Технологии обогащения урана. Уран: факты и фактики Заводы по обогащению урана

Содержание статьи

УРАНОВАЯ ПРОМЫШЛЕННОСТЬ. Уран – это основной энергоноситель ядерной энергетики, вырабатывающей около 20% мировой электроэнергии. Урановая промышленность охватывает все стадии производства урана, включая разведку месторождений, их разработку и обогащение руды. Переработку урана в топливо для реакторов можно рассматривать как естественную отрасль урановой промышленности.

Ресурсы.

Общемировые достаточно надежно разведанные ресурсы урана, который можно было бы выделить из руды по себестоимости не выше 100 долл. за килограмм, оцениваются приблизительно в 3,3 млрд. кг U 3 O 8 . Примерно 20% этого (ок. 0,7 млрд. кг U 3 O 8 , см . рисунок) приходится на Австралию, за которой следуют США (ок. 0,45 млрд. кг U 3 O 8). Значительными ресурсами для производства урана располагают ЮАР и Канада.

Урановое производство.

Основные этапы производства урана – это добыча руды подземным или открытым способом, обогащение (сортировка) руды и извлечение урана из руды выщелачиванием. На руднике урановую руду извлекают из горного массива буро-взрывным способом, раздробленную руду сортируют и размельчают, а затем переводят в раствор сильной кислоты (серной) или в щелочной раствор (карбоната натрия, что наиболее предпочтительно в случае карбонатных руд). Раствор, содержащий уран, отделяют от нерастворенных частиц, концентрируют и очищают сорбцией на ионообменных смолах или экстракцией органическими растворителями. Затем концентрат, обычно в форме оксида U 3 O 8 , называемого желтым кеком, осаждают из раствора, сушат и укладывают в стальные емкости вместимостью ок. 1000 л.

Для извлечения урана из пористых руд осадочного происхождения все чаще применяется метод выщелачивания на месте. По скважинам, пробуренным в рудном теле, непрерывно прогоняют щелочной или кислый раствор. Этот раствор с перешедшим в него ураном концентрируют и очищают, а затем из него осаждением получают желтый кек.

Переработка урана в ядерное топливо.

Концентрат природного урана – желтый кек – это исходный компонент ядерного топливного цикла. Для превращения природного урана в топливо, соответствующее требованиям ядерного реактора, нужны еще три этапа: преобразование в UF 6, обогащение урана и изготовление тепловыделяющих элементов (твэлов).

Преобразование в UF6.

Для преобразования оксида урана U 3 O 8 в гексафторид урана UF 6 желтый кек обычно восстанавливают безводным аммиаком до UO 2 , из которого затем с помощью плавиковой кислоты получают UF 4 . На последнем этапе, действуя на UF 4 чистым фтором, получают UF 6 – твердый продукт, возгоняющийся при комнатной температуре и нормальном давлении, а при повышенном давлении плавящийся. Пять крупнейших производителей урана (Канада, Россия, Нигер, Казахстан и Узбекистан) вместе могут давать 65 000 т UF 6 в год.

Обогащение урана.

На следующем этапе ядерного топливного цикла повышается содержание U-235 в UF 6 . Природный уран состоит из трех изотопов: U-238 (99,28%), U-235 (0,71%) и U-234 (0,01%). Для реакции деления в ядерном реакторе необходимо более высокое содержание изотопа U-235. Обогащение урана осуществляется двумя основными методами разделения изотопов: газодиффузионным методом и методом газового центрифугирования. (Энергия, затрачиваемая на обогащение урана, измеряется в единицах разделительной работы, ЕРР.)

При газодиффузионном методе твердый гексафторид урана UF 6 переводят понижением давления в газообразное состояние, а затем прокачивают по пористым трубкам из специального сплава, сквозь стенки которых газ может диффундировать. Поскольку масса атомов U-235 меньше, чем атомов U-238, они легче и быстрее диффундируют. В процессе диффузии газ обогащается изотопом U-235, а газ, прошедший по трубкам, обедняется. Обогащенный газ снова пропускают по трубкам, и процесс продолжается до тех пор, пока содержание изотопа U-235 в отборе не достигнет уровня (3–5%), необходимого для работы ядерного реактора. (Для оружейного урана требуется обогащение до уровня свыше 90% U-235.) В отходах обогащения остается лишь 0,2–0,3% изотопа U-235. Газодиффузионный метод характеризуется высокой энергоемкостью. Заводы, основанные на этом методе, имеются только в США, во Франции и в КНР.

В России, Великобритании, Германии, Нидерландах и Японии применяется метод центрифугирования, при котором газ UF 6 приводится в очень быстрое вращение. Благодаря различию в массе атомов, а следовательно, и в центробежных силах, действующих на атомы, газ вблизи оси вращения потока обогащается легким изотопом U-235. Обогащенный газ собирается и экстрагируется.

