RU2785819C1 - Способ изготовления таблеток смешанного оксидного уран-плутониевого топлива - Google Patents
Способ изготовления таблеток смешанного оксидного уран-плутониевого топлива Download PDFInfo
- Publication number
- RU2785819C1 RU2785819C1 RU2022106633A RU2022106633A RU2785819C1 RU 2785819 C1 RU2785819 C1 RU 2785819C1 RU 2022106633 A RU2022106633 A RU 2022106633A RU 2022106633 A RU2022106633 A RU 2022106633A RU 2785819 C1 RU2785819 C1 RU 2785819C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- plutonium
- uranium
- fuel
- pellets
- powder
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 72
- -1 uranium-plutonium Chemical compound 0.000 title claims abstract description 62
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims abstract description 32
- 239000008188 pellet Substances 0.000 claims abstract description 64
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims abstract description 53
- 230000002950 deficient Effects 0.000 claims abstract description 32
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 claims abstract description 22
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 claims abstract description 22
- 238000000227 grinding Methods 0.000 claims abstract description 13
- 238000005245 sintering Methods 0.000 claims abstract description 10
- 238000003825 pressing Methods 0.000 claims abstract description 8
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N dioxouranium Chemical compound O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 48
- FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N Plutonium(IV) oxide Chemical compound [O-2].[O-2].[Pu+4] FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 47
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 42
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims description 30
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 30
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 27
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 26
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 claims description 13
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 11
- 230000000155 isotopic Effects 0.000 claims description 8
- 238000005469 granulation Methods 0.000 claims description 3
- 230000003179 granulation Effects 0.000 claims description 3
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 12
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 5
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 abstract description 4
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 abstract description 3
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 abstract description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 238000005303 weighing Methods 0.000 description 9
- GQPLMRYTRLFLPF-UHFFFAOYSA-N nitrous Oxide Chemical compound [O-][N+]#N GQPLMRYTRLFLPF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 6
- 238000002156 mixing Methods 0.000 description 6
- JCMLRUNDSXARRW-UHFFFAOYSA-N trioxouranium Chemical compound O=[U](=O)=O JCMLRUNDSXARRW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 5
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 4
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000001272 nitrous oxide Substances 0.000 description 4
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 4
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 4
- MYMOFIZGZYHOMD-UHFFFAOYSA-N oxygen Chemical compound O=O MYMOFIZGZYHOMD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- PSPBAKLTRUOTFX-UHFFFAOYSA-N [O-2].[Pu+4].[U+6].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2] Chemical compound [O-2].[Pu+4].[U+6].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2] PSPBAKLTRUOTFX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 3
- XGZVUEUWXADBQD-UHFFFAOYSA-L lithium carbonate Chemical compound [Li+].[Li+].[O-]C([O-])=O XGZVUEUWXADBQD-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 3
- 239000000314 lubricant Substances 0.000 description 3
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 3
- 102200052313 POLD1 G21C Human genes 0.000 description 2
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 238000005755 formation reaction Methods 0.000 description 2
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- CYVRDLGFKVSGFV-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U] CYVRDLGFKVSGFV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000004014 plasticizer Substances 0.000 description 2
- 229910000442 triuranium octoxide Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000004604 Blowing Agent Substances 0.000 description 1
- 229910052688 Gadolinium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- 238000005275 alloying Methods 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminum Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N carbon Chemical group [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000875 corresponding Effects 0.000 description 1
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 239000000428 dust Substances 0.000 description 1
- 239000008187 granular material Substances 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 238000000265 homogenisation Methods 0.000 description 1
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000005461 lubrication Methods 0.000 description 1
- KREXGRSOTUKPLX-UHFFFAOYSA-N octadecanoic acid;zinc Chemical compound [Zn].CCCCCCCCCCCCCCCCCC(O)=O.CCCCCCCCCCCCCCCCCC(O)=O KREXGRSOTUKPLX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- 229920002102 polyvinyl toluene Polymers 0.000 description 1
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 1
- 230000035755 proliferation Effects 0.000 description 1
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 1
- 229910052761 rare earth metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002994 raw material Substances 0.000 description 1
- 238000004064 recycling Methods 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010703 silicon Substances 0.000 description 1
- 239000002900 solid radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 1
- 238000009475 tablet pressing Methods 0.000 description 1
Abstract
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в технологии изготовления керамического оксидного уран-плутониевого ядерного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов на быстрых и тепловых нейтронах. Способ изготовления таблеток смешанного оксидного уран-плутониевого топлива включает операции подготовки пресс-порошка, гранулирования, прессования, спекания и, при необходимости, шлифования полученных таблеток. Дополнительно содержит порошок, полученный в результате окисления бракованных спеченных таблеток уран-плутониевого топлива, в количестве до 20 мас.%. Изобретение позволяет утилизировать бракованные таблетки уран-плутониевого топлива с сокращением объема образующихся радиоактивных отходов. 9 з.п. ф-лы, 8 табл.
