RU2575015C2 - Nuclear fuel pellet with increased heat conductivity and method of its production - Google Patents
Nuclear fuel pellet with increased heat conductivity and method of its production Download PDFInfo
- Publication number
- RU2575015C2 RU2575015C2 RU2013152247/07A RU2013152247A RU2575015C2 RU 2575015 C2 RU2575015 C2 RU 2575015C2 RU 2013152247/07 A RU2013152247/07 A RU 2013152247/07A RU 2013152247 A RU2013152247 A RU 2013152247A RU 2575015 C2 RU2575015 C2 RU 2575015C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- tablet
- metal clusters
- nuclear fuel
- temperature
- thermal conductivity
- Prior art date
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 35
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims abstract description 23
- 239000008188 pellet Substances 0.000 title abstract description 12
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N dioxouranium Chemical compound O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 90
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 43
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 43
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 42
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 claims abstract description 17
- 239000000654 additive Substances 0.000 claims abstract description 15
- 239000011148 porous material Substances 0.000 claims abstract description 11
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O ammonium Chemical compound [NH4+] QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O 0.000 claims abstract description 8
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 claims abstract description 8
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims description 19
- 238000005245 sintering Methods 0.000 claims description 19
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 15
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 claims description 14
- 238000005755 formation reaction Methods 0.000 claims description 14
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 13
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 claims description 11
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N ammonia Chemical compound N QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 10
- 230000000996 additive Effects 0.000 claims description 8
- 238000003825 pressing Methods 0.000 claims description 8
- 238000007792 addition Methods 0.000 claims description 7
- QWDZADMNIUIMTC-UHFFFAOYSA-N Uranyl nitrate Chemical compound [O-][N+](=O)O[U-2](=O)(=O)O[N+]([O-])=O QWDZADMNIUIMTC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 238000001354 calcination Methods 0.000 claims description 6
- 238000002844 melting Methods 0.000 claims description 5
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 claims description 4
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N nitrogen Substances N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 150000003852 triazoles Chemical class 0.000 claims description 4
- NLXLAEXVIDQMFP-UHFFFAOYSA-N Ammonium chloride Substances [NH4+].[Cl-] NLXLAEXVIDQMFP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- VHUUQVKOLVNVRT-UHFFFAOYSA-N ammonium hydroxide Chemical compound [NH4+].[OH-] VHUUQVKOLVNVRT-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 235000011114 ammonium hydroxide Nutrition 0.000 claims description 3
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims description 3
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 229910000013 Ammonium bicarbonate Inorganic materials 0.000 claims description 2
- PRKQVKDSMLBJBJ-UHFFFAOYSA-N Ammonium carbonate Chemical compound N.N.OC(O)=O PRKQVKDSMLBJBJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- CBCKQZAAMUWICA-UHFFFAOYSA-N P-Phenylenediamine Chemical compound NC1=CC=C(N)C=C1 CBCKQZAAMUWICA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 235000012538 ammonium bicarbonate Nutrition 0.000 claims description 2
- 239000001099 ammonium carbonate Substances 0.000 claims description 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract description 37
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 10
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 238000005054 agglomeration Methods 0.000 abstract 1
- 230000002776 aggregation Effects 0.000 abstract 1
- 230000004927 fusion Effects 0.000 abstract 1
- 238000004062 sedimentation Methods 0.000 abstract 1
- 239000003826 tablet Substances 0.000 description 80
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 13
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 13
- LTPBRCUWZOMYOC-UHFFFAOYSA-N BeO Chemical compound O=[Be] LTPBRCUWZOMYOC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 12
- VQCBHWLJZDBHOS-UHFFFAOYSA-N Erbium(III) oxide Chemical compound O=[Er]O[Er]=O VQCBHWLJZDBHOS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 10
- 239000000463 material Substances 0.000 description 10
- CPLXHLVBOLITMK-UHFFFAOYSA-N magnesium oxide Chemical compound [Mg]=O CPLXHLVBOLITMK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 9
- 239000012071 phase Substances 0.000 description 9
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 7
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 7
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 7
- 239000002131 composite material Substances 0.000 description 6
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 5
- 229910003441 erbium oxide Inorganic materials 0.000 description 5
- MUBZPKHOEPUJKR-UHFFFAOYSA-N oxalic acid Chemical compound OC(=O)C(O)=O MUBZPKHOEPUJKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 4
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminum Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000010439 graphite Substances 0.000 description 4
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 4
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 4
- 239000000047 product Substances 0.000 description 4
- UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N Gadolinium Chemical compound [Gd] UIWYJDYFSGRHKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910052688 Gadolinium Inorganic materials 0.000 description 3
- CMIHHWBVHJVIGI-UHFFFAOYSA-N Gadolinium(III) oxide Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[Gd+3].[Gd+3] CMIHHWBVHJVIGI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 241000216690 Gracula religiosa Species 0.000 description 3
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 3
- 229910001938 gadolinium oxide Inorganic materials 0.000 description 3
- 229940075613 gadolinium oxide Drugs 0.000 description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 description 3
- 239000002113 nanodiamond Substances 0.000 description 3
- 239000002105 nanoparticle Substances 0.000 description 3
- 238000001420 photoelectron spectroscopy Methods 0.000 description 3
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 3
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 3
- 239000011780 sodium chloride Substances 0.000 description 3
- 229910052691 Erbium Inorganic materials 0.000 description 2
- HBMJWWWQQXIZIP-UHFFFAOYSA-N Silicon carbide Chemical compound [Si+]#[C-] HBMJWWWQQXIZIP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- XOTGRWARRARRKM-UHFFFAOYSA-N Uranium hydride Chemical compound [UH3] XOTGRWARRARRKM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 150000001768 cations Chemical class 0.000 description 2
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- UYAHIZSMUZPPFV-UHFFFAOYSA-N erbium Chemical compound [Er] UYAHIZSMUZPPFV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910000000 metal hydroxide Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 2
- 238000006011 modification reaction Methods 0.000 description 2
- 230000004660 morphological change Effects 0.000 description 2
- 238000000465 moulding Methods 0.000 description 2
- 229910052574 oxide ceramic Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910052761 rare earth metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000006722 reduction reaction Methods 0.000 description 2
- XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N silicon Chemical compound [Si] XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010703 silicon Substances 0.000 description 2
- 229910010271 silicon carbide Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000006104 solid solution Substances 0.000 description 2
- JCMLRUNDSXARRW-UHFFFAOYSA-N trioxouranium Chemical compound O=[U](=O)=O JCMLRUNDSXARRW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 2
- FMCUPJKTGNBGEC-UHFFFAOYSA-N 1,2,4-triazol-4-amine Chemical compound NN1C=NN=C1 FMCUPJKTGNBGEC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052684 Cerium Inorganic materials 0.000 description 1
- VQWFNAGFNGABOH-UHFFFAOYSA-K Chromium(III) hydroxide Chemical compound [OH-].[OH-].[OH-].[Cr+3] VQWFNAGFNGABOH-UHFFFAOYSA-K 0.000 description 1
- LIVNPJMFVYWSIS-UHFFFAOYSA-N Silicon monoxide Chemical class [Si-]#[O+] LIVNPJMFVYWSIS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 1
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 description 1
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium(0) Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 1
- 239000002134 carbon nanofiber Substances 0.000 description 1
- 239000002041 carbon nanotube Substances 0.000 description 1
- 229910021393 carbon nanotube Inorganic materials 0.000 description 1
- 125000005587 carbonate group Chemical group 0.000 description 1
- 239000003054 catalyst Substances 0.000 description 1
- GWXLDORMOJMVQZ-UHFFFAOYSA-N cerium Chemical compound [Ce] GWXLDORMOJMVQZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 description 1
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000011651 chromium Substances 0.000 description 1
- 229910000423 chromium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000007891 compressed tablet Substances 0.000 description 1
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 238000005137 deposition process Methods 0.000 description 1
- 229910003460 diamond Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010432 diamond Substances 0.000 description 1
- 239000003085 diluting agent Substances 0.000 description 1
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 1
- 239000000835 fiber Substances 0.000 description 1
- -1 fissile Chemical class 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 229910003472 fullerene Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000008187 granular material Substances 0.000 description 1
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-M hydroxyl anion Chemical compound [OH-] XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- FZLIPJUXYLNCLC-UHFFFAOYSA-N lanthanum Chemical compound [La] FZLIPJUXYLNCLC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052746 lanthanum Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000011068 load Methods 0.000 description 1
- FYYHWMGAXLPEAU-UHFFFAOYSA-N magnesium Chemical compound [Mg] FYYHWMGAXLPEAU-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052749 magnesium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011777 magnesium Substances 0.000 description 1
- 150000004692 metal hydroxides Chemical class 0.000 description 1
- 238000001465 metallisation Methods 0.000 description 1
- 239000002086 nanomaterial Substances 0.000 description 1
- 235000006408 oxalic acid Nutrition 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 239000011224 oxide ceramic Substances 0.000 description 1
- 230000000704 physical effect Effects 0.000 description 1
- 238000001953 recrystallisation Methods 0.000 description 1
- 238000001226 reprecipitation Methods 0.000 description 1
- 229910052814 silicon oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 1
- 229910052718 tin Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011135 tin Substances 0.000 description 1
- ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N tin hydride Chemical compound [Sn] ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N titanium Chemical compound [Ti] RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052719 titanium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010936 titanium Substances 0.000 description 1
- WGLPBDUCMAPZCE-UHFFFAOYSA-N trioxochromium Chemical compound O=[Cr](=O)=O WGLPBDUCMAPZCE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к реакторным топливным элементам и их блокам, в частности к составу твердых керамических топливных элементов на основе диоксида урана, предназначенных и обладающих свойствами, необходимыми для их использования в ядерных реакторах различного назначения.The invention relates to nuclear energy, namely to reactor fuel cells and their blocks, in particular to the composition of solid ceramic fuel cells based on uranium dioxide, designed and possessing the properties necessary for their use in nuclear reactors for various purposes.
