RU2775564C1 - Способ высокотемпературной обработки отработавшего нитридного ядерного топлива - Google Patents
Способ высокотемпературной обработки отработавшего нитридного ядерного топлива Download PDFInfo
- Publication number
- RU2775564C1 RU2775564C1 RU2021135075A RU2021135075A RU2775564C1 RU 2775564 C1 RU2775564 C1 RU 2775564C1 RU 2021135075 A RU2021135075 A RU 2021135075A RU 2021135075 A RU2021135075 A RU 2021135075A RU 2775564 C1 RU2775564 C1 RU 2775564C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- temperature
- nuclear fuel
- nitride
- spent
- Prior art date
Links
- TWXTWZIUMCFMSG-UHFFFAOYSA-N nitride(3-) Chemical compound [N-3] TWXTWZIUMCFMSG-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 33
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 31
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 49
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 22
- 239000012299 nitrogen atmosphere Substances 0.000 claims abstract description 13
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 claims abstract description 11
- 239000012298 atmosphere Substances 0.000 claims abstract description 10
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 claims abstract description 4
- 238000006062 fragmentation reaction Methods 0.000 claims abstract description 3
- 239000000843 powder Substances 0.000 abstract description 5
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 3
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 abstract description 2
- 238000009376 nuclear reprocessing Methods 0.000 abstract description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 abstract 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 9
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 8
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 8
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 8
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- GVGCUCJTUSOZKP-UHFFFAOYSA-N Nitrogen trifluoride Chemical class FN(F)F GVGCUCJTUSOZKP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 5
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 5
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 4
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 3
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000005056 compaction Methods 0.000 description 3
- 239000011737 fluorine Substances 0.000 description 3
- 229910052731 fluorine Inorganic materials 0.000 description 3
- YCKRFDGAMUMZLT-UHFFFAOYSA-N fluorine atom Chemical compound [F] YCKRFDGAMUMZLT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 description 3
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 3
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 2
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 2
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 2
- MYMOFIZGZYHOMD-UHFFFAOYSA-N oxygen Chemical compound O=O MYMOFIZGZYHOMD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 2
- 229910052904 quartz Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010453 quartz Substances 0.000 description 2
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N silicon dioxide Inorganic materials O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- -1 uranium nitrides Chemical class 0.000 description 2
- 238000010928 TGA analysis Methods 0.000 description 1
- 239000012300 argon atmosphere Substances 0.000 description 1
- MVXWAZXVYXTENN-UHFFFAOYSA-N azanylidyneuranium Chemical compound [U]#N MVXWAZXVYXTENN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000007664 blowing Methods 0.000 description 1
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 1
- 238000003682 fluorination reaction Methods 0.000 description 1
- 150000002222 fluorine compounds Chemical class 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000005121 nitriding Methods 0.000 description 1
- 230000001590 oxidative Effects 0.000 description 1
- 238000010926 purge Methods 0.000 description 1
- 238000011084 recovery Methods 0.000 description 1
- 238000002411 thermogravimetry Methods 0.000 description 1
- 238000005303 weighing Methods 0.000 description 1
Images
Abstract
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива, в частности в технологиях замкнутого ядерного топливного цикла. Способ включает фрагментацию, выдержку фрагментов тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом в атмосфере азота при температуре не менее 500°С в реакторе. Затем охлаждение до температуры 100-300°С в атмосфере азота. Атмосферу в реакторе меняют с азота на инертный газ, нагревают фрагменты тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом до температуры не менее 1000°С и выдерживают при данной температуре. Способ позволяет отделить компоненты нитридного ядерного топлива от фрагментов тепловыделяющих элементов, сократить содержание побочных компонентов на дальнейших этапах переработки нитридного ядерного топлива, перевести плотные спеченные образцы нитридного топлива в микродисперсный порошок, что позволит существенно ускорить дальнейшие операции переработки топлива известными способами. 1 табл., 1 ил.
Description
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива, в частности, в технологиях замкнутого ядерного топливного цикла.
Процесс высокотемпературной обработки отработавшего ядерного топлива или волоксидации в атмосфере кислорода применяют преимущественно для удаления летучих продуктов деления из отработавшего металлического или оксидного ядерного топлива. В ходе высокотемпературной обработки при температуре 400-1500°С происходят химические превращения, в ходе которых происходит изменение атомарных размеров компонентов топлива и измельчение топлива, которые ускоряют процесс отделения легколетучих продуктов деления от отработавшего ядерного топлива. Способы высокотемпературной обработки хорошо изучены и промышленно апробированы в качестве одной из начальных операций переработки оксидного ядерного топлива.
