אורניום מועשר

מתוך ויקיפדיה, האנציקלופדיה החופשית
קפיצה אל: ניווט, חיפוש
אורניום מועשר

אורניום מועשר הוא אורניום אשר ריכוז האיזוטופ אורניום-235 בו הוגדל בדרכים מלאכותיות. החומר הבקיע 235U הוא האיזוטופ הטבעי היחיד שמסוגל לייצר תגובת שרשרת גרעינית בעקבות פגיעת נייטרון, אך הוא מהווה רק כ-0.72% מהמסה של אורניום טבעי.

אורניום מועשר נדרש הן לשם ייצור נשק גרעיני והן להפקת אנרגיה בכורים גרעיניים, אולם רמת ההעשרה הדרושה לשם הפקת אנרגיה נמוכה בהרבה מהרמה הנדרשת לשם ייצור פצצת ביקוע גרעיני. פוטנציאל השימוש באורניום מועשר לייצור נשק גרעיני הביא לניטור הפקתו והפצתו על ידי הסוכנות לאנרגיה אטומית, כמו גם למעקב אחר הימצאותו על ידי גופי מודיעין ברחבי העולם, וזאת כדי למנוע את השגתו ברמת השימוש הצבאי על ידי מדינות שאינן אמורות להחזיק בו על פי האמנה למניעת הפצת נשק גרעיני.

האיזוטופים של האורניום[עריכת קוד מקור | עריכה]

אחוזי השכיחות של האיזוטופים 235 (באדום) ו-238 (בכחול) בדרגות העשרה שונות של האורניום

האורניום המצוי באופן טבעי במחצבים על פני כדור הארץ מורכב משלושה איזוטופים:

מספר מסה שכיחות יחסית זמן מחצית חיים
234 0.0055% 245,000 שנה
235 0.72% 700 מיליון שנה
238 99.28% 4.5 מיליארד שנה

בין שלושת האיזוטופים האלה רק 235U יוצר, באופן יעיל, תגובת שרשרת גרעינית שבה הוא מתבקע כתוצאה מפגיעת נייטרון. בעקבות הביקוע נפלטים שניים-שלושה נייטרונים המסוגלים לגרום לביקוע של גרעיני 235U נוספים, וכך הלאה.

ריכוזו הנמוך (0.72%) של האיזוטופ 235U במחצבי האורניום הטבעי על פני כדור הארץ אינו מספיק לצורך קיום תגובת שרשרת שלא תדעך, ובוודאי גם לא לתגובה שתביא לפיצוץ גרעיני. לשם כך יש צורך להפיק מהאורניום הטבעי תערובת בה שכיחות האיזוטופ 235 גבוהה יותר. תהליך כזה נקרא העשרת אורניום, ובסופו מתקבל אורניום מועשר. תוצר לוואי של התהליך הוא אורניום מדולדל, אשר אינו שימושי לצורכי הפקת אנרגיה, אך הוא בעל רדיואקטיביות נמוכה משל אורניום טבעי, ולו שימושים רבים אחרים בשל הצפיפות הגבוהה שלו.

רמת ההעשרה[עריכת קוד מקור | עריכה]

לאורניום המועשר יש שימושים שונים בהתאם לרמת ההעשרה שלו. האורניום הנמצא בנשק גרעיני מכיל בדרך כלל לפחות 85% 235U. גם רמת העשרה נמוכה מזו מספיקה לגרום לפיצוץ, אולם אז על המסה הקריטית של גוש האורניום להיות גבוהה יותר. ההערכות עבור שיעור המסה הקריטית (כאשר משתמשים במחזיר נייטרונים טוב) היא כ-15 ק"ג עבור 235U טהור, 25 ק"ג עבור אורניום בדרגת העשרה של 50%, 50 ק"ג עבור אורניום בדרגת העשרה של 20% [דרוש מקור], ו-100 ק"ג עבור דרגת העשרה של 10%. מתחת לדרגת העשרה זו, המסה הקריטית עולה בחדות, כך שבאופן מעשי כבר לא ניתן להשתמש בחומר לגרימת פיצוץ[1]. הסוכנות לאנרגיה אטומית קבעה גבול של 20% העשרה, שמעליו נחשב החומר כשמיש לצורכי נשק, ויש עליו משטר פיקוח קפדני בדומה לפיקוח על פלוטוניום. אורניום בדרגת העשרה העולה על 20% נקרא אורניום מועשר בדרגה גבוהה (HEU - Highly enriched uranium). אורניום בו ריכוז האיזוטופ 235 נמצא בין רמתו הטבעית ובין 20% נקרא אורניום מועשר בדרגה נמוכה (LEU - Low-enriched uranium).

