Термодинамические особенности процесса фторирования нитридного уран-плутониевого топлива

В условиях процесса фторирования при воздействии такого активного и реакционноспособного реагента, как элементный фтор, при повышенных температурах практически все присутствующие в исследуемом материале химические элементы и их соединения с высокой скоростью взаимодействуют в режиме горения с большим выделением тепла и превращаются во фториды, главным образом, высших степеней окисления. Поэтому при исследовании процессов фторирования нитридов урана и плутония одна из основных задач – выяснение особенностей термодинамического взаимодействия (количества выделяющегося тепла, полноты реакции, энергии Гиббса, константы равновесия и др.), поскольку процессы горения протекают с высокой скоростью. ОЯТ реактора БРЕСТ представляет сложную химическую систему.

Для термодинамического описания процесса фторирования нитридного топлива состава (U, Pu)N выбраны следующие реакции:

2UN + 6F₂ = 2UF₆ + N₂, (5.19.8)

2PuN + 6F₂ = 2PuF₆ + N₂, (5.19.9)

2UN + 4F₂ = 2UF₄ + N₂, (5.19.10)

2PuN + 4F₂ = 2PuF₄ + N₂, (5.19.11)

UN + 3PuF₆ = UF₆ + 3PuF₄ + 0,5N₂, (5.19.12)

PuN + 3UF₆ = PuF₆ + 3UF₄ + 0,5N₂, (5.19.13)

PuF₆ + UF₄ = UF₆ + PuF₄, (5.19.14)

2UN + 8F₂ = 2UF₆ + N₂F₄, (5.19.15)

2PuN + 8F₂ = 2PuF₆ + N₂F₄, (5.19.16)

UN + 1,5N₂F₄ = UF₆ + 2N₂, (5.19.17)

PuN + 1,5N₂F₄ = PuF₆ + 2N₂, (5.19.18)

UN + 4,5F₂ = UF₆ + NF₃, (5.19.19)

PuN + 4,5F₂ = PuF₆ + NF₃, (5.19.20)

UN + 2NF₃ = UF₆ + 1,5N₂, (5.19.21)

PuN + 2NF₃ = PuF₆ + 1,5N₂, (5.19.22)

UF₄ + 2NF₃ = UF₆ + N₂ + 2F₂, (5.19.23)

PuF₄ + 2NF₃ = PuF₆ + N₂ + 2F₂, (5.19.24)

2NF₃ = N₂ + 3F₂, (5.19.25)

N₂F₄ + F₂= 2NF₃, (5.19.26)

N₂F₄ = N₂ +2F₂ (5.19.27)

Для определения термодинамических параметров возможных реакций фторирования отработавшего уран-плутоний нитридного топлива использовались компьютерные программы “Astra” и “Химический верстак”.

Зависимости изменения энергии Гиббса (DG ) от температуры реакций (5.19.8-5.19.27) приведены на рис. 5.19.8-5.19.13.

В результате термодинамического анализа установлено, что при обработке нитридного топлива элементным фтором все реакции за исключением реакций (5.19.23 – 5.19.25) протекают самопроизвольно в рассматриваемом диапазоне температур (298 – 2000 K) и не имеют ограничений с термодинамической точки зрения, т. е. данные процессы являются необратимо сдвинутыми в сторону образования продуктов приведенных реакций.

Реакции (5.19.8 – 5.19.22) протекают с выделением очень большого количества тепла в режиме горения исходного материала. В результате сжигания уран-плутоний нитридного топлива в элементном фторе термодинамически возможно образование химических соединений фтора с азотом по реакциям (5.19.15, 5.19.16, 5.19.19, 5.19.20 и 5.19.26).

Образующиеся в процессе фторирования фториды азота NF₃, N₂F₄ и др. сами являются сильнейшими окислителями, поэтому широко используются в ракетной технике в качестве компонентов ракетного топлива.

