Ториевый топливный цикл

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования

«НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»

Физико-технический институт Кафедра ХТРЭ ОТЧЕТ по производственной практике Томск 2015

Реферат Цель практики: основной целью производственной практики является проверка и закрепление теоретических знаний, полученных при изучении специальных дисциплин.

В процессе прохождения производственной практики была поставлена задача разработать основы технологии переработки облученных в газоохлаждаемом канальном реакторе ториевых стержней.

В ходе решения данной задачи была изучены вопросы ториевого топливного цикла в атомной промышленности, технологий переработки отработанного топлива, участвующего в ториевом цикле, изучены его достоинства и недостатки. Определен оптимальный, с точки зрения практической реализуемости, вариант переработки облученных ториевых стержней, заключающийся в экстракционном разделении Th и накопленного в нем 233U. Выполнен расчет материального баланса процесса растворения ториевых стержней, на основании которого определены параметры основного оборудования для реализации процесса.

1. Введение

2. Охрана труда и техника безопасности

2.1 Основные положения

2.2 Требования и нормы при работе с компьютером

2.3 Санитарно-гигиенические нормы и правила устройства, оборудования, содержания и режима работы на электронно-вычислительных машинах

2.4 Пожарная безопасность

3. Индивидуальное задание

3.1.1 Перспективы технологии внедрения ториевого топливного цикла

3.1.2 Достоинства и недостатки ториевого топливного цикла

3.1.3 Производство уран-ториевого топлива

3.2 Отделение накопленного в реакторе 233U от 232Th

3.2.1 Разделение 233U и 232Th методом вакуумной дистилляции

3.2.2 Осаждение 233U и 232Th из сернокислых растворов

3.2.3 Разделение 233U и 232Th методом жидкостной экстракции

4. Переработка облученных в газоохлаждаемом канальном реакторе ториевых стержней методом жидкостной экстракции

4.1 Условия задачи

4.2 Устройство экстракционной колонны

4.3 Материальный баланс процесса растворения ториевых стержней

4.4 Определение параметров экстракционной колонны Заключение Список литературы

1.

Введение

Институт атомной энергии Национального ядерного центра Республики Казахстан создан в 1993 году на базе Объединенной экспедиции НПО «Луч». ОЭ НПО «Луч» ведет свою родословную с 1958 года, ее основателями являются Институт атомной энергии имени И. В. Курчатова и Подольский научно-исследовательский технологический институт. В то время в Советском Союзе начались широкомасштабные работы по созданию ядерных ракетных двигателей (ЯРД) для баллистических и космических ракет. Для испытаний ЯРД, отработки их прототипов и отдельных элементов на Семипалатинском испытательном ядерном полигоне была создана стендовая база ОЭ НПО «Луч», включающая комплексы исследовательских реакторов ИГР и «Байкал-1». Работы по программам разработки ядерных ракетных двигателей, а впоследствии и ядерных энергодвигательных установок проводились до 1989 года.

Основные направления деятельности Института атомной энергии в настоящее время:

— развитие атомной энергетики в РК;

— экспериментальные исследования по проблемам безопасности атомной энергетики;

— экспериментальные исследования конструкционных материалов ядерной и термоядерной техники;

— участие в работах по выводу из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах БН-350;

— участие в работах по созданию Казахстанского материаловедческого термоядерного реактора КТМ;

— участие в работах по утилизации радиоактивных отходов.

Наиболее значимые результаты исследований были получены в работах по моделированию и изучению процессов, сопровождающих отдельные стадии развития тяжелых аварий на АЭС с плавлением активной зоны реактора, проводимых в сотрудничестве с японскими энергетическими компаниями и научно-исследовательскими организациями Nuclear Power Engineering Corporation, Japan Atomic Energy Agency и Japan Atomic Power Corporation.

Одним из направлений деятельности Института атомной энергии НЯЦ РК является участие в исследованиях в области реакторного материаловедения, в том числе в поддержку международного проекта ИТЭР. Завершаются работы по созданию в г. Курчатове Казахстанского материаловедческого токамака КТМ, основной задачей которого является изучение новых перспективных конструкционных материалов для будущих термоядерных реакторов. Эта установка в будущем может стать основой создания международного научного центра по термоядерным исследованиям.

В настоящее время коллектив Института способен решать самые сложные экспериментальные задачи на реакторных и внереакторных исследовательских установках.

