ПУРЭКС

ПУРЕКС ( восстановительная экстракция плутония и урана ) представляет собой химический метод, используемый для очистки топлива для ядерных реакторов или ядерного оружия . ^[7] ПУРЕКС — это де-факто стандартный метод водной ядерной переработки для извлечения урана и плутония из отработанного ядерного топлива ( отработанного ядерного топлива или облученного ядерного топлива). Он основан на экстракции жидкость-жидкость ионообменной . ^[8]

ПУРЕКС применяется к отработанному ядерному топливу , которое состоит в основном из с очень большим атомным весом ( актиноидов или «актинидов») элементов (например, урана , плутония , америция ), а также небольших количеств материала, состоящего из более легких атомов, особенно продуктов деления , образующихся 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

Структура уранилнитратного комплекса, экстрагируемого в ПУРЕКС. ^[9]

Топливо сначала растворяют в азотной кислоте в концентрации около М. 7 Твердые вещества удаляются фильтрацией, чтобы избежать образования эмульсий , называемых третьими фазами в области экстракции растворителями.

Органический растворитель состоит из 30% трибутилфосфата (ТБФ) в углеводороде, таком как керосин . Уранил(VI) UO ²⁺
_{Ионы 2} экстрагируются в органическую фазу в виде комплексов UO ₂ (NO ₃ ) ₂ ·2ТБФ; плутоний извлекается в виде подобных комплексов . Более тяжелые актиниды, в первую очередь америций и кюрий , и продукты деления остаются в водной фазе. Охарактеризована природа комплексов уранилнитрата с триалкилфосфатами. ^[10]

Плутоний отделяют от урана путем обработки раствора ТБФ-керосина восстановителями для перевода плутония в степень окисления +3, которая перейдет в водную фазу. Типичные восстановители включают N,N- диэтилгидроксиламин , железа сульфамат и гидразин . Затем уран отделяют от раствора керосина путем обратной экстракции азотной кислотой в концентрации около 0,2 М. ^[11]

ПУРЕКС рафинат

Термин PUREX» «рафинат описывает смесь металлов в азотной кислоте , которая остается после урана и плутония удаления с помощью процесса PUREX из жидкости растворения ядерного топлива . Эту смесь часто называют высокоактивными ядерными отходами .

Существует два рафината PUREX. Наиболее активным рафинатом первого цикла является тот, который чаще всего известен как рафинат PUREX. Другой — из среднеактивного цикла, в котором уран и плутоний очищаются путем экстракции трибутилфосфатом второй .

Темно-синий — объемные ионы, голубой — продукты деления (группа I — Rb/Cs) (группа II — Sr/Ba) (группа III — Y и лантаноиды ), оранжевый — продукты коррозии (трубопроводов из нержавеющей стали) Зелёный — основные актиниды, фиолетовый — второстепенные актиниды , пурпурный — нейтронный яд .)

хранится в из нержавеющей стали резервуарах В настоящее время рафинат PUREX перед переработкой в стекло . Рафинат ПУРЕКС первого цикла очень радиоактивен . Он содержит почти все продукты деления , продукты коррозии, такие как железо / никель , следы урана, плутония и второстепенных актинидов .

Загрязнение

Завод PUREX на площадке в Хэнфорде был ответственен за производство «больших объемов жидких отходов», что привело к радиоактивному загрязнению грунтовых вод. ^[12]

Измерения Гринпис в Ла-Гаге и Селлафилде показали, что радиоактивные загрязнители постоянно выбрасываются в море и воздух. Таким образом, люди, живущие рядом с этими перерабатывающими заводами, подвергаются более высокому уровню радиации, чем естественный фоновый уровень радиации . По данным Гринпис , эта дополнительная радиация невелика, но не пренебрежимо мала. ^[13]

История

Процесс PUREX был изобретен Гербертом Х. Андерсоном и Ларнедом Б. Эспри в Металлургической лаборатории в Чикагского университета рамках Манхэттенского проекта под руководством Гленна Т. Сиборга ; их патент «Процесс экстракции плутония растворителем», поданный в 1947 году, ^[14] упоминает трибутилфосфат как основной реагент, на который осуществляется основная часть химической экстракции. ^[15]

