Beriket uran - Enriched uranium

  (Omdirigert fra uranberikelse )

Andeler av uran-238 (blå) og uran-235 (rød) funnet naturlig versus berikede karakterer

Beriket uran er en type uran der den prosentvise sammensetningen av uran-235 (skrevet 235 U) har blitt økt gjennom prosessen med isotopseparasjon . Naturlig forekommende uran består av tre hovedisotoper : uran-238 ( 238 U med 99,2739–99,2752% naturlig overflod ), uran-235 ( 235 U, 0,7198–0,7202%) og uran-234 ( 234 U, 0,0050–0,0059% ). 235 U er det eneste nuklidet som finnes i naturen (i noen merkbar mengde) som er fissilt med termiske nøytroner .

Beriket uran er en kritisk komponent for både sivil atomkraftproduksjon og militære atomvåpen . Det internasjonale atomenergibyrået prøver å overvåke og kontrollere beriket uranforsyning og prosesser i sitt arbeid for å sikre atomkraftproduksjon og dempe spredning av atomvåpen .

Det er rundt 2000  tonn høyt beriket uran i verden, produsert hovedsakelig for kjernekraft , atomvåpen, marine fremdrift og mindre mengder for forskningsreaktorer .

De 238 U som er igjen etter berikelse er kjent som utarmet uran (DU), og er betydelig mindre radioaktivt enn til og med naturlig uran, men fremdeles veldig tett og ekstremt farlig i granulert form - slike granuler er et naturlig biprodukt av skjæringen som gjør det nyttig for armerings - trengende våpen . Til tross for at det er mildt radioaktivt, er utarmet uran også et effektivt strålingsbeskyttende materiale.

Karakterer

Uran som det tas direkte fra jorden er ikke egnet som drivstoff for de fleste atomreaktorer og krever ytterligere prosesser for å gjøre det brukbart. Uran utvinnes enten under bakken eller i en åpen brønn, avhengig av dybden den er funnet på. Etter at uranmalmen er utvunnet, må den gjennom en malingsprosess for å utvinne uranet fra malmen.

Dette oppnås ved en kombinasjon av kjemiske prosesser der sluttproduktet er konsentrert uranoksyd, som er kjent som " gulkake ", inneholder omtrent 60% uran mens malmen vanligvis inneholder mindre enn 1% uran og så lite som 0,1% uran.

Etter at malingsprosessen er fullført, må uranet neste gang gjennomgå en omdannelsesprosess "til enten urandioksid , som kan brukes som drivstoff for de typer reaktorer som ikke krever beriket uran, eller til uranheksafluorid , som kan beriket for å produsere drivstoff for de fleste typer reaktorer ". Naturlig forekommende uran er laget av en blanding av 235 U og 238 U. 235 U er fissilt , noe som betyr at det enkelt kan deles med nøytroner mens resten er 238 U, men i naturen er mer enn 99% av den ekstraherte malmen 238 U. De fleste kjernefysiske reaktorer krever beriket uran, som er uran med høyere konsentrasjoner på 235 U som varierer mellom 3,5% og 4,5% (selv om noen få reaktordesigner som bruker en grafitt- eller tungtvanns moderator , slik som RBMK og CANDU , er i stand til å operere med naturlig uran som drivstoff). Det er to kommersielle anrikningsprosesser: gassdiffusjon og gass ​​sentrifugering . Begge anrikingsprosessene involverer bruk av uranheksafluorid og produserer beriket uranoksid.

En tromme med gulkake (en blanding av uranutfelling)

Opparbeidet uran (RepU)

Hovedartikkel: Opparbeidet uran

Opparbeidet uran (RepU) er et produkt av kjernefysiske brenselsykluser som involverer kjernefysisk opparbeiding av brukt drivstoff . RepU utvunnet fra lett vannreaktor (LWR) brukt drivstoff inneholder vanligvis litt mer 235 U enn naturlig uran , og kan derfor brukes til å drive reaktorer som vanligvis bruker naturlig uran som drivstoff, for eksempel CANDU-reaktorer . Den inneholder også den uønskede isotopen uran-236 , som gjennomgår nøytronfangst , kaster bort nøytroner (og krever høyere 235 U-anrikning) og skaper neptunium-237 , noe som ville være en av de mer mobile og plagsomme radionuklider i dyp geologisk deponering av atomavfall .

