Способ определения содержания изотопов урана в ядерном топливе

Способ определения содержания изотопов урана в ядерном топливе

Реферат

 

Назначение: в ядерной технологии, в частности при определении суммарного содержания урана в таблетках керамического ядерного топлива на основе диоксида урана. Способ включает взвешивание таблеток, определение содержания влаги в таблетках и прокалку таблеток в кислородосодержащей среде для преобразования двуокиси урана в закись-окись урана. После повторного взвешивания таблеток для определения массы закиси-окиси урана проводят расчет содержания массовой доли w_(u) изотопов урана. Содержание влаги в партии таблеток определяют по содержанию водорода методом высокотемпературной экстракции газа, по крайней мере, в одной таблетке из партии, которую не используют в дальнейшем анализе. Прокаливание для окончательного окисления урана до закиси-окиси проводят в течение времени, которое определяют по расчетной формуле. В результате снижается содержание привнесенных примесей, уменьшается число технологических операций и увеличивается точность измерений. 3 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к ядерной технологии, в частности к методам контроля состава ядерного топлива, особенно при определении суммарного содержания урана в таблетках керамического ядерного топлива на основе диоксида урана.

Уровень техники Известен гравиметрический способ определения содержания суммы изотопов урана в двуокиси урана, заключающийся в том, что из производственной партии таблеток на основе диоксида урана отбирают контрольную партию, измельчают таблетки, растворяют в смеси кислот, фильтруют от нерастворимого осадка, осаждают уран в виде этилендиаминтетраацетата уранила с последующим переосаждением в виде пероксида урана (Отраслевая инструкция. Уран и его соединения. Методика гравиметрического определения урана с пероксидным осаждением, ОИ 001.356-94, Министерство РФ по атомной энергии, Всероссийский НИИ неорганических материалов им. Академика Бочвара (ВНИИНМ)). Полученный осадок количественно переносят на беззольный фильтр, прокаливают при температуре от 900^oC до 1000^oC и взвешивают в виде весовой формы U₃O₈.

Расчет суммарного содержания изотопов урана (% мас.) проводят по формуле: где W₂ - масса полученной закиси-окиси урана, г; W₁ - масса золы контрольного опыта, г; S - масса контролируемой партии таблеток ядерного топлива, г; F - коэффициент пересчета закиси-окиси урана на уран с учетом изотопного состава, который вычисляют по формуле: F= 0,848-0,000016P(U²³⁵), где P(U²³⁵) - массовая доля U²³⁵ в смеси, %.

Данный метод достаточно сложен, поскольку требует проведения операций растворения, фильтрования и осаждения, при которых возможны микропотери анализируемого вещества - урана, что ведет к занижению результатов анализа. Использование для анализа тонко измельченных таблеток также приводит к загрязнению материала таблеток при растирке, адсорбции влаги и искажению результатов анализа урана, увеличению погрешностей. Добавление в фильтрат воды после его упаривания также оказывает негативное влияние, поскольку с водой в фильтрат попадают примеси, содержащиеся в воде. Кроме того, данный метод не учитывает наличие всевозможных примесей в ядерном топливе. Поэтому суммарная погрешность пероксидного метода составляет около 0,20%, м.д.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к описываемому является способ определения содержания изотопов урана в ядерном топливе, заключающийся в том, что осуществляют взвешивание таблеток контролируемой партии, определяют содержание влаги в таблетках, производят прокалку таблеток в кислородосодержащей среде для изначального преобразования двуокиси урана в закись-окись урана, затем проводят прокалку таблеток для окончательного окисления урана до закиси-окиси, повторное взвешивание полученной массы закиси-окиси урана и расчет содержания массовой доли W_(U) изотопов урана с учетом содержания примесей (Annual book of ASTM standards, ASTM 696 - 697, v. 12.01 Nuclear Energy, pp. 76, 77).

Данный способ предполагает взвешивание исходной порции двуокиси урана с последующим обезвоживанием (сушка) при пониженном давлении в среде азота и взвешивание после сушки. Высушенная двуокись урана для изначального преобразования двуокиси урана в закись-окись урана подвергается прокаливанию при температуре 500^oC в течение 3-х часов. Затем ядерное топливо повторно неоднократно (не менее двух, трех раз) прокаливают в тигле для окончательного окисления урана до закиси-окиси при температуре 900^oC в течение 3-х часов. После каждого цикла повторного прокаливания ядерное топливо извлекают из печи, охлаждают и взвешивают. При стабилизации массы ядерного топлива после последних циклов прокаливания процесс повторного цикличного прокаливания прекращают. Вес получаемой закиси-окиси урана должен быть скорректирован на присутствующие нелетучие примеси, которые выявляют с помощью спектрального анализа. Затем проводят расчет массовой доли W_(U) изотопов урана в ядерном топливе по формуле: W_(U) = {[0,8480W₂(1 - W_(OX))/S]100}- 0,01%, где W₂ - масса полученной закиси-окиси урана после прокаливания таблеток, г; S - масса контролируемой партии таблеток ядерного топлива, г; W_(OX) - общее количество всех примесей, окисляющихся на 1 г обзоленной закиси-окиси урана, г/г U₃O₈.

