RU2690155C1 - Method of producing pelleted porous uranium dioxide - Google Patents

Method of producing pelleted porous uranium dioxide Download PDF

Info

Publication number
RU2690155C1
RU2690155C1 RU2018120091A RU2018120091A RU2690155C1 RU 2690155 C1 RU2690155 C1 RU 2690155C1 RU 2018120091 A RU2018120091 A RU 2018120091A RU 2018120091 A RU2018120091 A RU 2018120091A RU 2690155 C1 RU2690155 C1 RU 2690155C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
uranium dioxide
fuel
temperature
tablets
sintering
Prior art date
Application number
RU2018120091A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Анна Георгиевна Емельяненко
Владимир Валерьевич Емельяненко
Виталий Викторович Матяш
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт "Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ")
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 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт "Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт "Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ")
Priority to RU2018120091A priority Critical patent/RU2690155C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2690155C1 publication Critical patent/RU2690155C1/en

Links

Images

Classifications

    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01GCOMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
    • C01G43/00Compounds of uranium
    • C01G43/01Oxides; Hydroxides
    • C01G43/025Uranium dioxide
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G21C21/02Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62Ceramic fuel
    • 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

FIELD: physics.SUBSTANCE: invention relates to nuclear power engineering and can be used to obtain pellets of uranium dioxide fuel cores of high-temperature ventilated fuel elements primarily thermionic reactors-converters of built-in version. Method of producing pelleted porous uranium dioxide involves preparing a charge from uranium dioxide starting powder with addition of binder and volatile pore-forming substance in form of a mixture of granules with a fractional size in range of 20 to 60 mcm in amount of 10–20 % of the weight of the uranium dioxide powder, pellets pressing and sintering in high-temperature vacuum furnace at 1900 ± 20 °C, at residual medium pressure 5⋅10mm Hg. for four hours.EFFECT: invention enables to ensure optimum microstructure formation in the fuel cores of high-temperature ventilated fuel elements in the initial period of operation of thermionic reactor-converters.1 cl, 3 dwg

Description

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано для получения таблеток диоксида урана топливных сердечников высокотемпературных вентилируемых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛОВ) преимущественно термоэмиссионных реакторов-преобразователей (ТРП) встроенного варианта.The invention relates to the field of nuclear energy and can be used to obtain tablets of uranium dioxide fuel cores of high-temperature ventilated fuel elements (TVELOV) mainly thermal emission transducer reactors (TRP) built-in.

Ресурс ТРП существенно зависит от характеристик микроструктуры топливных сердечников ТВЭЛОВ из диоксида урана, которая быстро относительно ресурса преобразователя формируется в начальный период эксплуатации ядерной энергетической установки (≤300 часов).Resource TRP significantly depends on the characteristics of the microstructure of fuel cores of fuel elements from uranium dioxide, which is quickly formed relative to the resource of the converter in the initial period of operation of a nuclear power plant (≤300 hours).

При использовании типичного диоксида урана в виде таблеток с равноосной структурой в топливном сердечнике ТВЭЛА ТРП формируется устойчивая микроструктура в виде радиально ориентированных столбчатых зерен с максимальной шириной (поперечным размером) 300-400 мкм. Это обстоятельство приводит к появлению локальных зон в топливном сердечнике ТВЭЛА с низкой ползучестью, что может привести к повреждению оболочки из-за распухающего топлива [Гонтарь А.С., Гриднев А.А., Ракитская Е.М. и др. «Оптимизация структуры диоксида урана применительно к ТВЭЛУ термоэмиссионного реактора-преобразователя». Атомная энергия, 2005, т. 99, вып. 4, с. 264-268].When using typical uranium dioxide in the form of tablets with an equiaxial structure, a stable microstructure in the form of radially oriented columnar grains with a maximum width (transverse size) of 300-400 μm is formed in the fuel core of the TVELA TRP. This circumstance leads to the appearance of local zones in the fuel core of a low-creep TVELA, which can lead to shell damage due to swelling fuel [Gontar AS, Gridnev AA, Rakitskaya EM and others. "Optimization of the structure of uranium dioxide in relation to TVELU thermionic reactor converter". Atomic Energy, 2005, vol. 99, no. 4, s. 264-268].

