Application of the technology of carbothermal synthesis in the production of mixed uranium and plutonium nitride.pdf Введение Инновационно-технологическое развитие ядерной энергетики предусматривает решение одной из главных задач - разработка и создание ядерных реакторов, которые соответствуют принципу «естественной безопасности (самозащищенности)» [1]. Для решения этой задачи изучен вопрос перехода от оксидного топлива к высокоплотному топливу с повышенной ядерной концентрацией делящихся изотопов. В качестве наиболее возможного топлива для адаптации технологий и оборудования, разработанных для изготовления и переработки оксидного топлива, является нитридное топливо. Нитридное топливо как потенциальное ядерное топливо для реакторов на быстрых нейтронах начали серьезно рассматривать лишь в 1980-1990 гг. ХХ в. Наибольший опыт по производству смешанного уран-плутониевого нитридного (СНУП) топлива накоплен в Европейском институте трансурановых элементов в Карлсруэ, Германия. Значительный объем работ выполнен в Индии, Америке, Японии и, конечно же, в России [2, 3]. Применение СНУП-топлива обосновывают следующие достоинства [4]: содержание делящегося изотопа и теплопроводность значительно выше оксидного, температура в центре нитридного тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ) намного меньше оксидного (при одинаковой скорости деления и геометрии ТВЭЛ), а следовательно, и температурный градиент, величина которого влияет на поведение топлива и распределение продуктов деления в нем, будет значительно меньше; важны также совместимость топлива с теплоносителем и простота радиохимической переработки облученного топлива. В 2010 г. ГК «Росатом» инициировал работы по созданию новой технологической платформы атомной отрасли на основе быстрых реакторов и ЗЯТЦ - проект «Прорыв» [5]. В рамках этого проекта, во-первых, предполагается создать проекты двух типов реакторных установок: коммерческого быстрого реактора с натриевым теплоносителем мощностью 1200 МВт (далее - БН-1200) и опытно-демонстрационного реактора со свинцовым теплоносителем мощностью 300 МВт (далее - БРЕСТ-ОД-300). Во-вторых, предстоит создать совершенно новое топливо для них - смешанное нитридное уран-плутониевое [2, 6-8]. В-третьих, решить проблемы отработавшего ядерного топлива. С 2012 г. проект «Прорыв» реализуется на площадке Акционерного общества «Сибирский химический комбинат» (далее - АО «СХК»). Поэтому изучение СНУП-топлива, а также методов получения данного вида топлива является актуальной задачей. Карботермический синтез нитридов урана и плутония Исторически первым способом для получения нитридного топлива был выбран металл-гидридный [3, 9]. Однако данный способ получения неэкономичен, связан с решением дополнительных технологических проблем и поиском способов обеспечения безопасности вследствие использования водорода, который является взрывопожароопасным реагентом [4]. Поэтому дальнейшие эксперименты по получению СНУП-топлива стали проводить с использованием метода карботермического синтеза (КТС). Указанный способ является наиболее проработанным с точки зрения промышленного освоения и имеет преимущество в использовании в качестве исходных материалов оксидов, являющихся продуктом действующих предприятий радиохимической переработки облученного топлива [10]. Из недостатков следует отметить необходимость контроля примесей в получаемых порошках, а также соблюдение заданной газовой атмосферы в печи. Суммарная реакция карботермического восстановления: UO2 + PuO2 + (2 + х) C + ((1 - y)/2) N2 → UPu (N1-y, Cy) + zC + CO↑ ). (1) Реакция удаления избыточного углерода: 2zH2 + zC → zCH4↑. (2) После чего происходит перевод карбонитрида в высший нитрид (полуторный): UPu(N1-y,Cy) + 1/2(y +1/2) N2 → UPuN1.5 + yC. (3) Далее следует реакция удаления углерода, выделившегося при превращении карбонитрида в полуторный нитрид: 2yH2 + yC → yCH4↑. (4) И в конце процесса происходит следующее превращение: UPuN1.5 → UPuN + 1/4N2↑. (5) Реакции (1), (3) протекают в атмосфере азота при температуре не менее 1000 °С, реакции (2), (4) - в атмосфере водорода при температуре до 1200 °С, реакция (5) - в атмосфере гелия при температуре до 1500 °С. Технологическая схема получения СНУП-топлива, основанная на данном методе, представлена на рис. 1 [3]. Рис. 1. Схема получения СНУП-топлива карботермическим восстановлением В 2012 г. на площадке АО «СХК» создан комплекс экспериментальных установок (КЭУ1) - уникальная площадка для опытно-промышленного производства компонентов топлива, от топливной таблетки до тепловыделяющей сборки (ТВС), для быстрых и тепловых реакторов как российского, так и иностранного дизайнов. КЭУ1 - действующее экспериментальное производство топлива, ТВЭЛ и ТВС со СНУП-топливом. Данное производство необходимо для обоснования его работоспособности и лицензирования. На первом этапе для производства СНУП-топлива на КЭУ1 применялась технология ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ», которая заключалась в получении смешанного полуторного нитрида урана и плутония из исходных оксидов. Полученный порошок полуторного нитрида направлялся на стадию прессования таблеток, после чего таблетки спекались с обязательной стадией восстановления полуторного нитрида до мононитрида. В данной технологии в качестве связующего использовался тетрахлорид углерода, вследствие чего в составе спеченных таблеток присутствовало избыточное количество хлора, превышающее регламентированное. По этой причине пришлось осуществить переход на технологию АО «ВНИИНМ» в конце 2012 г. В 2013 г. произошло дооснащение и модернизация КЭУ (установка четырех боксов-укрытий, дополнительных печей синтеза, печи спекания и монтаж автоматизированного пресса), создание установки изготовления ТВС и, таким образом, увеличение производительности КЭУ. В 2013 г. на КЭУ внедрена лабораторная технология получения СНУП-топлива методом