Однако данный способ имеет следующие недостатки. Во-первых, все величины нелетучих примесей, считающиеся ниже порога определения, рассматриваются как вклад в суммарную коррекцию 0,01% от % урана, что дает систематическую ошибку в определении содержания изотопов урана в ядерном топливе.

Во-вторых, при сушке в вакууме при определении содержания влаги возможна потеря некоторых примесей, которые затем учитываются при расчете в виде постоянной величины, равной 0,01%, несмотря на их различное фактическое значение.

В-третьих, многократная повторная прокалка с периодическим выниманием тигля из печи приводит к загрязнению материала таблеток ядерного топлива во время цикличных операций загрузки-выгрузки с последующим взвешиванием.

Следует также отметить, что известный способ требует значительных трудозатрат в связи с наличием большого числа операций: сушка, многократное прокаливание с последующим охлаждением и взвешиванием.

Сущность изобретения Задачей настоящего изобретения является создание способа определения содержания изотопов урана в ядерном топливе, обладающего повышенной достоверностью и упрощенной технологией.

В результате решения данной задачи, можно получить новые технические результаты, заключающиеся в том, что снижается содержание привнесенных примесей, уменьшается число технологических операций и увеличивается точность измерений.

Указанные технические результаты достигаются тем, что в способе определения содержания изотопов урана в ядерном топливе, заключающемся в том, что осуществляют взвешивание таблеток контролируемой партии, определяют содержание влаги в таблетках, производят прокалку таблеток в кислородосодержащей среде для изначального преобразования двуокиси урана в закись-окись урана, затем проводят прокалку таблеток для окончательного окисления урана до закиси-окиси, повторное взвешивание таблеток для определения массы закиси-окиси урана и расчет содержания массовой доли изотопов урана W_(U) с учетом содержания примесей, содержание влаги в партии таблеток определяют, по крайней мере, в одной таблетке из партии, которую не используют в дальнейшем анализе, по содержанию водорода методом высокотемпературной экстракции газа, прокаливание для окончательного окисления урана до закиси-окиси проводят в течение времени Т, которое определяют по формуле: T(+m)d², где (+m) - экспериментально определенный коэффициент, учитывающий скорость реакции окисления диоксида урана (UO₂) до закиси-окиси (U₃O₈) в зависимости от содержания влаги в таблетках, причем = 0,047 час/мм², а = 10^-4 час/pmмм², где m - содержание влаги, (ppm - частей на миллион), d - диаметр таблетки, мм, а расчет содержания массовой доли изотопов урана с учетом содержания примесей проводят по формуле: где S - масса контролируемой партии таблеток ядерного топлива, г; W₂ - масса полученной закиси-окиси урана после прокалки таблеток ядерного топлива, г; W_(OX) - сумма определяемых примесей в пересчете на их оксидную формулу, г/г U₃O₈; F - коэффициент пересчета закиси-окиси урана на уран с учетом изотопного состава, который вычисляют по формуле: где М(О) = 15,9994 г/моль - молярная масса кислорода; M(U) - молярная масса урана соответствующего обогащения, г/моль, определяемая по формуле: где P(U²³⁵) - массовая доля U²³⁵ в смеси, %.

M(U²³⁵) = 235,044 г/моль - молярная масса урана-235; M(U²³⁵) = 238,051 г/моль - молярная масса урана-238.

Отличительная особенность описываемого изобретения состоит в следующем. Во-первых, определение содержания влаги в таблетках ядерного топлива производят более точным путем по содержанию водорода, по крайней мере, в одной таблетке ядерного топлива, которую не используют при дальнейшем анализе. Это обусловлено тем, что после определения содержания водорода в таблетке методом высокотемпературной экстракции газа, такая таблетка не пригодна для дальнейших исследований, т.к. при высокотемпературной экстракции газа таблетка двуокиси урана в потоке инертного газа, например азота, быстро нагревается до температуры 1800^oC и разрушается на части из-за термоудара.

