stringtranslate.com

Обогащенный уран

Обогащенный уран — это тип урана , в котором процентное содержание урана-235 (пишется как 235 U) было увеличено с помощью процесса разделения изотопов . Природный уран состоит из трех основных изотопов: уран-238 ( 238 U с 99,2732–99,2752% естественной распространенности ), уран-235 ( 235 U, 0,7198–0,7210%) и уран-234 ( 234 U, 0,0049–0,0059%). [1] 235 U — единственный нуклид, существующий в природе (в каком-либо заметном количестве), который делится тепловыми нейтронами . [ 2]

Соотношение урана-238 (синий) и урана-235 (красный), обнаруженных в природе, по сравнению с обогащенными сортами

Обогащенный уран является важнейшим компонентом как для гражданской ядерной энергетики , так и для военного ядерного оружия .

В мире имеется около 2000  тонн высокообогащенного урана [3] , который производится в основном для нужд ядерной энергетики , ядерного оружия, военно-морских силовых установок и в меньших количествах для исследовательских реакторов .

Оставшийся после обогащения 238 U известен как обедненный уран (DU), и он значительно менее радиоактивен, чем даже природный уран, хотя все еще очень плотный. Обедненный уран используется в качестве материала для радиационной защиты и для бронебойного оружия .

Оценки

Уран, поскольку он добывается непосредственно из недр Земли, не подходит в качестве топлива для большинства ядерных реакторов и требует дополнительных процессов, чтобы сделать его пригодным для использования ( дизайн CANDU является заметным исключением). Уран добывается либо под землей, либо в открытом карьере в зависимости от глубины, на которой он находится. После того, как урановая руда добыта, она должна пройти процесс измельчения для извлечения урана из руды.

Это достигается путем сочетания химических процессов, при этом конечным продуктом является концентрированный оксид урана, известный как « желтый кек », содержащий примерно 80% урана, тогда как исходная руда обычно содержит всего 0,1% урана. [4]

Этот желтый кек далее обрабатывается для получения желаемой формы урана, пригодной для производства ядерного топлива . После завершения процесса измельчения уран должен пройти процесс преобразования «либо в диоксид урана , который может использоваться в качестве топлива для тех типов реакторов, которым не требуется обогащенный уран, либо в гексафторид урана , который может быть обогащен для производства топлива для большинства типов реакторов». [5] Природный уран состоит из смеси 235 U и 238 U. 235 U является делящимся , то есть он легко расщепляется нейтронами, в то время как остаток — 238 U, но в природе более 99% добытой руды — это 238 U. Для большинства ядерных реакторов требуется обогащенный уран, который представляет собой уран с более высокой концентрацией 235 U в диапазоне от 3,5% до 4,5% (хотя несколько конструкций реакторов, использующих графитовый или тяжеловодный замедлитель , такие как РБМК и CANDU , способны работать с природным ураном в качестве топлива). Существует два коммерческих процесса обогащения: газовая диффузия и газовое центрифугирование . Оба процесса обогащения включают использование гексафторида урана и производят обогащенный оксид урана. [6]

Бочка желтого кека (смесь урановых осадков)

Переработанный уран (RepU)

Переработанный уран (RepU) проходит ряд химических и физических обработок для извлечения пригодного к использованию урана из отработанного ядерного топлива. (RepU) является продуктом ядерных топливных циклов , включающих ядерную переработку отработанного топлива . RepU, извлеченный из отработанного топлива легководного реактора (LWR), обычно содержит немного больше 235 U, чем природный уран , и поэтому может использоваться в качестве топлива для реакторов, которые обычно используют природный уран в качестве топлива, таких как реакторы CANDU . Он также содержит нежелательный изотоп уран-236 , который подвергается захвату нейтронов , тратя нейтроны впустую (и требуя более высокого обогащения 235 U) и создавая нептуний-237 , который был бы одним из наиболее мобильных и проблемных радионуклидов в глубоких геологических хранилищах для захоронения ядерных отходов. Переработанный уран часто несет следы других трансурановых элементов и продуктов деления, что требует тщательного мониторинга и управления во время изготовления топлива и эксплуатации реактора.

Низкообогащенный уран (НОУ)

Низкообогащенный уран (НОУ) имеет концентрацию 235 U ниже 20%; например, в коммерческих LWR, наиболее распространенных энергетических реакторах в мире, уран обогащен до 3–5% 235 U.Слабообогащенный уран ( SEU ) имеет концентрацию менее 2% 235U . [7]

Высокоактивный ЛЕУ (HALEU)

Высокопробный НОУ (HALEU) обогащен от 5% до 20% [8] и требуется во многих конструкциях малых модульных реакторов (SMR). [9] Свежий НОУ, используемый в исследовательских реакторах, обычно обогащен от 12% до 19,75% 235U ; последняя концентрация используется для замены топлива ВОУ при переходе на НОУ. [10]

Высокообогащенный уран (ВОУ)