карботермического синтеза. В результате внедрения и совершенствования данной технологии оптимизированы режимы получения исходных оксидов урана и плутония, процессы карботермического синтеза и спекания, а также оформлен технологический процесс на АО «СХК». Первые этапы отработки технологии ВНИИНМ выявили ряд проблем: • невозможность прямого переноса технологии АО «ВНИИНМ» в условия КЭУ; • низкая, плохо управляемая прессуемость как исходных диоксидов, так и синтезированных нитридов; • загрязнение исходных материалов конструктивными примесями на стадиях смешения и измельчения; • отсутствие проверенных материалов для изготовления технологической оснастки; • отсутствие повторяемости результатов процессов; • низкая производительность установки. Для решения данных проблем проведены следующие мероприятия: • отработка режимов измельчения материалов; • отработка и оптимизация режимов КТС и спекания; • разработка и адаптация технологической оснастки; • разработка и оптимизация конструкции пресс-инструмента; • разработка технологии переработки несоответствующей продукции, доведение до кондиционных параметров; • модернизация технологического оборудования; В ходе работ на КЭУ выполнены следующие работы: • впервые в мире изготовлены полномасштабные ТВС на основе СНУП-композиции; • всего загружено в БН-600 18 ТВС (более 1000 ТВЭЛ различной конструкции с разными оболочками), успешно завершено облучение и послереакторные испытания 10-ти ТВС; • подготовлены данные для верификации технологической модели процессов изготовления СНУП-топлива; • на опытных образцах оборудования проведена отработка комплексного технологического процесса с экспериментальным масштабированием технологии изготовления СНУП-топлива; • отработан алгоритм автоматической разбраковки таблеток и системы обеспечения и контроля параметров внутрибоксовой атмосферы; • протестированы конструкционные материалы печей синтеза и спекания нитридного топ- лива. На площадке опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК) планируется изготавливать таблетки СНУП-топлива, ТВЭЛ и ТВС с соблюдением следующих принципов: • применение только «сухих» технологий; • обеспечение высокой чистоты атмосферы, контактирующей с топливными материалами (постоянный контроль содержания влаги и кислорода); • применение только автоматизированных процессов при обеспечении максимально возможного доступа к оборудованию для ручной настройки; • переход к рефабрикации, т.е. в замкнутый ядерный топливный цикл (ЗЯТЦ), без изменения состава оборудования. В составе модуля фабрикации-рефабрикации ОДЭК предусмотрена линия карботермического синтеза и изготовления таблеток СНУП-топлива. На модуле фабрикации-рефабрикации ОДЭК будет использоваться представленная на рис. 2, схема получения СНУП-топлива. Рис. 2. Схема получения и использования СНУП-топлива на площадке ОДЭК Рассмотрим подробнее процесс карботермического синтеза на модуле фабрикации-рефабрикации. Нитрид урана и плутония синтезируют по карботермической технологии восстановления металлов из оксидов с одновременным нитрированием [4]. В соответствии с [11], на первом этапе порошки UO2 и PuO2 смешивают, добавляют углерод и стеарат цинка. Из полученной шихты прессуют шашки диаметром от 18 до 20 мм, высотой от 3 до 5 мм и массой от 7 до 9 г. Содержание UO2 и PuO2 составляет 85 и 15% соответственно. Полученные шашки направляют в печь, где происходит синтез. Карботермический синтез осуществляется сначала в азотной атмосфере, затем в атмосфере азота и водорода. Согласно данным, указанным в работе [12], для исключения повышенного содержания углерода в синтезированном нитриде урана и плутония, в газовую среду вводят водород, который, взаимодействуя с углеродом, образует метан. Таким образом, в результате синтеза образуюся нитрид урана и плутония, а также газы диоксид и монооксид углерода и метан, которые постоянно удаляют из зоны протекания реакции. Нитрид урана и плутония охлаждают в атмосфере аргона в целях предотвращения образования высших нитридов урана. Основными элементами установки являются шесть высокотемпературных садочных печей синтеза горизонтального типа, входной/выходной бокс, два шлюзовых бокса (входной и выходной), шесть камер охлаждения, транспортно-технологическая система перемещения лодочек с шашками, включающая каналы загрузки и выгрузки, шесть установок газоочистки, системы подачи газов, воды для охлаждения печей, а также система управления и контроля. Ядерная и радиационная безопасность при эксплуатации обеспечивается, в первую очередь, конструкцией установки и ее составных частей, а также ограничением массы делящихся изотопов урана и плутония. Герметичное исполнение оборудования исключает выход радиоактивных продуктов за пределы установки. Для предотвращения аварийных ситуаций и поломки установки при отказе ее элементов и систем предусмотрены системы блокировок и оповещения об отказах. Заключение На ранних стадиях НИР ученые применяли способ гидрирования-нитрирования металлов урана и плутония, но после детального анализа был поставлен акцент на карботермическое восстановление из исходных оксидов урана и плутония. Первые анализы нитридов урана и плутония, полученных данным способом, показали, что карботермический синтез является одним из возможных способов получения нитридного топлива в промышленном масштабе и имеет преимущество в использовании в качестве исходных материалов оксидов, являющихся продуктом действующих предприятий радиохимической переработки облученного топлива. В настоящее время также ведутся научно-исследовательские работы по созданию альтернативных способов, исключающих введение карбидизирующих реагентов, но пока они находятся на стадии лабораторной реализации. В данной работе показан опыт использования на АО «СХК» метода карботермического синтеза для получения СНУПТ в действующем опытном производстве.

Скачать электронную версию публикации