Способ получения индивидуальных и смешанных оксидов металлов

Изобретение относится к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива. В заявленном способе раствор нитратов металлов (0,3-5 моль/л HNO3) смешивают с раствором восстановителя и/или комплексообразующего реагента и подают через форсунку аппарата аэрозольной сушки, обеспечивающего прогрев реакционной смеси выше температуры разложения реагентов и образующихся комплексов металлов (>400°С). Количество комплексонов выбирается исходя из условий полного замещения нитрат-иона в координационной сфере металлов. В ряде случаев предварительное смешивание растворов нежелательно из-за сильного газовыделения и/или выпадения осадков. В таких случаях раствор нитратов металлов и раствор реагентов подают в форсунку аппарата раздельно, где они смешиваются до распыления. Для получения оксидов актинидов в низковалентном состоянии и твердых растворов оксидов актинидов на основе диоксида урана в качестве среды в аппарате аэрозольной сушки используют инертные газы или их смеси. Техническим результатом является возможность получения оксидов металлов из нитратных растворов в одну стадию, в том числе получения твердых растворов оксидов актинидов на основе диоксида урана без применения водорода, а также увеличение безопасности и упрощение способа получения оксидов металлов, в том числе и смешанных оксидов актинидов. 6 з. п. ф-лы.

 

Изобретение относится к области технологии редких и рассеянных элементов и ядерной энергетики, и в частности, к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива на базе диоксидов UO2 и PuO2, получившего название МОХ (Mixed-Oxide) топлива. Известно, что плутоний, особенно в смеси с ураном, представляет собой энергетически эффективный материал для реакторов ВВЭР и реакторов нового поколения (таких, как реакторы на быстрых нейтронах и т.д.). Наиболее оптимальное МОХ топливо должно представлять собой твердый раствор на основе UO2. В ряде случаев в топливную композицию включают помимо плутония и другие актиниды: америций (АМОХ-топливо) и нептуний.

Производство такого топлива должно основываться на простых операциях с минимальным количеством отходов. Независимо от способа получения МОХ-топливо должно удовлетворять ряду требований, из которых основные - это высокая гомогенность твердого раствора диоксидов урана и плутония для обеспечения равномерности энерговыделения и его хорошая растворимость в азотной кислоте для перевода в раствор облученного ядерного топлива при его химической переработке.

Известны два принципиально различных метода получения МОХ-топлива. Первый метод заключается в механическом смешивании исходных порошков диоксидов урана и плутония (МСО) для получения пресс-порошка с высокой равномерностью перемешивания диоксидов с последующим добавлением связующего агента, прессованием и прокалкой (см., например: патент JP 8166482, 1994; патент US 4020131, 1977). Второй метод состоит в соосаждении соответствующих соединений урана и плутония из нитратных растворов с последующей сушкой и прокалкой с целью получения порошкообразного твердого раствора (U,Pu)O2. Этот способ может обеспечить высокую гомогенность распределения урана и плутония в полученном продукте, уменьшить число стадий и упростить технологию производства с отказом от механических стадий перемешивания и перетирания и, соответственно, уменьшить объем радиоактивных отходов.

Известен способ получения смешанных оксидов урана и плутония путем соосаждения соответствующих комплексов указанных элементов с использованием комплексообразователей состоящих только из углерода, азота, водорода и кислорода, с последующей прокалкой (патент US 7169370 B2, 2007). В указанном способе предлагается соосаждать в требуемой пропорции комплексы U(IV) и Pu(IV) из нитратных растворов (1 моль/л HNO3) с помощью полиаминокарбоксильных кислот и их солей, поликарбоксильных кислот и их аммониевых солей, гидроксамовых кислот, криптандов и краун-эфиров. Поскольку по данному способу используется соосаждение комплексов урана и плутония в состоянии окисления (IV), то возникает необходимость использования восстановителей (в частности, гидразин нитрата) для восстановления и дальнейшей стабилизации указанного состояния окисления элементов. Количественное осаждение смеси комплексов обеспечивалось доведением pH раствора до ~7.5 с помощью концентрированной щелочи. После отделения и промывания осадок прокаливался при 650°С и выше в течение 1 часа. Данная процедура обеспечивала получение гомогенной смеси оксидов урана и плутония в пропорции, соответствующей составу исходных компонентов.