Известна таблетка наноструктурированного ядерного топлива (варианты), которая содержит спрессованный и спеченный порошок смеси однородных по эффективному размеру и плотности частиц соединения U и наноалмаза, кроме того, она может содержать спрессованный и спеченный порошок смеси частиц соединения (U,Pu) и наноалмаза (Патент №2467411 RU, опубл. 20.11.2012).A tablet of nanostructured nuclear fuel (options) is known, which contains a compressed and sintered powder of a mixture of particles of compound U and nanodiamonds homogeneous in effective size and density, in addition, it may contain a compressed and sintered powder of a mixture of particles of compound (U, Pu) and nanodiamonds (Patent No. 2467411 RU, publ. 20.11.2012).
Однако, несмотря на повышенную прочность и термостойкость известной таблетки, она имеет невысокую теплопроводность, кроме того, введение более 1% наноалмаза в UO2 или (U,Pu)O2 приводит к снижению эффективной плотности ядерного топлива и может создать аварийную ситуацию при работе реактора, т.к. при нагреве до 2000°C без доступа воздуха алмаз спонтанно переходит в графит и взрывообразно разрушается на мелкие части.However, despite the increased strength and heat resistance of the known tablet, it has a low thermal conductivity, in addition, the introduction of more than 1% nanodiamond in UO 2 or (U, Pu) O 2 leads to a decrease in the effective density of the nuclear fuel and can create emergency during reactor because when heated to 2000 ° C without air, the diamond spontaneously passes into graphite and explosively breaks into small parts.
Известны таблетка ядерного топлива высокого выгорания и способ ее изготовления (варианты), в которых таблетка на основе диоксида урана содержит оксиды алюминия и кремния, равномерно распределенные по всему объему таблетки, причем по отношению к урану содержание алюминия составляет от 0,005 до 0,03 мас. %, кремния - от 0,003 до 0,02 мас. %, массовое отношение алюминия к кремнию составляет от 1,5 до 4, размер зерна диоксида урана изменяется в пределах от 20 до 45 мкм. Таблетка может дополнительно содержать оксид гадолиния, который в виде твердого раствора с диоксидом урана равномерно распределен по всему объему таблетки, причем содержание оксида гадолиния по отношению к урану составляет от 0,3 до 10,0 мас. % или содержать оксид эрбия, который в виде твердого раствора с диоксидом урана равномерно распределен по всему объему таблетки, причем содержание оксида эрбия по отношению к урану составляет от 0,3 до 0,8 мас. % (Патент №2376665 RU, опубл. 20. 12. 2009).A tablet of high burnup nuclear fuel and a method of its manufacture (variants) are known, in which a tablet based on uranium dioxide contains aluminum and silicon oxides uniformly distributed throughout the tablet, and with respect to uranium, the aluminum content is from 0.005 to 0.03 wt. %, silicon - from 0.003 to 0.02 wt. %, the mass ratio of aluminum to silicon is from 1.5 to 4, the grain size of uranium dioxide varies from 20 to 45 microns. The tablet may further contain gadolinium oxide, which in the form of a solid solution with uranium dioxide is evenly distributed throughout the tablet, the content of gadolinium oxide relative to uranium is from 0.3 to 10.0 wt. % or contain erbium oxide, which in the form of a solid solution with uranium dioxide is evenly distributed throughout the tablet, the erbium oxide content in relation to uranium is from 0.3 to 0.8 wt. % (Patent No. 2376665 RU, publ. 20. 12. 2009).
Однако несмотря на то что результатом известной таблетки является повышение глубины выгорания топлива при его эксплуатации до 70-100 МВт·сут/кг U, она не обладает простой структурой, составом и повышенной теплопроводностью. Кроме того, она не предназначена для использования работы реактора в маневренном режиме. Способ ее производства имеет высокую себестоимость.However, despite the fact that the result of the known tablet is to increase the burnup depth of the fuel during its operation to 70-100 MW · day / kg U, it does not have a simple structure, composition and high thermal conductivity. In addition, it is not intended to use the operation of the reactor in maneuverable mode. The method of its production has a high cost.
Известна таблетка ядерного топлива на основе диоксида урана, содержащая спрессованный и спеченный порошок смеси диоксида урана с добавкой оксида эрбия (Er2O3), содержание которого в ядерном топливе составляет от 0,46 до 0,64 вес. % по эрбию при условной массовой доле U-235 в ядерном топливе от 2,6 до 2,8 мас. %. Причем открытая пористость спрессованной и спеченной смеси диоксида урана (UO2) с добавкой оксида эрбия не превышает 1 мас. % (Патент №2157568 RU, опубл. 10.10.2000).A known tablet of nuclear fuel based on uranium dioxide containing a compressed and sintered powder of a mixture of uranium dioxide with the addition of erbium oxide (Er 2 O 3 ), the content of which in nuclear fuel is from 0.46 to 0.64 weight. % erbium with a conditional mass fraction of U-235 in nuclear fuel from 2.6 to 2.8 wt. % Wherein the open porosity of the pressed and sintered mixture of uranium dioxide (UO 2) with the addition of erbium oxide is not more than 1 wt. % (Patent No. 2157568 RU, publ. 10.10.2000).
Несмотря на то что добавка оксида эрбия повышает глубину выгорания топлива, она приводит к понижению теплопроводности топлива, а следовательно, к увеличению градиента температуры по радиусу таблетки и не способствует устойчивой работе реактора в маневренном режиме.Despite the fact that the addition of erbium oxide increases the depth of fuel burnup, it leads to a decrease in the thermal conductivity of the fuel and, consequently, to an increase in the temperature gradient along the radius of the pellet and does not contribute to the stable operation of the reactor in maneuverable mode.
