Збагачення урану

Збагачення урану — фізичний процес збільшення співвідношення вмісту ізотопу урану ²³⁵U до ²³⁸U. Ізотоп ²³⁸U, попри радіоактивність, — дуже стабільний ізотоп, не здатний до самостійної ланцюгової ядерної реакції на теплових нейтронах, на відміну від рідкісного ²³⁵U, який інтенсивно використовують в атомній промисловості та для створення ядерної зброї. Нині ²³⁵U є основним ядерним паливом, без нього неможливе одержання плутонію, який використовують для створення ядерної та термоядерної зброї. Однак, через те, що частка ізотопу ²³⁵U мала (0,72%), підготовка ядерного палива обов'язково повинна включати стадію збагачення урану.

Збагачення урану здійснюється двома основними методами розділення ізотопів: газодифузійним методом та методом газового центрифугування. У Росії, Великій Британії, Німеччині, Нідерландах та Японії застосовується метод центрифугування, при якому газ UF₆ розкручується до дуже високої швидкості й через різниці в масі молекул відбувається просторове розділення ізотопів, які потім переводяться назад в метал. У відходах залишається тільки 0,2-0,3% ²³⁵U.^[1]

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

Наразі найактивніше технології замкнутого ядернопаливного циклу розвиваються в Росії.

На цей час успішно експлуатують 2 реактори на швидких нейтронах: БН-600 і БН-800 на Білоярській АЕС. Ведеться будівництво дослідно-демонстраційного центру з перероблення ВЯП ВВЕР-1000 продуктивністю до 250 тонн в рік. Освоєно виробництво МОХ-палива та нітридного палива для реакторів на швидких нейтронах з використанням продуктів переробки ВЯП (уран і плутоній)^[2].