Uranium enrichi

L'uranium enrichi est un genre d'uranium dans lequel la composition de pour cent du Uranium-235 a été augmentée par le processus de la séparation isotopique . L'uranium normal du est 99.284% l'isotope du ²³⁸U , avec ²³⁵U constituant seulement environ 0. Cependant, ²³⁵U est le seul isotope existant en nature (dans toute quantité appréciable) qui est le fissible par les neutrons thermiques

L'uranium enrichi est un composant critique pour la génération d'énergie nucléaire civile et les armes nucléaires militaire les tentatives de l'Agence internationale de l'énergie atomique de surveiller et commander des approvisionnements et des processus d'uranium enrichi dans ses efforts d'assurer la sûreté de génération d'énergie nucléaire et le de bord la prolifération d'armes nucléaires .

Pendant le projet de Manhattan enrichi l'uranium a été donné le oralloy, une version raccourcie de nom de code de l'alliage d'Oak Ridge , après l'endroit des usines où l'uranium a été enrichi. Le terme oralloy encore est de temps en temps employé pour se rapporter à l'uranium enrichi.000 tonnes métriques d'uranium fortement enrichi dans le monde, produit la plupart du temps pour les armes nucléaires , la propulsion navale, et les plus petites quantités pour des réacteurs pour recherches scientifiques de recherche scientifique.

Le ²³⁸U restant après que l'enrichissement soit connu comme uranium épuisé (du) de , et est considérablement moins radioactif que même l'uranium normal, bien que toujours extrêmement dense. Il est utile pour l'armure , les armes pénétrantes , et d'autres applications exigeant les métaux très denses, bien qu'à l'heure actuelle, seulement 5% de lui est mis à n'importe quelle utilisation ; le repos demeure dans le stockage aux équipements d'enrichissement.

Catégories

Uranium légèrement enrichi (SEU)

L'uranium légèrement d'enrichissement de (SEU) a un ²³⁵U concentration de 0.

Cette nouvelle catégorie est employée pour remplacer le carburant de l'uranium normal (NU) de dans des quelques réacteurs à eau lourds comme le CANDU . Des coûts sont abaissés parce que moins d'uranium et peu de paquets sont nécessaires pour remplir de combustible le réacteur. Ceci réduit alternativement la quantité de carburant usé et de ses coûts suivants de gestion des déchets.

L'uranium récupéré par (RU) est une variation de SEU. Il est basé sur un cycle du combustible impliquant le carburant usé récupéré des réacteurs à eau légère (LWR). Le carburant usé d'un LWR contient typiquement plus d'U-235 que l'uranium normal, et pourrait donc être employé pour remplir de combustible les réacteurs qui emploient d'habitude l'uranium normal comme carburant.

Uranium légèrement enrichi (LEU)

L'uranium légèrement enrichi (LEU) de a une concentration plus humblement qu'en 20% de ²³⁵U. Pour l'usage dans des réacteurs à eau légère commerciaux (LWR), les réacteurs de puissance les plus répandus dans le monde, uranium est enrichis à 3 à 5 % ²³⁵U. LEU frais utilisé dans des réacteurs pour recherches scientifiques de recherche scientifique de que est habituellement enrichi 12% à 19.75% U-235, la dernière concentration étant employée pour remplacer des carburants de HEU en convertissant en LEU.

Uranium fortement enrichi (HEU)

L'uranium fortement d'enrichissement de (HEU) a une concentration plus considérablement qu'en 20% de ²³⁵U ou de ²³³U.

L'uranium fissile dans des armes nucléaires contient habituellement 85% ou plus de ²³⁵U connu sous le nom d'arme-catégorie , cependant pour une arme brute et inefficace 20% est suffisant (appelé le arme-utilisable) ; certains discutent qui même moins est suffisant, mais d'autre part la masse critique exigée rapidement augmente. Cependant, l'utilisation judicieuse de l'implosion et les réflecteurs de neutron peuvent permettre la construction d'une arme d'une quantité d'uranium au-dessous de la masse critique habituelle pour son niveau d'enrichissement, bien que ce soit probablement seulement possible dans un pays qui a déjà eu une expérience étendue en développant les armes nucléaires. La présence de trop de l'isotope de ²³⁸U empêche la réaction en chaîne nucléaire d'emballement qui est responsable de la puissance de l'arme. La masse critique pour 85% d'uranium fortement enrichi est environ 50 kilogrammes, qui à la densité normale seraient une sphère plus moins de 7 pouces de diamètre.

