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Puro

El reprocesamiento de combustible nuclear gastado mediante 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 reactor de agua dulce en la década de 1960. [2] Este proceso químico acuoso sigue utilizándose comercialmente para separar el plutonio apto para reactores (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 comercialmente aplicado, es el piroprocesamiento , [5] sugerido como parte del reactor rápido integral (IFR) alimentado con combustible metálico, un concepto de reactor rápido de sodio de la década de 1990. Después de que el combustible gastado se disuelve en sal fundida, todos los actínidos reciclables , que consisten principalmente en plutonio y uranio aunque con importantes componentes menores, se extraen mediante electrorrefinación/ electroobtención . La mezcla resultante mantiene el plutonio en todo momento en una forma de actínido emisor de rayos gamma y alfa no separados , que también es ligeramente autoprotector en escenarios de robo. [6]

PUREX ( extracción por reducción de uranio y plutonio ) 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 del combustible nuclear usado ( combustible nuclear gastado o combustible nuclear irradiado ). Se basa en la extracción líquido-líquido por intercambio iónico . [8]

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

Un diagrama de flujo simplificado de extracción de plutonio.

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

Proceso químico

Estructura del complejo de nitrato de uranilo que se extrae en PUREX. [9]

El combustible se disuelve primero en ácido nítrico a una concentración de 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 consiste en un 30% de fosfato de tributilo (TBP) en un hidrocarburo como el queroseno . Uranil(VI) UO2+
2Los iones se extraen en la fase orgánica como complejos 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 mediante el tratamiento de la solución de TBP-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 , sulfamato ferroso e hidrazina . Luego, el uranio se separa de la solución de queroseno mediante retroextracción en ácido nítrico a una concentración de alrededor de 0,2 M. [11]

Purex refinado

El término refinado PUREX describe la mezcla de metales en ácido nítrico que queda cuando se eliminan el uranio y el plutonio mediante el proceso PUREX de un licor de disolución de combustible nuclear . Esta mezcla se conoce a menudo como residuo nuclear de alto nivel .

Existen dos refinados PUREX. El refinado más activo del primer ciclo es el que se conoce comúnmente como refinado PUREX. El otro es el del ciclo de actividad media en el que el uranio y el plutonio se refinan mediante una segunda extracción con fosfato de tributilo .

El azul oscuro son los iones a granel, el azul claro son los productos de fisión (el grupo I es Rb/Cs) (el grupo II es Sr/Ba) (el grupo III es Y y los lantánidos ), el naranja son los productos de corrosión (de las tuberías de acero inoxidable), el verde son los actínidos principales, el violeta son los actínidos menores y el magenta es el veneno de neutrones ).

Actualmente, el refinado PUREX se almacena en tanques de acero inoxidable antes de convertirse en vidrio . El refinado PUREX del primer ciclo es muy radiactivo . Contiene casi todos los productos de fisión , productos de corrosión como hierro / níquel , trazas de uranio, plutonio y actínidos menores .

Contaminación

La planta PUREX en el sitio de Hanford fue responsable de producir "copiosos volúmenes de desechos líquidos", lo que resultó en la contaminación radiactiva de las aguas subterráneas. [12]

Las mediciones de Greenpeace en La Hague y Sellafield indicaron que los contaminantes radiactivos se liberan constantemente al mar y al aire. Por lo tanto, las personas que viven cerca de estas plantas de procesamiento están expuestas a niveles de radiación más altos que la radiación de fondo natural . Según Greenpeace , esta radiación adicional es pequeña pero no despreciable. [13]

Historia

El proceso PUREX fue inventado por Herbert H. Anderson y Larned B. Asprey en el Laboratorio Metalúrgico de la Universidad de Chicago , como parte del Proyecto Manhattan bajo la dirección de Glenn T. Seaborg ; su patente "Proceso de extracción por solvente para plutonio", presentada en 1947, [14] menciona al fosfato de tributilo como el principal reactivo que logra la mayor parte de la extracción química. [15]

Lista de sitios de reprocesamiento nuclear

Véase también

Referencias y notas

  1. ^ Greenwood, págs. 1255, 1261
  2. ^ "Plantas de reprocesamiento en todo el mundo". Sociedad Nuclear Europea . Archivado desde el original el 22 de junio de 2015. Consultado el 29 de julio de 2008 .
  3. ^ Una evaluación de las características de resistencia a la proliferación del combustible para reactores de agua ligera con potencial de reciclaje en los Estados Unidos
  4. ^ ¿Vale la pena el riesgo del reprocesamiento estadounidense?, Steve Fetter y Frank N. von Hippel, Arms Control Today, 1 de septiembre de 2005.
  5. ^ LC Walters (18 de septiembre de 1998). "Treinta años de información sobre combustibles y materiales del EBR-II". Journal of Nuclear Materials . 270 (1): 39–48. Bibcode :1999JNuM..270...39W. doi :10.1016/S0022-3115(98)00760-0.
  6. ^ [1] PUREX y PYRO no son lo mismo, Hannum, Marsh, Stanford.
  7. ^ Gregory Choppin; Jan-Olov Liljenzin ; Jan Rydberg (2002). Radioquímica y química nuclear, tercera edición . pág. 610. ISBN 978-0-7506-7463-8.
  8. ^ Paiva, AP; Malik, P. (2004). "Avances recientes en la química de la extracción por solventes aplicada al reprocesamiento de combustibles nucleares gastados y desechos radiactivos". Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry . 261 (2): 485–496. doi :10.1023/B:JRNC.0000034890.23325.b5. S2CID  94173845.
  9. ^ Burns, JH; Brown, GM; Ryan, RR (1985). "Estructura del dinitratodioxobis(fosfato de triisobutilo)uranio(VI) a 139 K". Acta Crystallographica Sección C Estructura cristalina Comunicaciones . 41 (10): 1446–1448. Código Bibliográfico :1985AcCrC..41.1446B. doi :10.1107/S0108270185008125.
  10. ^ JH Burns (1983). "Complejos de extracción con disolventes del ion uranilo. 2. Estructuras cristalinas y moleculares de catena-bis(.mu.-di-n-butil fosfato-O,O')dioxouranio(VI) y bis(.mu.-di-n-butil fosfato-O,O')bis[(nitrato)(óxido de tri-n-butilfosfina)dioxouranio(VI)]". Química inorgánica . 22 (8): 1174–1178. doi :10.1021/ic00150a006.
  11. ^ Greenwood, Norman N. ; Earnshaw, Alan (1997). Química de los elementos (2.ª ed.). Butterworth-Heinemann . p. 1261. ISBN 978-0-08-037941-8.
  12. ^ Gerber, MS (febrero de 2001). "Historia de la producción de defensa del sitio de Hanford (breve)" (PDF) . Fluor Hanford / Departamento de Energía de los EE. UU . . Consultado el 1 de octubre de 2009 .
  13. ^ "Greenpeace en La Haya (versión alemana)" . Consultado el 30 de abril de 2016 .
  14. ^ Patente estadounidense 2924506, Anderson, Herbert H. y Asprey, Larned B. y Asprey, Larned B., "Proceso de extracción de plutonio por disolventes", expedida el 9 de febrero de 1960 
  15. ^ P. Gary Eller; Bob Penneman y Bob Ryan (2005). «Muere el químico pionero de actínidos Larned Asprey» (PDF) . The Actinide Research Quarterly . Laboratorio Nacional de Los Álamos. págs. 13-17. Archivado desde el original (PDF) el 1 de febrero de 2014.

Lectura adicional

Enlaces externos