Пьюрекс-процесс

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
(перенаправлено с «PUREX»)
Перейти к навигации Перейти к поиску

Пьюрекс-процесс[1], пурекс-проце́сс[2] (от англ. Plutonium-Uranium Recovery by Extraction, PUREX, «регенерация урана и плутония посредством экстракции»; в отечественной литературе обычно водно-экстракционная или экстракционно-сорбционная технология на основе трибутилфосфата[3][4]) — технологический процесс переработки отработавшего ядерного топлива.

Упрощённая схема пьюрекс-процесса

История

[править | править код]

Пьюрекс-процесс был открыт химиками Хербертом Андерсоном[англ.] и Ларнедом Брауном Аспри в Металлургической лаборатории Чикагского университета в рамках Манхэттенского проекта. Их начальником в это время был Гленн Сиборг; заявка на патент «Процесс извлечения плутония посредством растворителя» (англ. Solvent Extraction Process for Plutonium) была подана в 1947 году[5], трибутилфосфат там упоминается как основной реагент, который выполняет основную часть химической реакции[6].

Исследуя способы выделения урана методом экстракции с 1950 г., советский химик С.М. Карпачёва совместно со своим германским коллегой Максом Фольмером предложила использовать трибутилфосфат (ТБФ) для экстракции урана и плутония без добавок минеральных солей, из-за которых увеличивался объем отходов, а потом и применять синтин в качестве разбавителя. В 1955 году С. М. Карпачева с коллегами подготовили заявку на патент разработанной схемы применения ТБФ с синтином. Работы Карпачёвой положили начало внедрению ТБФ в советскую атомную промышленность[7].

Растворение в азотной кислоте

[править | править код]

После растворения ТВЭЛов в азотной кислоте исходный раствор, в зависимости от глубины выгорания топлива, содержит 250—300 г/л U, до 3 г/л Pu и до 100 мг/л Np. Исходный раствор фильтруют и направляют на стадию подготовки к экстракции.

Экстракция

[править | править код]

Подготовка

[править | править код]

На этой стадии из раствора отдувают молекулярный йод (I2), а Pu переводят, в основном, в состояние Pu+4 для обеспечения нормального разделения элементов в процессе экстракции.

Первый экстракционный цикл

[править | править код]

В течение первой экстракции (30 % раствор ТБФ в керосине) в органическую фазу извлекаются U, Pu, Np, актиниды Am, Cm и ряд осколочных элементов (РЗЭ, Ru, Zr, Nb и др.). Для повышения коэффициента очистки урана и плутония от примесей органическую фазу промывают растворами азотной кислоты и нитрата аммония: при этом U и Pu остаются в органической фазе, а значительная часть осколочных элементов переходит в рафинат.

Реэкстракция

[править | править код]

В процессе реэкстракции происходит разделение U и Pu. Аппарат для разделения состоит из двух зон: зоны разделения и зоны отмывания плутония от захваченного урана. В качестве восстановителя при реэкстракции используют соли железа(II) или урана(IV); в качестве перспективного восстановителя также были предложены гидразин, N,N-диэтилгидроксиламин[8] и N,N-диметилгидроксиламин[9]. Полученный реэкстракт Pu+3 содержит значительное количество урана. Отмывка реэкстракта проводится во второй зоне аппарата потоком свежего экстрагента (расход его составляет до 20 % от общего объёма органической фазы). В результате остаточная концентрация U в плутониевом реэкстракте обычно не превышает 10-20 мг/л.

Второй экстракционный цикл

[править | править код]

Задачей второго (а в некоторых схемах и третьего) цикла экстракции является дальнейшая очистка U от продуктов деления и от остаточного плутония (до 10 мг Pu на 1 кг U). Режим второго цикла экстракции — промывки — реэкстракции плутония аналогичен режиму первого цикла. В ходе реэкстракции U дополнительно очищается от осколочных элементов, Np, и следов плутония. В зависимости от конкретной схемы переработки возможна реэкстракция сначала урана, а потом осколочных элементов, и наоборот. Раствор нитрата уранила после второго цикла экстракции, содержащий 80 г/л урана, направляют на упаривание и денитрацию с целью последующего получения диоксида урана.