Оптимальная микроструктура топливного сердечника ТВЭЛА из диоксида урана характеризуется шириной столбчатого зерна <200 мкм и формируется в топливном сердечнике ТВЭЛА при использовании таблеток диоксида урана с преимущественным размером пор 20-60 мкм при общей пористости 10-20% [Патент РФ №2260862, МПК7 G21C 3/58 «Способ формирования микроструктуры сердечника тепловыделяющего элемента» А.С. Гонтарь, А.А. Гриднев и др., заявл. 20.01.2004 г.].The optimal microstructure of the fuel core of a fuel rod of uranium dioxide is characterized by a columnar grain width <200 μm and is formed in the fuel core of TVELA using uranium dioxide tablets with a predominant pore size of 20-60 μm with a total porosity of 10-20% [RF Patent №2260862, IPC 7 G21C 3/58 "Method of forming the microstructure of the core of the fuel element" A.S. Gontar, A.A. Gridnev and others, claimed 01/20/2004].

Реализация указанного способа формирования оптимальной структуры в топливном сердечнике ТВЭЛА из диоксида урана в начальный момент эксплуатации ТРП требует разработки соответствующего экономичного и технологичного способа получения таблеток с указанными выше исходными характеристиками.The implementation of this method of forming the optimal structure in the fuel core of a fuel element from uranium dioxide at the initial moment of operation of a TRP requires the development of an appropriate cost-effective and technologically advanced method of producing tablets with the above-mentioned initial characteristics.

Известен способ получения таблеток ядерного топлива на основе диоксида урана, включающий приготовление шихты из исходного сырья, прессование и спекание заготовок [см. Котельников Р.Б., Башлыков С.Н., Каштанов А.И., Мельникова Т.С. «Высокотемпературное ядерное топливо», М.: Атомиздат, 1978, 432 с.].A method of obtaining tablets of nuclear fuel based on uranium dioxide, including the preparation of the mixture of raw materials, pressing and sintering blanks [see. Kotelnikov, R. B., Bashlykov, S.N., Kashtanov, A.I., Melnikova, T.S. "High-temperature nuclear fuel", M .: Atomizdat, 1978, 432 p.].

Данный способ позволяет получать таблетки из исходного порошка диоксида урана плотностью 84-93% от теоретического значения плотности. При использовании в качестве исходного сырья гранулы или микросферы плотность таблеток достигала 95% от теоретического значения плотности. При этом преимущественный спектр пор составляли поры размером 3-5 мкм. Поэтому известный способ не отвечает требованиям по спектру пор для таблеток диоксида урана, необходимого для формирования оптимальной структуры в топливном сердечнике ТВЭЛА ТРП.This method allows to obtain tablets from the original powder of uranium dioxide with a density of 84-93% of the theoretical density value. When using granules or microspheres as starting materials, the density of tablets reached 95% of the theoretical density value. In this case, the predominant spectrum of pores was pores with a size of 3-5 μm. Therefore, the known method does not meet the requirements for the spectrum of pores for uranium dioxide tablets, necessary for the formation of the optimal structure in the fuel core of the fuel element TRP.

Известен также способ получения таблеток из диоксида урана для тепловыделяющих реакторов АЭС [Патент РФ №2253913, МПК G21C 3/62 «Способ получения топливных таблеток для тепловыделяющих элементов из диоксида урана (варианты) Н.З. Ляхов, Г.Р. Карагедов и др. заявл. 23.05.2003 г.].There is also known a method of producing uranium dioxide tablets for nuclear reactor fuel reactors [RF Patent №2253913, IPC G21C 3/62 "Method for producing fuel pellets for uranium dioxide fuel elements (variants) N.Z. Lyakhov, G.R. Karagedov et al. 23.05.2003].

Этот способ, включающий приготовление шихты (пресс-порошка) из диоксида урана керамического сорта, прессование и спекание таблеток при температуре ≤1900°С, является по технической сущности наиболее близким к предлагаемому и выбран в качестве прототипа. В шихту, формируемую из измельченных частиц бракованных готовых таблеток, добавляют 2-4% масс летучего порообразущего вещества.This method, which includes preparation of the charge (press powder) from uranium dioxide of a ceramic grade, pressing and sintering tablets at a temperature of ≤1900 ° C, is technically closest to the one proposed and selected as a prototype. In the mixture, formed from the crushed particles of rejected finished tablets, add 2-4% of the mass of volatile pore-forming substances.

