RU2317601C1 - Method for producing pelletized fuel for fuel elements - Google Patents
Method for producing pelletized fuel for fuel elements Download PDFInfo
- Publication number
- RU2317601C1 RU2317601C1 RU2006121069/06A RU2006121069A RU2317601C1 RU 2317601 C1 RU2317601 C1 RU 2317601C1 RU 2006121069/06 A RU2006121069/06 A RU 2006121069/06A RU 2006121069 A RU2006121069 A RU 2006121069A RU 2317601 C1 RU2317601 C1 RU 2317601C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- plasticizer
- uranium dioxide
- fuel
- powder
- tablets
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной промышленности, в частности используется в ядерной технике при изготовлении таблетированного топлива из диоксида урана для тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов.The invention relates to the nuclear industry, in particular, it is used in nuclear engineering in the manufacture of pelletized fuel from uranium dioxide for fuel elements (fuel elements) of nuclear reactors.
Известен способ изготовления таблетированного топлива, который включает подготовку шихты к прессованию, смешение порошка диоксида урана с раствором поливинилового спирта (Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. / Под ред. Ф.Г.Решетникова. М.: Энергоатомиздат, 1995 г. Книга 1, стр.95).A known method of manufacturing pelletized fuel, which includes preparing the mixture for pressing, mixing uranium dioxide powder with a solution of polyvinyl alcohol (Development, production and operation of fuel elements of power reactors. / Ed. By F.G. Reshetnikov. M.: Energoatomizdat, 1995 Book 1, p. 95).
К недостаткам можно отнести дополнительную энергоемкую стадию удаления воды, снижение ядерной безопасности и производительности.The disadvantages include an additional energy-intensive stage of water removal, a decrease in nuclear safety and productivity.
Наиболее близким по сущности и достигаемому эффекту является способ-прототип (патент RU №2158030, G21C 3/62, G21C 21/10, 20.10.2000) изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов, в котором порошок диоксида урана UO2, полученный методом мокрого превращения с восстановлением из диураната аммония (АДУ-процессом) без операций уплотнения, смешивают с сухим связующим - стеаратом цинка в среде инертного газа и оксидом урана U3O8, полученным из брака таблеток после термического окисления воздухом, прессуют в матрице со стеаратом цинка [Zn(C17H35COO)2], спекают в восстановительной среде, шлифуют мокрым методом, сушат и отбраковывают бракованные таблетки.The closest in essence and the achieved effect is the prototype method (patent RU No. 2158030, G21C 3/62, G21C 21/10, 20.10.2000) for the manufacture of pelletized fuel for fuel elements, in which the powder of uranium dioxide UO 2 obtained by wet conversion with reduction from ammonium diuranate (ADU process) without compaction operations, it is mixed with a dry binder - zinc stearate in an inert gas and uranium oxide U 3 O 8 obtained from the marriage of tablets after thermal oxidation by air, pressed in a matrix with zinc stearate [Zn (C 17 H 35 COO) 2 ], sintered in a reducing medium, polished using the wet method, dried and rejected defective tablets.
Недостатком способа-прототипа является использование порошка диоксида урана UO2, полученного методом мокрого превращения с восстановлением из диураната аммония, так как при его получении неизбежно образуются сточные воды, содержащие уран, что ухудшает экологию. Постадийное добавление пластификатора повышает трудоемкость процесса.The disadvantage of the prototype method is the use of a powder of uranium dioxide UO 2 obtained by the method of wet transformation with recovery from ammonium diuranate, since when it is received, wastewater containing uranium is inevitably formed, which worsens the environment. The stepwise addition of a plasticizer increases the complexity of the process.
Технической задачей изобретения является уменьшение энергетических затрат, повышение ядерной и радиационной безопасности в технологическом процессе изготовления таблетированного топлива из диоксида урана, а также повышение производительности и выхода годных топливных таблеток.An object of the invention is to reduce energy costs, increase nuclear and radiation safety in the technological process for the manufacture of pelletized fuel from uranium dioxide, as well as increase productivity and yield of fuel pellets.
