Топливная композиция для реакторов на быстрых нейтронах и способ ее получения

 

Изобретение относится к составу и технологии изготовления топлива для реакторов на быстрых нейтронах. Сущность изобретения: топливную композицию, включающую оксид делящегося материала в матрице, содержащей оксид магния и - железо, получают приготовлением растворов делящихся материалов, осаждением аммиаком, термической обработкой порошка до оксидов делящихся материалов с последующим прессованием и спеканием таблеток. В растворы на стадии их приготовления дополнительно вводят растворы магния и железа, а железо восстанавливают до металлического состояния. Содержание - железа в матрице не более 75%, а содержание оксида магния в матрице не менее 10%. 2 с.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к составу и технологии изготовления топлива для реакторов на быстрых нейтронах.

Известна топливная композиция дисперсного типа для реакторов на быстрых нейтронах, изготовленная из смеси предварительно измельченных порошков диоксида урана и нержавеющей хромоникелевой стали типа 18-10[1] Для получения топливной композиции использован порошок нержавеющей стали производства "Ванадиум аллоуз стил компани", который подвергали дополнительному измельчению. Основным недостатком данной композиции является невозможность применения штатной технологии переработки отработанного топлива, так как основу композиции составляет нержавеющая сталь, которая не растворяется в азотной кислоте и применение которой является основой в действующей экстракционной технологии.

Известен способ получения ядерного топлива из смеси оксидов урана и плутония [2] по которому к исходным компонентам композиции, содержащим диоксиды делящихся элементов прибавляют оксид одного из металлов алюминия, титана, магния, циркония, ниобия, хрома, ванадия, железа или меди. Полученную смесь тщательно перемешивают до получения композиции однородного состава. Основным недостатком этого способа является отсутствие идеального перемешивания, которое можно достичь при смешении растворов, что приводит к низкой степени гомогенности структуры конечной топливной композиции.

Наиболее близким техническим решением является топливная композиция и способ ее получения, описанные в [3] Топливная композиция содержит диоксид урана или плутония и оксиды алюминия, бериллия, кальция, магния, кремния, натрия, калия, фосфора, титана (IV) и железа (III). Способ получения композиции заключается в следующем: к раствору, содержащему соединения урана или плутония, добавляют суспензию оксидов алюминия, бериллия, кальция, магния, кремния, натрия, калия, фосфора, титана и железа в водном растворе аммиака для образования диураната аммония или гидроксида плутония, которые затем термически обрабатывают до диоксидов урана или плутония. К недостаткам композиции и способа ее получения относятся следующие: при простом смешении раствора, содержащего соединения урана или плутония с суспензией вышеперечисленных оксидов в водном растворе аммиака pH среды будет меняться в широком интервале, что приведет к образованию полиураната аммония или гидроксида плутония, которые достаточно трудно отфильтровываются из-за очень малых размеров частиц осадка; отсутствуют условия, приводящие к изменению фазового состояния оксидов-добавок, что делает невозможным получение металлических составляющих в конечном топливном материале, что в свою очередь не позволяет достигнуть высокого коэффициента теплопроводности композиции, и, соответственно, понизить температуру в центре твэла и создать реактор с "холодной зоной". Кроме того, переработка топлива, получаемого по такой технологии, требует введения дополнительных технологических операций вскрытия труднорастворимых оксидов и усложняет процесс экстракции в штатной технологической схеме.

Перед авторами стояла задача устранить указанные недостатки, обеспечить хорошую фильтруемость осадка, повысить гомогенность и теплопроводность композиции и создать возможность переработки облученного топлива по штатной технологии. Для достижения указанного технического результата авторами предложена топливная композиция для реакторов на быстрых нейтронах, включающая оксид делящегося материала, оксид магния и -железо, отличительной особенностью которой является то, что содержание a -железа составляет не более 75% а содержание оксида магния составляет не менее 10% Авторами также предложен способ получения этой композиции для реакторов на быстрых нейтронах, по которому к раствору смеси азотнокислых солей урана и (или) плутония или младших актинидов, железа и магния добавляют аммиак, осаждают полиуранат и (или) соединения плутония или младших актинидов и гидраты оксидов других компонентов. Полученную смесь отфильтровывают, осадок сушат и термически обрабатывают до диоксидов урана или плутония или младших актинидов, оксида магния, а железо восстанавливают до металлического состояния с последующим приготовлением пресс-порошка, прессованием и спеканием таблеток.

