PL228541B1 - Sposób wytwarzania węglika uranu o ziarnach sferycznych i nieregularnych jako prekursora paliwa do reaktorów nowej, IV generacji - Google Patents
Sposób wytwarzania węglika uranu o ziarnach sferycznych i nieregularnych jako prekursora paliwa do reaktorów nowej, IV generacjiInfo
- Publication number
- PL228541B1 PL228541B1 PL414768A PL41476815A PL228541B1 PL 228541 B1 PL228541 B1 PL 228541B1 PL 414768 A PL414768 A PL 414768A PL 41476815 A PL41476815 A PL 41476815A PL 228541 B1 PL228541 B1 PL 228541B1
- Authority
- PL
- Poland
- Prior art keywords
- hours
- uranium
- grains
- asc
- spherical
- Prior art date
Links
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 title claims description 23
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims description 20
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims description 19
- 230000001788 irregular Effects 0.000 title claims description 13
- 239000002243 precursor Substances 0.000 title claims description 6
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title description 10
- CIWBSHSKHKDKBQ-JLAZNSOCSA-N Ascorbic acid Chemical compound OC[C@H](O)[C@H]1OC(=O)C(O)=C1O CIWBSHSKHKDKBQ-JLAZNSOCSA-N 0.000 claims description 54
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 35
- JCMLRUNDSXARRW-UHFFFAOYSA-N trioxouranium Chemical compound O=[U](=O)=O JCMLRUNDSXARRW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 34
- 229960005070 ascorbic acid Drugs 0.000 claims description 27
- 235000010323 ascorbic acid Nutrition 0.000 claims description 26
- 239000011668 ascorbic acid Substances 0.000 claims description 26
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 claims description 13
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 11
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 11
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 10
- 230000009467 reduction Effects 0.000 claims description 9
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 8
- 239000000243 solution Substances 0.000 claims description 8
- 238000000137 annealing Methods 0.000 claims description 7
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 7
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- YIWUKEYIRIRTPP-UHFFFAOYSA-N 2-ethylhexan-1-ol Chemical compound CCCCC(CC)CO YIWUKEYIRIRTPP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- CSCPPACGZOOCGX-UHFFFAOYSA-N Acetone Chemical compound CC(C)=O CSCPPACGZOOCGX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 claims description 5
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 claims description 5
- 125000005289 uranyl group Chemical group 0.000 claims description 5
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 239000012298 atmosphere Substances 0.000 claims description 4
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 238000007669 thermal treatment Methods 0.000 claims description 4
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 claims description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- NWGKJDSIEKMTRX-AAZCQSIUSA-N Sorbitan monooleate Chemical compound CCCCCCCC\C=C/CCCCCCCC(=O)OC[C@@H](O)[C@H]1OC[C@H](O)[C@H]1O NWGKJDSIEKMTRX-AAZCQSIUSA-N 0.000 claims description 3
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 claims description 3
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims description 3
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000000758 substrate Substances 0.000 claims description 3
- 239000003995 emulsifying agent Substances 0.000 claims description 2
- 239000003960 organic solvent Substances 0.000 claims description 2
- 238000004062 sedimentation Methods 0.000 claims description 2
- 238000001354 calcination Methods 0.000 claims 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 15
- 239000000499 gel Substances 0.000 description 9
- HQMIBHMHKRSUCY-UHFFFAOYSA-N [C].[U] Chemical compound [C].[U] HQMIBHMHKRSUCY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 8
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 7
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 6
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 6
- 230000003287 optical effect Effects 0.000 description 6
- 239000000463 material Substances 0.000 description 5
- 150000001247 metal acetylides Chemical class 0.000 description 5
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 5
- 238000003786 synthesis reaction Methods 0.000 description 5
- 238000011160 research Methods 0.000 description 4
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 3
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 3
- 239000012467 final product Substances 0.000 description 3
- 238000003980 solgel method Methods 0.000 description 3
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 2