Задача решается благодаря тому, что в способе изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов, включающем смешение порошка диоксида урана с пластификатором, прессование таблеток из полученной шихты, их спекание, шлифование и сушку, согласно формуле изобретения диоксид урана получают пирогидролизом гексафторида урана, в качестве пластификатора используют легкоплавкие полимерные соединения, после смешения порошка диоксида урана с пластификатором шихту нагревают до температуры плавления пластификатора.The problem is solved due to the fact that in the method of manufacturing pelletized fuel for fuel elements, including mixing uranium dioxide powder with a plasticizer, compressing tablets from the resulting mixture, sintering, grinding and drying, according to the claims, uranium dioxide is obtained by pyrohydrolysis of uranium hexafluoride, using plasticizer low-melting polymer compounds, after mixing the uranium dioxide powder with a plasticizer, the mixture is heated to the melting temperature of the plasticizer.
Задача также решается благодаря тому, что в качестве пластификатора применяют полиэтиленгликоль в количестве до 3 мас.%.The problem is also solved due to the fact that polyethylene glycol is used as a plasticizer in an amount of up to 3 wt.%.
Технология получения порошка диоксида урана пирогидролизом гексафторида урана дешевле и более экологична по сравнению с технологией получения диоксида урана восстановлением из диураната аммония (АДУ-процессом). Однако порошок диоксида урана, полученный пирогидролизом гексафторида урана, характеризуется отсутствием текучести, низкой насыпной массой и плохой формуемостью, поэтому требуется подготовка пресс-порошка для придания технологических свойств. Введение легкоплавкого полимерного пластификатора с последующим нагревом шихты диоксида урана приводит к образованию пленки пластификатора на поверхности частиц порошка. Нанесенная таким образом пленка пластификатора снижает трение между частицами и приводит к появлению текучести и повышению насыпной массы. Введение полиэтиленгликоля более 3 мас.% приводит к повышению открытой пористости спеченных таблеток.The technology for producing uranium dioxide powder by pyrolysis of uranium hexafluoride is cheaper and more environmentally friendly compared to the technology for producing uranium dioxide by reduction from ammonium diuranate (ADU process). However, uranium dioxide powder obtained by pyrohydrolysis of uranium hexafluoride is characterized by a lack of fluidity, low bulk density and poor formability, therefore, the preparation of a press powder is required to impart technological properties. The introduction of a fusible polymer plasticizer with subsequent heating of the mixture of uranium dioxide leads to the formation of a plasticizer film on the surface of the powder particles. The plasticizer film thus applied reduces the friction between the particles and leads to the appearance of fluidity and an increase in bulk density. The introduction of polyethylene glycol more than 3 wt.% Leads to an increase in the open porosity of sintered tablets.
В процессе прессования таблеток из шихты, полученной по предлагаемому способу, за счет тепла, выделяющегося при внутреннем трении частиц между собой, образуется жидкая прослойка пластификатора, повышающая скольжение частиц. Это позволяет увеличить степень формуемости порошка диоксида урана в таблетке. При снятии нагрузки прессования пластификатор затвердевает, образуя прочный каркас между частицами, повышая механическую прочность и, соответственно, выход годных таблеток.In the process of pressing tablets from the mixture obtained by the proposed method, due to the heat generated during internal friction of the particles between themselves, a liquid layer of plasticizer is formed, which increases the sliding of the particles. This allows you to increase the degree of formability of the powder of uranium dioxide in the tablet. When removing the pressing load, the plasticizer hardens, forming a strong frame between the particles, increasing the mechanical strength and, accordingly, the yield of tablets.
Способ осуществляется следующим образом.The method is as follows.
Порошок диоксида урана, полученный пирогидролизом гексафторида урана, смешивают с порошком полиэтиленгликоля в количестве 3 мас.% с последующим нагреванием до 70°С. Полученную шихту после остывания направляют на прессование таблеток с последующим их спеканием в газообразной восстановительной среде, шлифование и сушку.The uranium dioxide powder obtained by pyrohydrolysis of uranium hexafluoride is mixed with 3 wt.% Polyethylene glycol powder, followed by heating to 70 ° C. After cooling, the resulting mixture is sent to pressing tablets followed by sintering in a gaseous reducing medium, grinding and drying.
Пример осуществления способаAn example of the method
Порошок диоксида урана, полученный пирогидролизом гексафторида урана, имеет следующие свойства:The uranium dioxide powder obtained by pyrohydrolysis of uranium hexafluoride has the following properties:
- насыпная плотность: около 1 г/см3;- bulk density: about 1 g / cm 3 ;
- удельная поверхность: около 2,1 м2/г;- specific surface: about 2.1 m 2 / g;
- порошок не вытекает из расходомера с диаметром 10 мм.- powder does not flow from a flowmeter with a diameter of 10 mm.
