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Proceso PUREX

1950
  • Herbert H. Anderson
  • Larned B. Asprey
Instalación de reprocesamiento nuclear que utiliza el proceso PUREX para la extracción de uranio y plutonio.

(Imagen generada únicamente con fines ilustrativos)

PUREX, un acrónimo para la recuperación de plutonio y uranio mediante extracción, es la principal industria método Para el reprocesamiento de combustible nuclear gastado, se emplea la extracción líquido-líquido (ELL) para separar el uranio y el plutonio de los productos de fisión altamente radiactivos. El proceso utiliza una solución al 30 % de fosfato de tributilo (TBP) en un diluyente de hidrocarburo para extraer selectivamente U(VI) y Pu(IV) de una alimentación de ácido nítrico.

El proceso PUREX, desarrollado a finales de la década de 1940 como parte del programa nuclear estadounidense, se convirtió en el estándar mundial para el reprocesamiento nuclear. Su éxito radica en la alta selectividad del extractante, el fosfato de tributilo (TBP), para el uranio y el plutonio en estados de oxidación específicos. El proceso comienza disolviendo las barras de combustible gastado en ácido nítrico caliente. En la primera etapa de extracción, la solución acuosa de ácido nítrico que contiene uranio, plutonio y productos de fisión se pone en contacto con el solvente TBP/queroseno. El TBP forma complejos estables con el uranio hexavalente (como [latex]UO_2(NO_3)_2(TBP)_2[/latex]) y el plutonio tetravalente (como [latex]Pu(NO_3)_4(TBP)_2[/latex]), extrayéndolos a la fase orgánica, mientras que la mayoría de los productos de fisión, típicamente en los estados de oxidación +1, +2 o +3, permanecen en el refinado acuoso.

La separación de uranio y plutonio se logra en una etapa posterior. Se añade un agente reductor, como sulfamato ferroso o nitrato de hidroxilamina, para reducir selectivamente el plutonio de Pu(IV) al estado inextractable Pu(III). Esto permite extraer el plutonio y devolverlo a una fase acuosa fresca, mientras que el uranio permanece en la fase orgánica. Finalmente, el uranio se extrae del disolvente orgánico mediante una solución diluida de ácido nítrico. El proceso es altamente eficiente, pero genera volúmenes significativos de residuos radiactivos líquidos y plantea preocupaciones sobre la proliferación debido a la separación de plutonio puro. Se están desarrollando variantes avanzadas del proceso PUREX para coextraer plutonio con otros actínidos y crear un producto más resistente a la proliferación.

UNESCO Nomenclature: 2209
Física nuclear y de altas energías

Tipo

Proceso químico

Ruptura

Sustancial

Uso

Uso generalizado

Precursores

  • descubrimiento de la fisión nuclear y de los elementos transuránicos
  • la necesidad del proyecto Manhattan de separar el plutonio (por ejemplo, el proceso anterior de fosfato de bismuto)
  • Desarrollo de fosfato de tributilo (TBP) como plastificante y disolvente
  • Avances en la tecnología de manipulación remota de materiales altamente radiactivos
  • Desarrollo de mezcladores-sedimentadores y contactores de columna pulsada

Aplicaciones

  • Recuperación de materiales fisionables (uranio-235, plutonio-239) para su reutilización en reactores nucleares
  • producción de plutonio separado para armas nucleares
  • Fabricación de combustible de óxido mixto (MOX)
  • Reducir el volumen y la radiotoxicidad a largo plazo de los residuos nucleares de alta actividad
  • Aislamiento de isótopos específicos para uso médico o industrial

Patentes:

  • US2924506A

Ideas para posibles innovaciones

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Relacionado con: PUREX, reprocesamiento nuclear, combustible nuclear gastado, plutonio, uranio, fosfato de tributilo, TBP, extracción con solventes, química nuclear, residuos radiactivos.

Contexto histórico

Proceso PUREX

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1957
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(Si la fecha es desconocida o no es relevante, por ejemplo "mecánica de fluidos", se proporciona una estimación redondeada de su aparición notable)

Invención, innovación y principios técnicos relacionados.

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