Purex proces

Den aktuelle version af siden er endnu ikke blevet gennemgået af erfarne bidragydere og kan afvige væsentligt fra den version , der blev gennemgået den 28. maj 2021; verifikation kræver 1 redigering .

Purex-processen (fra det engelske  P lutonium- U ranium Recovery by EX traction , PUREX  -regenerering af uran og plutonium gennem ekstraktion) er en teknologisk proces til behandling af bestrålet nukleart brændsel .

Historie

Purex-processen blev opdaget af kemikerne Herbert Anderson og Larned Brown Asprey ved Metallurgical Laboratory ved University of Chicago som en del af Manhattan Project . Deres overordnede på dette tidspunkt var Glenn Seaborg ; patentansøgning " Solvent Extraction Process for Plutonium " blev indleveret i 1974 [  1] , tributylphosphat er nævnt der som det vigtigste reagens, der udfører hovedparten af ​​den kemiske reaktion [ 2] .

Opløsning i salpetersyre

Efter opløsning af brændselselementer i salpetersyre indeholder den indledende opløsning, afhængigt af brændstofforbrændingsdybden , 250-300 g/l U , op til 3 g/l Pu og op til 100 mg/l Np . Den indledende opløsning filtreres og sendes til forberedelsesstadiet til ekstraktion .

Udtrækning

Forberedelse

På dette trin fjernes molekylært iod (I 2 ) fra opløsningen, og Pu overføres hovedsageligt til tilstanden Pu +4 for at sikre den normale adskillelse af elementerne under ekstraktionsprocessen.

Første ekstraktionscyklus

Under den første ekstraktion (30 % opløsning af TBP i petroleum ) ekstraheres U, Pu, Np, actinider Am , Cm og et antal fragmentelementer ( REE , Ru , Zr , Nb , etc.) ind i den organiske fase . For at øge rensningskoefficienten for uran og plutonium fra urenheder vaskes den organiske fase med opløsninger af salpetersyre og ammoniumnitrat : i dette tilfælde forbliver U og Pu i den organiske fase, og en betydelig del af fragmenteringselementerne passerer ind i raffinatet.

Genekstraktion

I processen med genekstraktion adskilles U og Pu. Separationsapparatet består af to zoner: en separationszone og en zone til hvidvaskning af plutonium fra opfanget uran. Salte af jern (II) eller uran (IV) bruges som reduktionsmiddel ved stripning. Den resulterende genekstrakt af Pu +3 indeholder en betydelig mængde uran. Vask af re-ekstrakten udføres i den anden zone af apparatet med en strøm af frisk ekstraktionsmiddel (dets forbrug er op til 20% af det samlede volumen af ​​den organiske fase). Som følge heraf overstiger restkoncentrationen af ​​U i plutonium-reekstrakten normalt ikke 10-20 mg/L.

Anden ekstraktionscyklus

Opgaven for den anden (og i nogle skemaer, den tredje) ekstraktionscyklus er den yderligere oprensning af U fra fissionsprodukter og resterende plutonium (op til 10 mg Pu pr. 1 kg U). Tilstanden for den anden ekstraktionscyklus - vask - genekstraktion af plutonium svarer til tilstanden for den første cyklus. I løbet af genekstraktion renses U yderligere fra fragmenteringselementer, Np og spor af plutonium. Afhængigt af den specifikke behandlingsplan er det muligt at genudtrække først uran og derefter fragmenteringselementer og omvendt. En opløsning af uranylnitrat efter den anden ekstraktionscyklus, indeholdende 80 g/l uran, sendes til fordampning og denitrering for efterfølgende at opnå urandioxid .

Forfining

Efter at have adskilt plutonium fra hovedmassen af ​​uran i den første ekstraktionscyklus, udføres dets yderligere rensning på raffineringsstadiet . Som et resultat af raffinering opnås en koncentreret plutoniumopløsning (op til 100 g/l), hvorfra der efterfølgende opnås ren plutoniumdioxid .

Fordampning

Denitration

Generel information

Neptunium med disse forarbejdningssystemer koncentreres i to strømme (med uran og plutonium) og adskilles yderligere i raffineringsstadiet.

Gennemsnitsværdier for rensningsfaktorer for uran, plutonium og neptunium
Operationer Ru + Rh Zr + Nb REE Cs Coeff. oprensning ved
total y-aktivitet
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

Med en brændstofforbrændingsdybde på op til 30 MW dag/kg og en afkølingstid på 2-3 år er aktiviteten af ​​den initiale vandige opløsning, der går ind i den første ekstraktionscyklus, 100-250 Ci /l. I løbet af en ekstraktionscyklus modtager den organiske fase en bestrålingsdosis på ~10³ Gy , og en mærkbar mængde radiolyseprodukter vises i den (op til 150 mg/l DBP , osv.). For at effektiviteten af ​​ekstraktionsbehandlingen ikke forringes, vaskes den organiske fase med en alkali- eller sodaopløsning (20% Na2CO3 - opløsning ) .

Noter

  1. Anderson, Herbert H. og Asprey, Larned B. & Asprey, Larned B., "Solvent extraction process for plutonium", US patent 2924506 , udstedt 1960-02-09
  2. P. Gary Eller, Bob Penneman, Bob Ryan. Pioneer aktinide kemiker Larned Asprey dør . The Actinide Research Quarterly 13.– 17. Los Alamos National Laboratory (2005). Arkiveret fra originalen den 1. februar 2014.

Links