Недостатком способа является то, что возможность формирования в таблетках диоксида урана требуемого спектра пор 20-60 мкм исключается из-за характерного для прототипа преобладающего спектра пор малого размера (3-5 мкм) и величины пористости ≤5% масс. Поры с поперечным размером 5-10 мкм не позволяют формировать микроструктуру в топливном сердечнике ТВЭЛА ТРП из-за отсутствия возможности для формирования сетки радиальных микроканалов, обеспечивающую ширину столбчатых зерен <200 мкм вследствие того, что поры размером ≤10 мкм не могут изменять свою форму при движении в поле градиента температуры. Следовательно, таблетки диоксида урана, изготовленные с помощью прототипа, не позволяют сформировать в топливном сердечнике ТВЭЛА оптимальную микроструктуру в начальный момент эксплуатации ТРП.The disadvantage of this method is that the possibility of forming the required pore spectrum of 20-60 microns in tablets of uranium dioxide is eliminated due to the characteristic for the prototype of the prevailing spectrum of small pores (3-5 microns) and porosity ≤5% by mass. Pores with a transverse size of 5–10 μm do not allow the formation of a microstructure in the fuel core of the TVELA TRP due to the lack of the ability to form a grid of radial microchannels that provide column widths <200 μm due to the fact that pores ≤ 10 μm in size cannot change their shape when motion in a temperature gradient field. Consequently, uranium dioxide tablets made with the help of the prototype do not allow forming the optimal microstructure in the fuel rod of the fuel element at the initial moment of operation of the EPR.

В обеспечение формирования оптимальной микроструктуры в топливном сердечнике ТВЭЛА в начальный период эксплуатации ТРП перед авторами стояла задача получения таблеток диоксида урана с преимущественным размером пор 20-60 мкм при уровне общей пористости 10-20%.In ensuring the formation of an optimal microstructure in the fuel core of the TVELA in the initial period of operation of the EPR, the authors were faced with the task of obtaining uranium dioxide tablets with a predominant pore size of 20-60 μm at a total porosity level of 10–20%.

Диапазон гранулометрического состава порообразующего летучего вещества и его процентного содержания выбран на основе результатов исследовательской работы, показавшей, что поры размером 20-60 мкм позволяют формировать в сердечнике столбчатые зерна шириной менее 200 мкм. Таким образом, обеспечивается минимальное распухание сердечников ТВЭЛОВ в реакторе. Для предлагаемых сердечников не требуется прочной оболочки.The range of the particle size distribution of the pore-forming volatile substance and its percentage was selected based on the results of research work, which showed that pores of 20-60 microns in size make it possible to form columnar grains with a width of less than 200 microns in the core. This ensures minimal swelling of the cores of the fuel elements in the reactor. The cores offered do not require a strong shell.

Для решения поставленной задачи разработан экономичный одностадийный технологичный способ получения таблетированного пористого диоксида урана топливных сердечников высокотемпературных вентилируемых тепловыделяющих элементов термоэмиссионных реакторов-преобразователей встроенного варианта, включающий приготовление шихты из исходного порошка диоксида урана с добавлением связки и летучего порообразующего вещества, прессование и спекание таблеток, причем летучее порообразующее вещество добавляют в виде смеси гранул с фракционным размером в диапазоне от 20 до 60 мкм в количестве 10-20% от массы порошка диоксида урана, а спекание таблеток осуществляют в высокотемпературной вакуумной печи при температуре спекания 1900±20°С, при давлении остаточной среды 5⋅10-5 мм.рт.ст. в течение четырех часов.To solve this task, an economical single-stage technological method for producing preformed porous uranium dioxide of fuel cores of high-temperature ventilated fuel elements of thermal emission reagent reactors of the built-in version has been developed. pore-forming substance is added as a mixture of granules with fractional m size in the range from 20 to 60 .mu.m in an amount of 10-20% by weight of uranium dioxide powder and sintering the pellets is carried out in a high vacuum furnace at the sintering temperature 1900 ± 20 ° C at a residual pressure medium 5⋅10 -5 mm.rt .st. for four hours.

Предпочтительно, в качестве летучего порообразующего вещества используют парафин или стеарат цинка.Preferably, paraffin or zinc stearate is used as a volatile blowing agent.

