RU2165651C1 - Method for producing nuclear fuel pellets - Google Patents
Method for producing nuclear fuel pellets Download PDFInfo
- Publication number
- RU2165651C1 RU2165651C1 RU2000103869/06A RU2000103869A RU2165651C1 RU 2165651 C1 RU2165651 C1 RU 2165651C1 RU 2000103869/06 A RU2000103869/06 A RU 2000103869/06A RU 2000103869 A RU2000103869 A RU 2000103869A RU 2165651 C1 RU2165651 C1 RU 2165651C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- grinding
- pressing
- tablets
- powder
- Prior art date
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 38
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims abstract description 17
- 239000008188 pellet Substances 0.000 title abstract description 13
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims abstract description 36
- 238000005245 sintering Methods 0.000 claims abstract description 15
- 230000001133 acceleration Effects 0.000 claims abstract description 11
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 9
- 238000000227 grinding Methods 0.000 claims description 31
- 238000003825 pressing Methods 0.000 claims description 29
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 claims description 4
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 230000005484 gravity Effects 0.000 claims description 2
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 claims description 2
- XOOUIPVCVHRTMJ-UHFFFAOYSA-L zinc stearate Chemical compound [Zn+2].CCCCCCCCCCCCCCCCCC([O-])=O.CCCCCCCCCCCCCCCCCC([O-])=O XOOUIPVCVHRTMJ-UHFFFAOYSA-L 0.000 claims description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 abstract description 20
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical class [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 6
- 230000008569 process Effects 0.000 abstract description 6
- FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N plutonium(iv) oxide Chemical class [O-2].[O-2].[Pu+4] FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 abstract description 3
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 abstract description 2
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 2
- 238000003801 milling Methods 0.000 abstract 4
- 230000006835 compression Effects 0.000 abstract 2
- 238000007906 compression Methods 0.000 abstract 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 11
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 9
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000005056 compaction Methods 0.000 description 3
- 238000005265 energy consumption Methods 0.000 description 3
- 239000008187 granular material Substances 0.000 description 3
- UTDLAEPMVCFGRJ-UHFFFAOYSA-N plutonium dihydrate Chemical compound O.O.[Pu] UTDLAEPMVCFGRJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000005096 rolling process Methods 0.000 description 3
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 2
- SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N beta-L-fucose Chemical compound C[C@@H]1O[C@H](O)[C@@H](O)[C@H](O)[C@@H]1O SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N 0.000 description 2
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 2
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 2
- 239000000314 lubricant Substances 0.000 description 2
- 238000009827 uniform distribution Methods 0.000 description 2
- 238000005299 abrasion Methods 0.000 description 1
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 230000009849 deactivation Effects 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 description 1
- 230000008034 disappearance Effects 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 238000005469 granulation Methods 0.000 description 1
- 230000003179 granulation Effects 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 1
- 239000004014 plasticizer Substances 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 238000004321 preservation Methods 0.000 description 1
- 239000007921 spray Substances 0.000 description 1
- 239000007858 starting material Substances 0.000 description 1
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Compositions Of Oxide Ceramics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к технологии изготовления таблеток ядерного топлива для тепловыделяющих элементов из оксидов урана или смесей оксидов урана и оксида плутония, особенно при использовании в качестве исходного сырья порошков регенерированного ядерного топлива. The invention relates to nuclear engineering, in particular to a technology for the manufacture of nuclear fuel pellets for fuel elements from uranium oxides or mixtures of uranium oxides and plutonium oxide, especially when using regenerated nuclear fuel powders as a feedstock.
Уровень техники
Процесс изготовления таблеток ядерного топлива заключается в формовании порошков оксидов урана или смесей оксидов урана и оксида плутония в сырые таблетки, которые затем спекаются до необходимой плотности.State of the art
The process for making nuclear fuel pellets is to form powders of uranium oxides or mixtures of uranium oxides and plutonium oxide into raw tablets, which are then sintered to the required density.
К спеченным таблеткам предъявляются довольно жесткие требования по плотности, геометрическим размерам, микроструктуре, термической стабильности и другим параметрам. Sintered tablets have rather stringent requirements in terms of density, geometric dimensions, microstructure, thermal stability, and other parameters.
