RU2181912C2

RU2181912C2 - Method for manufacturing rod-type nuclear fuel core

Info

Publication number: RU2181912C2
Application number: RU2000119022/06A
Authority: RU
Inventors: В.А. Межуев; Г.Г. Потоскаев; В.С. Курсков; Н.А. Балагуров; А.В. Ватулин; Ю.А. Стецкий; Г.И. Хотяшов; А.В. Иванов; В.В. Лемехов; Ю.И. Шаповалов; А.В. Головешкин; В.В. Маловик; Е.Н. Завалишин; В.Н. Целовальников; Н.Ю. Шлямов
Original assignee: Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод"
Priority date: 2000-07-19
Filing date: 2000-07-19
Publication date: 2002-04-27

Abstract

FIELD: manufacture of dispersed-type fuel cores from uranium oxide grit uniformly distributed in aluminum matrix. SUBSTANCE: method includes mixing of source uranium oxide powders and aluminum followed by extrusion of mixture obtained. Mixture is prepared in portions for each core and extrusion is made in two phases. During first phase feed is extruded at specific pressure of 0.8 to 1.2 t/sq. cm in conical matrix whose mean diameter is 0.2 mm smaller than that of conical matrix for second phase. During second phase core is extruded to desired size. Vacuum annealing of feed is effected during interval between phases at temperature of 600 to 620 C for 1.5 to 2.5 h. Proposed method provides for dispensing with plasticizers and mechanical treatment. EFFECT: improved uniformity of nuclear fuel distribution in core, facilitated manufacture. 8 cl, 3 ex

Description

Область техники, к которой относится изобретение
Изобретение относится к ядерной энергетике и касается технологии изготовления стержневых сердечников ядерного топлива дисперсионного типа, состоящих из крупки оксида урана, равномерно распределенной в алюминиевой матрице.FIELD OF THE INVENTION
The invention relates to nuclear energy and relates to a technology for the manufacture of core cores of dispersive type nuclear fuel, consisting of grains of uranium oxide uniformly distributed in an aluminum matrix.

Уровень техники
Активные зоны некоторых канальных уран-графитовых реакторов сформированы из тепловыделяющих сборок, содержащих тепловыделяющие элементы, в которых топливный столб образован блочками с ядерным топливом. Блочок представляет собой стержневой сердечник ядерного топлива, с плотно облегающей его алюминиевой оболочкой. Геометрические размеры таких сердечников предполагают превышение его длины L по сравнению с диаметром D, в частности в 3 раза. Поэтому изготовление относительно протяженных стержневых сердечников в отличие от технологии получения топливных таблеток, имеющих, как правило, сопоставимые величины L и D, представляет известную трудность.State of the art
The active zones of some channel uranium-graphite reactors are formed from fuel assemblies containing fuel elements in which the fuel column is formed by blocks of nuclear fuel. The block is a core core of nuclear fuel, with its tight-fitting aluminum shell. The geometric dimensions of such cores suggest an excess of its length L compared with the diameter D, in particular 3 times. Therefore, the manufacture of relatively long core cores, in contrast to the technology for producing fuel pellets having, as a rule, comparable values of L and D, is a known difficulty.

Известен способ изготовления удлиненных цилиндрических сердечников из двуокиси урана, включающий предварительное получение прессованием коротких элементов (GB 1063598, G 21 С 3/62, 1967). Короткие элементы из ядерного топлива (таблетки) собирают в стержень, который помещают в индукционную катушку. Величину электрического тока и его частоту в индукционной катушке выбирают такими, чтобы ток, возбуждаемый в стержне, вызывал плавление лишь центральной части материала стержня. Затем стержень направляют в зону охлаждения, в которой короткие элементы спаиваются между собой в монолитный стержень, а ядерное топливо уплотняется. A known method of manufacturing elongated cylindrical cores of uranium dioxide, comprising pre-pressing by pressing short elements (GB 1063598, G 21 C 3/62, 1967). Short elements from nuclear fuel (tablets) are collected in a rod, which is placed in an induction coil. The magnitude of the electric current and its frequency in the induction coil are chosen such that the current excited in the rod causes only the central part of the material of the rod to melt. Then the rod is sent to the cooling zone, in which the short elements are soldered together in a monolithic rod, and nuclear fuel is compacted.

