Разделение изотопов — это процесс концентрирования определенных изотопов химического элемента путем удаления других изотопов. Использование полученных нуклидов разнообразно. Наибольшее разнообразие используется в исследованиях (например, в химии , где атомы «маркерного» нуклида используются для выяснения механизмов реакции). По тоннажу разделение природного урана на обогащенный уран и обедненный уран является крупнейшим применением. В следующем тексте в основном рассматривается обогащение урана. Этот процесс имеет решающее значение при производстве уранового топлива для атомных электростанций , а также требуется для создания ядерного оружия на основе урана (если не используется уран-233 ). Оружие на основе плутония использует плутоний, произведенный в ядерном реакторе, который должен работать таким образом, чтобы производить плутоний уже с подходящей изотопной смесью или сортом .
Хотя химические элементы можно очищать с помощью химических процессов , изотопы одного и того же элемента имеют практически идентичные химические свойства, что делает этот тип разделения непрактичным, за исключением разделения дейтерия .
Существует три типа методов разделения изотопов:
Третий тип разделения все еще экспериментальный; практические методы разделения все зависят в некотором роде от атомной массы. Поэтому, как правило, легче разделять изотопы с большей относительной разницей масс. Например, дейтерий имеет вдвое большую массу обычного (легкого) водорода , и его, как правило, легче очистить, чем отделить уран-235 от более распространенного урана-238 . С другой стороны, разделение делящегося плутония-239 от распространенной примеси плутония-240 , хотя и желательно, поскольку это позволило бы создать оружие деления пушечного типа из плутония, по общему мнению, непрактично. [1]
Все крупномасштабные схемы разделения изотопов используют ряд схожих стадий, которые производят последовательно более высокие концентрации желаемого изотопа. Каждая стадия обогащает продукт предыдущей стадии еще больше, прежде чем он будет отправлен на следующую стадию. Аналогично, хвосты с каждой стадии возвращаются на предыдущую стадию для дальнейшей обработки. Это создает последовательную систему обогащения, называемую каскадом . Есть два важных фактора, которые характеризуют производительность каскада. Первый — это коэффициент разделения, который представляет собой число больше 1. Второй — это количество требуемых стадий для получения желаемой чистоты.
На сегодняшний день крупномасштабное коммерческое разделение изотопов произошло только для трех элементов. В каждом случае более редкий из двух наиболее распространенных изотопов элемента был сконцентрирован для использования в ядерной технологии:
Некоторые изотопно очищенные элементы используются в меньших количествах для специальных применений, особенно в полупроводниковой промышленности, где очищенный кремний используется для улучшения кристаллической структуры и теплопроводности , [2] а углерод с большей изотопной чистотой — для производства алмазов с большей теплопроводностью.
Разделение изотопов является важным процессом как для мирных, так и для военных ядерных технологий, и поэтому возможности страны в области разделения изотопов представляют огромный интерес для разведывательного сообщества.
Единственной альтернативой разделению изотопов является производство необходимого изотопа в чистом виде. Это можно сделать путем облучения подходящей мишени, но необходимо проявлять осторожность при выборе мишени и других факторов, чтобы гарантировать, что будет произведен только необходимый изотоп интересующего элемента. Изотопы других элементов не представляют такой большой проблемы, поскольку их можно удалить химическими средствами.
Это особенно актуально при подготовке высококачественного плутония-239 для использования в оружии. Нецелесообразно отделять Pu-239 от Pu-240 или Pu-241. Делящийся Pu-239 получается после захвата нейтронов ураном-238, но дальнейший захват нейтронов даст Pu-240 , который менее делится и, что хуже, является довольно сильным излучателем нейтронов, и Pu-241, который распадается до Am-241 , сильного альфа-излучателя, который создает проблемы саморазогрева и радиотоксичности. Поэтому урановые мишени, используемые для производства военного плутония, должны облучаться только в течение короткого времени, чтобы минимизировать производство этих нежелательных изотопов. И наоборот, смешивание плутония с Pu-240 делает его менее пригодным для ядерного оружия.