Заготовка из высокообогащенного металлического урана

Высокообогащенный уран (ВОУ) имеет концентрацию 235 U 20% или выше. Этот высокий уровень обогащения необходим для ядерного оружия и некоторых специализированных конструкций реакторов. Расщепляющийся уран в первичных элементах ядерного оружия обычно содержит 85% или более 235 U, известного как оружейный сорт , хотя теоретически для имплозивной конструкции минимум 20% может быть достаточным (называется оружейным), хотя это потребует сотен килограммов материала и «было бы непрактично проектировать»; [11] [12] даже более низкое обогащение гипотетически возможно, но по мере уменьшения процента обогащения критическая масса для незамедлительных быстрых нейтронов быстро увеличивается, например, требуется бесконечная масса 5,4% 235 U. [11] Для экспериментов по критичности было достигнуто обогащение урана до более чем 97%. [13]

Первая урановая бомба, Little Boy , сброшенная Соединенными Штатами на Хиросиму в 1945 году, использовала 64 килограмма (141 фунт) 80%-но обогащенного урана. Обертывание делящегося ядра оружия в отражатель нейтронов (который является стандартным для всех ядерных взрывчатых веществ) может значительно снизить критическую массу. Поскольку ядро ​​было окружено хорошим отражателем нейтронов, при взрыве оно содержало почти 2,5 критических массы. Отражатели нейтронов, сжимающие делящееся ядро ​​посредством имплозии, усиления термоядерного синтеза и «трамбовки», которая замедляет расширение делящегося ядра инерцией, позволяют разрабатывать ядерное оружие , которое использует меньше, чем одна критическая масса голой сферы при нормальной плотности. Наличие слишком большого количества изотопа 238 U подавляет неконтролируемую ядерную цепную реакцию , которая отвечает за мощность оружия. Критическая масса для 85% высокообогащенного урана составляет около 50 килограммов (110 фунтов), что при нормальной плотности представляло бы собой сферу диаметром около 17 сантиметров (6,7 дюйма). [14]

Позднее ядерное оружие США обычно использует плутоний-239 в первичной ступени, но оболочка или вторичная ступень тампера, которая сжимается первичным ядерным взрывом, часто использует ВОУ с обогащением от 40% до 80% [15] вместе с термоядерным топливом дейтеридом лития . Такая многоступенчатая конструкция повышает эффективность и результативность ядерного оружия, позволяя лучше контролировать высвобождение энергии во время детонации. Для вторичной ступени большого ядерного оружия более высокая критическая масса менее обогащенного урана может быть преимуществом, поскольку она позволяет ядру во время взрыва содержать большее количество топлива. Такая стратегия проектирования оптимизирует взрывную мощность и производительность современных систем ядерного оружия. 238 U не считается делящимся, но все еще может делиться быстрыми нейтронами (>2 МэВ), такими как те, которые производятся во время синтеза D–T . [16]

ВОУ также используется в реакторах на быстрых нейтронах , активные зоны которых требуют около 20% или более делящегося материала, а также в военно-морских реакторах , где он часто содержит не менее 50% 235 U, но обычно не превышает 90%. Эти специализированные реакторные системы полагаются на высокообогащенный уран для своих уникальных эксплуатационных требований, включая высокий поток нейтронов и точный контроль над динамикой реактора. Прототип коммерческого быстрого реактора Fermi-1 использовал ВОУ с 26,5% 235 U. Значительные количества ВОУ используются в производстве медицинских изотопов , например, молибдена-99 для генераторов технеция-99m . [17] Медицинская промышленность извлекает выгоду из уникальных свойств высокообогащенного урана, которые позволяют эффективно производить критические изотопы, необходимые для диагностической визуализации и терапевтических применений.

Методы обогащения

Разделение изотопов затруднено, поскольку два изотопа одного и того же элемента обладают почти идентичными химическими свойствами и могут быть разделены только постепенно, используя небольшие различия в массе. ( 235U всего на 1,26% легче 238U .) Эта проблема усугубляется тем, что уран редко разделяется в атомной форме, а вместо этого в виде соединения ( 235UF6 всего на 0,852% легче 238UF6 ) . Каскад идентичных стадий производит последовательно более высокие концентрации 235U . Каждая стадия передает немного более концентрированный продукт на следующую стадию и возвращает немного менее концентрированный остаток на предыдущую стадию.

В настоящее время в мире используются два общих коммерческих метода обогащения: газовая диффузия (называемая первым поколением) и газовая центрифуга ( второе поколение), которая потребляет всего 2–2,5% [18] энергии, как газовая диффузия. Ведутся некоторые работы, в которых будет использоваться ядерный резонанс ; однако нет надежных доказательств того, что какие-либо ядерно-резонансные процессы были масштабированы до уровня производства.

Методы диффузии

Газовая диффузия

Газовая диффузия использует полупроницаемые мембраны для разделения обогащенного урана.