Способ позволяет получать достаточно протяженные сердечники ядерного топлива. Однако структура топлива по его длине неоднородна вследствие наличия зон сплавления исходных коротких элементов. The method allows to obtain sufficiently long cores of nuclear fuel. However, the fuel structure along its length is heterogeneous due to the presence of fusion zones of the initial short elements.

Другой разновидностью изготовления стержневых сердечников ядерного топлива из составных частей является способ, заключающийся в том, что предварительно формуют таблетки ядерного топлива из смеси порошкообразного топлива и связующей присадки, которые далее спекают (GB 1397014, G 21 C 3/62, 1975). Another variation in the manufacture of core cores of nuclear fuel from constituent parts is the method of preforming nuclear fuel pellets from a mixture of powdered fuel and a binder additive, which are further sintered (GB 1397014, G 21 C 3/62, 1975).

Получаемые таким образом сердечники могут быть сплошными цилиндрическими или кольцевыми. Соединение таблеток в единый элемент путем спекания снижает однородность состава топлива в местах сопряжения таблеток. Тем не менее, предварительное изготовление прессованием таблеток ядерного топлива существенно усложняет способ и увеличивает энергозатраты при его осуществлении. The cores thus obtained can be solid cylindrical or annular. The combination of tablets into a single element by sintering reduces the uniformity of the composition of the fuel at the points of conjugation of tablets. However, pre-compression molding of tablets of nuclear fuel significantly complicates the method and increases energy consumption during its implementation.

Поэтому более технологично осуществлять прессование единого стержневого сердечника, как, например, в способе производства топливных сердечников из гранулированного ядерного топлива, покрытого слоями деформируемых материалов: пирокарбон, карбид кремния и графит (GB 1443823, G 21 С 21/00, 1976). Прессование длинномерных изделий производят противоположными парами пуансонов, действующих по всей длине полости прессования в радиальном направлении. Пуансоны в комплекте с матрицей определяют форму получаемой детали. Дополнительное прессование производят противоположными пуансонами, перемещающимися аксиально в полости прессования. Способ позволяет изготавливать длинномерные изделия, но применение радиальных пуансонов не обеспечивает необходимую однородность распределения ядерного топлива по длине изделия. Кроме того, при радиальном прессовании на поверхности изделия остаются дефекты материала (наплывы) в местах контакта радиальных пуансонов с матрицей, что требует механической обработки. Therefore, it is more technologically advanced to press a single core core, as, for example, in the method of producing fuel cores from granular nuclear fuel coated with layers of deformable materials: pyrocarbon, silicon carbide and graphite (GB 1443823, G 21 C 21/00, 1976). Long products are pressed by opposite pairs of punches acting along the entire length of the pressing cavity in the radial direction. Punches complete with a matrix determine the shape of the resulting part. Additional pressing is carried out by opposing punches moving axially in the pressing cavity. The method allows the manufacture of lengthy products, but the use of radial punches does not provide the necessary uniformity in the distribution of nuclear fuel along the length of the product. In addition, during radial pressing, material defects (sagging) remain on the surface of the product at the points of contact of the radial punches with the die, which requires machining.