Изготовление твэлов.

Обогащенный UF 6 поступает на завод в 2,5-т стальных контейнерах. Из него гидролизом получают UO 2 F 2 , который затем обрабатывают гидроксидом аммония. Выпавший в осадок диуранат аммония отфильтровывают и обжигают, получая диоксид урана UO 2 , который прессуют и спекают в виде небольших керамических таблеток. Таблетки вкладывают в трубки из циркониевого сплава (циркалоя) и получают топливные стержни, т.н. тепловыделяющие элементы (твэлы), которые объединяют примерно по 200 штук в законченные топливные сборки, готовые для использования на АЭС.

Отработанное ядерное топливо сильно радиоактивно и требует особых мер предосторожности при хранении и удалении в отходы. В принципе его можно переработать, отделив продукты деления от остатков урана и плутония, которые повторно могут служить ядерным топливом. Но такая переработка дорого стоит и соответствующие коммерческие предприятия имеются лишь в некоторых странах, например во Франции и Великобритании.

Объем производства.

К середине 1980-х годов, когда надежды на быстрый рост ядерной энергетики не оправдались, объем производства урана резко упал. Строительство многих новых реакторов было приостановлено, а на действующих предприятиях стали накапливаться запасы уранового топлива. С распадом Советского Союза дополнительно увеличилось предложение урана на Западе.

ОБОГАЩЕНИЕ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА, отделение хорошо расщепляемого изотопа урана, урана 235, от преобладающего изотопа, урана 238. Газообразный фторид урана (VI) проходит диффузионное разделение, при котором используется ряд перегородок с… … Научно-технический энциклопедический словарь

ОБОГАЩЕНИЕ - (1) дутья введение кислорода в атмосферный воздух для интенсификации технологического процесса при плавке металла (см.), (2) О. полезных ископаемых совокупность различных методов обработки руд чёрных, цветных и благородных металлов, угля и др.… … Большая политехническая энциклопедия

Uranium ore processing совокупность процессов первичной обработки минерального урансодержащего сырья, имеющих целью отделение урана от других минералов, входящих в состав руды. При этом не происходит изменения состава минералов, а лишь их… … Термины атомной энергетики

обогащение урановой руды - Совокупность процессов первичной обработки минерального ураносодержащего сырья, имеющих целью отделение урана от других минералов, входящих в состав руды. При этом не происходит изменения состава минералов, а лишь их механическое разделение с… … Справочник технического переводчика

Радиометрическое обогащение руды процессы переработки руд, основанные на взаимодействии различных видов излучений с веществом. В технологии радиометрического обогащения руд выделяются два вида процессов: Радиометрическая сортировка … … Википедия

- (англ. magnetic separation, magnetic concentration of minerals; нем. magnetische Aufbereitung f der Bodenschätze) обогащение полезных ископаемых, основывающееся на действии неоднородного магнитного поля на минеральные частички с… … Википедия

- (a. chemical refining; н. chemische Aufbereitung; ф. concentration par voie chimique, enrichissement chimique; и. tratamiento quimico, preparacion quimica, elaboracion quimica) технология первичной переработки руд, коллективных и… … Геологическая энциклопедия

Уран это основной энергоноситель ядерной энергетики, вырабатывающей около 20% мировой электроэнергии. Урановая промышленность охватывает все стадии производства урана, включая разведку месторождений, их разработку и обогащение руды. Переработку… … Энциклопедия Кольера

Почти готово к работе … Википедия

Топливный элемент ядерного реактора Ядерное топливо вещество, которое используется в ядерных реакторах для осуществления цепной ядерной реакции деления. Содержание 1 Общая информация 2 Классификация … Википедия

Книги

• «Роза» Исфахана , Михель Гавен , 2000-е годы. Иран. В районе города Исфахан происходит землетрясение с большими разрушениями и жертвами. Понимая, что собственными силами не справиться, иранские власти вынуждены обратиться за… Категория:

О запуске первого советского спутника 4 октября 1957 года с ликованием узнал весь мир. А событие, произошедшее 4 ноября того же года в Верх-Нейвинске, долго оставалось тайной для самых лучших разведок мира. Там был пущен опытный завод, на котором обогащать уран стали методом центрифужного разделения изотопов.

Александр Емельяненков

На заре создания ядерных вооружений одной из основных ключевых проблем стало разделение изотопов урана. Этот тяжелый радиоактивный металл встречается в природе в виде смеси двух основных изотопов. Основную долю (чуть меньше 99,3%) составляет уран-238. Содержание более легкого изотопа — урана-235 — составляет всего 0,7%, но именно он необходим для создания ядерного оружия и работы реакторов.