Для обеспечения этих требований порошки, подаваемые на прессование, должны обладать определенными характеристиками по фракционному составу, текучести, насыпной плотности и другими свойствами. To meet these requirements, powders supplied to the compaction must have certain characteristics in terms of fractional composition, fluidity, bulk density and other properties.
Как правило, исходные порошки диоксидов урана и плутония, изготовленные по различным технологическим схемам, необходимыми свойствами не обладают. Поэтому исходные порошки диоксидов урана или смесей диоксидов урана и диоксида плутония подвергают предварительному интенсивному измельчению, обычно истирающим воздействием, например, в шаровых мельницах, для обеспечения однородности свойств по объему. Затем полученный продукт либо гранулируют в распылительных сушилках, либо уплотняют путем прокатки валками или прессованием шашки с последующей грануляцией на ситах. После чего осуществляют прессование таблеток, в частности без использования жидких добавок - пластификаторов, т.е. реализуют так называемый "сухой" метод изготовления таблеток ядерного топлива. As a rule, the initial uranium and plutonium dioxide powders made according to various technological schemes do not possess the necessary properties. Therefore, the initial powders of uranium dioxide or mixtures of uranium dioxide and plutonium dioxide are subjected to preliminary intensive grinding, usually by abrasion, for example, in ball mills, to ensure uniformity of volume properties. Then, the resulting product is either granulated in spray dryers or compacted by rolling with rollers or pressing drafts, followed by granulation on sieves. Then tablets are pressed, in particular, without the use of liquid additives - plasticizers, i.e. implement the so-called "dry" method of manufacturing tablets of nuclear fuel.
"Сухие" методы прессования таблеток ядерного топлива обеспечивают высокую однородность свойств пресс-порошка по объему и сохранение этих свойств во времени, упрощают процесс спекания и имеют повышенную ядерную безопасность. Но низкая механическая прочность сырых таблеток требует дополнительных затрат на сохранение их целостности до спекания, снижает выход годных таблеток. Dry methods for pressing nuclear fuel pellets provide a high uniformity of the properties of the press powder in volume and the preservation of these properties over time, simplify the sintering process and have enhanced nuclear safety. But the low mechanical strength of raw tablets requires additional costs to maintain their integrity until sintering, reduces the yield of suitable tablets.
Известен способ изготовления таблеток ядерного топлива, включающий измельчение исходного сырья диоксида урана или смеси диоксида урана и диоксида плутония с последующей прокаткой валками для повышения текучести (GB 2320800, G 21 C 3/62, 1997). После прессования, несмотря ни удовлетворительную текучесть порошка, механическая прочность сырых таблеток вследствие анизотропности свойств получаемых гранул после прокатки валками остается низкой. Прессование таких порошков известными способами при усилии порядка 3 т/см2 приводит к отслаиванию одного из торцов прессовки и к другим видам нарушения целостности сырой таблетки (трещины, сколы).A known method of manufacturing tablets of nuclear fuel, including grinding the feedstock of uranium dioxide or a mixture of uranium dioxide and plutonium dioxide, followed by rolls to increase fluidity (GB 2320800, G 21 C 3/62, 1997). After pressing, in spite of satisfactory fluidity of the powder, the mechanical strength of the raw tablets due to the anisotropic properties of the obtained granules after rolling by rolls remains low. The pressing of such powders by known methods with a force of the order of 3 t / cm 2 leads to the peeling of one of the ends of the pressing and to other types of violation of the integrity of the crude tablet (cracks, chips).
