Главная страница

Тураев Н.С., Жерин И.И. Химия и технология урана. 2005. И. И. Жерин химия и технология урана


Скачать 5.34 Mb.
НазваниеИ. И. Жерин химия и технология урана
АнкорТураев Н.С., Жерин И.И. Химия и технология урана. 2005.pdf
Дата05.04.2017
Размер5.34 Mb.
Формат файлаpdf
Имя файлаTuraev_N_S__Zherin_I_I_Khimia_i_tekhnologia_urana_2005.pdf
оригинальный pdf просмотр
ТипУчебное пособие
#11664
страница1 из 25
Каталогid262623905

С этим файлом связано 20 файл(ов). Среди них: DVOJNYE_VOL_FRAMATY_-_DUSTKhIMKhABRPROM.pdf, SINTEZ_POLUPROVODNIKOV_-_DUSTKhIMKhABRPROM.pdf, Voroshilov_Yu_V__Pavlishin_V_I__-_Osnovy_kristallografii_i_krist, KOROTKO_PRO_URAN_-_DUSTKhIMKhABRPROM.pdf и ещё 10 файл(а).
Показать все связанные файлы
  1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   25

Ф Е Д Е Р А Л Ь Н О Е А Г Е Н Т С Т В О П О О Б Р А З О В А Н И Ю
Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования
ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ
Н. С. Тураев
И.И. Жерин
ХИМИЯ И ТЕХНОЛОГИЯ УРАНА
Учебное пособие
Допущено учебно-методическим объединением по образованию в области химической технологии и биотехнологии в качестве учебного пособия для студентов химико-технологических специальностей высших учебных заведений.
Москва
Издательство ЦНИИАТОМИНФОРМ
2005

УДК 661.87+546.791
ББК 24.126(07)
Т 86
Н.С. Тураев, И.И. Жерин
Т86 Химия и технология урана: Учебное пособие для вузов/
Н.С. Тураев, И.И. Жерин. – М. ЦНИИАТОМИНФОРМ, 2005,
407с.: ил.
ISBN 5 – 7262 – 0526 – S
В учебном пособии рассмотрены физико-химические свойства урана и его основных соединений, теоретические основы и аппаратурное оформление всех стадий переработки урановых руд от добычи руды до получения конечных продуктов.
Пособие подготовлено на кафедре
«Химическая технология редких, рассеянных и радиоактивных элементов»
Томского политехнического университета и предназначено для работников атомной промышленности, студентов, аспирантов и преподавателей вузов.
УДК 661.87+546.791
ББК 24.126(07)
Рекомендовано к печати УМО Федерального агентства по образованию.
Научный редактор – член-корреспондент РАН, профессор, доктор химических наук, зав. кафедрой
«Технология редких и рассеянных элементов»
РХТУ им. Д.И. Менделеева А.М. Чекмарёв.
Рецензенты: доктор технических наук, профессор, директор ГУП
Всероссийский институт химической технологии
Федерального агентства по атомной энергии
В.В.Шаталов.
доктор технических наук, главный инженер
Приаргунского производственного горно- химического объединения
ОАО
«ТВЭЛ»
Федерального агентства по атомной энергии В.Г.
Литвиненко.
ISBN 5 – 7262 – 0526 – S
© Н.С. Тураев, И.И. Жерин, 2005
© Оформление. Изд. ЦНИИАТОМИНФОРМ, 2005

