同位体分離

同位体分離は、他の同位体を除去すれば化学元素の特定の同位体を濃縮するプロセスです。生成される核種の用途は多岐にわたります。最も多様な用途は研究に使用されます (例えば、化学では「マーカー」核種の原子を使用して反応メカニズムを解明します)。トン数で見ると、天然ウランを濃縮ウランと劣化ウランに分離することが最も大きな用途です。以下のテキストでは、主にウラン濃縮について検討します。このプロセスは、原子力発電所のウラン燃料の製造に不可欠であり、ウランベースの核兵器の作成にも必要です(ウラン 233が使用されない限り)。プルトニウムベースの兵器は、原子炉で生成されたプルトニウムを使用します。原子炉は、適切な同位体混合物またはグレードのプルトニウムを生成するように動作する必要があります。

化学元素は化学プロセスを通じて精製できますが、同じ元素の同位体はほぼ同じ化学的性質を持っているため、重水素の分離を除いて、このタイプの分離は実用的ではありません。

同位体分離技術には 3 つの種類があります。

• 同位体の原子量に直接基づくもの。
• 異なる原子量によって生じる化学反応速度のわずかな違いに基づくもの。
• 原子核共鳴など、原子量に直接関連しない特性に基づくもの。

3番目のタイプの分離はまだ実験段階です。実用的な分離技術はすべて、何らかの形で原子質量に依存しています。したがって、相対的な質量差が大きい同位体を分離する方が一般的に簡単です。たとえば、重水素は通常の（軽い）水素の2倍の質量を持ち、より一般的なウラン238からウラン235を分離するよりも、重水素を精製する方が一般的に簡単です。その反対に、核分裂性のプルトニウム239を一般的な不純物であるプルトニウム240から分離することは、プルトニウムから銃型の核分裂兵器を作成できるため望ましいものの、非実用的であることが一般的に認められています。^[1]

すべての大規模同位体分離方式では、目的の同位体の濃度を連続的に高める同様の段階がいくつか採用されています。各段階では、前の段階の生成物をさらに濃縮してから次の段階に送ります。同様に、各段階からの尾鉱は、さらに処理するために前の段階に戻されます。これにより、カスケードと呼ばれる連続濃縮システムが作成されます。カスケードのパフォーマンスを特徴付ける重要な要素が 2 つあります。1 つ目は分離係数で、これは 1 より大きい数値です。2 つ目は、目的の純度を得るために必要な段階の数です。

現在までに、大規模な商業的な同位体分離が行われたのは 3 つの元素のみです。いずれの場合も、最も一般的な 2 つの同位体のうち、より希少な同位体が核技術で使用するために濃縮されています。

• ウラン同位体は、原子炉燃料や核兵器に使用するための濃縮ウランを調製するために分離されてきました。
• 水素同位体は、原子炉の減速材として使用するための 重水を準備するために分離されています。
  • トリチウムは、水減速炉の冷却材/減速材にとって厄介な物質であると同時に、貴重な産物でもあるため、冷却材から分離されることがあります。
• リチウム 6 は、熱核兵器で使用するために濃縮されています。トリチウムは、この目的のために濃縮されることが多いリチウム 6 から生成されるのが一般的です。

同位体精製された元素の中には、特に半導体産業において専門的な用途に少量使用されるものもあり、精製されたシリコンは結晶構造と熱伝導率を改善するために使用され、^[2]同位体純度の高い炭素は熱伝導率の高いダイヤモンドを作るために使用されます。

同位体分離は平和的および軍事的核技術の両方にとって重要なプロセスであるため、国家が同位体分離に関して持つ能力は諜報機関にとって極めて重要な関心事です。

同位体分離の唯一の代替手段は、必要な同位体を純粋な形で製造することです。これは適切なターゲットを照射することによって行うことができますが、対象元素の必要な同位体のみが生成されるように、ターゲットの選択やその他の要素に注意する必要があります。他の元素の同位体は、化学的手段で除去できるため、それほど大きな問題にはなりません。

これは、兵器に使用するための高品位プルトニウム 239の製造に特に関係します。Pu-239 を Pu-240 や Pu-241 から分離することは現実的ではありません。核分裂性の Pu-239 はウラン 238 による中性子捕獲後に生成されますが、さらに中性子捕獲が行われると、核分裂性が低く、さらに悪いことに、かなり強力な中性子放出体であるPu-240と、自己発熱と放射毒性の問題を引き起こす強力なアルファ放出体であるAm-241に崩壊するPu-241が生成されます。したがって、軍事用プルトニウムの製造に使用されるウランターゲットは、これらの不要な同位体の生成を最小限に抑えるために、短時間のみ照射する必要があります。逆に、プルトニウムを Pu-240 と混合すると、核兵器に適さなくなります。