Известна топливная композиция 40 Mac. % UO2+60 Mac. % MgO с теплопроводностью 5,7 Вт/м·град. при температуре 1000°C (в ~1,5 раза выше расчетной теплопроводности) (I.S. Kurina, V.N. Lopatinsky, N.P. Yermolayev, N.N. Shevchenko. Research and Development of MgO based matrix fuel. - Proceedings of a Technical Committee meeting held in Moscow, 1-4 October 1996. IAEA-TECDOC-970, 1997, p. 169-181).Known fuel composition 40 Mac. % UO 2 +60 Mac. % MgO with a thermal conductivity of 5.7 W / m · deg. at a temperature of 1000 ° C (~ 1.5 times higher than the calculated thermal conductivity) (IS Kurina, VN Lopatinsky, NP Yermolayev, NN Shevchenko. Research and Development of MgO based matrix fuel. - Proceedings of a Technical Committee meeting held in Moscow, 1 -4 October 1996. IAEA-TECDOC-970, 1997, p. 169-181).
Однако известная топливная композиция UO2+MgO содержит значительное количество разбавителя - MgO (60 мас. %). В реакторах существующих типов полная загрузка топливом такого состава невозможна. Для использования в существующих быстрых или тепловых реакторах потребуется увеличение концентрации 235U в топливе UO2+MgO. Следовательно, требуются значительные экономические затраты, связанные с повышением обогащения топлива по 235U и изменением аппаратурного оформления процесса производства топлива в соответствии с ядерной безопасностью.However, the known fuel composition UO 2 + MgO contains a significant amount of diluent - MgO (60 wt.%). In reactors of existing types, full loading of fuel with such a composition is impossible. For use in existing fast or thermal reactors, an increase in the concentration of 235 U in the fuel UO 2 + MgO will be required. Therefore, significant economic costs are required associated with an increase in fuel enrichment of 235 U and a change in the hardware design of the fuel production process in accordance with nuclear safety.
Известна таблетка ядерного топлива, которая является композитной и 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 (Патент №2481657, опубл. 10.05.2013).A known tablet of nuclear fuel, which is composite and is a uranium oxide matrix, with a heat-conducting phase located in it in a special way. The direction of the heat flow in the fuel coincides with the orientation of the heat-conducting phase. Heat is transferred by single-crystal beryllium oxide particles of needle or plate shape, sizes 40-200 microns, optically transparent, dispersed in a uranium dioxide matrix (Patent No. 2481657, publ. 05.10.2013).
Однако несмотря на то что известная таблетка позволяет повысить теплопроводность ее материала, за счет композитной структуры топлива, она не обладает особой структурой, имеющей нанопоры внутри зерен и металлокластеры.However, despite the fact that the known tablet allows to increase the thermal conductivity of its material, due to the composite structure of the fuel, it does not have a special structure having nanopores inside grains and metal clusters.
Известна таблетка ядерного топлива (варианты), содержащая спрессованный и спеченный порошок смеси однородных по плотности и эффективному размеру частиц соединения урана и углеродных каркасных структур. Вариантом является зонированная таблетка, при этом центральная цилиндрическая зона таблетки имеет более низкое, а внешняя кольцевая зона - более высокое объемное содержание углеродных каркасных структур. В частных случаях исполнения содержание углеродных каркасных структур (фуллеренов, углеродных нанотрубок, углеродных нановолокон) в порошке смеси составляет 1,5-12,5 об. % для смеси с UO2 и 1,2-10,4 об. % для смеси с UN (Патент №2469427 RU, опубл. 10.12.2012).A known tablet of nuclear fuel (options) containing a compressed and sintered powder of a mixture of particles of homogeneous density and effective size of the compounds of uranium and carbon frame structures. An option is a zoned tablet, with the central cylindrical zone of the tablet having a lower and the outer annular zone having a higher volumetric content of carbon frame structures. In special cases of execution, the content of carbon frame structures (fullerenes, carbon nanotubes, carbon nanofibers) in the powder mixture is 1.5-12.5 vol. % For the mixture with UO 2 and about 1,2-10,4. % for a mixture with UN (Patent No. 2469427 RU, publ. 10.12.2012).
Однако несмотря на то что известная таблетка имеет повышенную прочность, термостойкость, замедление процессов возникновения и развития в ней трещин, снижение вероятности ее разрушения, она не обеспечивает достаточно высокую теплопроводность с повышением температур, вытекающую из ее надежной особой структуры, и простого состава диоксида урана.However, despite the fact that the known tablet has increased strength, heat resistance, slowing down the processes of occurrence and development of cracks in it, reducing the likelihood of its destruction, it does not provide a sufficiently high thermal conductivity with increasing temperatures, resulting from its reliable special structure, and the simple composition of uranium dioxide.
Известна смоделированная композитная таблетка ядерного топлива, содержащая в своем составе до 3 мас. % частиц упорядоченного графита или карбида кремния с высокой теплопроводностью, что позволяет повысить теплопроводность таблетки. В известном техническом решении композитная гранула ядерного топлива содержит композитное тело, включающее матрицу UO2 и множество частиц высоких пропорций, диспергированных в ней, где эти частицы высоких пропорций имеют теплопроводность выше, чем таковая у матрицы UO2 (Заявка № PCT/US 2010/043307; номер международной публикации WO/2011/014476, опубл. 03.02.2011).Known simulated composite tablet of nuclear fuel containing in its composition up to 3 wt. % of particles of ordered graphite or silicon carbide with high thermal conductivity, which improves the thermal conductivity of the tablet. In a known technical solution, a composite granule of nuclear fuel contains a composite body comprising a UO 2 matrix and a plurality of particles of high proportions dispersed in it, where these particles of high proportions have a thermal conductivity higher than that of a UO 2 matrix (Application No. PCT / US 2010/043307 ; international publication number WO / 2011/014476, publ. 03.02.2011).
Однако высокотеплопроводные частицы в объеме известной таблетки представляют собой волокна длиной от 0,25 см до 1,25 см и шириной (диаметром) от 5 мкм до 15 мкм, которые при смешивании и прессовании разрушаются (разламываются, скручиваются и т.д.), теряя свою функцию повышения теплопроводности таблетки. Кроме того, введение до 3 мас. % упорядоченного графита или карбида кремния в UO2 приводит к снижению ураноемкости ядерного топлива, а добавка графита может создать аварийную ситуацию при работе реактора.However, highly heat-conducting particles in the volume of the known tablet are fibers from 0.25 cm to 1.25 cm long and from 5 microns to 15 microns wide (diameter), which, when mixed and pressed, break (break, twist, etc.), losing its function of increasing the thermal conductivity of the tablet. In addition, the introduction of up to 3 wt. % of ordered graphite or silicon carbide in UO 2 reduces the uranium intensity of nuclear fuel, and the addition of graphite can create an emergency during reactor operation.
Известен метод для производства топливных гранул, топливных сборок, метод для производства тепловыделяющих сборок, и урансодержащий порошок для этого. Среди топливных стержней (13, 14, 15, 16, 17, 18, 19), входящих в состав ТВС, топливные стержни (16, 17, 18) - с небольшой добавкой гадолиния, каждый из которых содержит оксид урана, имеющий степень обогащения более 5%, и композицию оксида Gd. Композиция оксида гадолиния - это оксид, содержащий гадолиний и редкоземельный элемент А, отличный от гадолиния, композиция представлена химической формулой A1-XGdXO2-0,5X или A1-XGdXO1,5X. Редкоземельный элемент А может быть церий (Се), лантан (La), эрбий (Er) или тому подобное. (Номер международной заявки PCT/JP 2009/001708, дата подачи 14.04.2009; номер международной публикации WO/2009/128250, дата публикации 22.10.2009).A known method for the production of fuel pellets, fuel assemblies, a method for the production of fuel assemblies, and uranium-containing powder for this. Among the fuel rods (13, 14, 15, 16, 17, 18, 19) that make up the fuel assemblies, fuel rods (16, 17, 18) contain a small amount of gadolinium, each of which contains uranium oxide having an enrichment degree of more than 5%, and a Gd oxide composition. The gadolinium oxide composition is an oxide containing gadolinium and a rare earth element A other than gadolinium, the composition is represented by the chemical formula A 1-X Gd X O 2-0.5X or A 1-X Gd X O 1.5X . The rare earth element A may be cerium (Ce), lanthanum (La), erbium (Er), or the like. (International application number PCT / JP 2009/001708, filing date 04/14/2009; international publication number WO / 2009/128250,
Известен способ получения топливной композиции для реакторов на быстрых нейтронах, заключающийся в приготовлении растворов делящихся материалов, осаждении аммиаком, термической обработке порошка до оксидов делящихся материалов, с последующим прессованием и спеканием таблеток, в котором на стадии приготовления растворов дополнительно вводят растворы магния и железа, а железо восстанавливают до металлического состояния (Патент №2098870 RU, опубл. 10.12.1997 г.).A known method of obtaining a fuel composition for fast neutron reactors, which consists in the preparation of solutions of fissile materials, precipitation with ammonia, heat treatment of the powder to oxides of fissile materials, followed by pressing and sintering of tablets, in which at the stage of preparation of solutions additionally enter solutions of magnesium and iron, and iron is reduced to a metallic state (Patent No. 2098870 RU, publ. 10.12.1997).