Большое внимание в работе института уделяется разработкам новых реакторных технологий, в частности, осуществляется проработка схемы газоохлаждаемого канального реактора. Одной из особенностей этого реактора является использование ториевых стержней в конструкции ТВС для наработки делящегося изотопа 233U. В связи с этим, важной задачей практического внедрения рассматриваемой реакторной технологии является разработка основ процесса выделения 233U из облученных ториевых стержней, для дальнейшего использования его в качестве делящегося материала. В отчете рассмотрены основные проблемы внедрения ториевого топливного цикла в атомную энергетику, составлен материальный баланс процесса растворения облученных в газоохлаждаемом канальном реакторе ториевых стержней с накопленным в них 233U, и проведены расчеты параметров экстракционной колонны для разделения накопленного 233U и Th.

2. Охрана труда и техника безопасности

2.1 Основные положения Охрана труда представляет собой действующую на основании законодательных и иных нормативных актов систему социально — экономических, технических, гигиенических и организационных мероприятий, обеспечивающих безопасность, сохранение здоровья и работоспособности человека в процессе труда.

Большое значение в деле охраны труда имеют техника безопасности, представляющая собой систему организационных и технических мероприятий и средств, предотвращающих воздействие на работающих опасных производственных факторов, а также производственная санитария как система организационных, гигиенических и санитарно-технических мероприятий и средств, предотвращающих воздействие на работающих вредных производственных факторов.

В данной работе, с точки зрения безопасности, следует рассмотреть вредные и опасные факторы, присутствующие при работе с компьютером.

2.2 Требования и нормы при работе с компьютером Работа с компьютером сопровождается следующим воздействием вредных факторов:

возможность поражения электрическим током;

электромагнитное излучение монитора;

постоянное напряжение зрения;

длительная работа в сидячем положении;

монотонность работы.

Для повышения производительности труда оператора электронно-вычислительной машины (ЭВМ) и снижения риска ухудшения его здоровья, рабочее место оператора должно быть оборудовано в соответствии с санитарными нормами и правилами.

Требования при организации рабочего места оператора можно разделить на следующие категории: требования к микроклимату, требования к уровню шума, требования к освещению, требования к защите от статического электричества и излучений, требования к видеотерминалу и эргономические требования.

2.3 Санитарно-гигиенические нормы и правила устройства, оборудования, содержания и режима работы на электронно-вычислительных машинах Длина (слева направо) одноместного рабочего стола для оператора должна быть не менее 70 см, ширина должна обеспечивать место перед клавиатурой 30 см для расположения тетради и опоры предплечий рук для снятия статического напряжения с мышц плечевого пояса. Поверхность стола для установки монитора должна быть горизонтальной, а поверхность, на которой находится клавиатура — наклонной (угол наклона 12−150).

Высота края стола, обращенная к работающему за видеомонитором, и стула над полом должна приниматься в соответствии с ростом оператора (таблица 1).

Таблица № 1.

Ширина пространства для ног под столом должна быть не менее 500 мм, глубинане менее 450 мм.

При наличии высокого стола, несоответствующего росту оператора, необходимо пользоваться регулируемой по высоте подставкой для ног.

Рабочее место оператора ПЭВМ должно быть снабжено стулом с меняющимся по высоте полумягким сиденьем и профилированной спинкой, а также позволяющим осуществлять поворот сидения и спинки стула в пределах +1800.

Требования к условиям работы на ПЭВМ следующие:

оптимальными параметрами при почти неподвижном воздухе являются 19−21 0С, допустимыми 18−22 0С, соответственно относительная влажность воздуха 62−55% и 39−31%. Скорость движения воздуха должна быть не более 0,1 м/с для всех климатических зон.

основной поток естественного света должен быть слева. Не допускается направление основного светового потока естественного света справа, сзади и спереди работающего на ПЭВМ. Солнечные лучи и блики не должны попадать в поле зрения оператора и на экраны мониторов.

Экран монитора должен располагаться в зоне защитного узла светильника, и его проекция должна быть вне экрана монитора.

Выбор светильников должен проводится с учетом ограничения прямой и отраженной блескости.

В качестве источников света рекомендуется использовать люминесцентные лампы мощностью 40 Вт или энергоэкономичные мощностью 36 Вт типа ЛБ, ЛХБ как наиболее эффективные и приемлемые с точки зрения спектрального состава, излучение которых находится в диапазоне 3500−4200 К.

Величина искусственной освещенности для выполнения работ высокой зрительной точности при одном общем освещении должна быть не ниже 200 лк.

Уровень шума на рабочих местах во время работы на ПЭВМ не должен превышать 50 дБ. Для снижения уровня шума потолок или стены выше панелей, а иногда и стены, и потолок должны облицовываться звукопоглощающим материалом с максимальным коэффициентом звукопоглощения в области частот от 63 до 8000 Гц. Дополнительным звукопоглощением служат занавеси на окнах, выполненные из плотной тяжелой ткани.

