PUREX


PUREX ( extracción por reducción de plutonio y uranio ) es un método químico utilizado para purificar combustible para reactores nucleares o armas nucleares . [7] PUREX es el método de reprocesamiento nuclear acuoso estándar de facto para la recuperación de uranio y plutonio a partir de combustible nuclear usado ( combustible nuclear gastado o combustible nuclear irradiado ). Se basa en el intercambio iónico de extracción líquido-líquido . [8]

PUREX se aplica al combustible nuclear gastado , que se compone fundamentalmente de muy alto peso atómico ( actinoide o "actínidos") elementos (por ejemplo, de uranio , plutonio , americio ), junto con cantidades más pequeñas de material compuesto de átomos más ligeros, en particular los productos de fisión producidos por funcionamiento del reactor.

Los elementos actinoides en este caso consisten principalmente en los restos no consumidos del combustible original (típicamente U-235 , U-238 y / o Pu-239 ).

El combustible se disuelve primero en ácido nítrico a una concentración alrededor de 7 M . Los sólidos se eliminan por filtración para evitar la formación de emulsiones , denominadas terceras fases en la comunidad de extracción por solventes.

El disolvente orgánico consta de un 30% de fosfato de tributilo (TBP) en un hidrocarburo como el queroseno . Los iones de uranio se extraen como complejos de UO 2 (NO 3 ) 2 · 2TBP; el plutonio se extrae como complejos similares . Los actínidos más pesados, principalmente americio y curio , y los productos de fisión permanecen en la fase acuosa. Se ha caracterizado la naturaleza de los complejos de nitrato de uranilo con fosfatos de trialquilo. [10]

El plutonio se separa del uranio tratando la solución de queroseno con agentes reductores para convertir el plutonio a su estado de oxidación +3, que pasará a la fase acuosa. Los agentes reductores típicos incluyen N, N-dietil- hidroxilamina , ferroso sulfamato , y de hidrazina . A continuación, el uranio se extrae de la solución de queroseno por retroextracción en ácido nítrico a una concentración de alrededor de 0,2 M. [11]


El reprocesamiento de combustible nuclear gastado por el método PUREX, desarrollado por primera vez en la década de 1940 para producir plutonio para armas nucleares, [1] se demostró comercialmente en Bélgica para reabastecer parcialmente un LWR en la década de 1960. [2] Este proceso químico acuoso sigue utilizándose comercialmente para separar el plutonio de grado de reactor (RGPu) para su reutilización como combustible MOX. Sigue siendo controvertido, ya que el plutonio se puede utilizar para fabricar armas nucleares. [3] [4]
El método de reprocesamiento alternativo más desarrollado, aunque no comercializado, es el piroprocesamiento , [5] sugerido como parte del reactor rápido integral (IFR) de combustible metálico representado, un concepto de reactor rápido de sodio de la década de 1990. Una vez que el combustible gastado se disuelve en sal fundida, todos los actínidos reciclables , que consisten principalmente en plutonio y uranio, aunque con importantes componentes minoritarios, se extraen mediante electrorrefinación / electrodeposición . La mezcla resultante mantiene el plutonio en todo momento en una forma de actínidos emisores de gamma y alfa no separados , que también es levemente autoprotector en escenarios de robo. [6]
Un diagrama de flujo de extracción de plutonio simplificado.
Estructura del complejo de nitrato de uranilo que se extrae en PUREX. [9]