RU2554626C2

RU2554626C2 - Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана

Info

Publication number: RU2554626C2
Application number: RU2013138992/05A
Authority: RU
Inventors: Юрий Михайлович Куляко; Трофим Иванович Трофимов; Сергей Анатольевич Перевалов; Максим Дмитриевич Самсонов; Сергей Евгеньевич Винокуров; Борис Федорович Мясоедов; Александр Михайлович Федосеев; Алексей Анатольевич Бессонов; Андрей Юрьевич Шадрин; Виталий Львович Виданов; Константин Николаевич Двоеглазов
Original assignee: Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Priority date: 2013-08-20
Filing date: 2013-08-20
Publication date: 2015-06-27
Also published as: RU2013138992A

Abstract

Изобретение относится к радиохимической промышленности и ядерной энергетике, направлено на получение смешанного диоксида (U,Pu)O₂ и может быть использовано для изготовления ядерного смешанного уран-плутониевого МОКС-топлива реакторов ВВЭР-1000 и реакторов на быстрых нейтронах (БН-600, БН-800) атомных станций. Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана включает взаимодействие нитратных комплексов урана и плутония с относительным содержанием их в растворе 95-70 и 5-30 мас.% соответственно с гидразингидратом с получением смешанного аморфного соединения урана и плутония, выдержку смешанного аморфного соединения урана и плутония в маточном растворе при температуре 80-90°C в течение не менее 3,5 часов до получения осадка мелкодисперсного порошка гомогенно смешанного гидратированного диоксида урана и плутония, отделение осадка от маточного раствора и его нагрев до температуры 280-300°C до образования целевого продукта. Изобретение обеспечивает экономически целесообразный, несложный и менее энергоемкий способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана. 1 з.п. ф-лы, 6 ил., 2 пр.

Description

Изобретение относится к радиохимической промышленности и ядерной энергетике, направлено на получение смешанного диоксида (U,Pu)O₂ и может быть использовано для изготовления ядерного смешанного уран-плутониевого МОКС-топлива реакторов ВВЭР-1000 и реакторов на быстрых нейтронах (БН-600, БН-800) атомных станций.

Для приготовления таблетированного МОКС топлива используют механическую смесь порошков UO₂ и PuO₂. Наиболее апробирован для этих целей MIMAS-процесс (Франция) [«Advanced MIMAS process». Auteurs: DUCROUX R.; COUTY Y.; LEROUX J.C. Editeur SFEN. Conference: International nuclear conference on recycling, conditioning and disposal, Nice, FRA, 1998-10-25]. Он включает две основные стадии приготовления порошков:

- совместное размалывание порошкообразных оксидов урана и плутония с образованием концентрата с содержанием плутония в смеси до 25÷30%;

- сухое разбавление указанного концентрата диоксидом урана до конечного требуемого содержания плутония.

Основным недостатком MIMAS-процесса и других способов, основанных на смешивании сухих порошков оксидов урана и плутония, является сложность получения максимально однородных композиций, что приводит к уменьшению количества выгорающих фракций и неполному растворению отработавшего ядерного топлива при его повторной переработке.

Этого недостатка можно избежать, если проводить совместное осаждение урана и плутония из раствора с дальнейшим переводом полученных соединений в смешанный диоксид урана и плутония (U,Pu)O₂.

Известен способ, согласно которому смеси окислов получают осаждением из растворов смесей диураната аммония и гидроокиси плутония с последующей фильтрацией, сушкой, прокаливанием и восстановлением водородом [Самойлов А.Г. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с.64].

К недостаткам данного способа можно отнести следующее:

- сложность процесса;

- необходимость использования высоких температур;

- использование водорода для восстановления.

