| http://dbpedia.org/ontology/abstract
|
La Pureks-procedo estas fizika-kemia proce … La Pureks-procedo estas fizika-kemia procedo, en kiu oni disigas el la la uzeblajn uranon kaj plutonion disde la ne plu uzeblaj radioaktivaj defalaĵoj. La angla mallongigo PUREX estas „Plutonium-Uranium Recovery by Extraction“. (Plutonia-Urania Reakiro per Ekstraktado) En ties principo, la procedo estas formo de ekstraktado, en kiu la ekstraktaĵo estas , kiun oni maldensigas per 70 % da . Tiel oni nomumas la ekstrantan materialon ankaŭ TBP-30. Dum la reciklado de la brulstangoj, oni disigas (segas) ilin kaj solvas en varmega nitrata acido. La TBP-30 solvas la nitratojn de la urano kaj plutonio, dum nitratoj de brulproduktaĵoj re-restas en la akva fazo. Oni povas ripeti la disigan procedon por atingi la necesan purecon.an procedon por atingi la necesan purecon.
, PUREX é um método químico usado para purif … PUREX é um método químico usado para purificar combustível para reatores nucleares ou armas nucleares. É um acrônimo para a extração de urânio e plutônio (Plutonium Uranium Recovery by Extraction). 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 extração líquido-líquido de permuta iônica. O processo PUREX foi inventado por e no da Universidade de Chicago, como parte do Projeto Manhattan sob a administração de Glenn T. Seaborg. Sua patente "Processo de Extração de Solvente para Plutônio" foi registrada em 1947, menciona o fosfato de tributila como principal reagente que realiza a maior parte da extração química.realiza a maior parte da extração química.
, Пурекс-проце́сс, пьюрекс-процесс (от англ. … Пурекс-проце́сс, пьюрекс-процесс (от англ. Plutonium-Uranium Recovery by EXtraction, PUREX, в отечественной литературе обычно водно-экстракционная или экстракционно-сорбционная технология на основе трибутилфосфата — регенерация урана и плутония посредством экстракции) — технологический процесс переработки облучённого ядерного топлива. переработки облучённого ядерного топлива.
, Le procédé chimique PUREX (acronyme de l'a … Le procédé chimique PUREX (acronyme de l'anglais Plutonium, Uranium, Reduction, EXtraction) est une méthode de traitement du combustible nucléaire usé, utilisée depuis 1947 (et développée dans le cadre du projet Manhattan) pour séparer le plutonium et l'uranium indépendamment l'un de l'autre des actinides mineurs et des produits de fission par une méthode d'extraction liquide-liquide. Des étapes préalables sont nécessaires à la mise en œuvre du procédé :
* élimination des gaines (par cisaillage - dissolution par exemple) ;
* dissolution du combustible irradié dans l'acide nitrique ;
* récupération des solides insolubles par centrifugation;
* envoi des morceaux de gaines (coques et embouts) non attaqués aux déchets pour compactage, PUREX est alors mis en œuvre:
* extraction de l'uranium et du plutonium par un solvant organique de 30 % de tributylphosphate (TBP) dans du dodécane ;
* récupération des produits de fission dans la phase acide nitrique ;
* extraction du plutonium de la solution uranium/plutonium par réduction du plutonium ;
* épuration, concentration et transformation chimique de l'uranium et du plutonium. Les dernières étapes d'obtention de l'uranium et du plutonium sont post-PUREX et requièrent des procédés spécifiques.Les actinides mineurs et les produits de fission sont calcinés puis vitrifiés au sein d'une matrice inerte qui assure la stabilité physico-chimique du colis de déchets. Les autres matières disponibles sont le plutonium (sous forme métal ou oxyde), qui peut être utilisé conjointement avec de l'uranium appauvri afin de fabriquer du combustible MOX et l'uranium, dont l'enrichissement est égal à celui du combustible irradié.t est égal à celui du combustible irradié.
