WO2018124915A1 - Nuclear fuel pellet and method for the production thereof - Google Patents

Nuclear fuel pellet and method for the production thereof Download PDF

Info

Publication number
WO2018124915A1
WO2018124915A1 PCT/RU2016/000946 RU2016000946W WO2018124915A1 WO 2018124915 A1 WO2018124915 A1 WO 2018124915A1 RU 2016000946 W RU2016000946 W RU 2016000946W WO 2018124915 A1 WO2018124915 A1 WO 2018124915A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
uranium
powder
fuel
uranium dioxide
oxide
Prior art date
Application number
PCT/RU2016/000946
Other languages
French (fr)
Russian (ru)
Inventor
Александр Владимирович ЛЫСИКОВ
Олег Александрович БАХТЕЕВ
Никита Александрович ДЕГТЯРЕВ
Евгений Николаевич МИХЕЕВ
Владимир Владимирович НОВИКОВ
Original Assignee
Акционерное Общество "Твэл"
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
Application filed by Акционерное Общество "Твэл" filed Critical Акционерное Общество "Твэл"
Priority to PCT/RU2016/000946 priority Critical patent/WO2018124915A1/en
Priority to RU2019101589A priority patent/RU2713619C1/en
Publication of WO2018124915A1 publication Critical patent/WO2018124915A1/en