אורניום מועשר ברמה גבוהה משמש לא רק בנשק גרעיני, אלא גם בכורי הכוח של צוללות גרעיניות, שם יש חשיבות למשקל נמוך של המנוע. בכורים גרעיניים משתמשים ברמות שונות של העשרה בהתאם לסוג הכור. בכור נייטרונים מהירים משתמשים באורניום בדרגת העשרה גבוהה. בכורי מים קלים מספיקה דרגת העשרה של כ-5%-3%, ובכורי מים כבדים מספיק להשתמש באורניום המועשר עד רמה של כ-2%, ולעתים אף באורניום טבעי.

העשרת אורניום[עריכת קוד מקור | עריכה]

העשרת אורניום הוא תהליך של הפרדת איזוטופים המסתמך על הבדלים בתכונות גרעיני האטומים. הבדלים אלה מתבטאים בעיקר במסה (ההבדלים בתכונות הכימיות קטנים ביותר), אולם במקרה של אורניום גם ההבדל בין מסות האיזוטופים השונים קטן ביותר, וגודלו קצת יותר מאחוז. הדבר מאפשר רק תהליכים סטטיסטיים, מהם אפשר לקבל תערובת העשירה רק במעט יותר 235U בהשוואה לתערובת הגלם.

המשותף לרוב שיטות ההעשרה הוא היותן מורכבות ממערכים גדולים של אלמנטי הפרדה זהים המסודרים ברמות, כך שכל רמה מעלה מעט יותר את ריכוז ה-235U. מערך אלמנטים כזה נקרא "קסקדה" (Cascade). כל אלמנט הפרדה מקבל זרם נכנס של אורניום בדרגת העשרה מסוימת, מעביר אורניום מועשר ברמה מעט גבוהה יותר לאלמנטים הנמצאים ברמה הבאה ובמקביל מחזיר שלב אחד אחורנית שאריות אורניום מדולדל יחסית, המצטרף אל הזרם הנכנס לאלמנטים בשלבי העשרה נמוכים יותר.

שימוש באורניום שש פלואורי[עריכת קוד מקור | עריכה]

שרטוט ממוחשב של אורניום שש פלואורי

בחלק גדול משיטות ההפרדה יש להעביר את האורניום למצב גזי. אורניום מתכתי הופך לגז בטמפרטורה של אלפי מעלות צלזיוס (טמפרטורת הרתיחה שלו כיסוד טהור היא 3,818°C), ולכן יש להשתמש בתרכובת שמכילה אורניום אבל הופכת לגז בטמפרטורה נמוכה יותר. התרכובת החשובה ביותר המשמשת לכך היא תרכובת של אורניום ופלואור: אורניום שש פלואורי UF6 ‏(Uranium Hexafluoride). לאורניום השש פלוארי שתי תכונות חיוניות לתהליך הפרדת האיזוטופים:

עם זאת, האורניום השש פלואורי הינו חומר פעיל מאוד התוקף את מרבית החומרים, למעט אלומיניום, ניקל ומספר מצומצם נוסף של חומרים. הדבר מגביל את מגוון החומרים מהם ניתן לבנות את מתקני ההעשרה.

עבודה הפרדתית[עריכת קוד מקור | עריכה]

פעולת הפרדת האיזוטופים (ולו הפרדה חלקית) היא פעולה המפחיתה אנטרופיה, ולכן יש להשקיע בה עבודה. מדד מקובל לעבודה זו הוא "עבודה הפרדתית", המתקבל כמכפלה של כמות תוצר פעולת ההעשרה בפונקציה חסרת ממד התלויה בדרגות ההעשרה של חומר הגלם, של התוצר ושל השאריות המדוללות. העבודה ההפרדתית פרופורציונית לכמות התוצר, ויש צורך ביותר עבודה הפרדתית כדי לקבל תוצר בדרגת העשרה גבוהה יותר, וכדי לקבל את השאריות המדוללות בדרגת העשרה נמוכה יותר.