Если желаемая цель — не атомная бомба, а работа атомной электростанции, альтернативой обогащению урана для использования в легководном реакторе является использование замедлителя нейтронов с более низким сечением поглощения нейтронов, чем протий . Варианты включают тяжелую воду , используемую в реакторах типа CANDU , или графит, используемый в реакторах типа магнокс или РБМК . Однако получение тяжелой воды также требует разделения изотопов, в данном случае изотопов водорода, что проще из-за большего разброса атомного веса. Как реакторы магнокс, так и реакторы РБМК имели нежелательные свойства при работе с природным ураном , что в конечном итоге привело к замене этого топлива на низкообогащенный уран, что свело на нет преимущество отказа от обогащения. Тяжеловодные реакторы под давлением, такие как CANDU, все еще активно используются, и Индия , которая имеет ограниченные внутренние ресурсы урана и находится под частичным ядерным эмбарго с тех пор, как стала государством-обладателем атомной бомбы, в частности, полагается на реакторы с тяжеловодным замедлителем для своей ядерной энергетики. Большим недостатком тяжеловодных реакторов являются огромные первоначальные затраты на тяжелую воду.
_(cropped).jpg/1280px-Gaseous_Diffusion_(44021367082)_(cropped).jpg)
Часто применяемый с газами, но также и с жидкостями, метод диффузии основан на том факте, что в тепловом равновесии два изотопа с одинаковой энергией будут иметь разные средние скорости. Более легкие атомы (или молекулы, содержащие их) будут быстрее проходить через мембрану, диаметр пор которой не больше средней длины свободного пробега ( поток Кнудсена ). Отношение скоростей равно обратному квадратному корню из отношения масс, поэтому степень разделения мала. Например, для 235 UF 6 по сравнению с 238 UF 6 оно равно 1,0043. Следовательно, для получения высокой чистоты требуется много каскадных стадий. Этот метод является дорогостоящим из-за работы, необходимой для проталкивания газа через мембрану, и множества необходимых стадий, каждая из которых требует повторного сжатия газа.
Первое крупномасштабное разделение изотопов урана было достигнуто Соединенными Штатами на крупных газодиффузионных разделительных заводах на заводе Clinton Engineering Works , которые были созданы в рамках Манхэттенского проекта . Они использовали газообразный гексафторид урана в качестве технологической жидкости. Никелевый порошок и электроосажденные никелевые сетчатые диффузионные барьеры были впервые изобретены Эдвардом Адлером и Эдвардом Норрисом. [3] Из-за высокого потребления энергии обогащение урана диффузией постепенно было заменено более эффективными методами.
Последний диффузионный завод был закрыт в 2013 году. [4] Газодиффузионный завод в Падуке был попыткой правительства США произвести высокообогащенный уран для питания военных реакторов и создания ядерных бомб, что привело к созданию объекта в 1952 году. Обогащение в Падуке изначально поддерживалось на низком уровне, и объект работал как «питательное предприятие» для других оборонных предприятий, которые перерабатывали обогащенный уран в Национальной лаборатории Ок-Ридж в Ок-Ридже, штат Теннесси , и на газодиффузионном заводе в Портсмуте в Пикетоне, штат Огайо . Цель Падукы и его родственного предприятия в Пикетоне была скорректирована в 1960-х годах, когда они начали обогащать уран для использования в коммерческих ядерных реакторах для производства энергии. [5]
Центробежные схемы быстро вращают материал, позволяя более тяжелым изотопам приближаться к внешней радиальной стенке. Это часто делается в газообразной форме с использованием центрифуги типа Zippe . Центрифугирование плазмы может разделять изотопы, а также разделять диапазоны элементов для сокращения радиоактивных отходов, ядерной переработки и других целей. Процесс называется «плазменное разделение масс»; устройства называются «плазменный фильтр масс» или «плазменная центрифуга» (не путать с медицинскими центрифугами ). [6]
Центробежное разделение изотопов было впервые предложено Астоном и Линдеманном [7] в 1919 году, а первые успешные эксперименты были описаны Бимсом и Хейнсом [8] на изотопах хлора в 1936 году. Однако попытки использовать эту технологию во время Манхэттенского проекта оказались непродуктивными. В настоящее время это основной метод, используемый во всем мире для обогащения урана, и в результате остается довольно секретным процессом, препятствующим более широкому внедрению технологии. В общем, подача газа UF 6 подключается к цилиндру, который вращается с высокой скоростью. Около внешнего края цилиндра собираются более тяжелые молекулы газа, содержащие U-238, в то время как молекулы, содержащие U-235, концентрируются в центре и затем подаются на другую каскадную ступень. [9]
Использование газоцентрифужной технологии для обогащения изотопов желательно, поскольку потребление энергии значительно снижается по сравнению с более традиционными методами, такими как диффузионные установки, поскольку для достижения схожих степеней разделения требуется меньше каскадных шагов. Помимо того, что для достижения того же разделения требуется меньше энергии, возможны гораздо меньшие по масштабу установки, что делает их экономически выгодными для небольшой страны, пытающейся создать ядерное оружие. Считается, что Пакистан использовал этот метод при разработке своего ядерного оружия.
