RU2275700C2 - Способ изготовления таблетированного ядерного топлива - Google Patents

Способ изготовления таблетированного ядерного топлива Download PDF

Info

Publication number
RU2275700C2
RU2275700C2 RU2004115887/06A RU2004115887A RU2275700C2 RU 2275700 C2 RU2275700 C2 RU 2275700C2 RU 2004115887/06 A RU2004115887/06 A RU 2004115887/06A RU 2004115887 A RU2004115887 A RU 2004115887A RU 2275700 C2 RU2275700 C2 RU 2275700C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
sintering
uranium
pelletized
binder
Prior art date
Application number
RU2004115887/06A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2004115887A (ru
Inventor
Вениамин Иванович Батуев (RU)
Вениамин Иванович Батуев
Евгений Александрович Филиппов (RU)
Евгений Александрович Филиппов
Константин Юрьевич Вергазов (RU)
Константин Юрьевич Вергазов
Александр Михайлович Лузин (RU)
Александр Михайлович Лузин
Original Assignee
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 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" filed Critical Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов"
Priority to RU2004115887/06A priority Critical patent/RU2275700C2/ru
Publication of RU2004115887A publication Critical patent/RU2004115887A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2275700C2 publication Critical patent/RU2275700C2/ru

Links

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 производства ядерного топлива. Сущность изобретения: способ изготовления таблетированного ядерного топлива включает подготовку пресс-порошка диоксида урана UO2, обогащенного ураном-235 до 5%, путем постадийного смешения с сухим связующим и с порошком оксида урана U3O8. Осуществляют прессование, термическое удаление связующего, спекание таблетированного топлива в газообразной восстановительной среде, мокрое шлифование, сушку и отбраковку бракованного таблетированного топлива. При этом в качестве сухого связующего используют до 0,4% к весу диоксида урана UO2 стеарат алюминия [Al(С17Н35СОО)3] с зольностью 8,0-9,5%, с содержанием металла 4,2-5,0%, с содержанием влаги до 1,5%, с фракционным составом до 100 мкм, с содержанием свободных кислот до 7,0%, с насыпной плотностью до 0,20 г/см3. После перехода при спекании сухого связующего в жидкую фазу дальнейшее спекание осуществляют в режиме жидкой фазы. Преимущество изобретения заключается в повышении качества получаемого топлива.