- ATUOYWHBWRKTHZ-UHFFFAOYSA-N Propane Chemical compound CCC ATUOYWHBWRKTHZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000002441 X-ray diffraction Methods 0.000 description 2
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 2
- 238000000227 grinding Methods 0.000 description 2
- 239000012456 homogeneous solution Substances 0.000 description 2
- VNWKTOKETHGBQD-UHFFFAOYSA-N methane Chemical compound C VNWKTOKETHGBQD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 2
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 2
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 2
- WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N plutonium uranium Chemical compound [U].[Pu] WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000000047 product Substances 0.000 description 2
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 2
- -1 uranium carbides Chemical class 0.000 description 2
- ZORQXIQZAOLNGE-UHFFFAOYSA-N 1,1-difluorocyclohexane Chemical compound FC1(F)CCCCC1 ZORQXIQZAOLNGE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 1
- 235000000069 L-ascorbic acid Nutrition 0.000 description 1
- 239000002211 L-ascorbic acid Substances 0.000 description 1
- MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N ZrO2 Inorganic materials O=[Zr]=O MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 description 1
- 238000013019 agitation Methods 0.000 description 1
- 239000012300 argon atmosphere Substances 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 150000001721 carbon Chemical group 0.000 description 1
- 229910002090 carbon oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- PBAYDYUZOSNJGU-UHFFFAOYSA-N chelidonic acid Natural products OC(=O)C1=CC(=O)C=C(C(O)=O)O1 PBAYDYUZOSNJGU-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000536 complexating effect Effects 0.000 description 1
- 239000008139 complexing agent Substances 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 230000007812 deficiency Effects 0.000 description 1
- 238000006356 dehydrogenation reaction Methods 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 230000009977 dual effect Effects 0.000 description 1
- 238000010410 dusting Methods 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 239000011521 glass Substances 0.000 description 1
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 1
- 239000003041 laboratory chemical Substances 0.000 description 1
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 229910044991 metal oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000004706 metal oxides Chemical class 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000009377 nuclear transmutation Methods 0.000 description 1
- 238000005457 optimization Methods 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);zirconium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[Zr+4] RVTZCBVAJQQJTK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N plutonium(IV) oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[Pu+4] FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 1
- 239000001294 propane Substances 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 1
- 239000002994 raw material Substances 0.000 description 1
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 1
- 230000035945 sensitivity Effects 0.000 description 1
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 1
- 239000001593 sorbitan monooleate Substances 0.000 description 1
- 229940035049 sorbitan monooleate Drugs 0.000 description 1
- 235000011069 sorbitan monooleate Nutrition 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000003756 stirring Methods 0.000 description 1
- 238000002076 thermal analysis method Methods 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
(12)OPIS PATENTOWY (i9)PL (n)228541 (13) B1 (21) Numer zgłoszenia: 414768 (51) Int.CI.
C01B 32/928 (2017.01) C01G 43/00 (2006.01) G21C 1/00 (2006.01) (22) Data zgłoszenia: 12.11.2015
Sposób wytwarzania węglika uranu o ziarnach sferycznych i nieregularnych jako prekursora paliwa do reaktorów nowej, IV generacji
| (73) Uprawniony z patentu: | |
| (43) Zgłoszenie ogłoszono: | INSTYTUT CHEMII I TECHNIKI JĄDROWEJ, Warszawa, PL |
| 22.05.2017 BUP 11/17 | (72) Twórca(y) wynalazku: |
| MARCIN BRYKAŁA, Warszawa, PL | |
| (45) O udzieleniu patentu ogłoszono: | MARCIN ROGOWSKI, Warszawa, PL |
| 30.04.2018 WUP 04/18 | (74) Pełnomocnik: |
| rzecz, pat. Iwona Brodowska |
'St m
co
CM
CM
Q_
PL 228 541 B1
Opis wynalazku
Przedmiotem wynalazku jest sposób wytwarzania węglika uranu o ziarnach sferycznych i nieregularnych z zastosowaniem tritlenku uranu i kwasu askorbinowego, jako prekursora paliwa do reaktorów nowej, IV generacji, których zaletą jest między innymi 100 do 300 razy większy uzysk energii z takiej samej ilości paliwa jądrowego (przy zastosowaniu nowych typów paliwa).
