Technologien zur Urananreicherung. Uran: Fakten und Fakten Urananreicherungsanlagen

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URANINDUSTRIE. Uran ist die wichtigste Energiequelle der Kernenergie und erzeugt etwa 20 % des weltweiten Stroms. Die Uranindustrie umfasst alle Phasen der Uranproduktion, einschließlich Exploration, Entwicklung und Erzaufbereitung. Die Verarbeitung von Uran zu Reaktorbrennstoff kann als natürlicher Zweig der Uranindustrie angesehen werden.

Ressourcen.

Die weltweit ausreichend zuverlässig erforschten Vorkommen an Uran, die zu einem Preis von nicht mehr als 100 US-Dollar pro Kilogramm aus Erz isoliert werden könnten, werden auf etwa 3,3 Milliarden kg U 3 O 8 geschätzt. Etwa 20 % davon (ca. 0,7 Mrd. kg U 3 O 8, cm. Zahl) entfällt auf Australien, gefolgt von den USA (ca. 0,45 Milliarden kg U 3 O 8). Südafrika und Kanada verfügen über erhebliche Ressourcen für die Uranproduktion.

Uranproduktion.

Die Hauptstufen der Uranproduktion sind die Gewinnung von Erz durch Untertage- oder Tagebau, die Anreicherung (Sortierung) von Erz und die Gewinnung von Uran aus Erz durch Laugung. In der Mine wird Uranerz mit einem Bohr- und Sprengverfahren aus der Gesteinsmasse gewonnen, das zerkleinerte Erz sortiert und zerkleinert und dann in eine stark saure Lösung (Schwefelsäure) oder eine alkalische Lösung (am meisten bevorzugt Natriumcarbonat) überführt im Fall von Karbonaterzen). Eine uranhaltige Lösung wird von ungelösten Partikeln getrennt, konzentriert und durch Sorption an Ionenaustauscherharzen oder Extraktion mit organischen Lösungsmitteln gereinigt. Das Konzentrat, üblicherweise in Form von U 3 O 8 -Oxid, genannt Yellowcake, wird dann aus der Lösung ausgefällt, getrocknet und in Stahlbehälter mit einem Fassungsvermögen von ca. 1000 l.

Zur Gewinnung von Uran aus porösen Sedimenterzen wird zunehmend In-situ-Laugung eingesetzt. Durch in den Erzkörper gebohrte Brunnen wird kontinuierlich eine alkalische oder saure Lösung gefördert. Diese Lösung mit dem darin überführten Uran wird konzentriert und gereinigt und anschließend wird daraus durch Fällung Yellowcake gewonnen.

Verarbeitung von Uran zu Kernbrennstoff.

Natürliches Urankonzentrat – Yellowcake – ist ein Ausgangsstoff im Kernbrennstoffkreislauf. Um natürliches Uran in Brennstoff umzuwandeln, der den Anforderungen eines Kernreaktors entspricht, sind drei weitere Stufen erforderlich: die Umwandlung in UF 6, die Urananreicherung und die Herstellung von Brennelementen (Brennelementen).

Umstellung auf UF6.

Um Uranoxid U 3 O 8 in Uranhexafluorid UF 6 umzuwandeln, wird Yellowcake üblicherweise mit wasserfreiem Ammoniak zu UO 2 reduziert, aus dem dann mit Flusssäure UF 4 gewonnen wird. Im letzten Schritt wird durch Einwirkung von reinem Fluor auf UF 4 UF 6 erhalten – ein festes Produkt, das bei Raumtemperatur und Normaldruck sublimiert und bei erhöhtem Druck schmilzt. Die fünf größten Uranproduzenten (Kanada, Russland, Niger, Kasachstan und Usbekistan) können zusammen 65.000 Tonnen UF 6 pro Jahr produzieren.

Urananreicherung.

In der nächsten Stufe des Kernbrennstoffkreislaufs steigt der Gehalt an U-235 in UF 6. Natürliches Uran besteht aus drei Isotopen: U-238 (99,28 %), U-235 (0,71 %) und U-234 (0,01 %). Eine Spaltungsreaktion in einem Kernreaktor erfordert einen höheren Gehalt des Isotops U-235. Die Urananreicherung erfolgt durch zwei Hauptmethoden der Isotopentrennung: die Gasdiffusionsmethode und die Gaszentrifugationsmethode. (Die bei der Urananreicherung aufgewendete Energie wird in Separationsarbeitseinheiten (SWU) gemessen.)

Bei der Gasdiffusionsmethode wird festes Uranhexafluorid UF 6 durch Druckabfall in einen gasförmigen Zustand überführt und anschließend durch poröse Rohre aus einer Speziallegierung gepumpt, durch deren Wände Gas diffundieren kann. Da U-235-Atome eine geringere Masse haben als U-238-Atome, diffundieren sie leichter und schneller. Während des Diffusionsprozesses wird das Gas mit dem U-235-Isotop angereichert und das durch die Rohre geleitete Gas wird abgereichert. Das angereicherte Gas wird erneut durch die Rohre geleitet und der Prozess wird fortgesetzt, bis der Gehalt des U-235-Isotops in der Probe den für den Betrieb eines Kernreaktors erforderlichen Wert (3–5 %) erreicht. (Waffenfähiges Uran erfordert eine Anreicherung auf einen Gehalt von mehr als 90 % U-235.) Nur 0,2–0,3 % des U-235-Isotops verbleiben im Anreicherungsabfall. Das Gasdiffusionsverfahren zeichnet sich durch eine hohe Energieintensität aus. Fabriken, die auf dieser Methode basieren, gibt es nur in den USA, Frankreich und China.

In Russland, Großbritannien, Deutschland, den Niederlanden und Japan wird die Zentrifugationsmethode verwendet, bei der UF 6 -Gas sehr schnell rotiert wird. Aufgrund der unterschiedlichen Massen der Atome und damit der auf die Atome wirkenden Zentrifugalkräfte wird das Gas in der Nähe der Rotationsachse der Strömung mit dem leichten Isotop U-235 angereichert. Das angereicherte Gas wird gesammelt und abgesaugt.

