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 наибольшим применением является разделение природного урана на обогащенный и обедненный уран . В дальнейшем тексте рассматривается главным образом обогащение урана. Этот процесс имеет решающее значение при производстве уранового топлива для атомных электростанций , а также необходим для создания ядерного оружия на основе урана . В оружии на основе плутония используется плутоний , производимый в ядерном реакторе, который должен работать таким образом, чтобы производить плутоний уже подходящей изотопной смеси или сорта .
Хотя химические элементы можно очистить с помощью химических процессов , изотопы одного и того же элемента имеют почти идентичные химические свойства, что делает этот тип разделения непрактичным, за исключением разделения дейтерия .
Существует три типа методов разделения изотопов:
Третий тип разделения пока экспериментальный; Практические методы разделения так или иначе зависят от атомной массы. Поэтому обычно легче разделить изотопы с большей относительной разницей масс. Например, дейтерий имеет вдвое большую массу обычного (легкого) водорода , и его обычно легче очистить, чем отделять уран-235 от более распространенного урана-238 . С другой стороны, отделение делящегося плутония-239 от обычного примесного плутония-240 , хотя и желательно, поскольку оно позволило бы создать оружие деления пушечного типа из плутония, в целом считается непрактичным. [1]
Все крупномасштабные схемы разделения изотопов используют ряд аналогичных стадий, на которых последовательно производятся более высокие концентрации желаемого изотопа. На каждом этапе продукт предыдущего этапа еще больше обогащается перед отправкой на следующий этап. Аналогичным образом хвосты каждой стадии возвращаются на предыдущую стадию для дальнейшей переработки. 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 — количество необходимых стадий для получения желаемой чистоты.
На сегодняшний день произошло крупномасштабное коммерческое разделение изотопов только трёх элементов. В каждом случае для использования в ядерных технологиях был сконцентрирован более редкий из двух наиболее распространенных изотопов элемента:
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] и углерод с большей изотопной чистотой для изготовления алмазов с большей теплопроводностью.
Разделение изотопов является важным процессом как для мирных, так и для военных ядерных технологий, и поэтому возможности, которыми обладает страна в области разделения изотопов, представляют огромный интерес для разведывательного сообщества.
Единственная альтернатива разделению изотопов — производство необходимого изотопа в чистом виде. Это можно сделать путем облучения подходящей мишени, но необходима осторожность при выборе мишени и других факторах, чтобы гарантировать, что будет произведен только необходимый изотоп интересующего элемента. Изотопы других элементов не представляют такой большой проблемы, поскольку их можно удалить химическим путем.
Это особенно актуально при подготовке высококачественного плутония-239 для использования в оружии. Отделять Pu-239 от Pu-240 или Pu-241 нецелесообразно. Делящийся Pu-239 производится после захвата нейтронов ураном-238, но дальнейший захват нейтронов приведет к образованию Pu-240 , который менее делящийся и, что еще хуже, является довольно сильным излучателем нейтронов, и Pu-241 , который распадается на Am-241 , сильный источник нейтронов. альфа-излучатель, который создает проблемы самонагревания и радиотоксичности. Следовательно, урановые мишени, используемые для производства военного плутония, должны подвергаться облучению лишь в течение короткого времени, чтобы свести к минимуму образование этих нежелательных изотопов. И наоборот, смешивание плутония с Pu-240 делает его менее подходящим для ядерного оружия.
Если желаемой целью является не атомная бомба, а запуск атомной электростанции, альтернативой обогащению урана для использования в легководном реакторе является использование замедлителя нейтронов с более низким сечением поглощения нейтронов, чем у протия . Варианты включают тяжелую воду , используемую в реакторах типа CANDU , или графит , используемый в реакторах Magnox или РБМК . Однако получение тяжелой воды также требует разделения изотопов, в данном случае изотопов водорода, что проще из-за большего различия в атомном весе. Реакторы как магнокс, так и РБМК имели нежелательные свойства при работе на природном уране , что в конечном итоге привело к замене этого топлива на низкообогащенный уран, сведя на нет преимущества предшествующего обогащения. Реакторы на тяжелой воде под давлением, такие как CANDU, все еще активно используются, а Индия , которая имеет ограниченные внутренние ресурсы урана и находится под частичным ядерным эмбарго с тех пор, как стала государством, создавшим атомную бомбу, в частности, полагается на реакторы с тяжелой водой в своей ядерной энергетике. Большим недостатком тяжеловодных реакторов является огромная первоначальная стоимость тяжелой воды.