В нашем случае, они будут активно окислять исходное уран-плутоний нитридное топливо по реакциям (5.19.17, 5.19.18, 5.19.21-5.19.24) с выделением элементного азота. Образование NF₃, N₂F₄ и др. соединений непосредственно из элементов по реакциям (5.19.25-5.19.27) в условиях фторирования нитридного топлива вряд ли возможно из-за высокой E_a указанных реакций. В отсутствие внешних воздействий, таких как электрический разряд или ионизирующее радиационное излучение, фтор не реагирует с азотом. Для получения фторидов азота NF₃, N₂F₄, N₂F₂ и N₃F обычно используют соединения, содержащие связанный азот. Однако при температурах не выше 900 К синтез NF₃ из элементов с термодинамической точки зрения возможен.

Расчет равновесного состава системы азот – фтор по термохимическим данным показывает, что в температурном интервале 200 – 1000 К при суммарных давлениях 20 или 760 мм. рт. ст. и атомных отношениях F : N = 1 : 3 или 3 : 1 основным фторидным компонентом равновесной системы является трифторид азота (NF₃), концентрация которого при 200-600 К максимальна близка к 1 (в мольных долях). С ростом температуры до 700-1000 К концентрация NF₃ падает в результате диссоциации соединения, а при 1500 К становится пренебрежительно малой.

1 – 2UN + 6F2 = 2UF6 + N2; 3 – 2UN + 4F2 = UF6 + N2; 2 – 2PuN + 6F2 = 2PuF6 + N2; 4 – 2PuN + 4F2 = 2PuF6 + N2. Рис. 5.19.8 Зависимость изменения ∆G от температуры реакций фторирования нитридов урана и плутония элементным фтором

1 – UN + 3PuF6 = UF6 + 3PuF4 + 0,5N2; 2 – PuN + 3UF6 = PuF6 + 3UF4 + 0,5N2; 3 – UF4 + PuF6 = UF6 + PuF4. Рис. 5.19.9 Зависимость изменения ∆G от температуры реакций взаимодействия нитридов урана, плутония и тетрафторида урана с высшими фторидами урана и плутония

1 – 2UN + 8F2 = 2UF6 + N2F4; 3 – UN + 1,5N2F4 = UF6 + 2N2; 2 – 2PuN + 8F2 = 2PuF6 + N2F4; 4 – PuN + 1,5N2F4 = PuF6 + 2N2. Рис. 5.19.10 Зависимость изменения ∆G от температуры реакций взаимодействия нитридов урана, плутония и тетрафторида урана с высшими фторидами урана и плутония

1 – UN + 4,5F2 = UF6 + NF3; 3 – UN + 2NF3 = UF6 + 1,5N2; 2 – PuN + 4,5F2 = PuF6 + NF3; 4 – PuN + 2NF3 = PuF6 + 1,5N2. Рис. 5.19.11 Зависимость изменения ∆G от температуры реакций взаимодействия нитридов урана и плутония с фторсодержащими реагентами

1 – UF4 + 2NF3 = UF6 + N2 + 2F2; 2 – PuF4 + 2NF3 = PuF6 + N2 + 2F2. Рис. 5.19.12 Зависимость изменения ∆G от температуры реакций взаимодействия нитридов урана и плутония с трифторидом азота

1 – 2NF3 = N2 + 3F2; 2 – N2F4 + F2 = 2NF3; 3 – N2F4 = N2 + 2F2 Рис. 5.19.13 Зависимость изменения ∆G от температуры реакций синтеза и разложения фторидов азота, образующихся при фторировании нитридов урана и плутония

По этим причинам синтез фторазотных окислителей из элементов по реакциям (5.19.25, 5.19.27) проводят в условиях электрического разряда или ионизирующего излучения.

При исследовании процесса фторирования отработавшего уран-плутоний нитридного топлива реактора БРЕСТ элементным фтором:

– проведен термодинамический анализ возможности протекания реакций при фторировании этого топлива элементным фтором. Установлено, что топливные элементы – уран и плутоний – в нитридной форме фторируются элементным фтором с большим выделением тепла в режиме горения в широком температурном диапазоне;

– показано, что при фторировании элементным фтором нитридов топливных элементов (UN, PuN) с термодинамической точки зрения возможно образование азота, NF₃, N₂F₄ и других фторидов азота. Эти фториды, в свою очередь, взаимодействуют, как сильные фторные окислители, с исходным порошком нитридов элементов отработавшего топлива с большим выделением тепла в широком температурном диапазоне (298-2000 K);

– процессы фторирования нитридов урана и плутония элементным фтором могут быть использованы при обосновании технологии переработки облученных топливных элементов реактора БРЕСТ.

