Пьюрекс-процесс (H,Zjytv-hjkeyvv)

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.

История

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

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

Подготовка

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

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

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

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

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

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

↑ Синев Н. М., Батуров Б. Б. Экономика атомной энергетики. — 1984 — Электронная библиотека «История Росатома» (неопр.). Дата обращения: 25 декабря 2022. Архивировано 25 декабря 2022 года.
↑ Атомная энергия. Том 63, вып. 1. — 1987 — Электронная библиотека «История Росатома» (неопр.). Дата обращения: 25 декабря 2022. Архивировано 25 декабря 2022 года.
↑ История советского атомного проекта (40-е — 50-е годы): междунар. симп.; Дубна, 1996. Труды. Т. 2. — 1999 — Электронная библиотека «История Росатома» (неопр.). Дата обращения: 25 декабря 2022. Архивировано 25 декабря 2022 года.
↑ Атомная энергия. Том 41, вып. 6. — 1976 — Электронная библиотека «История Росатома» (неопр.). Дата обращения: 25 декабря 2022. Архивировано 25 декабря 2022 года.
↑ Anderson, Herbert H. and Asprey, Larned B. & Asprey, Larned B., "Solvent extraction process for plutonium", US patent 2924506, issued 1960-02-09
↑ P. Gary Eller, Bob Penneman, Bob Ryan. Pioneer actinide chemist Larned Asprey dies (неопр.). The Actinide Research Quarterly 13—17. Los Alamos National Laboratory (2005). Архивировано 1 февраля 2014 года.
↑ Карпачева Сусанна Михайловна / Персоналии // Эволюция отрасли /// История Росатома (рус.). Эволюция отрасли /// История Росатома. Дата обращения: 29 февраля 2024. Архивировано 29 февраля 2024 года.
↑ 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.
↑ 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

[1] Синев Н. М., Батуров Б. Б. Экономика атомной энергетики. — 1984 — Электронная библиотека «История Росатома» (неопр.). Дата обращения: 25 декабря 2022. Архивировано 25 декабря 2022 года.

[2] Атомная энергия. Том 63, вып. 1. — 1987 — Электронная библиотека «История Росатома» (неопр.). 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» (неопр.). Дата обращения: 25 декабря 2022. Архивировано 25 декабря 2022 года.

[4] Атомная энергия. Том 41, вып. 6. — 1976 — Электронная библиотека «История Росатома» (неопр.). 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 (неопр.). 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 (рус.). 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.

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]

[7]

[8]

[9]