Stąd szereg prac badawczych nie tylko nad doborem materiału paliwowego ale i usprawnieniem technologii jego wytwarzania, zwłaszcza do reaktorów typu: gas-cooled fast reactor (GFR), sodiumcooled fast reactor (SFR) czy lead-cooled fast reactor (LFR). W ostatnim czasie daje się zauważyć powrót do badań prowadzonych w latach pięćdziesiątych i sześćdziesiątych ubiegłego stulecia w USA, Kanadzie i Związku Radzieckim nad otrzymywaniem węglików uranu jako potencjalnego paliwa jądrowego. W 1967 r. w Karlsruhe (Niemcy) po raz pierwszy zastosowano paliwo węglikowe w reaktorze na neutrony prędkie chłodzonym ciekłym sodem. Po okresie zastoju w energetyce jądrowej powrócono do koncepcji zastosowania jako paliwa jądrowego węglików. Związane jest to z poszukiwaniem nowych źródeł pozyskiwania surowców do produkcji paliw np. z zagospodarowaniem odpadów wytworzonych w przerobie wypalonego paliwa w tak zwanym zamkniętym cyklu paliwowym.
Węgliki uranu występują w postaci UM,U2M3,UM2, gdzie M oznacza atom węgla, przy czym dla energetyki jądrowej największe znaczenie mamonowęglik uranu ze względu na najwyższą zawartość uranu. W porównaniu do obecnie stosowanych paliw tlenkowych jak UO2 czy UO2 + PuO2, węgliki pozwalają zwiększyć parametry eksploatacji rdzenia w reaktorze, między innymi charakteryzują się wyższą przewodnością cieplną obniżającą gradient temperaturowy w pastylce paliwa, umożliwiając zastosowanie prętów paliwowych o większej średnicy i w wyższych temperaturach. Wyższa natomiast gęstość materiału rozszczepialnego pozwala zaprojektować bardziej kompaktowe rdzenie reaktorowe. Natomiast do wad węglików zaliczyć należy ich wrażliwość na utlenianie i wilgoć oraz piroforyczność jeżeli występują w postaci bardzo drobnego proszku.
Otrzymywanie węglików UC, (U,Pu)C jest trudniejsze i kosztowniejsze od otrzymywania tradycyjnych paliw tlenkowych z następujących powodów:
• Większa liczba etapów procesu, • Proces ich wytwarzania odbywa się w szczelnie zamkniętych komorach wypełnionych gazami takimi jak Ar, He o jak najmniejszej zawartości tlenu i wilgoci, aby uniknąć utleniania czy zapobiec piroforyczności, • Dokładna kontrola zawartości węgla na wszystkich etapach otrzymywania w celu uniknięcia powstawania szkodliwych faz metalicznych.
Z tych też powodów, aby znaleźć najprostszą i najbardziej ekonomiczną metodę, w wielu laboratoriach na świecie prowadzi się intensywne badania. Mimo to, w większości przypadków węgliki wytwarza się jedynie w porcjach kilogramowych, głównie do badań i testów radiacyjnych. Jedynym odstępstwem było zastosowanie węglikowego paliwa na szerszą skalę w 1985 r. w reaktorze FBTR (Fast Bender Test Reactor) w Kalpakkam (Indie) w postaci mieszanego paliwa o wysokiej zawartości plutonu (70% PuC i 30% UC oraz 55% PuC i 45% UC) [1-4].
Węglik uranu można otrzymać kilkoma metodami, z których najpowszechniej stosuje się poniższe trzy [5-8].
• Bezpośrednia synteza przy zastosowaniu topienia łukiem elektrycznym (arc-melting) polegająca na reakcji U + C UC w wysokiej temperaturze do 1500°C pomiędzy metalicznym uranem w postaci proszku i węglem w przepływie argonu lub w próżni. Metodę tą stosuje się praktycznie tylko w skali laboratoryjnej.
• Uwodornienie-odwodornienie metalicznego uranu to proces dwuetapowy a reakcje 2U+3H2>2UH3 oraz 2UH3 >2U (proszek) + 3H2 przebiegają w niskiej temperaturze. Otrzymany proszek metalu łatwo się nawęgla w atmosferze metanu lub propanu do monowęglika uranu przy temperaturze 700-900°C w reakcji 2U (proszek)+CH.··: >UC+2H?.