Herstellung von Brennstäben.

Angereichertes UF 6 kommt in 2,5-Tonnen-Stahlbehältern im Werk an. Daraus wird durch Hydrolyse UO 2 F 2 gewonnen, das anschließend mit Ammoniumhydroxid behandelt wird. Das ausgefällte Ammoniumdiuranat wird gefiltert und gebrannt, um Urandioxid UO 2 zu erzeugen, das zu kleinen Keramikpellets gepresst und gesintert wird. Die Tabletten werden in Röhren aus einer Zirkoniumlegierung (Zircaloy) gegeben und es entstehen Brennstäbe, die sogenannten. Brennelemente (Brennelemente), die etwa 200 Teile zu kompletten Brennelementen zusammenfügen und für den Einsatz in Kernkraftwerken bereit sind.

Abgebrannter Kernbrennstoff ist stark radioaktiv und erfordert besondere Vorsichtsmaßnahmen bei der Lagerung und Entsorgung. Im Prinzip kann es wiederaufbereitet werden, indem die Spaltprodukte vom verbleibenden Uran und Plutonium getrennt werden, das als Kernbrennstoff wiederverwendet werden kann. Eine solche Verarbeitung ist jedoch teuer und kommerzielle Einrichtungen stehen nur in wenigen Ländern wie Frankreich und Großbritannien zur Verfügung.

Produktionsvolumen.

Mitte der 1980er Jahre, als die Hoffnungen auf ein schnelles Wachstum der Kernenergie scheiterten, ging die Uranproduktion stark zurück. Der Bau vieler neuer Reaktoren wurde eingestellt und in bestehenden Betrieben begannen sich Reserven an Uranbrennstoff anzusammeln. Mit dem Zusammenbruch der Sowjetunion stieg die Uranversorgung im Westen weiter an.

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Mit Jubel erfuhr die ganze Welt vom Start des ersten sowjetischen Satelliten am 4. Oktober 1957. Und das Ereignis, das sich am 4. November desselben Jahres in Werch-Nejwinsk ereignete, blieb für die besten Geheimdienste der Welt lange Zeit ein Geheimnis. Dort wurde eine Pilotanlage in Betrieb genommen, in der Uran mithilfe der zentrifugalen Isotopentrennungsmethode angereichert wurde.

Alexander Jemeljanenkow

Zu Beginn der Entwicklung von Atomwaffen war die Trennung von Uranisotopen eines der Hauptprobleme. Dieses schwere radioaktive Metall kommt in der Natur als Mischung aus zwei Hauptisotopen vor. Der Hauptanteil (etwas weniger als 99,3 %) ist Uran-238. Der Gehalt des leichteren Isotops Uran-235 beträgt nur 0,7 %, aber genau dieses Isotop ist für die Herstellung von Atomwaffen und den Betrieb von Reaktoren notwendig.

Die Isotopentrennung ist gar nicht so einfach. Ihre chemischen Eigenschaften sind identisch (sie sind schließlich das gleiche chemische Element) und der Unterschied in der Atommasse beträgt etwas mehr als 1 %, sodass physikalische Methoden zur Trennung sehr selektiv sein müssen. Dieses Problem wurde in den 1950er Jahren zu einem der entscheidenden Momente, die den Erfolg der sowjetischen Atomindustrie bestimmten und den Grundstein für die moderne Wettbewerbsfähigkeit der russischen Atomindustrie auf dem Weltmarkt legten.

Durch das Sieb

Die einfachste Trennmethode ist die Gasdiffusion – dabei wird ein gasförmiger Ausgangsstoff (Uranhexafluorid) durch eine feinporöse Membran „gepresst“, während verschiedene Isotope mit unterschiedlichen Geschwindigkeiten durch die Poren diffundieren. Die Gasdiffusion war die erste Methode zur industriellen Gewinnung von Uran-235 in den ersten Anreicherungsanlagen. In den Vereinigten Staaten wurden unter der Leitung des Nobelpreisträgers Harold Urey Entwicklungen auf dem Gebiet der Gasdiffusion für das Manhattan-Projekt durchgeführt. In der UdSSR wurde diese Richtung bis 1954 vom Akademiker Boris Konstantinov geleitet, dann wurde er von Isaac Kikoin abgelöst.

Wie so oft schien die Gasdiffusionsmethode zunächst einfacher umsetzbar zu sein. Aber es erforderte enorme Stromausgaben – das Wasserkraftwerk Sajano-Schuschenskaja und die erste Stufe des Kernkraftwerks Belojarsk wurden, wie sich jetzt herausstellt, hauptsächlich für diese Zwecke gebaut. Zusätzlich zu den allgemein hohen Kosten und der geringen Effizienz war die Gasdiffusionsmethode für die Arbeiter unsicher – hauptsächlich aufgrund der hohen Temperaturen und des Lärms in den Werkstätten. Hinzu kommen große Mengen chemisch aktiver Gemische unter Druck, was potenzielle Emissionen und Umweltverschmutzung bedeutet. Mittlerweile ist seit Ende des 19. Jahrhunderts eine Alternative zur Gasdiffusionsmethode bekannt – die Zentrifugenmethode, die ganz erhebliche Einsparungen verspricht: Als die Anlage in Werch-Nejwinsk 1958 ihren Auslegungszustand erreichte, stellte sich heraus, dass dies der Fall war Der Energieverbrauch pro Trenneinheit war 20 (!) Mal geringer als bei der Diffusionsmethode und die Kosten sind halb so hoch. Zwar waren die Konstrukteure auf dem Weg zur Entwicklung von Zentrifugen mit zahlreichen technologischen Schwierigkeiten konfrontiert.