Таким образом, при обработке уран-плутониевого нитридного топлива элементным фтором происходит саморазогрев системы и сгорание нитридов урана, плутония и ПД с образованием летучих и нелетучих фторидов этих элементов.

19.4.2.2 Кинетика процесса фторирования нитридного
уран-плутониевого топлива

Кинетику процесса фторирования нитридов урана и плутония элементным фтором изучали на порошках с гранулометрическим составом от 4·10^–6 до 1·10^–5 м с удельной поверхностью 3 м²/г. Исследования проводили на образцах массой до 20 г и толщиной слоя навески до 1·10^–4 м. Экспериментальным путем получены значения E_а = 85690 Дж/моль, предэкспоненты К_о = 3,5·10⁵ с^–1, порядка реакции m = 0,95. Максимальная степень превращения достигалась при температурах начиная с 675 К и выше.

Самостоятельный научный и практический интерес представляет определение технологических параметров процесса фторирования в реальных условиях. Так, проведенные численные исследования процесса фторирования нитридов урана и плутония с использованием уравнений движения газовой среды и частиц, горения частиц, теплообмена между частицами и газом показали, что весь процесс фторирования разделяется на инертный прогрев частиц со временем , квазистационарный разогрев смеси с и диффузионный режим горения . Полное время горения является результирующей величиной и определяется по уравнению:

. (5.19.28)

Горение частицы описывается уравнением:

. (5.19.29)

. (5.19.30)

Используя разложение Франк-Каменецкого, приведем уравнение (5.19.29) к безразмерному виду. Для этого введем следующие соотношения:

; ; ; ; (5.19.30а)

; ; ; (5.19.30б)

– при стехиометрическом соотношении окислителя и частиц; (5.19.30в)

; . (5.19.30г)

Уравнение горения частицы (5.19.29) после выполнения соответствующих преобразований имеет вид:

. (5.19.31)

В диффузионной области горения температура частицы становится почти постоянной, т.к. скорость химических реакций в этой области ограничена скоростью подвода фтора к поверхности горения. Поэтому можно решать уравнение (5.19.31), считая θ_k = const, приняв, что в начальный момент времени значение = 1. После интегрирования уравнения (5.19.31) получим:

. (5.19.32)

Полагая в уравнении (5.19.32) δ = 0, определяем время горения частицы:

. (5.19.33)

В уравнении (5.19.33) не учитываются составляющие времени горения (τ_п + τ_к), поэтому расчеты дают заниженные результаты.

Исходя из результатов расчетов и сравнения τ_числ с τ_расч для оценочных расчетов с участием движения потоков фтора, стадий прогрева τ_n и квазистационарного разогрева смеси τ_k найден эмпирический коэффициент

. (5.19.34)

С учетом уравнения (5.19.34) время сгорания частицы τ можно определить по уравнению:

. (5.19.35)

Уравнение (5.19.35) справедливо для размеров частиц твердой фазы до 2·10^–4 м. В расчетах следует принимать равным 200 мкм, значение подставлять в мкм.

Для нахождения времени горения τ_гор в секундах необходимо определить масштабную температуру , тогда

. (5.19.36)

Погрешность определения τ_гор по уравнению (5.19.36) по сравнению с численными результатами составляет не более 10 %.

Результаты расчетов показали: частицы с радиусом = 5·10^–6 м воспламеняются при = 513 К, = 433 К через 0,9 с и сгорают при = 653 К, = 453 К через 0,4 с. Частицы с = 1·10^–5 м воспламеняются при = 528 К, = 433 К через 1,2 с и сгорают при тех же температурах через 0,5 с, как и частицы с = 5·10^–6 м. На рис. 5.19.14 и 5.19.15 соответственно показаны зависимости температур , и относительного изменения размеров частиц (выгорания) δ/δ₀ от времени фторирования.