望ましい目標が原子爆弾ではなく原子力発電所の稼働である場合、軽水炉で使用するためのウラン濃縮の代替手段は、プロチウムよりも中性子吸収断面積の低い中性子減速材を使用することである。選択肢には、 CANDU型原子炉で使用される重水、またはマグノックス原子炉やRBMK原子炉で使用されるグラファイトが含まれる。しかし、重水を得るには同位体分離も必要であり、この場合は水素同位体であるが、原子量の変動が大きいため、これはより容易である。マグノックス原子炉とRBMK原子炉は両方とも天然ウランで稼働すると望ましくない特性を示したため、最終的にこの燃料は低濃縮ウランに置き換えられ、前述の濃縮の利点が打ち消された。CANDUなどの加圧重水原子炉は現在でも稼働しており、特に国内のウラン資源が限られており、原爆保有国となって以来部分的な核禁輸措置が敷かれているインドは、原子力発電を重水減速炉に依存している。重水炉の大きな欠点は、重水の初期費用が莫大なことである。

拡散法は気体だけでなく液体でも行われることが多く、熱平衡状態では同じエネルギーを持つ 2 つの同位体の平均速度が異なるという事実を利用しています。軽い原子 (またはそれらを含む分子) は、孔径が平均自由行程長 (クヌーセン流) より大きくない膜をより速く通過します。速度比は質量比の逆平方根に等しいため、分離量は小さくなります。たとえば、²³⁵ UF ₆と²³⁸ UF ₆の場合は1.0043 です。したがって、高純度を得るには多くのカスケード段階が必要です。この方法は、ガスを膜に押し通すために必要な作業と、各段階でガスの再圧縮が必要な多くの段階が必要なため、コストがかかります。

ウラン同位体の最初の大規模な分離は、マンハッタン計画の一環として設立されたクリントン工場の大規模なガス拡散分離プラントで米国によって達成されました。これらのプラントでは、六フッ化ウランガスがプロセス流体として使用されました。ニッケル粉末と電着ニッケルメッシュ拡散バリアは、エドワード・アドラーとエドワード・ノリスによって開発されました。^[3]エネルギー消費量が多いため、拡散によるウラン濃縮は徐々により効率的な方法に置き換えられました。

最後の拡散工場は2013年に閉鎖された。^[4]パデューカ気体拡散工場は、軍用原子炉を動かし、核爆弾を製造するために高濃縮ウランを生成するという米国政府の取り組みであり、1952年に施設が設立された。パデューカの濃縮度は当初低いレベルに抑えられ、施設はテネシー州オークリッジのオークリッジ国立研究所とオハイオ州パイケトンのポーツマス気体拡散工場で濃縮ウランを処理する他の防衛施設への「供給施設」として運営されていた。パデューカとパイケトンの姉妹施設の目標は、1960年代に商業用原子炉で使用してエネルギーを生産するためにウランを濃縮し始めたときに調整された。^[5]

遠心分離方式では、物質を急速に回転させ、重い同位体を外側の放射状の壁に近づけます。これは、ジッペ型遠心分離機を使用して気体状態で行われることが多いです。プラズマを遠心分離すると、同位体を分離できるだけでなく、放射性廃棄物の削減、核再処理、その他の目的でさまざまな元素を分離することもできます。このプロセスは「プラズマ質量分離」と呼ばれ、装置は「プラズマ質量フィルター」または「プラズマ遠心分離機」と呼ばれます（医療用遠心分離機と混同しないでください）。^[6]

同位体の遠心分離は、1919年にアストンとリンデマン^{[7]によって初めて提案され、1936年にビームスとヘインズ[8]}によって塩素同位体に関する最初の成功した実験が報告されました。しかし、マンハッタン計画中にこの技術を使用する試みは実を結びませんでした。現代では、これはウランを濃縮するために世界中で使用されている主な方法であり、その結果、かなり秘密主義的なプロセスのままであり、この技術のより広範な採用を妨げています。一般的に、UF ₆ガスの供給は高速で回転するシリンダーに接続されます。シリンダーの外縁近くには U-238 を含むより重いガス分子が集まり、U-235 を含む分子は中央に集中して別のカスケードステージに供給されます。^[9]

