WO2015080626A1 - Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ её изготовления - Google Patents

Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ её изготовления Download PDF

Info

Publication number
WO2015080626A1
WO2015080626A1 PCT/RU2014/000882 RU2014000882W WO2015080626A1 WO 2015080626 A1 WO2015080626 A1 WO 2015080626A1 RU 2014000882 W RU2014000882 W RU 2014000882W WO 2015080626 A1 WO2015080626 A1 WO 2015080626A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
uranium
tablet
metal
thermal conductivity
temperature
Prior art date
Application number
PCT/RU2014/000882
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Ирина Семёновна КУРИНА
Вячеслав Васильевич ПОПОВ
Владимир Николаевич РУМЯНЦЕВ
Александр Евгеньевич РУСАНОВ
Степан Сергеевич РОГОВ
Саид Мирфаисович ШАРИКПУЛОВ
Original Assignee
Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Priority claimed from RU2013152247/07A external-priority patent/RU2575015C2/ru
Priority to US15/021,618 priority Critical patent/US10381119B2/en
Priority to CN201480050895.8A priority patent/CN105706177B/zh
Priority to EP14865710.9A priority patent/EP3076398A4/en
Priority to JP2016554166A priority patent/JP6472460B2/ja
Priority to BR112016004477-0A priority patent/BR112016004477B1/pt
Application filed by Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" filed Critical Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг"
Priority to EA201600213A priority patent/EA034523B1/ru
Priority to CA2927139A priority patent/CA2927139C/en
Priority to KR1020167006958A priority patent/KR101927276B1/ko
Priority to UAA201602300A priority patent/UA116669C2/ru
Publication of WO2015080626A1 publication Critical patent/WO2015080626A1/ru
Priority to ZA2016/01805A priority patent/ZA201601805B/en

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G21C21/02—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
    • 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
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/044—Fuel elements with porous or capillary structure
    • 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
    • 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
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/045—Pellets
    • 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