Оглавление.
Введение
7
1.Общая химическая характеристика урана.
16 1.1
. Важнейшие соединения урана.
21 1.1.1
Гидрид урана.
21 1.1.2
Оксиды урана.
22 1.1.3
Фториды урана.
27 1.2
Соединения урана, получаемые из водных растворов. 32 1.2.1
Трехвалентный уран U
+3 32 1.2.2
Четырехвалентный уран U
+4 32 1.2.3
Пятивалентный уран UO
2
+
33 1.2.4
Шестивалентный уран UO
2
+2 34 1.2.4.1
Нитрат уранила.
36 1.2.4.2
Сульфат уранила.
37 1.2.4.3
Фторид уранила.
38 1.2.4.4
Карбонаты уранила.
39 1.2.4.5
Оксалаты уранила.
42
2 Общая схема переработки урановых руд.
43
3 Добыча руды.
46
3.1. Образование урановых месторождений.
46 3.2. Важнейшие урановые минералы.
51 3.2.1. Первичные урановые минералы.
51 3.2.2. Вторичные урановые минералы.
52 3.3. Основные урановые месторождения.
53 3.4. Добыча руды.
60
4 Подготовка рудного материала к выщелачиванию.
63
4.1 Механическая обработка руды.
63 4.2 Физическое обогащение урановых руд.
80 4.2.1 Гравитационное обогащение.
83 4.2.1.1 Отсадка.
90 4.2.1.2 Обогащение на концентрационных столах.
92 4.2.1.3 Обогащение в тяжелых суспензиях.
95 4.2.2 Флотация.
98 4.2.3 Радиометрическое обогащение урановых руд.
103 4.2.4 Электромагнитная сепарация.
105 4.3 Высокотемпературная обработка урановых руд.
106 4.3.1 Окислительный обжиг.
106 4.3.2 Сульфатизирующий обжиг.
111 4.3.3 Хлорирование рудных концентратов.
112 4.3.4 Спекание с хлористым натрием.
114
5 Выщелачивание.
115 5.1 Термодинамика процессов выщелачивания.
115 5.1.1 Расчет констант равновесия.
117 5.2 Кинетика процессов выщелачивания.
123

5.3 Выщелачивание урана из руд и концентратов.
129 5.3.1 Кислотное выщелачивание урановых руд.
130 5.3.1.1 Кислотное выщелачивание урановых руд под давлением. 135 5.3.2 Карбонатное выщелачивание урановых руд.
136 5.3.2.1 Выщелачивание с использованием карбоната аммония. 140 5.3.3 Кислотно-содовое выщелачивание.
142 5.3.4 Аппаратура процессов выщелачивания.
142 5.3.5 Подземное выщелачивание.
158
6 Разделение твердой и жидкой фазы.
178
6.1 Сгущение.
178 6.1.1 Сгущение с применением гидроциклонов. 181 6.1.2 Сгущение с применением отстойных центрифуг. 184 6.2 Фильтрация.
185 6.3 Отмывка твердой фазы от полученного при выщелачивании раствора.
189
7 Выделение урана из растворов (пульп).
195
7.1 Химическое осаждение урана из растворов.
195 7.1.1 Осаждение урана из кислых растворов.
195 7.1.1.1 Осаждение урана аммиачным раствором. 195 7.1.1.2 Осаждение урана едким натром.
197 7.1.1.3 Осаждение урана известью.
197 7.1.1.4 Осаждение фосфата четырехвалентного урана. 198 7.1.2 Осаждение урана из карбонатных растворов.
200 7.1.2.1 Аммиачное осаждение.
200 7.1.2.2 Осаждение едким натром.
201 7.1.2.3 Выделение урана и ванадия из карбонатных растворов. 202 7.1.2.4 Восстановление урана водородом.
203 7.1.3 Технологические аспекты проведения процесса осаждения. 205 7.1.4 Щелочная репульпация фосфатных концентратов. 206 7.2 Выделение урана из растворов (пульп) с применением ионного обмена.
207 7.2.1 Ионный обмен. Общие положения.
207 7.2.1.1 Типы ионитов.
209 7.2.1.1.1 Минеральные иониты.
209 7.2.1.1.2 Синтетические неорганические иониты.
210 7.2.1.1.3 Синтетические ионообменные смолы.
210 7.2.1.1.4 Иониты на основе углей и другие вещества с ионообменными свойствами.
217 7.2.1.1.5 Системы маркировки ионитов.
218 7.2.1.2 Модельные представления.
219 7.2.1.2.1 Модель Лазара-Грегора.
219 7.2.1.2.2 Молекулярные модели Качальского и Райса-Гарриса. 220 7.2.1.3 Набухание.
221 7.2.1.4 Адсорбция.
222 7.2.1.4.1 Адсорбция неэлектролитов.
222