Газовая диффузия — это технология, используемая для производства обогащенного урана путем продавливания газообразного гексафторида урана ( гекс ) через полупроницаемые мембраны . Это создает небольшое разделение между молекулами, содержащими 235 U и 238 U. На протяжении всей холодной войны газовая диффузия играла важную роль в качестве метода обогащения урана, и по состоянию на 2008 год на ее долю приходилось около 33% производства обогащенного урана, [19] но в 2011 году она была признана устаревшей технологией, которая неуклонно заменяется более поздними поколениями технологий, поскольку диффузионные заводы достигают конца своего срока службы. [20] В 2013 году предприятие в Падьюке в США прекратило работу, это был последний коммерческий газодиффузионный завод по производству 235 U в мире. [21]

Термическая диффузия

Термодиффузия использует перенос тепла через тонкую жидкость или газ для разделения изотопов. [22] Процесс использует тот факт, что более легкие молекулы газа 235 U будут диффундировать к горячей поверхности, а более тяжелые молекулы газа 238 U будут диффундировать к холодной поверхности. Установка S-50 в Оук-Ридже, штат Теннесси , использовалась во время Второй мировой войны для подготовки исходного материала для процесса электромагнитного разделения изотопов (EMIS), описанного далее в этой статье. От нее отказались в пользу газовой диффузии.

Методы центрифугирования

Газовая центрифуга

Каскад газовых центрифуг на обогатительном заводе в США

Процесс газовой центрифуги использует большое количество вращающихся цилиндров в последовательном и параллельном порядке. Вращение каждого цилиндра создает сильную центростремительную силу, так что более тяжелые молекулы газа, содержащие 238 U, движутся по касательной к внешней стороне цилиндра, а более легкие молекулы газа, богатые 235 U, собираются ближе к центру. Он требует гораздо меньше энергии для достижения того же разделения, чем старый процесс газовой диффузии, который он в значительной степени заменил, и поэтому является текущим методом выбора и называется вторым поколением . Он имеет коэффициент разделения на стадию 1,3 относительно газовой диффузии 1,005, [19] что соответствует примерно одной пятидесятой от требуемой энергии. Методы газовой центрифуги производят около 100% мирового обогащенного урана. Стоимость единицы разделительной работы составляет приблизительно 100 долларов за единицу разделительной работы (ЕРР), что делает его примерно на 40% дешевле стандартных методов газовой диффузии. [23]

Центрифуга Zippe

Схема принципа работы газовой центрифуги типа Циппе, где U-238 представлен темно-синим цветом, а U-235 — светло-голубым.

Центрифуга типа Zippe — это усовершенствованная версия стандартной газовой центрифуги, основное отличие которой заключается в использовании тепла. Дно вращающегося цилиндра нагревается, создавая конвекционные потоки, которые перемещают 235 U вверх по цилиндру, где его можно собрать с помощью совков. Эта улучшенная конструкция центрифуги используется в коммерческих целях компанией Urenco для производства ядерного топлива и использовалась Пакистаном в его программе по созданию ядерного оружия.

Лазерные методы

Лазерные процессы обещают более низкие энергозатраты, более низкие капитальные затраты и более низкие хвостовые анализы, следовательно, значительные экономические преимущества. Несколько лазерных процессов были исследованы или находятся в стадии разработки. Разделение изотопов лазерным возбуждением (SILEX) хорошо развито и лицензировано для коммерческой эксплуатации с 2012 года. Разделение изотопов лазерным возбуждением является очень эффективным и дешевым методом разделения урана, который можно осуществлять на небольших установках, требующих гораздо меньше энергии и пространства, чем предыдущие методы разделения. Стоимость обогащения урана с использованием технологий лазерного обогащения составляет приблизительно 30 долларов за SWU [23] , что составляет менее трети от цены газовых центрифуг, текущего стандарта обогащения. Разделение изотопов лазерным возбуждением может осуществляться на установках, которые практически невозможно обнаружить со спутников. [24] Более 20 стран работали с лазерным разделением за последние два десятилетия, наиболее заметными из этих стран являются Иран и Северная Корея, хотя все страны добились весьма ограниченного успеха до сих пор.

Лазерное разделение изотопов на атомных парах (AVLIS)

Разделение изотопов методом атомного пара лазера использует специально настроенные лазеры [25] для разделения изотопов урана с помощью селективной ионизации сверхтонких переходов . В этой технике используются лазеры , настроенные на частоты, которые ионизируют атомы 235 U и никакие другие. Положительно заряженные ионы 235 U затем притягиваются к отрицательно заряженной пластине и собираются.

Молекулярное лазерное разделение изотопов (MLIS)

Молекулярное лазерное разделение изотопов использует инфракрасный лазер, направленный на UF6 , возбуждающий молекулы, содержащие атом 235 U. Второй лазер освобождает атом фтора , оставляя пентафторид урана , который затем выпадает в осадок из газа.