• Redukcja karbotermiczna pomiędzy tlenkiem metalu a węglem jest stosowana w dużej skali jak i najszerzej badana. W metodzie tej konieczny jest wysoki stopień jednorodności w wyjściowej mieszaninie tlenku z węglem. Braki lub nadmiary węgla prowadzić mogą natomiast do tworzenia się niechcianych faz. Toteż homogeniczność osiąga się poprzez żmudne wielogodzinne mielenie i mieszanie proszkowej mieszaniny tlenkowo-węglowej w metodzie tradycyjnej - tak zwanej metodzie suchej. Następnie mieszaninę proszków ogrzewa się w temperaturze 1750-1800°C w próżni lub atmosferze argonu o wysokiej czystości, gdzie
PL 228 541 B1 tlenek uranu redukuje się i nawęgla w reakcjach UO2+3C—>UC + 2CO; U3O8 + 11C 3UC + 8CO
Reakcja prowadzona w wyższej temperaturze lub z użyciem większej ilości węgla skutkuje zwiększeniem zawartości fazy UC2 i U2C3 w fazie UC. Jest to najpopularniejsza metoda stosowana w dużej skali oraz najszerzej badana.
Poszukując alternatywnych rozwiązań do wyżej wymienionych metod otrzymywania monowęglika uranu, w celu wyeliminowania trudności procesowych jak i obniżenia kosztów, w oparciu o dane literaturowe dotyczące otrzymywania materiałów stosowanych jako paliwo reaktorowe [6] jak i własne doświadczenia nad otrzymywaniem oksywęglika uranu [9], postanowiono wykorzystać metodę opartą na zastosowaniu tritlenku uranu i kwasu askorbinowego. Jest to modyfikacja do stosowanej dotychczas metody zol-żel jak i jej odmiany - kompleksowego procesu zol-żel, w zakresie warunków obróbki termicznej żeli. Metoda ta wielokrotnie była wykorzystywana do otrzymywania różnego rodzaju materiałów o zastosowaniu między innymi w energetyce jądrowej [9-13]. Natomiast w dostępnej literaturze nie znaleziono informacji o próbie otrzymywania monowęglika uranu w syntezie opartej na zastosowaniu kwasu askorbinowego do przygotowania zolu. Proponowana innowacyjna metoda polega na wytworzeniu zolu z tritlenku uranu oraz wodnego roztworu kwasu askorbinowego (ASC). Kwas askorbinowy pełni tu podwójną rolę. Po pierwsze, działa jako związek kompleksujący i pozwala przeprowadzić nierozpuszczalny w wodzie tritlenek uranu w rozpuszczalny kompleks. Po drugie, stanowi źródło węgla na dalszych etapach procesu otrzymywania węglika uranu.
Nieoczekiwanie, sposób według wynalazku pozwala na otrzymywanie monowęglika uranu metodą mokrą ograniczając w ten sposób pylenie radioaktywnych materiałów.
Nieoczekiwanie, w sposobie według wynalazku, otrzymywanie monowęglika uranu w postaci proszków o ziarnach sferycznych i nieregularnych przeprowadzić można w jednej syntezie.
Innowacyjność sposobu według wynalazku, polega na wytworzeniu zolu z tritlenku uranu oraz roztworu kwasu askorbinowego (ASC).
Sposób wytwarzania węglika uranu o ziarnach sferycznych i nieregularnych, jako prekursora paliwa do reaktorów nowej IV generacji, według wynalazku, polega na tym, że podczas intensywnego mieszania wodnego roztworu kwasu askorbinowego dodaje się do niego tritlenek uranu przy stosunku obu substratów UO3 : ASC jak 1 : 0,9-1,5. Roztwór miesza się do uzyskania jednorodnego zolu, a następnie, w celu otrzymywania jako końcowego produktu UC w postaci ziaren nieregularnych, odparowuje się wodę z zolu, suchy żel uranylowo-askorbinowy mieli się i poddaje obróbce termicznej. Prażenie żelu prowadzi się w atmosferze argonu stosując powolne grzanie 1°C/min do 500°C, a następnie szybsze 3°C/min do 900°C w piecu, po czym zmienia się atmosferę na mieszaninę 95% azotu z 5% wodoru i prowadzi wygrzewanie przez 4 godziny. Uzyskaną mieszaninę ditlenku uranu z węglem ogrzewa się do temperatury 1600°C z szybkością 3°C/min. Wygrzewanie (redukcję karbotermiczną) prowadzi się przez 2-5 godzin, korzystnie 4 godziny, po czym próbkę schładza się z szybkością 7°C/min do temperatury otoczenia.
