КАРТОЧКА ПРОЕКТА ФУНДАМЕНТАЛЬНЫХ И ПОИСКОВЫХ НАУЧНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ,
ПОДДЕРЖАННОГО РОССИЙСКИМ НАУЧНЫМ ФОНДОМ

Информация подготовлена на основании данных из Информационно-аналитической системы РНФ, содержательная часть представлена в авторской редакции. Все права принадлежат авторам, использование или перепечатка материалов допустима только с предварительного согласия авторов.

 

ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ

Номер 17-73-20156

НазваниеРазработка физико-химических основ процессов глубокого фракционирования делящихся материалов и продуктов деления в технологии пристанционной переработки нитридного ОЯТ

РуководительМальцев Дмитрий Сергеевич, Кандидат химических наук

Организация финансирования, регион федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина", Свердловская обл

Период выполнения при поддержке РНФ 07.2017 - 06.2020 

Конкурс№24 - Конкурс 2017 года по мероприятию «Проведение исследований научными группами под руководством молодых ученых» Президентской программы исследовательских проектов, реализуемых ведущими учеными, в том числе молодыми учеными.

Область знания, основной код классификатора 03 - Химия и науки о материалах, 03-407 - Фундаментальные проблемы химической технологии

Ключевые словаОблученное ядерное топливо, замкнутый ядерный топливный цикл, пироэлектрохимические процессы, хлоридные расплавы,жидкие металлы, разделение, твердый катод, жидкий катод

Код ГРНТИ61.31.61

СтатусУспешно завершен

 

ИНФОРМАЦИЯ ИЗ ЗАЯВКИ

Аннотация
В качестве основной концепции развития атомной энергетики в России принята концепция перехода к реакторам на быстрых нейтронах и организации короткозамкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) с пристанционной переработкой ОЯТ. Переработка отработавшего ядерного топлива с малым временем выдержки невозможна без внедрения пирохимических методов переработки. В связи с этим перед учеными ставится первоочередная задача проведения исследований способствующих практической реализации пирохимических методов переработки. Несмотря на то, что основы пирохимической технологии были разработаны в 50-х годах 20 века, до сих пор нерешенными с технологической точки зрения остается большое количество вопросов. В связи с этим тема данного научного исследования является актуальной как для развития фундаментальных основ, так и для практической реализации ЗЯТЦ в атомной энергетике, являющейся одним из приоритетных направлений экономического развития РФ. В свою очередь практическая реализация пирохимической технологии и ЗЯТЦ дает возможность, помимо переработки маловыдержанного ОЯТ, вовлечения в ядерный топливный цикл оборотных урана и плутония. Появится практическая возможность решения проблемы накопления радиоактивных отходов, а именно сокращения их объемов за счет получения их в компактной форме пригодной для захоронения. Пирохимическими методами можно перерабатывать ОЯТ не только полученное с реакторов на быстрых нейтронах, но и накопленное за годы эксплуатации водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР). С использованием пирохимических методов появляется возможность переработки ОЯТ транспортных и исследовательских реакторов, отличающееся высокой степенью обогащения и порой крайне сложным элементным составом. Детальное исследование физико-химического поведения редких элементов (таких как уран, цирконий и ниобий) в галоидных расплавах позволит получить более достоверные и непротиворечивые сведения о валентном состоянии и координационных свойствах этих элементов, термодинамике их соединений в расплавленных смесях галоидных солей. Большой интерес с практической точки зрения представляет изучение электродных процессов с участием вышеуказанных металлов, а также установление возможности их разделения. Коэффициент разделения компонентов, характеризующий распределение изучаемых элементов между различными фазами, определяется свойствами солевой и металлической фаз. При выборе солевой фазы для осуществления процесса разделения определяющую роль играет электродный потенциал выделения того или иного компонента, при выборе катода определяющее значение на величину коэффициента разделения влияют коэффициенты активности разделяемых элементов в материале катода. Для получения полной информации по электрохимическим свойствам урана, циркония и ниобия будут изучены электродные потенциалы выделения исследуемых металлов в зависимости от катионного состава солевой фазы и температуры протекания процесса. Поскольку не менее важную роль при разделении компонентов играют свойства восстановленной фазы, то помимо изучения электрохимического выделения и разделения изучаемых металлов на инертных твердых катодах, будут определены электрохимические свойства урана, циркония и ниобия в расплавленных солях различного катионного состава на активных жидких катодах.