HEU est également employé dans des réacteurs de neutron rapide de aussi bien que dans des réacteurs navals , où il contient au moins 50% ²³⁵U, mais typiquement ne dépasse pas 90%. Le prototype commercial du réacteur Fermi-1 rapide a employé HEU avec 26. Pour des expériences de criticalité, l'enrichissement de l'uranium à plus de 97% a été accompli.

Méthodes

La séparation isotopique est une activité difficile et grande consommatrice d'énergie. L'enrichissement de l'uranium est difficile parce que les deux isotopes ont les propriétés chimiques identiques, et est très semblable dans le poids : ²³⁵U est l'allumeur seulement 1.26% que ²³⁸U. Plusieurs techniques de production appliquées à l'enrichissement ont été employées, et plusieurs sont à l'étude. En général ces méthodes exploitent les légères différences dans les poids atomiques des divers isotopes. On effectue un certain travail qui emploierait la résonance nucléaire ; cependant il n'est pas certain le cas échéant de ces processus ont été mesurés jusqu'à la production.

Un dispositif commun à tous les arrangements à grande échelle d'enrichissement est qu'ils utilisent un certain nombre d'étapes identiques qui produisent des concentrations successivement plus élevées de ²³⁵U. Chaque étape concentre le produit de l'étape précédente plus loin avant d'être envoyé à la prochaine étape. De même, les produits de queue de chaque étape sont retournés à l'étape précédente pour une transformation plus ultérieure. Ce système de enrichissement séquentiel s'appelle une cascade .

Diffusion thermique

La diffusion thermique utilise le transfert de la chaleur à travers un liquide ou un gaz mince pour accomplir la séparation isotopique. Le processus exploite le fait que les molécules plus légères de gaz de ²³⁵U répandront vers une surface chaude, et les molécules plus lourdes de gaz de ²³⁸U répandront vers une surface froide. L'usine du S-50 au Oak Ridge, Tennessee a été employée pendant la deuxième guerre mondiale pour préparer le matériel d'alimentation pour le processus du EMIS . Elle a été abandonnée en faveur de la diffusion gazeuse.

Diffusion gazeuse

La diffusion gazeuse est une technologie employée pour produire l'uranium enrichi en forçant l'hexafluorure en uranium (sortilège) de gazeux par les membranes semi-perméables que ceci produit une légère séparation entre les molécules contenant ²³⁵U et ²³⁸U. Tout au long de la guerre froide , la diffusion gazeuse a joué un rôle important comme technique d'enrichissement de l'uranium, bien qu'elle ait été maintenant presque totalement remplacée par de plus nouvelles méthodes.

Centrifugeuse de gaz

Le procédé de la centrifugeuse de gaz de emploie un grand nombre de cylindres de rotation en série et formations parallèles. Cette rotation crée une force centrifuge forte de sorte que les molécules plus lourdes de gaz contenant ²³⁸U se déplacent vers l'extérieur du cylindre et les molécules de gaz plus léger riches en ²³⁵U se rassemblent plus près du centre. Elle exige loin de moins d'énergie de réaliser la même séparation que le procédé de diffusion gazeux plus ancien, qu'elle a en grande partie remplacé.

Centrifugeuse de Zippe

La centrifugeuse de Zippe de est une amélioration sur la centrifugeuse standard de gaz, la différence primaire étant l'utilisation de la chaleur. Le fond des cylindres de rotation est heated, produisant les courants de convection qui déplacent le ²³⁵U vers le haut du cylindre, où il peut être rassemblé par des godets. Cette conception améliorée de centrifugeuse est employée commercialement par le Urenco pour produire le carburant nucléaire et a été employée par le Pakistan dans leur programme d'armes nucléaires. Le Zippe-type technologie a été transféré par le pakistanais Abdul Qadeer Khan de scientifique au Corée du Nord , au Libye et au Iran , leur permettant de développer leurs industries nucléaires et de développer potentiellement les armes nucléaires. (En octobre 2006, la Corée du Nord a annoncé un essai réussi d'une arme nucléaire, bien qu'on le sache clairement que le carburant pour cette arme n'a pas été produit à partir de la technologie de centrifugeuse de gaz, et de l'U. L'Iran nie avoir un programme d'armes nucléaires, toutefois plusieurs nations réclament que l'Iran prévoit pour employer son programme civil d'enrichissement pour faire les armes réelles.)