7.2.1.4.2 Адсорбция электролитов.
223 7.2.1.5 Ионообменное равновесие.
224 7.2.1.5.1 Факторы, влияющие на состояние ионообменногоравновесия.
227 7.2.1.6 Емкость ионитов.
235 7.2.1.7 Кинетика ионного обмена.
238 7.2.1.7.1 Внешнедиффузионная (пленочная) кинетика. 239 7.2.1.7.2 Внутридиффузионная (гелевая) кинетика.
242 7.2.2 Извлечение урана из растворов и пульп с применением ионного обмена.
245 7.2.2.1 Извлечение урана из сернокислых растворов и пульп катионитами.
245 7.2.2.2 Извлечение урана из сернокислых растворов и пульп с применением анионитов.
248 7.2.2.3 Разделение урана и молибдена с помощью ионообменных процессов.
253 7.2.2.4 Извлечение урана из карбонатных растворов с помощью анионообменных смол.
258 7.2.2.5 Аппаратура ионообменных процессов.
259 7.2.3 Расчет процесса ионообменного извлечения урана 278 7.3 Извлечение урана из растворов методом экстракции органическими растворителями.
286 7.3.1 Классификация экстрагентов.
288 7.3.2 Нейтральные экстрагенты.
289 7.3.2.1 Кислородосодержащие экстрагенты.
289 7.3.2.2 Экстрагенты с активным атомом серы.
290 7.3.2.3 Экстрагенты с донорным атомом азота.
290 7.3.2.4 Зависимость экстракционной способности от строения нейтрального экстрагента.
291 7.3.3 Жидкие катиониты.
292 7.3.4 Жидкие аниониты.
294 7.3.5 Расчет количества равновесных ступеней экстракции. 294 7.3.6 Кинетика процесса экстракции.
298 7.3.7 Извлечение урана из растворов с применением экстракции. 300 7.3.7.1 Извлечение урана из сернокислых растворов моноалкилфосфатами.
300 7.3.7.2 Извлечение урана диалкилфосфатами.
303 7.3.7.3 Извлечение урана из сернокислых растворов алкиламинами. 306 7.3.7.4 Извлечение урана из фосфорной кислоты.
308 7.3.8 Аппаратура экстракционных процессов.
314
8 Аффинаж солей урана.
323
8.1 Экстракционный аффинаж.
326 8.2 Пероксидный аффинаж.
330 8.3 Оксалатный аффинаж урана.
331 8.3.1 Осаждение оксалата четырехвалентного урана.
332

8.3.2 Осаждение оксалата уранила.
334 8.4 Карбонатный аффинаж урана.
336 8.5 Фторидный аффинаж урана.
338
9 Получение оксидов урана.
342
9.1 Получение оксидов урана из уранилнитрата. 342 9.2 Получение оксидов урана из полиуранатов аммония.
344 9.3 Получение оксидов урана из пероксида урана.
346 9.4 Получение оксидов урана из аммонийуранилтрикарбоната. 346 9.5 Получение оксидов урана из уранилоксалата.
347 9.6 Восстановление высших оксидов урана до диоксида.
348 9.6.1 Кинетика восстановления высших оксидов урана водородом. 349 9.6.2 Аппаратное оформление процессов восстановления оксидов урана.
357
10 Получение тетрафторида урана.
361
10.1 Аппаратное оформление гидрофторирования диоксида урана. 367 10.2 Применение других фторирующих агентов для получения тетрафторида урана.
370 10.3 Получение фтороводорода.
372
11 Получение гексафторида урана.
380
12 Получение металлического урана.
390
12.1 Методы получения металлического урана.
390 12.1.1 Получение урана электролизом.
392 12.1.2 Восстановление оксида урана кальцием.
393 12.1.3 Восстановление тетрафторида урана магнием.
394 12.1.4 Восстановление тетрафторида урана кальцием. 397 12.1.5 Рафинировачная плавка.
400
Литература
403

