Способ высокотемпературной обработки отработавшего нитридного ядерного топлива
Владельцы патента RU 2775564:
Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") (RU)
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива, в частности в технологиях замкнутого ядерного топливного цикла. Способ включает фрагментацию, выдержку фрагментов тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом в атмосфере азота при температуре не менее 500°С в реакторе. Затем охлаждение до температуры 100-300°С в атмосфере азота. Атмосферу в реакторе меняют с азота на инертный газ, нагревают фрагменты тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом до температуры не менее 1000°С и выдерживают при данной температуре. Способ позволяет отделить компоненты нитридного ядерного топлива от фрагментов тепловыделяющих элементов, сократить содержание побочных компонентов на дальнейших этапах переработки нитридного ядерного топлива, перевести плотные спеченные образцы нитридного топлива в микродисперсный порошок, что позволит существенно ускорить дальнейшие операции переработки топлива известными способами. 1 табл., 1 ил.
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива, в частности, в технологиях замкнутого ядерного топливного цикла.
Процесс высокотемпературной обработки отработавшего ядерного топлива или волоксидации в атмосфере кислорода применяют преимущественно для удаления летучих продуктов деления из отработавшего металлического или оксидного ядерного топлива. В ходе высокотемпературной обработки при температуре 400-1500°С происходят химические превращения, в ходе которых происходит изменение атомарных размеров компонентов топлива и измельчение топлива, которые ускоряют процесс отделения легколетучих продуктов деления от отработавшего ядерного топлива. Способы высокотемпературной обработки хорошо изучены и промышленно апробированы в качестве одной из начальных операций переработки оксидного ядерного топлива.
Для нитридного ядерного топлива, которое является одним из наиболее перспективных видов топлива для реакторов на быстрых нейтронах, способы высокотемпературной обработки практически не изучены. Представляется, что высокотемпературная обработка отработавшего нитридного ядерного топлива имеющимися способами не приемлема для практической реализации ввиду того, что в атмосфере кислорода при температуре выше 400°С возможно образование химически более устойчивых соединений. Помимо этого, значительному окислению будет подвергаться оболочка тепловыделяющих элементов, продукты окисления которой приведут к загрязнению перерабатываемого топлива.
Применительно к отработавшему нитридному ядерному топливу известен способ высокотемпературной обработки, который, включает фрагментацию тепловыделяющих элементов с топливом, нагрев фрагментов тепловыделяющих элементов с топливом и оболочкой до температуры выше 400°С и выдержку при этой температуре в атмосфере газообразных фтора или фторидов азота [1]. Способ позволяет на 100% переводить компоненты нитридного топлива во фториды для дальнейшей переработки, но ввиду высокой химической активности используемых газообразных реагентов фторированию могут подвергаться и компоненты оболочки. Существенными недостатками известного способа является загрязнение перерабатываемого топлива компонентами оболочки тепловыделяющего элемента и использование чрезвычайно дорогого и химически агрессивного фтора, что подразумевает использование сложного оборудования, тщательный контроль и обеспечение дополнительных мер безопасности при реализации способа, что является экономически, экологически и энергетически невыгодным. Частично эти недостатки могут быть решены за счет замены фтора фторидами азота, но в этом случае существенно увеличится длительность переработки.
Наиболее близким к заявленному является способ, включающий высокотемпературную обработку отработавшего нитридного ядерного топлива в атмосфере азота [2]. Для его осуществления тепловыделяющие элементы с отработавшим нитридным ядерным топливом фрагментируют, фрагменты вместе с оболочкой и топливом нагревают и выдерживают при температуре 500-800°С в атмосфере азота. Сообщается, что известный способ позволяет отделить нитридное ядерное топливо от оболочки тепловыделяющих элементов за счет разрыхления топлива, при этом можно предположить, что использование азота в качестве окислительной атмосферы обеспечит химическую стойкость оболочки тепловыделяющих элементов.
Несмотря на то, что в ходе высокотемпературной обработки происходит заявленное увеличение объема и разрыхление нитридного топлива, извлечение его из оболочки тепловыделяющего элемента представляется затруднительным, поскольку при снижении плотности топлива увеличение его объема будет ограниченного жесткой оболочкой тепловыделяющего элемента. В этом случае можно ожидать не разрыхление, а уплотнение топлива и усложнение доступа азота, необходимого для азотирования, внутрь фрагментов. Следовательно, известный способ преимущественно подходит для обработки предварительно извлеченного из фрагментов тепловыделяющих элементов отработавшего нитридного ядерного топлива, либо для обработки фрагментов тепловыделяющего элемента с отработавшим нитридным ядерным топливом, диаметр и длина которых сопоставимы. Для извлечения нитридного ядерного топлива из оболочки относительно длинных фрагментов тепловыделяющих элементов потребуются дополнительные механические операции
Задачей настоящего изобретения является достижение полного извлечения отработавшего нитридного топлива из оболочки фрагментов тепловыделяющих элементов и исключение дополнительных механических операций после высокотемпературной обработки.
Для решения задачи предлагается способ, который, как и прототип, включает высокотемпературную обработку отработавшего ядерного топлива в атмосфере азота при температуре 500-800°С в реакторе. Новый способ отличается тем, что после высокотемпературной выдержки отработавшее ядерное топливо охлаждают до температуры 100-300°С в атмосфере азота, после чего атмосферу в реакторе меняют с азота на инертный газ, нагревают фрагменты тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом до температуры не менее 1000°С и выдерживают при данной температуре.
