RU2175790C1 - Дисперсионная система - Google Patents

Дисперсионная система Download PDF

Info

Publication number
RU2175790C1
RU2175790C1 RU2000109118/06A RU2000109118A RU2175790C1 RU 2175790 C1 RU2175790 C1 RU 2175790C1 RU 2000109118/06 A RU2000109118/06 A RU 2000109118/06A RU 2000109118 A RU2000109118 A RU 2000109118A RU 2175790 C1 RU2175790 C1 RU 2175790C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fraction
powder
uranium oxide
fuel
uranium
Prior art date
Application number
RU2000109118/06A
Other languages
English (en)
Inventor
Ю.А. Стецкий
В.Д. Забойкин
В.Б. Супрун
А.Б. Александров
И.Е. Аброськин
А.Э. Детцель
Н.П. Мирошник
Original Assignee
Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара
Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов"
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 РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара, Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" filed Critical Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара
Priority to RU2000109118/06A priority Critical patent/RU2175790C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2175790C1 publication Critical patent/RU2175790C1/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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к ядерному горючему и способам изготовления дисперсионных топливных сердечников тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) методом порошковой металлургии. Сущность изобретения: дисперсионная система содержит порошок оксида урана в алюминиевой матрице. Используют порошок оксида урана с отношением O/U в диапазоне от 2,05 до 2,31, с долей фракции размером менее 40 мкм в порошке оксида урана, не превышающей 10 мас.%. Алюминиевый порошок содержит фракцию размером менее 40 мкм в количестве не более 3 мас.% и фракцию размером 100 - 250 мкм в количестве 40 - 60 мас.%. Объемная доля оксида урана в композиции составляет 20 - 40%. Технический результат заключается в повышении эксплуатационной надежности ТВЕЛ за счет равномерности распределения компонентов топливной композиции. 1 табл.

Description

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к ядерному горючему и способам изготовления дисперсионных топливных сердечников ТВЭЛ методом порошковой металлургии.
Для изготовления металлокерамических сердечников ТВЭЛ используют оксиды урана и алюминиевый порошок.
Одно из основных требований к ТВЭЛ - равномерное распределение частиц топлива в материале матрицы и отсутствие взаимодействия между топливными частицами и материалом матрицы в процессе изготовления ТВЭЛ и его эксплуатации.
Известна дисперсионная система, содержащая крупку оксида урана в алюминиевой матрице (см. Займовский А.С. Тепловыделяющие элементы атомных реакторов. М.: Атомиздат, 1966 г., стр. 387).
Исходные материалы - порошок обогащенной двуокиси урана с отношением O/U, равным 2, с размером частиц 44 - 105 мкм и алюминиевый порошок крупностью примерно 44 мкм.
Известна также дисперсионная система, содержащая крупку закиси-окиси урана U3O8 в алюминиевой матрице с отношением O/U, равным 2,67 (см. Самойлов А. Г. и др. Дисперсионные тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1965 г., стр. 25). Порошок U3O8 смешивался с порошком алюминия, полученная смесь подвергалась холодному прессованию с последующим спеканием. Из полученного спеченного брикета производится горячее прессование сердечника ТВЭЛ. Готовые ТВЭЛы подвергают рентгенографическому контролю равномерности распределения урана.
Недостатком данной дисперсионной системы и способа ее получения является невозможность получения однородной смеси порошков алюминия и оксидов урана, это связано с тем, что в процессе смешивания порошков и засыпки в форму для холодного прессования протекает процесс комкования шихты и образования окатышей.
Наиболее близкой по технической сущности и достигаемому результату (прототип) является дисперсионная система UO2 в алюминиевом порошке, используемая для изготовления металлокерамических сердечников ТВЭЛ, в состав которой входят порошок UO2 с размером частиц 75 - 150 мкм и соотношением O/U, равном 2, и алюминиевый порошок крупностью до 60 мкм. (см. Скоров Д.М. и др. Реакторное материаловедение. М.: Атомиздат, 1979 г., стр. 177).
Недостатком данной дисперсионной системы является образование окатышей при смешении, брак ТВЭЛ по неоднородности топливной смеси, а также взаимодействие UO и Al при температуре 600oC, приводящее к потере пластичности матрицы и снижению эксплуатационной надежности ТВЭЛ.
Технической задачей, на решение которой направлено изобретение, является повышение эксплуатационной надежности за счет равномерности распределения компонентов в топливной композиции.
Поставленная техническая задача достигается тем, что порошок оксида урана используют с отношением O/U в диапазоне от 2,05 до 2,31, с долей фракции менее 40 мкм в порошке оксида урана, не превышающей 10 мас.%, а в алюминиевом порошке не более 3 мас.%, массовая доля алюминиевого порошка в диапазоне от 100 мкм до 250 мкм составляет не менее 40 - 60 мас.%, при этом объемная доля оксида урана в композиции составляет 20 - 40%.
Указанная совокупность признаков является новой и отвечает критерию новизны, так как использование в дисперсионной системе порошка оксида урана в алюминиевой матрице с долей фракции менее 40 мкм, не превышающей 10 мас.%, и алюминиевого порошка с долей фракции менее 40 мкм, не превышающей 3 мас.%, исключает образование в смеси скоплений оксида урана и алюминиевого порошка. Применение алюминиевого порошка с массовой долей фракции от 100 до 250 мкм 40 - 60 мас.% обеспечивает равномерность смешения оксида урана в топливной композиции, а использование оксида урана с отношением O/U в диапазоне 2,05 - 2,31 исключает взаимодействие между оксидом урана и алюминиевым порошком при высокотемпературных обработках в процессе изготовления.
Пример.
Исходную крупку оксида урана с отношением О/U, равном 2,20, и с содержанием фракции менее 40 мкм, равном 8 мас.%, смешивают с алюминиевым порошком, в котором содержание фракции менее 40 мкм равно 2,6 мас.%, а массовая доля порошка в диапазоне от 100 мкм до 250 мкм составляет 48,3 мас.%, в присутствии пластификатора. Объемная доля оксида урана составляет 27%.
Полученную смесь прессуют в брикеты, производят отгазовку, спекание в вакууме и горячее прессование трубной заготовки.
Контроль равномерности распределения урана в системе производят рентгенографическим методом и химическим анализом массовой доли урана в образцах, отобранных от трубной заготовки. Неравномерность распределения урана рассчитывается как относительное отклонение от среднего значения.
На рентгеновских пленках отсутствуют области пониженной и повышенной засветки, соответствующие локальным областям повышенной и пониженной концентрации урана.
Примеры получения дисперсионной топливной композиции приведены в таблице.
Предлагаемый состав дисперсионной системы и способ ее изготовления исключает конгломерацию шихты при смешении и повышает эксплуатационную надежность ТВЭЛ.