Однако известный способ не позволяет получить более надежную особую структуру и простой состав топливной таблетки диоксида урана, обладающей повышенной, а именно выше справочных данных, теплопроводности топлива с ростом температуры.However, the known method does not allow to obtain a more reliable special structure and simple composition of the fuel pellet of uranium dioxide, which has increased, namely above reference data, thermal conductivity of the fuel with increasing temperature.
Известен способ получения изделий из керамики, включающий операции осаждения карбоната, гидроксида, оксалата металла и т.д. из раствора, термической обработки осадка, формования и спекания, причем нижний предел температуры термической обработки осадка ограничивается температурой перекристаллизации, т.е. морфологического изменения формы частиц (Патент №2135429 RU, опубл. 27.08.1999 г.).A known method of producing ceramic products, including the deposition of carbonate, hydroxide, metal oxalate, etc. from a solution, heat treatment of the precipitate, molding and sintering, the lower limit of the temperature of heat treatment of the precipitate being limited by the temperature of recrystallization, i.e. morphological changes in the shape of particles (Patent No. 2135429 RU, publ. 08.27.1999).
Однако известный способ не позволяет получить таблетку диоксида урана, обладающую повышенной, а именно выше справочных данных, теплопроводностью топлива при увеличении температуры.However, the known method does not allow to obtain a tablet of uranium dioxide having an increased, namely higher reference data, thermal conductivity of the fuel with increasing temperature.
Известен способ получения таблеток ядерного топлива на основе диоксида урана, заключающийся в добавлении к исходному мелкодисперсному диоксиду урана нанодисперсного гидрида урана, тщательном перемешивании компонентов, высушивании смеси в вакууме при 300-330°C, в результате чего происходит реакция разложения гидрида урана до металла, прессовании из высушенного продукта таблеток и спекании их в динамическом вакууме при 1500-1550°C (Патент №2459289 RU, опубл. 20.08.2012).A known method of producing tablets of nuclear fuel based on uranium dioxide is to add nanodispersed uranium hydride to the initial finely divided uranium dioxide, thoroughly mixing the components, drying the mixture in vacuum at 300-330 ° C, as a result of which the decomposition of uranium hydride to metal occurs, pressing from the dried product of the tablets and sintering them in a dynamic vacuum at 1500-1550 ° C (Patent No. 2459289 RU, publ. 20.08.2012).
Однако известный способ не позволяет получить надежную особую структуру таблетки топлива и простого состава диоксида урана, результат которых проявляется в повышении, а именно выше справочных данных, теплопроводности топлива с ростом температуры.However, the known method does not allow to obtain a reliable special structure of the fuel pellet and the simple composition of uranium dioxide, the result of which is manifested in the increase, namely above the reference data, of the thermal conductivity of the fuel with increasing temperature.
Известны модификация топливных таблеток из диоксида урана, включающая введение в стандартный порошок UO2 добавок, содержащих аммиак, и усовершенствование технологии изготовления этих таблеток, а также способ изготовления оксидных керамических материалов, включающий получение осадка, содержащего одновременно частицы разных размеров, в том числе наночастицы, с последующим прокаливанием при оптимальной температуре, прессование и спеканием (Курина И.С. Усовершенствование технологий изготовления топлива диоксида урана для улучшения эксплуатационных характеристик // Сборник материалов 1-й Всероссийской школы-семинара студентов, аспирантов и молодых ученых по тематическому направлению деятельности национальной нанотехнологической сети «Функциональные наноматериалы для энергетики. - М.: НИЯУ МИФИ, 2011, с. 117-146).A modification of fuel pellets from uranium dioxide is known, including the introduction of additives containing ammonia into a standard UO 2 powder and an improvement in the manufacturing technology of these tablets, as well as a method for the manufacture of oxide ceramic materials, including the production of a precipitate containing simultaneously particles of different sizes, including nanoparticles, followed by calcination at the optimum temperature, pressing and sintering (Kurina I.S. Improvement of technologies for the manufacture of uranium dioxide fuel to improve the exp lutational characteristics // Collection of materials of the 1st All-Russian school-seminar for students, graduate students and young scientists on the thematic area of activity of the national nanotechnological network "Functional nanomaterials for energy. - M .: NRNU MEPhI, 2011, p. 117-146).
В известной публикации описаны общие подходы модификации топливных таблеток из диоксида урана, которые без их творческой проработки не позволяют получить надежную особую структуру и простого состава таблетки топлива диоксида урана, обладающей повышенной, а именно выше справочных данных, теплопроводностью топлива с ростом температуры.The well-known publication describes general approaches to the modification of fuel pellets from uranium dioxide, which, without their creative development, do not allow one to obtain a reliable special structure and simple composition of a fuel pellet of uranium dioxide, which has an increased, namely, higher than reference data, thermal conductivity of the fuel with increasing temperature.
Наиболее близким техническим решением являются свойства таблетки ядерного топлива, которая является композитной и представляет собой урандиоксидную матрицу, с расположенной в ней особым образом теплопроводящей фазой из ВеО. Направление теплового потока в топливе совпадает с ориентацией теплопроводной фазы. Тепло передается диспергированными в урандиоксидной матрице оптически прозрачными монокристаллическими частицами оксида бериллия игольчатой либо пластинчатой формы, размерами 40-200 мкм, содержание которых в топливе составляет 1-10 мас. %. Расчетом показано, что при 1000°C повышение теплопроводности при содержании ВеО 3 мас. % по сравнению с топливом в виде UO2 будет не менее 21% (Патент №2481657, опубл. 10.05.2013).The closest technical solution is the properties of a nuclear fuel tablet, which is composite and is a uranium dioxide matrix, with a heat-conducting phase made of BeO located in it in a special way. The direction of the heat flow in the fuel coincides with the orientation of the heat-conducting phase. The heat is transferred by optically transparent single-crystal needle-shaped or lamellar beryllium oxide particles dispersed in a uranium dioxide matrix, measuring 40-200 microns, the content of which in the fuel is 1-10 wt. % The calculation showed that at 1000 ° C the increase in thermal conductivity with a content of
Однако повышенная теплопроводность в известной таблетке достигается только при условии совпадения теплового потока с ориентацией теплопроводной фазы, чего практически невозможно добиться при изготовлении (перемешивании, прессовании) таблетки. Кроме того, изготовление такой теплопроводной фазы монокристаллического оксида бериллия является сложным объемным производством, что значительно удорожает изготовление ядерного топлива, а введение достаточно большого количества ВеО в UO2 приводит к снижению ураноемкости топлива. Кроме того, оксид бериллия является отражателем и замедлителем нейтронов и его добавка изменит физику реактора.However, increased thermal conductivity in a known tablet is achieved only if the heat flux coincides with the orientation of the heat-conducting phase, which is almost impossible to achieve in the manufacture (mixing, pressing) of a tablet. In addition, the manufacture of such a heat-conducting phase of beryllium monocrystalline oxide is a complex volumetric production, which significantly increases the cost of nuclear fuel production, and the introduction of a sufficiently large amount of BeO in UO 2 reduces the fuel uranium consumption. In addition, beryllium oxide is a reflector and moderator of neutrons and its addition will change the physics of the reactor.
