Керамическое ядерное топливо на основе диоксида урана и диоксида плутония с минорными актинидами

РЕФЕРАТ

Керамическое ядерное топливо на основе диоксида урана и диоксида плутония с минорными актинидами

Введение

В связи с актуальностью проблемы наработки минорных актинидов в ОЯТ, содержащим плутоний, появилась необходимость наработки возможных решений проблемы нераспространения, повышения безопасности, переработки и хранения минорных актинидов. В первую очередь это важно по следующим причинам:

)Дороговизна хранения.

)Проблемы безопасности, рассматривающиеся относительно вопросов критмассовых параметров, связанные с потенциальной возможностью использования этих материалов для создания ядерных взрывных устройств.

)Проблемы безопасности, рассматривающиеся относительно вопросов радиоактивных характеристик, связанных с потенциальной возможностью использования этих материалов для создания угроз людям и среде обитания.

)Целесообразности переработки актинидов, накопившихся в ОЯТ, для дальнейшего использования в других областях применения, помимо ядерной энергетики.

Кюрий: 242Cm в виде окиси в качестве мощных радиоизотопных источников энергии, источник б- излучения, нейтронные источники высокой мощности для «поджигания» (запуска) специальных атомных реакторов, создание компактных атомных реакторов со сверхвысоким энерговыделением, нуклиды и 243Cm применяют в изотопных источниках тока. Америций: 241Am источник альфа - и мягкого (60 кэВ) гамма-излучения, снятие электростатических зарядов в промышленности с пластмасс, синтетических пленок и бумаги, использование внутри некоторых детекторов дыма, 242mAm в качестве перспективного топлива для сверхкомпактных ядерных реакторов. Нептуний: изотоп нептуния 239Np является удобным и легко доступным индикатором при химических исследованиях, для получения плутония, теоретически как топливо для реакторов, а также в ядерном оружии. [2]

Минорные актиноиды нарабатываются в ОЯТ ядерных реакторов совместно с энергетическим плутонием, количество которого намного больше, вследствие чего важным моментом является определение относительной роли минорных актиноидов по сравнению с энергетическим плутонием в отношении указанных выше проблем безопасности. Проблема минорных актиноидов возникла в основном в связи с широким распространением и наращиванием мощности ядерной энергетики, основанной на легководных и тяжеловодных, а также газографитовых и водографитовых реакторах, и в связи с распространением производств по радиохимической переработке ОЯТ.

Для сравнения относительной роли минорных актиноидов и энергетического плутония было введено понятие их плутониевого эквивалента, а для сравнения роли минорных актиноидов с химическими веществами - понятие их химического эквивалента. На основе анализа соотношений наработки для двух основных легководных и тяжеловодных типов ядерных реакторов был определен уровень значимости различных минорных актиноидов в отношении рассматриваемых аспектов безопасности. При этом значение одних минорных актиноидов оказалось достаточно велико, в то время как другие минорные актиноиды существенно более слабо влияют на те или иные аспекты безопасности. Обоснование важности значения минорных актиноидов в решении проблемы безопасности, связанной с распространением ядерных и радиоактивных материалов, и выяснение конкретных особенностей наработки и характеристик этих веществ, подтолкнуло исследователей искать пути решения сокращения отходов атомных реакторов, содержащих минорные актиниды. Одним из важнейших способов применения кюрия, америция и нептуния стало использование их в реакторах в качестве примесей (в количестве 1-40%) в композиционных топливных материалах, содержащих делящееся вещество на основе диоксида урана и диоксида плутония.

1. Общие сведения

К минорным актиноидам относятся долгоживущие и относительно долгоживущие изотопы нептуния (237Np), америция (241Am, 243Am) и кюрия (242Cm, 244Cm, 245Cm), нарабатываемые в ядерных реакторах.

Нептуний

К долгоживущим изотопам нептуния, нарабатываемым в значимых количествах в реакторах на тепловых нейтронах, относится изотоп 237Np с периодом полураспада

Т1/2= 2,14106лет. Схема его радиоактивного распада до ближайшего долгоживущего дочернего ядра имеет вид:

(T1/2= 2,14106лет; б) ?Pa-233 (T1/2= 27 суток; в) ?U-233 (T1/2= 1,59105лет; б) [2], [5]

Поскольку время жизни Ра-233 относительно невелико по сравнению с характерным временем, в течение которого в рамках исследуемого вещества (несколько лет или десятилетий) существует материал, содержащий нептуний, то мы должны принять, что в этом материале Np-237 и Ра-233 находятся в радиационном равновесии и их активности равны.