Description
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в технологии изготовления керамического оксидного уран-плутониевого ядерного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов на быстрых и тепловых нейтронах.
Стратегическими задачами развития современной атомной энергетики являются разработка и внедрение новых энергетических технологий, предполагающих параллельную эксплуатацию реакторов на тепловых и быстрых нейтронах, объединенных общим замкнутым ядерным топливным циклом,
а также повышение ее эффективности, включая обеспечение экономической конкурентоспособности новых атомных электростанций с учетом их полного жизненного цикла. Необходимость создания, в рамках решения вышеуказанных задач, ряда предприятий замкнутого ядерного топливного цикла по обращению с отработавшим ядерным топливом, радиоактивными отходами и производству топлива из регенерированных ядерных материалов (урана и плутония), определяет актуальность вопросов повышения экономической эффективности производства ядерного топлива и его комплектующих.
Для совершенствования технологий изготовления ядерного топлива с целью повышения качественных характеристик топлива в процессе фабрикации применяют различные добавки: «сухие» и «мокрые» пластификаторы, легирующие добавки (кремний, алюминий), порообразователи, а также триурана октаоксид (или закись-окись урана) и оксиды редкоземельных элементов в качестве выгорающих поглотителей в технологии уранового ядерного топлива.
Применяемые в настоящее время промышленные технологии изготовления таблетированного оксидного уран-плутониевого топлива предусматривают на этапе приготовления пресс-порошка механическое смешивание раздельно полученных диоксидов урана и плутония. При этом обращение с несоответствующими требованиям конструкторской документации (некондиционными) таблетками (по показателям «внешний вид», «масса топливного столба», «плотность», «геометрические размеры», «массовая доля плутония» и др.) предполагает их временное хранение с последующей радиохимической переработкой без возможности оперативного «рецикла» - возврата урана и плутония в производственный цикл изготовления таблеток.
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. Таблетки смешанного уран-плутониевого топлива получают и уранового топлива скорректированного обогащения получают из исходных порошков диоксида урана и диоксида плутония, а также из исходных порошков диоксида низкообогащенного урана и диоксида высокообогащенного урана соответственно. Подшихтовка оборотов (некондиционных) таблеток на этапе подготовки пресс-порошка в известном способе не предусмотрена.
Известен способ изготовления таблеток ядерного топлива [патент RU 2396611, G21C 3/62, опубл. 10.08.2010], включающий приготовление закиси-окиси, приготовление пресс-порошка, прессование, спекание и шлифование. На стадии приготовления закиси-окиси в качестве сырья используют как бракованные спеченные таблетки, так и шлифованную пыль и порошок UO2 с отличным от требуемого технической документацией содержанием в таблетках U-235, U-236 и других изотопов урана, а на стадии приготовления пресс-порошка полученную закись-окись в шихту добавляют в количестве до 20 мас. %, причем достижение требуемого технической документацией содержания U-235, U-236 и других изотопов урана в таблетках достигают путем варьирования количества добавок в шихту закиси-окиси как отдельно, так и в смесях с порошком UO2 в зависимости от содержания в них U-235, U-236 и других изотопов урана. Указанный способ адаптирован применительно к технологии изготовления уранового и уран-гадолиниевого таблетированного ядерного топлива. Используемые для окисления (U, Gd)3O8 и U3O8 печи типа ПНТ и печи ПНТ-ПВТ для спекания готовых таблеток требуют доработки, поскольку не отвечают требованиям, предъявляемым к оборудованию для работы с плутонием, в части трехзонной компоновки оборудования, герметичности оборудования и т.п.