Для предотвращения образования и защиты от статического электричества на рабочем месте оператора ПЭВМ необходимо использовать нейтрализаторы и увлажнители, а полы должны иметь антистатическое покрытие. Допускаемые уровни напряженности электростатических полей не должны превышать 20 кВ в течение 1 часа.

ПЭВМ на электронно-лучевых трубках являются источниками широкополосных электромагнитных излучений:

мягкого рентгеновского;

ультрафиолетового — 200−400 нм;

видимого — 400−700 нм;

ближнего инфракрасного — 700−1050 нм;

радиочастотного диапазона — 3 кГц-30 МГц;

сверхи инфранизкочастотного — 0−3 кГц;

электростатических полей.

Экспозиционная мощность дозы рентгеновского излучения в любой точке пространства на расстоянии 5 см от поверхности экрана ПЭВМ не должна превышать 10,8 мкР/ч согласно «Санитарным правилам работы с источниками неиспользуемого рентгеновского излучения».

Ультрафиолетовое излучение в диапазоне 200−315 нм не должно превышать 10 мкВт/м2, а в диапазоне излучений 315−400 нм и видимом диапазоне излучений от 400 до 700 нм — 0,1 Вт/м2, в ближнем инфракрасном излучении (700−1050 нм) — 0,05 Вт/см2, а в дальнем инфракрасном излучении (1050нм — 1мм) — 4 Вт/м2.

Уровни напряженности электростатических полей не должны превышать 15 кВ/м.

Конструкция видеомонитора должна предусматривать меры, обеспечивающие хорошую разборчивость изображения, независимую от внешней освещенности.

На лицевой стороне панели монитора должны находиться ручки управления регуляторами яркости, контрастности, звука, а также кнопка выключения питания с индикатором. На боковой панели должны под крышкой располагаться регуляторы: частоты кадров, частоты строк, линейность и размеры по вертикали, центровка по горизонтали, для цветных — переключение на режим монохромных мониторов с темно-зеленым цветом экрана.

Характеристика знаков:

угловой размер знаков не менее 20 угл. мин, оптимальный размер знака составляет 24−35 угл. мин;

высота знака при расстоянии глаз до экрана 58−80 см должна быть не менее 3−4 мм;

оптимальная ширина знака 0,7 от его высоты;

расстояние между знаками должно быть 15−20% от их высоты;

расстояние между строками по вертикали не менее 50% от высоты знаков;

расстояние между словами в строке не менее70% от высоты знаков;

емкость экрана не менее 64 знаков, в строке не менее 24 строк;

расстояние между светящимися точками, из которых составлен знак, должно быть меньше диаметра точки;

красный, фиолетовый и синий (особенно голубой) цвета не рекомендуется для отображения знаков сложной конфигурации (использование неудобных сочетаний цветов фона и текста ухудшает читаемость и различаемость, что приводит к более выраженному утомлению глаз). При разработке программного обеспечения можно предъявлять не более 7 цветов одновременно, а яркостной контраст цветных знаков и фона должен быть не менее 60%. [2]

2.4 Пожарная безопасность Здания, где установлены компьютеры, относится к категории производств Д пожарной опасности с третьей степенью огнестойкости — здания с несущими и ограждающими конструкциями из естественных или искусственных материалов, бетона или железобетона.

Возникновение пожара в рассматриваемом помещении наиболее вероятно по причинам неисправности электрооборудования, к которым относятся: искрение в местах соединения электропроводки, короткие замыкания в цепи, перегрузки проводов, перегрев источников бесперебойного питания и другие факторы. Поэтому подключение компьютеров к сети необходимо производить через распределительные щиты, позволяющие производить автоматическое отключение нагрузки при аварии.

Для профилактики возникновения пожара в кабинете должен проводится обязательный инструктаж по правилам пожарной безопасности не реже одного раза в год. Также должны иметься схемы и указатели, информирующих людей о расположении аварийных выходов из здания в случае возникновения пожара.

