Separação de isótopos

Separação de isótopos- um processo tecnológico no qual isótopos individuais deste elemento são isolados de um material constituído por uma mistura de diferentes isótopos de um elemento químico. A principal aplicação do processo de separação de isótopos é a produção de combustível nuclear, materiais radioativos para armas e outras aplicações que envolvem o uso de substâncias radioativas. Nesses casos, a separação geralmente visa enriquecer ou esgotar o material com certos isótopos radioativos.

Princípios gerais

A separação de isótopos (por exemplo, a extração de , 235 U , ) está sempre associada a dificuldades significativas, pois os isótopos, que são variações de um elemento que diferem pouco em massa, se comportam quimicamente quase da mesma maneira. Mas - a taxa de passagem de algumas reações difere dependendo do isótopo do elemento, além disso, você pode usar a diferença em suas propriedades físicas - por exemplo, em massa.

Seja como for, as diferenças no comportamento dos isótopos são tão pequenas que, em um estágio de separação, a substância é enriquecida em centésimos de um por cento e o processo de separação deve ser repetido várias vezes - um grande número de vezes.

O desempenho de tal sistema em cascata é afetado por dois fatores: o grau de enriquecimento em cada estágio e a perda do isótopo desejado no fluxo de resíduos.

Vamos explicar o segundo fator. Em cada estágio de enriquecimento, o fluxo é dividido em duas partes - enriquecido e esgotado no isótopo desejado. Como o grau de enriquecimento é extremamente baixo, a massa total do isótopo na rocha gasta pode facilmente exceder sua massa na parte enriquecida. Para evitar essa perda de matérias-primas valiosas, o fluxo esgotado de cada estágio subsequente é novamente alimentado na entrada do estágio anterior.

O material de origem não entra no primeiro estágio da cascata. Ele é introduzido no sistema imediatamente em algum, n-ésimo estágio. Devido a isso, o material que está altamente esgotado no isótopo principal é removido do primeiro estágio.

Principais métodos usados ​​para separação de isótopos

• separação eletromagnética
• Difusão de gás
• Difusão térmica líquida
• Centrifugação a gás
• Separação aerodinâmica
• Separação de isótopos a laser
• Enriquecimento químico
• Separação fotoquímica

Em qualquer caso, a quantidade de material enriquecido produzido depende do grau desejado de enriquecimento e magreza dos fluxos de saída. Se a substância inicial estiver disponível em grandes quantidades e de forma barata, o desempenho da cascata pode ser aumentado descartando junto com os resíduos uma grande quantidade do elemento útil não extraído (por exemplo, a produção de deutério a partir de água comum). Se necessário, é alcançado um alto grau de extração do isótopo da matéria-prima (por exemplo, ao enriquecer urânio ou plutônio).

separação eletromagnética

O método de separação eletromagnética é baseado na ação diferente de um campo magnético sobre partículas igualmente carregadas eletricamente de diferentes massas. Na verdade, tais instalações, chamadas calutrons, são enormes espectrômetros de massa. Os íons das substâncias separadas, movendo-se em um forte campo magnético, torcem-se com raios proporcionais às suas massas e caem nos receptores, onde se acumulam.

Este método permite separar qualquer combinação de isótopos, possui um grau de separação muito alto. Duas passagens geralmente são suficientes para obter um enriquecimento acima de 80% de um material pobre (com um teor inicial do isótopo desejado inferior a 1%). No entanto, a separação eletromagnética é pouco adequada para a produção industrial: a maioria das substâncias são depositadas dentro do calutron, de modo que ele precisa ser parado periodicamente para manutenção. Outras desvantagens são o alto consumo de energia, complexidade e alto custo de manutenção, baixa produtividade. O principal escopo do método é a produção de pequenas quantidades de isótopos puros para uso em laboratório. No entanto, durante a Segunda Guerra Mundial, foi construída a instalação Y-12, que, a partir de janeiro de 1945, atingiu uma capacidade de 204 gramas de 80% de U-235 por dia.

Difusão de gás

Este método usa a diferença nas velocidades de movimento de moléculas de gás de diferentes massas. É claro que será adequado apenas para substâncias no estado gasoso.

Em diferentes velocidades de movimento das moléculas, se elas forem forçadas a se mover através de um tubo fino, as mais rápidas e leves ultrapassarão as mais pesadas. Para fazer isso, o tubo deve ser tão fino que as moléculas se movam uma a uma. Assim, o ponto chave aqui é a fabricação de membranas porosas para separação. Eles não devem vazar, suportar pressão excessiva.

Para alguns elementos leves, o grau de separação pode ser bastante grande, mas para o urânio é apenas 1,00429 (o fluxo de saída de cada estágio é enriquecido por um fator de 1,00429). Portanto, as empresas de enriquecimento por difusão gasosa são de tamanho ciclópico, consistindo em milhares de estágios de enriquecimento.

Difusão térmica líquida

Neste caso, novamente, a diferença nas velocidades das moléculas é usada. Os mais leves, na presença de diferença de temperatura, tendem a acabar em uma região mais quente. O fator de separação depende da razão da diferença na massa dos isótopos para a massa total e é maior para elementos leves. Apesar de sua simplicidade, este método requer muita energia para criar e manter o aquecimento. Portanto, não é amplamente utilizado.

Centrifugação a gás

Essa tecnologia foi desenvolvida pela primeira vez na Alemanha durante a Segunda Guerra Mundial, mas não foi usada industrialmente em nenhum lugar até o início dos anos 50. Se uma mistura gasosa de isótopos passar por centrífugas de gás de alta velocidade, a força centrífuga separará partículas mais leves ou mais pesadas em camadas, onde poderão ser coletadas. A grande vantagem da centrifugação é que o fator de separação depende da diferença absoluta de massa, e não da razão de massa. A centrífuga funciona igualmente bem com elementos leves e pesados. O grau de separação é proporcional ao quadrado da razão entre a velocidade de rotação e a velocidade das moléculas no gás. A partir daqui, é muito desejável girar a centrífuga o mais rápido possível. As velocidades lineares típicas de rotores rotativos são 250-350 m/s e mais de 600 m/s em centrífugas avançadas.

Um fator de separação típico é 1,01 - 1,1. Comparado às instalações de difusão de gás, este método tem um consumo de energia reduzido, maior facilidade no aumento de potência. Atualmente, a centrifugação a gás é o principal método industrial de separação de isótopos na Rússia.

Separação aerodinâmica

Este método pode ser considerado como uma variante da centrifugação, mas em vez de girar o gás em uma centrífuga, ele gira ao sair de um bocal especial, onde é fornecido sob pressão. Esta tecnologia, baseada no efeito vórtice, tem sido utilizada pela África do Sul e Alemanha.

Separação de isótopos a laser (LIS)

Diferentes isótopos absorvem luz em comprimentos de onda ligeiramente diferentes. Um laser afinado pode ionizar seletivamente átomos de um isótopo particular. Os íons resultantes podem ser facilmente separados, digamos, por um campo magnético. Esta tecnologia é extremamente eficiente e tem sido utilizada na África do Sul (MLIS), China (CRISLA), EUA (AVLIS) e França (SILVA). A tecnologia tem um grande inconveniente, nomeadamente a dificuldade em reconstruir o equipamento de um isótopo para outro. O AVLIS foi substituído pelo SILEX (Separação de Isótopos por Excitação a Laser) desenvolvido pela General Electric e Hitachi. A construção começou em uma fábrica em Wilmington, Carolina do Norte.

Enriquecimento químico

O enriquecimento químico explora a diferença na velocidade de reações químicas com diferentes isótopos. Funciona melhor ao separar elementos leves, onde a diferença é significativa. Na produção industrial, são utilizadas reações que ocorrem com dois reagentes em fases diferentes (gás/líquido, líquido/sólido, líquidos imiscíveis). Isso facilita a separação de fluxos ricos e enxutos. Usando adicionalmente a diferença de temperatura entre as fases, é alcançado um aumento adicional no fator de separação. Hoje, a separação química é a tecnologia que mais economiza energia para a produção de água pesada. Além da produção de deutério, é usado para extrair 6 Li. Na França e no Japão foram desenvolvidos métodos de enriquecimento químico de urânio, que nunca atingiram o desenvolvimento industrial.

Destilação

Fundação Wikimedia. 2010.

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Devido a diferenças físico-químicas. propriedades associadas à sua massa e determinando diferentes taxas de sua difusão, evaporação, etc. As características termodinâmicas dos isótopos e seus compostos diferem um pouco, o que explica suas diferenças um pouco diferentes. Enciclopédia Geológica

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separação de isótopos por troca química- - [A.S. Goldberg. Dicionário de Energia Inglês Russo. 2006] Tópicos energia em geral EN CHEMEX (troca química) processo … Manual do Tradutor Técnico

separação de isótopos a nível molecular usando lasers- - [A.S. Goldberg. Dicionário de Energia Inglês Russo. 2006] Tópicos energia em geral EN separação de isótopos moleculares a laserMLIS … Manual do Tradutor Técnico

Separação de isótopos com base em isótopos. mudando os níveis de energia de átomos e moléculas e usando o efeito ressonante da radiação laser. Intensa radiação laser monocromática, causando transições entre as correspondentes energias ... ... Enciclopédia Física

Separação de isótopos- um processo tecnológico de alteração da composição isotópica de uma substância, consistindo em uma mistura de diferentes isótopos de um elemento químico. A partir de uma mistura de isótopos na saída do processo, são obtidas duas misturas: uma com teor aumentado do isótopo necessário (mistura enriquecida), a outra com teor reduzido (mistura pobre).

A principal aplicação do processo de separação isotópica é o enriquecimento de urânio com o isótopo 235 U para a produção de combustível nuclear, materiais radioativos para armas e outras aplicações associadas ao uso de substâncias radioativas.

O trabalho industrial de separação de isótopos é medido em unidades de separação de trabalho (SWU). Para uma certa mudança na composição isotópica de uma certa mistura inicial, é necessária a mesma quantidade de SWU, independentemente da tecnologia de separação isotópica.

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Legendas

Princípios gerais

A separação de isótopos (por exemplo, a extração de 6 Li, 235 U) está sempre associada a dificuldades significativas, porque os isótopos, que são variações de um elemento que diferem ligeiramente em massa, comportam-se quimicamente quase da mesma forma. Mas - a taxa de passagem de algumas reações difere dependendo do isótopo do elemento, além disso, você pode usar a diferença em suas propriedades físicas - por exemplo, em massa.

Seja como for, as diferenças no comportamento dos isótopos são tão pequenas que, em um estágio de separação, a substância é enriquecida em centésimos de um por cento e o processo de separação deve ser repetido várias vezes - um grande número de vezes. Tecnologicamente, isso é feito passando sucessivamente o volume de isótopos a serem separados por células do mesmo tipo que produzem separação - cascatas. Para obter a separação necessária, as cascatas podem ter vários milhares em série e, para obter o volume necessário, dezenas e centenas de milhares desses grupos sequenciais de cascatas conectados em paralelo.

O desempenho de tal sistema em cascata é afetado por dois fatores: o grau de enriquecimento em cada estágio e a perda do isótopo desejado no fluxo de resíduos.

Vamos explicar o segundo fator. Em cada estágio de enriquecimento, o fluxo é dividido em duas partes - enriquecido e esgotado no isótopo desejado. Como o grau de enriquecimento é extremamente baixo, a massa total do isótopo na rocha gasta pode facilmente exceder sua massa na parte enriquecida. Para evitar essa perda de matérias-primas valiosas, o fluxo esgotado de cada estágio subsequente é novamente alimentado na entrada do estágio anterior.