Как следует из изложенного выше, сущность изобретения заключается в том, что добавление летучего порообразующего вещества в виде смеси гранул с фракционным размером в диапазоне от 20 до 60 мкм в количестве 10-20% от массы порошка диоксида урана позволяет в одну стадию получить таблетки диоксида урана с преимущественным размером пор 20-60 мкм за счет испарения летучего порообразующего вещества и его удаления на стадии спекания прессованных таблеток диоксида урана. Формирование равномерно распределенного по объему пор от 20 до 60 мкм в таблетках диоксида урана повышает однородность формирующихся в поле градиента температуры столбчатых зерен в топливном сердечнике ТВЭЛА. Фракционный размер летучего порообразующего вещества и его процентное содержание определены по результатам проведенных авторами тестовых экспериментов с различным гранулометрическим составом летучего порообразующего вещества и его процентным содержанием в шихте с учетом объемной усадки таблетки при спекании.As follows from the above, the essence of the invention lies in the fact that the addition of a volatile pore-forming substance in the form of a mixture of granules with a fractional size in the range from 20 to 60 μm in an amount of 10-20% by weight of uranium dioxide powder allows to obtain uranium dioxide tablets in one stage with a predominant pore size of 20-60 μm due to evaporation of the volatile pore-forming substance and its removal at the sintering stage of compressed uranium dioxide tablets. The formation of a uniformly distributed pore volume from 20 to 60 microns in tablets of uranium dioxide increases the uniformity of the columnar grains formed in the field of the temperature gradient in the fuel rod of the fuel element. The fractional size of the volatile pore-forming substance and its percentage are determined according to the results of test experiments conducted by the authors with different granulometric composition of the volatile pore-forming substance and its percentage in the charge, taking into account the volumetric shrinkage of the tablet during sintering.

На фиг. 1 приведена фотография типичной микроструктуры готовых таблеток диоксида урана.FIG. 1 shows a photograph of the typical microstructure of the finished tablets of uranium dioxide.

На фиг. 2 приведена фотография типичной микроструктуры таблеток диоксида урана после испытаний в поле градиента температуры применительно к температурным условиям работы высокотемпературного ТВЭЛА ТРП.FIG. 2 shows a photograph of a typical microstructure of uranium dioxide tablets after testing in the field of temperature gradient as applied to the temperature conditions of operation of a high-temperature TVEL TRP.

Пример конкретного осуществления. Пример 1An example of a specific implementation. Example 1

Из парафина, как летучего порообразующего вещества, формировали гранулы с фракционным размером в диапазоне от 20 до 60 мкм. Для приготовления шихты, к исходному порошку диоксида урана последовательно добавляли смесь гранул парафина с фракционным размером в диапазоне от 20 до 60 мкм в количестве 19% от массы порошка диоксида урана и связку. Далее перемешивали до однородного состава шихты. В качестве связки использовали смесь этанола с глицерином в соотношении объемов 3:1 в количестве 4% от массы порошка диоксида урана.From paraffin, as a volatile pore-forming substance, formed granules with a fractional size in the range from 20 to 60 microns. To prepare the mixture, a mixture of paraffin granules with a fractional size in the range from 20 to 60 μm in an amount of 19% by weight of uranium dioxide powder and a binder were sequentially added to the initial uranium dioxide powder. Then mixed until a homogeneous composition of the mixture. A mixture of ethanol and glycerin was used as a binder in a volume ratio of 3: 1 in an amount of 4% by weight of uranium dioxide powder.

Таблетки прессовали, а после осуществляли спекание таблеток в высокотемпературной вакуумной печи при известной температуре спекания 1900±20°С при давлении остаточной среды 5⋅10-5 мм.рт.ст. (6,76⋅10-3 Па) в течение четырех часов. Затем охлаждали печь.The tablets were pressed, and after they were sintering the tablets in a high-temperature vacuum furnace at a known sintering temperature of 1900 ± 20 ° C at a pressure of residual medium of 5⋅10 -5 mm Hg. (6.76⋅10 -3 Pa) for four hours. Then the furnace was cooled.

На фиг. 3 представлена фотография микроструктуры готовых таблеток с размером пор от 20 до 60 мкм,FIG. 3 shows a photograph of the microstructure of the finished tablets with a pore size of from 20 to 60 microns,

Пример 2Example 2

Из стеарата цинка формировали гранулы с фракционным размером в диапазоне от 20 до 60 мкм. Для приготовления шихты, к исходному порошку диоксида урана последовательно добавляли смесь гранул стеарата цинка с фракционным размером в диапазоне от 20 до 60 мкм в количестве 11% от массы порошка диоксида урана и связку. Далее перемешивали до однородного состава шихты. В качестве связки использовали смесь этанола с глицерином в соотношении 3:1 в количестве 5% от массы порошка диоксида урана.Granules with a fractional size ranging from 20 to 60 microns were formed from zinc stearate. To prepare the mixture, a mixture of zinc stearate granules with a fractional size in the range from 20 to 60 microns in an amount of 11% by weight of the powder of uranium dioxide and a binder was sequentially added to the initial uranium dioxide powder. Then mixed until a homogeneous composition of the mixture. A mixture of ethanol and glycerol in the ratio of 3: 1 in the amount of 5% by weight of uranium dioxide powder was used as a binder.

