Purex -prosessi ( englanniksi P lutonium- Uranium Recovery by EX traction , PUREX - uraanin ja plutoniumin regenerointi uuttamalla) on teknologinen prosessi säteilytetyn ydinpolttoaineen käsittelemiseksi .
Purex -prosessin löysivät kemistit Herbert Anderson ja Larned Brown Asprey Chicagon yliopiston metallurgisessa laboratoriossa osana Manhattan-projektia . Heidän esimiehensä oli tällä hetkellä Glenn Seaborg ; patenttihakemus " Solvent Extraction Process for Plutonium " jätettiin vuonna 1974 [ 1] , jossa tributyylifosfaatti mainitaan pääreagenssina, joka suorittaa suurimman osan kemiallisesta reaktiosta [ 2] .
Polttoaine- elementtien typpihappoon liukenemisen jälkeen lähtöliuos sisältää polttoaineen palamissyvyydestä riippuen 250–300 g/l U , 3 g/l Pu :iin ja 100 mg/l Np asti . Alkuperäinen liuos suodatetaan ja lähetetään valmisteluvaiheeseen uuttamista varten .
Tässä vaiheessa liuoksesta poistetaan molekyylijodi (I 2 ), ja Pu siirretään pääasiassa Pu +4 -tilaan, jotta varmistetaan alkuaineiden normaali erottuminen uuttoprosessin aikana.
Ensimmäisen uuton aikana (30 % TBP :n liuos kerosiinissa ) orgaaniseen faasiin uutetaan U, Pu, Np, aktinidit Am , Cm ja joukko fragmenttialkuaineita ( REE , Ru , Zr , Nb jne.) . Uraanin ja plutoniumin puhdistamiskertoimen lisäämiseksi epäpuhtauksista orgaaninen faasi pestään typpihapon ja ammoniumnitraatin liuoksilla : tässä tapauksessa U ja Pu jäävät orgaaniseen faasiin ja merkittävä osa fragmentointielementeistä siirtyy raffinaatti.
Uudelleenuuttoprosessissa U ja Pu erotetaan. Erotuslaitteisto koostuu kahdesta vyöhykkeestä: erotusvyöhykkeestä ja vyöhykkeestä plutoniumin pesua varten talteenotetusta uraanista. Raudan (II) tai uraanin (IV) suoloja käytetään pelkistimenä strippauksessa. Tuloksena saatu Pu +3 :n uudelleenuute sisältää merkittävän määrän uraania. Uudelleenuutteen pesu suoritetaan laitteen toisessa vyöhykkeessä tuoreella uuttoainevirralla (sen kulutus on jopa 20 % orgaanisen faasin kokonaistilavuudesta). Tämän seurauksena U:n jäännöspitoisuus plutonium-uudelleenuutteessa ei yleensä ylitä 10–20 mg/l.
Toisen (ja joissakin kaavioissa kolmannen) uuttosyklin tehtävänä on U:n lisäpuhdistus fissiotuotteista ja jäännösplutoniumista (jopa 10 mg Pu per 1 kg U). Plutoniumin toisen uuttosyklin - pesun - uudelleenuuton tapa on samanlainen kuin ensimmäisen jakson tapa. Uudelleenuuton aikana U puhdistetaan lisäksi fragmentaatioelementeistä, Np:stä ja jäämistä plutoniumista. Tietystä prosessointikaaviosta riippuen on mahdollista uuttaa ensin uraani ja sitten fragmentointielementit ja päinvastoin. Uranyylinitraattiliuos toisen uuttosyklin jälkeen, joka sisältää 80 g/l uraania, lähetetään haihdutettavaksi ja denitraatavaksi uraanidioksidin saamiseksi .
Kun plutonium on erotettu uraanin päämassasta ensimmäisessä uuttosyklissä, sen lisäpuhdistus suoritetaan jalostusvaiheessa . Puhdistuksen tuloksena saadaan konsentroitua plutoniumliuosta (jopa 100 g/l), josta myöhemmin saadaan puhdasta plutoniumdioksidia .
Neptunium näillä prosessoinneilla konsentroidaan kahteen virraan (uraanin ja plutoniumin kanssa) ja erotetaan edelleen jalostusvaiheessa.
| Toiminnot | Ru + Rh | Zr + Nb | REE | Cs | Coeff. puhdistus kokonaisy-aktiivisuudella |
|---|---|---|---|---|---|
| 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 |
Polttoaineen palamissyvyydellä jopa 30 MW vrk/kg ja jäähdytysajalla 2–3 vuotta, ensimmäiseen uuttosykliin tulevan vesiliuoksen aktiivisuus on 100–250 Ci /l. Yhden uuttosyklin aikana orgaaninen faasi saa säteilyannoksen ~10³ Gy ja siihen ilmaantuu huomattava määrä radiolyysituotteita (jopa 150 mg/l DBP jne.). Jotta uuttokäsittelyn tehokkuus ei heikkene, orgaaninen faasi pestään alkali- tai soodaliuoksella (20 % Na 2CO 3 -liuos ).