O material de origem não entra no primeiro estágio da cascata. Ele é introduzido no sistema imediatamente em algum, n-ésimo estágio. Devido a isso, o material que está altamente esgotado no isótopo principal é removido do primeiro estágio.

Principais métodos usados ​​para separação de isótopos

• separação eletromagnética
• Difusão de gás
• Difusão térmica de gás ou líquido
• Separação aerodinâmica
• Separação de isótopos a laser
• Enriquecimento químico
• Separação fotoquímica

Em qualquer caso, a quantidade de material enriquecido produzido depende do grau desejado de enriquecimento e magreza dos fluxos de saída. Se a substância inicial estiver disponível em grandes quantidades e de forma barata, o desempenho da cascata pode ser aumentado descartando junto com os resíduos uma grande quantidade do elemento útil não extraído (por exemplo, a produção de deutério a partir de água comum). Se necessário, é alcançado um alto grau de extração do isótopo da matéria-prima (por exemplo, durante o enriquecimento de urânio).

separação eletromagnética

O método de separação eletromagnética é baseado na mesma força de interação entre o campo magnético e as mesmas partículas eletricamente carregadas. No entanto, com a mesma força de ação, partículas de massas diferentes se comportarão de maneira diferente. Por exemplo, a trajetória de íons igualmente carregados movendo-se em um campo magnético dependerá de sua massa. Colocando armadilhas nos locais de instalação apropriados, os isótopos apropriados podem ser coletados. Na verdade, tais instalações, chamadas calutrons, são enormes espectrômetros de massa. Neles, os íons das substâncias separadas, movendo-se em um forte campo magnético, torcem-se com raios proporcionais às suas massas e caem nos receptores, onde se acumulam.

Este método permite separar qualquer combinação de isótopos, possui um grau de separação muito alto. Duas passagens geralmente são suficientes para obter um enriquecimento acima de 80% de um material pobre (com um teor inicial do isótopo desejado inferior a 1%). No entanto, a separação eletromagnética é pouco adequada para a produção industrial: a maioria das substâncias são depositadas dentro do calutron, de modo que ele precisa ser parado periodicamente para manutenção. Outras desvantagens são o alto consumo de energia, complexidade e alto custo de manutenção, baixa produtividade. O principal escopo do método é a produção de pequenas quantidades de isótopos puros para uso em laboratório. No entanto, durante a Segunda Guerra Mundial, foi construída a instalação Y-12, que, a partir de janeiro de 1945, atingiu uma capacidade de 204 gramas de 80% de U-235 por dia.

Eficiência. Uma planta que produz 50 kg de urânio altamente enriquecido por ano por meio de separação eletromagnética ( calutron) estima-se que consuma mais de 50 MW de eletricidade.

Difusão de gás

Este método usa a diferença nas velocidades de movimento de moléculas de gás de diferentes massas. É claro que será adequado apenas para substâncias no estado gasoso.

Em diferentes velocidades de movimento das moléculas, se elas forem forçadas a se mover através de um tubo fino, as mais rápidas e leves ultrapassarão as mais pesadas. Para fazer isso, o tubo deve ser tão fino que as moléculas se movam uma a uma. Assim, o ponto chave aqui é a fabricação de membranas de separação porosas com tamanhos de poros típicos de dezenas a centenas de nanômetros. Eles devem ser à prova de vazamentos, suportar alta sobrepressão e ser resistentes a meios contendo flúor. Havia vários métodos para a obtenção de membranas porosas, por exemplo:

• Sinterização de pós metálicos ou poliméricos sob tais condições que permanecem lacunas normalizadas entre os grãos de pó.
• A gravação de um metal a partir de uma liga de dois metais, sob certas condições, forneceu uma estrutura porosa.
• A oxidação eletrolítica do alumínio forma uma estrutura porosa de óxido de alumínio.

As membranas eram geralmente feitas na forma de tubos de até vários metros de comprimento. De várias centenas de tubos, uma cascata de separação foi montada.

Para alguns elementos leves, o grau de separação pode ser bastante grande, mas para o urânio é apenas 1,00429 (o fluxo de saída de cada estágio é enriquecido por um fator de 1,00429). Para obter altos graus de enriquecimento, às vezes vários milhares de estágios de separação eram conectados em série. Dado que uma cascata industrial típica ocupava uma área de até 100 m 2 ou mais, as empresas de enriquecimento por difusão de gás eram de tamanho ciclópico. Perdas de pressão relativamente grandes nas membranas e o tamanho das instalações determinaram o enorme consumo de energia dos compressores. Além disso, a planta continha enormes quantidades de hexafluoreto tecnológico: às vezes várias semanas se passavam desde o início da planta até o recebimento do primeiro produto de saída, durante o qual o hexafluoreto preenchia sequencialmente os volumes de todas as cascatas. Essa circunstância exigia muito da confiabilidade do equipamento, pois a falha de uma única cascata poderia fazer com que toda a cadeia parasse. Para minimizar os danos das paralisações tecnológicas, as cascatas foram equipadas com monitoramento automático de desempenho e contornando a cascata problemática.

Difusão térmica

Neste caso, novamente, a diferença nas velocidades das moléculas é usada. Os mais leves, na presença de diferença de temperatura, tendem a acabar em uma região mais quente. O fator de separação depende da razão da diferença na massa dos isótopos para a massa total e é maior para elementos leves. Apesar de sua simplicidade, este método requer muita energia para criar e manter o aquecimento. No alvorecer da era nuclear, havia instalações industriais baseadas na difusão térmica. Atualmente, não é amplamente utilizado por si só, no entanto, a ideia de difusão térmica é usada para aumentar a eficiência das centrífugas a gás.

Centrifugação a gás

A ideia de separação centrífuga começou a ser desenvolvida ativamente durante a Segunda Guerra Mundial. No entanto, as dificuldades de otimizar a tecnologia atrasaram seu desenvolvimento, e nos países ocidentais chegou a ser emitido um veredicto sobre a futilidade econômica do método. Na URSS, a introdução industrial da tecnologia de centrifugação também começou somente após o desenvolvimento industrial da difusão gasosa.

Se uma mistura gasosa de isótopos passar por centrífugas de gás de alta velocidade, a força centrífuga separará partículas mais leves ou mais pesadas em camadas, onde poderão ser coletadas. A grande vantagem da centrifugação é que o fator de separação depende da diferença absoluta de massa, e não da razão de massa. A centrífuga funciona igualmente bem com elementos leves e pesados. O grau de separação é proporcional ao quadrado da razão entre a velocidade de rotação e a velocidade das moléculas no gás. A partir daqui, é muito desejável girar a centrífuga o mais rápido possível. As velocidades lineares típicas de rotores rotativos são 250-350 m/s e mais de 600 m/s em centrífugas avançadas. A diferença de pressão no eixo da centrífuga e na parede externa pode chegar a dezenas de milhares de vezes, de modo que as cascatas de centrífugas operam em baixas pressões para evitar a condensação do hexafluoreto. Para melhorar a separação por difusão térmica nas centrífugas, é criado um gradiente de temperatura de várias dezenas de graus ao longo do eixo da centrífuga.

Um fator de separação típico é 1,01 - 1,1. Comparado às instalações de difusão de gás, este método tem um consumo de energia reduzido, maior facilidade no aumento de potência. Atualmente, a centrifugação a gás é o principal método industrial de separação de isótopos na Rússia.

Separação aerodinâmica

Este método pode ser considerado como uma variante da centrifugação, mas em vez de girar o gás em uma centrífuga, ele gira quando sai de um bocal especial, onde é fornecido sob pressão. Essa tecnologia, baseada no efeito vórtice, foi utilizada pela África do Sul e Alemanha.

Os problemas da tecnologia eram que o raio do bocal era de cerca de 100 mícrons, enquanto o comprimento total do bocal em cada estágio de separação industrial era de centenas e milhares de metros. Este comprimento foi coletado em pedaços de várias dezenas a centenas de centímetros. Além das dificuldades de fabricação de bicos, havia o problema de um gás diluente, como o hélio. O diluente permitiu manter o hexafluoreto de urânio na fase gasosa em altas pressões na entrada dos bicos necessários para criar um fluxo de alta velocidade no bico. O diluente e o hexafluoreto tiveram que ser separados na saída da produção. A alta pressão determinou um consumo de energia significativo.

Separação de isótopos a laser (LIS)

A separação a laser não é um método independente, mas é usado para melhorar o desempenho dos métodos de separação eletromagnética ou química. O método baseia-se na ionização seletiva de um dos isótopos por radiação eletromagnética (por exemplo, por luz laser). A seletividade de ionização é baseada na absorção ressonante (de banda estreita) da luz pelos átomos; diferentes isótopos têm diferentes espectros de absorção de radiação. Isso significa que é possível escolher tais parâmetros de irradiação nos quais os átomos de um determinado isótopo são predominantemente ionizados. Outros átomos ionizados podem ser separados, por exemplo, em um campo magnético (AVLIS (Inglês) russo). Além disso, a ionização de átomos pode alterar a velocidade de reações químicas, por exemplo, facilitando a decomposição de certos compostos químicos (MLIS (Inglês) russo).

A tecnologia de separação a laser vem sendo desenvolvida desde a década de 1970 por muitos países e é considerada promissora, mas ainda não foi além do escopo da pesquisa. Na década de 1990, havia um programa nos Estados Unidos para estudar o enriquecimento a laser com separação eletromagnética em uma instalação experimental, mas foi fechado. Um programa de pesquisa está em andamento nos Estados Unidos em uma planta de demonstração para uma das variantes de enriquecimento a laser com separação química chamada SILEX. (Inglês) russo. A tecnologia foi desenvolvida em 1992 pela empresa australiana Silex. Desde 2006, o trabalho na tecnologia Silex é realizado pela Global Laser Enrichment LLC. Recebeu uma licença para construir uma fábrica em Wilmington (Carolina do Norte).

Enriquecimento químico

O enriquecimento químico explora a diferença na velocidade de reações químicas com diferentes isótopos. Funciona melhor ao separar elementos leves, onde a diferença é significativa. Na produção industrial, são utilizadas reações que ocorrem com dois reagentes em fases diferentes (gás/líquido, líquido/sólido, líquidos imiscíveis). Isso facilita a separação de fluxos ricos e enxutos. Usando adicionalmente a diferença de temperatura entre as fases, é alcançado um aumento adicional no fator de separação. Hoje, a separação química é a tecnologia que mais economiza energia para a produção de água pesada. Além da produção de deutério, é usado para extrair 6 Li. Na França e no Japão foram desenvolvidos métodos de enriquecimento químico de urânio, que nunca atingiram o desenvolvimento industrial.

Destilação

A destilação (destilação) usa a diferença nos pontos de ebulição de isótopos de massas diferentes. Normalmente, quanto menor a massa de um átomo, menor o ponto de ebulição desse isótopo. Novamente, isso funciona melhor em elementos leves. A destilação tem sido usada com sucesso como a etapa final na produção de água pesada.