Наиболее близким к заявляемому способу изготовления таблетки ядерного топлива является способ изготовления изделий из оксидной керамики с повышенной теплопроводностью, включающий операции приготовления кислотного раствора, содержащего не менее одного катиона металла, в том числе делящегося, осаждения соли или гидроксида металла, термической обработки осадка при температуре не ниже температуры морфологического изменения формы частиц осадка, формования изделий и их спекания, в котором осаждение проводят двумя способами:Closest to the claimed method of manufacturing a tablet of nuclear fuel is a method of manufacturing products from oxide ceramics with high thermal conductivity, including the operation of preparing an acid solution containing at least one metal cation, including fissile, precipitation of salt or metal hydroxide, heat treatment of the precipitate at a temperature not below the temperature of the morphological change in the shape of the sediment particles, the molding of products and their sintering, in which the deposition is carried out in two ways:
- гидроксид металла осаждают аммиаком в две стадии, причем pH на первой стадии ниже pH полного осаждения металла не менее чем на 0,5, а pH на второй стадии составляет 9,5-10,5;- metal hydroxide is precipitated with ammonia in two stages, with the pH in the first stage lower than the pH of the complete metal deposition of at least 0.5, and the pH in the second stage is 9.5-10.5;
- соль в виде оксалата металла осаждают концентрированным раствором щавелевой кислоты с избытком от стехиометрии не менее 20%.- a salt in the form of a metal oxalate is precipitated with a concentrated solution of oxalic acid with an excess of stoichiometry of at least 20%.
При этом в осадке обеспечивают образование крупных частиц размером не менее 0,1 мкм и 0,05-2,0 мас. % наночастиц размером не более 30 нм (Патент №2323912 RU, опубл. 10.05.2008).Moreover, in the sediment provide the formation of large particles with a size of at least 0.1 microns and 0.05-2.0 wt. % of nanoparticles with a size of not more than 30 nm (Patent No. 2323912 RU, publ. 10.05.2008).
Однако известный способ не позволяет получить таблетку ядерного топлива диоксида урана без каких-либо инородных добавок с особой структурой и повышенной, а именно выше справочных данных, теплопроводностью при повышении температуры.However, the known method does not allow to obtain a tablet of nuclear fuel of uranium dioxide without any foreign additives with a special structure and increased, namely above reference data, thermal conductivity with increasing temperature.
Задачей настоящего изобретения является разработка более надежной особой структуры и простого состава диоксида урана без инородных добавок топливной таблетки, и простого способа ее получения, результат которых проявляется в приближении к свойствам монокристалла и в повышении, а именно выше справочных данных, теплопроводности топлива с ростом температуры.The objective of the present invention is to develop a more reliable special structure and simple composition of uranium dioxide without foreign additives of the fuel pellet, and a simple method for its preparation, the result of which is shown in the approximation to the properties of the single crystal and in the increase, namely above the reference data, of the thermal conductivity of the fuel with increasing temperature.
При реализации изобретения достигаются следующие технические результаты.When implementing the invention, the following technical results are achieved.
Предлагаемая таблетка и способы ее изготовления просты в исполнении, имеют низкую себестоимость.The proposed tablet and methods for its manufacture are simple to implement, have a low cost.
Предлагаемая таблетка имеет более надежную особую структуру и простой состав диоксида урана без инородных добавок.The proposed tablet has a more reliable special structure and simple composition of uranium dioxide without foreign additives.
Предлагаемая таблетка, изготовленная предлагаемыми способами, приближена к свойствам монокристалла, практически не имеет пористости внутри зерен. Кроме того, имеет повышенную, а именно выше справочных данных, теплопроводность с ростом температуры.The proposed tablet, made by the proposed methods, is close to the properties of a single crystal, practically has no porosity inside the grains. In addition, it has increased, namely, above reference data, thermal conductivity with increasing temperature.
Предлагаемая таблетка имеет повышенную пластичность за счет образования металлокластеров и позволяет устойчиво работать реактору в маневренном режиме.The proposed tablet has increased ductility due to the formation of metal clusters and allows the reactor to operate stably in a maneuverable mode.
На достижение указанных технических результатов оказывают влияние следующие существенные признаки. Поставленная задача решается тем, что в таблетке ядерного топлива с повышенной теплопроводностью, содержащей спрессованный и спеченный порошок диоксида урана, структура выполнена:The achievement of these technical results is influenced by the following essential features. The problem is solved in that in a tablet of nuclear fuel with high thermal conductivity containing compressed and sintered uranium dioxide powder, the structure is made:
- из равномерно распределенных по границам зерен и внутри зерен пор, при этом внутри зерен расположены нанопоры размером от ≤3 до 200 нм, составляющие не менее 50% общей пористости;- from pores evenly distributed along the grain boundaries and inside the grains, while inside the grains there are nanopores ranging in size from ≤3 to 200 nm, comprising at least 50% of the total porosity;
- из равномерно распределенных в материале таблетки металлокластеров в виде химических соединений U2 и U2 2+, окруженных UO2, при этом общее содержание металлокластеров составляет от 0,01 до 2 мас. %.- from the metal clusters uniformly distributed in the tablet material in the form of chemical compounds U 2 and U 2 2+ surrounded by UO 2 , the total content of metal clusters is from 0.01 to 2 wt. %
Для получения таблетки ядерного топлива с повышенной теплопроводностью используют способ ее изготовления, включающий осаждение полиураната аммония, прокаливание, восстановление, прессование и спекание смеси порошка диоксида урана, в котором осаждение проводят одновременным сливанием растворов уранилнитрата и аммиака в пульпу при температуре 55-60°C в две стадии: на первой стадии поддерживают pH от 6,5 до 6,7, на второй стадии проводят доосаждение полиураната аммония при pH от 9,0 до 10,5, прокаливание осуществляют при температуре 600-650°C, восстановление до UO2 проводят в водороде при 680-700°C, затем проводят прессование, спекание при температуре от 1600 до 2200°C в водородно-азотной среде. Процесс спекания проводят в незначительном количестве жидкой фазы, образующейся за счет восстановления локальных участков в UO2 с образованием металлокластеров и их расплавления при температуре выше 1150°C, что позволяет сформировать особую структуру диоксида урана с наличием металлокластеров в виде химических соединений U2 и U2 2+, а также нанопор в зернах таблетки.To obtain a tablet of nuclear fuel with high thermal conductivity, a method of its manufacture is used, including the precipitation of ammonium polyuranate, calcination, reduction, pressing and sintering of a mixture of uranium dioxide powder, in which the precipitation is carried out by simultaneously pouring solutions of uranyl nitrate and ammonia into the pulp at a temperature of 55-60 ° C two stages: in the first stage, a pH of from 6.5 to 6.7 is maintained, in the second stage, ammonium polyuranate is precipitated at a pH of from 9.0 to 10.5, calcination is carried out at a temperature of 600-650 ° C, restored the up to UO 2 is carried out in hydrogen at 680-700 ° C, then pressing is carried out, sintering at a temperature of from 1600 to 2200 ° C in a hydrogen-nitrogen medium. The sintering process is carried out in an insignificant amount of the liquid phase formed due to the restoration of local areas in UO 2 with the formation of metal clusters and their melting at temperatures above 1150 ° C, which allows the formation of a special structure of uranium dioxide with the presence of metal clusters in the form of chemical compounds U 2 and U 2 2+ , as well as nanopores in tablet grains.
В варианте расширения диапазона использования способа осаждение полиураната аммония проводить одновременным сливанием азотнокислого раствора, который содержит уран и добавку металла, и раствора аммиака в пульпу при температуре 55-60°C в две стадии: на первой стадии поддерживают значение pH от 7,0 до 7,2, на второй стадии проводят доосаждение при значении pH от 8,0 до 8,5, при этом в качестве добавки в раствор использовать растворимую соль, содержащую один из катионов металла, такого как хром, олово, титан, алюминий и др.In the variant of expanding the range of use of the method, the precipitation of ammonium polyuranate is carried out by simultaneously pouring a nitric acid solution, which contains uranium and an addition of metal, and an ammonia solution into the pulp at a temperature of 55-60 ° C in two stages: in the first stage, the pH value is maintained from 7.0 to 7 , 2, in the second stage, re-precipitation is carried out at a pH from 8.0 to 8.5, while a soluble salt containing one of the metal cations, such as chromium, tin, titanium, aluminum, etc., is used as an additive in the solution.