同位元素を濃縮するためにガス遠心分離技術を使用することは、拡散プラントなどの従来の技術に比べて、同様の分離度に達するために必要なカスケード段階が少なくなるため、電力消費量が大幅に削減されるため望ましい。同じ分離を達成するために必要なエネルギーが少なくなるだけでなく、はるかに小規模なプラントが可能になるため、核兵器の製造を試みる小国にとって経済的に可能になる。パキスタンは核兵器の開発にこの方法を使用したと考えられている。

南アフリカでは、ヘリコン渦分離プロセスで渦管が使用されました。ガスは、特別な形状のチャンバーに接線方向に注入され、回転速度がさらに非常に高速になり、同位体が分離されます。^[10]渦管には可動部品がないため、この方法は簡単ですが、エネルギー消費量はガス遠心分離機の約50倍です。ジェットノズルと呼ばれる同様のプロセスがドイツで開発され、ブラジルに実証プラントが建設され、同国の原子力発電所に燃料を供給するための施設の開発まで行われました。^[11]

電磁分離は大規模な質量分析法であるため、質量分析法と呼ばれることもあります。荷電粒子が磁場内で偏向し、偏向の程度が粒子の質量に依存するという事実を利用します。スループットが非常に低いため、生産量に対して非常に高価ですが、非常に高い純度を実現できます。この方法は、研究や特定の用途 (同位体トレーサーなど) のために少量の純粋な同位体を処理するためによく使用されますが、工業用途には実用的ではありません。

オークリッジ国立研究所とカリフォルニア大学バークレー校で、アーネスト・O・ローレンスは、最初の原子爆弾に使用されたウランの多くを電磁分離する技術を開発した。彼の原理を利用した装置はカルトロンと名付けられた。戦後、この方法は非実用的であるとして大部分が放棄された。拡散技術やその他の技術とともに、コストがどうであれ、使用できる物質が十分にあることを保証するためにのみ着手された。この技術が最終的に戦争遂行に大きく貢献したのは、ガス拡散プラントからの物質をさらに濃縮して、より高い純度にすることだった。

この方法では、レーザーは物質の1つの同位体のみを励起し、それらの原子を優先的にイオン化する波長に調整されます。原子の場合、同位体に対する光の共鳴吸収は^{[12]に依存します。}

• 原子核の質量（主に軽元素で顕著）
• 原子核の体積（クーロンポテンシャルからの偏差を引き起こし、重い元素では顕著となる）
• 電子遷移の超微細分裂、原子核がスピンを持っている場合、

微調整されたレーザーが1つの同位体とのみ相互作用できるようにする。原子がイオン化された後、電界を印加することでサンプルから除去できる。この方法は、しばしばAVLIS（原子蒸気レーザー同位体分離）と略される。この方法は、1970年代から1980年代にレーザー技術が進歩するにつれて開発されてきた。ウラン濃縮のためにこれを産業規模で開発する試みは、1990年代に「終わりのない技術的困難のため」、そしてその間に遠心分離機が技術的に成熟したために、次々と断念された。^{[13] [14]しかし、}核拡散の分野の人々にとっては、同位体分離の他の方法よりも安価で簡単に隠蔽できる可能性があるため、大きな懸念事項となっている。AVLISで使用される同調可能なレーザーには、色素レーザー^[15]や、最近ではダイオードレーザー^[16]がある。

レーザー分離の 2 番目の方法は、分子レーザー同位体分離(MLIS) として知られています。この方法では、赤外線レーザーを六フッ化ウランガスに照射し (ウランの濃縮が必要な場合)、U-235原子を含む分子を励起します。2 番目のレーザー (IR (赤外線多光子解離) または UV) でフッ素原子を解放し、五フッ化ウランを残してガスから沈殿させます。MLIS 段階のカスケード化は、UF _{5 をUF 6}に戻して次の MLIS 段階に導入する必要があるため、他の方法よりも困難です。ただし、軽元素の場合、同位体選択性は通常十分に高いため、カスケード化は必要ありません。

複数の代替 MLIS 方式が開発されています。たとえば、近赤外線または可視領域で最初のレーザーを使用する方式では、単一段階で 20:1 を超える選択性が得られます。この方法は OP-IRMPD (倍音前励起 - IR 多重光子解離) と呼ばれます。ただし、倍音の吸収確率が小さいため、未使用のままになる光子が多すぎるため、この方法は産業的に実現可能ではありませんでした。また、他のいくつかの MLIS 方式では、高価な光子が無駄になるという問題があります。