Comitê de Educação e Ciência da Região Kursk Kurchatov Ramo da Instituição Educacional Orçamentária Regional do Ensino Profissional Secundário "Kursk State Polytechnic College"

Trabalho do curso

disciplina: "Operação de equipamentos" sobre o tema: "Separação de isótopos de urânio. Processamento de hexafluoreto de urânio enriquecido"

Kurchatov 2013

Introdução

Separação de isótopos de urânio

1 Separação por difusão de gás

2 Separação por difusão térmica

3 Difusão térmica líquida

4 Separação centrífuga

5 Separação aerodinâmica

6 Separação eletromagnética

7 AVLIS (evaporação usando laser)

8 Separação química

9 Efusão de gases

10 Organização da cascata de separação de isótopos

hexafluoreto de urânio

1 Requisitos de qualidade para hexafluoreto de urânio

2 Processamento de hexafluoreto de urânio enriquecido

3 Métodos aquosos para processamento de urânio enriquecido

3.1 Processo AD

3.2 Processo da AUC

4 Métodos anidros para processamento de urânio enriquecido

4.1 Redução de hexafluoreto de urânio com hidrogênio

5 Processo HEU-LEU

Conclusão

Literatura

Introdução

A separação dos isótopos de urânio é a base do ciclo do combustível nuclear. O urânio natural contém 0,71% do isótopo 235 U. Para reatores de usinas nucleares, é necessário urânio enriquecido com o isótopo 235 U até (2,7-5)%, e o conteúdo de 235 U no urânio para armas é de 90%. O custo de extração de urânio de reservas recuperáveis, onde o conteúdo de urânio é pelo menos 10 3 vezes maior que a média na litosfera, é de US$ 80 por quilograma de urânio elementar. São necessários ~6 kg de urânio natural (US$ 480) para produzir 1 kg de urânio com 3,2% de enriquecimento e 0,2% de depleção de resíduos. Ao mesmo tempo, os serviços de enriquecimento custam (350-400 dólares americanos) por 4,3 kg de SWU (unidades convencionais de trabalho de separação) e representam 45% do custo do urânio enriquecido. A escala de produção nos EUA é de milhares de toneladas de urânio enriquecido por ano com o custo dos serviços de enriquecimento ~ $ 1 bilhão por ano. Com a produção em larga escala de urânio enriquecido, a melhoria dos métodos de separação de isótopos de urânio é uma tarefa urgente e muito difícil.A Rússia ocupa uma posição de liderança na tecnologia centrífuga de enriquecimento de urânio. Máquinas de nova geração foram desenvolvidas e estão sendo introduzidas em produção. Atualmente, não há problemas com combustível nuclear na Rússia e, em um futuro próximo, não é esperado. Isso permite desenvolver novas tecnologias de enriquecimento sem pressa indevida e evitar erros dispendiosos na determinação da tecnologia ideal, estudando cuidadosamente os processos físicos e químicos, elaborando a base elementar para obter dados confiáveis ​​sobre as perspectivas do método tanto em termos de custo de uma unidade de trabalho de separação e em termos de investimento na construção de empreendimentos industriais, e pela profundidade de extração de 235 U.

Isótopos de urânio:

O urânio tem 14 isótopos, dos quais apenas três ocorrem naturalmente. A composição isotópica aproximada do urânio natural é a seguinte:

U 238 -> (4,51 bilhões de anos, decaimento alfa) -> Th 234

Th 234 -> (24,1 dias, decaimento beta) -> Pa 234

Pa 234 -> (6,75 horas, decaimento beta) -> U 234

Normalmente, o U-234 existe em equilíbrio com o U-238, decaindo e se formando na mesma taxa. No entanto, os átomos de U-238 em decomposição existem há algum tempo na forma de tório e protactínio, de modo que podem ser separados química ou fisicamente do minério (lixiviado pelas águas subterrâneas). Como o U-234 tem uma meia-vida relativamente curta, todo esse isótopo encontrado no minério foi formado nos últimos milhões de anos. Aproximadamente metade da radioatividade do urânio natural deve-se ao U-234, que tem meia-vida de 23,9 milhões de anos e não ocorre naturalmente em quantidades significativas. Ele se acumula se o urânio for irradiado com nêutrons em reatores e, portanto, é usado como um "sinal" de combustível nuclear de urânio gasto.

No urânio natural, apenas um isótopo relativamente raro é adequado para fazer o núcleo de uma bomba atômica ou sustentar uma reação em um reator de energia. O grau de enriquecimento de U-235 em combustível nuclear para usinas nucleares varia de 2-4,5%, para uso em armas - pelo menos 80%, e mais preferencialmente 90%.

O U-238 puro tem uma radioatividade específica de 0,333 microcurie/g.

Uma importante área de aplicação para este isótopo de urânio é a produção de plutônio-239. O plutônio é formado no decorrer de várias reações que começam após a captura de um nêutron por um átomo de U-238. Qualquer combustível de reator contendo urânio natural ou parcialmente enriquecido no isótopo 235 contém uma certa proporção de plutônio após o fim do ciclo do combustível e U-232: Este isótopo de urânio com meia-vida de 162.000 anos não ocorre na natureza. Pode ser obtido a partir de tório-232 por irradiação de nêutrons, semelhante à produção de plutônio:

Um composto de urânio praticamente importante é o hexafluoreto de urânio UF 6 . Este é o único composto de urânio estável e altamente volátil usado na separação de seus isótopos - difusão gasosa e centrifugação. Neste aspecto de sua aplicação, é importante que o flúor tenha apenas um isótopo (isso não introduz uma diferença complicadora adicional nas massas) e que o UF 6 seja um composto estequiométrico (composto por exatamente 6 átomos de flúor e 1 átomo de urânio).

À temperatura ambiente, são cristais incolores e, quando aquecidos a 56 ° C, sublima (evapora sem entrar em fase líquida).

Eficiências energéticas aproximadas desses métodos em relação à difusão gasosa:

1. Separação de isótopos

Isótopos são elementos químicos com o mesmo número de prótons (a mesma carga) e um número diferente de nêutrons. Mesmo os átomos podem ter muitos isótopos, os ímpares geralmente não têm mais do que dois.

A singularidade do hexafluoreto de urânio reside no fato de que o flúor não possui isótopos, ou seja, o peso molecular do hexafluoreto de urânio depende apenas da massa dos isótopos do próprio urânio. O segundo fator importante é o estado gasoso do hexafluoreto de urânio já a 56°C à pressão atmosférica.

Para esclarecer o lugar da tecnologia de separação de isótopos, é necessário lembrar que a tecnologia de urânio envolve a conversão de matérias-primas de minério em nitrato de uranila, o nitrato de uranila é convertido em hexafluoreto através da etapa de óxidos e tetrafluoreto, o hexafluoreto é separado em hexafluoreto de urânio-235 e hexafluoreto de urânio-238, e então a partir de hexafluoreto enriquecido com o isótopo U235 é produzido dióxido de urânio para varetas de combustível.

Hexafluoreto de urânio nuclear puro inicial contendo 99,3% de hexafluoreto de urânio-238 e 0,7% de hexafluoreto de urânio-235. É necessário isolar o isótopo de urânio-235 hexafluoreto desta mistura.

Existem muitos métodos para separar isótopos:

difusão gasosa;

centrifugação;

Destilação (retificação)

Eletromagnético

Difusão térmica

troca de isótopos

separação a laser

Esta não está longe de ser uma lista completa de todos os métodos de separação de isótopos; na prática, apenas os três primeiros métodos são usados ​​atualmente. Os demais métodos não estão em escala industrial e são usados ​​apenas em trabalho experimental, embora muitas vezes sejam de melhor qualidade do que os métodos industriais de grande tonelagem.

Os métodos de difusão gasosa e centrifugação geralmente separam isótopos de elementos pesados ​​(U 235 de U2 38), destilação ou retificação é usada para separar isótopos leves (geralmente H 1 de H 2 e H 3 ou Li 6 de Li 7).

Fator de separação α=1,003 para máquinas de difusão de gás e α=1,3 para máquinas centrífugas.

1 Separação de isótopos de difusão de gás

O primeiro método de sucesso que possibilitou a obtenção de urânio enriquecido no isótopo U 235 foi o método de separação por difusão gasosa.

Teoricamente, o método de separação por difusão gasosa é baseado na dependência da taxa de difusão de moléculas individuais em seu peso.

A partir da fórmula, pode-se ver que quanto menor o peso da molécula, maior sua velocidade. Aqueles. as moléculas leves difundem-se mais longe do que as pesadas. Então podemos representar o fator de separação como a razão das taxas de difusão da seguinte forma:

Sabendo que a massa do hexafluoreto de urânio-238 é 352 g/mol e a massa do hexafluoreto de urânio-325 é 349, podemos calcular o fator de separação teórico:  = 1,0043

Real  = 1,003

Considere os dispositivos de uma máquina de difusão de gás. O elemento principal é uma partição porosa (Fig. 1) na qual o hexafluoreto de urânio se difunde. Como já observado, as moléculas leves têm uma faixa de difusão mais longa e penetram além da partição, enquanto as partículas pesadas não passam pela partição.

Fig.1 Partição porosa

O separador é um tubo feito de pó de níquel prensado com um diâmetro de poro de 1-10 μm, a superfície externa do tubo é coberta diretamente com uma membrana de separação, cujo diâmetro de poro já é de 0,03 μm. É a camada da membrana separadora que retém algumas das moléculas pesadas do hexafluoreto de urânio-238. As membranas são filmes com poros formados por corrosão. Por exemplo, o ácido nítrico irá decapagem de uma liga 40/60 Au/Ag (Ag/Zn); ou por ataque eletrolítico de folha de alumínio, uma membrana de alumínio frágil pode ser obtida. As barreiras compostas são montadas a partir de elementos pequenos e discretos embalados em um defletor poroso relativamente espesso.

Gás - hexafluoreto de urânio entra na máquina de difusão e é dividido em duas frações. Uma fracção passou através da partição porosa e perdeu algumas das moléculas pesadas, i.e. enriquecido com pulmões. A outra fração não passou pela divisória porosa, ao contrário de algumas das moléculas leves, ou seja, uma fração empobrecida no isótopo leve permaneceu na frente da divisória.

Esquematicamente, uma máquina de difusão de gás pode ser representada da seguinte forma:

Fig.2 O dispositivo da máquina de difusão de gás

O gás que entra na máquina de difusão de gás é conduzido pelo tambor através dos tubos de separação. O gás é aquecido preliminarmente a 75°C, pressão 40-80 mm Hg. Como a difusão ocorre com a liberação de calor, a máquina deve ser resfriada.

As principais desvantagens do método de difusão de gás de separação de isótopos:

Grau de separação insuficiente

Destruição da barreira Ni. O hexafluoreto de urânio reage lentamente com o níquel metálico de acordo com a fórmula:

Ni + UF 6 = UF 4 + NiF 2

No elemento de separação, o tetrafluoreto de urânio se acumula gradualmente, que é posteriormente removido por lavagem em trifluoreto de cloro:

UF 4 TV + ClF 3 W = UF 6 gás + ClF gás

3. Periodicidade do processo por parada para regeneração.

Grandes custos de energia.

Grande consumo de água de refrigeração

Grandes áreas de produção. As oficinas de separação de isótopos ocupam vastas áreas de vários hectares, e os atendentes circulam pela oficina em bicicletas.

Em vista de todas essas deficiências, atualmente, a maioria das plantas de separação está mudando para uma nova tecnologia de separação de isótopos - centrifugação.

.2 Difusão térmica

A difusão térmica é realizada nas fases gasosa ou líquida em uma coluna de contracorrente, ao longo do eixo da qual está localizado um fio de metal aquecido (ou tubo) e a parede externa é resfriada. A diferença de temperatura causa um fluxo de difusão, que leva ao aparecimento de uma diferença de concentração<#"655758.files/image007.gif">

A pressão de um gás em um campo gravitacional depende de seu peso molecular, da distância acima do ponto de medição e da aceleração gravitacional.

Vamos reescrever esta equação para o campo centrífugo. Vamos substituir pressão por concentração, aceleração de queda livre por aceleração centrípeta, altura por raio.