Америций

К долгоживущим изотопам америция, нарабатываемым в значимых количествах в реакторах на тепловых нейтронах, относятся изотопы Аm-241 иAm-243. Изотоп Аm-242m нарабатывается в существенно меньших количествах, однако его содержание в америции, выделяемом из ОЯТ, может оказывать значительное влияние на характеристики нейтронного излучения материала.

Схема радиоактивного распада Am-241 до ближайшего долгоживущего дочернего ядра имеет вид:

Am-241 (T1/2= 4,32102 лет; б) ?Np-237 (T1/2= 2,14106 лет; б)

Схема радиоактивного распада Am-243 до ближайшего долгоживущего дочернего ядра имеет вид:

Am-243 (T1/2= 7, 38103лет; б) ?Np-239 (T1/2= 2,35 суток; в-) ?Pu-239 (T1/2= 2,42104лет; б)

Схема радиоактивного распада Am-242m до ближайшего долгоживущего дочернего ядра имеет вид:

Am-242m (T1/2= 1,52102лет; г) ?Am-242 (T1/2= 16 часов; 82% в-; 18% ЭЗ*)) ?Pu-242 (T1/2= 3,76105лет;б) ?Cm-242 (T1/2= 1,63102суток; б) ?Pu-238 (T1/2= 88 лет; б).

Тепловыделение и нейтронный фон материала, содержащего Am-242m, определяются распадом дочернего ядра Сm-242. Следует отметить высокий нейтронный фон, связанный со спонтанным делением Сm-242, находящегося в материале в равновесном состоянии с Аm-242m. Основной линией г-излучения, сопровождающей распад Am-242m, является изомерный переход с энергией Ег= 49 кэВ и интенсивностью ~ 1 квант / распад. [1], [2], [5]

Кюрий

К долгоживущим изотопам кюрия, нарабатываемым в значительных количествах в ядерных реакторах на тепловых нейтронах, относятся изотопы Cm-242, Cm-244 и Cm-245. При этом изотоп Cm-242 имеет относительно небольшое время жизни, и его накопление определяется текущей энерговыработкой и временем выдержки ОЯТ до переработки.

Изотоп Сm-242

Схема радиоактивного распада радионуклида Cm-242 имеет вид:

Сm-242 (Т1/2= 163 суток; б) ?Pu-238 (Т1/2= 87,7 лет; б) ?U-234 (Т1/2= 2,46105лет; б)

В связи с быстрым распадом Cm-242 его активность достаточно быстро сравнивается с активностью дочернего ядра Pu-238.

Схема радиоактивного распада радионуклида Cm-244 имеет вид:

Cm-244 (Т1/2= 18, 1 лет; б) ?Pu-240 (Т1/2= 6, 56103 лет; б).

В связи с достаточно большим временем жизни Cm-244 в течении интересующего нас времени, его активность является определяющей и вкладом Pu-240 можно пренебречь. [1], [2]

Схема радиоактивного распада Cm-245 до ближайшего долгоживущего дочернего ядра имеет вид:

Сm-245 (Т1/2= 8,5103лет; б) ?Pu-241 (Т1/2= 14,4 лет; в) ??Am-241 (Т1/2= 4,33102лет; б).

ИзотопС0Тип распадаQЕбЕвЕгWNp-237 Pa-2330.7 0.7б в4,96 0,574,77 00 0,06433 2000.021Am-2413440б5,645,48-29111Am-243 Np-239200 200б в5,44 0,725,27 00 0,11848 1756.6Am242m Am-242 Cm-2429750 1750 8000 8000г ЭЗ в г0,072 0,75 ЭЗ, 17,3% 0,66 в, 82,7% 6,20 0 0 6,10 0 0,16 049 18 1.8310Cm-242 Pu-2383.3*10^6 1.72*10^4б б6,2 5,66,05 5,5- -1.8 2121000 560Cm-2448.1*10^4б5,95,8-22930Cm-245 Pu-241171 171б в5,62 0,0215,39 0-5,3*10^-3)21 -5.550 - удельная активность материала в расчете на 1 кг Np-237 (Ки/кг);- энергия распада (МэВ);б - энергия б-частиц (МэВ);в - средняя энергия в-частиц (МэВ);г - общая энергия г-квантов (кэВ);- тепловыделение (Вт/кг). [1]