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62—Ceramic fuel
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the invention relates to nuclear engineering, in particular to the manufacture of pelletized fuel for fuel elements of light-water reactors, for example, VVER reactors, and can be used most effectively in the manufacture of uranium dioxide fuel pellets of high nuclear purity with high thermal conductivity while maintaining neutron characteristics, density and grain size at the level of standard technology.
  • a possible way to solve this problem is to use fuel with increased thermal conductivity, which can be achieved by introducing various microadditives, for example, BeO (Kovalishin A.A., Prosyolkov VN, Sidorenko VD, Stogov Yu.V. On the possibility of using uranium-beryllium oxide fuel in a VVER reactor. Journal Physics of Atomic Nuclei, December 2014, Volume 77, Issue 14, pp 1661-1663, McDeavitt SM, Ragusa J., Revankar ST, Solomon AA, Malone J. A high-conductivity oxide fuel concept Nuclear Engineering International 15 August 201 1 (http://vvvvw.neimagazine.com/features/featurea-high-conductivity-oxide-fuel- concept).
  • SiC interacts with U0 2 in open systems already at a temperature of 1370 ° C, in closed isothermal systems at 1800 ° C, and with a zirconium alloy at 1200 ° C.
  • BeO can be sintered at temperatures typical for the production of fuel pellets, stable with respect to U0 2 up to a eutectic point of 2160 ° C [Sarma K.N., Fourcade J., Lee SG, and Solomon AA, New Processing Methods to Produce Silicon Carbide and Beryllium Oxide Inert Matrix and Enhanced Thermal Conductivity Oxide Fuels, a € Journal of Nuclear Materials, 352, 324-333, 2006].
  • beryllium oxide forms a eutectic at 2145 ° C.
  • U0 2 -BeO uranium dioxide and beryllium oxide
  • the interest in studying the possibility of creating a fuel composition based on uranium dioxide and beryllium oxide (U0 2 -BeO) is directly related to the unique combination nuclear and physico-chemical properties of its constituent components: high melting point and good compatibility of the components of the composition U0 2 -BeO up to temperatures exceeding 2000 ° C; the absence of interaction of BeO with the zirconium cladding of fuel rods up to 1200 ° C; the insolubility of BeO in nitric acid, the absence of its interaction with water; taking into account the dissolution of uranium dioxide in nitric acid, in contrast to beryllium oxide, it is possible to easily process spent fuel and preserve BeO; the oxygen potential of the Be / BeO equilibrium is lower than that of the equilibrium U U02 (Ellingham diagram); low beryllium oxide neutr
  • the combination of the unique physicochemical properties of uranium-beryllium fuel provides increased safety operation of fuel based on uranium dioxide due to lowering the temperature of the fuel core, reduced swelling of the fuel during irradiation, and a reduced yield of gaseous fission products.
  • the disadvantage is the high sintering temperature (up to 2100 ° C), which leads to a loss of strength characteristics of the fuel composition.
  • the presence of other oxides with the simultaneous introduction of beryllium oxide can lead to the formation of solid solutions, which leads to a smaller increase in thermal conductivity, compared with the introduction of pure beryllium.
  • the closest is a nuclear fuel tablet containing uranium dioxide with the addition of beryllium oxide BeO (patent RU N ° 2481657, publ. 2013).
  • BeO beryllium oxide
  • single crystal beryllium oxide powder is used in an amount of 1-10 wt.% And a particle size of 40-200 microns.
  • beryllium oxide is subjected to heat treatment in an atmosphere of moist argon nitrogen at temperatures of 1970-1990 ° C, after which it is ground and a powder of beryllium oxide of a fraction of 45-63 microns is milled.
  • the resulting mixture is molded and sintered in the usual way.
  • Sintered tablets have a uniform structure and grain size of uranium dioxide 5-25 microns.
  • Another disadvantage is the use of only a single crystal beryllium oxide powder of a certain fractional composition.
  • a fine-fraction composition of uranium dioxide is used (fractions 45-63 microns and smaller).
  • the use of fine fraction uranium dioxide also lengthens and complicates the technological scheme for the production of uranium-beryllium fuel due to the need to pre-prepare the initial uranium dioxide powder.
  • uranium dioxide powders obtained by various technological schemes (aqueous and non-aqueous) are used [Mayorov A. A., Braverman I.B. Technology for producing uranium dioxide powders.
  • uranium dioxide powders have significantly different fractional composition: powders obtained by non-aqueous methods (gas), for example, by the method of "dry" conversion (Dry routine), have a basic fractional composition of less than 125 microns, and powders obtained by aqueous methods, for example, The ADU-method have a basic fractional composition of 125-630 microns.
  • Another disadvantage is the rather large amount of introduced beryllium oxide - 1-10 wt.%.
  • the introduction of such an amount of “light” BeO material will lead to a noticeable decrease in the density of the sintered tablet, and, consequently, to a decrease in the loading of uranium in the reactor core.
  • neutron characteristics there will be a change in neutron characteristics and, as a result, a decrease in the efficiency of the reactor.
  • the authors of the patent propose to increase the sintering time in high-temperature zones of the furnace up to 10 hours. This will lead to a decrease in the productivity of the manufacturing process and the loss of strength characteristics of the tablets.
  • Known oxide ceramic nuclear fuel tablet beryllium (patent RU N ° 2268507, publ. 2006). The description describes a method for its manufacture, which is closest to the methods of manufacturing nuclear fuel proposed in the present invention.
  • BeO is introduced in an amount providing a beryllium content in the tablet in the range of 0.002-0.5 wt.% Each with respect to uranium.
  • beryllium oxide is an additional oxide-forming element to alumina.
  • Beryllium oxide is introduced into the mixture when preparing a “rich” mixture by manually mixing it with uranium dioxide and then mixing the “rich” mixture with the remaining additives in a standard mixer. Further tablet manufacturing — pressing, sintering, and grinding — was carried out using conventional means using standard equipment.
  • the disadvantage of this invention is that BeO is an additional oxide-forming element to alumina and can form double oxides and solid solutions, thereby causing the requirement to increase the content of BeO to achieve the claimed increase in thermal conductivity.
  • increasing the amount of the “light” constituent charge (press powder) efforts are needed to ensure the preset tablet density, for example, by increasing the sintering time. As already mentioned, above, this leads to a decrease in the productivity of the technological process and a loss in the strength characteristics of the tablets.
  • the objectives of the present invention are to increase the thermal conductivity of the material of the fuel tablets and the development of a technologically advanced method of manufacturing such tablets.
  • the technical result is to increase the operational safety of uranium oxide fuel by reducing its temperature during irradiation, increased thermal conductivity of the tablet material while maintaining its density of 10.3-10.6 g / cm 3 and neutron characteristics.
  • the technical result is achieved in a tablet of nuclear uranium-beryllium fuel based on uranium dioxide, comprising a substance of the heat-conducting phase from beryllium oxide particles, the uranium dioxide grain size being 10-25 microns, and the beryllium oxide particles are polycrystalline powder with a particle size of not more than 160 microns uniformly distributed throughout the fuel volume, while the content of beryllium oxide particles in the fuel is 0.2-1.0 wt.%, tablet density 10.3-10.6 g / cm '
  • a method for producing a tablet of nuclear uranium-beryllium fuel based on uranium dioxide comprising preparing a press powder by stepwise mixing of low enriched uranium dioxide U0 2 with a powder of beryllium oxide, with a dry binder, compressing tablets, sintering tablets in a gaseous reducing medium, and the mixing of beryllium oxide with uranium dioxide is carried out in the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume and subsequent mixing with the remainder of the powder of uranium dioxide, as in the case of a dry binder, use the DISED plasticizer, which is ⁇ , ⁇ row-bis-stearialethylene diamine C38H 76 N 2 0 2 , with stepwise mixing of the DISED plasticizer with uranium dioxide and beryllium oxide powders, the blowing agent powder is added, and the content of the DISISED plasticizer ”In the total volume of the press powder is 0.25-0.35
  • a pore-forming agent consisting of azidocarbonamide C 2 H 4 N 4 0 2 , (“POROFOR”) or azoisobutyronitrile C 8 H 12 N 4 (ChKhZ-57) in an amount of up to 1 wt.%
  • POROFOR azidocarbonamide C 2 H 4 N 4 0 2
  • azoisobutyronitrile C 8 H 12 N 4 ChKhZ-57
