Загрузить особенности ИМ Загрузить особенности ЭК

ПЕРЕЧЕНЬ ЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ, ОБОРУДОВАНИЯ И СПЕЦИАЛЬНЫХ НЕЯДЕРНЫХ МАТЕРИАЛОВ, НА ЭКСПОРТ КОТОРЫХ НЕ ТРЕБУЮТСЯ ЗАВЕРЕНИЯ СТРАНЫ-ПОЛУЧАТЕЛЯ

Приложение N 1

к Положению об экспорте и импорте

ядерных материалов, оборудования,

специальных неядерных материалов и

соответствующих технологий

Список изменяющих документов

(в ред. Постановлений Правительства РФ от 06.11.2008 N 806,

от 04.04.2018 N 407)

Исходный материал, указанный в пункте 1.1 Списка, предназначенный для использования в неядерной деятельности.

Специальный расщепляющийся материал, указанный в пункте 1.2 Списка, при использовании в граммовых количествах или менее в качестве чувствительного элемента в приборах.

Исходный или специальный расщепляющийся материал, указанный в пунктах 1.1 и 1.2 Списка, экспорт которого осуществляется в конкретную страну-получатель в течение календарного года в объеме менее следующих пределов:

специальный расщепляющийся материал – 50 эффективных г <*>

природный уран – 500 кг

обедненный уран – 1000 кг

торий – 1000 кг.

Нуклиды, указанные в пункте 1.3 Списка.

——————————–

<*> Для урана вес в эффективных граммах рассчитывается умножением веса урана в граммах на квадрат обогащения и делением на 10000.

Абзац утратил силу. – Постановление Правительства РФ от 04.04.2018 N 407.

Дейтерий, тяжелая вода (окись дейтерия) и любое другое соединение дейтерия, указанное в пункте 2.2.1 Списка, в количестве, не превышающем 200 кг атомов дейтерия для конкретной страны-получателя в течение календарного года.

Ядерно-чистый графит, указанный в пункте 2.2.2 Списка, и изделия из него, предназначенные только для использования в неядерной деятельности.

Реакторы нулевой мощности, определяемые как реакторы с проектным максимальным уровнем производства плутония, не превышающим 100 г в год, которые не могут быть модифицированы для производства более 100 г плутония в год.

Открыть полный текст документа

Уран обогащает – Газета Коммерсантъ № 173 (7135) от 24.09.2021

Инвестиционные фонды, резко увеличившие покупку природного урана, смогли поднять его стоимость до уровней лета 2012 года. Спотовая цена подскочила на 56% за два месяца и превысила $50 за фунт закиси-окиси урана. Основной драйвер роста — канадский Sprott, который активно пополняет запасы. Интерес к урану растет на фоне климатической повестки и возможного дефицита сырья, полагают эксперты. Однако аналитики не ждут дальнейшего увеличения цен, прогнозируя их снижение до $40. В «Росатоме» спокойно реагируют на скачки цен, не ожидая изменений в планах по добыче.

Биржевая стоимость природного урана (закись-окись урана, U3O8) за последние два месяца выросла на 56%. Спотовые цены за неделю, закончившуюся 22 сентября, увеличились до $50,25 за фунт. Рынок не видел таких котировок уже девять лет — с лета 2012 года. До аварии на АЭС «Фукусима-1» в марте 2011 года цены на уран взлетали вплоть до $130 за фунт, а после аварии на АЭС «Фукусима-1» обрушились, долгое время уран торговался ниже $30 за фунт. Цены постепенно начали расти в 2020 году из-за закрытия крупных урановых рудников (см. “Ъ” от 3 апреля 2020 года), но не достигали $40 даже на фоне сокращения предложения.

Основные потребители урана — атомные энергоблоки. АЭС покупают сырье у производителей по долгосрочным контрактам. На спотовом рынке уран приобретают в основном инвестиционные фонды. Согласно отчету «Казатомпрома» (23% мировой добычи), в первом полугодии 2021 года объем трансакций на спотовом рынке составил 35,3 млн фунтов U3O8, а на долгосрочном рынке — 28 млн фунтов U3O8.

Основная причина резкого роста цен — выход на спотовый рынок новых инвестфондов (“Ъ” писал об этой тенденции 4 июня). Крупнейший из них — новый фонд Sprott Physical Uranium Trust, созданный канадскими Uranium Participation Corporation и Sprott Inc. С августа он нарастил свои запасы с 19 млн до 28,6 млн фунтов U3O8.

Общий объем покупок на рынке за девять месяцев текущего года превышает 10 тыс. тонн урана, что составляет примерно 15% мирового спроса на уран со стороны АЭС и почти 40% годового объема спотового рынка, говорит Борис Синицын из «Ренессанс Капитала»

Основной объем пришелся как раз на август—сентябрь, когда фонд Sprott заявил о покупках урана на средства от размещения долей в урановом трасте среди инвесторов, отмечает аналитик.

«Рост цен на уран, который мы наблюдаем в последние недели, связан с активизацией финансовых институтов, привлекающих средства для долгосрочных инвестиций. Их интерес к урану, безусловно, связан с развитием атомной энергетики и растущим повсеместным осознанием ее важности для решения проблем в сфере климата и устойчивого развития»,— прокомментировали в АО «Техснабэкспорт» (входит в «Росатом»). Там не ожидают «какой-либо корректировки ранее сформированных планов по добыче». В компании отмечают, что «уран реализуется в основном в составе продукции высоких переделов, которая законтрактована на долгосрочной основе». Ценовая динамика влияет на бизнес крупных производителей урана по прошествии нескольких лет, которые требуются для отражения нового рыночного баланса в контрактах.

Фундаментальную поддержку росту цен оказывают прогнозы спроса: если сейчас 440 атомных блоков потребляют 79,5 тыс. тонн урана в год, то к 2030 году потребление превысит 100 тыс. тонн в год, говорит Сергей Гришунин из Национального рейтингового агентства. Подстегнули рост цен и заявления «Казатомпрома» о сохранении пониженных объемов производства до 2023 года, отмечает он.

«Но ожидать, что цены сохранятся на уровне $50, было бы слишком оптимистично,— полагает Сергей Гришунин.— Тем не менее уровни в $35–40 представляются вполне устойчивыми».

В «Техснабэкспорте» не исключают как последующей коррекции цен, так и того, что текущий или даже более высокий уровень цен — «новая нормальность» на урановом рынке, поскольку предшествующий период низких цен сформировал дефицит инвестиций, который сдерживает ввод новых мощностей. При этом на текущей неделе котировки уже немного просели: по данным на 23 сентября, цена составляет $49,5 за фунт, сообщили “Ъ” в агентстве UxC.

Полина Смертина

Доцент химического факультета МГУ прокомментировал планируемый ввоз в Россию регенерированного урана – Газета.Ru

29 октября 2021, 16:35

Кандидат химических наук, доцент химического факультета МГУ, заведующий лабораторией дозиметрии и радиоактивности окружающей среды Владимир Петров прокомментировал планируемый ввоз в Россию регенерированного урана.

Ранее на сайте французского отделения Гринпис сообщалось, что компания Orano заключила контракт с Росатомом на отправку в Россию свыше тысячи тонн отработанного урана с национальных АЭС.

«В средствах массовой информации появились сообщения о планируемом ввозе в Россию регенерированного урана. Это правда, но авторы этих сообщений ошибаются в том, что ввозимый материал – ядерные отходы, и их ввоз превращает Россию в подобие свалки. Такие утверждения невольно привлекают к себе внимание – ведь никто из нас не хочет жить на помойке. Но давайте разберемся без эмоций, в чем же дело», — отмечает он.

