RU2122247C1 - Способ получения гомогенного ядерного топлива из смеси диоксидов урана и плутония - Google Patents

Способ получения гомогенного ядерного топлива из смеси диоксидов урана и плутония Download PDF

Info

Publication number
RU2122247C1
RU2122247C1 RU97109713/25A RU97109713A RU2122247C1 RU 2122247 C1 RU2122247 C1 RU 2122247C1 RU 97109713/25 A RU97109713/25 A RU 97109713/25A RU 97109713 A RU97109713 A RU 97109713A RU 2122247 C1 RU2122247 C1 RU 2122247C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
needles
components
magnetic
mixer
Prior art date
Application number
RU97109713/25A
Other languages
English (en)
Other versions
RU97109713A (ru
Inventor
Т.С. Меньшикова
В.М. Родин
В.А. Астафьев
С.А. Антипов
К.И. Гущин
Original Assignee
Государственный научный центр Российской Федерации "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Государственный научный центр Российской Федерации "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара" filed Critical Государственный научный центр Российской Федерации "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара"
Priority to RU97109713/25A priority Critical patent/RU2122247C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2122247C1 publication Critical patent/RU2122247C1/ru
Publication of RU97109713A publication Critical patent/RU97109713A/ru

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано для получения гомогенного ядерного топлива из смеси диоксидов урана и плутония, более конкретно к технологии изготовления MOX-топлива (уран-плутониевого диоксидного топлива) для ядерных реакторов на быстрых и тепловых нейтронах, и может быть использовано при изготовлении таблеток для твэлов с содержанием плутония 1-40 мас%. Способ позволяет обеспечить одно из основных требований к сердечнику твэлов из МОХ-топлива - получение гомогенной структуры сердечника из диоксидов урана и плутония, что обеспечивает достаточно полное растворение при регенерации топлива в азотной кислоте, важное при регенерации замкнутого топливного цикла. Образованию твердого раствора компонентов, например, (U, Pu)O2 способствует получение мелкодисперсной смеси компонентов, интенсивно перемешиваемых вихревым слоем, который возникает при хаотическом движении магнитных игл в переменном электромагнитном поде. Установлена необходимая геометрия магнитных игл: отношение длины к диаметру 8-14, величина загрузки магнитных игл равна не более половины величины критической загрузки, а допустимый объем компонентов в рабочем объеме (стакане) составляет 50-70%. Материал игл и стакана подобран так, чтобы не происходило загрязнения топлива нежелательными примесями. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Description