Então o fator de separação será escrito como a razão da concentração do isótopo pesado para o isótopo leve:

Assim, se nas máquinas de difusão o fator de separação dependia da razão de massa do hexafluoreto de urânio-235 e urânio-238, então nas centrífugas depende da diferença de massa. É fácil calcular que em centrífugas o fator de separação é 1,3.  = 1,3

Somente em centrífugas é possível obter hexafluoreto de urânio enriquecido com U 235 até 98%.

O fator de separação depende de dois fatores:

Da diferença de massa dos isótopos

Da velocidade da centrífuga

Considere o dispositivo de uma máquina centrífuga.

Arroz. 4. Dispositivo de centrifugação para separação de isótopos

A centrífuga é um cilindro com diâmetro de 15cm e altura de 0,5m. Em um invólucro selado há um rotor giratório. Este rotor é abastecido com gás (UF6). Devido à força centrífuga, centenas de milhares de vezes maior que o campo gravitacional da Terra, o gás começa a se separar em frações "pesadas" e "leves". Na parte inferior da centrífuga há uma agulha de corindo para reduzir o atrito; durante a rotação, a centrífuga sobe "decola" e gira sem contato com partes do invólucro. A velocidade de rotação atinge 100 mil rpm. Moléculas leves e pesadas começam a se agrupar em diferentes zonas do rotor, mas não no centro e ao longo do perímetro, mas na parte superior e inferior. Isso ocorre devido às correntes de convecção - a tampa do rotor é aquecida e ocorre um refluxo de gás. Na parte superior e inferior do cilindro existem dois pequenos tubos - a entrada. Uma mistura esgotada entra no tubo inferior e uma mistura com uma concentração mais alta de átomos de 235U entra no tubo superior. Essa mistura entra na próxima centrífuga, e assim sucessivamente, até que a concentração de urânio 235 atinja o valor requerido. Uma cadeia de centrífugas é chamada de cascata.

1.5 Separação aerodinâmica

A separação aerodinâmica foi desenvolvida na África do Sul (processo UCOR usando tubos de vórtice a 6 bar) e na Alemanha (usando bicos curvos operando a 0,25-0,5 bar).

O único país que colocou esse método em prática é a África do Sul, onde 400 kg de urânio para armas foram produzidos em uma fábrica de Valindaba que fechou no final dos anos oitenta. Fator de separação ~1,015, consumo de energia ~3300 kWh/MPP-kg.

6 Separação eletromagnética

O método de separação eletromagnética é baseado na ação diferente de um campo magnético sobre partículas igualmente carregadas eletricamente de diferentes massas. Na verdade, tais instalações, chamadas calutrons, são enormes espectrômetros de massa. Os íons das substâncias separadas, movendo-se em um forte campo magnético, torcem-se com raios proporcionais às suas massas e caem nos receptores, onde se acumulam. Este método permite separar qualquer combinação de isótopos, possui um grau de separação muito alto. Duas passagens geralmente são suficientes para obter um enriquecimento acima de 80% de um material pobre (com um teor inicial do isótopo desejado inferior a 1%). No entanto, a separação eletromagnética é pouco adequada para a produção industrial: a maioria das substâncias são depositadas dentro do calutron, de modo que ele precisa ser parado periodicamente para manutenção. Outras desvantagens são o alto consumo de energia, complexidade e alto custo de manutenção, baixa produtividade. O principal escopo do método é a produção de pequenas quantidades de isótopos puros para uso em laboratório. No entanto, durante a Segunda Guerra Mundial, foi construída a unidade Y-12, que, a partir de janeiro de 1945, atingiu uma capacidade de 204 gramas de 80% de U-235 por dia. Devido aos altos custos indiretos, o Y-12 foi fechado em 1946.

Representação esquemática do dispositivo separador eletromagnético (Fig. 5); os pontos mostram a direção do campo magnético perpendicular ao plano da figura.

Os métodos que ainda não são aplicáveis ​​industrialmente merecem atenção:

Evaporação com laser

Separação química

Separação de isótopos usando pressão leve

Reações fotoquímicas de partículas eletronicamente excitadas

Excitação de dois estágios de átomos e moléculas

Fotopredissociação seletiva

Excitação de moléculas por radiação infravermelha

Efeito isotópico em reações químicas que ocorrem sob condições de não equilíbrio termodinamicamente

Condensação de um gás de moléculas excitadas vibracionalmente

Efeito isotópico em reações químicas que ocorrem em um campo magnético

Separação por adsorção

Difusão seletiva estimulada por radiação laser

Controle ressonante de processos na superfície por radiação laser

Química do laser na interface entre dois meios

Estimulação a laser de reações químicas na interface entre dois líquidos

1.7 AVLIS (evaporação usando laser)

Diferentes isótopos absorvem luz em comprimentos de onda ligeiramente diferentes. Um laser afinado pode ionizar seletivamente átomos de um isótopo particular. Os íons resultantes podem ser facilmente separados, digamos, por um campo magnético. Essa tecnologia é extremamente eficiente, mas ainda não foi aplicada em escala industrial. Tecnologia desenvolvida nos EUA, mas ainda não desenvolvida além dos protótipos. Tem um grande inconveniente, nomeadamente a dificuldade em reconstruir o equipamento de um isótopo para outro.

Fig.6. Separação a laser de isótopos.

1.8 Separação química

A separação química explora a diferença na velocidade de reações químicas com diferentes isótopos. Funciona melhor ao separar elementos leves, onde a diferença é significativa. Na produção industrial, são utilizadas reações que ocorrem com dois reagentes em fases diferentes (gás/líquido, líquido/sólido, líquidos imiscíveis). Isso facilita a separação de fluxos ricos e enxutos. Usando adicionalmente a diferença de temperatura entre as fases, é alcançado um aumento adicional no fator de separação. A separação química de urânio foi desenvolvida no Japão e na França, mas, como o AVLIS, nunca foi usada. O método francês Chemex usa contrafluxo em uma coluna alta de dois líquidos imiscíveis, cada um contendo urânio dissolvido. O método japonês Asahi usa uma reação de troca entre uma solução aquosa e uma resina finamente moída através da qual a solução percola lentamente. Ambos os métodos requerem catalisadores para acelerar o processo de concentração. O processo Chemex precisa de eletricidade no nível de 600 kWh/MPP-kg.

O Iraque estava desenvolvendo essa tecnologia (na forma de produção mista Chemex/Asahi) para enriquecimento de U-235 de até 6-8% e enriquecimento subsequente no calutron.

1.9 Efusão de gases

isótopo urânio hexafluoreto difusão térmica

A efusão de gases é baseada no fato de que durante a saída molecular (efusão)

misturas de moléculas isotopicamente substituídas<#"655758.files/image015.gif">

10 Organização da cascata de separação de isótopos

Já foi dito que um grande número de máquinas de separação (centrífuga ou difusão) são necessários para a separação de isótopos.

Uma máquina de difusão pode ser representada esquematicamente no diagrama (Fig. 7) da seguinte forma:

Side entra na mistura original. Um gás parcialmente enriquecido no isótopo leve passa pela divisória e um gás parcialmente empobrecido no isótopo leve (pesado) desce. Para uma separação suficiente, é necessário colocar em cascata centenas dessas máquinas (Fig. 8).

Fig. 8 Cascata de separação.

A parte superior da cascata é chamada de estágio de enriquecimento, o estágio inferior é chamado de estágio de depleção.

Para obter hexafluoreto de urânio com um teor de U 235 de pelo menos 90%, é necessária uma cascata de 600 etapas de separação.

A separação de isótopos é uma das operações mais caras na tecnologia de urânio, aqui estão os preços aproximados por quilo de urânio em dólares americanos, dependendo do grau de enriquecimento (os preços dependem significativamente dos volumes de produção e da demanda): natural - 27$2% - 130 $ 5% - 440 $ 90% - 10.000 $

No total, cerca de 600 toneladas de urânio enriquecido em 90% no isótopo U 235 foram obtidos nas usinas da URSS.

Após as plantas de separação. O urânio empobrecido vai para o aterro. Mais de 100 mil toneladas de urânio empobrecido se acumularam em nosso país. O hexafluoreto de urânio empobrecido é bombeado para recipientes especiais, se esses recipientes forem colocados em plataformas ferroviárias, esse escalão levará todo o caminho de Moscou a Vladivostok. Os resíduos de hexafluoreto de urânio representam algum risco ambiental, e esquemas para sua conversão já foram desenvolvidos, porque o hexafluoreto de urânio é uma enorme fonte da tão necessária produção de fluoreto de hidrogênio e flúor.

A Tabela 3 compara os métodos de separação de isótopos para hidrogênio, carbono e urânio usando o exemplo de três tipos de isótopos.

2. Hexafluoreto de urânio

MPC - 0,015 mg/m3

A produção de UF 6 é a parte principal e inseparável do ciclo do combustível nuclear. Todo o urânio extraído das entranhas passa pelo UF 6. Assim como todo urânio regenerado, após processamento no RCP, para retorno ao ciclo do combustível nuclear, sofre nova fluoração e posterior reenriquecimento.

Para realizar uma reação nuclear em cadeia, é necessário o isótopo U235, do qual apenas 0,72% está contido no urânio natural.

Arroz. 9. Diagrama de fases do estado UF 6.

1 UF 6 requisitos de qualidade

Existem dois graus de hexafluoreto de urânio, dependendo do grau de enriquecimento no isótopo U 235. 6 - comercial - natural ou conteúdo até 3% U 235 6 ​​- enriquecido (regenerado, arma).

Em uma concentração de isótopos leves de menos de 3%, o urânio é considerado seguro nuclear, ou seja, não tem uma massa crítica capaz de reação em cadeia espontânea. O urânio comercial é um reagente químico comum com valor de mercado livre. Todo o comércio de urânio para armas é proibido pela Lei de Não-Proliferação Nuclear.

2.2 Processamento de hexafluoreto de urânio enriquecido

Após a usina de difusão de gás, o hexafluoreto de urânio enriquecido com o isótopo U235 deve ser processado em dióxido de urânio, e as barras de combustível para reatores nucleares devem ser feitas a partir do dióxido. As barras de combustível são de metal, óxido, siliconizadas, etc. Sua fabricação é um processo muito complexo e intensivo em ciência, exigindo maior pureza dos materiais de partida. Barras de combustível de metal são usadas para produzir plutônio; óxido - usado em reatores de potência. O enriquecimento de hexafluoreto de urânio é uma das etapas-chave de toda a tecnologia química nuclear. Os métodos de processamento de hexafluoreto de urânio enriquecido se dividem em dois tipos padrão:

Métodos de tratamento de água

a) Hidrólise com nitrato de alumínio

b) Processo de diuranato de amônio (ADU)

c) Processo de carbonato de amônio e urânio (AUC).

Métodos de processamento anidro

Redução de hexafluoreto de urânio com hidrogênio.

Também desenvolvido pelo chamado. HEU-LEU é um processo que converte urânio altamente enriquecido (HEU) de grau de armamento em urânio de baixo enriquecimento de grau energético (LEU).

