Плазмохимический синтез и исследование оксидных композиций, имитирующих дисперсионное плутоний-ториевое ядерное топливо
Дисперсионное ядерное топливо, разработка которого является многообещающим вектором
развития атомной энергетики позволяет избавиться от низкой теплопроводности, присущей
керамическому ядерному топливу. Чаще всего для этого применяют технологию золь-гель
процесса, однако плазмохимическая технология позволяет добиться одностадийности, высокой
скорости процесса и возможности влияние на морфологии частиц. Впервые предлагается прямой
плазмохимический синтез в воздушно-плазменном потоке сложных оксидных композиций из
диспергированных горючих водно-органических нитратных растворов, включающих органический
компонент.
Реферат …………………………………………………………………………………………………………. 9
Обозначения и сокращения ………………………………………………………………………….. 10
Оглавление ………………………………………………………………………………………………….. 11
Введение ……………………………………………………………………………………………………… 14
1 Обзор литературы …………………………………………………………………………………….. 18
1.1 Области применения и свойства высокотемпературного ядерного топлива 18
1.1.1 Термодинамическая устойчивость ……………………………………………………….. 19
1.1.2 Влияние реакторного облучения на химический состав и
термодинамические свойства топлива ………………………………………………………….. 20
1.1.3 Температура плавления ……………………………………………………………………….. 21
1.1.4 Теплопроводность ……………………………………………………………………………….. 22
1.1.4 Распухание топлива …………………………………………………………………………….. 23
1.1.5 Механические свойства ……………………………………………………………………….. 25
1.1.6 Электрические свойства ………………………………………………………………………. 26
1.1.7 Технология ………………………………………………………………………………………….. 27
1.2 Дисперсионное ядерное топливо …………………………………………………………….. 28
1.3 Опыт использования плутония и тория …………………………………………………… 29
1.4 PWR западного типа ………………………………………………………………………………. 32
1.5 ВВЭР-1000 …………………………………………………………………………………………….. 35
1.6 Продолжительность кампании и выгорание MOX-ТВС…………………………… 37
1.7 Распределение энерговыделения в течение кампании ……………………………… 37
1.8 Коэффициенты реактивности и критическая концентрация бора …………….. 38
1.9 Эффективность управляющих стержней …………………………………………………. 39
1.10 Применение плутония в кипящих реакторах …………………………………………. 40
1.11 Потребление плутония………………………………………………………………………….. 41
1.12 Выводы ………………………………………………………………………………………………… 43
2 Экспериментально-расчетная часть …………………………………………………………… 44
2.1 Описание экспериментальной установки на базе ВЧФ – плазмотрона …….. 44
2.2 Определение расходов воздушного теплоносителя через плазмотрон ……… 45
2.3 Определение расходов воздушного теплоносителя через реактор ……………. 46
2.4 Исследование режимов работы плазменного стенда на базе ВЧФ-
плазмотрона ………………………………………………………………………………………………… 47
2.5 Плазмохимическая переработка модельных ВОНР …………………………………. 50
3 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение……. 53
3.1 Потенциальные потребители результатов исследования …………………………. 53
3.2 Анализ конкурентных технических решений ………………………………………….. 54
3.3 SWOT-анализ …………………………………………………………………………………………. 55
3.4 Оценка готовности проекта к коммерциализации ……………………………………. 57
3.5 Методы коммерциализации результатов НТИ ………………………………………… 59
3.6 Инициация проекта ………………………………………………………………………………… 60
3.7 Планирование научно-исследовательского проекта ………………………………… 62
3.8 Бюджет научного исследования ……………………………………………………………… 65
3.9 Определение ресурсной, финансовой, бюджетной, социальной и
экономической эффективности исследования ………………………………………………. 68
4 Социальная ответственность …………………………………………………………………….. 72
4.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов ………………………… 73
4.2 Обоснование и разработка мероприятий по снижению уровней опасного и
вредного воздействия и устранению их влияния при работе на ВЧФ-плазмотроне
и ПЭВМ ………………………………………………………………………………………………………. 75