Разделение изотопов методом лазерного возбуждения (SILEX)

Разделение изотопов лазерным возбуждением — австралийская разработка, которая также использует UF6 . После длительного процесса разработки, в котором американская обогатительная компания USEC приобрела, а затем отказалась от прав на коммерциализацию технологии, GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) подписала соглашение о коммерциализации с Silex Systems в 2006 году. [26] С тех пор GEH построила демонстрационный испытательный контур и объявила о планах по строительству первоначального коммерческого объекта. [27] Подробности процесса засекречены и ограничены межправительственными соглашениями между Соединенными Штатами, Австралией и коммерческими организациями. Предполагается, что SILEX будет на порядок эффективнее существующих методов производства, но опять же, точная цифра засекречена. [19] В августе 2011 года Global Laser Enrichment, дочерняя компания GEH, подала заявку в Комиссию по ядерному регулированию США (NRC) на получение разрешения на строительство коммерческого завода. [28] В сентябре 2012 года NRC выдала GEH лицензию на строительство и эксплуатацию коммерческого завода по обогащению SILEX, хотя компания еще не решила, будет ли проект достаточно прибыльным, чтобы начать строительство, и несмотря на опасения, что эта технология может способствовать распространению ядерного оружия . [29] Страх перед распространением ядерного оружия возник отчасти из-за того, что технология лазерного разделения требует менее 25% пространства типичных методов разделения, а также требует только энергии, которая потреблялась бы для питания 12 типичных домов, что ставит установку лазерного разделения, работающую с помощью лазерного возбуждения, значительно ниже порога обнаружения существующих технологий наблюдения. [24] В связи с этими опасениями Американское физическое общество подало петицию в NRC, прося, чтобы перед строительством любых установок лазерного возбуждения они прошли официальную проверку на предмет рисков распространения. APS даже зашло так далеко, что назвало эту технологию «переломным моментом» [23] из-за ее способности быть скрытой от любого типа обнаружения.

Другие методы

Аэродинамические процессы

Схематическая диаграмма аэродинамического сопла. Многие тысячи этих маленьких фольг будут объединены в блок обогащения.
Процесс производства LIGA на основе рентгеновского излучения был первоначально разработан в Исследовательском центре Карлсруэ, Германия, для производства сопел для обогащения изотопов. [30]

Процессы аэродинамического обогащения включают методы сопла Беккера, разработанные Э. В. Беккером и его коллегами с использованием процесса LIGA и процесса разделения вихревой трубки . Эти процессы аэродинамического разделения зависят от диффузии, вызванной градиентами давления, как и газовая центрифуга. В целом они имеют тот недостаток, что требуют сложных систем каскадирования отдельных разделительных элементов для минимизации потребления энергии. По сути, аэродинамические процессы можно рассматривать как невращающиеся центрифуги. Усиление центробежных сил достигается путем разбавления UF 6 водородом или гелием в качестве газа-носителя, что позволяет достичь гораздо более высокой скорости потока газа, чем можно было бы получить с использованием чистого гексафторида урана. Корпорация по обогащению урана в Южной Африке (UCOR) разработала и внедрила непрерывный каскад вихревого разделения Helikon для высокопроизводительного низкого обогащения и существенно отличающийся полупериодический каскад Pelsakon с низкой производительностью и высоким обогащением, оба из которых используют особую конструкцию сепаратора вихревой трубки, и оба воплощены в промышленной установке. [31] Демонстрационная установка была построена в Бразилии NUCLEI, консорциумом во главе с Industrias Nucleares do Brasil, который использовал процесс разделительного сопла. Однако все методы имеют высокое потребление энергии и существенные требования к удалению отработанного тепла; ни один из них в настоящее время не используется.

Электромагнитное разделение изотопов

Схема разделения изотопов урана в калютроне показывает, как сильное магнитное поле используется для перенаправления потока ионов урана к цели, что приводит к более высокой концентрации урана-235 (представленного здесь темно-синим цветом) во внутренних краях потока.

В процессе электромагнитного разделения изотопов (EMIS) металлический уран сначала испаряется, а затем ионизируется до положительно заряженных ионов. Затем катионы ускоряются и впоследствии отклоняются магнитными полями на соответствующие им мишени для сбора. Масс-спектрометр промышленного масштаба под названием Calutron был разработан во время Второй мировой войны, который обеспечил часть 235 U, использованного для ядерной бомбы Little Boy , сброшенной на Хиросиму в 1945 году. Правильно термин «Calutron» относится к многоступенчатому устройству, расположенному в большом овале вокруг мощного электромагнита. От электромагнитного разделения изотопов в значительной степени отказались в пользу более эффективных методов.

Химические методы

Один химический процесс был продемонстрирован на стадии пилотной установки, но не использовался в производстве. Французский процесс CHEMEX использовал очень небольшую разницу в склонности двух изотопов к изменению валентности при окислении/восстановлении , используя несмешивающиеся водные и органические фазы. Японская компания Asahi Chemical Company разработала ионообменный процесс , который применяет похожую химию , но производит разделение на патентованной ионообменной колонке со смолой.

Разделение плазмы

Процесс плазменного разделения (PSP) описывает технику, которая использует сверхпроводящие магниты и физику плазмы . В этом процессе принцип ионного циклотронного резонанса используется для селективного возбуждения изотопа 235 U в плазме, содержащей смесь ионов . Франция разработала собственную версию PSP, которую назвала RCI. Финансирование RCI было резко сокращено в 1986 году, и программа была приостановлена ​​около 1990 года, хотя RCI по-прежнему используется для разделения стабильных изотопов.