Elektromagnetische Trennung. Basierend auf der Bewegung geladener Teilchen (Ionen) in einem Magnetfeld. Abhängig von der Masse der Teilchen ist die Krümmung ihrer Flugbahn unterschiedlich, und selbst ein kleiner Unterschied in der Atommasse der Kerne von Uranisotopen ermöglicht ihre Trennung. Solche Anlagen, Calutrons genannt, wurden im amerikanischen Manhattan-Projekt eingesetzt, weil sie es ermöglichten, in wenigen Durchgängen einen sehr hohen Grad der Urananreicherung zu erreichen. Calutrons sind jedoch sehr sperrig, teuer in der Wartung, verbrauchen viel Energie und weisen eine geringe Produktivität auf, sodass sie derzeit nicht zur industriellen Urananreicherung eingesetzt werden.

Deutsche Wurzeln

Die Ursprünge der sowjetischen Zentrifugentechnologie lassen sich bis ins nationalsozialistische Deutschland zurückverfolgen, wo im Rahmen des Atomprojekts Experimente zur Urantrennung durchgeführt wurden. Einer der Teilnehmer dieses Projekts, der Ingenieur-Physiker Geront Zippe, war einer der anderen deutschen Kriegsgefangenen, die in die UdSSR geschickt wurden. Unter der Leitung von Max Steenbeck, seinem Landsmann und Schwiegervater, war Zippe bis 1954 in der experimentellen Forschung tätig – zunächst im Labor „A“ in Suchumi (dem späteren Suchumi-Institut für Physik und Technologie) und in den letzten zwei Jahren in einem speziellen Designbüro im Kirov-Werk in Leningrad.

Wie Teilnehmer und Augenzeugen dieser Ereignisse bezeugen, wurden deutschen Wissenschaftlern Forschungsmaterialien nicht vorenthalten. Und ihr Regime war fast das gleiche wie das unserer geheimen Atomwissenschaftler, die ebenso streng von Berias Abteilung überwacht wurden. Im Juli 1952 wurden Steenbeck und seine Assistenten durch einen besonderen Regierungsbeschluss vom Suchumi-Institut nach Leningrad zum Kirov Plant Design Bureau versetzt. Darüber hinaus wurde die Gruppe durch Absolventen des Polytechnischen Instituts der Fachabteilung Kernforschung verstärkt. Die Aufgabe bestand darin, zwei Einheiten nach dem Zippe-Steenbeck-Schema herzustellen und zu testen. Sie machten sich eifrig an die Arbeit, doch bereits im ersten Quartal 1953 wurden die Arbeiten vor den Tests eingestellt: Es stellte sich heraus, dass das vorgeschlagene Design nicht für die Massenproduktion geeignet war.

Gasdiffusion. Nutzt den Unterschied in der Bewegungsgeschwindigkeit von Gasmolekülen, die unterschiedliche Uranisotope (Uranhexafluorid) enthalten. Unterschiedliche Massen führen zu unterschiedlichen Geschwindigkeiten der Moleküle, sodass leichte Moleküle schneller durch eine Membran mit dünnen Poren (der Durchmesser ist vergleichbar mit der Größe der Moleküle) gelangen als schwere. Die Methode ist einfach umzusetzen und wurde zu Beginn der Atomindustrie in der UdSSR eingesetzt und wird bis heute in den USA angewendet. Die Anreicherungsrate jeder Stufe ist sehr gering, sodass Tausende von Stufen erforderlich sind. Dies führt zu einem enormen Energieverbrauch und hohen Trennkosten.

Die Zippe-Zentrifuge war nicht die erste sowjetische Maschine für diesen Zweck. Noch während des Krieges baute ein anderer Deutscher, Fritz Lange, der 1936 aus Deutschland floh, in Ufa einen sperrigen Apparat auf einem Lager. Experten, die mit den Wechselfällen des Atomprojekts in der UdSSR und den USA vertraut sind, weisen jedoch auf eine bedingungslose Errungenschaft der Steenbeck-Gruppe hin – das ursprüngliche Design der Stützeinheit: Der Rotor ruhte auf einer Stahlnadel, und diese Nadel ruhte auf einem hergestellten Lager einer superharten Legierung im Ölbad. Und dieses ganze geniale Design wurde durch eine spezielle Magnetaufhängung oben am Rotor an Ort und Stelle gehalten. Auch die Förderung auf Betriebsgeschwindigkeit erfolgte über ein Magnetfeld.

Während das Projekt von Steenbecks Gruppe ein Fiasko war, wurde im Februar desselben Jahres 1953 eine vom sowjetischen Ingenieur Viktor Sergeev entworfene Gaszentrifuge mit starrem Rotor in Betrieb genommen. Ein Jahr zuvor wurde Sergeev mit einer Gruppe von Spezialisten des Sonderkonstruktionsbüros des Kirower Werks, wo er damals arbeitete, nach Suchumi geschickt, um sich mit den Experimenten von Steenbeck und seinem Team vertraut zu machen. „Damals stellte er Steenbeck eine technische Frage zum Standort von Gasprobenehmern in Form von Staurohren“, verriet Oleg Chernov, ein Veteran der Tochmash-Zentrifugenproduktion, der Sergeev gut kannte und mit ihm zusammenarbeitete, wichtige Details. „Die Frage war rein technischer Natur und enthielt tatsächlich einen Hinweis, wie man das Zentrifugendesign umsetzbar machen könnte.“ Aber Dr. Steenbeck war kategorisch: „Sie werden die Strömung verlangsamen, Turbulenzen verursachen und es wird keine Trennung geben!“ Jahre später, während er an seinen Memoiren arbeitete, würde er es bereuen: „Eine Idee, die es wert ist, von uns zu kommen!“ Aber es ist mir nie in den Sinn gekommen...“

Bei der Gaszentrifugation mit einem schnell rotierenden Rotor wird der Gasstrom so gedreht, dass Moleküle, die schwerere Uranisotope enthalten, durch die Zentrifugalkraft zu den Außenkanten geschleudert werden und leichtere Moleküle näher an die Zylinderachse geschleudert werden. Zentrifugen werden zu Kaskaden zusammengefasst und führen teilweise angereichertes Material vom Ausgang jeder Stufe zum Eingang der nächsten Stufe. So ist es möglich, Uran auch mit sehr hohem Anreicherungsgrad zu gewinnen. Zentrifugen sind wartungsfreundlich, zuverlässig und haben einen moderaten Energieverbrauch. Die Methode wird in Russland und europäischen Ländern eingesetzt.