Список объектов ядерной переработки

Сайт COGEMA в Гааге
Mayak
Завод по термической переработке оксидов и B205 в Селлафилде
Токай, Ибараки
Завод по переработке Вест-Вэлли
Саванна Ривер Сайт
Хэнфордский сайт
Завод химической переработки Айдахо (ныне Национальная лаборатория Айдахо )
Центр развития радиохимической инженерии, Национальная лаборатория Окриджа

См. также

Ссылки и примечания

^ Гринвуд, стр. 1255, 1261.
^ «Перерабатывающие заводы по всему миру» . Европейское ядерное общество . Архивировано из оригинала 22 июня 2015 года . Проверено 29 июля 2008 г.
^ Оценка характеристик устойчивости к распространению топлива легководных реакторов с возможностью переработки в США.
^ Стоит ли переработка в США риска? , Стив Феттер и Фрэнк Н. фон Хиппель, Arms Control Today, 1 сентября 2005 г.
^ LC Уолтерс (18 сентября 1998 г.). «Тридцать лет информации о топливе и материалах от EBR-II» . Журнал ядерных материалов . 270 (1): 39–48. Бибкод : 1999JNuM..270...39W . дои : 10.1016/S0022-3115(98)00760-0 .
^ [1] ПУРЕКС и ПИРО — это не одно и то же, Ханнум, Марш, Стэнфорд.
^ Грегори Чоппин; Ян-Олов Лильензин ; Ян Ридберг (2002). Радиохимия и ядерная химия, третье издание . п. 610. ИСБН 978-0-7506-7463-8 .
^ Пайва, АП; Малик, П. (2004). «Последние достижения в области химии экстракции растворителями применительно к переработке отработанного ядерного топлива и радиоактивных отходов». Журнал радиоаналитической и ядерной химии . 261 (2): 485–496. дои : 10.1023/B:JRNC.0000034890.23325.b5 . S2CID 94173845 .
^ Бернс, Дж. Х.; Браун, генеральный менеджер; Райан, Р.Р. (1985). «Структура динитрадиоксобис(триизобутилфосфат)урана(VI) при 139 К». Acta Crystallographica Раздел C. Связь с кристаллической структурой . 41 (10): 1446–1448. Бибкод : 1985AcCrC..41.1446B . дои : 10.1107/S0108270185008125 .
^ Дж. Х. Бернс (1983). «Растворительно-экстрагирующие комплексы уранил-иона. 2. Кристаллические и молекулярные структуры катена-бис(мю-ди-н-бутилфосфато-О,О')диоксоурана(VI) и бис(мю-ди- н-бутилфосфато-О,О')бис[(нитрато)(три-н-бутилфосфиноксид)диоксоуран(VI)]". Неорганическая химия . 22 (8): 1174–1178. дои : 10.1021/ic00150a006 .
^ Гринвуд, Норман Н .; Эрншоу, Алан (1997). Химия элементов (2-е изд.). Баттерворт-Хайнеманн . п. 1261. ИСБН 978-0-08-037941-8 .
^ Гербер, MS (февраль 2001 г.). «История производства защиты объектов в Хэнфорде (кратко)» (PDF) . Флуор Хэнфорд / Министерство энергетики США . Проверено 1 октября 2009 г.
^ «Гринпис в Гааге (немецкая версия)» . Проверено 30 апреля 2016 г.
^ Патент США 2924506 , Андерсон, Герберт Х. и Эспри, Ларнед Б. и Аспри, Ларнед Б., «Процесс экстракции плутония растворителем», выдан 9 февраля 1960 г.
^ П. Гэри Эллер; Боб Пеннеман и Боб Райан (2005). «Умер первый химик-актинид Ларнед Эспри» (PDF) . Ежеквартальный журнал исследований актинидов . Лос-Аламосская национальная лаборатория. стр. 13–17. Архивировано из оригинала (PDF) 1 февраля 2014 г.

Дальнейшее чтение

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.
Когема, Переработка-переработка: промышленные ставки, презентация Фонду Конрада Аденауэра, 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.

