АНАЛИЗ СУЩЕСТВУЮЩИХ СПОСОБОВ ПОЛУЧЕНИЯ СМЕШАННОГО НИТРИДНОГО УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА В РОССИИ И ЗА РУБЕЖОМ
Аннотация
В данной работе представлен обзор и краткий анализ существующих способов получения смешанного нитрида урана и плутония, разработанных как российскими, так и иностранными учеными. Рассмотрены основные параметры процессов, а также изучены их достоинства и недостатки. В настоящее время основными направлениями производства нитридного топлива выбраны металл-гидридный способ и карботермическое восстановление из исходных оксидов. Способы представляют собой традиционную керамическую технологию. Исходными продуктами для изготовления порошка нитридного топлива могут быть либо оксиды (диоксиды урана и плутония), либо металлы (уран, плутоний и их сплавы). К настоящему времени технология изготовления порошка нитридного топлива окончательно не выбрана. При рассмотрении существующих способов значительный акцент ставился на промышленное применение и простоту аппаратурного оформления процессов. В работе также отмечены 2 способа, разработанные за рубежом – powder-pellets и золь-гель метод, которые являются вариацией карботермического синтеза, за исключением используемых исходных материалов. В работе отражены лабораторные способы, которые позволяют упростить процесс и снизить затраты на получение порошков смешанных нитридов урана и плутония, однако обладают значительными трудностями в технологической реализации и малой производительностью процессов. Особого внимания среди лабораторных способов получения смешанных нитридов урана и плутония заслуживает метод высоковольтной электроимпульсной консолидации. Данный метод позволяет спекать таблетки на стадии прессования порошка из смешанных нитридов урана и плутония за счет пропускания короткого высоковольтного разряда мощностью несколько кВт непосредственно через порошок.
Литература
Adamov E.O., Orlov V.V., Rachkov V.I., Slesarev I.S., Khomyakov Yu.S. Nuclear energy with inherent safety: change of outdated paradigm, criteria. Izv. RAN. Energetika. 2015. N 1. P. 13–39 (in Russian).
Kopyrin A.A., Karelin A.I., Karelin V.A. The nuclear fuel production technology and radiochemical processing. M.: ZAO Atomenergoizdat». 2006. 576 p. (in Russian).
Alekseev S.V., Zaitsev V.A. Nitride fuel for nuclear power. M.: Tekhnosfera. 2013. 240 p. (in Russian).
Decree of the Government of the Russian Federation of February 3, 2010, N 50 «On the federal target program «New Generation Nuclear Energy Technologies for the Period 2010 - 2015 and for the Perspective until 2020»». (in Russian).
Troyanov V.M., Grachev A.F., Zabudko L.M., Skupov M.V. Prospects for the use of nitride fuel for closed-cycle fast neutron re-actors. Atom. Energ. 2014. V. 117. N 2. P. 69-75 (in Russian).
Poplavsky V.M., Zabudko L.M., Shkabura I.A., Skupov M.V., Bychkov A.V., Kisly V.A., Kryukov F.N., Vasiliev B.A. Fuel for promising fast sodium reactors - current status and plans. Atom. Energ. 2010. V. 108. N 4. P. 212-217 (in Russian).
Rogozkin B.D., Stepennova N.M., Proshkin A.A. Mononitride fuel for fast reactors. Atomnaya Energiya. 2003. V. 95. N 3. P. 208–211 (in Russian).
Eliseev V.A., Zabudko L.M., Malysheva I.V., Matveev V.I. Nitride fuel for the promising fast sodium reactor type BN-1200. Atom. Energ. 2013. V. 114. N 5. P. 266–271 (in Russian).
Adamov E.O., Zabudko L.M., Matveev V.I., Rachkov V.I., Troyanov V.M., Khomyakov Yu.S., Leonov V.N. A comparative analysis of the advantages and disadvantages of using metallic and nitride mixed uranium-plutonium fuel in fast reactors. Izv. RAN. Energetika. 2015. N 2. P. 3-15 (in Russian).