2.3 Métodos de tratamento de água

A primeira etapa do processamento é a hidrólise do hexafluoreto de urânio com água para fluoreto de uranila. A hidrólise ocorre com uma grande liberação de calor de acordo com a equação:

UF 6 + 2H 2 O \u003d UO 2 F 2 + 4HF

Este processo pode ser feito borbulhando hexafluoreto de urânio gasoso através da água, ou misturando hexafluoreto de urânio líquido sob pressão com água. Em ambos os casos, é fornecida a remoção de calor dos aparelhos de hidrólise. Como resultado da hidrólise, obtém-se uma solução aquosa de UO 2 F 2 e HF com uma concentração de urânio de 100 g/l. Nas plantas domésticas, é usado o método de hidrólise do hexaftóide de urânio usando nitrato de alumínio. Este método torna possível já no estágio inicial ligar o íon F em um composto forte e removê-lo das soluções no estágio de extração. A química do processo é descrita pelo seguinte esquema:

UF 6 + 2H 2 O \u003d UO 2 F2 + 4HF 2 F 2 + Al (NO 3) 3 \u003d UO 2 (NO 3) 2 + AlF 2 NO 3

HF + 2Al(NO 3) 2 = 2AlF 2 NO 3 + 4HNO 36 + 3Al(NO 3) 2 + 2H 2 O = UO 2 (NO 3) 2 + AlF 2 NO 3 + 4HNO 3

Os complexos AlF 2 NO 3 e AlF(NO 3) 2 suprimem o efeito dissociante do íon F no processo de extração de urânio e protegem o equipamento da instabilidade da corrosão. Como resultado da hidrólise, obtém-se uma solução aquosa de UO 2 F 2 e HF com uma concentração de U de 100 g/l. No processo de hidrólise, há uma rápida liberação de calor. Após a hidrólise, é necessário controlar o teor de U e HF.

Tabela 10. Solubilidade de UF 6 em H 2 O dependendo da concentração de HF

	Conc. UO2F2%

De acordo com a instrumentação, distinguem-se dois métodos de hidrólise: borbulhamento e jato. O método de borbulhamento consiste em fornecer hexafluoreto de urânio à solução através de um tubo de suprimento de gás em um aparelho com agitador. O método a jato é mais moderno e produtivo. De acordo com o método de jato, o hexafluoreto de urânio é alimentado na parte superior do aparelho vertical, e a solução aquosa é introduzida tangencialmente através da parede e desce ao longo de uma trajetória helicoidal.

Fig.10. Pulverização de UF6 Fig. 11. Método de jato

Produtividade de um método de jato: 25 kg/h em UF 6, 50 l/h em H 2 O; pressão: 4 atm.; t=104°C. A extração é realizada em extratores tipo caixa. A operação consiste em 8 etapas de extração e 4 etapas de reextração. Uma solução de 30% de TBP em querosene é usada como extrator. Uma solução com uma concentração de urânio de 20–30 g/le uma concentração de ácido nítrico de 180–220 g/l é fornecida para extração. A razão da fase orgânica para a aquosa 1/(3-4). A concentração de urânio na fase orgânica é de 70-90 g/l. A extração é realizada pelo método de contracorrente. A decapagem é realizada com uma solução fraca de ácido nítrico em pH=1. O poliuranato de amônio é precipitado a partir das soluções obtidas de nitrato de uranila.

2 (NO 3) 2 + NH 4 OH → (NH 4) 2 U 4 O 13 + NH 4 NO 3

Pela calcinação do poliuranato de amônio, obtém-se o óxido de urânio. A calcinação é realizada em fornos rotativos horizontais. A temperatura no forno é de 690 o -730 o C.

(NH 4) 2 U 4 O 13 → U 3 O 8 + NH 3 + N 2 + H 2 O

A redução é realizada com um grande excesso de hidrogênio em fornos rotativos horizontais a uma temperatura de 650-750°C.

U 3 O 8 + H 2 → UO 2 + H 2 O

O esquema de hidrólise aquosa de hexafluoreto de urânio usando nitrato de alumínio é mostrado na Fig.12.

Fig.12. Esquema tecnológico de hidrólise aquosa de UF 6 .

No caso de comprimidos produzidos abaixo do padrão, eles podem ser recalcinados em U 3 O 8 . O óxido de urânio é dissolvido em ácido nítrico e o nitrato de uranilo assim obtido é purificado por extracção em fosfato de tributilo. Em seguida, o poliuranato de amônio é precipitado a partir do nitrato de uranila purificado com amônia, calcinado a óxido nitroso e reduzido novamente a dióxido de urânio.

3.1 Processo AD

O processo AD deve seu nome ao diuranato de amônio, que é o produto de partida para a produção de muitos compostos, incluindo o UO 2 cerâmico.

Normalmente, o processo ADU é entendido como o esquema clássico de obtenção de UO 2 cerâmica a partir de UF 6 (hidrólise de UF 6 em água ou em solução de amônia - precipitação de poliuranato de amônio - secagem - calcinação - redução).

O processo AFC implementado em sistemas fluoretados destina-se ao processamento de UF 6 contendo uma concentração aumentada de 235 U ou esgotado no isótopo 235 U. esgotado no isótopo 235 U, - para o combustível da zona de reprodução de reatores de nêutrons rápidos.

A precipitação do poliuranato de amônio é realizada com um grande excesso de amônia de acordo com o seguinte esquema:

HF + NH 4 OH = NH 4 F + H 2 O

UO 2 F 2 + 6NH 4 OH \u003d (NH 4) 2 U 2 O 7 + 4NH 4 F + 3H 2 O

com a falta de amônia, uma reação é possível.

UO 2 F 2 + 3NH 4 OH \u003d (NH 4) 3 UO 2 F 5 + 3HF + 3H 2 O

A extração de urânio no precipitado é superior a 99,5%. Agitadores com agitadores podem ser usados ​​para precipitação e a filtração pode ser realizada em filtros de vácuo de tambor. A torta de filtro de poliuranato de amônio contém uma pequena porcentagem de flúor. Seu processamento posterior consiste na dissociação térmica a U 3 O 8 e posterior redução a dióxido de urânio. O processo é convenientemente realizado em fornos de leito fluidizado. O processamento subsequente de UO 2 consiste na prensagem a frio e depois na sinterização das amostras em atmosfera de hidrogênio a uma temperatura de 1750 ° C. Devido ao fato de o dióxido de zircônio finamente disperso ser obtido a partir de poliuranato de amônio, as amostras prensadas têm uma densidade muito alta - pelo menos 95% do teórico, ou seja, ~10 g/cm3.

3.2 Processo da AUC

O processo AUK leva o nome do carbonato de uranila de amônio.O processo industrial para a produção de cerâmica UO 2 a partir de UF 6 é através de um composto intermediário (NH 4) 4 UO 2 (CO 3) 3 .

O carbonato de uranila de amônio é formado pela reação:

6 + 5H 2 O + 10NH 3 + 3CO 2 → (NH 4) 4 UO 2 (CO 3) 3 + 6NH 4 F.

(NH 4) 4 → 4 NH 3 + 3CO 2 + 1,75 H 2 O + UO 3 ∙ 0,25 H 2 O.

O produto final da calcinação é U3O8 (no ar) e UO2 (em hidrogênio). A decomposição de (NH 4) 4 prossegue passo a passo, primeiro em trióxido de urânio monohidratado com uma perda gradual de água no futuro. O processo de desidratação pode ser representado da seguinte forma:

UO 3 ∙H 2 O → UO 3 ∙0,65H 2 O → UO 3 ∙ 0,5H 2 O → UO 3 ∙ 0,25H 2 O.

O composto UO 3 ∙ 0,25H 2 O é formado como um produto intermediário durante a calcinação em uma atmosfera de todos os gases e existe até uma temperatura de 653K.

3 (UO 3 ∙ 0,25H 2 O) + H 2 → U 3 O 8 + 1,75 H 2 O + 74,8 kJ.

De acordo com os dados da análise de difração de raios X, o produto desta reação foi identificado como U 3 O 8 . O produto final da redução é o pó de UO 2 .

4 Métodos anidro para processamento de urânio enriquecido

4.1 Redução de UF6 com hidrogênio

O hexafluoreto de urânio é reduzido com hidrogênio a tetrafluoreto e fluoreto de hidrogênio, então o tetrafluoreto é reduzido por fusão com cálcio em urânio metálico e difluoreto de cálcio.

A interação do hexafluoreto de urânio com o hidrogênio é descrita pela equação:

UF 6 + H 2 \u003d UF 4 + 2HF + 16,5 kJ / mol

A reação prossegue com uma perda significativa de energia livre. No entanto, a energia de ativação da reação de redução do UF 6 com o hidrogênio é muito alta, sendo necessário um fornecimento de calor para que o processo seja bem sucedido. A redução do hexafluoreto com hidrogênio é uma reação de primeira ordem.

Para implementar o processo em consideração, existem dois métodos de fornecimento de calor: seja através da parede ou no reator, uma pequena quantidade de flúor é injetada, que, interagindo com o hidrogênio, libera uma quantidade suficiente de calor. Os equipamentos para a redução de hexafluoreto de urânio com hidrogênio são divididos em dois tipos de acordo com o método de fornecimento de calor:

Reator de parede quente;

Reator de parede fria.

A diluição do hexafluoreto com nitrogênio, até a composição equimolar dos gases na entrada, não reduz a eficiência do processo. Uma diminuição no excesso de H2 leva a um aumento na gravidade específica do UF4. Uma desvantagem significativa do processo de redução de hexafluoreto de urânio com hidrogênio em um reator com parede quente é o superaquecimento das paredes devido ao calor de reação, principalmente nas primeiras zonas ao longo do fluxo de gás. Isso leva à fusão de material sólido e, portanto, é necessário interromper periodicamente o trabalho e limpar as paredes. Normalmente, o reator funciona por 78 horas e depois para para limpeza. A vibração do reator é necessária para evitar o acúmulo de UF 4 nas paredes do pó macio.

A saída foi encontrada na forma de um fornecimento conjunto de UF6 e F 2 ao reator. Devido ao calor da reação de combustão de hidrogênio em flúor.

H 2 + F 2 \u003d 2HF + 30,6 kJ / mol

na tocha, a reação de redução do hexafluoreto de urânio com hidrogênio é excitada. A Figura 13 mostra o projeto do aparelho com paredes quentes.

Arroz. 13. Aparelhos com paredes quentes para redução de hexafluoreto de urânio.

O reator é um tubo vertical (Fig. 13), um bocal é montado no flange superior do reator para misturar os gases de reação e injetá-los na zona do reator. Aquecimento de três estágios.

Tal método, realizado em um reator com paredes frias, é bastante satisfatório, tanto em termos de características operacionais quanto em termos de qualidade do tetrafluoreto de urânio produzido. No entanto, a necessidade de queimar F 2 em HF muito mais barato reduz a eficiência econômica deste método de processamento.

A consideração de certas reações químicas no sistema começa com a análise termodinâmica, que permite avaliar as variantes mais prováveis ​​de transformações químicas, sua sequência e profundidade, a influência dos principais fatores externos (temperatura, pressão) no curso dos processos.

Nos métodos gasosos, a hidrólise do UF 6 é realizada a temperaturas elevadas (geralmente a 473-973 K). Portanto, é mais correto chamar esse processo de pirohidrólise. Em processos reais na presença de hidrogênio, deve-se levar em consideração a existência de duas cadeias multietapas de transformações de UF6 que levam à formação de compostos intermediários sólidos.

A cadeia de transformações UF 6 → UO 2 F 2 → UO 2:

6 + 2H 2 O \u003d UO 2 F 2 + 4HF 2 F 2 + H 2 \u003d UO 2 + 2HF 2 F 2 + H 2 O \u003d UO 3 + 2HF 3 + H 2 \u003d UO 2 + H 2 O 2 F 2 + 2/3H 2 O +1/3H 2 = UO 2,67 + 2HF 2,67 + 2/3H 2 = UO 2 + 2/3H 2 O 2 F 2 + H 2 = 1/2UO 2 + 1/2UF 4 + H2O

/ 2UF 4 + H 2 O \u003d 1 / 2UO 2 + 2HF

A cadeia de transformações UF 6 → UF 4 → UO 2:

6 + H 2 \u003d UF 4 + 2HF, 4 + 2H 2 O \u003d UO 2 + 4HF.

