Стартовая >> Архив >> Генерация >> Материалы ядерных энергетических установок

Керамические соединения плутония - Материалы ядерных энергетических установок

Оглавление
Материалы ядерных энергетических установок
Ядерная энергия и материалы
Легководный реактор LWR
Тяжеловодный реактор HWR
Реактор типа LMFBR
Перспективы использования термоядерной энергии
Радионуклидное производство энергии и ее использование
Требования, предъявляемые к выбору ядерных материалов
Свойства реакторных материалов
Анализ специфических свойств материалов при их выборе для ядерных реакторов
Выбор материалов и анализ конструкции с помощью ЭВМ
Компоненты и материалы ядерных реакторов деления
Ядерные топливные материалы
Конструкционные материалы
Материалы органов регулирования, теплоносители
Материалы защиты, системы аварийной защиты
Атомная электростанция (с реактором деления)
Фундаментальные радиационные явления в материалах
Радиационное повреждение нейтронами
Влияние облучения на реакторные материалы
Влияние облучения на физические свойства материалов
Влияние облучения на механические свойства материалов
Влияние облучения на коррозию, свелинг
Отжиг радиационных повреждений, влияние облучения на свойства при низких температурах
Металлический уран
Коррозия урана
Сплавы урана
Влияние облучения на урановое топливо
Керамический уран
Диоксид урана
Радиационное распухание оксидного топлива
Радиационная ползучесть оксидного топлива
Выделение газообразных продуктов деления из оксидного топлива
Монокарбид урана
Нитрид, силицид и сульфиды урана
Коррозия керамического урана, техника безопасности
Плутоний
Металлические сплавы плутония
Керамические соединения плутония
Смешанное керамическое уран-плутониевое топливо
Коэффициент воспроизводства, избыточный коэффициент и время удвоения плутония
Радиационные эффекты плутония
Коррозионные эффекты плутония
Меры безопасности при работе с плутонием
Торий
Свойства тория
Получение и сплавы тория
Керамические соединения тория
Радиационные и коррозионные эффекты тория
Радиоактивный распад в торий-урановом топливном цикле
Конструкционные материалы: металлы
Конструкционные материалы: бериллий и его соединения
Конструкционные материалы: магний
Конструкционные материалы: алюминий
Конструкционные материалы: цирконий
Конструкционные материалы: нержавеющая сталь и никелевые сплавы
Конструкционные материалы: керамика и керметы
Влияние облучения на конструкционные материалы
Коррозия конструкционных материалов
Материалы замедлителя и отражателя
Графит
Материал бланкета
Материал теплоносителя
Материалы систем регулирования, защиты и аварийной защиты
Защита реактора
Системы аварийной зашиты реактора и используемые в них материалы
Материалы в топливных циклах, процессах обогащения и переработки топлива
Обогащение топлива
Переработка топлива
Материалы, используемые в процессах переработки отработавшего топлива
Переработка ядерного топлива
Топливные материалы, участвующие в U-Pu-топливном цикле
Тепловыделяющие элементы
Связующий материал твэлов
Материалы, применяемые при изготовлении твэлов
Каналы для теплоносителя и системы трубопроводов
Корпуса реакторов под давлением
Радиационные эффекты при работе материалов ядерного топлива и конструкционных материалов
Коррозия и трещины материалов твэлов, коррозия каналов теплоносителя
Образование коррозионных и усталостных трещин и течей в каналах для теплоносителей, трубопроводах
Материалы радионуклидных генераторов энергии и термоядерных реакторов
Радионуклидное топливо
Материалы оболочек, материалы и теплоносители радионуклидных генераторов
Концептуальные проекты термоядерных реакторов
Компоненты и материалы термоядерных реакторов
Материалы для изготовления магнитной системы и системы безопасности термоядерных реакторов
Взаимодействие материалов с первой стенкой термоядерного реактора
Материалы первой стенки термоядерного реактора и влияние на них облучения

К керамическим соединениям плутония главным образом относятся оксидные, карбидные и нитридные плутониевые системы. При этом диоксид плутония PuO2, монокарбид плутония PuC и нитрид плутония PuN в смеси с UO2, UC и UN соответственно рассматриваются как перспективные виды топлива для быстрых энергетических реакторов. Другими словами, соединения плутония на основе PuO2-UO2, PuC-UC и PuN-UN или (U, Pu)O2, (U, Pu)C и (U, Pu)N являются перспективными типами топлива для жидкометаллических реакторов на быстрых нейтронах. Смешанное оксидное топливо (U, Pu)O2, разработанное, например, для экспериментального реактора на быстрых нейтронах (FFTF) или проектируемого быстрого энергетического реактора CRBR, создает предпосылки для скорейшего внедрения LMFBR в ядерную энергетику. Основаниями для такого выбора являются: 1) значительный опыт и отработанная технология для фабрикации твэлов из оксидного топлива; 2) хорошая изученность термических и радиационных характеристик оксидного топлива; 3) положительный опыт использования оксидного топлива в реакторах и эксплуатации оборудования. Единственным недостатком оксидного топлива является относительно низкий коэффициент воспроизводства и как следствие большие времена удвоения (около 15 лет).
Поэтому на последующих стадиях освоения быстрых реакторов представляется целесообразным использование топлива на основе смешанных карбидов и нитридов из-за лучших ядерно-физических и теплофизических свойств этих топлив по сравнению с оксидным топливом. Кроме того, карбидное и нитридное топливо имеют более высокую плотность делящихся нуклидов, чем оксидное топливо, и, следовательно, более короткие времена удвоения и больший коэффициент воспроизводства.