В другом способе [RU 2282590 C2, МПК C0G 43/00] предложено техническое решение, позволяющее получать смешанный диоксид урана и плутония с гомогенным распределением актинидов в гранулах порошка проведением следующих операций:

- предварительное восстановление урана до U(IV) путем введения в раствор восстановителя - ионов гидрозония [N₂H₅]⁺;

- стабилизация урана в состоянии окисления IV комплексообразователями - диэтилентетрааминопентауксусной или нитрилоуксусной кислотами, образующими комплексы также и с Pu(IV);

- совместное осаждение урана и плутония с применением специальной водно-этанольной среды, добавляя к раствору до 30 (об) % этанола, и созданием pH, равного 7,5, концентрированным аммиаком;

- сушка и прокаливание осадка при температуре более 650°C в инертной атмосфере.

К недостаткам этого способа относятся:

- сложность процесса;

- необходимость предварительного восстановления урана, т.е. наличие отдельной стадии процесса;

- применение специальной водно-этанольной среды для соосаждения;

- необходимость инертной атмосферы и использования высоких температур.

Известен способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана [RU 2446107 С1, МПК C0G 43/025]. Этот способ включает взаимодействие нитратных растворов урана и плутония с относительным содержанием их в растворе 95÷70 и 5÷30 мас. % соответственно с гидроксиламином, что приводит к восстановлению плутония до трехвалентного состояния и соосаждению урана и плутония в виде гомогенной смеси гидроксиламината уранила с гидроксидом плутония, и дальнейшее разложение полученного осадка на воздухе при 200-300°C.

Недостатками этого способа является:

- выделение из раствора промежуточных разновалентных соединений урана и плутония;

- низкая термическая стабильность получаемой смеси окислов на воздухе.

Задачей, на решение которой направлено предлагаемое изобретение, является разработка экономически целесообразного относительно несложного и менее энергоемкого способа получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана (U, Pu)О₂, пригодного для получения МОКС-топлива, за счет снижения количества стадий процесса и температуры его проведения.

Для решения поставленной задачи способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана включает взаимодействие нитратных комплексов урана и плутония с относительным содержанием их в растворе 95-70 и 5-30 мас. % соответственно с гидразингидратом при мольном отношении гидразингидрат: уран, плутоний >2 с получением смешанного аморфного соединения урана и плутония, выдержку смешанного аморфного соединения урана и плутония в маточном растворе при температуре 80-90°C в течение не менее 3,5 часов до получения осадка мелкодисперсного порошка гомогенно смешанного гидратированного диоксида урана и плутония, отделение осадка от маточного раствора и его нагрев до температуры 280-300°C до образования целевого продукта.

В частном варианте выдержку аморфного соединения урана и плутония в маточном растворе и нагрев мелкодисперсного порошка осуществляют при конвективном подводе тепла.

Присутствие плутония в матрице диоксида урана настолько стабилизирует кристаллическую структуру, что даже после нагревании на воздухе твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана до 800°C идентифицируется только одна гомогенная смесь двух диоксидов (U, Pu)O₂.

Выбор относительного содержания урана и плутония в растворе обусловлен тем, что содержание плутония в МОКС-топливе составляет от 5 до 30 мас. %.

Сущность заявляемого изобретения поясняется следующими иллюстрациями.

На фиг. 1 показан спектр исходного раствора U(VI) и Pu(VI) в 0,1 моль/л HNO₃, разбавленного в 50 раз.

На фиг. 2 показан спектр раствора смешанного соединения U и Pu, выделенного из суспензии, выдержанной при Τ=90°C в течение 3,5 час, и растворенного в смеси 6 моль/л ΗΝΟ₃ и 0,01 моль/л HF.

На фиг. 3 показан спектр раствора U, полученного растворением его соединения, выделенного из суспензии, выдержанной при Τ=90°C в течение 2 сут, в смеси 6 моль/л ΗΝΟ₃ с 0,1 моль/л HF.

На фиг. 4 показан спектр раствора Pu, полученного растворением его соединения, выделенного из суспензии, выдержанной при Τ=90°C в течение 3,5 час, в смеси 6 моль/л ΗΝΟ₃ с 0,1 моль/л HF.