Разделить изотопы совсем не просто. Их химические свойства идентичны (в конце концов, это один и тот же химический элемент), а разница в атомной массе составляет чуть более 1%, так что физические методы для разделения должны иметь очень высокую избирательность. Этот вопрос в 1950-х стал одним из решающих моментов, которые определили успех советской ядерной отрасли и заложили основу для современной конкурентоспособности российской ядерной промышленности на мировом рынке.

Сквозь сито

Самым простым методом разделения является газовая диффузия — «продавливание» газообразного сырья (гексафторид урана) сквозь мелкопористую мембрану, при этом различные изотопы диффундируют сквозь поры с различной скоростью. Именно газовая диффузия стала первым методом, который использовался для получения промышленных количеств урана-235 на первых обогатительных комбинатах. В США разработки в области газовой диффузии для Манхэттенского проекта велись под началом лауреата Нобелевской премии Гарольда Юри. В СССР до 1954 года этим направлением руководил академик Борис Константинов, потом его сменил Исаак Кикоин.

Поначалу, как это нередко бывает, метод газовой диффузии казался доступнее в реализации. Но он требовал огромных затрат электроэнергии — Саяно-Шушенская ГЭС и первая очередь Белоярской атомной, как теперь выясняется, строились прежде всего для этих целей. Кроме общей дороговизны и низкого КПД, метод газовой диффузии был небезопасен для работающих — главным образом из-за высоких температур и шума в цехах. Плюс большие объемы химически активных смесей под давлением, а это потенциальные выбросы и загрязнение окружающей среды. Между тем альтернатива газодиффузионному методу была известна с конца XIX века — это центрифужный метод, сулящий весьма значительную экономию: когда в 1958 году завод в Верх-Нейвинске вышел на расчетный режим, оказалось, что энергопотребление на единицу разделения в 20 (!) раз меньше диффузионного метода, а себестоимость — вдвое меньше. Правда, на пути создания центрифуг конструкторов поджидали многочисленные технологические сложности.

Электромагнитное разделение. Основано на движении заряженных частиц (ионов) в магнитном поле. В зависимости от массы частиц кривизна их траектории при этом различна, и даже небольшая разница в атомной массе ядер изотопов урана дает возможность их разделения. Такие установки, называемые калютронами, использовались в американском Манхэттенском проекте, поскольку позволяли получить очень высокую степень обогащения урана за считанные проходы. Однако калютроны очень громоздки, дороги в обслуживании, потребляют много энергии и имеют низкую производительность, так что сейчас для промышленного обогащения урана не используются.

Немецкие корни

Истоки советской технологии центрифуг берут свое начало в нацистской Германии, где в рамках атомного проекта велись эксперименты по разделению урана. Один из участников этого проекта, инженер-физик Геронт Циппе, оказался среди других немецких военнопленных, отправленных в СССР. Под началом Макса Штеенбека, своего соотечественника и тестя, Циппе до 1954 года занимался экспериментальными исследованиями — сначала в Лаборатории «А» в Сухуми (будущий Сухумский физико-технический институт), а последние два года — в особом конструкторском бюро на Кировском заводе в Ленинграде.

Как свидетельствуют участники и очевидцы тех событий, немецкие ученые не знали отказа в материалах для исследований. И режим у них был почти такой же, как у наших секретных атомщиков, которых столь же плотно опекало ведомство Берии. В июле 1952 года специальным постановлением правительства Штеенбека и его помощников перевели из Сухумского института в Ленинград, в ОКБ Кировского завода. Да еще усилили группу выпускниками политехнического института с профильной кафедры ядерных исследований. Была поставлена задача изготовить и испытать два агрегата по схеме Циппе-Штеенбека. За дело взялись горячо, однако уже в первом квартале 1953-го работу прекратили, не доводя до испытаний: стало ясно, что предложенная конструкция не годится для серийного производства.

Газовая диффузия. Использует разницу в скоростях движения молекул газа, содержащего различные изотопы урана (гексафторид урана). Различная масса обуславливает различную скорость молекул, так что легкие проходят мембрану с тонкими порами (по диаметру сравнимыми с размерами молекул) быстрее тяжелых. Метод прост в реализации и использовался на заре атомной отрасли в СССР, в США используется до настоящего времени. Степень обогащения каждой ступени очень мала, так что необходимы тысячи ступеней. Это приводит к огромному потреблению энергии и высокой стоимости разделения.

Центрифуга Циппе была не первой советской машиной подобного назначения. Еще во время войны в Уфе другой немец, Фриц Ланге, бежавший из Германии в 1936 году, изготовил громоздкий аппарат на подшипнике. Однако специалисты, знакомые с перипетиями атомного проекта в СССР и США, отмечают одно безусловное достижение группы Штеенбека — оригинальную конструкцию опорного узла: ротор опирался на стальную иглу, а эта игла — на подпятник из сверхтвердого сплава в масляной ванне. И вся эта хитроумная конструкция удерживалась специальной магнитной подвеской в верхней части ротора. Его раскрутка до рабочей скорости также производилась посредством магнитного поля.