Description

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях изготовления таблетированного ядерного топлива из диоксида урана (UO2) для тепловыделяющих элементов (твэлов), собираемых в тепловыделяющие сборки (твс) и используемых в ядерных реакторах.
Известен способ изготовления таблетированного ядерного топлива, включающий:
- смешение порошков диоксида урана UO2, оксида урана U3О8 и связующего,
- прессование таблетированного ядерного топлива из смеси порошков диоксида урана, оксида урана и связующего,
- спекание таблетированного ядерного топлива в печи тоннельного типа с тремя температурными зонами нагревания, спекания в восстановительной среде и охлаждения с продвижением лодочек с таблетками через зоны,
- мокрое шлифование поверхности таблетированного ядерного топлива,
- сушку (см. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Под редакцией Ф.Г.Решетникова, М: Энергоатомиздат, 1995 г. Книга 1, стр.93-95, 98-99, 101-102).
Известный способ предусматривает одностадийное смешение порошков диоксида урана UO2, оксида урана U3О8 и связующего перед прессованием таблетированного ядерного топлива, что не исключает неравномерности смешения пресс-порошка со связующим и получения при прессовании не качественного таблетированного ядерного топлива.
Известен способ изготовления таблетированного ядерного топлива, включающий трехстадийное смешение порошков диоксида урана UO2, оксида урана U3О8 со связующим (см. патент Российской Федерации RU 2170957 МПК 7 G 21 C 3/62, 21/04, заявка 99115232/06 от 09.07.1999 г., опубл. 20.07.2001 г.).
Способ получения таблетированного ядерного топлива и устройство для его осуществления по патенту 2170957 устраняет недостатки известного способа в части равномерности распределения в пресс-порошке диоксида урана UO2, оксида урана U3О8 и связующего перед прессованием таблетированного топлива. Однако проводка лодочек с таблетированным ядерным топливом - «сырыми» таблетками - через зоны нагрева, спекания и охлаждения не исключает контакта таблеток с отходящими газами при прохождении зон нагрева и спекания и ведет к быстрому спеканию, поскольку количество зон ограничено. При этом в первую очередь происходит спекание и уплотнение поверхностных слоев таблетки. Этому способствует не только неизбежный градиент температуры в таблетке по ее толщине, но и наличие своего рода градиента плотности таблетки за счет поверхностного уплотнения слоя, образующегося при прессовании таблетки. Уплотненный спеченный поверхностный слой таблетки затрудняет выход газообразных продуктов. Это приводит к растрескиванию и разрушению таблеток (см. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Книга 1. Под редакцией Ф.Г.Решетникова, - М.: Энергоиздат, 1995 г. с.99 §4.4.).
Известен способ изготовления таблетированного ядерного топлива, включающий подготовку пресс-порошка в смеси со связующим, прессование таблеток, спекание таблеток в восстановительной среде путем их движения по противотоку движения восстановительной среды через три зоны секции удаления связующего, через две зоны секции предварительного нагрева, через три зоны спекания и через секцию охлаждения (см. патент Российской Федерации RU 2181221, МПК 7 G 21 С 21/02, 3/62. Способ изготовления спеченных топливных таблеток и лодочка для спекания).
Способ устраняет недостатки известных аналогов за счет проводки спекаемого таблетированного топлива не через три зоны нагрева спекания и охлаждения, а через три зоны секции удаления связующего, через две зоны секции предварительного нагрева, через три зоны спекания и через секцию охлаждения, т.е. через девять зон.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемому эффекту является способ изготовления таблетированного топлива, включающий подготовку пресс-порошка диоксида урана UO2, обогащенного ураном-235 до 5%, постадийное смешение с сухим связующим и порошком оксида урана U3O8, прессование, термическое удаление связующего, спекание таблетированного топлива в газообразной восстановительной среде, мокрое шлифование, сушку и отбраковку бракованного таблетированного топлива (см. патент Российской Федерации RU 2210821, МПК 7 G 21 C 21/00, 3/34. Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов и устройство для его осуществления от 28.04.2001 г., опубл. 20.08.2003 г.). В способе-прототипе и в способах аналогах в качестве сухого связующего применяют стеарат цинка [Zn(C17H35COO)2]. Как показывает практика работы, при спекании таблетированного топлива в тоннельной печи происходит конденсация цинка на стенках тоннеля, что приводит к образованию наростов и сужению сечения тоннеля, препятствующего прохождению через тоннель лодочек с таблетированным топливом, остановке печи и ее зачистке. При этом снижается срок службы тоннельной печи и ее производительность.
Качество таблетированного топлива характеризуется его микроструктурой: размером и формой зерна, количеством и крупностью пор. Эти показатели в ТУ на таблетированное ядерное топливо, как правило, не включаются, а согласовываются между заказчиком и потребителем, хотя влияние их на работоспособность таблеток и, следовательно, твэлов существенно. В частности, от микроструктуры зависит, какое количество газовых продуктов удерживается в таблетированном топливе и характер взаимодействия таблетированного топлива с оболочкой твэла при его работе в ядерном реакторе. По этим соображениям стремятся получать таблетки с крупным зерном (см. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Книга 1. Под редакцией Ф.Г.Решетникова. - М.: Энергоатомиздат. 1995 г., стр.91).
