способ получения твердых растворов оксидов актинидов

Классы МПК:G21C3/00 Реакторные топливные элементы и их блоки; выбор вещества для использования в качестве реакторных топливных элементов
G21C3/42 выбор вещества для использования в качестве ядерного топлива для реакторов 
Автор(ы):, , ,
Патентообладатель(и):Российская Федерация, от имени которой выступает Федеральное государственное унитарное предприятие "Федеральный центр ядерной и радиационной безопасности" (RU),
Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" (RU)
Приоритеты:
подача заявки:
2012-04-09
публикация патента:

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива на базе диоксидов UO2 и PuO2 , получившего название МОХ (Mixed-Oxide) топлива. Азотнокислый раствор нитратов актинидов смешивается с раствором муравьиной кислоты, полученный раствор высушивается в токе воздуха или инертной атмосфере при температуре до 140°С до твердой смеси формиатов указанных элементов, и затем полученная смесь прокаливается в инертной атмосфере при температурах 400-450°С для разложения формиатов. Изобретение позволяет снизить температуры термической обработки и исключить использование водорода, что приведет к увеличению безопасности и упрощению способа получения смешанных оксидов актинидов. 3 з.п. ф-лы.

Формула изобретения

1. Способ получения твердых растворов оксидов актинидов, включающий смешение нитратных растворов актинидов с муравьиной кислотой, сушку и прокаливание, отличающийся тем, что сушку смешанного раствора осуществляют при температуре не выше 140°С, а образовавшуюся смесь формиатов прокаливают при температуре 400-450°С.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что концентрированный раствор нитратов актинидов смешивают с муравьиной кислотой при мольном отношении нитрат ион:муравьиная кислота (1:3) - (1:4).

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что смешанный раствор высушивают в токе воздуха или в инертной атмосфере.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что прокаливание полученной смеси формиатов осуществляют в инертной атмосфере или в атмосфере выделяющихся при разложении формиатов газов.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива на базе диоксидов UO2 и PuO2 , получившего название МОХ (Mixed-Oxide) топлива. Известно, что плутоний, особенно в смеси с ураном, представляет собой энергетически эффективный материал для реакторов ВВЭР и реакторов нового поколения (таких, как реакторы на быстрых нейтронах и т.д.). Наиболее оптимальное МОХ топливо должно представлять собой твердый раствор, то есть фазу переменного состава, в которой атомы различных элементов расположены в общей кристаллической решетке.

Производство такого топлива должно основываться на простых операциях с минимальным количеством отходов. Независимо от способа получения, МОХ-топливо должно удовлетворять ряду требований, из которых основные - это высокая гомогенность твердого раствора диоксидов урана и плутония для обеспечения равномерности энерговыделения и его хорошая растворимость в азотной кислоте для перевода в раствор облученного ядерного топлива при его химической переработке.

Известны два принципиально различных метода получения МОХ-топлива.

Первый метод заключается в механическом смешивании исходных порошков диоксидов урана и плутония (МСО) для получения пресс-порошка с высокой равномерностью перемешивания диоксидов с последующим добавлением связующего агента, прессованием и прокалкой (см. например: патент JP 8166482, 1994; патент US 4020131, 1977). Второй метод состоит в соосаждении соответствующих соединений урана и плутония из нитратных растворов с последующей сушкой и прокалкой с целью получения порошкообразного твердого раствора (U, Pu)O2. Этот способ может обеспечить высокую гомогенность распределения урана и плутония в полученном продукте, уменьшить число стадий и упростить технологию производства с отказом от механических стадий перемешивания и перетирания и, соответственно, уменьшить объем радиоактивных отходов.

Известен способ получения смешанных оксидов урана и плутония путем соосаждения соответствующих комплексов указанных элементов, с использованием комплексообразователей состоящих только из углерода, азота, водорода, и кислорода с последующей прокалкой (патент US 7169370, B2, 2007). В указанном способе предлагается соосаждать в требуемой пропорции комплексы U(IV) и Pu(IV) из нитратных растворов (1 моль/л HNO 3) с помощью полиаминокарбоксильных кислот и их солей, поликарбоксильных кислот и их аммониевых солей, гидроксамовых кислот, криптандов и краун-эфиров. Поскольку по данному способу используется соосаждение комплексов урана и плутония в состоянии окисления (IV), то возникает необходимость использования восстановителей (в частности, гидразин нитрата) для восстановления и дальнейшей стабилизации указанного состояния окисления элементов. Количественное осаждение смеси комплексов обеспечивалось доведением рН раствора до ~7.5 с помощью концентрированной щелочи. После отделения и промывания осадок прокаливался при 650°С и выше в течение 1 часа. Данная процедура обеспечивала получение гомогенной смеси оксидов урана и плутония в пропорции соответствующей составу исходных компонентов.

