RU2813642C1 - Способ изготовления таблетированного топлива из уран-молибденовых порошков - Google Patents
Способ изготовления таблетированного топлива из уран-молибденовых порошков Download PDFInfo
- Publication number
- RU2813642C1 RU2813642C1 RU2023101192A RU2023101192A RU2813642C1 RU 2813642 C1 RU2813642 C1 RU 2813642C1 RU 2023101192 A RU2023101192 A RU 2023101192A RU 2023101192 A RU2023101192 A RU 2023101192A RU 2813642 C1 RU2813642 C1 RU 2813642C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- molybdenum
- tablets
- powder
- fuel
- Prior art date
Links
- 239000000843 powder Substances 0.000 title claims abstract description 74
- KTEXACXVPZFITO-UHFFFAOYSA-N molybdenum uranium Chemical compound [Mo].[U] KTEXACXVPZFITO-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 62
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 42
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 19
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims abstract description 17
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 42
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 33
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 claims abstract description 33
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 claims abstract description 33
- 239000008188 pellet Substances 0.000 claims abstract description 26
- 238000003825 pressing Methods 0.000 claims abstract description 23
- 238000005245 sintering Methods 0.000 claims abstract description 22
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 claims abstract description 21
- 239000011230 binding agent Substances 0.000 claims abstract description 20
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 claims abstract description 17
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 claims abstract description 17
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 10
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims description 8
- 238000001035 drying Methods 0.000 claims description 6
- 238000000227 grinding Methods 0.000 claims description 4
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 claims description 3
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 abstract description 12
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 11
- 239000012300 argon atmosphere Substances 0.000 abstract description 6
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 abstract description 6
- 239000002184 metal Substances 0.000 abstract description 6
- 239000004014 plasticizer Substances 0.000 abstract description 6
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 229910001182 Mo alloy Inorganic materials 0.000 description 13
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 13
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 13
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 10
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 10
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 8
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 8
- 238000004544 sputter deposition Methods 0.000 description 8
- 239000008240 homogeneous mixture Substances 0.000 description 6
- 238000011068 loading method Methods 0.000 description 6
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 6
- PEDCQBHIVMGVHV-UHFFFAOYSA-N Glycerine Chemical compound OCC(O)CO PEDCQBHIVMGVHV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000003068 static effect Effects 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 3
- 239000004372 Polyvinyl alcohol Substances 0.000 description 2
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 2
- 239000012298 atmosphere Substances 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 235000011187 glycerol Nutrition 0.000 description 2
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 2
- 238000005191 phase separation Methods 0.000 description 2
- 229920002451 polyvinyl alcohol Polymers 0.000 description 2
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 2
- 238000001238 wet grinding Methods 0.000 description 2
- 229910008894 U—Mo Inorganic materials 0.000 description 1
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000032683 aging Effects 0.000 description 1
- 238000005275 alloying Methods 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 230000018109 developmental process Effects 0.000 description 1
- 229910003460 diamond Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010432 diamond Substances 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 239000002706 dry binder Substances 0.000 description 1
- 238000009837 dry grinding Methods 0.000 description 1
- 238000005265 energy consumption Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 238000004806 packaging method and process Methods 0.000 description 1
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 1
- 238000004321 preservation Methods 0.000 description 1
- 230000008569 process Effects 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 230000009466 transformation Effects 0.000 description 1
- 238000000844 transformation Methods 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 1
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
Abstract
Изобретение относится к способу изготовления таблетированного топлива из уран-молибденовых порошков и может быть использовано при изготовлении топливных таблеток из уран-молибденовых металлических порошков, обогащенных ураном 235 до 7%, для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. Спекание таблеток осуществляют в инертной среде аргона в температурном диапазоне от 1100 до 1155°С. В качестве исходного порошка используют уран-молибденовый порошок с размером фракции 160 мкм с содержанием молибдена от 9,0 до 10,5 мас.%. При этом порошок предварительно нагревают при температуре 500°С в течение 10-20 часов (в среде аргона) с последующим холодным прессованием таблеток в матрице усилием до 950 МПа. Возможен вариант осуществления способа, в котором при изготовления уран-молибденовых таблеток со связующим веществом (пластификатором) перед спеканием таблетки нагревают в среде аргона от 300 до 450°С в течение 2-4 часов для удаления связующего. Техническим результатом является увеличение ураноемкости топлива, уменьшение количества тепла, накопленного в активной зоне ядерного реактора, и снижение энерговыделения в случае нарушения нормальных условий эксплуатации ядерного реактора, что позволит повысить безопасность и аварийную устойчивость реактора. 2 н. и 8 з.п. ф-лы, 1 ил.