Изобретение относится к области атомной техники, а более конкретно к технологии изготовления МОХ-топлива (уран-плутониевого диоксидного топлива) для ядерных реакторов на быстрых и тепловых нейтронах при содержании плутония от 1 до 40 мас.%. Может быть использовано в производстве изготовления сердечников тепловыделяющих элементов активных зон АЭС.
Технология изготовления таблеток из порошков хорошо известна и состоит из операции подготовки пресс-порошка, его прессования в виде таблеток на пресс-автоматах и последующего спекания в восстановительной атмосфере при высокой 1700-1800oC температуре.
Важным этапом при изготовлении двух- и более компонентных систем является операция подготовки однородного пресс-порошка. Операция смешивания компонентов является ключевой, от нее зависят многие характеристики готовой таблетки, в первую очередь, гомогенность, плотность, величина зерна и микроструктура.
Известен способ получения таблеток МОХ-топлива, состоящий из подготовки пресс-порошка, смешивания диоксидов, прессования и спекания, при котором с целью более равномерного распределения компонентов в пресс-порошке проводят измельчение и смешивание в шаровой мельнице [1,2,3].
Однако достичь равномерного распределения компонентов в пресс-порошке не удается и в структуре спеченных таблеток наблюдается наличие двух фаз. Такие таблетки не растворяются полностью в азотной кислоте, что осложняет реализацию замкнутого топливного цикла. Для устранения этого недостатка создают новые технологические процессы, обеспечивающие получение гомогенного топлива.
Наиболее близким техническим решением к заявленному является способ получения гомогенного ядерного топлива из смеси диоксидов урана и плутония для изготовления таблеток, включающий подготовку пресс-порошка, смешивание компонентов, прессование и спекание таблеток. Смешивание производят в шаровой мельнице, длительность этой операции составляет 4-20 часов [4] - прототип.
Известный способ имеет следующие недостатки. Длительное смешивание приводит к повышенному износу мелющих тел и стенок смесителей и загрязнению пресс-порошка железом, никелем и др. примесями. Для исключения этого вводят дополнительную операцию магнитной сепарации. Кроме того, длительные процессы связаны с дополнительными затратами электроэнергии.
Основной технической задачей настоящего изобретения является повышение производительности процесса за счет сокращения длительности операции смешивания при подготовке пресс-порошка с обеспечением достаточной дисперсности и равномерности перемешивания компонентов по всему объему порошка, что обеспечивает при дальнейшем спекании взаимную диффузию компонентов с образованием гомогенного ядерного топлива, а также уменьшение загрязнения пресс-порошка примесями.
Поставленная задача достигается тем, что согласно способу, включающему подготовку пресс-порошка путем смешивания диоксидов, прессования и последующего спекания, используется интенсивное перемешивание компонентов в вихревом слое. Вихревой слой создается за счет хаотического вращения магнитных игл в переменном электромагнитном поле, которые, увлекая с собой частицы порошка диоксидов, одновременно не только перемешивают порошки, но и измельчают их, уплотняют и активизируют поверхность частиц порошка. Смешивание порошков производят в рабочем объеме смесителя, в который помещают магнитные иглы. Рабочий объем смесителя заполняют на 50-70% смесью диоксидов урана и плутония при соотношении длины игл к их диаметру, равном 8-14. Величину загрузки магнитных игл устанавливают не более половины величины критической загрузки.
Сопоставительный анализ заявляемого технического решения с прототипом показывает, что заявляемый способ отличается от известного и позволяет установить соответствие заявляемого изобретения требованиям критерия "новизна".
Предлагаемый способ получения гомогенного ядерного топлива из смеси диоксидов урана и плутония реализован следующим образом.
Был разработан способ смешивания порошков в вихревом слое с использованием автоматического вихревого смесителя АВС-150. Принцип действия смесителя поясняется схемой, представленной на фиг. 1. В обмотке смесителя (1) возбуждается переменное электромагнитное поле, воздействующее на рабочие магнитные элементы (иглы) (2). Они под воздействием переменного магнитного поля совершают сложные колебательно-вращательные движения в узкой рабочей зоне.
Способ осуществляется следующим образом.
Обрабатываемый материал (3) - порошки диоксидов урана и плутония - помещают в рабочий объем смесителя - немагнитный стакан (4) из титана вместе с магнитными иглами. Так как рабочая зона имеет небольшую протяженность, то стакану придают возвратно-поступательное движение, амплитуду которого подбирают так, чтобы весь объем стакана проходил через рабочую зону.
