Studi Skenario Transmutasi Plutonium dan Aktinida Minor
dengan Reaktor Termal
Zuhair
Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN, Indonesia; e-mail: [email protected]
Intisari: Teknologi transmutasi berkembang untuk menjawab problema krusial yang berkaitan dengan keselamatan jangka panjang dari penyimpanan limbah nuklir ke dalam fasilitas bawah tanah (geological disposal). Skenario trans-mutasi plutonium dan aktinida minor dengan memanfaatkan spektrum neutron termal merupakan solusi yang perlu diinvestigasi. Makalah ini mendiskusikan skenario transmutasi plutonium dan aktinida minor dengan reaktor termal. Analisis skenario ini menunjukkan bahwa transmutasi plutonium tidak menguntungkan bila dikerjakan di reaktor air ringan (LWR) secara individual karena problema degradasi keselamatan teras khususnya koefisien void moderator, koe-fisien reaktivitas temperatur, koekoe-fisien Doppler dan reaktivitas boron. Dengan alasan serupa, yakni memburuknya karakteristik fisika teras reaktor khususnya koefisien temperatur void pendingin, umpan balik Doppler dan fraksi neu-tron kasip selain problema swelling, transmutasi aktinida minor tidak efektif jika dilakukan di LWR secara individual. Strategi untuk memecahkannya adalah dengan mengkombinasikan transmutasi di reaktor termal (LWR) dengan trans-mutasi di reaktor cepat (FR), reaktor cepat pembakar (FBuR) dan accelerator driven system (ADS). Strategi ini bisa berupa sistem yang didedikasikan untuk bekerja dalam transmutasi TRU (plutonium dan aktinida minor) yang dipilih dari strategi simbiosis dengan LWR dalam skenario dua-komponen atau bersama-sama dengan LWR dan FR dalam skema strata-ganda (multi-komponen).
Kata kunci: transmutasi, plutonium, aktinida minor, reaktor termal
Abstract: Transmutation technology has been developed to answer crucial problem related to long term safety of nuclear waste storage into underground facility (geological disposal). Scenario of plutonium and minor actinide transmutations utilizing thermal neutron spectrum is a solution needed to be investigated. This paper discusses a scenario of plutonium and minor actinide transmutations with thermal reactor. The analysis on this scenario indicated that plutonium transmutation is unfavorable if it is carried out individually in LWR because of core safety degradation, especially moderator void coefficient, temperature reactivity coefficient, Doppler coefficient and boron reactivity. By similar reason, i.e. deterioration in reactor core physics characteristic, especially coolant void temperature coefficient, Doppler feed-back delayed neutron fraction besides swelling problem. minor actinide transmutation is not effective if it is done individually in LWR. Strategy for solving them is by combining transmutation in reactor thermal (LWR) with that of fast reactor (FR), fast burner reactor (FBuR) and accelerator driven system (ADS). This strategy can be a system dedicated to work in TRU (plutonium and minor actinide) chosen from a symbiosis with LWR in a two-component scenario or in concert with LWR and FR in double-strata (multi-component) scheme.
Keywords: transmutation, plutonium, minor actinide, thermal reactor
Received : 3 Januari 2012; Accepted : 1 maret 2012
1 PENDAHULUAN
E
nergi nuklir menjadi energi alternatif yang sa-ngat strategis dan memainkan peranan penting dalam pemenuhan kebutuhan energi dunia masa de-pan. Energi nuklir yang dihasilkan oleh pembangkit listrik tenaga nuklir (PLTN) diperoleh dari satu atau lebih reaktor nuklir pembangkit listrik. Hingga Agus-tus 2008 terdapat 439 PLTN berlisensi di dunia yang sedang beroperasi di 31 negara berbeda. Keseluruhan reaktor ini, yang didominasi oleh reaktor air ringan (light water reactor, LWR), mensuplai 15% kebutuhantotal energi listrik dunia.