В качестве доказательства практической осуществимости решения ниже приведен пример реализации способа получения топливной композиции и ее состава. К смеси растворов нитрата железа, уранилнитрата и раствора нитрата магния, взятых в таком количественном соотношении, чтобы в конечном продукте технологической схемы спеченной таблетке из оксида урана, оксида магния и железа в объемное соотношение компонентов добавляли 25%-ный раствор аммиака и осаждали полиуранат методом "последней капли" при перемешивании, pH среды устанавливали 10,5 0,1. После фильтрации пульпы остаточное содержание компонентов в фильтрате составляло: Fe 0,01% Mg 8,4% U 0,02 мас. по отношению к исходным компонентам. Влажность полученного осадка 52% Осадок прокаливали при 800oC в течение 4 ч. Результаты рентгеноструктурного анализа свидетельствовали о том, что после прокаливания порошок имел следующий фазовый состав: MgUO4 + MgO + Fe2O3. Полученный порошок подвергали вторичной термической обработке при 700oC в среде водорода, после чего фазовый состав порошка изменился до UO2 + MgO + a -Fe. Прессование таблеток из этого порошка проводили при давлением 6 т/см2, с последующим спеканием при 1400oC в течение 10 ч. Спеченные таблетки имели плотность 6,6- 6,7 г/см3. Микроструктурные исследования шлифов спеченных таблеток показали высокую степень гомогенности структуры. Зависимость коэффициента теплопроводности l от температуры для образца с пористостью 5% приведены в таблице.

Использование изобретения позволит повысить безопасность реакторов на быстрых нейтронах и упростить технологию переработки облученного ядерного горючего, применяя стандартное оборудование, нарабатывать изотопы для различных отраслей промышленности.

Формула изобретения

1. Топливная композиция для реакторов на быстрых нейтронах, включающая оксид делящегося материала, оксид магния и -железо, отличающаяся тем, что содержание -железа составляет не более 75% а содержание оксида магния составляет не менее 10% 2. Способ получения топливной композиции для реакторов на быстрых нейтронах, заключающийся в приготовлении растворов делящихся материалов, осаждении аммиаком, термической обработке порошка до оксидов делящихся материалов, с последующим прессованием и спеканием таблеток, отличающийся тем, что на стадии приготовления растворов дополнительно вводят растворы магния и железа, а железо восстанавливают до металлического состояния.

РИСУНКИ

Рисунок 1



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к технике растворения двуокисей трансурановых элементов (ТУЭ), в частности двуокисей плутония и нептуния и топлив на их основе, наработки сырья (и утилизации отходов) для тепловых изотопных источников тока на основе плутония-238, регенерации плутония и нептуния из некондиционных продуктов соответствующих производств, скрапа и отходов

Изобретение относится к экстракции редкоземельных элементов (РЗЭ) и актинидных элементов (АЭ) и может быть использовано в процессах выделения РЗЭ и АЭ из жидких высокоактивных отходов (ВАО) переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к экстракции редкоземельных (РЗЭ) ии трансплутониевых (ТПЭ) элементов и может быть использовано как в аналитической химии, так и в процессах выделения РЗЭ и ТПЭ из жидких отходов от переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к области радиохимической технологии, а именно к способам переработки радиоактивных растворов, и может быть использовано для выделения индивидуальных редкоземельных элементов в гидрометаллургии, а также в аналитических целях

Изобретение относится к области газофторидной переработки отработавшего ядерного топлива с целью получения насыщенных фторидов и может быть использовано для дезактивации и выделения ценных компонент из обширного круга материалов, в частности для переработки топливосодержащих масс из завалов 4-го блока ЧАЭС

Изобретение относится к технологии получения диокисда урана и оксидных композиций на его основе, применяемых в ядерной технологии

Изобретение относится к технологии получения диокисда урана и оксидных композиций на его основе, применяемых в ядерной технологии

Реактор // 2093259
Изобретение относится к оборудованию для проведения массообменных процессов в системе "газ-твердое вещество", а именно для получения гексафторида урана фторированием окислов урана

Изобретение относится к способу получения таблеток ядерного топлива из фриттированного (спеченного) UO2 из металлического урана, полученного, в частности, путем лазерного изотопного обогащения, причем указанный способ не приводит к образованию жидких отходов

Изобретение относится к способу переработки газа на основе фтора, полученного в результате электролиза растворов, содержащих фтористоводородную кислоту, и который может включать газообразные урансодержащие соединения, например гексафторид урана

Изобретение относится к радиохимической промышленности и может быть использовано для производства оксидного уранового или смешанного оксидного уран-плутониевого топлива для реакторов на тепловых и быстрых нейтронах
Изобретение относится к способам переработки урансодержащих композиций, а именно к переработке уран-бериллиевых композиций, содержащих 1-90 мас
Наверх