  1. Оксиды плутония. Из переработанного облученного топлива после процесса разделения плутоний получается как раствор нитрата в азотной кислоте HNO3. Из этого раствора либо осаждается перекись плутония PU2O7 с помощью перекиси водорода, либо четырехвалентный оксалат плутония с помощью щавелевой кислоты С2H2O4 или (СООН)2. При прокаливании перекись или оксалат переходят в диоксид плутония PuO2:

(8.3)
Продукт реакции PuO2 пропускают через два последовательных фтористоводородных сжижающих реактора, в которых происходит химическое взаимодействие с безводным фтористым водородом при температуре от 480 до 540 °С и от 540 до 650 °С соответственно. Химическая реакция протекает здесь в соответствии с уравнением:
PuO2 + 4HF -► 2H2O + PuF4.                                                                         (8.4)

При этом образуется тетрафторид плутония, нелетучее твердое вещество с высокой точкой плавления. В дальнейшем PuF4 прокаливают в  стальной форме с кальцием или магнием высокой чистоты, при этом образуется металлический плутоний:

(8.5)
(8.6)
Фторид кальция или магния образует шпак на поверхности плутония, от которой его можно отделить. Плутоний и диоксид плутония — это основные топливные материалы для ядерных реакторов деления. Аналогично оксидам урана плутоний может образовывать ряд оксидов помимо диоксида PuO2.

  1. Карбиды плутония PuC, PU2С3 и PuC2 используются как карбидное ядерное топливо. Среди низ наибольший интерес представляет монокарбид плутония PuC. При взаимодействии Pu или PuO2 с углеродом или углеводородом PuC можно получить следующим образом:


(8.7)
(8.8)
Это топливо имеет большую ядерную плотность по плутонию и лучшую теплопроводность, чем PuO2. Химическая реакция в уравнении (8.7) может идти как взаимодействие плутония и графитового порошка в графитовом тигле или взаимодействие плутониевого порошка с газообразным углеводородом (метаном). При этом непосредственно получается порошок PuC. Химическая реакция в (8.8) протекает с восстановлением PuO2 графитом. Эти процессы протекают в вакууме или инертной среде (гелии или аргоне). Избыточный графит или углерод может образовывать соединения Pu2C3, PuC2 и другие карбиды.

  1. Нитриды плутония. В качестве альтернативы оксидному плутониевому топливу рассматриваются следующие виды перспективных топлив для LMFBR — карбид плутония, нитрид плутония и силицид плутония (порядок соответствует последовательности освоения этих видов топлива). Большая часть исследований по керамическому плутониевому топливу сконцентрирована на PuC и PuN из-за их повышенной плотности, присущих также и урановому карбидному и нитридному топливам.

Керамические соединения плутония PuN, Pu2N3 и PuN2 были изучены в нитридных плутониевых системах [11, 12]. Соединение PuN наиболее стабильно и как делящийся материал напоминает UN. Соответствующая точка плавления при давлении азота 5,0± 2,0 МПа составляет 2830 ±50 °С. Нитрид плутония получают из переработанного топлива путем нагревания органической фазы, содержащей нитрид плутония, в присутствии водорода или крекинга аммония NH3:

(8.9)
(8.10)
Для лабораторного получения PuN и (Pu, U)N наиболее широко используется цикл нитридно-гидридно-вакуумной дегазации. Цель гидридной процедуры — получение мелкого порошка с развитой поверхностью, который может быстро реагировать с азотом. Кроме того, вакуумная дегазация уменьшает содержание высших нитридов Pu2N3 и PuN2 , образующихся помимо PuN,
В случае использования металлического плутония вместо PuO2 и PuO2 (NO3)2 порошок PuN можно непосредственно получить нитридизацией порошка металлического плутония сразу после вакуумно-дегазационного восстановления. Нитридизация выполняется в атмосфере азота при температуре 850 °С, превращение PuN может происходить в интервале температур 1200—1400 С.



 
« Магнитный фильтр-сепаратор в схеме очистки производственного конденсата   Метод определения параметров тепловой изоляции паротурбинных блоков ТЭС »
электрические сети