RU2481657C2 - Таблетка ядерного топлива - Google Patents

Таблетка ядерного топлива Download PDF

Info

Publication number
RU2481657C2
RU2481657C2 RU2010137080/07A RU2010137080A RU2481657C2 RU 2481657 C2 RU2481657 C2 RU 2481657C2 RU 2010137080/07 A RU2010137080/07 A RU 2010137080/07A RU 2010137080 A RU2010137080 A RU 2010137080A RU 2481657 C2 RU2481657 C2 RU 2481657C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
heat
fuel
reactors
uranium dioxide
beo
Prior art date
Application number
RU2010137080/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2010137080A (ru
Inventor
Юрий Григорьевич Русин
Алексей Павлович Шахов
Андрей Евгеньевич Фотин
Лариса Михайловна Ревуцкая
Original Assignee
Акционерное общество "Ульбинский металлургический завод"
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 Акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" filed Critical Акционерное общество "Ульбинский металлургический завод"
Publication of RU2010137080A publication Critical patent/RU2010137080A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2481657C2 publication Critical patent/RU2481657C2/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

Abstract

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям таблеток легководных реакторов (LWR), а также реакторов AGR и водно-графитовых. В LWR-реакторах используется, как правило, керамическое урандиоксидное топливо (UO2). Предлагаемая конструкция таблетки - композитная, т.е. представляет собой урандиоксидную матрицу, с расположенной в ней особым образом теплопроводящей фазой. Направление теплового потока в топливе совпадает с ориентацией теплопроводной фазы. Тепло передается монокристаллическими частицами оксида бериллия игольчатой либо пластинчатой формы, размерами 40-200 мкм, оптически прозрачными, диспергированными в урандиоксидной матрице. Изобретение позволяет повысить теплопроводность материала таблеток.