Для получения таблетки ядерного топлива с повышенной теплопроводностью используют также способ ее изготовления, включающий введение путем механического смешивания в порошок UO2 добавки в количестве от 0,01 до 0,5 мас. %, содержащей аммиак, при этом в качестве добавки использовать: бикарбонат аммония, парафенилендиамин, триазол. При этом в процессе спекания добавка разлагается, выделяется водород, способствующий частичному восстановлению прилегающих к добавке локальных участков диоксида урана в объеме таблетки с образованием металлокластеров, которые расплавляются при температуре выше 1150°C, в результате чего спекание осуществляют в незначительном количестве жидкой фазы при температуре от 1600 до 2200°C в водородсодержащей среде.To obtain a tablet of nuclear fuel with high thermal conductivity, a method of its manufacture is also used, including the introduction of mechanical additives into the powder of UO 2 additives in an amount of from 0.01 to 0.5 wt. % containing ammonia, while using as an additive: ammonium bicarbonate, paraphenylenediamine, triazole. At the same time, during the sintering process, the additive decomposes, hydrogen is released, which contributes to the partial restoration of the local sections of uranium dioxide adjacent to the additive in the tablet volume with the formation of metal clusters that melt at temperatures above 1150 ° C, as a result of which sintering is carried out in a small amount of the liquid phase at a temperature of 1600 to 2200 ° C in a hydrogen-containing medium.
Настоящее изобретение поясняют подробным описанием, примерами выполнения и иллюстративным материалом, на котором:The present invention is illustrated by a detailed description, examples of implementation and illustrative material, on which:
Фиг. 1 - микроструктура предлагаемой таблетки ядерного топлива, согласно изобретению.FIG. 1 is a microstructure of a nuclear fuel tablet according to the invention.
Фиг. 2 - микроструктура предлагаемой таблетки ядерного топлива диоксида урана с размерами пор от ≤3 до 200 нм, составляющими ≥50% всего объема пор таблетки.FIG. 2 - the microstructure of the proposed tablet of nuclear fuel of uranium dioxide with pore sizes from ≤3 to 200 nm, comprising ≥50% of the total pore volume of the tablet.
Фиг. 3 - микроструктура стандартной таблетки ядерного топлива диоксида урана.FIG. 3 - microstructure of a standard tablet of nuclear fuel of uranium dioxide.
Фиг. 4 - график температурной зависимость теплопроводности таблеток ядерного топлива диоксида урана.FIG. 4 is a graph of the temperature dependence of the thermal conductivity of uranium dioxide pellets of nuclear fuel.
Фиг. 5 - таблица температурной зависимости теплопроводности различных таблеток диоксида урана.FIG. 5 is a table of the temperature dependence of the thermal conductivity of various uranium dioxide tablets.
Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью (далее таблетка) содержит структуру из спрессованного и спеченного порошка диоксида урана (Фиг. 1). Структура таблетки выполнена из равномерно распределенных по границам зерен пор размером 1-5 мкм, а внутри зерен расположены нанопоры, размеры которых измерены и составляют от ≤3 до 200 нм (Фиг. 2). Количество последних составляет не менее 50% общей пористости. При этом металлокластеры в виде химических соединений U2 и U2 2+ окружены UO2. Общее содержание металлокластеров в виде смеси химических соединений U2 и U2 2+, имеющих химическую связь U-U, составляет от 0,01 до 2 мас. %. Микротвердость таких металлокластеров в 1,5 и более раз ниже справочных данных. Благодаря металлокластерам снижено общее отношение 0/U до 1,995-1,999 внутри материала таблетки, а на ее поверхности отношение О/U равно 2,000-2,002 вследствие окисления при хранении на воздухе. В связи с тем, что внутри таблетки UO2 имеются локальные участки с отношением О/U<2,00 за счет наличия металлокластеров в виде смеси химических соединений U2 и U2 2+, повышается теплопроводность таблетки. На фиг. 3, для сравнения, приведена структура стандартной таблетки ядерного топлива диоксида урана, в которой отсутствуют металлокластеры и зерна содержат поры преимущественно 2-5 мкм.A tablet of nuclear fuel with high thermal conductivity (hereinafter tablet) contains a structure of compressed and sintered uranium dioxide powder (Fig. 1). The structure of the tablet is made of pores 1-5 μm in size evenly distributed along grain boundaries, and nanopores are located inside the grains, the sizes of which are measured and range from ≤3 to 200 nm (Fig. 2). The amount of the latter is at least 50% of the total porosity. Thus metalloclusters as chemical compounds U 2 and U 2 UO 2 2+ surrounded. The total content of metal clusters in the form of a mixture of chemical compounds U 2 and U 2 2+ having a chemical bond UU is from 0.01 to 2 wt. % The microhardness of such metal clusters is 1.5 or more times lower than the reference data. Thanks to metal clusters, the overall 0 / U ratio is reduced to 1.995-1.999 inside the tablet material, and on its surface the O / U ratio is 2.000-2.002 due to oxidation during storage in air. Due to the fact that inside the UO 2 tablet there are local areas with an O / U ratio of <2.00 due to the presence of metal clusters in the form of a mixture of chemical compounds U 2 and U 2 2+ , the thermal conductivity of the tablet increases. In FIG. 3, for comparison, shows the structure of a standard tablet of nuclear fuel of uranium dioxide, in which there are no metal clusters and grains contain pores mainly of 2-5 microns.
Теплопроводность таблетки после 500-600°C с увеличением температуры повышается и при 1000°C имеет значения, в 1,5-3 раза превышающие справочные и расчетные данные (Фиг. 4, 5). Объяснить это можно следующим. Характер температурной зависимости теплопроводности, измеренной классическим методом осевого теплового потока, для предлагаемой таблетки UO2 очень схож с характером температурной зависимости теплопроводности для монокристаллического UO2 (Котельников Р.Б. и др. Высокотемпературное ядерное топливо. - М.: Атомиздат, 1978, 432 с. ), который выращивается из расплавленной массы и содержит металлокластеры. Для монокристалла теплопроводность не зависит от его размера или ориентации. При 700°C теплопроводность монокристалла на 60% больше средней теплопроводности спеченного поликристаллического UO2. При 1000°C теплопроводность монокристалла составляет ~5,9 Вт/м·град., что в ~2,4 раза выше теплопроводности спеченного поликристаллического диоксида урана. Причиной является то, что в монокристаллах значительное количество тепла передается излучением благодаря низкому значению коэффициента поглощения (~ в 10 раз меньше поликристаллического стандартного UO2). Самое важное совпадение одного из отличий монокристаллического диоксида урана с предлагаемой таблеткой UO2 - это наличие центров с отношением О/U<2,00, причем некоторые из этих центров являются включениями металлического урана (Amelinckx С.K. Physical Properties of UO2 Single Crystals. Euratom Quarterly Report No. 2, 1962, 21 p.; Bates J.L. Thermal Conductivity of UO2 Improves at High Temperatures. -Nucleonics, 1961, vol. 19, No. 6, p. 83-87).The thermal conductivity of the tablet after 500-600 ° C increases with increasing temperature and at 1000 ° C it has values that are 1.5-3 times higher than the reference and calculated data (Fig. 4, 5). This can be explained as follows. The nature of the temperature dependence of thermal conductivity, measured by the classical method of axial heat flow, for the proposed tablet UO 2 is very similar to the nature of the temperature dependence of thermal conductivity for single-crystal UO 2 (Kotelnikov RB et al. High-temperature nuclear fuel. - M .: Atomizdat, 1978, 432 C.), which is grown from molten mass and contains metal clusters. For a single crystal, thermal conductivity does not depend on its size or orientation. At 700 ° C, the single crystal thermal conductivity is 60% higher than the average thermal conductivity of sintered polycrystalline UO 2 . At 1000 ° C, the single crystal thermal conductivity is ~ 5.9 W / m · deg., Which is ~ 2.4 times higher than the thermal conductivity of sintered polycrystalline uranium dioxide. The reason is that in single crystals a significant amount of heat is transmitted by radiation due to the low absorption coefficient (~ 10 times less than the polycrystalline standard UO 2 ). The most important coincidence of one of the differences between single crystal uranium dioxide and the proposed UO 2 tablet is the presence of centers with an O / U ratio <2.00, some of which are inclusions of uranium metal (Amelinckx C.K. Physical Properties of UO 2 Single Crystals Euratom Quarterly Report No. 2, 1962, 21 p .; Bates JL Thermal Conductivity of UO 2 Improves at High Temperatures.-Nucleonics, 1961, vol. 19, No. 6, p. 83-87).
