Актиноидные элементы в этом случае состоят в основном из неизрасходованных остатков исходного топлива (обычно U-235 , U-238 и/или Pu-239 ).
Химический процесс
Топливо сначала растворяют в азотной кислоте в концентрации около 7 М. 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) UO2+ 2ионы 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 , сульфамат железа и гидразин . Затем уран выделяют из раствора керосина путем обратной экстракции азотной кислотой в концентрации около 0,2 М. [11]
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 второй экстракции трибутилфосфатом .
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 .
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]
^ «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.
^ Пайва, AP; 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. doi :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. 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-бутилфосфат-О,О')бис[(нитрато)(три-н-бутилфосфиноксид)диоксоуран(VI)]». Неорганическая химия . 22 (8): 1174–1178. дои : 10.1021/ic00150a006.
^ 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 разработка ядерного оружия, Аналитический центр по нераспространению
Процесс PUEX, Европейское ядерное общество
Смешанное оксидное топливо (МОКС). Архивировано 1 марта 2013 г. в Wayback Machine - Всемирная ядерная ассоциация.
Варианты утилизации излишков оружейного плутония – отчет Исследовательской службы Конгресса для Конгресса