PUREX ( извлечение плутония и урана ) - это химический метод, используемый для очистки топлива ядерных реакторов или ядерного оружия . [1] PUREX - это фактический стандартный водный метод ядерной переработки для извлечения урана и плутония из отработанного ядерного топлива ( отработавшего ядерного топлива или облученного ядерного топлива). Он основан на ионообменной экстракции жидкость – жидкость . [2]
PUREX применяются для отработанного ядерного топлива , который состоит в основном из очень высокого атомного веса ( актиноидов или «актинидов») элементы (например , уран , плутоний , америций ) вместе с меньшими количествами материала , состоящие из более легких атомов, в частности, продукты деления , производимых работа реактора.
Актиноидные элементы в этом случае состоят в основном из неизрасходованных остатков исходного топлива (обычно U-235 , U-238 и / или Pu-239 ).
Химический процесс [ править ]
Топлива сначала растворяют в азотной кислоте с концентрацией около 7 М . Твердые вещества удаляются фильтрацией, чтобы избежать образования эмульсий , называемых третьими фазами в сообществе экстракции растворителем.
Органический растворитель состоит из 30% трибутилфосфата (ТБФ) в углеводороде , такие как керосин . Ионы урана извлекаются в виде комплексов UO 2 (NO 3 ) 2 · 2TBP; плутоний извлекается в виде подобных комплексов . Более тяжелые актиниды, прежде всего америций и кюрий , и продукты деления остаются в водной фазе. Охарактеризована природа комплексов нитрата уранила с триалкилфосфатами. [3]
Плутоний отделяется от урана путем обработки раствора керосина восстановителями для преобразования плутония в его степень окисления +3, которая переходит в водную фазу. Типичные восстанавливающие агенты включают N, N-диэтил - гидроксиламин , железа сульфамата и гидразин . Затем уран отделяется от раствора керосина путем обратной экстракции азотной кислотой с концентрацией около 0,2 М. [4]
Рафинат PUREX [ править ]
Термин « рафинат PUREX» описывает смесь металлов в азотной кислоте, которые остаются после удаления урана и плутония с помощью процесса PUREX из щелока растворения ядерного топлива . Эту смесь часто называют высокоактивными ядерными отходами .
Существуют два рафината PUREX. Самый высокоактивный рафинат из первого цикла - это рафинат PUREX. Другое из средне-активного цикла , в котором уран и плутоний рафинированного второго экстракции с трибутилфосфатом .
Темно-синий - это объемные ионы, голубой - продукты деления (группа I - Rb / Cs) (группа II - Sr / Ba) (группа III - это Y и лантаноиды ), оранжевый - продукты коррозии (из труб из нержавеющей стали) , зеленый - основные актиниды, фиолетовый - второстепенные актиниды, а пурпурный - нейтронный яд )
В настоящее время рафинат PUREX хранится в резервуарах из нержавеющей стали перед превращением в стекло . Рафинат PUREX первого цикла очень радиоактивен . Он имеет почти все продукты деления , коррозии продуктов , таких как железо / никель , следы урана, плутония и минорных актиноидов .
Загрязнение [ править ]
Завод PUREX на объекте в Хэнфорде производил «большие объемы жидких отходов», что привело к радиоактивному загрязнению грунтовых вод. [5]
Измерения Гринпис в Ла-Хаге и Селлафилде показали, что радиоактивные загрязнители постоянно выбрасываются в море и воздух. Поэтому люди, живущие рядом с этими перерабатывающими предприятиями, подвергаются более высоким уровням радиации, чем естественный фоновый радиационный фон . Это дополнительное излучение невелико, но, по мнению Гринпис, им нельзя пренебречь. [6]
История [ править ]
Процесс PUREX был изобретен Herbert H. Андерсоном и Larned B. Asprey в металлургической лаборатории в Университете Чикаго , в рамках Манхэттенского проекта под Сиборгом ; в их патенте «Процесс экстракции плутония растворителем», поданном в 1947 году [7], упоминается трибутилфосфат как основной реагент, который выполняет большую часть химической экстракции. [8]
Список сайтов ядерной переработки [ править ]
- COGEMA La Hague сайт
- Маяк
- Завод термической переработки оксидов и B205 в Селлафилде
- Токай, Ибараки
- Завод по переработке West Valley
- Сайт реки Саванна
- Хэнфорд сайт
- Химический завод Айдахо, (ныне Национальная лаборатория Айдахо )
- Центр развития радиохимической инженерии, Национальная лаборатория Ок-Ридж
См. Также [ править ]
- Ядерный топливный цикл
- Ядерный реактор-размножитель
- Контейнер для перевозки отработавшего ядерного топлива
- Объявлено о Глобальном партнерстве в области ядерной энергии Февраль 2006 г.