Laut Oleg Chernov hatte Zippe vor seiner Abreise nach Deutschland Gelegenheit, sich mit einem Prototyp von Sergeevs Zentrifuge und dem genial einfachen Funktionsprinzip vertraut zu machen. Im Westen patentierte der „schlaue Zippe“, wie er oft genannt wurde, das Zentrifugendesign in 13 Ländern. Die Spitzenbeamten der sowjetischen Atomabteilung machten, nachdem sie von einer solchen intellektuellen Täuschung erfahren hatten, kein Aufhebens – laut offizieller Version, „um keinen Verdacht und kein verstärktes Interesse an diesem Thema beim militärisch-technischen Geheimdienst der USA zu erregen“. Lassen Sie sie denken, dass die Sowjets mit der unwirtschaftlichen Gasdiffusionsmethode wie ihrer zufrieden sind ... 1957, nach seinem Umzug in die USA, baute Zippe dort eine funktionierende Anlage und reproduzierte Sergeevs Prototyp aus dem Gedächtnis. Und er nannte sie zu seiner Ehre die „russische Zentrifuge“. Es gelang ihm jedoch nicht, die Amerikaner zu fesseln. Bezüglich der neuen Maschine wurde, wie zu ihrer Zeit und nach Steenbecks Entwurf, das Urteil gefällt: ungeeignet für den industriellen Einsatz.

Der Anreicherungsgrad einer Gaszentrifuge ist gering, daher werden sie in aufeinanderfolgenden Kaskaden zusammengefasst, in denen das angereicherte Rohmaterial vom Ausgang jeder Zentrifuge dem Eingang der nächsten und das abgereicherte Rohmaterial der nächsten zugeführt wird Eingabe eines der vorherigen. Bei ausreichender Anzahl an Zentrifugen in einer Kaskade können sehr hohe Anreicherungsraten erreicht werden.

Zwar entschied man sich ein Vierteljahrhundert später in den Vereinigten Staaten schließlich dafür, von der Gasdiffusion auf Zentrifugen umzusteigen. Der erste Versuch scheiterte – 1985, als die ersten 1.300 im Oak Ridge National Laboratory entwickelten Maschinen installiert wurden, schloss die US-Regierung das Programm ab. 1999 wurde am reaktivierten Standort in Piketon (Ohio) erneut mit der Installation amerikanischer Zentrifugen der neuen Generation (10-15-mal größere Höhe als russische und zwei- bis dreimal im Durchmesser) mit einem Kohlefaserrotor begonnen. Dem Plan zufolge sollten bereits im Jahr 2005 96 Kaskaden mit 120 „Tops“ installiert werden, doch bis Ende 2012 war das Projekt noch nicht in den kommerziellen Betrieb genommen worden.

Die Lasertrennung von Uranisotopen basiert auf der Tatsache, dass Moleküle, die unterschiedliche Isotope enthalten, leicht unterschiedliche Anregungsenergien haben. Durch die Bestrahlung einer Isotopenmischung mit einem Laserstrahl einer genau definierten Wellenlänge ist es möglich, nur Moleküle mit dem gewünschten Isotop zu ionisieren und die Isotope dann mithilfe eines Magnetfelds zu trennen. Es gibt verschiedene Varianten dieser Methode – die sich auf Atomdampf AVLIS (Atomic Vapour Laser Isotope Separation), SILVA (französisches Analogon von AVLIS) und auf Moleküle – MLIS (Molecular Laser Isotope Separation), CRISLA (Chemical Reaction Isotope Separation) und SILEX ( Isotopentrennung durch Laseranregung). Derzeit versucht die General Electric Corporation, die von Spezialisten aus Südafrika und Australien entwickelte SILEX-Technologie zu kommerzialisieren. Die Lasertrennung weist einen geringen Stromverbrauch, niedrige Kosten und eine hohe Anreicherung auf (weshalb sie heute zur Herstellung kleiner Mengen ultrareiner Isotope verwendet wird), es gibt jedoch immer noch Probleme mit der Produktivität, der Lebensdauer des Lasers und der Auswahl angereicherten Materials, ohne dies zu stoppen Verfahren.

Geheime Nadeln

Unterdessen wurde in der UdSSR in der unscheinbaren Stadt Werch-Nejwinsk im Mittleren Ural unter strengster Geheimhaltung die erste experimentelle Linie von Trenngaszentrifugen installiert. Isaac Kikoin stieß bereits 1942 auf eine von Lange entwickelte Gaszentrifuge und testete sie sogar in seinem Labor in Swerdlowsk. Dann brachten die Experimente nicht die gewünschten Ergebnisse und der Akademiker war skeptisch gegenüber der Möglichkeit, Industriegaszentrifugen zu bauen. Das Hauptproblem bei den allerersten Installationen war ihre Zerbrechlichkeit. Und obwohl sie zunächst mit einer Geschwindigkeit von „nur“ 10.000 Umdrehungen pro Minute rotierten, war es alles andere als einfach, mit der enormen Bewegungsenergie des Rotors umzugehen.

- Eure Autos werden zerstört! - Der Leiter der Hauptabteilung, Alexander Zverev, der den Rang eines NKWD-Generals innehatte, machte den Entwicklern bei einem der Treffen im Ministerium für mittleren Maschinenbau sarkastische Vorwürfe.

- Was wolltest du? Damit sie sich auch vermehren können?! – Der stellvertretende Chefdesigner Anatoly Safronov, der damals für das Projekt verantwortlich war, erwiderte mutig.

