Исследование процесса плазмохимического синтеза оксидных композиций для дисперсионного уран – ториевого ядерного топлива
В работе были определены составы смешанных водно-органических нитратных растворов, включающие уран, торий и различные металлы матрицы, а также режимы их переработки, обеспечивающие прямой синтез в воздушной плазме топливных композиций для уран-ториевого дисперсионного топлива.
Реферат ……………………………………………………………………………………………………… 9
Определения ……………………………………………………………………………………………. 10
Обозначения и сокращения ………………………………………………………………………. 11
Введение ………………………………………………………………………………………………….. 14
1 ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ ……………………………………………………………………….. 17
1.1 Высокотемпературное дисперсионное ядерное топливо ………………………. 17
1.2 Топливо для энергетических реакторов дисперсионного вида ……………… 18
1.3 Типы композиций дисперсионного ядерного топлива ………………………….. 19
1.4 Матричные материалы дисперсионного топлива IMF ………………………….. 21
1.5 Матричные материалы на основе соединений тория ……………………………. 22
1.6 Двуокись тория и топливо на основе двуокиси тория…………………………… 23
1.7 Получение двуокиси тория ………………………………………………………………….. 25
1.8 Получение изделии из двуокиси тория ………………………………………………… 28
1.9 Физические свойства двуокиси тория ………………………………………………….. 35
1.10 Химические свойства двуокиси тория ……………………………………………….. 40
2 РАСЧЕТЫ И АНАЛИТИКА ………………………………………………………………….. 45
2.1 Описание плазменного стенда на базе ВЧФ-плазмотрона ……………………. 45
2.2 Плазмохимическая переработка модельных ВОНР ……………………………… 49
3 РЕЗУЛЬТАТЫ ПРОВЕДЕННОГО ИССЛЕДОВАНИЯ…………………………… 51
ВЫВОДЫ ………………………………………………………………………………………………… 56
ЗАКЛЮЧЕНИЕ ……………………………………………………………………………………….. 57
4 ФИНАНСОВЫЙ МЕНЕДЖМЕНТ, РЕСУРСОЭФФЕКТИВНОСТЬ И
РЕСУРСОСБЕРЕЖЕНИЕ…………………………………………………………………………. 58
4.1 Потенциальные потребители результатов исследования ……………………… 58
4.2 Анализ конкурентных технических решений ………………………………………. 60
4.3 SWOT-анализ ……………………………………………………………………………………… 62
4.4 Оценка готовности проекта к коммерциализации ………………………………… 63
4.5 Методы коммерциализации результатов научно-технического
исследования ……………………………………………………………………………………………. 66
4.6 Инициация проекта …………………………………………………………………………….. 67
4.7 Планирование управления научно-исследовательского проекта ………….. 69
4.8 Бюджет научного исследования ………………………………………………………….. 72
4.9 Определение ресурсной, финансовой, бюджетной, социальной и
экономической эффективности исследования …………………………………………… 76
5 СОЦИАЛЬНАЯ ОТВЕТСТВЕННОСТЬ …………………………………………………. 79
5.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов …………………….. 80
5.2 Обоснование и разработка мероприятий по снижению уровней опасного и
вредного воздействия и устранению их влияния при работе на ВЧФ-
плазмотроне и ПЭВМ ………………………………………………………………………………. 82
5.2.1 Организационные мероприятия………………………………………………………… 82
5.2.2 Технические мероприятия ………………………………………………………………… 82
5.2.3 Условия безопасности работы ………………………………………………………….. 85
5.3 Электробезопасность ………………………………………………………………………….. 88
5.4 Пожарная и взрывная безопасность …………………………………………………….. 92
ПРИЛОЖЕНИЕ А ……………………………………………………………………………………. 95
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ ………………………………….. 106
Существование и развитие современной цивилизации очень сильно
зависит от энергетики, которая развивается быстрыми шагами и должна
отвечать требованиям надежности и безопасности. На смену истощающемуся
углеводородному топливу приходят различные стабильные источники
энергии.
На место углеводородам приходят возобновляемые источники
энергии: гидроэнергетика, энергия ветра, биомасса, солнечная энергия,
тепловая энергия, энергия приливов, ядерная энергия.