Единица работы разделения

«Работа разделения» — количество разделения, выполненное в процессе обогащения — является функцией концентраций исходного сырья, обогащенного выхода и обедненных хвостов; и выражается в единицах, которые рассчитываются таким образом, чтобы быть пропорциональными общему вводу (энергия/время работы машины) и обработанной массе. Работа разделения — это не энергия. Один и тот же объем работы разделения потребует разного количества энергии в зависимости от эффективности технологии разделения. [22] Работа разделения измеряется в единицах работы разделения SWU, кг SW или кг UTA (от немецкого Urantrennarbeit — буквально работа по разделению урана ). Эффективное использование работы разделения имеет решающее значение для оптимизации экономических и эксплуатационных показателей предприятий по обогащению урана.

Вопросы стоимости

В дополнение к единицам работы разделения, предоставляемым обогатительной установкой, другим важным параметром, который следует учитывать, является масса природного урана (NU), необходимая для получения желаемой массы обогащенного урана. Как и в случае с количеством SWU, количество требуемого исходного материала также будет зависеть от желаемого уровня обогащения и от количества 235 U, которое оказывается в обедненном уране. Однако, в отличие от количества SWU, требуемого во время обогащения, которое увеличивается с уменьшением уровня 235 U в обедненном потоке, необходимое количество NU будет уменьшаться с уменьшением уровня 235 U, которое оказывается в DU.

Например, при обогащении НОУ для использования в легководном реакторе типично, что обогащенный поток содержит 3,6% 235 U (по сравнению с 0,7% в NU), в то время как обедненный поток содержит 0,2–0,3% 235 U. Для производства одного килограмма этого НОУ потребовалось бы приблизительно 8 килограммов NU и 4,5 ЕРР, если бы поток DU содержал 0,3% 235 U. С другой стороны, если бы обедненный поток содержал только 0,2% 235 U, то потребовалось бы всего 6,7 килограммов NU, но почти 5,7 ЕРР обогащения. Поскольку требуемое количество NU и количество единиц ЕРР, требуемых во время обогащения, изменяются в противоположных направлениях, если NU дешев, а услуги по обогащению дороже, то операторы, как правило, решают оставить больше 235U в потоке DU, тогда как если NU дороже, а обогащение дешевле, то они выбирают противоположное.

При преобразовании урана ( гексафторида , сокращенно гексафторида) в металл в процессе производства теряется 0,3%. [32] [33]

Смешивание

Противоположностью обогащению является разбавление; излишки ВОУ можно разбавить до НОУ, чтобы сделать его пригодным для использования в коммерческом ядерном топливе. Разбавление является ключевым процессом в усилиях по нераспространению ядерного оружия, поскольку оно уменьшает количество высокообогащенного урана, доступного для потенциального вооружения, при этом повторно используя его в мирных целях.

Обогащенный уран, произведенный на заводе LLNL, собирался в виде самородков размером и толщиной в несколько четвертаков.

Сырье ВОУ может содержать нежелательные изотопы урана: 234U — это второстепенный изотоп, содержащийся в природном уране (в основном как продукт альфа- распада238U —потому чтопериод полураспада238
U намного больше, чем у234
U , он производится и разрушается с одинаковой скоростью в постоянном равновесии, приводя любой образец с достаточным238
Содержание U в стабильном соотношении234
У к238
U в течение достаточно длительного времени); в процессе обогащения его концентрация увеличивается, но остается значительно ниже 1%. Высокие концентрации 236 U являются побочным продуктом облучения в реакторе и могут содержаться в ВОУ в зависимости от истории его производства.236
U производится в основном, когда235
U поглощает нейтрон и не делится. Производство236
U , таким образом, неизбежен в любом реакторе на тепловых нейтронах с235
U- топливо. ВОУ, переработанный из реакторов по производству ядерного оружейного материала (с содержанием 235 U приблизительно 50%), может содержать концентрацию 236 U до 25%, что приводит к концентрации приблизительно 1,5% в смешанном продукте НОУ. 236 U является нейтронным ядом ; поэтому фактическая концентрация 235 U в продукте НОУ должна быть соответственно повышена, чтобы компенсировать присутствие 236 U. В то время как234
U также поглощает нейтроны, это плодородный материал , который превращается в делящийся235
U при поглощении нейтронов . Если236
U поглощает нейтрон, в результате чего образуется короткоживущий237
U бета распадается на237
Np , который не может быть использован в реакторах на тепловых нейтронах, но может быть химически отделен от отработанного топлива для утилизации в качестве отходов или для преобразования в238
Pu (для использования в ядерных батареях ) в специальных реакторах. Понимание и управление изотопным составом урана во время процессов разбавления имеет важное значение для обеспечения качества и безопасности получаемого ядерного топлива, а также для снижения потенциальных радиологических и распространяющих рисков, связанных с нежелательными изотопами.