Troyanov V.M., Grachev A.F., Zabudko L.M., Skupov M.V., Zozulya D.V. Program and some results of reactor tests of mixed nitride fuel in fast reactors. Atom. Energ. 2015. V.118. N 2. P. 75–79 (in Russian).
Vatulin A.V., Rogozkin B.D., Strela-Novitsky A.G. Mononitride uranium-plutonium fuel of fast lead reactors. Vopr. Atomn. Nauki Tekhniki. Ser.: Obespech. Bezopasn. AES. 2004. V. 4. P. 161-170 (in Russian).
Greenhalgh W.O., Weber E.T. The carbothermic synthesis of a mixed uranium-plutonium nitride. Office of Scientific & Technical Information TechnicalReports. Richland, Wash.: Pacific Northwest Laboratory. 1968. Rep. 4842584. DOI: 10.2172/4842584.
Anniversary collection. On the history of the creation and operation of the research reactor for fast neutrons BR-5 (BR-10). 1959—2009. Articles, memoirs, photo documents. Obninsk: SSC RF-IPPE named after A. I. Leipunsky. 2009. P. 64-65 (in Russian).
Richter K., Blank H. Fabrication processes and characterization of LMFBR carbide and nitride fuels and fuel pins. Proc. of a Technical Committee Meeting «Advanced fuel for fast breeder reactors: fabrication and properties and their optimization» IEAE-TECDOC-466. 1988. P. 61-71.
Godin Yu.G., Tenishev A.V., Novikov V.V. Physical materials science: Textbook for high schools. V. 6. Pt. 2. Nuclear fuel materials. M.: MIFI. 2008. 604 p. (in Russian).
Zherebtsov A.A., Mochalov Yu.S., Shadrin A.Yu., Zaikov Yu.P., Gorbachev M.K., Sokolov K.A., Kislyi V.A., Goncharov D.A. Development of a design project for the nuclear fuel and energy complex of the industrial energy complex. Coll. of rep. of the industry conf. of Rosatom State Corporation on the topic «Closing the fuel cycle of nuclear energy based on fast neutron reactors». 2018. P. 92 (in Russian).
Nitride fuel production by the internal sol gel process. Nuclear Chemistry Department of Chemical and Biological Engineering Chalmers University of Technology. Technical rep. N 2014:12. P. 71.
Bauer А.А. Nitride Fuels: properties and potentials. Reactor Technol. 1972. V. 15. N 2. Р. 87-104.
Kotelnikov R.B., Bashlykov S.N., Kashtanov A.I., Menshikova T.S. High temperature nuclear fuel. M.: Atomizdat. 1978. 432 p. (in Russian).
Guzeev V.V., Semenov S.S., Tsirkunov P.T., Kalayev M.E. Synthesis of rare element nitrides using catalytic plasma conversion. Izv. Vyssh. Uchebn. Zaved. Fizika. 2018. V. 61. N 12/2. P. 16–18 (in Russian).
Shornikov D.P., Burlakova M.A., Tarasov B.A., Nikitin S.N., Yakutina T.V., Yurlova M.S. Production and compaction by methods of plasma-spark and electric pulse sintering of uranium nitride nanopowders. Vektor nauki Toliat. Gos. Un-ta. 2013. V. 25. N 3. P. 95-98 (in Rus-sian).
Yeamansa C.B., Chinthaka Silva G.W., Cerefice G.S., Czerwinski K.R., Hartmann T., Burrell A.K., Sattelberger A.P. Oxidative ammonolysis of uranium (IV) fluorides to uranium (VI) nitride. J. Nucl. Maters. 2008. N 374. P. 75–78. DOI: 10.1016/2007.06.022.
Adamov E.O., Dzhalavyan A.V., Lopatkin A.V. Molokanov N.A., Muravyov E.V., Orlov V.V., Kalyakin S.G., Rachkov V.I., Troyanov V.M., Avrorin E.N., Ivanov V.B., Aleksakhin R.M. Conceptual provisions of the development strategy of nuclear energy in Russia in the future until 2100. Atom. Energ. 2012. V. 112. N 6. P. 319-330 (in Russian).
