Просмотр кода страницы Пьюрекс-процесс

'''Пьюрекс-процесс'''<ref>{{Cite web |url=http://elib.biblioatom.ru/text/sinev_ekonomika-atomnoy-energetiki_1984/go,344 |title=Синев Н. М., Батуров Б. Б. Экономика атомной энергетики. — 1984 — Электронная библиотека «История Росатома»<!-- Заголовок добавлен ботом --> |access-date=2022-12-25 |archive-date=2022-12-25 |archive-url=https://web.archive.org/web/20221225100946/http://elib.biblioatom.ru/text/sinev_ekonomika-atomnoy-energetiki_1984/go,344 |url-status=live }}</ref>, '''пурекс-проце́сс'''<ref>{{Cite web |url=http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t63-1_1987/go,24 |title=Атомная энергия. Том 63, вып. 1. — 1987 — Электронная библиотека «История Росатома»<!-- Заголовок добавлен ботом --> |access-date=2022-12-25 |archive-date=2022-12-25 |archive-url=https://web.archive.org/web/20221225100949/http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t63-1_1987/go,24 |url-status=live }}</ref> (от {{lang-en|'''P'''lutonium-'''U'''ranium '''R'''ecovery by '''Ex'''traction}}, '''PUREX''', «регенерация [[Уран (элемент)|урана]] и [[Плутоний|плутония]] посредством экстракции»; в отечественной литературе обычно '''водно-экстракционная''' или '''экстракционно-сорбционная технология на основе трибутилфосфата'''<ref>{{Cite web |url=http://elib.biblioatom.ru/text/istoriya-sovetskogo-atomnogo-proekta_t2_1999/go,390 |title=История советского атомного проекта (40-е — 50-е годы): междунар. симп.; Дубна, 1996. Труды. Т. 2. — 1999 — Электронная библиотека «История Росатома»<!-- Заголовок добавлен ботом --> |access-date=2022-12-25 |archive-date=2022-12-25 |archive-url=https://web.archive.org/web/20221225093600/http://elib.biblioatom.ru/text/istoriya-sovetskogo-atomnogo-proekta_t2_1999/go,390 |url-status=live }}</ref><ref>{{Cite web |url=http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t41-6_1976/go,54 |title=Атомная энергия. Том 41, вып. 6. — 1976 — Электронная библиотека «История Росатома»<!-- Заголовок добавлен ботом --> |access-date=2022-12-25 |archive-date=2022-12-25 |archive-url=https://web.archive.org/web/20221225100953/http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t41-6_1976/go,54 |url-status=live }}</ref>) — технологический процесс [[Переработка отработавшего ядерного топлива|переработки отработавшего ядерного топлива]].
[[Файл:Purex process.svg|thumb|300px|right|Упрощённая схема пьюрекс-процесса]]

== История ==
Пьюрекс-процесс был открыт химиками {{нп5|Андерсон, Херберт|Хербертом Андерсоном||Herbert H. Anderson}} и [[Аспри, Ларнед Браун|Ларнедом Брауном Аспри]] в [[Металлургическая лаборатория Чикагского университета|Металлургической лаборатории]] [[Чикагский университет|Чикагского университета]] в рамках [[Манхэттенский проект|Манхэттенского проекта]]. Их начальником в это время был [[Сиборг, Гленн Теодор|Гленн Сиборг]]; заявка на патент «Процесс извлечения плутония посредством растворителя» ({{lang-en|Solvent Extraction Process for Plutonium}}) была подана в 1947 году<ref>{{cite patent |country=US |number=2924506 |status=patent |title=Solvent extraction process for plutonium |inventor=Anderson, Herbert H. and Asprey, Larned B. |gdate=1960-02-09 |invent1=Anderson, Herbert H. |invent2=Asprey, Larned B. | fdate=1947-05-08 }}</ref>, [[трибутилфосфат]] там упоминается как основной реагент, который выполняет основную часть химической реакции<ref>{{cite web |url=http://arq.lanl.gov/source/orgs/nmt/nmtdo/AQarchive/05spring/05ARQspring.pdf  |title=Pioneer actinide chemist Larned Asprey dies  |author=P. Gary Eller, Bob Penneman, Bob Ryan  |date=2005  |work=The Actinide Research Quarterly  |publisher=Los Alamos National Laboratory  |pages=13—17 |archive-url=https://web.archive.org/web/20140201164337/http://arq.lanl.gov/source/orgs/nmt/nmtdo/AQarchive/05spring/05ARQspring.pdf  |archive-date=2014-02-01 }}</ref>.

Исследуя способы выделения урана методом экстракции с 1950 г., советский химик [[Карпачёва, Сусанна Михайловна|С.М. Карпачёва]] совместно со своим германским коллегой [[Фольмер, Макс|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 [[Советский атомный проект|советскую атомную промышленность]]<ref>{{Cite web|url=https://www.biblioatom.ru/persons/karpacheva_susanna_mikhailovna/|title=Карпачева Сусанна Михайловна / Персоналии // Эволюция отрасли /// История Росатома|lang=ru-RU|website=Эволюция отрасли /// История Росатома|access-date=2024-02-29|archive-date=2024-02-29|archive-url=https://web.archive.org/web/20240229161418/https://www.biblioatom.ru/persons/karpacheva_susanna_mikhailovna/|url-status=live}}</ref>.