Получение длинномерных брикетов ядерного топлива путем прессования двумя пуансонами по торцам брикета позволяет улучшить качество получаемых изделий за счет использования камеры с расширяющейся боковой поверхностью (US 3949027, G 21 С 21/00). Угол наклона стенок камеры составляет от 0^o6' до 1^o30'. Данный способ достаточно прост, позволяет получать брикеты ядерного топлива за одноразовое сжатие, что положительно сказывается на структуре ядерного топлива по объему брикета. Однако способ предполагает использование пластификатора, вводимого в исходный порошок двуокиси урана.Obtaining lengthy briquettes of nuclear fuel by pressing with two punches at the ends of the briquette can improve the quality of the resulting products through the use of a chamber with an expanding lateral surface (US 3949027, G 21 C 21/00). The angle of inclination of the walls of the chamber is from 0 ^o 6 'to 1 ^o 30'. This method is quite simple, it allows to obtain briquettes of nuclear fuel for one-time compression, which has a positive effect on the structure of nuclear fuel by the volume of the briquette. However, the method involves the use of a plasticizer introduced into the initial uranium dioxide powder.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к описываемому способу является способ изготовления стержневых сердечников ядерного топлива, включающий смешение исходных порошков двуокиси урана и алюминия, и прессование полученной смеси в матрице (RU 2091872, G 21 С 21/02, 1997). Способ предусматривает использование жидкого пластификатора, находящегося в смеси в качестве смазки. При этом жидкий пластификатор вводят в шихту в течение процесса смешивания отдельными порциями в виде аэрозоля и смешение производят в течение времени, достаточном для получения равномерности распределения делящейся фазы в неделящейся. При смешении большого количества шихты в ней всегда имеет место неоднородность распределения по объему делящегося материала, т. к. при смешении более тяжелый материал всегда "тонет" в более легком. Затем осуществляют горячее прессование - калибровку сердечника до заданной плотности и размеров с использованием в качестве смазки продуктов пиролитического разложения органического вещества. The closest in technical essence and the achieved result to the described method is a method of manufacturing core cores of nuclear fuel, comprising mixing the initial powders of uranium dioxide and aluminum, and pressing the resulting mixture in a matrix (RU 2091872, G 21 C 21/02, 1997). The method involves the use of a liquid plasticizer in the mixture as a lubricant. In this case, a liquid plasticizer is introduced into the charge during the mixing process in separate portions in the form of an aerosol and the mixture is produced for a time sufficient to obtain a uniform distribution of the fissile phase in the fissile one. When mixing a large amount of the charge in it, there is always an inhomogeneity of the distribution of the volume of fissile material, because when mixing the heavier material always “sinks” in the lighter one. Then hot pressing is carried out - the core is calibrated to a given density and size using the products of pyrolytic decomposition of organic matter as a lubricant.

Известный способ позволяет получить ребристые трубчатые тепловыделяющие элементы с относительно невысокой толщиной сердечника. При использовании данного способа для изготовления сплошных стержней необходимо значительно увеличить усилия прессования, что в свою очередь приведет к повышению трения на границе сердечник - матрица. При этом имеют место неоправданные потери давления по высоте прессовки, вызывающие "непропрессовку" средней части сердечника при двустороннем и нижней части сердечника при одностороннем прессовании. К тому же высокие значения давления на боковую стенку матрицы приводят к настолько эффективному сцеплению материала сердечника, что выпрессовка сердечника становится невозможной. Кроме того, наличие пластификатора в исходной смеси снижает химическую чистоту сердечника и увеличивает его пористость. Введение пластификатора увеличивает количество технологических операций и повышает энергозатраты. The known method allows to obtain ribbed tubular fuel elements with a relatively low thickness of the core. When using this method for the manufacture of solid rods, it is necessary to significantly increase the pressing force, which in turn will lead to an increase in friction at the core – matrix interface. At the same time, there are unjustified pressure losses along the pressing height, causing "unpressing" of the middle part of the core with bilateral and lower parts of the core with unilateral pressing. In addition, high pressure values on the side wall of the matrix lead to such an effective adhesion of the core material that pressing the core becomes impossible. In addition, the presence of a plasticizer in the initial mixture reduces the chemical purity of the core and increases its porosity. The introduction of a plasticizer increases the number of technological operations and increases energy consumption.