, Der PUREX-Prozess ist ein physikalisch-che … Der PUREX-Prozess ist ein physikalisch-chemisches Verfahren, das bei der Wiederaufarbeitung abgebrannter Brennelemente zur Trennung der darin enthaltenen Spaltstoffe Uran und Plutonium von den bei diesem Prozess nicht mehr verwendbaren radioaktiven Abfallstoffen eingesetzt wird. Die Abkürzung PUREX steht für „Plutonium-Uranium Recovery by Extraction“. Historischer Hauptzweck des Verfahrens war die möglichst reine chemische Abtrennung des Plutoniums (zunächst zum Bau von Atomwaffen, später auch zur Produktion von MOX-Brennelementen). Dass dabei im „Abfall“-Strom auch potentiell nutzbare Spaltprodukte, ein gewisser Anteil Uran und Plutonium sowie die stark radiotoxischen und langlebigen minoren Actinoide anfallen und für diese nur noch die Lagerung in einem Endlager in Betracht kommt, nahm und nimmt man in Kauf.etracht kommt, nahm und nimmt man in Kauf.
, PUREX è un processo tecnologico di recuper … PUREX è un processo tecnologico di recupero di uranio e plutonio dal combustibile nucleare esaurito basato sull'estrazione liquido-liquido. L'acronimo sta per l'espressione inglese plutonium and uranium recovery by extraction, ovvero "recupero di uranio e plutonio per estrazione". Il combustibile esausto - uranio e plutonio inquinati dai prodotti delle loro fissioni - viene disciolto in acido nitrico e la soluzione viene filtrata, in modo da rimuovere le particelle solide rimaste insolute che potrebbero disturbare l'estrazione successiva, stabilizzando l'eventuale formazione di un'emulsione. Il combustibile viene disciolto ottenendo una soluzione che, a seconda del grado di bruciamento del combustibile, contiene circa 250-300 g/L di uranio, fino a 3 g/L di plutonio e fino a 100 mg/L di nettunio. L'azione ossidante dell'acido nitrico provoca lo sviluppo di vapori di iodio elementare (I2) e l'ossidazione del plutonio allo stato di ossidazione +4, per il quale l'efficienza dell'estrazione è massima. Per trattamento con una soluzione al 30% di tributilfosfato (TBP) in cherosene, vengono quindi estratti l'uranio ed il plutonio, che passano nella fase organica in forma di ioni complessi metallo-tributilfosfato, mentre gli altri elementi rimangono nella fase acquosa nitrica. L'efficienza dell'estrazione è favorita da alte concentrazioni di acido nitrico. Durante la prima fase di estrazione nella fase organica migrano uranio, nettunio, plutonio, gli attinoidi americio e curio ed una serie di prodotti di fissione (terre rare, rutenio, zirconio, niobio, etc.). Per aumentare la purezza in uranio e plutonio, la fase organica viene successivamente lavata con soluzioni di acido nitrico e nitrato d'ammonio; in questo modo uranio e plutonio restano nella fase organica, mentre una parte significativa dei prodotti di fissione viene allontanata. Successivamente viene condotta la separazione di uranio e plutonio. L'impianto si compone di due zone, una dove avviene la separazione vera e propria ed una successiva in cui il plutonio viene lavato dall'uranio non separato. La separazione viene operata tramite un'estrazione con una soluzione acquosa di sali di ferro(II) o uranio(IV), che riducono il plutonio allo stato di ossidazione +3 rimuovendolo - insieme a parte dell'uranio - dalla fase organica. La purificazione della soluzione di plutonio avviene nella seconda zona, per estrazione con altra soluzione organica fresca che verrà combinata alla fase organica proveniente dall'estrazione precedente. La fase organica da cui è stato estratto il plutonio, che ora contiene principalmente il complesso di uranio, viene quindi lavata con acido nitrico diluito; l'uranio passa nella fase acquosa, mentre la fase organica si avvia ad essere riciclata per essere impiegata in una nuova estrazione. A questo primo ciclo di separazione ne segue generalmente un secondo (ed in alcuni impianti anche un terzo, detto di affinaggio) allo scopo di allontanare ulteriormente le tracce dei prodotti di fissione e del plutonio residuo e aumentare la purezza dell'uranio recuperato (fino a 10 ppm di plutonio nell'uranio). Le operazioni sono analoghe a quelle del primo ciclo. Dal secondo (o dal terzo) ciclo di separazione si ottengono soluzioni di nitrato di uranile e di che vengono successivamente convertite in diossido di uranio e diossido di plutonio.diossido di uranio e diossido di plutonio.