Таблетки прессовали, а после осуществляли спекание таблеток в высокотемпературной вакуумной печи при температуре спекания 1900±20°С при давлении остаточной среды 5⋅10-5 мм.рт.ст. (6,76⋅10-3 Па) в течение четырех часов. Затем охлаждали печь.The tablets were pressed, and after they were sintering the tablets in a high-temperature vacuum furnace at a sintering temperature of 1900 ± 20 ° C at a pressure of residual medium of 5⋅10 -5 mm Hg. (6.76⋅10 -3 Pa) for four hours. Then the furnace was cooled.

Таблетки, изготовленные в соответствии с заявленным изобретением, имели следующие характеристики:Tablets made in accordance with the claimed invention, had the following characteristics:

- геометрические характеристики: наружный диаметр 17,1 мм; внутренний диаметр 8,0 мм; высота 8,4 мм;- geometric characteristics: outer diameter of 17.1 mm; internal diameter 8.0 mm; height is 8,4 mm;

- плотность матрицы: 80-90% от теоретической плотности;- matrix density: 80-90% of theoretical density;

- общая пористость: 10-20%;- total porosity: 10-20%;

- размер пор: 20-60 мкм.- pore size: 20-60 microns.

Следовательно, проведенные исследования показывают, что в таблетках диоксида урана, изготовленных в соответствии с данным изобретением, обеспечивается формирование микроструктуры с размером пор 20-60 мкм при общей пористости 10-20%. Полученная микроструктура обеспечивает формирование оптимальной микроструктуры в топливном сердечнике ТВЭЛА в начальный период эксплуатации термоэмиссионных реакторов-преобразователей. Вследствие этого, достигается минимальное распухание сердечников ТВЭЛОВ в реакторе, минимизируется нагрузка на оболочку, что позволяет использовать менее прочные и более дешевые оболочки. Разработанный способ получения таблетированного диоксида урана значительно сокращает время получения таблетированного диоксида урана относительно способа получения типичного таблетированного диоксида урана с равноосной структурой, т.к. является одностадийным, следовательно, более экономичным.Consequently, studies show that in tablets of uranium dioxide made in accordance with this invention, the formation of a microstructure with a pore size of 20-60 microns with a total porosity of 10-20%. The resulting microstructure ensures the formation of an optimal microstructure in the fuel core of the fuel element in the initial period of operation of thermal emission reactors-converters. As a result, minimum swelling of the fuel element cores in the reactor is achieved, the load on the shell is minimized, which allows the use of less durable and cheaper shells. The developed method of obtaining preformed uranium dioxide significantly reduces the time of obtaining preformed uranium dioxide relative to the method of obtaining a typical preformed uranium dioxide with equiaxial structure, since is one-step, therefore, more economical.

Claims (2)

1. Способ получения таблетированного пористого диоксида урана топливных сердечников высокотемпературных вентилируемых тепловыделяющих элементов термоэмиссионных реакторов-преобразователей встроенного варианта, включающий приготовление шихты из исходного порошка диоксида урана с добавлением связки и летучего порообразующего вещества, прессование и спекание таблеток, отличающийся тем, что летучее порообразующее вещество добавляют в виде смеси гранул с фракционным размером в диапазоне от 20 до 60 мкм в количестве 10-20% от массы порошка диоксида урана, а спекание таблеток осуществляют в высокотемпературной вакуумной печи при температуре спекания 1900±20°С, при давлении остаточной среды 5⋅10-5 мм рт.ст. в течение четырех часов.1. A method of producing preformed porous uranium dioxide of fuel cores of high-temperature ventilated heat-generating elements of thermionic reactors built-in converters, including the preparation of the charge from the original uranium dioxide powder with the addition of ligament and volatile pore-forming substance, pressing and sintering of the tablet, which is volatile in the formament of pellets, is prepared by the pellet. in the form of a mixture of granules with a fractional size in the range from 20 to 60 microns in an amount of 10-20% by weight of powder uranium dioxide, and sintering of the tablets is carried out in a high-temperature vacuum furnace at a sintering temperature of 1900 ± 20 ° C, at a pressure of the residual medium of 5⋅10 -5 mm Hg. for four hours. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве летучего порообразующего вещества используют парафин или стеарат цинка.2. The method according to p. 1, characterized in that paraffin or zinc stearate is used as a volatile pore-forming substance.
RU2018120091A 2018-05-31 2018-05-31 Method of producing pelleted porous uranium dioxide RU2690155C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2018120091A RU2690155C1 (en) 2018-05-31 2018-05-31 Method of producing pelleted porous uranium dioxide