Selain menghasilkan energi listrik yang sangat be-sar, PLTN yang telah dioperasikan memproduksi lim-bah nuklir yang komposisinya diklasifikasikan sebagai limbah level tinggi (high level waste, HLW) dan lim-bah level rendah (low level waste, LLW). HLW terdiri dari produk fisi dan tangkapan radioaktif tinggi yang dihasilkan dalam bahan bakar selama operasi reak-tor, sedangkan LLW merepresentasikan limbah yang diproduksi selama operasi fasilitas nuklir seperti per-alatan yang teraktivasi, material struktur, pakaian proteksi radiasi dan residu dari pemanfaatan
indus-tri radionuklida. HLW sering dikategorikan ke dalam 2 kelompok: elemen transuranik (TRU) dan produk fisi. TRU adalah produk yang muncul dari uranium dan bisa muncul dari pemanfaatan isotop thorium melalui proses transmutasi dalam perangkat multiplikatif ope-rasional. Kontribusi radiotoksisitas berumur panjang yang paling signifikan pada limbah nuklir dihasilkan oleh TRU. Representatif untuk kategori TRU adalah isotop plutonium (plutonium, Pu) dan aktinida mi-nor (mimi-nor actinide, MA) yang terdiri dari Neptunium (Np), Americium (Am) dan Curium (Cm)[1].
Konsep transmutasi limbah nuklir diaplikasikan pada produk radioaktif yang berada dalam bahan bakar bekas PLTN berupa plutonium dan aktinida mi-nor. Makalah ini mendiskusikan skenario transmutasi plutonium dan aktinida minor dengan reaktor termal. Tinjauan komprehensif terhadap skema prinsip dasar transmutasi, yang memasukkan reaktor termal atau LWR, reaktor cepat (fast reactor, FR) dan reaktor pembakar cepat (fast burner reactor, FBuR) serta ac-celerator driven system (ADS) untuk mengidentifikasi batasan fisika dasar yang mengiringi proses transmu-tasi, juga dibahas dalam makalah ini.
2 SKENARIO TRANSMUTASI
PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR Secara umum transmutasi TRU dikerjakan dengan dua moda, yaitu moda homogen dan moda hetero-gen. Dalam moda homogen isotop TRU secara ho-mogen didispersikan ke dalam seluruh teras reaktor sedangkan dalam moda heterogen dilakukan iradiasi di teras reaktor yang mengoperasikan bahan bakar TRU secara eksklusif[2].
Salah satu skenario transmutasi yang dipertim-bangkan adalah sekali-lewat (once-through): reaktor dioperasikan hingga dicapai deplesi yang signifikan dan bahan bakar secara langsung dibuang. Skenario lainnya adalah multi-daur-ulang: bahan bakar dikelu-arkan dari reaktor yang telah dioperasikan sekian lama untuk didaur-ulang dan dikembalikan lagi ke dalam proses transmutasi. Dalam perspektif yang lebih luas, konsep daur bahan bakar diklasifikasikan ke dalam tiga kategori sebagai berikut:
1. Daur bahan bakar sekali lewat (once through). 2. Strategi pembakaran plutonium.
3. Daur-ulang tertutup.
Dalam daur bahan bakar once-through tidak dibu-tuhkan daur-ulang bahan bakar bekas. Yang diper-lukan di sini adalah disposal langsung dari bahan bakar ke dalam repositori geologi (geological reposi-tory). Repositori geologi didefinisikan sebagai fasilitas nuklir bawah tanah di lapisan geologi stabil dengan
kedalaman ratusan atau ribuan meter sebagai tempat penyimpanan lestari limbah nuklir yang tidak akan didaur-ulang. Strategi daur ini biasanya diaplikasikan di negara-negara tanpa posibilitas daur-ulang atau yang memperhatikan proliferasi.
Konsep daur bahan bakar lainnya, yakni strategi pembakaran plutonium, memperlakukan plutonium diinsinerasi di dalam reaktor air ringan, dan setelah itu di dalam reaktor cepat kritis. Aktinida minor dan produk fisi secara bersamaan dipreparasi ke dalam re-positori geologi. Plutonium difabrikasi terlebih dahulu dalam bentuk bahan bakar campuran oksida (mixed oxide, MOX) sebelum dibakar di dalam LWR. Kedua skema prinsip dasar ini ditampilkan dalam Gambar 1(a)-(c).
Dalam konsep terakhir (daur-ulang tertutup), di-tambahkan skema yang melibatkan pembakaran ak-tinida minor. Akak-tinida minor secara homogen didis-tribusikan dalam reaktor cepat atau sistem reaktor yang memanfaatkan ADS. Dalam daur ini aliran lim-bah sekunder ke repositori dibatasi seperti diperli-hatkan dalam Gambar 2(a)-(f).