Bei der zentrifugalen Trennmethode entsteht aufgrund der hohen Rotationsgeschwindigkeit eine Zentrifugalkraft, die die Erdanziehungskraft um das Hunderttausendfache übersteigt. Dadurch werden die schwereren Moleküle des Uran-238-Hexafluorids an der Peripherie des rotierenden Zylinders „niedergeschlagen“ und die leichteren Moleküle des Uran-235-Hexafluorids werden in der Nähe der Rotorachse konzentriert. Durch separate Auslassleitungen (wie Staurohre, über die der sowjetische Ingenieur Sergejew mit dem Deutschen Steenbeck sprach) wird U-238-Isotopen enthaltendes Gas „auf die Mülldeponie“ abgeführt und die angereicherte Fraktion mit einem erhöhten Gehalt an Uran-235 fließt ab in die nächste Zentrifuge. Eine Kaskade solcher Zentrifugen mit Hunderten und Tausenden von Maschinen ermöglicht eine schnelle Erhöhung des Gehalts an leichten Isotopen. Relativ gesehen können sie als Separatoren bezeichnet werden, in denen in Gas umgewandelte Uranrohstoffe (Uranhexafluorid, UF6) mit einem geringen Gehalt des Isotops U-235 sukzessive von der Konsistenz frischer Milch in Sahne und Sauerrahm überführt werden. Und bei Bedarf können sie das „Öl“ auch zerschlagen – die Anreicherung auf 45 % oder sogar 60 % bringen, um es als Brennstoff in U-Boot-Reaktoren und Forschungseinrichtungen zu verwenden. Und erst kürzlich, als es in großen Mengen benötigt wurde, drehten sie Zentrifugen, bis am Ausgang ein teurer „Käse“ herauskam – waffenfähiges Uran mit einer Anreicherung von mehr als 90 %. Doch Ende der 1980er-Jahre hatten vier sowjetische Anlagen so viel waffenfähiges Uran „abgetrennt“, dass die Vorräte in Lagerhäusern und in fertigen Atomsprengköpfen als überhöht galten und die Produktion von hochangereichertem Uran für militärische Zwecke eingestellt wurde.

Nach ersten Berechnungen hätte die Dicke der Außenwände des Zentrifugengehäuses 70 mm betragen sollen – wie eine Panzerpanzerung. Versuchen Sie, einen solchen Koloss zu fördern ... Aber durch Versuch und Irrtum fanden sie eine Kompromisslösung. Es wurde eine spezielle Legierung geschaffen – stärker und leichter als Stahl. Die Gehäuse moderner Zentrifugen, die einer der Autoren im Tochmash Production Association in Wladimir sehen und in den Händen halten durfte, wecken keine Assoziationen an Panzerpanzerungen: gewöhnlich aussehende Hohlzylinder mit einer auf Hochglanz polierten Innenfläche scheinen. Aus der Ferne können sie mit Rohrstücken mit Anschlussflanschen an den Enden verwechselt werden. Länge – nicht mehr als einen Meter, Durchmesser – zwanzig Zentimeter. Und im Uraler Elektrochemischen Werk wurden daraus riesige, Hunderte Meter lange Kaskaden zusammengebaut. Schilder an den Wänden und besondere Markierungen auf dem bemalten Betonboden in den Technikgängen weisen darauf hin, dass es üblich ist, hier mit dem Fahrrad anzureisen. Stimmt, nicht schneller als 5-10 km/h.

Und in den kaum hörbar brummenden Zentrifugen sind die Drehzahlen völlig unterschiedlich – der Rotor auf einer Nadel mit Korundlager, „schwebend“ in einem Magnetfeld, macht 1500 Umdrehungen pro Sekunde! Im Vergleich zum ersten Produkt, dem VT-3F aus dem Jahr 1960, wurde die Beschleunigung fast verzehnfacht und die Dauer des ununterbrochenen Betriebs wurde von drei auf 30 Jahre erhöht. Es ist wahrscheinlich schwierig, ein anderes Beispiel zu finden, bei dem die Ausrüstung vorgeführt wurde eine solche Zuverlässigkeit unter solch extremen Parametern. Wie Valery Lempert, stellvertretender Leiter der Zentrifugenproduktion, sagte, funktionieren die Maschinen, die Tochmash vor 30 Jahren dorthin geliefert hat, noch immer im Werk in Novouralsk: „Das war wahrscheinlich die dritte Generation von Zentrifugen, und jetzt wird die achte in Serie produziert und.“ der neunte geht in die Pilotproduktion.“

„Das Design unserer Zentrifuge ist nicht allzu kompliziert. Es geht um die Perfektionierung der Technologie bis ins kleinste Detail und eine strenge Qualitätskontrolle“, erklärt Tatyana Sorokina, die im Werk jahrzehntelang die Technologie zur Herstellung der Stütznadel für den Rotor „leitete“. — Solche Nadeln bestehen aus gewöhnlichem Klavierdraht, aus dem Saiten gezogen werden. Aber die Art und Weise, die Spitze zu härten, ist unser Know-how.“

In seinen letzten Jahren erklärte einer ihrer Hauptschöpfer, Viktor Sergejew, die Geheimnisse der russischen Zentrifuge. Laut Ingenieur Oleg Chernov antwortete der Designer auf die Frage der Sicherheitsdienste, was in diesem Produkt geschützt werden muss und was sein Hauptgeheimnis ist, lapidar: „Menschen.“

Natürliches Uran enthält drei Uranisotope: 238 U (Massenanteil 99,2745 %), 235 U (Anteil 0,72 %) und 234 U (Anteil 0,0055 %). Das Isotop 238 U ist ein relativ stabiles Isotop, das im Gegensatz zum seltenen 235 U allein nicht zu einer nuklearen Kettenreaktion fähig ist. Derzeit ist 235 U das primäre spaltbare Material in der Technologiekette von Kernreaktoren und Kernwaffen. Bei vielen Anwendungen ist der Anteil des 235 U-Isotops im natürlichen Uran jedoch gering und die Herstellung von Kernbrennstoff umfasst normalerweise einen Urananreicherungsschritt.