4.2.1 Организационные мероприятия……………………………………………………………. 75
4.2.2 Технические мероприятия ……………………………………………………………………. 75
4.2.3 Условия безопасности работы ……………………………………………………………… 77
4.3 Химическая безопасность ………………………………………………………………………. 80
4.4 Электробезопасность ……………………………………………………………………………… 81
4.5 Пожарная и взрывная безопасность ………………………………………………………… 84
Заключение …………………………………………………………………………………………………. 87
Список публикаций ……………………………………………………………………………………… 88
Список использованных источников ……………………………………………………………. 90
Приложение А …………………………………………………………………………………………….. 93
Приложение Б ……………………………………………………………………………………………… 94
Б 5.1 Dispersive nuclear fuel ………………………………………………………………………….. 99
Б 5.2 Dispersive nuclear fuel ………………………………………………………………………… 100
Б 5.3 Western type PWR ………………………………………………………………………………. 102
Б 5.4 VVER-1000 ……………………………………………………………………………………….. 105
Атомные электростанции, принцип работы которых основан на
применении металлокерамического ядерного топлива на основе диоксида урна,
с обогащением по изотопу U235, останутся одной из ключевых составляющих
современной ядерной энергетики. Топливу, использующееся ими, присущи
такие отрицательные особенности эксплуатации, как:
− малый показатель теплопроводности, из-за которого накладываются
ограничения на предельно допустимую удельную мощность реактора;
− хрупкость и склонность к растрескиванию;
− непродолжительное время эксплуатации (менее 5 лет);
− отсутствие возможности применения в установках сверхмалых и малой
мощностей;
− дорогостоящий процесс утилизации отработавшего топлива;
− зависимость от доступности изотопа U235.
В то же время, если прибегнуть к использованию в ядерном топливе
изотопов U238, Th232 и Pu239, можно добиться снижения расходов на обогащение
по изотопу U235. Также большим преимуществом топлива с таким элементным
составом будет являться увеличенное время эксплуатации, которое может
достигать 15 лет. В дополнение к этим фактам применение
металлокерамического ядерного топлива, в основе которого лежит Th, даёт
возможность разработки ядерных установок для производства энергии в
диапазоне мощности от 10 до 100 МВт, что расширит их ареал применения за
счет возможности эксплуатации в районах трудной доступности, местах добычи
разнообразных полезных ископаемых, а также местах с малым населением, где
функционирование обычной ядерной установки было бы излишним. Еще одним
преимуществом использования вышеназванных изотопов является то, что
запасы природного Th превышают запасы природного U в 5 раз по самым
оптимистичным оценкам. Тем не менее такому типу топлива будут присущи
недостатки топлива, уже применяемого на АЭС, среди которых основным
является малый коэффициент теплопроводности.
Дисперсионное ядерное топливо, разработка которого является
многообещающим вектором развития атомной энергетики позволяет
нивелировать данный недостаток включением в состав ядерного топлива
элемента, который обладает высоким коэффициентом теплопроводности и
малым сечением захвата нейтронов, играющего роль матрицы. В ней содержатся
вкрапления делящегося материла (изотопы U, Pu и Th) микросферической
формы.
Однако применение матрицы из порошков металлов (алюминия,
молибдена, вольфрама, нержавеющей стали и др.) увеличивает коэффициент
теплопроводности, но приводит к ухудшению нейтронного баланса из-за
высокого резонансного поглощения нейтронов. К тому же применение внешнего
гелеобразования (золь-гель процесса) для получения микросфер из смесевых
водных нитратных растворов сопряжено со следующими недостатками:
многостадийность; продолжительность; низкая производительность;
необходимость использования химических реагентов; дополнительное
водородное восстановление; высокая себестоимость. Кроме того, раздельное
получение и механическое смешение микросфер и матрицы не обеспечивают
гомогенное распределение фаз в таком ЯТ.