В то время как проект группы Штеенбека потерпел фиаско, в феврале того же 1953 года была выведена на рабочие обороты газовая центрифуга с жестким ротором конструкции советского инженера Виктора Сергеева. За год до этого Сергеев с группой специалистов из особого КБ Кировского завода, где он тогда работал, был командирован в Сухуми для ознакомления с экспериментами Штеенбека и его команды. «Именно тогда он задал Штеенбеку технический вопрос о расположении отборников газа в виде трубок Пито, — приоткрыл важные подробности ветеран центрифужного производства ПО «Точмаш» Олег Чернов, хорошо знавший Сергеева и работавший вместе с ним. — Вопрос был сугубо техническим и содержал, по сути, подсказку, как сделать конструкцию центрифуги работоспособной». Но доктор Штеенбек проявил категоричность: «Они станут тормозить поток, вызывать турбулентность, и никакого разделения не будет!» Спустя годы, работая над мемуарами, он об этом пожалеет: «Идея, достойная того, чтобы исходить от нас! Но мне она в голову не приходила…»

Газовое центрифугирование с помощью быстро вращающегося ротора закручивает поток газа таким образом, что молекулы, содержащие более тяжелые изотопы урана, центробежная сила отбрасывает к внешним краям, а более легкие — ближе к оси цилиндра. Центрифуги объединяют в каскады, подавая с выхода каждой ступени частично обогащенный материал на вход следующей ступени — так удается получать уран даже очень высокой степени обогащения. Центрифуги просты в обслуживании, надежны и характеризуются умеренным энергопотреблением. Метод используется в России и странах Европы.

По словам Олега Чернова, Циппе перед отъездом в Германию имел возможность ознакомиться с опытным образцом центрифуги Сергеева и гениально простым принципом ее работы. Оказавшись на Западе, «хитрый Циппе», как его нередко называли, запатентовал конструкцию центрифуги в 13 странах. Первые лица в советском атомном ведомстве, узнав о таком интеллектуальном коварстве, шум поднимать не стали — если следовать официальной версии, «чтобы не вызывать подозрений и повышенного интереса к этой теме у военно-технической разведки США». Пусть, мол, думают, что Советы довольствуются неэкономичным, как и у них, газодиффузионным методом… В 1957 году, переехав в США, Циппе построил там работающую установку, воспроизведя по памяти опытный образец Сергеева. И назвал ее, следует отдать должное, «Русской центрифугой». Однако увлечь американцев он не сумел. В отношении новой машины, как в свое время и по конструкции Штеенбека, был вынесен вердикт: для промышленного использования непригодна.

Степень обогащения одной газовой центрифуги невелика, поэтому их объединяют в последовательные каскады, в которых обогащенное сырье с выхода каждой центрифуги подается на вход следующей, а обедненное — на вход одной из предыдущих. При достаточном количестве центрифуг в каскаде можно получить очень высокую степень обогащения.

Правда, четверть века спустя в США все-таки решили перейти с газовой диффузии на центрифуги. Первая попытка не удалась — в 1985 году, когда были установлены первые 1300 машин, разработанные в Оук-Риджской национальной лаборатории, правительство США закрыло программу. В 1999 году на расконсервированной площадке в Пайктоне (штат Огайо) вновь начались работы по установке американских центрифуг нового поколения (в 10−15 раз больше российских по высоте и в два-три раза по диаметру) с ротором из углеродных волокон. По плану смонтировать 96 каскадов по 120 «волчков» предполагалось еще в 2005 году, но и к концу 2012 года проект все еще не запущен в коммерческую эксплуатацию.

Лазерное разделение изотопов урана основано на том, что молекулы, содержащие различные изотопы, имеют немного различные энергии возбуждения. Облучив смесь изотопов лазерным лучом строго определенной длины волны, можно ионизовать только молекулы с нужным изотопом, после чего разделить изотопы с помощью магнитного поля. Существует несколько разновидностей этого метода — воздействующие на атомный пар AVLIS (Atomic Vapor Laser Isotope Separation), SILVA (французский аналог AVLIS), и на молекулы — MLIS (Molecular Laser IsotopeSeparation), CRISLA (Chemical Reaction Isotope Separation) и SILEX (Separation of Isotopes by Laser EXcitation). В настоящее время корпорация General Electric пытается коммерциализировать технологию SILEX, разработанную специалистами из ЮАР и Австралии. Лазерная сепарация имеет низкое энергопотребление, низкую стоимость и высокую степень обогащения (поэтому она используется сейчас для получения малых количеств сверхчистых изотопов), однако пока существуют проблемы с производительностью, со сроком службы лазеров и отбором обогащенного материала без остановки процесса.

