PUREX-процесс

PUREX-процесс (от англ. Plutonium and Uranium Recovery by Extraction) — это промышленный химический метод переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), основанный на жидкостной экстракции, предназначенный для разделения урана и плутония от высокоактивных продуктов деления и других актинидов. Является основным и наиболее распространённым в мире способом регенерации ядерных материалов для повторного использования в ядерном топливном цикле.

История разработки

Разработка PUREX-процесса началась в середине 1940-х годов в рамках Манхэттенского проекта в США. Первоначально для выделения плутония из облучённого урана использовался висмут-фосфатный процесс (Bismuth Phosphate Process), который был неэффективен для регенерации урана. В 1947 году учёные Металлургической лаборатории Чикагского университета (впоследствии Аргоннская национальная лаборатория) предложили использовать трибутилфосфат (ТБФ) в качестве экстрагента для одновременного извлечения урана и плутония.

Первая промышленная установка, реализующая PUREX-процесс, была введена в эксплуатацию в 1954 году на заводе в Саванна-Ривер (США). В СССР аналогичная технология была разработана в 1950-х годах под руководством академика В.Г. Хлопина и внедрена на радиохимическом заводе ПО «Маяк» (Челябинск-40). К 1960-м годам PUREX-процесс стал мировым стандартом для переработки ОЯТ, вытеснив менее эффективные методы.

Химические основы

Экстрагент и разбавитель

Основным экстрагентом в PUREX-процессе является трибутилфосфат (ТБФ, (C₄H₉O)₃PO). Чистый ТБФ — вязкая жидкость, поэтому его используют в виде раствора в инертном органическом разбавителе, обычно в нормальном додекане или керосине. Типичная концентрация ТБФ составляет 20–30% по объёму. Разбавитель снижает вязкость, улучшает гидродинамику и уменьшает пожароопасность.

Химия экстракции

PUREX-процесс основан на способности ТБФ образовывать нейтральные комплексы с нитратами урана(VI) и плутония(IV) в азотнокислой среде. Реакция экстракции для урана выглядит следующим образом:

UO₂(NO₃)₂ (водн.) + 2 ТБФ (орг.) ⇌ UO₂(NO₃)₂·2ТБФ (орг.)

Для плутония(IV):

Pu(NO₃)₄ (водн.) + 2 ТБФ (орг.) ⇌ Pu(NO₃)₄·2ТБФ (орг.)

Коэффициенты распределения (отношение концентрации в органической фазе к концентрации в водной) для U(VI) и Pu(IV) в 3–4 М азотной кислоте превышают 10, что позволяет эффективно извлекать их из водного раствора. Продукты деления (цезий, стронций, редкоземельные элементы) и другие актиниды (америций, кюрий) экстрагируются значительно хуже (коэффициенты распределения < 0,1), что обеспечивает селективность разделения.

Регулирование валентности

Ключевым элементом технологии является управление валентным состоянием плутония. Для отделения плутония от урана его переводят из четырёхвалентного состояния (Pu⁴⁺, хорошо экстрагируется) в трёхвалентное (Pu³⁺, практически не экстрагируется ТБФ). Для этого используют восстановители:

• Сульфамат железа(II) (Fe(NH₂SO₃)₂) — традиционный реагент, но требует утилизации железосодержащих отходов.
• Гидроксиламин (NH₂OH) — не вносит металлических примесей.
• U(IV) — в виде нитрата урана(IV), который сам является продуктом процесса и не загрязняет систему посторонними ионами.

Технологическая схема

Промышленная установка PUREX-процесса состоит из нескольких последовательных стадий, реализуемых в системе экстракционных колонн или центробежных экстракторов.

1. Подготовка топлива (Head-end)

Отработавшее топливо (обычно в виде стержней или таблеток) механически измельчается, а оболочки (цирконий, сталь) отделяются. Топливная матрица растворяется в горячей концентрированной азотной кислоте (HNO₃). Полученный раствор содержит уран, плутоний, продукты деления и минорные актиниды. Затем раствор осветляется фильтрацией и корректируется по кислотности до 3–4 М HNO₃.

2. Цикл совместной экстракции (Co-extraction)

Раствор ОЯТ (водная фаза) подаётся в экстракционную колонну противотоком с органической фазой (30% ТБФ в разбавителе). Уран и плутоний переходят в органическую фазу, а продукты деления и минорные актиниды остаются в водном рафинате, который направляется на захоронение как высокоактивные отходы (ВАО). Органическая фаза, содержащая U и Pu, промывается разбавленной азотной кислотой для удаления следов продуктов деления.

3. Цикл разделения (Partitioning)

Органическая фаза с U и Pu обрабатывается водным раствором восстановителя (например, гидроксиламина). Плутоний восстанавливается до Pu³⁺ и переходит в водную фазу (реэкстракция), а уран остаётся в органической фазе в виде UO₂(NO₃)₂·2ТБФ. Водный раствор Pu(III) направляется на доочистку.

4. Цикл реэкстракции урана (Uranium stripping)

Органическая фаза, содержащая только уран, обрабатывается разбавленной азотной кислотой (0,01–0,1 М) или дистиллированной водой. Уран реэкстрагируется в водную фазу. Органическая фаза (ТБФ в разбавителе) после регенерации возвращается в цикл экстракции.