Во-вторых, полное время прокалки, при котором происходит окончательное окисление урана до закиси-окиси определяют предварительно с учетом содержания влаги в ядерном топливе. Экспериментально установлено, что скорость преобразования двуокиси урана в закись-окись урана, а следовательно, и время процесса, зависит от содержания влаги в ядерном топливе и от размеров таблетки.

Кроме того, прокалку таблеток в кислородосодержащей среде для исключения термоудара и начала преобразования двуокиси урана в закись-окись урана целесообразно проводить при температуре от 475^oC до 575^oC, а прокалку таблеток для окончательного окисления урана до закиси-окиси при температуре от 875^oC до 925^oC.

В качестве примесей при расчете содержания массовой доли изотопов урана предпочтительно учитывать те элементы, которые реально присутствуют в ядерном топливе, в частности изотопы железа, и/или никеля, и/или алюминия, и/или хрома, и/или кремния.

Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения Описываемый способ реализуют следующим образом. Проводили определение массовой доли урана в партии спеченных таблеток ядерного топлива на основе двуокиси урана для реакторов типа ВВЭР- 1000. Средний диаметр таблеток составляет около 7,6 мм, массовая доля U²³⁵ в смеси - P(U²³⁵) составляет 4,00%. От партии отбирают и проводят изначальное взвешивание контролируемой партии таблеток на весах с погрешностью взвешивания не более 0,0001 г, например на весах АВ - 204 фирмы Mettler (или на других весах с аналогичными характеристиками). От той же партии таблеток отбирают часть таблеток для анализа на содержание железа, и/или никеля, и/или алюминия, и/или хрома, и/или кремния спектральным методом, а также определения изотопного состава масс-спектральным методом и контроля влаги по содержанию водорода методом высокотемпературной экстракции газа. Метод высокотемпературной экстракции газа является широко известным способом и очевиден для специалиста (см., например, ANNUAL BOOK of ASTM STANDARDS, Volume 12.01 Nuclear Energy, С. 696, pp. 22-24). После определения содержания влаги данным методом анализируемые таблетки в дальнейших измерениях не используются, т.к. данный метод предполагает нагрев до температуры 1800^oC. Вследствие этого структура ядерного топлива существенно изменяется. После определения содержания влаги, величина которой составила 2,7 ppm, берут контролируемую партию таблеток и помещают в предварительно прокаленный и взвешенный платиновый тигель. Записывают массу пустого тигля и массу тигля с таблетками и по разности между этими величинами определяют S = 9,1056 г - массу контролируемой партии таблеток ядерного топлива, взятых на анализ.

Тигель помещают в муфельную печь и предварительно прокаливают при температуре от 475^oC до 575^oC в течение 2 часов. При этом таблетки прогреваются по всему объему, и не происходит их растрескивание и потеря частичек топлива из-за термоудара. При данной температуре начинается окисление диоксида урана на поверхности таблеток. Затем температуру в муфельной печи поднимают до 900 25^oC. При данной температуре проходит преобразование двуокиси урана до закиси-окиси урана, т.е. до окончательного окисления всех переходных окислов урана до закиси-окиси урана. Полное превращение двуокиси урана в закись-окись урана происходит после прохождения реактивной диффузии кислорода по всему объему таблетки. Поскольку объем таблетки зависит от геометрических размеров, то возможен расчет необходимого времени для окончательного прокаливания в зависимости от диаметра таблетки с учетом содержания влаги в таблетках. Прокаливание для окончательного окисления урана до закиси-окиси проводили в течение времени Т, которое определяли по формуле: Т (0,047 час/мм² + 10^-4 час/ppm2,7 ppm) (7,6 мм)² = 2,8 часа.

После прокаливания взвешивают тигель с закисью-окисью урана и по разности массы тигля с закисью-окисью урана и массы пустого тигля определяют массу W₂ закиси-окиси урана - 9,4644 г.

Для расчетов результатов анализа использовали данные по содержанию примесей, полученных спектральным анализом (в массовых % к урану): Fe - 0,0073, Ni - 0,0028, Cr - 0,0015, Al - менее 0,003, Si - менее 0,003.

W_(OX) - сумму определяемых примесей в пересчете на их исходную формулу, г/г U₃O₈ определяли по формуле: где W₁ - массовые доли примесей, % к урану; K_i - коэффициент пересчета примесей на оксидную форму, например для железа К = 1,43, для никеля К = 1,27, для алюминия К = 1,89, для хрома К = 1,46, для кремния К = 2,14.

