[go: up one dir, main page]

RU2000110797A - METHOD FOR PRODUCING URANIUM OXIDE POWDERS WITH THE SPECIFIED CONTENT OF URANINE-235 - Google Patents

METHOD FOR PRODUCING URANIUM OXIDE POWDERS WITH THE SPECIFIED CONTENT OF URANINE-235

Info

Publication number
RU2000110797A
RU2000110797A RU2000110797/12A RU2000110797A RU2000110797A RU 2000110797 A RU2000110797 A RU 2000110797A RU 2000110797/12 A RU2000110797/12 A RU 2000110797/12A RU 2000110797 A RU2000110797 A RU 2000110797A RU 2000110797 A RU2000110797 A RU 2000110797A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
uranium
content
powder
mixed
low
Prior art date
Application number
RU2000110797/12A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2186031C2 (en
Inventor
Виталий Федорович Коновалов
Станислав Васильевич Малышев
Валерий Алексеевич Межуев
Виктор Ильич Фетисов
Альберт Константинович Панюшкин
Юрий Васильевич Глаголенко
Евгений Григорьевич Дзекун
Геннадий Григорьевич Потоскаев
Владимир Сергеевич Курсков
Александр Викторович Иванов
Николай Андрианович Балагуров
Александр Васильевич Головешкин
Владимир Александрович Кравцов
Олег Львович Седельников
Анатолий Михайлович Белынцев
Игорь Валентинович Петров
Original Assignee
Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод"
Filing date
Publication date
Application filed by Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" filed Critical Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод"
Priority to RU2000110797A priority Critical patent/RU2186031C2/en
Priority claimed from RU2000110797A external-priority patent/RU2186031C2/en
Publication of RU2000110797A publication Critical patent/RU2000110797A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2186031C2 publication Critical patent/RU2186031C2/en

Links

Claims (3)

1. Способ получения порошков оксидов урана с заданным содержанием урана-235, заключающийся в том, что урансодержащие порошки с высоким и низким содержанием урана-235 предварительно смешивают, затем растворяют в азотной кислоте и осаждают аммиаком полученные полиуранаты аммония с последующей сушкой, прокаливанием, и измельчением обработанного продукта в среде водорода, отличающийся тем, что на предварительное смешение направляют весь порошок с высоким содержанием урана-235 и часть порошка с низким содержанием урана-235, причем обеспечивают содержание урана-235 в смеси после предварительного смешивания исходя из условия:
Rпром-R= (5-20),
где Rпром - содержание урана-235 в смеси после предварительного смешивания;
R - требуемое содержание урана-235 в конечном продукте,
а оставшуюся часть порошка с низким содержанием урана-235 смешивают с обработанным продуктом.
1. A method of producing powders of uranium oxides with a given uranium-235 content, consisting in the fact that uranium-containing powders with high and low uranium-235 contents are pre-mixed, then dissolved in nitric acid and ammonium polyuranates are precipitated with ammonia, followed by drying, calcining by grinding the treated product in a hydrogen environment, characterized in that all the powder with a high content of uranium-235 and a part of the powder with a low content of uranium-235 are sent to the preliminary mixing; keeping uranium-235 in the mixture after premixing based on the condition:
Rprom-R = (5-20),
where Rprom - the content of uranium-235 in the mixture after premixing;
R is the required content of uranium-235 in the final product,
and the remainder of the low uranium-235 powder is mixed with the processed product.
2. Способ получения порошков оксидов урана с заданным содержанием урана-235 по п. 1, отличающийся тем, что оставшуюся часть порошка с низким содержанием урана-235 смешивают с обработанным продуктом и подвергают совместному восстановлению в среде водорода. 2. A method of obtaining powders of uranium oxides with a given content of uranium-235 under item 1, characterized in that the remaining part of the powder with a low content of uranium-235 is mixed with the treated product and subjected to joint reduction in a hydrogen medium. 3. Способ получения порошков оксидов урана с заданным содержанием урана-235 по п. 1, отличающийся тем, что оставшуюся часть порошка с низким содержанием урана-235 восстанавливают, а затем смешивают с обработанным продуктом. 3. A method of producing powders of uranium oxides with a given uranium-235 content according to claim 1, characterized in that the remaining part of the powder with a low content of uranium-235 is reduced, and then mixed with the processed product.
RU2000110797A 2000-05-04 2000-05-04 Method of preparing uranium oxide powders with desired uranium-235 content RU2186031C2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2000110797A RU2186031C2 (en) 2000-05-04 2000-05-04 Method of preparing uranium oxide powders with desired uranium-235 content