Сущность изобретения
Задачей настоящего изобретения является создание и разработка способа изготовления стержневых сердечников ядерного топлива, обладающего повышенной технологичностью, меньшими энергозатратами и повышенным выходом готовых изделий.SUMMARY OF THE INVENTION
The present invention is the creation and development of a method for the manufacture of core cores of nuclear fuel with high adaptability, lower energy consumption and increased yield of finished products.

В результате решения данной задачи могут быть получены новые технические результаты, заключающиеся в исключении необходимости использования пластификаторов, повышении однородности распределения ядерного топлива в объеме сердечника и упрощении технологии формования сердечника за счет исключения механической обработки. As a result of solving this problem, new technical results can be obtained, consisting in eliminating the need to use plasticizers, increasing the uniformity of the distribution of nuclear fuel in the core volume and simplifying the technology of core molding by eliminating mechanical processing.

Данные технические результаты достигаются тем, что в способе изготовления стержневых сердечников ядерного топлива, включающем смешение исходных порошков двуокиси урана и алюминия и прессование полученной смеси в матрице, смесь готовят порциями для каждого сердечника, а прессование осуществляют в два этапа, причем на первом этапе осуществляют прессование заготовки при удельном давлении от 0,8 до 1,2 т/см² в конической матрице, средний диаметр которой на 0,2 мм меньше среднего диаметра конической матрицы для второго этапа, при котором осуществляют прессование сердечника в размер, причем после первого этапа прессования проводят вакуумный отжиг заготовки при температуре от 600 до 620^oС в течение от 1,5 до 2,5 часов.These technical results are achieved by the fact that in the method of manufacturing core cores of nuclear fuel, comprising mixing the initial uranium dioxide and aluminum powder and compressing the resulting mixture in a matrix, the mixture is prepared in portions for each core, and the pressing is carried out in two stages, and the first stage is pressed workpieces at a specific pressure of 0.8 to 1.2 t / cm ² in a conical matrix, the average diameter of which is 0.2 mm less than the average diameter of the conical matrix for the second stage, at which pressing the core into size, and after the first stage of pressing, vacuum annealing of the workpiece is carried out at a temperature of from 600 to 620 ^o C for from 1.5 to 2.5 hours.