В качестве смеси может использоваться NU или DU; однако, в зависимости от качества сырья, SEU с типичной концентрацией 1,5% по весу 235 U может использоваться в качестве смеси для разбавления нежелательных побочных продуктов, которые могут содержаться в сырье ВОУ. Концентрации этих изотопов в продукте НОУ в некоторых случаях могут превышать спецификации ASTM для ядерного топлива, если используются NU или DU. Таким образом, разбавление ВОУ, как правило, не может способствовать решению проблемы управления отходами, создаваемой существующими большими запасами обедненного урана. Эффективные стратегии управления и утилизации обедненного урана имеют решающее значение для обеспечения долгосрочной безопасности и защиты окружающей среды. Инновационные подходы, такие как переработка и рециркуляция обедненного урана, могут предложить устойчивые решения для минимизации отходов и оптимизации использования ресурсов в ядерном топливном цикле.

Крупное предприятие по разбавлению под названием Программа «Мегатонны в Мегаватты» преобразует бывший советский оружейный ВОУ в топливо для американских коммерческих энергетических реакторов. С 1995 по середину 2005 года 250 тонн высокообогащенного урана (достаточно для 10 000 боеголовок) было переработано в низкообогащенный уран. Цель состоит в том, чтобы переработать 500 тонн к 2013 году. Программа вывода из эксплуатации российских ядерных боеголовок составила около 13% от общей мировой потребности в обогащенном уране до 2008 года. [19] Эта амбициозная инициатива не только решает задачи ядерного разоружения, но и вносит значительный вклад в глобальную энергетическую безопасность и экологическую устойчивость, эффективно перепрофилируя материал, когда-то предназначенный для разрушительных целей, в ресурс для мирного производства энергии.

Корпорация по обогащению США участвовала в утилизации части из 174,3 тонн высокообогащенного урана (ВОУ), который правительство США объявило избыточным военным материалом в 1996 году. В рамках Программы США по снижению содержания ВОУ этот материал ВОУ, взятый в основном из демонтированных американских ядерных боеголовок, был переработан в топливо из низкообогащенного урана (НОУ), используемое атомными электростанциями для выработки электроэнергии. [34] [35] Эта инновационная программа не только способствовала безопасному и надежному уничтожению избыточного оружейного урана, но и способствовала устойчивой работе гражданских атомных электростанций, снижая зависимость от недавно обогащенного урана и содействуя усилиям по нераспространению во всем мире.

Глобальные обогатительные объекты

Известно, что следующие страны эксплуатируют обогатительные установки: Аргентина, Бразилия, Китай, Франция, Германия, Индия, Иран, Япония, Нидерланды, Северная Корея, Пакистан, Россия, Великобритания и США. [36] [37] Бельгия, Иран, Италия и Испания имеют инвестиционный интерес во французском обогатительном заводе Eurodif , причем доля Ирана дает ему право на 10% от объема производства обогащенного урана. Страны, которые имели программы обогащения в прошлом, включают Ливию и Южную Африку, хотя ливийский объект никогда не был введен в эксплуатацию. [38] Австралийская компания Silex Systems разработала процесс лазерного обогащения, известный как SILEX ( разделение изотопов лазерным возбуждением ), который она намерена реализовать посредством финансовых инвестиций в американское коммерческое предприятие General Electric, [39] Хотя SILEX получила лицензию на строительство завода, разработка все еще находится на ранних стадиях, поскольку лазерное обогащение еще не доказало свою экономическую жизнеспособность, и подается петиция с целью пересмотра лицензии, выданной SILEX, в связи с проблемами распространения ядерного оружия. [40] Также утверждалось, что у Израиля есть программа по обогащению урана, размещенная на территории Центра ядерных исследований Негев недалеко от Димоны . [41]

Кодовое имя

Во время Манхэттенского проекта высокообогащенный уран оружейного качества получил кодовое название oralloy , сокращенную версию Oak Ridge solid, по названию заводов, где уран обогащался. [42] Эта скрытая терминология подчеркивает секретность и чувствительность, окружавшую производство высокообогащенного урана во время Второй мировой войны, подчеркивая стратегическое значение Манхэттенского проекта и его роль в разработке ядерного оружия. Термин oralloy до сих пор иногда используется для обозначения обогащенного урана. Его постоянное использование служит историческим напоминанием о ключевой роли обогащенного урана в формировании курса современной истории и его продолжающемся значении в различных ядерных приложениях, включая производство энергии, медицину и научные исследования.