, PUREX (plutonium uranium reduction extract … PUREX (plutonium uranium reduction extraction) is a chemical method used to purify fuel for nuclear reactors or nuclear weapons. PUREX is the de facto standard aqueous nuclear reprocessing method for the recovery of uranium and plutonium from used nuclear fuel (spent nuclear fuel, or irradiated nuclear fuel). It is based on liquid–liquid extraction ion-exchange. PUREX is applied to spent nuclear fuel, which consists primarily of very high atomic-weight (actinoid or "actinide") elements (e.g. uranium, plutonium, americium) along with smaller amounts of material composed of lighter atoms, notably the fission products produced by reactor operation. The actinoid elements in this case consist primarily of the unconsumed remains of the original fuel (typically U-235, U-238, and/or Pu-239).l (typically U-235, U-238, and/or Pu-239).
, 퓨렉스(PUREX, 플루토늄 - 우라늄 추출(Plutonium - URani … 퓨렉스(PUREX, 플루토늄 - 우라늄 추출(Plutonium - URanium EXtraction)는 사용후 연료에서 우라늄과 플루토늄을 녹여서 추출해내는 일반적인 방식이다. 퓨렉스는 이온 교환 추출에 기반을 두고 있다. 퓨렉스 방식은 맨해튼 계획의 부분이던 시카고 대학의 야금 연구소의 Herbert H. Anderson와 Larned B. Asprey가 발명하였다. 그들은 "용매 추출을 통한 플루토늄 생산"특허를 1947년에 제출하였으며, 이 특허에서는 인산 트리부틸(tributyl phosphate)을 주요 반응제로 언급하였다. (미국 특허 2,924,506를 참조.)te)을 주요 반응제로 언급하였다. (미국 특허 2,924,506를 참조.)
, PUREX法（ピューレックスほう）は核燃料または核兵器を生産する際に用いられるプルト … PUREX法（ピューレックスほう）は核燃料または核兵器を生産する際に用いられるプルトニウムおよびウランの化学的分離・精製手法であり、プルトニウム-ウラン溶媒抽出（Plutonium Uranium Redox EXtraction）のアクロニムになっている。PUREX法はイオン交換を用いた液液抽出法に基づいており、核燃料再処理において使用済み核燃料からプルトニウムとウランを抽出する手法としてデファクトスタンダードとなっている。 PUREX法はマンハッタン計画においてグレン・シーボーグの指揮の下、シカゴ大学冶金研究所のハーバート・H・アンダーソンとラーンド・B・アスプレイにより開発された。1947年に出願された特許「プルトニウムの溶媒抽出法」では、化学的な抽出工程の大部分を実現する主要な反応剤としてリン酸トリブチルに言及している。化学的な抽出工程の大部分を実現する主要な反応剤としてリン酸トリブチルに言及している。
, Purexmetoden (Plutonium Uranium Redox EXtraction) är en metod för upparbetning av utbränt kärnbränsle. Den innebär att plutonium och uran återvinns genom extraktion ur sura lösningar med hjälp av en komplexbildare, tributylfosfat (TBP).