Отличительная особенность настоящего изобретения состоит в следующем. При изготовлении смеси исходных порошков берут навески крупки двуокиси урана и порошка алюминия, необходимые для формования только одного сердечника, что обеспечивает гарантированное содержание делящегося материала в каждом сердечнике и повышает однородность его распределения в объеме сердечника. Однако при отсутствии в смеси пластификатора, что уменьшает пористость сердечника, прессовка сердечника за одну операцию невозможна, поскольку в объеме сердечника возникают значительные по величине напряжения, препятствующие равномерному распределению давления по объему сердечника. Поэтому после первого этапа прессования, при котором формуется заготовка, проводят вакуумный отжиг заготовки при температуре от 600 до 620^oС в течение от 1,5 до 2,5 часов. Отжиг позволяет избавиться от локальных напряжений в материале заготовки и направить ее на окончательное прессование стержневого сердечника. Нижний предел температуры отжига обусловлен тем, что при температуре ниже 600^oС в объеме заготовки содержится значительное число напряженных зон. При температуре отжига выше 620^oС возможна потеря формы или расплавление заготовки сердечника. Нижнее значение диапазона времени отжига обусловлено необходимостью полного прогрева всей структуры заготовки и снятием в ней напряжений. Отжиг более 2,5 часов нецелесообразен, т.к. к положительным изменениям в структуре заготовки практически не приводит, а лишь увеличивает энергозатраты. Диапазон удельного давления прессования на первом этапе выбран по следующим соображениям. При величине удельного давления менее 0,8 т/см² невозможно получить структуру заготовки, которую можно направить на отжиг и окончательное прессование, т.к. материал заготовки недостаточно уплотнен. При величине удельного давления более 1,2 т/см² выпрессовка заготовки из матрицы затруднена. Кроме того, прессование заготовки на первом этапе производят в конической матрице с меньшими размерами, чем размеры матрицы, используемой при втором этапе прессования. Поэтому деформация заготовки в матрице на втором этапе прессования осуществляется как в осевом, так и в радиальном направлениях. При этом значительно снижается трение сердечника о стенки матрицы. Окончательное прессование сердечника проводят в размер, получая в итоге готовое изделие, не требующее механической обработки. Процесс прессования сердечника в размер проводят при удельных давлениях от 4,5 до 5,0 т/см² и прекращают при достижении размера сердечника заданной длины.A distinctive feature of the present invention is as follows. In the manufacture of the mixture of the starting powders, weighed portions of uranium dioxide and aluminum powder are needed to form only one core, which ensures a guaranteed content of fissile material in each core and increases the uniformity of its distribution in the core volume. However, in the absence of a plasticizer in the mixture, which reduces the core porosity, pressing the core in one operation is not possible, since significant voltages occur in the core volume that impede the uniform distribution of pressure over the core volume. Therefore, after the first stage of pressing, in which the preform is formed, vacuum annealing of the preform is carried out at a temperature of from 600 to 620 ^o C for from 1.5 to 2.5 hours. Annealing allows you to get rid of local stresses in the workpiece material and direct it to the final pressing of the core core. The lower limit of the annealing temperature is due to the fact that at temperatures below 600 ^o C in the volume of the workpiece contains a significant number of stressed zones. When the annealing temperature above 620 ^o With the possible loss of shape or melting of the workpiece core. The lower value of the annealing time range is due to the need for a complete heating of the entire workpiece structure and stress relief in it. Annealing for more than 2.5 hours is impractical because practically does not lead to positive changes in the structure of the workpiece, but only increases energy costs. The range of specific pressing pressure in the first stage is selected for the following reasons. When the specific pressure is less than 0.8 t / cm ² it is impossible to obtain a workpiece structure that can be sent for annealing and final pressing, because the workpiece material is not sufficiently compacted. When the specific pressure is more than 1.2 t / cm ^{2, it} is difficult to press the workpiece from the matrix. In addition, the pressing of the preform in the first stage is carried out in a conical matrix with smaller dimensions than the dimensions of the matrix used in the second pressing stage. Therefore, the deformation of the workpiece in the matrix at the second stage of pressing is carried out both in axial and in radial directions. This significantly reduces the friction of the core on the matrix wall. The final pressing of the core is carried out in size, resulting in a finished product that does not require machining. The process of pressing the core into size is carried out at specific pressures from 4.5 to 5.0 t / cm ² and is stopped when the core size reaches a predetermined length.

Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения. Information confirming the possibility of carrying out the invention.

Описываемый способ изготовления стержневых сердечников ядерного топлива может быть проиллюстрирован следующими примерами. The described method of manufacturing core cores of nuclear fuel can be illustrated by the following examples.

Пример 1. Исходные компоненты: порошок алюминия и крупка двуокиси урана. Берут навески порошка алюминия массой 203,1 г и двуокиси урана массой 102,1 г. Осуществляют индивидуальное смешение компонентов шихты в смесителе типа "пьяная бочка" в течение 15 минут, после чего приготовленную смесь засыпают в матрицу пресс-инструмента. Рабочую поверхность матрицы предварительно смазывают вручную керосино-олеиновой смесью. На первом этапе осуществляют получение заготовки методом двухстороннего прессования при удельном давлении 0,8 т/см². Операцию прессования проводят в конической матрице с конусностью 6'. Полученная заготовка имеет следующие размеры, определяемые геометрией пресс-инструмента и массой засыпки: средний диаметр 33,7 мм, высота 125 мм, пористость 25%.Example 1. Starting components: aluminum powder and uranium dioxide grains. Weigh samples of aluminum powder weighing 203.1 g and uranium dioxide weighing 102.1 g. Individual mixture of the charge components is carried out in a drunk barrel mixer for 15 minutes, after which the prepared mixture is poured into the matrix of the press tool. The working surface of the matrix is pre-lubricated manually with a kerosene-oleic mixture. At the first stage, the billet is produced by the method of double-sided pressing at a specific pressure of 0.8 t / cm ² . The pressing operation is carried out in a conical matrix with a taper of 6 '. The resulting workpiece has the following dimensions, determined by the geometry of the press tool and the weight of the backfill: average diameter 33.7 mm, height 125 mm, porosity 25%.

