Ядерный топливный цикл

Ядерная энергетика

Ядерная энергетика занимает особое место среди других источников энергии, давно вошедших в жизнь людей и ставших традиционными.

Ядерная энергия, используется в атомных энергетических установках стационарного и нестационарного типов, играет весьма ощутимую роль в производстве, в получении электрической энергии. Перед другими видами энергии, особенно химической, ядерная энергия обладает огромным преимуществом в связи с очень высокой концентрацией на единицу массы топлива. Благодаря высокой удельной концентрации ядерное топливо (уран) оказывается наиболее дешёвым видом топлива для электростанций, несмотря на сложность его добычи и очень малое содержание урана в руде. Так, экономически эффективными для добычи урана считаются месторождения с содержанием урана в руде всего лишь 0,1%, а иногда и меньше.

В наше время электроэнергия стала жизненно важным фактором в деятельности человека. Это в первую очередь относится к развитым странам и несколько меньше, к развивающимся.

Значение электрической энергии для человечества необыкновенно велико. Без электрической энергии нельзя представить себе завод, фабрику, производство, а так же многоквартирный жилой дом без света, воды, лифта. Электроэнергия на предприятиях, в городах и сёлах – повседневный быт. Без электроэнергии невозможно представить жизнь современного человека.

С чего начинается производство электроэнергии? Это электростанции со сложным комплексом сооружений, зданий, с электротехническим оборудованием, это трансформаторные подстанции по местам потребления энергии и пр. В то же время производство электроэнергии связано с большим расходом разнообразного топлива, необходимого для превращения воды в пар, направление пара на турбины, для последующего получения электроэнергии.

Традиционное использование органического топлива сопровождается образованием огромного количества отходов, загрязняющих среду обитания человека.

 

Ядерный топливный цикл

По мнению специалистов, в настоящее время атомным электростанциям нет альтернативы с точки зрения производства электроэнергии с минимальным воздействием на окружающую природу.

АЭС – это огромный комплекс, включающий ядерный реактор и соответствующее оборудование и предназначенный для преобразования ядерной энергии в электрическую. Но АЭС – только часть сложного, многостадийного комплекса самых различных производств. В нашем городе на заводе ЭМК «Атоммаш» производят теплообменное оборудование, запорную арматуру на трубопроводы АЭС. Ижорский завод выпускает уникальные ядерные реакторы (их уникальность, пожалуй, еще и в том, что это штучный товар, хотя мы подразумеваем серийные реакторы нового поколения). Заводы НПО «ТВЭЛ» изготовляют топливные материалы. На АЭС топливо поступает уже в виде конструкционных узлов – ТВС, готовых к монтажу в активной зоне реактора. Однако прежде чем добываемый из руд уран попадет в реактор, он должен пройти целый ряд технологический процессов на предприятиях, входящих в состав топливно-энергетического комплекса. К ним относятся, например, предприятия, осуществляющие добычу топлива, его переработку, транспортировку и т.д.

Ядерный топливный цикл - это вся последовательность повторяющихся производственных процессов, начиная от добычи топлива (включая производство электроэнергии) и кончая удалением радиоактивных отходов (рис 1). В зависимости от вида ядерного топлива и конкретных условий ядерные топливные циклы могут различаться в деталях, но их общая принципиальная схема сохраняется.

Ядерным топливом для реакторов является уран. Поэтому все стадии и процессы ядерного топливного цикла определяются физико-химическими свойствами этого элемента.

Уран – это элемент с порядковым номером 92, самый тяжелый из встречающихся в природе. Использовался он еще в начале нашей эры: осколки керамики с желтой глазурью (содержащие более 1% оксида урана) находились среди развалин Помпеи и Геркуланума. На Руси соли урана использовали для придания стеклу разнообразных оттенков от светло-желтого до зеленовато-коричневого. Уран был открыт в 1789 году в урановой смолке немецким химиком Мартоном Генрихом Клапротом, назвавшего его в честь планеты уран, открытой в 1781 году. Впервые металлический уран получил французский химик Юджин Пелиго в 1841, восстановив безводный тетрахлорид урана калием. В 1896 году Антуан-Анри Беккерель открывает явление радиоактивности урана случайным засвечиванием фотопластинок ионизирующим излучением от оказавшегося поблизости кусочка соли урана.