Definitions

  • the invention relates to nuclear energy, namely to reactor fuel cells and their blocks, in particular to the composition of solid ceramic fuel cells based on uranium dioxide, designed and possessing properties for their use in nuclear reactors for various purposes.
  • a known nanostructured nuclear fuel tablet which contains a compressed and sintered powder of a mixture of particles of compound U and nanodiamonds homogeneous in effective size and density, in addition, it may contain a compressed and sintered powder of a mixture of particles of compound (U, Pu) and nanodiamonds (Patent N ° 246741 1RU. Published on November 20, 2012).
  • the introduction of more than 1% nanodiamond 1yu 2 or (U, Pu) 0 2 reduces the effective density of the nuclear fuel and can create emergency during reactor because when heated to 2000 ° C without air, the diamond spontaneously passes into graphite and explosively breaks up into small parts.
  • a tablet of high burnup nuclear fuel and a method of its manufacture are known, in which a tablet based on uranium dioxide contains aluminum and silicon oxides uniformly distributed throughout the tablet, and with respect to uranium, the aluminum content is from 0.005 to 0.03 wt. %, silicon - from 0.003 to 0.02 wt.%, the mass ratio of aluminum to silicon is from 1, 5 to 4, the grain size of uranium dioxide varies from 20 to 45 microns.
  • the tablet may further comprise gadolinium oxide, which in the form of a solid solution with uranium dioxide is evenly distributed over the entire 5 volume of the tablet, the content of gadolinium oxide relative to uranium is from 0.3 to 10.0 wt.%
  • the result of the known tablet is an increase in the fuel burnup during its operation up to 70-100 MW day / kg U, it does not have a simple structure, composition and high thermal conductivity. In addition, it is not intended to use the operation of the reactor in maneuverable mode.
  • the method of its production has
  • Known nuclear fuel pellets based on uranium dioxide comprising a compacted and sintered body of uranium dioxide powder mixture with the addition of erbium oxide (Er 2 0z), the contents of which nuclear fuel is from 0.46 to 0.64 wt.% Of conventional erbium at a mass fraction U-235
  • the known fuel composition is 40Mac.% UO2 + 60Mac.% MgO with a thermal conductivity of 5.7 W / m deg. at a temperature of 1000 ° C (-1.5 times higher than the calculated thermal conductivity) (IS Kurina, VN Lopatinsky, NP Z Yermolayev, NN Shevchenko. Research and Development of MgO based matrix fuel. - Proceedings of a Technical Committee meeting held in Moscow, 1-4 October 1996. IAEA-TECDOC-970, 1997, p. 169-181).
  • the known fuel composition U0 2 + MgO contains a significant amount of diluent - MgO (60 May.%). In reactors 5 of the existing types, a complete fuel loading of such a composition is impossible.
  • a known tablet of nuclear fuel which is composite and is a uranium oxide matrix, with a heat-conducting phase located in it in a special way.
  • the direction of the heat flux in the 15 fuel coincides with the orientation of the heat-conducting phase.
  • Heat is transferred by single crystal particles of beryllium oxide of needle or plate shape, sizes 40-200 microns, optically transparent, dispersed in a uranium dioxide matrix (Patent N_> 2481657 Publ. 05.10.2013).
  • the well-known tablet allows to increase the thermal conductivity of its material due to the composite structure of the fuel, it does not have a special structure having nanopores inside grains and metal clusters of uranium.
  • the well-known tablet has increased strength, heat resistance, slowing down the processes of occurrence and development of cracks in it, reducing the likelihood of its destruction, it does not provide a sufficiently high thermal conductivity with increasing temperatures, resulting from its reliable special structure, and simple composition of uranium dioxide.
  • a composite granule of nuclear fuel contains a composite body comprising a matrix U0 2 and
  • a known method for the production of fuel pellets, fuel assemblies, a method for the production of fuel assemblies, and uranium powder for this is Among the fuel rods (13, 14, 15, 16, 17, 18, 19) that make up the fuel assemblies, fuel rods are added (16, 17, 18), each of which contains uranium oxide having a degree of condensation of more than 5% contain Gd of composite nitrogen.
  • Gd composite nitrogen containing gadolinium oxide and rare-earth elements In other than gadolinium and represented by the chemical formula A1-5 XGdXO2-0, 5X or Al-XGdXOl .5.
  • Rare earth elements can be cerium (Ce), lanthanum (la), erbium (Er) (International application number: International application number: PCT / JP2009 / 001708, International filing date: 04/14/2009; International publication number: WO / 2009/128250 , Date of publication: 10.22.2009).
  • a known method of producing ceramic products including the deposition of carbonate, hydroxide, metal oxalate, etc. from solution, heat treatment of the precipitate, molding and sintering, and the lower limit of the temperature of heat treatment of the precipitate is limited
  • a known method of producing tablets of nuclear fuel based on uranium dioxide is to add nanodispersed uranium hydride to the initial finely divided uranium dioxide, thoroughly mixing the components, drying the mixture in vacuum 5 at 300-330 ° C, in which the decomposition of uranium hydride to metal takes place, pressing from the dried product of tablets and sintering them in a dynamic vacuum at 1500-1550 ° C (Patent 2459289RU. Publ. 08/20/2012).
  • the known method does not allow to obtain a reliable special structure of the fuel pellet and the simple composition of uranium dioxide, the result of which is manifested in an increase, namely above the reference data, of the fuel thermal conductivity with increasing temperature.
  • a modification of fuel pellets from uranium dioxide is known, including the introduction of additives containing regular U0 2 powder containing
  • a well-known publication describes general approaches to the modification of fuel pellets from uranium dioxide, which without their creative development will not allow to obtain a reliable special structure of a fuel tablet and a simple composition of uranium dioxide, which have an increased, namely, higher than reference data, thermal conductivity of the fuel with increasing temperature.
  • the closest technical solution is the properties of a nuclear fuel tablet, which is composite and is a uranium dioxide matrix, with a heat-conducting phase made of BeO located in it in a special way. The direction of heat flow in the fuel
  • beryllium oxide is a reflector and moderator of neutrons and its addition will change the physics of the reactor.
  • the pH of the complete metal deposition is not less than 0.5, and the pH in the second stage is 9.5-10.5, the salt in the form of metal oxalate is precipitated with a concentrated solution of oxalic acid with an excess of at least 20% from stoichiometry, and the precipitate provides large particles with a size of at least 0, 1 ⁇ m and 0.05-2.0 wt.% nanoparticles with a size of not more than 30 nm (Patent J * 2 2323912RU. Publ. 10.05.2008).
  • the known method does not allow to obtain a tablet of nuclear fuel, a more reliable special structure and simple composition of uranium dioxide, which have an increased, namely higher than reference data, thermal conductivity of the fuel with increasing temperature.
  • the objective of the present invention is to develop a more reliable special structure and simple composition of uranium dioxide without foreign additives of a fuel pellet, and a simple method for its preparation, the result of which is shown in approaching the properties of a single crystal and in increasing, namely above reference data, fuel thermal conductivity with increasing temperature.
  • the proposed tablet and method of its manufacture are simple to implement, have a low cost.
  • the proposed tablet has a more reliable special structure and a simple composition of uranium dioxide without foreign additives.
  • the proposed tablet made by the proposed method, is close to the properties of a single crystal, practically has no porosity. In addition, it has an increased, namely, higher reference data, thermal conductivity with increasing temperature.
  • the proposed tablet has increased ductility due to the formation of metal clusters and allows the reactor to operate stably in a maneuverable mode.
  • the method of its manufacture has a fairly low cost when creating conditions for the formation of metallic uranium.
  • the achievement of these technical results is influenced by the following essential features.
  • the problem is solved in that 5 in a tablet of nuclear fuel with increased thermal conductivity, containing a structure of pressed and sintered uranium dioxide powder, the structure of the tablet is made of pores evenly distributed along the grain boundaries and inside the grains, while nanopores and metal clusters are located inside the grains chemical compounds of uranium with valencies 0 and 10 2 + , while nanopores are made from 1 to 200 nm in size and comprise at least 50% of the total porosity, and metal clusters are a mixture of chemical compounds of uranium with and 0-valence + 2 surrounded 1yu 2 further total content of metal clusters in the form of a mixture of chemical compounds of uranium valence 0 and + 2 is from 0.01 to 2 May. % To get a pill
  • nuclear fuels with increased thermal conductivity use a method of its manufacture, including the deposition of metal hydroxides in two stages, having a pH, calcining, sintering a powder of a mixture of uranium dioxide and pressing, using an X-ray photon spectroscope, in which, the deposition is carried out by the simultaneous draining of solutions
  • uranyl nitrate and ammonia in a buffer at a temperature of 55-60 ⁇ 2 ° C in two stages: at the first stage, maintain a pH level of 6.5 to 6.7 units; in the second stage, ammonium polyuranate (PUA) is precipitated at a pH of from 9.0 to 10.5 units, calcination is carried out at a temperature of from 600 to 680 ° C until U0 2 is reduced, uranium metal
  • the deposition is carried out by simultaneously pouring a nitric acid solution, which contains uranium and an additive of metal, and ammonia into a buffer at a temperature of 55- 60 ⁇ 2 ° C in two stages: at the first stage, the pH is maintained at 7.0 to 7.2 units; at the second stage, ammonium polyuranate (PUA) is precipitated at a pH at 8.0 and 8.5, in this case, to use chromium, tin, titanium, aluminum, and others as an additive for metal.
  • a nitric acid solution which contains uranium and an additive of metal
  • FIG. 1 - characterizes the microstructure of the proposed tablet nuclear fuel, according to the invention
  • FIG. 2 the microstructure of the proposed tablet of nuclear fuel 15 of uranium dioxide with pore sizes from 1 to 200 nm, comprising -50% of the total pore volume of the tablet;
  • FIG. 3 microstructure of a standard tablet of nuclear fuel of uranium dioxide
  • FIG. 4 - shows a graph of the temperature dependence of 20 thermal conductivity of tablets of nuclear fuel of uranium dioxide.
  • FIG. 5 is a table of the temperature dependence of the thermal conductivity of various uranium dioxide tablets.
  • a tablet of nuclear fuel with high thermal conductivity contains a structure of compressed and sintered uranium dioxide powder 25 (Fig. 1).
  • the structure of the tablet is made of pores 1-5 microns in size evenly distributed along the grain boundaries, and nanopores are located inside the grains, the sizes of which are measured and are equal to from 1 to 200 nm (Fig. 2).
  • the amount of the latter is at least 50% of the total porosity.
  • metal clusters of chemical compounds of uranium with a valence of 0 and 2 + are surrounded by U0 2 .
  • the total content of metal clusters in the form of a mixture of chemical compounds of uranium with a valency of 0 and 2 + is from 0.01 to May 2. % and representing chemically bound uranium cations (chemical bond UU).
  • the microhardness of such metal clusters is 1, 5 or more times lower than the reference data. Thanks to metal clusters, the O / U ratio is reduced to 1, 996-1,999 inside the grains, and at the grain boundaries it has an O / U ratio of 2,000-2,002 due to oxidation during storage in air. Due to this, the thermal conductivity of the tablet increases.
  • FIG. 3 shows the structure of a standard tablet of nuclear fuel of uranium dioxide, in which there is no presence of metal clusters.
  • the thermal conductivity of the tablet after 500-600 ° C increases with increasing temperature and at 1000 ° C it has values that are 1.5-3 times higher than the reference and calculated data (Fig. 4, 5). This can be explained as follows.
  • the nature of the temperature dependence of thermal conductivity measured by the classical method of axial heat flow for the proposed tablet U0 2 is very similar to the nature of the temperature dependence of thermal conductivity for single-crystal U0 2 .
  • thermal conductivity does not depend on its size or orientation.
  • the thermal conductivity of a single crystal is 60% higher than the average thermal conductivity of sintered polycrystalline UCh.
  • the single crystal thermal conductivity is -5.9 W / m deg., Which is ⁇ 2.4 times higher than the thermal conductivity of sintered polycrystalline uranium dioxide.
  • a method for the manufacture of tablets of nuclear fuel with high thermal conductivity, a method is used that involves the deposition of metal hydroxides in two stages, having a pH, calcining, sintering a powder of a mixture of uranium dioxide, pressing and using an X-ray photon spectroscope.
  • the deposition is carried out by simultaneously pouring solutions of uranyl nitrate and ammonia into a buffer at a temperature of 55-60 ⁇ 2 ° C in two stages.
  • the first stage maintain a pH level of 6.5 to 6.7 units
  • ammonium polyuranate (PUA) is precipitated at a pH level of 9.0 to 10.5 units.
  • Calcination is carried out at a temperature of from 600 to 680 ° C until the recovery of U0 2 .
  • Uranium metal is melted at a temperature above 1,150 ° C, sintering in an insignificant 5 amount of the liquid phase is carried out at a temperature of from 1600 to 2200 ° C in a hydrogen-nitrogen medium, until the formation of metal clusters.
  • Sintering in the liquid phase forms the formation of the necessary porosity and structure of the tablet. Pores 1-5 ⁇ m in size are formed along the grain boundaries, and nanopores with sizes from ⁇ 1 to 200 nm are formed inside the grains. which comprise at least 50% of the total porosity.
  • the 0 / U ratio decreases to 1, 996-1, 999.
  • Uranium dioxide is formed, the structure of which is dispersed by metal clusters of chemical compounds of uranium with a valency of 0-2 + surrounded by U0 2 .
  • the new structure of the U02 tablet and the additional chemical bond UU are detected by
  • precipitation is carried out by simultaneously pouring a nitric acid solution that contains uranium and an additive of metal and
  • ammonia in the buffer at a temperature of 55-60 ⁇ 2 ° C in the same two stages.
  • the pH level is maintained equal to from 7.0 to 7.2 units, and at the second stage, ammonium polyuranate (PUA) is precipitated at a pH level of from 8.0 to 8.5 units.
  • PUA ammonium polyuranate
  • chromium, tin, titanium, aluminum, etc. are used as a metal additive.
  • the additives are catalysts,
  • U02 powder is added, by mechanical mixing, an additive in an amount of from 0.01 to 0.5%, containing ammonia, while as an additive containing ammonia, use: ammonium carbonate or bicarbonate, paraphenylenediamine, triazole, etc.
  • a tablet of nuclear fuel with high thermal conductivity was made as follows.
  • Precipitation was carried out by simultaneously pouring solutions of uranyl nitrate and ammonia into a buffer at a temperature of 55-60 ⁇ 2 ° C in two stages.
  • the ammonia solution was fed into the beaker of the PUA.
  • the pH was maintained at 6.5 to 6.7 units;
  • ammonium polyuranate (PUA) was precipitated at a pH of 9.0 to 10.5 units.
  • Calcination was carried out at a temperature of from 600 to 680 ° C until the recovery of U0 2 .
  • Uranium metal was melted at a temperature above 1,150 ° C and, then, sintering in a small amount of the liquid phase was carried out at a temperature of from 1,750 ° C in a hydrogen-nitrogen medium until the formation of metal clusters. Sintering in the liquid phase formed the formation of the necessary porosity and structure of the tablet.
  • the new structure of the U02 tablet and the additional chemical bond of UU were revealed using an X-ray photon spectroscope.
  • the structure of the tablet has pores evenly distributed along the grain boundaries and inside the grain. Pores 1–5 ⁇ m in size were found along the grain boundaries, and pores with sizes from ⁇ 1 to 200 nm, which amounted to at least 50% of the total porosity, were found inside the grains.
  • the nanopore size is even less than the microscope resolution level, i.e. less than 1 nm.
  • sintered tablets had a phase composition of U0 2 and an O / U ratio at the grain boundaries of 2.002 and 1.998 inside the grain.
  • dispersed metal clusters of chemical compounds of uranium with a valency of 0-2 + surrounded by UO Were revealed.
  • Such metal clusters of a mixture of chemical compounds of uranium with a valency of 0 and 2 + in a tablet volume ranged from 0.01–2 May. %
  • EXAMPLE 2 A tablet of nuclear fuel with high thermal conductivity was made as follows.
  • the precipitation was carried out by simultaneous pouring of a nitric acid solution that contains uranium and the addition of metal and ammonia to the buffer at 5 temperatures of 55-60 ⁇ 2 ° ⁇ , also in two stages. At the same time, at the first stage, the pH level was maintained at 7.0 to 7.2 units, and at the second stage, ammonium polyuranate (PUA) was precipitated at a pH level from 8.0 to 8.5 units. Chromium was used as a metal additive. Additives contributed to the partial, in the areas adjacent to the additive, reduction of uranium dioxide nanoparticles to metallic uranium during sintering of the tablets.
  • the new structure of the U02 tablet and the additional chemical bond U-U were revealed using an X-ray photon spectroscope.
  • the structure of the tablet has pores evenly distributed along the grain boundaries and inside the grains. Pores found on grain boundaries
  • triazole 4-amino-1,2,4-triazole
  • Compressed tablets that were sintered at a temperature of 1750 ° C in a hydrogen medium.
  • the ammonia-containing radical of triazole decomposed, releasing hydrogen, which helped to restore the adjacent sections of uranium dioxide in the volume of the tablet.
  • metal clusters and a pre-stoichiometric composition were formed in the inner part of the tablets.
  • Pores 1–5 ⁇ m in size were found along the grain boundaries, and pores with sizes from ⁇ 1 to 200 nm, which amounted to at least 50% of the total porosity, were found inside the grains.
  • the nanopore size is even less than the microscope resolution level, i.e. less than 1 nm.
  • sintered tablets had a phase composition of U0 2 and an O / U ratio at the grain boundaries of 2.001 and 1.999 inside the grains.
  • dispersed metal clusters of chemical compounds of uranium with a valence of 0-2 + surrounded by U0 2 were revealed. Such metal clusters of a mixture of chemical compounds of uranium with a valency of 0 and 2 + in a tablet volume ranged from 0.01 - 2 May. %

