Uraniu îmbogățit

De la Wikipedia, enciclopedia liberă.
Salt la navigare Salt la căutare
Aceste grafice arată proporțiile relative de uraniu-238 (albastru) și uraniu-235 (roșu) la diferite niveluri de îmbogățire.

Uraniul îmbogățit este un amestec de izotopi de uraniu , care diferă de uraniul natural extras din mine pentru un conținut mai mare de izotop 235 U, obținut prin procesul de separare a izotopilor. 235 U este de fapt singurul izotop existent în natură în cantități apreciabile care pot fi supuse fisiunii nucleare declanșate de neutroni termici ; în uraniul natural, pe de altă parte, procentul acestui izotop este de aproximativ 0,72% din greutate, în timp ce cea mai mare parte a materialului este compusă din izotopul 238 U. [1]

Introducere

Uraniul îmbogățit este o componentă care poate fi utilizată pentru armele nucleare și este foarte adesea indispensabilă pentru producerea de energie nucleară . Agenția Internațională pentru Energie Atomică (AIEA) este agenția internațională aflată sub egida Organizației Națiunilor Unite, care are printre scopurile sale monitorizarea și controlul aprovizionării cu uraniu îmbogățit și a proceselor conexe într-un efort de a asigura siguranța producției de energie nucleară la nivel mondial și în același timp atenuează difuzarea tehnologiilor, materialelor și echipamentelor care pot permite construirea armelor nucleare ( proliferarea nucleară ).

În timpul Proiectului Manhattan, uraniului îmbogățit i s-a dat numele de cod oralloy , o versiune scurtată a aliajului Oak Ridge , care se referă la locația instalațiilor în care uraniul a fost îmbogățit. Termenul de aliaj este folosit ocazional pentru a se referi la uraniul îmbogățit.

Izotopul 238 U care rămâne după îmbogățirea uraniului și reprocesarea combustibilului uzat din reactoarele nucleare este cunoscut sub numele de uraniu sărăcit (în engleză „Uraniu deplet” sau DU) și este considerabil mai puțin radioactiv decât uraniul. Este extrem de dens și este utilizat în prezent în muniția antitanc, în miezul proiectilelor care pătrund în armuri (cu capacitatea de a transfera cantități mari de energie cinetică pe o suprafață foarte mică, crescând astfel fricțiunea și transformând decelerarea în căldură care se topește oțel ) și alte aplicații care necesită metale foarte dense.

Uraniu îmbogățit în ciclul combustibilului nuclear

Ciclul termic U-Pu.svg

Pornind de la uraniu purificat, se obține combustibil îmbogățit (3,5% U235), care este apoi utilizat ca combustibil în reactoare. Pe lângă uraniul îmbogățit, procesul produce cantități mari de uraniu sărăcit .

Gradele de îmbogățire

Uraniu foarte îmbogățit (HEU)

Uraniu foarte îmbogățit

Uraniul foarte îmbogățit are o concentrație de izotop de 235 U egală sau mai mare de 20%. [2]

Uraniul fisionabil prezent în armele nucleare conține de obicei aproximativ 85% sau mai mult de 235 U și este cunoscut sub numele de uraniu gradat pentru arme (de calitate armă), deși doar o îmbogățire de aproximativ 20% pentru a construi o bombă murdară , foarte ineficientă (cunoscută ca armă utilizabilă ). Cu toate acestea, chiar și o îmbogățire foarte mică poate susține o reacție în lanț, dar - evident - masa critică necesară crește rapid. Cu toate acestea, utilizarea abilă a reflectoarelor de implozie și neutroni poate permite construirea unei arme cu o cantitate mai mică de uraniu decât masa critică obișnuită pentru nivelul său de îmbogățire, deși acest lucru ar putea avea loc mai probabil într-o țară care are deja o vastă experiență în dezvoltarea arme nucleare. Prezența unui exces de izotop 238 U face ca cursul reacției nucleare în lanț să fie mai lent, ceea ce este decisiv în furnizarea de energie explozivă armei. Masa critică pentru un miez de uraniu foarte îmbogățit (85%) este de aproximativ 50 de kilograme.