Аффинаж

[править | править код]

После отделения плутония от основной массы урана в первом цикле экстракции, дальнейшая очистка его осуществляется на стадии аффинажа. В результате аффинажной очистки плутония получают его концентрированный раствор (до 100 г/л), из которого в дальнейшем получают чистый диоксид плутония.

Общие сведения

[править | править код]

Нептуний при данных схемах переработки концентрируется в двух потоках (с ураном и плутонием) и в дальнейшем отделяется на стадии аффинажа.

Средние значения коэффициентов очистки урана, плутония и нептуния
Операции Ru+Rh Zr+Nb РЗЭ Cs Коэфф. очистки по
суммарной γ-активности
U 9⋅107 6,5⋅106 2⋅108 5⋅108 7,5⋅107
Pu 108 6,2⋅106 1010 5⋅1010 108
Np - - - - 109

При глубине выгорания топлива до 30 МВт·сут/кг и сроках охлаждения 2—3 года, активность исходного водного раствора, поступающего на первый цикл экстракции, составляет 100—250 Ки/л. За один цикл экстракции органическая фаза получает дозу облучения порядка 103 Гр, при этом в ней появляется заметное количество продуктов радиолиза (до 150 мг/л дибутилфосфата и др.). Чтобы эффективность экстракционной переработки не ухудшалась, органическую фазу промывают раствором щёлочи или соды (20 % раствор Na2CO3).

Примечания

[править | править код]
  1. ↑ Синев Н. М., Батуров Б. Б. Экономика атомной энергетики. — 1984 — Электронная библиотека «История Росатома». Дата обращения: 25 декабря 2022. Архивировано 25 декабря 2022 года.
  2. ↑ Атомная энергия. Том 63, вып. 1. — 1987 — Электронная библиотека «История Росатома». Дата обращения: 25 декабря 2022. Архивировано 25 декабря 2022 года.
  3. ↑ История советского атомного проекта (40-е — 50-е годы): междунар. симп.; Дубна, 1996. Труды. Т. 2. — 1999 — Электронная библиотека «История Росатома». Дата обращения: 25 декабря 2022. Архивировано 25 декабря 2022 года.
  4. ↑ Атомная энергия. Том 41, вып. 6. — 1976 — Электронная библиотека «История Росатома». Дата обращения: 25 декабря 2022. Архивировано 25 декабря 2022 года.
  5. ↑ Anderson, Herbert H. and Asprey, Larned B. & Asprey, Larned B., "Solvent extraction process for plutonium", US patent 2924506, issued 1960-02-09
  6. ↑ P. Gary Eller, Bob Penneman, Bob Ryan. Pioneer actinide chemist Larned Asprey dies. The Actinide Research Quarterly 13—17. Los Alamos National Laboratory (2005). Архивировано 1 февраля 2014 года.
  7. ↑ Карпачева Сусанна Михайловна / Персоналии // Эволюция отрасли /// История Росатома. Эволюция отрасли /// История Росатома. Дата обращения: 29 февраля 2024. Архивировано 29 февраля 2024 года.
  8. ↑ Anyun Zhang, Jingxin Hu, Xianye Zhang, Fangding Wang. Hydroxylamine derivative in the Purex Process // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. — 2002. — Т. 253, вып. 1. — С. 107–113. — doi:10.1023/A:1015872703102.
  9. ↑ Jinping Liu, Hui He, Hongbin Tang, Yanxin Chen. The application of N,N-dimethylhydroxylamine as reductant for the separation of plutonium from uranium (англ.) // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry. — 2011-05. — Vol. 288, iss. 2. — P. 351–356. — ISSN 0236-5731. — doi:10.1007/s10967-010-0917-6.

Ссылки

[править | править код]
Источник — https://ru.wikipedia.org/w/index.php?title=Пьюрекс-процесс&oldid=139708124