Wytwarzanie świeżego paliwa uranowego

W procesie przygotowywania świeżego paliwa dla reaktorów lekkowodnych (PWR, WWER, BWR, oraz ich nowszych generacji), wykorzystujących uran niskowzbogacony – wyodrębniamy następne etapy produkcji:

1. Redukcja (konwersja): przekształcenie yellowcake (U₃O₈) do postaci UO₂. 2. Konwersja UO₂, w gazowy sześciofluorek uranu UF₆.

3. Wzbogacanie izotopowe uranu.

4. Konwersja UF₆ do postaci UO₂ i wytwarzanie paliwa reaktorowego.

Pierwszy etap to przekształcenie yellowcake do postaci UO₂.

Yellowcake w zależności od składu surowej rudy i stosowanej metody kwaśnej lub alkalicznej zawiera 70-90% ośmiotlenku trójuranu (U₃O₈). Pozostałe składniki to: trójtlenek uranu (UO₃), dwutlenek uranu (UO₂), wodorotlenek uranylu (UO₂(OH)₂), siarczan uranylu (UO₂SO₄), uranian sodu (Na₂O (UO₃)₂·6H₂O), nadtlenek uranu (UO₄·nH₂O).

Na początku następuje proces oczyszczania koncentratu z wszelkich pochłaniających neutrony domieszek. Następnie wykonuje się redukcję tlenków uranu (i pozostałych związków) przy pomocy związków wodoru do otrzymania UO₂.

Drugi etap to konwersja UO₂ do otrzymania gazowego UF₆.

Proces ten prowadzi się dla otrzymania gazowego sześciofluorku uranu, aby można było przeprowadzić następy proces wzbogacania paliwa w lżejszy izotop rozszczepialny U-235.

Przeprowadzane fluorowodorowanie przekształca UO₂ w stały UF₄, który następnie stosując fluorowanie przekształca się w gazowy UF₆.

Rys. 2.11. Koncentrat uranowy (yellow cake).

Etapy pierwszy i drugi schematycznie przedstawione są na poniższym rysunku (Rys 2.12).

Trzeci etap to wzbogacanie izotopowe uranu do wymaganej zawartości izotopu U-235 (do ~ 5% masy całkowitej uranu dla reaktorów lekko wodnych, a ~ 20% dla reaktorów prędkich powielających).

Postać gazowa produktu umożliwia procesy wzbogacania izotopowego metodą dyfuzyjną bądź wirówkową. Są to obecnie najczęściej stosowane metody przemysłowe.

Metoda dyfuzyjna polega na częściowej separacji izotopów (wzroście stężenia) przy przejściu przez porowate ścianki (Rys. 2.13). Gaz po przejściu na stronę o niższym ciśnieniu jest wzbogacony w izotop lżejszy. Współczynnik separacji (wzrostu ilości izotopu lżejszego po przejściu bariery z porowatej ścianki do ilości tego izotopu na wejściu) dla UF₆ do rozdzielenia izotopów U-235 i U-238 wynosi 1,00429. Ponieważ wzrost stężenia na jednym stopniu jest bardzo niewielki to aby przeprowadzić proces wzbogacenia uranu w izotop U-235 do 90% potrzeba około 3000 takich stopni, zaś dla uzyskania uranu o wzbogaceniu wystarczającym dla celów energetycznych około 1500.

Uzyskuje się to łącząc poszczególne stopnie w kaskadę (Rys. 2.14). Każdy stopień dyfuzyjny ma jedno wejście i dwa wyjścia. Wzbogacony strumień w izotop U-235 jest kierowany na następny stopień. Strumień zubożony jest zawracany na wejście do stopnia (n-2).

Rys. 2.12. Schemat przebiegu procesu przemiany U3O8 w sześciofluorek uranu UF6.

Rys. 2.13. Schemat ideowy działania stopnia dyfuzji gazowej.

Rys. 2.14. Przebieg przepływu w kaskadzie dyfuzyjnej wzbogacania uranu.

Ten sposób wzbogacania uranu był powszechnie stosowany w początkowym okresie, głównie dla zastosowań militarnych, a następnie powszechnie rozpoczęto go stosować dla potrzeb energetyki jądrowej. Wadą jego jest wielka energochłonność i potrzeba zbudowania wielkich ciągów stopni dyfuzyjnych.

Rys. 2.15. Należące do koncernu EDF zakłady wzbogacania uranu metodą dyfuzji gazowej w Tricastin we Francji [fot. AREVA].

Po osiągnięciu możliwości uzyskania wielkich prędkości obrotowych przez wirówki i niezawodności ich działania obecnie najczęściej stosowaną metodą wzbogacania staje się metoda wirówkowa. Wykorzystuje ona fakt różnicy siły odśrodkowej dla poruszających się w bębnie wirówki różnych izotopów. Współczynnik separacji w tym wypadku jest wyższy i zależy od różnicy mas izotopów. Jego wartość w zależności od prędkości obrotowej może wynosić 1,2 do 1,5.