  • the technical result is achieved in a method for producing a tablet of nuclear uranium-beryllium fuel based on uranium dioxide, including the preparation of the press powder by stepwise mixing low enriched uranium dioxide U0 2 with a beryllium oxide powder, with a dry binder, compressing the tablets, sintering the tablets in a gaseous reducing medium, and mixing the beryllium oxide with uranium dioxide is carried out in the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume and then mixing the resulting mixture with the remainder of the uranium dioxide and uranium oxide powder, the uranium oxide powder being taken in an amount of up to 30 wt.% to the total weight of the press powder, in honors dry binder used plasticizer "DISED” representing ⁇ , ⁇ -bisstearialetilen-diamine C38H 76 N 2 0 2, wherein the plasticizer content "DISED” in a total volume of molding powder is 0.25 to 0.35 wt.%, sin
  • a press powder is obtained by preparing a preliminary mixture of beryllium oxide and uranium oxide powders, which is then added to uranium dioxide, and a plasticizer is added to the resulting powder mixture.
  • uranium dioxide powder is taken, regardless of the method of its manufacture and fractional composition, beryllium oxide in the form of a polycrystalline powder without preliminary treatment in an amount of 0.2-1.0 wt.%.
  • the mixture of beryllium oxide with uranium dioxide is carried out in the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume and subsequent mixing of the resulting mixture with the remainder of the uranium dioxide.
  • a plasticizer in the preparation of press powder use
  • the task is solved as follows.
  • uranium dioxide powder is taken, regardless of the method of its manufacture and fractional composition, beryllium oxide in the form of a polycrystalline powder without preliminary treatment in an amount of 0.2-1.0 wt.%, Uranium oxide oxide powder, regardless of the method its manufacture and fractional composition in an amount up to 30 wt.% to the total mass of the press powder.
  • the mixture of beryllium oxide with uranium dioxide is carried out in the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume and subsequent mixing of the resulting mixture with the rest of the uranium dioxide and nitrous oxide of uranium.
  • “DIESED” is used, which is ⁇ , ⁇ -bis stearialethylene diamine C38H 76 N 2 0 2 , in an amount of 0.25-0.35 wt.% By weight of the press powder.
  • Further tablet manufacturing - pressing, sintering is carried out using conventional means on standard equipment. Sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine.
  • a distinctive feature of the methods for producing tablets is that the mixing of beryllium oxide is carried out in the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume with uranium dioxide or nitrous oxide of uranium. Mixing in a 1: 1 ratio by volume is due to the fact that beryllium oxide is a fairly “light” material with a density of 2.96 g / cm and is introduced into “heavy” uranium dioxide, the average density of 10.6 g / cm. If 1: 1 mixing by mass is carried out, then a uniform distribution of beryllium oxide will not be achieved due to a noticeable difference in the volume of the mixed components.
  • DISED dry binder plasticizer
  • This organic plasticizer does not contain metal, which eliminates sintering during the sintering of the plasticizer components vaporized from fuel pellets and decomposed in a gas medium on the “cold” parts of the furnace, as well as on heaters and lining during furnace cooling.
  • zinc stearate as a dry binder plasticizer necessitates periodic shutdown of the furnace (up to 30 hours) for subsequent cleaning of the hydrogen outlet for zinc, inspection of the lining and heaters, and, if necessary, their cleaning.
  • a “pure” organic plasticizer burns during evaporation from tablets and is carried out by a gas stream into the ventilation. Subsequent output to oven mode takes up to 30 hours.
  • the amount of plasticizer 0.25-0.35 wt.% Is taken from the following considerations. A smaller amount than 0.25 wt.% Makes it difficult to obtain uniformity in the distribution of plasticizer over the volume of the press powder, and a greater than 0.35 wt.% Leads to a decrease in the density of sintered tablets.
  • a pore former consisting of azidocarbonamide C2H4N4O2 (POROFOR) or azoisobutyronitrile C 8 Hi 2 N 4 (ChChZ-57) in an amount up to 1 wt.% To the total weight uranium dioxide and beryllium oxide.
  • POROFOR azidocarbonamide C2H4N4O2
  • ChChZ-57 azoisobutyronitrile C 8 Hi 2 N 4
  • uranium oxide oxide powder in an amount of up to 30 wt.% To the total mass of the press powder ensures uniformity of grain and porous microstructure (without cracking) of fuel pellets.
  • the production of uranium oxide by the oxidizing method from technological waste from tablet production is economically advantageous, since only heat treatment of the waste in the furnace is carried out without an extraction processing scheme [Mayorov A.A., Braverman I.B. Technology for producing uranium dioxide powders. - M .: Energoatomizdat, 1985. - 127 C, Zhiganov A.N., Guzeev V.V., Andreev G.G. Uranium dioxide technology for ceramic nuclear fuel. - Tomsk: STT, 2002. - 328 C].
  • the positive effect is that in such a fuel composition, beryllium oxide is evenly distributed over the entire volume of fuel, while the thermal conductivity of the composition increases, and the density of 10.3-10.6 g / cm, neutron characteristics and grain size of the fuel composition are preserved at the fuel level without beryllium oxide.
  • Example 1 The powder is taken U0 2 polycrystalline powder BeO in an amount of 1 wt.% To the mass of U0 2 . BeO 1yu mixed with a part 2 in the ratio 1: 1 by volume. Next, the resulting mixture is mixed with the rest of U0 2 . The resulting mixture of oxides is mixed with a plasticizer DISED in the amount of 0.25 wt.%. When stepwise mixing the plasticizer "DIESED" with powders of uranium dioxide and beryllium oxide, add the powder of the blowing agent - azodicarbonamide
  • POROFOR in an amount of 0.8 wt.% To the total weight of uranium dioxide and beryllium oxide.
  • the obtained press powder is pressed into crude tablets with a density of 5.8-6.1 g / cm, which are sintered in a reducing atmosphere at 1750 ° C for 3 hours.
  • the sintered tablets are dry ground on a centerless sander and controlled quality characteristics.
  • the resulting tablets have a density of 10.5-10.6 g / cm 3 , the volume fraction of open pores is less than 1%, and the grain size of uranium dioxide is from 15 to 25 microns.
  • Example 2 U0 2 powder is taken, polycrystalline BeO powder in an amount of 0.8 wt.% To the mass of U0 2 , uranium oxide U3O8 in an amount of 20 wt.% To the total weight of the press powder. BeO is mixed with a portion of U0 2 in a ratio of 1: 1 by volume. Next, the resulting mixture is mixed with the rest of U0 2 and U3O8. The resulting mixture of oxides is mixed in stages with a plasticizer DISED in an amount of 0.25 wt.%. The resulting press powder is pressed into crude tablets with a density of 5.8-6.1 g / cm 3 , which are sintered in a reducing atmosphere at 1750 ° C. for 4 hours.
  • Sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine and quality control is carried out.
  • the resulting tablets have a density of 10.3-10.5 g / cm, the volume fraction of open pores is less than 1%, and the grain size of uranium dioxide is from 10 to 16 microns.
  • Example 3 UO2 powder is taken, polycrystalline BeO powder in the amount of 1 wt.% To the mass of U0 2 , uranium oxide U3O8 in the amount of 20 wt.% To the total weight of the press powder. BeO mixes with U3O8. Next, the resulting mixture is mixed with a portion of U0 2 in a ratio of 1: 1 by weight. The resulting mixture is mixed with the remaining part 1U 2 . The resulting mixture of oxides is mixed in stages with a plasticizer DISED in an amount of 0.25 wt.%). The obtained press powder is pressed into raw tablets with a density of 5.8-6, 1 g / cm 3 , which are sintered in a reducing atmosphere at 1750 ° C for 4 hours. Sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine and quality control is carried out. The resulting tablets have a density of 10.3-
  • the volume fraction of open pores is less than 1%
  • the grain size of uranium dioxide is from 15 to 25 microns.

Landscapes

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

Abstract

The invention relates to nuclear technology, in particular to the manufacture of pelletized fuel for fuel elements of light reactors, for example pressurized water reactors, and may be used with maximum effectiveness in the manufacture of pellets of high nuclear purity and increased thermal conductivity from uranium dioxide while keeping neutron characteristics, density and grain size at the level of standard technology. The technical result is aimed at increasing the operating safety of uranium oxide fuel by reducing the temperature thereof during irradiation, and at developing a technically efficient method of manufacturing such pellets. The thermal conductivity of uranium oxide fuel is raised by polycrystalline particles of beryllium oxide uniformly distributed through the volume of a fuel pellet. A method of producing pellets of nuclear ceramic fuel with improved thermal conductivity includes adding beryllium oxide powder in a pressing powder preparation step, forming a homogeneous mixture with uranium dioxide and uranium oxide concentrate in a quantity of no more than 30 wt.%of the mass of the pressing powder, preparing pressing powder with a dry binder and a blowing agent, pressing pellets, sintering said pellets at a high temperature in a reducing medium, and dry polishing.