Секретные иголки

А тем временем в СССР, в малоприметном местечке Верх-Нейвинск на Среднем Урале, в обстановке строжайшей секретности монтировалась первая опытная линия разделительных газовых центрифуг. Исаак Кикоин еще в 1942 году сталкивался с газовой центрифугой конструкции Ланге и даже испытывал ее в своей лаборатории в Свердловске. Тогда эксперименты желаемых результатов не дали, и академик скептически относился к самой возможности создания промышленных газовых центрифуг. Главной бедой самых первых установок была их недолговечность. И хотя вращались они поначалу со скоростью «всего» 10000 оборотов в минуту, совладать с огромной кинетической энергией ротора было далеко не просто.

— Машины-то ваши разрушаются! — язвительно упрекнул разработчиков на одном из совещаний в Минсредмаше начальник главка Александр Зверев, имевший звание генерала НКВД.

— А вы что хотели? Чтобы они еще и размножались?! — дерзко парировал руководивший в то время проектом заместитель главного конструктора Анатолий Сафронов.

При центрифужном методе разделения за счет высокой скорости вращения создается центробежная сила, превышающая силу тяготения Земли в сотни тысяч раз. За счет этого более тяжелые молекулы гексафторида урана-238 «сбиваются» на периферии вращающегося цилиндра, а более легкие молекулы гексафторида урана-235 концентрируются возле оси ротора. Через раздельные выводные трубопроводы (типа трубок Пито, о которых говорил советский инженер Сергеев немцу Штеенбеку) газ, содержащий изотопы U-238, выводится «в отвал», а обогащенная фракция с возросшим содержанием урана-235 перетекает в следующую центрифугу. Каскад таких центрифуг, содержащий сотни и тысячи машин, позволяет быстро увеличивать содержание легкого изотопа. Условно говоря, их можно назвать сепараторами, на которых превращенное в газ урановое сырье (гексафторид урана, UF6) с низким содержанием изотопа U-235 последовательно переводят из консистенции парного молока в сливки и сметану. А при необходимости могут и «масло» сбить — довести обогащение до 45%, а то и 60%, чтобы использовать в качестве топлива в реакторах подводных лодок и на исследовательских установках. А еще недавно, когда это требовалось в большом количестве, крутили центрифуги до тех пор, пока не получали на выходе дорогущий «сыр» — оружейный уран с обогащением более 90%. Но к концу 1980-х на четырех советских комбинатах «насепарировали» столько оружейного урана, что его запасы на складах и в готовых ядерных зарядах были признаны избыточными, и производство высокообогащенного урана для военных целей было прекращено.

По первоначальным расчетам, толщина наружных стенок корпуса центрифуги должна была быть 70 мм — как танковая броня. Попробуй такую махину раскрути… Но методом проб и ошибок нашли-таки компромиссное решение. Был создан специальный сплав — прочнее и легче стали. Корпуса современных центрифуг, которые одному из авторов довелось увидеть и подержать в руках на ПО «Точмаш» во Владимире, никаких ассоциаций с танковой броней не вызывают: обычные с виду пустотелые цилиндры с отшлифованной до блеска внутренней поверхностью. Издали их можно принять за обрезки труб с соединительными фланцами на концах. Длина — не больше метра, в диаметре — сантиметров двадцать. А на Уральском электрохимическом комбинате из них собраны гигантские каскады длиною в сотни метров. Знаки на стенах и специальная разметка на окрашенном бетонном полу в технологических проходах указывают, что здесь принято перемещаться на велосипеде. Правда, не быстрее 5−10 км/ч.

А внутри гудящих едва слышно центрифуг совсем другие скорости — ротор на игле с корундовым подпятником, «подвешенный» в магнитном поле, делает 1500 оборотов в секунду! В сравнении с первым изделием ВТ-3Ф 1960 года выпуска его разогнали почти в десять раз, а срок безостановочной работы увеличили с трех лет до 30. Наверное, трудно найти другой пример, когда бы техника демонстрировала такую надежность при столь экстремальных параметрах. Как рассказал заместитель начальника центрифужного производства Валерий Лемперт, на комбинате в Новоуральске еще работают машины, которые «Точмаш» поставил туда 30 лет назад: «Это было, наверное, третье поколение центрифуг, а сейчас серийно производится восьмое и запускается в опытное производство девятое».

«В конструкции нашей центрифуги ничего сверхсложного нет. Все дело в отработке технологии до мельчайших деталей и строгом контроле качества, — объясняет Татьяна Сорокина, которая десятки лет «вела» на заводе технологию изготовления опорной иглы для ротора. — Такие иглы делают из обычной рояльной проволоки, из которой тянут струны. А вот способ закалки наконечника — это наше ноу-хау».

