Urándúsítás

Az urándúsítás a 235 U izotóp  arányának növelésére szolgáló technológiai eljárás az uránban . Ennek eredményeként a természetes uránt dúsított uránra és szegényített uránra osztják .

A természetes urán három uránizotópot tartalmaz: 238 U (tömeghányad 99,2745%), 235 U (részesedés 0,72%) és 234 U (részesedés 0,0055%). A 238U izotóp egy viszonylag stabil izotóp, nem képes spontán nukleáris láncreakcióra , ellentétben a ritka 235U - val.Jelenleg a 235U az elsődleges hasadóanyag az atomreaktorban és a nukleáris fegyverek technológiai láncában . Sok alkalmazásnál azonban a 235U izotóp aránya a természetes uránban kicsi, és a nukleáris üzemanyag előállítása általában urándúsítási lépést foglal magában.

A meggazdagodás okai

A nukleáris láncreakció azt jelenti, hogy az uránatom bomlásakor keletkező neutronok legalább egyikét egy másik atom befogja, és ennek megfelelően bomlását okozza. Az első közelítésben ez azt jelenti, hogy a neutronnak meg kell "botlani" a 235 U atomon, mielőtt elhagyná a reaktort. Ez azt jelenti, hogy az uránt tartalmazó kialakításnak elég kompaktnak kell lennie ahhoz, hogy a neutron következő uránatomjának megtalálásának valószínűsége elég magas legyen. De ahogy a reaktor működik, 235 U fokozatosan kiég, ami csökkenti a neutron és egy 235 U atom közötti találkozás valószínűségét, ami arra kényszeríti, hogy ennek a valószínűségnek egy bizonyos határát beépítsék a reaktorokba. Ennek megfelelően a 235 U alacsony aránya a nukleáris üzemanyagban szükségessé teszi:

• a reaktor nagyobb térfogata, hogy a neutron tovább maradjon benne;
• a reaktor térfogatának nagyobb hányadát üzemanyagnak kell elfoglalnia, hogy növelje a neutron és az uránatom közötti ütközés valószínűségét;
• gyakrabban szükséges a tüzelőanyagot friss üzemanyaggal újratölteni annak érdekében, hogy a reaktorban az adott 235 U térfogatsűrűséget fenntartsák;
• az értékes 235 U nagy aránya a kiégett fűtőelemekben.

A nukleáris technológiák fejlesztése során olyan gazdaságilag és technológiailag optimális megoldások születtek, amelyek az üzemanyag 235 U-tartalmának növelését, azaz urándúsítást igényelnek.

Az atomfegyvereknél a dúsítás feladata gyakorlatilag ugyanaz: szükséges, hogy egy nukleáris robbanás rendkívül rövid ideje alatt maximum 235 U atom találja meg neutronját, bomlik le és szabadítson fel energiát. Ehhez a lehető legnagyobb, 235 U atomos térfogatsűrűség szükséges , ami a maximális dúsítás mellett elérhető.

Urándúsítási szintek

A 0,72%-os 235 U-tartalmú természetes uránt egyes erőreaktorokban ( például a kanadai CANDU -ban), plutóniumtermelő reaktorokban (például A-1 ) használják.

A 235 U-tól 20%-ig terjedő uránt alacsony dúsításúnak nevezik ( LEU , angolul  Low enriched uranium, LEU ). A 2-5%-os dúsítású uránt jelenleg széles körben használják az erőművi reaktorokban világszerte. A 20%-ig dúsított uránt kutatási és kísérleti reaktorokban használják. LEU magas mintatartalommal (High-assay LEU, HALEU ) - 5-20%-ig dúsított urán.

A 235 U 20% feletti uránt erősen dúsított ( angolul  Highly enriched uranium, HEU ) vagy fegyvernek nevezik . A nukleáris korszak hajnalán több fajta uránalapú, körülbelül 90%-os dúsítású nukleáris fegyvert építettek. A nagymértékben dúsított urán felhasználható termonukleáris fegyverekben a termonukleáris töltés szabotázsaként (tömörítő héjaként). Ezen túlmenően a nagymértékben dúsított uránt olyan nukleáris erőművi reaktorokban használják, amelyek hosszú fűtőanyag-kifutásúak (azaz ritkán vagy egyáltalán nem töltenek fel üzemanyagot), például űrhajó-reaktorokban vagy hajók reaktoraiban.