Петров пояснил, почему и зачем это делается. «Прежде всего, напомню, что отходами (даже по закону) называют те материалы, которые не могут быть использованы при современном уровне развития технологий. При этом, регенерированный уран – это сырье, причем сырье достаточно ценное. Это тот материал, который извлекается из отработавшего ядерного топлива после его выгрузки из реактора. Иначе говоря, это уран, который не сгорел в реакторе и который можно использовать повторно. Мало кто знает, но добыча урана из недр земли, из руды, его выделение, очистка и обогащение – достаточно дорогостоящие процессы. С другой стороны, есть уран в составе реакторного топлива», — отметил он.

Эксперт добавил, что прямая выгода ввоза такого урана в том, что можно извлечь несгоревшее сырье из отработавшего топлива и использовать его повторно.

«Не секрет, что природный уран – это радиоактивный элемент. Понятно, что и регенерированный уран также является радиоактивным, т.к. у урана просто нет стабильных изотопов. Но надо понимать, что регенерированный уран ни в коем случае не является отходом. Это действительно ценное сырье», — подчеркивает эксперт.

Кроме того, по его словам, мало кто в мире умеет обращаться с регенерированным ураном так, чтобы это было и безопасно, и экономически эффективно.

«В России такие технологии есть, они освоены в промышленном масштабе и успешно применяются. Достаточно сказать, что все реакторы типа РБМК, которые эксплуатируются сейчас в России, питаются топливом, изготовленным из регенерированного урана. А это примерно 10 ГВт – мощность, достаточная для электроснабжения нескольких городов-миллионников. Есть планы по переводу на регенерированный уран также и реакторов типа ВВЭР. Одним словом, использование регенерированного урана – рационально и выгодно», — пояснил он.

«Именно поэтому регенерированный уран везут в Россию: мы умеем с ним работать, и знаем, как его грамотно использовать», — заключил Владимир Петров.

Природный уран – обзор

Открытие и восстановление

1930-е годы были десятилетием открытий структуры ядра атома. Нейтроны с нулевым зарядом и массой, почти такой же, как у протона, оказались плотно упакованными в ядрах атомов. Изотопы многих элементов были приготовлены путем помещения образца в поток нейтронов, ядро ​​изменяется с захватом одного или нескольких нейтронов (образующих изотоп) без изменения сбалансированного заряда протонов и электронов (без изменения химического состава атом).

Именно во время этих экспериментов облучение урана привело к образованию бария. Было высказано предположение, что ядро ​​урана расщепляется на два ядра, одним из которых был барий, обнаруженный в эксперименте. Новые атомные ядра отталкивались друг от друга с выделением энергии около 200 МэВ. Это событие также произвело импульс быстрых нейтронов. Термин деление ядер был придуман для описания этого процесса [26].

Огромное выделение энергии плюс выброс двух или трех нейтронов высокой энергии предполагал, что надлежащее количество и конфигурация урана-235 может поддерживать цепную реакцию.В результате высвобождение энергии будет очень быстрым и вызовет взрыв, намного более мощный, чем любое химическое взрывчатое вещество. Лиза Мейтнер и Отто Хан (февраль 1939 г.) написали статью в Nature, описывающую деление, незадолго до начала Второй мировой войны – вскоре после этого все ядерные исследования были классифицированы Совершенно секретно . Замечательные разработки в течение ядерного десятилетия 1940-х годов были направлены на создание ядерного оружия, при этом все исследования и разработки проводились под этой строгой завесой военной тайны.

Первое производство плутония

Природный уран состоит из двух первичных изотопов, 99,27% U-238 и 0,71% U-235, и было известно, что изотоп 235 будет делиться. Изотопное разделение сложно, и производство расщепляющегося U-235 в количестве, достаточном для создания ядерного оружия, было сложной технологической задачей.

В январе 1941 года Глен Сиборг и его коллеги сообщили об открытии нового элемента, плутония-239, производимого нейтронным захватом изотопа U-238 [27].Каннингем и Вернер облучали нейтронами образец природного урана. Они обнаружили, что осадок фторида лантана, LaF ₃ , был эффективным переносчиком плутония, делающим возможным разделение [28]. В результате этой процедуры разделения были получены первые несколько микрограммов металла Pu-239, использованных для определения его сечения деления примерно на 50% больше, чем у U-235. Это сделало плутоний привлекательной альтернативой U-235 в качестве оружейного материала.

Продолжившаяся лабораторная подготовка плутония дала около 20 мкг (микрограмм) металла, используемого для определения его радиологических свойств, степени химического окисления и оценки его физических свойств.

Угроза того, что Германия может разработать ядерное оружие, убедила президента Рузвельта в том, что армия должна нести ответственность за новую программу создания ядерного оружия. В июне 1942 г. было сформировано новое подразделение, получившее название «Манхэттенский округ» [29]. В рамках этого проекта было пять строительных площадок. Между группами было мало обмена информацией о задачах, и безопасность, должно быть, была хорошей. Одним из критериев масштабности этого секретного проекта является то, что в мае 1943 г. общая численность персонала на объекте в Хэнфорде превысила 40 000 человек [30].

Группа под руководством Энрико Ферми успешно продемонстрировала, что цепная ядерная реакция может поддерживаться с использованием матрицы из природного урана, помещенной в стопку графитовых кирпичей (ядерная стопка) [31]. Изначально котел работал при мощности 0,5 Вт, а 12 декабря 1942 г. был увеличен до 200 Вт тепловой энергии. Было ясно, что металлическое урановое топливо в таком реакторе постоянно подвергается воздействию нейтронов деления, которые производят плутоний, когда нейтрон захватывается реактором. Атом U-238.

Эта успешная демонстрация ядерного реактора послужила причиной решения профинансировать секретный проект района Манхэттен по производству плутония для ядерного оружия. Планируется построить ядерную установку для производства килограммов плутония с использованием известных данных и инженерного масштабного коэффициента 10 ⁹ . Этот ядерный реактор для производства плутония будет вырабатывать около 250 мегаватт тепловой энергии. Для этого плутониевого завода было выбрано удаленное место недалеко от Хэнфорда в восточной части Вашингтона с близлежащей рекой Колумбия.Строительство велось еще до того, как стали известны химические операции по извлечению плутония из облученного уранового топлива.

Было рано признано, что будет легче создать атомную бомбу с использованием плутония, чем с U-235. Химическая очистка плутония от урана была намного проще, чем физическое отделение U-235 от U-238 (природного урана). Кроме того, большее сечение деления ослабило ограничения на концентрацию и конфигурацию при изготовлении бомбы. По этой причине усилия по нераспространению, как правило, сосредоточены на ограничении доступа к плутонию и попытках помешать странам эксплуатировать котлы / реакторы, способные преобразовывать U-238 в плутоний.

В лабораторных методах извлечения использовалась экстракция эфиром и образовался студенистый осадок LaF ₃ , что явно не лучший выбор для крупномасштабного производства плутония. Опасность химического взрыва при использовании эфира и проблемы коррозии при использовании водных фторидов рекомендуются альтернативы. Осаждение оставалось методом выбора для процесса разделения, потому что он предлагал быстрое развитие в больших масштабах. В начале 1943 г. С. Г. Томпсон показал, что осадок BiPO ₄ сильно несут Pu ⁺⁴ [32].Осадок кристаллический и легко собирается фильтрацией или центрифугой. Этот метод был выбран для производства плутония.

Строятся реакторы для производства плутония в Хэнфорде, основанные на физике цепной ядерной реакции, но без металлического плутония, чтобы продемонстрировать, что его можно заставить взорваться. Масштаб проекта можно представить по ядерным реакторам в Хэнфорде, которые состояли из 1200 тонн чистого графита, содержащего около 250 тонн урановых снарядов, каждый из которых состоял из нескольких килограммов урана, запечатанных в алюминиевом контейнере.Заглушки топлива помещались в горизонтальные алюминиевые трубки, проходящие через графит. Охлаждающая вода прокачивалась по трубкам для отвода тепловой энергии (тепла).