ПРИМЕР 1EXAMPLE 1
Таблетку ядерного топлива с повышенной теплопроводностью изготовили следующим образом.A tablet of nuclear fuel with high thermal conductivity was made as follows.
Осаждение провели одновременным сливанием растворов уранилнитрата и аммиака в пульпу при температуре 55-60°C в две стадии. На первой стадии поддерживали значение pH от 6,5 до 6,7, на второй стадии провели доосаждение при pH, равном 9,5. Прокаливание осуществили при температуре 650°C, восстановление в водороде до UO2 - при 680°C. Из полученного порошка UO2 спрессовали таблетки, которые спекали при температуре 1750°C в водородно-азотной среде. Спекание в жидкой фазе, образующейся за счет восстановления локальных участков в UO2 с образованием металлокластеров и их расплавления при температуре выше 1150°C, формировало необходимую пористость и структуру таблетки. Новую структуру таблетки UO2 и дополнительную химическую связь U-U выявили посредством использования метода фотоэлектронной спектроскопии. Структура таблетки имела равномерно распределенные по границам зерен поры размером 1-2 мкм, а внутри зерен - нанопоры размером от ≤3 до 200 нм, которые составили не менее 50% общей пористости. При этом спеченные таблетки имели фазовый состав UO2 и отношение O/U - на 2,001 поверхности таблетки и 1,995 - внутри материала таблетки. В структуре диоксида урана были выявлены диспергированные металлокластеры в виде смеси химических соединений U2 и U2 2+ с химической связью U-U, окруженные UO2. Такие металлокластеры смеси U2 и U2 2+ в объеме таблетки составили до 0,2 мас. %.Precipitation was carried out by simultaneously pouring solutions of uranyl nitrate and ammonia into the pulp at a temperature of 55-60 ° C in two stages. In the first stage, the pH was maintained from 6.5 to 6.7; in the second stage, an additional precipitation was carried out at a pH of 9.5. Calcination was carried out at a temperature of 650 ° C, reduction in hydrogen to UO 2 at 680 ° C. From the obtained UO 2 powder, tablets were compressed, which were sintered at a temperature of 1750 ° C in a hydrogen-nitrogen medium. Sintering in the liquid phase resulting from the restoration of local areas in UO 2 with the formation of metal clusters and their melting at temperatures above 1150 ° C formed the necessary porosity and structure of the tablet. The new structure of the UO 2 tablet and the additional chemical bond of UU were revealed using the photoelectron spectroscopy method. The tablet structure had pores 1-2 microns in size evenly distributed along grain boundaries, and nanopores ranging in size from ≤3 to 200 nm, which amounted to at least 50% of the total porosity, inside the grains. In this case, the sintered tablets had a phase composition of UO 2 and an O / U ratio of 2.001 on the tablet surface and 1.995 inside the tablet material. In the structure of uranium dioxide, dispersed metal clusters were revealed in the form of a mixture of chemical compounds U 2 and U 2 2+ with a chemical bond UU surrounded by UO 2 . Such metal clusters of a mixture of U 2 and U 2 2+ in the tablet volume amounted to 0.2 wt. %
ПРИМЕР 2EXAMPLE 2
Таблетку ядерного топлива с повышенной теплопроводностью изготовили следующим образом.A tablet of nuclear fuel with high thermal conductivity was made as follows.
Осуществили осаждение одновременным сливанием азотнокислого раствора, который содержал уран и добавку металла, а также раствора аммиака в пульпу при температуре 55-60°C тоже в две стадии. При этом на первой стадии поддерживали значение pH от 7,0 до 7,2, а на второй стадии провели доосаждение при pH, равном 8,0. В качестве добавки металла использовали оксид хрома. В процессе осаждения гидроксид хрома осаждался в виде наночастиц, которые являлись катализаторами для образования урансодержащих металлокластеров. Спекание в жидкой фазе, образующейся за счет восстановления локальных участков в UO2 с образованием металлокластеров и их расплавления при температуре выше 1150°C, формировало необходимую пористость и структуру таблетки.Precipitation was carried out by simultaneously pouring a nitric acid solution that contained uranium and an additive of metal, as well as an ammonia solution into the pulp at a temperature of 55-60 ° C, also in two stages. In the first stage, the pH was maintained from 7.0 to 7.2, and in the second stage, an additional precipitation was carried out at a pH of 8.0. Chromium oxide was used as a metal additive. During the deposition process, chromium hydroxide was deposited in the form of nanoparticles, which were catalysts for the formation of uranium-containing metal clusters. Sintering in the liquid phase resulting from the restoration of local areas in UO 2 with the formation of metal clusters and their melting at temperatures above 1150 ° C formed the necessary porosity and structure of the tablet.
Новую структуру таблетки UO2 и дополнительную химическую связь U-U выявили с помощью метода фотоэлектронной спектроскопии. Структура таблетки имела равномерно распределенные по границам зерен поры размером 1-2 мкм, а внутри зерен - нанопоры размером от ≤3 до 200 нм, которые составили не менее 50% общей пористости. При этом спеченные таблетки имели фазовый состав UO2 и отношение O/U 2,002 - на поверхности таблетки и 1,998 - внутри материала таблетки. В структуре диоксида урана были выявлены диспергированные металлокластеры в виде смеси химических соединений U2 и U2 2+ с химической связью U-U, окруженные UO2. Такие металлокластеры смеси U2 и U2 2+ в объеме таблетки составили до 0,1 мас. %.The new structure of the UO 2 tablet and the additional chemical bond of UU were revealed using the photoelectron spectroscopy method. The tablet structure had pores 1-2 microns in size evenly distributed along grain boundaries, and nanopores ranging in size from ≤3 to 200 nm, which amounted to at least 50% of the total porosity, inside the grains. In this case, the sintered tablets had a phase composition of UO 2 and an O / U ratio of 2.002 on the surface of the tablet and 1.998 inside the tablet material. In the structure of uranium dioxide, dispersed metal clusters were revealed in the form of a mixture of chemical compounds U 2 and U 2 2+ with a chemical bond UU surrounded by UO 2 . Such metal clusters of a mixture of U 2 and U 2 2+ in the tablet volume amounted to 0.1 wt. %
ПРИМЕР 3EXAMPLE 3
В порошок диоксида урана, изготовленный по стандартной технологии, добавили 0,5 мас. % порошка 4-амино-1,2,4-триазола (далее - триазола), механически перемешали. Спрессовали таблетки, которые спекли при температуре 1750°C в водородсодержащей среде. При спекании аммиак, содержащий радикал триазола, разложился, выделяя водород, способствующий частичному восстановлению прилегающих к триазолу локальных участков диоксида урана в объеме таблетки с образованием металлокластеров. Спекание проводили при температуре 1750°C. При температуре выше 1150°C металлокластеры расплавились, в результате чего спекание осуществляли в незначительном количестве жидкой фазы в водородсодержащей среде, что сформировало образование необходимой пористости и структуры таблетки. Новую структуру таблетки UO2 и дополнительную химическую связь U-U выявили с помощью метода фотоэлектронной спектроскопии. Структура таблетки имела равномерно распределенные по границам зерен поры размером 1-3 мкм, а внутри зерен -нанопоры размером от ≤3 до 200 нм, которые составили не менее 50% общей пористости. При этом спеченные таблетки имели фазовый состав UO2 и отношение O/U 2,002 - на поверхности таблетки и 1,999 - внутри материала таблетки. В структуре диоксида урана были выявлены диспергированные металлокластеры в виде смеси химических соединений U2 и U2 2+ с химической связью U-U, окруженные UO2. Такие металлокластеры смеси U2 и U2 2+ в объеме таблетки составили до 0,05 мас. %.To the uranium dioxide powder manufactured by standard technology, 0.5 