Description

ТАБЛЕТКА ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА И СПОСОБ ЕЁ ПОЛУЧЕНИЯ  NUCLEAR FUEL TABLET AND METHOD FOR PRODUCING IT
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к изготовлению таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов легководных реакторов, например, реакторов ВВЭР, и с наибольшей эффективностью может быть использовано при изготовлении из диоксида урана топливных таблеток высокой ядерной чистоты с повышенной теплопроводностью при сохранении нейтронных характеристик, плотности и размера зерна на уровне стандартной технологии. The invention relates to nuclear engineering, in particular to the manufacture of pelletized fuel for fuel elements of light-water reactors, for example, VVER reactors, and can be used most effectively in the manufacture of uranium dioxide fuel pellets of high nuclear purity with high thermal conductivity while maintaining neutron characteristics, density and grain size at the level of standard technology.
Известно, что керамическое ядерное топливо на основе диоксида урана обладает более низкой теплопроводностью, по сравнению с металлическим и дисперсионным ядерным топливом, например, Разработка, производство и эксплуатация твэлов энергетических реакторов. В 2 кн. Кн.1. Под ред. Ф.Г. Решетникова - М.: Энергоатомиздат, 1995 г.,-320 с, Zhou W, Liu R, Revankar S.T. U02-BeO Composite Fuel Thermal Property and Performance Modeling Journal of Energy and Power Engineering 8 (2014) p.1 183-1 191. В свою очередь это приводит к повышению температуры топливного сердечника, что увеличивает выход газообразных продуктов деления и взаимодействие топлива с циркониевой оболочкой, особенно при глубине выгорания более 45 МВт-сут/кги. Эти факторы могут привести к снижению безопасности эксплуатации ядерного топлива при длительных циклах и больших значениях глубины выгорания. It is known that ceramic nuclear fuel based on uranium dioxide has a lower thermal conductivity compared to metallic and dispersive nuclear fuel, for example, Development, production and operation of fuel reactors in energy reactors. In 2 book Book 1. Ed. F.G. Reshetnikova - M .: Energoatomizdat, 1995, - 320 s, Zhou W, Liu R, Revankar ST U0 2- BeO Composite Fuel Thermal Property and Performance Modeling Journal of Energy and Power Engineering 8 (2014) p.1 183-1 191. In turn, this leads to an increase in the temperature of the fuel core, which increases the yield of gaseous fission products and the interaction of the fuel with the zirconium shell, especially at a burn-up depth of more than 45 MW-day / kg. These factors can lead to a decrease in the safety of nuclear fuel operation during long cycles and large burnup values.
Возможным путем решения этой проблемы является использование топлива с повышенной теплопроводностью, которую можно обеспечить за счет введения различных микродобавок, например, BeO (Kovalishin А.А., Prosyolkov V.N., Sidorenko V.D., Stogov Yu.V. On the possibility of using uranium-beryllium oxide fuel in a VVER reactor. Journal Physics of Atomic Nuclei, December 2014, Volume 77, Issue 14, pp 1661-1663, McDeavitt S.M., Ragusa J., Revankar S.T., Solomon A.A., Malone J. A high-conductivity oxide fuel concept Nuclear Engineering International 15 August 201 1 (http://vvvvw.neimagazine.com/features/featurea-high-conductivity-oxide-fuel- concept). A possible way to solve this problem is to use fuel with increased thermal conductivity, which can be achieved by introducing various microadditives, for example, BeO (Kovalishin A.A., Prosyolkov VN, Sidorenko VD, Stogov Yu.V. On the possibility of using uranium-beryllium oxide fuel in a VVER reactor. Journal Physics of Atomic Nuclei, December 2014, Volume 77, Issue 14, pp 1661-1663, McDeavitt SM, Ragusa J., Revankar ST, Solomon AA, Malone J. A high-conductivity oxide fuel concept Nuclear Engineering International 15 August 201 1 (http://vvvvw.neimagazine.com/features/featurea-high-conductivity-oxide-fuel- concept).
Обзор соединений с высокой теплопроводностью и достаточной химической совместимостью с U02, совместимостью с оболочками из циркониевых сплавов, стабильностью в водной среде, нейтронными свойствами и поведением при облучении, сузил выбор до SiC и ВеО [Slack G.A. Nonmetallic crystals with high thermal conductivity Journal of Physics and Chemistry of Solids Volume 34, Issue 2, 1973, Pages 321-335, Morelli D.T., Slack G.A. High Lattice Thermal Conductivity Solids p.2-68 in High Thermal Conductivity Materials. Editors: Shinde, Subhash L., Goela, Jitendra (Eds.) 2006 XVIII, 271 p., 133 illus., hardcover, ISBN 978-0-387-22021-5, http://www.springer.com/978-0-387-22021-5, McDeavitt S.M., Naramore M.J., Ragusa J.C., Revankar S.T., Solomon A.A., Malone J. Evaluation of High Thermal Conductivity Oxide Nuclear Fuel Concept Containing Beryllium, Proceedings of 2010 LWR Fuel Performance/TopFuel/WRFPM, Orlando, FL, USA, Sept. 26-29, Paper 138 (2010)]. Однако SiC взаимодействует с U02 в открытых системах уже при температуре 1370 °С, в закрытых изотермических системах при 1800 °С, а со сплавом циркония при 1200 °С. ВеО может быть спечен при температурах, типичных для производства топливных таблеток, стабилен по отношению к U02 до точки эвтектики 2160 °С [Sarma К.Н., Fourcade J., Lee S.G., and Solomon A.A., New Processing Methods to Produce Silicon Carbide and Beryllium Oxide Inert Matrix and Enhanced Thermal Conductivity Oxide Fuels,a€ Journal of Nuclear Materials, 352, 324-333, 2006]. С Zr02 оксид бериллия образует эвтектику при 2145 °С. Интерес к изучению возможности создания топливной композиции на основе диоксида урана и оксида бериллия (U02-BeO) непосредственно связан с уникальным сочетанием ядерных и физико-химических свойств составляющих ее компонент: высокая температура плавления и хорошая совместимость компонент композиции U02-BeO вплоть до температур, превышающих 2000 °С; отсутствие взаимодействия ВеО с циркониевой оболочкой твэлов вплоть до 1200 °С; нерастворимость ВеО в азотной кислоте, отсутствие его взаимодействия с водой; с учетом растворения диоксида урана в азотной кислоте, в отличие от оксида бериллия, существует возможность легкой переработки отработанного топлива и сохранения ВеО; кислородный потенциал равновесия Ве/ВеО ниже, чем у равновесия U U02 (диаграмма Эллингхема); малое значение поперечного сечения захвата нейтронов оксида бериллия (7 10"4 барн); оксид бериллия относится к низкоактивируемым материалам; высокая теплопроводность оксида бериллия (250 Вт/(м К)). Сочетание уникальных физико-химических свойств уран-бериллиевого топлива обеспечивает повышение безопасности эксплуатации топлива на основе диоксида урана за счет понижения температуры топливного сердечника, уменьшенного распухания топлива при облучении и уменьшенного выхода газообразных продуктов деления. A review of compounds with high thermal conductivity and sufficient chemical compatibility with U0 2 , compatibility with zirconium alloy shells, stability in the aquatic environment, neutron properties and radiation behavior, narrowed the choice to SiC and BeO [Slack GA Nonmetallic crystals with high thermal conductivity Journal of Physics and Chemistry of Solids Volume 34, Issue 2, 1973, Pages 321-335, Morelli DT, Slack GA High Lattice Thermal Conductivity Solids p. 2-68 in High Thermal Conductivity Materials. Editors: Shinde, Subhash L., Goela, Jitendra (Eds.) 2006 XVIII, 271 p., 133 illus., Hardcover, ISBN 978-0-387-22021-5, http://www.springer.com/978 -0-387-22021-5, McDeavitt SM, Naramore MJ, Ragusa JC, Revankar ST, Solomon AA, Malone J. Evaluation of High Thermal Conductivity Oxide Nuclear Fuel Concept Containing Beryllium, Proceedings of 2010 LWR Fuel Performance / TopFuel / WRFPM, Orlando, FL, USA, Sept. 26-29, Paper 138 (2010)]. However, SiC interacts with U0 2 in open systems already at a temperature of 1370 ° C, in closed isothermal systems at 1800 ° C, and with a zirconium alloy at 1200 ° C. BeO can be sintered at temperatures typical for the production of fuel pellets, stable with respect to U0 2 up to a eutectic point of 2160 ° C [Sarma K.N., Fourcade J., Lee SG, and Solomon AA, New Processing Methods to Produce Silicon Carbide and Beryllium Oxide Inert Matrix and Enhanced Thermal Conductivity Oxide Fuels, a € Journal of Nuclear Materials, 352, 324-333, 2006]. With Zr0 2 , beryllium oxide forms a eutectic at 2145 ° C. The interest in studying the possibility of creating a fuel composition based on uranium dioxide and beryllium oxide (U0 2 -BeO) is directly related to the unique combination nuclear and physico-chemical properties of its constituent components: high melting point and good compatibility of the components of the composition U0 2 -BeO up to temperatures exceeding 2000 ° C; the absence of interaction of BeO with the zirconium cladding of fuel rods up to 1200 ° C; the insolubility of BeO in nitric acid, the absence of its interaction with water; taking into account the dissolution of uranium dioxide in nitric acid, in contrast to beryllium oxide, it is possible to easily process spent fuel and preserve BeO; the oxygen potential of the Be / BeO equilibrium is lower than that of the equilibrium U U02 (Ellingham diagram); low beryllium oxide neutron capture cross-section (7 10 "4 bar); beryllium oxide is a low-activated material; high thermal conductivity of beryllium oxide (250 W / (m K)). The combination of the unique physicochemical properties of uranium-beryllium fuel provides increased safety operation of fuel based on uranium dioxide due to lowering the temperature of the fuel core, reduced swelling of the fuel during irradiation, and a reduced yield of gaseous fission products.
Известен способ изготовления ядерного топлива, содержащего оксид бериллия (патенты США jNb 5255299; 5429775, опубл.1993 г.). В данных патентах ВеО вводится в количестве в пределах 0,9-3,0 мас.% по отношению к диоксиду урана и оксиду бериллия. В этих патентах оксид бериллия вводится как самостоятельная добавка, так и в составе других оксидных добавок при приготовлении шихты. Дальнейшее изготовление таблетки - прессование, спекание и шлифование проводили с помощью обычных средств на стандартном оборудовании.  A known method of manufacturing a nuclear fuel containing beryllium oxide (US patents jNb 5255299; 5429775, publ. 1993). In these patents, BeO is introduced in an amount in the range of 0.9-3.0 wt.% With respect to uranium dioxide and beryllium oxide. In these patents, beryllium oxide is introduced both as an independent additive and as part of other oxide additives in the preparation of the charge. Further tablet manufacturing — pressing, sintering, and grinding — was carried out using conventional means using standard equipment.
Недостатком является высокая температура спекания (до 2100 °С), которая приводит к потере прочностных характеристик топливной композиции. Наличие других оксидов при одновременном введении с оксидом бериллия может привести к образованию твердых растворов, что приводит к меньшему увеличению теплопроводности, по сравнению с введением чистого бериллия. The disadvantage is the high sintering temperature (up to 2100 ° C), which leads to a loss of strength characteristics of the fuel composition. The presence of other oxides with the simultaneous introduction of beryllium oxide can lead to the formation of solid solutions, which leads to a smaller increase in thermal conductivity, compared with the introduction of pure beryllium.