Наиболее близким к предлагаемому изобретению является выбранный в качестве прототипа способ изготовления уран-плутониевого топлива, включающий операцию переработки некондиционных таблеток уран-плутониевого МОКС-топлива (скрапа) с выделением и очисткой плутония для последующего его возврата в форме диоксида в производство МОКС-топлива [Производство МОКС-топлива на ФЯО ФГУП «ГХК» / Сборник докладов отраслевой конференции по теме «Замыкание топливного цикла ядерной энергетики на базе реакторов на быстрых нейтронах», Томск, 2018, с. 259-261]. Основным недостатком данного способа является удорожание производства уран-плутониевого топлива вследствие необходимости реализации радиохимической переработки некондиционных спеченных таблеток уран-плутониевого МОКС-топлива (скрапа) для повторного вовлечения ядерных материалов в производственный цикл изготовления топлива, в том числе, с учетом образования дополнительного объема жидких радиоактивных отходов, что обуславливает необходимость наличия соответствующей производственной инфраструктуры и схемы переработки.
Задачей изобретения является разработка способа изготовления таблеток смешанного оксидного уран-плутониевого топлива с требуемыми характеристиками, уменьшение объема твердых радиоактивных отходов с вовлечением спеченных некондиционных уран-плутониевых таблеток в процесс фабрикации.
Поставленная задача достигается тем, что в способе изготовления таблеток смешанного оксидного уран-плутониевого топлива, включающем операции подготовки пресс-порошка, гранулирования, прессования, спекания и, при необходимости, шлифования полученных таблеток, на операции подготовки пресс-порошка исходная смесь диоксидов урана и плутония, с содержанием плутония в уран-плутониевом топливе до 30% мас, дополнительно содержит порошок, полученный в результате окисления несоответствующих требованиям конструкторской документации (бракованных) спеченных таблеток уран-плутониевого топлива, в количестве до 20% мас.
В частном случае процесс окисления несоответствующих требованиям конструкторской документации (бракованных) спеченных таблеток уран-плутониевого топлива проводят при температуре 350±50°С в течение 6-8 часов. Процесс окисления проводят в муфельной печи в радиационно-защитном боксе.
Полученный после окисления бракованных спеченных таблеток уран-плутониевого топлива порошок представляет собой смесь оксидов урана и плутония. Наличие в окисленном порошке октаоксида триурана (или закиси-окиси урана) оказывает положительный эффект на процесс изготовления таблеток, который на этапе спекания таблеток уран-плутониевого топлива при температуре до 1800°С в восстановительной атмосфере заключается в дожигании остатков углерода (от разложения пластификатора и сухой смазки) выделяющимся в процессе восстановления закиси-окиси урана кислородом, а также способствует повышению качества готовой продукции, поскольку опытом производства уранового ядерного топлива подтвержден факт снижения образования трещин в спеченных таблетках при подшихтовке закиси-окиси урана к исходному диоксиду урана на этапе подготовки пресс-порошка. С учетом содержащейся в порошке после окисления бракованных спеченных таблеток уран-плутониевого топлива закиси-окиси урана возможно регулировать микроструктуру и плотность готовых уран-плутониевых таблеток. При этом увеличение содержания получаемого после окисления порошка более 20 мас. % в исходной смеси диоксидов урана и плутония нецелесообразно, поскольку при этом может наблюдаться существенное снижение плотности спеченных уран-плутониевых таблеток (по аналогии с производством уранового ядерного топлива).
Вовлечение в процесс фабрикации уран-плутониевого топлива на этапе подготовки пресс-порошка измельченных бракованных спеченных таблеток, не прошедших операцию предварительного окисления при нагревании (является отличительным признаком заявленного изобретения), не позволяет достичь высокого выхода в годное продукции, а также снижает ресурс работы пресс-инструмента вследствие существенной разницы плотностей измельченных бракованных спеченных таблеток (включая твердость измельченных частиц) и исходной смеси диоксидов урана и плутония.
В частном случае номинальное содержание (массовая доля) плутония в окисляемых несоответствующих требованиям конструкторской документации (бракованных) спеченных таблетках уран-плутониевого топлива соответствует номинальному содержанию (массовой доле) плутония в исходной смеси диоксидов урана и плутония. В другом частном случае окисляемые несоответствующие требованиям конструкторской документации (бракованные) спеченные таблетки уран-плутониевого топлива, а также диоксиды урана и плутония в исходной смеси, изготовлены из одних партий порошка диоксида урана и диоксида плутония (одного изотопного состава).