Известен также "сухой" способ изготовления таблеток ядерного топлива, включающий термическую деактивацию порошка ядерного топлива перед заключительным прессованием, что уменьшает усадку во время спекания (US 3692887, G 21 C 3/62, 1972). Данный способ также предполагает значительные усилия (от 3 до 4 т/см2) прессования, оказывающие существенное влияние на качество получаемого топлива.There is also a known “dry” method of manufacturing nuclear fuel pellets, including thermal deactivation of nuclear fuel powder before final pressing, which reduces shrinkage during sintering (US 3692887, G 21 C 3/62, 1972). This method also involves significant efforts (from 3 to 4 t / cm 2 ) pressing, which have a significant impact on the quality of the resulting fuel.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к описываемому является способ изготовления таблеток ядерного топлива, включающий измельчение исходных порошков ядерного топлива мелющими телами, прессование и спекание (EP 0277708, G 21 C 3/62, 1988). Известный способ также предполагает прокатку валками с известными негативными последствиями и прессование с усилиями от 2,36 до 6,3 т/см2. Причем плотность ядерного топлива, получаемого после прессования, пропорционально зависит от усилия прессования.The closest in technical essence and the achieved result to the described is a method for the manufacture of nuclear fuel pellets, including grinding the original nuclear fuel powders with grinding media, pressing and sintering (EP 0277708, G 21 C 3/62, 1988). The known method also involves rolling with known known negative consequences and pressing with efforts from 2.36 to 6.3 t / cm 2 . Moreover, the density of nuclear fuel obtained after pressing is proportionally dependent on the pressing force.
Таким образом, все вышеуказанные способы "сухого" изготовления таблеток ядерного топлива не обеспечивают достаточной механической прочности сырых таблеток вследствие неизотропности структуры ядерного топлива после прессования. Процесс уплотнения прессовок из диоксидов ядерных материалов при их спекании заключается в уменьшении объема пористости. Общий объем пористости в прессовке представляет собой равномерно распределенные пустоты различной формы с размерами менее 500 мкм. По существующей в настоящее время теории спекания зарастанию и исчезновению подвержены поры величиной менее 2 мкм. Более крупные поры при спекании практически не меняют своего объема. Поскольку объем таблетки при спекании уменьшается ориентировочно на 44%, то можно предположить, что доля пор с размерами менее 2 мкм составляет 44% при общем объеме пористости около 45,2%. Отсюда следует, что доля остальных более крупных пор составляет порядка 1,2%. Поры крупнее 2 мкм практически не исчезают при спекании, а схлопывание их достигается за счет повышения усилия прессования (до 10 т/см2).Thus, all of the above methods of "dry" production of nuclear fuel pellets do not provide sufficient mechanical strength of the raw tablets due to the non-isotropic structure of the nuclear fuel after pressing. The process of compaction of compacts made of dioxides of nuclear materials during their sintering is to reduce the volume of porosity. The total volume of porosity in the compact is uniformly distributed voids of various shapes with sizes less than 500 microns. According to the current theory of sintering, pores of less than 2 microns are susceptible to overgrowing and disappearance. Larger pores during sintering practically do not change their volume. Since the tablet volume during sintering decreases approximately by 44%, it can be assumed that the proportion of pores with sizes less than 2 μm is 44% with a total porosity of about 45.2%. It follows that the proportion of the remaining larger pores is about 1.2%. Pores larger than 2 μm practically do not disappear during sintering, and their collapse is achieved by increasing the pressing force (up to 10 t / cm 2 ).
Поэтому известные способы "сухого" изготовления таблеток характеризуются значительными величинами усилий прессования, что требует высоких энергозатрат, обеспечивают недостаточно однородную структуру таблетки и ее низкую механическую прочность. Therefore, the known methods of "dry" manufacture of tablets are characterized by significant values of the pressing force, which requires high energy consumption, provide an insufficiently homogeneous structure of the tablet and its low mechanical strength.
Сущность изобретения
Задачей настоящего изобретения является создание способа изготовления таблеток ядерного топлива, обладающего большей технологичностью, меньшими энергозатратами и обеспечивающего снижение усилий прессования.SUMMARY OF THE INVENTION
The objective of the present invention is to provide a method for the manufacture of nuclear fuel pellets with greater processability, lower energy consumption and lowering the pressing force.
В результате решения данной задачи можно получить новые технические результаты, заключающиеся в том, что значительно повышается механическая прочность сырых таблеток, обеспечивается однородность свойств порошка делящегося материала при одновременном увеличении его текучести после измельчения. As a result of solving this problem, new technical results can be obtained, consisting in the fact that the mechanical strength of the raw tablets is significantly increased, the uniformity of the properties of the powder of fissile material is ensured, while its flowability after grinding is increased.