К недостаткам данного способа получения гомогенной смеси оксидов урана и плутония, приведенного в указанном патенте, можно отнести его относительную сложность и наличие ряда стадий, которые приводят к увеличению объема радиоактивных отходов (например, промывка осадка после отделения).

В качестве прототипа был выбран способ получения (по патенту GB 1350923, опубл. 24.04.1974) индивидуальных или смешанных оксидов урана и плутония прямо из раствора соответствующего нитрата, заключающийся в том, что концентрированный водный раствор нитрата и муравьиная кислота впрыскиваются с потоком воздуха, азота или водорода в первую (горячую) зону печи, нагретой до 150-300°С, а полученное вещество прокаливается во второй зоне печи, нагретой до 700-750°С. Показано, что после первой стадии получается красноватый порошок UO3, свойства которого определяются условиями введения растворов: (1) поверхность порошка увеличивается с увеличением отношения кислоты к нитрату уранила и уменьшается с ростом температуры нагревания на первой стадии, и (2) качество продукта практически не зависит от наличия свободной азотной кислоты в растворе. Дальнейшая прокалка в токе водорода приводит к получению UO2 или смеси UO2 и PuO2, пригодной для дальнейшего получения МОХ топлива путем смешивания и спекания.

К недостаткам данного способа можно отнести:

- разделение процесса на несколько стадий;

- ограничение в выборе реагента только муравьиной кислотой;

- ограничение в выборе актинидов только ураном и плутонием;

- использование водорода на стадии получения конечного продукта.

Предлагаемым изобретением решается задача получения индивидуальных и смешанных оксидов металлов с использованием широкого спектра реагентов.

Для достижения указанного результата в предлагаемом способе раствор нитратов металлов (0,3-5 моль/л HNO3) смешивают с раствором восстановителя и/или комплексообразующего реагента и подают через форсунку аппарата аэрозольной сушки, обеспечивающего прогрев реакционной смеси выше температуры разложения реагентов и образующихся комплексов металлов (>400°C). Габариты трубчатой печи аппарата аэрозольной сушки и температура стенки печи определяются требованием прогрева аэрозольной смеси до заданной температуры (>400°C) за время нахождения в горячей зоне установки. Количество комплексонов выбирается исходя из условий полного замещения нитрат-иона в координационной сфере металлов.

В ряде случаев предварительное смешивание растворов нежелательно из-за сильного газовыделения и/или выпадения осадков. В таких случаях раствор нитратов металлов и раствор реагентов подают в форсунку аппарата раздельно, где они смешиваются до распыления.

Для получения оксидов актинидов в низковалентном состоянии и твердых растворов оксидов актинидов на основе диоксида урана в качестве среды в аппарате аэрозольной сушки используют инертные газы или их смеси.

Пример 1. К азотнокислому раствору, содержащему 200 г/л урана, прибавляли концентрированную муравьиную кислоту, обеспечивая мольное соотношение уран/муравьиная кислота 1:6 (2 моль кислоты на образование комплекса с ураном и 4 моль кислоты в качестве восстановителя). Полученный раствор подавали со скоростью 100 мл/час в распылительную форсунку, соединенную с трубчатой печью, нагретой до 800°С. Распыление проводили воздухом. Продукт собирали в снабженном сетчатым фильтром сборнике, нагретом до 200°С, для предотвращения конденсации паров воды. По данным рентгенофазового анализа (РФА) получена чистая закись-окись урана (U3O8).

Пример 2. Азотнокислый раствор, содержащий 800 г/л урана, нагретый до 70°С, со скоростью 70 мл/час подавали в двухканальную форсунку. Туда же подавали по второму каналу концентрированную муравьиную кислоту. Растворы смешивались внутри форсунки и распылялись воздухом в трубчатую печь, нагретую до 800°С. Продукт собирали в снабженном сетчатым фильтром сборнике, нагретом до 200°С для предотвращения конденсации паров воды. По данным РФА получена чистая закись-окись урана (U3O8).

Пример 3. Отличается от Примера 1 тем, что распыление проводили аргоном. По данным РФА получена чистая двуокись урана (UO2).

Пример 4. Отличается от Примера 3 тем, что исходный раствор содержал 150 г/л урана и 50 г/л тория. По данным РФА получен твердый раствор состава (U,Th)O2.