Description
ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ
Изобретение относится к атомной промышленности и может быть использовано при изготовлении топливных таблеток из уран-молибденовых металлических порошков обогащенных ураном 235 до 7% для тепловыделяющих элементов (твэл) ядерных реакторов.
ПРЕДШЕСТВУЮЩИЙ УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ
Общеизвестная стандартная технология получения топливных таблеток при производстве керамического ядерного топлива из диоксида урана (обогащенного ураном 235 до 5%) включает: получение и подготовку пресс-порошка диоксида урана (в смеси со связующим), прессование таблеток в матрице, спекание таблеток в газообразной среде, сухое или мокрое шлифование таблеток, сушку и контроль таблеток на соответствие требованиям технических условий и чертежа, упаковку годной продукции, передачу ее на снаряжение твэлов ядерных реакторов (Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Под редакцией Ф.Г. Решетникова - М.: Энергоатомиздат, 1995 г., книга 1, с. 93 - с. 106).
Известен способ получения уран-молибденового сплава U-9 мас. % молибдена при помощи холодного прессования с последующим спеканием [Eiss A.L. Kalish H.S. 3rd Nucl. Eng. And Sci. Conference, USA, Paper 178,1958]. В данном способе порошки урана и молибдена смешивали в течение 2 часов без добавления связующего вещества. После смешивания порошков урана и молибдена осуществляли прессование с получением брикетов длиной ~ 4,5 см и квадратным сечением 1,9 см на 1,9 см, в также брикетов цилиндрической формы. Спекание осуществляли в течение 4 часов в вакууме при температуре 1150°С. Металлографическая проверка холоднопрессованных и спеченных образцов показала, что сплавляемые элементы полностью реагируют друг с другом. Плотность полученных таблеток составила 17,18 г/см3.
Недостатком данного способа является то, что в полученных таким способом образцах наблюдается неравномерное распределение молибдена по всему объему и необходимость создания высокого давления при холодном прессовании смешанных порошков урана и молибдена.
Известен также способ изготовления керамических топливных таблеток для твэлов ядерного реактора, включающий: подготовку пресс-порошка диоксида урана в смеси со связующим, прессование таблеток в две стадии и их спекание (см. патент РФ №2421834, МПК G21C 3/02, БИ №17 от 20.06.2011 г.).
Недостатком данного способа является двух стадийность прессования таблеток из диоксида урана и использование пластификатора при приготовлении пресс-порошка.
Наиболее близким является способ изготовления керамических топливных таблеток для твэлов ядерного реактора (патент РФ №2360308 МПК G21C 3/62, БИ №18 от 27.06.2009 г.), включающий: подготовку пресс-порошка диоксида урана, обогащенного ураном 235 до 1,6 - 5%, постадийное смешивание с сухим связующим (не содержащим металлы) и порошком закиси-окиси урана, прессование таблеток в матрице, термическое удаление связующего, спекание таблеток в газообразной восстановительной среде, мокрое шлифование таблеток алмазным кругом, сушку и отбраковку таблеток.
Недостатком способа является то, что способ требует значительных энергозатрат при прессовании, а также полученное топливо обладает меньшей ураноемкостью.
РАСКРЫТИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Задачей изобретения является разработка способа изготовления таблетированного топлива из уран-молибденовых сплавов обогащенных по урану 235 до 7% для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов, при использовании которого повышается безопасность условий эксплуатации ядерного реактора и эффективность его работы.
Технический результат предлагаемого изобретения по первому и второму варианту направлен на получение уран-молибденовых таблеток обогащенных по урану 235 до 7% для твэлов ядерных реакторов, что приводит к увеличению ураноемкости топлива, уменьшению количества тепла, накопленного в активной зоне ядерного реактора и снижению энерговыделения в случае нарушения нормальных условий эксплуатации ядерного реактора, что позволит повысить его безопасность и аварийную устойчивость.
