Правовой режим до¬бычи и обогащения урановых руд.
31 – пр режим добычи и обогащения урановых руд
Добыча урановой руды, обогащение урана и производство ядерного топлива
Исходным этапом ядерного топливного цикла (ЯТЦ) является добыча руды и производство уранового концентрата.
Основные стадии этапа: собственно добыча урансодержащей руды; ее механическое обогащение посредством удаления пустой породы; измельчение полученной рудной массы; выщелачивание из нее урана с помощью серной кислоты или карбоната натрия; получение уранового концентрата путем извлечения из урановых растворов (экстракцией, сорбцией или селективным осаждением); сушка уранового концентрата и его герметичная упаковка.
Содержание урана в урансодержащих рудах, добываемых в СНГ, составляет 0,05— 0,1 %. Цель данного этапа ЯТЦ состоит в повышении концентрации урана. Это достигается в процессе гидрометаллургического производства.
В 1992 г. в 21 стране мира действовало 55 урановых рудников. За период 1938—1992 гт. добыто около 1,6 млн т природного урана.
Добыча урановой руды производится на рудниках и в открытых карьерах обычными способами и методом подземного выщелачивания. При изготовлении оружейных ядерных материалов для первых советских атомных бомб использовалась урановая руда из Чехословакии и ГДР. На территории СССР крупные месторождения урансодержащих руд были обнаружены в 1950—1960-е гг. Девять из 15 рудоносных районов с крупными месторождениями урановых руд подверглись освоению и разработке: Стрельцовский (Читинская обл.) и Ставропольский в России, Кировоградский и Криворожский вблизи г. Желтые воды на Украине, Закаспийский (Актау) и Кокчетавский (Степногорск) в Казахстане, Прибалхашский в Киргизии
и Казахстане, Кызылкумский и Карамаза-ровский в Узбекистане. На территории России расположены 6 разведанных, но не разработанных рудоносных районов с урановыми месторождениями. Это Онежский район (Карелия), где обнаружены запасы ванадиевой руды с содержанием урана, золота и платины; Витимский район (Сибирь) с разведанными запасами в 60 тыс. т при концентрации урана 0,054 % в руде с сопутствующими скандием, редкоземельными элементами и лантаноидами; Зауральский район (Долматовское месторождение с содержанием урана в руде 0,06 %, где предполагается вести добычу методом подземного выщелачивания с запланированным уровнем производства 50—70 т в год); Западно-Сибирский район (Малиновское месторождение с запасами 200 тыс. т урана), а также Енисей-ско-Забайкальский район и Дальневосточный рудоносный район, расположенный в прибрежной зоне Охотского моря.
Ресурсы бывшего Советского Союза с учетом разведанных традиционных месторождений составляют, по оценкам Лондонского уранового института, более 15 % мировых запасов (около 685 тыс. т). Помимо традиционных урановых месторождений при оценке мировых запасов учитывается также уран в фосфатных месторождениях и заскладированные запасы урана для ядерной энергетики и военных программ. На 1 января 1994 г. мировые запасы урана составили 4,4 млн т в традиционных месторождениях, 22,6 млн т — в фосфатных месторождениях и в заскладированных запасах гражданского и военного применения 370 тыс. т и 445 тыс. т соответственно (по оценкам фирмы NUEXCO). Некоторые специалисты считают эти оценки завышенными, полагая, что в них учтены т. н. за-складированные технологические резервы. Кроме этого, к перспективным урановым ресурсам относят уран, содержащийся в морской воде (40 млрд т) и земной коре (1,5 трлн т). Около 30 % урансодержащих руд бывшего СССР находится на территории России.
Производство урановых концентратов было сосредоточено (около 85 %) в девяти странах (Австралия, Габон, Канада, Намибия, Нигер, СССР, США, Франция, ЮАР). Для добычи и переработки урана вблизи разведанных месторождений бывшего СССР были построены горнодобывающие и перерабатывающие предприятия: Приаргунское производственное горнохимическое объединение (Краснокаменск, Читинская обл., Россия), Восточный горно-перерабатыва-ющий комбинат (г. Желтые воды, Украина), Прикаспийский горноплавильный комбинат (Актау, Казахстан), Целинный горно-перера-батывающий комбинат (Степногорск, Казахстан), производственное объединение «Юж-полиметалл» (Бишкек, Киргизия), Навоий-ский горноплавильный комбинат (Навои, Узбекистан) и Восточный промкомбинат редких металлов (Чкаловск, Таджикистан).