При номинальном содержании (массовой доле) плутония и изотопном составе урана и плутония в окисляемых несоответствующих требованиям конструкторской документации (бракованных) спеченных таблетках уран-плутониевого топлива, отличном от номинального содержания (массовой доли) плутония и изотопного состава урана и плутония в исходной смеси диоксидов урана и плутония, в частном случае, проводят либо варьирование количества добавляемого окисленного порошка в исходную смесь диоксидов урана и плутония в пределах 20% мас, либо проводят окисление нескольких партий бракованных спеченных таблеток, подобранных таким образом, чтобы обеспечить при добавке полученного окисленного порошка в исходную смесь диоксидов урана и плутония соответствие готовой продукции (таблеток уран-плутониевого топлива) требованиям конструкторской документации.
Для обеспечения однородности физическо-химических свойств разных партий порошков, полученных в результате окисления несоответствующих требованиям конструкторской документации (бракованных) спеченных таблеток уран-плутониевого топлива, проводят их механическое усреднение. В частном случае для механического усреднения используют смеситель типа «пьяная бочка».
Технический результат изобретения обеспечивает решение вопроса утилизации бракованных таблеток уран-плутониевого топлива с сокращением объема образующихся радиоактивных отходов, что позволяет улучшить технико-экономические показатели производства уран-плутониевого топлива, включая увеличение выхода в годное продукции. Технический результат изобретения также способствует соблюдению режима нераспространения ядерных материалов.
Примеры осуществления изобретения.
Пример 1.
Изготовление таблеток смешанного оксидного уран-плутониевого топлива проводили следующим образом.
Готовили партию смеси навесок порошков диоксида урана марки РАЗ (52000-34 ТУ) массой 15962 г, диоксида плутония (2Б. 12865 ТУ, ФГУП «ГХК») массой 238 г и порошка, полученного в результате окисления бракованных спеченных таблеток уран-плутониевого топлива, массой 1800 г, что составляло 10% мас. от общей массы партии.
В качестве бракованных таблеток использовали таблетки оксидного уран-плутониевого топлива с массовой долей плутония 1,213%. Расчетная массовая доля плутония в исходной смеси навесок порошков диоксида урана и диоксида плутония при этом составляла 1,317%. Для подготовки навески диоксида урана в исходной смеси порошков и изготовления таблеток, впоследствии забракованных и использованных для окисления, использовали одну партию порошка диоксида урана (одного изотопного состава). Для подготовки навески диоксида плутония в исходной смеси порошков и изготовления таблеток, впоследствии забракованных и использованных для окисления, использовали разные партии порошка диоксида плутония с отличным содержанием изотопов Pu-238, Pu-239, Pu-240, Pu-241, Pu-242.
Процесс окисления бракованных таблеток проводили в муфельной печи Carbolite GERO AAF 11/3, размещенной в радиационно-защитном перчаточном боксе с выдержкой в течение 6 часов при 350°С.После охлаждения и разгрузки печи навеску полученного порошка усредняли в смесителе TURBULA Т10 В (смеситель типа «пьяная бочка»).
Навески от партии смеси порошков диоксидов урана, плутония и окисленного порошка также предварительно усредняли в смесителе TURBULA T2F и Т10 В в течение 30 минут.
Операции измельчения, смешивания, гранулирования полученной смеси порошков после усреднения проводили путем обработки навесок в шаровой вибромельнице МВ-0,01 в течение 50 минут.
После окончания обработки полученный гранулят выгружали из вибромельницы в биконусный контейнер, смешивали с сухой смазкой (стеаратом цинка) и далее передавали на операцию прессования таблеток. Прессование проводили на роторном прессе Courtoy R57.
Полученные таблетки в лодочках помещали в садочную печь и проводили процесс спекания при выдержке в течение 4 часов при температуре 1800°С в восстановительной среде (аргоно-водородная смесь с содержанием водорода 7-8%). После остывания печи выгружали полученные таблетки.
Далее спеченные таблетки направляли на операцию шлифования. Для шлифования использовали автомат специальный круглошлифовальный бесцентровой ВШ-826М.