Технический результат по первому варианту достигается в способе изготовления таблетированного топлива из уран-молибденовых порошков для тепловыделяющих элементов ядерного реактора, включающем подготовку порошка, прессование таблеток в матрице, спекание их в газообразной среде, шлифование, сушку, отбраковку таблеток, причем спекание таблеток осуществляют в инертной среде, а в качестве исходного порошка используют уран-молибденовый порошок с обогащением по урану 235 до 7% и с содержанием молибдена от 9,0 до 10,5 мас. %. Размер фракции уран- молибденового порошка составляет не более 160 мкм. Перед прессованием таблеток в матрице уран-молибденовый порошок нагревают в среде аргона при температуре 500°С в течение 10-20 часов. Прессование таблеток в матрице осуществляют усилием до 950 МПа. Спекание таблеток проводят в среде аргона при температуре 1100°С - 1155°С в течение 4-12 часов.
Технический результат по второму варианту достигается в способе изготовления таблетированного топлива из уран-молибденовых порошков для тепловыделяющих элементов ядерного реактора, включающем подготовку порошка, постадийное смешивание со связующим, прессование таблеток в матрице, термическое удаление связующего, спекание таблеток в газообразной среде, шлифование, сушку, отбраковку таблеток, причем спекание таблеток осуществляют в инертной среде, а в качестве исходного порошка используют уран-молибденовый порошок с обогащением по урану 235 до 7% и с содержанием молибдена от 9,0 до 10,5 мас. %. Размер фракции уран- молибденового порошка составляет не более 160 мкм. Прессование таблеток в матрице осуществляют усилием до 950 МПа
Термическое удаление связующего осуществляют путем нагревания таблеток в среде аргона при температуре от 300°С до 450°С в течение 2-4 часов. Спекание таблеток проводят в среде аргона при температуре 1100°С - 1155°С в течение 4-12 часов.
Такая технология получения таблетированного топлива из уран-молибденовых металлических порошков для твэлов ядерных реакторов, позволяет получать уран-молибденовые таблетки с обогащением по урану 235 до 7%, содержанием молибдена от 9,0 до 10,5 мас. % и с плотностью таблеток не ниже 15,7 г/см3 (более 90% от теоретической плотности). Эффективность работы ядерного реактора с топливом из уран-молибденовых таблеток повышается вследствие повышенной теплопроводности уран-молибденового топлива по сравнению с применяемым топливом из диоксида урана и использование более низкого обогащения по урану 235, так как плотность уран-молибденовых таблеток в 1,5 раза больше плотности таблеток из диоксида урана. Повышенная по массе урана загрузка топлива в ядерный реактор вследствие более высокой плотности уран-молибденового сплава (от 9,0 до 10,5 мас. %) по сравнению с плотностью диоксида урана позволяет увеличить продолжительность цикла работы ТВС в реакторе без необходимости увеличения обогащения топлива. Плотность диоксида урана по урану составляет 9,7 г/см3, а плотность уран-молибденового сплава (от 9,0 до 10,5 мас. %) по урану составляет ~15,75 г/см3. Таким образом, при одинаковой загрузке уран-молибденового топлива в реактор количество делящего компонента возрастает и составляет ~60%.
Известно [В.В. Калашников, В.В. Титов, Г.Я. Сергеев, А.Г. Самойлов. Уран-молибденовые сплавы в реактростроении, журнал, Атомная энергия, том 5,выпуск 4, октябрь 1958 г., с. 422], что при отпуске γ-сплава U-Mo в температурном интервале 350-550°С происходит превращение γ-фазы в эвтектоидную смесь α-урана и интерметаллида U2Mo (γ'-фаза). Однако этот процесс протекает медленно. При выдержке исходного порошка в вакууме в течение от 10 до 20 часов при температуре 500°С происходит частичное разделение фаз с получением γ-фазы, эвтектоидной смеси α-фазы и γ'-фазы. Использование порошка, представляющего собой эвтектоидную смесь фаз, позволяет получать прочные «сырые» таблетки при меньших усилиях прессования (до 950 МПа). Последующее спекание таких прессовок (таблеток) при температуре выше 1100°С сопровождается обратным полным переходом эвтектоида в γ-состояние.