Gründe, reich zu werden

Eine nukleare Kettenreaktion bedeutet, dass mindestens ein Neutron aus dem Zerfall eines Uranatoms von einem anderen Atom eingefangen wird und somit dessen Zerfall verursacht. In erster Näherung bedeutet dies, dass das Neutron auf das 235-U-Atom „stoßen“ muss, bevor es den Reaktor verlässt. Das bedeutet, dass die Konstruktion mit Uran kompakt genug sein muss, damit die Wahrscheinlichkeit, das nächste Uranatom für ein Neutron zu finden, recht hoch ist. Während der Reaktorbetrieb jedoch brennt 235 U allmählich aus, was die Wahrscheinlichkeit einer Begegnung zwischen einem Neutron und einem 235 U-Atom verringert, was dazu führt, dass eine gewisse Reserve dieser Wahrscheinlichkeit in Reaktoren eingebaut wird. Dementsprechend erfordert der geringe Anteil von 235 U im Kernbrennstoff:

• ein größeres Reaktorvolumen, damit das Neutron länger darin bleibt;
• ein größerer Anteil des Reaktorvolumens sollte von Brennstoff eingenommen werden, um die Wahrscheinlichkeit einer Kollision zwischen einem Neutron und einem Uranatom zu erhöhen;
• häufiger ist es notwendig, den Brennstoff mit frischem Brennstoff nachzuladen, um eine bestimmte Volumendichte von 235 U im Reaktor aufrechtzuerhalten;
• hoher Anteil an wertvollem 235 U in abgebrannten Brennelementen.

Im Zuge der Verbesserung der Kerntechnologien wurden wirtschaftlich und technologisch optimale Lösungen gefunden, die eine Erhöhung des 235 U-Gehalts im Brennstoff, also eine Urananreicherung, erforderten.

Bei Kernwaffen ist die Anreicherungsaufgabe nahezu dieselbe: Es ist erforderlich, dass in der extrem kurzen Zeit einer Kernexplosion die maximale Anzahl von 235 U-Atomen ihr Neutron findet, zerfällt und Energie freisetzt. Dies erfordert die maximal mögliche Volumendichte von 235 U-Atomen, erreichbar mit maximaler Anreicherung.

Urananreicherungsniveaus

Natürliches Uran mit einem 235 U-Gehalt von 0,72 % wird es in einigen Leistungsreaktoren (z. B. im kanadischen CANDU) und in Plutoniumproduktionsreaktoren (z. B. A-1) verwendet.

Uran wird mit einem Gehalt von 235 U bis 20 % bezeichnet gering angereichert(dt. Niedrig angereichertes Uran, LEU). Uran mit einer Anreicherung von 2–5 % wird mittlerweile weltweit in großen Mengen in Leistungsreaktoren eingesetzt. Bis zu 20 % angereichertes Uran wird in Forschungs- und Versuchsreaktoren eingesetzt.

Uran mit einem 235 U-Gehalt von mehr als 20 % wird genannt stark bereichert(dt. Hochangereichertes Uran, HEU) oder Waffen. Zu Beginn des Nuklearzeitalters wurden verschiedene Arten von Atomwaffen vom Typ Kanonen auf der Basis von Uran mit einer Anreicherung von etwa 90 % gebaut. Hochangereichertes Uran kann beispielsweise in thermonuklearen Waffen eingesetzt werden Manipulation(quetschende Hülle) thermonukleare Ladung. Darüber hinaus wird hochangereichertes Uran in Kernreaktoren mit langen Brennstoffzyklen (d. h. mit seltener oder keiner Betankung) wie Raumfahrzeugreaktoren oder Schiffsreaktoren verwendet.

Verbleibt auf den Mülldeponien von Verarbeitungsbetrieben abgereichertes Uran mit einem 235 U-Gehalt von 0,1-0,3 %. Aufgrund der hohen Urandichte und der geringen Kosten von abgereichertem Uran wird es häufig als Kern für panzerbrechende Artilleriegeschosse verwendet. In der Zukunft ist geplant, abgereichertes Uran in schnellen Neutronenreaktoren zu verwenden, wo nicht-kettenreaktionsfähiges Uran-238 in kettenreaktionsunterstützendes Plutonium-239 umgewandelt werden kann. Der resultierende MOX-Brennstoff kann in herkömmlichen thermischen Neutronenreaktoren verwendet werden.

Technologien

Viele dieser Methoden wurden für die industrielle Urananreicherung erprobt, doch derzeit arbeiten fast alle Anreicherungsanlagen auf der Grundlage der Gaszentrifugation. Neben der Zentrifugation wurde in der Vergangenheit häufig auch die Gasdiffusionsmethode eingesetzt. Zu Beginn des Atomzeitalters wurden elektromagnetische, thermische Diffusions- und aerodynamische Methoden eingesetzt. Heute weist die Zentrifugation die besten wirtschaftlichen Parameter für die Urananreicherung auf. Allerdings wird derzeit an vielversprechenden Trennmethoden wie der Laser-Isotopentrennung geforscht.

Produktion von angereichertem Uran in der Welt

Die Isotopentrennarbeit wird in speziellen Trennarbeitseinheiten (SWP, engl. Separative Work Unit, SWU) berechnet. Kapazität von Uranisotopentrennanlagen in Tausend SWU pro Jahr gemäß dem WNA-Marktbericht mit Entwicklungsprognose.

Um in thermischen Neutronenreaktoren, die die Grundlage der modernen Kernenergie bilden, eine hohe spezifische Energieausbeute zu erzielen, ist Kernbrennstoff mit einem höheren Gehalt von 235 U erforderlich als in natürlichem Uran, d. h. Es wird angereichertes Uran benötigt. Daher wird das gesamte geförderte Natururan nach vorheriger Fluorierung zur Anreicherung mit 235 U einer Trennanlage (Gasdiffusion oder Zentrifuge) zugeführt, d. h. als UF6.