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2000110797A RU2186031C2 (en) 2000-05-04 2000-05-04 Method of preparing uranium oxide powders with desired uranium-235 content

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2000110797A true RU2000110797A (en) 2002-05-27
RU2186031C2 RU2186031C2 (en) 2002-07-27

Family

ID=20234021

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2000110797A RU2186031C2 (en) 2000-05-04 2000-05-04 Method of preparing uranium oxide powders with desired uranium-235 content

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2186031C2 (en)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2344502C2 (en) * 2006-10-09 2009-01-20 Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" Method of producing tableted fuel for nuclear reactor heat-emitting elements and production line to this effect
RU2408538C1 (en) * 2009-07-06 2011-01-10 Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" Method of producing uranium oxide with required content of 235u isotope
FR3053151B1 (en) * 2016-06-23 2018-08-10 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives PROCESS FOR DISSOLVING NUCLEAR FUEL

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2057377C1 (en) * 1993-08-23 1996-03-27 Уральский электрохимический комбинат Method for recovery of highly enriched armament uranium and its alloys into fuel for nuclear reactors
US5702676A (en) * 1996-06-20 1997-12-30 General Electric Company Production method for obtaining pressable powder yielding high sinter density pellets without defects

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR960013451A (en) Method for preparing a composite oxide having the ability to absorb and release oxygen
JPS55129155A (en) Production of catalyst
CA1121146A (en) Method for the manufacture of (u,pu)o.sub.2 mixed crystals
CN105521777A (en) A preparing method of a catalyst for low-temperature denitrification
RU2000110797A (en) METHOD FOR PRODUCING URANIUM OXIDE POWDERS WITH THE SPECIFIED CONTENT OF URANINE-235
WO2003038934A1 (en) Fuel cell system
US4671904A (en) Method for producing oxidic sintered nuclear fuel bodies
CN103272580A (en) Titanium and tungsten composite oxide powder half-dry mixing preparation method
EP0322480B1 (en) Method of controlling the crystal grain size of uranium dioxide pellet
RU93045344A (en) METHOD OF OBTAINING URANIUM DIOXIDE AND MIXED OXIDE POWDERS ON ITS BASIS
RU2186031C2 (en) Method of preparing uranium oxide powders with desired uranium-235 content
CN106268780A (en) Power plant's denitrating catalyst raw material, method for preparing raw material and method for preparing catalyst
JPS5617910A (en) Manufacture of silicon nitride powder
RU2200130C1 (en) Method of preparing powders of uranium oxides with specified content of uranium- 235
IL87742A0 (en) Process for the preparation of superconductors and products obtained thereby
JP2003509659A (en) Manufacturing method of MOX type nuclear fuel pellets
JPS52147589A (en) Production of vanadium oxide catalyst
JPS55154502A (en) Production of ferromagnetic metal particle
ES8404093A1 (en) Process for making mixed oxide nuclear fuel pellets soluble in nitric acid.
RU2001123689A (en) METHOD OF DRY PROCESSING OF NUCLEAR FUEL SCRAP FROM MIXED OXIDE (U, PU) O2
JPS5421956A (en) Method of removing nitrogen oxides contained in exhaust gas
Pogorelko et al. The effect of urea on the dissolution of U, UO sub 2, U sub 3 O sub 8 in the concentrated nitric acid and on the releasing nitrogen oxides
JPS6379725A (en) Production of powdery uranium dioxide
JPH04338116A (en) Method for producing uranium dioxide powder
JPS5723007A (en) Manufacture of powdered w-re mixture