Данные технические результаты достигаются тем, что в способе изготовления таблеток ядерного топлива, включающем измельчение исходных порошков ядерного топлива мелющими телами, прессование и спекание, измельчение исходных порошков ядерного топлива осуществляют при ускорении мелющих тел не менее 4,12 g, где g - ускорение свободного падения, а прессование осуществляют при давлении от 0,52 до 2,35 т/см2.These technical results are achieved by the fact that in the method of manufacturing nuclear fuel pellets, including grinding the initial nuclear fuel powders with grinding media, pressing and sintering, grinding the initial nuclear fuel powders is carried out with acceleration of grinding media at least 4.12 g, where g is the gravitational acceleration and pressing is carried out at a pressure of from 0.52 to 2.35 t / cm 2 .
Отличительная особенность описываемого изобретения состоит в следующем. Частицы порошка исходного сырья имеют фигурную форму. При измельчении исходного материала известными методами происходит разрушение частиц с фигурной формой на более мелкие фракции, которые имеют пористость изначальной частицы. Таким образом, существующая известная технология не предполагает изменения размеров и количества пор. A distinctive feature of the described invention is as follows. The powder particles of the feedstock have a curved shape. When grinding the starting material by known methods, particles with a curved shape are destroyed into smaller fractions that have the porosity of the original particle. Thus, the existing known technology does not involve changes in the size and number of pores.
Неожиданно оказалось, что если обеспечить взаимодействие мелющих тел с измельчаемым ядерным топливом при ускорении мелющих тел не менее 4,12 g, где g - ускорение свободного падения, при истирании (измельчении) частиц делящегося материала происходит уменьшение количества пор, их размеров и более равномерное распределение пор в частице измельченного порошка, что повышает текучесть порошка. Экспериментально установлено, что при ускорении мелющих тел при их взаимодействии с измельчаемым порошком менее 4,12 g имеет место разрушение фигурных частиц, аналогичное процессам, происходящим в известных способах. Как показали эксперименты, верхний предел ускорения мелющих тел ограничен возможностями созданных мельниц. Для получения сырых таблеток с высокой механической прочностью и изотропной структурой существенным является диапазон давлений прессования, который составляет от 0,52 до 2,35 т/см2. При усилии прессования с давлением менее 0,52 т/см2 невозможно получить сырую таблетку с высокой механической прочностью, т.к. силы сцепления между частицами порошка малы. Если усилие прессования превышает 2,35 т/см2, при прессовании нарушается равномерность распределения пор по объему таблетки вследствие дополнительного разрушения частиц с образованием скрапа, который снижает усилие сцепления между частицами порошка.It turned out unexpectedly that if the interaction of the grinding media with the crushed nuclear fuel is ensured with the acceleration of the grinding media at least 4.12 g, where g is the acceleration of gravity, when the particles of fissile material are abraded (crushed), the number of pores, their size and a more uniform distribution are reduced pores in a particle of crushed powder, which increases the fluidity of the powder. It was experimentally established that when accelerating grinding media during their interaction with the crushed powder of less than 4.12 g, there is a destruction of shaped particles, similar to the processes occurring in known methods. As experiments have shown, the upper limit of the acceleration of grinding media is limited by the capabilities of the created mills. To obtain raw tablets with high mechanical strength and an isotropic structure, the pressing pressure range is important, which ranges from 0.52 to 2.35 t / cm 2 . With the pressing force with a pressure of less than 0.52 t / cm 2 it is impossible to obtain a crude tablet with high mechanical strength, because the adhesion forces between the powder particles are small. If the pressing force exceeds 2.35 t / cm 2 , the pressing disrupts the uniform distribution of pores throughout the tablet volume due to additional destruction of the particles with the formation of scrap, which reduces the adhesion force between the powder particles.
Следует также подчеркнуть, что описываемый способ предполагает перераспределение энергозатрат между операциями измельчения и прессования в сторону увеличения их доли на процессе измельчения. При этом суммарные энергозатраты снижаются, поскольку существенно снижается усилие прессования, при котором потери энергии нелинейно растут с повышением создаваемого давления. Потери энергии при измельчении увеличиваются практически пропорционально, т.е. по линейному закону в зависимости от повышения ускорения мелющих тел. It should also be emphasized that the described method involves the redistribution of energy between the grinding and pressing operations in the direction of increasing their share in the grinding process. At the same time, the total energy consumption is reduced, since the pressing force is significantly reduced, at which the energy loss increases nonlinearly with an increase in the generated pressure. Energy losses during grinding increase almost proportionally, i.e. according to a linear law, depending on the increase in acceleration of grinding media.