Processus aérodynamiques

Les processus aérodynamiques de l'enrichissement en incluent les techniques de la buse à jet de Becker développées par EW Becker et associés et le procédé de séparation du tube de vortex . Ces procédés aérodynamiques de séparation du dépendent de la diffusion conduite par des gradients de pression, de même que fait la centrifugeuse de gaz. En effet, des processus aérodynamiques peuvent être considérés en tant que centrifugeuses non-tournantes. Le perfectionnement des forces centrifuges est réalisé par dilution d'UF₆ avec de l'hydrogène ou l'hélium car un gaz porteur réalisant une vitesse d'écoulement beaucoup plus élevée pour le gaz que pourrait être obtenu using l'hexafluorure en uranium pur. La société d'enrichissement de l'uranium de de l'Afrique du Sud (UCOR) a développé et a déployé le procédé de séparation de vortex de Helikon de basé sur le tube de vortex et une usine de démonstration a été construite dans le Brésil par NUCLEI , un consortium mené par le Industrias Nucleares font le Brésil qui a employé le processus de bec de séparation. Cependant les deux méthodes ont la consommation de haute énergie et les conditions substantielles pour le déplacement de la chaleur résiduelle ; ni l'un ni l'autre n'est actuellement en service.

Séparation isotopique électromagnétique

voient également :

du calutron Dans le procédé électromagnétique de la séparation isotopique (EMIS), l'uranium métallique est d'abord vaporisé, et - les ions chargés franchement alors ionisés. Les cations sont alors accélérés et plus tard guidés par des champs magnétiques sur leurs cibles respectives de collection. Production-mesurer le le spectromètre de masse que appelé le calutron a été développé pendant la deuxième guerre mondiale qui a fourni une partie du ²³⁵U utilisé pour la bombe nucléaire de Little Boy , qui a été lâchée au-dessus du Hiroshima en 1945. Correctement le terme « calutron » applique à un dispositif à plusieurs étages disposé dans un grand ovale autour d'un électro-aimant puissant. La séparation isotopique électromagnétique a été en grande partie abandonnée en faveur des méthodes plus efficaces.

Processus de laser

Les processus de laser sont les absorptions d'énergie inférieure prometteuses de technologie third-generation possible, les frais financiers inférieurs et les analyses inférieures de queues, par conséquent les avantages économiques significatifs.

La séparation isotopique atomique de laser de vapeur de ( AVLIS ) est une méthode par laquelle a particulièrement accordé des lasers sont employées pour séparer des isotopes d'uranium using l'ionisation sélective des transitions hyperfines. La technique utilise les lasers qui sont accordés aux fréquences qui n'ionisent un atome de ²³⁵U et aucun autre. Les ions positively-charged de ²³⁵U sont alors attirés à un plat negatively-charged et rassemblés.

Une deuxième méthode de séparation de laser est connue en tant que séparation isotopique moléculaire de laser (MLIS). Dans cette méthode, un laser infrarouge est dirigé au gaz en uranium d'hexafluorure, les molécules passionnantes qui contiennent un atome de ²³⁵U. Un deuxième laser libère un atome du fluor , laissant à le pentafluorure en uranium qui précipite alors hors du gaz.

Un développement australien qui est moléculaire et utilise SILEX appelé par UF₆ (séparation des isotopes par l'excitation de laser) est apparemment « fondamentalement complètement différent de ce qui a été elsewhere" essayé ; selon le Silex Systems Ltd . Les détails du processus ne sont actuellement pas disponibles. Après un processus de développement prolongé impliquant le USEC de compagnie d'enrichissement des États-Unis acquérant et puis abandonnant des juste de commercialisation à la technologie, le General Electric a signé un accord de commercialisation avec des systèmes de Silex en 2006 (voir ici).

Aucun de ces processus n'est pourtant prépare pour l'usage commercial, bien que le SILEX soit bien avancé.

Méthodes chimiques

Un processus chimique a été démontré à l'étape d'installation pilote mais pas employé. Le français CHEMEX traitent a exploité une différence très légère dans des deux la propension isotopes de changer la valence dans l'oxydation de /réduction , utilisant des phases aqueuses et organiques non-miscibles.

Un processus d'échange ionique a été développé par le Asahi Chemical Company dans le Japon qui applique la séparation semblable de chimie mais d'effets sur une colonne d'échange ionique du de propriété industrielle de résine.