Lavanriket uran (LEU)

Lavberiket uran (LEU) har en konsentrasjon på under 20% på 235 U; for eksempel i kommersiell LWR, den mest utbredte kraftreaktorene i verden, er uran anriket til 3 til 5% 235 U. High-assay LEU (HALEU) er beriket fra 5–20%. Fersk LEU brukt i forskningsreaktorer er vanligvis beriket 12 til 19,75% 235 U, den sistnevnte konsentrasjonen brukes til å erstatte HEU-drivstoff ved konvertering til LEU.

Høyt beriket uran (HEU)

En kule av høyt beriket uranmetall

Sterkt anriket uran (heu) har en 20% eller høyere konsentrasjon av 235 U. spaltbart uran i kjernevåpen primær vanligvis inneholder 85% eller mer av 235 U kjent som våpen-klasse , skjønt teoretisk for en implosjon utforming , minimum 20 % kan være tilstrekkelig (kalt våpenbrukbar) selv om det ville kreve hundrevis av kilo materiale og "ikke ville være praktisk å designe"; enda lavere anrikning er hypotetisk mulig, men når anrikingsprosenten reduseres, øker den kritiske massen for umodererte raske nøytroner raskt, med for eksempel en uendelig masse på 5,4% 235 U. For kritiske eksperimenter er anrikning av uran til over 97% oppnådd.

Den aller første uranbomben, Little Boy , som ble kastet av USA på Hiroshima i 1945, brukte 64 kilo 80% beriket uran. Innpakning av våpenets spaltbare kjerne i en nøytronreflektor (som er standard på alle atomeksplosiver) kan dramatisk redusere den kritiske massen. Fordi kjernen var omgitt av en god nøytronreflektor, besto den ved eksplosjon av nesten 2,5 kritiske masser. Nøytronreflektorer, som komprimerer den fissile kjerne via implosjon, fusjonsforsterkning og "tamping", som bremser utvidelsen av fisjoneringskjernen med treghet, tillater kjernevåpenutforming som bruker mindre enn det som ville være en kritisk masse med bare kule ved normal tetthet. Tilstedeværelsen av for mye av 238 U-isotopen hemmer den løpende kjernefysiske kjedereaksjonen som er ansvarlig for våpenets kraft. Den kritiske massen for 85% høyt beriket uran er omtrent 50 kilo (110 pund), som ved normal tetthet vil være en kule med en diameter på ca. 17 centimeter (6,7 tommer).

Senere US kjernefysiske våpen bruker vanligvis plutonium-239 i primærtrinnet, men kappen eller sabotasje sekundære trinn, som komprimeres av den primære kjernefysisk eksplosjon benytter ofte heu med anrikning mellom 40% og 80% sammen med fusjons drivstoff litium deuterid . For sekundær av et stort atomvåpen kan den høyere kritiske massen av mindre anriket uran være en fordel, da det gjør at kjernen ved eksplosjonstid kan inneholde en større mengde drivstoff. Den 238 U er ikke sies å være spaltbart men likevel er spaltbart av nøytroner (> 2 MeV), for eksempel de som er produsert i løpet av DT fusjon.

HEU brukes også i raske nøytronreaktorer , hvis kjerner krever omtrent 20% eller mer spaltbart materiale, så vel som i marine reaktorer , der det ofte inneholder minst 50% 235 U, men vanligvis ikke overstiger 90%. Den Fermi-en kommersiell reaktor hurtig prototypen som brukes heu med 26,5% 235 U. vesentlige mengder heu brukes i produksjonen av medisinske isotoper , for eksempel molybden-99 for technetium-99m-generatorer .

Berikelsesmetoder

Isotopseparasjon er vanskelig fordi to isotoper av samme element har nesten identiske kjemiske egenskaper, og kan bare skilles gradvis ved hjelp av små masseforskjeller. ( 235 U er bare 1,26% lettere enn 238 U). Dette problemet er sammensatt fordi uran sjelden blir separert i sin atomform, men i stedet som en forbindelse ( 235 UF 6 er bare 0,852% lettere enn 238 UF 6 ). En kaskade av identiske trinn gir suksessivt høyere konsentrasjoner på 235 U. Hvert trinn fører et litt mer konsentrert produkt til neste trinn og returnerer en litt mindre konsentrert rest til forrige trinn.