На рост зерен влияют температура и длительность спекания таблетированного ядерного топлива, отношение числа атомов кислорода к атомам урана, способ получения диоксида, примеси, плотность и т.д. Наиболее вероятным местом начала рекристаллизации являются границы зерен. Рост зерен после рекристаллизации происходит за счет перемещения границ. Движение границы зерен приводит как бы к стиранию пор на ее пути (см. там же, стр.300-301).
Средний условный размер зерна (СУРЗ) в таблетированном ядерном топливе ряда предприятий различен. Увеличение размера зерна только за счет строгой выдержки технологических требований в существующем серийном производстве не представляется возможным. Теоретические и экспериментальные исследования свидетельствуют, что больший размер зерна в таблетированном топливе диоксида урана снижает высвобождение газообразных продуктов деления. Однако по мере увеличения размера зерна снижается скорость высокотемпературной ползучести таблетированного топлива. Поэтому представляет интерес перспективное таблетированное топливо, обладающее как увеличенным размером зерна, так и требуемой скоростью ползучести. Этим двум критериям известные виды таблетированного ядерного топлива ряда предприятий не удовлетворяют.
Технической задачей изобретения является повышение производительности получения перспективного таблетированного топлива с увеличенным размером зерна, так и требуемой скоростью ползучести, обеспечивающего увеличение выхода годного, улучшение технических характеристик по доспекаемости и повышение эффективности топливного цикла в ядерном реакторе за счет увеличения глубины выгорания, повышение характеристик безопасной эксплуатации ядерного реактора.
Эта техническая задача решается тем, что в способе изготовления таблетированного топлива, включающем подготовку пресс-порошка диоксида урана UO2, обогащенного ураном-235 до 5%, постадийным смешением с сухим связующим и с порошком оксида урана U3О8 прессование, термическое удаление связующего, спекание таблетированного топлива в газообразной восстановительной среде, мокрое шлифование, сушку и отбраковку бракованного таблетированного топлива;
согласно изобретению в качестве сухого связующего используют до 0,4% к весу порошка диоксида урана UO2 стеарат алюминия [Al(C17H35COO)3]
с зольностью (%) 8,0-9,5
с содержанием металла (%) 4,2-5,0
с содержанием влаги (%) до 1,5
с фракционным составом до 100 мкм
с содержанием свободных кислот (%) до 7,0
с насыпной плотностью (г/см3) до 0,20,
при этом при спекании таблетированного топлива уже при 120°С стеарат переходит в жидкую фазу, а алюминий при 658,7°С и дальнейшее спекание осуществляют в режиме жидкой фазы, способствующей укрупнению зерна диоксида урана UO2 в диапазоне 10-20 мкм без образования наростов на стенках тоннеля печи спекания.
Предложенный способ изготовления таблетированного топлива позволит повысить производительность его изготовления, исключить образование наростов на стенках тоннельной печи и ее аварийную остановку за счет того, что стеарат плавится при 120°С, а алюминий при 658,7°С, пары стеарата и алюминия удаляются с отходящими газами и выводятся из печи, а алюминий частично остается в таблетированном топливе и при спекании таблетированного топлива в режиме жидкой фазы алюминий способствует укрупнению зерна диоксида урана UO2 в диапазоне 10-20 мкм и требуемой скоростью ползучести, способствующих увеличению выхода годного, улучшению технических характеристик по доспекаемости, повышению эффективности топливного цикла, увеличению глубины выгорания и повышению характеристик безопасности эксплуатации ядерного реактора.
Способ изготовления таблетированного топлива осуществляют следующим образом. Порошок диоксида урана UO2, обогащенный ураном-235 до 5%, постадийно подвергают смешению с сухим связующим и с порошком оксида урана U3О8. Затем осуществляют. прессование таблетированного топлива, термическое удаление связующего и спекание таблетированного топлива в газообразной восстановительной среде водорода в тоннельной печи при температурах:
1 зона - 200-220°С,
2 зона - 350-400°С,
3 зона - 450-550°С,
4 зона - 900-950°С,
5 зона - 1100-1250°С,
6 зона - 1700-1800°С,
7 зона - 1700-1800°С,
8 зона - 1700-1800°С,
9 зона - охлаждение.
В первой зоне стеарат плавится уже при 120°С, и его пары удаляются с отходящими газами. В качестве сухого связующего применяют стеарат алюминия [Al(С17Н35СОО)3]
с зольностью (%) 8,0-9,5
с содержанием металла (%) 4,2-5,0
с содержанием влаги (%) до 1,5
с фракционным составом до 100 мкм
с содержанием свободных кислот (%) до 7,0
с насыпной плотностью (г/см3) до 0,20
Алюминий плавится в четвертой зоне тоннельной печи при 658,7°С. Его пары частично удаляются с отходящими газами, и частично алюминий остается в таблетированном топливе в жидкой фазе. При спекании таблетированного топлива в режиме жидкой фазы алюминий способствует укрупнению зерна диоксида урана UO2 в диапазоне 10-20 мкм с требуемой скоростью ползучести, способствующих увеличению выхода годного, улучшению технических характеристик по доспекаемости, повышению эффективности топливного цикла, увеличению глубины выгорания и повышению характеристик эксплуатации ядерного реактора.