Профилактические методы борьбы с пожарами на участке ЭВМ предусматривают:

организационные методы: правильное содержание помещений, противопожарный инструктаж, издание приказов по вопросам соблюдения пожарной безопасности и т. д;

технические методы: соблюдение противопожарных правил и норм при проектировании помещений, при устройстве электропроводов, электрооборудования, отопления, вентиляции, освещения, своевременные профилактические осмотры, ремонты оборудования. [3]

3. Индивидуальное задание

3.1 Ториевый топливный цикл

3.1.1 Перспективы внедрения ториевого топливного цикла в ядерную энергетику Внедрение ториевого топливного цикла в атомную энергетику является очень сложной задачей. В данный момент все АЭС работают на диоксиде урана, обогащенном по изотопу 235U. Природный уран представляет собой смесь трех изотопов: 238U, 235U и 234U. В качестве делящегося материала используется 235U, а в качестве сырьевого материала — 238U. Согласно исследованиям 235U в природе всего 0,714%, в связи с этим рано или поздно придется решать проблему с топливом для АЭС. Одним из путей решения этой проблемы является внедрение ториевого топливного цикла.

3.1.2 Достоинства и недостатки ториевого топливного цикла Изотоп 232Th не склонен к реакции деления под действием нейтронов, однако он вступает с нейтронами в ядерную реакцию, конечным продуктом которой является изотоп урана 233U, способный к делению нейтронами любых энергий, в том числе — тепловых. 233U — является хорошим материалом для создания ядерного оружия, но он может использоваться и в качестве реакторного топлива. Процесс использования тория в энергетике, однако, требует сильного нейтронного источника, ядерного реактора на урановом или плутониевом топливе для облучения тория. Таким образом, торий не исключает, а только уменьшает потребность в уране. 233U выделяют из облученного тория, превращают в топливо или сжигают в атомном реакторе.

Но существует ряд трудностей. Конструкция реактора, работающего только на тории, не может быть реализована. Торию нужна «спичка», которой на сегодняшний день может служить только 235U или 239Pu. Это, в самом деле, прекрасная возможность для реализации избыточных запасов плутония.

В реакторе на 232Th сначала образуется 233Th и 233Pa с периодом полураспада 27 суток, а затем уже 233U с периодом полураспада 233U = 1,5· 106 лет:

Следует отметить, что, несмотря на возможные положительные спектральные особенности ториевого топлива, преимущества его применения в каждом ядерном реакторе должны быть взвешены с различных позиций, включая процессы обогащения топлива, его переработки и фабрикации, существующей базы технологического оборудования.

Ториевый топливный цикл представляет заметный интерес для реакторов на тепловых нейтронах, поскольку основной делящийся изотоп этого топливного цикла 233U в тепловом спектре нейтронов дает примерно 0,2 «дополнительных» нейтрона (по сравнению с 235U и 239Pu), которые можно использовать для повышения эффективности топливного цикла. Вследствие этого существуют убеждения, что можно создать такие реакторы на тепловых нейтронах и соответствующие уран-ториевые топливные циклы, которые позволят повысить коэффициент воспроизводства ядерного топлива.

Но такие убеждения несколько оптимистичны и преувеличивают перспективность ториевого топливного цикла. Связано это с тем, что 233U получается в результате распада 233Pa, который образуется при захвате нейтронов 232Th. Изотоп 233Pa имеет достаточно длительный период полураспада (27 дней), и за это время, присутствуя в активной зоне, он может захватить нейтрон, перейдет в 234Pa и быстро распадется в 234U. Этот эффект заметно ухудшает эффективность использования топлива в ториевом топливном цикле, особенно при увеличении плотности потока нейтронов в активной зоне.

Рано или поздно наработанный 233U придется выделить и включить в состав высокоэффективных твэлов. Это означает, что переработка является неотъемлемой частью стабильного ториевого цикла. С точки зрения переработки топлива ториевый цикл обладает некоторыми недостатками. Основным недостатком является источника гамма-излучения 232U, который накапливается и всегда существует наряду с 233U при концентрациях в интервале от нескольких десятков до нескольких сотен промилей. Работа с таким облученным топливом требует развития технологий дистанционной переработки и изготовления топлива. Кроме этого, происходит увеличение радиотоксичности тория за счет появления сравнительно короткоживущих изотопов тория, что может усложнить его рециклирование.

Указанные обстоятельства и пока достаточные ресурсы относительно дешевого природного урана (это, наверное, более веский аргумент) сдерживают внедрение ториевого топливного цикла, хотя некоторые страны (например, Индия), в силу особенностей собственной ресурсной базы, ориентируются на развитие именно этого топливного цикла.