Det er for tiden to generiske kommersielle metoder som brukes internasjonalt for anrikning: gassformet diffusjon (referert til som første generasjon) og gass ​​sentrifuge ( andre generasjon), som bare bruker 2% til 2,5% så mye energi som gassdiffusjon (minst en "faktor på 20 "mer effektiv). Noe arbeid blir gjort som vil bruke kjernefysisk resonans ; Det er imidlertid ingen pålitelige bevis for at noen kjernefysiske resonansprosesser er blitt oppskalert til produksjon.

Diffusjonsteknikker

Gassformig diffusjon

Hovedartikkel: Gassformig diffusjon
Gassformet diffusjon bruker semipermeable membraner for å skille beriket uran

Gassformig diffusjon er en teknologi som brukes til å produsere beriket uran ved å tvinge gassformig uranheksafluorid ( heks ) gjennom semi-permeable membraner . Dette gir en liten skille mellom molekylene som inneholder 235 U og 238 U. Gjennom den kalde krigen spilte gassdiffusjon en viktig rolle som en urananrikningsteknikk, og utgjorde fra 2008 ca 33% av beriket uranproduksjon, men i 2011 var ansett som en foreldet teknologi som stadig erstattes av de senere generasjoner av teknologi når diffusjonsanleggene når sitt liv. I 2013 opphørte Paducah- anlegget i USA, det var det siste kommersielle 235 U gassdiffusjonsanlegget i verden.

Termisk diffusjon

Termisk diffusjon bruker overføring av varme over en tynn væske eller gass for å oppnå isotopseparasjon. Prosessen utnytter det faktum at de lettere 235 U gassmolekylene vil diffundere mot en varm overflate, og de tyngre 238 U gassmolekylene vil diffundere mot en kald overflate. Den S-50 anlegget ved Oak Ridge, Tennessee ble brukt under den annen verdenskrig for å fremstille et tilførselsmateriale for EMIS prosessen. Den ble forlatt til fordel for gassformig diffusjon.

Sentrifuger teknikker

Gass sentrifuger

Hovedartikkel: Gass sentrifuge
En kaskade av gass sentrifuger ved et amerikansk anrikningsanlegg

Gass sentrifuger prosessen bruker et stort antall roterende sylindere i serie og parallelle formasjoner. Hver sylinders rotasjon skaper en sterk sentripetal kraft, slik at de tyngre gassmolekylene som inneholder 238 U beveger seg tangentielt mot utsiden av sylinderen, og de lettere gassmolekylene som er rike på 235 U samler seg nærmere sentrum. Det krever mye mindre energi for å oppnå den samme separasjonen enn den eldre gassformede diffusjonsprosessen, som den i stor grad har erstattet, og det er også den nåværende valgmetoden og kalles andre generasjon . Den har en separasjonsfaktor per trinn på 1,3 i forhold til gassformet diffusjon på 1,005, som oversetter til omtrent en femtendedel av energibehovet. Gass sentrifuger teknikker produserer nærmere 100% av verdens anrikede uran.

Zippe sentrifuger

Diagram over prinsippene for en Zippe-type gass sentrifuge med U-238 representert i mørkeblå og U-235 representert i lyseblå

Den glid sentrifuge er en forbedring av den standard gass-sentrifuge, den primære forskjellen var anvendelse av varme. Bunnen av den roterende sylinderen varmes opp, og produserer konveksjonsstrømmer som beveger 235 U opp sylinderen, hvor den kan samles opp av skjeer. Denne forbedrede sentrifugedesignen brukes kommersielt av Urenco til å produsere kjernefysisk drivstoff og ble brukt av Pakistan i deres atomvåpenprogram.

Laserteknikker

Laserprosesser lover lavere energiinnganger, lavere kapitalkostnader og lavere haleanalyser, derav betydelige økonomiske fordeler. Flere laserprosesser er undersøkt eller er under utvikling. Separasjon av isotoper ved lasereksitasjon ( SILEX ) er godt utviklet og er lisensiert for kommersiell drift fra 2012.