_(cropped).jpg/1280px-Gaseous_Diffusion_(44021367082)_(cropped).jpg)
Метод диффузии , который часто применяется с газами, но также и с жидкостями, основан на том факте, что в состоянии теплового равновесия два изотопа с одинаковой энергией будут иметь разные средние скорости. Более легкие атомы (или содержащие их молекулы) будут быстрее перемещаться через мембрану, диаметр пор которой не превышает среднюю длину свободного пробега ( поток Кнудсена ). Отношение скоростей равно обратному квадратному корню из соотношения масс, поэтому степень разделения невелика. Например для 235 UF 6 против 238 UF 6 это 1,0043. Следовательно, для достижения высокой чистоты необходимо множество 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 установках газодиффузионного разделения в лабораториях Ок-Ридж , которые были созданы в рамках Манхэттенского проекта . В качестве технологической жидкости в них использовался газообразный гексафторид урана . Диффузионные барьеры из никелевого порошка и электроосажденной никелевой сетки были впервые изобретены Эдвардом Адлером и Эдвардом Норрисом. [3] См. Газодиффузия . Из-за высокого энергопотребления диффузионное обогащение урана постепенно заменялось более эффективными методами, такими как газовое центрифугирование и лазерное обогащение . Последний диффузионный завод (в Падуке, США) закрылся в 2013 году. [4] Газодиффузионный завод в Падуке был попыткой правительства США производить высокообогащенный уран для питания военных реакторов и создания ядерных бомб, что привело к созданию этого объекта в 1952 году. Первоначально обогащение в Падуке поддерживалось на низком уровне, и предприятие работало как «питательный комплекс» для других оборонных предприятий, перерабатывавших обогащенный уран в Ок-Ридже, штат Теннесси, и Пайктоне, штат Огайо. Цель Падьюки и ее дочернего предприятия в Пайтоне 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 приблизиться к внешней радиальной стенке. Часто это делается в газообразной форме с использованием центрифуги типа Zippe .
Центрифугирование плазмы позволяет разделять изотопы, а также ряды элементов для сокращения радиоактивных отходов, ядерной переработки и других целей. Этот процесс называется «плазменной сепарацией масс»; устройства называются «плазменный масс-фильтр» или «плазменная центрифуга» (не путать с медицинскими центрифугами ). [6]
Центробежное разделение изотопов было впервые предложено Астоном и Линдеманном [7] в 1919 году, а о первых успешных экспериментах по изотопам хлора сообщили Бимс и Хейнс [8] в 1936 году. Однако попытки использовать эту технологию в ходе Манхэттенского проекта оказались непродуктивными. . В наше время это основной метод, используемый во всем мире для обогащения урана, и в результате он остается довольно секретным процессом, препятствующим более широкому внедрению этой технологии. Обычно подача газа UF 6 подсоединяется к цилиндру, который вращается с высокой скоростью. У внешнего края цилиндра собираются более тяжелые молекулы газа, содержащие U-238, а молекулы, содержащие U-235, концентрируются в центре и затем поступают на другую каскадную ступень. [9] Использование газоцентрифужной технологии для обогащения изотопов желательно, поскольку энергопотребление значительно снижается по сравнению с более традиционными методами, такими как диффузионные установки, поскольку для достижения аналогичной степени разделения требуется меньшее количество каскадных стадий. Фактически газовые центрифуги , использующие гексафторид урана, в значительной степени заменили газодиффузионную технологию обогащения урана. [ нужна цитата ] Помимо того, что для достижения того же разделения требуется меньше энергии, возможны установки гораздо меньшего масштаба, что делает их экономической возможностью для небольшой страны, пытающейся произвести 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 специальной геометрии, которая еще больше увеличивает его скорость вращения до очень высокой скорости, вызывая разделение изотопов. [10] Метод прост, поскольку вихревые трубки не имеют движущихся частей, но энергозатратны, примерно в 50 раз больше, чем газовые центрифуги. Похожий процесс, известный как реактивное сопло , был создан в Германии, демонстрационная установка построена в Бразилии, и они дошли до разработки площадки для подачи топлива на атомные электростанции страны. [11]