Подорвали доверие к ядерной энергетике чернобыльская и
фукусимская катастрофа, поэтому предъявляемые требования к ядерной
безопасности выросли.
В настоящее время главная проблема атомной энергетики является
обеспечение безопасного технологического процесса. В связи с этим
большое количество исследований и разработок ведутся в сфере ядерных
реакторов и тепловыделяющих сборок нового типа. На помощь в решении
данной проблемы приходит дисперсионное ядерное топливо с инертной
матрицей. Тепловыделяющие элементы, созданные на основе
дисперсионного топлива с инертной матрицей, способны обеспечивать
высокий нейтронный поток, улучшить радиационные свойства топлива при
длительной эксплуатации в активной зоне реактора, а также увеличить
процент выгорания делящегося материала. Топливо на основе
дисперсионного ядерного топлива обычно используется в исследовательских
реакторах и ядерных установках кораблей. Они также доказали свою
эффективность в высокотемпературных реакторах с газовым охлаждением
(HTGR).
Дисперсионные топливные стержни обеспечивают высокую степень
сохранения и локализации продуктов деления внутри самих элементов,
особенно актинидов. Высокая теплопроводность твэлов на основе
дисперсионного топлива позволяет им работать при более высоких тепловых
нагрузках.
Применение дисперсионного ядерного топлива в ядерных
энергетических установках на атомных подводных лодках позволяет
соблюсти особо важные требования, таких как повышенная надежность и
безопасность.
При разработке высокотемпературных газовых реакторов в качестве
ядерного топлива с самого начала использовалось дисперсионное топливо с
использованием керамического делящегося материала и графитовой
матрицы. Преимуществом дисперсионных твэлов является широкий
диапазон технических возможностей, что дает возможность производить
твэлы всевозможных видов: ленты, пластины, цилиндрические и
крестообразные стержни, кольца и шары.
Из-за того, что в конце XX века Советский Союз и Соединенные
Штаты договорились приостановить производство и использование в
энергетическом секторе избыточного оружейного плутония, появился еще
одна причина в использовании дисперсионного ядерного топлива.
Разработка IMF показала, что тугоплавкие соединения тория также
могут использоваться в качестве матричных материалов. Использование
ThC2 в качестве топлива для высокотемпературных газовых реакторов
оказалось очень успешным. Хорошие результаты были получены при
использовании (Th,Pu)O2 и (Th,U)O2 в легководных реакторах (LWR).
Таким образом, с использованием соединений тория в топливе IMF
возникает возможность включить в топливный цикл торий, что в свою
очередь позволит снизить количество высокоактивных радиоактивных
отходов, подлежащих захоронению. Это связано с тем, что использование
тория снижает количество трансурановых изотопов (Pu, Am, Np, Cm) в
отработанном ядерном топливе на 2-м порядке по сравнению с ОЯТ
уранового цикла.
Несмотря на многочисленные публикации о дисперсном ядерном
топливе, мало сведений о технологии его получения и свойствах дисперсных
твэлов. Особенно недостаточно сведений о разработке ядерного топлива с
инертной матрицей, предназначенного для «сжигания» оружейного и
энергетического плутония.
Основной частью тепловыделяющего элемента (твэла) является
ядерное топливо, которое может быть гомогенным в виде соединений
делящегося изотопа или гетерогенным, в котором частицы вещества
делящегося изотопа равномерно распределены в матрице из неделящегося
материала.
Характерной особенностью дисперсионного ядерного топлива
является его повышенная радиационная стойкость при длительной
эксплуатации в реакторе. В связи с этим дисперсионное топливо нашло
широкое применение в исследовательских и материаловедческих реакторах,
а также в ядерных установках специального назначения, для которых
характерны повышенные плотности делений, мощности энерговыделения и
температуры.
В последнее время возник еще один стимул для разработки и
применения топлива дисперсионного типа. Это связано с необходимостью
снижения накопленных запасов оружейного и энергетического плутония.