К недостаткам данного способа получения гомогенной смеси оксидов урана и плутония, приведенного в указанном патенте, можно отнести его относительную сложность и наличие ряда стадий, которые приводят к увеличению объема радиоактивных отходов (например, промывка осадка после отделения).

В качестве прототипа был выбран способ (по патенту GB 1350923 опубликованному 24.04.1974) получения индивидуальных или смешанных оксидов урана и плутония прямо из раствора соответствующего нитрата, заключающийся в том, что концентрированный водный раствор нитрата и муравьиная кислота впрыскиваются с потоком воздуха, азота или водорода в первую (горячую) зону печи нагретой до 150-300°С, а полученное вещество прокаливается во второй зоне печи нагретой до 700-750°С. Показано, что после первой стадии получается красноватый порошок UO3, свойства которого определяются условиями введения растворов: (1) поверхность порошка увеличивается с увеличением отношения кислоты к нитрату уранила и уменьшается с ростом температуры нагревания на первой стадии, и (2) качество продукта практически не зависит от наличия свободной азотной кислоты в растворе. Дальнейшая прокалка в токе водорода приводит к получению UO2 или смеси UO2 и PuO 2 пригодной для дальнейшего получения МОХ топлива путем смешивания и спекания.

К недостаткам данного способа можно отнести достаточно высокие температуры прокаливания (700-750°С) и необходимость пропускания водорода на второй стадии прокаливания для восстановления урана, что делает процесс не взрывобезопасным и усложняет способ получения целевого продукта.

Предлагаемым изобретением решается задача получения индивидуальных и смешанных оксидов актинидов в условиях, позволяющих существенно снизить температуры термической обработки и исключающих использование водорода, что приведет к увеличению безопасности и упрощению способа получения смешанных оксидов актинидов.

Для достижения указанного технического результата в предлагаемом способе азотнокислый раствор нитратов актинидов (1-2 моль/л HNO 3) смешивается с раствором муравьиной кислоты (мольное отношение нитрат ион: муравьиная кислота составляет интервал от 1:3 до 1:4), полученный раствор высушивается в токе воздуха или в инертной атмосфере при температуре не выше 140°С до твердой смеси формиатов указанных элементов, и затем полученная смесь прокаливается в инертной атмосфере (на примере аргона и азота) или в атмосфере выделяющихся при разложении формиатов газов при температурах 400-450°С для разложения формиатов в ходе которого происходит восстановление топливных элементов до состояния окисления III и IV, с образованием твердого раствора.

Способ осуществляется следующим образом: нитратные растворы актинидов смешивают в соответствующей пропорции с муравьиной кислотой, полученный раствор сушат при соответствующей температуре до формиатов в токе воздуха или инертной атмосфере, и затем прокаливают в инертной атмосфере или в атмосфере выделяющихся при разложении формиатов газов для получения индивидуальных или смешанных оксидов актинидов.

Пример 1. К азотнокислому раствору, содержащему 800 г/л урана, нагретому до температуры 90°С, прибавляли концентрированную муравьиную кислоту, обеспечивая мольное соотношение нитрат-ион/муравьиная кислота 1:4. Реакционную смесь сушили при температуре 120°С в течение 2 часов на воздухе. Анализ РФА методом подтвердил образование формиата уранила. Полученный формиат уранила затем прокаливали при температуре 450°С в атмосфере выделяющихся при разложении формиатов газов в течение 1 часа. Согласно РФА данным на выходе получается UO2+x, где 0способ получения твердых растворов оксидов актинидов, патент № 2494479 xспособ получения твердых растворов оксидов актинидов, патент № 2494479 0.2.