 

Рудник

> Переработка руды (Производство урановых концентратов)

> Аффинаж

> Производство UF6(газ)

> Разделение изотопов

> Обогащение урана

> Производство топлива

> Изготовление твэлов и ТВС

> АЭС

> Бассейн

> Радиохимический завод или Захоронение отработавшего топлива

> Захоронение радиоактивных отходов

 

Рис.1 Производства ядерного топливного цикла

 

Уран очень тяжелый, серебристо-белый глянцеватый металл. В чистом виде он немного мягче стали, ковкий, гибкий, обладает небольшими парамагнитными свойствами. Уран имеет три фазовых структуры кристаллической решетки: альфа (призматическая, стабильна до 667,7 °C), бета (четырехугольная, стабильна от 667,7 до 774,8 °C) и гамма (с объемно центрированной кубической структурой, существующей от 774.8 °C до точки плавления), в которых уран наиболее податлив и удобен для обработки. Альфа-фаза - очень примечательный тип призматической структуры, состоящей из волнистых слоев атомов в чрезвычайно асимметричной призматической решетке. Такая анизотропная структура затрудняет сплав урана с другими металлами. Только молибден и ниобий могут создавать с ураном твердофазные сплавы.

Основные физические свойства урана:

- температура плавления 1132,2°C (+/- 0.8);

- температура кипения 3818 °C;

- плотность 18,95 (в альфа-фазе);

- удельная теплоемкость 6,65 кал/моль/°C (при 25^оС);

Химически уран очень активный металл. Быстро окисляясь на воздухе, он покрывается радужной пленкой оксида. Мелкий порошок урана самовоспламеняется на воздухе, он зажигается при температуре 150-175°C, образуя U₃O₈. При 1000°C уран соединяется с азотом, образуя желтый нитрид урана. Вода способна разъедать металл: медленно при низкой температуре, и быстро при высокой. Уран растворяется в соляной, азотной и других кислотах, образуя четырехвалентные соли, но не взаимодействует с щелочами. Уран вытесняет водород из неорганических кислот и солевых растворов таких металлов как ртуть, серебро, медь, олово, платина и золото. При сильном встряхивании металлические частицы урана начинают светиться.

Уран имеет четыре степени окисления - III-VI. Шестивалентные соединения включают в себя триокись уранила UO₃ и уранилхлорид урана UO₂C_l2. Тетрахлорид урана UC_l4 и диоксид урана UO₂ - примеры четырехвалентного урана. Вещества, содержащие четырехвалентный уран обычно нестабильны и обращаются в шестивалентные при длительном пребывании на воздухе. Ураниловые соли, такие как уранилхлорид, распадаются в присутствии яркого света или органики.

Уран имеет 14 изотопов, при этом только три из них встречаются в природе. Примерный изотопный состав природного урана следующий:

 

Изотоп Массовый процент Атомный процент Период полураспада

U-234 0.0054% 0.0055% 247 тыс. лет (-распад)

U-235 0.7110% 0.7202% 710 млн. лет (-распад)

U-238 99.2836% 99.2742% 4.51млрд. лет (-распад)

 

 

Хотя содержание изотопа U-235 в общем постоянно, в различных рудах имеются некоторые колебания его количества, т.к. со временем произошло обеднение руды из-за реакций деления, которая происходила, когда концентрация U-235 была много выше, чем сегодня. Самый известный такой природный «реактор», возрастом 1,9 миллиарда лет, обнаружен в 1972 году в шахте Окло в Габоне. Когда этот реактор действовал, в природном уране содержалось примерно 3% U-235, т.е. столько же, сколько в современном топливе для атомных электростанций. Теперь ядро шахты выгорело, и обедненная руда содержит лишь 0,44% U-235. Естественные реакторы в Окло и открытые поблизости, являются единственными в своем роде до сих пор.

 

Добыча руды

Начальная стадия топливного цикла – горнодобывающее производство, т.е. урановый рудник, где добывается урановая руда.

Содержание урана в гранитных породах вполне достаточное, чтобы радиоактивный газ радон, продукт распада, представлял серьезную биологическую опасность в местах выхода гранита на поверхность. Уран обнаружен и в морской воде в концентрации 150 мкг/м3.