Свое объяснение секретам российской центрифуги дал на склоне лет и один из главных ее создателей — Виктор Сергеев. По свидетельству инженера Олега Чернова, на вопрос спецслужб, а что же нужно охранять в этом изделии и в чем его главный секрет, конструктор ответил лаконично: «Люди».

В природном уране содержится три изотопа урана: 238 U (массовая доля 99,2745 %), 235 U (доля 0,72 %) и 234 U (доля 0,0055 %). Изотоп 238 U является относительно стабильным изотопом, не способным к самостоятельной цепной ядерной реакции , в отличие от редкого 235 U. В настоящее время 235 U является первичным делящимся материалом в цепочке технологий ядерных реакторов и ядерного оружия . Однако для многих применений доля изотопа 235 U в природном уране мала и подготовка ядерного топлива обычно включает стадию обогащения урана.

Причины обогащения

Цепная ядерная реакция подразумевает, что хотя бы один нейтрон из образованных распадом атома урана будет захвачен другим атомом и, соответственно, вызовет его распад. В первом приближении это означает что нейтрон должен «наткнуться» на атом 235 U раньше чем покинет пределы реактора. Значит, конструкция с ураном должна быть достаточно компактной чтобы вероятность найти следующий атом урана для нейтрона была достаточно высока. Но по мере работы реактора 235 U постепенно выгорает, что уменьшает вероятность встречи нейтрона и атома 235 U, что вынуждает закладывать в реакторах определённый запас этой вероятности. Соответственно, низкая доля 235 U в ядерном топливе вызывает необходимость в:

• большем объёме реактора, чтобы нейтрон дольше в нём находился;
• бóльшую долю объёма реактора должно занимать топливо, чтобы повысить вероятность столкновения нейтрона и атома урана;
• чаще требуется перезагружать топливо на свежее, чтобы сохранять заданную объёмную плотность 235 U в реакторе;
• высокой доле ценного 235 U в отработавшем топливе.

В процессе совершенствования ядерных технологий были найдены экономически и технологически оптимальные решения, требующие повышения содержания 235 U в топливе, то есть обогащения урана.

В ядерном оружии задача обогащения практически такая же: требуется чтобы за предельно короткое время ядерного взрыва максимальное число атомов 235 U нашли свой нейтрон, распались и выделили энергию. Для этого нужна предельно возможная объёмная плотность атомов 235 U, достижимая при предельном обогащении.

Степени обогащения урана

Природный уран с содержанием 235 U 0,72 % находит применение в некоторых энергетических реакторах (например, в канадских CANDU), в реакторах-наработчиках плутония (например, А-1).

Уран с содержанием 235 U до 20 % называют низкообогащённым (англ. Low enriched uranium, LEU ). Уран с обогащением 2-5 % в настоящее время широко используется в энергетических реакторах по всему миру. Уран с обогащением до 20 % используется в исследовательских и экспериментальных реакторах.

Уран с содержанием 235 U свыше 20 % называют высокообогащённым (англ. Highly enriched uranium, HEU ) или оружейным . На заре ядерной эры были построены несколько образцов ядерного оружия пушечной схемы на основе урана с обогащением около 90 %. Высокообогащённый уран может использоваться в термоядерном оружии в качестве тампера (обжимающей оболочки) термоядерного заряда. Кроме того, уран с высоким обогащением используется в энергетических ядерных реакторах с длительной топливной кампанией (то есть с редкими перезагрузками или вовсе без перезагрузки), например в реакторах космических аппаратов или корабельных реакторах.

В отвалах обогатительных производств остаётся обеднённый уран с содержанием 235 U 0,1-0,3 %. Он широко используется в качестве сердечников бронебойных снарядов артиллерийских орудий благодаря высокой плотности урана и дешевизне обеднённого урана. В будущем предполагается использование обеднённого урана в реакторах на быстрых нейтронах , где не поддерживающий цепную реакцию Уран-238 может трансмутировать в Плутоний-239 , поддерживающий цепную реакцию. Полученное MOX-топливо может быть использовано в традиционных энергетических реакторах на тепловых нейтронах .

Технологии

Многие из методов пытались использовать для промышленного обогащения урана, однако в настоящее время практически все мощности по обогащению работают на основе газового центрифугирования . Наряду с центрифугированием в прошлом широко использовался газодиффузионный метод. На заре ядерной эры использовались электромагнитный, термодиффузии, аэродинамический методы. На сегодняшний день центрифугирование демонстрирует наилучшие экономические параметры обогащения урана. Однако ведутся исследования перспективных методов разделения, например, лазерное разделение изотопов.

Производство обогащённого урана в мире

Работы по разделению изотопов исчисляются в специальных единицах работы разделения (ЕРР, англ. Separative work unit, SWU ). Мощности заводов по разделению изотопов урана в тысячах ЕРР в год согласно WNA Market Report с прогнозом развития.