Uraniul foarte îmbogățit (HEU) poate fi utilizat și într-un reactor rapid cu neutroni , precum și în reactoare nucleare submarine , unde este îmbogățit la niveluri cuprinse între 50% și 235 U, până la peste 90%, în funcție de reactor. Primul reactor rapid experimental Fermi 1 a folosit HEU îmbogățit conținând 26,5% din 235 U.

Uraniu slab îmbogățit (LEU)

Un recipient de Yellowcake (oxid de uraniu)

Amestecul de izotopi cunoscut sub numele de uraniu slab îmbogățit (L ow- E nriched U ranium (LEU)) are o concentrație de 235 U mai mic de 20%.
Destinat utilizării în versiunile comerciale ale reactorului nuclear cu apă ușoară (Light Water Reactor, LWR), cel mai comun tip de reactoare de putere din lume, uraniul este îmbogățit la o concentrație între 3% și 5% de 235 U. „ amestecul LEU proaspăt utilizat în multe tipuri de reactoare de cercetare nucleară este îmbogățit în mod obișnuit cu concentrații de U-235 de la 12% la 19,75%, iar în prezent al doilea nivel de concentrație înlocuiește combustibilii HEU atunci când treceți treptat la LEU.

Uraniu ușor îmbogățit (HUS)

Amestecul de izotopi cunoscut sub numele de uraniu ușor îmbogățit (în engleză S ușor E nriched U ranium (SEU)) are o concentrație de 235 U între 0,9% și 2%.

Această concentrație scăzută este utilizată pentru a înlocui combustibilul natural de uraniu (NU) în unele tipuri de reactoare nucleare cu apă grea, cum ar fi CANDU . Costul combustibilului nuclear este redus deoarece se folosește un procent mai mare din uraniul extras din mină și sunt necesare mai puține etape și procese conectate pentru alimentarea reactorului. De fapt, acest lucru reduce cantitatea de combustibil utilizat și, în consecință, costurile de gestionare a oricărui deșeu nuclear .

Amestecul de izotopi cunoscut sub numele de uraniu de recuperare (R ecovered U ranium (RU)) este o variantă de SHU. Este utilizat în ciclul combustibilului nuclear care implică recuperarea combustibilului uzat recuperat din reactorul nuclear cu apă ușoară (LWR). Combustibilul uzat din LWR conține de obicei mai mult izotop U-235 decât uraniul natural și, prin urmare, ar putea fi utilizat pentru alimentarea reactoarelor care utilizează practic uraniu natural ca combustibil.

Metode de separare a izotopilor

Separarea izotopilor este o operațiune destul de dificilă și consumatoare de energie. Îmbogățirea uraniului este dificilă, deoarece cei doi izotopi sunt foarte asemănători în ceea ce privește greutatea lor atomică: 235 U este cu doar 1,26% mai ușoară decât 238 U. Au fost folosite unele tehnici de fabricație aplicate îmbogățirii, iar altele sunt cercetate. De obicei, aceste metode profită de diferențele mici în greutatea atomică a diferiților izotopi. Unele cercetări studiate exploatează tehnicile recente de rezonanță magnetică nucleară , totuși nu este sigur dacă oricare dintre aceste noi procese în studiu va putea fi adus la scară largă necesară pentru a produce uraniu îmbogățit în scopuri comerciale sau militare.

O caracteristică comună tuturor schemelor de îmbogățire pe scară largă este aceea că acestea folosesc o serie de etape succesive identice care vor produce treptat concentrații din ce în ce mai mari de 235 U. Fiecare etapă concentrează produsul etapelor anterioare în continuare, înainte de a fi trimis la următoarele. În mod similar, reziduurile mai puțin îmbogățite ale fiecărei etape sunt remixate cu etapa anterioară pentru prelucrare ulterioară. Acest sistem de îmbogățire secvențială este cunoscut sub numele de cascadă .