Электромагнитная сепарация представляет собой масс-спектрометрию в больших масштабах, поэтому ее иногда называют масс-спектрометрией. Он использует тот факт, что заряженные частицы отклоняются в магнитном поле , и величина отклонения зависит от массы частицы. Он очень дорог для производимого количества, поскольку имеет чрезвычайно низкую производительность, но позволяет достичь очень высокой чистоты. Этот метод часто используется для обработки небольших количеств чистых изотопов для исследований или специального использования (например, изотопные индикаторы ), но непрактичен для промышленного использования.
В Ок-Ридже и в Калифорнийском университете в Беркли Эрнест О. Лоуренс разработал электромагнитное разделение большей части урана, использованного в первой атомной бомбе США (см. Манхэттенский проект ). Устройства, использующие его принцип, называются калютронами . После войны от этого метода отказались как от непрактичного. Это было предпринято (наряду с распространением и другими технологиями) только для того, чтобы гарантировать, что материала для использования будет достаточно, чего бы это ни стоило. Его главным окончательным вкладом в военные усилия стала дальнейшая концентрация материала из газодиффузионных установок до более высокого уровня чистоты.
В этом методе лазер настраивается на длину волны, которая возбуждает только один изотоп материала и преимущественно ионизирует эти атомы. Для атомов резонансное поглощение света изотопа зависит от [12]
позволяя тонко настроенным лазерам взаимодействовать только с одним изотопом. После ионизации атома его можно удалить из образца, приложив электрическое поле . Этот метод часто называют AVLIS ( лазерное разделение изотопов на атомных парах ). Этот метод был разработан только по мере совершенствования лазерной технологии в 1970-1980-х годах. Попытки разработать его в промышленных масштабах для обогащения урана последовательно прекращались в 1990-х годах «из-за непрекращающихся технических трудностей», а также потому, что к тому времени центрифуги достигли технической зрелости. [13] [14] Однако это вызывает серьезную озабоченность у тех, кто занимается распространением ядерного оружия , 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 газообразный гексафторид урана (если желательно 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 осаждается из газа. Каскадирование стадий MLIS сложнее, чем при использовании других методов, поскольку UF 5 необходимо снова фторировать до UF 6 перед введением на следующую ступень MLIS. Но в случае легких элементов изотопная селективность обычно достаточно хороша, поэтому каскадирование не требуется.
Было разработано несколько альтернативных схем MLIS. Например, используется первый лазер ближнего инфракрасного или видимого диапазона, где за один этап можно получить селективность более 20:1. Этот метод называется OP-IRMPD (обертонное предварительное возбуждение — ИК-множественная фотонная диссоциация ). Но из-за малой вероятности поглощения в обертонах слишком много фотонов остается неиспользованным, так что метод не достиг промышленной осуществимости. Также некоторые другие методы MLIS страдают от потери дорогих фотонов.
Наконец, компания General Electric получила лицензию на разработку пилотной установки по обогащению у компании General Electric на процесс « разделения изотопов с помощью лазерного возбуждения » (SILEX), разработанный компанией Silex Systems в Австралии. Для урана используется холодный молекулярный луч с UF 6 в газе-носителе, в котором 235 UF 6 избирательно возбуждается инфракрасным лазером с длиной волны около 16 мкм. В отличие от возбужденных молекул, невозбужденные молекулы более тяжелого изотопа имеют тенденцию образовывать кластеры с газом-носителем, и эти кластеры остаются ближе к оси молекулярного пучка, так что они могут пройти скиммер и, таким образом, отделиться от возбужденного более легкого изотопа. .