Для получения высокой удельной энерговыработки в реакторах на тепловых нейтронах, составляющих основу современной ядерной энергетики, требуется ядерное топливо с более высоким содержанием 235 U, чем в уране природного состава, т.е. необходим обогащенный уран. Поэтому весь добытый природный уран поступает для обогащения по 235 U на разделительный (газодиффузионный или центрифужный) завод после предварительного фторирования, т.е. в виде UF6 .

Производство гексафторида урана UF6 для обогатительных заводов проводится на специальных установках. Для этого широко используются очистительно-фторидный процесс и процесс получения UF6 сухим способом.

Очистительно-фторидный процесс включает экстракцию урана из нитратного раствора, который промывается водой для удаления примесей. Затем уран экстрагируется в разбавленный раствор азотной кислоты (0,01% HNO3 ), а образовавшийся оксид урана восстанавливается водородом до UO2 , который преобразуется в UF4 (зеленая соль) реакцией с газообразным UF, а затем UF4 превращается в UF6 в реакции с газообразным фтором.

Процесс получения UF6 сухим способом включает восстановление в жидком виде, гидрофторирование и затем фторирование UO2 . После этого UF6 дважды очищается для получения чистого продукта (рис. 6.6).

Обогащение урана осуществляется методом газовой диффузии UF6 через пористые мембраны-фильтры. Максимальное теоретическое разделение изотопов при одноступенчатом процессе определяется отношением масс молекул газа UF6 и атомов 235U и 238U и равно 1,00429, поэтому необходимо многоступенчатое разделение.

Чтобы получить требуемое для топлива обогащение 4%-ным изотопом 235U, необходим каскад в 1500 ступеней (общая длина такого каскада составляет несколько километров). На каждой ступени газ после диффузии через мембрану-фильтр нагнетается в следующую ступень, а остальная часть газа (50%) возвращается в предыдущую (ступень представляет собой один или несколько разделительных элементов, соединенных параллельно).

Во всех элементах одной ступени исходный продукт, продукция и отвальная фракция имеют один и тот же изотопный состав. Необходимый изотопный состав (обогащение) может быть достигнут путем соединения нескольких ступеней, что и представляет собой разделительный каскад.

На заводах по изотопному разделению в основном используются противоточные каскады, в которых отвал одной ступени используется для разделения в предыдущей ступени (рис. 6.7).

Критерием оценки процесса обогащения является коэффициент разделения или коэффициент обогащения. На современных обогатительных заводах содержание 235U в обедненной фракции составляет 0,2–0,3%. В будущем ожидается снижение этой величины до уровня 0,1%, что приведет к уменьшению потребления природного урана.

Количественной мерой работы является единица разделительной работы (ЕРР). Она имеет размерность массы и выражается в килограммах (тоннах) ЕРР. Производительную мощность заводов по обогащению принято выражать в тоннах ЕРР в год. Потребление энергии на единицу разделительной работы выражается в кВт·ч/кг ЕРР.

В настоящее время обогащение урана осуществляется главным образом методом газовой диффузии, стоимость которого высока, ~120 дол. США за единицу разделительной работы (ЕРР). Затраты на обогащение урана сравнимы со стоимостью природного урана, расходуемого на получение обогащенного.

При обогащении до 3,6–4,4% требуется работа разделения 5,64–7,46 ЕРР на килограмм обогащенного продукта, коэффициент расхода природного урана – 6,65–8,21 (при содержании 235U в отвале 0,2%). В Европе, США, Японии освоена технология разделения изотопов урана методом газовой центрифуги, который более экономичен и позволяет снизить затраты на разделительную работу до ~90 дол./ЕРР и ниже при наличии малых мощностей (табл. 6.6). Другие методы – метод разделительного сопла и метод Геликона, основанные на аэродинамических процессах, – применяются на опытных установках. Благодаря развитию центрифужной и лазерной технологии разделения изотопов урана цены на разделительные работы с течением времени снижаются (до 60 дол./ЕРР и ниже, рис. 6.8).

Таблица 6.6 Характеристики некоторых центрифуг

Промышленное производство обогащенного урана является одной из наиболее сложных и капиталоемких отраслей атомной энергетики. Не все страны мира обладают такой технологией. В таблицах 6.7 и 6.8 приведены показатели действующих газодиффузионных заводов и рост разделительных мощностей в США, составляющих 2/3 всех мощностей разделительных заводов зарубежных стран.

Основные производственные мощности по обогащению урана в мире сосредоточены на газодиффузионных заводах США и Франции. Несмотря на большие успехи в развитии конкурирующего центрифужного метода и его преимущества, в ближайшие 10–15 лет главную роль в обеспечении ядерной энергетики развитых стран обогащенным ураном будут выполнять газодиффузионные заводы. Их разделительные мощности составили в 1985 г. 94%, а к 1990 г. снизились до 80% всех производственных мощностей по обогащению урана.

