Процесс PUREX

PUREX (от англ. Plutonium and Uranium Recovery by Extraction — извлечение плутония и урана экстракцией) — это промышленный химический процесс, предназначенный для переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с целью извлечения урана и плутония, пригодных для повторного использования. Процесс основан на жидкостной экстракции с использованием трибутилфосфата (ТБФ) в качестве экстрагента и позволяет разделить компоненты ОЯТ на три основные фракции: уран, плутоний и высокоактивные отходы (продукты деления и минорные актиниды). PUREX является наиболее распространённым и технологически зрелым методом переработки ОЯТ в мире, применяемым в ряде стран, включая Россию, Францию, Великобританию и Японию.

История

Разработка процесса PUREX началась в конце 1940-х годов в рамках военных программ по наработке оружейного плутония. Первоначально технология предназначалась для выделения плутония из облучённого урана, полученного в ядерных реакторах. В 1949 году в США на заводе в Хэнфорде (штат Вашингтон) был запущен первый промышленный комплекс, основанный на этом методе. В 1950-х годах процесс был адаптирован для гражданских целей — переработки ОЯТ атомных электростанций.

В СССР первые исследования по PUREX начались в 1950-х годах в Радиевом институте имени В. Г. Хлопина. В 1970-х годах на Горно-химическом комбинате (ГХК) в Железногорске (Красноярский край) был введён в эксплуатацию завод РТ-2, предназначенный для переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000. В 1980-х годах процесс был модернизирован для повышения эффективности и снижения объёмов радиоактивных отходов.

Во Франции процесс PUREX используется на заводах компании Orano (бывшая Areva) в Ла-Аге (департамент Манш) с 1966 года. Великобритания применяла его на заводе в Селлафилде (графство Камбрия) до 2022 года, когда переработка была прекращена. Япония эксплуатирует завод в Роккасё (префектура Аомори) с 2006 года.

Принцип процесса

Химическая основа

PUREX основан на селективной экстракции урана и плутония из азотнокислого раствора ОЯТ с помощью 30%-ного раствора трибутилфосфата (ТБФ) в разбавителе (обычно в керосине или н-додекане). Экстракция осуществляется по реакциям:

• Для урана: UO₂²⁺ + 2NO₃⁻ + 2ТБФ → UO₂(NO₃)₂·2ТБФ
• Для плутония: Pu⁴⁺ + 4NO₃⁻ + 2ТБФ → Pu(NO₃)₄·2ТБФ

Плутоний в растворе может находиться в степенях окисления +4 (экстрагируется) и +6 (экстрагируется слабее). Для управления экстракцией плутоний восстанавливают до трёхвалентного состояния (Pu³⁺), которое практически не экстрагируется ТБФ, что позволяет отделить его от урана.

Основные стадии

Процесс включает несколько последовательных этапов:

1. Растворение ОЯТ: Отработавшее топливо (обычно в виде таблеток диоксида урана или смешанного оксидного топлива) растворяют в горячей азотной кислоте (HNO₃) при температуре около 80–100 °C. В результате образуется раствор, содержащий уран, плутоний, продукты деления и минорные актиниды.

1. Экстракция: Раствор ОЯТ (водная фаза) контактирует с органической фазой (ТБФ в разбавителе) в противоточных экстракционных колоннах или центробежных экстракторах. Уран и плутоний переходят в органическую фазу, а продукты деления и минорные актиниды остаются в водной фазе (рафинат).

1. Промывка: Органическая фаза, содержащая уран и плутоний, промывается разбавленной азотной кислотой для удаления следов продуктов деления.

1. Реэкстракция плутония: Плутоний восстанавливают до трёхвалентного состояния (например, с помощью раствора нитрата гидроксиламина или урана(IV)) и переводят в водную фазу. Уран остаётся в органической фазе.

1. Реэкстракция урана: Уран извлекают из органической фазы с помощью разбавленной азотной кислоты (обычно 0,01–0,1 M HNO₃).

1. Очистка: Полученные растворы урана и плутония дополнительно очищают от примесей с помощью повторных циклов экстракции-реэкстракции (аффинаж).

1. Конверсия: Очищенные уран и плутоний переводят в твёрдую форму — обычно в оксиды (UO₂, PuO₂) или нитраты, пригодные для изготовления нового ядерного топлива.

Технологические схемы

Классическая схема

В традиционной реализации PUREX используется две основные экстракционные колонны: первая для совместной экстракции урана и плутония, вторая для их разделения. Между колоннами расположены промывочные секции. Эта схема применяется на большинстве промышленных заводов.