Die Herstellung von Uranhexafluorid UF6 für Anreicherungsanlagen erfolgt in speziellen Anlagen. Zu diesem Zweck werden häufig das Fluoridreinigungsverfahren und das trockene UF6-Produktionsverfahren eingesetzt.

Bei der Fluoridraffinierung wird Uran aus einer Nitratlösung extrahiert, die mit Wasser gewaschen wird, um Verunreinigungen zu entfernen. Das Uran wird dann in eine verdünnte Salpetersäurelösung (0,01 % HNO3) extrahiert und das resultierende Uranoxid mit Wasserstoff zu UO2 reduziert, das durch Reaktion mit UF-Gas in UF4 (grünes Salz) umgewandelt wird, und anschließend wird UF4 in UF6 umgewandelt durch Reaktion mit Fluorgas.

Der Trockenprozess zur UF6-Produktion umfasst Flüssigkeitsreduktion, Hydrofluorierung und anschließende Fluorierung von UO2. UF6 wird dann zweimal gereinigt, um ein reines Produkt zu erhalten (Abbildung 6.6).

Die Urananreicherung erfolgt durch Gasdiffusion von UF6 durch poröse Membranfilter. Die maximale theoretische Isotopentrennung in einem einstufigen Prozess wird durch das Verhältnis der Massen von UF6-Gasmolekülen und 235U- und 238U-Atomen bestimmt und beträgt 1,00429, daher ist eine mehrstufige Trennung erforderlich.

Um die erforderliche Anreicherung des Brennstoffs mit dem 4 %igen 235U-Isotop zu erreichen, ist eine Kaskade von 1500 Stufen erforderlich (die Gesamtlänge einer solchen Kaskade beträgt mehrere Kilometer). In jeder Stufe wird das Gas nach der Diffusion durch die Filtermembran in die nächste Stufe gepumpt und der Rest des Gases (50 %) wird in die vorherige zurückgeführt (eine Stufe besteht aus einem oder mehreren parallel geschalteten Trennelementen). ).

In allen Elementen derselben Stufe haben Ausgangsprodukt, Produktions- und Abfallfraktion die gleiche Isotopenzusammensetzung. Die erforderliche Isotopenzusammensetzung (Anreicherung) kann durch die Verbindung mehrerer Stufen, einer Trennkaskade, erreicht werden.

Bei Isotopentrennanlagen kommen überwiegend Gegenstromkaskaden zum Einsatz, bei denen der Abfall einer Stufe zur Trennung in der vorherigen Stufe genutzt wird (Abbildung 6.7).

Das Kriterium zur Bewertung des Anreicherungsprozesses ist der Trennfaktor bzw. Anreicherungsfaktor. In modernen Anreicherungsanlagen beträgt der 235U-Gehalt in der abgereicherten Fraktion 0,2–0,3 %. Zukünftig soll dieser Wert auf 0,1 % sinken, was zu einem Rückgang des Natururanverbrauchs führen wird.

Das quantitative Maß für die Arbeit ist die Trennarbeitseinheit (SWU). Es hat die Dimension Masse und wird in Kilogramm (Tonnen) SWU ausgedrückt. Die Produktionskapazität von Anreicherungsanlagen wird üblicherweise in Tonnen SWU pro Jahr ausgedrückt. Der Energieverbrauch pro Einheit Trennarbeit wird in kWh/kg SWU ausgedrückt.

Derzeit wird die Urananreicherung hauptsächlich durch die Gasdiffusionsmethode durchgeführt, deren Kosten mit etwa 120 Dollar hoch sind. US pro Einheit Trennarbeit (SWU). Die Kosten der Urananreicherung sind vergleichbar mit den Kosten für Natururan, die für die Gewinnung von angereichertem Uran aufgewendet werden.

Bei einer Anreicherung auf 3,6–4,4 % beträgt die erforderliche Trennarbeit 5,64–7,46 SWU pro Kilogramm angereichertes Produkt, der natürliche Uranverbrauchskoeffizient beträgt 6,65–8,21 (bei einem 235U-Gehalt in der Deponie von 0,2 %). In Europa, den USA und Japan wurde die Technologie zur Trennung von Uranisotopen mithilfe der Gaszentrifugenmethode beherrscht, die wirtschaftlicher ist und bei geringen Kapazitäten eine Reduzierung der Kosten für Trennarbeiten auf ~90 Dollar/SWU und weniger ermöglicht (Tabelle 6.6). Andere Methoden – das Trenndüsenverfahren und das auf aerodynamischen Prozessen basierende Helikon-Verfahren – werden in Pilotanlagen eingesetzt. Dank der Entwicklung der Zentrifugen- und Lasertechnologie zur Trennung von Uranisotopen sinken die Preise für Trennungsarbeiten im Laufe der Zeit (bis zu 60 $/SWU und weniger, Abb. 6.8).

Tabelle 6.6 Eigenschaften einiger Zentrifugen

Die industrielle Produktion von angereichertem Uran ist einer der komplexesten und kapitalintensivsten Zweige der Kernenergie. Nicht alle Länder der Welt verfügen über eine solche Technologie. Die Tabellen 6.7 und 6.8 zeigen die Indikatoren für den Betrieb von Gasdiffusionsanlagen und das Wachstum der Trennkapazitäten in den Vereinigten Staaten, die 2/3 der Gesamtkapazitäten von Trennanlagen im Ausland ausmachen.

Die weltweit wichtigsten Produktionsanlagen zur Urananreicherung sind auf Gasdiffusionsanlagen in den USA und Frankreich konzentriert. Trotz großer Fortschritte bei der Entwicklung des konkurrierenden Zentrifugenverfahrens und seiner Vorteile werden Gasdiffusionsanlagen in den nächsten 10 bis 15 Jahren die Hauptrolle bei der Versorgung der Kernenergieindustrie der entwickelten Länder mit angereichertem Uran spielen. Ihre Trennkapazität betrug 1985 94 % und war bis 1990 auf 80 % der gesamten Produktionskapazität zur Urananreicherung gesunken.