A dúsító létesítmények lerakóiban 0,1-0,3% 235U tartalmú szegényített urán marad. Az urán nagy sűrűsége és a szegényített urán olcsósága miatt széles körben használják páncéltörő tüzérségi lövedékek magjaként . A jövőben a tervek szerint szegényített uránt alkalmaznának gyorsneutronos reaktorokban , ahol a láncreakciót nem támogató urán-238-at láncreakciót támogató plutónium-239- vé lehet átalakítani . Az így kapott MOX üzemanyag felhasználható hagyományos termikus neutronos reaktorokban .

Technológia

Az izotópszétválasztásnak számos módja létezik [1] . A módszerek többsége a különböző izotópok atomjainak eltérő tömegén alapul: a 235. valamivel könnyebb, mint a 238. az atommag neutronszámának különbsége miatt. Ez az atomok eltérő tehetetlenségében nyilvánul meg. Például, ha az atomokat ívben mozgatja, akkor a nehéz atomok hajlamosak nagyobb sugár mentén mozogni, mint a könnyűek. Az elektromágneses és aerodinamikai módszerek erre az elvre épülnek. Az elektromágneses módszerben az uránionokat elemi részecskegyorsítóban gyorsítják , és mágneses térben csavarják. Az aerodinamikai módszernél egy gáznemű uránvegyületet fújnak át egy speciális spirálfúvókán. Hasonló elv érvényesül a gázcentrifugálásnál is : egy gáznemű uránvegyületet helyeznek egy centrifugába, ahol a tehetetlenség hatására a nehéz molekulák a centrifuga falához koncentrálódnak. A termikus diffúziós és gázdiffúziós módszerek a molekulák mobilitásának különbségét használják ki: a könnyű uránizotóppal rendelkező gázmolekulák mozgékonyabbak, mint a nehézek. Ezért gázdiffúziós technológia segítségével könnyebben behatolnak a speciális membránok kis pórusaiba . A termikus diffúziós módszerben a kevésbé mozgékony molekulák az elválasztóoszlop hidegebb alsó részében koncentrálódnak, a mozgékonyabbak a felső meleg részben kiszorulnak. A legtöbb elválasztási módszer gáznemű uránvegyületekkel, leggyakrabban UF 6 -tal működik .

Az urán ipari dúsítására számos módszert kipróbáltak, de jelenleg gyakorlatilag minden dúsító üzem gázcentrifugáláson működik . A centrifugálás mellett korábban széles körben alkalmazták a gázdiffúziós módszert. A nukleáris korszak hajnalán elektromágneses, hődiffúziós és aerodinamikai módszereket alkalmaztak. A mai napig a centrifugálás mutatja a legjobb gazdasági paramétereket az urándúsításhoz. Kutatások folynak azonban ígéretes elválasztási módszerekről, például lézeres izotóp-leválasztásról.

Dúsított urántermelés világszerte

Az izotópleválasztási munka kiszámítása speciális elválasztási munkaegységekben ( SWU ) történik .  Az uránizotóp-leválasztó üzem kapacitása több ezer SWU -ban évente a WNA piaci jelentése szerint .

Lásd még

• Atomenergia
• kimerült uránium

Jegyzetek

1. ↑ Olcsóbb dúsítás. Atom szakértő. Archiválva az eredetiből 2014. április 8-án. Az urándúsítás történetének és technológiáinak áttekintése.

Linkek

• A nukleáris üzemanyag világpiaca , Cambridge, 2013.
• Uránusz
• Fogalmak szójegyzéke // Minatom
• Hivatkozás: urándúsítás
• A radioaktív cserkész. Ken Silverstein. (oroszra fordítva)

Bibliográfiai katalógusokban	GND : 4187154-6 J9U : 987007529651205171 LCCN : sh85141286