Таблица 6.7 Показатели некоторых действующих и реконструируемых газодиффузионных заводов

Таблица 6.8 Рост разделительных мощностей в некоторых странах, 106 ЕРР

Представляют интерес показатели сооруженного в 1975–1982 гг. во Франции, в Трикастене (близ Пьерлата), крупнейшего в мире газодиффузионного завода мощностью 10,8 млн. ЕРР/год. Строительство этого завода осуществлено фирмой «Евродиф».

Услугами этого завода по обогащению урана намерены воспользоваться страны, непосредственно не участвующие в финансировании строительства.

Для снабжения завода электроэнергией рядом с ним сооружена АЭС мощностью 3720 МВт с четырьмя реакторами PWR по 930 МВт. К заводу, кроме того, подведены линии электропередачи 220 и 420 кВ от национальной энергосистемы. Общий вид площадки завода и АЭС показан на рисунке 6.9.

Завод фирмы «Евродиф» размещен на территории площадью 230 га, а АЭС - на 50 га. Проектная стоимость всех сооружений комплекса «Евродиф» оценивается в – 15 млрд. франков (4 млрд. дол. США). Около 50 % этой суммы приходится на АЭС. В комплекс завода входит большой цех гальванопокрытий. Никелевые покрытия для предотвращения коррозии наносятся на все поверхности оборудования, контактирующие с весьма химически активным гексафторидом урана.

Площадь таких поверхностей 40000 м 2 .

Оборудование завода фирмы «Евродиф» отражает современный уровень технического развития и экономики газодиффузионной технологии обогащения урана. Разделительная мощность завода позволяет обеспечить в год получение слабообогащенного урана (х =3,15% приу =0,2 %) в количестве, достаточном для эксплуатации в течение одного года АЭС с реакторами PWR суммарной мощностью 75–80 млн. кВт.

Производительность большой ступени этого завода в 2 раза выше производительности самой крупной ступени американского завода в Падьюке (10800 и 5540 ЕРР/год соответственно). К разработкам и поставкам основного технологического оборудования завода фирмы «Евродиф» были привлечены известные крупные машиностроительные фирмы Франции, Италии и других западноевропейских стран. К экономичности и надежности компрессорных агрегатов, являющихся основными потребителями электроэнергии на диффузионном заводе, были предъявлены весьма высокие требования.

Суммарная установленная мощность электродвигателей составляет 3300 МВт, а потребляемая – 3100 МВт, что при~ р =0,98 определяет годовое потребление электроэнергии 25 – 26 млрд. кВт·ч.

На 1 ЕРР здесь потребляется 2370 кВт·ч, в то время как на заводах США, построенных в 1950-х годах, до их модернизации потреблялось 3000 кВт·ч/ЕРР. Высокая энергоемкость газодиффузионной технологии определяется весьма большими затратами электроэнергии на прокачку компрессорами газообразного UF6 . На заводе фирмы «Евродиф» всеми компрессорами (1400 разделительных ступеней) прокачивается за год 5,5 млрд. т газа, или 15 млн. т/сут. На изготовление и поставку компрессорных агрегатов затрачен 1 млрд. дол., или 50% всех капиталовложений в завод.

Завод фирмы «Евродиф» скомпонован из нескольких прямоугольных каскадов, размещенных в четырех зданиях, соединенных между собой. Конструкция ступеней и их соединение в каскад показаны на рисунке 6.10.

Рисунки 6.11–6.13 дают наглядное представление о наиболее сложном конструкционном узле диффузионной ступени – компрессорном агрегате, оборудованном сверхзвуковыми осевыми многоступенчатыми компрессорами и асинхронными электродвигателями большой мощности.

Примечательная особенность конструкции диффузионных ступеней и компоновки французского завода – их большая компактность благодаря вертикальному расположению. Все три типа ступеней идентичны.

Герметичный бак-делитель, не требующий в процессе эксплуатации обслуживания, а также газопроводы расположены на отдельном этаже, образующем изолированное термостатированное помещение, где может поддерживаться температура 60°С, исключающая конденсацию гексафторида урана при рабочем давлении 600-700 мм рт. ст. (0,1 МПа). Компрессоры, холодильники и электродвигатели, требующие периодического обслуживания и ремонта, размещаются в верхнем помещении. Диффузионные агрегаты объединены в каскады в виде блоков - ячеек, включающих по 20 ступеней. Отдельные блоки при необходимости с помощью клапанов могут отключаться от действующих каскадов.

Рисунок 6.14 дает представление о габаритах и массе бака-делителя большой диффузионной ступени. В герметичном бакеделителе размещено огромное количество трубчатых пористых перегородок.