Description

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям таблеток легководных реакторов (LWR), а также реакторов AGR и водно-графитовых.
В LWR-реакторах используется, как правило, керамическое урандиоксидное топливо (UO2). Топливо такого вида имеет один существенный недостаток, а именно низкую теплопроводность на уровне 2÷3 Вт/м·К в диапазонах температур 1000÷2000°С. Такие значения теплопроводности ограничивают интенсивность тепловыделения в активной зоне реактора. Средняя линейная плотность энерговыделения при этом составляет 15÷20 Вт/м, а средняя плотность энерговыделения - 10÷40 МВт/т. Для увеличения этих показателей теплопроводность топлива повышают введением в таблетки теплопроводящих компонентов, т.е. так же, как это делают для высокообогащенного топлива активных зон компактных транспортных реакторов.
Предлагаемая конструкция таблетки - композитная, т.е. представляет собой урандиоксидную матрицу, с расположенной в ней особым образом керамической или металлической теплопроводящей фазой, за счет чего достигается увеличение теплопроводности топлива. Тепло, передаваемое ориентированными монокристаллическими частицами, оптически прозрачными для длин волн теплового диапазона, диспергированными в урандиоксидной матрице, может передаваться как за счет механизма теплопроводности, так и за счет лучистого теплообмена через материал частиц. В качестве теплопроводящей фазы используется BeO, SiC, молибден и т.п.
Известно уран-бериллиевое топливо, изготовляемое в АО «УМЗ» для сердечников транспортных реакторов. Для изготовления таблеток указанного топлива исходными компонентами являются порошки бериллия, диоксида урана и уран. Бериллий используется как восстановитель для диоксида урана. В результате проведения процессов синтеза и спекания компонентов топливный материал состоит из нескольких фаз (Be, BeO, берилллид урана, диоксид урана). Структура этого топлива формируется на этапе спекания, когда тугоплавкая фаза (UO2) оказывается окружена непрерывной, более легкоплавкой, имеющей большую объемную долю. Непрерывная фаза содержит BeO и имеет высокую теплопроводность, что определяет, в свою очередь, высокую теплопроводность топлива в целом. Небольшой объем урансодержащей фазы в этом топливе компенсируется высоким обогащением урана по изотопу 235U, и, в итоге, содержание делящегося изотопа в таблетках достаточно для поддержания эффективной реакции деления.
Недостаток такого топлива в том, что его теплопроводность может быть высокой только при большом объемном содержании в его структуре теплопроводной фазы. Такая структура делает его непригодным как топливо для LWR-реакторов, которое состоит в основе своей только из UO2.
Стремление сохранить высокую теплопроводность топлива с одновременным уменьшением в нем количества теплопроводной фазы приводит к необходимости контролировать ее расположение для сохранения ее непрерывности. Существуют многочисленные патенты, описывающие процессы и конструкцию топлива, в которых теплопроводная фаза располагается, в итоге, на поверхности частиц или зерен UO2, образуя непрерывную сетку. Это достигается предварительным нанесением на частицы UO2 порошкообразного теплопроводного материала либо смешиванием порошка UO2 с порошкообразными компонентами, образующими между собой при спекании эвтектический расплав, смачивающий UO2 и растекающийся по его зернам. Подобные способы и конструкции описаны в патентах США: 2818605, 1/1958; 2979399, 4/1961; 3063794, 11/1962; 3211812, 10/1965; 3723581, 3/1973; 3825499, 7/1974; 3849329, 11/1974; 3862908, 1/1975; 3865746, 2/1975; 3867489, 2/1975; 3872022, 3/1975; 3879520, 4/1975; 3923933, 12/1975; 4430276, 2/1984; 5362426, 1993; 5180527, 1991; 5429775, 1992; 5255299, 1992 и Японии: 55-027939, 2/1980; 55-027941, 2/1980; 1-107193, 4/1989.
Наиболее близким аналогом для топливных таблеток, описанных в настоящем изобретении, является патент США 5180527 от 19.01.1993. Целью этого изобретения является уменьшение температуры в центре таблетки и, как следствие, снижение выделения газообразных продуктов деления (ГПД). Согласно этому патенту, таблетки ядерного топлива для LWR-реакторов состоят из спеченных зерен ядерного делящегося вещества, имеющего непрерывную фазу по границам зерен, состоящую из оксида бериллия или смеси оксида бериллия с одним из таких оксидов, как TiO2, Gd2O3, CaO, BaO, MgO, SrO, La2O3, Y2O3, Yb2O3, SiO2, Al2O3, Sm2O3, WO3, ZrO2, Li2O, МоО3, UO2, ThO2.
Недостатки этого прототипа, использующего оксид бериллия для создания теплопроводящей фазы, следующие. 1. Высокая температура спекания таблеток (2100°С), приводящая к росту зерна до 110÷160 мкм, снижает прочность керамики до минимума. 2. Очень незначительное увеличение теплопроводности, указанное в патенте (в 1,08÷1,13 раза), где большие значения соответствуют введению ВеО в твердый U-Gd раствор с изначально низким ее значением. 3. Большинство указанных в формуле оксидов (особенно 2 группы Пер. системы Менделеева) хорошо растворимы в UO2, что приведет к образованию при спекании твердых растворов и соответствующему снижению теплопроводности материала. 4. Взаимодействие ВеО с указанными оксидами приводит к образованию соединений (двойных окислов) и твердых растворов. При этом ВеО как индивидуальное соединение с высокотеплопроводной кристаллической решеткой исчезает. Этим можно объяснить такой низкий прирост теплопроводности. 5. Наличие на поверхности частиц и зерен UO2 сплошной ВеО-фазы затрудняет уплотнение UO2-фазы. 6. Декларируемая непрерывная фаза ВеО не имеет пространственной направленности, тогда как поток тепла в топливе направлен по градиенту температуры, т.е. по радиусу таблетки. Это значит, что многие поверхности теплопроводящей фазы не будут участвовать в переносе тепла. Таким образом, в данном прототипе использование ВеО неэффективно.
Задачей настоящего изобретения является повышение теплопроводности материала таблеток. Техническим результатом является создание в топливе композитной структуры.
Сущность изобретения заключается в том, что в отличие от известной таблетки, представляющей собой керамический диоксид урана с непрерывной, многофазной, теплопроводящей керамической фазой на поверхности зерен, предлагаемая конструкция представляет собой композит из урандиоксидной матрицы, содержащей ВеО в виде отдельных теплопроводящих частиц (кристаллов, осколков кристаллов), размером 40÷200 мкм, игольчатой, либо плоской (неизометрической) формы, сориентированных в направлении теплового потока, существующего в таблетке, т.е. по радиусу, содержание которых в топливе составляет 1÷10% масс.
Поставленная задача решается следующим образом. Для изготовления композита используется порошок UO2 мелкофракционного состава (фракции 45÷63 мкм и мельче). Частицы ВеО в композите имеют тот же минимальный размер (т.е. не мельче 45-63 мкм), что обеспечивает равномерность их распределения при смешивании с UO2 и ориентирование поперек направления формования. Для этого используют исходный порошок низкопрокаленного или высокопрокаленного оксида бериллия. Из порошка выделяют фракционированием нужную фракцию. После чего проводят термообработку выделенной фракции при температуре 1970÷1990°С в атмосфере азота или аргона для перекристаллизации материала и залечивания трещин в зернах. Получившийся крупнокристаллический стекловидный материал размалывают, выделяют плоские осколки фракции 45÷63 мкм и вновь подвергают термообработке для залечивания трещин либо используют без таковой. Могут быть использованы фракции ВеО в виде игл, образующиеся при перекристаллизации низкопрокаленного ВеО во влажном аргоне или водороде. Вводимое в UO2 количество ВеО в композите невелико и может быть в пределах 1-3% масс. от веса топлива. Смесь формуют и спекают обычным образом, как UO2.
Положительный эффект заключается в том, что такая конструкция, имея преимущественную ориентировку частиц теплопроводящей фазы вдоль теплового потока, обладает, за счет лучшего ее использования, более высокой теплопроводностью по сравнению с композитом без ориентировки дисперсной фазы.
Дополнительный положительный эффект проявляется в том, что материал частиц теплопроводящей фазы не имеет межзеренных границ т.к. представлен в основном осколками кристаллов, что также увеличивает его теплопроводность из-за отсутствия рассеяния фононов на границах.
Дополнительный положительный эффект проявляется также в том, что благодаря высокой оптической прозрачности ВеО в области длин волн теплового диапазона часть тепла в топливе переносится излучением, т.е. ориентированные частицы работают как световоды, что еще более повышает эффективную теплопроводность топлива.
Расчет показывает, что при 1000°С повышение теплопроводности при содержании ВеО 3% масс. по сравнению с топливом в виде UO2 будет не менее 21%. Еще больший эффект будет при введении ВеО в U-Gd топливо.
Пример осуществления
Порошок UO2 измельчается и просеивается через сито для выделения частиц заведомо меньшего размера, чем частицы ВеО. Из ВеО низкообожженного сорта выделяется крупная фракция частиц 200-500 мкм, загружается в печь и перекристаллизовывается в атмосфере влажного аргона при 1980°С до размера зерна не менее 200÷500 мкм. Перекристаллизованный ВеО измельчается, из него выделяются осколки размером 45÷63 мкм и смешиваются с порошком UO2. Смесь формуется в сырые таблетки плотностью 5,20÷5,80 г/см3, которые спекают в восстановительной атмосфере при 1750°С 1÷10 часов. Получившиеся таблетки имеют равномерную структуру и размер зерна урановой матрицы 5÷25 мкм.