Оптимальный результат достигается при выдержке, исходного металлического порошка уран-молибдена с содержанием молибдена от 9,0 до 10,5 мас. %, в инертной газовой среде при температуре 500°С в течение от 10 до 20 часов, за счет того, что исходный металлический порошок уран-молибдена в виде γ-фазы подвергается частичному разделению фаз до γ-фазы, эвтектоидной смеси α-фазы и γ'-фазы, все это позволяет получать прочные «сырые» таблетки при усилиях прессования до 950 МПа.
Снижение содержания молибдена в исходном уран-молибденовом порошке менее 9,0 мас. % приводит к повышенной плотности спеченных уран-молибденовых таблеток (до 19,05 г/см3 при нулевом содержание молибдена), а повышение содержания молибдена в исходном уран-молибденовом порошке более 10,5 мас. %, приводит к снижению плотности таблеток, что не допускается техническими требованиями на изготовление таблетированного топлива для ядерных реакторов.
Повышение температуры спекания выше 1155°С приводит к расплавлению уран-молибденовой таблетки, а температура менее 1100°С не позволяет получить таблетку без внутренних пор. При этом плотность таблетки остается низкой и составляет всего 13-14 г/см3.
Наилучшие результаты достигнуты на уран-молибденовых таблетках с содержанием молибдена от 9,0 до 10,5 мас. % при температуреспекания (в инертной газовой среде) от 1100°С до 1155°С в течение от 4 до 12 часов.
Разработанный способ позволяет получить γ-фазу из уран-молибденовых порошков для твэлов ядерных реакторов, при этом молибден является основным легирующим элементом, способствующим сохранению γ-фазы урана во всей области рабочих температур твэла. Молибден не только модифицирует кинетику фазовых превращений для получения беспорядочно ориентированной мелкозернистой структуры, но и стабилизирует γ-фазу урана, вследствие этого повышается эффективность работы твэла.
Вследствие того, что теплопроводность уран-молибденового топлива выше, чем у топлива из диоксида урана, все это позволяет уменьшить количество накопленного в активной зоне реактора тепла и, тем самым снизить энерговыделение в случае нарушения нормальных условий эксплуатации ядерного реактора, повысив его безопасность и соответственно устойчивость к аварийным ситуациям.
ОСУЩЕСТВЛЕНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Ниже приведены примеры реализации предлагаемого способа изготовления уран-молибденовых топливных таблеток.
Пример 1(по первому варианту исполнения). В качестве исходного порошка используют уран-молибденовый порошок с содержанием молибдена в сплаве 9,0 мас. %, полученный методом центробежного распыления из слитка этого же сплава, с обогащением по урану 235 до 7%.
Центробежное распыление уран-молибденового слитка с содержанием молибдена в сплаве 9,0 мас. % позволяет получить равномерное содержание молибдена в исходном порошке. Порошок просеивают через сито с размером ячейки 160 мкм. Просеянный порошок уран-молибдена с содержанием молибдена 9,0 мас. % нагревают при температуре 500°С в течение 20 часов в вакуумной печи СШВЭ с вертикальной загрузкой (в среде аргона). Полученный порошок прессуют в цилиндрической матрице при давлении прессования 750 МПа без добавления связующего (пластификатора). Таблетки спекают в среде аргона (при содержании воды не более 80 ppm) при температуре (1125+10/-5)°C изотермической выдержке 4 часа в печи СШВЭ (или XERION XVAC-2200). Нагрев до изотермической выдержки осуществляют в потоке аргона 1 л/мин со скоростью нагрева не более 5°С/мин с последующим охлаждением в статической атмосфере аргона со скоростью охлаждения (15-20)°С/мин. После этого проводят шлифование, сушку и отбраковку таблеток на соответствие техническим требованиям.