Смотрите также

Ссылки

  1. ^ Kondev, FG; Wang, M.; Huang, WJ; Naimi, S.; Audi, G. (2021). «Оценка ядерных свойств NUBASE2020» (PDF) . Chinese Physics C. 45 ( 3): 030001. doi :10.1088/1674-1137/abddae.
  2. ^ Агентство по ядерной энергии ОЭСР (2003). Ядерная энергия сегодня. Издательство ОЭСР. стр. 25. ISBN 9789264103283.
  3. ^ Cochran ( Совет по защите природных ресурсов ), Thomas B. (12 июня 1997 г.). "Safeguarding Nuclear Weapon-Usable Materials in Russia" (PDF) . Труды международного форума по незаконному обороту ядерных материалов. Архивировано из оригинала (PDF) 22 июля 2012 г.
  4. ^ Обзор ядерного топливного цикла, переработка урана . Всемирная ядерная ассоциация, обновление апрель 2021 г.
  5. ^ «Радиологические источники потенциального воздействия и/или заражения». Центр укрепления здоровья и профилактической медицины армии США. Июнь 1999 г. стр. 27. Получено 1 июля 2019 г.
  6. ^ Оландер, Дональд Р. (1 января 1981 г.). «Теория обогащения урана газовой центрифугой». Progress in Nuclear Energy . 8 (1): 1–33. doi :10.1016/0149-1970(81)90026-3. ISSN  0149-1970.
  7. ^ Картер, Джон П.; Боррелли, РА (август 2020 г.). «Исследование физики нейтронов в интегральном реакторе на расплавленных солях с использованием кода Монте-Карло для N-частиц». Ядерная инженерия и проектирование . 365 : 110718. doi : 10.1016/j.nucengdes.2020.110718 . S2CID  225435681.
  8. ^ Herczeg, John W. (28 марта 2019 г.). "High-assay low enriched Iranian" (PDF) . energy.gov . Архивировано (PDF) из оригинала 9 октября 2022 г.
  9. ^ "HALEU UF6 и изготовление топлива SMR". Nuclear Engineering International. 30 июня 2024 г. Получено 16 июля 2024 г.
  10. ^ Glaser, Alexander (6 ноября 2005 г.). About the Enrichment Limit for Research Reactor Conversion: Why 20%? (PDF) . 27th International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR. Princeton University. Архивировано (PDF) из оригинала 9 октября 2022 г. . Получено 18 апреля 2014 г. .
  11. ^ ab Forsberg, CW; Hopper, CM; Richter, JL; Vantine, HC (март 1998 г.). "Определение урана-233, пригодного для использования в оружии" (PDF) . ORNL/TM-13517 . Oak Ridge National Laboratories. Архивировано из оригинала (PDF) 2 ноября 2013 г. . Получено 30 октября 2013 г. .
  12. ↑ Sublette, Carey (4 октября 1996 г.). «Часто задаваемые вопросы о ядерном оружии, раздел 4.1.7.1: Принципы проектирования ядерных объектов – высокообогащенный уран». FAQ по ядерному оружию . Получено 2 октября 2010 г.
  13. ^ Mosteller, RD (1994). "Detailed Reanalysis of a Benchmark Critical Experiment: Water-Reflected Enriched-Uranium Sphere" (PDF) . Los Alamos Technical Paper (LA–UR–93–4097): 2. doi :10.2172/10120434. Архивировано (PDF) из оригинала 9 октября 2022 г. . Получено 19 декабря 2007 г. Обогащение штифта и одного из полушарий составило 97,67 без учета, в то время как обогащение другого полушария составило 97,68 без учета.
  14. ^ Оландер, Дональд Р. (1 января 1981 г.). «Теория обогащения урана газовой центрифугой». Progress in Nuclear Energy . 8 (1): 1–33. doi :10.1016/0149-1970(81)90026-3. ISSN  0149-1970.
  15. ^ "Часто задаваемые вопросы о ядерном оружии" . Получено 26 января 2013 г.
  16. ^ Лей, Цзя; Лю, Хуаньхуань; Чжоу, Ли; Ван, Ячжоу; Ю, Кайфу; Чжу, Хуэй; Ван, Бо; Цзан, Мэнсюань; Чжоу, Цзянь; Он, Ронг; Чжу, Вэнькунь (1 сентября 2023 г.). «Прогресс и перспективы обогащения и разделения радионуклида урана функциональными материалами биомассы». Химико-технический журнал . 471 : 144586. doi : 10.1016/j.cej.2023.144586. ISSN  1385-8947.
  17. ^ Фон Хиппель, Фрэнк Н.; Кан, Лора Х. (декабрь 2006 г.). «Возможность устранения использования высокообогащенного урана при производстве медицинских радиоизотопов». Наука и всеобщая безопасность . 14 (2 и 3): 151–162. Bibcode : 2006S&GS...14..151V. doi : 10.1080/08929880600993071. S2CID  122507063.
  18. ^ "Обогащение урана". world-nuclear.org. Архивировано из оригинала 1 июля 2013 года . Получено 14 апреля 2013 года .
  19. ^ abcd "Lodge Partners Mid-Cap Conference 11 апреля 2008 г." (PDF) . Silex Ltd. 11 апреля 2008 г. Архивировано (PDF) из оригинала 9 октября 2022 г.
  20. ^ Адамс, Род (24 мая 2011 г.). «Макконнелл просит DOE продолжать использовать 60-летний завод по обогащению, чтобы сохранить рабочие места». Atomic Insights. Архивировано из оригинала 28 января 2013 г. Получено 26 января 2013 г.