К несомненным преимуществам применения плазмы для
плазмохимического синтеза оксидных композиций из диспергированных
смесевых водных нитратных растворов по сравнению с золь-гель процессом и
технологией, основанной на раздельном получении и механическом смешении
оксидов металлов, следует отнести: одностадийность; высокую скорость;
возможность активно влиять на размер и морфологию частиц; компактность
технологического оборудования. Однако плазменная обработка только смесевых
водных нитратных растворов требует значительных энергозатрат (до 4 МВт∙ч/т)
и не позволяет получать в одну стадию оксидные композиции требуемого
стехиометрического состава без дополнительного водородного восстановления.
Впервые предлагается прямой плазмохимический синтез в воздушно-
плазменном потоке сложных оксидных композиций (включающих оксиды
делящихся материалов и матрицу из тугоплавких оксидов металлов, имеющих
высокий коэффициент теплопроводности и низкое резонансное поглощение
нейтронов) из диспергированных горючих водно-органических нитратных
растворов (ВОНР), включающих органический компонент (спирты, кетоны и
др.) и имеющих низшую теплотворную способность не менее 8,4 МДж/кг и
адиабатическую. температуру горения не менее 1200 °C. Плазменная обработка
таких растворов ВОНР приведет к существенному снижению удельных
энергозатрат на их переработку (до 0,1 МВт∙ч/т), позволит значительно
увеличить производительность плазменных установок, а также обеспечит
условия в плазмохимическом реакторе установки для прямого синтеза в
воздушной плазме наноразмерных сложных оксидных композиций, имеющих
гомогенное распределение фаз, высокую теплопроводность, а также требуемый
стехиометрический состав без дополнительного водородного восстановления.
Впервые предлагается применить после плазмохимического реактора
охлаждение (закалку) в центробежно-барботажных аппаратах продуктов
плазмохимического синтеза для управления физико-химическими свойствами
получаемых порошков сложных оксидных композиций (размер и морфология
частиц, удельная поверхность, гранулометрический и фазовый состав).
В настоящей выпускной квалификационной работе представлены
результаты теоретических и экспериментальных исследований синтеза
оксидных композиций.
Целью данной работы является исследование возможности и
эффективности совместной плазменной утилизации радиоактивных иловых
отложений в воздушной плазме высокочастотного факельного разряда.
Для достижения поставленной цели, необходимо решить следующие
задачи:
1.Определение и анализ способов получения оксидных композиций для
ДЯТ;
2.Определение составов ВОНР, включающих плутоний, торий и металлы
матрицы;
3.Термодинамический расчет процесса получения в плазме композиций
пригодных для применения в плутоний-ториевом цикле и определение режимов,
обеспечивающих плазмохимический синтез в воздушной плазме композиций
требуемого состава;
4. Подготовка плазменного стенда для проведения экспериментальных
исследований, получение опытных партий образцов;
5.Исследование основных физико-химических свойств полученных по-
рошков.
1 Обзор литературы
Проведен обзор литературы, описывающей технологии применения
ядерного топлива плутоний-ториевого цикла. В работе используется
специальная моделирующая программа «Терра» для изучения плазменных
процессов. Приведена схема стенда, на котором выполнялся процесс
плазмохимической переработки ВОНР и последующее синтезирование опытных
партий порошков.
Образцы проанализированы с помощью технологии БЭТ-метода,
рентгенофазового анализа и просвечивающей электронной микроскопии.
Данные полученные в ходе проведения этих анализов подтвердили получение
образцов, требуемого размера.
Результаты проведенных исследований могут быть использованы для
создания энергоэффетивной технологии плазмохимического синтеза из
растворов ВОНР оксидных композиций, применяемых в ядерном топливе
плутоний-ториевого цикла.