Claims (1)

  1. Дисперсионная система, содержащая порошок оксида урана в алюминиевой матрице, отличающаяся тем, что используют порошок оксида урана с кислородным коэффициентом 2,05-2,31, содержащий фракцию размером менее 40 мкм в количестве не более 10 мас.%, используют порошок алюминия, содержащий фракцию размером менее 40 мкм в количестве не более 3 мас.% и фракцию размером 100-250 мкм в количестве 40-60 мас. %, причем объемная доля порошка оксида урана составляет 20-40%.
RU2000109118/06A 2000-04-11 2000-04-11 Дисперсионная система RU2175790C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2000109118/06A RU2175790C1 (ru) 2000-04-11 2000-04-11 Дисперсионная система

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2000109118/06A RU2175790C1 (ru) 2000-04-11 2000-04-11 Дисперсионная система

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2175790C1 true RU2175790C1 (ru) 2001-11-10

Family

ID=20233216

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2000109118/06A RU2175790C1 (ru) 2000-04-11 2000-04-11 Дисперсионная система

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2175790C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2575869C2 (ru) * 2011-10-21 2016-02-20 Компани Пур Л'Этюд Э Ла Реализасьон Де Комбюстибль Атомик Способ получения ядерного топлива с высокой загрузкой низкообогащенного урана и соответствующее ядерное топливо

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
СКОРОВ Д.М. и др. Реакторное материаловедение. - М.: Атомиздат, 1979, с.177. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2575869C2 (ru) * 2011-10-21 2016-02-20 Компани Пур Л'Этюд Э Ла Реализасьон Де Комбюстибль Атомик Способ получения ядерного топлива с высокой загрузкой низкообогащенного урана и соответствующее ядерное топливо

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Ingraham et al. Kinetic studies on the thermal decomposition of calcium carbonate
EP0450469B1 (en) Nuclear fuel pellets and method of manufacturing the same
US5762831A (en) Composite nuclear fuel material and method of manufacture of the material
US4138360A (en) Fugitive binder for nuclear fuel materials
JP2645463B2 (ja) 核燃料体
EP0087927B1 (en) Method of making annular pellets for use as burnable neutron absorbers
KR910009192B1 (ko) 가연성 중성자 흡수체의 제조방법
US3862908A (en) Microspheres of urania and other materials
US2814857A (en) Ceramic fuel element material for a neutronic reactor and method of fabricating same
JPH0631759B2 (ja) 核燃料
US3995000A (en) Ceramic nuclear fuel pellets
RU2713619C1 (ru) Таблетка ядерного топлива и способ её получения
US4383953A (en) Method of improving the green strength of nuclear fuel pellets
JPH01201190A (ja) 二酸化ウラン焼結体の製造方法及び核燃料体
RU2175790C1 (ru) Дисперсионная система
Radford Effect of fabrication parameters and microstructure on the mechanical strength of UO2 fuel pellets
KR20070081205A (ko) 우라늄 알루미나이드 핵연료 및 이의 제조방법
Richter et al. Investigation of the operational limits of uranium-plutonium nitride fuels
Beaver et al. Effects of powder characteristics, additives and atmosphere on the sintering of sulfate-derived BeO
US3940312A (en) Nuclear fuel and process of preparation thereof
KR840002150B1 (ko) 미소결 펠릿을 제조하기 위한 혼합물의 제조방법
JP2004534951A (ja) UO2マトリックス中に分散された(U,Pu)O2凝集体からなる複合核燃料材料の製造方法
US3812050A (en) Production of porous ceramic nuclear fuel employing dextrin as a volatile pore former
RU2068202C1 (ru) Способ изготовления таблетированного уран-плутониевого топлива
US3102850A (en) Method of preparing a ceramic fuel element

Legal Events

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

Effective date: 20090412