Пример 2(по первому варианту исполнения). В качестве исходного порошка используют уран-молибденовый порошок с содержанием молибдена в сплаве 10,5 мас. %, полученный методом центробежного распыления из слитка этого же сплава, с обогащением по урану 235 до 7%. Центробежное распыление уран-молибденового слитка с содержанием молибдена в сплаве 10,5 мас. % позволяет получить равномерное содержание молибдена в исходном порошке. Порошок просеивают через сито с размером ячейки 160 мкм. Просеянный уран-молибденовый порошок с содержанием молибдена 10,25 мас. % выдерживают при температуре 500°С в течение 10 часов в вакуумной печи СШВЭ с вертикальной загрузкой (в среде аргона). Полученный порошок прессуют в цилиндрической матрице при давлении прессования 950 МПа без добавления связующего (пластификатора). Таблетки спекают в среде аргона (при содержании воды не более 80 ppm) при температуре (1125+10/-5)°C при изотермической выдержке 12 часов в печи СШВЭ (или XERION XVAC-2200). Нагрев до изотермической выдержки осуществляют в потоке аргона 1 л/мин со скоростью нагрева не более 5°С/мин с последующим охлаждением в статической атмосфере аргона со скоростью охлаждения (15-20)°С/мин. После этого проводят шлифование, сушку и отбраковку таблеток на соответствие техническим требованиям. Пример 3 (по второму варианту исполнения). В качестве исходного порошка используют уран-молибденовый порошок с содержанием молибдена в сплаве 9,0 мас. %, полученный методом центробежного распыления из слитка этого же сплава, с обогащением по урану 235 до 7% и просеянный через сито с размером ячейки 160 мкм. Центробежное распыление уран-молибденового слитка с содержанием молибдена в сплаве 9,0 мас. % позволяет получить равномерное содержание молибдена в исходном порошке. В качестве пластификатора (связующего вещества) используют 8% водный раствор поливинилового спирта с 1% глицерина (3% от массы от массы уран-молибденового сплава). Смешивание проводят в три стадии. На первой стадии смешивают все количество связующего и порошок уран-молибденового сплава в количестве до 10 мас. % до получения однородной смеси. На второй стадии полученную смесь смешивают с порошком уран-молибденового сплава в количестве до 40 мас. % до получения однородной смеси. На третьей стадии в смесь, полученную на второй стадии, вводят оставшееся количество порошка уран-молибденового сплава и смешивают до получения однородной смеси. Смешивание порошка проводят в смесителе типа «Турбула» в течение 20-30 минут. Подготовленный порошок прессуют в цилиндрической матрице при давлении прессования 850 МПа. Перед спеканием таблетки нагревают в атмосфере аргона при температуре от 300°С до 450°С в течение 4 часов для удаления связки. Таблетки спекают в среде аргона (с содержанием воды не более 80 ppm) при температуре (1125+10/-5)°С, при изотермической выдержке порядка 4 часа в печи СШВЭ с вертикальной загрузкой. Нагрев до изотермической выдержки осуществляют в потоке аргона 1 л/мин со скоростью нагрева не более 5°С/мин с охлаждением в статической атмосфере аргона со скоростью охлаждения (15-20)°С/мин. После этого проводят шлифование, сушку и отбраковку таблеток не соответствующих техническим требованиям.
Пример 4(по второму варианту исполнения). В качестве исходного порошка используют уран-молибденовый порошок с содержанием молибдена в сплаве 10,5 мас. %, полученный методом центробежного распыления из слитка этого же сплава, с обогащением по урану 235 до 7% и просеянный через сито с размером ячейки 160 мкм. Центробежное распыление уран-молибденового слитка с содержанием молибдена в сплаве 10,5 мас. % позволяет получить равномерное содержание молибдена в исходном порошке. В качестве пластификатора (связующего вещества) используют 8% водный раствор поливинилового спирта с 1% глицерина (3% от массы от массы уран-молибденового сплава). Смешивание проводят в три стадии. На первой стадии смешивают все количество связующего и порошок уран-молибденового сплава в количестве до 10 мас. % до получения однородной смеси. На второй стадии полученную смесь смешивают с порошком уран-молибденового сплава в количестве до 40 мас. % до получения однородной смеси. На третьей стадии в смесь, полученную на второй стадии, вводят оставшееся количество порошка уран-молибденового сплава и смешивают до получения однородной смеси. Смешивание порошка проводят в смесителе типа «Турбула» в течение 20-30 минут. Подготовленный порошок прессуют в цилиндрической матрице при давлении прессования 950 МПа. Перед спеканием таблетки нагревают в среде аргона при температуре от 300°С до 450°С в течение 2 часов для удаления связки. Таблетки спекают в среде аргона (с содержанием воды не более 80 ppm) при температуре (1125+10/-5)°C при изотермической выдержке порядка 12 часов в печи СШВЭ с вертикальной загрузкой. Нагрев до изотермической выдержки осуществляют в потоке аргона 1 л/мин со скоростью нагрева не более 5°С/мин с охлаждением в статической атмосфере аргона со скоростью охлаждения (15-20)°С/мин. После этого проводят шлифование, сушку и отбраковку таблеток не соответствующих техническим требованиям.