Список публикаций
1. Зотов Е. Э., Иванов К. С., Каренгин А. А. Моделирование и
исследование процесса плазмохимического синтеза наноразмерных оксидных
композиций для уранового дисперсионного ядерного топлива // Химия и
химическая технология в XXI веке: материалы XXI Международной научно-
практической конференции студентов и молодых ученых , Томск, 21-24
Сентября 2020. — Томск: ТПУ, 2020 — C. 645-646
2. Басс В., Иванов К. С., Зубов В. В. Плазмохимический синтез и
исследование оксидных композиций «оксид самария–оксид церия–оксид
магния» // Изотопы: технологии, материалы и применение: сборник тезисов
докладов VI Международной научной конференции молодых ученых,
аспирантов и студентов, Томск, 26-29 Октября 2020. — Томск: ТПУ, 2020 — C. 51
3. Каренгин А. А., Кузнецов С. Ю., Иванов К. С. Плазмохимический
синтез и исследование наноразмерных оксидных композиций, моделирующих
дисперсионное REMIX–топливо // Изотопы: технологии, материалы и
применение: сборник тезисов докладов VI Международной научной
конференции молодых ученых, аспирантов и студентов, Томск, 26-29 Октября
2020. — Томск: ТПУ, 2020 — C. 44-45
4. Иванов К. С., Новоселов И. Ю., Тихонов А. Е. Плазмохимический
синтез и исследование наноразмерных сложных оксидных композиций,
моделирующих дисперсионное плутоний-ториевое ядерное топливо // Изотопы:
технологии, материалы и применение: сборник тезисов докладов VI
Международной научной конференции молодых ученых, аспирантов и
студентов, Томск, 26-29 Октября 2020. — Томск: ТПУ, 2020 — C. 47
5. Иванов К. С., Новоселов И. Ю., Тихонов А. Е. Моделирование процесса
плазмохимического синтеза наноразмерных сложных оксидных композиций
«PuO2–ThO2–MgO» // Физико-технические проблемы в науке, промышленности
и медицине. Российский и международный опыт подготовки кадров: сборник
научных трудов X Международной научно-практической конференции, Томск,
9-11 Сентября 2020. — Томск: Ветер, 2020 — C. 26-27
6. Каренгин А. А., Иванов К. С., Каренгин А. Г. Моделирование процесса
плазмохимического синтеза наноразмерных оксидных композиций «UO2-MgO»
для дисперсионного REMIX–топлива // Физико-технические проблемы в науке,
промышленности и медицине. Российский и международный опыт подготовки
кадров: сборник научных трудов X Международной научно-практической
конференции, Томск, 9-11 Сентября 2020. — Томск: Ветер, 2020 — C. 28
7. Иванов К., Хоцеловский Н. С., Побережников А. Д. Плазмохимический
синтез и исследование модельных композиций «Sm–Сe–Be–O» // Физико-
технические проблемы в науке, промышленности и медицине: сборник научных
трудов Международной научно-практической конференции студентов,
аспирантов и молодых ученых, Томск, 30 Сентября-4 Октября 2019. — Томск:
ТПУ, 2019 — C. 131
8. Иванов К. С., Новоселов И. Ю. Моделирование процесса
плазмохимического синтеза оксидных композиций «PuO2–ThO2–BeO» //
Изотопы: технологии, материалы и применение: сборник тезисов докладов V
Международной научной конференции молодых ученых, аспирантов и
студентов , Томск, 19-23 Ноября 2018. — Томск: Графика, 2018 — C. 62 Школа-
Конференция Молодых Атомщиков Сибири 9-13 ноября 2020 года Сборник
тезисов докладов, г. Томск. / г. Кемерово: изд-во «Практика», 2020. – [с. 34]
Читать «Плазмохимический синтез и исследование оксидных композиций, имитирующих дисперсионное плутоний-ториевое ядерное топливо»
Последние выполненные заказы
Хочешь уникальную работу?
Больше 3 000 экспертов уже готовы начать работу над твоим проектом!
5 (174 отзыва)
4.2 (5 отзывов)
4.5 (80 отзывов)
5 (285 отзывов)
5 (158 отзывов)
0 (13 отзывов)
4.2 (6 отзывов)
5 (18 отзывов)
4.7 (18 отзывов)