Dyah Sawitri y Ayu Lasryza
El radionucleido de uranio (U) es el radionucleido principal contenido en los residuos líquidos radiactivos de alto nivel (HLLW) de larga duración generados a partir del reprocesamiento del combustible nuclear gastado. Los residuos radiactivos deben ser tratados para que estén listos para su eliminación a largo plazo. La separación del U con altas eficiencias reduce en gran medida el volumen de residuos radiactivos alfa de larga duración que deben eliminarse y disminuye el nivel de riesgo de los residuos. La evaluación tecnológica de la separación selectiva de U se llevó a cabo como alternativa y estrategia para la gestión de HLLW en el futuro. La tecnología de separación selectiva de U de los productos de fisión con eficiencias muy altas se desarrolló mediante el proceso de extracción utilizando disolvente TBP-queroseno y aumentando la separación mediante la exposición a radiación láser de nitrógeno (N2) a una longitud de onda de 337,1 nm. En el proceso de extracción de residuos de simulación que contienen U y Zr en 5 M HNO3 (Zr como uno de los productos de fisión que es difícil de separar del U) utilizando un disolvente de queroseno-TBP al 30 % y mediante exposición a radiación láser de nitrógeno, se muestra que el aumento del coeficiente de distribución de U (Kd U) puede alcanzar el 135 % y el aumento del factor de separación de U y Zr (SF(U/Zr)) es del 189 %. El aumento de Kd U utilizando láser de N2 es mayor que utilizando láser de CO2 (en el número de onda 944 cm-1 ) que aumenta Kd U solo el 100 %. En Indonesia, se debe realizar una evaluación para la adaptación de la tecnología de separación por extracción para el proceso de separación de U utilizando un disolvente de queroseno-TBP al 30 % como alternativa para el tratamiento de los HLLW generados a partir de la producción del radioisótopo 99Mo y del examen posterior a la irradiación del combustible nuclear.