Результаты химического анализа изготовленных таблеток уран-плутониевого топлива, представлены в таблице 1.
Значения кислородного коэффициента составили 2,001-2,002. Результаты измерения плотности спеченных таблеток уран-плутониевого топлива представлены в таблице 2.
Результаты измерения параметров микроструктуры полученных таблеток уран-плутониевого топлива, представлены в таблице 3.
Результаты анализа доспекаемости (термической стабильности по диаметру) полученных таблеток после шлифования: для индивидуальных значений - 0,17-0,22%, для группового показателя (среднего значения по партии)-0,18%.
Качество изготовленных таблеток соответствует современным требованиям, предъявляемым к таблетированному оксидному уран-плутониевому топливу для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов на тепловых нейтронах (типа ВВЭР).
Пример 2.
Изготовление таблеток смешанного оксидного уран-плутониевого топлива проводили следующим образом.
Готовили партию смеси навесок порошков диоксида урана марки РАЗ (52000-34 ТУ) массой 9459 г, диоксида плутония (2Б. 12865 ТУ, ФГУП «ГХК») массой 141 г и порошка, полученного в результате окисления бракованных спеченных таблеток уран-плутониевого топлива, массой 2400 г, что составляло 20% мас. от общей массы партии.
В качестве бракованных таблеток использовали таблетки оксидного уран-плутониевого топлива с массовой долей плутония 1,323%. Расчетная массовая доля плутония в исходной смеси навесок порошков диоксида урана и диоксида плутония при этом составляла 1,317%. Бракованные спеченные таблетки уран-плутониевого топлива, а также диоксиды урана и плутония в исходной смеси, были изготовлены из одних партий порошка диоксида урана и диоксида плутония (одного изотопного состава).
Процесс окисления бракованных таблеток проводили в муфельной печи Carbolite GERO AAF 11/3, размещенной в радиационно-защитном перчаточном боксе с выдержкой в течение 8 часов при 400°С. После охлаждения и разгрузки печи навеску полученного порошка усредняли в смесителе TURBULA Т10 В (смеситель типа «пьяная бочка»).
Дальнейшее изготовление таблеток смешанного оксидного уран-плутониевого топлива, включая операции предварительного усреднения, измельчения, смешивания, гранулирования, смешения с сухой смазкой, прессования, спекания и шлифования, проводили аналогично примеру 1.
Результаты химического анализа изготовленных таблеток уран-плутониевого топлива, представлены в таблице 4.
Значения кислородного коэффициента составили 2,000-2,001. Результаты измерения плотности спеченных таблеток уран-плутониевого топлива представлены в таблице 5.
Результаты измерения параметров микроструктуры полученных таблеток уран-плутониевого топлива, представлены в таблице 6.
Максимальный диаметр Фере отдельных пор на поле шлифа для всех отобранных для анализа проб составил менее 50 мкм.
Результаты анализа доспекаемости (термической стабильности по диаметру) полученных таблеток после шлифования: для индивидуальных значений - 0,16-0,18%, для группового показателя (среднего значения по партии) - 0,17%.
Качество изготовленных таблеток соответствует современным требованиям, предъявляемым к таблетированному оксидному уран-плутониевому топливу для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов на тепловых нейтронах (типа ВВЭР).
Пример 3.
Изготовление таблеток смешанного оксидного уран-плутониевого топлива проводили следующим образом.
Готовили партию смеси навесок порошков диоксида урана марки У1П (52 000-28 ТУ) массой 14946 г, диоксида плутония марки «Б» (2Б. 11993 ТУ, ФГУП «ГХК») массой 2654 г и порошка, полученного в результате окисления бракованных спеченных таблеток уран-плутониевого топлива, массой 2400 г, что составляло 12% мае. от общей массы партии.
В качестве бракованных таблеток использовали таблетки оксидного уран-плутониевого топлива с номинальным содержанием (массовой долей) плутония, соответствующим номинальному содержанию (массовой доле) плутония
в исходной смеси порошков диоксидов урана и плутония. Окисляемые бракованные спеченные таблетки уран-плутониевого топлива, а также диоксиды урана и плутония в исходной смеси, были изготовлены из одних партий порошка диоксида урана и диоксида плутония (одного изотопного состава).
