RU2701542C1 - Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов - Google Patents
Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов Download PDFInfo
- Publication number
- RU2701542C1 RU2701542C1 RU2019103112A RU2019103112A RU2701542C1 RU 2701542 C1 RU2701542 C1 RU 2701542C1 RU 2019103112 A RU2019103112 A RU 2019103112A RU 2019103112 A RU2019103112 A RU 2019103112A RU 2701542 C1 RU2701542 C1 RU 2701542C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- dioxide
- uranium
- sintering
- pelletised
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/62—Ceramic fuel
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к способу изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов на быстрых и тепловых нейтронах. Способ включает подготовку пресс-порошка, содержащего диоксид урана или диоксид урана и диоксид плутония в количестве до 20 мас.% в смеси диоксидов урана и плутония, смешение полученной смеси с сухим связующим, в качестве которого применяют стеарат уранила [UO2(C17H35COO)2], прессование, термическое удаление связующего и спекание таблетированного топлива в газообразной восстановительной среде. Изобретение обеспечивает получение таблетированного топлива с требуемыми характеристиками, упрощение технологического процесса получения топлива, снижение рисков нарушения процесса и исключение чужеродных компонентов в топливной композиции. 1 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 пр.
Description
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в технологии изготовления керамического ядерного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов на быстрых и тепловых нейтронах.
В процессе производства топливных таблеток ключевыми аспектами являются изготовление таблеток с заданной плотностью и микроструктурой. Решение данных задач обеспечивают активацией процесса спекания и введением добавок. Одним из способов активации процесса спекания является введение в состав топливной композиции спекаемых таблеток сверхстехиометрического кислорода в виде добавки октаоксида триурана U3O8. Однако, имеющаяся неоднородность добавляемых частиц U3O8 различного размера приводит к различной усадке при спекании и, как следствие, появлению внутренних напряжений в таблетке, что может быть вероятной причиной ее растрескивания.
Для регулирования пористости спеченных таблеток в состав исходной шихты вводят порообразователи, например, стеарат цинка или алюминия, которые одновременно выполняют роль сухой смазки при прессовании таблеток топлива. Совместное присутствие октаоксида триурана U3O8 и порообразователя в исходной шихте (порошке) способствует обеспечению в спеченных таблетках требуемых параметров по пористости и дефектности структуры, влияющих на стойкость к растрескиванию. Введение указанных добавок увеличивает стадийность процесса, что оказывает влияние на вероятность отклонения от регламента на каждой стадии.
Известен способ приготовления спеченных таблеток двуокиси урана с плотностью 85-95% теоретической. Порошок UO2 с соотношением О/U=(2,00-2,25) и размером частиц не более 10 мкм смешивают с порошком U3O8 с размерами частиц 20-1000 мкм, прессуют и спекают [патент GB 1446067, G21C 3/62, опубл. 11.08.1976]. Недостатком данного способа является снижение механической прочности спеченных таблеток за счет появления в их структуре на месте частиц U3O8 после спекания пористых участков, являющимися зародышами трещин. Данные трещины существенно снижают прочность таблеток, как на этапе изготовления тепловыделяющих элементов, так и при работе реактора.
Известен способ, по которому изготовление оксидного ядерного топлива с соотношением O/U=(2,00-2,02) осуществляют путем смешивания топливного порошка с усилителем роста зерен таким, как порошок U3O8, для регулирования микроструктуры. Смесь прессуют и спекают в окислительной среде с последующей обработкой в восстановительной атмосфере [патент ЕР 12915, G21C 3/62, опубл. 09.07.1980]. Недостатком данного способа является так же, как и в предыдущем способе, снижение механической прочности спеченных таблеток и, кроме того, сложность процесса спекания.
