A Purex eljárás (az angol P lutonium- Uranium Recovery by EX traction , PUREX - urán és plutónium regenerálása extrakcióval) egy technológiai eljárás a besugárzott nukleáris üzemanyag feldolgozására .
A Purex eljárást Herbert Anderson és Larned Brown Asprey vegyészek fedezték fel a Chicagói Egyetem Kohászati Laboratóriumában a Manhattan Project részeként . Felettesük ekkor Glenn Seaborg volt ; Az " Solvent Extraction Process for Plutonium " szabadalmi bejelentést 1974-ben nyújtották be [ 1] , ott a tributil-foszfátot említik a kémiai reakció fő részét végrehajtó fő reagensként [ 2] .
A fűtőelemek salétromsavban való feloldása után a kiindulási oldat a tüzelőanyag elégetési mélységétől függően 250-300 g/l U -t, 3 g/l Pu -t és 100 mg/l Np -t tartalmaz . A kiindulási oldatot szűrjük és az extrakciós előkészítési szakaszba küldjük .
Ebben a szakaszban a molekuláris jódot (I 2 ) eltávolítják az oldatból, és a Pu-t főként Pu +4 állapotba vezetik át, hogy biztosítsák az elemek normális elválasztását az extrakciós folyamat során.
Az első extrakció során (30%-os kerozinos TBP oldat ) U, Pu, Np, Am , Cm aktinidák és számos fragmens elem ( REE , Ru , Zr , Nb stb.) extrahálódik a szerves fázisba . Az urán és a plutónium szennyeződésektől való tisztítási együtthatójának növelése érdekében a szerves fázist salétromsav és ammónium-nitrát oldatokkal mossuk : ebben az esetben az U és a Pu a szerves fázisban marad, és a fragmentációs elemek jelentős része átmegy a raffinátum.
Az újbóli extrakció során az U és a Pu elválik. Az elválasztó berendezés két zónából áll: egy elválasztó zónából és egy zónából, ahol a plutóniumot a befogott uránból tisztítják. A vas (II) vagy urán (IV) sóit redukálószerként használják a sztrippelésben. Az így kapott Pu +3 re-extraktum jelentős mennyiségű uránt tartalmaz. A re-extraktum mosását a berendezés második zónájában végezzük friss extrahálószerrel (felhasználása a szerves fázis teljes térfogatának legfeljebb 20%-a). Ennek eredményeként az U maradék koncentrációja a plutónium re-extraktumban általában nem haladja meg a 10-20 mg/l-t.
A második (és egyes sémákban a harmadik) extrakciós ciklus feladata az U további tisztítása a hasadási termékektől és a maradék plutóniumtól (legfeljebb 10 mg Pu/1 kg U). A plutónium második extrakciós ciklusának - mosásnak - újbóli extrakciójának módja hasonló az első ciklus módjához. A re-extrakció során az U-t ezenkívül megtisztítják a fragmentációs elemektől, az Np-től és a nyomokban lévő plutóniumtól. A konkrét feldolgozási sémától függően lehetőség van először az urán, majd a fragmentációs elemek újrakinyerésére, és fordítva. A második extrakciós ciklus után 80 g/l uránt tartalmazó uranil-nitrát oldatot küldenek elpárologtatásra és denitrálásra, hogy ezt követően urán-dioxidot kapjanak .
Miután az első extrakciós ciklusban a plutóniumot elválasztották az urán fő tömegétől, a finomítási szakaszban további tisztításra kerül sor . A finomítás eredményeként tömény plutónium-oldatot (legfeljebb 100 g/l) kapnak, amelyből azután tiszta plutónium-dioxidot nyernek .
A neptúnium ezekkel a feldolgozási sémákkal két áramban koncentrálódik (uránnal és plutóniummal), és a finomítási szakaszban tovább válik szét.
| Tevékenységek | Ru + Rh | Zr + Nb | REE | Cs | Coeff. tisztítás teljes γ-aktivitással |
|---|---|---|---|---|---|
| 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 |
Akár 30 MW nap/kg tüzelőanyag elégetési mélység mellett 2-3 éves hűtési idő mellett az első extrakciós ciklusba belépő kezdeti vizes oldat aktivitása 100-250 Ci /l. Egy extrakciós ciklus alatt a szerves fázis ~10³ Gy besugárzást kap , és észrevehető mennyiségű radiolízistermék jelenik meg benne (150 mg/l DBP -ig stb.). Annak érdekében, hogy az extrakciós eljárás hatékonysága ne csökkenjen, a szerves fázist lúg- vagy szódaoldattal (20%-os Na 2 CO 3 -oldattal ) mossuk.