Ссылки и примечания [ править ]
- ^ Грегори Чоппин; Ян-Олов Лильензин ; Ян Ридберг (2002). Радиохимия и ядерная химия, третье издание . п. 610. ISBN 978-0-7506-7463-8.
- ^ Пайва, AP; Малик, П. (2004). «Последние достижения в области химии экстракции растворителем применительно к переработке отработанного ядерного топлива и радиоактивных отходов». Журнал радиоаналитической и ядерной химии . 261 (2): 485–496. DOI : 10,1023 / Б: JRNC.0000034890.23325.b5 .CS1 maint: использует параметр авторов ( ссылка )
- ^ JH Бернс (1983). «Комплексы иона уранила с экстракцией растворителем. 2. Кристаллическая и молекулярная структура катена-бис (μ-ди-н-бутилфосфато-O, O ') диоксурана (VI) и бис (μ-ди- н-бутилфосфато-O, O ') бис [(нитрато) (три-н-бутилфосфиноксид) диоксуран (VI)] ". Неорганическая химия . 22 (8): 1174–1178. DOI : 10.1021 / ic00150a006 .
- ^ Гринвуд, Норман Н .; Эрншоу, Алан (1997). Химия элементов (2-е изд.). Баттерворт-Хайнеманн . п. 1261. ISBN 978-0-08-037941-8.
- Перейти ↑ Gerber, MS (февраль 2001 г.). "История производства защиты Хэнфордского участка (краткая информация)" (PDF) . Флуор Хэнфорд / Министерство энергетики США . Проверено 1 октября 2009 .
- ^ «Гринпис на Гааге (немецкая версия)» . Проверено 30 апреля 2016 .
- ^ Патент США 2924506 , Андерсон, Герберт Х. и Эспри, Larned Б. & Эспри, Larned Б., «Процесс экстракции растворителем для плутония», выданном 1960-02-09
- ^ П. Гэри Эллер; Боб Пеннеман и Боб Райан (2005). "Пионерский химик актинидов Ларнед Эспри умирает" (PDF) . Ежеквартальное исследование актинидов . Лос-Аламосская национальная лаборатория. С. 13–17. Архивировано из оригинального (PDF) 01.02.2014.
Дальнейшее чтение [ править ]
- Агентство по ядерной энергии ОЭСР, Экономика ядерного топливного цикла, Париж, 1994 г.
- И. Хенсинг и В. Шульц, Экономическое сравнение вариантов ядерного топливного цикла, Energiewirtschaftlichen Instituts, Кельн, 1995.
- Cogema, Reprocessing-Recycling: the Industrial Stakes, презентация Konrad-Adenauer-Stiftung, Бонн, 9 мая 1995 г.
- Агентство по ядерной энергии ОЭСР, Плутониевое топливо: оценка, Париж, 1989.
- Национальный исследовательский совет, «Ядерные отходы: технологии разделения и трансмутации», National Academy Press, Вашингтон, округ Колумбия, 1996 г.
Внешние ссылки [ править ]
- Обработка отработанного ядерного топлива , Всемирная ядерная ассоциация
- Реакторный плутоний и разработка ядерного оружия , Аналитический центр по нераспространению
- Процесс PUREX, Европейское ядерное общество
- Смешанное оксидное топливо (МОКС) - Всемирная ядерная ассоциация
- Варианты утилизации излишков оружейного плутония - Отчет исследовательской службы Конгресса для Конгресса
- Краткая история переработки топлива