposito geologico profondo per un lungo periodo di tempo. I rifiuti provenienti dal riprocessamento ed il combustibile nucleare esausto sono classificati come rifiuti ad alta attività secondo la guida IAEA a causa dell'elevata emissione di radioattività e di calore di decadimento . Il primo approccio di ritrattamento si basa sul processo PUREX (Plutonium Uranium Reduction EXtraction), che è la tecnologia standard e matura applicata in tutto il mondo per recuperare uranio e plutonio dal combustibile esausto su scala industriale. Dopo la dissoluzione del combustibile in acido nitrico e la rimozione di Uranio e Plutonio, i rifiuti secondari generati contengono ancora prodotti di fissione e di attivazione insieme ad elementi transuranici che devono essere isolati dalla biosfera. Uranio e Plutonio vengono recuperati dal noto ligando tributilfosfato (TBP) in un processo di estrazione liquido-liquido.

Il riprocessamento sta consentendo il riciclo dell'uranio e del plutonio in combustibile fresco (RepU e MOX) ed una forte riduzione dei volumi, del calore di decadimento e della radiotossicità del rifiuto generato. Una misura della pericolosità del rifiuto nucleare è fornita dalla radiotossicità proveniente dalla diversa natura dei radionuclidi. La radiotossicità viene generalmente valutata in funzione del tempo e confrontata con il minerale di uranio naturale. Il combustibile nucleare esausto senza riprocessamento ha una tossicità a lungo termine che è principalmente dominata da elementi transuranici. Principalmente a causa del plutonio, il combustibile raggiunge il livello di radiotossicità di riferimento dopo circa 300.000 anni. Dopo la rimozione dell'uranio e del plutonio, il rifiuto è meno radioattivo e decade al livello di riferimento entro 10.000 anni. Poiché anche gli attinidi minori contribuiscono al calore di decadimento a lungo termine e alla radiotossicità del combustibile esausto, un processo avanzato potrebbe ridurre ulteriormente l'inventario radiotossico con un decadimento al livello di riferimento in circa 300 anni.

Strategia di Partitioning & Transmutation Molti sforzi sono stati dedicati a mettere a punto un avanzato approccio di riprocessamento con l'obiettivo di ridurre ulteriormente l'inventario della radiotossicità del combustibile nucleare esausto rimuovendo tutti gli attinidi minori (Nettunio, Americio e Curio) e i prodotti di fissione a lunga vita presenti nel raffinato a valle del processo PUREX. Prima del processo di condizionamento, i radionuclidi a lunga vita subiscono una trasmutazione in nuclidi a vita breve o stabili mediante reazioni nucleari. Questo approccio accoppiato è noto come strategia di Partitioning & Transmutation (P&T), che inclusa in un ciclo avanzato del combustibile nucleare potrebbe portare a ridurre fortemente la radiotossicità a lungo termine, i volumi e il calore di decadimento dei rifiuti finali semplificando così le caratteristiche di un futuro deposito geologico, e rafforzando inoltre il concetto di resistenza alla proliferazione nucleare.

Due potenziali opzioni di partitioning del combustibile nucleare esausto sono in fase di sviluppo: i processi idrometallurgici e pirometallurgici . Il partitioning idrometallurgico noto anche come processo di estrazione con solvente è nato e sviluppato in Europa diventando così la tecnologia di riferimento per il futuro riprocessamento del combustibile a livello industriale, mentre l'opzione pirometallurgica è stata avviata negli Stati Uniti e in Russia come alternativa ai processi acquosi. A differenza del plutonio, l'americio e il curio mostrano una bassissima affinità per ligando TBP, necessitando quindi di ulteriori processi di separazione avanzati e diversi agenti estraenti come i ligandi contenenti atomi di azoto noti anche come donori deboli, che hanno mostrato un'ottima affinità per gli attinidi. Una separazione efficiente e selettiva degli attinidi dai lantanidi è fondamentale per raggiungere l'obiettivo del ciclo del combustibile chiuso. I lantanidi presenti come cationi in un ampio rapporto di massa rispetto agli attinidi nel raffinato PUREX, hanno una sezione di cattura neutronica che non porterebbe ad un'efficace trasmutazione degli attinidi minori. La presenza di isotopi di uranio e altre impurezze nel target di trasmutazione potrebbe generare ulteriori isotopi transuranici radiotossici mediante cattura di neutroni anziché nuclidi più stabili. La maggior parte dei nuclidi radiotossici potrebbe essere trasmutata dai neutroni termici nei reattori convenzionali, ma il processo richiederebbe molto tempo a causa della bassa efficienza di trasmutazione. Una recente ricerca si sta concentrando su trasmutatori nucleari innovativi come i reattori veloci Gen IV ed i reattori ibridi (Accelerator-driven systems). Il prodotto finale rilasciato dal processo sarà un denso rifiuto vetrificato da smaltire per un periodo di tempo più breve. Tutti i vantaggi derivanti dalla gestione delle scorie nucleari da questo approccio avanzato saranno senza dubbio un piccolo passo verso una fonte di energia sostenibile e una maggiore accettabilità sociale dell'energia nucleare.