3 TRANSMUTASI DENGAN REAKTOR
TERMAL DAN ANALISIS
Teknologi transmutasi berkembang untuk menjawab problema krusial yang berkaitan dengan keselamatan jangka panjang dari penyimpanan limbah nuklir ke dalam fasilitas bawah tanah (geological disposal ). Ske-nario transmutasi plutonium dan aktinida minor de-ngan memanfaatkan spektrum neutron termal meru-pakan solusi yang perlu diinvestigasi. Transmutasi dengan reaktor termal secara konvensional diprediksi lebih dapat menghindari problema keselamatan yang berhubungan dengan degradasi keselamatan teras aki-bat dimuatkannya aktinida minor seperti Np dan Am, namun hal ini masih memerlukan analisis lebih lan-jut yang lebih detail. Sistem spektrum neutron ter-mal sendiri meliputi LWR komersial, yaitu reaktor air bertekanan (pressurized water reaktor, PWR) dan reaktor air didih (boiling water reaktor, BWR) serta reaktor tipe air berat CANDU (Canadian depteted uranium).
3.1 Transmutasi Plutonium
Transmutasi plutonium dari bahan bakar bekas ura-nium oksida dalam reaktor air ringan (LWR-UOX) secara industri dikerjakan di reaktor air ringan dalam bentuk MOX. Diawali dari ekstraksi plutonium dan uranium dalam bahan bakar bekas, MOX diperoleh dari pemanfaatan-ulang plutonium yang dicampur de-ngan uranium (pengkayaan 235U ∼ 0, 25% − 0, 3%)
Gambar 1: (a) Skenario daur sekali lewat (once-through), (b) Skenario daur reaktor cepat satu-komponen, (c) Skenario pembakaran Pu MOX di LWR
Plutonium yang diproses-ulang dari sekitar 5 hingga 8 perangkat bahan bakar bekas UOX mempunyai fraksi bakar 40 GWd/tHM dan cukup untuk mem-produksi 1 perangkat MOX dengan kandungan Pu 5% hingga 8,2%. Uranium yang diproses-ulang telah jauh diaplikasikan dalam beberapa perangkat uji MOX, tetapi pemanfaatannya tidak menjadi industri praksis karena persediaan yang melimpah dari uranium susut kadar (depleted uranium, DU) dimana dari ∼ 7 ton DU dapat diproduksi 1 ton uranium diperkaya. Pe-manfatan proses-ulang ini juga tak menguntungkan karena keberadaan racun neutron (236U) dan karena
radioaktivitasnya meningkat akibat 208Tl dan 228Th
sebagai pemancar y kuat yang diproduksi dari 232U
(umur paro 70 tahun).
Rasio fraksi fisi plutonium dalam daur-ulang MOX yang pertama adalah sekitar 25% sementara tamba-han 10% ditransformasikan ke dalam aktinida minor
[3]. Gambaran terakhir dari kekurangan utama
daur-ulang plutonium di LWR yang dibentuk dari aktinida minor adalah nuklida jumlah neutronnya mempun-yai rasio probabilitas fisi-tangkapan nol secara virtual dalam spektrum termal. Jadi meskipun mereduksi massa plutonium, inventori radiotoksik secara aktual meningkat. Tentu saja, reduksi massa selanjutnya da-pat dicapai dengan daur-ulang ganda dari plutonium. Namun hal ini dapat dikerjakan dengan batasan pada kelakuan neutronik teras dan pembatasan di insta-lasi pemrosesan-ulang dengan kualitas plutonium yang berkurang. Kualitas Pu didefinisikan sebagai fraksi massa dari isotop fisil dalam isotop Pu:
QPu= 100 ×
m239Pu + m241Pu
m(Putot)
Kualitas Pu berkurang dalam generasi berikutnya dan menurun dari nilai ∼ 70 ke ∼ 45 di generasi daur-ulang ke lima dalam kisi standard LWR[4]. Karena reaktivitas plutonium rendah, pengkayaannya dalam campuran U/Pu harus ditingkatkan dalam generasi berikutnya dan konsekuensinya mempengaruhi be-berapa karakteristik keselamatan reaktor, khususnya
koefisien void moderator dan koefisien reaktivitas tem-peratur, koefisien Doppler dan nilai reaktivitas boron. Pengerasan spektrum dalam perangkat MOX di-anggap sebagai penyebabnya. Dalam kasus kece-lakaan kehilangan pendingin (loss of coolant accident, LOCA), fisi cepat dari isotop Pu fertil menjadi sig-nifikan. Agar nilai reaktivitas boron dijaga pada batas yang sama, konsentrasi asam borik dalam air harus ditingkatkan, namun akan memperburuk reak-tivitas void pendingin lebih lanjut. Jadi, karena nilai void positif, kandungan plutonium dalam perangkat MOX kisi PWR standard tidak dapat melebihi 12 wt%
[5]. Kekurang-selamatan ini dimitigasi dengan
men-gubah desain perangkat agar supaya mencapai ter-malisasi spektrum yang memuaskan. Kedua hal ini dapat diselesaikan dengan peningkatan rasio modera-tor/bahan bakar (hingga 3,5-4) - yang disebut mod-erasi tinggi PWR (high moderation, HM-PWR)[6],
atau dengan menurunkan densitas smear bahan bakar secara radikal dari 9 g/cm3 ke 3,5 g/cm3 dengan ge-ometri kisi yang sama[7].