ПРОМЫШЛЕННАЯ ПРИМЕНИМОСТЬ
На Фиг. 1 представлены уран-молибденовые таблетки после спекания и механической обработки.
Таким образом, предлагаемый способ, по сравнению с ранее известными, позволяет получать топливные таблетки из уран-молибденовых порошков, с обогащением по урану 235 до 7% и с содержанием молибдена от 9,0 до 10.5 мас. % для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов с повышенными эксплуатационными характеристиками.
Claims (10)
1. Способ изготовления таблетированного топлива из уран-молибденовых порошков для тепловыделяющих элементов ядерного реактора, включающий подготовку порошка, прессование таблеток в матрице, спекание их в газообразной среде, шлифование, сушку, отбраковку таблеток, отличающийся тем, что спекание таблеток осуществляют в инертной среде, а в качестве исходного порошка используют уран-молибденовый порошок с обогащением по урану 235 до 7% и с содержанием молибдена от 9,0 до 10,5 мас.%.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что размер фракции уран-молибденового порошка составляет не более 160 мкм.
3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что перед прессованием таблеток в матрице уран-молибденовый порошок нагревают в среде аргона при температуре 500°С в течение 10-20 часов.
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что прессование таблеток в матрице осуществляют усилием до 950 МПа.
5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что спекание таблеток проводят в среде аргона при температуре 1100 - 1155°С в течение 4-12 часов.
6. Способ изготовления таблетированного топлива из уран-молибденовых порошков для тепловыделяющих элементов ядерного реактора, включающий подготовку порошка, постадийное смешивание со связующим, прессование таблеток в матрице, термическое удаление связующего, спекание таблеток в газообразной среде, шлифование, сушку, отбраковку таблеток, отличающийся тем, что спекание таблеток осуществляют в инертной среде, а в качестве исходного порошка используют уран-молибденовый порошок с обогащением по урану 235 до 7% и с содержанием молибдена от 9,0 до 10,5 мас.%.
7. Способ по п. 6, отличающийся тем, что размер фракции уран-молибденового порошка составляет не более 160 мкм.
8. Способ по п. 6, отличающийся тем, что прессование таблеток в матрице осуществляют усилием до 950 МПа.
9. Способ по п. 6, отличающийся тем, что термическое удаление связующего осуществляют путем нагревания таблеток в среде аргона при температуре от 300 до 450°С в течение 2-4 часов.
10. Способ по п. 6, отличающийся тем, что спекание таблеток проводят в среде аргона при температуре 1100 - 1155°С в течение 4-12 часов.