Наиболее близкой является таблетка ядерного топлива, содержащая диоксид урана с добавкой оксида бериллия ВеО (патент RU N° 2481657, опубл.2013 г.). В качестве добавки, увеличивающей теплопроводность, используют монокристаллический порошок оксида бериллия в количестве 1- 10 мас.% и размером частиц 40-200 мкм. При этом оксид бериллия подвергают термообработке в атмосфере влажного азота аргона при температурах 1970-1990 °С, после чего размалывают и выделяют порошок оксида бериллия фракции 45-63 мкм. Полученную шихту формуют и спекают обычным образом. Спеченные таблетки имеют равномерную структуру и размер зерен диоксида урана 5-25 мкм.  The closest is a nuclear fuel tablet containing uranium dioxide with the addition of beryllium oxide BeO (patent RU N ° 2481657, publ. 2013). As an additive that increases thermal conductivity, single crystal beryllium oxide powder is used in an amount of 1-10 wt.% And a particle size of 40-200 microns. In this case, beryllium oxide is subjected to heat treatment in an atmosphere of moist argon nitrogen at temperatures of 1970-1990 ° C, after which it is ground and a powder of beryllium oxide of a fraction of 45-63 microns is milled. The resulting mixture is molded and sintered in the usual way. Sintered tablets have a uniform structure and grain size of uranium dioxide 5-25 microns.
Причинами, препятствующими достижению технического результата являются следующие.  The reasons that impede the achievement of the technical result are the following.
В первую очередь, необходимость неэкологичной операции отжига и последующего размола высокотоксичного порошка оксида бериллия. Введение данной «пылящей» операции удлиняет и усложняет технологическую схему изготовления уран-бериллиевого топлива из-за дополнительных требований по обеспечению улавливания аэрозолей оксида бериллия и контроля предельно-допустимой концентрации аэрозолей в воздухе рабочей зоны.  First of all, the need for an environmentally friendly annealing operation and subsequent grinding of a highly toxic beryllium oxide powder. The introduction of this “dusty” operation lengthens and complicates the technological scheme for the production of uranium-beryllium fuel due to additional requirements to ensure the capture of aerosols of beryllium oxide and control the maximum permissible concentration of aerosols in the air of the working area.
Другим недостатком является использование только монокристаллического порошка оксида бериллия определенного фракционного состава. Кроме того, в соответствии с техническим решением используется порошок диоксида урана мелкофракционного состава (фракции 45-63 мкм и мельче). Использование диоксида урана мелкофракционного состава также удлиняет и усложняет технологическую схему изготовления уран-бериллиевого топлива из-за необходимости предварительно готовить исходный порошок диоксида урана. Это связано с тем, что в настоящее время при производстве ядерного топлива используются порошки диоксида урана, полученные по различным технологическим схемам (водным и неводным) [Майоров А. А., Браверман И.Б. Технология получения порошков двуокиси урана. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - 127 С, Жиганов А.Н., Гузеев В.В., Андреев Г.Г. Технология диоксида урана для керамического ядерного топлива. - Томск: STT, 2002. - 328 С]. В результате порошки диоксида урана имеют существенно разный фракционный состав: порошки, полученные неводными способами (газовыми), например, способом «сухой» конверсии (Dry routine), имеют основной фракционный состав менее 125 мкм, а порошки, полученные водными способами, например, по АДУ-способу, имеют основной фракционный состав 125-630 мкм. Another disadvantage is the use of only a single crystal beryllium oxide powder of a certain fractional composition. In addition, in accordance with the technical solution, a fine-fraction composition of uranium dioxide is used (fractions 45-63 microns and smaller). The use of fine fraction uranium dioxide also lengthens and complicates the technological scheme for the production of uranium-beryllium fuel due to the need to pre-prepare the initial uranium dioxide powder. This is due to the fact that at present, in the production of nuclear fuel, uranium dioxide powders obtained by various technological schemes (aqueous and non-aqueous) are used [Mayorov A. A., Braverman I.B. Technology for producing uranium dioxide powders. - M .: Energoatomizdat, 1985. - 127 C, Zhiganov A.N., Guzeev V.V., Andreev G.G. Uranium dioxide technology for ceramic nuclear fuel. - Tomsk: STT, 2002. - 328 C]. As a result, uranium dioxide powders have significantly different fractional composition: powders obtained by non-aqueous methods (gas), for example, by the method of "dry" conversion (Dry routine), have a basic fractional composition of less than 125 microns, and powders obtained by aqueous methods, for example, The ADU-method have a basic fractional composition of 125-630 microns.
Ещё одним недостатком является достаточно большое количество вводимого оксида бериллия - 1-10 мас.%. Введение такого количества «легкого» материала ВеО приведет к заметному снижению плотности спеченной таблетки, а, следовательно, к уменьшению загрузки урана в активную зону реактора. Тем самым, произойдет изменение нейтронных характеристик и, как результат, снижение эффективности работы реактора. Для исключения потери плотности таблеток авторами патента предлагается увеличить время спекания в высокотемпературных зонах печи до 10 часов. Это приведет к снижению производительности технологического процесса изготовления и потере прочностных характеристик таблеток. Кроме того, при спекании в течение 4 часов при температуре по стандартной технологии весьма затруднительно обеспечить равномерный размер зерна диоксида урана до 25 мкм (Singh R.N. Isotermal grain-growth kinetics in sintered U02 pellets. Journal of Nuclear Materials - 1977, v.64, J b 1-2 - P.174-178, Radford K., Pope J., U02 fuel pellet microstructure modification through impurity addtitions. Journal of Nuclear Materials - 1983, v.l 16, - P.305-313, Assmann H., Dorr W., Peehs M. Control of U02 microstructure by oxidative sintering. Journal of Nuclear Materials - 1986, v.140, N°l - P.1-6). Возможно существование зон разнозернистости: в основной массе 5-13 мкм, и включения зон с размером 13-25 мкм. Another disadvantage is the rather large amount of introduced beryllium oxide - 1-10 wt.%. The introduction of such an amount of “light” BeO material will lead to a noticeable decrease in the density of the sintered tablet, and, consequently, to a decrease in the loading of uranium in the reactor core. Thus, there will be a change in neutron characteristics and, as a result, a decrease in the efficiency of the reactor. To exclude the loss of tablet density, the authors of the patent propose to increase the sintering time in high-temperature zones of the furnace up to 10 hours. This will lead to a decrease in the productivity of the manufacturing process and the loss of strength characteristics of the tablets. In addition, when sintering for 4 hours at a temperature using standard technology, it is very difficult to ensure uniform grain size of uranium dioxide up to 25 μm (Singh RN Isotermal grain-growth kinetics in sintered U0 2 pellets. Journal of Nuclear Materials - 1977, v. 64, J b 1-2 - P.174-178, Radford K., Pope J., U0 2 fuel pellet microstructure modification through impurity addtitions. Journal of Nuclear Materials - 1983, vl 16, - P.305-313, Assmann H. , Dorr W., Peehs M. Control of U0 2 microstructure by oxidative sintering. Journal of Nuclear Materials - 1986, v.140, N ° l - P.1-6). The existence of zones of different grain sizes is possible: in the bulk of 5-13 microns, and the inclusion of zones with a size of 13-25 microns.
Известна таблетка ядерного керамического топлива, содержащая оксид бериллия (патент RU N° 2268507, опубл.2006 г.). В описании описан способ её изготовления, который является наиболее близким к предлагаемым в настоящем изобретении способам изготовления ядерного топлива. В данном патенте ВеО вводится в количестве, обеспечивающем содержание бериллия в таблетке в пределах 0,002-0,5 мас.% каждого по отношению к урану. В данном патенте оксид бериллия является добавочным окислообразующим элементом к оксиду алюминия. Оксид бериллия вводится в шихту при приготовлении «богатой» смеси путем его ручного смешивания с диоксидом урана и последующим смешиванием «богатой» смеси с оставшимися добавками в стандартном смесителе. Дальнейшее изготовление таблетки - прессование, спекание и шлифование проводили с помощью обычных средств на стандартном оборудовании. Known oxide ceramic nuclear fuel tablet beryllium (patent RU N ° 2268507, publ. 2006). The description describes a method for its manufacture, which is closest to the methods of manufacturing nuclear fuel proposed in the present invention. In this patent, BeO is introduced in an amount providing a beryllium content in the tablet in the range of 0.002-0.5 wt.% Each with respect to uranium. In this patent, beryllium oxide is an additional oxide-forming element to alumina. Beryllium oxide is introduced into the mixture when preparing a “rich” mixture by manually mixing it with uranium dioxide and then mixing the “rich” mixture with the remaining additives in a standard mixer. Further tablet manufacturing — pressing, sintering, and grinding — was carried out using conventional means using standard equipment.
Недостатком данного изобретения является, то, что ВеО является добавочным окислообразующим элементом к оксиду алюминия и может образовывать двойные окислы и твердые растворы, тем самым, вызывает требование увеличения содержания ВеО для достижения заявляемого увеличения теплопроводности. В свою очередь, увеличивая количество «легкого» составляющего шихты (пресс-порошка) необходимы усилия по обеспечению заданной плотности таблетки, например, увеличением времени спекания. Как уже сказано, выше это приводит к снижению производительности технологического процесса и потере прочностных характеристик таблеток.  The disadvantage of this invention is that BeO is an additional oxide-forming element to alumina and can form double oxides and solid solutions, thereby causing the requirement to increase the content of BeO to achieve the claimed increase in thermal conductivity. In turn, increasing the amount of the “light” constituent charge (press powder), efforts are needed to ensure the preset tablet density, for example, by increasing the sintering time. As already mentioned, above, this leads to a decrease in the productivity of the technological process and a loss in the strength characteristics of the tablets.
Задачами настоящего изобретения являются повышение теплопроводности материала топливных таблеток и разработка технологичного способа изготовления таких таблеток.  The objectives of the present invention are to increase the thermal conductivity of the material of the fuel tablets and the development of a technologically advanced method of manufacturing such tablets.
Техническим результатом является повышение безопасности эксплуатации уранового оксидного топлива за счет уменьшения его температуры при облучении, повышенная теплопроводность материала таблетки с сохранением её плотности 10,3-10,6 г/см3 и нейтронных характеристик. Технический результат достигается в таблетке ядерного уран- бериллиевого топлива на основе диоксида урана, включающий вещество теплопроводной фазы из частиц оксида бериллия, причем размер зерен диоксида урана составляет 10-25 мкм, а частицы оксида бериллия представляют собой поликристаллический порошок с размером частиц не более 160 мкм, равномерно распределенных по всему объему топлива, при этом содержание частиц оксида бериллия в топливе составляет 0,2-1,0 мас.% , плотность таблетки 10,3-10,6 г/см ' The technical result is to increase the operational safety of uranium oxide fuel by reducing its temperature during irradiation, increased thermal conductivity of the tablet material while maintaining its density of 10.3-10.6 g / cm 3 and neutron characteristics. The technical result is achieved in a tablet of nuclear uranium-beryllium fuel based on uranium dioxide, comprising a substance of the heat-conducting phase from beryllium oxide particles, the uranium dioxide grain size being 10-25 microns, and the beryllium oxide particles are polycrystalline powder with a particle size of not more than 160 microns uniformly distributed throughout the fuel volume, while the content of beryllium oxide particles in the fuel is 0.2-1.0 wt.%, tablet density 10.3-10.6 g / cm '
