Исследование плазменной переработки оксидных композиций для уранового ядерного топлива

В настоящее время, важнейшей задачей атомной энергетики является обеспечение безопасности технологического процесса. Дисперсионное ядерное топливо с инертной матрицей широко применяется в атомной энергетике для повышения безопасности и эффективности реакторов. Благодаря высокой теплопроводности топлива на основе дисперсионного материала, они могут успешно работать при повышенных тепловых нагрузках. Использование различных матриц позволяет адаптировать свойства топлива под конкретные условия эксплуатации, повышая безопасность и долговечность и к тому же матрица способствует эффективному отводу тепла, что важно для предотвращения перегрева и аварийных ситуаций [1, с. 13].

Газово-плазменная переработка дисперсионных водно-органических нитратных растворов (ВОНР) – это современный метод утилизации и преобразования опасных отходов, основанный на использовании плазменных технологий. Газово-плазменный метод позволяет перерабатывать водно-органические нитратные растворы с высокой концентрацией и сложной структурой, что трудно реализовать традиционными методами [2, с. 246].

Определение состава ВОНР

Для моделирования получения топливной оксидной композиции диоксида урана с матрицей из оксида магния использовались растворы, получаемые при смешении кристаллогидрата нитрата уранила, магниевой селитры, воды и ацетона. Эффективная переработка таких растворов в плазме с воздушным окислением достигается при температуре 1500 Кельвин. Для достижения данной температуры были рассчитаны теплотворные способности растворов Q_p и определены их составы (табл. 1).

Температура горения оценивалась по формуле [3, с. 95]:

где υ_ок –доля окислителя; С_ок – теплоемкость окислителя; Т_ок – температура окислителя; ν – удельная равновесная теплоемкость продуктов плазменной переработки ВОНР.

где А – доля воды, Б – доля негорючих компонентов, Q_н – теплота сгорания ацетона.

Таблица

Исследуемые составы ВОНР для получения топливной оксидной композиции с добавлением матрицы 5, 10 и 20 %

По термодинамическим расчетам в программе «TERRA» смоделирован процесс переработки и получены результаты представленные на графиках 1-3. Составы, получаемые в плазме, зависят от температуры сгорания и доли окислителя. Процесс моделировался при следующих параметрах: температура переработки 400-3000 К, давление 100 кПа, при массовой доле окислителя от 10 до 90 % с шагом в 1 %.

a                                                                                

b

Рис. 1. Результат переработки ВОНР-1 при доле окислителя 67 % (a) и 69 % (b)

a

b

Рис. 2. Результат переработки ВОНР-2 при доле окислителя 66 % (a) и 69 % (b) 

a

b

Рис. 3. Результат переработки ВОНР-3 при доле окислителя 67 % (a) и 69 % (b)

В результате можно сделать вывод о том, что снижение концентрации окислителя ниже 66% и увеличении выше 68% приводит к загрязнению получаемых составов плазменной переработки растворов ВОНР углеродом либо закисью-окисью урана, следовательно, оптимальная доля окислителя 67%.

Расчет теплопроводности получаемых композиций

Теплопроводность вещества из получаемых оксидных композиций λ зависит от теплопроводностей делящегося вещества и матрицы:

,

где w – объемная концентрация делящегося материала UO₂,  – теплопроводность матрицы MgO,  – теплопроводность делящегося материала UO₂.

Зависимость теплопроводности получаемого вещества из составов переработки ВОНР представлена на рис. 4.

Проведенные расчеты показали стабильное повышение коэффициента теплопроводности получаемых оксидных композиций при увеличении доли матрицы в составе раствора ВОНР.

Рис. 4. Зависимость теплопроводности получаемых составов при увеличении в композиции массовой доли делящегося материала