Atomisk damplaser-isotopseparasjon (AVLIS)

Atomisk damp-laser-isotopseparasjon benytter spesialinnstilte lasere for å skille isotoper av uran ved bruk av selektiv ionisering av hyperfine overganger . Teknikken bruker lasere innstilt på frekvenser som ioniserer 235 U-atomer og ingen andre. De positivt ladede 235 U-ionene blir deretter tiltrukket av en negativt ladet plate og samlet.

Molekylær laserisotopseparasjon (MLIS)

Molekylær laserisotopseparasjon bruker en infrarød laser rettet mot UF 6 , spennende molekyler som inneholder et 235 U-atom. En annen laser frigjør et fluoratom og etterlater uranpentafluorid , som deretter faller ut av gassen.

Separasjon av isotoper ved lasereksitasjon (SILEX)

Separasjon av isotoper ved lasereksitering er en australsk utvikling som også bruker UF 6 . Etter en langvarig utviklingsprosess der det amerikanske berikingsselskapet USEC anskaffet og deretter ga fra seg kommersialiseringsrettighetene til teknologien,signerte GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) en kommersialiseringsavtale med Silex Systems i 2006. GEH har siden bygget en demonstrasjonstestsløyfe og kunngjorde planer om å bygge et første kommersielt anlegg. Detaljer om prosessen er klassifisert og begrenset av mellomstatlige avtaler mellom USA, Australia og de kommersielle enhetene. SILEX har blitt anslått å være en størrelsesorden mer effektiv enn eksisterende produksjonsteknikker, men igjen er det nøyaktige tallet klassifisert. I august 2011 søkte Global Laser Enrichment, et datterselskap av GEH, den amerikanske kjernefysiske reguleringskommisjonen (NRC) om tillatelse til å bygge et kommersielt anlegg. I september 2012 utstedte Flyktninghjelpen en lisens for GEH til å bygge og drive et kommersielt SILEX anrikningsanlegg, selv om selskapet ennå ikke hadde bestemt seg for om prosjektet ville være lønnsomt nok til å starte byggingen, og til tross for bekymring for at teknologien kunne bidra til kjernefysisk spredning .

Andre teknikker

Aerodynamiske prosesser

Skjematisk diagram over en aerodynamisk dyse. Mange tusen av disse små foliene vil bli kombinert i en anrikningsenhet.
Den røntgenbaserte LIGA- produksjonsprosessen ble opprinnelig utviklet ved Forschungszentrum Karlsruhe, Tyskland, for å produsere dyser for isotopanriking.

Aerodynamiske berikelse prosesser innbefatter de Becker stråledysen teknikker utviklet av EW Becker og tilknyttet ved hjelp av LIGA prosessen og den virvelrøret separasjonsprosessen. Disse aerodynamiske separasjonsprosessene avhenger av diffusjon drevet av trykkgradienter, og det samme gjør gassentrifugen. Generelt har de ulempen med å kreve komplekse kaskadesystemer av individuelle skilleelementer for å minimere energiforbruket. I virkeligheten kan aerodynamiske prosesser betraktes som ikke-roterende sentrifuger. Forbedring av sentrifugalkreftene oppnås ved fortynning av UF 6 med hydrogen eller helium som bærergass og oppnår en mye høyere strømningshastighet for gassen enn det man kunne oppnå ved bruk av rent uranheksafluorid. Den anriking av uran Corporation of South Africa (UCOR) utviklet og distribuert den kontinuerlige Helikon virvelseparasjonskaskade for høy produksjonshastighet lav anriking og den vesentlig forskjellig halvsats Pelsakon lav produksjonsrate høy anrikning kaskade både ved hjelp av en spesiell vortex tube separator utforming, og begge legemliggjort i industrianlegg. Et demonstrasjonsanlegg ble bygget i Brasil av NUCLEI, et konsortium ledet av Industrias Nucleares do Brasil som brukte separasjonsdyseprosessen. Imidlertid har alle metoder høyt energiforbruk og store krav til fjerning av spillvarme; ingen er foreløpig fortsatt i bruk.

Elektromagnetisk isotopseparasjon

Hovedartikkel: Calutron
Skjematisk diagram over uranisotopseparasjon i en kalutron viser hvordan et sterkt magnetfelt brukes til å omdirigere en strøm av uranioner til et mål, noe som resulterer i en høyere konsentrasjon av uran-235 (representert her i mørkeblå) i de indre kantene av strøm.