העבודה ההפרדתית היא מכפלה של כמות התוצר בפונקציה חסרת ממד, ולכן היא מקבלת את ממד היחידות בהן נמדדת כמות התוצר, אולם נהוג להגדיר יחידה מיוחדת לגודל זה - יחידת עבודה הפרדתית (Separative Work Unit). בדרך כלל נהוג לבטא את כמות התוצר בקילוגרמים, ולסמן את יחידת העבודה ההפרדתית המתקבלת ב-kg SWU, אם כי במקומות רבים היא מסומנת פשוט כ-SWU. תפוקת מפעל העשרה נמדדת בכמות ה-SWU לשנה אותה הוא מסוגל להפיק. יעילות התהליך נמדדת לפי האנרגיה ליחידת עבודה הפרדתית, או לפי העלות ליחידת עבודה הפרדתית.

שיטות העשרה[עריכת קוד מקור | עריכה]

המאמצים למציאת שיטות העשרת אורניום החלו בתקופת מלחמת העולם השנייה, לאחר שבשנת 1939 פורסם גילוי הביקוע הגרעיני באורניום. צוות של מדענים של גרמניה הנאצית בראשות אריך באגה (Erich Bagge) בנה את הצנטריפוגה הראשונה בהיסטוריה להפקת אורניום מועשר במחצית הראשונה של שנת 1942. פרויקט הגרעין הנאצי נכנס למבוי סתום בשנה שלאחר מכן, הן עקב שיקול לא נכון של היטלר, והן בעקבות פעולת גרילה שפגעה במפעל מים כבדים של גרמניה בנורבגיה. בארצות הברית, חלק גדול מפרויקט מנהטן הוקדש למציאת שיטות להעשרת אורניום, כאשר עלות ויעילות התהליכים לא היוו כמעט שיקול, אלא רק ההיתכנות והמהירות בה שיטות אלו תוכלנה לשמש להעשרה בפועל. לבסוף הוקמו באוק רידג' מתקנים בהם השתמשו בשלוש שיטות העשרה: הפרדת איזוטופים אלקטרומגנטית - שנעשתה במתקן שנקרא קלוטרון (Calutron) והייתה השיטה העיקרית בה הועשר האורניום, ושתי שיטות נוספות, דיפוזיה גזית ודיפוזיה תרמית בנוזל שבהן בוצעה העשרה ראשונית ואחריה עבר התוצר העשרה נוספת בקלוטרון.

הערכת כושר העשרת אורניום במדינות שונות [2]
מדינה שיטה כושר ייצור
באלפי SWU לשנה
רוסיה צנטריפוגה 20,000
צרפת דיפוזיה 10,800
ארצות הברית דיפוזיה 8,000
גרמניה - הולנד - בריטניה צנטריפוגה 5,850
סין בעיקר צנטריפוגה 1,000-1,300
יפן צנטריפוגה 900
פקיסטן צנטריפוגה 5

לאחר תום המלחמה התברר כי מבין 3 שיטות אלו הדיפוזיה הגזית היא היעילה ביותר, וארצות הברית ובעקבותיה מדינות נוספות, בחרו להשתמש בה להעשרת אורניום. שיטה זו נמצאת בשימוש עד היום בארצות הברית ובצרפת. לעומתן, ברית המועצות החלה לפתח את שיטת הצנטריפוגה הגזית, היעילה ממנה בהרבה. בעוד שיטת הדיפוזיה הגזית צורכת כ-2,500 קילוואט שעה ל-SWU, שיטת הצנטריפוגה דורשת רק כ-50 קילוואט שעה ל-SWU. כיום משתמשים בשיטת הצנטריפוגה להעשרת אורניום ברוסיה, במפעל המשותף של גרמניה הולנד ובריטניה, בסין, ביפן ובפקיסטן. מדינות נוספות העושות מאמצים להצטייד בנשק גרעיני, כמו צפון קוריאה, איראן ולוב, הפעילו צנטריפוגות להעשרת אורניום. מאז פיתוח שיטת הצנטריפוגה פותחו שיטות מתקדמות יותר להעשרת אורניום, אולם לא ידוע על שימוש תעשייתי בהן כיום.