Производство плутония длилось 100 дней, в результате чего около 1/4000 атомов U-238 превратилось в U-239. Урановые пробки выталкивались из реактора с новым топливом, чтобы начать следующий цикл облучения. Облученный уран хранился под водой для удаления тепла распада продуктов деления и обеспечения биологической защиты от гамма-излучения, производимого радиоактивным распадом.

Шаги, показанные на рис. 8.32 для образования плутония из U-238, теперь хорошо известны. Нейтронный захват ядра U-238 приводит к немедленному высвобождению гамма-лучей и полной энергии, соответствующей BE нейтрона. Новый атом U-239 имеет период полураспада 23,5 мин и распадается, высвобождая бета-частицу с образованием нептуния 239 (Np-239). Np-239 имеет период полураспада 2,35 дня и распадается с высвобождением бета-частицы с образованием Pu-239. Плутоний также распадается с высвобождением альфа-частицы, но период полураспада плутония составляет 24 400 лет, что делает его относительно стабильным атомом [33].

Рисунок 8.32. Конверсия U-238 в Pu-239.

Извлечение плутония началось с удаления алюминиевых банок, закрывающих топливные пробки (растворяющиеся механически или химически). Твэлы, содержащие уран, плутоний и продукты деления, растворялись в азотной кислоте. Плутоний в растворе был восстановлен до состояния +4 и осажден BiPO ₄ . Уран находился в растворе с использованием сульфат-иона SO4-2 с образованием растворимого иона урана. Эта стадия отделения отделила очень небольшое количество плутония от урана и большей части продуктов деления.Часть продуктов деления осталась с плутонием. Растворение осадка плутоний-BiPO ₄ и окисление плутония до состояния +6, растворимого в кислотном растворе, дает почти чистый плутоний. Примеси оставались нерастворимыми и отделялись с осадком. Плутоний в растворе снова был восстановлен до состояния +4, и цикл осаждения повторился два раза, причем извлеченный плутоний закончился конечным раствором кислоты. За третьим циклом осаждения BiPO ₄ следует цикл с использованием LaF ₃ для удаления последних следов продуктов деления [34].

Примечательно, что после всех этих этапов извлечение плутония превысило 95%, а коэффициент дезактивации плутониевого продукта превысил 10 ⁷ . Это можно было считать удачей, поскольку решение об использовании процесса осаждения BiPO ₄ было принято задолго до того, как стала известна химия плутония – «снимаем шляпу» перед пониманием ученых, работающих над проектом.

В «ускоренном» военном графике игнорировались некоторые недостатки процесса.Пакетный процесс всегда требует внимательного внимания оператора. Из-за количества технологических химикатов образовался большой объем высокоактивных жидких отходов, которые до сих пор хранятся в огромных резервуарах на территории Хэнфорда и представляют собой проблему обращения с отходами времен Второй мировой войны. Почти весь уран остался в потоке отходов, и для отделения урана от продуктов деления требуются дополнительные стадии обработки.

Есть дополнительная трудность при работе с облученным ураном.Все операции на реакторе и химическая обработка должны выполняться за защитой от излучения, чтобы защитить персонал станции от высокоэнергетического гамма-излучения, образующегося при распаде продуктов деления. Механические манипуляторы были разработаны для предоставления удаленных услуг по эксплуатации и техническому обслуживанию оборудования, работающего с облученным топливом. Аудит 1945 года показал, что завод по производству плутония в Хэнфорде стоил более 300 миллионов долларов (1945 долларов) [35]. Когда мы включаем завод по обогащению урана в Ок-Ридже, штат Теннесси, объект разработки оружия в Лос-Аламосе.NM, металлургическая лаборатория в Чикаго, Манхэттенский проект представляет собой самый амбициозный, дорогостоящий и успешный научно-исследовательский проект в истории.

Процесс PUREX – Производство плутония в период холодной войны

Подписание документов о капитуляции Германии и Японии было завершено в августе 1945 года, и окончание Второй мировой войны принесло нации “вздох облегчения”. Военнослужащие быстро вернулись к частной жизни. Это было верно и для многих ученых и технических специалистов, работающих над Манхэттенским проектом.Преимущество обладания самым мощным оружием было очевидным, но власть над программой была передана от армии (вооруженных сил) новому гражданскому комитету – Комиссии по атомной энергии. Производство плутония продолжалось под контролем Комиссии по атомной энергии (AEC).

Первый ядерный взрыв в Советском Союзе в 1949 году не стал большой неожиданностью. Речь Уинстона Черчилля «Железный занавес» в марте 1946 года определенно предупредила об агрессивном отношении Сталина, которое привело Советский Союз к его союзникам во Второй мировой войне.Это знаменует начало длительной холодной войны, которая длилась несколько десятилетий.

Холодная война гарантировала, что вооруженные силы потребуют дополнительного производства плутония. Противоточная экстракция была зрелой технологией, когда для извлечения и очистки плутония был выбран периодический процесс. Эксплуатация линии непрерывной экстракции более сложна, чем периодический процесс, и на разработку процесса было мало времени. Периодический процесс производства фосфата висмута продолжался до 1951 года.

Источником плутония будет природный уран, облученный в реакторах с графитовым замедлителем в Хэнфорде, Вашингтоне, и в более новых реакторах, построенных в Саванна-Ривер, Южная Каролина. Время облучения оставалось коротким – около 1/4000 для атомов U-238, преобразованных в плутоний. Для любого предлагаемого процесса разделения было три основных требования:

1.

Весь плутоний должен быть извлечен как материал оружейного качества.

2.

Уран должен быть извлечен практически без радиоактивных продуктов деления.

3.

Масса потока отходов продуктов деления должна быть значительно снижена (настолько мала, насколько это возможно).

Содержание радиоактивных продуктов деления в уране и плутонии было установлено примерно на уровне естественного урана, поэтому с этими металлами можно было обращаться и обрабатывать без громоздкой защиты от гамма-излучения.

В 1945 году было известно, что три-н-бутилфосфат (ТБФ) может быть использован в качестве экстрагирующего агента для ядерного топлива [36].Процесс PUREX ( P лутоний- UR anium- EX тяга) был разработан для удаления продуктов деления, источника практически всего гамма-излучения в продуктах урана и плутония, требующих коэффициента разделения 10 ^{. 6} –10 ⁷ . Токсичность плутония, вдыхаемого или проглоченного, требовала, чтобы отделение плутония от урана было установлено на уровне 10 ⁸ . Небольшое количество урана в плутонии не считалось проблемой. Извлечение как урана для рециркуляции, так и плутониевого продукта должно было составить 99 ⁺ %.Эти технические требования к процессу разделения намного превосходили самые высокие стандарты промышленной практики того времени.

Поскольку процесс PUREX был разработан для замены периодического процесса с фосфатом висмута, исходное облученное урановое топливо было таким же. Первым шагом было химическое удаление алюминиевых банок с пробок уранового топлива, а затем растворение топлива в горячей азотной кислоте. PH и концентрацию металла в этом питающем растворе регулировали так, чтобы максимизировать растворимость плутония и урана в фазе органического экстракта.Этот питательный раствор поступил в центр первой линии экстракции.