I den elektromagnetiske isotopseparasjonsprosessen (EMIS) fordampes metallisk uran først og deretter ioniseres til positivt ladede ioner. Kationene blir deretter akselerert og avbøyes deretter av magnetfelt på deres respektive samlingsmål. Et produksjonsskala massespektrometer kalt Calutron ble utviklet under andre verdenskrig som ga noen av 235 U som ble brukt til Little Boy -atombomben, som ble kastet over Hiroshima i 1945. Ordet "Calutron" gjelder riktig for en flertrinns enhet arrangert i en stor oval rundt en kraftig elektromagnet. Elektromagnetisk isotopseparasjon er i stor grad forlatt til fordel for mer effektive metoder.

Kjemiske metoder

En kjemisk prosess har blitt demonstrert til pilotanlegg, men ikke brukt til produksjon. Den franske CHEMEX-prosessen utnyttet en veldig liten forskjell i de to isotopenes tilbøyelighet til å endre valens i oksidasjon / reduksjon ved bruk av blandbare vandige og organiske faser. En ione-utvekslingsprosess ble utviklet av Asahi Chemical Company i Japan som gjelder tilsvarende kjemi, men bevirker separasjon på en proprietær harpiks ionebytter- kolonne.

Plasmaseparasjon

Plasmaseparasjonsprosess (PSP) beskriver en teknikk som bruker superledende magneter og plasmafysikk . I denne prosessen brukes prinsippet om ionesyklotronresonans for å aktivere 235 U-isotopen i et plasma som inneholder en blanding av ioner . Franskmennene utviklet sin egen versjon av PSP, som de kalte RCI. Midlene til RCI ble drastisk redusert i 1986, og programmet ble suspendert rundt 1990, selv om RCI fortsatt brukes til stabil isotopseparasjon.

Separat arbeidsenhet

Ytterligere informasjon: Separate arbeidsenheter

"Separat arbeid" - mengden separasjon utført ved en berikelsesprosess - er en funksjon av konsentrasjonen av råmaterialet, den berikede produksjonen og de utarmede avløpene; og uttrykkes i enheter som er beregnet slik at de er proporsjonale med den totale inngangen (energi- / maskinens driftstid) og med massen som behandles. Separat arbeid er ikke energi. Den samme mengden separasjonsarbeid vil kreve forskjellige mengder energi avhengig av effektiviteten til separasjonsteknologien. Separative arbeid måles i separative arbeidsenheter swu, kg SW, eller kg UTA (fra tysk Urantrennarbeit - bokstavelig uran separasjonsarbeid )

  • 1 SWU = 1 kg SW = 1 kg UTA
  • 1 kSWU = 1 tSW = 1 t UTA
  • 1 MSWU = 1 ktSW = 1 kt UTA

Kostnadsspørsmål

I tillegg til de separate arbeidsenhetene som tilbys av et anrikningsanlegg, er den andre viktige parameteren som skal vurderes massen av naturlig uran (NU) som er nødvendig for å gi en ønsket masse beriket uran. Som med antall SWUer, vil mengden matemateriale som kreves også avhenge av ønsket anrikningsnivå og av mengden 235 U som ender i utarmet uran. Imidlertid, i motsetning til antall SWUer som kreves under berikelse, som øker med synkende nivåer på 235 U i utarmet strøm, vil mengden NU som trengs reduseres med synkende nivåer på 235 U som ender i DU.

For eksempel er det i anrikingen av LEU for bruk i en lettvannsreaktor typisk for den anrikede strømmen å inneholde 3,6% 235 U (sammenlignet med 0,7% i NU) mens den utarmede strømmen inneholder 0,2% til 0,3% 235 U. For å produsere ett kilo av denne LEU vil det kreve omtrent 8 kilo NU og 4,5 SWU hvis DU-strømmen fikk lov til å ha 0,3% 235 U. På den annen side, hvis den utarmede strømmen bare hadde 0,2% 235 U, da det ville bare kreve 6,7 kilo NU, men nesten 5,7 SWU berikelse. Fordi mengden NU som kreves og antallet SWUer som kreves under berikelse endres i motsatte retninger, hvis NU er billig og anrikningstjenester er dyrere, vil operatørene typisk velge å la mer 235 U bli igjen i DU-strømmen, mens hvis NU er dyrere og berikelse er mindre, da ville de valgt det motsatte.