Metode inovatif lainnya yang telah dipresen-tasikan oleh CEA (Commissariat Energi Atomique), yang mengusulkan distribusi heterogen dari pin-pin uranium dan plutonium dalam perangkat ba-han bakar APA (advanced plutonium assembly) dan perangkat CORAIL MOX, menyarankan untuk mem-pertahankan juga bentuk daya yang dapat diterima
[8,9,10,11].
Posibilitas selanjutnya untuk memitigasi problema void adalah menaikkan fraksi 235U dalam bahan bakar agar kandungan plutonium tertentu di 4% (disebut pendekatan MIX). Di lain pihak hal ini menyebabkan biaya fabrikasi lebih tinggi dan rasio fraksi fisi Pu lebih rendah[12].
Mengkombinasikan pendekatan desain sebelumnya, perangkat MOX yang diperkaya 235U (MOX-UE, uranium enriched ) dengan moderasi lebih (over-moderated ) dewasa ini sedang dikembangkan[13].
Dalam kisi perangkat dengan rasio moderasi yang sedikit ditingkatkan, spektrum neutron ditermalisasi
Gambar 2: (a) Skenario pembakaran Pu MOX di LWR dan reaktor cepat, (b) Pembakaran Pu dan daur-ulang MA heterogen di reaktor cepat, (c) Strategi dua-komponen, pembakaran TRU di ADS, (d) Strategi dua-komponen, daur-ulang Pu MOX di LWR sebelum pembakaran TRU di ADS, (e) Skenario daur-daur-ulang bahan bakar strata-ganda (skema multi-komponen), (f) Skenario pembakaran TRU di FBuR
dan reaktivitas void juga dijaga selama daur-ulang Pu. Agar supaya mengkompensasi degradasi vektor Pu (dan mematuhi batas 12% Pu), pengkayaan235U
di bahan bakar harus ditambahkan secara gradual (hingga 3% setelah 7 daur ulang). Problema utama tambahan dengan adanya bahan bakar yang mengan-dung plutonium tinggi adalah fraksi neutron kasip menjadi kecil sehingga memerlukan tanggapan reaktor lebih cepat pada reaktivitas dan transien daya. Dalam hal ini, potensi LWR untuk mendaur-ulang persediaan Pu tingkat senjata (95%239Pu, 5%240Pu) tampaknya
diragukan.
Keselamatan teras reaktor dapat dibuktikan tetap terjaga untuk pemuatan hingga 30%-50% perangkat bahan bakar MOX dengan pengkayaan plutonium sampai 5%. Pada level ini banyak plutonium
dikon-sumsi dalam perangkat MOX sebagaimana yang diproduksi dalam UOX. Untuk MOX-UE, mensta-bilkan inventori Pu mensyaratkan bahwa 25-28% dari energi digenerasi dalam perangkat MOX. Konsumsi plutonium maksimum dalam LWR akan dicapai dalam teras MOX 100% yang kelayakannya, bagaimanapun, perlu untuk diinvestigasi. Jelaslah, karena keberadaan uranium dalam matriks U/Pu, deplesi plutonium akan berkurang. Penggunaan matriks inert sebagai peng-ganti uranium dapat meningkatkan konsumsi pluto-nium lebih tinggi namun mengorbankan umpan balik temperatur bahan bakar.
Beberapa studi pemanfaatan thorium sebagai pen-dukung plutonium dalam bahan bakar MOX juga telah dikerjakan yang memperlihatkan karakteristik void yang lebih baik. Meskipun demikian, daur ulang
plutonium dalam LWR tidak menemui sasaran un-tuk teknologi daur ulang bahan bakar karena se-cara signifikan inventori radiotoksis dari bahan bakar bekas tidak berkurang. Jumlah aktinida minor yang diproduksi dalam perangkat MOX adalah 3-4 kali lebih banyak daripada dalam perangkat UOX yang konsekuensinya membutuhkan persyaratan yang lebih tinggi pada penyimpanan sementara (interim storage) dan performansi repositori jangka pendek.
