| Přispěvatelé: |
University of Helsinki, Faculty of Science, Department of Chemistry, Doctoral Programme in Chemistry and Molecular Research, Helsingin yliopisto, matemaattis-luonnontieteellinen tiedekunta, Kemian ja molekyylitutkimuksen tohtoriohjelma, Helsingfors universitet, matematisk-naturvetenskapliga fakulteten, Doktorandprogrammet i kemi och molekylära vetenskaper, Repo, Eveliina, Koivula, Risto, Harjula, Risto |
| Popis: |
Each nuclear energy country has their strategy for handling the spent nuclear fuel: direct disposal, recycling or a combination of both. The advances in nuclear fuel partitioning enhance the safety of both of these approaches. The spent fuel contains fissionable material that could be used in modern and future reactors. The re-use, however, requires a separation of the fissionable material from the neutron poisoners that are also present in the spent fuel. Time-proven separation technologies exist for the recovery of uranium and plutonium, but for the trivalent actinides americium and curium, such technologies are still young. The majority of current separation technologies in nuclear fuel partitioning, such as the solvent extraction, are based on the recovery of target nuclides from liquids by organic extractants. Their application can be limited by the high radiation doses during the separation process. Ion exchange with inorganic materials offers a robust supportive role in the separation challenges for radionuclides. The materials are stable in high temperatures, high acidity and under extreme radiation, and are ion selective. By altering their structure, the desired ion selectivity can be further improved. Throughout the dissertation, a solid inorganic ion exchanger, α-zirconium phosphate, was investigated, developed and applied in column operation with one goal in mind: the application of ion exchange in the column separation of trivalent actinides from lanthanides. The α-zirconium phosphate proved suitable for americium-europium separation. The material was modified and the connections between synthesis, properties and ion selectivity between various products were investigated and discussed. Numerous characterization techniques were applied in the investigation of material properties. Radioactive materials and radiochemical methods were used in the investigation of ion selectivities for europium and americium. The materials were up to 400 times more selective towards europium over americium. For an application in nuclear fuel management, this order of preference is preferred, as americium can be readily recovered from the material for its fissioning, while europium is retained in the solid, a suitable matrix for nuclear waste disposal. In column operation, highly pure americium, up to 99.999 mol-%, could be separated from europium with high recovery in low pH. The effects of multiple factors on the separation, such as europium concentration, salt concentration and pH were investigated throughout the dissertation. Ion exchange can excel in such specific and demanding jobs, as the structures of the materials can be engineered to enhance the desirable separation properties. Whereas the well-established solvent extraction based separation processes are already applied in many areas of nuclear fuel management, I believe that ion exchange can have a supportive role in their shortcomings. Jokaisella ydinenergiaa hyödyntävällä valtiolla on suunnitelma käytetyn ydinpolttoaineen käsittelylle: suora loppusijoitus maan alle, uusiokäyttö eli fissioituvan ydinmateriaalin kierrätys, tai näiden yhdistelmä. Käytetty ydinpolttoaine sisältää hyödynnettävissä olevia uraanin sekä muiden raskaiden alkuaineiden (aktinidien) isotooppeja. Ydinpolttoaineen tullessa elinkaarensa päähän, materiaalin sisään on fissioreaktion myötä kertynyt liian suuri määrä ydinreaktiota häiritseviä kevyempien alkuaineiden isotooppeja. Nämä fissiotuotteet, esimerkiksi lantanidit, tekevät ydinreaktiosta tehottoman, mutta ilman niitä polttoaineen käyttöä voitaisiin edelleen jatkaa. Maailmalla on jo ydinenergian käytön alusta lähtien tutkittu ydinmateriaalin kierrätystä. Joissakin maissa, kuten Ranskassa ja Venäjällä, jatkuva kierrätys on merkittävä osa valtiollista ydinvoimastrategiaa. Käytetyn ydinpolttoaineen kierrätys vaatii kehittyneitä erotustekniikoita: fissioituva ydinmateriaali on saatava tehokkaasti fissiotuotteista erilleen. Liuoskemiaan perustuvat teknologiat, kuten liuotinuutto, ovat vallanneet alan. Teknologioissa käytetty ydinpolttoaine tavanomaisesti liuotetaan väkevään happoon, jonka jälkeen orgaaniset uuttoreagenssit sitovat haluttuja alkuaineita siirtäen ne eri liuottimien välillä fissiotuotteista erilleen. Orgaanisten uuttoreagenssien ja orgaanisten liuottimien käyttöä rajoittaa niiden rajallinen säteilynkestävyys. Epäorgaaninen ja kiinteä α-zirkoniumfosfaatti (ZRP) kestää erinomaisesti säteilyä, kuumuutta ja happamia olosuhteita. Materiaalin erotuskyky perustuu selektiiviseen eli valikoivaan ioninvaihtoon. Väitöskirjatyön aikana materiaalia tutkittiin, kehitettiin ja sovellettiin aktinidi-lantanidierotukseen pylväserotuksissa. ZRP:n rakennetta muokattiin synteesimuunnoksin, ja mallialkuaineille (lantanidi: europium ja aktinidi: amerikium) määritettyjen erotuskykyjen perusteella selvitettiin parhaat muunnokset. Tutkimuksessa keskityttiin myös materiaalin synteesin ja ioninvaihto-ominaisuuksien syy-seuraussuhteiden selvittämiseen, mutta päätavoite oli europiumin erottaminen amerikiumista. Kyky erotukselle osoitettiin sekä ravisteluerotuskokein että pylväserotuskokein ydinpolttoainekierrätykselle relevanteissa happamissa olosuhteissa. Tärkeä tulos oli ZRP:n 400 kertaa suurempi selektiivisyys europiumia kohden. Pylväserotuskokeissa pystyttiin erottamaan europium-amerikiumseoksesta 99.999-prosenttisesti puhdasta amerikiumia. Mahdollisessa sovelluksessa liuotettua seosta ohjataan ioninvaihtimen läpi, jolloin europium jää materiaaliin kiinni amerikiumin jatkaessa läpi. Amerikium on hyödynnettävissä fissioituvana ydinmateriaalina ydinenergiatuotannossa, kun taas europium voidaan jättää kiinteään ioninvaihtimeen, joka on soveltuva muoto loppusijoitettavalle jätteelle. |