Esperienza europea sul partitioning nucleare La ricerca finanziata dalla Commissione europea è dedicata principalmente allo sviluppo di processi idrometallurgici per la separazione e la trasmutazione degli attinidi . I vari programmi di ricerca hanno portato prima a processi multiciclo, in secondo luogo allo sviluppo di processi semplificati e innovativi. La separazione idrometallurgica consiste semplicemente in due passaggi rilevanti: estrazione e stripping. Nel primo stadio la fase organica contenente il ligando di estrazione disciolto in un solvente, viene messa in contatto con la fase acquosa proveniente dalla dissoluzione del combustibile irraggiato. I soluti presenti nella fase acquosa vengono estratti mediante una reazione di complessazione con l'agente estraente e trasferiti nella fase organica in cui i complessi formati sono solubili. Il secondo passaggio, noto come stripping, si ottiene invertendo la reazione di complessazione, in cui i soluti vengono nuovamente estratti in un'altra soluzione acquosa di solito diversa in acidità rispetto alla precedente. L'obiettivo principale è sviluppare processi di separazione su scala industriale affidabili e convenienti per mezzo di ligandi lipofili e idrofili in modo da estrarre selettivamente attinidi minori dal raffinato acido (3–4) M a valle del processo PUREX, ma con l'obiettivo più impegnativo di ridurre al minimo la quantità di rifiuti solidi secondari. Il principio CHON è nato per soddisfare questo ulteriore requisito di processo, secondo il quale tutti gli estraenti e i reagenti molecolari utilizzati nei processi sviluppati devono contenere solo atomi di carbonio (C), idrogeno (H), ossigeno (O) e azoto (N), quindi rifiuti inceneribili da rilasciare facilmente nell'ambiente.

I processi di separazione su scala industriale saranno implementati gradualmente da contattori centrifughi anulari, sviluppati per la prima volta presso il laboratorio nazionale di Argonne negli anni '70. Il processo controcorrente consiste in fasi acquose e organiche che si muovono continuamente in direzioni opposte stadio dopo stadio. I due liquidi immiscibili entrano in ciascun contattore, prima contattati nella regione anulare tra l'alloggiamento e il rotore e quindi centrifugati nella parte interna dell'unità. Due strategie principali sono attualmente seguite nell'ambito del partitioning: il riciclo eterogeneo e omogeneo. Tutti i primi progetti di ricerca europei sulla separazione idrometallurgica sono iniziati nell'ambito del riciclo eterogeneo, poiché nessuno degli agenti estraenti sviluppati è stato in grado di estrarre selettivamente gli attinidi direttamente dal raffinato del processo PUREX. Ciò ha portato allo sviluppo dei primi processi multi-fase e multi-ciclo. È stato sviluppato un processo a due cicli (DIAMide EXtraction + Selective ActiNide EXtraction) per un'estrazione selettiva di attinidi a valle di una prima coestrazione (DIAMEX) di attinidi e lantanidi. I recenti progetti di ricerca congiunta puntano a sviluppare processi innovativi con un numero ridotto di cicli per estrarre direttamente attinidi minori (Am e Cm) dal raffinato PUREX in un ciclo, sia per mezzo di un estraente lipofilo (1cycle-SANEX) sia con un ligando idrofilo ( innovativo-SANEX). Recenti sforzi sono stati dedicati alla ricerca sul riciclo omogeneo Grouped Actinides Extraction (GANEX), che consiste in un precedente recupero dell'uranio (GANEX 1) e in una successiva separazione del gruppo di ioni attinidi Pu, Np, Am e Cm (GANEX 2).

Requisiti industriali per un agente estraente