Уран входит в достаточной концентрации в 150 различных минералов, и в небольшом количестве - еще в 50. Первоначально его нашли в магматических гидротермальных жилах и пегматитах, включая уранинит и смоляную обманку. В этих рудах уран содержится в виде диоксида. Руды, имеющие экономическое значение – аутанит, гидраткальциевый уранильный фосфат, тобернит, гидратмедный уранильный фосфат, коффинит, гидратированный силикат урана, карнотит, гидраткалиевый уранильный ванадат. Урановые руды имеются по всему миру. Запасы и коммерческие сделки выражаются в эквивалентных массах U₃O₈. Один килограмм U₃O₈ стоит в среднем около 40$.

Месторождения смоляной обманки, самой богатой ураном руды, располагаются главным образом в Канаде, Конго и США. Большинство из добывающегося в США урана вырабатывается из получаемого в штатах Юта, Колорадо, Нью-Мексико, Аризона. Минерал, названный коффинит, открытый в 1955 году в Колорадо, - очень богатая руда: содержание урана примерно 61%. Впоследствии коффинит нашли в Вайоминге и Аризоне.

Среднее содержание урана в земной коре довольно велико и оценивается различными авторами как (3÷4)x10^-4%. Урана приблизительно в 1000 раз больше, чем золота, в 30 раз больше, чем серебра и почти столько же, сколько свинца и цинка. Для урана характерна значительная рассеянность в горных породах, почвах, воде морей и океанов. Лишь относительно небольшая часть сконцентрирована в месторождениях, где содержание урана в сотни раз превышает его среднее содержание в земной коре. Урановые руды отличаются исключительным разнообразием состава. В большинстве случаев уран в рудах представлен не одним, а несколькими минеральными образованиями.

Важнейший показатель качества и ценности руды - содержание в руде урана. На каждом этапе развития науки и техники существует определённая оценка минимального содержания урана в руде, при котором месторождение ещё выгодно разрабатывать. Эта оценка непрерывно изменяется (со временем).

Добыча урановой руды, так же как других полезных ископаемых, осуществляется в основном либо шахтным, либо карьерным способом в зависимости от глубины залегания пластов.

 

Переработка руды

Извлеченная из земли урановая руда содержит рудные минералы и пустую породу. Дальнейшая задача состоит в том, чтобы руду переработать: отделить полезные минералы от пустой породы и получить химические концентраты урана. Обязательные стадии при получении урановых химических концентратов – дробление и измельчение исходной руды (перевод урана из руды в раствор), селективное выделение урана из растворов. Очень часто перед выщелачиванием руду обогащают - различными физическими методами увеличивают содержание урана. Наиболее часто применяются три метода обогащения руды: радиометрический, основанный на основе радиоактивности урана и продуктов его распада, гравитационный, использующий разницу плотностей минералов урана (6,5-10,5г/см3) и минералов пустой породы (2,5-2,7 г/см3), и флотационный, основанный на различии в смачиваемости минералов.

При добыче руд с содержанием урана, например 0,1%, для получения 1т U₃O₈ необходимо извлечь из недр примерно 1000т руды, не считая колоссального количества пустой породы от вскрытых и проходческих выемок. Такую огромную массу руды лучше всего переработать и обогатить ураном в непосредственной близости от рудника. Это позволит уменьшить загрузку транспорта и существенно снизить транспортные расходы. Поэтому обычно гидрометаллургические заводы (процессы выщелачивания и последующего селективного извлечения металлов из растворов называются гидрометаллургическими процессами), располагаются в непосредственной близости с открытыми карьерами.

 

Аффинаж

На всех этапах переработки урановых руд проходит определённая очистка урана от примесей. Однако полной очистки получаемых химических концентратов достичь не удается.

Некоторые концентраты содержат всего 60-80 %, другие 95-96 % U₃O₈, а остальное - различные примеси. Такой уран не пригоден в качестве ядерного топлива, поэтому обязательна следующая стадия ядерного топливного цикла – аффинаж, в котором завершается очистка соединений урана от примесей и, особенно, от элементов, обладающих большим сечением захвата нейтронов (гафний, бор, кадмий, европий, гадолиний, самарий и т.д.).

Методы аффинажа урана разнообразны. Наибольшее распространение получили следующие способы очистки:

- пероксидный (выделение пероксида урана UO₄•H₂O из раствора уранилнитрата UO₂(NO₃)₂ под действием пергидроля H₂O₂);

- карбонатный (добавляют бикарбонат аммония NH₄HCO₃,уран осаждают в виде очень устойчивого комплексного соединения – уранилтрикарбоната аммония);

- экстракционный растворителями (урановая руда удаляется из щелока от выщелачивания подкисленной породы при помощи смеси растворителей).

