Збагачення урану

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
Перейти до: навігація, пошук
Відносні пропорції урану-238 (синій) та урану-235 (червоний) на різних стадіях збагачення.
Aerodynamic enrichment nozzle.svg

Збагачення урану — фізичний процес збільшення співвідношення вмісту ізотопу урану 235U до 238U. Ізотоп 238U, незважаючи на радіоактивність, дуже стабільний ізотоп, не здатний до самостійної ланцюгової ядерної реакції на теплових нейтронах, на відміну від рідкісного 235U, який інтенсивно використовується в атомній промисловості і для створення ядерної зброї. Нині 235U є основним ядерним паливом, без нього неможливе одержання плутонію, що використовується для створення ядерної та термоядерної зброї. Однак, через те, що частка ізотопу 235U мала (0,72 %), підготовка ядерного палива обов'язково повинна включати стадію збагачення урану.

Збагачення урану здійснюється двома основними методами розділення ізотопів: газодифузійним методом та методом газового центрифугування. У Росії, Великій Британії, Німеччині, Нідерландах та Японії застосовується метод центрифугування, при якому газ UF6 розкручується до дуже високої швидкості й через різниці в масі молекул відбувається просторове розділення ізотопів, які потім переводяться назад в метал. У відходах залишається тільки 0,2-0,3 % 235U.[1]

Переробка ВЯП передбачає вилучення з нього елементів урану і плутонію для повторного використання в ядерно-паливному циклі - формування нових паливних збірок (МОХ-паливо, нітридне паливо). Найбільш перспективним з точки зору МАГАТЕ є підхід до переробки ВЯП, що передбачає повне замикання ядерно-паливного циклу з використанням реакторів на швидких нейтронах.

В даний час найбільш активно технології замкнутого ядерно-паливного циклу розвиваються в Росії.

На даний момент успішно експлуатуються 2 реактора на швидких нейтронах: БН-600 і БН-800 на Білоярській АЕС. Ведеться будівництво дослідно-демонстраційного центру з переробки ВЯП ВВЕР-1000 продуктивністю до 250 тонн в рік. Освоєно виробництво МОХ-палива та нітридного палива для реакторів на швидких нейтронах з використанням продуктів переробки ВЯП (уран і плутоній)[2].

Примітки[ред.ред. код]

Література[ред.ред. код]

  • Самилін В., Білецький В. Спеціальні методи збагачення корисних копалин (курс лекцій). — Донецьк: Східний видавничий дім, 2003. — 116 с. [1]
Технології Це незавершена стаття з технології.
Ви можете допомогти проекту, виправивши або дописавши її.