3.2 Transmutasi Aktinida Minor
Strategi transmutasi yang memungkinkan untuk ak-tinida minor adalah dengan pembatasan tertentu yang ditentukan oleh performa dan abilitas dari proses se-parasi kimia. Problema umum yang menyertai ak-tinida minor serupa dengan yang sudah disebutkan untuk plutonium, yaitu memburuknya karakteristik fisika teras reaktor, khususnya koefisien temperatur void pendingin, umpan balik Doppler dan fraksi neu-tron kasip. Kesulitan serius tambahan adalah pro-duksi helium karena peluruhan α dari 242Cm, 244Cm
dan 238Pu yang mempertinggi swelling bahan bakar
serta menghasilkan tekanan udara berlebih pada pin bahan bakar. Oleh karena itu kandungan aktinida mi-nor dalam teras reaktor harus dibatasi.
3.3 Americium dan Curium
Transmutasi amercium dan curium harus beriringan bila dicapai reaksi inventori radiotoksis lebih tinggi dari faktor 100[14,15]. Lebih jauh, insinerasi curium
yang berdiri sendiri dalam fasilitas tidak dapat diper-timbangkan karena produksi panas yang sangat tinggi dari242Cm dan244Cm yang memancarkan α dan neu-tron. Untuk memperbaikinya transmutasi curium da-pat dilakukan bersama dengan americium atau trans-mutasi curium sebagai240Pu yang memperhitungkan
peluruhan244Cm (umur paro 18,1 tahun) dalam
peri-ode waktu 100 tahun atau lebih, dan ini masih mening-galkan245Cm yang tak tertransmutasi.
Studi daur-ulang homogen dari americium mem-perlihatkan bahwa koefisien reaktivitas void pendi-ngin memburuk secara signifikan. Mengambil perhi-tungan batasan pada pengkayaan uranium (< 5%) atau kandungan plutonium (<∼ 12%) dalam kasus bahan bakar MOX, konsentrasi maksimum americium dalam bahan bakar diidentifikasi sebagai 1% untuk PWR standard dan 2% untuk kisi dengan moderasi tinggi[16]. Hal ini berakibat pada penurunan koefisien Doppler sebesar 10% sementara koefisien temperatur moderator berkurang 25%.
Konsumsi spesifik amercium dalam bahan bakar UOX (inventori total dari ∼ 1, 1 ton) mencapai ∼ 19 kg/TWhe (produksi tahunan sekitar lima LWR-1000 MWe). Menambahkan 1% Am ke dalam perangkat
MOX-UE mensyaratkan bahwa pengkayaan 235U dit-ingkatkan ∼ 2% dan kandungan Pu harus berku-rang ∼ 8%. Bila plutonium dan inventori americium distabilkan, 40% teras MOX-UE harus diaplikasikan. Karena rasio fisi-absorpsi untuk 241Am sangat
ren-dah (virtual nol) dalam spektra termal, banyak ameri-cium (70%) dikonversi melalui242Am ke dalam242Cm
yang secara konsekuen meluruhkan α ke dalam238Pu,
dan menghasilkan laju swelling bahan bakar yang meningkat karena formasi dari gelembung He. Banyak opsi atraktif berkenaan dengan karakteristik neutronik teras yang dipikirkan pada daur-ulang americium het-erogen dalam perangkat terpisah yang ditempatkan di sekeliling teras agar mempunyai pengaruh yang lebih rendah pada karakteristik teras.
Lain dari itu, karena laju reaksi yang rendah, in-sinerasi equilibrium dari americium di LWR mengimplikasikan inventori bahan bakar yang sangat besar -sekitar beberapa ratus ton TRU - lebih banyak dari limbah yang dikeluarkan. Tentu saja inventori ra-diotoksis meningkat lagi karena produksi curium se-cara besar-besaran, yang bersama dengan problema reaktivitas dan swelling, mempertanyakan LWR pan-tas tidaknya untuk insinerasi MA yang efektif dalam skema skenario daur-ulang bahan bakar. Problema swelling bahan bakar secara parsial dapat dikurangi dalam spektrum neutron cepat dan membutuhkan sis-tem dengan rasio fisi-absorpsi aktinida minor yang menguntungkan. Ini adalah hal yang tidak mungkin dalam LWR standard.