Otrzymany proszek węglika uranu o ziarnach nieregularnych analizowano stosując rentgenowską analizę fazową, mikroskop optyczny oraz skaningowy firmy Zeiss DSM 942.
W odmianie sposobu według wynalazku, podczas intensywnego mieszania wodnego roztworu kwasu askorbinowego dodaje się tritlenek uranu przy stosunku obu substratów UO3 : ASC jak 1 mol UO3 do 1,5 mola ASC. Roztwór miesza się do uzyskania jednorodnego zolu, a następnie, w celu otrzymania końcowego produktu UC w postaci proszku o ziarnach sferycznych, wodę ekstrahuje się za pomocą rozpuszczalnika organicznego, korzystnie 2-etyloheksanolu z 1% emulgatorem SPAN-80. Otrzymane ziarna żelu po sedymentacji przemywa się kilkukrotnie acetonem i suszy na powietrzu 12-36 godzin, korzystnie 24 godziny oraz w temperaturze 100°C przez 12-24 godziny, korzystnie 20 godzin, a następnie poddaje obróbce termicznej. Uzyskaną mieszaninę ditlenku uranu z węglem ogrzewa się do temperatury 1600°C z szybkością 3°C/min. Wygrzewanie (redukcję karbotermiczną) prowadzi przez 2-5 godzin korzystnie 4 godziny, po czym próbkę schładza się z szybkością 7°C/min do temperatury otoczenia.
Otrzymany proszek węglika uranu o ziarnach sferycznych analizowano stosując rentgenowską analizę fazową, mikroskop optyczny oraz skaningowy firmy Zeiss DSM 942.
W sposobie według wynalazku, nieoczekiwanie uzyskuje się homogeniczny rozkład składników w produkcie jakim jest monowęglik uranu.
W sposobie według wynalazku, korzystnie tritlenek uranu, wprowadza się do roztworu wodnego kwasu askorbinowego (ASC), w stosunku molowym UO3 : ASC jak 1 mol UO3 do 1,4 mola ASC.
PL 228 541 Β1
W sposobie według wynalazku, kwas askorbinowy pełni podwójną rolę: jako związek kompleksujący pozwalający przeprowadzić nierozpuszczalny UO3 w wodzie w kompleks oraz jako źródło węgla.
Sposób według wynalazku pozwala otrzymać jako produkt końcowy proszek UC w postaci ziaren nieregularnych lub sferycznych o średnicy poniżej 100 pm.
W obecnej sytuacji energetycznej na świecie jak i w kraju, kiedy wraca się do energetyki jądrowej oraz przy wyczerpujących się złożach rudy uranowej, jednym z ważniejszych zagadnień, którymi zajmują się naukowcy, to poszukiwanie nowych paliw do reaktorów jądrowych o nowych rozwiązaniach technicznych - tak zwanych reaktorów nowej generacji.
Niezaprzeczalną zaletą sposobu według wynalazku jest możliwość uproszczonego sposobu prowadzenia syntezy, do otrzymania finalnego produktu jakim jest monowęglik uranu w postaci ziaren nieregularnych lub sferycznych o średnicy poniżej 100 pm.
Badania struktur rentgenowskich potwierdziły, że w otrzymanym materiale występują pasma charakterystyczne dla struktury monowęglika uranu.
Wynalazek ilustrują poniższe przykłady.
