ХИМИЧЕСКОЕ ДИСПЕРГИРОВАНИЕ ТАБЛЕТИРОВАННОГО УРАНОВОГО ОКСИДНОГО И МОНОНИТРИДНОГО УРАНПЛУТОНИЕВОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
, ,
научно-исследовательский институт химического машиностроения», г. Екатеринбург
E-mail: A. *****@***ru
Федеральная целевая Программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения» на период г. и на перспективу до 2020 г., предусматривает разработку замкнутого ядерного топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах с мононитридным уранплутониевым ядерным топливом.
Выбор топливной композиции для будущих быстрых реакторов определяется уникальным сочетанием в ней теплофизических, служебных и физикохимических свойств. Более плотное, по сравнению с оксидным урановым топливом, уранплутониевое мононитридное топливо имеет существенные преимущества по энерговоспроизводству.
При фабрикации мононитридного уранплутониевого ядерного топлива неизбежно образование бракованных таблеток: геометрические деформации, трещины и сколы, отклонения от норматива по изотопному составу и т. п.
В настоящее время на заводах по фабрикации таблетированного диоксидного уранового топлива в Электростали и Новосибирске начальной стадией при переработке брака является химическое диспергирование таблеток. В основе диспергирования лежит процесс окислительной перекристаллизации диоксида урана, который описывается уравнением:
UO2 + O2 → U3O8.
Диспергирование мононитридного уранплутониевого ядерного топлива можно реализовать во вращающемся цилиндрической формы герметичном аппарате горизонтального исполнения, схема которого представлена на рисунке 1.
В загрузочный бункер 1 загружаются таблетки мононитридного уранплутониевого топлива. Через дозирующее устройство таблетки поступают в предварительно разогретый до необходимой температуры реактор 4 цилиндрического типа. Реактор имеет теплоизолирующие короба с нагревателями 5 и зубчатый привод 3 для передачи вращения.
Через штуцер 2 в герметизированное пространство реактора подается газовая смесь. Затем измельченное топливо из реактора поступает в узел выгрузки порошка 6.
Отработанная газовая смесь из реактора через штуцеры 7, 8 поступает в сепаратор пылегазового потока 11, в котором происходит разделение частиц измельченного топлива и отработанной газовой смеси.
Отработанная газовая смесь удаляется через штуцер 10, а измельченное топливо через запорное устройство 12 поступает в вакуум-выгрузной узел 13.
Процесс измельчения проходит при температурах от 450 до 600 °С в прямотоке газовой смеси содержащей 10…20 % об. азота, остальное – аргон.
1 – загрузочный бункер с дозирующим устройством;
2 – штуцер для ввода исходной газовой смеси;
3 – зубчатый привод вращения корпуса реактора;
4 – реактор цилиндрического типа горизонтального исполнения;
5 – теплоизолирующие короба с несколькими теплогенерирующими источниками;
6 – узел выгрузки порошков; 7, 8 – штуцеры;
9 – штуцеры ввода импульсных трубок для отдува порошка с фильтрующих элементов;
10 – штуцер для вывода из устройства отработанной газовой смеси;
11 – сепаратор пылегазового потока; 12 – запорное устройство на порошок;
13 – вакуум-выгрузной узел со штуцером для порошков
Рисунок 1 – Схема аппарата
В местах контакта поверхности таблеток из уранплутониевого топлива с газовой средой указанного выше состава происходит процесс массообмена с образованием рыхлого, тонкодисперсного слоя частиц весьма сложного структурно-химического состава. Таким образом, при осуществлении процесса в аппарате при нагреве в потоке газовой смеси за счет межкристализационных сил поверхностных монослоев происходит переход от мононитридного UPuN топлива к полинитридному составу UPuN, что описывается реакцией:
UPuN + N2 →U2N3 + UN2 + PuNn.
За счет вращения аппарата осуществляется ворошение загруженного уранплутониевого топлива, что обеспечивает непрерывное обновление поверхности таблеток для доступа газовой среды. Существует возможность реализации непрерывного процесса диспергирования. Также следует указать, что в аппарате можно организовать процесс восстановления оксидных продуктов водородом и процесс нормализации полинитридов уранплутониевого топлива.
Более того, сформировалось устойчивое мнение, что регенерация отработавшего нитридного топлива быстрых реакторов должна быть безводной. Одной из стадий такого технологического процесса регенерации также может быть измельчение (диспергирование) топлива, с выводом из последнего радиоактивных газов (ксенона, криптона), летучих элементов в соответствии с температурой обработки материала.
Пристанционная рефабрикация топлива, исключающая транспортировку делящихся радиоактивных материалов и отработавшего топлива, способствует повышению уровня безопасности и входит в комплекс мер нераспространения делящихся материалов. В этой связи создание безопасного компактного сухого процесса регенерации с малым количеством отходов является актуальной задачей.
Список литературы
1 и др. высокотемпературное ядерное топливо. – М.: Атомиздат, 1978. – 430 с.
2 Плутоний: Справочник / , . – М.: Атомиздат, 1971. – 428 с.
3 и др. Технология получения диоксида урана для керамического ядерного топлива. – Томск: STT, 2002. – 326 с.
4 Сиденко в химической промышленности. – М.: Химия, 1977. – 241 с.