Первая экстракция отделила плутоний и уран от продуктов деления. Органический экстракционный растворитель представлял собой номинальный 30 (об.)% ТБФ в парафиновом углеводороде (во многом похожем на керосин), который дает хорошие характеристики текучести на контактных стадиях жидкостной экстракции. Органический растворитель поступает с одного конца линии экстракции, при этом первая контактная ступень удаляет все, кроме следов урана и плутония, из кислотной (водной) фазы, содержащей продукты деления.Раствор ТВР продолжает загружать U и Pu на каждой стадии, пока не достигнет стадии подачи. Затем 2–3-молярная азотная кислота подается на другой конец линии экстракции и очищает металлы продуктов деления от фазы ТБФ. Время контакта между ТБФ и кислотной фазой, содержащей продукты деления, было коротким, чтобы свести к минимуму повреждение органической фазы гамма-излучением. Кислотный раствор поступает в блок регенерации азотной кислоты, который восстанавливает значения азотной кислоты, удаляет воду и концентрирует раствор продуктов деления для хранения.

Вторая линия экстракции принимает поток растворителя ТБФ, с одного конца которого подается разбавленная азотная кислота, содержащая химические вещества, восстанавливающие плутоний до кислоторастворимого состояния Pu ⁺³ . Свежий ТБФ подается на другой конец линии для удаления следов урана, попавшего в кислотный поток, который теперь содержит плутоний. Эта стадия экстракции завершает отделение большой фракции урана от малой фракции плутония.

Уран выпускается из ТВР с помощью очистной линии с использованием разбавленной кислоты.Очищенный ТБФ идет на регенерацию растворителя и очищается для повторного использования. Вода испаряется из разбавленной кислоты, содержащей уран. Уровень pH регулируется, и уран экстрагируется с помощью противоточной кислотной скраба TBP для удаления следов плутония и продуктов деления. Отработанная азотная кислота идет на регенерацию азотной кислоты, а отходы продуктов деления, включая следы плутония, идут на концентрацию отходов.

Уран извлекается из ТВР с помощью очень разбавленной азотной кислоты.ТБФ рециркулируют, а раствор урана выпаривают. Перед этапами производства конечного уранового продукта, раствора нитрата урана или денитрации с образованием UO ₃ может быть заключительный этап «полировки» урана.

Плутоний, оставшийся в кислотном растворе, окисляется до состояния Pu ⁺⁴ , и центр подается в экстрактор, который собирает плутоний в фазе ТБФ и оставляет примеси в кислотной фазе. Фаза ТВР поступает в отпарную колонну разбавленной кислоты для извлечения продукта в виде раствора нитрата плутония.Обычно существует стадия полировки продукта плутонием для достижения максимальной чистоты продукта. Отпаренная органическая фаза ТБФ и водная кислотная фаза рециркулируют для восстановления значений азотной кислоты, обновления органической фазы и уменьшения объема потока отходов.

Существует несколько вариантов общих этапов разделения, описанных выше. Первый технологический завод PUREX по производству оружейного плутония был расположен на заводе AEC в Саванна-Ривер и начал производство в ноябре 1954 г. [37].После этой успешной демонстрации в январе 1956 года на заводе в Хэнфорде начал работать еще один завод. Улучшение работы процесса PUREX продолжалось с учетом опыта эксплуатации.

Требования к высокочистому плутонию и урану сделали разработку процесса PUREX реальной проблемой технологии разделения. Добавьте к этому требования к безопасности персонала, защите от токсичности тяжелых металлов и непрерывному гамма-излучению от продуктов деления. Инженерная задача включала разработку механических манипуляторов для выполнения всех технологических операций и задач по обслуживанию оборудования, защищенного радиационной защитой.Эта технология была разработана для военных и является основой модифицированного PUREX для переработки отечественного отработавшего ядерного топлива.

Процесс PUREX – отечественное отработавшее топливо

Первые ядерные реакторы, предназначенные для выработки электроэнергии, были установлены на атомных подводных лодках. Такой реактор должен обеспечивать электрическую и тепловую мощность, необходимую для поддержания экипажа под водой в течение длительного времени, а затем обеспечивать дополнительную регулируемую мощность, необходимую во время боевых маневров. Общая масса и размер реактора должны соответствовать подводной лодке и защищать экипаж от гамма-излучения продуктов деления.Эти конструкции реакторов, состав и конфигурация ядерного топлива были классифицированы военными как «Совершенно секретно». Эти реакторы строили гражданские подрядчики, и их инженеры увидели возможность и были поощрены распространить эту технологию на гражданское производство электроэнергии в рамках Инициативы «Атом для мира».

Ядерные реакторы для внутреннего производства электроэнергии были спроектированы для обеспечения базовой мощности, непрерывной работы на проектной мощности электростанции в течение длительных периодов между перегрузкой топлива и остановками для технического обслуживания механического оборудования.Двумя конструкциями, широко принятыми и развернутыми в Соединенных Штатах, были реакторы BWR и PWR. Топливом для этих реакторов является оксид урана, слегка обогащенный до 2,6–4% по U-235.

Оксидное топливо урана промышленно производится в виде небольших цилиндрических таблеток диаметром около 12–13 миллиметров и такой же длины. Эти окатыши загружаются в металлические трубы (наружный диаметр около 1 см), первоначально из нержавеющей стали, но вскоре замененные циркалоем (в основном чистым цирконием, легированным оловом, никелем, хромом и железом).Торцевые крышки на каждом конце трубы приварены, чтобы изолировать урановое топливо и все продукты деления (газы и твердые частицы) от воды в реакторе. Часто в этих трубках создается давление гелия для улучшения теплопередачи от топливных таблеток к стенке трубки. Циркалой имеет низкое поперечное сечение захвата нейтронов, устойчив к коррозии и быстро становится предпочтительным материалом для этого применения [38].

Топливные трубки для типичного PWR закреплены в топливной сборке, состоящей из массива топливных трубок 15 × 15, закрепленных на месте, с пространством для циркуляции воды под давлением для отвода тепла и для использования в качестве замедлителя нейтронов (для замедления нейтронов. ).Такая тепловыделяющая сборка имеет длину около 4 метров и вес около 658 кг. Он содержит около 523 кг оксида урана (461 кг металлического урана). Каждая тепловыделяющая сборка содержит 135 кг циркалоя и метизов [39]. Эти тепловыделяющие сборки содержат отработавшее ядерное топливо, которое является сырьем для переработки отработавшего топлива.

Состав отработавшего топлива определяется исходным составом топлива и радиационной историей тепловыделяющей сборки. В течение энергетического цикла топлива образуются три источника радиоизотопов:

•

Продукты деления, образующиеся при расщеплении делящихся элементов, исходный U-235 и Pu-239, образующийся при захвате нейтронов U-238 в топливе во время топливного цикла)

•

Трансурановые элементы, образующиеся в результате захвата нейтронов (нептуний, плутоний, америций и кюрий)

•

Продукты активации, образующиеся при воздействии атомы к сильному полю излучения в реакторе.

Сразу после остановки реактора топливо будет содержать более 350 нуклидов, многие из которых имеют очень короткие периоды полураспада, которые распадаются за секунды или минуты [40]. Эти процессы радиоактивного распада производят тепловую энергию (тепло) и гамма-излучение, которыми необходимо управлять при хранении отработавших топливных элементов.

Например, рассмотрим реактор, который работает с сжиганием топлива до 30 000 мегаватт-дней на тонну (1000 кг) металлического урана в топливе. Сразу после остановки эти тепловыделяющие элементы будут производить почти 2000 кВт тепловой энергии и радиоактивность нуклидов около 2 × 10 ⁸ кюри на тонну.Топливные сборки хранятся в глубоком бассейне с водой (содержащем растворимый бор, поглотитель нейтронов), расположенном на каждой электростанции, где отводится тепловая энергия, а вода служит радиационной защитой [41]. Выделение тепловой энергии и гамма-излучение уменьшаются со временем по мере распада каждого радиоактивного изотопа, и через 10 лет выделение тепловой энергии составляет около 1,1 кВт, а радиоактивность составляет около 3,9 × 10 ⁵ кюри на тонну. Выделение тепловой энергии все еще слишком велико для изолированного подземного хранения.Гамма-излучение требует громоздкой биологической защиты для защиты людей, перевозящих отработавшее топливо в любое удаленное хранилище или место переработки.