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной физике, а именно к реакторным топливным элементам и их блокам, в частности к составу твердых керамических топливных элементов на основе диоксида урана, предназначенных и обладающих свойствами для их использования в ядерных реакторах различного назначения. Результатом является более надежная особая структура и простой состав диоксида урана без инородных добавок топливной таблетки, приближенной к свойствам монокристалла, имеющей повышенную, а именно выше справочных данных, теплопроводность с ростом температуры, и простой способ ее получения. Указанный результат достигается тем, что в таблетке ядерного топлива в микростуктуре каждого металлокластера поры размером 1-5 мкм распределены по границам зерен, а внутри зерен расположены преимущественно поры наноразмеров. Кроме того металлокластеры составляют от 0,01 до 1,0 мас.%. Согласно изобретению предусмотрен способ изготовления таблетки ядерного топлива, включающий осаждение гидроксидов металла в две стадии, имеющих разный рН. При этом металлический уран расплавляют при температуре выше 1150°C, осуществляют спекание в незначительном количестве жидкой фазы при температуре от 1600 до 2200°C в водородной среде, до образования диоксида урана, в структуре которого диспергированы металлокластеры. Выявляют посредством рентгеновского фотонного спектроскопа новую структуру таблетки UO2 и дополнительную химическую связь U-U.