דיפוזיה גזית[עריכת קוד מקור | עריכה]

Postscript-viewer-shaded.png ערך מורחב – אפוזיה
תיאור סכמטי של העשרה בשיטת הדיפוזיה

שיטת ה"דיפוזיה הגזית" מסתמכת על כך שמהירות ממוצעת של מולקולה בגז תלויה במסה שלה: חלקיקים קלים יותר נעים במהירות גבוהה יותר בממוצע, ולכן מתנגשים פעמים רבות יותר בדופן הכלי בו הם נמצאים. אם קיים חור קטן בדופן אז יש להם סיכוי גדול יותר לצאת דרכו, ואם הדופן עשוי ממחיצה חדירה למחצה הרצופה בחורים כאלה אז בזרם החלקיקים שיעבור אותו יהיה ייצוג יתר למולקולות קלות יותר. תופעה פיזיקלית זו נקראת אפוזיה. עבור האורניום השש פלואורי היחס בין המהירויות הממוצעות בגז, הנותן את סדר הגודל של שינוי היחס בין האיזוטופים בכל שלב הוא 1.0043.

מכיוון שזרם החלקיקים העובר את המחיצה דליל בצורה ניכרת לעומת הזרם הנכנס, תהליך זה איטי ביותר. בנוסף, בשל דלילות הגז המועשר יש לדחוס אותו ביציאתו ולפני כן לקררו, שכן דחיסה של גז גורמת להעלאת הטמפרטורה שלו. תהליך זה צורך אנרגיה רבה מאוד. שיטה זו הייתה השנייה בחשיבותה מבין שלוש השיטות בהן השתמשו במסגרת פרויקט מנהטן להעשרת אורניום. בתחילת המלחמה הקרה היא הפכה לשיטת ההעשרה העיקרית בארצות הברית, ובעקבותיה בעולם. למרות חוסר יעילות השיטה, הן מבחינת משך הזמן והן מבחינת צריכת האנרגיה, קיומה מנע במשך זמן רב פיתוח שיטות מתחרות. בארצות הברית וצרפת זוהי שיטת ההעשרה העיקרית עד היום.

צנטריפוגה גזית[עריכת קוד מקור | עריכה]

קסקדת צנטריפוגות במפעל אמריקני (צולם ב-1984)

העשרת אורניום על ידי צנטריפוגות היא אחת השיטות החשובות כיום ומחליפה בהדרגה את שיטת הדיפוזיה הגזית. העיקרון הפיזיקלי העומד מאחורי השיטה הוא קיום תלות בין אופן הצטברות החומר בדפנות הצנטריפוגה ובין מסת חלקיקיו: עם סיבוב הצנטריפוגה, חלקיקי הגז בתוכה נדחפים לעבר הדופן, אך צפיפותם הולכת ודועכת ככל שמתרחקים מהדופן. דעיכה זו חדה יותר ככל שמסת חלקיקי הגז גדולה יותר. לכן, במקרה של אורניום יהיה בשכבה הצמודה לדופן ייצוג יתר למולקולות הכבדות יותר המכילות 238U, וייצוג נמוך מהממוצע למולקולות הקלות יותר המכילות 235U. ככל שמתרחקים מהדופן כלפי המרכז כך יהיה הגז עשיר יותר ב-235U, אם כי רובו המוחלט יימצא במרחק קטן יחסית מהדופן (במרכז הצנטריפוגה כמעט ואין מולקולות גז כלל).

על ידי תכנון אווירודינמי קפדני הכולל שימוש בהפרשי טמפרטורות בין תחתית המכל המסתובב ובין ראשו, ניתן לשאוב בנקודה אחת זרם שמקורו בשכבה הצמודה לדפנות - שכבה מדוללת ב-235U (ובעלת ייצוג יתר ל-238U), ובנקודה אחרת זרם שמקורו בשכבה מעט יותר פנימית, המועשרת ב-235U.

בגלל ההפרשים הקטנים בין מסות האיזוטופים, כדי להגיע להפרדה משמעותית יש להשתמש במהירויות סיבוב עצומות. העבודה במהירויות אלה תוך הימנעות מחיכוך, ומאיבוד יציבות של הצנטריפוגה מהווה קושי טכנולוגי גדול אתו יש להתמודד בבניית הצנטריפוגות.