最後に、オーストラリアの Silex Systems 社が開発した「レーザー励起による同位体の分離」(SILEX) プロセスが、パイロット濃縮プラントの開発のためにゼネラルエレクトリック社にライセンス供与されました。ウランの場合、キャリアガス中のUF _{6を使用した冷分子ビームを使用し、} ²³⁵ UF _{6 を}16 μm 付近の赤外線レーザーで選択的に励起します。励起された分子とは対照的に、励起されていない重い同位体分子はキャリアガスとクラスターを形成する傾向があり、これらのクラスターは分子ビームの軸に近い位置に留まるため、スキマーを通過でき、励起された軽い同位体から分離されます。

ごく最近^{[いつ？ ]}円偏波電磁場におけるトロヤ波束を用いた重水素分離のための別の方式が提案されました。断熱高速通過によるトロヤ波束形成のプロセスは、電子と原子核の質量の減少に非常に敏感に依存し、同じ場の周波数で、同位体の種類に応じてトロヤ波束または反トロヤ波束の励起をさらに引き起こします。それらとそれらの巨大な回転電気双極子モーメントは位相がシフトされ、そのような原子のビームはシュテルン・ゲルラッハ実験に類似して電場の勾配で分割されます。^{[引用が必要]}${\displaystyle \pi}$

通常、単一元素の同位体は化学的性質が同じであると説明されますが、これは厳密には正しくありません。特に、反応速度は原子質量によってわずかに影響を受けます。

これを利用する技術は、水素などの軽い原子に最も効果的です。軽い同位体は重い同位体よりも早く反応または蒸発する傾向があるため、分離することができます。これは重水が商業的に生産される方法です。詳細については、ガードラー硫化プロセスを参照してください。軽い同位体は、電界下でより急速に解離します。この大規模なカスケードプロセスは、リューカンの重水生産プラントで使用されました。

室温で測定された最大の運動同位体効果の候補の 1 つである305 は、最終的にはトリチウム(T) の分離に使用される可能性があります。トリチウム化ギ酸アニオンの HTO への酸化に対する効果は次のように測定されました。

水素、炭素、酸素、窒素の同位体は、適切な軽い化合物を長いカラムで蒸留することで濃縮できます。分離係数は、2 つの同位体分子の蒸気圧の比です。平衡状態では、このような分離はカラムの各理論段で行われ、次のステップ (次の段) で同じ係数が掛けられます。基本分離係数は小さいため、このような段が多数必要になります。これには、20 ～ 300 m のカラム全高が必要です。

重い分子の蒸気圧が低いのは、その分子の蒸発エネルギーが高いためであり、そのエネルギーは分子間ポテンシャルの零点振動のエネルギーが低いことに起因している。蒸気圧の公式から予想されるように、この比は低温（低圧）でより有利になる。H ₂ OとD ₂ Oの蒸気圧比は、50 °C（123 mbar）で1.055、100 °C（1013 mbar）で1.026である。12 COと^{13 COの蒸気}圧比は、標準沸点（81.6 K）付近で1.007、12 CH ₄と¹³ CH ₄の蒸気圧比は、111.7 K（沸点）付近で1.003である。^{[ 17]}

（極低温）蒸留による¹³ C濃縮は、1960年代後半にロスアラモス国立研究所の科学者によって開発されました。^{[18] [19]これは現在でも13} C濃縮の推奨される方法です。水蒸留による重水素濃縮は、エネルギー消費量の少ないプロセス（化学交換）によって事前に濃縮されている場合にのみ行われます。^[20]自然存在比が低い（0.015% D）状態から始めると、大量の水を蒸発させる必要があります。

分離作業単位(SWU) は、処理されるウランの量と濃縮度、つまり残りの部分に対する U-235 同位体の濃度の増加の程度によって決まる複雑な単位です。

単位は厳密には「キログラム分離作業単位」であり、飼料と製品の量がキログラムで表されている場合の分離作業量（強化に使用されるエネルギーの指標）を測定します。分析値xfの飼料の質量F を分析値 xp の製品の質量Pと分析値xwの廃棄物の質量Wに分離するのに要する労力は、必要な分離作業単位の数で表され、式 SWU = WV ( xw ) + PV ( xp ) - FV ( xf ) で与えられます。ここで、V ( x ) は「価値関数」であり、V ( x ) = (1 - 2 x ) ln ((1 - x ) / x ) と定義されます。

分離作業は、SWU、kg SW、またはkg UTA（ドイツのUrantrennarbeitから） で表されます。

• 1 SWU = 1 kg SW = 1 kg UTA
• 1 kSWU = 1.0 t SW = 1 t UTA
• 1 MSWU = 1 kt SW = 1 kt UTA