Далее определяют F - коэффициент пересчета закиси-окиси урана на уран с учетом изотопного состава, который вычисляют по формуле: F = 3 M(U) /3M(U) + 8M(O) = 0,8479483, где М(O) = 15,9994 г/моль - молярная масса кислорода; M(U) - молярная масса урана соответствующего обогащения, г/моль, определяемая по формуле: где P(U²³⁵) - массовая доля U²³⁵ в смеси,%.

M(U²³⁵) = 235,044 г/моль - молярная масса урана-235; M(U²³⁸) = 238,051 г/моль - молярная масса урана-238.

Подставляя полученные значения в формулу для расчета содержания массовой доли изотопов урана с учетом содержания примесей окончательно получено: Таким образом, описываемый способ менее трудоемок, более оперативен и существенно точнее, чем известные методы аналогичного назначения.

Список использованной литературы 1. Annual book of ASTM standards, ASTM 696-697, V.12.01 Nuclear Energy.

2. Министерство РФ по атомной энергии. Всероссийский НИИ неорганических материалов им. академика А.А. Бочвара. ОИ 001.356-94 "Уран и его соединения. Методика гравиметрического определения урана с пероксидным осаждением".

3. Министерство высшего и среднего специального образования СССР. Московский ордена Ленина химико-технологический институт имени Д.И. Менделеева. Кинетика гетерогенных химических реакций, ч. II. Диффузионные процессы. Москва, 1970 г.

4. Королев Б. И. "Основы вакуумной техники". Государственное энергетическое издательство, Москва, 1958 г.

5. Некрасов Б.В. "Курс общей химии", Госхимиздат, Москва, 1954 г.

6. Реми Г. "Курс неорганической химии", том 1, Издательство иностранной литературы, Москва, 1963 г.

Формула изобретения

1. Способ определения содержания изотопов урана в ядерном топливе, заключающийся в том, что осуществляют взвешивание таблеток контролируемой партии, определяют содержание влаги в таблетках, производят прокалку таблеток в кислородосодержащей среде для начала преобразования двуокиси урана в закись-окись урана, затем проводят прокалку таблеток для окончательного окисления урана до закиси-окиси, повторное взвешивание таблеток для определения массы закиси-окиси урана и расчет содержания массовой доли W_(U) изотопов урана с учетом содержания примесей, отличающийся тем, что содержание влаги в партии таблеток определяют, по крайней мере, в одной таблетке из партии, которую не используют в дальнейшем анализе, по содержанию водорода методом высокотемпературной экстракции газа, прокаливания для окончательного окисления урана до закиси-окиси проводят в течение времени Т, которое определяют по формуле Т (a+bm)d², где (a+bm) - экспериментально определенный коэффициент, учитывающий скорость реакции окисления двуокиси урана (UO₂) до закиси-окиси (U₃O₈) в зависимости от содержания влаги в таблетках, причем а = 0,047 ч/мм², a b = 10^-4 ч/ppm мм², где, m - содержание влаги, (ppm - частей на миллион); d - диаметр таблетки, мм; а расчет содержания массовой доли изотопов урана с учетом содержания примесей проводят по формуле где S - масса контролируемой партии таблеток ядерного топлива, г; W₂ - масса полученной закиси-окиси урана после прокалки таблеток ядерного топлива, г; W_(OX) - сумма определяемых примесей в пересчете на их оксидную формулу, г/г U₃O₈; F - коэффициент пересчета закиси-окиси урана на уран с учетом изотопного состава, который вычисляют по формуле где M(O) = 15,9994 г/моль - молярная масса кислорода; M(U) - молярная масса урана соответствующего обогащения, г/моль, определяемая по формуле где P(U²³⁵) - массовая доля U²³⁵ в смеси, %; M(U²³⁵) = 235,044 г/моль - молярная масса урана-235; M(U²³⁸) = 238,051 г/моль - молярная масса урана-238.

2. Способ определения содержания изотопов урана в ядерном топливе по п. 1, отличающийся тем, что прокалку таблеток в кислородсодержащей среде для изначального преобразования двуокиси урана в закись-окись урана проводят при температуре 475 - 575^oC.

3. Способ определения содержания изотопов урана в ядерном топливе по п.1 или 2, отличающийся тем, что прокалку таблеток для окончательного окисления урана до закиси-окиси проводят при температуре 875-925^oC.

4. Способ определения содержания изотопов урана в ядерном топливе по п.1 или 2, или 3, отличающийся тем, что в качестве примесей при расчете содержания массовой доли изотопов урана учитывают изотопы железа, и/или никеля, и/или алюминия, и/или хрома, и/или кремния.