На фиг. 5 приведены данные синхронного термического анализа гидратированных диоксидов урана и плутония.

На фиг. 6 показана рентгенограмма твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана (U, Pu)О₂ после его нагревания на воздухе до 800°C: UO₂ (1), PuO₂ (2).

Примеры осуществления способа

Пример 1

К исходному водному раствору нитратов урана и плутония в 0,1 моль/л ΗΝΟ₃ (фиг. 1) добавляют гидразин гидрат Ν₂Η₅ΟΗ в мольном отношение N₂H₅OH:(U, Pu)>2. В растворе образуется аморфная суспензия желто-серого цвета. После 3,5 часов ее прогревания при температуре 90°C суспензия из объемного аморфного плохо отстаивающегося состояния переходит в быстро оседающий осадок черного цвета.

Полученный осадок урана и плутония отделяют от маточного раствора. Для установления форм нахождения урана и плутония в осадке часть осадка растворили в азотной кислоте. Как видно из данных на фиг. 2, после растворения в растворе присутствуют только ионы U(VI) и Pu(III). Их появление может быть объяснено протеканием в кислом растворе окислительно-восстановительной реакции Pu(IV)+U(IV)=Pu(III)+U(VI). Это однозначно доказывает, что в твердой фазе, образовавшейся после нагревания суспензии и перехода ее в хорошо отстаивающийся осадок черного цвета, уран и плутоний находятся в состоянии окисления 4+, так как только в этом случае при растворении в кислом растворе может протекать указанная реакция. Специально выполненные эксперименты отдельно с ураном и с плутонием показали, что в аналогичных условиях в растворах уран (фиг. 3), а также плутоний (фиг. 4) находятся в состоянии окисления 4+. Таким образом, черный осадок смешанного соединения урана и плутония представляет собой смесь их гидратированных диоксидов.

Был проведен синхронный термический анализ отделенного от маточного раствора осадка (фиг. 5). После проведения синхронного термического анализа с нагреванием образца до 800°C была снята рентгенограмма полученного продукта (фиг. 6). По данным синхронного термического анализа уменьшение веса анализируемого образца происходит в интервале температур от ~80°C до ~280°C.

Дальнейшее нагревание соединения до 800°C приводит к незначительному изменению его веса. Кривая ДТА (дифференциальный термический анализ) показывает, что кристаллизация твердого раствора диоксида урана и плутония после потери им гидратной воды происходит в два этапа с максимумами экзотермических эффектов при 175 и 225°C.

Результат рентгенофазового анализа, приведенный на фиг. 6, однозначно свидетельствует, что в образце смеси оксидов, нагретых до 800°C, идентифицируется только одна фаза диоксида актинидов - (U, Pu)О₂ или гомогенная смесь двух диоксидов.

Пример 2

Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана осуществляют, как в примере 1, процесс ведут при 80°C в течение 5 часов при конвективном подводе тепла до образования быстро оседающего осадка черного цвета. Осадок отделяют от маточного раствора и прокаливают на воздухе при температуре 300°C.

Таким образом, разработан простой и эффективный метод получения из азотнокислого раствора урана и плутония твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана, который может быть применен при производстве МОКС-топлива.

Claims

1. Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана, включающий взаимодействие нитратных комплексов урана и плутония с относительным содержанием их в растворе 95-70 и 5-30 мас. % соответственно с гидразингидратом с получением смешанного аморфного соединения урана и плутония, выдержку смешанного аморфного соединения урана и плутония в маточном растворе при температуре 80-90°C в течение не менее 3,5 часов до получения осадка мелкодисперсного порошка гомогенно смешанного гидратированного диоксида урана и плутония, отделение осадка от маточного раствора и его нагрев до температуры 280-300°C до образования целевого продукта.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что выдержку аморфного соединения урана и плутония в маточном растворе и нагрев мелкодисперсного порошка осуществляют при конвективном подводе тепла.