Description

Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ её изготовления Описание изобретения
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к реакторным топливным элементам и их блокам, в частности к составу твердых керамических топливных элементов на основе диоксида урана, предназначенных и обладающих свойствами для их использования в ядерных реакторах различного назначения.
Известна таблетка наноструктурированного ядерного топлива (варианты), которая содержит спрессованный и спеченный порошок смеси однородных по эффективному размеру и плотности частиц соединения U и наноалмаза, кроме того она может содержать спрессованный и спеченный порошок смеси частиц соединения (U,Pu) и наноалмаза (Патент N° 246741 1RU. Опубл. 20.11.2012).
Однако, несмотря на повышенную прочность и термостойкость известной таблетки, она имеет невысокую теплопроводность, кроме того, введение более 1 % наноалмаза в 1Ю2 или (U,Pu)02 приводит к снижению эффективной плотности ядерного топлива и может создать аварийную ситуацию при работе реактора, т.к. при нагреве до 2000 °С без доступа воздуха алмаз спонтанно переходит в графит и взрывообразно разрушается на мелкие части.
Известны таблетка ядерного топлива высокого выгорания и способ ее изготовления (варианты), в которых таблетка на основе диоксида урана содержит оксиды алюминия и кремния, равномерно распределенные по всему объему таблетки, причем по отношению к урану содержание алюминия составляет от 0,005 до 0,03 мас.%, кремния - от 0,003 до 0,02 мас.%, массовое отношение алюминия к кремнию составляет от 1 ,5 до 4, размер зерна диоксида урана изменяется в пределах от 20 до 45 мкм. Таблетка может дополнительно содержать оксид гадолиния, который в виде твердого раствора с диоксидом урана равномерно распределен по всему 5 объему таблетки, причем содержание оксида гадолиния по отношению к урану составляет от 0,3 до 10,0 мас.% или содержать оксид эрбия, который в виде твердого раствора с диоксидом урана равномерно распределен по всему объему таблетки, причем содержание оксида эрбия по отношению к урану составляет от 0,3 до 0,8 мас.% (Патент Jfe 2376665RU. Опубл. 20. 12. 2009). ю Однако, несмотря на то, что результатом известной таблетки является повышение глубины выгорания топлива при его эксплуатации до 70-100 МВт сут/кг U, она не обладает простой структурой, составом и повышенной теплопроводностью. Кроме того, она не предназначена для использования работы реактора в маневренном режиме. Способ её производства имеет
15 высокую себестоимость.
Известна таблетка ядерного топлива на основе диоксида урана, содержащая спрессованный и спеченный порошок смеси диоксида урана с добавкой оксида эрбия (Ег20з), содержание которого в ядерном топливе составляет от 0,46 до 0,64 вес.% по эрбию при условной массовой доле U-235
20 в ядерном топливе от 2,6 до 2,8 вес.%. Причем открытая пористость спрессованной и спеченной смеси двуокиси урана (U02) с добавкой окиси эрбия не превышает 1% (Патент JYO 2157568RU. Опубл. 10.10.2000).
Несмотря на то, что добавка оксида эрбия повышает глубину выгорания топлива, она приводит к понижению теплопроводности топлива,
25 а, следовательно, к увеличению градиента температуры по радиусу таблетки и не способствует устойчивой работе реактора в маневренном режиме.
Известна топливная композиция 40Mac.%UO2+60Mac.%MgO с теплопроводностью 5,7 Вт/м град. при температуре 1000°С (в -1,5 раза выше расчётной теплопроводности) (I.S. Kurina, V.N. Lopatinsky, N.P. зо Yermolayev, N.N. Shevchenko. Research and Development of MgO based matrix fuel. - Proceedings of a Technical Committee meeting held in Moscow, 1-4 October 1996. IAEA-TECDOC-970, 1997, p. 169-181).
Однако известная топливная композиция U02+MgO содержит значительное количество разбавителя - MgO (60 мае. %). В реакторах 5 существующих типов полная загрузка топливом такого состава невозможна.
Для использования в существующих быстрых или тепловых реакторах потребуется увеличение концентрации 235U в топливе U02+MgO. Следовательно, требуются значительные экономические затраты, связанные с повышением обогащения топлива по 235U и изменением аппаратурного ю оформления процесса производства топлива в соответствии с ядерной безопасностью.
Известна таблетка ядерного топлива, которая является композитной и представляет собой урандиоксидную матрицу, с расположенной в ней особым образом теплопроводящей фазой. Направление теплового потока в 15 топливе совпадает с ориентацией теплопроводной фазы. Тепло передается монокристаллическими частицами оксида бериллия игольчатой либо пластинчатой формы, размерами 40-200 мкм, оптически прозрачными, диспергированными в урандиоксидной матрице (Патент N_> 2481657 Опубл. 10.05.2013).
20 Однако, не смотря на то, что известная таблетка позволяет повысить теплопроводность её материала, за счёт композитной структуры топлива, она не обладает особой структурой, имеющей нано поры внутри зёрен и металлокластерами урана.
Известна таблетка ядерного топлива (варианты), содержащая
25 спрессованный и спеченный порошок смеси однородных по плотности и эффективному размеру частиц соединения урана и углеродных каркасных структур. Вариантом является зонированная таблетка, при этом центральная цилиндрическая зона таблетки имеет более низкое, а внешняя кольцевая зона - более высокое объемное содержание углеродных каркасных структур. В зо частных случаях исполнения содержание углеродных каркасных структур (фуллеренов, углеродных нанотрубок, углеродных нановолокон) в порошке смеси составляет 1,5-12,5% об. для смеси с U02 и 1 ,2-10,4% об. для смеси с UN. (Патент JVs 2469427RU. Опубл. 10.12.2012).
Однако, не смотря на то, что известная таблетка имеет повышенную 5 прочность, термостойкость, замедление процессов возникновения и развития в ней трещин, снижение вероятности ее разрушения, она не обеспечивает достаточно высокую теплопроводность с повышением температур, вытекающую из её надёжной особой структуры, и простого состава диоксида урана.
ю Известна смоделированная композитная таблетка ядерного топлива, содержащая в своём составе до 3 мас.% частиц упорядоченного графита или карбида кремния с высокой теплопроводностью, что позволяет повысить её теплопроводность. В известном техническом решении композитная гранула ядерного топлива, содержит композитное тело, включающее матрицу U02 и
15 множество частиц высоких пропорций, диспергированных в ней, где эти частицы высоких пропорций имеют теплопроводность выше, чем таковая у матрицы U02 (Заявка N° PCT/US2010/043307; номер международной публикации WO/201 1/014476. Опубл. 03.02.201 1).
Однако высокотеплопроводные частицы в объёме известной таблетки
20 представляют собой волокна длиной от 0,25 см до 1 ,25 см и шириной (диаметром) от 5 мкм до 15 мкм, которые при смешивании и прессовании разрушаются (разламываются, скручиваются и т.д.), теряя свою функцию повышения теплопроводности таблетки. Кроме того, введение до 3 % упорядоченного графита или карбида кремния в U02 приводит к снижению
25 ураноёмкости ядерного топлива, а добавка графита может создать аварийную ситуацию при работе реактора.
Известны метод для производства топливных гранул, топливных сборок, метод для производства тепловыделяющих сборок, и урановый порошок для этого. Среди топливных стержней (13, 14, 15, 16, 17, 18, 19) зо которые составляют топливные сборки, добавляются топливные стержни (16, 17, 18), каждый из которых содержит окись урана, имеющий степень конденсации более чем на 5% содержат Gd композитных азота. Gd композитных азота, содержащий оксид гадолиния и редкоземельных элементов В другие, чем гадолиния и в лице химическая формула А1- 5 XGdXO2-0, 5Х или Al-XGdXOl .5. Редкоземельных элементов может быть церия (Се), лантана (ла), эрбий (Ег) (Номер международной заявки: Номер международной заявки: PCT/JP2009/001708, Дата международной подачи: 14.04.2009; Номер международной публикации: WO/2009/128250, Дата публикации: 22.10.2009).
ю Известен способ получения топливной композиции для реакторов на быстрых нейтронах, заключающийся в приготовлении растворов делящихся материалов, осаждении аммиаком, термической обработке порошка до оксидов делящихся материалов, с последующим прессованием и спеканием таблеток, в котором на стадии приготовления растворов дополнительно
15 вводят растворы магния и железа, а железо восстанавливают до металлического состояния (Патент N2 2098870RU. Опубл.10.12.1997 г.).
Однако известный способ не позволяет получить более надёжной особой структуры и простого состава диоксида урана топливной таблетки, обладающей повышенной, а именно выше справочных данных,
20 теплопроводности топлива с ростом температуры.
Известен способ получения изделий из керамики включающий операции осаждения карбоната, гидроксида, оксалата металла и т.д. из раствора, термической обработки осадка, формования и спекания, причем нижний предел температуры термической обработки осадка ограничивается
25 температурой перекристаллизации, т.е. морфологического изменения формы частиц (Патент N° 2135429 RU. Опубл. 27.08.1999г.).
Однако известный способ не позволяет получить более надёжной особой структуры и простого состава диоксида урана топливной таблетки, обладающей повышенной, а именно выше справочных данных, зо теплопроводности топлива с ростом температуры. Известен способ получения таблеток ядерного топлива на основе диоксида урана, заключающийся в добавлении к исходному мелкодисперсному диоксиду урана нанодисперсного гидрида урана, тщательном перемешивании компонентов, высушивании смеси в вакууме 5 при 300-330°С, при котором происходит реакция разложения гидрида урана до металла, прессовании из высушенного продукта таблеток и спекании их в динамическом вакууме при 1500-1550°С (Патент
Figure imgf000008_0001
2459289RU. Опубл. 20.08.2012).
Однако известный способ не позволяет получить надёжную особую ю структуру таблетки топлива и простого состава диоксида урана, результат которых проявляется в повышении, а именно выше справочных данных, теплопроводности топлива с ростом температуры.
Известна модификация топливных таблеток из диоксида урана, включающая введение в штатный порошок U02 добавок, содержащих
15 аммиак, и усовершенствование технологии их изготовления, получения оксидных керамических материалов, включающая получение осадка, содержащего одновременно частицы разных размеров, в том числе наночастицы, с последующим прокаливанием при оптимальной температуре (Курина И.С. Усовершенствование технологий изготовления топлива
20 диоксида урана для улучшения эксплуатационных характеристик // Сборник материалов 1-й Всероссийской школы-семинара студентов, аспирантов и молодых ученых по тематическому направлению деятельности национальной нанотехнологической сети «Функциональные наноматериалы для энергетики.- М.: НИЯУ МИФИ.- 2011..- С. 1 17-146).
25 В известной публикации описаны общие подходы модификации топливных таблеток из диоксида урана, которые без их творческой проработки не позволят получить надёжную особую структуру таблетки топлива и простого состава диоксида урана, обладающих повышенной, а именно выше справочных данных, теплопроводностью топлива с ростом зо температуры. Наиболее близким техническим решением являются свойства таблетки ядерного топлива, которая является композитной и представляет собой урандиоксидную матрицу, с расположенной в ней особым образом теплопроводящей фазой из ВеО. Направление теплового потока в топливе
5 совпадает с ориентацией теплопроводной фазы. Тепло передается диспергированными в урандиоксидной матрице оптически прозрачными монокристаллическими частицами оксида бериллия игольчатой либо пластинчатой формы, размерами 40-200 мкм, содержание которых в топливе составляет 1-10 мас.%. Расчётом показано, что при 1000 °С повышение ю теплопроводности при содержании ВеО 3 мас.% по сравнению с топливом в виде U02 будет не менее 21 %. (Патент JVs 2481657 Опубл. 10.05.2013).
Однако, повышенная теплопроводность в известной таблетке достигается только при условии совпадения теплового потока с ориентацией теплопроводной фазы, чего практически невозможно добиться при
15 изготовлении (перемешивании, прессовании) таблетки. Кроме того, изготовление такой теплопроводной фазы монокристаллического оксида бериллия является сложным объёмным производством, что значительно удорожает изготовление ядерного топлива, а введение достаточно большого количества ВеО в U02 приводит к снижению ураноёмкости топлива. Кроме
20 того, оксид бериллия является отражателем и замедлителем нейтронов и его добавка изменит физику реактора.
Наиболее близким к заявляемому способу изготовления таблетки ядерного топлива является способ изготовления изделий из оксидной керамики с повышенной теплопроводностью, включающий операции
25 приготовления кислотного раствора, содержащего не менее одного катиона металла, в том числе делящегося, осаждения соли или гидроксида по меньшей мере одного металла из раствора, термической обработки осадка при температуре не ниже температуры морфологического изменения формы частиц осадка, формования изделий и их спекания, в котором, гидроксид зо металла осаждают аммиаком в две стадии, причем рН на первой стадии ниже W
рН полного осаждения металла не менее чем на 0,5, а рН на второй стадии составляет 9,5-10,5, соль в виде оксалата металла осаждают концентрированным раствором щавелевой кислоты с избытком от стехиометрии не менее 20%, причем в осадке обеспечивают образование крупных частиц размером не менее 0, 1 мкм и 0,05-2,0 мас.% наночастиц размером не более 30 нм (Патент J *2 2323912RU. Опубл. 10.05.2008).
Однако известный способ не позволяет получить таблетку ядерного топлива, более надёжной особой структуры и простого состава диоксида урана, обладающих повышенной, а именно выше справочных данных, теплопроводностью топлива с ростом температуры.
Задачей настоящего изобретения является разработка более надёжной особой структуры и простого состава диоксида урана без инородных добавок топливной таблетки, и простого способа её получения, результат которых проявляется в приближении к свойствам монокристалла и в повышении, а именно выше справочных данных, теплопроводности топлива с ростом температуры.