7
В В Е Д Е Н И Е
Уран является девяносто вторым элементом периодической системы
Д.И. Менделеева, последним из естественных элементов. Он – один из важнейших элементов, определивших современное состояние научных знаний о природе вещества и высокотехнологичных отраслей промышленности. На основе урана создано атомное и термоядерное оружие. Тепловыделяющие элементы из урана и его сплавов, а так же из диоксида урана работают на атомных электростанциях, на атомных подводных лодках, атомных ледоколах и авианосцах. Уран является исходным материалом для получения новых искусственных элементов
(трансурановых): нептуния, плутония, америция, кюрия, берклия, калифорния, эйнштейния, фермия, менделеевия, лоуренсия и др.
История урана, как химического элемента, начинается c 1789 года, когда берлинский химик М. Клапрот в смоляной руде месторождения
Иоахимсталь (ныне Яхимово, Чехия) открыл новый элемент. Клапрот назвал его ураном в честь планеты Уран, открытой в 1781 году астрономом В. Гершелем.
Клапрот восстановил углем желтый триоксид урана и получил черные кристаллы с металлическим блеском. Он принял полученное вещество за металлический уран. Это заблуждение длилось более 50 лет.
В 1841 году французский ученый Э. Пелиго показал, что «частично» металлическое вещество Клапрота в действительности представляет собой диоксид урана. Пелиго получил металлический уран восстановлением тетрахлорида урана металлическим калием.
После работ Пелиго считали, что атомный вес урана равен 120. При разработке периодического закона Д.И. Менделеев, исходя из сходства свойств высших кислородных соединений урана и элементов подгруппы хрома VI группы своей периодической таблицы элементов, предположил, что атомный вес урана должен быть вдвое больше – 240.
В 1882 году немецкий химик Д. Циммерман экспериментально доказал, что атомный вес урана действительно близок к 240.
Обратив внимание на то, что уран в его периодической таблице является последним элементом, Д.И. Менделеев в 1903 году пророчески заметил:
«… убежденный в том, что исследование урана, начиная с его природных источников, приведет еще ко многим открытиям, я смело рекомендую тем, кто ищет новых предметов для исследования, особенно тщательно заниматься урановыми соединениями».

8
В настоящее время, когда получены отдельные атомы элементов с порядковыми номерами 110–114 и даже 117, нельзя не восхищаться прозорливостью великого ученого.
Следующий этап в истории урана начался с 1896 года. Французский физик Антуан Анри Беккерель в связи с исследованиями флуоресценции урановых солей, воздействовав уранилсульфатом калия на фотографическую пластинку, завернутую в черную бумагу, обнаружил, что это соединение вызвало почернение фотопластинки. В дальнейшем обнаружилось, что все урановые соединения и металлический уран действует на фотографическую пластинку аналогично. Так было открыто явление радиоактивности.
Мария Склодовская–Кюри и Пьер Кюри обнаружили, что урановая смолка – руда, из которой добывают уран, испускает беккерелевы лучи с гораздо большей интенсивностью, чем чистый уран. Они предположили, что урановая руда содержит новые радиоактивные элементы. Переработав тонны отходов от переработки урановой руды на уран, они получили в 1898 году полоний и радий.
В 1899 году сотрудник Марии Кюри А. Дебъерн открыл в урановой руде актиний, в 1900 г. немецкий физик Э. Дорн открыл радон. В дальнейшем были открыты десятки радиоактивных элементов. Их число превысили число клеток в периодической таблице Д.И. Менделеева. В
1913 г. Ф. Содди ввел понятие изотопии. Это дало возможность свести радиоактивные элементы в 3 радиоактивные семейства: урана-238, тория-232 и урана-235.
В 1932 г. английский ученый Дж. Чедвиг открыл нейтрон.
Д.Д. Иваненко и независимо от него В. Гейзенберг предложили протонно-нейтронную модель строения ядра атома.
Многие ученые стали изучать действие нейтронов на различные химические элементы. Э. Ферми облучал нейтронами уран. В облученном уране были найдены четыре носителя радиоактивности с периодами полураспада 10 с, 40 с, 13 минут и 90 минут. Два последних соосаждались с диоксидом марганца. Ферми посчитал, что он выделил элементы с порядковыми номерами 93 и 94. Но метод их идентификации не выдерживал критики, так как с диоксидом марганца могли соосаждаться многие другие элементы.
В 1938 году Ф. Жолио–Кюри и югославский ученый П. Савич нашли, что в продукте облучения урана нейтронами присутствует какой-то редкоземельный элемент. Опыты Э. Ферми повторили также немецкие исследователи Отто Ган, Лиза Мейтнер и Фредерик
Штрассман. Они также не смогли доказать получение 93 и 94 элемента.
О. Ган и Ф. Штрассман, исследуя продукты облучения урана