Tabelle 6.7 Kennzahlen einiger in Betrieb befindlicher und rekonstruierter Gasdiffusionsanlagen

Tabelle 6.8 Wachstum der Trennkapazität in einigen Ländern, 106 SWU

Interessant sind die Indikatoren für die Bauarbeiten zwischen 1975 und 1982. in Frankreich, in Tricasten (in der Nähe von Pierrelat), die weltweit größte Gasdiffusionsanlage mit einer Kapazität von 10,8 Millionen SWU/Jahr. Der Bau dieser Anlage wurde von der Firma Eurodif durchgeführt.

Länder, die nicht direkt an der Finanzierung des Baus beteiligt sind, beabsichtigen, die Leistungen dieser Urananreicherungsanlage in Anspruch zu nehmen.

Zur Stromversorgung des Kraftwerks wurde daneben ein Kernkraftwerk mit einer Leistung von 3.720 MW und vier PWR-Reaktoren mit je 930 MW errichtet. Darüber hinaus ist die Anlage an 220- und 420-kV-Stromleitungen des nationalen Stromnetzes angeschlossen. Eine Gesamtansicht der Anlage und des Kernkraftwerksgeländes ist in Abbildung 6.9 dargestellt.

Das Eurodif-Werk befindet sich auf einer Fläche von 230 Hektar, das Kernkraftwerk auf 50 Hektar. Die Projektkosten aller Bauwerke des Eurodif-Komplexes werden auf 15 Milliarden Franken (4 Milliarden US-Dollar) geschätzt. Etwa 50 % dieser Menge stammen aus Kernkraftwerken. Zum Anlagenkomplex gehört eine große Verzinkungswerkstatt. Um Korrosion vorzubeugen, werden auf allen Geräteoberflächen, die mit dem hochreaktiven Uranhexafluorid in Kontakt kommen, Nickelbeschichtungen aufgebracht.

Die Fläche dieser Flächen beträgt 40.000 m2.

Die Ausstattung der Eurodif-Anlage spiegelt den aktuellen Stand der technischen Entwicklung und Wirtschaftlichkeit der Gasdiffusionstechnologie zur Urananreicherung wider. Die Trennkapazität der Anlage ermöglicht die Produktion von schwach angereichertem Uran pro Jahr (x = 3,15 % mit y = 0,2 %) in ausreichenden Mengen, um Kernkraftwerke mit PWR-Reaktoren mit einer Gesamtleistung von 75–80 Mio. kW ein Jahr lang zu betreiben.

Die Produktivität der großen Stufe dieser Anlage ist doppelt so hoch wie die Produktivität der größten Stufe des amerikanischen Werks in Paducah (10.800 bzw. 5.540 SWU/Jahr). An der Entwicklung und Lieferung der wichtigsten technologischen Ausrüstung des Eurodif-Werks waren namhafte große Ingenieurbüros aus Frankreich, Italien und anderen westeuropäischen Ländern beteiligt. An die Effizienz und Zuverlässigkeit der Kompressoreinheiten, die den Hauptstromverbraucher der Diffusionsanlage darstellen, wurden sehr hohe Anforderungen gestellt.

Die gesamte installierte Leistung der Elektromotoren beträgt 3300 MW und die verbrauchte Leistung beträgt 3100 MW, was bei ~ p = 0,98 den jährlichen Stromverbrauch von 25 – 26 Milliarden kWh bestimmt.

Es verbraucht 2.370 kWh pro SWU, während in den 1950er Jahren gebaute US-Anlagen vor ihrer Modernisierung 3.000 kWh/SWU verbrauchten. Die hohe Energieintensität der Gasdiffusionstechnologie wird durch die sehr hohen Energiekosten für das Pumpen von gasförmigem UF6 durch Kompressoren bestimmt. Im Eurodif-Werk pumpen alle Kompressoren (1.400 Trennstufen) 5,5 Milliarden Tonnen Gas pro Jahr oder 15 Millionen Tonnen pro Tag. Für die Herstellung und Lieferung von Kompressoreinheiten wurden 1 Milliarde US-Dollar ausgegeben, was 50 % aller Kapitalinvestitionen in das Werk entspricht.

Die Eurodif-Anlage besteht aus mehreren rechteckigen Kaskaden, die in vier miteinander verbundenen Gebäuden untergebracht sind. Der Aufbau der Stufen und ihre Kaskadenschaltung sind in Abbildung 6.10 dargestellt.

Die Abbildungen 6.11–6.13 zeigen eine visuelle Darstellung der komplexesten Struktureinheit der Diffusionsstufe – einer Kompressoreinheit, die mit mehrstufigen Überschall-Axialkompressoren und leistungsstarken asynchronen Elektromotoren ausgestattet ist.

Ein bemerkenswertes Merkmal der Gestaltung der Diffusionsstufen und des Layouts der französischen Anlage ist ihre große Kompaktheit aufgrund ihrer vertikalen Anordnung. Alle drei Arten von Schritten sind identisch.

Ein versiegelter Abscheidertank, der während des Betriebs keiner Wartung bedarf, sowie die Gasleitungen befinden sich auf einer separaten Etage und bilden einen isolierten, thermostatisierten Raum, in dem eine Temperatur von 60 °C aufrechterhalten werden kann, wodurch die Kondensation von Uranhexafluorid während des Betriebs verhindert wird Druck von 600-700 mm Hg. Kunst. Kunst. (0,1 MPa). Im oberen Raum befinden sich Kompressoren, Kühlschränke und Elektromotoren, die regelmäßig gewartet und repariert werden müssen. Diffusionseinheiten sind in Form von Blockzellen zu Kaskaden zusammengefasst, darunter 20 Stufen. Einzelne Einheiten können bei Bedarf über Ventile von bestehenden Kaskaden getrennt werden.

Abbildung 6.14 gibt einen Überblick über die Abmessungen und das Gewicht des großen Diffusionsstufen-Verteilertanks. Der versiegelte Backteiler enthält eine große Anzahl röhrenförmiger, poröser Trennwände.