Прокаливание полученных при аффинаже осадков урановых солей позволяет получить чистые оксиды урана. Важнейшие промежуточные продукты уранового производств – UO₃, U₃O₈.

 

Производство UF₆: разделение изотопов

Современная ядерная энергетика с реакторами на тепловых нейтронах, за исключением канадских тяжеловодных реакторов CANDU, базируется на слабообогащенном (2—5%) ²³⁵U урановом топливе. В реакторах на быстрых нейтронах, а также в исследовательских и транспортных реакторах используется уран с более высоким содержанием ²³⁵U (до 93%). Следовательно, прежде чем изготавливать топливо природный уран, содержащий только 0,72% ²³⁵U, необходимо обогатить – разделить изотопы ²³⁵U и ²³⁸U. Химические реакции слишком малочувствительны к атомной массе реагирующих элементов. Поэтому они не могут быть использованы для обогащения урана; необходимы физические методы разделения изотопов.

Основные используемые методы разделения изотопов:

• Электромагнитное разделение.

• Газовая диффузия.

• Жидкостная термодиффузия.

• Газовое центрифугирование.

• Аэродинамическая сепарация.

• AVLIS (atomic vapor laser isotope separation) - испарение с использованием лазера.

• Химическое обогащение.

• Дистилляция.

• Электролиз.

 

Эффективности различных методов разделения:

Метод разделения U-235/238

Химическое обогащение 1.0015

Дистилляция -

Газовая диффузия 1.00429

Центрифугирование (250 м/с) 1.026

Центрифугирование (600 м/с) 1.233

Электролиз -

 

В настоящее время основным, а до недавнего времени единственным, промышленным методом производства обогащенного урана был газодиффузионный.

Этот метод использует различие в скоростях движения различных по массе молекул газа. Вещество должно находиться в газообразном состоянии.

При различных скоростях движения молекул, если заставить их двигаться через тонкую трубочку, более быстрые и легкие обгонят более тяжелые. Для этого трубка должна быть настолько тонка, чтобы молекулы двигались по ней поодиночке. Таким образом, ключевой момент здесь - изготовление пористых мембран для разделения. Они должны не допускать утечек, выдерживать избыточное давление.

 

Для некоторых легких элементов степень разделения может быть достаточно велика, но для урана - только 1.00429 (выходной поток каждой ступени обогащается в 1.00429 раза). Поэтому газодиффузионные обогатительные предприятия – огромные по размерам, состоят из тысяч ступеней обогащения.

В 1980 г. на долю газодиффузионных заводов приходилось 98% всех мощностей по обогащению. В последние годы получает все большее распространение конкурирующий с ним центробежный метод, основанный на использовании высокоскоростных газовых центрифуг. В обоих методах применяют уран в виде гексафторида UF₆. Гексафторид урана обладает интересными и важными для технологии физическими свойствами. Во-первых, UF₆ — единственное урансодержащее вещество, существующее при обычной температуре, но при пониженном давлении в газообразном состоянии. Во-вторых, гексафторид урана при обычных условиях легко возгоняется, т.е. превращается в газ из твердого состояния, минуя жидкую фазу. При температуре 56,5 ˚C давление пара UF₆ над твёрдым продуктом составляет 760 мм рт. ст. и гексафторид «кипит». При повышенном давлении UF₆ может существовать в жидкой фазе. Его тройная точка соответствует температуре 64,05 ˚С при давлении пара 1134 мм рт. ст.

Некоторые свойства гексафторида урана создают трудности при его промышленном использовании и требуют специального подбора материалов в технологическом оборудовании. UF6—вещество химически активное. При взаимодействии UF₆ с водой, органическими веществами и металлами возникают нелетучие соединения урана (например, тетрафторид урана—зеленая соль), осаждающиеся на стенках оборудования.

Основной промышленный способ получения UF₆ -фторирование различных соединений урана. Наиболее часто отдают предпочтение методам, основанным на фторировании тетрафторида уранаUF₄. Предварительно тетрафторид урана получают из оксидов с помощью HF.

Процесс фторирования и значительной степени является аффинажным, поскольку попутно получаемый гексафторид урана дополнительно очищается от примесей других химических элементов, которые остаются в твердых осадках фторирования («золе», «огарках», «твердых отходах») вместе с непрореа-гировавшим UF. Количество твердых отходов около 0, 5%, но они радиоактивны, так как содержат продукты распада урана (изотопы тория и протактиния), и являются интенсивными источниками γ-излучения.