Для открытого ториевого топливного цикла (без переработки топлива) дополнительные нейтроны от 233U можно постараться эффективно использовать, увеличивая глубину выгорания топлива. Однако изотопа 233U в природе нет, и даже в этом случае потребуется формировать стартовые топливные загрузки реакторов либо на основе высокообогащенного урана, либо на основе плутония. Для первого варианта (использование высокообогащенного урана) необходимо иметь развитую структуру предприятий по обогащению природного урана и получить заметные экономические преимущества от замены сырьевого изотопа 238U на 232Th. Такая перспектива представляется сейчас не очень заманчивой. Во-первых, высокообогащенный уран — это дополнительная головная боль в проблеме нераспространения, во-вторых, заметно поднять выгорание ториевого топлива не удастся, т.к. по-прежнему основным делящимся изотопом будет 235U.

Другой вариант — ориентация на использование стартовых плутониевых загрузок. Скорее всего, он более перспективен. Для реализации этой стратегии на первом этапе можно использовать оружейный плутоний или плутоний из облученного топлива тепловых реакторов. В перспективе можно рассчитывать на плутоний из экранов быстрых реакторов. Использовать плутоний целесообразно лишь на начальном этапе наращивания мощностей. Далее, при полном замыкании топливного цикла, в том числе и по 233U, следует переходить на топливные загрузки с 233U, который будет нарабатываться как в тепловых реакторах, так и в бланкетах быстрых реакторов. В таблице № 2 представлены расчетные данные накопления изотопов урана в ториевом радиальном бланкете БН-800 за 7000 эф.ч.

Таблица № 2 — Данные накопления изотопов урана в ториевом радиальном бланкете БН-800

Согласно данным таблицы № 2, в установившемся режиме имеется возможность получать несколько десятков граммов в год достаточно чистого 233U. Такой способ был экспериментально проведен в БН-350, в радиальном урановом бланкете которого облучали образцы тория до накопления 233U 1,3 г/кг. [5]

Все эти варианты имеют право на рассмотрение, и возможно, какие-нибудь из них достигнут стадии практического внедрения, в зависимости от перспектив развития атомной энергетики, развития прогрессивных технологий, региональных особенностей.

3.1.3 Производство уран-ториевого топлива Топливные таблетки из 233UO2 и 232ThO2, для LWR и CАNDU могут изготавливаться дистанционно в камерах с бетонной защитой. Процесс изготовления включает получение порошка, прессование, спекание и шлифование таблеток, так же как и при производстве смешанного оксидного топлива.

Изготовление ТВЭЛов необходимо осуществлять дистанционно, в камерах с радиационной защитой. Дистанционное изготовление необходимо, так как урановые микрочастицы загрязнены 232U, а ториевые — 228U. Повторно используемый уран в 233U-Th-топливном цикле будет содержать несколько сотых долей процента 232U.

Торий, отделяемый при переработке, непосредственно для изготовления топлива не будет применяться. Дело в том, что появляющийся в переработанном тории нуклид 228Th обладает заметной активностью. Поэтому переработанный торий целесообразно поместить на несколько десятилетий в хранилище прежде чем повторно его использовать. Наибольший опыт по изготовлению 233UO2-ThO2-таблеток получен в США при разработке проекта LWBR. Значимость этого опыта, однако, невелика из-за невысокого содержания 232U (около 0,001%) в перерабатываемом материале. [4]

3.2 Способы отделения накопленного в реакторе 233U от 232Th

3.2.1 Разделение 233U и 232Th методом вакуумной дистилляции Дистилляция — процесс частичного разделения бинарных и многокомпонентных жидких смесей на отдельные фракции. Простая дистилляция — это процесс постепенного испарения кипящей жидкой смеси с непрерывным отводом пара из системы и конденсацией его. Исходная жидкая смесь при этом разделяется на две части: дистиллят, обогащенный низкокипящими компонентами, и остаток жидкости в аппарате, обогащенный высококипящими компонентами, так называемый кубовой остаток.

Вакуумная дистилляция осуществляется преимущественно в вакуумных дуговых и индукционных печах при давлении ниже 101 Па.

Тетраиодид тория ThI4 — желтые кристаллы на холоде, оранжевые — при нагревании, температура плавления (556 °C), температура кипения (837°C). Получают его действием паров йода на метал:

Тh + 2I2 ТhI4

Тетраиодид урана UI4 — черное кристаллическое вещество с температурой плавления (506 °C) и температурой кипения (762°C).

U + 2I2 UI4 [6]

Основные стадии переработки ториевых стержней методом вакуумной дистилляции в вакуумной печи ThI4 и UI4:

Стадия. Получения ThI4 и UI4. Получить ThI4 и UI4 можно действием элементного йода при температуре 650 — 700 °C. Продуктами данной реакции будут расплавленные ThI4 и UI4.