9
нейтронами с использованием метода носителей, обнаружили во фракциях, осажденных с лантаном и барием, радиоактивность, которая не менялась при дробной кристаллизации солей бария, когда радий должен отделяться от бария.
Следовательно, продукты облучения урана нейтронами содержат радиоактивные изотопы лантана и бария. 28 января 1939г. О. Ган и
Ф. Штрассман направили в журнал «Naturwissenschaft» статью
«Доказательство возникновения активных изотопов бария из урана и тория при облучении их нейтронами».
Для объясения данного факта О. Ган и Л. Мейтнер выдвинули гипотезу о делении ядер урана под действием нейтронов. Эта гипотеза была подтверждена многочисленными опытами. Л. Мейтнер и О. Фриш дали теоретическое обоснование процесса деления.
В Принстоне Н. Бор и А. Уилер приступили к разработке теории деления ядра (как капли). Они ссылались на работы сотрудника
Ленинградского физико-технического института
Я.И. Френкеля, который независимо от Бора и Уиллера предложил теорию деления ядер. После расчетов Ю.Б. Харитона и Я.Б. Зельдовича, Э. Ферми,
Ф. Жолио–Кюри общепринятым стало положение о цепном характере деления ядер урана, так как кроме крупных осколков на один акт деления выделяется 2–3 новых нейтрона. Процесс деления сопровождается выделением большого количества энергии – 200 Мэв на одно деление.
Впервые о возможности осуществления управляемого процесса деления ядер урана заявили в 1940 г. Я.Б. Зельдович и Ю.Б. Харитон.
Расчеты показали, что необходимо иметь материал высокой чистоты и создать критическую массу. Поскольку деление ядер урана-235 с большей вероятностью осуществляется медленными нейтронами, то необходимо применение замедлителей, например графита.
В 1940 году аспирантами И.В. Курчатова Г.Н. Флеровым и
К.А. Петржаком открыто явление спонтанного деления ядер урана, что свидетельствовало о возможности первоначального возбуждения цепной реакции деления ядер урана без внешних источников нейтронов.
По мнению Флерова и Петржака под сообщением о данном открытии должна стоять также и подпись И.В. Курчатова, но он отказался его подписывать, так как не хотел затенять своих учеников.
В том же 1940 году американский физик Э. Мак–Миллан доказал, что при облучении урана нейтронами получается новый элемент: нептуний-239

10 239
мин
23 239 238
Np
U
n
U
β


+
Нептуний-239 является
β-активным излучателем с периодом полураспада 2,3 суток.
Вскоре Г. Сиборг, Э. Мак–Миллан, Дж. Кеннеди и Ауолл получили изотоп элемента № 94 с массовым числом 238 путем бомбардировки урана в циклотроне дейтронами: года
92 238 94
дня
1
,
2 238 93 2
1 238 92
Pu
Np n
2
H
U


+

+
α
β
Химия плутония-238 изучалась микрохимическими методами на микрограммовых количествах, полученных на циклотроне. Лишь после работ с
238
Pu было установлено, что распад
239
Np приводит к образованию долгоживущего изотопа
239
Pu с периодом полураспада
24390 лет. Нептуний и плутоний по традиции названы по именам планет, следующих за Ураном. Изотоп
239
Pu
,
так же как и
235
U
, способен делиться под действием нейтронов.
В 1940 году в США начинаются работы по созданию атомной бомбы, закодированные под названием Манхеттенский проект.
Строятся заводы по разделению изотопов урана. Под руководством
Э. Ферми 2 декабря 1942 года в Чикаго запущен первый в мире атомный реактор, которому Э. Ферми разрешил работать всего 28 минут.
Критическая масса составила 46 тонн урана, размещенного среди 385 т чистого графита. Затем были построены промышленные реакторы для наработки плутония-239. За 1942–45 годы было наработано урана 235 и плутония-239 на три атомные бомбы. 16 июля 1945 г. в Аламогордо
(штат Нью-Мексико) произведено испытание атомной бомбы. 6 и 9 августа 1945 года атомные бомбы разрушили японские города
Хиросиму и Нагасаки, погибли сотни тысяч мирных жителей. Атомная бомбардировка не вызывалась военной необходимостью, в этих городах не было военных объектов, потому-то они не подвергались ранее бомбежкам, чтобы оценить в чистом виде результаты применения атомного оружия. Япония же и так была на грани разгрома, так как в соответствии с Ялтинскими соглашениями в войну с нею готовился вступить Советский Союз.
Можно с полным основанием считать, что атомная бомбардировка
Японии была началом атомного шантажа.