Модернизированные варианты

Современные модификации PUREX включают:

• Улучшенный PUREX: Использует более эффективные экстрагенты (например, смеси ТБФ с другими соединениями) и оптимизированные режимы экстракции для снижения объёмов отходов.
• COEX (Co-Extraction): Французская технология, при которой уран и плутоний извлекаются совместно без разделения, что снижает риск распространения делящихся материалов.
• UREX (Uranium Extraction): Вариант, в котором плутоний не извлекается, а остаётся в отходах, что повышает устойчивость к распространению ядерного оружия. Разработан в США.

Применение

Переработка ОЯТ

Основное применение PUREX — переработка отработавшего топлива атомных электростанций. В России этот процесс используется на заводе РТ-2 Горно-химического комбината (ГХК) в Железногорске, где перерабатывается ОЯТ реакторов ВВЭР-1000. Во Франции на заводе Orano в Ла-Аге ежегодно перерабатывается около 1700 тонн ОЯТ. В Японии на заводе в Роккасё мощность составляет до 800 тонн в год.

Военные программы

Исторически PUREX применялся для выделения оружейного плутония. В США, СССР, Великобритании, Франции и Китае процесс использовался для наработки плутония-239, используемого в ядерных боезарядах. В настоящее время военные программы в большинстве стран свёрнуты, однако в России и США сохраняются мощности для переработки оружейного плутония в рамках программ ядерного разоружения.

Производство МОКС-топлива

Извлечённые уран и плутоний используются для изготовления смешанного оксидного топлива (МОКС-топлива), которое применяется в реакторах на быстрых нейтронах (например, в реакторе БН-800 на Белоярской АЭС в России) и в некоторых легководных реакторах (например, во Франции).

Преимущества и недостатки

Преимущества

• Высокая степень извлечения урана и плутония (до 99,9 %).
• Возможность многократного использования извлечённых материалов, что снижает потребность в добыче урана.
• Уменьшение объёма высокоактивных отходов, подлежащих захоронению.
• Хорошая изученность и промышленная отработка технологии.

Недостатки

• Образование больших объёмов жидких радиоактивных отходов (рафинатов), требующих сложной переработки и захоронения.
• Высокая стоимость строительства и эксплуатации заводов.
• Риск распространения ядерного оружия: извлечённый плутоний может быть использован для создания ядерных боезарядов.
• Необходимость строгого контроля за критичностью и радиационной безопасностью.

Экологические и радиационные аспекты

Процесс PUREX сопряжён с образованием высокоактивных отходов (ВАО), содержащих продукты деления (например, цезий-137, стронций-90) и минорные актиниды (америций, кюрий). Эти отходы после концентрирования и остекловывания (витрификации) подлежат долговременному захоронению в геологических формациях. В России остекловывание ВАО осуществляется на заводе «Маяк» в Озёрске (Челябинская область). Во Франции аналогичный процесс проводится на заводе в Ла-Аге.

Радиационная безопасность на предприятиях PUREX обеспечивается дистанционным управлением, герметизацией оборудования и системами вентиляции. Несмотря на это, в истории зафиксированы инциденты, например, утечка радиоактивных растворов на заводе в Селлафилде в 1973 году.

Перспективы развития

В настоящее время ведутся исследования по модернизации PUREX, включая:

• Использование ионных жидкостей и новых экстрагентов для повышения селективности.
• Разработка безводных методов переработки (пирохимические процессы), которые могут быть более эффективны для быстрых реакторов.
• Создание замкнутого ядерного топливного цикла, в котором PUREX интегрирован с другими процессами (например, фракционирование минорных актинидов для трансмутации).

В России в рамках проекта «Прорыв» (Госкорпорация «Росатом») разрабатывается технология переработки ОЯТ на основе PUREX для реакторов на быстрых нейтронах, что позволит реализовать замкнутый топливный цикл.

Источники

• Benedict, M., Pigford, T. H., Levi, H. W. «Nuclear Chemical Engineering». — McGraw-Hill, 1981.
• Орлова, Н. А., Смирнов, А. В. «Технология переработки отработавшего ядерного топлива». — М.: МИФИ, 2005.
• IAEA. «Spent Fuel Reprocessing Options». — IAEA-TECDOC-1587, 2008.
• OECD/NEA. «Spent Nuclear Fuel Reprocessing: A Review of the State of the Art». — 2012.
• Росатом. «Замкнутый ядерный топливный цикл: концепция и технологии». — 2020.