RU2098870C1 - Топливная композиция для реакторов на быстрых нейтронах и способ ее получения - Google Patents
Топливная композиция для реакторов на быстрых нейтронах и способ ее получения Download PDFInfo
- Publication number
- RU2098870C1 RU2098870C1 RU9696109228A RU96109228A RU2098870C1 RU 2098870 C1 RU2098870 C1 RU 2098870C1 RU 9696109228 A RU9696109228 A RU 9696109228A RU 96109228 A RU96109228 A RU 96109228A RU 2098870 C1 RU2098870 C1 RU 2098870C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- iron
- solutions
- fuel
- composition
- magnesium
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/62—Ceramic fuel
- G21C3/64—Ceramic dispersion fuel, e.g. cermet
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/62—Ceramic fuel
- G21C3/623—Oxide fuels
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Dispersion Chemistry (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Pharmaceuticals Containing Other Organic And Inorganic Compounds (AREA)
Abstract
Изобретение относится к составу и технологии изготовления топлива для реакторов на быстрых нейтронах. Сущность изобретения: топливную композицию, включающую оксид делящегося материала в матрице, содержащей оксид магния и α - железо, получают приготовлением растворов делящихся материалов, осаждением аммиаком, термической обработкой порошка до оксидов делящихся материалов с последующим прессованием и спеканием таблеток. В растворы на стадии их приготовления дополнительно вводят растворы магния и железа, а железо восстанавливают до металлического состояния. Содержание α - железа в матрице не более 75%, а содержание оксида магния в матрице не менее 10%. 2 с.п. ф-лы, 1 табл.
Description
Изобретение относится к составу и технологии изготовления топлива для реакторов на быстрых нейтронах.
Известна топливная композиция дисперсного типа для реакторов на быстрых нейтронах, изготовленная из смеси предварительно измельченных порошков диоксида урана и нержавеющей хромоникелевой стали типа 18-10[1] Для получения топливной композиции использован порошок нержавеющей стали производства "Ванадиум аллоуз стил компани", который подвергали дополнительному измельчению. Основным недостатком данной композиции является невозможность применения штатной технологии переработки отработанного топлива, так как основу композиции составляет нержавеющая сталь, которая не растворяется в азотной кислоте и применение которой является основой в действующей экстракционной технологии.
Известен способ получения ядерного топлива из смеси оксидов урана и плутония [2] по которому к исходным компонентам композиции, содержащим диоксиды делящихся элементов прибавляют оксид одного из металлов алюминия, титана, магния, циркония, ниобия, хрома, ванадия, железа или меди. Полученную смесь тщательно перемешивают до получения композиции однородного состава. Основным недостатком этого способа является отсутствие идеального перемешивания, которое можно достичь при смешении растворов, что приводит к низкой степени гомогенности структуры конечной топливной композиции.
Наиболее близким техническим решением является топливная композиция и способ ее получения, описанные в [3] Топливная композиция содержит диоксид урана или плутония и оксиды алюминия, бериллия, кальция, магния, кремния, натрия, калия, фосфора, титана (IV) и железа (III). Способ получения композиции заключается в следующем: к раствору, содержащему соединения урана или плутония, добавляют суспензию оксидов алюминия, бериллия, кальция, магния, кремния, натрия, калия, фосфора, титана и железа в водном растворе аммиака для образования диураната аммония или гидроксида плутония, которые затем термически обрабатывают до диоксидов урана или плутония. К недостаткам композиции и способа ее получения относятся следующие: при простом смешении раствора, содержащего соединения урана или плутония с суспензией вышеперечисленных оксидов в водном растворе аммиака pH среды будет меняться в широком интервале, что приведет к образованию полиураната аммония или гидроксида плутония, которые достаточно трудно отфильтровываются из-за очень малых размеров частиц осадка; отсутствуют условия, приводящие к изменению фазового состояния оксидов-добавок, что делает невозможным получение металлических составляющих в конечном топливном материале, что в свою очередь не позволяет достигнуть высокого коэффициента теплопроводности композиции, и, соответственно, понизить температуру в центре твэла и создать реактор с "холодной зоной". Кроме того, переработка топлива, получаемого по такой технологии, требует введения дополнительных технологических операций вскрытия труднорастворимых оксидов и усложняет процесс экстракции в штатной технологической схеме.