5. Доочистка и конверсия

Полученные растворы урана и плутония дополнительно очищаются от остаточных продуктов деления и примесей на дополнительных экстракционных циклах. Затем:

• Уранилнитрат UO₂(NO₃)₂ концентрируется упариванием и может быть конвертирован в оксид урана U₃O₈ или UF₆ (для обогащения).
• Плутоний в виде раствора Pu(NO₃)₃ осаждается в виде оксалата Pu₂(C₂O₄)₃·nH₂O, который прокаливается до диоксида плутония PuO₂ — исходного материала для производства МОКС-топлива.

Продукты и отходы

Основные продукты

• Регенерированный уран — содержит около 0,8–1,0% изотопа U-235 (в зависимости от начального обогащения и выгорания). Может быть повторно обогащён или использован для изготовления топлива для реакторов на быстрых нейтронах.
• Плутоний — смесь изотопов, в основном Pu-239 и Pu-240. Используется для производства МОКС-топлива (смешанного оксида урана и плутония).

Отходы

• Высокоактивные отходы (ВАО) — водный рафинат после первого цикла, содержащий более 99% продуктов деления (Cs-137, Sr-90, Tc-99), минорные актиниды (Am, Cm) и остаточные количества урана и плутония. Подвергаются остекловыванию (витрификации) и захоронению в глубоких геологических формациях.
• Низко- и среднеактивные отходы — промывные растворы, отработанные органические растворители, фильтры и т.д.

Преимущества и недостатки

Преимущества

• Высокая степень извлечения урана и плутония (более 99,5%).
• Хорошая селективность по отношению к продуктам деления.
• Возможность работы в непрерывном режиме с высокой производительностью.
• Хорошая изученность и масштабируемость технологии.
• Возможность рецикла ядерных материалов, что снижает потребность в добыче урана.

Недостатки

• Образование больших объёмов жидких радиоактивных отходов (до 1000 м³ на тонну переработанного топлива).
• Использование больших количеств азотной кислоты, что требует коррозионностойкого оборудования (нержавеющая сталь, титан).
• Риск ядерной критичности при работе с плутонием, требующий специальных мер безопасности (геометрическое безопасное оборудование, нейтронные поглотители).
• Сложность обращения с органическими растворителями, которые подвергаются радиолизу и деградации, образуя побочные продукты, ухудшающие экстракцию.
• Высокая стоимость строительства и эксплуатации заводов.

Применение в мире

Крупнейшие промышленные заводы, использующие PUREX-процесс:

• Франция — заводы UP2 и UP3 на мысе Аг (La Hague) — перерабатывают топливо с лёгководных реакторов (PWR) и реакторов на быстрых нейтронах. Мощность — до 1700 тонн ОЯТ в год.
• Великобритания — завод B205 в Селлафилде (Sellafield) — перерабатывал топливо с газоохлаждаемых реакторов. Закрыт в 2022 году.
• Россия — завод РТ-1 на ПО «Маяк» (Озёрск, Челябинская область) — перерабатывает топливо с реакторов ВВЭР-440, РБМК, а также с транспортных и исследовательских реакторов. Мощность — около 400 тонн ОЯТ в год.
• Япония — завод Rokkasho Reprocessing Plant (префектура Аомори) — введён в эксплуатацию в 2024 году, мощность — 800 тонн ОЯТ в год.
• Индия — заводы в Тарапуре и Калпаккаме — перерабатывают топливо с тяжеловодных реакторов (PHWR) и реакторов на быстрых нейтронах.

В США промышленная переработка ОЯТ гражданского назначения не ведётся с 1970-х годов из-за соображений нераспространения ядерного оружия. В Китае действует пилотный завод в Ланьчжоу, а также ведётся строительство крупного промышленного комплекса.

Альтернативы и модификации

• UREX-процесс — модификация PUREX, в которой плутоний не выделяется в чистом виде, а остаётся в смеси с продуктами деления для снижения рисков распространения.
• TRUEX-процесс — дополнительная экстракция минорных актинидов (Am, Cm) из ВАО с использованием специальных экстрагентов (CMPO).
• DIAMEX-процесс — французская разработка для извлечения америция и кюрия из рафината PUREX.
• Пирометаллургическая переработка — альтернативный метод, использующий расплавленные соли и жидкие металлы, не требующий водных растворов. Применяется для топлива реакторов на быстрых нейтронах.

Экологические и политические аспекты

PUREX-процесс является предметом острых дискуссий в контексте нераспространения ядерного оружия. Выделение чистого плутония создаёт риск его использования для создания ядерных взрывных устройств. Поэтому страны, обладающие технологиями PUREX, находятся под особым контролем МАГАТЭ. С другой стороны, переработка ОЯТ позволяет значительно сократить объём высокоактивных отходов, подлежащих захоронению, и извлечь ценные материалы для повторного использования, что является важным элементом замкнутого ядерного топливного цикла.

Источники

1. Benedict, M., Pigford, T. H., & Levi, H. W. (1981). Nuclear Chemical Engineering (2nd ed.). McGraw-Hill.
2. Choppin, G. R., Liljenzin, J.-O., Rydberg, J., & Ekberg, C. (2013). Radiochemistry and Nuclear Chemistry (4th ed.). Academic Press.
3. Long, J. T. (1978). Engineering for Nuclear Fuel Reprocessing. American Nuclear Society.
4. Розен, А. М. (1974). Экстракция в ядерной технологии. Атомиздат.
5. IAEA. (2005). Spent Fuel Reprocessing Options. IAEA-TECDOC-1587.
6. OECD/NEA. (2012). Spent Nuclear Fuel Reprocessing in the World.