Для нитридного ядерного топлива, которое является одним из наиболее перспективных видов топлива для реакторов на быстрых нейтронах, способы высокотемпературной обработки практически не изучены. Представляется, что высокотемпературная обработка отработавшего нитридного ядерного топлива имеющимися способами не приемлема для практической реализации ввиду того, что в атмосфере кислорода при температуре выше 400°С возможно образование химически более устойчивых соединений. Помимо этого, значительному окислению будет подвергаться оболочка тепловыделяющих элементов, продукты окисления которой приведут к загрязнению перерабатываемого топлива.
Применительно к отработавшему нитридному ядерному топливу известен способ высокотемпературной обработки, который, включает фрагментацию тепловыделяющих элементов с топливом, нагрев фрагментов тепловыделяющих элементов с топливом и оболочкой до температуры выше 400°С и выдержку при этой температуре в атмосфере газообразных фтора или фторидов азота [1]. Способ позволяет на 100% переводить компоненты нитридного топлива во фториды для дальнейшей переработки, но ввиду высокой химической активности используемых газообразных реагентов фторированию могут подвергаться и компоненты оболочки. Существенными недостатками известного способа является загрязнение перерабатываемого топлива компонентами оболочки тепловыделяющего элемента и использование чрезвычайно дорогого и химически агрессивного фтора, что подразумевает использование сложного оборудования, тщательный контроль и обеспечение дополнительных мер безопасности при реализации способа, что является экономически, экологически и энергетически невыгодным. Частично эти недостатки могут быть решены за счет замены фтора фторидами азота, но в этом случае существенно увеличится длительность переработки.
Наиболее близким к заявленному является способ, включающий высокотемпературную обработку отработавшего нитридного ядерного топлива в атмосфере азота [2]. Для его осуществления тепловыделяющие элементы с отработавшим нитридным ядерным топливом фрагментируют, фрагменты вместе с оболочкой и топливом нагревают и выдерживают при температуре 500-800°С в атмосфере азота. Сообщается, что известный способ позволяет отделить нитридное ядерное топливо от оболочки тепловыделяющих элементов за счет разрыхления топлива, при этом можно предположить, что использование азота в качестве окислительной атмосферы обеспечит химическую стойкость оболочки тепловыделяющих элементов.
Несмотря на то, что в ходе высокотемпературной обработки происходит заявленное увеличение объема и разрыхление нитридного топлива, извлечение его из оболочки тепловыделяющего элемента представляется затруднительным, поскольку при снижении плотности топлива увеличение его объема будет ограниченного жесткой оболочкой тепловыделяющего элемента. В этом случае можно ожидать не разрыхление, а уплотнение топлива и усложнение доступа азота, необходимого для азотирования, внутрь фрагментов. Следовательно, известный способ преимущественно подходит для обработки предварительно извлеченного из фрагментов тепловыделяющих элементов отработавшего нитридного ядерного топлива, либо для обработки фрагментов тепловыделяющего элемента с отработавшим нитридным ядерным топливом, диаметр и длина которых сопоставимы. Для извлечения нитридного ядерного топлива из оболочки относительно длинных фрагментов тепловыделяющих элементов потребуются дополнительные механические операции
Задачей настоящего изобретения является достижение полного извлечения отработавшего нитридного топлива из оболочки фрагментов тепловыделяющих элементов и исключение дополнительных механических операций после высокотемпературной обработки.
Для решения задачи предлагается способ, который, как и прототип, включает высокотемпературную обработку отработавшего ядерного топлива в атмосфере азота при температуре 500-800°С в реакторе. Новый способ отличается тем, что после высокотемпературной выдержки отработавшее ядерное топливо охлаждают до температуры 100-300°С в атмосфере азота, после чего атмосферу в реакторе меняют с азота на инертный газ, нагревают фрагменты тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом до температуры не менее 1000°С и выдерживают при данной температуре.
Сущность нового способа заключается в том, что при высокотемпературной обработке фрагментов тепловыделяющих элементов с отработавшим ядерным топливом в атмосфере азота при температуре 500-800°С, как и в известном способе, происходят реакции:
в результате которых происходит уменьшение плотности и увеличение объема нитридного ядерного топлива, сопровождающееся на макроуровне разрыхлением топлива и удалением летучих продуктов деления, включая летучие продукты взаимодействия продуктов деления и делящихся материалов с азотом.
Для предотвращения уплотнения топлива во фрагментах тепловыделяющих элементов производят их охлаждение до температуры 100-300°С в атмосфере азота, после чего нагревают до температуры не менее 1000°С, при этом атмосферу в реакторе меняют с азота на инертный газ. В этом случае равновесие реакций (1) и (2) смещаются влево с высвобождением азота, уменьшением объема нитридного топлива и появлением разряжения внутри фрагментов тепловыделяющих элементов. При этом за счет постоянного отвода азота протекание реакций (1) и (2) в обратном направлении ускоряется. Это приводит к высыпанию разрыхленного порошка мононитрида из фрагментов тепловыделяющих элементов и удалению легколетучих компонентов топлива.