Пример 2. К азотнокислому раствору, содержащему 200 г/л урана, нагретому до температуры 90°С, прибавляли концентрированную муравьиную кислоту, обеспечивая мольное соотношение нитрат-ион/муравьиная кислота 1:3. Раствор с потоком аргона подавали на сушку при температуре 140°С и затем высушенный продукт прокаливали при температуре 400°С в инертной атмосфере. Согласно РФА данным на выходе получается UO2+x, где 0способ получения твердых растворов оксидов актинидов, патент № 2494479 хспособ получения твердых растворов оксидов актинидов, патент № 2494479 0.2.

Пример 3. В азотнокислый раствор содержащий 360 г/л урана и 80 г/л тория, нагретый до температуры 90°С, прибавляли концентрированную муравьиную кислоту, обеспечивая мольное соотношение нитрат-ион/муравьиная кислота 1:6. Раствор подавали с потоком азота на сушку при температуре 140°С. Затем полученный продукт прокаливали при температуре 450°С в атмосфере азота. На выходе, согласно данным электронной микроскопии, получается смешанный оксид (U, Th)O2.

Пример 4. В раствор, содержащий U и Pu (5 г по сумме металлов с соотношением U:Pu=19:1) в азотной кислоте (4 моль/л) и нагретый до 40°С, добавляли концентрированную муравьиную кислоту, обеспечивая соотношение нитрат-ион/муравьиная кислота 1:4. Реакционную смесь сушили при температуре 110°С на воздухе. Анализ РФА методом подтвердил образование смеси формиатов уранила и плутония. Полученную смесь формиатов затем прокаливали при 400°С в атмосфере выделяющихся при разложении формиатов газов. Согласно РФА данным на выходе получается смешанный оксид (U, Pu)O 2.

Пример 5. В раствор, содержащий U и Pu (5 г по сумме металлов с соотношением U:Pu=4:1) в азотной кислоте (4 моль/л) и нагретый до 40°С, прибавляли концентрированную муравьиную кислоту, обеспечивая соотношение нитрат-ион/муравьиная кислота 1:3,5. Раствор с потоком аргона подали на сушку при температуре 140°С и затем высушенный продукт прокаливали при температуре 450°С в инертной атмосфере. Согласно РФА данным на выходе получается (U, Pu)O2.

Класс G21C3/00 Реакторные топливные элементы и их блоки; выбор вещества для использования в качестве реакторных топливных элементов

ядерный реактор на быстрых нейтронах с использованием двухфазной металлической системы -  патент 2529638 (27.09.2014)
твэл ядерного реактора -  патент 2527426 (27.08.2014)
способ получения таблеток ядерного керамического топлива с регулируемой микроструктурой -  патент 2525828 (20.08.2014)
устройство снаряжения фольгой оболочек твэлов -  патент 2525195 (10.08.2014)
твэл ядерного реактора -  патент 2524681 (10.08.2014)
способ изготовления дистанционирующей решетки -  патент 2524172 (27.07.2014)
тепловыделяющая сборка ядерного реактора -  патент 2523676 (20.07.2014)
композиционный топливный модельный материал с инертной пористой металлической матрицей и способ его изготовления -  патент 2522744 (20.07.2014)
дистанционирующая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора (варианты) -  патент 2518058 (10.06.2014)
способ получения смешанного топлива, содержащего уран и по меньшей мере, один актинид и/или лантанид с использованием катионообменной смолы -  патент 2516282 (20.05.2014)

Класс G21C3/42 выбор вещества для использования в качестве ядерного топлива для реакторов 

способ и устройство для получения топливных частиц -  патент 2496162 (20.10.2013)
топливо энергетического реактора на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава для конверсии тория-232 в уран-233 -  патент 2492532 (10.09.2013)
ядерное топливо для реактора с расплавленной активной зоной -  патент 2431206 (10.10.2011)
гидридное топливо для ядерного реактора и способ его получения -  патент 2379773 (20.01.2010)
топливный элемент исследовательского ядерного реактора -  патент 2307406 (27.09.2007)
способ подготовки порошков изотопов урана для гомогенизации -  патент 2200987 (20.03.2003)
способ выработки энергии из ядерного топлива -  патент 2200986 (20.03.2003)
способ эксплуатации ядерного энергетического комплекса -  патент 2122750 (27.11.1998)
восстановленная после выгорания в ядерном реакторе смесь изотопов урана -  патент 2110855 (10.05.1998)
способ эксплуатации ядерного энергетического комплекса -  патент 2031455 (20.03.1995)
Наверх