PUREX - PUREX

Le retraitement du combustible nucléaire usé par la méthode PUREX, développé pour la première fois dans les années 1940 pour produire du plutonium destiné aux armes nucléaires, a été démontré commercialement en Belgique pour recharger partiellement un REO dans les années 1960. Ce procédé chimique aqueux continue d'être utilisé commercialement pour séparer le plutonium de qualité réacteur (RGPu) en vue de sa réutilisation comme combustible MOX. Cela reste controversé, car le plutonium peut être utilisé pour fabriquer des armes nucléaires.
La méthode de retraitement alternative la plus développée, bien que non commercialement exploitée, est le pyrotraitement , suggéré dans le cadre du réacteur rapide intégré (IFR) à combustible métallique représenté, un concept de réacteur rapide au sodium des années 1990. Une fois le combustible usé dissous dans le sel fondu, tous les actinides recyclables , constitués en grande partie de plutonium et d'uranium bien qu'avec des constituants mineurs importants, sont extraits par électroraffinage/ extraction électrolytique . Le mélange résultant maintient le plutonium à tout moment sous une forme d' actinide émetteur gamma et alpha non séparée , qui est également légèrement auto-protégée dans les scénarios de vol.

PUREX ( plutonium uranium reduction extraction ) est une méthode chimique utilisée pour purifier le combustible des réacteurs nucléaires ou des armes nucléaires . PUREX est de facto aqueux standard retraitement nucléaire procédé pour la récupération d' uranium et de plutonium à partir d' occasion combustible nucléaire ( combustible nucléaire usé , ou irradié combustible nucléaire). Il est basé sur l' échange d'ions d' extraction liquide-liquide .

PUREX est appliquée sur le combustible nucléaire usé , qui se compose principalement de très haut poids atomique ( actinoïde ou « actinides ») des éléments (par exemple l' uranium , le plutonium , l' américium ) , ainsi que de plus petites quantités de matériau composé d'atomes légers, notamment les produits de fission produits par fonctionnement du réacteur.

Un organigramme simplifié d'extraction de plutonium.

Les éléments actinoïdes dans ce cas consistent principalement en les restes non consommés du combustible d'origine (typiquement U-235 , U-238 et/ou Pu-239 ).

Procédé chimique

Structure du complexe de nitrate d'uranyle extrait dans PUREX.

Le combustible est d'abord dissous dans de l'acide nitrique à une concentration d'environ 7 M . Les solides sont éliminés par filtration pour éviter la formation d' émulsions , appelées troisièmes phases dans la communauté d'extraction par solvant.

Le solvant organique est constitué de 30% de phosphate de tributyle (TBP) dans un hydrocarbure tel que le kérosène . Les ions uranium sont extraits sous forme de complexes UO 2 (NO 3 ) 2 ·2TBP; le plutonium est extrait sous forme de complexes similaires . Les actinides les plus lourds, principalement l' américium et le curium , et les produits de fission restent dans la phase aqueuse. La nature des complexes de nitrate d'uranyle avec les phosphates de trialkyle a été caractérisée.

Le plutonium est séparé de l'uranium en traitant la solution de kérosène avec des agents réducteurs pour convertir le plutonium à son état d'oxydation +3, qui passera en phase aqueuse. Des agents réducteurs typiques comprennent le N, N-diéthyl- hydroxylamine , ferreux sulfamate , et l' hydrazine . L'uranium est ensuite extrait de la solution de kérosène par désextraction en acide nitrique à une concentration d'environ 0,2 M.

raffinat PUREX

Le terme raffinat PUREX décrit le mélange de métaux dans l'acide nitrique qui reste lorsque l' uranium et le plutonium ont été éliminés par le procédé PUREX d'une liqueur de dissolution de combustible nucléaire . Ce mélange est souvent appelé déchets nucléaires de haute activité .

Il existe deux raffinats PUREX. Le raffinat le plus actif du premier cycle est celui qui est le plus communément appelé raffinat PUREX. L'autre est issu du cycle mi-actif dans lequel l'uranium et le plutonium sont raffinés par une seconde extraction au phosphate de tributyle .

Purexraffinatecomp.png

Le bleu foncé correspond aux ions en vrac, le bleu clair correspond aux produits de fission (le groupe I correspond au Rb/Cs) (le groupe II correspond au Sr/Ba) (le groupe III correspond au Y et aux lanthanides ), l'orange correspond aux produits de corrosion (provenant des canalisations en acier inoxydable) , le vert sont les actinides majeurs, le violet sont les actinides mineurs et le magenta est le poison neutronique )

Actuellement, le raffinat PUREX est stocké dans des cuves en acier inoxydable avant d'être transformé en verre . Le raffinat PUREX du premier cycle est très radioactif . Il a presque tous les produits de fission , la corrosion des produits tels que le fer / nickel , des traces d'uranium, le plutonium et les actinides mineurs .

la pollution

L'usine PUREX du site de Hanford était responsable de la production de « volumes copieux de déchets liquides », entraînant la contamination radioactive des eaux souterraines.

Les mesures de Greenpeace à La Hague et Sellafield ont indiqué que des polluants radioactifs sont régulièrement rejetés dans la mer et dans l'air. Par conséquent, les personnes vivant à proximité de ces usines de transformation sont exposées à des niveaux de rayonnement plus élevés que le rayonnement de fond naturel . Ce rayonnement supplémentaire est faible mais non négligeable selon Greenpeace.

Histoire

Le procédé PUREX a été inventé par Herbert H. Anderson et Larned B. Asprey au Laboratoire métallurgique de l' Université de Chicago , dans le cadre du projet Manhattan dirigé par Glenn T. Seaborg ; leur brevet "Solvent Extraction Process for Plutonium" déposé en 1947, mentionne le phosphate de tributyle comme le principal réactif qui accomplit la majeure partie de l'extraction chimique.

Liste des sites de retraitement nucléaire

Voir également

Références et notes

Lectures complémentaires

  • Agence de l'OCDE pour l'énergie nucléaire, L'économie du cycle du combustible nucléaire, Paris, 1994
  • I. Hensing et W Schultz, Economic Comparison of Nuclear Fuel Cycle Options, Energiewirtschaftlichen Instituts, Cologne, 1995.
  • Cogema, Reprocessing-Recycling: the Industrial Stakes, présentation à la Konrad-Adenauer-Stiftung, Bonn, 9 mai 1995.
  • Agence de l'OCDE pour l'énergie nucléaire, Plutonium Fuel: An Assessment, Paris, 1989.
  • Conseil national de recherches, "Nuclear Wastes: Technologies for Separation and Transmutation", National Academy Press, Washington DC 1996.

Liens externes