Процесс окисления бракованных таблеток проводили в муфельной печи Carbolite GERO AAF 11/3, размещенной в радиационно-защитном перчаточном боксе с выдержкой в течение 7 часов при 350°С. После охлаждения и разгрузки печи навеску полученного порошка усредняли в смесителе TURBULA Т10 В (смеситель типа «пьяная бочка»).
Предварительное усреднение навесок от партии смеси порошков диоксидов урана, плутония и окисленного порошка, а также последующие операции измельчения, смешивания, гранулирования полученной смеси, смешение с сухой смазкой и прессования таблеток проводили аналогично примеру 1.
Полученные таблетки в лодочках помещали в садочную печь и проводили процесс спекания при выдержке в течение 6 часов при температуре 1750°С в восстановительной среде (аргоно-водородная смесь с содержанием водорода 7-8%). После остывания печи выгружали полученные таблетки.
Результаты химического анализа изготовленных таблеток уран-плутониевого топлива, представлены в таблице 7.
Значения атомного отношения кислорода к сумме урана и плутония составили 1,979-1,981.
Результаты измерения плотности спеченных таблеток уран-плутониевого топлива представлены в таблице 8.
По результатам измерения параметров микроструктуры полученных таблеток уран-плутониевого топлива значения среднего условного размера зерна составили 6,6-6,9 мкм. Максимальные линейные размеры участков с повышенным содержанием плутония (от номинального значения в два раза) составили (для всех проб) менее 40 мкм.
Качество изготовленных таблеток соответствует современным требованиям, предъявляемым к таблетированному оксидному уран-плутониевому топливу для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов на быстрых нейтронах (типа БН).
Claims (10)
1. Способ изготовления таблеток смешанного оксидного уран-плутониевого топлива, включающий операции подготовки пресс-порошка, гранулирования, прессования, спекания и, при необходимости, шлифования полученных таблеток, отличающийся тем, что на операции подготовки пресс-порошка исходная смесь диоксидов урана и плутония, с содержанием плутония в уран-плутониевом топливе до 30 мас.%, дополнительно содержит порошок, полученный в результате окисления бракованных спеченных таблеток уран-плутониевого топлива, в количестве до 20 мас.%.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что процесс окисления бракованных спеченных таблеток уран-плутониевого топлива проводят при температуре 350±50°С в течение 6-8 часов.
3. Способ по п. 2, отличающийся тем, что окисление проводят в муфельной печи в радиационно-защитном боксе.
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что массовая доля плутония в окисляемых бракованных спеченных таблетках уран-плутониевого топлива соответствует массовой доле плутония в исходной смеси диоксидов урана и плутония.
5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что окисляемые бракованные спеченные таблетки уран-плутониевого топлива, а также диоксиды урана и плутония в исходной смеси, имеют один изотопный состав.
6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что массовая доля плутония и изотопный состав урана и плутония в окисляемых бракованных спеченных таблетках уран-плутониевого топлива отличается от массовой доли плутония и изотопного состава урана и плутония в исходной смеси диоксидов урана и плутония.
7. Способ по пп. 1 и 6, отличающийся тем, что проводят варьирование количества добавляемого окисленного порошка в исходную смесь диоксидов урана и плутония в пределах 20 мас.%.
8. Способ по п. 6, отличающийся тем, что проводят окисление нескольких партий бракованных спеченных таблеток, подобранных таким образом, чтобы обеспечить при добавке полученного окисленного порошка в исходную смесь диоксидов урана и плутония соответствие полученных таблеток уран-плутониевого топлива требованиям конструкторской документации.
9. Способ по пп. 1, 4, 5 и 6, отличающийся тем, что проводят механическое усреднение разных партий порошка, полученного в результате окисления бракованных спеченных таблеток уран-плутониевого топлива.
10. Способ по п. 9, отличающийся тем, что для механического усреднения используют смеситель типа «пьяная бочка».