A reação total da interação do hexafluoreto de urânio com uma mistura de hidrogênio e vapor de água é a reação:

UF 6 + 2H 2 O + H 2 \u003d UO 2 + 6HF.

A análise termodinâmica da interação no sistema UF 6 - H 2 O - H 2 consiste em determinar os principais parâmetros termodinâmicos e determinar as condições para o processo. Avaliando o efeito da temperatura na natureza geral do curso das reações químicas nos processos de reforma do gás UF 6, pode-se notar que um aumento na temperatura deve promover a defluoração e uma transição gradual do produto de fluoreto de uranila da reação de conversão para sistemas de óxido. Como as reações de desfluoração ocorrem com o aumento do volume do sistema, uma diminuição da pressão total no sistema deve contribuir para a produção de óxidos de urânio com menor teor de flúor residual.

A cadeia de transformações durante a conversão de oxigênio-hidrogênio do hexafluoreto de urânio.

Cadeia de transformação:

UF 6 + H 2 \u003d UF 4 + 2HF,

UF 4 + 2H 2 O \u003d UO 2 + 4HF,

H 2 + O 2 \u003d 2H 2 O,

ou 6 + 2H 2 O \u003d UO 2 F 2 + 4HF, 2 F 2 + H 2 \u003d UO 2 + 2HF,

ou 2 F 2 + H 2 O \u003d UO 3 + 2HF

UO 3 + H 2 \u003d UO 2 + H 2 O

A reação global da hidrólise redutiva em uma chama de oxi-hidrogênio pode ser escrita como segue:

UF 6 (g) + H 2 g + O 2 g → UO 2 tv + 6HF + H 2 O residual

O curso das mudanças na energia de Gibbs com o aumento da temperatura, que ocorrem durante a hidrólise do hexafluoreto de urânio com vapor de água, afeta favoravelmente a profundidade da hidrólise e a subsequente reação de redução do fluoreto de urânio com o hidrogênio. Deve-se notar que a hidrólise do fluoreto de uranila a trióxido é reversível e prossegue na direção direta em temperaturas relativamente altas.

UО 2 , UO 3 , UF 4 , U(OH) 4 , Н 2 О, UО 2 F 2 foram encontrados nos produtos de reação do reator de chama (temperatura de cerca de 1300°C). O principal elemento poluente do produto final foi o flúor, cujo teor era de 4-8%.

O teor de flúor no produto obtido por pirohidrólise com chama diminuiu significativamente durante seu tratamento térmico em hidrogênio a 1000°C e atingiu um valor inferior a 3 10-3, o que é bastante satisfatório. O fornecimento de produtos iniciais está organizado da seguinte forma. Três gases (UF 6 , O 2 e F 2) entram pelo tubo central e H 2 - pela abertura anular; F 2 é servido apenas no início para iniciar o processo de interação de UF 6 com hidrogênio.

5 Processo HEU-LEU

A tecnologia HEU-LEU inclui operações para a conversão de urânio altamente enriquecido (HEU) em urânio pouco enriquecido (LEU). A necessidade de tal conversão surgiu em meados da década de 1990 como resultado do desarmamento bilateral dos Estados Unidos e da Rússia. O urânio altamente enriquecido (90%) produzido anteriormente deve ser convertido em urânio pouco enriquecido (1,6 - 4,4%) adequado para uso pacífico para a fabricação de elementos combustíveis para VVER. O problema é resolvido diluindo urânio altamente enriquecido com urânio pouco enriquecido através do estágio de fluoração. Uma vez que o hexafluoreto de urânio é um composto gasoso, consegue-se assim uma homogeneização uniforme da mistura. As vantagens de tal mistura são a organização menos custosa de garantir a segurança nuclear e a precisão necessária de dosagem dos produtos misturados, a eficiência de controlar o processo de mistura. O esquema tecnológico industrial de tal produção é mostrado na Fig.14.

Fig.14 Esquema tecnológico do processo HEU-LEU.

O LEU está sujeito a requisitos de alta pureza. Em particular, deve garantir o conteúdo

plutônio< 0,05 Бк/г U

netúnia< 0,01 Бк/г U

urânio -234< 10 000 мкг/г U - 235

urânio -236< 5 000 мкг/г U - 235

Com base nesses requisitos, duas operações adicionais foram introduzidas no esquema tecnológico para transferir urânio para armas do estado elementar para seu hexafluoreto e diluição com urânio de baixo enriquecimento:

Primeiro, foi introduzida uma etapa para a purificação por extração de óxidos de urânio altamente enriquecidos de plutônio, produtos de fissão e dopantes.

em segundo lugar, organizou-se a produção de hexafluoreto diluente de urânio a partir de urina natural com teor de 1,5% de urânio-235 com teor reduzido de isótopos de urânio-234 e urânio-236. A Tabela 1 mostra que o elemento mais importante na tecnologia de processamento de urânio para armas em combustível de energia nuclear é o processo de fluoração de óxidos de urânio altamente enriquecidos. O óxido de urânio em pó (otóxido de triurânio) e o flúor, que foi previamente purificado do fluoreto de hidrogênio pelo método de sorção seletiva deste último em grânulos de fluoreto de sódio, são fornecidos para fluoração. A reação de fluoração prossegue a uma temperatura de 350-400 °C. O processo de fluoração é realizado de forma contínua durante o processamento de um lote com contrafluxo das fases sólida e gasosa dos reagentes. Resíduos sólidos pulverulentos da fluoração, nos quais se concentram fluoretos não voláteis de produtos de decomposição de radionuclídeos, produtos de corrosão (fluoretos de Fe, Ni, Cu), bem como fluoretos não voláteis de plutônio, presentes em quantidades microscópicas no urânio, após o processamento de um ou mais lotes de óxidos de urânio, são descarregados do reator e enviados para extrair urânio. A fase gasosa, saindo do reator, passa por uma filtração em dois estágios da fase sólida arrastada e entra na dessublimação do hexafluoreto de urânio obtido da corrente gasosa. Além disso, na primeira cadeia tecnológica, antes da dessublimação, o fluxo de gás passa por uma coluna de sorção, na qual o plutônio, que foi sublimado juntamente com o hexafluoreto de urânio, é aprisionado seletivamente, de acordo com a reação

O hexafluoreto de urânio coletado no dessublimador, quando o dessublimador é descongelado, é submetido a treinamento de vácuo para remoção de gases não condensáveis ​​e impurezas de fluoreto de hidrogênio, após o que o hexafluoreto de urânio é recondensado do dessublimador em recipientes de transporte e enviado ao consumidor (planta de separação de isótopos).

Os gases de processo após o dessublimador, contendo principalmente gases não condensáveis ​​F2, 02 e outros, são purificados do hexafluoreto de urânio prendendo-o em grânulos de fluoreto de sódio de acordo com a reação:

F 6 + 2 Na F \u003d U F 6 2 Na F,

e, em seguida, são encaminhados para neutralização de flúor e limpeza sanitária no sistema de limpeza de gases.O desenho do hardware dos processos tecnológicos da planta é determinado pelas propriedades dos materiais e reagentes processados, sendo os principais;

alta toxicidade química do flúor, fluoreto de hidrogênio, hexafluoreto de urânio e outros fluoretos voláteis e não voláteis envolvidos no processo. Em termos de perigo químico, a maioria pertence às substâncias da classe 1;

alta radiotoxicidade de urânio altamente enriquecido e outros nuclídeos nele presentes: vestígios de plutônio, urânio-232 e seus produtos de decomposição; isso classifica o material processado em termos de radiorisco para substâncias da classe A;

O urânio altamente enriquecido é nuclearmente perigoso, ou seja, sob certas condições, pode ocorrer uma reação espontânea em cadeia de decaimento (SCR).

As questões de segurança nuclear na instalação são resolvidas pelo fato de que todos os processos e equipamentos auxiliares, incluindo: um reator de fluoração, um bunker, um dessublimador, colunas de sorção, filtros sanitários, têm uma geometria segura para armas nucleares ou restrições no volume e carga do aparelho e o tamanho do lote processado simultaneamente de urânio altamente enriquecido

Conclusão

Embora o urânio de baixo enriquecimento seja uma matéria-prima valiosa para a produção de urânio altamente enriquecido, as plantas de difusão gasosa de baixo enriquecimento não podem ser facilmente convertidas para produzir urânio altamente enriquecido. O alto enriquecimento requer muitos estágios menores, devido à queda acentuada do fator de enriquecimento e problemas de criticidade (acúmulo da massa crítica de urânio) em blocos maiores.

O enorme tamanho do sistema de enriquecimento leva a um longo tempo de preenchimento com material (substância enriquecida) antes que o produto saia. Normalmente, este tempo de equilíbrio é de 1-3 meses. A tecnologia de difusão gasosa tem sido amplamente utilizada em muitos países, até mesmo a Argentina estabeleceu uma planta de enriquecimento para seu programa de armas secretas (agora descontinuado). Em 1979, mais de 98% de todo o urânio foi produzido usando este processo. Em meados da década de 1980, essa participação caiu para 95% com a introdução do método de centrifugação.

O método dominante de separação de isótopos para novas indústrias, embora as instalações existentes sejam principalmente de difusão gasosa. Cada centrífuga fornece um fator de separação muito maior do que um único estágio de gás. São necessários muito menos estágios, apenas cerca de mil, embora o custo de cada centrífuga seja muito maior.

A centrifugação a gás requer ~1/10 da energia necessária para a difusão gasosa (seu consumo de energia é de 100-250 kWh/MPH-kg) e permite um aumento de escala mais fácil.

Dos países nucleares em desenvolvimento, essa tecnologia bastante sofisticada é de propriedade do Paquistão e da Índia.

Muitos países anunciam programas para criar ou desenvolver uma frota de reatores nucleares. De acordo com a previsão da World Nuclear Association, até 2020 a capacidade instalada de usinas nucleares no mundo passará dos atuais 360 GW (2007) para 446 GW. Portanto, a necessidade de enriquecimento de urânio aumentará, uma vez que a maioria dos reatores existentes e planejados usa urânio enriquecido até 3,5-4% no isótopo 235 U como combustível.

Em geral, o desenvolvimento de empresas europeias de enriquecimento tem uma base sólida na forma de tecnologia confiável, capacidades existentes significativas e uma base confiável de fabricação de centrífugas.

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A separação industrial de isótopos de urânio começou nos Estados Unidos como parte do Projeto Manhattan para a fabricação de armas atômicas. Em novembro de 1943, a construção da usina eletromagnética U-12 perto de Oak Ridge foi concluída. A ideia do método baseia-se no fato de que um íon mais pesado descreve um arco de raio maior em um campo magnético do que um menos pesado. Desta forma, diferentes isótopos do mesmo elemento podem ser separados. O trabalho foi realizado sob a orientação do inventor do ciclotron, E. Lawrence. O processo tecnológico de separação de isótopos de urânio foi em dois estágios ( uma- e p-estágios). O projeto da unidade de separação (calutron) parecia um grande oval, consistindo de 96 ímãs e 96 câmaras de recepção (uma pista de corrida, ou seja, uma pista de corrida). A planta U-12 consistia em cinco "-instalações (cada uma de 9 pistas), três p-instalações com oito pistas de 36 ímãs cada, química e outros edifícios auxiliares. O calutron tinha um eletroímã gigantesco, cujo comprimento chegava a 75 m e pesava cerca de 4.000 toneladas. Vários milhares de toneladas de fio de prata entraram nos enrolamentos deste eletroímã.