Séparation de plasma

Le procédé de séparation de plasma (PSP) décrit une technique potentiellement plus efficace au l'uranium-enrichissement qui se sert des aimants supraconducteurs et de la physique des plasmas . Dans ce processus, le principe de la résonance de cyclotron d'ion est employé pour activer sélectivement l'isotope de ²³⁵U dans un plasma contenant un mélange des ions que le Français a développé leur propre version de PSP, qu'ils ont appelé RCI. Le placement pour RCI a été rigoureusement réduit en 1986, et le programme a été suspendu autour de 1990, bien que RCI soit encore employé pour la séparation isotopique stable.

Unité de travail séparateur

L'unité de travail séparateur de (SWU) est une fonction de la quantité d'uranium traitée, de la composition du produit de départ, et du degré auquel il est enrichi ; elle est proportionnelle à tout le temps d'opération de machine requis pour réaliser ceci.

Le travail séparateur est exprimé en SWUs, commutateur de kilogramme, ou kilogramme d'UTA (du allemand Urantrennarbeit )

1 SWU = 1 kilogramme commutateur = 1 kilogramme d'UTA
1 kSWU = 1 tSW = 1 t UTA
1 MSWU = 1 ktSW = 1 kt UTA

L'unité est strictement : L'unité de travail séparateur de kilogramme de , et est indicative de l'énergie utilisée dans l'enrichissement, quand l'alimentation, les queues et les quantités de produit sont exprimées en kilogrammes. Le $W_ de travail \ mathrm {SWU}$ nécessaire pour séparer une masse $F$ d'alimentation du $x_ d'analyse {f}$ dans une masse $P$ du $x_ d'analyse de produit {p}$ , et des queues de la masse $T$ et du $x_ d'analyse {t}$ est exprimé en termes de nombre d'unités de travail séparateur requises, donné par l'expression $W_ de \ mathrm {SWU} = P \ cdot V \ (x_ {p} \ droit) +T laissé \ cdot V (x_ {t}) - F \ cdot V (x_ {f})$

là où le $V \ (x \ droit)$ laissé est la fonction de valeur , définie As $V de (x) = (1 - 2x) \ cdot \ ln (\ frac {1 - x} {x})$

L'alimentation au rapport de produit est donnée par l'expression = de $\ frac de {F} {P} \ frac {x_ {p} + x_ {t}} {x_ {f} - x_ {g}}$

considérant que les queues au rapport de produit est données par l'expression = de $\ frac de {T} {P} \ frac {x_ {p} - x_ {f}} {x_ {f} - x_ {t}}$

Si, par exemple, vous commencez par 100 kilogrammes (220 livres) du NU, il prend environ 61 SWU pour produire 10 kilogrammes (22 livres) de LEU dans le contenu de ²³⁵U à 4.5%, à une analyse de queues de 0.

Le nombre d'unités de travail séparateur a fourni par un service d'enrichissement est directement lié à la quantité d'énergie que le service consomme. Les usines gazeuses modernes de diffusion exigent typiquement 2.500 kilowatt-heures (8.000 à Megajoules ou 9 Gigajoules de l'électricité par SWU tandis que les usines de centrifugeuse de gaz exigent juste 50 à 60 kilowatt-heures (180 à 220 MJ) de l'électricité par SWU.

Exemple de :

Une grande centrale nucléaire d'une capacité électrique nette de 1300 MW exige environ 25.000 kilogrammes de LEU annuellement avec une concentration en ²³⁵U de 3. Cette quantité est produite à partir d'environ 210.000 kilogrammes du NU employant environ 120. Une installation d'enrichissement d'une capacité de 1000 kSWU/yr peut, donc, enrichir l'uranium requis pour alimenter environ huit grandes centrales nucléaires.

Le coût de publie

En plus des unités de travail séparateur fournies par un service d'enrichissement, l'autre paramètre important qui doit être considéré est la masse du NU qui est nécessaire dedans pour passer commande pour rapporter une masse désirée d'uranium enrichi. Comme avec le nombre de SWUs, la quantité de matériel d'alimentation exigée dépendra également du niveau de l'enrichissement désiré et sur la quantité de ²³⁵U qui finit vers le haut dans l'uranium épuisé. Cependant, à la différence du nombre de SWUs prié pendant l'enrichissement qui augmente avec les niveaux décroissants de ²³⁵U dans le jet épuisé, la quantité du NU requise diminuera avec les niveaux décroissants de ²³⁵U qui finissent vers le haut dans du.