Расчеты проводили при следующих численных значениях величин, характеризующих процесс: Е_а = 85686 Дж/моль, К_о = 3,5·10⁵ с^–1, Q = 3813 Дж/моль, ρ_к = 7000 кг/м³, с_к = 0,39 Дж/(г·К), T_кн = 313 К, ρ_г = 1,7 кг/м³, с_г = 0,84 Дж/(г·К), λ_г = 46,1 Дж/(м·с·К), D = 2·10^–5 м/с, β = 0,37, T_гн = 353 К, размеры частиц 5 и 10 мкм.

Газофторидный метод переработки отработавшего топлива реактора БРЕСТ с кинетической точки зрения может быть эффективно использован для очистки топливных элементов от ПД с их фракционированием на индивидуальные вещества.

Размер частиц: ◦ – 5 10–6 м; • – 1 10–5 м Рис. 5.19.14 Зависимость температур частиц Tk и Tг от времени фторирования

Размер частиц: ◦ – 5 10–6 м; • – 1 10–6 м Рис. 5.19.15 Зависимость уменьшения размера (выгорания) δ/δо частиц от времени фторирования

19.4.3 Пристанционный радиохимический минизавод по
фторидной переработке отработавшего уран-плутоний
нитридного топлива реактора БРЕСТ-1200

Фторирование отработавшего уран-плутоний нитридного топлива элементным фтором – важный технологический процесс, однако, это только часть технологии замкнутого топливного цикла.

В настоящей главе обсуждаются вопросы созданиякомплекса технологических процессов, позволяющих осуществить переработку отработавшего ядерного горючего с выпуском уран-плутоний нитридного топлива.

Для практического осуществления фторидной технологии переработки отработавшего нитридного уран-плутониевого топлива необходимо создать пилотную установку, которая явилась бы прототипом пристанционного радиохимического минизавода по фторидной переработке отработавшего топлива реактора БРЕСТ-1200. Характеристика FP реактора БРЕСТ-1200 приведена в табл. 5.19.5.

Облученное топливо реактора БРЕСТ-1200 после выдержки в течение 1 года имеет сложный нуклидный состав и радиационные характеристики. Для упрощения в расчет принимались лишь те нуклиды, содержание которых не менее 0,01 г/кг топлива. Элементный состав топлива приведен в табл. 5.19.7.

Таблица 5.19.7

Элементный состав облученного топлива

С целью достижения высоких технико-экономических показателей при переработке отработавшего нитридного топлива указанного состава, авторами настоящего учебного пособия впервые сформулированы требования к осуществлению газофторидного способа:

■ в реакционной системе не должны находиться и использоваться водород, кислород, фтороводород, вода и оксиды химических элементов;

■ в качестве основного химического реагента должен использоваться элементный фтор, не содержащий фтороводорода.

Образующиеся при облучении ядерного топлива микроколичества ПД в виде водорода, дейтерия, трития и изотопов кислорода не оказывают воздействия на реакционную систему ввиду их малого содержания.

Предполагаемая производительность пристанционной пилотной установки по фторидной переработке и регенерации смешанного нитридного ядерного топлива составляет:

63,9 т : 5,5 лет : 300 сут = 38,7 кг/сут : 24 час = 1,6 кг/час.

Принципиальная технологическая схема переработки и регенерации нитридного уран-плутониевого топлива фторидным способом приведена на рис. 5.19.16.

Сборки ТВС облученного нитридного уран-плутониевого топлива после выдержки в приреакторном хранилище в течение не более 1 года подают на радиохимическую переработку в пилотную пристанционную установку.

Из табл. 5.19.5 следует, что из 332 ТВС на радиохимическую переработку ежегодно поступает 61 ТВС, тогда в течение одних суток необходимо перерабатывать:

= 0,2 ТВС/сут = 1 ТВС за 5 сут.

После разборки одной топливной сборки, отрезки хвостовиков и резки ТВЭЛ в герметичной камере газообразные ПД (водород, дейтерий, тритий, гелий, азот, кислород, неон, криптон и ксенон) направляют на разделение по массам на каскаде газовых центрифуг.