2. Технологические особенности производства

Композиционный топливный материал содержит делящееся вещество на основе диоксида плутония, диоксида урана и инертный разбавитель. Он также дополнительно содержит в качестве делящегося вещества минорные актиниды (Am, Cm, Np). Сегодня топливо для быстрых реакторов позволяет принять и уничтожить эти компоненты в одном и том же реакторе. В результате заметно снижается радиотоксичность радиоактивных отходов, и через не очень большое количество времени после выгрузки топлива удаётся выйти на экологическое равновесие. Использование нептуния в виде топлива быстрых реакторов позволяет убить двух зайцев: получить энергию и избавиться от нуклида, опасного с экологической и террористической точек зрения.

Младшие актиниды (в том числе - нептуний) деления могут выжигаться при подмешивании их к основному топливу или заключении в инертную матрицу в специальных сборках. На основе уже освоенных быстрых реакторов с натриевым теплоносителем при соблюдении условий безопасности возможно создание подкритических гибридных систем, включающих подкритический ядерный реактор и протонный ускоритель. Такие системы повышают эффективность выжигания младших актинидов до 40%. Расчеты показывают, что в реакторе тепловой мощностью 400 МВт выжигание минорных актинидов может составить до 125 кг (Np или Am) в год.

В России работоспособность виброуплотненных ТВЭЛов с топливной композицией (U, Np) O2 (нептуния до 5%.) экспериментально подтверждена в реакторе БОР-60 до выгорания ~20%. Послереакторные исследования продемонстрировали хорошую совместимость оболочки из сплава ЧС-68 (аустенитная хромо-никеливая сталь класса 16-15 марки в холоднодеформированном (до 20%) состоянии) [3] с топливом (U, Np) O2, структурную стабильность топлива и типичные для оксидного достехиометрического топлива распределения основных продуктов деления в облученном топливе. Показано отсутствие существенных отличий в работоспособности ТВЭЛов с (U, Np) O2 топливом по сравнению с ТВЭЛами, содержащими UO2 или (U, Pu) O2 топливо. [4]

минорный изотоп актиноид ядерный

Рис. 1 Микроструктура облученного (U, Np) O2 топлива, выгорание 13,7%

3. Исследования, проведенные в данной области

1)Способ регенерации отработанного ядерного топлива и получения смешанного уран-плутониевого оксида, который включает в себя следующие стадии: отделения урана и плутония от продуктов деления, америция и кюрия, которые присутствуют в водном нитратном растворе, образовавшемся при растворении отработанного ядерного топлива в азотной кислоте, причем эта стадия включает в себя, по меньшей мере, одну операцию совместной экстракции урана в степени окисления (VI), и плутония в степени окисления (IV), из указанного водного раствора путем контактирования этого раствора с фазой растворителя, не смешивающейся с водой, содержащей, по меньшей мере, один экстрагент; распределение урана и плутония, совместно экстрагированных на первой стадии, между двумя водными фазами, а именно первой водной фазой, содержащей плутоний и уран, и второй водной фазой, содержащей уран, но не содержащей плутоний; очистку плутония и урана, присутствующих в первой водной фазе, полученной после второй стадии от продуктов деления, которые находятся в этой фазе; и совместное превращение плутония и урана, которые присутствуют в водной фазе, полученной после третьей стадии, в смешанный уран-плутониевый оксид. Изобретение обеспечивает возможность эффективного удаления из урана и плутония примеси других химических элементов, а также возможность получения смешанного урана-плутониевого оксида, который можно непосредственно использовать для производства МОХ ядерного топлива.