Кроме Приаргунского ПГХО на территории России добыча и переработка урановых и ториевых руд велась Лермонтовским ПО «Алмаз» и Новотроицким рудоуправлением. Последние два предприятия в настоящее время не эксплуатируются: разработка на Новотроицком рудоуправлении велась в течение 1950—1964 гг., а на Лермонтовском ПО «Алмаз» была прекращена в 1991 г. Все предприятия по добыче урана оказывают негативное воздействие на окружающую среду. Основными источниками радиоактивного загрязнения в местах добычи являются карьеры, шахты, «хвостохранилища»*, открытые склады руды, отвалы. Загрязнение вызывается выбросами радиоактивных газов, пыли и аэрозолей в атмосферу, сбросом шахтных вод, утечек и аварийных сбросов из «хвосто-хранилищ» и гидротранспортньгх систем, а также вследствие применения рудных пород в качестве местных стройматериалов.
Так, в районе Приаргунского ПГХО отмечено загрязнение подземных вод тори-ем-230 в непосредственной близости к водозабору Краснокаменска. Содержание в почве на территории ПГХО таких микроэлементов, как молибден и свинец, значительно превышает уровень естественного радиоактивного фона. Сильному загрязнению помимо промплощадок ПГХО подверглись падь Бамбакай и поселок Октябрьский. По результатам исследований Министерства природы и окружающей среды РФ, этот поселок отнесен к категории «территория чрезвычайной экологической ситуации».
Лермонтовское ПО «Алмаз» расположено в одном из курортных районов России — возле г. Минеральные Воды (Ставропольский край). Горные выработки, «хвостохра-нилище» и отвалы забалансовых руд и горных пород этого предприятия являются основными источниками загрязнения окружающей среды. На промплощадках бывших рудников № 1 и № 2 уровни загрязнения не превышают значения естественного радиоактивного фона, но активность отходов, накопленных в «хвостохранилище», которое заполнялось до 1991 г., составляет около 50 кКи (радиоактивный ил и фосфогипс).
Новотроицкое рудоуправление осуществляло добычу и обогащение ториевых руд россыпных месторождений вблизи г. Балей (Читинская обл.). Добыча велась открытым способом из небольших карьеров. На площади 4 км! обнаружено загрязнение почвы, а также подземных и поверхностных вод.
Совокупная производительность действующих предприятий горнодобывающей урановой промышленности СНГ составляет 14,5 тыс т в год, что значительно превышает потребности ядерной энергетики.
Изготовление химических концентратов природного урана в форме октооксида урана (III) U308 или диураната натрия Na2U207 осуществляется в процессе гидрометаллургического производства. Выбор технологии обусловлен химическим составом руды и спецификой предприятия. При карбонатном выщелачивании измельченная урановая руда обрабатывается карбонатом натрия Na2C03 с получением уранового раствора, из которого с помощью соответствующих химических реакций осуществляется селективное осаждение урана в виде диураната натрия. После доочистки продукта его сушат и полученный порошок желтого цвета упаковывается герметичные емкости. При сорбционном методе используются ионнообменные смолы, обладающие свойством селективности к урановым соединениям. Уран сорбируется на поверхности частиц смолы, а затем отделяется от них посредством промывки смол щелочными или нейтральными растворами. Другой вид уранового концентрата — окто-оксид урана (III) U308 после сушки представляет собой порошок черного цвета и также упаковывается в герметичные емкости.
Для целей ядерной энергетики и ядерного военного комплекса требуется уран-235, который способен поддерживать цепную реакцию деления. Но его концентрация в природном уране низка — в среднем около 0,7 %. Поэтому требуется обогащение природного урана до 2,4—25 % для различных типов ядерных реакторов и более высокое обогащение для военных целей. До осуществления процесса изотопного обогащения необходимо проведение операции доочистки урана для превращения его в ядерно-чистый материал (такая операция называется аффинаж), который преобразуется затем в гекса-фторид урана (UF6). Особое внимание уделяется очистке урана от бора, кадмия, гафния, являющихся нейтронпоглощающими элементами, а также от редкоземельных элементов (гадолиний, европий и самарий). Технологически аффинаж состоит в экстракционной очистке урана трибутилфосфатом после растворения уранового концентрата в азотной кислоте.
