Closing the CANDU Fuel Cycle

Closing

the

CANDU

Fuel

Cycle

with

Modified

PUREX

Recycling CANDU Spent Fuel

Authors

Juhx Pellazar      Jinah Kim

Alexander Koven Sameena Mulam (Presenter) Marty Tzolov Leon Wu

WiN – Canada 

Conference 

•

Need for Processing

•

The Modified PUREX Process

•

Benefits

•

Future Work

Closing the CANDU Fuel Cycle with Modified

PUREX 

• Canada’s radioactive nuclear used fuel inventory and  the cost of managing it is a growing, long‐term  

concern 

Rationale

for

Processing

Nuclear Fuel Waste Inventory, 2010 and Projection to 2050 [1]

How long

before

something

is done

about it?

CANDU

Fuel

• Fresh CANDU nuclear fuel consists of 88%  uranium atoms (U), mostly U‐238

• Spent CANDU fuel with a burn‐up of 190MWh/kg  U is composed of 0.57% fission products (FP)*

• Considered “unusable” waste 

• BUT, processing it can unlock the carbon‐free  energy in the 99.43% actinides, decrease 

stored waste and storage time

3

*Hart D and Lush D

(http://www.nwmo.ca/uploads_managed/MediaFiles/645_ 4‐4TheChemicalToxicityPotentialofCANDUSpentFuel.pdf) [2]

• To design a process to convert spent fuel into:  1) Mixed Oxide Fuel (MOX) for CANDU  

2) Metallic actinide for Fast Neutron Reactors  (FNR) fuel replenishment

• To maximize the purity of the FP stream and the  fuel streams

Research

Objectives

Traditional PUREX Process Modified PUREX Process

• Liquid‐liquid extraction using 

Tributyl Phosphate (TBP)

• Liquid‐liquid extraction using 

TBP, plus compatible agents

• Selective separation plus 

purification of U and Pu

• Co‐extraction  of Pu with U

• Large amounts of liquid 

waste

• Crystallization used to 

decrease liquid load

• No separation of long‐lived 

minor actinides (MA) from 

short‐lived FPs

• Minor actinides and FPs 

separated

• Limited recycling options for 

fuelling other reactors

• Spent fuel recycled as 

metallic and MOX fuel 

Need

for

PUREX

Modifications

Spent Fuel Partition  U & Pu Dissolution in  Acid Extract  U & Pu U Fission

Products & Minor 

Actinides

Pu

Traditional PUREX Process Modified PUREX Process

• Liquid‐liquid extraction using 

Tributyl Phosphate (TBP)

• Liquid‐liquid extraction using 

TBP, plus compatible agents

• Selective separation plus 

purification of U and Pu

• Co‐extraction of Pu with U

• Large amounts of liquid 

waste

• Crystallization used to 

decrease liquid load

• No separation of long‐lived 

minor actinides (MA) from 

short‐lived FPs

• Separation of minor 

actinides and FPs

• Limited recycling options for 

fuelling other reactors

• Recycling of spent fuel as 

metallic and MOX fuel 

Need

for

PUREX

Modifications

7 CANDU Spent Fuel Bundle Metallic  FNR Fuel Mixed  Oxide  CANDU Fuel 7 Feed Preparation

Separation and Partitioning

8 CANDU Spent Fuel Bundle Metallic  FNR Fuel Mixed  Oxide  CANDU Fuel FP Storage Preparation 8 Dissolution 99.43 % Ln Storage % Actinide of Feed

Separation and Partitioning

9 CANDU Spent Fuel Bundle Metallic  FNR Fuel Mixed  Oxide  CANDU Fuel FP Storage Preparation 9 Dissolution 99.43 % other U 69.52 % Ln Storage U Crystallization % Actinide of Feed Fuel Preparation

10 CANDU Spent Fuel Bundle Metallic  FNR Fuel Mixed  Oxide  CANDU Fuel FP Storage Preparation 10 Dissolution 99.43 % U/Pu/Np 29.90 % MA/FP/Ln Ln Storage 0.01 % % Actinide of Feed other U 69.52 % Extraction  U Crystallization Fuel Preparation

11 CANDU Spent Fuel Bundle Metallic  FNR Fuel Mixed  Oxide  CANDU Fuel FP Storage Preparation 11 Dissolution 99.43 % Extraction  SETFICS B Ln MA/Ln FP MA 0.01 % MA Ln Storage <0.01 % <0.01 % U Crystallization % Actinide of Feed U/Pu/Np 29.90 % U 69.52 % MA/FP/Ln other SETFICS A TRUEX Fuel Preparation

12 CANDU Spent Fuel Bundle Metallic  FNR Fuel Mixed  Oxide  CANDU Fuel FP Storage Preparation 12 Dissolution Electrolytic  Reduction Ln Storage % Actinide of Feed 99.43 % Extraction  SETFICS B Ln MA/Ln FP MA 0.01 % MA <0.01 % <0.01 % U Crystallization U/Pu/Np 29.90 % U 69.52 % MA/FP/Ln other SETFICS A TRUEX Oxidation

Overall

Efficiency

Waste Type Waste Proposed Treatment

Solid Zircaloy Fuel 

Cladding

Reused as alloying material for 

FNR bundle High Level 

Liquid 

Waste

Organic Reused after alkaline washing

Aqueous Calcination and Ceramic 

immobilization Effluent 

Gases

NO_x Nitric acid formation with 

absorption column

Waste

Management

Criticality

Issues

_UO

(NO

)

= 0.01 g/L

_Pu(NO

)

=

0.01

g/L

Subcritical limits were compared to the guidelines 

in the CNSC Guidance document GD‐327, Guidance 

for Nuclear Criticality Safety, section 2.4.1.

• Recycle fuels from CANDU, FNR, LWR, etc.

• U crystallization leads to decreased liquid waste

– Depleted U can be used in FNRs

• Actinides separated from fission products

– Concentrated to ~1.21% fissile content, reused  as fuel in CANDU

• Minimizes stored waste and storage time

• Proliferation mitigated by not separating Pu from  U

Benefits

of

Modified

PUREX

• Strategically separate out already stable, valuable  fission products (rhodium and ruthenium)

• Recycle waste streams and multiple cycles to  increase recovery of all actinides

• Development of an implementation strategy

• Optimization of spent fuel storage times and  volumes of used nuclear fuel constituents

• Transition plan for FNRs in Canada

Future

Recommendations

18

[1] Low‐Level Radioactive Waste Management Office, "Inventory of Radioactive Waste in Canada," 

Government of Canada, Ottawa, 2012.

[2] Hart D and Lush D, http://www.nwmo.ca/uploads_managed/MediaFiles/645_4‐

4TheChemicalToxicityPotentialofCANDUSpentFuel.pdf

[3]  http://nuclearsafety.gc.ca/eng/lawsregs/guidancedocuments/published/html/gd327/

References