Для этого разрабатывается IMF-топливо (Inert Matrix Fuel), являющееся
дисперсионной композицией, в которой плутоний равномерно распределен в
безурановой матрице. IMF-топливо позволяет основательно снизить запасы
плутония, значительно увеличить выгорание делящегося изотопа.
Использование этого вида топлива обеспечивает прямое захоронение
отработанного ядерного топлива.
1)Самойлов А.Г. и др. Тепловыделяющие элементы ядерных
реакторов: Учебник для вузов. – М.: Энергоатомиздат, 1996. – 400 с.
2)Скоров Д.М., Бычков Ю.Ф., Дашковский А.М. Реакторное
материаловедение. – Изд. 2-е, перераб. и доп. – М.: Атомиздат, 1979. – 344 с.
3)Прошкин А.А., Дьяков А.В., Степанов А.С. Перспективные виды
топлива для энергетических водо-водяных и быстрых реакторов // ВАНТ.
Серия: Физика ядерных реакторов. – 2013. – Bып. 1. – С. 26.
4)Костин В.И. и др. Реакторные установки разработки ОКБМ в
развитии атомной промышленности, энергетики и флота России // Атомная
энергия. – Январь 2007. – T. 102. – Bып. 1. – С. 3.
5)Konings R.J.М., et al. Transmutation of actinides in inert-matrix fuels:
fabrication, studies and modeling of fuel behavior // J. Nucl. Mater. – 1999. – V.
274. – No 1–2. – P. 84.
6)Горский В.В. Ядерное топливо с инертной матрицей (IМF) //
Атомная техника за рубежом. – 2000. – № 10. – C. 3.
7)Алексеев С.В., Зайцев В.А. Торий в ядерной энергетике. – М.:
Техносфера, 2014. – 394 с.
8)Соколова И.Д. и др. Использование тория в ядерно-
энергетических реакторах // Атомная техника за рубежом. – 2009. – № 8. – C.
3.
9)Ackerman R.J., Rauh E. G. High-temperature properties of the Th – O
system. – «High-temper. Sci. (Int. Journ.)», 1973, v. 5, N 6, p. 463
10) Benz R. Thorium – Thorium dioxide phase equilibria. – «J. Nucl.
Mater.», 1969, v. 29, N 1, p. 43.
11) Костин В.И. и др. Реакторные установки разработки ОКБМ в
развитии атомной промышленности, энергетики и флота России // Атомная
энергия. – Январь 2007. – T. 102. – Bып. 1. – С. 3.Кацин Л. Химия тория. – В
кн.: Актиниды. Под ред. Г. Сибурга и Дж. Каца. М., Изд-во иностр. лит.,
1955, с. 89.
12) Lang S.M., Knudsen F.P. Some physical properties of high density
thorium dioxide // J. Amer. Ceram. Soc. – 1956. – V. 39. – P. 415.
13) Konings R.J.М., et al. Transmutation of actinides in inert-matrix fuels:
fabrication, studies and modeling of fuel behavior // J. Nucl. Mater. – 1999. – V.
274. – No 1–2. – P. 84.
14) Цыканов В.А. Тепловыделяющие элементы для
исследовательских реакторов. – Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 2000. – 249
с.
15) Мень А.Н., Воробьев Ю.П., Чуфаров Г.И. Физико-химические
свойства нестехиометрических окислов. – Л.: Химия, 1973. – 223 с.
16) Weissert L.R., Schileo G. Fabrication of thorium fuel elements. –
Publ. American Nuclear Society for Metals. – U.S. Atomic Energy Commission,
1966. – P. 208.
17) Harada Y., et al. Calcination and sintering study of thoria // J. Amer.
Ceram. Soc. – 1962. – V. 45. – No 6. – Р. 253.
18) Baldetti S., et al. National Committee for Nuclear Energy (CNEN)
activities on the Uranium – Thorium cycle applied to water reactors. In.:
Proceedings of the Fourth United National International Conference on the
Peaceful Uses of Atomic Energy. United Nations, Geneva. – 1971. – V. 9. – P.
255.
19) Свойства элементов. В двух частях. Ч.1. Физические свойства.
Справочник. 2-е изд. – М.: Металлургия, 1976. – 600 с.