|
| http://dbpedia.org/ontology/thumbnail
|
http://commons.wikimedia.org/wiki/Special:FilePath/Plutonium_and_uranium_extraction_from_nuclear_fuel-eng.svg?width=300 +
|
| http://dbpedia.org/ontology/wikiPageExternalLink
|
http://www.world-nuclear.org/info/inf29.html +
, http://www.world-nuclear.org/info/inf69.html +
, http://www.globalsecurity.org/wmd/library/report/crs/97-564.htm +
, https://web.archive.org/web/20060323012601/http:/mfnl.xjtu.edu.cn/gov-doe-ornl/RDF/history/03_FuelReprocessinHistory.html +
, https://web.archive.org/web/20060518064352/http:/npc.sarov.ru/english/digest/62002/appendix7.html +
, https://web.archive.org/web/20160521105558/http:/www.euronuclear.org/info/encyclopedia/p/purex-process.htm +
, https://web.archive.org/web/20070204135816/http:/www.world-nuclear.org/info/inf69.html +
, https://web.archive.org/web/20130301173649/http:/www.world-nuclear.org/info/inf29.html +
|
| http://dbpedia.org/ontology/wikiPageID
|
1859146
|
| http://dbpedia.org/ontology/wikiPageLength
|
12956
|
| http://dbpedia.org/ontology/wikiPageRevisionID
|
1118201725
|
| http://dbpedia.org/ontology/wikiPageWikiLink
|
http://dbpedia.org/resource/Neutron_poison +
, http://dbpedia.org/resource/File:Ifr_concept.jpg +
, http://dbpedia.org/resource/File:Uranium_Reprocessing.jpg +
, http://dbpedia.org/resource/West_Valley_Reprocessing_Plant +
, http://dbpedia.org/resource/Sulphamic_acid +
, http://dbpedia.org/resource/File:UO2%28NO3%292%28OP%28OR%293%292.svg +
, http://dbpedia.org/resource/Idaho_National_Laboratory +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_breeder_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Uranium +
, http://dbpedia.org/resource/File:Purexraffinatecomp.png +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_weapons +
, http://dbpedia.org/resource/Nitric_acid +
, http://dbpedia.org/resource/Stainless_steel +
, http://dbpedia.org/resource/Pu-239 +
, http://dbpedia.org/resource/Category:Waste_treatment_technology +
, http://dbpedia.org/resource/Spent_nuclear_fuel +
, http://dbpedia.org/resource/Chemical_element +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_fuel +
, http://dbpedia.org/resource/Ferrous +
, http://dbpedia.org/resource/Liquid%E2%80%93liquid_extraction +
, http://dbpedia.org/resource/Global_Nuclear_Energy_Partnership +
, http://dbpedia.org/resource/Curium +
, http://dbpedia.org/resource/Spent_nuclear_fuel_shipping_cask +
, http://dbpedia.org/resource/Glenn_T._Seaborg +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Mayak +
, http://dbpedia.org/resource/U-235 +
, http://dbpedia.org/resource/Minor_actinides +
, http://dbpedia.org/resource/Category:Nuclear_chemistry +
, http://dbpedia.org/resource/Greenpeace +
, http://dbpedia.org/resource/Category:Plutonium +
, http://dbpedia.org/resource/Background_radiation +
, http://dbpedia.org/resource/Uranium-238 +
, http://dbpedia.org/resource/COGEMA_La_Hague_site +
, http://dbpedia.org/resource/Atomic_weight +
, http://dbpedia.org/resource/Raffinate +
, http://dbpedia.org/resource/Coordination_complex +
, http://dbpedia.org/resource/Manhattan_Project +
, http://dbpedia.org/resource/Radioactive +
, http://dbpedia.org/resource/Category:Radioactive_waste +
, http://dbpedia.org/resource/University_of_Chicago +
, http://dbpedia.org/resource/Ion-exchange +
, http://dbpedia.org/resource/File:Plutonium_and_uranium_extraction_from_nuclear_fuel-eng.svg +
, http://dbpedia.org/resource/Corrosion +