Известен способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов, включающий подготовку порошка диоксида урана, смешение его с сухим связующим, прессование и удаление связующего со спеканием в газообразной восстановительной среде [патент GB 2320800, G21C 3/62, опубл. 01.07.1998]. По этому способу подготовку порошка диоксида урана UO2 осуществляют через операцию уплотнения прессованием, грануляцией, окислением до U3O8, восстановлением в среде водорода до UO2 и измельчением. В качестве сухого связующего используют стеариновую кислоту, а спекание осуществляют при 1750°С в среде водорода. Недостатком известного способа является его многостадийность и то, что подготовка порошка через стадию его уплотнения требует проведения дополнительных операций прессования, грануляции, измельчения, а операция окисления требует последующей операции восстановления в среде водорода. Проведение дополнительных операций увеличивает вероятность отклонений от требований технологического регламента на каждой стадии, ведет к повышению экологической опасности производства из-за пыления и снижению производительности.
Известен способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов, включающий подготовку пресс-порошка диоксида урана с необходимой степенью обогащения, смешение с сухим связующим - стеаратом цинка [Zn(C17H35COO)2] и с порошком октаоксида триурана U3O8, прессование со смазкой в матрице, термическое удаление связующего, спекание таблеток в газообразной восстановительной среде [Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. /Под ред. Ф.Г. Решетникова. М.: Энергоатомиздат, 1995 г. Книга 1, с. 66-68, 93-94, 94-95, 96-100]. Недостатками данного способа являются снижение механической прочности спеченных таблеток и, кроме того, неоднородность по составу мелких и крупных частиц U3O8 даже при окислении на максимальной в данном способе температуре 350°С, сложность получения в спеченных таблетках на месте частиц U3O8 пористых участков заданных размеров и формы.
Известен способ изготовления таблеток керамического ядерного топлива [патент RU 2262756, G21C 3/62, опубл. 20.10.2005], включающий стадии подготовки пресс-порошка, его гранулирования, прессования и спекания полученных таблеток. Для изготовления таблеток используют порошки диоксида урана, диоксида плутония, а также стеарата цинка. Основным недостатком указанного способа является использование в производстве уран-плутониевых топливных таблеток в качестве сухого связующего стеарата цинка, поскольку в ходе спекания таблеток и термического разложения стеарата цинка продукты его разложения отлагаются в системе газоочистки, что создает серьезные проблемы их удаления в условиях дистанционно-обслуживаемых радиационно-защитных камер и боксов.
Наиболее близким к предлагаемому изобретению является выбранный в качестве прототипа способ изготовления таблетированного ядерного топлива [патент RU 2275700, G21C 3/62, опубл. 27.04.2006], заключающийся в подготовке пресс-порошка диоксида урана UO2, обогащенного ураном-235 до 5%, путем постадийного смешения с сухим связующим и с порошком оксида урана U3O8, прессовании, термическом удалении связующего, спекании таблетированного топлива в газообразной восстановительной среде, мокром шлифовании, сушке и отбраковке бракованного таблетированного топлива. В качестве сухого связующего используют до 0,4% к весу диоксида урана UO2 стеарат алюминия [Al(С17Н35СОО)3], при этом после перехода при спекании сухого связующего в жидкую фазу дальнейшее спекание осуществляют в режиме жидкой фазы. К недостаткам указанного способа относятся следующие. Возможность применения стеарата алюминия без образования наростов на стенках печи и в системе газоочистки возможно лишь в случае использования печей туннельного типа, имеющих зоны с различной температурой нагрева. При использовании печей другой конструкции (садочная печь и т.п.) неизбежно образование отложений продуктов термического разложения стеарата алюминия в системе газоочистки со сложностью их удаления с образованием дополнительного объема твердых радиоактивных отходов, в особенности в случае изготовления уран-плутониевого топлива в условиях дистанционно-обслуживаемых радиационно-защитных камер и боксов. Кроме того, присутствие алюминия в жидкой фазе в ходе спекания топливных таблеток может привести к его образованию в форме оксида алюминия на поверхности таблеток, что скажется на однородности изготавливаемых таблеток вследствие различных скоростей усадки и роста зерна, а также к его повышенному содержанию в качестве примеси в топливе.
Задачей изобретения является разработка способа изготовления таблетированного топлива с требуемыми характеристиками, уменьшение объема твердых радиоактивных отходов.