11
В послевоенных условиях, когда необходимо было восстанавливать разрушенные города и села, Советскому народу пришлось пойти на большие жертвы, чтобы в срочном порядке ликвидировать монополию
США на атомное оружие.
В СССР научные исследования по делению урана были возобновлены в 1942 году после письма Г.Н. Флерова И.В. Сталину о том, что с осени 1941 года американские, английские и другие научные журналы прекратили сообщения по делению урана и по цепным ядерным реакциям. Это означало, что в США начали вести работу по созданию ядерного оружия. 15 февраля 1943 года принято решение о создании лаборатории № 2 Академии наук СССР в целях раскрытия путей овладения энергией деления ядер урана. Начальником лаборатории № 2 был назначен И.В. Курчатов. Работы по диффузионным методам разделения изотопов урана проводились под руководством И.К. Кикоина, Л.А. Арцимович отвечал за разработку электромагнитного способа разделения изотопов урана. Работы, связанные с сооружением ядерного реактора, взял на себя
И.В. Курчатов.
Теория цепной реакции деления ядер урана с размножением нейтронов была разработана Я.Б. Зельдовичем и Ю.Б. Харитоном на основании теории цепных реакций Н.Н. Семенова.
После разрушения Хиросимы и Нагасаки 20 августа 1945 года при
Государственном комитете обороны СССР был образован Специальный комитет для руководства всеми работами по использованию внутриатомной энергии урана. 30 августа 1945 года решением
Совнаркома СССР было оформлено образование Первого главного управления при Совнаркоме СССР для практического осуществления мероприятий, связанных с использованием ядерной энергии.
Начальником Первого Главного управления при СНК СССР и заместителем Председателя Специального Комитета утвержден
Б.Л. Ванников (бывший нарком боеприпасов). Огромный размах работ позволил И.В. Курчатову уже 25 декабря 1946 года осуществить пуск исследовательского ядерного реактора.
Одновременно под руководством
А.П. Александрова и
Н.А. Доллежаля велось проектирование первого промышленного реактора для получения плутония-239. Он был запущен в 1948 году.
Радиохимическая технология разделения урана и плутония была разработана сотрудниками Радиевого института Академии наук СССР под руководством академика В.Г. Хлопина.
Вскоре были введены в строй радиохимический завод для выделения плутония и газодиффузионный завод для разделения изотопов урана.

12
Уже 29 августа 1949 года на Семипалатинском полигоне было произведено испытание атомной бомбы, а в 1953 году – водородной бомбы.
Так в короткие сроки, благодаря самоотверженной работе ученых, инженеров, работников атомной промышленности была ликвидирована монополия на ядерное оружие, создан ядерный щит СССР, основа стратегического равновесия, которое способствовало предотвращению третьей мировой войны.
СССР первым в мире показал возможность мирного использования ядерной энергии. В июне 1954 года была введена в действие первая в мире атомная электростанция в подмосковном городе Обнинске. В 1957 году спущен на воду атомный ледокол «Ленин». В дальнейшем в ответ на строительство в США атомных авианосцев и подводных лодок
Советский Союз также освоил производство атомных подводных лодок.
Становление урановорудной промышленности происходило в тесной связи с развитием знаний об уране и его свойствах.
Первый этап охватывает период с 1853 года по 1900 годы. Урановые руды гидротермального месторождения Иоахимсталь (Австро-Венгрия) перерабатывались в небольших количествах с целью получения соединений урана, применяемых для окраски стекла, фарфора, эмалей.
1900–1942 годы можно с полным основанием считать радиевым периодом развития урановой промышленности. Урановые руды перерабатывались, в основном, с целью получения солей радия. Они широко использовались в научных исследованиях при изучении строения атома, ядерных реакций, в медицине для лечения злокачественных опухолей.
В 1906 году начал действовать первый центр добычи радия и урана –
Иоахимсталь (с 1918 года – Яхимово). С 1923 года развернулась добыча радия из руд месторождения Шинколобве (бывшее Бельгийское Конго, сейчас Заир). В 1933 году началась переработка руд месторождения
Эльдорадо в районе Большого Медвежьего озера (Канада). В США радий получали при переработке карнотитовых руд плато Колорадо (с
1913 года). В России первые препараты радия получены под руководством В.Г.Хлопина в 1921 году из Тюямуюнской руды.
Всего за 1906–1939 годы было получено 1000 г радия в виде бромидов и хлоридов. Попутно выделено 4000 т урана, это количество урана значительно превышало мировую потребность в уране.
Сокращалась потребность в радии в связи с открытием более дешевых источников радиоактивного излучения. Максимальное количество радия (240 г) было получено в 1939 году. Масштабы добычи урановых руд значительно сократились к началу второй мировой войны [1, 2, 3].