, http://dbpedia.org/resource/Hydroxylamine +
, http://dbpedia.org/resource/Third_phase +
, http://dbpedia.org/resource/Americium +
, http://dbpedia.org/resource/Geomelting +
, http://dbpedia.org/resource/Hydrazine +
, http://dbpedia.org/resource/Sellafield +
, http://dbpedia.org/resource/Larned_B._Asprey +
, http://dbpedia.org/resource/Oak_Ridge_National_Laboratory +
, http://dbpedia.org/resource/Herbert_H._Anderson +
, http://dbpedia.org/resource/Iron +
, http://dbpedia.org/resource/Actinoid +
, http://dbpedia.org/resource/Kerosene +
, http://dbpedia.org/resource/Hydrocarbon +
, http://dbpedia.org/resource/Emulsion +
, http://dbpedia.org/resource/Nickel +
, http://dbpedia.org/resource/Category:Uranium +
, http://dbpedia.org/resource/Hanford_Site +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_waste +
, http://dbpedia.org/resource/Organic_solvent +
, http://dbpedia.org/resource/Solvent_extraction +
, http://dbpedia.org/resource/Fission_products +
, http://dbpedia.org/resource/Tributyl_phosphate +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_reprocessing +
, http://dbpedia.org/resource/Molar_concentration +
, http://dbpedia.org/resource/Thermal_Oxide_Reprocessing_Plant +
, http://dbpedia.org/resource/Chemistry +
, http://dbpedia.org/resource/Tokaimura_nuclear_accident +
, http://dbpedia.org/resource/Irradiated +
, http://dbpedia.org/resource/B205 +
, http://dbpedia.org/resource/La_Hague_site +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_fuel_cycle +
, http://dbpedia.org/resource/Category:Nuclear_reprocessing +
, http://dbpedia.org/resource/Metallurgical_Laboratory +
, http://dbpedia.org/resource/De_facto +
, http://dbpedia.org/resource/Savannah_River_Site +
, http://dbpedia.org/resource/Plutonium +
, http://dbpedia.org/resource/Lanthanides +
|
| http://dbpedia.org/property/date
|
"2013-03-01"^^xsd:date
, "2007-02-04"^^xsd:date
|
| http://dbpedia.org/property/url
|
https://web.archive.org/web/20070204135816/http:/www.world-nuclear.org/info/inf69.html +
, https://web.archive.org/web/20130301173649/http:/www.world-nuclear.org/info/inf29.html +
|
| http://dbpedia.org/property/wikiPageUsesTemplate
|
http://dbpedia.org/resource/Template:Webarchive +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Distinguish +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Reflist +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Other_uses +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Chem +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Short_description +
|
| http://purl.org/dc/terms/subject
|
http://dbpedia.org/resource/Category:Uranium +
, http://dbpedia.org/resource/Category:Radioactive_waste +
, http://dbpedia.org/resource/Category:Nuclear_chemistry +
, http://dbpedia.org/resource/Category:Waste_treatment_technology +
, http://dbpedia.org/resource/Category:Plutonium +
, http://dbpedia.org/resource/Category:Nuclear_reprocessing +
|
| http://www.w3.org/ns/prov#wasDerivedFrom
|
http://en.wikipedia.org/wiki/PUREX?oldid=1118201725&ns=0 +
|
| http://xmlns.com/foaf/0.1/depiction
|
http://commons.wikimedia.org/wiki/Special:FilePath/Plutonium_and_uranium_extraction_from_nuclear_fuel-eng.svg +
, http://commons.wikimedia.org/wiki/Special:FilePath/Uranium_Reprocessing.jpg +
, http://commons.wikimedia.org/wiki/Special:FilePath/Purexraffinatecomp.png +
, http://commons.wikimedia.org/wiki/Special:FilePath/UO2%28NO3%292%28OP%28OR%293%292.svg +