Par exemple, dans l'enrichissement de LEU pour l'usage dans un réacteur à eau légère il est typique pour que le jet enrichi contienne 3.6% ²³⁵U (par rapport à 0.7% au NU) tandis que le jet épuisé contient 0. afin de produire un kilogramme de ce LEU qu'il exigerait approximativement 8 kilogrammes du NU et de 4.5 SWU si DU stream était permis d'avoir 0. d'une part, si le jet épuisé avait seulement 0.2% ²³⁵U, alors il exigerait juste 6.7 kilogrammes du NU, mais presque 5.7 SWU d'enrichissement. Puisque la quantité du NU priée et le nombre de SWUs prié pendant le changement d'enrichissement des directions opposées, si le NU est bon marché et des services d'enrichissement sont relativement plus cher, puis des opérateurs choisiront typiquement de permettre à plus de ²³⁵U d'être laissés dans DU stream tandis que si le NU est relativement plus cher et l'enrichissement est moins ainsi, alors elles choisiraient l'opposé….
La calculatrice d'enrichissement de l'uranium de

a conçu par : le projet en uranium SAGE

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L'opposé de l'enrichissement est downblending ; L'excédent HEU peut downblended à LEU pour le rendre approprié pour l'usage en carburant nucléaire commercial.

La matière de base de HEU peut contenir les isotopes en uranium non désirés : le ²³⁴U est un isotope mineur contenu en uranium normal ; pendant le processus d'enrichissement, ses augmentations de concentration mais demeure bien en-dessous de 1%. Les concentrations élevées de ²³⁶U est un sous-produit d'irradiation dans un réacteur et peut être contenues dans le HEU, selon son histoire de fabrication. HEU retraité des réacteurs de production de matériaux d'armes nucléaires (avec une analyse de ²³⁵U approximativement de 50%) peut contenir des concentrations de ²³⁶U aussi hautes que 25%, ayant pour résultat des concentrations approximativement de 1.5% dans le produit mélangé de LEU. ²³⁶U est un poison de neutron ; donc la concentration réelle de ²³⁵U dans le produit de LEU doit être élevée en conséquence pour compenser la présence de ²³⁶U.

Le blendstock peut être le NU, ou du, toutefois selon la qualité de matière de base, SEU à en général 1.5 % poids ²³⁵U peut utilisé comme blendstock pour diluer les sous-produits non désirés qui peuvent contenu dans l'alimentation de HEU. Les concentrations de ces isotopes dans le produit de LEU dans certains cas pourraient dépasser des caractéristiques du ASTM pour le carburant nucléaire, si le NU, ou le du étaient employés. Ainsi, le HEU downblending généralement ne peut pas contribuer à la gestion des déchets que le problème a posée par les grandes réserves existantes de l'uranium épuisé.

Une entreprise downblending de commandant a appelé les Megatons de aux convertis HEU à utilisation militaire ex-Soviétique du programme de mégawatts pour remplir de combustible pour les réacteurs de puissance commerciaux des États-Unis. De 1995 mid-2005 traversants, 250 tonnes métriques d'uranium haut-enrichi assez (pour 10.000 ogives) ont été réutilisées dans le bas-enrichir-uranium. Le but est de réutiliser 500 tonnes métriques d'ici 2013.

qu'une calculatrice de Downblending d'uranium a conçu par le projet en uranium SAGE

Équipements globaux d'enrichissement

Les pays suivants sont connus pour actionner des équipements d'enrichissement : L'Argentine, le Brésil, la Chine, la France, l'Allemagne, l'Inde, l'Iran, le Japon, les Pays Bas, le Pakistan, la Russie, le Royaume-Uni et les Etats-Unis. On suspecte également l'Israël et la Corée du Nord de avoir des programmes d'enrichissement. La Belgique, l'Iran, l'Italie et l'Espagne tiennent un intérêt d'investissement pour l'installation d'enrichissement française d'Eurodif , avec la possession de l'Iran de l'ayant droit à 10% du rendement d'uranium enrichi. Pays qui ont fait inclure des programmes d'enrichissement dans le passé la Libye et l'Afrique du Sud, bien que le service de la Libye n'ait jamais été opérationnel. L'Australie a annoncé son intention de poursuivre l'enrichissement commercial, et recherche activement l'enrichissement en laser de .

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