Ожидаемые результаты
В ходе выполнения представленной работы планируется: • углубление и расширение знаний о фундаментальных электрохимических свойствах и поведении урана и некоторых продуктов деления (Zr, Nb) в расплавленных средах на индифферентных и активных катодах в широком температурном интервале 450–800 оС; • получение знаний о термодинамических и транспортных свойствах ионов урана, циркония и ниобия в хлоридных расплавах различного катионного состава в широком температурном интервале 450–800 оС; • исследование возможности разделения близких по электрохимическим свойствам элементов на примере урана и циркония; • определение взаимного влияния урана и циркония на их поведение в электрохимических процессах в солевых расплавах; • определение влияния температуры, катионного состава соли растворителя и материала катода на процесс разделения урана и циркония. Данные фундаментальных электрохимических, термодинамических и транспортных свойствах ионов урана, циркония и ниобия имеют самостоятельное значение для фундаментальной науки в качестве справочных величин. Полученные данные также будут весьма эффективно использованы при разработке и оптимизации процессов пирохимической переработки отработавшего ядерного топлива, в том числе для глубокого фракционирования компонентов ОЯТ, очистки и выделения делящихся материалов с целью их возврата в топливный цикл.

 

ОТЧЁТНЫЕ МАТЕРИАЛЫ

Аннотация результатов, полученных в 2017 году
Работы по проекту выполняются в полном объеме согласно календарному плану. Целью проекта является разработка способов разделения компонентов отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), в частности отделения делящихся материалов (урана) от близких по электрохимическим свойствам продуктов деления. За отчетный период были исследованы поведение и свойства урана на индифферентных твердых катодах и активных жидкометаллических катодах. В качестве индифферентного катода был использован металлический вольфрам. В качестве жидкометаллических катодов использовали индивидуальные легкоплавкие металлы металлах (Ga, In, Sn, Zn), а также их сплавах (Ga–In, Ga–Sn, Ga–Zn). Определены стандартные электродные потенциалы урана в эвтектической смеси хлоридов лития, калия и цезия в широком температурном интервале 300–800 оС. Определены температурные зависимости коэффициентов диффузии ионов урана в эвтектической смеси хлоридов лития, калия и цезия. Определены потенциалы выделения урана в эвтектической смеси хлоридов лития и калия на индифферентных твердых и активных жидкометаллических катодах. Для определения возможности и условий разделения урана и продуктов деления необходимо знание свойств и поведения, не только урана как основного компонента ОЯТ, но и элементов-продуктов деления. На данном этапе исследованы свойства циркония в эвтектической смеси хлоридов лития и калия. Методом циклической вольтамперометрии исследованы катодные процессы с участием циркония на индифферентном твердом катоде в интервале температур 550–750 oС и на активных жидкометаллических катодах на основе индивидуальных металлов (Ga, In, Sn, Zn), а также их сплавов эвтектического состава (Ga–In, Ga–Sn, Ga–Zn) в эвтектической смеси хлоридов лития и калия при температуре 600 оС. Показано, что процесс восстановления ионов Zr(IV) до металла и анодного растворения металлического циркония являются многостадийными. В расплавах могут образовываться ионы Zr(II) и Zr(IV). Доказательств существования ионов Zr(I) и Zr(III) на данном этапе получено не было. Определены стадии катодного и анодного процессов, значения потенциалов выделения циркония на различных электродах, значения электродных потенциалов циркония и коэффициентов диффузии ионов циркония. Изучены катодные процессы на жидкометаллических электродах при совместном выделении урана и циркония в расплаве эвтектической смеси хлоридов лития и калия при температуре 600 оС. Показано, что уран и цирконий не оказывают существенного взаимного влияния на величины потенциалов выделения.

