Збагачення урану фізичний процес збільшення співвідношення вмісту ізотопу урану 235U до 238U Ізотоп 238U незважаючи на р

Збагачення урану — фізичний процес збільшення співвідношення вмісту ізотопу урану ²³⁵U до ²³⁸U. Ізотоп ²³⁸U, незважаючи на радіоактивність, — дуже стабільний ізотоп, не здатний до самостійної ланцюгової ядерної реакції на теплових нейтронах, на відміну від рідкісного ²³⁵U, який інтенсивно використовується в атомній промисловості і для створення ядерної зброї. Нині ²³⁵U є основним ядерним паливом, без нього неможливе одержання плутонію, що використовується для створення ядерної та термоядерної зброї. Однак, через те, що частка ізотопу ²³⁵U мала (0,72%), підготовка ядерного палива обов'язково повинна включати стадію збагачення урану.

Відносні пропорції урану-238 (синій) та урану-235 (червоний) на різних стадіях збагачення.

Збагачення урану здійснюється двома основними методами розділення ізотопів: газодифузійним методом та методом газового центрифугування. У Росії, Великій Британії, Німеччині, Нідерландах та Японії застосовується метод центрифугування, при якому газ розкручується до дуже високої швидкості й через різниці в масі молекул відбувається просторове розділення ізотопів, які потім переводяться назад в метал. У відходах залишається тільки 0,2-0,3% ²³⁵U.

Переробка відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) передбачає вилучення з нього елементів урану і плутонію для повторного використання в ядерно-паливному циклі - формування нових паливних збірок (МОХ-паливо, нітридне паливо). Найперспективнішим з точки зору МАГАТЕ є підхід до переробки ВЯП, що передбачає повне замикання ядерно-паливного циклу з використанням реакторів на швидких нейтронах.

Наразі найактивніше технології замкнутого ядерно-паливного циклу розвиваються в Росії.

На даний момент успішно експлуатуються 2 реактора на швидких нейтронах: БН-600 і БН-800 на Білоярській АЕС. Ведеться будівництво дослідно-демонстраційного центру з переробки ВЯП ВВЕР-1000 продуктивністю до 250 тонн в рік. Освоєно виробництво МОХ-палива та нітридного палива для реакторів на швидких нейтронах з використанням продуктів переробки ВЯП (уран і плутоній).

Світові потужності з розділення ізотопів урану

Потужності заводів із розділення ізотопів урану в тисячах (ОРР) згідно з WNA Market Report.

Країна	Компанія, завод	2012	2013	2015	2018	2020
Росія	Росатом	25000	26000	26578	28215	28663
Німеччина, Голландія, Англія	(URENCO)	12800	14200	14400	18600	14900
Франція	(Orano)	2500	5500	7000	7500	7500
Китай	(Китайська національна ядерна корпорація)	1500	2200	4220	6750	10700+
США	(URENCO)	2000	3500	4700	?	4700
Пакистан, Бразилія, Іран, Індія, Аргентина		100	75	100	?	170
Японія	^[en]	150	75	75	?	75
США	^[en]: Paducah & Piketon	5000	0	0	0	0
	Разом	49000	51550	57073	61111	66700

Див. також

Примітки

УРАНОВА ПРОМИСЛОВІСТЬ [ 28 лютого 2009 у Wayback Machine.](рос.)
. elektrovesti.net. Архів оригіналу за 25 вересня 2017. Процитовано 27 вересня 2017.

Література

Самилін В., Білецький В. Спеціальні методи збагачення корисних копалин (курс лекцій). — Донецьк: Східний видавничий дім, 2003. — 116 с.

Це незавершена стаття з технології.
Ви можете проєкту, виправивши або дописавши її.

[1] УРАНОВА ПРОМИСЛОВІСТЬ [ 28 лютого 2009 у Wayback Machine.](рос.)

[2] . elektrovesti.net. Архів оригіналу за 25 вересня 2017. Процитовано 27 вересня 2017.