Сущность нового способа заключается в том, что при высокотемпературной обработке фрагментов тепловыделяющих элементов с отработавшим ядерным топливом в атмосфере азота при температуре 500-800°С, как и в известном способе, происходят реакции:
в результате которых происходит уменьшение плотности и увеличение объема нитридного ядерного топлива, сопровождающееся на макроуровне разрыхлением топлива и удалением летучих продуктов деления, включая летучие продукты взаимодействия продуктов деления и делящихся материалов с азотом.
Для предотвращения уплотнения топлива во фрагментах тепловыделяющих элементов производят их охлаждение до температуры 100-300°С в атмосфере азота, после чего нагревают до температуры не менее 1000°С, при этом атмосферу в реакторе меняют с азота на инертный газ. В этом случае равновесие реакций (1) и (2) смещаются влево с высвобождением азота, уменьшением объема нитридного топлива и появлением разряжения внутри фрагментов тепловыделяющих элементов. При этом за счет постоянного отвода азота протекание реакций (1) и (2) в обратном направлении ускоряется. Это приводит к высыпанию разрыхленного порошка мононитрида из фрагментов тепловыделяющих элементов и удалению легколетучих компонентов топлива.
Технический результат, достигаемый заявленным способом, заключается в удалении летучих продуктов деления из отработавшего нитридного ядерного топлива, полном извлечении отработавшего нитридного ядерного топлива из оболочки фрагментов тепловыделяющих элементов без каких-либо дополнительных механических воздействий при относительной простоте исполнения способа.
Изобретение иллюстрируется таблицей с параметрами и результатами экспериментальной апробации способа, а также рисунком, где приведено изменение температуры и массы фрагмента тепловыделяющего элемента с нитридом урана во времени эксперимента.
Экспериментальную апробацию заявленного способа осуществляли на модельных образцах UN.
Для определения режимов их высокотемпературной обработки наряду с термодинамическими расчетами реакций (1) и (2) в широком интервале температур выполняли термогравиметрический анализ образцов. На рисунке приведены зависимости, характеризующие изменение массы (зависимость 1) и температуры (зависимость 2) образца UN массой 1 г в атмосфере азота при нагревании. Видно, что до температуры 800°С масса образца возрастает на 4% по причине протекания реакций (1) и (2) в прямом направлении, в то время как при смене атмосферы на аргон и повышении температуры до 1200°С масса образцов снижается практически до исходного значения, что указывает на протекание реакций (1) и (2) в обратном направлении.
Пример 1. В данном примере проводили высокотемпературную обработку образца UN согласно прототипу. Предварительно спрессованные таблетки UN размещали в стальной трубке, причем внутренний диаметр стальной трубки подбирали таким образом, чтобы таблетки UN свободно извлекались из нее. Образцы в стальной трубке размещали в кварцевой пробирке с двумя штуцерами для продувки газа. Кварцевую пробирку размещали в печи сопротивления и нагревали, продувая азотом с заданной скоростью. По окончании эксперимента образцы извлекали из пробирки, взвешивали и анализировали при помощи рентгенофазового анализа. После высокотемпературной обработки таблетки UN и отдельно стальной трубки при температуре 700 и 800°С наблюдали привес UN и разрыхление таблетки в порошок, который по данным рентгенофазового анализа представлял собой смесь нитридов урана с преимущественно представленного U2N3. При обработке образца UN, который был помещен в стальную трубку, наблюдали уплотнение образца в трубке, причем в ряде случаев была отмечена деформация стальной трубки. Образец UN при этом не извлекался.
Пример 2. В данном примере проводили высокотемпературную обработку образца UN согласно заявленному способу по методике аналогичной примеру 1. После выдержки образца UN в стальной трубке в атмосфере азота при температуре 800°С производили охлаждение образца до температуры 100°С, после чего производили замену атмосферы в реакторе на аргон и нагрев образца до температуры 1200°С. В условиях смены атмосферы азота на аргон, нагреве образца UN в стальной трубке до температуры 1200°С и выдержке при данной температуре наблюдали полное высыпание образца из трубки, при этом в ряде случаев происходила деформация трубки в виде увеличения диаметра, вызванная расширением образца внутри трубки. По данным рентгенофазового анализа, высыпавшийся из трубки порошок представлял собой смесь нитридов урана, причем преимущественно представленного UN.
Пример 3. Аналогичные результаты были получены при снижении температуры выдержки отработавшего нитридного ядерного топлива в атмосфере аргона до 1000°С, при этом длительность выдержки увеличивалась.
Таким образом, заявленный способ позволяет отделить компоненты нитридного ядерного топлива от фрагментов тепловыделяющих элементов, сократить содержание побочных компонентов на дальнейших этапах переработки нитридного ядерного топлива, перевести плотные спеченные образцы нитридного топлива в микродисперсный порошок, что позволит существенно ускорить дальнейшие операции переработки топлива известными способами.
Источники
1. Известия Томского политехнического университета, 2005, Т. 308, №5, С. 85-90.
2. RU 2732721 С1, публ. 22.09.2020.
Способ высокотемпературной обработки нитридного ядерного топлива, включающий фрагментацию, выдержку фрагментов тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом в атмосфере азота при температуре не менее 500°С в реакторе, отличающийся тем, что после выдержки в атмосфере азота фрагменты тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом охлаждают до температуры 100-300°С в атмосфере азота, после чего атмосферу в реакторе меняют с азота на инертный газ, нагревают фрагменты тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом до температуры не менее 1000°С и выдерживают при данной температуре.