Технический результат, достигаемый заявленным способом, заключается в удалении летучих продуктов деления из отработавшего нитридного ядерного топлива, полном извлечении отработавшего нитридного ядерного топлива из оболочки фрагментов тепловыделяющих элементов без каких-либо дополнительных механических воздействий при относительной простоте исполнения способа.
Изобретение иллюстрируется таблицей с параметрами и результатами экспериментальной апробации способа, а также рисунком, где приведено изменение температуры и массы фрагмента тепловыделяющего элемента с нитридом урана во времени эксперимента.
Экспериментальную апробацию заявленного способа осуществляли на модельных образцах UN.
Для определения режимов их высокотемпературной обработки наряду с термодинамическими расчетами реакций (1) и (2) в широком интервале температур выполняли термогравиметрический анализ образцов. На рисунке приведены зависимости, характеризующие изменение массы (зависимость 1) и температуры (зависимость 2) образца UN массой 1 г в атмосфере азота при нагревании. Видно, что до температуры 800°С масса образца возрастает на 4% по причине протекания реакций (1) и (2) в прямом направлении, в то время как при смене атмосферы на аргон и повышении температуры до 1200°С масса образцов снижается практически до исходного значения, что указывает на протекание реакций (1) и (2) в обратном направлении.
Пример 1. В данном примере проводили высокотемпературную обработку образца UN согласно прототипу. Предварительно спрессованные таблетки UN размещали в стальной трубке, причем внутренний диаметр стальной трубки подбирали таким образом, чтобы таблетки UN свободно извлекались из нее. Образцы в стальной трубке размещали в кварцевой пробирке с двумя штуцерами для продувки газа. Кварцевую пробирку размещали в печи сопротивления и нагревали, продувая азотом с заданной скоростью. По окончании эксперимента образцы извлекали из пробирки, взвешивали и анализировали при помощи рентгенофазового анализа. После высокотемпературной обработки таблетки UN и отдельно стальной трубки при температуре 700 и 800°С наблюдали привес UN и разрыхление таблетки в порошок, который по данным рентгенофазового анализа представлял собой смесь нитридов урана с преимущественно представленного U2N3. При обработке образца UN, который был помещен в стальную трубку, наблюдали уплотнение образца в трубке, причем в ряде случаев была отмечена деформация стальной трубки. Образец UN при этом не извлекался.
Пример 2. В данном примере проводили высокотемпературную обработку образца UN согласно заявленному способу по методике аналогичной примеру 1. После выдержки образца UN в стальной трубке в атмосфере азота при температуре 800°С производили охлаждение образца до температуры 100°С, после чего производили замену атмосферы в реакторе на аргон и нагрев образца до температуры 1200°С. В условиях смены атмосферы азота на аргон, нагреве образца UN в стальной трубке до температуры 1200°С и выдержке при данной температуре наблюдали полное высыпание образца из трубки, при этом в ряде случаев происходила деформация трубки в виде увеличения диаметра, вызванная расширением образца внутри трубки. По данным рентгенофазового анализа, высыпавшийся из трубки порошок представлял собой смесь нитридов урана, причем преимущественно представленного UN.
Пример 3. Аналогичные результаты были получены при снижении температуры выдержки отработавшего нитридного ядерного топлива в атмосфере аргона до 1000°С, при этом длительность выдержки увеличивалась.
Таким образом, заявленный способ позволяет отделить компоненты нитридного ядерного топлива от фрагментов тепловыделяющих элементов, сократить содержание побочных компонентов на дальнейших этапах переработки нитридного ядерного топлива, перевести плотные спеченные образцы нитридного топлива в микродисперсный порошок, что позволит существенно ускорить дальнейшие операции переработки топлива известными способами.
Источники
1. Известия Томского политехнического университета, 2005, Т. 308, №5, С. 85-90.
2. RU 2732721 С1, публ. 22.09.2020.
Claims (1)
- Способ высокотемпературной обработки нитридного ядерного топлива, включающий фрагментацию, выдержку фрагментов тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом в атмосфере азота при температуре не менее 500°С в реакторе, отличающийся тем, что после выдержки в атмосфере азота фрагменты тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом охлаждают до температуры 100-300°С в атмосфере азота, после чего атмосферу в реакторе меняют с азота на инертный газ, нагревают фрагменты тепловыделяющих элементов с отработавшим нитридным ядерным топливом до температуры не менее 1000°С и выдерживают при данной температуре.