Nedblending

Det motsatte av berikelse er nedblanding; overskudd av HEU kan blandes ned til LEU for å gjøre den egnet til bruk i kommersielt kjernefysisk drivstoff.

HEU-råstoffet kan inneholde uønskede uranisotoper: 234 U er en mindre isotop som finnes i naturlig uran; under anrikingsprosessen øker konsentrasjonen, men forblir godt under 1%. Høye konsentrasjoner på 236 U er et biprodukt fra bestråling i en reaktor og kan være inneholdt i HEU, avhengig av produksjonshistorien. HEU behandlet fra produksjonsreaktorer for atomvåpenmateriale (med en 235 U-analyse på ca. 50%) kan inneholde 236 U-konsentrasjoner så høye som 25%, noe som resulterer i konsentrasjoner på ca. 1,5% i det blandede LEU-produktet. 236 U er en nøytrongift ; derfor må den faktiske 235 U-konsentrasjonen i LEU-produktet heves tilsvarende for å kompensere for tilstedeværelsen av 236 U.

Blandematerialet kan være NU, eller DU, men avhengig av råstoffkvalitet, kan SEU ved typisk 1,5 vekt% 235 U brukes som et blandemateriale for å fortynne de uønskede biproduktene som kan være inneholdt i HEU-tilførselen. Konsentrasjonen av disse isotopene i LEU-produktet kan i noen tilfeller overstige ASTM- spesifikasjonene for kjernefysisk drivstoff, hvis NU eller DU ble brukt. Så nedblanding av HEU kan generelt ikke bidra til avfallshåndteringsproblemet fra eksisterende store lagre av utarmet uran. For tiden forblir 95 prosent av verdens lagre av utarmet uran i sikker lagring.

En stor nedblendingsforetak kalt Megatons to Megawatts-programmet konverterer tidligere sovjetisk våpenklasse HEU til drivstoff for amerikanske kommersielle kraftreaktorer. Fra 1995 til midten av 2005 ble 250 tonn høyt beriket uran (nok til 10.000 stridshoder) resirkulert til lavanriket uran. Målet er å resirkulere 500 tonn innen 2013. Avviklingsprogrammet for russiske atomstridshoder sto for om lag 13% av det totale verdensbehovet for beriket uran frem til 2008.

The United States Enrichment Corporation har vært involvert i disponeringen av en del av de 174,3 tonn høyanriket uran (HEU) at den amerikanske regjeringen erklært som overskudd militært materiell i 1996. Gjennom den amerikanske HEU Downblending Program, dette HEU materiale, tatt primært fra demonterte amerikanske atomstridshoder, ble resirkulert til lavanriket uran (LEU) drivstoff, brukt av atomkraftverk for å generere elektrisitet.

Globale anrikningsanlegg

Følgende land er kjent for å drive anrikningsanlegg: Argentina, Brasil, Kina, Frankrike, Tyskland, India, Iran, Japan, Nederland, Nord-Korea, Pakistan, Russland, Storbritannia og USA. Belgia, Iran, Italia og Spania har en investeringsandel i det franske anrikningsanlegget Eurodif , hvor Irans eierandel gir 10% av den berikede uranproduksjonen. Land som tidligere hadde berikelsesprogrammer inkluderer Libya og Sør-Afrika, selv om Libyas anlegg aldri var i drift. Australia har utviklet en laserberikelsesprosess kjent som SILEX, som den har til hensikt å forfølge gjennom økonomiske investeringer i en amerikansk kommersiell satsing fra General Electric. Det er også blitt hevdet at Israel har et uranberikelsesprogram som ligger på Negev Nuclear Research Center- område nær Dimona .

Kodenavn

Under Manhattan-prosjektet fikk høykriket uran av våpen kvalitet kodenavnet legering , en forkortet versjon av Oak Ridge- legering, etter plasseringen av plantene der uranet ble beriket. Begrepet legering brukes fortsatt noen ganger til å referere til beriket uran.

Se også

Referanser

Eksterne linker