PUREX - 1

Expansão sobre o artigo PUREX das Wikipédias em inglês e alemão.

PUREX é um método químico usado para purificar combustível para reatores nucleares ou armas nucleares. É um acrônimo para recuperação de urânio e plutônio por extração (Plutonium Uranium Recovery by Extraction).[1][2][3] PUREX é de facto o método de reprocessamento nuclear aquoso padrão para a recuperação de urânio e plutônio de combustível nuclear usado (dito "gasto", “exaurido” ou "empobrecido"). Baseia-se em extração líquido-líquido por permuta iônica.

O processo PUREX foi inventado por Herbert H. Anderson e Larned B. Asprey no Laboratório Metalúrgico da Universidade de Chicago, como parte do Projeto Manhattan, sob a administração de Glenn T. Seaborg. Sua patente "Processo de Plutônio Extração por Solvente" foi registrada em 1947, [4] menciona o fosfato de tributilo como principal reagente que realiza a maior parte da extração química.[5]

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Visão geral

Em resumo, o processo PUREX é um método de extração líquido-líquido por permuta de íons utilizado para o reprocessamento de combustível nuclear gasto, de modo a extrair essencialmente o urânio e plutônio, independente um do outro, a partir de outros constituintes.

O combustível nuclear empobrecido para que este processo seja aplicado consiste principalmente de certos elementos de pesos atômicos muito elevados (actinóides ou actinídeos, por exemplo, o urânio) juntamente com quantidades menores de material composto de átomos mais leves, nomeadamente, os chamados produtos de fissão .

Os elementos actinóides neste caso consistem principalmente de restos do combustível original não consumidos em parte significativa (normalmente, U-238 e outros isótopos de urânio). Além disso, existem pequenas quantidades de outros actinóides, criados quando um isótopo é transmutado em outro por uma reação envolvendo a captura de nêutrons. Plutônio-239 é o principal exemplo. Outro termo às vezes visto em relação a este material secundário (e outros materiais produzidos de forma semelhante) é produtos de ativação.

Em resposta a capacidade do processo de PUREX em extrair materiais de armas nucleares do combustível irradiado, o comércio dos produtos químicos em questão é monitorado.

O processo químico

O complexo formado a partir de um uranilion, dois nitratos e duas moléculas de fosfato de trietila. Isto é muito semelhante ao complexo de urânio na fase orgânica no processo PUREX.

O combustível irradiado é primeiro dissolvido em ácido nítrico a uma concentração de aproximadamente 7 M. Após a etapa de dissolução, é normal remover os sólidos insolúveis finos, pois caso contrário irão perturbar o processo de extração com solvente, alterando a interface líquido-líquido. Sabe-se que a presença de um sólido fino pode estabilizar uma emulsão. Emulsões são muitas vezes referidas como fases terceiras na comunidade técnica que trata de extração por solvente.

Um solvente orgânico, composto de 30% de fosfato de tributila (TBP) em um solvente hidrocarboneto, tal como querosene, é utilizado para extrair o urânio como complexo UO2((NO3)2·2TBP, e plutônio como complexos similares, a partir de outros produtos de fissão, que permanecem na fase aquosa. Os elementos transurânicos amerício e cúrio também permanecem na fase aquosa. Aa natureza do complexo de urânio solúvel orgânico tem sido objeto de pesquisa. Uma série de complexos de urânio com nitratos e fosfatos de trialquilo e óxidos de fosfina foram caracterizados.[6]

O plutônio é separado a partir do urânio por tratamento da solução com querosene e sulfamato ferroso aquoso, que reduz seletivamente o plutônio para o estado de oxidação +3. O plutônio passa para a fase aquosa. O urânio é retirado da solução de querosene por retro-extração em ácido nítrico a uma concentração de aproximadamente 0,2 mol dm-3.[7]

Produtos de degradação do TPB

É normal o uso deste processo para extrair tanto o urânio como o plutônio da maioria dos produtos de fissão, mas não é possível obter uma separação aceitável dos produtos de fissão em seus produtos actinídeos com um único ciclo de extração. A irradiação inevitável (do material a ser processado) agindo na mistura de tributil fosfato / hidrocarboneto produz hidrogenofosfato de dibutila. Este produto de degradação é capaz de agir como um agente de extração de muitos metais, por conseguinte, levando à contaminação do produto por produtos de fissão. Por isso, é normal utilizar mais do que um ciclo de extração. O primeiro ciclo reduz a radioatividade da mistura, permitindo que os ciclos posteriores de extração sejam mantidos limpos em termos de produtos de degradação.

Hidrogenofosfatos de dialquila são capazes de formar complexos com muitos metais. Estes incluem alguns complexos metálicos poliméricos. A formação destes polímeros de coordenação é uma forma na qual os sólidos finos podem ser formados durante o processo. Enquanto a concentração de cádmio tanto no licor de dissolução do combustível e no refinado PUREX é muito baixa, o complexo polimérico de cádmio do fosfato de dietila é mostrado na imagem abaixo. A imagem posterior é a estrutura de um complexo de lantanídeo do fosfato de dietilo. Ao contrário do cádmio, a concentração de neodímio nestas misturas formadas a partir de combustível é muito alta.

Este complexo é formado a partir de íon de cádmio e íons de fosfato de dietila.

Este complexo é formado a partir de íons de neodímio e fosfato dietílico.

