Метод PUREX

Метод PUREX (от англ. Plutonium and Uranium Recovery by Extraction) — это промышленный радиохимический процесс переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), основанный на жидкостной экстракции с использованием трибутилфосфата (ТБФ) в качестве экстрагента. Основная цель метода — разделение и очистка урана и плутония от продуктов деления и других актинидов, содержащихся в ОЯТ, с последующим получением кондиционных продуктов, пригодных для повторного использования в ядерном топливном цикле. Метод PUREX является наиболее распространённым в мире способом переработки ОЯТ и применяется в промышленных масштабах с середины XX века.

История

Разработка метода PUREX началась в 1940-х годах в рамках Манхэттенского проекта в США. Первоначально для выделения плутония из облучённого урана использовались осадительные методы (например, процесс висмут-фосфатный), однако они были малоэффективны и не позволяли регенерировать уран. В 1947 году учёные Металлургической лаборатории Чикагского университета (ныне Аргоннская национальная лаборатория) предложили использовать экстракцию трибутилфосфатом в разбавителе. Первая промышленная установка PUREX была запущена в 1954 году на заводе в Саванна-Ривер (США).

В СССР работы по созданию аналогичного метода велись параллельно. В 1956 году на Сибирском химическом комбинате (г. Северск) был введён в эксплуатацию первый завод по переработке ОЯТ с использованием экстракционной технологии, близкой к PUREX. Впоследствии метод был усовершенствован и адаптирован для переработки топлива различных типов реакторов (ВВЭР, РБМК, БН).

Физико-химические основы

Метод PUREX основан на различной способности ионов металлов в азотнокислых растворах образовывать комплексы с молекулами трибутилфосфата. Экстракция осуществляется по следующему механизму:

\[ UO_2^{2+} + 2NO_3^- + 2TBP \rightleftharpoons UO_2(NO_3)_2 \cdot 2TBP \]

\[ Pu^{4+} + 4NO_3^- + 2TBP \rightleftharpoons Pu(NO_3)_4 \cdot 2TBP \]

Продукты деления (например, цезий, стронций, редкоземельные элементы) и другие актиниды (америций, кюрий) в условиях процесса экстрагируются значительно слабее или не экстрагируются вовсе. Коэффициенты распределения для урана и плутония достигают значений 10–30, в то время как для продуктов деления они обычно не превышают 0,01–0,1.

Технологическая схема

Процесс PUREX включает несколько последовательных стадий, реализуемых в противоточных экстракционных колоннах или смесительно-отстойных аппаратах.

Растворение ОЯТ

Отработавшее топливо, предварительно извлечённое из тепловыделяющих сборок (ТВС), измельчается и растворяется в горячей азотной кислоте (концентрация 6–8 моль/л). В результате образуется раствор, содержащий уран (до 200–300 г/л), плутоний (до 1–2 г/л), продукты деления и актиниды. Нерастворимый осадок (оболочки твэлов, частицы конструкционных материалов) отделяется фильтрацией.

Экстракция

Раствор ОЯТ подаётся в экстракционную колонну, где контактирует с органической фазой — 30% раствором ТБФ в разбавителе (обычно в керосине или н-додекане). Уран и плутоний переходят в органическую фазу, а продукты деления остаются в водной фазе (рафинате). Для повышения эффективности процесс ведётся при температуре 25–40 °C и соотношении потоков органической и водной фаз около 1:1.

Промывка

Органическая фаза, содержащая уран и плутоний, промывается разбавленной азотной кислотой (0,1–0,5 моль/л) для удаления следов продуктов деления. Промывка проводится в отдельной колонне.

Реэкстракция и разделение

На стадии реэкстракции уран и плутоний разделяют путём изменения валентности плутония. Для этого плутоний восстанавливают до трёхвалентного состояния (Pu³⁺), которое не экстрагируется ТБФ. В качестве восстановителя используют соли железа(II) (FeSO₄), гидроксиламин или уран(IV). В результате плутоний переходит в водную фазу, а уран остаётся в органической. Затем уран реэкстрагируют разбавленной азотной кислотой или водой.

Очистка

Полученные растворы урана и плутония проходят дополнительную очистку на стадиях аффинажа — повторной экстракции и реэкстракции в более мягких условиях. Это позволяет довести содержание примесей до уровня, соответствующего ядерно-чистым продуктам (менее 10⁻⁵ % по продуктам деления).

Конверсия

Очищенные уран и плутоний переводят в твёрдую форму — оксиды (UO₃, PuO₂) или нитраты. Уран может быть обогащён по изотопу ²³⁵U на газодиффузионных или центрифужных заводах, а плутоний используется для изготовления смешанного оксидного топлива (MOX-топлива).