С одного реактора БРЕСТ-1200 получают фракцию легких газов (водород, дейтерий, тритий, гелий, азот, кислород, неон и криптон) в количестве 2,5 м³/год. Эту легкую фракцию газов из-за радиоактивности трития и криптона-85 закачивают под давлением в баллоны и направляют на хранение до полного их распада в течение ~ 100 лет. Тяжелую фракцию, состоящую из стабильных изотопов ксенона объемом ~ 25 м³/год, направляют на использование в промышленности по прямому назначению.

ТТ в количестве ~ 200 кг направляют в аппарат фторирования элементным фтором. В качестве реактора фторирования предложено использовать аппарат со стационарным слоем ТТ с принудительным отводом тепла за счет отбора части газового потока (UF₆, PuF₆, NpF₆, F_2(изб), N₂) после реактора фторирования, его охлаждения и циркуляции через слой фторируемых ТТ.

Схема фторирования ТТ приведена на рис. 5.19.17.

Рис. 5.19.16 Принципиальная технологическая схема фторидной переработки отработавшего нитридного топлива

При фторировании 200 кг ТТ образуется 14 кг нелетучих фторидов (фториды Sr, Cs, РЗМ, Am, Cm и др.). Всего в год образуется и направляется на захоронение 0,8 т нелетучих фторидов. Эти фториды укупоривают в герметичные керамические капсулы из нитрида бора (BN), устанавливают в герметичные керамические контейнеры из карбида или нитрида кремния (Si₃N₄ или SiC) и направляют в пристанционное сухое хранилище на захоронение.

1 – реактор фторирования; 2 – побудитель расхода; 3 – теплообменник для охлаждения газов; 4 – фильтр тонкой очистки газовой фазы Рис. 5.19.17 Схема фторирования ТТ в аппарате со стационарным слоем

Газовую фазу из реактора фторирования после тонкой фильтрации направляют на конденсацию в ловушки при –40 - –60 °C. В процессе конденсации высшие фториды актиноидов U(Pu, Np)F₆ отделяют от низкокипящих фторидов (BF₃, ¹⁴CF₄ и др.), избытка элементного фтора и азота образующегося при фторировании ТТ. При необходимости технологические коммуникации и аппараты периодически очищают от низших фторидов плутония взаимодействием с фторидом криптона (KrF₂) при комнатной температуре. Выделенные UF₆, PuF₆ и NpF₆ подвергают двухступенчатой ректификационной очистке и последующему электролитическому разложению в расплаве эвтектики фторидных солей LiF-KF-NaF при 500 °C с выделением на жидком цинковом катоде металлических порошков урана, плутония и нептуния в расплаве эвтектики фторидных солей. Эти порошки азотируют газообразным азотом при 800 °C в расплаве фторидных солей.

Образовавшиеся нитриды урана, плутония и нептуния отмывают от фторидов лития, натрия и калия безводным фтороводородом в герметичных центрифугах при пониженной температуре, сушат в инертной среде. При этом происходит образование раствора гидрофторидов щелочных элементов, который затем регенерируют с получением эвтектики фторидных солей и безводного фтороводорода, направляемого в рецикл. Порошки нитридов урана, плутония и нептуния подвергают рефабрикации по существующей технологии с изготовлением ТВЭЛ и ТВС, которые направляют на использование в качестве нитридного уран-плутониевого топлива в реакторе БРЕСТ-1200.

Выделенную на стадии конденсации газовую фазу, состоящую из низкокипящих фторидов бора, углерода, избытка элементного фтора, образующегося при фторировании элементного азота, а также фториды ПД со стадии ректификационной очистки направляют на взаимодействие с расплавом кремния при 1500 °C. Фториды бора, углерода и избыток элементного фтора взаимодействуют с расплавом кремния по реакциям:

3Si_(ж) + 4BF_3(г) 3SiF_4(г) + 4B_(тв), (5.19.37)

Si_(ж) + 2B_(тв) SiB_2(тв), (5.19.38)

Si_(ж) + СF_4(г) SiF_4(г) + С_(тв), (5.19.39)

Si_(ж) + С_(тв) SiC_(тв), (5.19.40)

3Si_(ж) + 2N_2(г) Si₃N_4(тв), (5.19.41)

Si_(ж) + 2F_2(г) SiF_4(г). (5.19.42)

Тетрафторид кремния удаляют из реакционной системы в виде газа и направляют на электролитическое разложение в расплаве фторидных солей. Образовавшиеся элементный фтор возвращают на стадию фторирования ТТ, а кремний – в аппарат для проведения реакций (5.19.37-5.19.42). Полученный композит состава (Si + SiC + Si₃N₄ + SiB₂) после охлаждения является веществом, нерастворимым в воде и кислотах. Его направляют на использование в качестве изотопных нагревательных элементов или на длительное хранение.