Затем проводили вакуумный (величина вакуума не хуже 5•10^-3 мм рт.ст.) отжиг со следующими температурно-временными режимами:
- подъем температуры 600^oС в течение 2 часов;
- выдержка при температуре 600^oС в течение 2,5 часов;
- охлаждение до температуры 20^oС в течение 2 часов (скорость охлаждения 290^oС/час).Then, vacuum (vacuum value no worse than 5 • 10 ^-3 mm Hg) was carried out annealing with the following temperature-time regimes:
- temperature rise of 600 ^o C for 2 hours;
- exposure at a temperature of 600 ^o C for 2.5 hours;
- cooling to a temperature of 20 ^o C for 2 hours (cooling rate of 290 ^o C / hour).

На втором этапе прессование сердечника в размер осуществляли в конической матрице большего размера (средний диаметр матрицы в рабочей зоне больше на 0,2 мм, чем средний диаметр матрицы в рабочей зоне на первом этапе прессования). Удельное давление прессования составило 5,0 т/см². Перед вторым этапом прессования пресс-инструмент также смазывали керосино-олеиновой смесью. После прессования получен стержневой сердечник с размерами, не превышающими заданных: диаметр 34,05 мм, высота 98,1 мм, пористость менее 2%.At the second stage, the core was pressed into size in a larger conical matrix (the average diameter of the matrix in the working zone was 0.2 mm larger than the average diameter of the matrix in the working zone at the first pressing stage). The specific pressing pressure was 5.0 t / cm ² . Before the second pressing step, the press tool was also lubricated with a kerosene-oleic mixture. After pressing, a core core with dimensions not exceeding the specified values was obtained: diameter 34.05 mm, height 98.1 mm, porosity less than 2%.

Далее сердечник направлен на химобработку в растворе азотной, ортофосфорной и уксусной кислот в течение 5 минут. После химобработки проводили дегазацию сердечника с режимами, аналогичными условиям проведения отжига. Next, the core is directed to chemical treatment in a solution of nitric, phosphoric and acetic acids for 5 minutes. After chemical treatment, the core was degassed with regimes similar to the conditions of annealing.

Готовый сердечник поступает для закатки в алюминиевую оболочку. The finished core arrives for seaming in an aluminum shell.

Пример 2. Масса исходных навесок, смешение, подготовка пресс-инструмента, режим нагрева до температуры отжига, химобработка и дегазация как в примере 1. Прессование на первом этапе проводили с удельным давлением 1,0 т/см². Полученную заготовку (пористость 24%) с размерами: диаметр 33,7 мм, высота 124,5 мм, отжигали при температуре 620^oС в течение 1,5 часов. Охлаждение проводили со скоростью 310^oС/час.Example 2. The mass of the initial weights, mixing, preparation of the press tool, heating to annealing temperature, chemical treatment and degassing as in example 1. Pressing in the first stage was carried out with a specific pressure of 1.0 t / cm ² . The resulting preform (porosity 24%) with dimensions: diameter 33.7 mm, height 124.5 mm, was annealed at a temperature of 620 ^o C for 1.5 hours. Cooling was carried out at a rate of 310 ^o C / hour.

После второго этапа прессования получен сердечник с параметрами: диаметр 33,9 мм, высота 98,0 мм, пористость менее 2%. Усилие прессования на втором этапе составило 4,75 т/см².After the second stage of pressing, a core with parameters was obtained: diameter 33.9 mm, height 98.0 mm, porosity less than 2%. The pressing force in the second stage was 4.75 t / cm ² .