Технический результат достигается в способе получения таблетки ядерного уран-бериллиевого топлива на основе диоксида урана, включающим подготовку пресс-порошка путем постадийного смешения диоксида низкообогащенного урана U02 с порошком оксида бериллия, с сухим связующим, прессование таблеток, спекание таблеток в газообразной восстановительной среде, причем смешение оксида бериллия с диоксидом урана проводят при приготовлении смеси в соотношении 1 : 1 по объему и последующим смешением с оставшейся частью порошка диоксида урана, в качестве сухого связующего используют пластификатор «ДИСЭД», представляющий собой Ν,Ν-бисстеариалэтилен-диамин C38H76N202, при постадийном перемешивании пластификатора «ДИСЭД» с порошками диоксида урана и оксида бериллия, добавляют порошок порообразователя, при этом содержание пластификатора «ДИСЭД» в общем объеме пресс- порошка составляет 0,25-0,35 мас.%, спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке. The technical result is achieved in a method for producing a tablet of nuclear uranium-beryllium fuel based on uranium dioxide, comprising preparing a press powder by stepwise mixing of low enriched uranium dioxide U0 2 with a powder of beryllium oxide, with a dry binder, compressing tablets, sintering tablets in a gaseous reducing medium, and the mixing of beryllium oxide with uranium dioxide is carried out in the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume and subsequent mixing with the remainder of the powder of uranium dioxide, as in the case of a dry binder, use the DISED plasticizer, which is Ν, бис-bis-stearialethylene diamine C38H 76 N 2 0 2 , with stepwise mixing of the DISED plasticizer with uranium dioxide and beryllium oxide powders, the blowing agent powder is added, and the content of the DISISED plasticizer ”In the total volume of the press powder is 0.25-0.35 wt.%, The sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine.
При приготовлении смеси порошков и пластификатора для прессования используют порообразователь представляющий собой азидокарбонамид C2H4N402, («POROFOR») или азоизобутиронитрил C8H12N4 (ЧХЗ-57) в количестве до 1 мас.% к общей массе диоксида урана и оксида бериллия. When preparing a mixture of powders and a plasticizer for pressing, a pore-forming agent consisting of azidocarbonamide C 2 H 4 N 4 0 2 , ("POROFOR") or azoisobutyronitrile C 8 H 12 N 4 (ChKhZ-57) in an amount of up to 1 wt.% To the total weight is used uranium dioxide and beryllium oxide.
Технический результат достигается в способе получения таблетки ядерного уран-бериллиевого топлива на основе диоксида урана, включающим подготовку пресс-порошка путем постадийного смешения диоксида низкообогащенного урана U02 с порошком оксида бериллия, с сухим связующим, прессование таблеток, спекание таблеток в газообразной восстановительной среде, причем смешение оксида бериллия с диоксидом урана проводят при приготовлении смеси в соотношении 1 : 1 по объему и последующим смешением полученной смеси с оставшейся частью диоксида урана и порошком закиси-окиси урана, причем порошок закиси-окиси урана берут в количестве до 30 мас.% к общей массе пресс-порошка, в качестве сухого связующего используют пластификатор «ДИСЭД», представляющий собой Ν,Ν-бисстеариалэтилен-диамин C38H76N202, при этом содержание пластификатора «ДИСЭД» в общем объеме пресс-порошка составляет 0,25- 0,35 мас.%, спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке. The technical result is achieved in a method for producing a tablet of nuclear uranium-beryllium fuel based on uranium dioxide, including the preparation of the press powder by stepwise mixing low enriched uranium dioxide U0 2 with a beryllium oxide powder, with a dry binder, compressing the tablets, sintering the tablets in a gaseous reducing medium, and mixing the beryllium oxide with uranium dioxide is carried out in the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume and then mixing the resulting mixture with the remainder of the uranium dioxide and uranium oxide powder, the uranium oxide powder being taken in an amount of up to 30 wt.% to the total weight of the press powder, in honors dry binder used plasticizer "DISED" representing Ν, Ν-bisstearialetilen-diamine C38H 76 N 2 0 2, wherein the plasticizer content "DISED" in a total volume of molding powder is 0.25 to 0.35 wt.%, sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine.
В частном варианте исполнения способа пресс-порошок получают путем приготовления предварительной смеси порошков оксида бериллия и закиси-окиси урана, которую затем добавляют в диоксид урана, и в полученную смесь порошков вводят пластификатор.  In a particular embodiment of the method, a press powder is obtained by preparing a preliminary mixture of beryllium oxide and uranium oxide powders, which is then added to uranium dioxide, and a plasticizer is added to the resulting powder mixture.
Поставленная задача решается следующим образом. Для изготовления топливной композиции берется порошок диоксида урана, вне зависимости от способа его изготовления и фракционного состава, оксид бериллия в виде поликристаллического порошка без предварительной обработки в количестве 0,2-1,0 мас.%. Смешение оксида бериллия с диоксидом урана проводят при приготовлении смеси в соотношении 1 : 1 по объему и последующим смешением полученной смеси с оставшейся частью диоксида урана. В качестве пластификатора при подготовке пресс-порошка используют The problem is solved as follows. For the manufacture of the fuel composition, uranium dioxide powder is taken, regardless of the method of its manufacture and fractional composition, beryllium oxide in the form of a polycrystalline powder without preliminary treatment in an amount of 0.2-1.0 wt.%. The mixture of beryllium oxide with uranium dioxide is carried out in the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume and subsequent mixing of the resulting mixture with the remainder of the uranium dioxide. As a plasticizer in the preparation of press powder use
«ДИСЭД», представляющий собой Ν,Ν-бисстеариалэтилен-диамин"DISED" representing Ν, Ν-bisstearialethylene-diamine
C38H76N202, в количестве 0,25-0,35 мас.% к массе пресс-порошка, при постадийном перемешивании пластификатора «ДИСЭД» с порошками диоксида урана и оксида бериллия, добавляют порошок порообразователя. В качестве порообразователя используют азодикарбонамид «POROFOR» или азоизобутиронитрил C8H12N4 (ЧХЗ-57) в количестве до 1 мас.% к общей массе диоксида урана и оксида бериллия. Дальнейшее изготовление таблетки - прессование, спекание проводят с помощью обычных средств на стандартном оборудовании. Спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке. C38H 76 N 2 0 2 , in an amount of 0.25-0.35 wt.% To the mass of the press powder, with stepwise mixing of the plasticizer "DIESED" with powders of uranium dioxide and beryllium oxide, a pore-forming powder is added. As a pore former use azodicarbonamide "POROFOR" or azoisobutyronitrile C8H 12 N 4 (ChHZ-57) in an amount of up to 1 wt.% to the total weight of uranium dioxide and beryllium oxide. Further tablet manufacturing - pressing, sintering is carried out using conventional means on standard equipment. Sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine.
В другом варианте поставленная задача решается следующим образом. Для изготовления топливной композиции берется порошок диоксида урана, вне зависимости от способа его изготовления и фракционного состава, оксид бериллия в виде поликристаллического порошка без предварительной обработки в количестве 0,2-1,0 мас.%, порошок закиси-окиси урана вне зависимости от способа его изготовления и фракционного состава в количестве до 30 мас.% к общей массе пресс-порошка. Смешение оксида бериллия с диоксидом урана проводят при приготовлении смеси в соотношении 1 : 1 по объему и последующим смешением полученной смеси с оставшейся частью диоксида урана и закисью-окисью урана. В качестве пластификатора при подготовке пресс-порошка используют «ДИСЭД», представляющий собой Ν,Ν-бисстеариалэтилен-диамин C38H76N202, в количестве 0,25-0,35 мас.% к массе пресс-порошка. Дальнейшее изготовление таблетки - прессование, спекание проводят с помощью обычных средств на стандартном оборудовании. Спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке. In another embodiment, the task is solved as follows. For the manufacture of the fuel composition, uranium dioxide powder is taken, regardless of the method of its manufacture and fractional composition, beryllium oxide in the form of a polycrystalline powder without preliminary treatment in an amount of 0.2-1.0 wt.%, Uranium oxide oxide powder, regardless of the method its manufacture and fractional composition in an amount up to 30 wt.% to the total mass of the press powder. The mixture of beryllium oxide with uranium dioxide is carried out in the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume and subsequent mixing of the resulting mixture with the rest of the uranium dioxide and nitrous oxide of uranium. As a plasticizer in the preparation of the press powder, “DIESED” is used, which is Ν, Ν-bis stearialethylene diamine C38H 76 N 2 0 2 , in an amount of 0.25-0.35 wt.% By weight of the press powder. Further tablet manufacturing - pressing, sintering is carried out using conventional means on standard equipment. Sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine.
Отличительной особенностью способов получения таблетки является то, что смешение оксида бериллия проводят при приготовлении смеси в соотношении 1 : 1 по объему с диоксидом урана или закисью окисью урана. Смешение в соотношении 1 : 1 по объему обусловлено тем, что оксид бериллия достаточно «легкий» материал с плотность 2,96 г/см вводится в «тяжелый» диоксид урана, средняя плотность 10,6 г/см . Если проводить смешивание 1 : 1 по массе, то не будет достигнуто однородное распределение оксида бериллия из-за заметной разницы по объему смешиваемых компонент. Использование сухого связующего пластификатора «ДИСЭД», представляющего собой не содержащее металл соединение Ν,Ν- бисстеариалэтилендиамин C38H76N202, обосновано следующим. Данный органический пластификатор не содержит металла, что исключает при спекании осаждение испаренных из топливных таблеток и разложенных в газовой среде компонент пластификатора на «холодных» частях печи, а также на нагревателях и футеровке при охлаждении печи. В частности, использование в качестве сухого связующего пластификатора стеарата цинка приводит к необходимости периодического останова печи (до 30 часов) для последующей очистки от цинка выходного отверстия для водорода, осмотр футеровки и нагревателей и, при необходимости, их чистку. В свою очередь, «чистый» органический пластификатор сгорает при испарении из таблеток и выносится газовым потоком в вентиляцию. Последующий вывод на режим печи занимает до 30 часов. Количество пластификатора 0,25-0,35 мас.% берется из следующих соображений. Меньшее количество, чем 0,25 мас.%, затрудняет получение однородности распределения пластификатора по объему пресс-порошка, а большее, чем 0,35 мас.%, приводит к снижению плотности спеченных таблеток. A distinctive feature of the methods for producing tablets is that the mixing of beryllium oxide is carried out in the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume with uranium dioxide or nitrous oxide of uranium. Mixing in a 1: 1 ratio by volume is due to the fact that beryllium oxide is a fairly “light” material with a density of 2.96 g / cm and is introduced into “heavy” uranium dioxide, the average density of 10.6 g / cm. If 1: 1 mixing by mass is carried out, then a uniform distribution of beryllium oxide will not be achieved due to a noticeable difference in the volume of the mixed components. The use of a dry binder plasticizer "DISED", which is a metal-free compound Ν, Ν-bis-stearylethylenediamine C38H 76 N 2 0 2 , is justified by the following. This organic plasticizer does not contain metal, which eliminates sintering during the sintering of the plasticizer components vaporized from fuel pellets and decomposed in a gas medium on the “cold” parts of the furnace, as well as on heaters and lining during furnace cooling. In particular, the use of zinc stearate as a dry binder plasticizer necessitates periodic shutdown of the furnace (up to 30 hours) for subsequent cleaning of the hydrogen outlet for zinc, inspection of the lining and heaters, and, if necessary, their cleaning. In turn, a “pure” organic plasticizer burns during evaporation from tablets and is carried out by a gas stream into the ventilation. Subsequent output to oven mode takes up to 30 hours. The amount of plasticizer 0.25-0.35 wt.% Is taken from the following considerations. A smaller amount than 0.25 wt.% Makes it difficult to obtain uniformity in the distribution of plasticizer over the volume of the press powder, and a greater than 0.35 wt.% Leads to a decrease in the density of sintered tablets.