Совсем недавно [ когда? ] была предложена еще одна схема разделения дейтерия с использованием троянских волновых пакетов в электромагнитном поле с круговой поляризацией. Процесс формирования троянского волнового пакета путем адиабатически-быстрого прохождения сверхчувствительным образом зависит от уменьшенной массы электрона и ядра, что при той же частоте поля в дальнейшем приводит к возбуждению троянского или антитроянского волнового пакета в зависимости от вида изотопа. . Затем они и их гигантские вращающиеся электрические дипольные моменты смещаются 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, на скорость реакций очень незначительно влияет атомная масса.
Методы, использующие это, наиболее эффективны для легких атомов, таких как водород. Более легкие изотопы имеют тенденцию вступать в реакцию или испаряться быстрее, чем тяжелые изотопы, что позволяет их разделить. Именно так производят тяжелую воду в промышленных масштабах; подробности см. в разделе «Сульфидный процесс 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, в конечном итоге может быть использован для разделения трития (Т). Эффекты окисления тритиевых формиат- анионов до HTO измерялись как:
Изотопы водорода, углерода, кислорода и азота можно обогатить путем перегонки подходящих легких соединений на длинных колоннах . Коэффициент разделения представляет собой отношение давлений паров двух изотопных молекул. В равновесии такое разделение происходит на каждой теоретической тарелке колонны и умножается на тот же коэффициент на следующем этапе (на следующей тарелке). Поскольку элементарный коэффициент разделения невелик, необходимо большое количество таких пластин. Для этого необходима общая высота колонн от 20 до 300 м.
Более низкое давление пара более тяжелой молекулы обусловлено ее более высокой энергией испарения , что, в свою очередь, является результатом ее более низкой энергии нулевой вибрации в межмолекулярном потенциале. Как и следовало ожидать из формул для давления пара, соотношение становится более выгодным при более низких температурах (более низких давлениях). Отношение 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 соединений от 12 CO до 13 CO оно составляет 1,007 около нормальной точки кипения (81,6 К) и 1,003 для соединений от 12 CH 4 до 13 CH 4 около 111,7 K (точка кипения). [17]
Обогащение 13 C методом ( криогенной ) дистилляции было разработано в конце 1960-х годов учеными из Национальной лаборатории Лос-Аламоса. [18] [19] Это по-прежнему предпочтительный метод обогащения 13 C. Обогащение дейтерия путем дистилляции воды производится только в том случае, если он был предварительно обогащен процессом (химическим обменом) с меньшими затратами энергии. [20] Начиная с низкой естественной численности (0,015% D), потребуется испарение слишком большого количества воды.
Единица работы разделения (ЕРР) представляет собой сложную единицу, которая зависит от количества перерабатываемого урана и степени его обогащения, т.е. степени увеличения концентрации изотопа U-235 по отношению к остатку.
Строго говоря, единицей измерения является килограммовая единица работы разделения , и она измеряет количество работы разделения (показатель энергии, используемой при обогащении), когда количества корма и продукта выражены в килограммах. Усилия, затраченные на разделение массы F сырья анализа xf на массу P продукта анализа xp и отходов массы W и анализа xw , выражаются через количество необходимых единиц работы разделения, определяемое выражением SWU = WV ( xw ) + PV ( xp ) — FV ( xf ), где V ( x ) — «функция значения», определяемая как V ( x ) = (1 — 2 x ) ln ((1 — x )/ x ).
Разделительная работа выражается в ЕРР, кг SW или кг UTA (от немецкого Urantrennarbeit ).
Если, например, вы начнете со 100 кг (220 фунтов) природного урана, потребуется около 60 ЕРР для производства 10 кг (22 фунтов) урана, обогащенного по содержанию U-235 до 4,5%.