При реализации изобретения достигаются следующие технические результаты.
Предлагаемая таблетка и способ её изготовления просты в исполнении, имеют низкую себестоимость.
Предлагаемая таблетка имеет более надёжную особую структуры и простой состав диоксида урана без инородных добавок.
Предлагаемая таблетка, изготовленная предложенным способом, приближена к свойствам монокристалла, практически не имеет пористости. Кроме того имеет повышенную, а именно выше справочных данных, теплопроводность с ростом температуры.
Предлагаемая таблетка имеет повышенную пластичность за счёт образования металлокластеров и позволяет устойчиво работать реактору в маневренном режиме. Кроме того способ её изготовления имеет достаточно низкую себестоимости при создании условий для образования металлического урана.
На достижение указанных технических результатов оказывают влияние следующие существенные признаки. Поставленная задача решается тем, что 5 в таблетке ядерного топлива с повышенной теплопроводностью, содержащей структуру из спрессованного и спеченного порошка диоксида урана, структура таблетки выполнена из равномерно распределённых по границам зёрен и внутри зерен порам, при этом внутри зёрен расположены нано поры, а также металлокластеры химических соединений урана с валентностью 0 и ю 2+, при этом нано поры выполнены размером от 1 до 200 нм и составляют не менее 50 % общей пористости, а металлокластеры смеси химических соединений урана с валентностью 0 и 2+ окружены 1Ю2, кроме того общее содержание металлокластеров в виде смеси химических соединений урана с валентностью 0 и 2+ составляет от 0,01 до 2 мае. %. Для получения таблетки
15 ядерного топлива с повышенной теплопроводностью используют способ её изготовления, включающий осаждение гидроксидов металла в две стадии, имеющих рН, прокаливание, спекание порошка смеси диоксида урана и прессование, использование рентгеновского фотонного спектроскопа, в котором, осаждение проводят одновременным сливанием растворов
20 уранилнитрата и аммиака в буфер при температуре 55-60±2°С в две стадии: на первой стадии поддерживают уровень рН равном от 6,5 до 6,7 единиц, на второй стадии проводят досаждение полиураната аммония (ПУА) при уровне рН равном от 9,0 до 10,5 единиц, прокаливание осуществляют при температуре от 600 до 680°С до восстановления U02, металлический уран
25 расплавляют при температуре выше 1 150°С, осуществляют спекание в незначительном количестве жидкой фазы при температуре от 1600 до 2200°С в водородно-азотной среде, до образования металлокластеров.
В варианте расширения диапазона использования способа осаждение проводить одновременным сливанием азотнокислого раствора, который зо содержит уран и добавку металла, и аммиака в буфер при температуре 55- 60±2°C в две стадии: на первой стадии поддерживают уровень рН равном от 7,0 до 7,2 единиц, на второй стадии проводят досаждение полиураната аммония (ПУА) при уровне рН равном от 8,0 до 8,5 единиц, при этом в качестве добавки металла использовать хром, олово, титан, алюминий и др. 5 Целесообразно при использовании штатной технологии вводить механическим смешиванием в порошок U02 добавку в количестве от 0,01 до 0,5%, содержащую аммиак, при этом в качестве добавки, содержащей аммиак, использовать: карбонат или бикарбонат аммония, парафенилендиамин, триазол и др.
ю Настоящее изобретение поясняют подробным описанием, примерами выполнения и иллюстративным материалом, на котором:
Фиг. 1 - характеризует микроструктуру предлагаемой таблетки ядерного топлива, согласно изобретению;
Фиг. 2 - микроструктура предлагаемой таблетки ядерного топлива 15 диоксида урана с размерами пор от 1 до 200 нм, составляющими -50% всего объёма пор таблетки;
Фиг. 3 - микроструктура стандартной таблетки ядерного топлива диоксида урана;
Фиг. 4 - изображён график температурной зависимость 20 теплопроводности таблеток ядерного топлива диоксида урана.
Фиг. 5 - таблица температурной зависимости теплопроводности различных таблеток диоксида урана.
Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью (далее таблетка) содержит структуру из спрессованного и спеченного порошка 25 диоксида урана (Фиг. 1). Структура таблетки выполнена из равномерно распределённых по границам зёрен порам размером 1 -5 мкм, а внутри зерен расположены нано поры, размеры которых измерены и равны от 1 до 200 нм (Фиг. 2). Количество последних составляет не менее 50 % общей пористости. При этом металлокластеры химических соединений урана с зо валентностью 0 и 2+ окружены U02. Общее содержание металлокластеров (далее кластеров) в виде смеси химических соединений урана с валентностью 0 и 2+ составляет от 0,01 до 2 мае. % и представляющих химически связанные катионы урана (химическая связь U-U). Микротвёрдость таких металлокластеров в 1 ,5 и более раз ниже справочных данных. Благодаря металлокластеров снижено отношение O/U до 1 ,996-1,999 внутри зёрен, а по границам зёрен оно имеет отношение O/U 2,000-2,002 за счёт окисления при хранении на воздухе. За счет этого повышается теплопроводность таблетки. На фиг. 3, для сравнения, приведена структура стандартной таблетки ядерного топлива диоксида урана , в которой отсутствует наличие металлокластеров.
Теплопроводность таблетки после 500-600° С с увеличением температуры повышается и при 1000°С имеет значения, в 1 ,5-3 раза превышающие справочные и расчётные данные (Фиг. 4, 5). Объяснить это можно следующим. Характер температурной зависимости теплопроводности, измеренной классическим методом осевого теплового потока, для предлагаемой таблетки U02 очень схож с характером температурной зависимости теплопроводности для монокристаллического U02. Для монокристалла теплопроводность не зависит от его размера или ориентации. При 700°С теплопроводность монокристалла на 60 % больше средней теплопроводности спечённого поликристаллического UCh. При 1000°С теплопроводность монокристалла составляет -5,9 Вт/м град., что в ~2,4 раза выше теплопроводности спечённого поликристаллического диоксида урана.
Для изготовления таблетки ядерного топлива с повышенной теплопроводностью используют способ, который включает осаждение гидроксидов металла в две стадии, имеющих рН, прокаливание, спекание порошка смеси диоксида урана, прессование и использование рентгеновского фотонного спектроскопа. При выполнении способа осаждение проводят одновременным сливанием растворов уранилнитрата и аммиака в буфер при температуре 55-60±2°С в две стадии. На первой стадии поддерживают уровень рН равном от 6,5 до 6,7 единиц, на второй стадии проводят досаждение полиураната аммония (ПУА) при уровне рН равном от 9,0 до 10,5 единиц. Прокаливание осуществляют при температуре от 600 до 680°С до восстановления U02. Металлический уран расплавляют при температуре выше 1 150°С, осуществляют спекание в незначительном 5 количестве жидкой фазы при температуре от 1600 до 2200°С в водородно- азотной среде, до образования металлокластеров. Спекание в жидкой фазе формирует образование необходимой пористости и структуры таблетки. По границам зёрен образуются поры размером 1-5 мкм, а внутри зёрен формируются нано поры размером от <1 до 200 нм. которые составляют не ю менее 50% общей пористости. При этом в системе U02-U отношение 0/U снижается до 1 ,996-1 ,999. Образуется диоксид урана, в структуру которого диспергированы металлокластеры химических соединений урана с валентностью 0-2+ окружённые U02. Новую структуру таблетки U02 и дополнительную химическую связь U-U выявляют посредством
15 использования рентгеновского фотонного спектроскопа, показавшего, что такие металлокластеры в объеме таблетки составляют от 0,01 - 2 мае. %.
В варианте расширения диапазона использования способа и получения катализаторов осуществляют осаждение одновременным сливанием азотнокислого раствора, который содержит уран и добавку металла и
20 аммиака в буфер при температуре 55-60±2°С в тоже две стадии. При этом на первой стадии поддерживают уровень рН равном от 7,0 до 7,2 единиц, а на второй стадии проводят досаждение полиураната аммония (ПУА) при уровне рН равном от 8,0 до 8,5 единиц. В качестве добавки металла используют хром, олово, титан, алюминий и др. Добавки являются катализаторами,
25 способствующими частичному, в прилегающих к добавке участкам, восстановлению нано частиц диоксида урана до металлического урана в процессе спекания таблеток.
При использовании штатной технологии в порошок U02 вводят, механическим смешиванием, добавку в количестве от 0,01 до 0,5%, зо содержащую аммиак, при этом в качестве добавки, содержащей аммиак, используют: карбонат или бикарбонат аммония, парафенилендиамин, триазол и др.
ПРИМЕР 1
Таблетку ядерного топлива с повышенной теплопроводностью изготовили следующим образом.
Осаждение провели одновременным сливанием растворов уранилнитрата и аммиака в буфер при температуре 55-60±2°С в две стадии. Раствор аммиака подавали в стакан осаждения ПУА. На первой стадии поддерживали уровень рН равном от 6,5 до 6,7 единиц, на второй стадии провели досаждение полиураната аммония (ПУА) при уровне рН равном от 9,0 до 10,5 единиц. Прокаливание осуществили при температуре от 600 до 680°С до восстановления U02. Металлический уран расплавляли при температуре выше 1 150°С и, затем, осуществляли спекание в незначительном количестве жидкой фазы при температуре от 1750°С в водородно-азотной среде, до образования металлокластеров. Спекание в жидкой фазе формировало образование необходимой пористости и структуры таблетки. Новую структуру таблетки U02 и дополнительную химическую связь U-U выявили посредством использования рентгеновского фотонного спектроскопа. Структура таблетки имеет равномерно распределённые по границам зёрен и внутри зерён поры. По границам зёрен обнаружили поры размером 1-5 мкм, а внутри зёрен нано поры размером от <1 до 200 нм, которые составили не менее 50% общей пористости. Кроме того отметили, что размер нано пор составляет даже менее уровня разрешения микроскопа, т.е. менее 1 нм. При этом в системе U02-U спечённые таблетки имели фазовый состав U02 и отношение O/U на границах зёрен 2,002 и 1 ,998 внутри зёрен. В структуре диоксид урана были выявлены диспергированные металлокластеры химических соединений урана с валентностью 0-2+ окружённые UO?. Такие металлокластеры смеси химических соединений урана валентностью 0 и 2+ в объеме таблетки составили от 0,01— 2 мае. %.
ПРИМЕР 2. Таблетку ядерного топлива с повышенной теплопроводностью изготовили следующим образом.
Осуществили осаждение одновременным сливанием азотнокислого раствора, который содержит уран и добавку металла и аммиака в буфер при 5 температуре 55-60±2°С тоже в две стадии. При этом на первой стадии поддерживали уровень рН равном от 7,0 до 7,2 единиц, а на второй стадии провели досаждение полиураната аммония (ПУА) при уровне рН равном от 8,0 до 8,5 единиц. В качестве добавки металла использовали хром. Добавки способствовали частичному, в прилегающих к добавке участкам, ю восстановлению нано частиц диоксида урана до металлического урана в процессе спекания таблеток. Затем металлический уран расплавляли при температуре выше 1 150°С и, затем, осуществляли спекание в незначительном количестве жидкой фазы при температуре от 1750°С в водородно-азотной среде, до образования металлокластеров. Спекание в жидкой фазе
15 формировало образование необходимой пористости и структуры таблетки.
Новую структуру таблетки U02 и дополнительную химическую связь U-U выявили посредством использования рентгеновского фотонного спектроскопа. Структура таблетки имеет равномерно распределённые по границам зёрен и внутри зерен поры. По границам зёрен обнаружили поры
20 размером 1-5 мкм, а внутри зёрен нано поры размером от <1 до 200 нм, которые составили не менее 50% общей пористости. Кроме того отметили, что размер нано пор составляет даже менее уровня разрешения микроскопа, т.е. менее 1 нм. При этом в системе U02-U спечённые таблетки имели фазовый состав U02 и отношение 0/U на границах зёрен 2,002 и 1 ,998 внутри
25 зёрен. В структуре диоксид урана были выявлены диспергированные металлокластеры химических соединений урана с валентностью 0-2+ окружённые U02. Такие металлокластеры смеси химических соединений урана валентностью 0 и 2+ в объеме таблетки составили от 0,01— 2 мае. %.
ПРИМЕР 3
зо В порошок диоксида урана, изготовленный по штатной технологии, добавили 0,5 мае. % порошка 4-амино-1,2,4-триазола (далее - триазола), механически перемешали. Спрессовали таблетки, которые спекли при температуре 1750°С в водородной среде. При спекании аммиаксодержащий радикал триазола разлажился, выделяя водород, который способствовал восстановлению прилегающих участков диоксида урана в объёме таблетки. В результате образовались металлокластеры и достехиометрический состав во внутренней части таблеток.
Затем металлический уран расплавляли при температуре выше 1150°С и, затем, осуществляли спекание в незначительном количестве жидкой фазы при температуре от 1750°С в водородно-азотной среде, до образования металлокластеров. Спекание в жидкой фазе формировало образование необходимой пористости и структуры таблетки. Новую структуру таблетки U02 и дополнительную химическую связь U-U выявили посредством использования рентгеновского фотонного спектроскопа. Структура таблетки имеет равномерно распределённые по границам зёрен и внутри зерён поры. По границам зёрен обнаружили поры размером 1-5 мкм, а внутри зёрен нано поры размером от <1 до 200 нм, которые составили не менее 50% общей пористости. Кроме того, отметили, что размер нано пор составляет даже менее уровня разрешения микроскопа, т.е. менее 1 нм. При этом в системе U02-U спечённые таблетки имели фазовый состав U02 и отношение O/U на границах зёрен 2,001 и 1 ,999 внутри зёрен. В структуре диоксид урана были выявлены диспергированные металлокластеры химических соединений урана с валентностью 0-2+ окружённые U02. Такие металлокластеры смеси химических соединений урана валентностью 0 и 2+ в объеме таблетки составили от 0,01 - 2 мае. %.