Как уран превращается в ядерное топливо

Уран является основным топливом для ядерных реакторов, и его можно найти во многих местах по всему миру. Для производства топлива уран добывается и проходит очистку и обогащение перед загрузкой в ​​ядерный реактор.

Таблетки ядерного топлива, каждая гранула – размером не больше кубика сахара – содержит столько же энергии, сколько тонна угля (Изображение: Казатомпром)

Добыча урана

Уран содержится в небольших количествах в большинстве горных пород и даже в морской воде.Урановые рудники работают во многих странах, но более 85% урана производится в шести странах: Казахстане, Канаде, Австралии, Намибии, Нигере и России.

Исторически традиционные шахты (например, открытый или подземный) были основным источником урана. После добычи руда измельчается в мельнице, куда добавляется вода для получения суспензии из мелких частиц руды и других материалов. Суспензию выщелачивают серной кислотой или щелочным раствором для растворения урана, оставляя нерастворенными оставшуюся породу и другие минералы.

Однако более половины урановых рудников в мире в настоящее время используют метод, называемый выщелачиванием на месте, когда добыча осуществляется без какого-либо серьезного нарушения грунта. Вода, вводимая с кислородом (или щелочью, кислотой или другим окислительным раствором), циркулирует через урановую руду, извлекая уран. Затем урановый раствор перекачивается на поверхность.

Раствор урана из рудников затем отделяется, фильтруется и сушится с получением концентрата оксида урана, часто называемого «желтым кеком».

«Yellowcake» – один из первых шагов на пути к производству ядерного топлива (Изображение: Казатомпром)

Обогащение

Подавляющее большинство ядерных энергетических реакторов используют в качестве топлива изотоп уран-235; однако он составляет всего 0,7% добытого природного урана и, следовательно, должен быть увеличен с помощью процесса, называемого обогащением. Это увеличивает концентрацию урана-235 с 0,7% до 3–5%, что является уровнем, используемым в большинстве реакторов.

Небольшое количество реакторов, в первую очередь реакторы CANDU из Канады, работают на природном уране, который не требует обогащения.

Процесс обогащения требует, чтобы уран находился в газообразной форме. Это достигается с помощью процесса, называемого конверсией, когда оксид урана превращается в другое соединение (гексафторид урана), которое представляет собой газ при относительно низких температурах.

Гексафторид урана подается в центрифуги с тысячами быстро вращающихся вертикальных трубок, которые отделяют уран-235 от более тяжелого изотопа урана-238.Центрифуги разделяют уран на два потока: один поток обогащается ураном-235; другой состоит из «хвостов», содержащих более низкую концентрацию урана-235 и известных как обедненный уран (DU).

Группа центрифуг на обогатительной фабрике (Изображение: Urenco)

Производство ядерного топлива

Обогащенный уран транспортируется на завод по изготовлению топлива, где он превращается в порошок диоксида урана. Затем из этого порошка прессуют маленькие топливные гранулы и нагревают до твердого керамического материала.Затем таблетки вставляются в тонкие трубки, известные как топливные стержни, которые затем группируются вместе, образуя топливные сборки. Количество топливных стержней, используемых для изготовления каждой тепловыделяющей сборки, колеблется от примерно 90 до более 200, в зависимости от типа реактора. После загрузки топливо обычно остается в активной зоне реактора в течение нескольких лет.

Ядерное топливо в виде порошка и таблеток (Изображение: Urenco)

Около 27 тонн урана – около 18 миллионов топливных таблеток, размещенных в более чем 50 000 топливных стержнях – требуется каждый год для реактора с водой под давлением мощностью 1000 МВт (эл.).Напротив, угольной электростанции эквивалентного размера требуется более двух с половиной миллионов тонн угля для производства такого же количества электроэнергии.

Топливная сборка, обычно длиной несколько метров, может годами находиться в реакторе, производя огромное количество низкоуглеродной электроэнергии (Изображение: Framatome)

Вас также может заинтересовать

обедненного урана | МАГАТЭ

10.Как уран и DU могут причинить вред людям? Связаны ли DU или уран с раком человека?

В достаточных количествах уран, который проглатывается или вдыхается, может быть вредным из-за его химической токсичности. Как ионы ртути, кадмия и других тяжелых металлов, избыток ионов уранила угнетает функцию почек (то есть влияет на почки). Высокие концентрации в почках могут вызвать повреждение и, в крайних случаях, почечную недостаточность. Общий медицинский и научный консенсус состоит в том, что в случаях высокого потребления уран, скорее всего, станет проблемой химической токсикологии, прежде чем он станет проблемой радиологии.Поскольку уран умеренно радиоактивен, попадая в организм, он также облучает органы, но основное воздействие на здоровье связано с его химическим воздействием на функции организма.

Во многих странах существующие пределы профессионального облучения растворимых соединений урана связаны с максимальной концентрацией 3 мкг урана на грамм ткани почек. Любые эффекты, вызванные воздействием этих уровней на почки, считаются незначительными и временными. Текущие методы, основанные на этих ограничениях, по-видимому, обеспечивают адекватную защиту работников урановой промышленности.Чтобы гарантировать, что эта концентрация в почках не будет превышена, законодательство ограничивает долгосрочные (8 часов) концентрации растворимого урана в воздухе рабочего места до 0,2 мг на кубический метр и краткосрочные (15 минут) до 0,6 мг на кубический метр.

Как и любой радиоактивный материал, существует риск развития рака в результате воздействия радиации, исходящей от природного и обедненного урана. Предполагается, что этот риск пропорционален полученной дозе. Пределы радиационного облучения рекомендованы Международной комиссией по радиологической защите (МКРЗ) и приняты в Основных нормах безопасности МАГАТЭ.Предел годовой дозы для человека из населения составляет 1 мЗв, а соответствующий предел для радиационного работника – 20 мЗв. Предполагается, что дополнительный риск смертельного рака, связанный с дозой 1 мЗв, составляет примерно 1 на 20 000. Это небольшое увеличение пожизненного риска следует рассматривать в свете риска развития смертельного рака у каждого пятого человека. Следует также отметить, что рак может проявиться только через много лет после воздействия радиоактивного материала.

Можно оценить, какое количество DU может подвергнуться воздействию человека до того, как будут превышены указанные выше химические и радиологические пределы.В таблице ниже показано, сколько обедненного урана необходимо будет вдохнуть или проглотить, чтобы концентрация в почках составила 3 ​​мкг на грамм почек (предел химической токсичности) или доза 1 мЗв (предел дозы излучения). Эти значения были рассчитаны с использованием биокинетических моделей, рекомендованных в настоящее время Международной комиссией по радиологической защите (МКРЗ). Значения были рассчитаны для двух типов соединений урана: «умеренно растворимых» соединений, таких как UO ₃ и U ₃ O ₈ , и «нерастворимых» соединений, таких как UO ₂ .

Следует иметь в виду, что количества, необходимые для достижения концентрации в почках 3 мкм на грамм, будут больше, если прием будет осуществляться в течение более длительного периода времени, поскольку это даст почкам больше времени для выведения DU.Таблица показывает, что для приема внутрь DU предел химической токсичности 3 мкг на грамм ткани почек требует меньшего поступления, чем радиологический предел (для представителей населения) в 1 мЗв. При вдыхании аэрозоля с DU происходит обратное.