Для обеспечение контролируемой пористости и заданного диапазона плотности при приготовлении смеси порошков и пластификатора для прессования используют порообразователь представляющий собой азидокарбонамид C2H4N4O2 («POROFOR») или азоизобутиронитрил C8Hi2N4 (ЧХЗ-57) в количестве до 1 мас.% к общей массе диоксида урана и оксида бериллия. Данные добавки не содержат металл и полностью выгорают при спекании, не образуя на элементах печи металлических осадков.To provide controlled porosity and a given density range when preparing a mixture of powders and a plasticizer for pressing, a pore former consisting of azidocarbonamide C2H4N4O2 (POROFOR) or azoisobutyronitrile C 8 Hi 2 N 4 (ChChZ-57) in an amount up to 1 wt.% To the total weight uranium dioxide and beryllium oxide. These additives do not contain metal and completely burn out during sintering, without forming metal deposits on the furnace elements.
Ограничение количества порообразователя 1 мас.% связано с резким падением плотности и появлением больших пор (от 500 до 1000 мкм) в спеченных таблетках при превышении этого значения. The limitation of the amount of pore former to 1 wt.% Is associated with a sharp drop in density and the appearance of large pores (from 500 to 1000 microns) in sintered tablets when this value is exceeded.
Использование порошка закиси-окиси урана в количестве до 30 мас.% к общей массе пресс-порошка обеспечивает однородность зеренной и пористой микроструктуры (без образования трещин) топливных таблеток. Кроме того, получение закиси-окиси урана окислительным способом из технологических отходов таблеточного производства экономически выгодно, так как проводится только термическая обработка отходов в печи без проведения экстракционной схемы переработки [Майоров А.А., Браверман И.Б. Технология получения порошков двуокиси урана. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - 127 С, Жиганов А.Н., Гузеев В.В., Андреев Г.Г. Технология диоксида урана для керамического ядерного топлива. - Томск: STT, 2002. - 328 С]. The use of uranium oxide oxide powder in an amount of up to 30 wt.% To the total mass of the press powder ensures uniformity of grain and porous microstructure (without cracking) of fuel pellets. In addition, the production of uranium oxide by the oxidizing method from technological waste from tablet production is economically advantageous, since only heat treatment of the waste in the furnace is carried out without an extraction processing scheme [Mayorov A.A., Braverman I.B. Technology for producing uranium dioxide powders. - M .: Energoatomizdat, 1985. - 127 C, Zhiganov A.N., Guzeev V.V., Andreev G.G. Uranium dioxide technology for ceramic nuclear fuel. - Tomsk: STT, 2002. - 328 C].
Положительный эффект заключается в том, что в такой топливной композиции оксид бериллия распределен равномерно по всему объему топлива при этом увеличивается теплопроводность композиции, а также сохраняется плотность 10,3-10,6 г/см , нейтронные характеристики и размер зерен топливной композиции на уровне топлива без оксида бериллия. Исследования показывают, что при содержании оксида бериллия 0,8 мас.% увеличение теплопроводности в диапазоне температур от 20 до 1300 °С от 1,1 до 2 раз, что по расчетным оценкам снизит температуру топливного сердечника на 150-200 °С, по сравнению с топливом из диоксида урана.  The positive effect is that in such a fuel composition, beryllium oxide is evenly distributed over the entire volume of fuel, while the thermal conductivity of the composition increases, and the density of 10.3-10.6 g / cm, neutron characteristics and grain size of the fuel composition are preserved at the fuel level without beryllium oxide. Studies show that when the beryllium oxide content is 0.8 wt.%, The increase in thermal conductivity in the temperature range from 20 to 1300 ° C is from 1.1 to 2 times, which is estimated to reduce the temperature of the fuel core by 150-200 ° C, in comparison with fuel from uranium dioxide.
Пример 1. Берется порошок U02, поликристаллический порошок ВеО в количестве 1 мас.% к массе U02. ВеО смешивается с частью 1Ю2 в соотношении 1 : 1 по объему. Далее полученная смесь смешивается с оставшейся частью U02. Полученную смесь оксидов смешивают с пластификатором ДИСЭД в количестве 0,25 мас.%. При постадийном перемешивании пластификатора «ДИСЭД» с порошками диоксида урана и оксида бериллия, добавляют порошок порообразователя - азодикарбонамидExample 1. The powder is taken U0 2 polycrystalline powder BeO in an amount of 1 wt.% To the mass of U0 2 . BeO 1yu mixed with a part 2 in the ratio 1: 1 by volume. Next, the resulting mixture is mixed with the rest of U0 2 . The resulting mixture of oxides is mixed with a plasticizer DISED in the amount of 0.25 wt.%. When stepwise mixing the plasticizer "DIESED" with powders of uranium dioxide and beryllium oxide, add the powder of the blowing agent - azodicarbonamide
(«POROFOR») в количестве 0,8 мас.% к общей массе диоксида урана и оксида бериллия. Полученный пресс-порошок прессуют в сырые таблетки плотностью 5,8-6,1 г/см , которые спекают в восстановительной атмосфере при 1750 °С в течение 3 часов. Спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке и проводят контроль качественных характеристик. Полученные таблетки имеют плотность 10,5- 10,6 г/см3, объемная доля открытых пор менее 1 %, а размер зерен диоксида урана составляет от 15 до 25 мкм. ("POROFOR") in an amount of 0.8 wt.% To the total weight of uranium dioxide and beryllium oxide. The obtained press powder is pressed into crude tablets with a density of 5.8-6.1 g / cm, which are sintered in a reducing atmosphere at 1750 ° C for 3 hours. The sintered tablets are dry ground on a centerless sander and controlled quality characteristics. The resulting tablets have a density of 10.5-10.6 g / cm 3 , the volume fraction of open pores is less than 1%, and the grain size of uranium dioxide is from 15 to 25 microns.
Пример 2. Берется порошок U02, поликристаллический порошок ВеО в количестве 0,8 мас.% к массе U02, закись-окись урана U3O8 в количестве 20 мас.% к общей массе пресс-порошка. ВеО смешивается с частью U02 в соотношении 1 : 1 по объему. Далее полученная смесь смешивается с оставшейся частью U02 и U3O8. Полученную смесь оксидов постадийно смешивают с пластификатором ДИСЭД в количестве 0,25 мас.%. Полученный пресс-порошок прессуют в сырые таблетки плотностью 5,8-6,1 г/см3, которые спекают в восстановительной атмосфере при 1750 °С в течение 4 часов. Спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке и проводят контроль качественных характеристик. Полученные таблетки имеют плотность 10,3-10,5 г/см , объемная доля открытых пор менее 1 %, а размер зерен диоксида урана составляет от 10 до 16 мкм. Example 2. U0 2 powder is taken, polycrystalline BeO powder in an amount of 0.8 wt.% To the mass of U0 2 , uranium oxide U3O8 in an amount of 20 wt.% To the total weight of the press powder. BeO is mixed with a portion of U0 2 in a ratio of 1: 1 by volume. Next, the resulting mixture is mixed with the rest of U0 2 and U3O8. The resulting mixture of oxides is mixed in stages with a plasticizer DISED in an amount of 0.25 wt.%. The resulting press powder is pressed into crude tablets with a density of 5.8-6.1 g / cm 3 , which are sintered in a reducing atmosphere at 1750 ° C. for 4 hours. Sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine and quality control is carried out. The resulting tablets have a density of 10.3-10.5 g / cm, the volume fraction of open pores is less than 1%, and the grain size of uranium dioxide is from 10 to 16 microns.
Пример 3. Берется порошок UO2, поликристаллический порошок ВеО в количестве 1 мас.% к массе U02, закись-окись урана U3O8 в количестве 20 мас.% к общей массе пресс-порошка. ВеО смешивается с U3O8. Далее полученная смесь смешивается с частью U02 в соотношении 1 : 1 по массе. Полученную смесь смешивают с оставшейся частью 1Ю2. Полученную смесь оксидов постадийно смешивают с пластификатором ДИСЭД в количестве 0,25 мас.%). Полученный пресс-порошок прессуют в сырые таблетки плотностью 5,8-6, 1 г/см3, которые спекают в восстановительной атмосфере при 1750 °С в течение 4 часов. Спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке и проводят контроль качественных характеристик. Полученные таблетки имеют плотность 10,3-Example 3. UO2 powder is taken, polycrystalline BeO powder in the amount of 1 wt.% To the mass of U0 2 , uranium oxide U3O8 in the amount of 20 wt.% To the total weight of the press powder. BeO mixes with U3O8. Next, the resulting mixture is mixed with a portion of U0 2 in a ratio of 1: 1 by weight. The resulting mixture is mixed with the remaining part 1U 2 . The resulting mixture of oxides is mixed in stages with a plasticizer DISED in an amount of 0.25 wt.%). The obtained press powder is pressed into raw tablets with a density of 5.8-6, 1 g / cm 3 , which are sintered in a reducing atmosphere at 1750 ° C for 4 hours. Sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine and quality control is carried out. The resulting tablets have a density of 10.3-
10,5 г/см , объемная доля открытых пор менее 1 %, а размер зерен диоксида урана составляет от 15 до 25 мкм. 10.5 g / cm, the volume fraction of open pores is less than 1%, and the grain size of uranium dioxide is from 15 to 25 microns.
Таким образом, разработан технологичный способ изготовления таблеток ядерного уран-бериллиевого топлива на основе диоксида урана с повышенной теплопроводностью материала таблетки с сохранением её плотности 10,3-10,6 г/см и нейтронных характеристик. Кроме того обеспечивается повышение безопасности эксплуатации уранового оксидного топлива за счет уменьшения его температуры при облучении. Thus, a technologically advanced manufacturing method has been developed. tablets of nuclear uranium-beryllium fuel based on uranium dioxide with increased thermal conductivity of the tablet material while maintaining its density of 10.3-10.6 g / cm and neutron characteristics. In addition, it provides increased operational safety of uranium oxide fuel by reducing its temperature during irradiation.