Фиг.1 представляет собой структурную схему первого воплощения способа согласно изобретению. [6]

2)Композиционный топливный материал содержит делящееся вещество на основе диоксида плутония и инертный разбавитель. Он также дополнительно содержит в качестве делящегося вещества окислы младших актиноидов - америция, и / или нептуния, и / или кюрия в количестве 1-40% от содержания диоксида плутония. В качестве инертного разбавителя используют пористый карбид циркония при следующем соотношении компонентов, мас.%: делящееся вещество 10-75; карбид циркония - остальное.

Изобретение относится к области производства композиционных топливных материалов для трансмутации долгоживущих высокорадиоактивных отходов, содержащих младшие актиноиды, а также позволяет утилизировать плутоний, в том числе оружейный, в быстрых и легководных реакторах со специализированными активными зонами. Способ получения композиционного топливного материала включает подготовку делящихся веществ и инертного разбавителя. Далее осуществляют многократную вакуумную пропитку инертного разбавителя металлоорганическими комплексами, или золями, или растворами нитратов плутония и младших актиноидов. Производят двухстадийную термообработку материала. Преимущества изобретения заключаются в уменьшении количества образующихся отходов, удешевлении способа и в возможности регулирования состава делящегося вещества в процессе производства.

Поскольку однофазный монокарбид плутония соответствует составу РuС0,88, применение материала имеет ограничения. Превышение содержания углерода над указанным выше приводит к образованию полуторной фазы, ухудшающей совместимость материала сердечника со стальной оболочкой ТВЭЛ.

Недостатком топливного материала является малое объемное содержание делящегося вещества (не более 15%) и, следовательно, низкая эффективность эксплуатации ТВЭЛ. Кроме того, материал является дорогостоящим из-за сложности и многоступенчатости изготовления. Задачей изобретения является получение композиционного топливного материала, который позволит обеспечить повышение эффективности и безопасности работы реакторов. Технический результат изобретения заключается в повышении концентрации делящегося вещества в композиционном топливном материале, а следовательно, в повышении эффективности работы реакторов за счет использования ТВЭЛ с сердечниками из композиционного топливного материала с инертным разбавителем и в возможности регулирования состава делящегося вещества.

)Изобретение относится к способу совместного осаждения актиноидов со степенью окисления (IV), в котором селективный органический комплексообразователь, состоящий из атомов кислорода, углерода, азота, водорода или из карбоновой кислоты, добавляют в водные растворы, содержащие актиноиды в степени окисления (IV), проводят одновременное осаждение по крайней мере двух комплексных соединений актиноидов, затем осадок прокаливают. Полученные в результате смешанные оксиды актиноидов со степенью окисления (IV) могут быть использованы для производства ядерного топлива. Известно, что плутоний, особенно в смеси с ураном, представляет собой энергетически эффективный материал, подвергающийся рециркуляции в реакторах, работающих на «легкой воде» или в реакторах нового поколения (таких, как реакторы на быстрых нейтронах и другие). Рассматриваемая технология обеспечивает несколько преимуществ. В первую очередь, к ним относится возможность экономии расщепляющегося материала и обеспечение способа снижения нежелательного роста отходов плутония. Вследствие этого, рециркуляция плутония в герметичных водяных реакторах (PWR) становится промышленной реальностью, что находит отражение в увеличивающемся год от года количестве атомных реакторов, загрузку которых осуществляют с помощью устройств, в которых используется смешанный оксид урана и плутония, обозначаемый, как МОХ (UO2-PuO2). В настоящее время, порошки, используемые для производства указанного МОХ, готовят механическим смешиванием оксидов UO2 и PuO2. В результате прессования, спекания и прецизионного размалывания полученной в результате смеси можно получать МОХ топливо в виде гранул, что удовлетворяет современным требованиям. Наиболее апробированный промышленный процесс, известный, как MIMAS процесс, включает две основные стадии приготовления порошков: совместное размалывание порошкообразных оксидов урана и плутония с образованием первой смеси, называемой концентратом, который характеризуется содержанием плутония в интервале 25-30%, и последующее сухое разбавление указанного концентрата оксидом урана до конечного требуемого содержания плутония. Порошки, используемые для приготовления топлив, должны обладать точно определенными характеристиками. Главным образом, они должны обладать хорошими характеристиками, касающимися текучести и сжимаемости и быть способными к уплотнению при спекании. Важным качественным критерием конечных характеристик спеченного материала является гомогенность распределения плутония. Хорошая гомогенность в каждой фриттовой грануле, во-первых, создает благоприятные условия для соответствующего поведения МОХ в реакторе, особенно в отношении увеличения количества выгораемых фракций и облегчения выгорания, и, во-вторых, способствует полному растворению облученного ядерного топлива в ходе операций, связанных с его повторной переработкой. Существующие процессы совместной конверсии актиноидов в оксиды могут быть схематично подразделены на два типа: процессы на основе соосаждения и процессы, включающие стадию термической денитрации. Процессы второго типа, не имеющего прямого отношения к настоящему изобретению, позволяют получать сооксиды прямым выпариванием и прокаливанием азотнокислых растворов. Хотя рассматриваемые процессы денитрации отличаются простотой технологии, в результате их проведения обычно получают продукты посредственного качества, что часто требует использования присадок и / или проведения дополнительных механических или термических обработок на последующих стадиях. Все процессы соосаждения с участием актиноидов, особенно, урана и плутония, обычно подразделяют на два класса: процессы, в которых два элемента находятся в разных степенях окисления, и процессы, в которых они присутствуют в одинаковой степени окисления.