Практическим путем получен ряд эмпирических зависимостей, позволяющих правильно и эффективно вести процесс перемешивания.
Важен размер игл и величина их загрузки в стакан. От их геометрии (отношения длины к диаметру, 1/d) зависит, что будет протекать в вихревом слое - диспергирование или перемешивание. Рекомендуется соблюдать отношение 1/d = 8-14. Величина загрузки игл также играет существенную роль. Если она мала - перемешивание мало эффективно, при большой загрузке возможно образование неподвижных зон из слипшихся между собой магнитных игл и полное отсутствие перемешивания. Это состояние называется критическим (Kкр.), величина которого зависит также от геометрических факторов (1/d).
Экспериментально было установлено минимальное натирание железа в зависимости от величины загрузки магнитных игл, от числа циклов перемешивания и материала игл.
В результате были выбраны магнитные иглы из подшипниковой стали ШХ-15 диаметром 1,6 мм и длиной 17,8 мм (1/d = 11). Они обеспечили минимум натирания железа во время перемешивания. Расчет величины загрузки игл и величины загрузки перемешиваемых компонентов проводили с учетом физических свойств UO2 и PuO2. Величина критической загрузки игл рассчитывается по формуле
mкр= Kкр•Vр.з•ρи,
где
mкр - масса критической загрузки;
Kкр - коэффициент критичности, который для соотношения 1/d = 11 равен 0,1;
l - длина магнитных игл;
d - диаметр магнитных игл;
Vр.з. - объем рабочей зоны (стакана) (0,4 дм3);
ρи - плотность магнитных игл (≈7,5 г/см3).
Критическая загрузка магнитных игл оказалась равной 300 г.
Для качественного перемешивания следует использовать не более половины критической загрузки, то есть 100-150 г.
Заполняли порошком не более 50-70% объема стакана, При рабочей длине стакана, равной 340 мм, и диаметре 130 мм этот объем составил 4,5 л или с учетом насыпного веса перемешиваемых диоксидов урана и плутония вес загрузки возможен до 4,5 кг смеси при насыпном весе 2 г/см3. Для оптимального перемешивания скорость перемещения стакана составила 6 м/мин. Время перемешивания с одновременным измельчением порошков составила - 6-10 минут.
Для работы с радиоактивными порошками смеситель был автоматизирован и помещен в защитный бокс. В качестве рабочего объема смесителя изготовлен герметичный стакан из немагнитного материала, во избежание натирания железа использован титан.
Высокое качество перемешивания подтверждено гомогенной структурой спеченных таблеток по совокупности результатов металлографического, авторадиографического анализов и исследований на сканирующем микроскопе. Сравнительные результаты с применением различных смесителей представлены на фиг. 2, из которого видно, что гомогенная структура топлива обеспечивает только при подготовке пресс-порошка, смешиваемого в смесителе типа АВС-150 по предлагаемому способу.
Таким образом, заявляемый способ позволяет получить качественный активированный пресс-порошок из однородной двух-, и более компонентной смеси ядерного топлива, например, UO2. PuO2, стеарат цинка. Из полученной смеси прессуют таблетки, которые подвергают спеканию. Это обеспечивает получение таблеток с гомогенной структурой твердого раствора, например, (U, Pu)O2, растворимого при регенерации ядерного топлива на 99,9%.
Использование предлагаемого способа получения гомогенного ядерного МОХ-топлива обеспечивает по сравнению со способом прототипа новый технический результат:
1. Резко сокращает (до 150 раз) длительность процесса смешивания, то есть существенно увеличивает производительность операции смешивания.
2. Создает равномерное распределение дисперсных частиц порошков в микрообъемах. Это способствует в дальнейшем взаимной диффузии диоксидов урана и плутония при спекании с образованием гомогенного топлива, например (U, Pu)O2 при содержании плутония от 1 до 40 мас.%.
3. Сокращает затраты электроэнергии и улучшает экологическую обстановку при изготовлении ядерного топлива.
4. Устраняет загрязнение пресс-порошка нежелательными примесями.
Источники информации
1. Репенакк Х. , Шнейдер В., Виттман К. На пути к усовершенствованному производству смешанного оксидного топлива. Ат. техн. за рубежом. - 1987, N 10, с. 27.
2. Kleykamp H. In: Second Meeting "Characterisation and Quality Control of Nuclear Fuel". Karlruhe, 2-5 June 1981, Preprint IAEA-CN-42/379.
3. Мохова В. А. Промышленное производство и опыт эксплуатации (U, Pu)O2-топлива в реакторах LWRM. ЦНИИАтоминформ. - 1991, выпуск 20, с. 26 и 27.
4. Мохова В. А. Семеновская И.В. Смирнов Ю.В., Соколова И.Д. Усовершенствование методов изготовления уран-плутониевого топлива. Ат. техн. за рубежом. - 1983, N 2, с. 16-18.