Стадия. Разделения ThI4 и UI4 в вакуумной печи. Она включает в себя процессы, протекающие в аппарате для вакуумной дистилляции.

Печь для вакуумной дистилляции состоит из следующих элементов:

— насос для создания вакуума;

— система подачи элементного йода;

— область предварительного вакуума;

— область высокого вакуума;

— печь;

— пылеотделитель;

— конденсаторы с обогревом и охлаждением.

Печь должна быть разделена на несколько зон нагрева с термопарами — для более равномерного нагрева.

Таким образом, после получения ThI4 и UI4, основываясь на их разности температур кипения, можно провести вакуумную дистилляцию при температуре кипения легколетучего компонента т. е. в нашем случае урана, тем самым отделяя его от тория.

После разделения йодидов U и Th уже не составит труда получить отдельно чистые металлический U и Th методом термической диссоциации:

ТhI4 Тh + 2I2^

UI4 U+2I2^

Теоретически скорость испарения в вакууме можно рассчитать по формуле [7]:

где: p — давление насыщенного пара при температуре Т, мм.рт.ст.;

M — молярная масса, г/моль;

Т — абсолютная температура, оК.

Достоинства и недостатки вакуумной дистилляции:

Достоинства:

— высокая степень разделения компонентов;

— автоматизация процесса;

— возможность поддерживать необходимые условия: температуру, время;

— возможность добавления материала в вакуумную печь в любой момент процесса плавки;

— высокая степень очистки;

— экологичность процесса.

Недостатки:

— сложность аппаратурного оформления;

— высокие энергозатраты;

— содержание одного из разделяемых компонентов должно быть не менее 10%.

3.2.2 Осаждение 233U и 232Th из сернокислых растворов Отталкиваясь на различных значениях pH осаждения урана и тория едким натром (NaOH), можно так же провести процесс их разделения. Торий начинает осаждаться из кислых растворов при pH = 3,5 — 3,6, а при pH = 5,5 Th полностью выпадает в осадок в виде гидроксида тория и его можно отделить от урана фильтрованием или центрифугированием. Далее можно выделить таким же образом U в виде полиураната натрия (Na2U2O7), доведя pH до 10, тем самым уран в щелочной среде полностью выпадет в осадок. [8]

Реакции осаждения урана и тория из сернокислых растворов:

Далее прокаливанием можно получить диоксид тория и закись окись урана:

Th (ОH)4 ThO2

При температуре 400−450 °С Th (OH)4 превращается в ThО2, этим способом можно получить диоксид высокой чистоты и химической активности.

U2Na2O7 U3O8

Прокалив полиураната натрия при температуре 900 °C мы получим закись окись урана.

Достоинства и недостатки осадительного метода разделения 233U и 232Th:

Достоинства:

— простота аппаратурного оформления;

— меньшая, в сравнении с другими методами, стоимость;

— низкие температуры.

Недостатки:

— введение в концентрат натрия, вследствие чего возникает необходимость последующей очистки от него;

— низкая селективность;

— большой расход реагентов.

В настоящее время данный метод для выделения урана и тория практически не применяется. Поэтому в данное время осадительные методы практически полностью вытеснены ионообменными и экстракционными процессами. Осадительные процессы сохраняют свое значение для фиксации урана и тория из товарных регенератов ионообменного процесса и из реэкстрактов.

3.2.3 Разделение 233U и 232Th методом жидкостной экстракции Экстракция — это извлечение вещества из одной жидкой фазы (обычно водного раствора) в другую (обычно органическую).

Экстракционные методы отделение тория от урана и редкоземельных элементов (РЗЭ) получили широкое распространение. Чаще всего из водных растворов торий и уран экстрагируют несмешивающимся с водой трибутилфосфатом. Разделение урана и тория происходит на стадии избирательной реэкстракции. При определенных условиях торий из органического растворителя перетягивается в водный раствор азотной кислоты, а уран остается в органической фазе. В качестве экстрагентов могут применяться также метилизобутилкетоны, пентаэфир, оксид мезитила, монои диэтилфосфаты, дикетоны. Так же торий от урана можно отделить с помощью диэтилового эфира, который экстрагирует только уран.

Максимальное разделение урана и тория при экстракции трибутилфосфатом происходит в том случае, если органическая фаза близка к насыщению по урану. [9]

Основные стадии экстракционного разделения U и Th:

Для начала весь U и Th нужно растворить в азотной кислоте (HNO3).

Затем готовят раствор диэтилового эфира.

Далее нитраты тория и урана помещают в экстрактор.