Abaixo está um fosfato complexo fosfato misto tributila dibutila de urânio. Uma vez que os ligantes de fosfato de dibutilo são ácidos, será possível para extrair o urânio através de um mecanismo de extração líquido-líquido de permuta de íon, em vez de apenas por um mecanismo de solvatação. Isto irá, potencialmente, fazer a remoção de urânio com ácido nítrico diluído menos eficaz.

Este complexo é formado a partir de íon uranilo, dois nitratos, dois fosfatos de dibutila e duas moléculas de fosfato de tributila.

Extração de tecnécio

Além disso, o sistema de fosfato de tributilo urânio (VI) é capaz de extrair o tecnécio como pertecnetato através de um mecanismo de extração de par iônico. Aqui tem-se um exemplo de uma versão com rênio de um complexo de urânio / tecnécio, que se pensa ser responsável pela extração de tecnécio para a fase orgânica. Tem-se duas imagens de complexos actinila de óxido de trifenilfosfina que foram cristalizados com perrenato. Com o neptunilo menos altamente carregado de íons também é possível formar um complexo.[8]

Este complexo é formado a partir de um íon uranilo e três moléculas de óxido de trifenilfosfina. Os ânions estão na primeira esfera de coordenação do metal.

Este complexo é formado a partir de um íon neptunilo e quatro moléculas de óxido de trifenilfosfina. Os ânions estão separados a partir do centro do metal.

Poluição

A planta de processo PUREX nas instalações de Hanford foi responsável pela produção de 'volumes abundantes de resíduos líquidos ", resultando na contaminação radioativa de águas subterrâneas.[9]

www.ecy.wa.gov

Em um relatório do governo dos EUA, emitido em 1992, estima-se que 685 mil curies (25,3 PBq) do isótopo radioativo iodo-131 teria sido lançado no o rio e no ar a partir das instalações de Hanford entre 1944 e 1947. Os custos da descontaminação são estimados em cerca de US$ 2 bilhões por ano.[10]

Referências

1. Gregory Choppin, Jan-Olov Liljenzin, Jan Rydberg. "Radiochemistry and Nuclear Chemistry, Third Edition". p. 610. ISBN 978-0-7506-7463-8.

2. Informationskreis KernEnergie: Kernenergie Basiswissen. April 2003, ISBN 3-926956-44-5

3. Friedrich-Karl Pickert, Hans-Jürgen Zech: Brennstoffkreislauf. Deutsches Atomforum, 1981, ISBN 3-922798-03-4 (formal falsche ISBN)

4. US patent 2924506, Anderson, Herbert H. and Asprey, Larned B. & Asprey, Larned B., "Solvent extraction process for plutonium", issued 1960-02-09

5. P. Gary Eller, Bob Penneman, and Bob Ryan (1st quarter 2005). "Pioneer actinide chemist Larned Asprey dies". The Actinide Research Quarterly. Los Alamos National Laboratory. pp. 13–17.

6. J.H. Burns (1983). "Solvent-extraction complexes of the uranyl ion. 2. Crystal and molecular structures of catena-bis(.mu.-di-n-butyl phosphato-O,O')dioxouranium(VI) and bis(.mu.-di-n-butyl phosphato-O,O')bis[(nitrato)(tri-n-butylphosphine oxide)dioxouranium(VI)]". Inorganic Chemistry 22 (8): 1174. doi:10.1021/ic00150a006.

7. Greenwood, Norman N.; Earnshaw, Alan (1997). Chemistry of the Elements (2nd ed.). Butterworth–Heinemann. p. 1261. ISBN 0080379419.

8. G.H. John, I. May, M.J. Sarsfield, H.M. Steele, D. Collison, M. Helliwell and J.D. McKinney (2004). "The structural and spectroscopic characterisation of three actinyl complexes with coordinated and uncoordinated perrhenate .". Dalton Trans. (5): 734. doi:10.1039/b313045b.

9. Gerber, M.S. (2001 February). "History of Hanford Site Defense Production (Brief)". Fluor Hanford /US DOE. Retrieved 2009 10 1.

10. Martin, Hugo (August 13, 2008). "Nuclear site now a tourist hot spot". The Los Angeles Times.

Ligações externas

• • Processing of Used Nuclear Fuel, World Nuclear Association

  • Reactor-Grade Plutonium and Development of Nuclear Weapons, Analytical Center for Non-proliferation

  • PUREX Process, European Nuclear Society

  • Mixed Oxide Fuel (MOX) - World Nuclear Association

  • Disposal Options for Surplus Weapons-Usable Plutonium - Congressional Research Service Report for Congress

  • Brief History of Fuel Reprocessing

Leituras recomendadas

• • OECD Nuclear Energy Agency, The Economics of the Nuclear Fuel Cycle, Paris, 1994

  • I. Hensing and W Schultz, Economic Comparison of Nuclear Fuel Cycle Options, Energiewirtschaftlichen Instituts, Cologne, 1995.

  • Cogema, Reprocessing-Recycling: the Industrial Stakes, presentation to the Konrad-Adenauer-Stiftung, Bonn, 9 May 1995.

  • OECD Nuclear Energy Agency, Plutonium Fuel: An Assessment, Paris, 1989.

• National Research Council, "Nuclear Wastes: Technologies for Separation and Transmutation", National Academy Press, Washington D.C. 1996.