4 KESIMPULAN
Studi skenario transmutasi plutonium dan aktinida minor dengan reaktor termal telah dilakukan. Anali-sis skenario ini menunjukkan bahwa transmutasi plu-tonium tidak menguntungkan bila dikerjakan di LWR secara individual karena problema degradasi kesela-matan teras khususnya koefisien void moderator, koe-fisien reaktivitas temperatur, koekoe-fisien Doppler dan reaktivitas boron. Dengan alasan serupa, yakni mem-buruknya karakteristik fisika teras reaktor khusus-nya koefisien temperatur void pendingin, umpan ba-lik Doppler dan fraksi neutron kasip selain problema swelling, transmutasi aktinida minor kurang efektif jika dilakukan di LWR secara individual.
Strategi untuk memecahkannya adalah dengan mengkombinasikan transmutasi di reaktor termal (LWR) dengan transmutasi di reaktor cepat (FR), reaktor cepat pembakar (FBuR) dan accelerator driven system (ADS). Strategi ini bisa berupa sistem yang didedikasikan untuk bekerja dalam transmutasi TRU (plutonium dan aktinida minor) yang dipilih dari strategi simbiosis dengan LWR dalam skenario dua-komponen atau bersama-sama dengan LWR dan FR dalam skema strata-ganda (multi-komponen).
DAFTAR PUSTAKA
[1]ARTHUR, E., 2002, Motivation and Programs for
Transmutation of Nuclear Waste, Lecture Notes: The 2002 Frederic Joliot-Otto Hahn Summer School, Cadarache, France
[2]DELPECH, M., et al., 1997, Scenario of Plutonium and
Minor Actinide Recycling, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear Systems, GLOBAL’97
[3] , 1999, Actinide and Fission Product Partitioning and
Transmutation, Status and Assessment Report, OECD/NEA
[4]HESKETH, K., et al., 1997, Multiple Recycle of
Plutonium in PWR - A Physics Code Benchmark Study by the OECD/NEA, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear Systems, GLOBAL’97
[5]BERNNAT, W., et al., 1995, PWR Benchmarks from
OECD Working Party on Physics of Plutonium Recycle, Proceedings of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems, GLOBAL’95, ANS, Versailles, France, September 11-14 1995
[6]KLOOSTERMAN, J., 1998, Multiple Recycling of
Plutonium in Advanced PWRs, RECOD’98
[7]DELPECH, M., 1999, Innovative Fuel Physics: Innovative
Concepts, Lecture Notes: The 1999 Frederic Joliot/Otto Hahn Summer School, CEA/FZK
[8]PUILL, A. and S. ANIEL-BUCHHEIT, 1997, Full MOX
Core for PWRs, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear Systems, GLOBAL’97
[9]PUILL, A., et al., 1999, Mastery of the Plutonium
Inventory in PWRs: The APA Concept, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear Systems,
GLOBAL’99, ANS, Jackson Hole, USA, August 29-September 3 1999
[10]GOLFIER, H., et al., 2001, Plutonium and Minor Actinide
Recycling in PWRs with New APA Concepts, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear systems, GLOBAL’01, Paris, France, September 9-13 2001
[11]VASILE, A., et al., 2003, Feasibility Studies of the
CORAIL Subassembly for Pu Multi-Recycling in PWRs, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear Systems, GLOBAL 2003, ANS, New Orleans, USA, November 16-20 2003
[12]YOUINOU, G., et al., 1999, Plutonium Management and
Multi-Recycling in LWRs using an Enriched Uranium Support, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear Systems, GLOBAL’99, ANS, Jackson Hole
[13]YOUINOU, G., et al., 2003, Plutonium and Americium
Multi-Recycling in the European Pressurized Reactor (EPR) using Slightly Over-Moderated U-235 Enriched MOX Fuel Assemblies, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear systems, GLOBAL 2003, ANS, New Orleans, USA, November 16-20 2003
[14]DELPECH, M. et al., 1999, The Am and Cm
Transmutation, Physics and Feasibility, Proceedings of the International Conference on Future Nuclear Systems, GLOBAL’99, ANS, Jackson Hole, USA, August 29 -September 3 1999
[15] , 2002, Accelerator-driven Systems (ADS) and Fast
Reactor (FR) in Advanced Nuclear Fuel Cycles, A Comparative Study, OECD/NEA
[16]GRUPPELAAR, H., et al., 1998, Advanced Technologies
for the Reduction of Nuclear Waste, Technical Report ECN-R-98-008, ECN, Petten