Вихревые трубки использовались Южной Африкой в процессе разделения вихрей Helikon . Газ впрыскивается по касательной в камеру со специальной геометрией, которая еще больше увеличивает его вращение до очень высокой скорости, заставляя изотопы разделяться. [10] Метод прост, поскольку вихревые трубки не имеют движущихся частей, но энергоемок, примерно в 50 раз больше, чем газовые центрифуги. Похожий процесс, известный как реактивное сопло , был создан в Германии, с демонстрационной установкой, построенной в Бразилии, и они дошли до разработки площадки для подачи топлива на атомные электростанции страны. [11]
Электромагнитное разделение — это масс-спектрометрия в больших масштабах, поэтому его иногда называют масс-спектрометрией. Он использует тот факт, что заряженные частицы отклоняются в магнитном поле , а величина отклонения зависит от массы частицы. Это очень дорого для производимого количества, так как имеет чрезвычайно низкую пропускную способность, но позволяет достичь очень высокой чистоты. Этот метод часто используется для обработки небольших количеств чистых изотопов для исследований или специального использования (например, изотопных трассеров ), но непрактичен для промышленного использования.
В Национальной лаборатории Оук-Ридж и Калифорнийском университете в Беркли Эрнест О. Лоуренс разработал электромагнитное разделение для большей части урана, использовавшегося в первых атомных бомбах . Устройства, использующие его принцип, называются калютронами . После войны этот метод был в значительной степени заброшен как непрактичный. Он был предпринят только для того, чтобы гарантировать, что будет достаточно материала для использования, какой бы ни была его стоимость. Его основным окончательным вкладом в военные усилия стала дальнейшая концентрация материала из газодиффузионных установок до более высоких уровней чистоты.
В этом методе лазер настраивается на длину волны, которая возбуждает только один изотоп материала и ионизирует эти атомы преимущественно. Для атомов резонансное поглощение света для изотопа зависит от [12]
позволяя тонко настроенным лазерам взаимодействовать только с одним изотопом. После того, как атом ионизирован, его можно удалить из образца, приложив электрическое поле . Этот метод часто сокращенно называют AVLIS ( атомно-паровое лазерное разделение изотопов ). Этот метод был разработан только по мере совершенствования лазерной технологии в 1970-1980-х годах. Попытки развить его до промышленных масштабов для обогащения урана были последовательно прекращены в 1990-х годах «из-за бесконечных технических трудностей» и потому, что центрифуги достигли технической зрелости за это время. [13] [14] Однако это вызывает серьезную озабоченность у тех, кто работает в области ядерного распространения , поскольку он может быть дешевле и его легче скрыть, чем другие методы разделения изотопов. Перестраиваемые лазеры, используемые в AVLIS, включают лазер на красителе [15] и, в последнее время, диодные лазеры . [16]
Второй метод лазерного разделения известен как молекулярное лазерное разделение изотопов (MLIS). В этом методе инфракрасный лазер направляется на газ гексафторида урана (если требуется обогащение урана), возбуждая молекулы, содержащие атом U-235 . Второй лазер, также в ИК-диапазоне ( инфракрасная многофотонная диссоциация ) или в УФ-диапазоне, освобождает атом фтора , оставляя пентафторид урана , который затем выпадает в осадок из газа. Каскадирование стадий MLIS сложнее, чем при других методах, поскольку UF5 должен быть фторирован обратно в UF6 перед введением в следующую стадию MLIS. Но в случае легких элементов селективность изотопов обычно достаточно хороша, поэтому каскадирование не требуется.
Было разработано несколько альтернативных схем MLIS. Например, один из них использует первый лазер в ближнем инфракрасном или видимом диапазоне, где селективность более 20:1 может быть получена за один этап. Этот метод называется OP-IRMPD (Overtone Pre-excitation — IR Multiple Photon Dissociation ). Но из-за малой вероятности поглощения в обертонах слишком много фотонов остаются неиспользованными, поэтому метод не достиг промышленной осуществимости. Также некоторые другие методы MLIS страдают от бесполезной траты дорогих фотонов.
