Збагачення урану
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 відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) передбачає вилучення з нього елементів урану і плутонію для повторного використання в ядерно-паливному циклі - формування нових паливних збірок (МОХ-паливо, нітридне паливо). Найперспективнішим з точки зору МАГАТЕ є підхід до переробки ВЯП, що передбачає повне замикання ядерно-паливного циклу з використанням реакторів на швидких нейтронах.
Наразі найактивніше 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].
Світові потужності з розділення ізотопів урану[ред. | ред. код]
Потужності заводів із розділення ізотопів урану в тисячах ОРР згідно з WNA Market Report.
| Країна | Компанія, завод | 2012 | 2013 | 2015 | 2018 | 2020 |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Росія | Росатом | 25000 | 26000 | 26578 | 28215 | 28663 |
| Німеччина, Голландія, Англія | URENCO | 12800 | 14200 | 14400 | 18600 | 14900 |
| Франція | Orano | 2500 | 5500 | 7000 | 7500 | 7500 |
| Китай | Китайська національна ядерна корпорація | 1500 | 2200 | 4220 | 6750 | 10700+ |
| США | URENCO | 2000 | 3500 | 4700 | ? | 4700 |
| Пакистан, Бразилія, Іран, Індія, Аргентина | 100 | 75 | 100 | ? | 170 | |
| Японія | JNFL[en] | 150 | 75 | 75 | ? | 75 |
| США | USEC[en]: Paducah & Piketon | 5000 | 0 | 0 | 0 | 0 |
| Разом | 49000 | 51550 | 57073 | 61111 | 66700 |
Див. також[ред. | ред. код]
Примітки[ред. | ред. код]
- ↑ УРАНОВА ПРОМИСЛОВІСТЬ [Архівовано 28 лютого 2009 у Wayback Machine.](рос.)
- ↑ Замкнутый ядерный цикл. Как атомную энергетику можно сделать возобновляемой, и зачем. elektrovesti.net. Архів оригіналу за 25 вересня 2017. Процитовано 27 вересня 2017.
Література[ред. | ред. код]
- Самилін В., Білецький В. Спеціальні методи збагачення корисних копалин (курс лекцій). — Донецьк: Східний видавничий дім, 2003. — 116 с. [1]
|
Це незавершена стаття з технології. Ви можете допомогти проєкту, виправивши або дописавши її. |