Claims

Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ её изготовления Формула изобретения 5
1. Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью, содержащая структуру из спрессованного и спеченного порошка диоксида урана, отличающаяся тем, что структура таблетки выполнена из равномерно распределённых по границам зёрен и внутри зерен порам, при этом внутри ю зёрен расположены нано поры, а также металлокластеры химических соединений урана с валентностью 0 и 2+.
2. Таблетка по п.1, отличающаяся тем, что нано поры выполнены размером от 1 до 200 нм и составляют не менее 50 % общей пористости.
3. Таблетка по п.1 , отличающаяся тем, что металлокластеры смеси 15 химических соединений урана с валентностью 0 и 2+ окружены U02.
4. Таблетка по п. 1, отличающаяся тем, что общее содержание металлокластеров в виде смеси химических соединений урана с валентностью 0 и 2+ составляет от 0,01 до 2 мае. %.
5. Способ изготовления таблетки ядерного топлива с повышенной 20 теплопроводностью по п. 1 , включающий осаждение гидроксидов металла в две стадии, имеющих рН, прокаливание, спекание порошка смеси диоксида урана и прессование, использование рентгеновского фотонного спектроскопа, о т л и ч а ю щ и й с я т е м, ч т о, осаждение проводят одновременным сливанием растворов уранилнитрата и аммиака в буфер при
25 температуре 55-60±2°С в две стадии: на первой стадии поддерживают уровень рН равном от 6,5 до 6,7 единиц, на второй стадии проводят досаждение полиураната аммония (ПУА) при уровне рН равном от 9,0 до 10,5 единиц, прокаливание осуществляют при температуре от 600 до 680°С до восстановления U02, металлический уран расплавляют при температуре
30 выше 1 150°С, осуществляют спекание в незначительном количестве жидкой фазы при температуре от 1600 до 2200°С в во дородно-азотной среде, до образования металлокластеров.
6. Способ по п.5, отличающий ся тем, что, осаждение проводят одновременным сливанием азотнокислого раствора, который
5 содержит уран и добавку металла, и аммиака в буфер при температуре 55- 60±2°С в две стадии: на первой стадии поддерживают уровень рН равном от 7,0 до 7,2 единиц, на второй стадии проводят досаждение полиураната аммония (ПУА) при уровне рН равном от 8,0 до 8,5 единиц.
7. Способ по п.5, о т л и ч аю щ и й с я т е м, ч т о вводят ю механическим смешиванием в порошок U02 добавку в количестве от 0,01 до
0,5%, содержащую аммиак.
8. Способ по п.5, отличающийся тем, чтов качестве добавки, содержащей аммиак, используют: карбонат или бикарбонат аммония, парафенилендиамин, триазол, и др.
15
PCT/RU2014/000882 2013-11-26 2014-11-21 Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ её изготовления WO2015080626A1 (ru)

