El proceso Purex (del inglés Plutonium- Uranium Recovery by EXtraction , PUREX - regeneración de uranio y plutonio mediante extracción) es un proceso tecnológico para el procesamiento de combustible nuclear irradiado .
El proceso Purex fue descubierto por los químicos Herbert Anderson y Larned Brown Asprey en el Laboratorio Metalúrgico de la Universidad de Chicago como parte del Proyecto Manhattan . Su superior en este momento era Glenn Seaborg ; La solicitud de patente " Proceso de extracción por solvente para plutonio " se presentó en 1974 [ 1] , allí se menciona el fosfato de tributilo como el principal reactivo que realiza la mayor parte de la reacción química [ 2] .
Después de la disolución de los elementos combustibles en ácido nítrico , la solución inicial, dependiendo de la profundidad de quemado del combustible , contiene 250–300 g/l U , hasta 3 g/l Pu y hasta 100 mg/l Np . La solución inicial se filtra y se envía a la etapa de preparación para la extracción .
En esta etapa, el yodo molecular (I 2 ) se elimina de la solución y el Pu se transfiere principalmente al estado de Pu +4 para garantizar la separación normal de los elementos durante el proceso de extracción.
Durante la primera extracción (solución de TBP al 30% en queroseno ), se extraen a la fase orgánica U, Pu, Np, actínidos Am , Cm y una serie de elementos fragmentarios ( REE , Ru , Zr , Nb , etc.) . Para aumentar el coeficiente de purificación de uranio y plutonio de las impurezas, la fase orgánica se lava con soluciones de ácido nítrico y nitrato de amonio : en este caso, U y Pu permanecen en la fase orgánica, y una parte significativa de los elementos de fragmentación pasa a el refinado.
En el proceso de reextracción, se separan U y Pu. El aparato de separación consta de dos zonas: una zona de separación y una zona para lavar el plutonio del uranio capturado. Las sales de hierro (II) o uranio (IV) se utilizan como agente reductor en el decapado. El re-extracto resultante de Pu +3 contiene una cantidad significativa de uranio. El lavado del reextracto se realiza en la segunda zona del aparato con flujo de extractante fresco (su consumo es de hasta el 20% del volumen total de la fase orgánica). Como resultado, la concentración residual de U en la reextracción de plutonio no suele exceder de 10 a 20 mg/l.
La tarea del segundo ciclo de extracción (y en algunos esquemas, el tercero) es la purificación adicional de U a partir de productos de fisión y plutonio residual (hasta 10 mg Pu por 1 kg de U). El modo del segundo ciclo de extracción - lavado - re-extracción del plutonio es similar al modo del primer ciclo. En el curso de la reextracción, U se purifica adicionalmente de elementos de fragmentación, Np y trazas de plutonio. Dependiendo del esquema de procesamiento específico, es posible volver a extraer primero el uranio y luego los elementos de fragmentación, y viceversa. Una solución de nitrato de uranilo después del segundo ciclo de extracción, que contiene 80 g/l de uranio, se envía a evaporación y desnitrificación para obtener posteriormente dióxido de uranio .
Después de separar el plutonio de la masa principal de uranio en el primer ciclo de extracción, se lleva a cabo su posterior purificación en la etapa de refinado . Como resultado del refinado se obtiene una solución concentrada de plutonio (hasta 100 g/l), a partir de la cual se obtiene posteriormente dióxido de plutonio puro .
El neptunio con estos esquemas de procesamiento se concentra en dos flujos (con uranio y plutonio) y se separa aún más en la etapa de refinación.
| Operaciones | ru + rh | Zr + Nb | REE | cs | coef. purificación por actividad γ total |
|---|---|---|---|---|---|
| tu | 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 |
| Notario público | - | - | - | - | 10 9 |
Con una profundidad de quemado de combustible de hasta 30 MW día/kg y un tiempo de enfriamiento de 2 a 3 años, la actividad de la solución acuosa inicial que ingresa al primer ciclo de extracción es de 100 a 250 Ci /l. Durante un ciclo de extracción, la fase orgánica recibe una dosis de irradiación de ~10³ Gy , y aparece en ella una cantidad apreciable de productos de radiólisis (hasta 150 mg/l DBP , etc.). Para que la eficiencia del proceso de extracción no se deteriore, la fase orgánica se lava con una solución alcalina o de sosa (solución de Na 2 CO 3 al 20 % ).