Диэтиловый эфир приливают к нитратам U и Th, тщательно перемешивают. Таким образом уран экстрагирует в органическую фазу, а торий остается в водной.

Производят отделение органической и водной фазы, т. е. разделяют растворы урана и тория.

Проводят реэкстракцию урана (извлекают U из органической фазы).

Достоинства и недостатки процесса экстракции:

Достоинства:

низкие рабочие температуры;

возможность сочетания с иными процессами химической технологии (например, с ректификацией и кристаллизацией);

непрерывность процесса;

высокая степень разделения, что позволяет получать особо чистые вещества;

относительная простота аппаратурного оформления, так как процесс обычно протекает при нормальной температуре и давлении;

высокая эффективность и скорость массообмена;

возможность полной автоматизации;

безопасность для окружающей среды.

Недостатки:

— возможность образования в процессе экстракции стойких эмульсий;

— пожароопасность ряда экстрагентов и разбавителей;

— необходимость дополнительной очистки рафината от растворённого экстрагента (разбавителя).

Если сравнивать эти методы, то наиболее перспективным с точки зрения экономики и конструкции аппаратов для разделения, является метод жидкостной экстракции, т.к. данный метод является классическим, а это значит, что он отработан. В настоящее время метод жидкостной экстракции является основным в технологии переработки ядерного топлива, тогда как другие методы являются новыми и имеют большее количество недостатков.

4. Основы технологии переработки облученных в газоохлаждаемом канальном реакторе ториевых стержней методом жидкостной экстракции

4.1 Условия задачи В исследуемом реакторе при начальной загрузке тория 7,6 тонн наработка делящегося 233U в ториевых стержнях к концу кампании составляет93 кг. Длительность кампании 7200 эффективных часов (300 сут). После выдержки (120 сут) ториевые стержни необходимо переработать за 90 дней. Прежде чем перерабатываемый материал загрузить аппарат и провести экстракцию, необходимо все ториевые таблетки растворить в азотной кислоте. [10]

В Индии в 2012 году провели ряд экспериментов, связанных с взаимодействием тория и азотной кислоты. В эксперименте участвовали ториевые таблетки диаметром 12 мм и высотой 17 мм в чистом виде, а также ториевые таблетки, заключенные в цилиндрическую циркониевую оболочку диаметром 14 мм. В ходе экспериментов были получены следующие значения:

время, при котором торий растворится на 100% в 60% азотной кислоте, будет равно 24 часам;

время, при котором торий вместе с циркониевой оболочкой растворится на 95−100% в 60% азотной кислоте в присутствие катализаторов, будет равно 72 часам. Однако за 24 часа данная реакция пройдет на 80−85%. [11]

На основе приведенных экспериментальных данных можно предположить, что если какое-либо количество ториевых таблеток будет помещено в емкость с необходимым количеством 60% HNO3, то полное растворение произойдет через 24 часа. Тогда полученный раствор Th (NO3)4 и UO2(NO3)2 можно будет загружать в экстракционную колонну для разделения.

Если процесс растворения вести параллельно процессу экстракции, то масса таблеток, перерабатываемая за сутки должна составить 85,39 кг, с учетом того, что один день переработки потребуется только на растворение первой партии таблеток.

4.2 Устройство экстракционной колонны Основным элементом производственной схемы процесса экстракции является экстракционная колонна (Рисунок 2).

Основные узлы экстракционной колонны:

Корпус экстракционной колонны;

Трубопровод для подачи органической фазы;

Трубопровод для подачи раствора Th (NO3)4 и UO2(NO3)2 для экстракции;

Механизм мешалки;

Привод мешалки.

Рисунок 1 Рисунок 2

4.3 Материальный баланс процесса растворения ториевых стержней Для расчета параметров экстракционной колонны был составлен материальный баланс процесса растворения ториевых стержней.

Примем, что степень реагирования процесса растворения ториевых таблеток составит 100% за 24 часа. Производительность 85,39 кг/сут. Концентрация HNO3 — 60%. Избыток кислоты 20%.

Уравнения реакций

M — молярная масса вещества, г/моль;

m — фактическая масса вещества, г.

Все данные расчета материального баланса процесса растворения заносим в таблицу № 3.

Таблица № 3 — Массы веществ до и после реакции

Погрешность вычислений: 0,29%

4.4 Определение параметров экстракционной колонны Исходя из расчетов материального баланса видно, что необходимое количество 60% HNO3 для растворения ториевых таблеток с учетом избытка составит — 155,84 кг, или в пересчете на объем:

где, m — фактическая масса вещества;

V — объем вещества;

p — плотность вещества.