Обогащение урана методом газовой диффузии основано на явлении молекулярной диффузии через пористую перегородку с мельчайшими отверстиями. В замкнутом пространстве при тепловом равновесии все молекулы газовой смеси обладают одной и той же кинетической анергией. Менее тяжелые молекулы ²³⁵UF₆ обладают большей средней скоростью теплового движения и поэтому чаще ударяются о перегородку, чем более тяжелые молекулы ²³⁵UF₆. В результате через отверстия перегородки чаще будут проникать (диффундировать) более легкие молекул ²³⁵UF₆. Соответственно молекулы тяжелого изотопа будут концентрироваться перед перегородкой. Отношение концентрации легких и тяжелых молекул до и после перегородки (коэффициент обогащения)

α = √M1 / M2 = √352/349 = 1,0043,

где M1 и М2 — соответственно массы молекул ²³⁸U и ²³⁵U.

Установки по изотопному разделению газодиффузионными и центробежными методами состоят из набора элементов, в которых UF₆ разделяется на фракцию, обогащенную ²³⁵U, и отвальную фракцию (или просто отвал), обедненную ²³⁵U. Одни или несколько разделительных элементов, соединенных параллельно между собой, называют разделительной ступенью. Во всех элементах одной ступени исходный продукт, продукция и отвал имеют один и тот же изотопный состав. Необходимое обогащение урана достигается многократным соединением нескольких ступеней. Такая компоновка называется разделительным каскадом. На разделительных заводах и основном используются противоточные каскады, в которых отвал одной ступени используется как исходный продукт в предыдущей ступени. Поскольку при газодиффузионном методе коэффициент разделения одной ступени очень мал, для получения обогащенного урана требуется огромное число ступеней каскада. Например, для получения из природного урана смеси, обогащенной до 2,4 % по ²³⁵U, и концентрации ²³⁵U в исходном уране (отвале) 0,3 % требуется около 840 ступеней и 3000—5000 ступеней для получения высокообогащенного (90% ²³⁵U) урана.

Метод газовой диффузии чрезвычайно дорогостоящий, так как требует огромных площадей и большого количества достаточно сложного оборудования. Кроме того, газодиффузионные заводы потребляют очень много электроэнергии.

Как и в любом другом технологическом процессе, при обогащении урана существуют некоторые материальные потери продукта, В частности, несколько десятых частей процента общей массы обогащаемого урана остается внутри разделительного оборудования и трубопроводов, накапливаясь в виде твердых отложений. При остановках и ремонтах разделительных установок твердые отложения, конечно же, извлекаются из технологического оборудования. Эти потери неизбежны и их заранее предусматривают, Например, в контрактах на обогащение урана диффузионными заводами США оговариваются потери 0,5 %. Несмотря на то, что потери продукта малы, они существенны с точки зрения обеспечения радиационной безопасности на заводах.

В настоящее время отвал поступает для хранения на склады до того времени, когда его можно будет использовать как воспроизводящий материал в реакторах-размножителях для производства плутония.

 

Изготовление топлива

Обогащённый уран служит исходным сырьём для изготовления топлива ядерных реакторов. Ядерное топливо применяется в реакторах в виде металлов, сплавов, оксидов, карбидов, нитридов и других топливных композиций, которым придаётся определённая конструкционная форма. Конструкционной основой ядерного топлива в реакторе является тепловыделяющий элемент – твэл, состоящий из сердечника (топлива) и оболочки (покрытия). В каждом из реакторов ВВЭР и РБМК содержится около 50 000 твэлов, заполненных таблетками из диоксидов урана. Определенное количество твэлов собирают вместе в единую конструкцию – тепловыделяющую сборку (ТВС). Основные предприятия, которые заняты в производстве ТВС – это машиностроительный завод «Элемаш» (г. Электросталь), Новосибирский завод химконцентратов, Чепецкий механический завод.

Готовые ТВС доставляют на АЭС в специальных контейнерах железнодорожным, автомобильным или морским транспортом. В отдельных случаях используют воздушный транспорт.