Outra gigantesca (a área sob edifícios de 4.000 hectares, na época - o maior edifício do mundo sob o mesmo teto) construída em Oak Ridge foi a usina K-25. O processo de difusão gasosa é baseado no fenômeno da difusão molecular. Se um composto gasoso de urânio (UFb) é bombeado através de uma partição porosa, então moléculas mais leves contendo 235U penetrarão na partição mais rapidamente do que moléculas mais pesadas contendo 235U. A difusão é realizada através de uma divisória, que é uma membrana metálica fina porosa com vários milhões de orifícios (diâmetro ~ 0-3 mm) por centímetro quadrado. O processo é repetido muitas vezes e requer 3024 etapas de enriquecimento. No início, as membranas eram feitas de cobre, depois mudaram para níquel. Na primavera de 1944, começou a produção industrial de filtros. Essas membranas foram dobradas em tubos e colocadas em uma cavidade hermética - uma câmara de difusão.

36.06. 1944 Em Oak Ridge é inaugurada a usina de difusão térmica 550. O processo de difusão térmica líquida ocorre em uma coluna, que é um tubo vertical longo (15 m de altura), resfriado por fora e contendo um cilindro aquecido no interior. O efeito da separação de isótopos em tal coluna é devido ao fato de que a fração mais leve se acumula na superfície quente do cilindro interno e se move para cima devido à lei da convecção. As colunas foram organizadas em três grupos. Cada um tinha 7 barras, para um total de 2142 colunas.

Para produzir urânio altamente enriquecido para a primeira bomba atômica "Kid", as matérias-primas naturais (0,7%) foram primeiramente transferidas para a fase gasosa (UFe). A planta 55o realizou o enriquecimento inicial a 0,86% pelo método de difusão térmica. Plantar K25 o método de difusão térmica aumentou o enriquecimento para 7%. Urânio se transformou em sólido UV 4 , então o enriquecimento foi levado a 15% usando o α-calutron e, finalmente, obteve-se UF 4 com um enriquecimento de 90% a 29$ usando o p-calutron. A carga da bomba atômica foi feita a partir deste produto (esquema de canhão).

Na Rússia, as primeiras plantas para a separação de isótopos de urânio foram baseadas no princípio de difusão de gás, depois mudaram para o método de ultracentrifugação.

Em 1945, começou a construção em Verkh-Neyvinsk (Médio Urais, região de Sverdlovsk, agora Novouralsk) da Usina No. 813 (agora Ural Electrochemical Combine, UEIP) para enriquecimento de urânio. A planta de difusão de gás D-1, equipada com máquinas da série OK, entrou em operação em 1949, a planta D-3, equipada com máquinas da série T, em 1951, e a planta D-4 (uma cascata de difusão separada capaz de produzindo 90% ) - em 1953. Em 1949, um produto altamente enriquecido (75% 2 c$c) urânio usado como parte da carga na primeira bomba atômica de plutônio soviética. Em 1957, uma planta centrífuga foi inaugurada na UEIP, em 1960 começou a criação da primeira planta de processamento de urânio do mundo baseada na tecnologia de centrifugação, após o que em 1964 a planta foi levada a plena capacidade, em 1980 o primeiro lote industrial de gás de sexta geração centrífugas. Em 1987, a etapa de difusão gasosa da produção industrial de urânio enriquecido foi totalmente concluída. Em 1995, usando a tecnologia UEIP, começou o processamento industrial de urânio altamente enriquecido (HEU), extraído de armas nucleares em liquidação, em urânio de baixo enriquecimento (LEU) para usinas nucleares.

Outra empresa para o enriquecimento isotópico de urânio foi a Angarsk Electrochemical Combine, AECC. Sua construção a sudoeste de Angarsk começou em 10 de abril de 1954. Esta poderosa usina de separação aumentou drasticamente a produção de urânio enriquecido no país (para a produção de hexafluoreto de urânio enriquecido). Em 21 de outubro de 1957, a primeira etapa de 308 máquinas de difusão de gás foi colocada em operação e foi obtido o primeiro urânio enriquecido. Em 14/12/1990, ocorreu o lançamento de centrífugas a gás para separação de isótopos de urânio. Atualmente, as principais atividades da usina são serviços de conversão de óxido de urânio em hexafluoreto de urânio; por conversão de tetrafluoreto de urânio em hexafluoreto de urânio; enriquecimento de urânio a partir de matérias-primas fornecidas pelo cliente; fornecimento de urânio enriquecido na forma de hexafluoreto. Para o cumprimento confiável dos requisitos do regime de não proliferação, o JSC AECC estabeleceu o primeiro Centro Internacional de Enriquecimento de Urânio do mundo e um Banco de Combustível Nuclear sob as salvaguardas da AIEA.

A terceira planta de processamento faz parte da Siberian Chemical Plant (SCC), construída na região de Tomsk (Seversk) no início da década de 1950. SCC - um único complexo do ciclo tecnológico nuclear para a criação de componentes de armas nucleares baseados em materiais físseis. A planta de separação de isótopos produz urânio enriquecido para energia nuclear. Até 1973, a separação por difusão de gás foi realizada, mais tarde - por centrifugação. Também são produzidos vários isótopos estáveis ​​de xenônio, estanho, selênio e outros.A planta de sublimação produz produtos contendo urânio, incluindo urânio altamente enriquecido, óxido de urânio para barras de combustível e shch> para enriquecimento isotópico.

A quarta planta de enriquecimento é a OAO PO Electrochemical Plant (anteriormente Krasnoyarsk-45, agora Zelenogorsk, Território de Krasnoyarsk). Em 30 de outubro de 1962, entrou em operação neste empreendimento a primeira etapa das máquinas de difusão gasosa para a produção de isótopos de urânio. Em 1964, foi introduzida a tecnologia de enriquecimento de urânio por centrifugação a gás. Desde 1988, o principal produto da usina tem sido o urânio de baixo enriquecimento usado como combustível em usinas nucleares. Além disso, desde 1972, a ECP, usando tecnologia de centrifugação a gás, produz produtos isotópicos e substâncias altamente puras.

O lançamento do primeiro satélite soviético em 4 de outubro de 1957 foi conhecido com júbilo em todo o mundo. E o evento que ocorreu em 4 de novembro do mesmo ano em Verkh-Neyvinsk permaneceu um mistério para a melhor inteligência do mundo por muito tempo. Uma planta piloto foi colocada em operação lá, na qual o urânio foi enriquecido por separação de isótopos por centrifugação.

Alexandre Emelyanenkov

No alvorecer da criação das armas nucleares, um dos principais problemas-chave era a separação dos isótopos de urânio. Este metal radioativo pesado ocorre naturalmente como uma mistura de dois isótopos principais. A parcela principal (um pouco menos de 99,3%) é o urânio-238. O conteúdo do isótopo mais leve - urânio-235 - é de apenas 0,7%, mas é necessário para a criação de armas nucleares e a operação de reatores.

Separar isótopos não é fácil. Suas propriedades químicas são idênticas (afinal, são o mesmo elemento químico), e a diferença de massa atômica é de pouco mais de 1%, portanto, os métodos físicos de separação devem ter uma seletividade muito alta. Esta questão na década de 1950 tornou-se um dos momentos decisivos que determinaram o sucesso da indústria nuclear soviética e lançou as bases para a competitividade moderna da indústria nuclear russa no mercado mundial.

através de uma peneira

O método mais simples de separação é a difusão gasosa - "forçando" matérias-primas gasosas (hexafluoreto de urânio) através de uma membrana finamente porosa, enquanto diferentes isótopos se difundem pelos poros em velocidades diferentes. Foi a difusão gasosa que se tornou o primeiro método usado para obter quantidades comerciais de urânio-235 nas primeiras usinas de enriquecimento. Nos Estados Unidos, os desenvolvimentos no campo da difusão gasosa para o Projeto Manhattan foram liderados pelo vencedor do Prêmio Nobel Harold Urey. Na URSS, até 1954, essa direção foi liderada pelo acadêmico Boris Konstantinov, depois ele foi substituído por Isaac Kikoin.

No início, como é frequentemente o caso, o método de difusão gasosa parecia mais acessível de implementar. Mas exigiu enormes gastos de eletricidade - a usina hidrelétrica de Sayano-Shushenskaya e o primeiro estágio da usina nuclear de Beloyarsk, como agora se vê, foram construídos principalmente para esses fins. Além do alto custo geral e baixa eficiência, o método de difusão de gás não era seguro para os trabalhadores - principalmente devido às altas temperaturas e ruídos nas oficinas. Além disso, grandes volumes de misturas quimicamente ativas sob pressão, e essas são emissões potenciais e poluição ambiental. Enquanto isso, uma alternativa ao método de difusão de gás é conhecida desde o final do século XIX - este é um método de centrifugação que promete economias muito significativas: quando em 1958 a planta em Verkh-Neyvinsk atingiu o modo de projeto, descobriu-se que o o consumo de energia por unidade de separação foi 20 (!) vezes menor que o método de difusão, e o custo é metade. É verdade que inúmeras dificuldades tecnológicas aguardavam os designers no caminho para a criação de centrífugas.

Separação eletromagnética. Com base no movimento de partículas carregadas (íons) em um campo magnético. Dependendo da massa das partículas, a curvatura de sua trajetória é diferente, e mesmo uma pequena diferença na massa atômica dos núcleos dos isótopos de urânio permite separá-los. Tais instalações, chamadas de calutrons, foram utilizadas no Projeto Americano Manhattan, pois possibilitaram obter um grau altíssimo de enriquecimento de urânio em poucas passagens. No entanto, os calutrons são muito volumosos, caros de manter, consomem muita energia e têm baixa produtividade, por isso não são usados ​​atualmente para o enriquecimento industrial de urânio.

raízes alemãs

As origens da tecnologia de centrífuga soviética remontam à Alemanha nazista, onde o projeto atômico estava experimentando a separação de urânio. Um dos participantes deste projeto, o físico Geront Zippe, estava entre outros prisioneiros de guerra alemães enviados à URSS. Sob a orientação de Max Steenbeck, seu compatriota e sogro, Zippe esteve envolvido em pesquisas experimentais até 1954 - primeiro no Laboratório A em Sukhumi (o futuro Instituto Sukhumi de Física e Tecnologia), e nos últimos dois anos - em um escritório de design especial na fábrica de Kirov em Leningrado.

Como testemunham participantes e testemunhas oculares desses eventos, os cientistas alemães não sabiam da recusa de materiais para pesquisa. E o regime deles era quase o mesmo de nossos cientistas nucleares secretos, que eram guardados de perto pelo departamento de Beria. Em julho de 1952, por um decreto especial do governo, Steenbeck e seus assistentes foram transferidos do Instituto Sukhum para Leningrado, para o Escritório de Projetos da Fábrica Kirov. Além disso, o grupo foi fortalecido por graduados do Instituto Politécnico do departamento especializado de pesquisa nuclear. A tarefa era fabricar e testar duas unidades de acordo com o esquema Zippe-Steenbeck. Eles começaram a trabalhar com ardor, mas já no primeiro trimestre de 1953, o trabalho foi interrompido, sem levar a testes: ficou claro que o projeto proposto não era adequado para produção em massa.

