Jornal Internacional de Recursos de Resíduos

Abstrato

Utilização de cinzas volantes de carvão como adsorvente de gás CO

Dyah Sawitri, Ayu Lasryza

O radionuclídeo de urânio (U) é o principal radionuclídeo contido na longa vida dos resíduos líquidos radioativos de alto nível (HLLW) gerados pelo reprocessamento de combustível nuclear irradiado. Os resíduos radioactivos devem ser tratados para estarem prontos para eliminação a longo prazo. A separação do U com elevada eficiência reduz enormemente o volume de resíduos radioativos alfa de longa duração a serem eliminados e diminui o nível de perigo dos resíduos. A avaliação da tecnologia de separação seletiva de U foi realizada como alternativa e estratégia para a gestão futura de HLLW. A tecnologia de separação seletiva de U de produtos de fissão com eficiências muito elevadas foi desenvolvida pelo processo de extração utilizando solvente TBP-querosene e aumentando a separação por exposição à radiação laser de azoto (N2) no comprimento de onda 337,1 nm. No processo de extracção para simulação de resíduos contendo U e Zr em HNO3 5 M (Zr como um dos produtos de fissão que é difícil de ser separado do U) utilizando 30% de solvente TBP-querosene e por exposição à radiação laser de azoto mostra que o aumento do coeficiente de distribuição de U (Kd U) pode obter 135% e o aumento do factor de separação de U e Zr (SF(U/Zr)) é de 189%. O aumento do Kd U utilizando o laser N2 é maior do que utilizando o laser CO2 (no número de onda 944 cm-1), cujo aumento do Kd U é de apenas 100%. Na Indonésia, a avaliação da adaptação da tecnologia de separação por extracção para o processo de separação de U utilizando solvente TBP-querosene a 30 % deve ser realizada como alternativa para o tratamento do HLLW gerado a partir da produção de radioisótopos 99Mo e do exame pós -irradiação do combustível nuclear.