13
Положение в урановой промышленности резко изменилось с открытием цепной ядерной реакции деления урана. В связи с возросшим спросом на уран темпы развития урановой промышленности резко увеличились. Основной целью переработки урановых руд стало получение металлического урана для ядерных реакторов – накопителей плутония, диоксида урана – для изготовления тепловыделяющих элементов атомных электростанций (АЭС), гексафторида урана – для разделения изотопов урана. Накапливались стратегические запасы делящихся материалов: урана-235 и плутония-239.
Если рассматривать изменение масштабов производства урана по годам, то можно отметить три волны. С 1940 по 1960 годы наблюдалось резкое увеличение производства урана с 1000 тонн до 40 тыс. тонн в год
(без стран Совета экономической взаимопомощи). Основными производителями урана являлись США (39%), Канада (35%), ЮАР
(16%). С 1961 года начался спад в производстве урана, вызванный значительным объемом накопленных стратегических запасов и слабым развитием атомной энергетики. В 1966 году производство урана снизилось до 17 тыс. тонн (без стран СЭВ).
Новый подъем в производстве урана связан уже с развитием атомной энергетики. В 1980 году в капиталистическом мире произведено 44 тыс. тонн урана. С 1982 года начался новый спад в производстве урана. В
1987 году производство урана составило 36 тыс. тонн (без стран СЭВ).
Общемировое производство урана снизилось с 61 тыс.тонн в 1988 году до 32 тыс. тонн в 1994 году [4]. Это снижение связано с достижением соглашений о сокращении количества ядерных зарядов, а также с использованием в ядерной энергетике накопленных складских запасов.
Мировое производство урана в 1998 году составило 33730 тонн, в 1999 году
− 31065 тонн, в 2000 году 34750 тонн [74]. То есть, с 2000 года начался новый подъем в производстве урана. В 2001 году мировое производство урана составило 36 тыс. тонн, в том числе в Канаде 11 тысяч тонн и в Австралии
− 8 тыс. тонн. В 2002 году производство урана возросло до 40 тыс. тонн. В то же время АЭС израсходовали 64 тыс. тонн, разница в 24 тыс. тонн покрыта за счет складских запасов [5].
В дальнейшем по мере исчерпания складских запасов урана объем производства урана неизбежно должен возрастать.
По данным Международного агентства по атомной энергии
(МАГАТЭ) на конец 2002 года в 31 стране мира действовало 438 атомных реакторов общей мощностью 359 млн. кВт с годовой выработкой 2665 млрд. кВт-ч электроэнергии, что составляет 17% от выработки электроэнергии в мире [6].