Przykład I
W kolbie, do 10,0 ml kwasu askorbinowego (ASC, L-ascorbicacid firmy Sigma-Aldrich) o stężeniu 0,9 do 1,5M, korzystnie 1,4M odważono 4,45 g UO3 (firmy B.D.H. Laboratory Chemicals Division). Kolbę zamknięto i roztwór mieszano intensywnie mieszadłem magnetycznym 6-12 godzin, korzystnie 8 godzin. Otrzymano ciemno zabarwiony jednorodny roztwór. 5 ml do 20 ml świeżego zolu, około 10,0 ml dozowano za pomocą pompy strzykawkowej firmy New Era Pump Systems Inc., przez kapilarę o średnicy wewnętrznej 0,2 mm do 0,75 mm, korzystnie 0,5 mm, do reaktora szklanego z mieszadłem zawierającego intensywnie mieszaną ciecz żelującą. Ciecz żelującą stanowił 2-etyloheksanol (2EH, firmy Acros Organics, 99%) w objętości 100x objętość zolu, z 1% obj. w stosunku do 2EHmonooleinianu sorbitolu (SPAN-80, firmy Fluka Chemie GmbH). Zol dozowano do cieczy żelującej z szybkością 0,2-0,7 ml/min, korzystnie 0,5 ml/min. Szybkość mieszania cieczy żelującej 600-800 obr./min., korzystnie 750 obr./min. Po zakończeniu dozowania zmniejszono obroty do 500 obr/min i mieszano przez kolejną 1 godzinę. Po tym czasie ciecz zdekantowano a oddzielone sferyczne ziarna żelowe przemywano kilkukrotnie acetonem i suszono na powietrzu 12-36 godziny, korzystnie 24 godziny oraz w temperaturze 100°C przez 12-24 godzin, korzystnie 20 godzin. Prażenie żelu prowadzono w atmosferze argonu stosując powolne grzanie 1°C/min do 500°C, a następnie szybsze 3°C/min do 900°C w piecu firmy Nabertherm, po czym zmieniano atmosferę na mieszaninę 95% azotu z 5% wodoru i prowadzono wygrzewanie przez 4 godziny. Uzyskaną mieszaninę ditlenku uranu z węglem ogrzewano do temperatury 1600°C z szybkością 3°C/min. Wygrzewanie (redukcję karbotermiczną) prowadzono przez 2-5 godzin, korzystnie 4 godziny, po czym próbkę schładzano z szybkością 7°C/min do temperatury otoczenia. Otrzymany proszek węglika uranu o ziarnach sferycznych analizowano stosując rentgenowską analizę fazową, mikroskop optyczny oraz skaningowy firmy Zeiss DSM 942. Na fig. 1 przedstawiono zdjęcie z mikroskopu optycznego sfer żelowych przed obróbką termiczną, na fig. 2 - zdjęcie po redukcji karbotermicznej oraz na fig. 3 zdjęcie dyfraktogramu rentgenowskiego z zaznaczonymi zidentyfikowanymi fazami w próbce po redukcji karbotermicznej.
fig. 1 Zdjęcie z mikroskopu optycznego (powiększenie 10x) przedstawiające sferyczne ziarna żelu uranylowo-askorbinowego
PL 228 541 Β1
fig. 2. Zdjęcie z mikroskopu optycznego (powiększenie 10x) przedstawiające sferyczne ziarna węglika uranu
fig. 3 Dyfraktogram XRD próbki po redukcji karbotermicznej. Zidentyfikowana faza - węglik uranu
Przykład II
W zamkniętej kolbie przygotowano zol jak w przykładzie I a otrzymany ciemno zabarwiony jednorodny roztwór odparowano do sucha. Otrzymany żel uranylowo- askorbinowy o nieregularnych ziarnach po zmieleniu poddano obróbce termicznej i analizie jak w przykładzie I. Otrzymany proszek węglika uranu o ziarnach nieregularnych analizowano jak w przykładzie I.
Literatura
1. Basak U. i in.: Fabrication of mixed uranium plutonium Carbide fuel pellets for FBTR by direct Processing of sinter rejects. BARĆ Newsletter, 249, 191-195 (2004).
2. Advanced fuel for Fast breeder reactors: fabrication and properties and their optimization. International Atomie Energy Agency, Vienna 1988, 134p. IAEA-TECDOC-466.
3. Sengupta A.K., i in.: Experience on mixed Carbide fuels with high 'Pu' content for Indian fast breeder reactor - An Overview, J. Nuci. Mater., 385,1,161-164 (2009).
4. Majumdar S., Sengupta A.K., Kamath H.S.: Fabrication, characterization and property evaluation of mixed Carbide fuels for a test Fast Breeder Reactor. J. Nuci. Mater., 352,1-3, 165-173 (2006).