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2775564C1 true RU2775564C1 (ru) | 2022-07-04 |
Family
ID=
Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2011147871A1 (fr) * | 2010-05-27 | 2011-12-01 | Commissariat à l'Energie Atomique et aux Energies Alternatives | Procede de traitement de combustibles nucleaires uses ne necessitant pas d'operation de desextraction reductrice du plutonium |
| RU2459299C1 (ru) * | 2011-04-20 | 2012-08-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Способ переработки облученного ядерного топлива |
| RU2579753C1 (ru) * | 2015-01-12 | 2016-04-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Способ переработки облученного ядерного топлива |
| US9428401B1 (en) * | 2012-09-18 | 2016-08-30 | U.S. Department Of Energy | Separation of the rare-earth fission product poisons from spent nuclear fuel |
| RU2732721C1 (ru) * | 2020-03-23 | 2020-09-22 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт высокотемпературной электрохимии Уральского отделения Российской Академии наук | Способ отделения нитридного ядерного топлива от оболочки фрагментов тепловыделяющих элементов |
| RU2732740C1 (ru) * | 2017-12-29 | 2020-09-22 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ переработки нитридного отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах |
Patent Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2011147871A1 (fr) * | 2010-05-27 | 2011-12-01 | Commissariat à l'Energie Atomique et aux Energies Alternatives | Procede de traitement de combustibles nucleaires uses ne necessitant pas d'operation de desextraction reductrice du plutonium |
| RU2459299C1 (ru) * | 2011-04-20 | 2012-08-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Способ переработки облученного ядерного топлива |
| US9428401B1 (en) * | 2012-09-18 | 2016-08-30 | U.S. Department Of Energy | Separation of the rare-earth fission product poisons from spent nuclear fuel |
| RU2579753C1 (ru) * | 2015-01-12 | 2016-04-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Способ переработки облученного ядерного топлива |
| RU2732740C1 (ru) * | 2017-12-29 | 2020-09-22 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ переработки нитридного отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах |
| RU2732721C1 (ru) * | 2020-03-23 | 2020-09-22 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт высокотемпературной электрохимии Уральского отделения Российской Академии наук | Способ отделения нитридного ядерного топлива от оболочки фрагментов тепловыделяющих элементов |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Nelson et al. | U3Si2 behavior in H2O environments: Part II, pressurized water with controlled redox chemistry | |
| Steinbrück | Oxidation of boron carbide at high temperatures | |
| Lunev et al. | Kinetic and microstructural studies of thermal decomposition in uranium mononitride compacts subjected to heating in high-purity helium | |
| Steinbrueck | Oxidation of zirconium alloys in oxygen at high temperatures up to 1600 C | |
| RU2775564C1 (ru) | Способ высокотемпературной обработки отработавшего нитридного ядерного топлива | |
| Giordano et al. | Recent advances in understanding ruthenium behaviour under air-ingress conditions during a PWR severe accident | |
| RU2775563C1 (ru) | Способ окислительной обработки отработавшего нитридного ядерного топлива | |
| Krivov et al. | Thermogravimetric study of mixed uranium-plutonium fuel for prospective generation IV reactors | |
| Basmajian et al. | Irradiation effects in boron carbide pellets irradiated in fast neutron spectra | |
| US3230278A (en) | Method of manufacture of uranium dioxide having a high density | |
| Sayi et al. | Total gas analysis of nuclear fuels | |
| RU2732721C1 (ru) | Способ отделения нитридного ядерного топлива от оболочки фрагментов тепловыделяющих элементов | |
| Rogozkin et al. | Results of U 0.55 Pu 0.45 N and U 0.4 Pu 0.6 N mixed mononitride fuel tests in a bor-60 reactor to burnup 12% ha | |
| Venkiteswaran et al. | Estimation of fission gas release in FBTR fuel pins | |
| Sigit et al. | Characterization of zircaloy-4 after gaseous hydriding at the temperature range of 350-600 C | |
| Pitner | Fast Reactor Irradiation of Boron Carbide Powder | |
| Kang et al. | Oxidation behavior of U–10 wt% Mo alloy in air at 473–773 K | |
| Kang et al. | Oxidation behavior of U3Si (3.9 wt% Si) in air at 250–400° C | |
| Ferrari | Nitrogen release from UO2 pellets at elevated temperatures | |
| Prus et al. | Enriched boron-titanium dispersions | |
| Sayi et al. | Occluded gas content in fast breeder reactor fuels | |
| Lee et al. | Preliminary Study for Oxidative Decladding of Simulated Damaged Spent Fuel held in Vertical Position | |
| Blackmur | The Precipitation of Hydrides in Zirconium Alloys | |
| Hansen | Development of N-reactor coproduct target lithium aluminate pellet fabrication process | |
| Steinbru¨ ck | Oxidation of advanced zirconium alloys in oxygen in the temperature range 600-1600 C |