Пример 5. Азотнокислый раствор, содержащий 20 г/л тория, со скоростью 70 мл/час подавали в двухканальную форсунку. Туда же подавали по второму каналу раствор, содержащий этилендиаминтетрауксусную и муравьиную кислоты. Растворы смешивались внутри форсунки и распылялись воздухом в трубчатую печь, нагретую до 800°С. Продукт собирали в снабженном сетчатым фильтром сборнике, нагретом до 200°С для предотвращения конденсации паров воды. По данным РФА получен диоксид тория (ThO2).

Пример 6. Азотнокислый раствор, содержащий 20 г/л урана и 0,2 г/л америция, со скоростью 70 мл/час подавали в двухканальную форсунку. Туда же подавали по второму каналу раствор, содержащий щавелевую и муравьиную кислоты. Растворы смешивались внутри форсунки и распылялись азотом в трубчатую печь, нагретую до 800°С. Продукт собирали в снабженном сетчатым фильтром сборнике, нагретом до 200°С, для предотвращения конденсации паров воды. По данным РФА получен твердый раствор состава (U,Am)O2.

Пример 7. Азотнокислый раствор, содержащий 15 г/л лантана, со скоростью 70 мл/час подавали в двухканальную форсунку. Туда же подавали по второму каналу раствор, содержащий муравьиную кислоту. Растворы смешивались внутри форсунки и распылялись воздухом в трубчатую печь, нагретую до 800°С. Продукт собирали в снабженном сетчатым фильтром сборнике, нагретом до 200°С, для предотвращения конденсации паров воды. По данным РФА получен La2O3.

Приведенные примеры показывают, что предлагаемое техническое решение позволяет получать оксиды металлов как актинидов, так и лантанидов, и их твердые растворы в одну стадию термической обработки непосредственно из их растворов с применением различных реагентов. При этом не образуется вторичных жидких или твердых отходов, а для получения восстановленных форм не требуется применения водорода.

1. Способ получения индивидуальных и смешанных оксидов металлов, включающий термическую обработку растворов, содержащих нитраты металлов и реагент, отличающийся тем, что в качестве реагента используют восстанавливающие вещества и/или комплексоны, образующие газообразные продукты при температурах выше температуры разложения реагентов и образующихся комплексов металлов, а термическую обработку осуществляют в одну стадию в аппарате для аэрозольной сушки.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что растворы восстанавливающего и комплексообразующего реагентов и нитратов металлов подают в форсунку аппарата раздельно и смешивают до распыления.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве комплексонов используют восстанавливающие реагенты.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве металлов выступают актиниды и/или лантаниды.

5. Способ по п. 4, отличающийся тем, что в качестве среды для аэрозольной сушки используют инертные газы или их смеси.

6. Способ по п. 5, отличающийся тем, что в качестве металла используют уран с получением диоксида урана.

7. Способ по п. 5, отличающийся тем, что в качестве металлов используют уран и другие актиниды с получением твердых растворов вида (U,Ac)O2.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способу и устройству для получения сферических частиц делящегося и/или воспроизводящего материала, используемого в ядерных реакторах. Способ включает формирование капель заливочного раствора в аммиачную осадительную ванну для образования микросфер, старение, промывку полученных микросфер в растворе аммиака, сушку и термообработку.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива на базе диоксидов UO2 и PuO2, получившего название МОХ (Mixed-Oxide) топлива.
Изобретение относится к ядерному топливу, в частности к топливу энергетического реактора-размножителя на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава.

Изобретение относится к области ядерных технологий и решает задачу создания ядерного топлива, обеспечивающего одновременное протекание в активной зоне ядерного реактора реакций деления и синтеза ядер и генерирование энергии и нейтронов деления и синтеза.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к конструкции топливного элемента исследовательского ядерного реактора. .
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к технологии преобразования ядерной энергии в тепловую энергию, предназначенной для разработки энергетических установок нового поколения.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способу эксплуатации ядерного энергокомплекса, состоящего из двух и более реакторов. .
Изобретение относится к изготовлению и использованию смеси изотопов урана, то есть ядерного топлива для ядерных реакторов атомных электростанций. .