PL 228 541 B1
5. Status and Trends of Nuclear Fuels Technology for Sodium Cooled Fast Reactors: IAEA Nuclear Energy Series No. NF-T-4.1. International Atomic Energy Agency, Wiedeń 2011
6. Strasser A., Stahl D.: Carbide fuel development - Final report. UNC-5134 (Vol. 1), 1965
7. Suzuki Y., Arai Y., Sasayama T.: Carbothermic Synthesis of Uranium-Plutonium Mixed Carbide. J. Nucl. Sci. Tech., 20, 7, 603-610 (1983)
8. Suzuki Y. i in.: Fabrication of Uranium-Plutonium Mixed Carbide Pellets. J. Nucl. Sci. Tech., 18, 1, 61 -70 (1981)
9. Brykała M., Rogowski M., Łada W.: Sposób otrzymywania oksywęglika uranu metodą zol-żel. Zgłoszenie wynalazku do UP nr P-408672 z 26.06.2014 r.
10. Brykała M., Rogowski M., Łada W., Deptuła A.: Sposób otrzymywania tlenkowych prekursorów paliw mieszanych typu MOX, w postaci proszków o ziarnach sferycznych. Zgłoszenie wynalazku do UP nr P-410288 z 27.11.2014 r.
11. Brykała M., Walczak R., Rogowski M., Łada W., Wawszczak D.: Sposób wytwarzania stabilizowanego ditlenku cyrkonu w postaci matrycy inertnej do transmutacji aktynowców mniejszościowych. Zgłoszenie wynalazku do UP nr P-404947 z 01.08.2013 r.
12. Smoliński T., Chmielewski A.G., Łada W., Olczak T.: Sposób unieszkodliwiania odpadów radioaktywnych w „syntetycznej skale. Zgłoszenie wynalazku do UP nr P-400235 z 3 sierpnia 2012 oraz do UE No. EP13176433.1 z dnia 15 lipca 2013 r.
13. Chmielewski A.G., Deptuła A., Miłkowska M., Łada W., Olczak T.: Sposób unieszkodliwiania odpadów promieniotwórczych w szkłach krzemionkowych. Patenty: w Polsce PL217122; na Ukrainie UK104858; na Białorusi BE16824 z dnia 11.12.2012 r. zgłoszony w 2010; w Rosji RU2542358 z 20.02.1015 r. zgłoszony w 2010 r. oraz zgłoszenie wynalazku w UE Nr EP11152272.8 r. z 21.03.2011 r.
Claims (2)
- Zastrzeżenia patentowe1. Sposób wytwarzania węglika uranu o ziarnach sferycznych i nieregularnych jako prekursora paliwa do reaktorów nowej IV generacji, znamienny tym, że podczas intensywnego mieszania wodnego roztworu kwasu askorbinowego dodaje się do niego tritlenek uranu przy określonym stosunku obu substratów UO3 : ASC jak 1 mol UO3 do 0,9-1,5 mola ASC, roztwór miesza się do uzyskania jednorodnego zolu, a następnie, w celu otrzymywania jako końcowego produktu UC w postaci ziaren nieregularnych, odparowuje się wodę z zolu, suchy żel uranylowoaskorbinowy mieli się i poddaje obróbce termicznej, czyli prażeniu w atmosferze argonu stosując powolne grzanie 1 °C/min do 500°C, a następnie szybsze 3°C/min do 900°C w piecu, po czym zmienia się atmosferę na mieszaninę 95% azotu z 5% wodoru i prowadzi wygrzewanie przez 4 godziny, a uzyskaną mieszaninę ditlenku uranu z węglem ogrzewa się do temperatury 1600°C z szybkością 3°C/min, prowadząc wygrzewanie - redukcję karbotermiczną przez 2-5 godzin, korzystnie 4 godziny, po czym próbkę schładza się z szybkością 7°C/min do temperatury otoczenia, natomiast w celu uzyskania ziaren sferycznych, wodę z zolu ekstrahuje się za pomocą rozpuszczalnika organicznego, korzystnie 2-etyloheksanolu z 1% emulgatora SPAN-80, otrzymane ziarna żelu po sedymentacji przemywa się kilkukrotnie acetonem i suszy na powietrzu 12-36 godzin, korzystnie 24 godziny oraz w temperaturze 100°C przez 12-24 godziny, korzystnie 20 godzin, a następnie poddaje obróbce termicznej - redukcji karbotermicznej, ogrzewając otrzymane ziarna żelu do temperatury 1600°C z szybkością 3°C/min. i wygrzewając przez 2-5 godzin korzystnie 4 godziny, po czym próbkę schładza się z szybkością 7°C/min do temperatury otoczenia.