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2813642C1 true RU2813642C1 (ru) | 2024-02-14 |
Family
ID=
Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4985183A (en) * | 1988-12-27 | 1991-01-15 | Mitsubishi Metal Corporation | UO2 pellet fabrication process |
| RU2158030C2 (ru) * | 1998-11-18 | 2000-10-20 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов и устройство для его осуществления |
| JP2003167084A (ja) * | 2001-12-03 | 2003-06-13 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 核燃料ペレット、その製造方法、その核燃料ペレットを使用した燃料要素、及び燃料集合体 |
| RU2002116628A (ru) * | 2002-06-20 | 2003-12-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов |
| KR100558323B1 (ko) * | 2004-05-19 | 2006-03-10 | 한국원자력연구소 | 이중구조 핵연료 소결체 제조방법 |
| RU2275700C2 (ru) * | 2004-05-25 | 2006-04-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления таблетированного ядерного топлива |
| FR3012127B1 (fr) * | 2013-10-22 | 2016-10-28 | Commissariat Energie Atomique | Procede de preparation d'une poudre comprenant une solution solide de dioxyde uranium et d'au moins un autre element actinide et/ou lanthanide |
Patent Citations (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4985183A (en) * | 1988-12-27 | 1991-01-15 | Mitsubishi Metal Corporation | UO2 pellet fabrication process |
| RU2158030C2 (ru) * | 1998-11-18 | 2000-10-20 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов и устройство для его осуществления |
| JP2003167084A (ja) * | 2001-12-03 | 2003-06-13 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 核燃料ペレット、その製造方法、その核燃料ペレットを使用した燃料要素、及び燃料集合体 |
| RU2002116628A (ru) * | 2002-06-20 | 2003-12-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов |
| KR100558323B1 (ko) * | 2004-05-19 | 2006-03-10 | 한국원자력연구소 | 이중구조 핵연료 소결체 제조방법 |
| RU2275700C2 (ru) * | 2004-05-25 | 2006-04-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления таблетированного ядерного топлива |
| FR3012127B1 (fr) * | 2013-10-22 | 2016-10-28 | Commissariat Energie Atomique | Procede de preparation d'une poudre comprenant une solution solide de dioxyde uranium et d'au moins un autre element actinide et/ou lanthanide |
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| Eliss A.L. и др., Dimentionally stable alloys, Sylvania-Corning Nuclear Corp., 30.10.1957, pp. 16-20, DOI:10.2172/4183803. * |
| RU 2360308 C1 (ОАО "НОВОСИБИРСКИЙ ЗАВОД ХИМКОНЦЕНТРАТОВ"). RU 2421834 C1 (НИЯУ МИФИ RU и др.). * |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN108335760B (zh) | 一种高铀装载量弥散燃料芯块的制备方法 | |
| RU2175791C2 (ru) | Композитный материал ядерного топлива и способ его получения | |
| JP7469227B2 (ja) | 耐酸化性に優れた粒界強化型ＵＮおよびＵ３Ｓｉ２ペレット | |
| CN108039210A (zh) | 燃料芯块及其制造方法 | |
| JPH01201191A (ja) | 核燃料 | |
| US2814857A (en) | Ceramic fuel element material for a neutronic reactor and method of fabricating same | |
| RU2813642C1 (ru) | Способ изготовления таблетированного топлива из уран-молибденовых порошков | |
| WO2018124915A1 (ru) | Таблетка ядерного топлива и способ её получения | |
| RU2362223C1 (ru) | Ядерное уран-гадолиниевое топливо высокого выгорания на основе диоксида урана и способ его получения (варианты) | |
| EA045726B1 (ru) | Способ изготовления таблетированного топлива из уран-молибденовых порошков | |
| JP2004309453A (ja) | タングステン金属網を含有した核燃料焼結体及びその製造方法 | |
| RU89904U1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
| US20230223162A1 (en) | Method for producing pelletized fuel from uranium-molybdenum powders | |
| KR101574224B1 (ko) | 산화물 핵연료 소결체 및 이의 제조방법 | |
| US3342562A (en) | High density urania fuel elements | |
| RU2275700C2 (ru) | Способ изготовления таблетированного ядерного топлива | |
| RU2577272C1 (ru) | Способ получения таблетированного диоксида урана | |
| CN114044672A (zh) | 控制棒吸收体材料及其制备方法 | |
| RU2701542C1 (ru) | Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов | |
| RU2803469C1 (ru) | Способ изготовления таблетированного топлива из порошка дисилицида триурана для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов (варианты) | |
| CN111710443B (zh) | 一种金刚石复合核燃料芯块及其制备方法 | |
| KR20040047522A (ko) | 텅스텐 금속망을 함유한 핵연료 및 그 제조방법 | |
| US3327027A (en) | Process for the production of plutonium oxide-containing nuclear fuel powders | |
| RU2750780C1 (ru) | Способ изготовления уран-гадолиниевого ядерного топлива | |
| RU2193242C2 (ru) | Таблетка ядерного топлива |