Priority Applications (10)

Application Number Priority Date Filing Date Title
UAA201602300A UA116669C2 (ru) 2013-11-26 2014-11-21 Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ её изготовления
CN201480050895.8A CN105706177B (zh) 2013-11-26 2014-11-21 一种热导率增强型核燃料芯块及其制备方法
EP14865710.9A EP3076398A4 (en) 2013-11-26 2014-11-21 Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity, and preparation method thereof
JP2016554166A JP6472460B2 (ja) 2013-11-26 2014-11-21 熱伝導率を高めた核燃料ペレット及びその調製方法
BR112016004477-0A BR112016004477B1 (pt) 2013-11-26 2014-11-21 Pastilha de combustível nuclear com condutividade térmica enriquecida e o seu método de preparação
US15/021,618 US10381119B2 (en) 2013-11-26 2014-11-21 Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity, and preparation method thereof
EA201600213A EA034523B1 (ru) 2013-11-26 2014-11-21 Способ изготовления таблетки ядерного топлива с повышенной теплопроводностью
CA2927139A CA2927139C (en) 2013-11-26 2014-11-21 Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity, and preparation method thereof
KR1020167006958A KR101927276B1 (ko) 2013-11-26 2014-11-21 개선된 열전도율을 갖는 핵 연료 펠릿 및 그 제조 방법
ZA2016/01805A ZA201601805B (en) 2013-11-26 2016-03-15 Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity, and preparation method thereof

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2013152247/07A RU2575015C2 (ru) 2013-11-26 Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ ее изготовления
RU2013152247 2013-11-26

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2015080626A1 true WO2015080626A1 (ru) 2015-06-04

Family

ID=53199444

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2014/000882 WO2015080626A1 (ru) 2013-11-26 2014-11-21 Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ её изготовления

Country Status (12)

Country Link
US (1) US10381119B2 (ru)
EP (1) EP3076398A4 (ru)
JP (1) JP6472460B2 (ru)
KR (1) KR101927276B1 (ru)
CN (1) CN105706177B (ru)
BR (1) BR112016004477B1 (ru)
CA (1) CA2927139C (ru)
EA (1) EA034523B1 (ru)
MY (1) MY180112A (ru)
UA (1) UA116669C2 (ru)
WO (1) WO2015080626A1 (ru)
ZA (1) ZA201601805B (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2664738C1 (ru) * 2017-08-04 2018-08-22 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (НИЦ "Курчатовский институт") Способ изготовления таблетированного ядерного топлива

Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP6528926B2 (ja) * 2014-05-21 2019-06-12 株式会社Ihi 原子力施設の回転機器
CN107256726B (zh) * 2017-07-03 2019-04-30 中国工程物理研究院材料研究所 一种金属增强型二氧化铀核燃料芯块的制备方法
US11050094B1 (en) * 2017-07-20 2021-06-29 Ut-Battelle, Llc Molten salt compositions with enhanced heat transfer and reduced corrosion properties
CN107731318B (zh) * 2017-10-27 2019-07-02 中国工程物理研究院材料研究所 一种单晶二氧化铀核燃料芯块的制备方法
CN109243625B (zh) * 2018-08-29 2020-07-14 中国工程物理研究院材料研究所 一种定向高导热二氧化铀芯块及其制备方法
CN109671511A (zh) * 2018-12-19 2019-04-23 中国工程物理研究院材料研究所 一种单晶高导热二氧化铀核燃料芯块的制备方法
CN109979611A (zh) * 2019-03-28 2019-07-05 中国工程物理研究院材料研究所 一种径向热导率增强型二氧化铀燃料芯块及制备方法
KR102148779B1 (ko) * 2019-12-30 2020-08-27 한전원자력연료 주식회사 미세한 석출물이 원주방향으로 분산된 산화물 핵연료 소결체 및 이의 제조방법
US20210319919A1 (en) * 2020-04-14 2021-10-14 University Of South Carolina Composite Uranium Silicide-Uranium Dioxide Nuclear Fuel
CN112358308A (zh) * 2020-10-19 2021-02-12 中国工程物理研究院材料研究所 一种氧化物复合核燃料芯块及其制备方法
CA3151169A1 (en) 2021-05-11 2022-11-11 Clean Core Thorium Energy Llc Thorium-based fuel design for pressurized heavy water reactors
CN113724906A (zh) * 2021-09-03 2021-11-30 中国工程物理研究院材料研究所 一种半连续结构增强二氧化铀芯块及其制备方法和应用

Citations (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01253694A (ja) * 1988-04-01 1989-10-09 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 核燃料ペレットの製造方法
RU2098870C1 (ru) 1996-05-15 1997-12-10 Государственный научный центр РФ "Физико-энергетический институт" Топливная композиция для реакторов на быстрых нейтронах и способ ее получения
RU2135429C1 (ru) 1997-10-14 1999-08-27 Государственный научный центр Российской Федерации физико-энергетический институт им.акад.А.И.Лейпунского Способ получения изделий из керамики
RU2157568C1 (ru) 1999-11-26 2000-10-10 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Таблетка ядерного топлива
RU2323912C2 (ru) 2006-03-24 2008-05-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" Способ изготовления изделий из оксидной керамики с повышенной теплопроводностью
WO2009128250A1 (ja) 2008-04-16 2009-10-22 株式会社 東芝 原子燃料ペレットの製造方法、燃料集合体とその製造方法およびウラン粉末
RU2376665C2 (ru) 2007-12-27 2009-12-20 Открытое акционерное общество "ТВЭЛ" Таблетка ядерного топлива высокого выгорания и способ ее изготовления (варианты)
WO2011014476A1 (en) 2009-07-30 2011-02-03 Ut-Battelle, Llc Composite nuclear fuel pellet
RU2459289C1 (ru) 2011-06-21 2012-08-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Способ получения таблеток ядерного топлива на основе диоксида урана
RU2467411C1 (ru) 2011-12-14 2012-11-20 Скрипник Анастасия Андреевна Таблетка наноструктурированного ядерного топлива (варианты) и тепловыделяющий элемент ядерного реактора (варианты)
RU2469427C1 (ru) 2011-12-14 2012-12-10 Скрипник Анастасия Андреевна Таблетка ядерного топлива (варианты)
RU2481657C2 (ru) 2010-02-25 2013-05-10 Акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" Таблетка ядерного топлива