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2018120091A RU2690155C1 (en) 2018-05-31 2018-05-31 Method of producing pelleted porous uranium dioxide

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2690155C1 true RU2690155C1 (en) 2019-05-31

Family

ID=67037676

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2018120091A RU2690155C1 (en) 2018-05-31 2018-05-31 Method of producing pelleted porous uranium dioxide

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2690155C1 (en)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1371595A (en) * 1972-03-16 1974-10-23 Belgonucleaire Sa Manufacturing process for mixed nuclear fuel pellets
US4138360A (en) * 1975-09-10 1979-02-06 General Electric Company Fugitive binder for nuclear fuel materials
US4985183A (en) * 1988-12-27 1991-01-15 Mitsubishi Metal Corporation UO2 pellet fabrication process
RU2253913C2 (en) * 2003-05-23 2005-06-10 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" Mode of receiving fuel pellets for heat-generating elements out of uranium dioxide
RU2577272C1 (en) * 2014-12-26 2016-03-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") Method for producing uranium dioxide tableted

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1371595A (en) * 1972-03-16 1974-10-23 Belgonucleaire Sa Manufacturing process for mixed nuclear fuel pellets
US4138360A (en) * 1975-09-10 1979-02-06 General Electric Company Fugitive binder for nuclear fuel materials
US4985183A (en) * 1988-12-27 1991-01-15 Mitsubishi Metal Corporation UO2 pellet fabrication process
RU2253913C2 (en) * 2003-05-23 2005-06-10 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" Mode of receiving fuel pellets for heat-generating elements out of uranium dioxide
RU2577272C1 (en) * 2014-12-26 2016-03-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") Method for producing uranium dioxide tableted

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN108335760B (en) Preparation method of high-uranium-loading-capacity dispersed fuel pellet
RU2723561C2 (en) Method of producing completely ceramic microencapsulated nuclear fuel
JP4559534B2 (en) Spherical fuel element for gas-cooled high temperature pebble bed reactor (HTR) and method for producing the same
EP0087927B1 (en) Method of making annular pellets for use as burnable neutron absorbers
RU2376665C2 (en) High burn-up nuclear fuel tablet and method of making said tablet (versions)
KR910009192B1 (en) Burnable neutron absorbers
KR20150136443A (en) Preparation method of nuclear fuel pellet including thermal conductive metal, and the nuclear fuel pellet thereby
RU2690492C1 (en) Method of producing pelleted porous uranium dioxide
US2814857A (en) Ceramic fuel element material for a neutronic reactor and method of fabricating same
RU2577272C1 (en) Method for producing uranium dioxide tableted
RU2690155C1 (en) Method of producing pelleted porous uranium dioxide
JP6409051B2 (en) New substances made from uranium, gadolinium and oxygen and their use as depleting neutron poisons
RU2362223C1 (en) High burnup nuclear uranium-gadolinium fuel on basis for uranium dioxide and method for its acquisition (versions)
RU2661492C1 (en) Method of the pelleted ceramic nuclear fuel manufacturing
RU2427936C1 (en) Combined pellet of nuclear fuel
RU2522744C2 (en) Composite fuel model material with inert porous metal matrix and method for production thereof
KR101182290B1 (en) Uranium dioxide fuel pellet including ni oxide and al oxide and the manufacturing method thereof
WO2018124915A1 (en) Nuclear fuel pellet and method for the production thereof
US3168479A (en) Process for producing high density nuclear fuel particles
US3442762A (en) Ceramic fuel materials
KR100812952B1 (en) Zirconia added neutron absorbing pellets and their fabrication methods
US3168601A (en) Process for the production of plutonium oxide-containing nuclear fuel compacts
RU2502141C1 (en) Uranium-gadolinium nuclear fuel and method for production thereof
KR100969644B1 (en) A fabrication method of nuclear fuel pellet by using high burnup spent nuclear fuel
US3327027A (en) Process for the production of plutonium oxide-containing nuclear fuel powders