Внешние ссылки

Переработка отработанного ядерного топлива. Архивировано 4 февраля 2007 г. в Wayback Machine , Всемирная ядерная ассоциация.
Реакторный плутоний и создание ядерного оружия , Аналитический центр по нераспространению
Процесс PUEX, Европейское ядерное общество
Смешанное оксидное топливо (МОХ). Архивировано 1 марта 2013 г. в Wayback Machine - Всемирная ядерная ассоциация.
Варианты утилизации излишков оружейного плутония – отчет Исследовательской службы Конгресса для Конгресса
Краткая история переработки топлива

[1] Гринвуд, стр. 1255, 1261.

[EuroNuclear-2] «Перерабатывающие заводы по всему миру» . Европейское ядерное общество . Архивировано из оригинала 22 июня 2015 года . Проверено 29 июля 2008 г.

[3] Оценка характеристик устойчивости к распространению топлива легководных реакторов с возможностью переработки в США.

[4] Стоит ли переработка в США риска? , Стив Феттер и Фрэнк Н. фон Хиппель, Arms Control Today, 1 сентября 2005 г.

[5] LC Уолтерс (18 сентября 1998 г.). «Тридцать лет информации о топливе и материалах от EBR-II» . Журнал ядерных материалов . 270 (1): 39–48. Бибкод : 1999JNuM..270...39W . дои : 10.1016/S0022-3115(98)00760-0 .

[6] [1] ПУРЕКС и ПИРО — это не одно и то же, Ханнум, Марш, Стэнфорд.

[7] Грегори Чоппин; Ян-Олов Лильензин ; Ян Ридберг (2002). Радиохимия и ядерная химия, третье издание . п. 610. ИСБН 978-0-7506-7463-8 .

[8] Пайва, АП; Малик, П. (2004). «Последние достижения в области химии экстракции растворителями применительно к переработке отработанного ядерного топлива и радиоактивных отходов». Журнал радиоаналитической и ядерной химии . 261 (2): 485–496. дои : 10.1023/B:JRNC.0000034890.23325.b5 . S2CID 94173845 .

[9] Бернс, Дж. Х.; Браун, генеральный менеджер; Райан, Р.Р. (1985). «Структура динитрадиоксобис(триизобутилфосфат)урана(VI) при 139 К». Acta Crystallographica Раздел C. Связь с кристаллической структурой . 41 (10): 1446–1448. Бибкод : 1985AcCrC..41.1446B . дои : 10.1107/S0108270185008125 .

[10] Дж. Х. Бернс (1983). «Растворительно-экстрагирующие комплексы уранил-иона. 2. Кристаллические и молекулярные структуры катена-бис(мю-ди-н-бутилфосфато-О,О')диоксоурана(VI) и бис(мю-ди- н-бутилфосфато-О,О')бис[(нитрато)(три-н-бутилфосфиноксид)диоксоуран(VI)]". Неорганическая химия . 22 (8): 1174–1178. дои : 10.1021/ic00150a006 .

[11] Гринвуд, Норман Н .; Эрншоу, Алан (1997). Химия элементов (2-е изд.). Баттерворт-Хайнеманн . п. 1261. ИСБН 978-0-08-037941-8 .

[Gerber2001-12] Гербер, MS (февраль 2001 г.). «История производства защиты объектов в Хэнфорде (кратко)» (PDF) . Флуор Хэнфорд / Министерство энергетики США . Проверено 1 октября 2009 г.

[13] «Гринпис в Гааге (немецкая версия)» . Проверено 30 апреля 2016 г.

[14] Патент США 2924506 , Андерсон, Герберт Х. и Эспри, Ларнед Б. и Аспри, Ларнед Б., «Процесс экстракции плутония растворителем», выдан 9 февраля 1960 г.

[15] П. Гэри Эллер; Боб Пеннеман и Боб Райан (2005). «Умер первый химик-актинид Ларнед Эспри» (PDF) . Ежеквартальный журнал исследований актинидов . Лос-Аламосская национальная лаборатория. стр. 13–17. Архивировано из оригинала (PDF) 1 февраля 2014 г.

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]

[7]

[8]

[9]

[10]

[11]

[12]

[13]

[14]

[15]