В настоящее время гексафторид урана по совокупности свойств является наиболее подходящим химическим соединением для изотопного обогащения с помощью разработанных технологий. Его производство в СССР осуществлялось с 1947 г. Применяемая ныне технология фторирования в вертикальном плазменном реакторе создана в 1965 г. Она включает производство чистого фтора, измельчение тетрафторида (UF4) или оксида урана до состояния порошка с последующим его сжиганием в факеле фтора. Затем производится фильтрация гексафто-рида урана и его конденсация в системе холодных ловушек. Конверсионные предприятия России по преобразованию оксида урана в гексафторид расположены в Верхнем Нейвинске (Свердловская обл.) и Ангарске (Иркутская обл.). Их совокупная производительность 20—30 тыс. т гексафторида урана в год.
В промышленных масштабах производство гексафторида урана помимо России осуществляют в США, Великобритании, Франции и Канаде. Мощность заводов этих стран превышает потребность в производимой ими продукции (используется приблизительно 85 % мощности). Производственная мощность предприятий России достаточна не только для удовлетворения внутренних потребностей, но и поставки значительного объема продукции на экспорт.
Обогатительный комплекс России состоит из 4 предприятий, расположенных в Ангарске, Томске-7 (Северске), Красноярске-45 (Железногорске) и Верхнем Нейвинске. Общая производительность этих предприятий 10—18 млн единиц разделительных работ в год. Технологически разделение изотопов производится на газовых центрифугах с предварительным отфильтровыванием химических примесей на газодиффузионных установках. После прекращения производства вы-сокообогащенного урана в 1987—1989 гг. на этих установках производят уран низкого и среднего обогащения. Завод в Верхнем Нейвинске выпускает гексафторид природного урана, а также уран, обогащенный до 30 % для исследовательских реакторов и реакторов на быстрых нейтронах. В Верхнем Нейвинске ведется переработка и разбавление высокообогащенного урана, извлеченного из снятых с вооружения боеголовок, до низко-обогащенного урана, из которого изготавливается топливо для энергетических реакторов. В Томске-7 помимо переработки высокообогащенного урана в рамках долгосрочного соглашения с французской фирмой «Кожема» осуществляется повторное обогащение переработанного урана. На предприятиях в Ангарске и Красноярске-45 производится низкообогащенный уран для российских потребителей, а также обогащение урановых отходов до уровня природного урана.
Ядерные реакторы АЭС в странах Восточной Европы и бывшего СССР работают на топливе из керамического диоксида урана. Реакторы судов атомного флота и атомных подводных лодок используют высоко-обогащенное топливо, в основе которого сплавы урана с другими металлами. В Советском Союзе было три комплекса по производству ядерного топлива: завод химкон-центратов в Новосибирске, машиностроительный завод в Электростали и Улъбинский металлургический завод в Усть-Каменогорске. Процесс производства ядерного топлива состоит в получении диоксидного порошка, изготовлении топливных таблеток, производстве оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) и собственно твэлов, а также изготовлении тепловыделяющих сборок.
На заводе химконцентратов в Новосибирске изготавливается топливо (топливные таблетки, тепловыделяющие элементы и тепловыделяющие сборки) для реакторов, производящих оружейные материалы, и реакторов типа ВВЭР-1000, а также топливо для исследовательских реакторов (диоксид урана, помещенный в алюминиевую матрицу).
Машиностроительный завод в Электростали производит топливо для судовых и исследовательских реакторов, тепловыделяющие элементы и сборки для реакторов типа ВВЭР-440 и РБМК, а также топливо для реакторов на быстрых нейтронах.
На Ульбинском металлургическом заводе выпускается порошковый диоксид урана, топливные таблетки для реакторов типа ВВЭР и РБМК (ранее производились еще бериллий и тантал).