Помимо радиологической опасности, связанной с изотопами урана, существует также потенциальный риск, связанный с другими радионуклидами, которые образуются в результате радиоактивного распада изотопов урана и которые могут быть обнаружены в принимаемой пище или во вдыхаемом воздухе.Значения в таблице выше были рассчитаны с учетом накопления этих радионуклидов внутри тела, но не включают вклад этих радионуклидов в проглоченную пищу или во вдыхаемый воздух.

Другой потенциально вредный эффект связан с внешним воздействием радиации, испускаемой изотопами урана. Основное излучение, излучаемое изотопами урана, – это альфа-частицы (ядра гелия). Диапазон этих альфа-частиц в воздухе составляет порядка одного сантиметра, в то время как в случае ткани они едва могут проникнуть через внешний мертвый слой кожи.Для сравнения, бета-частицы (электроны) способны проникать примерно через сантиметр ткани, в то время как гамма-излучение (фотоны высокой энергии) может проходить через тело. Следовательно, потенциальный риск от внешнего воздействия изотопов урана чрезвычайно низок, если уран не попадает непосредственно в организм (например, через рану). Более того, поскольку альфа-частицы не могут перемещаться очень далеко от источника, человек может подвергнуться облучению только при непосредственном контакте с изотопами урана. Однако это не относится к природному урану, где люди также подвергаются более проникающему воздействию бета- и гамма-излучения, испускаемого продуктами распада урана, которые обычно находятся в равновесии с изотопами урана.В случае DU единственными присутствующими бета-испускающими продуктами распада являются Th-234, Pa-234m и Th-231, каждый из которых излучает гамма-излучение низкой интенсивности, и, таким образом, риск внешнего воздействия DU значительно ниже, чем для DU. воздействие природного урана.

Был проведен ряд исследований рабочих, подвергшихся воздействию урана (см. Вопрос 8), и, несмотря на то, что некоторые рабочие подвергались воздействию большого количества урана, нет никаких доказательств того, что природный уран или DU являются канцерогенными. Отсутствие доказательств наблюдается даже в случае рака легких после вдыхания урана.В качестве меры предосторожности для оценки риска и установления пределов доз предполагается, что DU потенциально канцерогенный, но отсутствие доказательств определенного риска рака в исследованиях, проведенных на протяжении многих десятилетий, является значительным и должно рассматривать результаты оценок в перспективе.

Радиационные свойства урана

(последнее обновление 1 мая 2021 г.)

Введение · Соединения урана · Литература

> см. также:

Уран – металл высокой плотности (18.9 г / см ³ ). Земная кора содержит в среднем около 3 частей на миллион (= 3 г / т) урана, а морская вода – около 3 частей на миллиард (= 3 мг / т).

• Уран природного происхождения состоит из трех изотопов: U-238 (более 99%), U-235 и U-234, каждый из которых радиоактивен и имеет очень длительный период полураспада, т.е. очень медленно распадается.
• U-238 и U-235 являются родительскими нуклидами двух независимых серий распада, в то время как U-234 является продуктом распада серии U-238.
• Только U-235 (содержится в природном уране на 0.711 мас.%, Или 0,72 ат.%) Расщепляется и, следовательно, может выделять энергию в ядерном реакторе деления.

> см. также: Калькулятор смеси нуклидов (преобразование массы / активности) · Программа просмотра ядерных данных

> См. Также: Калькулятор распада урана · Универсальный калькулятор распада · Программа просмотра ядерных данных
> См. Также: Конвертер единиц: Удельная активность <-> период полураспада · Распад <-> период полураспада · Время распада <->

В природном уране, содержащемся в ненарушенном месторождении урановой руды, эти цепочки распада обычно находятся в вековом равновесии.Это означает, что в 1 г природного урана (почти) каждый нуклид серии U-238 имеет активность 12 356 Бк, а каждый нуклид серии U-235 – 568 Бк.

На различных этапах производства ядерного топлива равновесие нарушается:

• Химическое разделение урана (например, на урановой мельнице) удаляет продукты распада, при этом изотопный состав урана остается неизменным. Однако через несколько месяцев короткоживущие продукты распада Th-234, Pa-234m и Th-231 снова увеличиваются.Таким образом, в большинстве практических ситуаций необходимо учитывать и их наличие. Все дальнейшие продукты распада требуют тысячелетий для роста, и поэтому ими можно пренебречь в большинстве практических ситуаций.
• Обогащение урана (например, на центрифужной установке) изменяет изотопный состав урана, увеличивая концентрацию U-235 в потоке продукта и одновременно снижая его концентрацию в потоке отходов (обедненный уран или хвосты).

Изотопы урана (U-238, U-235 и U-234) и многие продукты распада в основном излучают альфа-излучения и лишь небольшое количество гамма-излучения, в то время как некоторые продукты распада в основном излучают бета-излучения .Два бета-излучателя (Pb-214 и Bi-214), кроме того, являются основным источником гамма-излучения .

Альфа-излучение

• Альфа-излучение – это излучение частиц ближнего действия. При включении он оказывает сильное воздействие на органические вещества.

Бета-излучение

• Бета-излучение – это излучение частиц с ограниченным радиусом действия.В основном он представляет опасность внешнего радиационного облучения. Кроме того, он может вызывать рентгеновское излучение при взаимодействии с веществом (тормозное излучение).

Гамма-излучение

• Гамма-излучение – это проникающее дальнодействующее электромагнитное излучение. Он представляет опасность внешнего радиационного облучения.

Альфа-излучение, испускаемое при распаде урана, может инициировать реакцию альфа-нейтронов в некоторых из более легких элементов, содержащихся в соединении урана (в частности, фтор в UF ₆ или кислород в UO ₂ или U _3). O ₈ ), превращая одни нуклиды в другие, испуская нейтрон.Таким образом, такие урановые соединения производят около нейтронного излучения , даже если они не облучены.
> См .: Калькулятор реакции альфа-нейтронов

Кроме того, изотоп U-238 подвергается спонтанному делению на довольно низкой частоте. Каждое деление дает ок. 2 нейтрона, что дает около нейтронного излучения независимо от типа соединения урана.
> См .: Калькулятор реакции альфа-нейтронов (также учитывает спонтанное деление)

Нейтронное излучение

• Нейтронное излучение – это излучение частиц дальнего действия.В основном он представляет собой внешнюю радиационную опасность.

Помимо радиационной опасности, тяжелый металл уран также представляет опасность химической токсичности.

На месторождении урановой руды постоянное равновесие достигается между U-238 и продуктами его распада, а также между U-235 и продуктами его распада. Равновесие может быть несколько нарушено геохимическими миграционными процессами в рудном месторождении.

В рудном месторождении радиация фактически задерживается под землей; воздействие возможно только в том случае, если загрязненные грунтовые воды, которые циркулируют по залежам, используются для питья. Радон не представляет интереса для глубоких отложений, хотя он может перемещаться через подземные трещины, так как он распадается, прежде чем достигнет поверхности.
Ситуация полностью меняется, когда месторождение разрабатывается: газ радон может улетучиваться в воздух, рудная пыль может уноситься ветром, а загрязнители могут вымываться и просачиваться в поверхностные водоемы и грунтовые воды.

альфа-излучение из 8 излучающих альфа нуклидов, содержащихся в серии U-238 (и, в меньшей степени, из 7 альфа-излучателей в серии U-235), представляет радиационную опасность при проглатывании или вдыхании урановой руды (пыли ) и радон. Гамма-излучение в основном Pb-214 и Bi-214, вместе с бета-излучением Th-234, Pa-234m, Pb-214, Bi-214 и Bi-210 и нейтронное излучение в результате спонтанного деления U-238 представляет внешнюю радиационную опасность.
При проглатывании и вдыхании также необходимо учитывать химическую токсичность урана как тяжелого металла.

> См. Также: Радиационное облучение рабочих на урановом руднике
> См. Также: Радиационное облучение жителей уранового рудника

См. Также Воздействие выщелачивания урана на месте.

