Збагачення урану

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

Збагачення урану — фізичний процес збільшення співвідношення вмісту ізотопу урану ²³⁵U до ²³⁸U. Ізотоп ²³⁸U, попри радіоактивність, — дуже стабільний ізотоп, не здатний до самостійної ланцюгової ядерної реакції на теплових нейтронах, на відміну від рідкісного ²³⁵U, який інтенсивно використовують в атомній промисловості та для створення ядерної зброї. Нині ²³⁵U є основним ядерним паливом, без нього неможливе одержання плутонію, який використовують 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.

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 UF₆ 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.^[1]

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

Наразі найактивніше технології замкнутого ядернопаливного циклу розвиваються в Росії.

На цей час успішно експлуатують 2 реактори на швидких нейтронах: БН-600 і БН-800 на Білоярській АЕС. Ведеться будівництво дослідно-демонстраційного центру з перероблення 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)^[2].

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	JNFL^[en]	150	75	75	?	75
США	USEC^[en]: Paducah & Piketon	5000	0	0	0	0
п о р	Разом	49000	51550	57073	61111	66700

Див. також

• Збагачення руд
• Збройовий плутоній

Примітки

1. УРАНОВА ПРОМИСЛОВІСТЬ [Архівовано 28 лютого 2009 у Wayback Machine.](рос.)
2. Замкнутый ядерный цикл. Как атомную энергетику можно сделать возобновляемой, и зачем. 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. [1]