Claims (3)

1. Способ получения гомогенного ядерного топлива из смеси диоксидов урана и плутония с содержанием плутония 1 - 40 мас.% для изготовления таблеток твэлов, включающий подготовку пресс-порошка путем смешивания компонентов, прессования и последующего спекания таблеток, отличающийся тем, что смешивание компонентов производят в рабочем объеме смесителя, в который помещают магнитные иглы и возбуждают в обмотке электромагнитного смесителя переменное магнитное поле, приводящее в движение иглы, образующие вихревой слой, обеспечивающий смешивание и измельчение компонентов, при этом рабочий объем смесителя заполняют на 50 - 70% смесью диоксидов урана и плутония, а отношение длины магнитных игл к их диаметру задают равным 8 - 14, кроме того, величину загрузки магнитных игл устанавливают равной не более половины величины критической загрузки.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что величину критической загрузки магнитных игл определяют по формуле
mкр = Kкр•Vр.з.•ρи ,
где mкр - масса критической загрузки;
Kкр - коэффициент критичности, который определяется из соотношения l/d = 8 - 14;
l - длина магнитных игл;
d - диаметр магнитных игл;
Vр.з - объем рабочей зоны - стакана;
ρи - плотность магнитных игл.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что магнитные иглы изготавливают из подшипниковой стали ШХ-15, рабочий объем смесителя выполняют из немагнитного материала - титана, при этом возвратно-поступательное перемещение рабочего объема смесителя осуществляют со скоростью 6 - 8 м/мин, а смешивание компонентов производят в течение 6 - 10 мин.
RU97109713/25A 1997-06-10 1997-06-10 Способ получения гомогенного ядерного топлива из смеси диоксидов урана и плутония RU2122247C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97109713/25A RU2122247C1 (ru) 1997-06-10 1997-06-10 Способ получения гомогенного ядерного топлива из смеси диоксидов урана и плутония

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97109713/25A RU2122247C1 (ru) 1997-06-10 1997-06-10 Способ получения гомогенного ядерного топлива из смеси диоксидов урана и плутония

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2122247C1 true RU2122247C1 (ru) 1998-11-20
RU97109713A RU97109713A (ru) 1999-04-10

Family

ID=20194021

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU97109713/25A RU2122247C1 (ru) 1997-06-10 1997-06-10 Способ получения гомогенного ядерного топлива из смеси диоксидов урана и плутония

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2122247C1 (ru)

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2002052578A1 (fr) * 2000-12-22 2002-07-04 The Federal State Unitarian Enterprise 'a.A. Bochvar All-Russia Research Institute Of Inorganic Materials' Procede de fabrication d'un combustible nucleaire homogene
WO2005031756A1 (fr) * 2003-09-29 2005-04-07 The Federal State Unitarian Enterprise 'a.A. Bochvar All-Russia Research Institute Of Inorganic Materials' Procede pour fabriquer des tablettes ceramiques de combustible nucleaire, installation et container correspondants
RU175506U1 (ru) * 2017-08-17 2017-12-07 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") Опрокидыватель контейнера со смешанным ядерным топливом
RU2670979C1 (ru) * 2018-01-17 2018-10-26 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Установка вихревого размола смешанного ядерного топлива
RU2702621C1 (ru) * 2019-02-01 2019-10-09 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Устройство вихревого размола смешанного ядерного топлива
RU2707198C1 (ru) * 2018-08-17 2019-11-25 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") Бокс охлаждения контейнера со смешанным ядерным топливом
RU196112U1 (ru) * 2019-11-21 2020-02-18 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Бокс выгрузки смешанного ядерного топлива из контейнера
RU207044U1 (ru) * 2020-12-28 2021-10-07 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Устройство вихревого размола с горизонтальным расположением контейнера в смесителе

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Мохова В.А. и др. Усовершенствование методов изготовления уран-плутониевого топлива. - Атомная техника за рубежом. - 1983, N 2, с.16 - 18. *