 

Публикации

1. Иванов А.Б., Пухов М.А., Осипенко А.Г., Волкович В.А. Redox Properties of Molybdenum in NaCl-2CsCl Eutectic Based Melts AIP Conference Proceedings, Vol. 1886, Article Number 020037, p. 1-6 (год публикации - 2017) https://doi.org/10.1063/1.5002934

2. Рагузина Е.В., Мальцев Д.С., Волкович В.А., Ямщиков Л.Ф., Чекин А.В. Thermodynamic Properties of Rare Earth Elements in La-RE-Ga-In Alloys (RE = Nd, Y) AIP Conference Proceedings, Vol. 1886, p. 1-8 (год публикации - 2017) https://doi.org/10.1063/1.5002933

Аннотация результатов, полученных в 2018 году
Работы по проекту выполняются в полном объеме согласно календарному плану. За отчетный период были продолжены исследования поведения и свойств циркония на активных жидкометаллических катодах в широком интервале температур. В качестве жидкометаллических катодов использовали индивидуальные легкоплавкие металлы металлах (Ga, Sn, Zn), а также их сплавах (Ga–Sn, Ga–Zn). Определено влияние температуры на потенциалы выделения циркония, а также показана возможность принципиальная возможность разделения урана и циркония при использовании жидкометаллических катодов на основе Ga и Sn. Были исследованы катодные процессы с участием ниобия в хлоридных расплавах. Показано, что процесс катодного восстановления ионов Nb(IV, III) до металлического ниобия являются обратимым и контролируются процессами массопереноса. Определены потенциалы выделения ниобия из хлоридных расплавов. На основании анализа данных циклической вольтамперометрии произведена оценка значений условных стандартных электродных потенциалов ниобия. Показана возможность разделения урана и ниобия при катодном восстановлении на твёрдом (вольфрамовом) катоде. Результаты работы были представлены на конференции, организуемой электрохимическим обществом США AiMES 2018 Meeting, Канкун, Мексика; по результатам конференции опубликована статья в журнале ECS Transactions, индексируемом базой данных Scopus. Также был представлен доклад на конференции HTMC XVI, 16th IUPAC High Temperature Materials Chemistry Conference, г. Екатеринбург, Россия. По материалам доклада были опубликованы статьи в журналах Расплавы и Russian Metallurgy, индексируемом базой данных Scopus.

 

Публикации

1. Д. С. Мальцев, В. А. Волкович, Е. В. Рагузина, К. Е. Стрепетов, А. А. Козлова, М. Н. Солдатова Separation of Uranium and Zirconium: Electrochemical Properties of Zirconium in the 3LiCl–2KCl Melt Russian Metallurgy (Metally), Vol. 2019, Issue 2, p. 155–158 (год публикации - 2019) https://doi.org/10.1134/S0036029519020149

2. Д. С. Мальцев, В. А. Волкович, Е. В. Рагузина, К. Е. Стрепетов, А. А. Козлова, М. Н. Солдатова О разделении урана и циркония: электрохимические свойства циркония в расплаве 3LiCl–2KCl Расплавы, №1, стр. 51–57 (год публикации - 2019) https://doi.org/10.1134/S0235010619010109

3. Мальцев Д.С., Волкович В.А., Иванов А.Б., Рыжов А.А., Стрепетов К.Е., Козлова А.А., Солдатова М.Н. Uranium deposition potentials on solid and liquid cathodes in LiCl-KCl eutectic melt AIP Comference Proceedings, Volume 2015, Article number 020056 (год публикации - 2018) https://doi.org/10.1063/1.5055129

4. Мальцев Д.С., Волкович В.А., Иванов А.Б., Рыжов А.А., Стрепетов К.Е., Козлова А.А., Солдатова М.Н. Electrochemical behavior of zirconium in LiCl-KCl eutectic melt AIP Conference Proceedings, Volume 2015, Article number 020057 (год публикации - 2018) https://doi.org/10.1063/1.5055130

5. Мальцев Д.С., Волкович В.А., Рагузина Е.В., Стрепетов К.Е., Козлова А.А., Солдатова М.Н. Electrochemical Properties of Uranium and Zirconium on Solid and Liquid Electrodes in 3LiCl–2KCl Based Melts ECS Transactions, volume 86, issue 14, 55-67 (год публикации - 2018) https://doi.org/10.1149/08614.0055ecst