С использованием этого порошка приготавливают шихту с совместным смешением 97 частей по массе порошка UO2 и 3 частей по массе полиэтиленгликоля, нагревают до температуры 70°С.Using this powder, a mixture is prepared with joint mixing of 97 parts by weight of UO 2 powder and 3 parts by weight of polyethylene glycol, heated to a temperature of 70 ° C.
Операцию приготовления шихты из порошка UO2 осуществляют в одну стадию прямым смешением.The operation of preparing a mixture of UO 2 powder is carried out in one stage by direct mixing.
Получают порошок со следующими свойствами:A powder is obtained with the following properties:
- насыпная плотность: 2,3 г/см3;- bulk density: 2.3 g / cm 3 ;
- порошок массой 100 г вытекает из расходомера с диаметром 10 мм за 4 с.- a powder weighing 100 g flows from a flowmeter with a diameter of 10 mm for 4 s.
Таким образом, получают шихту, имеющую свойства, необходимые для прессования топливных таблеток.Thus, a mixture having the properties necessary for pressing fuel pellets is obtained.
Прессование осуществляют на роторном прессе с производительностью около 110 табл./мин. При усилии прессования 2 т/см2 достигается плотность таблеток, равная 5,5 г/см3.Pressing is carried out on a rotary press with a capacity of about 110 tablets / min. With a pressing force of 2 t / cm 2 , a tablet density of 5.5 g / cm 3 is achieved.
Прочность таблеток оценивают по методике, заключающейся в том, что таблетку помещают между двумя параллельными пластинами и измеряют силу, необходимую для ее разрушения. Таким образом, прочность таблеток составляет по торцу 35 кгс/см2.The strength of the tablets is evaluated by the method, which consists in the fact that the tablet is placed between two parallel plates and measure the force necessary for its destruction. Thus, the strength of the tablets is at the end 35 kgf / cm 2 .
Далее таблетки спекают в водородной печи с нарастанием температуры до 1750°С в течение 45 часов. При этом плотность спеченных таблеток составляет 97,6% от теоретической, а открытая пористость менее 0,3%.Next, the tablets are sintered in a hydrogen furnace with an increase in temperature to 1750 ° C for 45 hours. The density of the sintered tablets is 97.6% of theoretical, and the open porosity is less than 0.3%.
После проведения стадий шлифования и сушки таблеток проводят их разбраковку. Таким образом, выход годных таблеток составил 90%.After the stages of grinding and drying of the tablets, they are sorted out. Thus, the yield of tablets was 90%.
В таблице приведены сравнительные технологические характеристики шихты и полученного из нее таблетированного топлива.The table shows the comparative technological characteristics of the charge and tablet fuel obtained from it.
Для сравнения способов изготовления таблетированного топлива было изготовлено три партии.To compare the methods for manufacturing tablet fuel, three batches were made.
Партия 1. В исходный порошок диоксида урана ввели 7% водного раствора ПВС с концентрацией 70 г/л. Полученную шихту сушили до влажности 0,6%.Batch 1. A 7% aqueous solution of PVA with a concentration of 70 g / l was introduced into the initial uranium dioxide powder. The resulting mixture was dried to a moisture content of 0.6%.
Партия 2. Исходный порошок смешивали с 1% стеаратом цинка.Batch 2. The starting powder was mixed with 1% zinc stearate.
Партия 3. Порошок диоксида урана смешивали с порошком полиэтиленгликоля в количестве 3 мас.% с последующим нагреванием до 70°С.Party 3. The powder of uranium dioxide was mixed with a powder of polyethylene glycol in an amount of 3 wt.%, Followed by heating to 70 ° C.
Определялись следующие технологические свойства шихты: насыпной вес и текучесть по стандартным методикам. Прессование всех партий осуществляли при усилии 2 т/см2 на роторном гидравлическом прессе. Проводили исследование полученных таблеток с определением прочности и плотности, указанными в таблице. Далее таблетки трех партий спекали с нарастанием температуры до 1750°С в течение 45 часов.The following technological properties of the mixture were determined: bulk density and fluidity according to standard methods. The pressing of all parties was carried out with a force of 2 t / cm 2 on a rotary hydraulic press. A study of the obtained tablets was carried out with the determination of strength and density indicated in the table. Next, the tablets of three batches were sintered with an increase in temperature to 1750 ° C for 45 hours.
