Procesul Purex

Versiunea actuală a paginii nu a fost încă examinată de colaboratori experimentați și poate diferi semnificativ de versiunea revizuită pe 28 mai 2021; verificarea necesită 1 editare .

Procesul Purex (din limba engleză  P lutonium -Uranium Recovery by EX traction , PUREX -  regenerarea uraniului și plutoniului prin extracție) este un proces tehnologic de prelucrare a combustibilului nuclear iradiat .

Istorie

Procesul Purex a fost descoperit de chimiștii Herbert Anderson și Larned Brown Asprey la Laboratorul de Metalurgie al Universității din Chicago , ca parte a Proiectului Manhattan . Superiorul lor în acest moment era Glenn Seaborg ; cererea de brevet „ Procedeul de extracție cu solvent pentru plutoniu a fost depusă în 1974 [  1] , fosfatul de tributil este menționat acolo ca reactiv principal care realizează partea principală a reacției chimice [ 2] .

Dizolvare în acid azotic

După dizolvarea elementelor combustibile în acid azotic , soluția inițială, în funcție de adâncimea de ardere a combustibilului , conține 250–300 g/l U , până la 3 g/l Pu și până la 100 mg/l Np . Soluția inițială este filtrată și trimisă în stadiul de pregătire pentru extracție .

Extragere

Pregătire

În această etapă, iodul molecular (I 2 ) este îndepărtat din soluție, iar Pu este transferat în principal în starea de Pu +4 pentru a asigura separarea normală a elementelor în timpul procesului de extracție.

Primul ciclu de extracție

În timpul primei extracție (soluție 30% de TBP în kerosen ), sunt extrase în faza organică U, Pu, Np, actinide Am , Cm și o serie de elemente de fragment ( REE , Ru , Zr , Nb etc.) . Pentru a crește coeficientul de purificare a uraniului și plutoniului din impurități, faza organică este spălată cu soluții de acid azotic și azotat de amoniu : în acest caz, U și Pu rămân în faza organică, iar o parte semnificativă a elementelor de fragmentare trece în rafinatul.

Reextracție

În procesul de reextracție, U și Pu sunt separate. Aparatul de separare este format din două zone: o zonă de separare și o zonă pentru spălarea plutoniului din uraniul captat. Sărurile de fier (II) sau uraniu (IV) sunt utilizate ca agent reducător în stripare. Reextractul rezultat de Pu +3 conține o cantitate semnificativă de uraniu. Spălarea reextractului se efectuează în a doua zonă a aparatului cu un flux de extractant proaspăt (consumul acestuia este de până la 20% din volumul total al fazei organice). Ca urmare, concentrația reziduală de U în reextractul de plutoniu nu depășește de obicei 10-20 mg/L.

Al doilea ciclu de extracție

Sarcina celui de-al doilea (și în unele scheme, al treilea) ciclu de extracție este purificarea ulterioară a U din produsele de fisiune și plutoniul rezidual (până la 10 mg Pu per 1 kg U). Modul celui de-al doilea ciclu de extracție - spălare - reextracție a plutoniului este similar cu modul primului ciclu. În cursul reextracției, U este purificat suplimentar din elemente de fragmentare, Np și urme de plutoniu. În funcție de schema de procesare specifică, este posibil să se reextragă mai întâi uraniul, apoi elementele de fragmentare și invers. O soluție de azotat de uranil după al doilea ciclu de extracție, care conține 80 g/l de uraniu, este trimisă pentru evaporare și denitrare pentru a obține ulterior dioxid de uraniu .

Rafinare

După separarea plutoniului de masa principală de uraniu în primul ciclu de extracție, purificarea sa ulterioară se efectuează în etapa de rafinare . În urma rafinării , se obține o soluție concentrată de plutoniu (până la 100 g/l), din care se obține ulterior dioxid de plutoniu pur .

Evaporare

Denitration

Informații generale

Neptuniul cu aceste scheme de procesare este concentrat în două fluxuri (cu uraniu și plutoniu) și este separat în continuare în etapa de rafinare.

Valorile medii ale factorilor de purificare pentru uraniu, plutoniu și neptuniu
Operațiuni Ru + Rh Zr + Nb REE Cs Coeff. purificare prin
activitatea γ totală
U 9⋅10 7 6,5⋅10 6 2⋅10 8 5⋅10 8 7,5⋅10 7
Pu 10 8 6.2⋅10 6 10 10 5⋅10 10 10 8
Np - - - - 10 9

Cu o adâncime de ardere a combustibilului de până la 30 MW zi/kg și un timp de răcire de 2-3 ani, activitatea soluției apoase inițiale care intră în primul ciclu de extracție este de 100-250 Ci /l. În timpul unui ciclu de extracție, faza organică primește o doză de iradiere de ~10³ Gy și în ea apare o cantitate vizibilă de produse de radioliză (până la 150 mg/l DBP etc.). Pentru ca eficiența procesării de extracție să nu se deterioreze, faza organică este spălată cu o soluție de alcali sau de sodă (soluție 20% Na 2 CO 3 ).

Note

  1. Anderson, Herbert H. și Asprey, Larned B. & Asprey, Larned B., „Solvent extraction process for plutonium”, brevet SUA 2924506 , emis în 1960-02-09
  2. P. Gary Eller, Bob Penneman, Bob Ryan. Chimistul pionier al actinidelor Larned Asprey a murit . Actinide Research Quarterly 13–17. Laboratorul Național Los Alamos (2005). Arhivat din original la 1 februarie 2014.

Link -uri