, http://commons.wikimedia.org/wiki/Special:FilePath/Ifr_concept.jpg +
|
| http://xmlns.com/foaf/0.1/isPrimaryTopicOf
|
http://en.wikipedia.org/wiki/PUREX +
|
| owl:differentFrom |
http://dbpedia.org/resource/Pyrex +
|
| owl:sameAs |
http://pt.dbpedia.org/resource/PUREX +
, http://ru.dbpedia.org/resource/%D0%9F%D1%8C%D1%8E%D1%80%D0%B5%D0%BA%D1%81-%D0%BF%D1%80%D0%BE%D1%86%D0%B5%D1%81%D1%81 +
, http://rdf.freebase.com/ns/m.061pm9 +
, http://www.wikidata.org/entity/Q386477 +
, http://dbpedia.org/resource/PUREX +
, http://fr.dbpedia.org/resource/PUREX +
, http://it.dbpedia.org/resource/PUREX +
, http://th.dbpedia.org/resource/PUREX +
, http://ko.dbpedia.org/resource/PUREX +
, http://ja.dbpedia.org/resource/PUREX%E6%B3%95 +
, http://sv.dbpedia.org/resource/Purexmetoden +
, http://fa.dbpedia.org/resource/%D8%AC%D8%AF%D8%A7%D8%B3%D8%A7%D8%B2%DB%8C_%D8%A7%DA%A9%D8%B3%D8%A7%DB%8C%D8%B4%DB%8C-%DA%A9%D8%A7%D9%87%D8%B4%DB%8C_%D9%BE%D9%84%D9%88%D8%AA%D9%88%D9%86%DB%8C%D9%88%D9%85_%D9%88_%D8%A7%D9%88%D8%B1%D8%A7%D9%86%DB%8C%D9%88%D9%85 +
, https://global.dbpedia.org/id/3a4hV +
, http://de.dbpedia.org/resource/PUREX-Prozess +
, http://eo.dbpedia.org/resource/Pureks-procedo +
|
| rdfs:comment |
La Pureks-procedo estas fizika-kemia proce … La Pureks-procedo estas fizika-kemia procedo, en kiu oni disigas el la la uzeblajn uranon kaj plutonion disde la ne plu uzeblaj radioaktivaj defalaĵoj. La angla mallongigo PUREX estas „Plutonium-Uranium Recovery by Extraction“. (Plutonia-Urania Reakiro per Ekstraktado) En ties principo, la procedo estas formo de ekstraktado, en kiu la ekstraktaĵo estas , kiun oni maldensigas per 70 % da . Tiel oni nomumas la ekstrantan materialon ankaŭ TBP-30.mas la ekstrantan materialon ankaŭ TBP-30.
, Le procédé chimique PUREX (acronyme de l'a … Le procédé chimique PUREX (acronyme de l'anglais Plutonium, Uranium, Reduction, EXtraction) est une méthode de traitement du combustible nucléaire usé, utilisée depuis 1947 (et développée dans le cadre du projet Manhattan) pour séparer le plutonium et l'uranium indépendamment l'un de l'autre des actinides mineurs et des produits de fission par une méthode d'extraction liquide-liquide. Des étapes préalables sont nécessaires à la mise en œuvre du procédé : PUREX est alors mis en œuvre:du procédé : PUREX est alors mis en œuvre:
, PUREX法（ピューレックスほう）は核燃料または核兵器を生産する際に用いられるプルト … PUREX法（ピューレックスほう）は核燃料または核兵器を生産する際に用いられるプルトニウムおよびウランの化学的分離・精製手法であり、プルトニウム-ウラン溶媒抽出（Plutonium Uranium Redox EXtraction）のアクロニムになっている。PUREX法はイオン交換を用いた液液抽出法に基づいており、核燃料再処理において使用済み核燃料からプルトニウムとウランを抽出する手法としてデファクトスタンダードとなっている。 PUREX法はマンハッタン計画においてグレン・シーボーグの指揮の下、シカゴ大学冶金研究所のハーバート・H・アンダーソンとラーンド・B・アスプレイにより開発された。1947年に出願された特許「プルトニウムの溶媒抽出法」では、化学的な抽出工程の大部分を実現する主要な反応剤としてリン酸トリブチルに言及している。化学的な抽出工程の大部分を実現する主要な反応剤としてリン酸トリブチルに言及している。
, PUREX è un processo tecnologico di recuper … PUREX è un processo tecnologico di recupero di uranio e plutonio dal combustibile nucleare esaurito basato sull'estrazione liquido-liquido. L'acronimo sta per l'espressione inglese plutonium and uranium recovery by extraction, ovvero "recupero di uranio e plutonio per estrazione". Il combustibile esausto - uranio e plutonio inquinati dai prodotti delle loro fissioni - viene disciolto in acido nitrico e la soluzione viene filtrata, in modo da rimuovere le particelle solide rimaste insolute che potrebbero disturbare l'estrazione successiva, stabilizzando l'eventuale formazione di un'emulsione.do l'eventuale formazione di un'emulsione.