Пример 3. Масса исходных навесок, смешение, подготовка пресс-инструмента, режим нагрева до температуры отжига, химобработка и дегазация как в примере 1. Прессование на первом этапе проводили с удельным давлением 1,2 т/см². Полученную заготовку (пористость 23%) с размерами: диаметр 33,8 мм, высота 124 мм, отжигали при температуре 610^oС в течение 2 часов. Охлаждение проводили со скоростью 320^oС/час.Example 3. The mass of the initial weights, mixing, preparation of the press tool, heating to annealing temperature, chemical treatment and degassing as in example 1. Pressing in the first stage was carried out with a specific pressure of 1.2 t / cm ² . The resulting preform (porosity 23%) with dimensions: diameter 33.8 mm, height 124 mm, was annealed at a temperature of 610 ^o C for 2 hours. Cooling was carried out at a rate of 320 ^o C / hour.

После второго этапа прессования получен сердечник с параметрами: диаметр 34,0 мм, высота 98,0 мм, пористость менее 2%. Усилие прессования на втором этапе составило 4,5 т/см².After the second stage of pressing, a core with parameters was obtained: diameter 34.0 mm, height 98.0 mm, porosity less than 2%. The pressing force in the second stage was 4.5 t / cm ² .

Таким образом, описываемый способ позволяет получать стержневые сердечники прессованием в заданный размер без использования пластификаторов, что существенно снижает трудоемкость процесса. Thus, the described method allows to obtain core cores by pressing to a predetermined size without the use of plasticizers, which significantly reduces the complexity of the process.

Снижение количества технологических операций, обусловленных отсутствием пластификатора, и двухэтапное прессование повышают выход годных стержневых сердечников, направляемых для изготовления тепловыделяющих блочков. Кроме того, отсутствие использования пластификатора в прессуемой смеси упрощает переработку бракованных изделий. Reducing the number of technological operations due to the absence of plasticizer, and two-stage pressing increase the yield of suitable core cores sent for the manufacture of fuel blocks. In addition, the absence of the use of plasticizer in the pressed mixture simplifies the processing of defective products.

Claims

1. A method of manufacturing a core core of nuclear fuel, comprising mixing the initial powders of uranium dioxide and aluminum and pressing the resulting mixture into a matrix, characterized in that the mixture is prepared in portions for each core, and the pressing is carried out in two stages, and at the first stage, the workpiece is pressed specific pressure from 0.8 to 1.2 t / cm ² in a conical matrix, the average diameter of which is 0.2 mm less than the average diameter of the conical matrix for the second stage, in which the core is pressed in size, and after the first stage of pressing, vacuum annealing of the workpiece is carried out at a temperature of from 600 to 620 ^o C for from 1.5 to 2.5 hours

2. The method according to p. 1, characterized in that the pressing is carried out in conical dies with a taper angle of 5 'to 7'.

3. The method according to p. 1 or 2, characterized in that the pressing of the core core in size is carried out at specific pressures from 4.5 to 5.0 t / cm ² .

4. The method according to p. 1, or 2, or 3, characterized in that before pressing, the press tool is lubricated with a layer of kerosene oleic mixture.

5. The method according to p. 1, or 2, or 3, or 4, characterized in that after annealing the workpiece is cooled with a cooling rate of from 280 to 320 ^o C / hour.

6. The method according to p. 1, or 2, or 3, or 4, or 5, characterized in that the vacuum annealing is carried out at a vacuum value of no worse than 5 • 10 ^-3 mm RT. Art.

7. The method according to p. 1, or 2, or 3, or 4, or 5, or 6, characterized in that after pressing the core core in size, vacuum degassing is carried out at a temperature of from 600 to 620 ^o C for from 1 5 to 2.5 hours

8. The method according to p. 1, or 2, or, 3, or 4, or 5, or 6, or 7, characterized in that the vacuum degassing is carried out at a vacuum value of no worse than 5 • 10 ^-3 mm RT. Art.