Obroty takiej wirówki (Rys 2.16) wynoszą 50 000 do 70 000 obr./min jej długość od 1 m do 2 m, a średnica - od 15 cm do 20 cm. Sześciofluorek uranu doprowadza się w okolice środka wirującego bębna, gdzie rozpoczyna on proces wirowania. Pod wpływem siły odśrodkowej cięższe cząsteczki izotopu U-238 dążą w kierunku korpusu, a lżejsze z izotopem U-235 gromadzą się wokół osi. Ten efekt rozdzielenia zostaje wzmocniony przez konwekcję wywołaną różnicą temperatury wzdłuż osi wirnika.

Frakcja wzbogacona jest odprowadzana z okolicy wirnika (mały promień), a frakcja zubożona z okolicy bliskiej zewnętrznej powierzchni bębna (duży promień).

Proces wzbogacania dzięki zastosowaniu tej metody stał się mniej energochłonny i wymaga zakładów o

znaczne mniejszej powierzchni (zapotrzebowanie na energię jest około 50 razy mniejsze niż dla metody dyfuzyjnej).

Liczba stopni do uzyskania wzbogacenia użytecznego na potrzeby energetyki jądrowej

Uran zubożony Sześciofluorek uranu

Wirnik

Obudowa

Silnik Uran wzbogacony

Rys. 2.16. Schemat budowy wirówki do wzbogacania uranu.

Wirówki połączone są między sobą w układzie kaskadowym gdzie strumień wzbogaconego uranu podawany jest na następny stopień, a zubożałego cofany na poprzedni. Poniższe zdjęcie (Rys. 2.17) przedstawia kaskadę wirówek w zakładzie wzbogacania uranu.

Rys. 2.17. Kaskada wirówek w zakładzie wzbogacania uranu metodą wirówkową firmy Urenco w Gronau w Niemczech [fot. Urenco].

Metoda laserowa wzbogacania paliwa – rokująca duże nadzieje (w trakcie powadzenia prac badawczych). Wykorzystuje ona zjawisko selektywnej dysocjacji lub jonizacji gazu poprzez zastosowanie światła laserowego. W celu separacji izotopów uranu UF₆ poddawany jest fotodysocjacji. Proces przebiega w dwóch etapach. W pierwszym etapie uzyskiwane jest wzbudzenie cząstek poprzez naświetlanie pierwszym laserem. Cząsteczki zawierające w swoim składzie tylko izotop U-235 ulegają wzbudzeniu natomiast posiadające izotop U-238 pozostają niewzbudzone. Następnie poprzez działanie drugiego lasera cząsteczki zawierające izotop U-235 ulegają selektywnie dysocjacji na stały UF₅ oraz fluor.

Czwarty etap to konwersja UF₆ do postaci UO₂ i wytwarzanie paliwa reaktorowego.

Konwersję 2 prowadzi się obecnie według trzech różnych technologii:

 Technologia ADU, polegająca na hydrolizie UF₆, wytworzeniu poliuranianu amonu, rozkładzie termicznym i redukcji do UO₂.

 Technologia AUC, polegająca na reakcji z roztworem węglanu amonu, wytraceniu węglanu uranylowo-amonowego, rozkładzie termicznym i redukcji do UO₂.

 Technologia sucha, polegająca na reakcji w wysokich temperaturach: w reaktorze fluidalnym lub płomieniowym UF₆ z parą wodną, wodorem i azotem tworzy fluorek uranylu, który następnie w wysokiej temperaturze przekształca się w UO₂.

Uzyskany UO2 w postaci proszku służy do wytwarzania pastylek paliwowych. Najczęściej stosowana metoda polega na prasowaniu pod ciśnieniem i spiekaniu UO₂ w temperaturze około 2000 K w atmosferze gazów obojętnych. Następnie szlifuje się tak uzyskane ceramiczne pastylki do odpowiedniej średnicy z dokładnością do 0,002 mm aby uzyskać dobre przyleganie do koszulek bardzo ważne z punktu wymiany ciepła. Wykonywane pastylki paliwowe mają średnicę około 10 mm i długość około 1,5÷2 wielkości średnicy.

(Rys. 2.18).

Pastylkami tymi wypełnia się rurki ze stopu cyrkonowego bądź stali nierdzewnej, które tworzą elementy paliwowe. Na końcach jak widać na rysunku są sprężyny dla kompensacji rozszerzalności cieplnej. Przestrzeń wewnętrzna jest szczelna i wypełniona zazwyczaj helem. (Rys. 2.19).

Rys. 2.19. Element paliwowy reaktora wodnego [AREVA].

Następnie elementy paliwowe montuje się w zestawy paliwowe zwane też kasetami paliwowymi. Zwykle zestaw paliwowy zawiera 200 do 300 elementów paliwowych i około 20 pustych rurek do wprowadzenia prętów regulacyjnych lub awaryjnych bezpieczeństwa.

Kasety paliwowe umieszczone w koszu reaktora tworzą jego rdzeń. (Rys. 2.20).

Rys. 2.18. Pastylki paliwowe [fot. Foronuclear].

Rys. 2.20. Francuski zestaw paliwowy