על אף שהשימוש בצנטריפוגות נבחן עוד בשנות ה-40, השיטה לא הגיעה לבשלות בזמן פרויקט מנהטן ולא השתמשו בה במסגרתו. קיום שיטת הדיפוזיה, שישימותה הוכחה, מנע את המשך פיתוחה של שיטת ההפרדה בעזרת צנטריפוגות בארצות הברית. בברית המועצות לעומת זאת, הצליח צוות בראשות המדען האוסטרי השבוי גרנוט ציפה (Gernot Zippe) לשכלל את תכנון הצנטריפוגות. ב-1956 שוחרר ציפה, חזר למערב והצליח לשחזר את החידושים בתחום אותו פיתח הצוות שלו בברית המועצות. בשנות ה-60 החל שימוש מסיבי בהעשרת אורניום בשיטות אותן פיתח ציפה, הן בברית המועצות [1] והן במערב אירופה [2].

העשרה על ידי צנטריפוגות גז נחשבת לשיטה קלה ומהירה יחסית לשיטות אחרות, ולשיטה שיחסית לאחרות קל להסתירה. לכן, מדינות שניסו לפתח בחשאי נשק גרעיני פנו ברובן לניסיונות לשים את ידן על טכנולוגיה זו. הראשונה שהצליחה בכך הייתה פקיסטן, כאשר אבי תוכנית הגרעין שלה, עבדול קאדר ח'אן השיג את הידע לכך בתחילת שנות ה-70 בעת שעבד במעבדת מחקר הולנדית שהייתה מעורבת בתוכנית האירופית להעשרת אורניום. בשנות ה-90 העביר ח'אן חלק מהידע הזה לאיראן, צפון קוריאה ולוב. גם עיראק הצליחה להשיג ידע אירופי כשניסתה להשיג נשק גרעיני לפני פרוץ מלחמת המפרץ ב-1991.

שיטות אווירודינמיות[עריכת קוד מקור | עריכה]

איור סכמאטי של נחיר הפרדה

ישנן מספר שיטות להפרדה אווירודינמית, בה מוזרמת תערובת של גז אורניום שש פלואורי וגז כמו מימן או הליום (לשיפור מהירות ואיכות הזרימה) באופן בו נוצרים כוחות צנטריפוגליים חזקים הגורמים להפרדה. יוצא ששיטות אלה הן למעשה "צנטריפוגות ללא חלקים נעים". שיטות כאלה פותחו בגרמניה ובדרום אפריקה. כך למשל, תערובת המכילה אורניום שש פלואורי זורמת במהירות גבוהה בנחיר הפרדה בעל צורה מעוקלת. מסלול התנועה המעוקל גורם לכוח צנטריפוגלי חזק, שבעקבותיו האורניום בצד הפנימי של העיקול מועשר באיזוטופ הקל.

הפרדת איזוטופים אלקטרומגנטית[עריכת קוד מקור | עריכה]

דיגרמה סכמטית של הפרדת אורניום ב-Calutron.

שיטה הפרדת האיזוטופים האלקטרומגנטית מתבססת על כך שמסלולי חלקיקים טעונים בשדה מגנטי תלויים במסה שלהם - חלקיקים בעלי אותו מטען נעים באותה מהירות ומידת הכוח המגנטי המופעל עליהם זהה, אולם ככל שלחלקיק פחות מסה, התאוצה שלו גדולה יותר, והיא באה לידי ביטוי בעקמומיות גדולה יותר של המסלול. כדי להשתמש בעיקרון זה להפרדת איזוטופים, מאדים את החומר אותו רוצים להפריד והופכים את האטומים או המולקולות ליונים. מאיצים את היונים על ידי הפעלת שדה חשמלי ויוצרים אלומת חלקיקים שנכנסת לתוך שדה מגנטי, שם אלומת החלקיקים מתפצלת לאלומות שונות של האיזוטופים השונים, כך שניתן לאסוף בקצה המסלולים רק את האיזוטופים בהם מעוניינים. מתקן כזה מכונה ספקטרומטר מסות. באורניום, בשל ההבדל הקטן בין המסות של האיזוטופים השונים, המרחק בין מרכזי האלומות אינו גדול מספיק לעומת רוחבן, כך שלא ניתן לאסוף איזוטופים מסוג אחד בלבד, אלא תערובת בה אחוז האיזוטופים מהסוג הרצוי גדול במקצת מריכוזו בחומר הגלם. על מנת לקבל אורניום מועשר באופן משמעותי, יש לחזור על התהליך שוב ושוב כאשר התוצר של כל שלב משמש כחומר הגלם בשלב הבא.