Что касается процессов, в которых актиноиды, например, U и Pu, находятся в разных окислительно-восстановительных состояниях, то наиболее распространенная форма, подлежащая последующей обработке, представляет собой пару U(VI) - Pu(IV), которая легко образуется в азотнокислых растворах. В растворах также присутствует пара U(IV) - Pu(III) при условии поддержания восстановительных условий. Процессы соосаждения с участием указанных пар U и Pu в растворе предусматривают наличие ионов актиноидов с различными структурами. Вследствие этого, образующиеся осадки не соответствуют случаю идеальной со-кристаллизации урана и плутония. В результате этого гомогенность распределения плутония связана с внутренними ограничениями. Так, в качестве примера, может быть приведен процесс «синосаждения пары U(VI) - Pu(IV)» в аммиачной среде, в ходе которого образуется гидроксид плутония и диуранат аммония, которые дают негомогенные оксидные порошки, требующие проведения трудоемких стадий механической обработки.

Что касается процессов, в которых U и Pu находятся в одинаковых степенях окисления, то при получении желаемой нерастворимой соли, идентичная структура двух указанных металлических ионов обеспечивает правильную сокристаллизацию урана и плутония, что в результате после стадии прокаливания указанной соли должно приводить к образованию подготовленного твердого раствора. В таких условиях в значительной степени облегчается образование гомогенных смешанных оксидов. В этом случае, такие актиноиды, как U и Pu, могут иметь общую степень окисления VI, и обычным осадителем может служить аммиак совместно с карбонатными ионами или без них. Фактически основной целью настоящего изобретения является получение порошков таких оксидов, как (U, Pu), являющихся полностью гомогенными материалами, подходящими для производства таких топлив, как МОХ. Способ изобретения также может применяться для производства других со-оксидов элементов, со степенью окисления в растворе (IV), например, (Pu, Np), (Pu, Th), (U, Th), (U, Np) и их комбинаций (U, Pu, Np, Th). [8]

4)Изобретение может быть использовано для получения жаропрочных соединений на основе смешанных оксидов, нитридов или карбидов актиноидов. Стабилизирующий однозарядный катион, состоящий только из атомов кислорода, углерода, азота и водорода, или соединение, такое как образующая указанный катион соль, добавляют в один или несколько растворов актиноида (актиноидов) с содержанием, по меньшей мере, одного актиноида An1 и, по меньшей мере, одного актиноида An'1. Получают раствор или смесь, состоящую, по меньшей мере, из актиноида An1 со степенью окисления (IV), по меньшей мере, одного актиноида An'1 со степенью окисления (III) и указанного стабилизирующего однозарядного катиона. В указанную смесь добавляют раствор щавелевой кислоты или одной из ее солей или производного этой соли, в результате чего происходит одновременное осаждение указанных актиноидов An1 (IV) и An'1 (III), а также части стабилизирующего однозарядного катиона из указанной смеси. Полученный осадок прокаливают. Изобретение позволяет получать однородные смешанные соединения с контролируемым составом, однородность которого одинакова или приближается к однородности твердых растворов актиноидов. [9]