20) Weissert L.R., Schileo G. Fabrication of thorium fuel elements. –
Publ. American Nuclear Society for Metals. – U.S. Atomic Energy Commission,
1966. – P. 208
21) Болгар А.С., Турчанин А.Г., Фесенко В.В. Термодинамические
свойства карбидов. – Киев: Наукова думка, 1973. – 271 c.
22) Свойства, получение и применение тугоплавких соединений.
Справочник / Под. ред. Т.Я. Косолаповой. – М.: Металлургия, 1986.– 928 с.
23) Самсонов Г.В., Упадхая Г.Ш., Нешпор В.С. Физическое
материаловедение карбидов. – Киев: Наукова думка, 1974. – 455 с.
24) Henna S., Lones S.W. // Trans. Br. Ceram Soc. – 196. – P. 613.
25) Chandramouli V., et al. Microwave synthesis of solid solutions of
urania and thoria – a comparative study // J. Nucl. Mater. – 1998. – V. 254. – No 1.
– P. 55.
26) Simnad M.T. Fuel element experience in nuclear power reactor –
Gordon and Breach Sci. Pub. New York, London, Paris, 1971.
27) Wymer R.G. Laboratory and engineering studies of sol-gel processes
at Oak-Ridge Nat. Lab. Sol-gel processes for ceramic nuclear fuels, Vienna, 6–10
May, 1968. IAEA. – Vienna, 1968. – P. 131.
28) Anthonysamy S., et al. Studies on the Kinetics of oxidation of urania-
thoria solid solutions in air // J. Nucl. Mater. – 2000. – V. 280. – P. 25.
29) Watts C.R. Stability of tungsten and thoria dispersions in beryllium. –
Amer. Inst. Aeronaut. Astronaut. Technical Information Service, 1968.
30) Кржановский Р.Е., Штерн З.Ю. Теплофизические свойства
неметаллических материалов. – Л.: Энергия, 1973. – 334 с.
31) Тугоплавкие материалы в машиностроении. Справочник под ред.
Туманова А.Т. и Портного К.И. – М.: Машиностроение, 1967. – 392 с.
32) Henney J., Jones J.W.S. Great Britain Atomic Energy Research
Establishment Report AERE-R-4993, Harwell, Berks, England, 1965.
33) Burghartsz M., et al. Concepts and first fabrication studies of inert
matrix fuel for the incineration of plutonium // Workshop on Advanced Reactors
with Innovative Fuels, Paul Scherrer Institute, Villigen, Switzerland, 21–23 Oct,
1998. – NEA, 1998. –P. 253.
34) Самойлов А.Г., Каштанов А.И., Волкова В.С. Дисперсионные
твэлы: В 2-х т. T. 1. Материалы и технология. – М.: Энергоиздат, 1982. – 224
с.
35) Организация, нормирование и оплата труда: Учебное пособие / А.
С. Головачев, Н. С. Березина, Н. Ч. Бокун и др.; Под общ. Ред. А. С.
Головачева. – М.: Новое знание, 2004. – 496 с. /Глава 5.
36) Пашуто, В. П. Организация, нормирование и оплата труда на
предприятии: учебно-практическое пособие / В. П. Пашуто. – М: КНОРУС,
2005. – 320 с. / Глава 7/
37) Моссэ А.Л., Печковский В.В. Применение низкотемпературной
плазмы в технологии неорганических веществ. Минск, Наука и техника,
1973. – 216 с.
38) Эксплуатационная документация для компрессора AIRTECH
220/25W1.
39) СН 2.2.4/2.1.8.562-96 “Шум на рабочих местах, в помещениях
жилых, общественных зданий и на территории жилой застройки”
40) Эксплуатационная документация ВЧГ8-60/13, 2000 г.
41) Варгафтик Н.Б. Справочник по теплофизическим свойствам газов
и жидкостей. –Изд. 2-е, доп. И перераб. –М.: Наука, 1972. – 720с.
42) ГОСТ 12.1.007-76. Система стандартов безопасности труда.
Вредные вещества.
Последние выполненные заказы
Хочешь уникальную работу?
Больше 3 000 экспертов уже готовы начать работу над твоим проектом!