  21. ^ "Завод по обогащению урана в Падьюке будет закрыт - World Nuclear News". www.world-nuclear-news.org .
  22. ^ Аб Лей, Цзя; Лю, Хуаньхуань; Чжоу, Ли; Ван, Ячжоу; Ю, Кайфу; Чжу, Хуэй; Ван, Бо; Цзан, Мэнсюань; Чжоу, Цзянь; Он, Ронг; Чжу, Вэнькунь (1 сентября 2023 г.). «Прогресс и перспективы обогащения и разделения радионуклида урана функциональными материалами биомассы». Химико-технический журнал . 471 : 144586. doi : 10.1016/j.cej.2023.144586. ISSN  1385-8947.
  23. ^ abc Weinberger, Sharon (28 сентября 2012 г.). "США выдают лицензию на лазерное обогащение урана". Nature : nature.2012.11502. doi : 10.1038/nature.2012.11502 . S2CID  100862135.
  24. ^ ab Slakey, Francis; Cohen, Linda R. (март 2010 г.). «Остановим лазерное обогащение урана». Nature . 464 (7285): 32–33. Bibcode :2010Natur.464...32S. doi :10.1038/464032a. PMID  20203589. S2CID  205053626. ProQuest  204555310.
  25. ^ FJ Duarte и LW Hillman (редакторы), Dye Laser Principles (Academic, Нью-Йорк, 1990) Глава 9.
  26. ^ "GE подписывает соглашение с Silex Systems of Australia о разработке технологии обогащения урана" (пресс-релиз). GE Energy. 22 мая 2006 г. Архивировано из оригинала 14 июня 2006 г.
  27. ^ "GE Hitachi Nuclear Energy выбирает Уилмингтон, Северная Каролина, в качестве площадки для потенциального коммерческого предприятия по обогащению урана". Business Wire. 30 апреля 2008 г. Получено 30 сентября 2012 г.
  28. ^ Брод, Уильям Дж. (20 августа 2011 г.). «Лазерные достижения в ядерном топливе вызывают страх террора». The New York Times . Получено 21 августа 2011 г.
  29. ^ Associated Press (27 сентября 2012 г.). «Урановый завод с использованием лазерной технологии получил одобрение США». The New York Times .
  30. ^ Беккер, EW; Эрфельд, В.; Мюнхмейер, Д.; Бетц, Х.; Хойбергер, А.; Понгратц, С.; Глашаузер, В.; Мишель, HJ; Сименс, Р. (1982). «Изготовление сепарационно-сопловых систем для обогащения урана методом совмещения рентгеновской литографии и гальванопластики». Naturwissenschaften . 69 (11): 520–523. Бибкод : 1982NW.....69..520B. дои : 10.1007/BF00463495. S2CID  44245091.
  31. ^ Смит, Майкл; Джексон AGM (2000). "Доктор". Южноафриканский институт инженеров-химиков – Конференция 2000 : 280–289.
  32. ^ Балакришнан, MR (1971). «Экономика смешивания, пример» (PDF) . Бомбей, Индия: Правительство Индии, Комиссия по атомной энергии. стр. 6. Архивировано (PDF) из оригинала 9 октября 2022 г. Получено 7 ноября 2021 г.
  33. ^ Комиссия по атомной энергии США (январь 1961 г.). «Стоимость ядерной энергии». Вашингтон, округ Колумбия: Управление технических служб, Министерство торговли. стр. 29. Получено 7 ноября 2021 г.
  34. ^ "Отчет о состоянии: Программа USEC-DOE "Мегатонны в мегаватты". USEC.com. 1 мая 2000 г. Архивировано из оригинала 6 апреля 2001 г.
  35. ^ "Мегатонны в мегаватты". centrusenergy.com . Декабрь 2013 г.
  36. ^ Макхиджани, Арджун; Чалмерс, Лоис; Смит, Брайс (15 октября 2004 г.). Обогащение урана (PDF) . Институт исследований энергетики и окружающей среды. Архивировано (PDF) из оригинала 9 октября 2022 г. . Получено 21 ноября 2009 г. .
  37. ^ Австралийский уран — топливо, благоприятное для парникового эффекта, для мира, испытывающего энергетический голод (PDF) . Постоянный комитет по промышленности и ресурсам (отчет). Парламент Содружества Австралии. Ноябрь 2006 г. С. 730. Архивировано (PDF) из оригинала 9 октября 2022 г. Получено 3 апреля 2015 г.
  38. ^ "Вопросы и ответы: Обогащение урана". BBC News . BBC. 1 сентября 2006 г. Получено 3 января 2010 г.
  39. ^ «Лазерное обогащение может сократить стоимость ядерной энергии». The Sydney Morning Herald . 26 мая 2006 г.
  40. ^ Вайнбергер, Шарон (28 сентября 2012 г.). «США выдают лицензию на лазерное обогащение урана». Nature . doi : 10.1038/nature.2012.11502 . ISSN  1476-4687. S2CID  100862135.
  41. ^ "Israel's Nuclear Weapons Program". Архив ядерного оружия. 10 декабря 1997 г. Получено 7 октября 2007 г.
  42. ^ Берр, Уильям (22 декабря 2015 г.). «Стратегическое авиационное командование рассекречивает список ядерных целей 1950-х годов». nsarchive2.gwu.edu . Получено 27 ноября 2020 г. Oralloy [сплав Ок-Ридж] — термин для обозначения высокообогащенного урана.

Внешние ссылки

Найдите информацию об обогащенном уране в Викисловаре, бесплатном словаре.