ОБОГАЩЕНИЕ УРАНОВЫХ РУД
Традиционным и единственным методом предварительного обогащения урановых руд до 2004 года считался радиометрический, при котором разделение кусков производится по мощности дозы естественного гамма излучения.
В Приаргунском горно-химическом комбинате промышленная радиометрическая фабрика эксплуатировалась с 1982 по 1993 годы. Фабрика была оснащена одно-стадиальными сепараторами конусного типа «Гранат», «Агат» и «Вихрь», а позднее - ленточными сепараторами «Лотос». Радиометрическому обогащению подвергалась бедная руда с содержанием урана менее 0,1%, при этом выход хвостов с содержанием урана 0,015- 0,030%, составлял 22 - 26% от перерабатываемой руды (54-59% от машинного класса). Технологическая эффективность выделения хвостов составляла 70-74%. С 1993 года радиометрическая фабрика не работала по ряду причин.
В последние годы на Приаргунском производственном горно-химическом объединении резко снизилось содержание урана в добываемой руде, возросли объемы добычи, появилась потребность обогащения исходного сырья, экономии материалов и энергоресурсов, что привело к необходимости восстановления радиометрической обогатительной фабрики.
В 2004 году в ОАО ППГХО была испытана технология рентгенорадиометрической сепарации (РРС), предложенная красноярской фирмой ООО «РАДОС». Для опытно промышленных испытаний на предприятие был доставлен сепаратор СРФ2-150. Испытания проводились на крупнотоннажной пробе, предварительно классифицированной, отмытой и изученной на предмет контрастности, гранулометрического и фракционного состава. За период испытаний проведено около 40 тестовых исследований, подвергнуто сепарации более 15 тонн классифицированной рудной массы.
В 2004-2005 годах было осуществлено проектирование реконструкции обогатительной фабрики, а в августе 2006 года был произведен запуск фабрики с новой рентгенорадиометрической технологией обогащения урановой руды. В этот период на фабрике было установлено 6 рентгенорадиометрических сепараторов (СРФ2-300 и СРФ4-15).
В качестве разделительного признака, используемого при сепарации, применяется способ спектральных отношений, реализованный на аналитических линиях урана (Lα и Lβ), К линии железа и вторичного рассеянного излучения. При этом в процессе сортировки отбивается концентрат, объем которого составляет 25-30% от сортируемого класса, что способствует менее интенсивному режиму работы исполнительных механизмов.
Всего за первый год эксплуатации радиометрической обогатительной фабрики с рентгенорадиометрическими сепараторами рассортировано более 610 тысяч тонн исходной руды, получено 142 тысячи тонн (23,3%) хвостов содержанием в них урана 0,017% и 217 тысячи тонн (35,6%) продукта для кучного выщелачивания. За этот период месячная производительность фабрики и выход хвостов обогащения достигли проектной величины.
Сепараторы СРФ2-300 и СРФ4-150 работали в штатном режиме с частотой срабатывания исполнительных механизмов 0,8-1 и 2-2,5 куска в секунду соответственно. Это обеспечивало производительность 18-20 т/час для СРФ2-300 и 11-13 т/час для СРФ4-150. Общая производительность комплекса достигла 82 т/час по сортируемому классу.
Выход хвостов составлял от 20,6% до 31,6%. Содержание урана в хвостах составляло от 0,015% до 0,021%. Эффективность выделения хвостов (отношение фактического выхода к теоретическому при равном содержании урана) составляла 85-91%.
Сепараторы позволяют исправить природное неравновесие между слабо активным ураном и радием: среди хвостов наблюдаются радиоактивные (с радием) куски, не содержащие урана, за счет чего средний коэффициент радиоактивного равновесия в хвостах составил 1,38.
Практически все затраты, связанные с реконструкцией радиометрической обогатительной фабрики были окуплены в течение года за счет снижения затрат на гидрометаллургическую переработку руд, экономию материалов и энергоресурсов, сокращения сроков выщелачивания руды и повышению коэффициента извлечения металла из руд на кучном выщелачивании.
Предприятие в 2008 году произвело расширение обогатительной фабрики с установкой еще 6 сепараторов типа СРФ и выделение до 400 тысяч тонн хвостов в год. В 2009 -2010 годах на фабрике планируется установка еще одного рудосортировочного комплекса их 6 рентгенорадиометрических сепараторов.