Поставленная задача достигается тем, что в способе изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов, включающем подготовку пресс-порошка, смешение с сухим связующим, прессование, термическое удаление связующего, спекание таблетированного топлива в газообразной восстановительной среде, пресс-порошок содержит диоксид урана или диоксид урана и диоксид плутония в количестве до 20% мас. в смеси диоксидов урана и плутония, в качестве сухого связующего применяют стеарат уранила [UO2(C17H35COO)2]. Вносимый в качестве сухого связующего стеарат уранила является одновременно пластификатором при прессовании таблеток, порообразователем при спекании таблеток и генератором, обеспечивающим введение в состав топливной композиции спекаемых таблеток сверхстехиометрического кислорода в виде образующегося в процессе октаоксида триурана, т.е. реализуется метод «возникающего реактива» при сохранении основных функций добавки на предшествующих стадиях. При использовании стеарата уранила температура процесса спекания не вызывает процессов плавления и кипения металла, входящего в состав сухого связующего (в отличие от цинка и алюминия).
Технический результат изобретения позволяет решить две задачи в одну стадию, что упрощает технологическую схему и снижает риски нарушения технологического процесса, исключает внесение в топливную композицию чужеродных компонентов и стабилизирует работу системы газоочистки с сокращением объема образующихся твердых радиоактивных отходов.
Пример осуществления изобретения.
Изготовление таблетированного оксидного ядерного топлива проводили следующим образом.
Подготовку пресс-порошка партии 1 проводили путем механического смешения навесок диоксида урана массой 80 г и диоксида плутония массой 20 г. После смешения в полученную смесь диоксидов урана и плутония вносили навеску стеарата уранила в количестве 0,5 г, проводили повторное перемешивание.
Далее осуществляли процесс прессования приготовленного порошка. Полученные топливные таблетки помещали в печь и проводили процесс спекания в течение 4 часов при температуре 1750°С в восстановительной среде (аргоно-водородная смесь с содержанием водорода 7-8%). После остывания печи выгружали полученные таблетки.
Подготовку пресс-порошка партии 2 проводили путем механического смешения навесок диоксида урана массой 80 г и диоксида плутония массой 20 г. После смешения в полученную смесь диоксидов урана и плутония вносили навеску стеарата цинка в количестве 0,5 г, проводили повторное перемешивание.
Далее осуществляли процесс прессования приготовленного порошка. Полученные топливные таблетки помещали в печь и проводили процесс спекания в течение 4 часов при температуре 1750°С в восстановительной среде (аргоно-водородная смесь с содержанием водорода 7-8%). После остывания печи выгружали полученные таблетки.
Исследование полученных топливных таблеток партий 1 и 2 проводили с помощью сканирующего электронного микроскопа. Плотность спеченных таблеток определяли путем гидростатических измерений.
Сравнительные результаты исследования таблеток, изготовленных при использовании стеарата уранила (партия 1) и стеарата цинка (партия 2), представлены в таблице 1.
Claims (2)
1. Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов, включающий подготовку пресс-порошка, смешение с сухим связующим, прессование, термическое удаление связующего, спекание таблетированного топлива в газообразной восстановительной среде, отличающийся тем, что пресс-порошок содержит диоксид урана или диоксид урана и диоксид плутония в количестве до 20 мас.% в смеси диоксидов урана и плутония, в качестве сухого связующего применяют стеарат уранила [UO2(C17H35COO)2].