Перед авторами стояла задача устранить указанные недостатки, обеспечить хорошую фильтруемость осадка, повысить гомогенность и теплопроводность композиции и создать возможность переработки облученного топлива по штатной технологии. Для достижения указанного технического результата авторами предложена топливная композиция для реакторов на быстрых нейтронах, включающая оксид делящегося материала, оксид магния и α -железо, отличительной особенностью которой является то, что содержание a -железа составляет не более 75% а содержание оксида магния составляет не менее 10% Авторами также предложен способ получения этой композиции для реакторов на быстрых нейтронах, по которому к раствору смеси азотнокислых солей урана и (или) плутония или младших актинидов, железа и магния добавляют аммиак, осаждают полиуранат и (или) соединения плутония или младших актинидов и гидраты оксидов других компонентов. Полученную смесь отфильтровывают, осадок сушат и термически обрабатывают до диоксидов урана или плутония или младших актинидов, оксида магния, а железо восстанавливают до металлического состояния с последующим приготовлением пресс-порошка, прессованием и спеканием таблеток.
В качестве доказательства практической осуществимости решения ниже приведен пример реализации способа получения топливной композиции и ее состава. К смеси растворов нитрата железа, уранилнитрата и раствора нитрата магния, взятых в таком количественном соотношении, чтобы в конечном продукте технологической схемы спеченной таблетке из оксида урана, оксида магния и железа в объемное соотношение компонентов добавляли 25%-ный раствор аммиака и осаждали полиуранат методом "последней капли" при перемешивании, pH среды устанавливали 10,5 ± 0,1. После фильтрации пульпы остаточное содержание компонентов в фильтрате составляло: Fe 0,01% Mg 8,4% U 0,02 мас. по отношению к исходным компонентам. Влажность полученного осадка 52% Осадок прокаливали при 800oC в течение 4 ч. Результаты рентгеноструктурного анализа свидетельствовали о том, что после прокаливания порошок имел следующий фазовый состав: MgUO4 + MgO + Fe2O3. Полученный порошок подвергали вторичной термической обработке при 700oC в среде водорода, после чего фазовый состав порошка изменился до UO2 + MgO + a -Fe. Прессование таблеток из этого порошка проводили при давлением 6 т/см2, с последующим спеканием при 1400oC в течение 10 ч. Спеченные таблетки имели плотность 6,6- 6,7 г/см3. Микроструктурные исследования шлифов спеченных таблеток показали высокую степень гомогенности структуры. Зависимость коэффициента теплопроводности l от температуры для образца с пористостью 5% приведены в таблице.
Использование изобретения позволит повысить безопасность реакторов на быстрых нейтронах и упростить технологию переработки облученного ядерного горючего, применяя стандартное оборудование, нарабатывать изотопы для различных отраслей промышленности.
Claims (1)
1. Топливная композиция для реакторов на быстрых нейтронах, включающая оксид делящегося материала, оксид магния и α -железо, отличающаяся тем, что содержание α -железа составляет не более 75% а содержание оксида магния составляет не менее 10%
2. Способ получения топливной композиции для реакторов на быстрых нейтронах, заключающийся в приготовлении растворов делящихся материалов, осаждении аммиаком, термической обработке порошка до оксидов делящихся материалов, с последующим прессованием и спеканием таблеток, отличающийся тем, что на стадии приготовления растворов дополнительно вводят растворы магния и железа, а железо восстанавливают до металлического состояния.
2. Способ получения топливной композиции для реакторов на быстрых нейтронах, заключающийся в приготовлении растворов делящихся материалов, осаждении аммиаком, термической обработке порошка до оксидов делящихся материалов, с последующим прессованием и спеканием таблеток, отличающийся тем, что на стадии приготовления растворов дополнительно вводят растворы магния и железа, а железо восстанавливают до металлического состояния.