Наконец, процесс « Разделение изотопов лазерным возбуждением » (SILEX), разработанный компанией Silex Systems в Австралии, был лицензирован компанией General Electric для разработки пилотной обогатительной установки. Для урана он использует холодный молекулярный пучок с UF6 в газе-носителе, в котором 235 UF6 селективно возбуждается инфракрасным лазером около 16 мкм. В отличие от возбужденных молекул, невозбужденные более тяжелые изотопные молекулы имеют тенденцию образовывать кластеры с газом-носителем, и эти кластеры остаются ближе к оси молекулярного пучка , так что они могут пройти через скиммер и, таким образом, отделяются от возбужденного более легкого изотопа.
Совсем недавно [ когда? ] была предложена еще одна схема для разделения дейтерия с использованием троянских волновых пакетов в циркулярно поляризованном электромагнитном поле. Процесс формирования троянского волнового пакета путем адиабатически-быстрого прохождения сверхчувствительным образом зависит от уменьшенной массы электрона и ядра, что при той же частоте поля далее приводит к возбуждению троянского или антитроянского волнового пакета в зависимости от вида изотопа. Те и их гигантские вращающиеся электрические дипольные моменты затем сдвигаются по фазе, и пучок таких атомов расщепляется в градиенте электрического поля по аналогии с экспериментом Штерна–Герлаха . [ нужна цитата ]
Хотя изотопы одного элемента обычно описываются как имеющие одинаковые химические свойства, это не совсем так. В частности, скорость реакции очень слабо зависит от атомной массы.
Методы, использующие это, наиболее эффективны для легких атомов, таких как водород. Более легкие изотопы, как правило, реагируют или испаряются быстрее, чем тяжелые изотопы, что позволяет их разделять. Именно так тяжелая вода производится в коммерческих целях, подробности см . в разделе «Процесс сульфида Гирдлера» . Более легкие изотопы также быстрее диссоциируют под действием электрического поля. Этот процесс в большом каскаде использовался на заводе по производству тяжелой воды в Рьюкане .
Один из кандидатов на самый большой кинетический изотопный эффект , когда-либо измеренный при комнатной температуре, 305, может в конечном итоге быть использован для разделения трития (T). Эффекты окисления тритиированных формиатных анионов до HTO были измерены как:
Изотопы водорода, углерода, кислорода и азота могут быть обогащены путем перегонки подходящих легких соединений на длинных колоннах . Фактор разделения представляет собой отношение давлений паров двух изотопных молекул. В равновесии такое разделение происходит на каждой теоретической тарелке колонны и умножается на тот же фактор на следующем этапе (на следующей тарелке). Поскольку элементарный фактор разделения мал, необходимо большое количество таких тарелок. Для этого требуется общая высота колонны от 20 до 300 м.
Более низкое давление пара более тяжелой молекулы обусловлено ее более высокой энергией испарения , которая, в свою очередь, является результатом ее более низкой энергии нулевой вибрации в межмолекулярном потенциале. Как и ожидалось из формул для давления пара, соотношение становится более благоприятным при более низких температурах (более низких давлениях). Соотношение давления пара для H 2 O к D 2 O составляет 1,055 при 50 °C (123 мбар) и 1,026 при 100 °C (1013 мбар). Для 12 CO к 13 CO оно составляет 1,007 вблизи нормальной точки кипения (81,6 К) и 1,003 для 12 CH 4 к 13 CH 4 вблизи 111,7 К (точка кипения). [17]
Обогащение 13 C методом ( криогенной ) дистилляции было разработано в конце 1960-х годов учеными Лос-Аламосской национальной лаборатории. [18] [19] Это по-прежнему предпочтительный метод обогащения 13 C. Обогащение дейтерием методом дистилляции воды выполняется только в том случае, если он был предварительно обогащен с помощью процесса (химического обмена) с более низким потреблением энергии. [20] Начиная с низкого естественного содержания (0,015% D), потребовалось бы испарение слишком большого количества воды.
Единица работы разделения (ЕРР) — сложная единица, зависящая от количества переработанного урана и степени его обогащения, т. е. степени увеличения концентрации изотопа U-235 по отношению к остатку.
Единица измерения строго: килограммовая единица работы разделения , и она измеряет количество работы разделения (указывающее на энергию, используемую при обогащении), когда количества сырья и продукта выражены в килограммах. Усилие, затраченное на разделение массы F сырья пробы xf на массу P продукта пробы xp и отходов массой W и пробы xw, выражается через количество необходимых единиц работы разделения, заданное выражением SWU = WV ( xw ) + PV ( xp ) - FV ( xf ), где V ( x ) - «функция ценности», определяемая как V ( x ) = (1 - 2 x ) ln ((1 - x ) / x ).
Работа разделения выражается в SWU, кг SW или кг UTA (от немецкого Urantrennarbeit ).