Difuzie termică

Pictogramă lupă mgx2.svg Același subiect în detaliu: Termoforeza .

Îmbogățirea uraniului prin difuzie termică (în engleză thermal diffusion) folosește transferul de căldură printr-un strat subțire de lichid sau gaz pentru a obține separarea izotopică. Procesul profită de faptul că moleculele de gaz de 235 U sunt mai ușoare și se vor difuza spre suprafața fierbinte, în timp ce cele mai grele de 238 U vor difuza spre suprafața rece. Instalația S-50 a Proiectului Manhattan , situată în Oak Ridge , a fost utilizată în timpul celui de-al doilea război mondial pentru a pregăti materiale care au alimentat procesul EMIS. Această procedură a fost abandonată în favoarea difuziei gazoase.

Difuzie gazoasă

Pictogramă lupă mgx2.svg Difuzie gazoasă .

Difuzia gazoasă este o tehnologie utilizată pentru a produce uraniu îmbogățit prin forțarea hexafluorurii de uraniu gazos (Hex) printr-o serie de membrane . Aceasta produce o ușoară separare între moleculele care conțin 235 U și 238 U. În timpul Războiului Rece , difuzia gazoasă a jucat un rol fundamental ca tehnică de îmbogățire a uraniului, deși acum a fost complet înlocuită cu noi metode.

Centrifugă cu gaz

Cascadă de centrifuge într-un complex de îmbogățire din SUA
Pictogramă lupă mgx2.svg Același subiect în detaliu: centrifugă cu gaz .

Procesul de îmbogățire a uraniului prin centrifugă cu gaz folosește un număr mare de cilindri rotativi în formațiuni în serie și paralele. Această rotație creează o accelerație centrifugă puternică, astfel încât moleculele de gaz mai grele care conțin 238 U se deplasează spre exteriorul cilindrului și moleculele de gaz mai ușoare cu o concentrație mai mare de 235 U se colectează în centru. Pentru a obține aceeași separare a izotopilor, este necesară mult mai puțină energie decât vechea metodă de difuzie gazoasă, care a înlocuit în mare măsură.

Centrifuga Zippe

Diagrama de principiu a unei centrifuge de tip Zippe cu U-238 reprezentată în albastru închis și U-235 reprezentată cu albastru deschis
Pictogramă lupă mgx2.svg Același subiect în detaliu: Centrifuga Zippe .

Centrifuga Zippe reprezintă o îmbunătățire față de centrifuga clasică cu gaz, iar diferența principală este încălzirea. Partea inferioară a cilindrilor rotativi este încălzită, producând curenți care determină deplasarea a 235 U către partea superioară a cilindrului, unde este colectat prin intermediul paletelor. Această centrifugă implementată este utilizată comercial de Urenco pentru a produce combustibil nuclear și a fost utilizată de Pakistan ca parte a programului său de arme nucleare [ fără sursă ] . Guvernul pakistanez a vândut tehnologia Zippe Coreei de Nord și Iranului, permițându-le să-și dezvolte industria nucleară [ fără sursă ] .

Procese aerodinamice

Schema schematică a unei duze aerodinamice. Mii de mii din aceste folii mici ar fi combinate într-o singură unitate de îmbogățire

Procesele de îmbogățire aerodinamică includ tehnici de „duză cu jet Becker”, dezvoltate de EW Becker și colegii săi, și un proces de separare folosind tubul Ranque-Hilsch . Aceste procese de separare aerodinamică depind de difuzia legată de gradienții de presiune, ca în cazul centrifugii cu gaz. Într-adevăr, procesele aerodinamice pot fi considerate ca centrifuge care nu se rotesc. Creșterea forțelor centrifuge se realizează prin diluarea UF 6 cu hidrogen sau heliu ca gaz purtător, ceea ce permite un debit mult mai mare decât utilizarea hexafluorurii de uraniu pur. În Africa de Sud, NECSA (Nuclear Enrichment Corporation din Africa de Sud) a dezvoltat și a utilizat procesul de separare a vortexului Helikon bazat pe tubul Ranque-Hilsch și a fost construită o fabrică demonstrativă în Brazilia de către NUCLEI , un consorțiu condus de „Industrias Nucleares do Brasil” care a folosit procesul de separare a duzelor. Ambele metode necesită consumul de multă energie și recuperarea căldurii din deșeuri; niciunul nu este utilizat în prezent.