Claims (1)

  1. Способ изготовления таблетированного ядерного топлива, включающий подготовку пресс-порошка диоксида урана UO2, обогащенного ураном-235 до 5%, путем постадийного смешения с сухим связующим и с порошком оксида урана U3O8, прессование, термическое удаление связующего, спекание таблетированного топлива в газообразной восстановительной среде, мокрое шлифование, сушку и отбраковку бракованного таблетированного топлива, отличающийся тем, что в качестве сухого связующего используют до 0,4% к весу диоксида урана UO2 стеарат алюминия [Al(С17Н35СОО)3] с зольностью 8,0-9,5%, с содержанием металла 4,2-5,0%, с содержанием влаги до 1,5%, с фракционным составом до 100 мкм, с содержанием свободных кислот до 7,0%, с насыпной плотностью до 0,20 г/см3, при этом после перехода при спекании сухого связующего в жидкую фазу дальнейшее спекание осуществляют в режиме жидкой фазы.
RU2004115887/06A 2004-05-25 2004-05-25 Способ изготовления таблетированного ядерного топлива RU2275700C2 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2004115887/06A RU2275700C2 (ru) 2004-05-25 2004-05-25 Способ изготовления таблетированного ядерного топлива

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2004115887/06A RU2275700C2 (ru) 2004-05-25 2004-05-25 Способ изготовления таблетированного ядерного топлива

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2004115887A RU2004115887A (ru) 2005-11-10
RU2275700C2 true RU2275700C2 (ru) 2006-04-27

Family

ID=35865027

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2004115887/06A RU2275700C2 (ru) 2004-05-25 2004-05-25 Способ изготовления таблетированного ядерного топлива

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2275700C2 (ru)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2477198C1 (ru) * 2012-02-14 2013-03-10 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский технологический университет" "МИСиС" Способ формования топливных таблеток на основе диоксида урана с малой легирующей добавкой
RU2546971C2 (ru) * 2009-12-04 2015-04-10 Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив Топливный стержень и способ изготовления таблеток для такого стержня
RU171596U1 (ru) * 2017-01-27 2017-06-07 Акционерное Общество "Твэл" Устройство для исследования радиационной доспекаемости ядерного топлива энергетических реакторов
RU2630898C1 (ru) * 2015-10-20 2017-09-14 Акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" Способ изготовления таблеток ядерного топлива с использованием легирования
RU2701542C1 (ru) * 2019-02-04 2019-09-27 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов
RU2813642C1 (ru) * 2020-07-23 2024-02-14 Акционерное Общество "Твэл" Способ изготовления таблетированного топлива из уран-молибденовых порошков

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2546971C2 (ru) * 2009-12-04 2015-04-10 Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив Топливный стержень и способ изготовления таблеток для такого стержня
RU2477198C1 (ru) * 2012-02-14 2013-03-10 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский технологический университет" "МИСиС" Способ формования топливных таблеток на основе диоксида урана с малой легирующей добавкой
RU2630898C1 (ru) * 2015-10-20 2017-09-14 Акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" Способ изготовления таблеток ядерного топлива с использованием легирования
RU171596U1 (ru) * 2017-01-27 2017-06-07 Акционерное Общество "Твэл" Устройство для исследования радиационной доспекаемости ядерного топлива энергетических реакторов
RU2701542C1 (ru) * 2019-02-04 2019-09-27 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов
RU2813642C1 (ru) * 2020-07-23 2024-02-14 Акционерное Общество "Твэл" Способ изготовления таблетированного топлива из уран-молибденовых порошков

Also Published As

Publication number Publication date
RU2004115887A (ru) 2005-11-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2175791C2 (ru) Композитный материал ядерного топлива и способ его получения
KR101622569B1 (ko) 핵연료 복합재료 소결체 및 이의 제조방법
FR2966639A1 (fr) Procede de controle de la solubilite d'additifs sur et a proximite des joints de grains et procede de production de pastilles de combustible nucleaire
JPH01193691A (ja) 核燃料
FR2765383A1 (fr) Methode de recyclage de dechets de combustible dans la fabrication de pastilles de combustible nucleaire
RU2701946C2 (ru) Способ производства гранул по меньшей мере одного оксида металла
RU2275700C2 (ru) Способ изготовления таблетированного ядерного топлива
JPH0631759B2 (ja) 核燃料
KR950001789B1 (ko) Uo₂펠릿의 제조방법
Yang et al. Recycling process for sinter-active U3O8 powders
RU2713619C1 (ru) Таблетка ядерного топлива и способ её получения
JPH0774833B2 (ja) 二酸化ウラン焼結体の製造方法及び核燃料体
RU2522744C2 (ru) Композиционный топливный модельный материал с инертной пористой металлической матрицей и способ его изготовления
RU2701542C1 (ru) Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов
KR101195448B1 (ko) 사용후 핵연료를 이용한 판상 다공성 소결체의 제조방법 및 이에 따라 제조되는 판상 다공성 소결체
RU2317601C1 (ru) Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов
RU2255386C2 (ru) Способ изготовления таблетированного ядерного топлива
RU2813642C1 (ru) Способ изготовления таблетированного топлива из уран-молибденовых порошков
US3327027A (en) Process for the production of plutonium oxide-containing nuclear fuel powders
RU2459289C1 (ru) Способ получения таблеток ядерного топлива на основе диоксида урана
RU2360311C2 (ru) Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерного реактора
Vaudez et al. Influence of Chemical Composition Variations on Densification During the Sintering of MOX Materials
RU2157568C1 (ru) Таблетка ядерного топлива
KR100973498B1 (ko) 큰 결정립 uo₂소결체의 제조방법 및 그 소결체
FR2860639A1 (fr) Procede de fabrication de pastilles de combustible nucleaire a base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium.