SE431474B - Forfarande for framstellning av kernbrenslepulver med instellbar anrikningsgrad - Google Patents
Forfarande for framstellning av kernbrenslepulver med instellbar anrikningsgradInfo
- Publication number
- SE431474B SE431474B SE7807925A SE7807925A SE431474B SE 431474 B SE431474 B SE 431474B SE 7807925 A SE7807925 A SE 7807925A SE 7807925 A SE7807925 A SE 7807925A SE 431474 B SE431474 B SE 431474B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- enrichment
- starting material
- procedure
- degree
- nuclear fuel
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 21
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 11
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims description 10
- 239000000843 powder Substances 0.000 title claims description 7
- 239000007858 starting material Substances 0.000 claims description 15
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 9
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 239000012467 final product Substances 0.000 claims description 4
- 229910002007 uranyl nitrate Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 3
- 239000007795 chemical reaction product Substances 0.000 claims description 3
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 3
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 claims description 3
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 claims 2
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 claims 1
- DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N uranium Chemical compound [U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U] DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 238000010626 work up procedure Methods 0.000 claims 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 2
- 238000003776 cleavage reaction Methods 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- 150000003061 plutonium compounds Chemical class 0.000 description 1
- 239000000047 product Substances 0.000 description 1
- 230000007017 scission Effects 0.000 description 1
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 1
- 238000009827 uniform distribution Methods 0.000 description 1
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C01—INORGANIC CHEMISTRY
- C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
- C01G43/00—Compounds of uranium
- C01G43/01—Oxides; Hydroxides
- C01G43/025—Uranium dioxide
-
- 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
-
- 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
- G21C3/623—Oxide fuels
-
- 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)
- Organic Chemistry (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Inorganic Chemistry (AREA)
- Geology (AREA)
- General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
15 20 25 30 35 40 7807925-8 blandas så, att det ur blandningen erhållna pulvret motsvarar den slutgiltigt fastlagda anrikningsgraden.
Detta förfarande har emellertid den kända nackdelen, som uppträder vid blandning av pulveriserade råmalmer, så är exempel- vis långa blandningstider erforderliga för att uppnå den önskade homogenitetsgraden. Dessutom måste tidigare självständigt i olika produktionslinjer pulvret av utgångsanrikningsgraden framställas.
Det så erhållna blandningspulvret ("torrblandning") är i bästa fall homogent med avseende på fördelning av partiklarna i olika anrikningsgrader¿ men i mikroskopiskt avseende är det inhomogent.
Det uppstår därför ett behov av att finna ett nytt förfa- rande för framställning av kärnbränslepulver med godtycklig an- rikningsgrad, som inte var behäftat med denna nackdel och dess- utom är avsevärt enklare i sitt tekniska genomförande.
Problemet löstes enligt uppfinningen därigenom att utgångs- materialet med olika isotopsammansättning - alltså anrikning - utan tidigare blandning proportionellt mot strömmen tillfördes versionsförfarandet såsom exempelvis förlöper enligt AUC- eller AUD- principen och efter denna pâ känt sätt upparbetas till en slut- produkt med motsvarande anrikningsgrad. I motsats till det kända förfarandet blandas således inte slutprodukter, utan tillföres redan utgångsmaterialet i motsvarande delmängder till konversionsför- farandet. Utgångsmaterialet föreligger emellertid på produktions- ställena för kärnbränslet redan i olika anrikningsgrader. Genom dosering av dessa utgångsmaterial, exempelvis över motsvarande pumpar, är det utan svårighet möjligt redan vid första steget hos ifrågavarande konversionsförfarande att erhålla en slutpro- dukt över den proportionellt mot strömmen skeende tíllförseln av densamma, vilken slutprodukt uppvisar sammma ísotopsamman- sättning som totalmängden av det tillförda utgångsmaterialet.
Denna slutprodukt har därvid emellertid även i mikroskopiskt av- seende en absolut likformig fördelning av olika isotoper, alltså exempelvis av uran 235 och uran 238. Långvariga blandningsför- lopp o.s.v. bortfaller sålunda.
Som utgångsmaterial för urankärnbrünsle kan därvid användas UF6, som drivcs ut ur förrüdsbehållurcn med ånga eller lösningar såsom exempelvis uranylnitrat. Därvid skall även hänvisas till att även ett flytande utgàngsmaterial kan blandas med ett gas- formigt utgångsmaterial. 15 _ 7807925-8 I utvidgad beydelse gäller emellertid denna princip även för framställning av blandade kärnuränslen, som exempelvis skall vara sammansatta av bestämda delar av uran- och plutoniumföre- ningar. Detta är av särskild betydelse för återanvändning av den vid áterupparbetning efter separering av spaltprodukter för handenvarande uranyl- plutoníumnitratlösningen eller den efter separeringen av plutonium förhandenvarande uranylnitratlösningen.
I båda fallen kan genom samtidig tillförsel av UF6 eller uranyl- nitratlösning av högre anrikning erhållas ett kärnbrünsle av så- dan anrikningsgrad som är erforderligt för ny framställning av bränsleelement.
Den inledningsvis nämnda teknikens standpunkt hänför sig väsentligen till framställning av urandíoxíd, det kärnbränsle, som i övervägande utsträckning idag insättes i kärnkraftverk.
Naturligtvis kan även andra kärnbränslen, sasom exempelvis uran- karbid eller plutoniumhaltiga kärnbränslen, inställas enligt samma princip med avseende på anrikníngsgraden.
Avslutningsvis kan nämnas att för framställning av kärn- bränslepulver av speciell ísotopsammansättning kan den normala fabrikationsutrustningen användas, det dessutom nödvändiga upp- bádet av anordningar för tillförsel av utgàngsmaterialet kan vara av liten eller obetydlig kostnad.
Claims (5)
1. I. Förfarande för framställning av kärnbränslepulvcr med praktiskt taget godtyckligt inställbar isotopsammansättning i området för varje förhandenvarande utgángsmaterial, k ä n n e t e c k n a t därav, att utgàngsmaterial med olika isotopsam- mansättningar - alltså anrikning - utan föregående blandning i en mot strömmen svarande mängd tillföras det första förfarande- steget hos det vanliga konversíonsförfarandet, som exempelvis förlöper enligt AUC- eller ADU-principen och därefter på känt sätt vidare upparbetas till slutprodukten av motsvarande anrik- ningsgrad.
2. Förfarande enligt krav 1, därav, att som utgångsmaterial införes UF6-ånga med olika men dock känd anrikningsgrad i en mot strömmen i upparbetningspro- cessen svarande mängd för framställning av det egentliga kärn- k ä n n e t e c k n a t bränslet, såsom exempelvis UO,.
3. Förfarande enligt krav 1, därav, att som utgångsmaterial införes spaltbara element inne- hållande vätskor, såsom exempelvis uranylnítrat med känd an- rikningsgrad vilken införes i en mot strömmen svarande mängd k ä n n e t e c k n a t i upparbetníngsprocessen.
4. Förfarande enligt krav 1-3, därav, att såväl gasformiga som även flytande utgångsmaterial i en mot strömmen svarande mängd införes i upparbetningspro- k ä n n e t e c k n a t cessenL
5. Förfarande enligt krav 1-4, därav, att åtminstone ett utgangsmateríal består av en kemisk förening med flera spaltbara element, såsom uran och plutonium eller en blandning av föreningar med olika spaltbara element. k ä n n e t e c k n a t '<3 GO CD ' J .#3 fx) C71 I CO _S_¿l¶zlnclrzlg För frznnståillning av kåirnbränslcpulver av godtyckligt in- ställbar ísotopsaxnmansättïxing införas utgångsmzxteíral med olika isøtopsammansättníng - alltsa zmríkníng - utan föregående blandning proportíonellt mot strömmen till det första förfarandosteget hos det vanliga konvcrsíønsförfarnndct, som avlöpur exempelvis enligt AUC- eller ADU-pxtíncípen, och zlšireftex' upgmrbctas på kíínvt sätt till slutprodukt med motsvz-lrur-.d-e anríknlngsgrzzd.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2733889A DE2733889C3 (de) | 1977-07-27 | 1977-07-27 | Verfahren zur Herstellung von Kernbrennstoffpulvern mit einstellbaren Anreicherungsgraden |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SE7807925L SE7807925L (sv) | 1979-01-28 |
SE431474B true SE431474B (sv) | 1984-02-06 |
Family
ID=6014961
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE7807925A SE431474B (sv) | 1977-07-27 | 1978-07-18 | Forfarande for framstellning av kernbrenslepulver med instellbar anrikningsgrad |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS5425398A (sv) |
BR (1) | BR7804820A (sv) |
DE (1) | DE2733889C3 (sv) |
ES (1) | ES472047A1 (sv) |
IT (1) | IT1097175B (sv) |
SE (1) | SE431474B (sv) |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
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 |
RU2338274C2 (ru) * | 2006-11-03 | 2008-11-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерного реактора |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1126363B (de) | 1960-10-01 | 1962-03-29 | Nukem Gmbh | Verfahren zur Gewinnung von Urandioxyd aus Uranhexafluorid |
CH426184A (it) | 1963-12-02 | 1966-12-15 | Milani Resine Spa | Tenda flessibile per tramezze o pareti mobili e procedimento e dispositivo relativi |
DE1592471C3 (de) | 1966-04-02 | 1978-11-30 | Nukem Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zur Herstellung von Urandioxidpulvern und -granulaten |
DE1592477B1 (de) | 1966-12-17 | 1970-11-26 | Nukem Nurklear Chemie Und Meta | Verfahren zur Herstellung von Ammoniumuranylcarbonat |
-
1977
- 1977-07-27 DE DE2733889A patent/DE2733889C3/de not_active Expired
-
1978
- 1978-07-17 IT IT25768/78A patent/IT1097175B/it active
- 1978-07-18 SE SE7807925A patent/SE431474B/sv not_active IP Right Cessation
- 1978-07-26 ES ES472047A patent/ES472047A1/es not_active Expired
- 1978-07-26 JP JP9138678A patent/JPS5425398A/ja active Pending
- 1978-07-26 BR BR7804820A patent/BR7804820A/pt unknown
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS5425398A (en) | 1979-02-26 |
SE7807925L (sv) | 1979-01-28 |
DE2733889C3 (de) | 1980-06-19 |
BR7804820A (pt) | 1979-04-17 |
IT1097175B (it) | 1985-08-26 |
IT7825768A0 (it) | 1978-07-17 |
ES472047A1 (es) | 1979-05-16 |
DE2733889A1 (de) | 1979-02-01 |
DE2733889B2 (de) | 1979-09-13 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Pashkevich | The energy of non-axial deformation of heavy nuclei | |
Baglin et al. | Stellar evolution with turbulent diffusion mixing. V-Lithium abundance on the lower main sequence | |
Maron | A theory of the thermodynamic behavior of non‐electrolyte solutions | |
SE431474B (sv) | Forfarande for framstellning av kernbrenslepulver med instellbar anrikningsgrad | |
US2856337A (en) | Method of operating nuclear reactors | |
RU2236053C2 (ru) | Способ изотопного восстановления регенерированного урана | |
US3320178A (en) | Process for making nuclear fuel material | |
US3102850A (en) | Method of preparing a ceramic fuel element | |
CN105825904B (zh) | 一种压水堆回收铀应用于重水堆的方法 | |
Vennemann et al. | Experimental Investigation on the | |
DE1614565C3 (de) | Verfahren zum Messen des Multiplikationsfaktors k unendlich eines Reaktorgitters | |
Dunn | SOLVENT EXTRACTION APPLIED TO REACTOR FUEL PROCESSING FIRST QUARTER CO-OP REPORT | |
Nichols et al. | Radiation exposures in fabricating 233U-Th fuels | |
Şahi̇n | The effect of Pu-240 on neutron lifetime in nuclear explosives | |
DE1918675C (de) | Vorrichtung zum Homogenisieren und Mischen von Kernbrennstoffen | |
Tomlinson | Special study separations considerations | |
AT212950B (de) | Aus einem oder mehreren Formkörpern bestehende Brennstoffelemente für Kernreaktoren | |
Orth et al. | Evaluation of centrifugal contactors | |
Rose et al. | A technique for measuring the density of small fragments of high-density materials both before and after irradiation | |
VAUGHN et al. | Fuel rod enrichment determination by gamma-ray spectrometry(Analysis of plutonium concentrations in mixed oxide fuel rods with high resolution gamma ray spectroscopy) | |
Rodden | NUCLEAR STANDARDS AND THE AEC NEW BRUNSWICK LABORATORY | |
Brouns et al. | Considerations for sampling nuclear materials for SNM accounting measurements | |
Smeltzer et al. | Homogeneity of blended nuclear fuel powders after pneumatic transport | |
DE1614565B2 (de) | Verfahren zum messen des multiplikationsfaktors k unendlich eines reaktorgitters | |
Henry | Review of Methods Used in Control Rod Analysis for Reactor Design at Bettis |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 7807925-8 Effective date: 19900702 Format of ref document f/p: F |