Применение

Метод PUREX применяется в промышленных масштабах на заводах по переработке ОЯТ в нескольких странах:

• Россия — завод РТ-1 на ПО «Маяк» (г. Озёрск, Челябинская область) перерабатывает топливо реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000, РБМК-1000, а также исследовательских реакторов. Мощность завода — около 400 тонн ОЯТ в год.
• Франция — заводы в Ла-Аге (департамент Манш) перерабатывают топливо реакторов PWR (аналог ВВЭР). Мощность — до 1700 тонн в год.
• Великобритания — завод в Селлафилде (графство Камбрия) перерабатывал топливо газоохлаждаемых реакторов (Magnox, AGR) и легководных реакторов. В 2022 году переработка была остановлена.
• Япония — завод в Роккасё (префектура Аомори) введён в эксплуатацию в 2022 году, мощность — 800 тонн в год.
• Индия — заводы в Тарапуре и Калпаккаме перерабатывают топливо тяжеловодных реакторов.

Преимущества и недостатки

Преимущества

• Высокая степень извлечения урана и плутония (до 99,9%).
• Возможность многократного использования регенерированных материалов в ядерном топливном цикле, что снижает потребность в добыче природного урана.
• Уменьшение объёма высокоактивных отходов (ВАО) за счёт выделения наиболее долгоживущих радионуклидов.
• Отработанность технологии в промышленных масштабах.

Недостатки

• Образование больших объёмов жидких радиоактивных отходов (рафинатов), требующих длительного хранения и захоронения.
• Высокая стоимость строительства и эксплуатации заводов (порядка 10–20 млрд долларов для крупного предприятия).
• Риск распространения ядерных материалов: выделенный плутоний может быть использован для создания ядерного оружия. Это ограничивает передачу технологии PUREX странам, не обладающим ядерным оружием, в рамках Договора о нераспространении ядерного оружия (ДНЯО).
• Техническая сложность обращения с высокорадиоактивными растворами и необходимость дистанционного управления процессами.

Развитие и модификации

Современные исследования направлены на совершенствование метода PUREX с целью повышения экономической эффективности и снижения экологической нагрузки. Основные направления:

• Упрощённый PUREX — исключение стадии разделения урана и плутония, что позволяет получать смешанный продукт (U+Pu) для прямого изготовления MOX-топлива.
• PUREX с использованием новых экстрагентов — замена ТБФ на более селективные соединения (например, карбамоилметилфосфиноксиды, CMPO) для извлечения минорных актинидов (америция, кюрия).
• Интеграция с пирохимическими методами — для переработки топлива быстрых реакторов с высоким выгоранием и содержанием плутония.
• Замкнутый ядерный топливный цикл — концепция, при которой все актиниды извлекаются и возвращаются в реакторы, что минимизирует объём отходов. В России эта концепция реализуется в рамках проекта «Прорыв» (Опытно-демонстрационный энергокомплекс на базе реактора БРЕСТ-ОД-300).

Экологические аспекты

Переработка ОЯТ по методу PUREX позволяет сократить объём высокоактивных отходов примерно в 10 раз по сравнению с хранением отработавших тепловыделяющих сборок. Однако образующиеся жидкие рафинаты содержат долгоживущие радионуклиды (²³⁷Np, ²⁴¹Am, ²⁴³Cm, ⁹⁹Tc, ¹²⁹I), период полураспада которых достигает сотен тысяч лет. Для их окончательной изоляции разрабатываются технологии остекловывания (витрификации) и захоронения в глубоких геологических формациях.

В России на ПО «Маяк» с 1987 года действует установка по остекловыванию высокоактивных отходов (ЭП-500/1), а с 2020 года — вторая очередь (ЭП-500/2). Во Франции и Великобритании остеклованные отходы хранятся в специальных контейнерах на поверхности, ожидая создания геологических могильников.

Источники

1. Benedict M., Pigford T. H., Levi H. W. Nuclear Chemical Engineering. — 2nd ed. — McGraw-Hill, 1981. — 1008 p.
2. Рожков В. М., Козлов В. Ф. Радиохимическая переработка ядерного топлива. — М.: Энергоатомиздат, 1985. — 320 с.
3. Шаталов В. В., Крылов В. И. Технология переработки отработавшего ядерного топлива. — М.: МИФИ, 2007. — 248 с.
4. Атомная энергия. Том 123, № 6. — М.: РАН, 2018. — С. 315–322.
5. IAEA. Status and Trends in Spent Fuel and Radioactive Waste Management. — Vienna: IAEA, 2022. — 112 p.