wt. % powder of 4-amino-1,2,4-triazole (hereinafter referred to as triazole) was mechanically mixed. Compressed tablets that were sintered at a temperature of 1750 ° C in a hydrogen-containing medium. During sintering, ammonia containing the triazole radical decomposes, releasing hydrogen, which contributes to the partial restoration of the local sections of uranium dioxide adjacent to the triazole in the bulk of the tablet with the formation of metal clusters. Sintering was carried out at a temperature of 1750 ° C. At temperatures above 1150 ° C, the metal clusters melted, as a result of which sintering was carried out in an insignificant amount of the liquid phase in a hydrogen-containing medium, which formed the formation of the necessary porosity and structure of the tablet. The new structure of the UO 2 tablet and the additional chemical bond of UU were revealed using the photoelectron spectroscopy method. The structure of the tablet had pores 1-3 microns in size evenly distributed along grain boundaries, and nanopores with sizes from ≤3 to 200 nm inside the grains, which amounted to at least 50% of the total porosity. In this case, the sintered tablets had a phase composition of UO 2 and an O / U ratio of 2.002 on the surface of the tablet and 1.999 inside the tablet material. In the structure of uranium dioxide, dispersed metal clusters were revealed in the form of a mixture of chemical compounds U 2 and U 2 2+ with a chemical bond UU surrounded by UO 2 . Such mixtures metalloclusters U 2 and U 2 2+ screen tablets amounted to 0.05 wt. %
Claims (8)
Priority Applications (13)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2013152247/07A RU2575015C2 (en) | 2013-11-26 | Nuclear fuel pellet with increased heat conductivity and method of its production | |
| BR112016004477-0A BR112016004477B1 (en) | 2013-11-26 | 2014-11-21 | NUCLEAR FUEL TABLET WITH ENRICHED THERMAL CONDUCTIVITY AND ITS PREPARATION METHOD |
| EP14865710.9A EP3076398A4 (en) | 2013-11-26 | 2014-11-21 | Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity, and preparation method thereof |
| CN201480050895.8A CN105706177B (en) | 2013-11-26 | 2014-11-21 | A kind of enhanced fuel ball of thermal conductivity and preparation method thereof |
| JP2016554166A JP6472460B2 (en) | 2013-11-26 | 2014-11-21 | Nuclear fuel pellets with enhanced thermal conductivity and method for preparing the same |
| UAA201602300A UA116669C2 (en) | 2013-11-26 | 2014-11-21 | Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity, and preparation method thereof |
| US15/021,618 US10381119B2 (en) | 2013-11-26 | 2014-11-21 | Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity, and preparation method thereof |
| EA201600213A EA034523B1 (en) | 2013-11-26 | 2014-11-21 | Method of production of a nuclear fuel pellet with enhanced thermal conductivity |
| CA2927139A CA2927139C (en) | 2013-11-26 | 2014-11-21 | Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity, and preparation method thereof |
| PCT/RU2014/000882 WO2015080626A1 (en) | 2013-11-26 | 2014-11-21 | Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity, and preparation method thereof |
| KR1020167006958A KR101927276B1 (en) | 2013-11-26 | 2014-11-21 | Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity, and preparation method thereof |
| MYPI2016700597A MY180112A (en) | 2013-11-26 | 2014-11-21 | Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity, and preparation method thereof |
| ZA2016/01805A ZA201601805B (en) | 2013-11-26 | 2016-03-15 | Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity, and preparation method thereof |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2013152247/07A RU2575015C2 (en) | 2013-11-26 | Nuclear fuel pellet with increased heat conductivity and method of its production |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2013152247A RU2013152247A (en) | 2015-06-10 |
| RU2575015C2 true RU2575015C2 (en) | 2016-02-10 |
Family
ID=
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2323912C2 (en) * | 2006-03-24 | 2008-05-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Method to manufacture oxide ceramic products with high thermal conductivity |
| WO2011014476A1 (en) * | 2009-07-30 | 2011-02-03 | Ut-Battelle, Llc | Composite nuclear fuel pellet |
| RU2481657C2 (en) * | 2010-02-25 | 2013-05-10 | Акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" | Nuclear fuel pellet |
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2323912C2 (en) * | 2006-03-24 | 2008-05-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Method to manufacture oxide ceramic products with high thermal conductivity |
| WO2011014476A1 (en) * | 2009-07-30 | 2011-02-03 | Ut-Battelle, Llc | Composite nuclear fuel pellet |
| RU2481657C2 (en) * | 2010-02-25 | 2013-05-10 | Акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" | Nuclear fuel pellet |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EA034523B1 (en) | Method of production of a nuclear fuel pellet with enhanced thermal conductivity | |
| CA2661603C (en) | Spherical fuel element and production thereof for gas-cooled high temperature pebble bed nuclear reactors (htr) | |
| Sarma et al. | New processing methods to produce silicon carbide and beryllium oxide inert matrix and enhanced thermal conductivity oxide fuels | |
| Tan et al. | Facile preparation of Mn-doped CeO2 Submicrorods by composite-hydroxide-salt-mediated approach and their magnetic property | |
| RU2013147283A (en) | NUCLEAR FUEL AND METHOD FOR ITS MANUFACTURE | |
| CN111933310A (en) | High-thermal-conductivity uranium dioxide single crystal composite fuel pellet and preparation method thereof | |
| Wang et al. | A comparative study of small-size ceria–zirconia microspheres fabricated by external and internal gelation | |
| Herman et al. | A uranium nitride doped with chromium, nickel or aluminum as an accident tolerant fuel | |
| La Lumia et al. | Dense and homogeneous MOX fuel pellets manufactured using the freeze granulation route | |
| CN103474114B (en) | A kind of preparation method of nuclear power uranium titanium oxide hybrid ceramic fuel pellet | |
| RU2575015C2 (en) | Nuclear fuel pellet with increased heat conductivity and method of its production | |
| WO2018124915A1 (en) | Nuclear fuel pellet and method for the production thereof | |
| ES2555517T3 (en) | High Combustion Nuclear Fuel Pills | |
| Hart et al. | ThO2-based pellet fuels-their properties, methods of fabrication, and irradiation performance: a critical assessment of the state of the technology and recommendations for further work | |
| Gausse et al. | Synthesis, characterisation and preliminary corrosion behaviour assessment of simulant Fukushima nuclear accident fuel debris | |
| Qi et al. | A simple method for preparing ThO2 ceramics with high density | |
| Sahu et al. | Fabrication and characterization of Li2TiO3 pebbles by an extrusion and spherodization technique for the test blanket module in a fusion reactor | |
| RU2651799C1 (en) | Nuclear fuel manufacturing method | |
| KR102581441B1 (en) | Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity and method for manufacturing the same | |
| Wang et al. | Fabrication of fine‐grained Li2TiO3 ceramic with enhanced performance using high‐energy ball milling | |
| Zhao et al. | Preparation and microstructure characterization of crack-free zirconium nitride microspheres by internal gelation combined with two-step nitridation | |
| RU2734692C1 (en) | Method of producing fuel compositions based on uranium dioxide with the addition of a burnable neutron absorber | |
| Borland et al. | An evaluation of alternate production methods for Pu-238 general purpose heat source pellets | |
| US3159583A (en) | Preparation of thorium silicate hydrosols | |
| Hedberg | Production and Characterization of ZrN and PuN Materials for Nuclear Fuel Applications |