Радиоактивные пучки конкретных изотопов широко используются в области экспериментальной физики, биологии и материаловедения. Производство и формирование этих радиоактивных атомов в ионный пучок для изучения — это целая область исследований, проводимая во многих лабораториях по всему миру. Первый сепаратор изотопов был разработан на копенгагенском циклотроне Бором и его сотрудниками с использованием принципа электромагнитного разделения. Сегодня в мире существует множество лабораторий, которые поставляют в пользование пучки радиоактивных ионов. Вероятно, основным онлайновым сепаратором изотопов (ISOL) является ISOLDE в ЦЕРНе [21] , который представляет собой совместную европейскую установку, расположенную через франко-швейцарскую границу недалеко от города Женева. В этой лаборатории в основном используется протонное расщепление мишеней из карбида урана для получения широкого спектра радиоактивных осколков деления, которые в природе не встречаются на Земле. Во время расщепления (бомбардировки протонами высокой энергии) мишень из карбида урана нагревается до нескольких тысяч градусов, в результате чего высвобождаются радиоактивные атомы, образующиеся в ядерной реакции. Выйдя из мишени, пары радиоактивных атомов попадают в полость ионизатора. Эта полость ионизатора представляет собой тонкую трубку из тугоплавкого металла с высокой работой выхода , позволяющую при столкновениях со стенками высвободить один электрон из свободного атома ( эффект поверхностной ионизации ). После ионизации радиоактивные частицы ускоряются электростатическим полем и вводятся 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 более тяжелой массой. Этот разный радиус кривизны позволяет осуществлять изобарную очистку. После изобарной очистки пучок ионов направляется на отдельные эксперименты. Чтобы повысить чистоту изобарного луча, внутри полости ионизатора может происходить лазерная ионизация для избирательной ионизации одной интересующей цепочки элементов. В ЦЕРН это устройство называется «Лазерный источник ионов с резонансной ионизацией» (RILIS). [22] В настоящее время более 60% всех экспериментов предпочитают использовать RILIS для повышения чистоты радиоактивных лучей.
Поскольку производство радиоактивных атомов методом ISOL зависит от химического состава свободных атомов изучаемого элемента, существуют определенные лучи, которые не могут быть получены простой бомбардировкой протонами толстых актинидных мишеней. Тугоплавкие металлы, такие как вольфрам и рений, не выходят из мишени даже при высоких температурах из-за низкого давления пара. Для изготовления балок такого типа необходима тонкая мишень. Методика ионоводного сепаратора изотопов в режиме онлайн (IGISOL) была разработана в 1981 году в циклотронной лаборатории Университета Ювяскюля в Финляндии . [23] В этом методе тонкая урановая мишень бомбардируется протонами, и продукты ядерной реакции вылетают из 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 осуществляется в более короткие сроки по сравнению со стандартным методом ISOL, а изотопы с коротким периодом полураспада (менее миллисекунды) можно изучать с помощью IGISOL. IGISOL также был объединен с лазерным источником ионов на Лёвенском сепараторе изотопов (LISOL) в Бельгии. [24] Источники с тонкой мишенью обычно обеспечивают значительно меньшие количества радиоактивных ионов, чем источники с толстыми мишенями, и это их главный недостаток.
По мере развития экспериментальной ядерной физики становится все более важным изучение самых экзотических радиоактивных ядер. Для этого необходимы более изобретательные методы создания ядер с экстремальными соотношениями протонов и нейтронов. Альтернативой описанным здесь методам ISOL является метод фрагментационных пучков, при котором радиоактивные ионы образуются в результате реакций фрагментации на быстром пучке стабильных ионов, падающем на тонкую мишень (обычно из атомов бериллия). Этот метод используется, например, в Национальной сверхпроводящей циклотронной лаборатории (NSCL) Мичиганского государственного университета и на заводе по производству пучков радиоактивных изотопов (RIBF) в RIKEN в Японии.