Заключение

Проблемы наработки минорных актинидов, связанные с постоянным ростом количества реакторов разных типов по всему миру, а также с внедрением изобретений, целью которых является увеличение глубины выгорания делящегося материала, сводятся к приёмам, методам и к технологических схемам, предотвращающим распространение и по возможности наиболее быстрому извлечению и утилизации или использованию этих элементов. Помимо способов применения, указанных во введении, учёные ищут способы активизации актинидов непосредственно в реакторах. Для этого необходимо разработать специальные схемы, включающие в себя внедрение актинидов в топливную матрицу или создание гомогенного расплава, содержащего диоксид урана, диоксид плутония и диоксид одного или нескольких элементов, образующихся в процессе эксплуатации ядерного топлива, а именно америция, нептуния и кюрия. Для интенсификации процесса были предложены различные схемы, прототипы MIMAS, AUPuC - процессов. На сегодняшний день - эта проблема актуальна и необходимо провести ещё большое количество исследований, что в свою очередь влечет за собой большое количество времени и средств. Особенно важно решение этой проблемы в связи с террористической угрозой применения этих элементов.

Список литературы

1)Физические величины. Справочник под редакцией И.С. Григорьева, Е.З. Мейлихова. М: Энергоатомиздат. 1991.

2)Вопросы наработки минорных актиноидов в реакторах на тепловых нейтронах и нераспространение. Отчет о результаты первого этапа исследований посвященных исследованию актуальности проблемы и выработки возможных решений повышения безопасности в отношении специальной группы радиоактивных материалов - минорных актиноидов. Ответственный исполнитель Андрюшин И.А., 72 с.

)Физико-механические свойства стали ЧС-68 (Х.Д.) после эксплуатации в реакторе БН-600 до максимальной повреждающей зоны. Е.А. Кинев, А.В. Агопьян, С.А. Аверин: НИКИЭТ г. Заречный, Свердловская область.

)Нептуний. Учебное пособие. И.Н. Бекман. Московский государственный университет им. М.В. Ломоносова, Кафедра радиохимии, Москва, 2010, 60 с.

)Сборник задач по ядерной физике и дозиметрии: учебное пособие, А.Б. Сазонов, М.А. Богородская. Министерство образования и науки Российской Федерации, РХТУ им. Д.И. Менделеева, 2008.-96 с.

)Способ регенерации отработанного ядерного топлива и получения смешанного уран-плутониевого оксида, патент №2431896, авторы: БАРОН Паскаль (FR), ДИНХ Бинх (FR), МАССОН Мишель (FR), ДРЭН Франсуа (FR), ЭМЕН Жан-Люк (FR), патентообладатели: КОММИССАРИАТ А Л`ЭНЕРЖИ АТОМИК (FR), АРЕВА НС (FR).

)Композиционный топливный материал и способ его изготовления (Патент RU 2231141): Авторы патента: Глаговский Э.М. (RU), Байбурин Г.Г. (RU), Блюхер Г.М. (RU), вледельцы патента: Федеральное государственное унитарное предприятие «Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара» (RU).

)Способ соосаждения актиноидов и способ получения смешанных оксидов актиноидов (RU 2282590):Авторы патента: МЕСМЕН Клер (FR), АНСЕНС Ален (FR), ДЕБРЕЙ Мари-Франсуаза (FR), БЛАНПьер (FR), МАДИК Шарль (FR), вледельцы патента: КОММИССАРИАТ А ЛЭНЕРЖИ АТОМИК (FR) КОМПАНИ ЖЕНЕРАЛЬ ДЕ МАТЬЕР НЮКЛЕЭР (FR).

)Способ соосаждения актиноидов с разной степенью окисления и способ получения смешанных соединений актиноидов (RU 2408537):Авторы патента: БЕРЕ Андре (FR), ГРАНЖАН Стефан (FR), РУССЕЛЬ Жером (FR), МАЙАР Кристоф (FR), Вледельцы патента: КОММИССАРИАТ А Л'ЭНЕРЖИ АТОМИК (FR), КОМПАНИ ЖЕНЕРАЛЬ ДЕ МАТЬЕР НЮКЛЕЭР (FR).