Получение оксидов урана и смешанных оксидов урана и церия методом восстановительной плазмохимической денитрации, их состав и свойства

Получение оксидов урана и смешанных оксидов урана и церия методом восстановительной плазмохимической денитрации, их состав и свойства

Автор: Гильбо, Константин Евгеньевич

Количество страниц: 108 с.

Артикул: 2311489

Автор: Гильбо, Константин Евгеньевич

Шифр специальности: 05.17.02

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2001

Место защиты: Санкт-Петербург

Стоимость: 250 руб.

Получение оксидов урана и смешанных оксидов урана и церия методом восстановительной плазмохимической денитрации, их состав и свойства  Получение оксидов урана и смешанных оксидов урана и церия методом восстановительной плазмохимической денитрации, их состав и свойства 

Содержание
Введение
1. Литературный обзор
1.1. Диоксид урана как основное топливо ядерной энергетики
1.2. Осадительные методы получения керамических порошков иОг
1.2.1. Методы, включающие осаждение соединений
урана из раствора
1.2.2. Методы, использующие осаждение из газовой фазы
1.3. Процессы прямого разложения растворов уранилнитрата
1.3.1. Применение обычных способов нагрева
1.3.2. Нетрадиционные способы подвода энергии для проведения процессов денитрации.
Использование энергии СВЧизлучения,
разложения в пламени и в плазме
1.4. Существующие плазмохнмическне процессы получения порошков оксидов урана
1.5. Процессы получения смешанных оксидов
1.6. Анализ работ, посвященных механизму реакций в плазме
2. Расчетная часть. Создание априорной модели
пдазмохнмнческого процесса
2.1. Математическая модель тепломассобменных процессов, происходящих в плазмохимическом реакторе
2.1.1. Обоснование необходимости построения математической модели и проведения соответствующих расчетов при изучении восстановления уранилнитрата
2.1.2. Принципы построения модели тепломассообмсна плазмохимического реактора
2.1.3. Основные уравнения, входящие ы модель плазмохимического реактора
2.1.4. Результаты расчета и их анализ
2.2. Равновесная термодинамическая модель восстановления уранилнитрата
2.2.1. Методика расчета равновесного парциального давления кислорода в газовой смеси НзО, Нг, СОг, СО, . .
2.2.2. Расчет равновесного содержания компонентов газовой фазы
2.2.3. Оценка необходимого избытка водорода для гарантированного получения диоксида 2.
3. Экспериментальная часть
3.1. Описание плазмохимической установки
3.2. Цели и условия проведения экспериментов получения смешанных оксидов урана и церия.
3.3. Свойства полученных оксидов иОгх и и.СсОг.х
3.4. Результаты анализа газовой фазы и сравнение полученных данных с теоретически рассчитанными
4. Обсуждение полученных данных
Литература


В качестве особого достоинства плазмохимических методов отмечается возможность получения нужных соединений в виде ультрадиспсрсных порошков, пригодных для изготовления так называемых нанокристаллнческих материалов, отличающихся высокой прочностью [5,6]. Возможной областью применения плаэмохимических процессов в радиохимии может стать получение керамических порошков, используемых для изготовления топливных таблеток для энергетических реакторов и искусственных минералов, включающих радиоактивные отходы. Кроме того, необходимость утилизации излишков оружейного плутония и реализации замкнутого топливного цикла требует создания новых эффективных процессов производства топлива, содержащего плутоний. Привлекательность плазмохимической технологии в этом случае связана с возможностью получения гомогенных твердых растворов плутония в диоксиде урана, необходимых для такого вида топлива. Достижение высокой однородности смешанных оксидов может быть полезным и при создании керамического топлива с различными видами добавок, например, гадолиния или эрбия, используемых в качестве выгорающих поглотителей нейтронов для увеличения глубины выгорания ядерного топлива. В настоящее время в принципе хорошо известна возможность получения оксидов, в том числе и оксидов урана, термическим разложением нитратных растворов. В отличие от традиционных методов плазмохимическая восстановительная денитрация позволяет более простым путем перейти от растворов к оксидам. В ней совмещается разложение распыляемого раствора в плазме с восстановлением урана(У[| до урана(1У), что позволяет в одну стадию получать оксидные порошки, не требующие дальнейшего восстановления перед прессованием. Однако высокая скорость реакций при взаимодействии распыляемого раствора с потоком плазмы создаст и определенные трудности для предсказания хода процесса. Поэтому актуальной является задача детального изучения влияния условий проведения процесса денитрации на свойства образующихся оксидов. Цель настоящей работы. Научная, новизна работы заключается в том, что в ней затрагивается малоизученная область получения восстановленных оксидов, а в том числе смешанных, в условиях быстропротекающих реакций при высоких и непостоянных температурах. Детальное изучение происходящих процессов и создание математической модели позволяет определить условия стабильного получения восстановленных оксидов. Результаты исследования свойств смешанных оксидов урана и церия дают возможность перейти в дальнейшем к получению восстановленных оксидов урана и плутония. Литературный обзор. Диоксид урана как основное топливо ядерной энергетики. В современной научной литературе имеется большое количество публикаций о различных аспектах химии и технологии получения 1Ю2, являющегося основным видом топлива в ядерной энергетике. Данный факт является свидетельством того, что в различных странах продолжаются поиски оптимальных процессов получения порошков 1Ю2 керамического сорта. Интерес к этой области исследований вызван прежде всего ростом потребности в оксидном урановом топливе. Благодаря достаточно благоприятному сочетанию физико-механических, термодинамических, ядерных и технологических свойств, оксидное ядернсе топливо сейчас используется во всех отечественных и зарубежных промышленных ядерных установках, таких как реакторы на тепловых нейтронах - ВВЭР. РБМК. Химические и технологические свойства оксидов урана к настоящему времени хорошо изучены {7,8]. Диоксид урана был выбран в качестве основного компонента ядерного топлива, т. Его кубическая структура типа флюорита не изменяется с изменением температуры и при включении в кристаллическую решетку дополнительных атомов кислорода до отношения О/и ~ 2. Недостатками диоксида урана как топливного материала являются его невысокая теплопроводность и способность окисляться на воздухе. Способность к окислению зависит от удельной поверхности порошка диоксида. Как показано а {|. О/и > 2. В качестве топливных материалов, имеющих высокую теплопроводность, перспективны нитриды урана и других актинидов.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.223, запросов: 242