Separarea izotopilor electromagnetici

Diagrama schematică a separării izotopice a uraniului într-o viespă arată cum se folosește un câmp magnetic puternic pentru a direcționa un fascicul de ioni de uraniu către o țintă, rezultând îmbogățirea cu uraniu-235 (în albastru deschis) pe marginea inferioară. grinda
Pictogramă lupă mgx2.svg Același subiect în detaliu: Calutrone .

Procesul de separare a izotopilor electromagnetici (EMIS) constă în primul rând în vaporizarea uraniului metalic și apoi în provocarea unei ionizări care produce ioni încărcați pozitiv. Acestea sunt apoi accelerate și ulterior deviate de câmpuri magnetice pe țintele lor de colimare respective. Un spectrometru de masă la scară de producție numit viespă a fost dezvoltat în timpul celui de-al doilea război mondial pentru a produce o parte din 235 U utilizate pentru dispozitivul nuclear Little Boy , care a fost aruncat pe Hiroshima în 1945. În mod corect termenul „Calutron” se aplică dispozitivelor cu mai multe etape. în ovale mari în jurul unui electromagnet puternic. Separarea magnetică a fost în mare parte abandonată în favoarea unor metode mai eficiente.

Procese laser

Procesele laser sunt o posibilă tehnologie de a treia generație capabilă să necesite mai puține cheltuieli de energie, investiții mai mici și costuri de utilizare, deci beneficii economice semnificative. [3]

AVLIS (Separarea izotopilor cu laser cu vapori atomici) este o metodă care utilizează lasere cu frecvență adecvată pentru separarea izotopilor de uraniu prin ionizarea selectivă a tranzițiilor hiperfine. Fasciculul laser este capabil să ionizeze doar 235 U. Ionii încărcați pozitiv produși sunt apoi atrași de un electrod încărcat negativ și se acumulează.

O a doua metodă de separare cu laser este cunoscută sub numele de separare a izotopilor cu laser molecular (MLIS, Molecular Laser Isotope Separation). În această metodă, un laser cu infraroșu este îndreptat către hexafluorura de uraniu gazos, excitând moleculele care conțin izotopul 235 U. Un al doilea laser eliberează un atom de fluor , producând pentafluorură de uraniu care precipită și se separă de faza gazoasă.

O metodă moleculară australiană numită SILEX (Separation of Isotopes by Laser EXcitation) și care utilizează UF 6 este aparent complet diferită de orice altă metodă utilizată până acum, potrivit Silex Systems Ltd, care a dezvoltat-o. [4] În prezent nu sunt cunoscute detalii cu privire la proces. După o lungă perioadă de dezvoltare a companiei americane de îmbogățire USEC, care a cumpărat și apoi a cedat drepturile comerciale ale tehnologiei, General Electric a semnat un acord comercial cu Silex Systems în 2006. [5]

Niciunul dintre aceste procese nu este încă pregătit pentru utilizare comercială, deși SILEX a atins un nivel bun de avansare.

Metode chimice

Un proces chimic sa dovedit util într-o instalație pilot, dar nu este utilizat în prezent. Procesul francez CHEMEX [6] a exploatat o diferență foarte mică în tendința celor doi izotopi de a-și modifica starea de valență în reacțiile redox , folosind faze organice și apoase nemiscibile.