Аннотация результатов, полученных в 2019 году
В результате реализации проекта за отчётный период был выполнен цикл исследований катодных процессов, протекающих в хлоридных расплавах на основе эвтектической смеси хлоридов лития и калия, содержащих хлориды циркония и урана. Методом катодной поляризации определены потенциалы выделения циркония и урана на электродах из вольфрама, цинка и эвтектического сплава галлий–цинк. Показано, что максимальная разница потенциалов выделения циркония и урана реализуется на электродах из сплава Ga–Zn. Проведены балансовые эксперименты по разделению урана и циркония, определена величина термодинамически возможного коэффициента разделения урана и циркония в системе «эвтектический расплав LiCl–KCl – эвтектический сплав Ga–Zn». Полученное значение коэффициента разделения при 540 оС составило 2580.

 

Публикации

1. Никулина В.А., Мальцев Д.С., Рыжов А.А., Иванов А.Б., Волкович В.А. Red-Ox Porcesses Involving Niobium in Alkali Chloride Melts AIP Conference Proceedings, - (год публикации - 2019) https://doi.org/10.1063/5134195

2. Солдатова М.Н., Мальцев Д.С., Волкович В.А. Processes Involving Zirconium on Solid and Liquid Cathodes in LiCl-KCl Eutectic Based Melts AIP Conference Proceedings, - (год публикации - 2019) https://doi.org/10.1063/1.5134216

3. Стрепетов К.Е., Мальцев Д.С., Волкович В.А. Uranium Reduction from Chloride Melts on Solid and Liquid Cathodes AIP Conference Proceedings, - (год публикации - 2019) https://doi.org/10.1063/1.5134218

Возможность практического использования результатов
В соответствии с Федеральными целевыми программами «Развитие атомного энергопромышленного комплекса», «Ядерные энерготехнологии нового поколения» предусматривается дальнейшее ускоренное развитие атомной энергетики на территории Российской Федерации. Одним из путей повышения эффективности использования запасов делящихся материалов является переход на короткозамкнутый ядерный топливный цикл с реакторными установками на быстрых нейтронах, включая реакторные установки типа БРЕСТ со свинцовым теплоносителем, работающие на оксидном или нитридном топливе. Важной составляющей короткозамкнутого ядерного топливного цикла является переработка отработавшего ядерного топлива с высокой глубиной выгорания и малым временем выдержки после выгрузки из реактора. Подобная переработка может быть реализована только с использованием неводных методов переработки, к которым относятся пирохимические и пироэлектрохимические методы, использующие в качестве рабочих сред солевые расплавы. Важным этапом переработки отработавшего топлива является операция разделения неизрасходованных делящихся материалов и накопившихся продуктов деления с достижением требуемых коэффициентов очистки (составляющих 100–1000 для реакторов, работающих на быстрых нейтронах). Разделение компонентов осуществляется после вскрытия отработавшего топлива и перевода его основных компонентов в фазу солевого электролита. При выборе состава электролита в настоящее время наибольшее предпочтение отдаётся расплавам на основе смесей хлоридов щелочных металлов. Наиболее трудным этапом разделения компонентов ОЯТ является отделение электроположительных продуктов деления (т.е. продуктов деления, электродный потенциал которых положительнее электродного потенциала урана), обладающих близкими к урану потенциалами выделения. Таким продуктом деления является цирконий, которому из-за равновесия 95Zr-95Nb всегда сопутствует ниобий. В ходе реализации настоящего проекта было исследовано поведение урана, циркония и ниобия в различных электрохимических процессах и осуществлён выбор условий, позволяющих провести глубокую очистку урана от циркония. Экспериментально определённый коэффициент разделения урана и циркония в предложенной системе составил более 2500. Таким образом, полученные результаты могут быть эффективно использованы при создании или усовершенствовании пироэлектрохимической технологии переработки отработавшего ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах, включая создание компактных пристанционных модулей переработки.