たとえば、天然ウラン 100 キログラム (220 ポンド) の場合、U-235 含有量が 4.5% に濃縮されたウラン 10 キログラム (22 ポンド) を生成するには約 60 SWU が必要です。

特定の同位元素の放射性ビームは、実験物理学、生物学、材料科学の分野で広く使用されています。これらの放射性原子を研究用にイオンビームに生成および形成することは、世界中の多くの研究所で行われている研究分野全体です。最初の同位体分離器は、コペンハーゲンサイクロトロンでボーアと同僚によって電磁分離の原理を使用して開発されました。今日、使用するために放射性イオンビームを供給する研究所は世界中に数多くあります。

おそらく主要な同位体分離装置（ISOL）は、CERNのISOLDEです。 ^[21]これは、ジュネーブ市近郊のフランスとスイスの国境に広がるヨーロッパの共同施設です。この研究所は、主にウラン炭化物ターゲットの陽子破砕を利用して、地球上では自然に見つからないさまざまな放射性核分裂片を生成します。破砕（高エネルギー陽子の照射）中、ウラン炭化物ターゲットは数千度に加熱され、核反応で生成された放射性原子が放出されます。

ターゲットから出ると、放射性原子の蒸気はイオン化空洞へと移動します。このイオン化空洞は、高仕事関数の耐火金属でできた細い管で、壁との衝突により自由原子から電子が 1 つ解放されます (表面イオン化効果)。イオン化された放射性種は、静電場によって加速され、電磁分離器に注入されます。分離器に入るイオンはエネルギーがほぼ等しいため、質量の小さいイオンは質量の大きいイオンよりも磁場によって大きく偏向されます。この異なる曲率半径により、等圧精製が可能になります。

等圧に精製されたイオンビームは、個々の実験に送られます。等圧ビームの純度を高めるために、イオン化キャビティ内でレーザーイオン化を行い、対象の単一の元素鎖を選択的にイオン化することができます。CERNでは、この装置は共鳴イオン化レーザーイオン源（RILIS）と呼ばれています。^[22]現在、すべての実験の60％以上が、放射性ビームの純度を高めるためにRILISを使用することを選択しています。

ISOL法による放射性原子の生成は研究対象元素の自由原子化学に依存するため、厚いアクチニドターゲットに陽子を単純に照射するだけでは生成できないビームもある。タングステンやレニウムなどの耐火金属は蒸気圧が低いため、高温でもターゲットから放射されない。こうしたタイプのビームを生成するには、薄いターゲットが必要である。イオンガイド同位体セパレーターオンライン（IGISOL）法は、1981年にフィンランドのユヴァス​​キュラ大学サイクロトロン研究所で開発されました。^[23]この法では、薄いウランターゲットに陽子を照射すると、核反応生成物が荷電状態でターゲットから反跳します。反跳はガスセル内で止められ、セル側面の小さな穴から出て、そこで静電的に加速されて質量分離器に注入されます。この生成および抽出方法は、標準的なISOL技術に比べてより短い時間スケールで行われ、IGISOLを使用して半減期の短い同位体（1ミリ秒未満）を研究することができます。また、ベルギーのルーヴェン同位体分離オンライン（LISOL）では、IGISOLがレーザーイオン源と組み合わせられています。^[24]薄いターゲット源は、通常、厚いターゲット源よりも放射性イオンの量が大幅に少なく、これが主な欠点です。

実験核物理学が進歩するにつれ、最もエキゾチックな放射性核を研究することがますます重要になってきています。そのためには、極端な陽子/中性子比を持つ核を作り出すためのより独創的な技術が必要です。ここで説明する ISOL 技術の代替手段は、フラグメンテーション ビームです。この技術では、安定したイオンの高速ビームを薄いターゲット (通常はベリリウム原子) に衝突させ、フラグメンテーション反応によって放射性イオンを生成します。この技術は、たとえば、ミシガン州立大学の国立超伝導サイクロトロン研究所(NSCL) や、日本の 理化学研究所の放射性同位体ビーム ファクトリー(RIBF)で使用されています。

• トリチウムの濃度に対する運動学的同位体効果の利用、GM Brown、TJ Meyer 他、2001 年。
• ウラン生産
• ウラン濃縮 アーカイブ 2010-12-02ウェイバックマシンより世界原子力協会より
• アルソスデジタルライブラリのウラン同位体の電磁分離に関する注釈付き書誌