Значения, полученные в ходе эксперимента, представлены в таблице.The values obtained during the experiment are presented in the table.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2006121069/06A RU2317601C1 (en) | 2006-06-13 | 2006-06-13 | Method for producing pelletized fuel for fuel elements |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2006121069/06A RU2317601C1 (en) | 2006-06-13 | 2006-06-13 | Method for producing pelletized fuel for fuel elements |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2317601C1 true RU2317601C1 (en) | 2008-02-20 |
Family
ID=39267337
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2006121069/06A RU2317601C1 (en) | 2006-06-13 | 2006-06-13 | Method for producing pelletized fuel for fuel elements |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2317601C1 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2723561C2 (en) * | 2015-07-25 | 2020-06-16 | Ультра Сейф Ньюклеар Корпорейшн | Method of producing completely ceramic microencapsulated nuclear fuel |
| US10878971B2 (en) | 2016-03-29 | 2020-12-29 | Ultra Safe Nuclear Corporation | Process for rapid processing of SiC and graphitic matrix TRISO-bearing pebble fuels |
| US11101048B2 (en) | 2016-03-29 | 2021-08-24 | Ultra Safe Nuclear Corporation | Fully ceramic microencapsulated fuel fabricated with burnable poison as sintering aid |
-
2006
- 2006-06-13 RU RU2006121069/06A patent/RU2317601C1/en active
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2723561C2 (en) * | 2015-07-25 | 2020-06-16 | Ультра Сейф Ньюклеар Корпорейшн | Method of producing completely ceramic microencapsulated nuclear fuel |
| US10878971B2 (en) | 2016-03-29 | 2020-12-29 | Ultra Safe Nuclear Corporation | Process for rapid processing of SiC and graphitic matrix TRISO-bearing pebble fuels |
| US11101048B2 (en) | 2016-03-29 | 2021-08-24 | Ultra Safe Nuclear Corporation | Fully ceramic microencapsulated fuel fabricated with burnable poison as sintering aid |
| US11557403B2 (en) | 2016-03-29 | 2023-01-17 | Ultra Safe Nuclear Corporation | Process for rapid processing of SiC and graphitic matrix triso-bearing pebble fuels |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4061700A (en) | Fugitive binder for nuclear fuel materials | |
| KR910009192B1 (en) | Burnable neutron absorbers | |
| JP7469227B2 (en) | Grain boundary strengthened UN and U3Si2 pellets with excellent oxidation resistance | |
| CN102757223A (en) | Rare-earth boride/boron carbide composite neutron absorption material and preparation method thereof | |
| US9966156B2 (en) | Process for manufacturing a pellet of at least one metal oxide | |
| JPH0159556B2 (en) | ||
| RU2317601C1 (en) | Method for producing pelletized fuel for fuel elements | |
| RU2661492C1 (en) | Method of the pelleted ceramic nuclear fuel manufacturing | |
| KR101182290B1 (en) | Uranium dioxide fuel pellet including ni oxide and al oxide and the manufacturing method thereof | |
| RU2007137747A (en) | NUCLEAR URANIUM-GADOLINIUM HIGH BURNER FUEL BASED ON URANIUM DIOXIDE AND METHOD FOR ITS PRODUCTION (OPTIONS) | |
| KR101195448B1 (en) | Preparation method of sintered porous plate using spent nuclear fuel, and the sintered porous plate thereby | |
| Balakrishna et al. | Uranium dioxide powder preparation, pressing, and sintering for optimum yield | |
| RU2701542C1 (en) | Method of pelletised fuel production for nuclear reactors fuel elements | |
| GB2200788A (en) | Fabricating fuel pellets | |
| US3168601A (en) | Process for the production of plutonium oxide-containing nuclear fuel compacts | |
| JP4713214B2 (en) | Method for producing porous ceramics | |
| RU2253913C2 (en) | Mode of receiving fuel pellets for heat-generating elements out of uranium dioxide | |
| CN112694330A (en) | Preparation method of uranium dioxide-graphene composite fuel pellet | |
| US6984344B2 (en) | Production process of a composite nuclear fuel material composed of (U, Pu)O2 aggregates dispersed in a UO2 matrix | |
| US3037839A (en) | Preparation of uo for nuclear reactor fuel pellets | |
| RU2360308C1 (en) | Method of fuel pellet production for nuclear fuel elements | |
| KR20210154642A (en) | Neutron absorbing pellet added with yttria and method for preparing thereof | |
| US9409825B2 (en) | Granulation of fine powder | |
| KR100266480B1 (en) | Uranium dioxide pellet manufacturing method | |
| RU2569928C2 (en) | Method of producing pelleted fuel for fuel elements |