Добыча урановой руды, обогащение урана и производство ядерного топлива
Исходным этапом ядерного топливного цикла (ЯТЦ) является добыча руды и производство уранового концентрата.
Основные стадии этапа: собственно добыча урансодержащей руды; ее механическое обогащение посредством удаления пустой породы; измельчение полученной рудной массы; выщелачивание из нее урана с помощью серной кислоты или карбоната натрия; получение уранового концентрата путем извлечения из урановых растворов (экстракцией, сорбцией или селективным осаждением); сушка уранового концентрата и его герметичная упаковка.
Содержание урана в урансодержащих рудах, добываемых в СНГ, составляет 0,05— 0,1 %. Цель данного этапа ЯТЦ состоит в повышении концентрации урана. Это достигается в процессе гидрометаллургического производства.
В 1992 г. в 21 стране мира действовало 55 урановых рудников. За период 1938—1992 гт. добыто около 1,6 млн т природного урана.
Добыча урановой руды производится на рудниках и в открытых карьерах обычными способами и методом подземного выщелачивания. При изготовлении оружейных ядерных материалов для первых советских атомных бомб использовалась урановая руда из Чехословакии и ГДР. На территории СССР крупные месторождения урансодержащих руд были обнаружены в 1950—1960-е гг. Девять из 15 рудоносных районов с крупными месторождениями урановых руд подверглись освоению и разработке: Стрельцовский (Читинская обл.) и Ставропольский в России, Кировоградский и Криворожский вблизи г. Желтые воды на Украине, Закаспийский (Актау) и Кокчетавский (Степногорск) в Казахстане, Прибалхашский в Киргизии
и Казахстане, Кызылкумский и Карамаза-ровский в Узбекистане. На территории России расположены 6 разведанных, но не разработанных рудоносных районов с урановыми месторождениями. Это Онежский район (Карелия), где обнаружены запасы ванадиевой руды с содержанием урана, золота и платины; Витимский район (Сибирь) с разведанными запасами в 60 тыс. т при концентрации урана 0,054 % в руде с сопутствующими скандием, редкоземельными элементами и лантаноидами; Зауральский район (Долматовское месторождение с содержанием урана в руде 0,06 %, где предполагается вести добычу методом подземного выщелачивания с запланированным уровнем производства 50—70 т в год); Западно-Сибирский район (Малиновское месторождение с запасами 200 тыс. т урана), а также Енисей-ско-Забайкальский район и Дальневосточный рудоносный район, расположенный в прибрежной зоне Охотского моря.
Ресурсы бывшего Советского Союза с учетом разведанных традиционных месторождений составляют, по оценкам Лондонского уранового института, более 15 % мировых запасов (около 685 тыс. т). Помимо традиционных урановых месторождений при оценке мировых запасов учитывается также уран в фосфатных месторождениях и заскладированные запасы урана для ядерной энергетики и военных программ. На 1 января 1994 г. мировые запасы урана составили 4,4 млн т в традиционных месторождениях, 22,6 млн т — в фосфатных месторождениях и в заскладированных запасах гражданского и военного применения 370 тыс. т и 445 тыс. т соответственно (по оценкам фирмы NUEXCO). Некоторые специалисты считают эти оценки завышенными, полагая, что в них учтены т. н. за-складированные технологические резервы. Кроме этого, к перспективным урановым ресурсам относят уран, содержащийся в морской воде (40 млрд т) и земной коре (1,5 трлн т). Около 30 % урансодержащих руд бывшего СССР находится на территории России.
Производство урановых концентратов было сосредоточено (около 85 %) в девяти странах (Австралия, Габон, Канада, Намибия, Нигер, СССР, США, Франция, ЮАР). Для добычи и переработки урана вблизи разведанных месторождений бывшего СССР были построены горнодобывающие и перерабатывающие предприятия: Приаргунское производственное горнохимическое объединение (Краснокаменск, Читинская обл., Россия), Восточный горно-перерабатыва-ющий комбинат (г. Желтые воды, Украина), Прикаспийский горноплавильный комбинат (Актау, Казахстан), Целинный горно-перера-батывающий комбинат (Степногорск, Казахстан), производственное объединение «Юж-полиметалл» (Бишкек, Киргизия), Навоий-ский горноплавильный комбинат (Навои, Узбекистан) и Восточный промкомбинат редких металлов (Чкаловск, Таджикистан).