Claims

Формула изобретения Claim
1. Таблетка ядерного уран-бериллиевого топлива на основе диоксида урана, включающая вещество теплопроводной фазы из частиц оксида бериллия, отличающаяся тем, что размер зерен диоксида урана составляет 10-25 мкм, а частицы оксида бериллия представляют собой поликристаллический порошок с размером частиц не более 160 мкм, равномерно распределенных по всему объему топлива, при этом содержание частиц оксида бериллия в топливе составляет 0,2-1 ,0 мас.% , плотность таблетки 10,3-10,6 г/см .  1. A tablet of nuclear uranium-beryllium fuel based on uranium dioxide, comprising a substance of a heat-conducting phase from beryllium oxide particles, characterized in that the grain size of uranium dioxide is 10-25 μm, and the particles of beryllium oxide are a polycrystalline powder with a particle size of not more than 160 μm uniformly distributed throughout the fuel volume, while the content of beryllium oxide particles in the fuel is 0.2-1.0 wt.%, the tablet density is 10.3-10.6 g / cm.
2. Способ получения таблетки ядерного уран-бериллиевого топлива на основе диоксида урана, включающий подготовку пресс-порошка путем постадийного смешения диоксида низкообогащенного урана UO2 с порошком оксида бериллия, с сухим связующим, прессование таблеток, спекание таблеток в газообразной восстановительной среде, отличающийся тем, что смешение оксида бериллия с диоксидом урана проводят при приготовлении смеси в соотношении 1 : 1 по объему и последующим смешением с оставшейся частью порошка диоксида урана, в качестве сухого связующего используют пластификатор «ДИСЭД», представляющий собой Ν,Ν-бисстеариалэтилендиамин СзвН^гОг, при постадийном перемешивании пластификатора «ДИСЭД» с порошками диоксида урана и оксида бериллия, добавляют порошок порообразователя, при этом содержание пластификатора «ДИСЭД» в общем объеме пресс-порошка составляет 0,25-0,35 мас.%, спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке. 2. A method of producing a tablet of nuclear uranium-beryllium fuel based on uranium dioxide, comprising preparing a press powder by stepwise mixing low enriched uranium dioxide UO 2 powder with a binder oxide, with a dry binder, compressing tablets, sintering tablets in a gaseous reducing medium, characterized in that the mixing of beryllium oxide with uranium dioxide is carried out in the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume and subsequent mixing with the remainder of the powder of uranium dioxide as a dry binder use the DISED plasticizer, which is Ν, бис-bis-stearialethylenediamine СвН ^ гОг, with stepwise mixing of the DISED plasticizer with uranium dioxide and beryllium oxide powders, a pore-forming powder is added, while the content of the DISED plasticizer in the total volume of the press powder is 0.25-0.35 wt.%, Sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine.
3. Способ по п.2,отличающийся тем, что при приготовлении смеси порошков и пластификатора для прессования используют порообразователь представляющий собой азидокарбонамид C2H4N402 («POROFOR») или азоизобутиронитрил C8Hi2N4 (ЧХЗ-57) в количестве до 1 мас.% к общей массе диоксида урана и оксида бериллия. 3. The method according to claim 2, characterized in that when preparing a mixture of powders and a plasticizer for pressing, a pore former is an azidocarbonamide C 2 H 4 N 4 0 2 (POROFOR) or azoisobutyronitrile C 8 Hi 2 N 4 (ChKhZ-57 ) in an amount up to 1 wt.% to the total mass of uranium dioxide and beryllium oxide.
4. Способ получения таблетки ядерного уран-бериллиевого топлива на основе диоксида урана, включающий подготовку пресс-порошка путем постадийного смешения диоксида низкообогащенного урана U02 с порошком оксида бериллия, с сухим связующим, прессование таблеток, спекание таблеток в газообразной восстановительной среде, отличающийся тем, что смешение оксида бериллия с диоксидом урана проводят при приготовлении смеси в соотношении 1 : 1 по объему и последующим смешением полученной смеси с оставшейся частью диоксида урана и порошком закиси-окиси урана, причем порошок закиси-окиси урана берут в количестве до 30 мас.% к общей массе пресс-порошка, в качестве сухого связующего используют пластификатор «ДИСЭД», представляющий собой Ν,Ν-бисстеариалэтилен-диамин С38 Η76Ν2θ2, при этом содержание пластификатора «ДИСЭД» в общем объеме пресс-порошка составляет 0,25- 0,35 мас.%, спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке. 4. A method of obtaining a tablet of nuclear uranium-beryllium fuel uranium dioxide-based, including the preparation of a press powder by stepwise mixing low enriched uranium dioxide U0 2 with a beryllium oxide powder, with a dry binder, compressing tablets, sintering tablets in a gaseous reducing medium, characterized in that the beryllium oxide is mixed with uranium dioxide in the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume and subsequent mixing of the mixture with the remaining portion of uranium dioxide and uranium oxide powder, and uranium oxide powder is taken in an amount of up to 3 0 wt.% To the total mass of the press powder, as a dry binder use the plasticizer "DISED", which is Ν, бис-bisstearialethylene diamine C38 Η 76 Ν 2 θ2, while the content of the plasticizer "DISED" in the total volume of the press powder is 0.25-0.35 wt.%, sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine.
5. Способ по п.4, отличающийся тем, что пресс-порошок получают путем приготовления предварительной смеси порошков оксида бериллия и закиси-окиси урана, которую затем добавляют в диоксид урана, и в полученную смесь порошков вводят пластификатор.  5. The method according to claim 4, characterized in that the press powder is obtained by preparing a preliminary mixture of powders of beryllium oxide and uranium oxide, which is then added to uranium dioxide, and a plasticizer is introduced into the resulting mixture of powders.
PCT/RU2016/000946 2016-12-29 2016-12-29 Nuclear fuel pellet and method for the production thereof WO2018124915A1 (en)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PCT/RU2016/000946 WO2018124915A1 (en) 2016-12-29 2016-12-29 Nuclear fuel pellet and method for the production thereof
RU2019101589A RU2713619C1 (en) 2016-12-29 2016-12-29 Nuclear fuel pellet and method of its production

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PCT/RU2016/000946 WO2018124915A1 (en) 2016-12-29 2016-12-29 Nuclear fuel pellet and method for the production thereof

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2018124915A1 true WO2018124915A1 (en) 2018-07-05

Family

ID=62711037

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2016/000946 WO2018124915A1 (en) 2016-12-29 2016-12-29 Nuclear fuel pellet and method for the production thereof

Country Status (2)

Country Link
RU (1) RU2713619C1 (en)
WO (1) WO2018124915A1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110299213A (en) * 2019-06-11 2019-10-01 中国原子能科学研究院 A kind of high heat conductance continuous passage type hybrid fuel pellet

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2741782C1 (en) * 2020-04-27 2021-01-28 Акционерное Общество "Твэл" Nuclear fuel pellet
RU2750780C1 (en) * 2020-10-06 2021-07-02 Акционерное общество "Машиностроительный завод" Method for uranium-gadolinium nuclear fuel producing
WO2024123209A1 (en) * 2022-12-06 2024-06-13 Акционерное Общество "Твэл" Method for fabricating pelleted nuclear fuel

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2268507C2 (en) * 2003-04-04 2006-01-20 Открытое акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" Ceramic nuclear fuel pellets with adjustable microstructure
RU2467413C1 (en) * 2011-10-04 2012-11-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Method of preparing charge mixture for making cermet rods of nuclear reactor fuel elements
RU2481657C2 (en) * 2010-02-25 2013-05-10 Акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" Nuclear fuel pellet

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2861888B1 (en) * 2003-10-29 2008-02-29 Franco Belge Combustibles PROCESS FOR MANUFACTURING NUCLEAR FUEL PELLETS
RU2504029C2 (en) * 2012-02-17 2014-01-10 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Method to manufacture pellet of nuclear ceramic fuel
KR101415171B1 (en) * 2012-05-31 2014-07-04 한국원자력연구원 Porous UO2 sintered pellet with improved electro reduction efficiency, and the preparation method thereof

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2268507C2 (en) * 2003-04-04 2006-01-20 Открытое акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" Ceramic nuclear fuel pellets with adjustable microstructure
RU2481657C2 (en) * 2010-02-25 2013-05-10 Акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" Nuclear fuel pellet
RU2467413C1 (en) * 2011-10-04 2012-11-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Method of preparing charge mixture for making cermet rods of nuclear reactor fuel elements

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110299213A (en) * 2019-06-11 2019-10-01 中国原子能科学研究院 A kind of high heat conductance continuous passage type hybrid fuel pellet
CN110299213B (en) * 2019-06-11 2021-01-05 中国原子能科学研究院 High-thermal-conductivity continuous channel type composite fuel pellet

Also Published As

Publication number Publication date
RU2713619C1 (en) 2020-02-05

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2713619C1 (en) Nuclear fuel pellet and method of its production
WO2019164617A2 (en) Composite moderator for nuclear reactor systems
JP6472460B2 (en) Nuclear fuel pellets with enhanced thermal conductivity and method for preparing the same
US9966156B2 (en) Process for manufacturing a pellet of at least one metal oxide
RU2376665C2 (en) High burn-up nuclear fuel tablet and method of making said tablet (versions)
JPH0774834B2 (en) Nuclear fuel composition
US9653188B2 (en) Fabrication method of burnable absorber nuclear fuel pellets and burnable absorber nuclear fuel pellets fabricated by the same
RU2362223C1 (en) High burnup nuclear uranium-gadolinium fuel on basis for uranium dioxide and method for its acquisition (versions)
Burkes et al. A US perspective on fast reactor fuel fabrication technology and experience. Part II: Ceramic fuels
JP2009053156A (en) Manufacturing method of nuclear fuel pellet and nuclear fuel pellet
Horlait et al. Dilatometric Study of U 1− x Am x O 2±δ Sintering: Determination of Activation Energy
KR20140057778A (en) Fabrication method of burnable absorber nuclear fuel pellet using rapid sintering, and the burnable absorber nuclear fuel pellet thereby
RU2701542C1 (en) Method of pelletised fuel production for nuclear reactors fuel elements
RU2502141C1 (en) Uranium-gadolinium nuclear fuel and method for production thereof
US3755513A (en) Production of porous uo2 containing ceramic oxide fuel
US3213161A (en) Process for forming a uranium mononitride-uranium dioxide nuclear fuel
RU2459289C1 (en) Method for obtaining nuclear fuel pellets based on uranium dioxide
RU2157568C1 (en) Nuclear fuel pellet
US9847145B2 (en) Method for fabrication of oxide fuel pellets and the oxide fuel pellets thereby
RU2814275C1 (en) Method for manufacturing uranium-gadolinium nuclear fuel
Alberghi Nuclear fuels based on uranium oxides: an overview
ES2324861T3 (en) PROCEDURE FOR PRODUCING NUCLEAR FUEL PADS OF THE MOX TYPE.
RU2193242C2 (en) Pelletized nuclear fuel
US3657137A (en) Nuclear fuel comprising uranium dioxide in a porous ceramic oxide matrix
US7012168B1 (en) Boron-based containment matrix for the storage or transmutation of long-life radioactive elements

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: 16925782

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

122 Ep: pct application non-entry in european phase

Ref document number: 16925782

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1