Если, например, для производства 10 килограммов (22 фунтов) урана, обогащенного по содержанию U-235 до 4,5%, из 100 килограммов (220 фунтов) природного урана потребуется около 60 ЕРР.
Радиоактивные пучки определенных изотопов широко используются в областях экспериментальной физики, биологии и материаловедения. Производство и формирование этих радиоактивных атомов в ионный пучок для изучения — это целая область исследований, проводимых во многих лабораториях по всему миру. Первый сепаратор изотопов был разработан в Копенгагенском циклотроне Бором и его коллегами с использованием принципа электромагнитного разделения. Сегодня во всем мире существует множество лабораторий, которые поставляют пучки радиоактивных ионов для использования.
Вероятно, основным изотопным разделителем на линии (ISOL) является ISOLDE в ЦЕРНе [21] , который является совместным европейским предприятием, расположенным на франко-швейцарской границе недалеко от города Женева. Эта лаборатория использует в основном протонное расщепление мишеней из карбида урана для получения широкого спектра радиоактивных осколков деления, которые не встречаются на Земле в естественном виде. Во время расщепления (бомбардировки высокоэнергетическими протонами) мишень из карбида урана нагревается до нескольких тысяч градусов, так что радиоактивные атомы, полученные в результате ядерной реакции, высвобождаются.
После выхода из мишени пары радиоактивных атомов перемещаются в полость ионизатора. Эта полость ионизатора представляет собой тонкую трубку, изготовленную из тугоплавкого металла с высокой работой выхода, что позволяет при столкновениях со стенками высвобождать один электрон из свободного атома ( эффект поверхностной ионизации ). После ионизации радиоактивные частицы ускоряются электростатическим полем и впрыскиваются в электромагнитный сепаратор. Поскольку ионы, поступающие в сепаратор, имеют примерно одинаковую энергию, ионы с меньшей массой будут отклоняться магнитным полем в большей степени, чем ионы с большей массой. Этот разный радиус кривизны позволяет проводить изобарическую очистку.
После изобарической очистки ионный пучок затем отправляется в отдельные эксперименты. Чтобы повысить чистоту изобарического пучка, лазерная ионизация может происходить внутри полости ионизатора для выборочной ионизации отдельной интересующей цепочки элементов. В ЦЕРНе это устройство называется резонансным ионизационным лазерным источником ионов (RILIS). [22] В настоящее время более 60% всех экспериментов выбирают использование RILIS для повышения чистоты радиоактивных пучков.
Поскольку производство радиоактивных атомов методом ISOL зависит от химии свободных атомов изучаемого элемента, существуют определенные пучки, которые невозможно получить простой протонной бомбардировкой толстых актинидных мишеней. Тугоплавкие металлы, такие как вольфрам и рений, не выходят из мишени даже при высоких температурах из-за низкого давления их паров. Для получения этих типов пучков требуется тонкая мишень. Методика ионно-проводящего изотопного сепаратора On Line (IGISOL) была разработана в 1981 году в циклотронной лаборатории Университета Ювяскюля в Финляндии . [23] В этой технике тонкая урановая мишень бомбардируется протонами, и продукты ядерной реакции отскакивают от мишени в заряженном состоянии. Отдачи останавливаются в газовой ячейке, а затем выходят через небольшое отверстие в боковой части ячейки, где они ускоряются электростатически и впрыскиваются в масс-сепаратор. Этот метод производства и извлечения происходит в более короткие сроки по сравнению со стандартной техникой ISOL, и изотопы с коротким периодом полураспада (менее миллисекунды) могут быть изучены с помощью IGISOL. IGISOL также был объединен с лазерным источником ионов на Leuven Isotope Separator On Line (LISOL) в Бельгии. [24] Тонкие мишенные источники обычно обеспечивают значительно меньшее количество радиоактивных ионов, чем толстые мишенные источники, и это их главный недостаток.
По мере развития экспериментальной ядерной физики становится все более важным изучать самые экзотические радиоактивные ядра. Для этого требуются более изобретательные методы создания ядер с экстремальными отношениями протонов и нейтронов. Альтернативой методам ISOL, описанным здесь, являются методы фрагментационных пучков, в которых радиоактивные ионы производятся в результате реакций фрагментации на быстром пучке стабильных ионов, падающих на тонкую мишень (обычно из атомов бериллия). Этот метод используется, например, в Национальной сверхпроводящей циклотронной лаборатории (NSCL) в Мичиганском государственном университете и на фабрике радиоактивных изотопных пучков (RIBF) в RIKEN в Японии.