, Пурекс-проце́сс, пьюрекс-процесс (от англ. … Пурекс-проце́сс, пьюрекс-процесс (от англ. Plutonium-Uranium Recovery by EXtraction, PUREX, в отечественной литературе обычно водно-экстракционная или экстракционно-сорбционная технология на основе трибутилфосфата — регенерация урана и плутония посредством экстракции) — технологический процесс переработки облучённого ядерного топлива. переработки облучённого ядерного топлива.
, Purexmetoden (Plutonium Uranium Redox EXtraction) är en metod för upparbetning av utbränt kärnbränsle. Den innebär att plutonium och uran återvinns genom extraktion ur sura lösningar med hjälp av en komplexbildare, tributylfosfat (TBP).
, 퓨렉스(PUREX, 플루토늄 - 우라늄 추출(Plutonium - URani … 퓨렉스(PUREX, 플루토늄 - 우라늄 추출(Plutonium - URanium EXtraction)는 사용후 연료에서 우라늄과 플루토늄을 녹여서 추출해내는 일반적인 방식이다. 퓨렉스는 이온 교환 추출에 기반을 두고 있다. 퓨렉스 방식은 맨해튼 계획의 부분이던 시카고 대학의 야금 연구소의 Herbert H. Anderson와 Larned B. Asprey가 발명하였다. 그들은 "용매 추출을 통한 플루토늄 생산"특허를 1947년에 제출하였으며, 이 특허에서는 인산 트리부틸(tributyl phosphate)을 주요 반응제로 언급하였다. (미국 특허 2,924,506를 참조.)te)을 주요 반응제로 언급하였다. (미국 특허 2,924,506를 참조.)
, Der PUREX-Prozess ist ein physikalisch-che … Der PUREX-Prozess ist ein physikalisch-chemisches Verfahren, das bei der Wiederaufarbeitung abgebrannter Brennelemente zur Trennung der darin enthaltenen Spaltstoffe Uran und Plutonium von den bei diesem Prozess nicht mehr verwendbaren radioaktiven Abfallstoffen eingesetzt wird. Die Abkürzung PUREX steht für „Plutonium-Uranium Recovery by Extraction“. Historischer Hauptzweck des Verfahrens war die möglichst reine chemische Abtrennung des Plutoniums (zunächst zum Bau von Atomwaffen, später auch zur Produktion von MOX-Brennelementen). Dass dabei im „Abfall“-Strom auch potentiell nutzbare Spaltprodukte, ein gewisser Anteil Uran und Plutonium sowie die stark radiotoxischen und langlebigen minoren Actinoide anfallen und für diese nur noch die Lagerung in einem Endlager in Betracht kommt, nahm un einem Endlager in Betracht kommt, nahm u
, PUREX é um método químico usado para purif … PUREX é um método químico usado para purificar combustível para reatores nucleares ou armas nucleares. É um acrônimo para a extração de urânio e plutônio (Plutonium Uranium Recovery by Extraction). 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 extração líquido-líquido de permuta iônica.xtração líquido-líquido de permuta iônica.
, PUREX (plutonium uranium reduction extract … PUREX (plutonium uranium reduction extraction) is a chemical method used to purify fuel for nuclear reactors or nuclear weapons. PUREX is the de facto standard aqueous nuclear reprocessing method for the recovery of uranium and plutonium from used nuclear fuel (spent nuclear fuel, or irradiated nuclear fuel). It is based on liquid–liquid extraction ion-exchange. The actinoid elements in this case consist primarily of the unconsumed remains of the original fuel (typically U-235, U-238, and/or Pu-239).l (typically U-235, U-238, and/or Pu-239).
|
| rdfs:label |
PUREX
, PUREX-Prozess
, Pureks-procedo
, PUREX法
, Пьюрекс-процесс
, Purexmetoden
|