Priority Applications (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU9696109228A RU2098870C1 (ru) | 1996-05-15 | 1996-05-15 | Топливная композиция для реакторов на быстрых нейтронах и способ ее получения |
PCT/RU1997/000149 WO1997043769A1 (fr) | 1996-05-15 | 1997-05-14 | Composition de combustible pour reacteurs a neutrons rapides et procede de production de cette composition |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU9696109228A RU2098870C1 (ru) | 1996-05-15 | 1996-05-15 | Топливная композиция для реакторов на быстрых нейтронах и способ ее получения |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2098870C1 true RU2098870C1 (ru) | 1997-12-10 |
RU96109228A RU96109228A (ru) | 1998-01-20 |
Family
ID=20180333
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU9696109228A RU2098870C1 (ru) | 1996-05-15 | 1996-05-15 | Топливная композиция для реакторов на быстрых нейтронах и способ ее получения |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2098870C1 (ru) |
WO (1) | WO1997043769A1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2015080626A1 (ru) | 2013-11-26 | 2015-06-04 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ её изготовления |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE10115015C1 (de) | 2001-03-27 | 2003-05-15 | Framatome Anp Gmbh | Verfahren zur Herstellung eines Kernbrennstoff-Sinterkörpers |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4006096A (en) * | 1970-12-24 | 1977-02-01 | Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung | Method of making fissionable-fuel and fertile breeder materials for nuclear reactors |
US3826754A (en) * | 1971-06-16 | 1974-07-30 | Gen Electric | Chemical immobilization of fission products reactive with nuclear reactor components |
US4382885A (en) * | 1981-04-24 | 1983-05-10 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method for producing nuclear fuel |
-
1996
- 1996-05-15 RU RU9696109228A patent/RU2098870C1/ru not_active IP Right Cessation
-
1997
- 1997-05-14 WO PCT/RU1997/000149 patent/WO1997043769A1/ru active Application Filing
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Cunningham I.E. Paris Conference of Fuel Element Technology. Nov. 18 - 22, 1957. FR, патент N 2070027, кл. G 21 C 3/62, 1971. JP, патент N 551117995, кл. G 21 C 3/62, 1980. * |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
WO2015080626A1 (ru) | 2013-11-26 | 2015-06-04 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ её изготовления |
US10381119B2 (en) | 2013-11-26 | 2019-08-13 | Joint Stock Company “Akme-Engineering” | Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity, and preparation method thereof |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
WO1997043769A1 (fr) | 1997-11-20 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US4871479A (en) | Process for producing sintered mixed oxides which are soluble in nitric acid from solutions of nitrates | |
EP0076680B1 (en) | Stable uo2 fuel pellets | |
JP2004510726A (ja) | アクチニドの共沈降方法、及び混合アクチニド酸化物の調製方法 | |
Zimmer et al. | SGMP—an advanced method for fabrication of UO2 and mox fuel pellets | |
US5894501A (en) | Sintered nuclear fuel body and method for producing a sintered nuclear fuel body | |
Riella et al. | UO2-Gd2O3 solid solution formation from wet and dry processes | |
CA1121146A (en) | Method for the manufacture of (u,pu)o.sub.2 mixed crystals | |
White et al. | Optimization of thorium oxalate precipitation conditions relative to derived oxide sinterability | |
US4247495A (en) | Method of producing PuO2 /UO2 /-nuclear fuels | |
US3141782A (en) | Processes for the production of ceramic bodies | |
US2868707A (en) | Process of making a neutronic reactor fuel element composition | |
US4234550A (en) | Method for treating a particulate nuclear fuel material | |
US3287279A (en) | Preparation of a filterable co-precipitate of plutonium and uranium | |
RU2098870C1 (ru) | Топливная композиция для реакторов на быстрых нейтронах и способ ее получения | |
US3715273A (en) | Nuclear fuel element containing sintered uranium dioxide fuel with a fine particulate dispersion of an oxide additive therein,and method of making same | |
US3114689A (en) | Ceramic fuel for nuclear reactors | |
US3671453A (en) | Process for preparing multi-component nuclear fuels | |
US3272602A (en) | Method of producing uranium dioxide powder | |
CN111655623B (zh) | 使用特定有机配体混合物制备基于包括铀和钚的氧化物的粉末的方法以及使用该粉末制造基于铀和钚的燃料 | |
CA1059729A (en) | Uranium dioxide process | |
US3262760A (en) | Method of preparing high-density compactible uranium dioxide particles | |
US3761546A (en) | Method of making uranium dioxide bodies | |
JPH0729774B2 (ja) | Uo▲下2▼ペレツトの結晶粒径をコントロ−ルする方法 | |
US3037839A (en) | Preparation of uo for nuclear reactor fuel pellets | |
US3288717A (en) | Method for preparation of urania sols |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20150516 |