Claims (1)

  1. Таблетка ядерного керамического топлива, состоящая из вещества ядерного топлива (UO2) и вещества теплопроводной фазы, распределенного в нем, отличающаяся тем, что направление теплового потока в топливе совпадает с ориентацией теплопроводной фазы, представляющей собой оптически прозрачные частицы оксида бериллия из монокристаллического материала игольчатой либо пластинчатой формы, размерами 40÷200 мкм, содержание которых в топливе составляет 1÷10 мас.%.
RU2010137080/07A 2010-02-25 2010-09-06 Таблетка ядерного топлива RU2481657C2 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KZ20100237 2010-02-25
KZ2010/0237.1 2010-02-25

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2010137080A RU2010137080A (ru) 2012-03-20
RU2481657C2 true RU2481657C2 (ru) 2013-05-10

Family

ID=46029620

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2010137080/07A RU2481657C2 (ru) 2010-02-25 2010-09-06 Таблетка ядерного топлива

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2481657C2 (ru)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2015080626A1 (ru) 2013-11-26 2015-06-04 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ её изготовления
RU2575015C2 (ru) * 2013-11-26 2016-02-10 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ ее изготовления
WO2018124915A1 (ru) * 2016-12-29 2018-07-05 Акционерное Общество "Твэл" Таблетка ядерного топлива и способ её получения
CN109243625A (zh) * 2018-08-29 2019-01-18 中国工程物理研究院材料研究所 一种定向高导热二氧化铀芯块及其制备方法