14
В ряде стран доля электроэнергии, вырабатываемой на АЭС, гораздо выше среднемировой (Франция – 78%, Литва – 81%, Бельгия – 58%,
Украина – 45%, Ю. Корея – 41%, Швейцария – 40%, Япония – 34%,
Швеция – 47%, Германия – 28%, Великобритания – 22%, США –
19,8%). В России в 2002 году 30 блоков АЭС произвели 139,8 млрд. кВт-ч электроэнергии, дополнительно 1,5 млрд. кBт-ч получено на атомных реакторах Сибирского химического комбината (г. Северск) и
Горно-химического комбината (г. Железногорск), итого 141,3 млрд. кВт-ч, что составляет 16% от общего производства электроэнергии в
России [7].
Необходимое увеличение доли АЭС в электроэнергетике связано с рядом весомых преимуществ АЭС перед тепловыми электростанциями, работающими на природном газе, нефти, мазуте, угле.
Главными стимулами являются экономические и экологические преимущества. Цена атомной энергии в странах Западной Европы ниже по сравнению со станцией, работающей на газе, в 2,5 раза, мазуте – в 2 раза и угле – в 1,5 раза.
В 1999 г цена 1 кВт-ч электроэнергии на АЭС США составила
1,83 цента, что значительно ниже, чем на теплоэлектростанциях, работающих на угле (2,07 цента), нефти (3,18 цента) и газе (3,52 цента)
[8].
В России сравнение средних тарифов на электроэнергию за 2002 год на выходе разных типов электростанций (без учета затрат эксплуатирующих организаций и инвестиционных составляющих на развитие) показывает, что средний тариф на шинах ТЭЦ, работающих на газе, составлял 25,3 коп/кВт-ч, на мазуте – 74,5 коп/кВт-ч, газомазутных ТЭЦ 31,6 коп/кВт-ч, на угле – 52 коп/кВт-ч.
Средневзвешенный тариф для тепловых электростанций равняется
36,3 коп/кВт-ч, а средний тариф на шинах АЭС России составил
20 коп/кВт-ч. С учетом затрат эксплуатирующих организаций, включая инвестиционную составляющую на развитие, средний тариф ТЭЦ в
2002 году составил 40,1 коп/кВт-ч, а АЭС – 38,8 коп/кВт-ч, а в 2003 году они составят 49,6 и 43,7 коп/кВт-час соответственно.
В дальнейшем разрыв должен нарастать. Это связано с неуклонным ростом цен на газ и другие виды энергоносителей, а топливная составляющая в тарифе ТЭС достигает 60% по сравнению с 20% для
АЭС [7].
Об экономичности и экологической чистоте АЭС убедительно говорит опыт Франции. На встрече в торговой палате в Москве в конце
90-х годов представитель французской энергетической компании заявил: «Работа в течение 10 лет 34 реакторов мощностью 900 МВт

15
каждый сэкономила для Франции не менее 150 млрд. франков и предотвратила выбросы в атмосферу опасных для здоровья высокотоксичных веществ: 10,3 млн.т. оксидов серы, 3,5 млн.т. оксидов азота, 0,4 млрд.т. углекислого газа и 1 млн.т. золы и пыли» [7]. По оценке эксплуатация АЭС мира в 2001 году эквивалентна снижению выбросов углекислого газа в размере 2,7 млрд.т., что составляет около
10% ежегодной эмиссии этого загрязнителя атмосферы [9].
Одновременно на 2 млрд.т. снижается расход кислорода на сжигание топлива.
На АЭС энергоотдача единицы массы топлива в 100000 раз больше, чем на угольных ТЭС. Блок АЭС мощностью 1 млн. кВт потребляет в год 30 тонн ядерного топлива со средним содержанием урана-235 3,33%. Для работы ТЭС такой же мощности требуется 3 млн. т/год угля, то есть 60000 вагонов/год [8]. В России около 40% всех перевозок железнодорожного транспорта приходится на транспортировку угля.
Высокая энергоемкость атомного топлива позволяет строить АЭС в местностях, удаленных от месторождений органического топлива. Так если удельный вес АЭС в электроэнергетике России составляет 16%, то в Северо-Западном регионе России – 48% [10].
Золо-шлаковые отвалы, образующиеся в результате работы ТЭС мощностью 2 млн. кВт в течение одного года, занимают площадь 120 гектаров и содержат 800 тыс. тонн твердых отходов. В них содержатся ряд токсичных элементов (мышьяк – 90 тонн, барий – 300 тонн, ртуть –
20 тонн, ванадий – 70 тонн), а так же естественные радионуклиды, содержавшиеся в угле. Это калий-40 (до 650 кг), уран-238 – 10000 кг и др. Содержание естественных радионуклидов в золе составляет от 50 до
9000 Бк/кг [11].
К тому же, сжигая огромное количество органического топлива, человечество тем самым уменьшает запасы ценного сырья, необходимого для органического синтеза. Очевидно, что значение атомной электроэнергетики, следовательно, и урана, в будущем должно возрастать. Значит, масштабы переработки урановых руд на соединения урана в будущем увеличатся.

16
  1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   25

перейти в каталог файлов
связь с админом