Кроме Приаргунского ПГХО на территории России добыча и переработка урановых и ториевых руд велась Лермонтовским ПО «Алмаз» и Новотроицким рудоуправлением. Последние два предприятия в настоящее время не эксплуатируются: разработка на Новотроицком рудоуправлении велась в течение 1950—1964 гг., а на Лермонтовском ПО «Алмаз» была прекращена в 1991 г. Все предприятия по добыче урана оказывают негативное воздействие на окружающую среду. Основными источниками радиоактивного загрязнения в местах добычи являются карьеры, шахты, «хвостохранилища»*, открытые склады руды, отвалы. Загрязнение вызывается выбросами радиоактивных газов, пыли и аэрозолей в атмосферу, сбросом шахтных вод, утечек и аварийных сбросов из «хвосто-хранилищ» и гидротранспортньгх систем, а также вследствие применения рудных пород в качестве местных стройматериалов.
Так, в районе Приаргунского ПГХО отмечено загрязнение подземных вод тори-ем-230 в непосредственной близости к водозабору Краснокаменска. Содержание в почве на территории ПГХО таких микроэлементов, как молибден и свинец, значительно превышает уровень естественного радиоактивного фона. Сильному загрязнению помимо промплощадок ПГХО подверглись падь Бамбакай и поселок Октябрьский. По результатам исследований Министерства природы и окружающей среды РФ, этот поселок отнесен к категории «территория чрезвычайной экологической ситуации».
Лермонтовское ПО «Алмаз» расположено в одном из курортных районов России — возле г. Минеральные Воды (Ставропольский край). Горные выработки, «хвостохра-нилище» и отвалы забалансовых руд и горных пород этого предприятия являются основными источниками загрязнения окружающей среды. На промплощадках бывших рудников № 1 и № 2 уровни загрязнения не превышают значения естественного радиоактивного фона, но активность отходов, накопленных в «хвостохранилище», которое заполнялось до 1991 г., составляет около 50 кКи (радиоактивный ил и фосфогипс).
Новотроицкое рудоуправление осуществляло добычу и обогащение ториевых руд россыпных месторождений вблизи г. Балей (Читинская обл.). Добыча велась открытым способом из небольших карьеров. На площади 4 км! обнаружено загрязнение почвы, а также подземных и поверхностных вод.
Совокупная производительность действующих предприятий горнодобывающей урановой промышленности СНГ составляет 14,5 тыс т в год, что значительно превышает потребности ядерной энергетики.
Изготовление химических концентратов природного урана в форме октооксида урана (III) U308 или диураната натрия Na2U207 осуществляется в процессе гидрометаллургического производства. Выбор технологии обусловлен химическим составом руды и спецификой предприятия. При карбонатном выщелачивании измельченная урановая руда обрабатывается карбонатом натрия Na2C03 с получением уранового раствора, из которого с помощью соответствующих химических реакций осуществляется селективное осаждение урана в виде диураната натрия. После доочистки продукта его сушат и полученный порошок желтого цвета упаковывается герметичные емкости. При сорбционном методе используются ионнообменные смолы, обладающие свойством селективности к урановым соединениям. Уран сорбируется на поверхности частиц смолы, а затем отделяется от них посредством промывки смол щелочными или нейтральными растворами. Другой вид уранового концентрата — окто-оксид урана (III) U308 после сушки представляет собой порошок черного цвета и также упаковывается в герметичные емкости.
Для целей ядерной энергетики и ядерного военного комплекса требуется уран-235, который способен поддерживать цепную реакцию деления. Но его концентрация в природном уране низка — в среднем около 0,7 %. Поэтому требуется обогащение природного урана до 2,4—25 % для различных типов ядерных реакторов и более высокое обогащение для военных целей. До осуществления процесса изотопного обогащения необходимо проведение операции доочистки урана для превращения его в ядерно-чистый материал (такая операция называется аффинаж), который преобразуется затем в гекса-фторид урана (UF6). Особое внимание уделяется очистке урана от бора, кадмия, гафния, являющихся нейтронпоглощающими элементами, а также от редкоземельных элементов (гадолиний, европий и самарий). Технологически аффинаж состоит в экстракционной очистке урана трибутилфосфатом после растворения уранового концентрата в азотной кислоте.