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2785819C1 true RU2785819C1 (ru) | 2022-12-13 |
Family
ID=
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2152087C1 (ru) * | 1998-11-25 | 2000-06-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления таблетированного ядерного топлива из отходов окислов урана и устройство для его осуществления |
| RU2253913C2 (ru) * | 2003-05-23 | 2005-06-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ получения топливных таблеток для тепловыделяющих элементов из диоксида урана (варианты) |
| RU2396611C1 (ru) * | 2009-07-27 | 2010-08-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Способ изготовления таблеток ядерного топлива |
| FR2998288A1 (fr) * | 2012-11-19 | 2014-05-23 | Commissariat Energie Atomique | Procede de preparation d'une composition a base d'au moins un oxyde comprenant de l'uranium autre que u3o8 et utilisation de cette composition pour la fabrication d'un combustible nucleaire dense |
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2152087C1 (ru) * | 1998-11-25 | 2000-06-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления таблетированного ядерного топлива из отходов окислов урана и устройство для его осуществления |
| RU2253913C2 (ru) * | 2003-05-23 | 2005-06-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ получения топливных таблеток для тепловыделяющих элементов из диоксида урана (варианты) |
| RU2396611C1 (ru) * | 2009-07-27 | 2010-08-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Способ изготовления таблеток ядерного топлива |
| FR2998288A1 (fr) * | 2012-11-19 | 2014-05-23 | Commissariat Energie Atomique | Procede de preparation d'une composition a base d'au moins un oxyde comprenant de l'uranium autre que u3o8 et utilisation de cette composition pour la fabrication d'un combustible nucleaire dense |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Сборник докладов отраслевой конференции по теме "Замыкание топливного цикла ядерной энергетики на базе реакторов на быстрых нейтронах", Томск, 2018, с. 259-261. * |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2352004C2 (ru) | СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ТАБЛЕТОК ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА ОСНОВЕ СМЕШАННОГО ОКСИДА (U, Pu)O2 ИЛИ (U, Th)O2 | |
| US5841200A (en) | Process for the production of nuclear fuel pellets based on mixed (U, Pu)O2 oxide with the addition of an organic, sulphur product | |
| US4247495A (en) | Method of producing PuO2 /UO2 /-nuclear fuels | |
| Yoshimochi et al. | Fabrication technology for MOX fuel containing AmO2 by an in-cell remote process | |
| RU2785819C1 (ru) | Способ изготовления таблеток смешанного оксидного уран-плутониевого топлива | |
| Balakrishna | ThO2 and (U, Th) O2 Processing-A Review | |
| US6783706B1 (en) | Method for dry process recycling of mixed (U,Pu)O2 oxide nuclear fuel waste | |
| Bernard | Advanced fuel fabrication | |
| MacLeod et al. | Development of mixed-oxide fuel manufacture in the United Kingdom and the influence of fuel characteristics on irradiation performance | |
| RU2772886C1 (ru) | Способ изготовления таблетированного уран-плутониевого топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов | |
| JP4863315B2 (ja) | 高速増殖炉用核燃料ペレットの製造方法 | |
| JP4863313B2 (ja) | 高速増殖炉サイクルにおける高速増殖炉用核燃料ペレットの製造方法 | |
| JP4863314B2 (ja) | 転動造粒による高速増殖炉用核燃料ペレットの製造方法 | |
| Eidson | Comparison of physical chemical properties of powders and respirable aerosols of industrial mixed uranium and plutonium oxide fuels. Technical report | |
| KR100969640B1 (ko) | 금속 이물질이 함유된 고연소도 사용후핵연료를 이용한핵연료 소결체 제조방법 | |
| Lee et al. | Remote fabrication of DUPIC fuel pellets in a hot cell under quality assurance program | |
| RU221159U1 (ru) | Установка технологической подготовки порошков для изготовления уран-плутониевого топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов | |
| KR100969644B1 (ko) | 고연소도 사용후핵연료를 이용한 핵연료 소결체 제조방법 | |
| Durand et al. | Preliminary developments of MTR plates with uranium nitride | |
| Mishra et al. | Fabrication of Nuclear Fuel Elements | |
| Apalkov et al. | R&D Results for Designing Technology and Manufacturing of Pelletized Remix Fuel at FSUE Mining and Chemical Complex for VVER-1000 Reactor Plants | |
| JP2010190720A (ja) | 混練造粒による高速増殖炉用核燃料ペレットの製造方法 | |
| Borland et al. | Evaluation of aqueous and powder processing techniques for production of Pu-238 fueled general purpose heat sources | |
| Naestren et al. | Synthesis route for the safe production of targets for transmutation of plutonium and minor actinides | |
| Ohai | Technologies for manufacturing UO 2 sintered pellets to fuel burnup extension |