- 2. Sposób według zastrz. 1, znamienny tym, że trójtlenek uranu, wprowadza się do roztworu wodnego kwasu askorbinowego (ASC), w stosunku molowym UO3 : ASC jak 1 do 1,4 mola.Departament Wydawnictw UPRP
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PL414768A PL228541B1 (pl) | 2015-11-12 | 2015-11-12 | Sposób wytwarzania węglika uranu o ziarnach sferycznych i nieregularnych jako prekursora paliwa do reaktorów nowej, IV generacji |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PL414768A PL228541B1 (pl) | 2015-11-12 | 2015-11-12 | Sposób wytwarzania węglika uranu o ziarnach sferycznych i nieregularnych jako prekursora paliwa do reaktorów nowej, IV generacji |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| PL414768A1 PL414768A1 (pl) | 2017-05-22 |
| PL228541B1 true PL228541B1 (pl) | 2018-04-30 |
Family
ID=58709116
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| PL414768A PL228541B1 (pl) | 2015-11-12 | 2015-11-12 | Sposób wytwarzania węglika uranu o ziarnach sferycznych i nieregularnych jako prekursora paliwa do reaktorów nowej, IV generacji |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| PL (1) | PL228541B1 (pl) |
-
2015
- 2015-11-12 PL PL414768A patent/PL228541B1/pl unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| PL414768A1 (pl) | 2017-05-22 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Streit et al. | Nitrides as a nuclear fuel option | |
| Remy et al. | Calcined resin microsphere pelletization (CRMP): A novel process for sintered metallic oxide pellets | |
| Kumar et al. | Studies on preparation of (U0. 47, Pu0. 53) O2 microspheres by internal gelation process | |
| Ledergerber et al. | Preparation of uranium nitride in the form of microspheres | |
| Schreinemachers et al. | Characterization of uranium neodymium oxide microspheres synthesized by internal gelation | |
| JP2014529738A5 (pl) | ||
| Collins | Advanced thermal denitration conversion processes for aqueous-based reprocessing and recycling of spent nuclear fuels | |
| Stinton et al. | Production of Spherical UO2‐UC2 for Nuclear Fuel Applications Using Thermochemical Principles | |
| Ledergerber et al. | Preparation of transuranium fuel and target materials for the transmutation of actinides by gel coconversion | |
| Remy et al. | Fabrication of uranium dioxide ceramic pellets with controlled porosity from oxide microspheres | |
| Tian et al. | Preparation of UC ceramic nuclear fuel microspheres by combination of an improved microwave-assisted rapid internal gelation with carbothermic reduction process | |
| CN109641272B (zh) | 生产核燃料坯体的生坯的方法 | |
| Yang et al. | Fabrication and thermal conductivity of (Th, U) O2 pellets | |
| Guo et al. | Neutron adsorption performance of Dy2TiO5 materials obtained from powders synthesized by the molten salt method | |
| Hours et al. | Dissolution of (U, Th) O2 heterogeneous mixed oxides | |
| Tian et al. | Fabrication of CeO2 ceramic spheres as a surrogate of nuclear fuel by an improved microwave-assisted rapid internal gelation process | |
| Sun et al. | Fabrication process study of UCO composite ceramic microspheres with fructose as a carbon source by internal gelation and carbothermic reduction | |
| Nandi et al. | X-ray diffraction and Raman spectroscopic studies on ThO2− UO2 solid solutions | |
| RU2494479C1 (ru) | Способ получения твердых растворов оксидов актинидов | |
| Bernard | Advanced fuel fabrication | |
| Hunt et al. | Use of boiled hexamethylenetetramine and urea to increase the porosity of cerium dioxide microspheres formed in the internal gelation process | |
| PL219069B1 (pl) | Sposób otrzymywania dwutlenku uranu o ziarnach sferycznych i nieregularnych | |
| Frost et al. | Controlling low temperature sintering of UO2+ x | |
| Brykala et al. | Preparation by the double extraction process with preliminary neutron irradiation of yttria or calcia stabilised cubic zirconium dioxide microspheres | |
| Khot et al. | Development of Impregnated Agglomerate Pelletization (IAP) process for fabrication of (Th, U) O2 mixed oxide pellets |