Для описания концентрации радона и дочерних продуктов радона в воздухе используется ряд единиц:

• Бк / м ³ и пКи / л для активности концентрации радона-222 в воздухе:
  1 пКи / л (пикокюри или 10 ^-12 кюри на литр) эквивалентен 37 Бк / м ³ (беккерель на кубический метр)
• Дж / м ³ , WL и Бк / м ³ EEC для концентрации активности дочерних продуктов радона-222 в воздухе:
  1 WL (рабочий уровень) эквивалентен 101.3 пКи / л (3746 Бк / м ³ ) радона-222 в равновесии с его короткоживущими продуктами распада.
  1 Дж / м ³ (Джоуль на кубический метр) эквивалентен 1,8 · 10 ⁸ Бк / м ³ радона-222 в равновесии с его короткоживущими продуктами распада.
  EEC (равновесная эквивалентная концентрация) определяется как концентрация активности радона в радиоактивном равновесии с его короткоживущими дочерними продуктами, имеющими такую ​​же потенциальную концентрацию альфа-энергии, что и фактическая неравновесная смесь.

Коэффициент равновесия описывает долю потенциальной энергии альфа-распада короткоживущих продуктов распада радона по сравнению с вековым равновесием. Коэффициент равновесия определяется как:
F = (0,106 c _Po-218 + 0,514 c _Pb-214 + 0,380 c _Bi-214 ) / c _Rn-222
где c _x обозначает концентрацию активности нуклида x.
В помещении коэффициент равновесия зависит от интенсивности вентиляции; на открытом воздухе это зависит от расстояния от источника и скорости ветра.
Типичные значения: 0,4 для дома или работы и 0,6 для улицы.

> См. Также: Конвертер единиц: Концентрация активности. радон <-> дочерние продукты радона
> См. Также: Калькулятор индивидуальной дозы радона

альфа-излучение изотопов урана U-238, U-235 и U-234 представляет радиационную опасность при проглатывании или вдыхании, в то время как бета-излучение короткоживущих продуктов распада Th-234 и Pa-234m вместе со слабым гамма-излучением , испускаемым всеми нуклидами, представляет внешнюю радиационную опасность.Дополнительную внешнюю радиационную опасность представляет нейтронного излучения в результате спонтанного деления U-238.
При проглатывании и вдыхании также необходимо учитывать химическую токсичность урана как тяжелого металла.

> См. Также: Радиационное облучение рабочих на урановом руднике · Урановый завод
> См. Также: Радиационное облучение жителей уранового рудника · Урановый комбинат

Хвосты урановых заводов – это остаточные отходы процесса извлечения урана из урановой руды.Поскольку извлекается только уран, все остальные участники цепочек распада урана остаются в хвостах на своей первоначальной активности. Кроме того, небольшие остаточные количества урана остаются в хвостах, в зависимости от эффективности используемого процесса извлечения.

По сравнению с урановой рудой, альфа-излучение хвостов урановых заводов и, следовательно, радиационная опасность при проглатывании или вдыхании хвостов (пыли) составляет прибл.На 25% ниже, при этом опасность от радона не изменилась. Внешняя радиационная опасность от гамма-излучения практически не меняется, а от бета-излучения снижается. Химическая токсичность урана играет второстепенную роль только в хвостохранилищах.

> См. Также: Радиационное облучение рабочих на урановом комбинате
> См. Также: Радиационное облучение жителей уранового комбината · Хвосты уранового комбината

Помимо радиологической и химической опасности, UO ₂ представляет опасность от самовозгорания мелкодисперсных частиц (пирофорность).

> См. Также: Радиационное облучение рабочих на заводах по производству топлива для тяжеловодных реакторов

Помимо радиологической и химической опасности, металлический уран представляет опасность из-за самовоспламенения мелкодисперсных частиц (пирофорность).

> См. Также: Радиационное облучение рабочих на заводах по производству топлива для реакторов Magnox

UF

При температуре окружающей среды UF ₆ представляет собой твердое кристаллическое вещество, но при температуре 56,4 ° C он сублимируется (становится газом).
Химически UF ₆ очень реактивен: с водой (атмосферная влажность!) Он образует чрезвычайно коррозионную плавиковую кислоту и высокотоксичный уранилфторид (UO ₂ F ₂ ).Плавиковая кислота вызывает ожоги кожи и при вдыхании повреждает легкие.

альфа-излучение изотопов урана U-238, U-235 и U-234 представляет радиационную опасность при проглатывании или вдыхании, в то время как бета-излучение короткоживущих продуктов распада Th-234 и Pa-234m вместе со слабым гамма-излучением , испускаемым всеми нуклидами, представляет внешнюю радиационную опасность. Кроме того, бета-излучение вызывает вторичное рентгеновское излучение (тормозное излучение) в UF ₆ и в стенке цилиндра.
Внешняя радиационная опасность от UF ₆ даже выше, чем от концентрата урановой руды, поскольку (Альфа, n) -реакция урана с фтором производит более нейтронного излучения (см. Анимацию) в дополнение к излучению, возникающему в результате спонтанного деления U-238. (см. также: Калькулятор реакции альфа-нейтронов)

При проглатывании и вдыхании также необходимо учитывать химическую токсичность урана как тяжелого металла.

Для гексафторида урана, полученного из регенерированного урана (RepU), см. Здесь

> См. Также: Радиационное воздействие на рабочих завода по конверсии и обогащению.

Натуральный УФ

Гексафторид природного урана (обогащение , сырье ) получают из концентрата урановой руды путем переработки и конверсии.

UF ₆ поставляется в стальных баллонах емкостью до 12,7 тонн. Если баллоны вовлечены в продолжительный пожар во время аварий, большое количество UF ₆ может высвободиться за короткое время (см. Также «Опасности гексафторида урана»).

Обогащенный UF

Обогащенный гексафторид урана (продукт обогащения ) получают из природного UF ₆ путем обогащения.

Для использования в легководных реакторах (LWR) уран обогащается от 3 до 5 массовых процентов по U-235; это примерно в 4-7 раз больше естественной концентрации. В качестве побочного эффекта концентрация U-234 увеличивается в еще более высоком соотношении в соответствии с его более низким атомным весом.

В дополнение к уже описанным опасностям, обращение с обогащенным ураном представляет опасность критичности : если в одном месте накапливается слишком большое количество обогащенного урана, могут происходить неконтролируемые цепные реакции, вызывающие сильные выбросы нейтронного и гамма-излучения.

Обогащенный уран (гексафторид) представляет опасность распространения , поскольку работа по разделению, необходимая для обогащения определенного количества реакторного урана до уровня бомбы (> 90 мас.% U-235), ниже, чем требуемая для производства уран реакторного качества в первую очередь из природного урана. (см. также «Калькулятор обогащения урана»)

Обедненный UF

Гексафторид обедненного урана (хвосты обогащения ) является побочным продуктом обогащения природного UF ₆ .