Фторидная технология переработки облученного нитридного уран-плутониевого топлива с ректификационной очисткой высших фторидов актиноидов от фторидов ПД обеспечивает высокие коэффициенты очистки регенерированного топлива, составляющие не менее n·10⁸. Резко упрощается оформление процесса ректификации из-за того, что отсутствует необходимость разделения высших фторидов актиноидов, имеющих близкие температуры кипения (UF₆, PuF₆, NpF₆, TcF₆ и др.), при их отделении от ПД. При этом полностью исключаются процессы сорбции-десорбции ПД на гранулах фторидов щелочных металлов и их последующей переработки.

В табл. 5.19.8 приведен годовой баланс материалов при переработке нитридного уран-плутониевого топлива реактора БРЕСТ-1200 вышеописанным фторидным способом.

Таблица 5.19.8

Годовой баланс радиоактивных материалов при переработке нитридного уран-плутониевого топлива реактора БРЕСТ-1200

Использование фторидной технологии позволяет создать компактный перерабатывающий радиохимический минизавод в одном комплексе с реактором БРЕСТ-1200. В результате осуществления предложенной газофторидной технологии достигаются следующие преимущества:

– газофторидная технология является практически безреагентной, поскольку основной химический реагент для вскрытия нитридного топлива – элементный фтор, выделяющийся на аноде в процессе электролиза, многократно используется в собственном рецикле при фторировании ТТ;

– радиоактивные ПД практически полностью извлекаются в концентрированном виде в твердой нерастворимой форме в количестве 1,1 т/год и в газообразном состоянии в объеме 2,5 м³/год при переработке облученного топлива с одного реактора БРЕСТ-1200;

– твердые нерастворимые в воде и кислотах ПД укупориваются в герметичные керамические капсулы из нитрида бора (BN) и керамические контейнеры из карбида или нитрида кремния (SiC, Si₃N₄) и надежно хранятся в подземных сухих хранилищах;

– на всех стадиях переработки облученного топлива исключается наработка, выделение и использование делящихся материалов военного назначения, в результате обеспечивается режим нераспространения ядерных материалов;

– в технологических процессах радиохимической переработки ТТ исключается образование и использование горючих, взрывоопасных газообразных, жидких, твердых веществ и их смесей;

– обеспечивается ядерная безопасность, т.к. во всех аппаратах масса делящихся материалов меньше критической;

– замкнутый цикл реактора БРЕСТ-1200 – пристанционный радиохимический минизавод исключает дорогостоящую и опасную доставку делящихся и радиоактивных материалов для обеспечения эксплуатации ядерного реактора; необходима поставка только ~ 1 т/год обедненного или природного урана;

– в результате полного поглощения ¹⁴С расплавом кремния и получения нерастворимого в воде и кислотах композита Si + SiC + Si₃N₄ + SiB₂ не требуется использовать в процессе нитрирования урана, плутония и нептуния дорогостоящий изотоп ¹⁵N и осуществлять его сложную и дорогую регенерацию;

– предлагаемый пристанционный радиохимический минизавод по фторидной переработке облученного уран-плутониевого нитридного топлива может быть спроектирован и создан в настоящее время, а не в отдаленной перспективе, поскольку в технологии могут быть использованы обычные, широко применяемые в химическом и металлургическом производствах, аппараты несложной конструкции;

– использование вышеописанных преимуществ обеспечивает низкие удельные капитальные затраты на создание перерабатывающего пристанционного радиохимического завода и низкую себестоимость рефабрикации уран-плутониевого нитридного топлива.

*) Черточки под символом азота указывают на различие в изотопном составе.