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к элементам тепловыделяющей сборки (ТВС) ядерного реактора типа ВВЭР-440. Чехол ТВС соединяется с хвостовиком с помощью 6-ти специальных винтов, имеющих коническую форму головки снизу.
Изобретение относится к способу получения диоксида урана в виде зерен сферической и неправильной формы. Способ включает растворение при интенсивном перемешивании оксида урана UO3 или UO2(NO3)2×6H2O в органической кислоте, предпочтительно в аскорбиновой кислоте, обработку полученного аскорбиново-гидрокси-уранового золя и термообработку полученного геля при температуре 550°C и скорости нагрева 5°C/мин в воздушной среде до образования U3O8, после чего полученный оксид восстанавливают в атмосфере водорода и/или аргона, предпочтительно в атмосфере водорода, при температуре 1100°C до образования диоксида урана в виде зерен сферической или неправильной формы.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерного реактора на бегущей волне. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления выполнена с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к элементам тепловыделяющих сборок (ТВС), используемых, преимущественно, для реакторов РБМК-1000, а также ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Группа изобретений относится к вентилируемым тепловыделяющим элементам ядерного реактора. Способ предусматривает использование тепловыделяющей сборки с кожухом, выполненным с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива с летучим продуктом ядерного деления.

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах. Совокупность активной зоны, отражателя и бланкета представляет собой двухфазную металлическую систему: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th.

Изобретение относится к изготовлению тепловыделяющих элементов ядерного реактора. Устройство снаряжения фольгой оболочек твэлов содержит фольгу, валики прокатки фольги, пуансон, штангу с цилиндром, диаметр которого равен диаметру таблетки делящегося материала, губки, охватывающие цилиндр перед заслонкой.

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при создании тепловыделяющих элементов (твэлов) для атомных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к конструктивным элементам тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР. Дистанционирующая решетка (ДР) содержит группы взаимно пересекающихся параллельных пластин, расположенных в один ярус и образующих шестиугольные ячейки для размещения твэлов, расположенные по правильной треугольной сетке, и треугольные ячейки, расположенные между шестиугольными.

Изобретение относится к атомной технике. Направляющий канал тепловыделяющей сборки ядерного реактора с выгорающим поглотителем размещен в ячейках дистанционирующих решеток.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов) Тепловыделяющий элемент содержит топливные таблетки 1, заключенные в трубчатую оболочку 2 и подпираемые с двух концов фиксирующими и компенсирующими пружинами. Топливные таблетки 1 в трубчатой оболочке 2 с двух сторон герметизированы пробками, в трубчатой оболочке выполнены микроканалы 3, имеющие входы 4 и выходы 5 для теплоносителя, причем по оси выхода микроканала 3 расположена косая перегородка 6, которая отражает в сторону паровой выброс 7 из микроканала 3, вход микроканала 3 имеет срез, перпендикулярный интегральному вектору скорости потока 8 теплоносителя. Технический результат - улучшение теплоотдачи с поверхности твэлов при минимальном увеличении гидравлического сопротивления, характерного для гладкой поверхности твэлов. 2 ил.

Изобретение относится к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива. В заявленном способе раствор нитратов металлов смешивают с раствором восстановителя иили комплексообразующего реагента и подают через форсунку аппарата аэрозольной сушки, обеспечивающего прогрев реакционной смеси выше температуры разложения реагентов и образующихся комплексов металлов. Количество комплексонов выбирается исходя из условий полного замещения нитрат-иона в координационной сфере металлов. В ряде случаев предварительное смешивание растворов нежелательно из-за сильного газовыделения иили выпадения осадков. В таких случаях раствор нитратов металлов и раствор реагентов подают в форсунку аппарата раздельно, где они смешиваются до распыления. Для получения оксидов актинидов в низковалентном состоянии и твердых растворов оксидов актинидов на основе диоксида урана в качестве среды в аппарате аэрозольной сушки используют инертные газы или их смеси. Техническим результатом является возможность получения оксидов металлов из нитратных растворов в одну стадию, в том числе получения твердых растворов оксидов актинидов на основе диоксида урана без применения водорода, а также увеличение безопасности и упрощение способа получения оксидов металлов, в том числе и смешанных оксидов актинидов. 6 з. п. ф-лы.

Наверх