Un proces de schimb ionic a fost dezvoltat de Asahi Chemical Company din Japonia, aplicând principii chimice similare, dar a efectuat separarea folosind o rășină schimbătoare de ioni . [6]

Separarea plasmatică

Procesele de separare a plasmei (PSP) sunt o tehnică potențial mai eficientă de îmbogățire a uraniului și utilizează magneți și plasmă supraconductori . Principiul rezonanței ionice ciclotronice este exploatat pentru a furniza selectiv energie izotopului 235 U într-o plasmă care conține un amestec de ioni. [7] O versiune de separare a plasmei numită RCI ( Résonance Cyclotron Ionique ) a fost dezvoltată în Franța. Fondurile pentru RCI au fost reduse drastic în 1986, iar programul a fost suspendat în aproximativ 1990, deși RCI este încă utilizat pentru separarea izotopilor stabili.

Unitate de lucru separată

Unitatea de lucru separativă (ULS sau SWU de la English Separation work unit) este o unitate complexă de măsură care este o funcție a cantității de uraniu tratat și a gradului său de îmbogățire și, ca atare, reprezintă extinderea creșterii concentrației izotopului 235 U față de restul uraniului.

Lucrarea separativă este exprimată în ULS, kg LS (sau SW) sau în kg UTA (din limba germană Urantrennarbeit , lucrare separativă a uraniului). Prin urmare, avem:

  • 1 ULS = 1 kg LS = 1 kg AHU
  • 1 kULS = 1 t LS = 1 t AHU
  • 1 MULS = 1 ktLS = 1 kt AHU

Mai precis, unitatea separată de lucru exprimată în kilograme corespunde cantității de muncă necesară pentru îmbogățire și, prin urmare, indică energia consumată atunci când cantitățile de materii prime furajere, deșeuri și produs final sunt exprimate în kilograme. Munca necesar pentru a separa o masă de furaje cu concentrație într-o masă de produs concentrat și deșeuri în masă și concentrare este exprimat în termeni de unități de lucru separative necesare, derivate din expresie

unde este este funcția de valoare , definită ca

Raportul dintre materialul care urmează a fi tratat / produsul final este dat de expresie

în timp ce raportul deșeuri / produs este dat de expresie

De exemplu, pornind de la 100 de kilograme de uraniu natural, este nevoie de aproximativ 60 de ULS pentru a produce 10 kilograme de uraniu slab îmbogățit cu un conținut de 235 U de 4,5%, cu deșeuri la 0,3%.

Numărul de unități de lucru separate produse de procesele de îmbogățire este direct legat de cantitatea de energie pe care o consumă aceleași procese. Instalațiile moderne de difuzie a gazelor necesită în mod obișnuit 2.400 - 2.500 kilowatt-oră (8.600 - 9.000 MJ ) de electricitate per ULS, în timp ce centralele de gaz centrifugă necesită doar 50-60 kilowatt-oră (180 - 220 MJ) de electricitate per ULS.

Exemplu:

O centrală nucleară mare cu o capacitate electrică netă de 1.300 MW anual necesită aproximativ 25.000 kg de LEU cu o concentrație de 235 U de 3,75%. Această cantitate de uraniu este produsă din aproximativ 210.000 kg de uraniu natural utilizând aproximativ 120.000 ULS. O instalație de îmbogățire cu o capacitate de 1000 kULS / an este, prin urmare, capabilă să producă uraniul îmbogățit necesar pentru a alimenta aproximativ opt centrale nucleare mari.

Cheltuieli

Pe lângă unitățile de lucru separate oferite de procesele de îmbogățire, celălalt parametru important care trebuie luat în considerare este masa de uraniu natural necesară pentru a produce masa dorită de uraniu îmbogățit. Ca și în cazul numărului de ULS, cantitatea de materie primă necesară va depinde și de nivelul de îmbogățire dorit și de cantitatea de 235 U prezentă în cele din urmă în uraniul sărăcit. Cu toate acestea, spre deosebire de numărul de ULS necesar în timpul îmbogățirii, care crește odată cu scăderea nivelurilor de 235 U în faza epuizată, cantitatea necesară de uraniu îmbogățit va scădea pe măsură ce 235 U prezent în cele din urmă în uraniul epuizat scade.