Difusão gasosa. Usa a diferença nas velocidades de movimento das moléculas de gás contendo vários isótopos de urânio (hexafluoreto de urânio). Uma massa diferente causa uma velocidade diferente das moléculas, de modo que os pulmões passam pela membrana com poros finos (comparáveis ​​em diâmetro ao tamanho das moléculas) mais rápido que os pesados. O método é fácil de implementar e foi usado no início da indústria nuclear na URSS, nos EUA ainda é usado. O grau de enriquecimento de cada estágio é muito pequeno, então são necessários milhares de estágios. Isso resulta em um enorme consumo de energia e altos custos de separação.

A centrífuga Zippe não foi a primeira máquina soviética desse tipo. Mesmo durante a guerra em Ufa, outro alemão, Fritz Lange, que fugiu da Alemanha em 1936, fez um aparelho volumoso em um rolamento. No entanto, especialistas familiarizados com as vicissitudes do projeto atômico na URSS e nos EUA observam uma conquista absoluta do grupo Steenbeck - o projeto original da unidade de suporte: o rotor repousava em uma agulha de aço e essa agulha - em um rolamento de encosto feito de liga superdura em banho de óleo. E todo esse design engenhoso foi mantido por uma suspensão magnética especial na parte superior do rotor. Sua promoção à velocidade de operação também foi realizada por meio de um campo magnético.

Enquanto o projeto do grupo Steenbeck falhou, em fevereiro do mesmo 1953, uma centrífuga a gás com rotor rígido projetada pelo engenheiro soviético Viktor Sergeev foi colocada em operação. Um ano antes, Sergeev, com um grupo de especialistas do departamento de design especial da fábrica de Kirov, onde trabalhava, foi enviado a Sukhumi para conhecer os experimentos de Steenbeck e sua equipe. “Foi então que ele fez uma pergunta técnica a Steenbeck sobre a localização de dispositivos de amostragem de gás na forma de tubos de Pitot”, Oleg Chernov, veterano da produção de centrífugas da Tochmash Production Association, que conhecia bem Sergeev e trabalhou com ele, revelou detalhes importantes. “A pergunta era puramente técnica e continha, de fato, uma dica de como tornar viável o projeto da centrífuga.” Mas o Dr. Steenbeck foi categórico: “Eles vão desacelerar o fluxo, causar turbulência e não haverá separação!” Anos depois, trabalhando em suas memórias, ele se arrependerá: “Uma ideia digna de vir de nós! Mas isso nunca passou pela minha cabeça…”

A centrifugação de gás, usando um rotor de rotação rápida, torce o fluxo de gás de tal forma que as moléculas contendo isótopos de urânio mais pesados ​​são lançadas para as bordas externas pela força centrífuga e as mais leves mais próximas do eixo do cilindro. As centrífugas são combinadas em cascatas, fornecendo material parcialmente enriquecido desde a saída de cada estágio até a entrada do próximo estágio - desta forma é possível obter urânio mesmo de alto grau de enriquecimento. As centrífugas são fáceis de manter, confiáveis ​​e têm consumo moderado de energia. O método é usado na Rússia e em países europeus.

Segundo Oleg Chernov, antes de partir para a Alemanha, Zippe teve a oportunidade de conhecer um protótipo da centrífuga de Sergeyev e o princípio engenhosamente simples de seu funcionamento. Uma vez no Ocidente, o "astuto Zippe", como era frequentemente chamado, patenteou o design da centrífuga em 13 países. As primeiras pessoas do departamento atômico soviético, tendo aprendido sobre esse engano intelectual, não fizeram barulho - se você seguir a versão oficial ", para não levantar suspeitas e aumentar o interesse neste tópico da inteligência técnica militar dos EUA. " Deixe-os, dizem eles, pensar que os soviéticos estão satisfeitos com o antieconômico, como o deles, método de difusão de gás ... Em 1957, tendo se mudado para os EUA, Zippe construiu uma instalação de trabalho lá, reproduzindo de memória o protótipo de Sergeev. E ele chamou, deveria ser dado o devido, "centrífuga russa". No entanto, ele não conseguiu cativar os americanos. Com relação à nova máquina, como outrora e de acordo com o projeto de Steenbeck, foi dado um veredicto: inadequado para uso industrial.

O grau de enriquecimento de uma centrífuga a gás é baixo, então eles são combinados em cascatas sucessivas, nas quais as matérias-primas enriquecidas da saída de cada centrífuga são alimentadas na entrada da próxima e esgotadas - na entrada de uma das anteriores uns. Com um número suficiente de centrífugas na cascata, pode-se obter um grau muito alto de enriquecimento.

É verdade que, um quarto de século depois, nos Estados Unidos, eles decidiram mudar da difusão gasosa para as centrífugas. A primeira tentativa falhou - em 1985, quando foram instaladas as primeiras 1300 máquinas desenvolvidas no Oak Ridge National Laboratory, o governo dos EUA encerrou o programa. Em 1999, no local reativado em Piketon (Ohio), recomeçaram os trabalhos de instalação de centrífugas americanas de nova geração (10 a 15 vezes maiores que as centrífugas russas em altura e duas a três vezes em diâmetro) com rotor de fibra de carbono. De acordo com o plano, estava prevista a montagem de 96 cascatas de 120 “topos” em 2005, mas até o final de 2012 o projeto ainda não entrou em operação comercial.

A separação a laser de isótopos de urânio é baseada no fato de que moléculas contendo diferentes isótopos têm energias de excitação ligeiramente diferentes. Ao irradiar uma mistura de isótopos com um feixe de laser de comprimento de onda estritamente definido, é possível ionizar apenas moléculas com o isótopo desejado e, em seguida, separar os isótopos usando um campo magnético. Existem várias variedades deste método - afetando o vapor atômico AVLIS (Atomic Vapor Laser Isotope Separation), SILVA (análogo francês de AVLIS) e moléculas - MLIS (Molecular Laser Isotope Separation), CRISLA (Chemical Reaction Isotope Separation) e SILEX (Separation de Isótopos) por Excitação a Laser). Atualmente, a General Electric Corporation está tentando comercializar a tecnologia SILEX desenvolvida por especialistas da África do Sul e Austrália. A separação a laser é de baixa energia, baixo custo e altamente enriquecida (é por isso que agora é usada para produzir pequenas quantidades de isótopos ultrapuros), mas ainda há problemas com desempenho, vida útil do laser e enriquecimento sem interromper o processo.

agulhas secretas

Enquanto isso, na URSS, no local discreto de Verkh-Neyvinsk, nos Urais Médios, a primeira linha experimental de centrífugas de separação a gás foi montada no mais estrito sigilo. Em 1942, Isaac Kikoin encontrou uma centrífuga a gás projetada por Lange e até a testou em seu laboratório em Sverdlovsk. Então os experimentos não deram os resultados desejados, e o acadêmico ficou cético quanto à própria possibilidade de criar centrífugas industriais a gás. O principal problema das primeiras instalações foi sua fragilidade. E embora eles inicialmente girassem a uma velocidade de “apenas” 10.000 rotações por minuto, estava longe de ser fácil lidar com a enorme energia cinética do rotor.

Seus carros estão sendo destruídos! - repreendeu sarcasticamente os desenvolvedores em uma das reuniões em Minsredmash, o chefe da sede Alexander Zverev, que tinha o posto de general do NKVD.

— E o que você queria? Para que continuem se multiplicando? - Anatoly Safronov, que estava encarregado do projeto na época, respondeu desafiadoramente.

Com o método centrífugo de separação, devido à alta velocidade de rotação, é criada uma força centrífuga que excede a força da gravidade da Terra em centenas de milhares de vezes. Devido a isso, as moléculas mais pesadas de hexafluoreto de urânio-238 "batem" na periferia do cilindro giratório, e as moléculas mais leves de hexafluoreto de urânio-235 estão concentradas perto do eixo do rotor. Através de dutos de saída separados (como tubos de Pitot, sobre os quais o engenheiro soviético Sergeev falou ao alemão Steenbeck), o gás contendo isótopos U-238 é removido “para o lixão”, e a fração enriquecida com um teor aumentado de urânio-235 flui na próxima centrífuga. Uma cascata dessas centrífugas, contendo centenas e milhares de máquinas, permite aumentar rapidamente o conteúdo do isótopo de luz. Relativamente falando, eles podem ser chamados de separadores, nos quais as matérias-primas de urânio (hexafluoreto de urânio, UF6) transformadas em gás com baixo teor do isótopo U-235 são transferidas sequencialmente da consistência de leite fresco para creme e creme azedo. E, se necessário, também podem derrubar o “petróleo” - trazer o enriquecimento para 45%, ou até 60%, para usá-lo como combustível em reatores submarinos e em instalações de pesquisa. E, mais recentemente, quando era necessário em grandes quantidades, eles giravam centrífugas até obterem “queijo” caro na saída - urânio para armas com um enriquecimento de mais de 90%. Mas no final da década de 1980, tanto urânio para uso militar havia sido “separado” em quatro usinas soviéticas que seus estoques em armazéns e em cargas nucleares prontas eram considerados excessivos, e a produção de urânio altamente enriquecido para fins militares era parado.

De acordo com os cálculos iniciais, a espessura das paredes externas do corpo da centrífuga deveria ser de 70 mm - como blindagem de tanque. Tente descontrair tal colosso... Mas por tentativa e erro, eles encontraram uma solução de compromisso. Uma liga especial foi criada - mais forte e mais leve que o aço. As caixas de centrífugas modernas, que um dos autores viu e segurou em suas mãos na Tochmash Production Association em Vladimir, não evocam nenhuma associação com blindagem de tanques: cilindros ocos de aparência comum com uma superfície interna polida para brilhar. À distância, eles podem ser confundidos com tubos de corte com flanges de conexão nas extremidades. Comprimento - não mais que um metro, de diâmetro - vinte centímetros. E na Usina Eletroquímica de Ural, cascatas gigantes com centenas de metros de comprimento são montadas a partir delas. Placas nas paredes e marcações especiais no piso de concreto pintado nos corredores tecnológicos indicam que é costume circular de bicicleta. É verdade, não mais rápido que 5-10 km / h.

E dentro das centrífugas que são quase inaudíveis, as velocidades são completamente diferentes - um rotor em uma agulha com um rolamento de impulso de corindo, "suspenso" em um campo magnético, faz 1500 rotações por segundo! Em comparação com o primeiro produto VT-3F de 1960, ele foi overclockado em quase dez vezes, e o período de operação ininterrupta foi aumentado de três para 30 anos. Provavelmente é difícil encontrar outro exemplo em que uma técnica demonstre tal confiabilidade com parâmetros tão extremos. Como disse Valery Lempert, vice-chefe de produção de centrífugas, as máquinas que a Tochmash forneceu há 30 anos ainda estão funcionando na fábrica em Novouralsk: “Provavelmente foi a terceira geração de centrífugas, e agora a oitava está sendo produzida em massa e o nono está sendo lançado em produção piloto.”

“Não há nada super complicado no design da nossa centrífuga. Trata-se de ajustar a tecnologia nos mínimos detalhes e rigoroso controle de qualidade”, explica Tatyana Sorokina, que há décadas “lidera” a tecnologia de fabricação da agulha de suporte para o rotor na fábrica. - Essas agulhas são feitas de fio de piano comum, do qual as cordas são puxadas. Mas o método de endurecimento da ponta é o nosso know-how.”

Em seus anos de declínio, um de seus principais criadores, Viktor Sergeev, deu sua explicação aos segredos da centrífuga russa. De acordo com o depoimento do engenheiro Oleg Chernov, quando questionado pelos serviços de segurança o que precisa ser protegido neste produto e qual é o seu principal segredo, o designer respondeu sucintamente: "Gente".