Family Cites Families (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1515085A (fr) * 1966-12-22 1968-03-01 Commissariat Energie Atomique Perfectionnements apportés aux procédés pour la préparation de céramiques de matériaux fissiles
JP2737350B2 (ja) * 1990-02-28 1998-04-08 三菱マテリアル株式会社 核燃料ペレット
US5180527A (en) * 1990-04-03 1993-01-19 Nippon Nuclear Fuel Development Co., Ltd. Nuclear fuel pellets
JP3076058B2 (ja) * 1990-04-03 2000-08-14 日本核燃料開発株式会社 核燃料ペレットおよびその製造方法
JPH04236395A (ja) * 1991-01-17 1992-08-25 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 核燃料ペレットの製造方法
JP2813926B2 (ja) * 1991-08-12 1998-10-22 原子燃料工業株式会社 原子燃料用二酸化ウラン粉末及びその製造方法
JP3091555B2 (ja) * 1992-02-21 2000-09-25 原子燃料工業株式会社 核燃料体の製造方法
JPH06258477A (ja) * 1993-03-05 1994-09-16 Japan Atom Energy Res Inst 酸素ポテンシャル自己制御型核燃料化合物
FR2706066B1 (fr) * 1993-06-04 1995-07-07 Commissariat Energie Atomique Combustible nucléaire ayant des propriétés améliorées de rétention des produits de fission.
EP1041578A3 (en) * 1999-03-24 2002-01-16 General Electric Company Process for converting uranium metal alloys to UO2 powder and pellets
FR2860638A1 (fr) * 2003-10-06 2005-04-08 Commissariat Energie Atomique Procede de fabrication de pastilles d'un combustible nucleaire a base d'oxyde mixte (u,pu) o2 ou (u,th)o2
JP4099529B2 (ja) * 2005-03-29 2008-06-11 株式会社東芝 核燃料ペレットおよびその製造方法
JP2006337312A (ja) * 2005-06-06 2006-12-14 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 高燃焼度燃料用核燃料ペレット
KR100794071B1 (ko) * 2006-12-05 2008-01-10 한국원자력연구원 핵연료 소결체의 제조 방법
JP2010112822A (ja) * 2008-11-06 2010-05-20 Nuclear Fuel Ind Ltd 高温ガス炉用燃料コンパクトの製造方法
FR2949598B1 (fr) * 2009-09-02 2013-03-29 Commissariat Energie Atomique Procede de preparation d'un combustible nucleaire poreux a base d'au moins un actinide mineur
EP2622607A4 (en) * 2010-09-27 2017-01-11 Purdue Research Foundation Ceramic-ceramic composites and process therefor, nuclear fuels formed thereby, and nuclear reactor systems and processes operated therewith
US10790065B2 (en) * 2012-08-15 2020-09-29 University Of Florida Research Foundation, Inc. High density UO2 and high thermal conductivity UO2 composites by spark plasma sintering (SPS)

Patent Citations (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01253694A (ja) * 1988-04-01 1989-10-09 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 核燃料ペレットの製造方法
RU2098870C1 (ru) 1996-05-15 1997-12-10 Государственный научный центр РФ "Физико-энергетический институт" Топливная композиция для реакторов на быстрых нейтронах и способ ее получения
RU2135429C1 (ru) 1997-10-14 1999-08-27 Государственный научный центр Российской Федерации физико-энергетический институт им.акад.А.И.Лейпунского Способ получения изделий из керамики
RU2157568C1 (ru) 1999-11-26 2000-10-10 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Таблетка ядерного топлива
RU2323912C2 (ru) 2006-03-24 2008-05-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" Способ изготовления изделий из оксидной керамики с повышенной теплопроводностью
RU2376665C2 (ru) 2007-12-27 2009-12-20 Открытое акционерное общество "ТВЭЛ" Таблетка ядерного топлива высокого выгорания и способ ее изготовления (варианты)
WO2009128250A1 (ja) 2008-04-16 2009-10-22 株式会社 東芝 原子燃料ペレットの製造方法、燃料集合体とその製造方法およびウラン粉末
WO2011014476A1 (en) 2009-07-30 2011-02-03 Ut-Battelle, Llc Composite nuclear fuel pellet
US20120183116A1 (en) * 2009-07-30 2012-07-19 Hollenbach Daniel F Composite nuclear fuel pellet
RU2481657C2 (ru) 2010-02-25 2013-05-10 Акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" Таблетка ядерного топлива
RU2459289C1 (ru) 2011-06-21 2012-08-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Способ получения таблеток ядерного топлива на основе диоксида урана
RU2467411C1 (ru) 2011-12-14 2012-11-20 Скрипник Анастасия Андреевна Таблетка наноструктурированного ядерного топлива (варианты) и тепловыделяющий элемент ядерного реактора (варианты)
RU2469427C1 (ru) 2011-12-14 2012-12-10 Скрипник Анастасия Андреевна Таблетка ядерного топлива (варианты)

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
"M.: National Nuclear Research", 2011, UNIVERSITY MOSCOW ENGINEERING PHYSICS INSTITUTE, article "Functional nanomaterials for power engineering", pages: 117 - 146
I.S. KURINA; V.N. LOPATINSKY; N.P., YERMOLAYEV; N.N. SHEVCHENKO: "Research and Development of MgO based matrix fuel", PROCEEDINGS OF A TECHNICAL COMMITTEE MEETING HELD IN MOSCOW, 1 October 1996 (1996-10-01), pages 169 - 181
See also references of EP3076398A4

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2664738C1 (ru) * 2017-08-04 2018-08-22 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (НИЦ "Курчатовский институт") Способ изготовления таблетированного ядерного топлива

Also Published As

Publication number Publication date
ZA201601805B (en) 2017-06-28
CN105706177B (zh) 2018-06-12
RU2013152247A (ru) 2015-06-10
JP2016540997A (ja) 2016-12-28
UA116669C2 (ru) 2018-04-25
KR20160090281A (ko) 2016-07-29
EA034523B1 (ru) 2020-02-17
BR112016004477B1 (pt) 2022-03-03
US20160232993A1 (en) 2016-08-11
CA2927139A1 (en) 2015-06-04
EP3076398A1 (en) 2016-10-05
JP6472460B2 (ja) 2019-02-20
MY180112A (en) 2020-11-23
US10381119B2 (en) 2019-08-13
CA2927139C (en) 2019-04-23
KR101927276B1 (ko) 2018-12-10
CN105706177A (zh) 2016-06-22
EP3076398A4 (en) 2017-06-21
EA201600213A1 (ru) 2016-08-31
BR112016004477A2 (ru) 2017-08-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
WO2015080626A1 (ru) Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ её изготовления
RU2194666C2 (ru) Наноструктурные окиси и гидроокиси и способы их синтеза
Tan et al. Facile preparation of Mn-doped CeO2 Submicrorods by composite-hydroxide-salt-mediated approach and their magnetic property
Choudhary et al. Synthesis and sintering of Li4SiO4 powder from rice husk ash by solution combustion method and its comparison with solid state method
CN111933310A (zh) 一种高热导的二氧化铀单晶复合燃料芯块及其制备方法
Herman et al. A uranium nitride doped with chromium, nickel or aluminum as an accident tolerant fuel
Ganguly et al. Sol-Gel microsphere pelletization process for fabrication of high-density ThO2—2% UO2 fuel for advanced pressurized heavy water reactors
WO2018124915A1 (ru) Таблетка ядерного топлива и способ её получения
CN103406120A (zh) 埃洛石(HNTs)/稀土氧化物复合材料及其微波制备方法
RU2575015C2 (ru) Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ ее изготовления
WO2020246909A1 (ru) Способ изготовления керамического ядерного топлива с выгорающим поглотителем
Hart et al. ThO2-based pellet fuels-their properties, methods of fabrication, and irradiation performance: a critical assessment of the state of the technology and recommendations for further work
Ledergerber Internal gelation for oxide and nitride particles
Qi et al. A simple method for preparing ThO2 ceramics with high density
Wangle et al. Two-step alkaline thorium dioxide precipitation A low waste method for highly sinterable ThO2
Benay et al. Preparation of yttria-stabilized zirconia-ceria kernels as fuel precursors using internal gelation
KR102581441B1 (ko) 열전도도가 향상된 핵연료 소결체 및 이의 제조방법
Xu et al. Morphological Mapping of Hydrothermally Synthesised Nanoceria at High Ce Concentrations
RU2244351C2 (ru) Твердый мелкодисперсный теплоноситель и способ его получения
Hedberg Production and Characterization of ZrN and PuN Materials for Nuclear Fuel Applications
Nästren et al. Granulation and infiltration processes for the fabrication of minor actinide fuels, targets and conditioning matrices
Ghosh et al. Synthesis and characterisation of nanocrystalline sinteractive 3Y-TZP powder
Borland et al. An evaluation of alternate production methods for Pu-238 general purpose heat source pellets
RU2176115C1 (ru) СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ТОПЛИВНОЙ КОМПОЗИЦИИ BaPuO3 ДЛЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Nickel Development of coated fuel particles. KFA contributions within the frame of the German High Temperature Reactor Fuel Development Program

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 14865710

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2016554166

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: IDP00201601366

Country of ref document: ID

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01A

Ref document number: 112016004477

Country of ref document: BR

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 20167006958

Country of ref document: KR

Kind code of ref document: A

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 201600213

Country of ref document: EA

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2927139

Country of ref document: CA

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: A201602300

Country of ref document: UA

REEP Request for entry into the european phase

Ref document number: 2014865710

Country of ref document: EP

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2014865710

Country of ref document: EP

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 112016004477

Country of ref document: BR

Kind code of ref document: A2

Effective date: 20160229