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что содержание стеарата уранила в пресс-порошке составляет до 5 мас.%.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019103112A RU2701542C1 (ru) | 2019-02-04 | 2019-02-04 | Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019103112A RU2701542C1 (ru) | 2019-02-04 | 2019-02-04 | Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2701542C1 true RU2701542C1 (ru) | 2019-09-27 |
Family
ID=68063476
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2019103112A RU2701542C1 (ru) | 2019-02-04 | 2019-02-04 | Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2701542C1 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2765863C1 (ru) * | 2021-05-04 | 2022-02-03 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ изготовления таблетированного ядерного топлива |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1446067A (en) * | 1972-10-17 | 1976-08-11 | Gen Electric | Process for controlling end-point density of sintered uranium dioxide nuclear fuel bodies and products |
| GB2320800A (en) * | 1996-12-27 | 1998-07-01 | Doryokuro Kakunenryo | Nuclear fuel pellets |
| RU2262756C2 (ru) * | 2003-09-29 | 2005-10-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара" | Способ изготовления таблеток керамического ядерного топлива, устройство для его осуществления и контейнер |
| RU2275700C2 (ru) * | 2004-05-25 | 2006-04-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления таблетированного ядерного топлива |
-
2019
- 2019-02-04 RU RU2019103112A patent/RU2701542C1/ru active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1446067A (en) * | 1972-10-17 | 1976-08-11 | Gen Electric | Process for controlling end-point density of sintered uranium dioxide nuclear fuel bodies and products |
| GB2320800A (en) * | 1996-12-27 | 1998-07-01 | Doryokuro Kakunenryo | Nuclear fuel pellets |
| RU2262756C2 (ru) * | 2003-09-29 | 2005-10-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара" | Способ изготовления таблеток керамического ядерного топлива, устройство для его осуществления и контейнер |
| RU2275700C2 (ru) * | 2004-05-25 | 2006-04-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления таблетированного ядерного топлива |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2765863C1 (ru) * | 2021-05-04 | 2022-02-03 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ изготовления таблетированного ядерного топлива |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR100293482B1 (ko) | 핵연료소결체의제조방법 | |
| KR100287326B1 (ko) | 산화물 핵연료 소결체의 불량품을 재활용 하는 방법 | |
| JP6836992B2 (ja) | 少なくとも一種の金属酸化物のペレットを製造する方法 | |
| JPH01201191A (ja) | 核燃料 | |
| JPH0159556B2 (ru) | ||
| RU2701542C1 (ru) | Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов | |
| KR102276073B1 (ko) | 펠릿화된 핵 세라믹 연료의 제조 방법 | |
| US3641227A (en) | Manufacture of ceramic artefacts having pores | |
| RU2713619C1 (ru) | Таблетка ядерного топлива и способ её получения | |
| RU2522744C2 (ru) | Композиционный топливный модельный материал с инертной пористой металлической матрицей и способ его изготовления | |
| JPH0774833B2 (ja) | 二酸化ウラン焼結体の製造方法及び核燃料体 | |
| US3114689A (en) | Ceramic fuel for nuclear reactors | |
| KR101195448B1 (ko) | 사용후 핵연료를 이용한 판상 다공성 소결체의 제조방법 및 이에 따라 제조되는 판상 다공성 소결체 | |
| KR100969640B1 (ko) | 금속 이물질이 함유된 고연소도 사용후핵연료를 이용한핵연료 소결체 제조방법 | |
| US3761546A (en) | Method of making uranium dioxide bodies | |
| KR101331885B1 (ko) | 금속 핵연료 회수를 위한 개량된 전해환원용 다공성 ｕｏ２ 소결펠렛의 제조방법 및 이에 따라 제조되는 다공성 ｕｏ２ 소결펠렛 | |
| Beaver et al. | Effects of powder characteristics, additives and atmosphere on the sintering of sulfate-derived BeO | |
| KR20120068407A (ko) | 다공성 ＵＯ2＋ｘ 소결펠렛의 제조방법 | |
| US3230278A (en) | Method of manufacture of uranium dioxide having a high density | |
| US3025137A (en) | Production of sintered compacts of beryllia | |
| RU2148279C1 (ru) | Способ получения топливных таблеток | |
| JP4330391B2 (ja) | 核燃料ペレットの製造方法及び該方法で製造された核燃料ペレット | |
| RU2396611C1 (ru) | Способ изготовления таблеток ядерного топлива | |
| KR102334244B1 (ko) | 다공성 uo2 펠렛의 제조방법 및 이에 따라 제조되는 다공성 uo2 펠렛 | |
| RU2734692C1 (ru) | Способ получения топливных композиций на основе диоксида урана с добавкой выгорающего поглотителя нейтронов |