Отходы процесса обогащения обеднены по U-235, поэтому его называют «обедненным ураном». Типичные концентрации U-235 в обедненном уране (анализ хвостов ) составляют от 0,2 до 0,3 массовых процентов; это примерно 30-40% его концентрации в природном уране. Концентрация U-234 снижена до еще более низкого отношения, в соответствии с его более низким атомным весом.
Анализ хвостов – это параметр, который можно отрегулировать в соответствии с экономическими потребностями, в зависимости от стоимости свежего природного урана и от стоимости обогащения (выраженной в долларах за единицу работы разделения – ЕРР).
> См. Графики: Баланс затрат на обогащение урана · Анализ оптимальных хвостов
(Примечание: стоимость сырья включает цену урана плюс стоимость конверсии)
> См. Также: Оптимизатор затрат на обогащение урана
> Просмотр текущих цен на уран

9

Активность обедненного урана (на 1 г ОУ)

В течение нескольких месяцев изотопы Th-234 и Pa-234m вырастают до значения, определяемого активностью U-238.Общая активность обедненного урана остается постоянной в течение примерно 10 000 лет.
Затем начинает расти Th-230 со всеми продуктами его распада. Примерно через 100 000 лет U-234 вырастает до уровня активности, заданного U-238, дополнительно способствуя прорастанию Th-230 и продуктов распада.
Примерно через 2 миллиона лет все нуклиды находятся в вековом равновесии, а общая активность достигает максимума и остается на этом уровне в течение миллиарда лет.
Из остаточного U-235 Th-231 вырастает в течение нескольких дней.Примерно через 10 000 лет Pa-231 и все другие продукты распада U-235 начинают расти (см. Также: Калькулятор распада урана)

Энергия гамма-распада обедненного урана (на 1 г DU)

Рост энергии гамма-распада еще более резкий, так как самые сильные гамма-излучатели этой серии относятся к продуктам распада (Pb-214 и, в частности, Bi-214, см. «Decay Series»). (генерируется с помощью калькулятора распада урана)

Таким образом, обедненный уран обладает необычным свойством: со временем становится более опасным – эффект, который необходимо учитывать при долгосрочном обращении с ним как с отходами.

Большая часть произведенного к настоящему времени обедненного UF ₆ хранится в стальных баллонах на так называемых площадках для баллонов вблизи заводов по обогащению. На складских площадках цилиндры подвержены коррозии. Поэтому целостность цилиндров должна быть под наблюдением, и картина должна время от времени обновляться. Эти работы по техническому обслуживанию требуют перемещения цилиндров, что создает дополнительную опасность из-за взлома корродированных цилиндров и ошибок при обращении. (см. Цилиндр для хранения обедненного UF ₆ )
В качестве наихудшего сценария следует предположить столкновение самолета с площадкой для баллонов.

UF

Пятки из гексафторида урана получают в виде остатка от разгрузки контейнеров с UF ₆ любого изотопного состава.

Разгрузка баллонов UF ₆ обычно осуществляется путем нагрева баллона в автоклаве. Затем UF ₆ сублимируется (становится газом) и подается в приемную установку.Однако в цилиндре также присутствуют продукты распада U-238 и U-235, излучающие гамма-излучение, а именно Th-234, Pa-234m и Th-231. Они выросли в течение нескольких месяцев после химического разделения урана и не образуют газообразных соединений с фтором. Они скорее имеют тенденцию концентрироваться в остатках, называемых «пятками», которые не удаляются из цилиндра.

Эти продукты распада (в частности, Pa-234m) являются основным источником гамма-излучения в цилиндре; сам уран излучает лишь меньшее количество гамма-излучения.В заполненном цилиндре только небольшая часть генерируемого гамма-излучения достигает поверхности цилиндра, поскольку большая часть гамма-излучения экранируется содержащимся в нем ураном. Однако в «пустом» цилиндре основной источник гамма-излучения все еще присутствует в пятках и теперь почти беспрепятственно достигает поверхности цилиндра, посмотрите анимацию.
Кроме того, бета-излучение продуктов распада (в частности, Pa-234m) вызывает вторичное рентгеновское излучение в стенке цилиндра (тормозное излучение).

Если UF ₆ содержал переработанный уран (RepU), то обедненный уран может быть загрязнен изотопами искусственного урана U-236 и U-237, а также трансурановыми соединениями, такими как нептуний-237 и плутоний-239.

Помимо радиологической и химической опасности, металлический (обедненный) уран представляет опасность из-за самовозгорания мелкодисперсных частиц (пирофорность).

Внешняя радиационная опасность существует от гамма-излучения и нейтронного излучения (в результате спонтанного деления U-238).
> Мнение: Радиационное воздействие на хранилища обедненного урана: жители · Рабочие

Если UF ₆ содержал переработанный уран (RepU), то обедненный уран может быть загрязнен нуклидами искусственного урана U-236 и U-237, а также трансурановыми соединениями, такими как нептуний-237 и плутоний-239.

Помимо радиологической и химической опасности (обедненный) UO ₂ (кроме U ₃ O ₈ ) представляет опасность самовоспламенения мелкодисперсных частиц (пирофорность).

Помимо радиологической и химической опасности, (обогащенный) UO ₂ представляет опасность самовозгорания мелкодисперсных частиц (пирофорность).

> См. Также: Радиационное облучение рабочих на заводах по производству топлива для легководных реакторов

Отработанное топливо:
(1 т тяжелого металла, из топлива UO ₂ , выгорание: 33 ГВт-сутки / т U в легководном реакторе, во время выгрузки, без учета короткоживущих нуклидов)
Пройдет 10 миллионов лет, прежде чем искусственные продукты реакции распадутся и активность приблизится к уровню остаточного урана и продуктов его распада.
(см. также: Универсальный калькулятор распада)

Сравнение деятельности с отработавшим топливом и соответствующими объемами отходов, образующихся при производстве топлива:
(Отработанное топливо: 1 т тяжелого металла, из UO ₂ топлива / МОКС-топливо, выгорание: 45 ГВт · сут / т HM в реакторе с водой под давлением)

Вначале активность с отработавшим топливом на несколько порядков превышает активность с отходами производства топлива, но спустя прибл.Через 1 миллион лет активность обедненного урана становится самой высокой.

В определенные периоды активности в отработавшем топливе, полученном из МОКС-топлива, до 5 раз выше, чем в отработавшем топливе из топлива UO ₂ , и требуется до 10 раз больше времени, пока отработанное топливо из МОКС-топлива не достигнет уровней активности. в отработавшем топливе из топлива UO ₂ .
(см. также: Калькулятор активности отходов цепочки ядерного топлива)

Деятельность с высокоактивными отходами:
(от переработки 1 т тяжелого металла, из топлива UO ₂ , выгорание: 33 ГВт-сутки / т U в легководном реакторе, переработка через 5 лет после выгрузки)

(см. Также: Универсальный калькулятор распада)

Уран, извлеченный в процессе PUREX (который используется на заводах по переработке в Селлафилде (Великобритания) и Ла Аг (Франция)), имеет форму уранилнитрата (UO ₂ (NO ₃ ) ₂ ). Его необходимо преобразовать в форму UO ₃ для дальнейшего использования.

Уран, полученный при переработке отработавшего ядерного топлива, загрязнен продуктами деления (в основном рутением-106 и технецием-99), искусственными изотопами урана (U-232, U-233, U-236 и U-237), трансурановыми соединениями ( такие как нептуний-237 и плутоний-239), а также продукты распада всех этих нуклидов.

Таким образом, радиационная опасность для сотрудников намного выше при переработке RepU, чем природного урана.

Гексафторид RepU (UF

Дополнительные опасности существуют, если гексафторид урана содержит переработанный уран (RepU), извлеченный из отработавшего ядерного топлива.В этом случае гексафторид урана может быть загрязнен продуктами деления (в основном рутением-106 и технецием-99), искусственными изотопами урана (U-232, U-233, U-236, U-237), трансурановыми соединениями ( такие как нептуний-237 и плутоний-239), а также продукты распада всех этих нуклидов.

В процессе конверсии большая часть продуктов деления и трансурановых элементов удаляется, но может оставаться остаточное загрязнение.

> См. Также: Радиационное воздействие на рабочих завода по конверсии и обогащению.

Гексафторид сырого RepU (UF

Если гексафторид урана производится из переработанного урана (RepU), то он по-прежнему содержит все искусственные изотопы урана, извлеченные во время переработки.

9 -107 · 10 %