Современные предприятия, производящие реакторное топливо, представляют собой промышленные комплексы, технологический цикл которых включает следующие этапы:

- получение порошка диоксида урана из UF₆;

- изготовление спеченных таблеток;

- подготовку трубчатых оболочек твэлов и концевых деталей;

- упаковку топливных таблеток в оболочки;

- установку концевых деталей, герметизацию (сваркой);

- подготовку и комплектование деталей для ТВС;

- изготовление ТВС;

- разборку забракованных твэлов и ТВС и переработку отходов.

Товарной продукцией на данной стадии топливного цикла является ядерное топливо в виде, пригодном для непосредственного использования в реакторе.

Рассмотренные до сих пор производства составляют начальную стадию ядерного топливного цикла. Затем топливо поступает в ядерный реактор и обеспечивает производство заданного количества электроэнергии. Процессы, происходящие в ядерном реакторе, сопровождаются выгоранием ядер урана, накоплением продуктов деления (новые химические элементы), воспроизводством плутония. Но на этом топливный цикл на АЭС не заканчивается: отработавшие ТВС необходимо выгрузить из реактора, поместить в бассейн выдержки для уменьшения остаточного тепловыделения и снижения радиоактивности, а затем либо надёжно и безопасно хранить (открытый топливный цикл), либо переработать (замкнутый топливный цикл).

Мировая потребность топлива в перерасчете на природный уран для работы более четырехсот блоков АЭС возросла к 2000 году до 64,2 тыс. тонн. С учетом энергетических установок флотов, военных и исследовательских реакторов эта цифра значительно выше. По оценкам экспертов Уранового института (Международная ассоциация по ядерной энергии), ресурсов урана более чем достаточно, чтобы удовлетворить потребности развития ядерной энергетики до 2020 года. Исходя из потребности в 60-80 тыс. т урана в год в ближайшие 20 лет мировые ресурсы порядка 3 млн т урана по цене извлечения ниже 80 долларов США за килограмм урана могут обеспечить 30-40 лет потребления. Согласно данным Международного Энергетического Агенства рентабельной считается цена извлечения до 130 долларов за килограмм. Таких запасов урана по оценкам более 15 млн тонн. Сегодняшнее мировое производство (около 36 тыс. т) лишь на 60% покрывает потребности рынка. Баланс достигается за счет вторичных источников урана: запасы в хранилищах оцениваются в 215 тыс. т, военный уран (от 7 до10 тыс.т), обедненный (отвальные «урановые» хвосты) и регенерированный уран. Значительная доля этих вторичных запасов относится к России. Огромные перспективы отводятся использованию МОХ-топлива.

С распадом СССР разведанных урановых запасов на территории России оказалось 27%, а относительно дешевого урана (стоимость до 40 долл/кг) менее 6%. Основная часть запасов осталась в Казахстане, Узбекистане и на Украине, а более 60% всех установленных мощностей АЭС сосредоточены в России. Из восьми горнодобывающих предприятий бывшего СССР в России остался единственный – Приаргунское производственное горно-химическое объединение, производственная мощность которого 2,5-3 тыс.т в год. Пуск в строй предприятий подземного скважинного выщелачивания на Долматовском и Хиагдинском месторождениях позволит суммарно получать до 4,5 тыс.т в год.

Согласно аналитическим исследованиям, проведенным институтом «ЦНИИатоминформ», удорожание ядерного топлива происходит в основном за счет роста стоимости его производства, в основном, за счет удорожания передельных затрат в топливном цикле.

В результате работы атомной энергетики, как и при любой индустриальной деятельности, образуются продукты, которые не являются целью данного производства. Отработавшее ядерное топливо, которое экологи пытаются отнести к радиоактивным отходам, содержит очень много ценных элементов, которые после соответствующей переработки могут повторно использоваться в реакторах или для других целей.

Химико-металлургический передел ядерного топлива включает в себя конверсию гексафторида урана, экстракционную очистку урансодержащих смесей от примесей, получение закиси-окиси урана (U₃O₈), двуокиси урана (UO₂), металлического урана (U) и его сплавов (UX). Действующие на ОАО «НЗХК» (Новосибирский завод химконцентратов) химические технологии позволяют получать варьируемое обогащение и контролировать химический состав примесей выпускаемых урановых продуктов.

Помимо гексафторида урана, производственный цикл изготовления исследовательского ядерного топлива может начинаться с растворения урансодержащих оборотов, образующихся в процессе производства твэлов, что позволяет возвращать технологические отходы в качестве одного из компонентов исходного сырья. Это делает технологию производства твэлов с диоксидным топливом практически безотходной.