Способ синтеза ядерного топлива для энергетических реакторов на быстрых нейтронах с активной зоной из солевого расплава

Изобретение относится к одной из концепций создания последующих поколений энергетических ядерных реакторов на быстрых нейтронах с ядерным топливом (ЯТ) в активной зоне (AЗ) из расплавленных урансодержащих хлоридов. Способ синтеза ядерного топлива для энергетических реакторов на быстрых нейтронах с активной зоной из солевого расплава (мол. 1:1); KCl-UCl₄. В исходный расплав хлорида калия при 800°С вводят тетрахлорид урана анодным растворением оксидно-угольных электродов урана (UO₂+C), содержащих 20-процентный избыток углерода, требуемого по электродной реакции: UO₂+C-4e=U⁴⁺+CO₂. Изобретение позволяет получать нужные составы хлоридного ядерного топлива, не содержащего кислорода, из простого, самого доступного из оксидов - октаоксида триурана. 2 з.п. ф-лы.

 

Область применения

Создание технологии эффективного синтеза хлоридных систем, предназначенных для использования в качестве ядерного топлива (ЯТ) в энергетических реакторах на быстрых нейтронах (РБН), исключающей попадание кислорода, влаги и позволяющей точно регулировать соотношение компонентов ЯТ. Одним из исходных ЯТ в РБН может служить эквимолярная солевая система KCl-UCl₄.

Уровень техники

Обычно для синтеза нужной солевой системы сначала получают индивидуальные хлориды, а затем их сплавляют в необходимых соотношениях по известным способам хлорной металлургии. Однако получение компонентов - хлоридов редких металлов, легко поддающихся окислению и гидролизу (в частности, тетрахлорида урана) связано с риском загрязнения оксихлоридами, особенно на стадии извлечения хлоридов из конденсаторов после очистки хлоридов дистилляцией. Способом очистки путем возгонки хлоридов с последующей конденсацией при строгих требованиях к содержанию кислорода лучше не пользоваться. Исключение можно сделать лишь известным способам непосредственного получения нужных систем путем совмещения операции конденсации паров одного из компонентов со сплавлением до жидкого состояния с другими.

Для достижения поставленной цели - синтеза солевого ЯТ можно использовать достаточно изученное явление анодного растворения металлов (сплавов) в расплавленных хлоридных электролитах. Для этого нужны чистые металлы.

Чтобы избежать сложных и трудоемких процессов получения и рафинирования необходимых металлов, следует воспользоваться исследованным нами процессом анодного растворения оксидно-угольных электродов. Они, подобно металлическим, посылают в расплав ионы соответствующих металлов. В статьях: «Электролиз расплавленных хлоридов щелочных металлов с анодами из тесной смеси двуокиси урана и углерода» и «Поляризация окисно-угольных анодов урана в расплавах хлоридов щелочных металлов»(И.Ф.Ничков, С.П.Распопин, М.В.Смирнов, Сборник трудов института электрохимии Уральского филиала АН ССР «Электрохимия расплавленных солевых и твердых электролитов», 1961, вып.2, стр.85 и 91) определена электродная реакция: UO₂+С-4е=U⁴⁺+СО₂ и последствия поляризации окисно - угольного анода при электролизе. Опытным путем был определен электрохимический эквивалент перехода в солевую фазу урана - 2,22 г/Ачас, практически совпадающий с рассчитанным теоретически.

Приведенные работы служат прототипом предлагаемого изобретения.

Технический результат изобретения

Способ открывает возможность получать нужные составы хлоридного ЯТ, не содержащего кислорода, из простого, самого доступного из оксидов - октаоксида триурана U₃O₈.

Раскрытие изобретения

Исходный оксид U₃O₈ смешивают с расчетным количеством углеродсодержащего материала: нефтяного пека(кокса) или крахмала (сахара). Выход углерода при пиролизе выбранного компонента должен обеспечить восстановление исходного оксида до диоксида - UO₂ плюс необходимое по электродной реакции анодного растворения с избытком 20%.

Для тонкого смешения этих компонентов их заливают четыреххлористым углеродом и размалывают не менее двух часов в шаровой или стержневой мельнице. Полученную массу сушат, измельчают до размера частиц минус 100 мкм, прессуют под давлением 2 тонны/см² в пластины толщиной не более двух см и обжигают без доступа кислорода при температуре 900°С.

Готовые нужных размеров оксидно-угольные электроды укрепляют на графитовых токоподводах с помощью графитовых же болтов. Полученные аноды устанавливают в электролизную ванну, защищенную от попадания воздуха. Исходный электролит - расплавленный KCl с температурой 800°С.

Анодную плотность тока регулируют, чтобы она не превышала 0,2 А/см². Катоды - трубки из пористого графита, омываемые сухим хлором, который необходим для катодного восстановления элементарного хлора:

Cl₂+2е=2Cl^- (предельный ток ее довольно низкий) и хлорирования выделяющихся на них металлов:

K+¹/₂Cl2=K⁺+Cl^-

U+2Cl₂=U⁴⁺+4Cl^-

т.е. возврата хлоридов в электролит - в получаемое ЯТ.

Содержание вводимого тетрахлорида урана в хлорид калия строго связано с количеством пропускаемого электричества, Этим достигается точность заданного соотношения хлоридов калия и урана в ЯТ: KCl/UCl₄=1/1 (мол.). Этот состав близок к эвтектическому (51 мол. % UCl₄) с t_плавл=3340°С.

Допустимо растворение урана до 80% от содержащегося в анодах. После этого выработанные аноды извлекают из ванны, дают остыть; отмывают водой пропитывающий их электролит; из промывных вод осаждают гидроксиды урана и прокаливают, получая оборотную закись - окись урана для повторного приготовления анодов. Отмытые аноды сушат и прокаливают до закиси - окиси урана, также возвращаемой на операцию получения оксидно-угольных анодов.

Получаемый эквимолярный расплав хлорид калия - тетрахлорид урана предлагается использовать в качестве исходного ядерного топлива активной зоны реакторов на быстрых нейтронах. Предварительные расчеты показали, что при 550°С его плотность ρ=3,65 г/см³. С двадцатипроцентным обогащением по U²³⁵ и с экраном из диоксида U²³⁸ толщиной 50 см критические условия достигаются при цилиндрической конфигурации жидкого ЯТ с высотой столба и диаметром, равными 2,26 м. Общий коффициент воспроизводства Pu²³⁹ может достичь около 1,10. Это значит, что возможно получать делящегося «оружейного» Pu примерно на десять процентов больше, чем «выгорело» U²³⁵.

1. Способ синтеза ядерного топлива для энергетических реакторов на быстрых нейтронах с активной зоной из солевого расплава (мол. 1:1) KСl-UCl₄, отличающийся тем, что в исходный расплав хлорида калия при 800°С вводят тетрахлорид урана анодным растворением оксидно-угольных электродов урана (UO₂+С), содержащих 20%-ный избыток углерода, требуемого по электродной реакции UO₂+C-4e=U⁴⁺+CO₂.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что строго дозируют переход урана в получаемое ядерное топливо количеством пропускаемого электричества из расчета 2,22 г урана/(А·ч).

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что осаждение металлов на катоде предотвращается подачей на него газообразного хлора.