В настоящее время гексафторид урана по совокупности свойств является наиболее подходящим химическим соединением для изотопного обогащения с помощью разработанных технологий. Его производство в СССР осуществлялось с 1947 г. Применяемая ныне технология фторирования в вертикальном плазменном реакторе создана в 1965 г. Она включает производство чистого фтора, измельчение тетрафторида (UF4) или оксида урана до состояния порошка с последующим его сжиганием в факеле фтора. Затем производится фильтрация гексафто-рида урана и его конденсация в системе холодных ловушек. Конверсионные предприятия России по преобразованию оксида урана в гексафторид расположены в Верхнем Нейвинске (Свердловская обл.) и Ангарске (Иркутская обл.). Их совокупная производительность 20—30 тыс. т гексафторида урана в год.
В промышленных масштабах производство гексафторида урана помимо России осуществляют в США, Великобритании, Франции и Канаде. Мощность заводов этих стран превышает потребность в производимой ими продукции (используется приблизительно 85 % мощности). Производственная мощность предприятий России достаточна не только для удовлетворения внутренних потребностей, но и поставки значительного объема продукции на экспорт.
Обогатительный комплекс России состоит из 4 предприятий, расположенных в Ангарске, Томске-7 (Северске), Красноярске-45 (Железногорске) и Верхнем Нейвинске. Общая производительность этих предприятий 10—18 млн единиц разделительных работ в год. Технологически разделение изотопов производится на газовых центрифугах с предварительным отфильтровыванием химических примесей на газодиффузионных установках. После прекращения производства вы-сокообогащенного урана в 1987—1989 гг. на этих установках производят уран низкого и среднего обогащения. Завод в Верхнем Нейвинске выпускает гексафторид природного урана, а также уран, обогащенный до 30 % для исследовательских реакторов и реакторов на быстрых нейтронах. В Верхнем Нейвинске ведется переработка и разбавление высокообогащенного урана, извлеченного из снятых с вооружения боеголовок, до низко-обогащенного урана, из которого изготавливается топливо для энергетических реакторов. В Томске-7 помимо переработки высокообогащенного урана в рамках долгосрочного соглашения с французской фирмой «Кожема» осуществляется повторное обогащение переработанного урана. На предприятиях в Ангарске и Красноярске-45 производится низкообогащенный уран для российских потребителей, а также обогащение урановых отходов до уровня природного урана.
Ядерные реакторы АЭС в странах Восточной Европы и бывшего СССР работают на топливе из керамического диоксида урана. Реакторы судов атомного флота и атомных подводных лодок используют высоко-обогащенное топливо, в основе которого сплавы урана с другими металлами. В Советском Союзе было три комплекса по производству ядерного топлива: завод химкон-центратов в Новосибирске, машиностроительный завод в Электростали и Улъбинский металлургический завод в Усть-Каменогорске. Процесс производства ядерного топлива состоит в получении диоксидного порошка, изготовлении топливных таблеток, производстве оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) и собственно твэлов, а также изготовлении тепловыделяющих сборок.
На заводе химконцентратов в Новосибирске изготавливается топливо (топливные таблетки, тепловыделяющие элементы и тепловыделяющие сборки) для реакторов, производящих оружейные материалы, и реакторов типа ВВЭР-1000, а также топливо для исследовательских реакторов (диоксид урана, помещенный в алюминиевую матрицу).
Машиностроительный завод в Электростали производит топливо для судовых и исследовательских реакторов, тепловыделяющие элементы и сборки для реакторов типа ВВЭР-440 и РБМК, а также топливо для реакторов на быстрых нейтронах.
На Ульбинском металлургическом заводе выпускается порошковый диоксид урана, топливные таблетки для реакторов типа ВВЭР и РБМК (ранее производились еще бериллий и тантал).
ОБОГАЩЕНИЕ УРАНОВЫХ РУД
Традиционным и единственным методом предварительного обогащения урановых руд до 2004 года считался радиометрический, при котором разделение кусков производится по мощности дозы естественного гамма излучения.