שיטה זו הייתה הראשונה בה השתמשו להעשרת אורניום בקנה מידה גדול, כאשר ארנסט לורנס בנה באוק רידג' את ה-Calutron (על שם אוניברסיטת קליפורניה בה עבד לורנס), בו בוצעה רוב העשרת האורניום עבור בניית "ילד קטן" - הפצצה הגרעינית שהוטלה על הירושימה. גם האורניום שהועשר בשתי השיטות האחרות בהן השתמשו שם - הדיפוזיה הגזית, והדיפוזיה התרמית הנוזלית - עבר את שלב ההעשרה הסופי ב- Calutron. אחרי המלחמה נזנחה שיטה זו לטובת שיטת הדיפוזיה, אולם לפי דיווחי פקחי הנשק בעיראק, העיראקים עשו שימוש בשיטה זו להעשרת אורניום בתקופה שקדמה למלחמת המפרץ ב-1991.

העשרה באמצעות לייזרים[עריכת קוד מקור | עריכה]

שיטות מתקדמות יותר, שטרם ידוע על שימוש תעשייתי בהן, מסתמכות על כך שההבדלים הקטנים במסת האיזוטופים השונים של האורניום גורמים לשינויים קטנים בספקטרום רמות האנרגיה הן של אטומי אורניום והן של מולקולות המכילות אורניום. מדובר בשינויים בסדר גודל קטן פי מאה אלף מההפרשים האנרגטיים בספקטרום עצמו. לשם כך יש צורך בלייזר שהתדירות שלו מתאימה בדיוק להפרש אנרגטי מסוים ברמות האנרגיה האלקטרוניות באטומי 235U. אם רמת הדיוק שלו תהיה גדולה מאחד למאה אלף, אז התדירות המקבילה באטומי 238U לא תיפול בתחום התדרים שהלייזר פולט.

כאשר מנדפים אטומים של אורניום ומפעילים על הגז לייזר כזה, הוא יעורר רק את אטומי ה-235U, ולא ישפיע על אטומי 238U. בצורה זו אפשר לגרום ליינון האטומים הרצויים, ואחר כך להשתמש בשיטה אחרת שתפריד בין חלקיקים טעונים וחלקיקים לא טעונים. תהליכים המשתמשים בשיטה זו על אטומים בודדים של אורניום נקראים AVLIS - Atomic Vapor Laser Isotope Separation. ניתן להפעיל את אותו העיקרון גם על מולקולות המכילות אטומי אורניום, ובפרט על ספקטרום רמות האנרגיה הוויברציוניות שלהן. תהליכים כאלה מכונים MLIS - Molecular Laser Isotope Separation.

מהילת אורניום[עריכת קוד מקור | עריכה]

דרך להפקת אורניום ברמת העשרה נמוכה (LEU) לשם שימוש כדלק בכורים גרעיניים היא מהילת אורניום ברמת העשרה של נשק גרעיני באורניום מדולדל, או באורניום טבעי [3]. תהליך כזה מכונה "downblending". כ-10% מתצרוכת הדלק הגרעיני כיום מתקבלת ממקור זה. לצורך המהילה יש להפוך את האורניום לגז (אורניום שש פלואורי) או לנוזל. ברוסיה משתמשים בשיטה הראשונה, בעוד שבארצות הברית משתמשים בשיטה השנייה.

אם מקור האורניום המדולדל המשמש בתהליך המהילה הוא פסולת של דלק ששימש בכורים גרעיניים, אז הוא מכיל את האיזוטופ 236U שנוכחותו מפריעה לתגובת השרשרת הגרעינית בשל האינטראקציה שלו עם הנייטרונים. מלבד המטרה המוצהרת של ייצור דלק לכורים גרעיניים, התהליך משמש לחיסול עודפי אורניום מועשר ברמת נשק גרעיני, וכך הוא עוזר למנוע את הגעתו של האורניום המועשר לידיים בלתי רצויות. ארצות הברית רוכשת מרוסיה אורניום מהול המיוצר מאורניום שמקורו בנשק גרעיני סובייטי שפורק.

ראו גם[עריכת קוד מקור | עריכה]

הערות שוליים[עריכת קוד מקור | עריכה]

  1. ^ Uranium Enrichment and Nuclear Weapon Proliferation, by Allan S. Krass, Peter Boskma, Boelie Elzen and Wim A. Smit, chapter 1 (page 5).
  2. ^ Uranium Enrichment from "Uranium Information Centre" (Australia)
ערך מומלץ
Article MediumPurple.svg