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110164573B (zh) * 2018-02-13 2023-12-12 韩国原子力研究院 导热率提高的核燃料粒料及其制备方法

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH04335188A (ja) * 1991-05-10 1992-11-24 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 核燃料ペレットおよびその製造方法
US5180527A (en) * 1990-04-03 1993-01-19 Nippon Nuclear Fuel Development Co., Ltd. Nuclear fuel pellets
JPH10197672A (ja) * 1998-02-17 1998-07-31 Hitachi Ltd Bwr用燃料被覆管
RU2352003C2 (ru) * 2005-08-18 2009-04-10 Лев Николаевич Максимов Аморфизированное ядерное топливо

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5180527A (en) * 1990-04-03 1993-01-19 Nippon Nuclear Fuel Development Co., Ltd. Nuclear fuel pellets
JPH04335188A (ja) * 1991-05-10 1992-11-24 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 核燃料ペレットおよびその製造方法
JPH10197672A (ja) * 1998-02-17 1998-07-31 Hitachi Ltd Bwr用燃料被覆管
RU2352003C2 (ru) * 2005-08-18 2009-04-10 Лев Николаевич Максимов Аморфизированное ядерное топливо

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2015080626A1 (ru) 2013-11-26 2015-06-04 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ её изготовления
RU2575015C2 (ru) * 2013-11-26 2016-02-10 Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ ее изготовления
US10381119B2 (en) 2013-11-26 2019-08-13 Joint Stock Company “Akme-Engineering” Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity, and preparation method thereof
WO2018124915A1 (ru) * 2016-12-29 2018-07-05 Акционерное Общество "Твэл" Таблетка ядерного топлива и способ её получения
RU2713619C1 (ru) * 2016-12-29 2020-02-05 Акционерное Общество "Твэл" Таблетка ядерного топлива и способ её получения
CN109243625A (zh) * 2018-08-29 2019-01-18 中国工程物理研究院材料研究所 一种定向高导热二氧化铀芯块及其制备方法

Also Published As

Publication number Publication date
RU2010137080A (ru) 2012-03-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP7287742B2 (ja) 原子炉システム用の複合減速材
Knitter et al. Recent developments of solid breeder fabrication
US3081249A (en) Process of making a nuclear fuel element
RU2481657C2 (ru) Таблетка ядерного топлива
JP6472460B2 (ja) 熱伝導率を高めた核燃料ペレット及びその調製方法
US2818605A (en) Method of making a refractory material
JPH03146894A (ja) 核燃料組成物
NO121445B (ru)
Snead et al. Development and potential of composite moderators for elevated temperature nuclear applications
Dörr et al. Study of the formation of UO2-PuO2 solid solution by means of UO2-CeO2 simulate
RU2427936C1 (ru) Комбинированная таблетка ядерного топлива
RU2713619C1 (ru) Таблетка ядерного топлива и способ её получения
KR20100133089A (ko) 방사성 희토류 산화물이 함유된 세라믹 고화체의 제조방법 및 이에 따라 제조되는 밀도, 열적 안정성 및 내침출성이 향상된 세라믹 고화체
USH259H (en) Coated ceramic breeder materials
Horlait et al. Dilatometric Study of U 1− x Am x O 2±δ Sintering: Determination of Activation Energy
Guo et al. Boro/carbothermal reduction synthesis of uranium tetraboride and its oxidation behavior in dry air
GB2065955A (en) Production of Tritium in a Nuclear Reactor
JP3076058B2 (ja) 核燃料ペレットおよびその製造方法
RU2459289C1 (ru) Способ получения таблеток ядерного топлива на основе диоксида урана
JP2009053156A (ja) 核燃料ペレットの製造方法および核燃料ペレット
RU2339094C2 (ru) Таблетка ядерного уран-эрбиевого керамического топлива
JPH04143697A (ja) 放射線遮蔽材
RU2157568C1 (ru) Таблетка ядерного топлива
US3205174A (en) Nuclear fuel materials including vitreous phase
EP3743926A2 (en) Composite moderator for nuclear reactor systems