В Приаргунском горно-химическом комбинате промышленная радиометрическая фабрика эксплуатировалась с 1982 по 1993 годы. Фабрика была оснащена одно-стадиальными сепараторами конусного типа «Гранат», «Агат» и «Вихрь», а позднее - ленточными сепараторами «Лотос». Радиометрическому обогащению подвергалась бедная руда с содержанием урана менее 0,1%, при этом выход хвостов с содержанием урана 0,015- 0,030%, составлял 22 - 26% от перерабатываемой руды (54-59% от машинного класса). Технологическая эффективность выделения хвостов составляла 70-74%. С 1993 года радиометрическая фабрика не работала по ряду причин.
В последние годы на Приаргунском производственном горно-химическом объединении резко снизилось содержание урана в добываемой руде, возросли объемы добычи, появилась потребность обогащения исходного сырья, экономии материалов и энергоресурсов, что привело к необходимости восстановления радиометрической обогатительной фабрики.
В 2004 году в ОАО ППГХО была испытана технология рентгенорадиометрической сепарации (РРС), предложенная красноярской фирмой ООО «РАДОС». Для опытно промышленных испытаний на предприятие был доставлен сепаратор СРФ2-150. Испытания проводились на крупнотоннажной пробе, предварительно классифицированной, отмытой и изученной на предмет контрастности, гранулометрического и фракционного состава. За период испытаний проведено около 40 тестовых исследований, подвергнуто сепарации более 15 тонн классифицированной рудной массы.
В 2004-2005 годах было осуществлено проектирование реконструкции обогатительной фабрики, а в августе 2006 года был произведен запуск фабрики с новой рентгенорадиометрической технологией обогащения урановой руды. В этот период на фабрике было установлено 6 рентгенорадиометрических сепараторов (СРФ2-300 и СРФ4-15).
В качестве разделительного признака, используемого при сепарации, применяется способ спектральных отношений, реализованный на аналитических линиях урана (Lα и Lβ), К линии железа и вторичного рассеянного излучения. При этом в процессе сортировки отбивается концентрат, объем которого составляет 25-30% от сортируемого класса, что способствует менее интенсивному режиму работы исполнительных механизмов.
Всего за первый год эксплуатации радиометрической обогатительной фабрики с рентгенорадиометрическими сепараторами рассортировано более 610 тысяч тонн исходной руды, получено 142 тысячи тонн (23,3%) хвостов содержанием в них урана 0,017% и 217 тысячи тонн (35,6%) продукта для кучного выщелачивания. За этот период месячная производительность фабрики и выход хвостов обогащения достигли проектной величины.
Сепараторы СРФ2-300 и СРФ4-150 работали в штатном режиме с частотой срабатывания исполнительных механизмов 0,8-1 и 2-2,5 куска в секунду соответственно. Это обеспечивало производительность 18-20 т/час для СРФ2-300 и 11-13 т/час для СРФ4-150. Общая производительность комплекса достигла 82 т/час по сортируемому классу.
Выход хвостов составлял от 20,6% до 31,6%. Содержание урана в хвостах составляло от 0,015% до 0,021%. Эффективность выделения хвостов (отношение фактического выхода к теоретическому при равном содержании урана) составляла 85-91%.
Сепараторы позволяют исправить природное неравновесие между слабо активным ураном и радием: среди хвостов наблюдаются радиоактивные (с радием) куски, не содержащие урана, за счет чего средний коэффициент радиоактивного равновесия в хвостах составил 1,38.
Практически все затраты, связанные с реконструкцией радиометрической обогатительной фабрики были окуплены в течение года за счет снижения затрат на гидрометаллургическую переработку руд, экономию материалов и энергоресурсов, сокращения сроков выщелачивания руды и повышению коэффициента извлечения металла из руд на кучном выщелачивании.
Предприятие в 2008 году произвело расширение обогатительной фабрики с установкой еще 6 сепараторов типа СРФ и выделение до 400 тысяч тонн хвостов в год. В 2009 -2010 годах на фабрике планируется установка еще одного рудосортировочного комплекса их 6 рентгенорадиометрических сепараторов.