Cited By (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2002052578A1 (fr) * 2000-12-22 2002-07-04 The Federal State Unitarian Enterprise 'a.A. Bochvar All-Russia Research Institute Of Inorganic Materials' Procede de fabrication d'un combustible nucleaire homogene
WO2005031756A1 (fr) * 2003-09-29 2005-04-07 The Federal State Unitarian Enterprise 'a.A. Bochvar All-Russia Research Institute Of Inorganic Materials' Procede pour fabriquer des tablettes ceramiques de combustible nucleaire, installation et container correspondants
EP1681681A1 (en) * 2003-09-29 2006-07-19 The Federal State Unitarian Enterprise "A.A. Bochvar All-Russia Research Institute of Inorganic Materials" Method for producing ceramic nuclear fuel tablets, device and container for carrying out said method
EP1681681A4 (en) * 2003-09-29 2007-11-14 Fed State Unitarian Entpr A A PROCESS FOR MANUFACTURING NUCLEAR FUEL CERAMIC TABLETS, INSTALLATION AND CONTAINERS THEREOF
CN100557720C (zh) * 2003-09-29 2009-11-04 联邦国家统一企业A·A·博奇瓦尔全俄无机材料研究院 生产陶瓷核燃料芯块的方法及实施所述方法所使用的装置和容器
RU175506U1 (ru) * 2017-08-17 2017-12-07 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") Опрокидыватель контейнера со смешанным ядерным топливом
RU2670979C1 (ru) * 2018-01-17 2018-10-26 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Установка вихревого размола смешанного ядерного топлива
RU2670979C9 (ru) * 2018-01-17 2018-11-22 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Установка вихревого размола смешанного ядерного топлива
RU2707198C1 (ru) * 2018-08-17 2019-11-25 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") Бокс охлаждения контейнера со смешанным ядерным топливом
RU2702621C1 (ru) * 2019-02-01 2019-10-09 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Устройство вихревого размола смешанного ядерного топлива
RU196112U1 (ru) * 2019-11-21 2020-02-18 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Бокс выгрузки смешанного ядерного топлива из контейнера
RU207044U1 (ru) * 2020-12-28 2021-10-07 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Устройство вихревого размола с горизонтальным расположением контейнера в смесителе

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2122247C1 (ru) Способ получения гомогенного ядерного топлива из смеси диоксидов урана и плутония
US20080185743A1 (en) Method of manufacturing sinter-active u3o8 powder and method of producing nuclear fuel pellets utilizing the same
US3263004A (en) Process of making a sintered, homogeneous dispersion of nuclear fuel and burnable poison
RU2352004C2 (ru) СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ТАБЛЕТОК ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА ОСНОВЕ СМЕШАННОГО ОКСИДА (U, Pu)O2 ИЛИ (U, Th)O2
RU2335815C2 (ru) Способ получения таблеток ядерного топлива
CN1539149A (zh) 制备混合氧化物核燃料粉末和混合氧化物核燃料烧结体的方法
CN100557720C (zh) 生产陶瓷核燃料芯块的方法及实施所述方法所使用的装置和容器
CN210786977U (zh) 一种含铀固体块状物料溶解装置
RU2262756C2 (ru) Способ изготовления таблеток керамического ядерного топлива, устройство для его осуществления и контейнер
US20040201002A1 (en) Method for sulphurizing a uo2 powder and method for making nuclear fuel pellets based on uo2 or mixed oxide (u,pu)o2 oxide with added sulphur
Hellwig et al. Fabrication and microstructure characterization of inert matrix fuel based on yttria stabilized zirconia
RU2183035C2 (ru) Способ получения гомогенного ядерного топлива
RU97109713A (ru) Способ получения гомогенного ядерного топлива из смеси диоксидов урана и плутония
CN100364016C (zh) (U,Gd)O2可燃毒物芯块制备的混料工艺
JPS63200094A (ja) ペレットの製造方法
CA1169643A (en) Method for producing mixed-oxide nuclear fuel pellets soluble in nitric acid
JP4863314B2 (ja) 転動造粒による高速増殖炉用核燃料ペレットの製造方法
JPH0889775A (ja) ウラン・プルトニウム混合酸化物粉末の解砕混合方法及びその装置
RU221159U1 (ru) Установка технологической подготовки порошков для изготовления уран-плутониевого топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов
JP4863313B2 (ja) 高速増殖炉サイクルにおける高速増殖炉用核燃料ペレットの製造方法
EP0084129B1 (en) Method for treating nuclear fuel scrap
JP4863315B2 (ja) 高速増殖炉用核燃料ペレットの製造方法
JPH0545484A (ja) 原子燃料用二酸化ウラン粉末及びその製造方法
JP2010190720A (ja) 混練造粒による高速増殖炉用核燃料ペレットの製造方法
US3309322A (en) Uranium monocarbide-plutonium mononitride nuclear fuel

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20050611