Пересчитаем массы веществ на объем, которые будут находиться в экстракторе, для определения его размеров:

— объем избытка HNO3.

— объем нитрата тория.

— объем уранил нитрата.

— объем 40% воды.

Следовательно, объем смеси, подаваемой для экстракции, будет равен 122,18 литра.

Проводиться процесс экстракции будет при отношении объемов органической и водной фазы 1:1. Следовательно, объем экстрактора должен быть не менее 245 литров.

Проведем необходимые расчеты, параметры экстракционной колонны занесем в Таблицу № 4.

Vц = р? r2?h1 = 3,14?0,252?1= 0,294 375 м3 — объем цилиндра.

где, р — математическая константа,

r — радиус аппарата;

h1 -высота цилиндра.

Vк = 1/3 ?р?r2?h2 = 1/3?3,14?0,252?0,3= 0,19 625 м3 — объем конуса.

где, р — математическая константа,

r — радиус аппарата;

h1 -высота конуса.

Соответственно общий объем аппарата будет равен:

Vобщий = Vк+Vц = 0,19 625 + 0,294 375 = 0,314 м3 — общий объем экстрактора.

Запас объема экстракционной колонны: 22%

Исходя из проведенных расчетов можно утверждать, что для решения поставленной задачи переработки облученных ториевых стержней за 90 суток потребуется создание экстракционной колонны с параметрами, занесенными в таблицу № 4:

ториевый топливный цикл Таблица № 4 — основные параметры экстракционной колонны

Заключение

В ходе производственной практики были решены следующие задачи:

— проведено ознакомление со структурой предприятия и его основных подразделений;

— изучены требования охраны труда, техники безопасности, санитарно-гигиенические нормы и нормы пожарной безопасности предприятия;

— изучены основы технологии ториевого топливного цикла и проведены расчеты параметров аппарата для переработки облученных ториевых стержней и наработанного в них 233U.

На основе проведенной работы и изученных данных можно сделать следующие выводы:

Ториевый топливный цикл имеет хорошие перспективы для внедрения его в атомную энергетику;

Разработка проектов реакторов, использующих ториевое топливо, должна осуществляться в связке с развитием технологий выделения 233U из уран-ториевого топлива;

Наиболее отработанной технологией отделения накопленного в отработанном ядерном топливе 233U от 232Th на сегодняшний день является жидкостная экстракция.

На примере проекта газоохлаждаемого реактора, в котором осуществляется облучение ториевых стержней, используемых для накопления изотопа 233U, разработаны основы технологии для их переработки и определены параметры основного оборудования.

1. Пивоваров О. С. / Институт атомной энергии Национального ядерного центра РК за 10 лет, — Курчатов, 2003 г.

2. Санитарные правила и нормы Республики Казахстан по гигиене труда в промышленности (СНиП РК) Омск ИПК «Омич» 1995 г.

3. Правила пожарной безопасности Республики Казахстан (ППБ РК 08−07) Алматы, 1997 г.

4. Торий-урановый топливный цикл. Уран-плутониевый топливный цикл быстрых реакторов-размножителей. Обработка радиоактивных отходов. / Национальный исследовательский университет Московский энергетический институт (НИУ МЭИ), Конспекты лекций. Электронный ресурс: (http://vunivere.ru/work24679)

5. Матвеев Л. В., Центер Э. М. Уран — 232 и его влияние на радиационную обстановку в ядерном топливном цикле; Энергоатомиздат, 1983.

6. Химия тория, урана, плутония: учебное пособие / Жерин И. И., Амелина Г. Н. — Томск: Изд. ТПУ, 2009. — 147с

7. Сайт о вакуумной технике. [Электронный ресурс] /[http://www.pro-vacuum.ru]

8. Тураев Н. С / Курс профессиональной подготовки Технологии урановых добывающих и перерабатывающих предприятий. Выделение урана из растворов и пульп. Лекция № 8. — НИ ТПУ — Томск.

9. Бекман И. Н. Торий. Учеб. пособие. М.: Московский государственный университет им. Ломоносова М. В., 2010.

10. Иданова Д. С., Котов В. М. / Исследование нейтронно-физических характеристик газоохлаждаемого канального реактора. — Вестник НЯЦ РК. — Курчатов.

11. THORIA / THORIA-URANIA DISSOLUTION STUDIES FOR REPROCESSING APPLICATION by C. Srinivas, Vrunda Yalmali, A.S. Pente, P.K. Wattal and S.D. Misra, BHABHA ATOMIC RESEARCH CENTRE — MUMBAI, INDIA, 2012.