== Растворение в азотной кислоте ==
После растворения [[тепловыделяющий элемент|ТВЭЛов]] в [[азотная кислота|азотной кислоте]] исходный раствор, в зависимости от [[глубина выгорания ядерного топлива|глубины выгорания топлива]], содержит 250—300 [[Концентрация растворов|г/л]] [[Уран (элемент)|U]], до 3 г/л [[плутоний|Pu]] и до 100 мг/л [[нептуний|Np]]. Исходный раствор фильтруют и направляют на стадию подготовки к [[экстракция|экстракции]].

== Экстракция ==

=== Подготовка ===
На этой стадии из раствора отдувают молекулярный йод (I{{sub|2}}), а Pu переводят, в основном, в состояние Pu{{sup|+4}} для обеспечения нормального разделения элементов в процессе экстракции.

=== Первый экстракционный цикл ===
В течение первой экстракции (30 % раствор [[трибутилфосфат|ТБФ]] в [[керосин]]е) в органическую фазу извлекаются U, Pu, Np, актиниды [[америций|Am]], [[кюрий|Cm]] и ряд осколочных элементов ([[редкоземельные элементы|РЗЭ]], [[рутений|Ru]], [[цирконий|Zr]], [[ниобий|Nb]] и др.). Для повышения коэффициента очистки урана и плутония от примесей органическую фазу промывают растворами [[азотная кислота|азотной кислоты]] и [[нитрат аммония|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|''N'',''N''-диэтилгидроксиламин]]<ref>{{Статья|ссылка=http://link.springer.com/10.1023/A:1015872703102|автор=Anyun Zhang, Jingxin Hu, Xianye Zhang, Fangding Wang|заглавие=Hydroxylamine derivative in the Purex Process|год=2002|издание=Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry|том=253|выпуск=1|страницы=107–113|doi=10.1023/A:1015872703102}}</ref> и  ''N'',''N''-диметилгидроксиламин<ref>{{Статья|ссылка=http://link.springer.com/10.1007/s10967-010-0917-6|автор=Jinping Liu, Hui He, Hongbin Tang, Yanxin Chen|заглавие=The application of N,N-dimethylhydroxylamine as reductant for the separation of plutonium from uranium|год=2011-05|язык=en|издание=Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry|том=288|выпуск=2|страницы=351–356|issn=0236-5731|doi=10.1007/s10967-010-0917-6}}</ref>. Полученный реэкстракт Pu{{sup|+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 [[Нитрат уранила|нитрата уранила]] после второго цикла экстракции, содержащий 80 г/л урана, направляют на упаривание и денитрацию с целью последующего получения [[Оксид урана(IV)|диоксида урана]].

=== Аффинаж ===
После отделения плутония от основной массы урана в первом цикле экстракции, дальнейшая очистка его осуществляется на стадии [[аффинаж]]а. В результате [[Аффинаж плутония|аффинажной очистки плутония]] получают его концентрированный раствор (до 100 г/л), из которого в дальнейшем получают чистый [[Оксид плутония(IV)|диоксид плутония]].

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

{| class=wikitable
|+ Средние значения коэффициентов очистки урана, плутония и нептуния
!Операции||[[рутений|Ru]]+[[родий|Rh]]||[[Цирконий|Zr]]+[[ниобий|Nb]]||[[редкоземельные элементы|РЗЭ]]||[[Цезий|Cs]]||Коэфф. очистки по<br>суммарной γ-активности
|-
|align=center|U||align=center|9{{e|7}}||align=center|6,5{{e|6}}||align=center|2{{e|8}}||align=center|5{{e|8}}||align=center|7,5{{e|7}}
|-
|align=center|Pu||align=center|10<sup>8</sup>||align=center|6,2{{e|6}}||align=center|10<sup>10</sup>||align=center|5{{e|10}}||align=center|10<sup>8</sup>
|-
|align=center|Np||align=center|-||align=center|-||align=center|-||align=center|-||align=center|10<sup>9</sup>
|}

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 [[Кюри (единица измерения)|Ки]]/л. За один цикл экстракции органическая фаза получает дозу облучения порядка 10{{sup|3}} [[Грей (единица измерения)|Гр]], при этом в ней появляется заметное количество продуктов [[радиолиз]]а (до 150 мг/л [[дибутилфосфат]]а и др.). Чтобы эффективность экстракционной переработки не ухудшалась, органическую фазу промывают раствором щёлочи или соды (20 % раствор Na{{sub|2}}CO{{sub|3}}).

== Примечания ==
{{примечания}}

== Ссылки ==
* http://www.osti.gov/bridge/servlets/purl/5220059-59qEi4/5220059.pdf
* http://www.cresp.org/NuclearFuelCycleCourseII/Presentations/04_Todd_CRESP_2009_presentation_separations_todd.pdf

{{нет сносок|дата=2018-06-21}}

[[Категория:Радиохимия]]
[[Категория:Ядерная химическая технология]]
[[Категория:Радиоактивные отходы]]