De exemplu, în îmbogățirea pentru producția de LEU pentru a fi utilizat într-un reactor cu apă ușoară, faza îmbogățită conține de obicei 3,6% din 235 U (în comparație cu uraniul natural conține 0,7%) în timp ce faza epuizată conține 0,2% până la 0,3% din 235 U. Aproximativ 8 kg de NU și 4,5 ULS ar fi necesare pentru a produce 1 kg din acest LEU dacă uraniul sărăcit conține 0,3% din 235 U. Pe de altă parte, dacă faza sărăcită are doar 0,2% 235 U, atunci doar 6,7 Ar fi necesare kg de NU, dar aproximativ 5,7 ULS de îmbogățire. Deoarece cantitatea de uraniu natural necesară și numărul de ULS necesare în timpul îmbogățirii se schimbă în moduri opuse, dacă uraniul natural este ieftin și procesele de îmbogățire sunt relativ mai scumpe, atunci operatorii vor alege de obicei să lase mai mult de 235 U în uraniu sărăcit, în timp ce, dacă este natural uraniul este relativ mai scump decât îmbogățirea, se va alege opus.

Proiectul WISE Uranium a conceput un calculator de îmbogățire a uraniului care poate fi utilizat online aici .

Sărăcire

Epuizarea este cealaltă față a monedei procesului de îmbogățire: deoarece uraniul rafinat (tort galben) conține doar 0,7% din 235 U, este necesară o cantitate mare de tort galben din care să se extragă puținul 235 U prezent. Uraniul din care este îndepărtat 235 U se numește uraniu sărăcit, care este, prin urmare, o deșeu din procesul de îmbogățire și nu un produs dorit. Majoritatea uraniului sărăcit este alcătuit din 238 U.

Uraniul foarte îmbogățit utilizat ca materie primă poate conține izotopi nedoriti, cum ar fi 234 U , un izotop minor al uraniului natural; în timpul procesului de îmbogățire, concentrația sa crește, dar rămâne destul de sub 1%. Concentrațiile mari de 236 U sunt un produs secundar al iradierii într-un reactor și pot fi conținute în HEU, în funcție de modul în care a fost produs. HEU prelucrat din reactoare pentru producția de material destinat armelor nucleare (cu o concentrație de 235 U aproximativ 50%) poate conține concentrații ridicate de 236 U care pot ajunge la 25%, obținând în cele din urmă aproximativ o concentrație de 1,5% în LEU obținută din sărăcire. 236 U este o otravă cu neutroni, adică o substanță cu absorbție nedorită ridicată de neutroni ; de aceea este necesară creșterea concentrației de 235 U în LEU produs pentru a compensa prezența de 236 U.

Amestecul de NU sau DU poate fi utilizat pentru a dilua subprodusele nedorite care pot fi conținute în alimentarea HEU. În raport cu calitatea materiei prime utilizate, în acest scop SEU poate fi utilizat și la concentrații tipice de 1,5% de 235 U. Concentrațiile de izotopi nedorite prezente în LEU produse în unele cazuri pot fi mai mari decât cele prescrise de specificații ASTM privind combustibilul nuclear, dacă se utilizează NU sau DU. Prin urmare, epuizarea HEU nu poate contribui, în general, la problema gestionării deșeurilor, pusă de existența unor depozite mari de uraniu sărăcit.

Programul bilateral Megatoni la Megawatti își propune să transforme HEU stocat de Uniunea Sovietică în arme de război pentru a alimenta unele centrale nucleare din Statele Unite. [8] Din 1995 până la jumătatea anului 2005, 250 de tone de uraniu foarte îmbogățit (aproximativ echivalent cu 10.000 de focoase) au fost reciclate în uraniu slab îmbogățit. Obiectivul care trebuie atins până în 2013 este stabilit la 500 de tone.

Un calculator dezvoltat de WISE Uranium Project este disponibil la adresa web: www.wise-uranium.org/nfcub.html .

Notă

Elemente conexe

Alte proiecte

linkuri externe

Controllo di autorità Thesaurus BNCF 54177 · LCCN ( EN ) sh00007034