Кроме того, измельчение исходных порошков ядерного топлива проводят на планетарной и/или шаровой, и/или на тороидальной мельнице, а в качестве мелющих тел используют шары с диаметром не менее 9 мм. In addition, the grinding of the initial nuclear fuel powders is carried out on a planetary and / or ball and / or toroidal mill, and balls with a diameter of at least 9 mm are used as grinding bodies.
Целесообразно также перед прессованием измельченный порошок ядерного топлива смешивать с (0,18 - 0,22) мас.% стеарата цинка, а спекание осуществлять в среде чистого водорода или в смеси водорода с аргоном или азотом при температуре от 1700 до 1750oC в течение не менее 2 ч.It is also advisable to compress the crushed powder of nuclear fuel before pressing with (0.18 - 0.22) wt.% Zinc stearate, and sintering in pure hydrogen or in a mixture of hydrogen with argon or nitrogen at a temperature of from 1700 to 1750 o C for no less than 2 hours
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения
Реализация описываемого способа может быть проиллюстрирована возможностью получения качественных таблеток ядерного топлива из исходных порошков UO2 и PuO2 с параметрами, приведенными в таблице А в конце описания.Information confirming the possibility of carrying out the invention
The implementation of the described method can be illustrated by the possibility of obtaining high-quality tablets of nuclear fuel from the original powders UO 2 and PuO 2 with the parameters given in table A at the end of the description.
Для изучения возможностей улучшения экономических показателей в одну навеску исходного порошка UO2 перед обработкой в планетарной мельнице было введено 15% U3O8 (закись-окись урана), а другая навеска приготавливалась без добавки U3O8. Для улучшения условий прессования в обе навески гранулята UO2 добавлено 0,2% мас. сухой смазки - стеарата цинка.To study the possibilities of improving economic indicators, 15% U 3 O 8 (uranium oxide) was introduced into a planetary mill before treatment in a single sample of the initial UO 2 powder, and another sample was prepared without the addition of U 3 O 8 . To improve the pressing conditions in both weighed portions of granulate UO 2 added 0.2% wt. dry lubricant - zinc stearate.
Измельчение исходного сырья производилось в планетарной мельнице РМ-4 при соотношении массы шаров с размером от 9 до 20 мм к массе исходного порошка как 9:1 при различных скоростях вращения ротора (до 280 об/мин), а также в вибрационной тороидальной мельнице MB - 0,5, рабочие характеристики которой: частота - от 20 до 50 Гц, амплитуда колебаний - от 2 до 3 мм, масса мелющих тел - от 150 до 160 кг, объем камеры - 50 л, размер мелющих тел - не менее 9 мм. Grinding of the feedstock was carried out in a planetary mill RM-4 with a ratio of the mass of balls with sizes from 9 to 20 mm to the mass of the initial powder as 9: 1 at various rotor speeds (up to 280 rpm), as well as in a vibratory toroidal mill MB - 0.5, the operating characteristics of which are: frequency - from 20 to 50 Hz, vibration amplitude - from 2 to 3 mm, mass of grinding media - from 150 to 160 kg, chamber volume - 50 l, size of grinding media - not less than 9 mm.
Характеристики пресс-порошка, значения плотности сырых и спеченных таблеток ядерного топлива при различных режимах обработки приведены в таблице 1. The characteristics of the press powder, the density values of the crude and sintered pellets of nuclear fuel under various processing conditions are shown in table 1.
Высокоэнергетическое измельчение с ускорением мелющих тел не менее 4,12 g позволяет получать гранулы с изотропными свойствами, близкие к равноосной форме, не превышающие по размеру 200 мкм, обладающие высокой насыпной плотностью и хорошей текучестью. Причем приобретаемые порошком свойства обеспечивают хорошую прессуемость и высокую механическую прочность сырых таблеток. High-energy grinding with an acceleration of grinding media of at least 4.12 g makes it possible to obtain granules with isotropic properties close to equiaxial shape, not exceeding 200 microns in size, having a high bulk density and good fluidity. Moreover, the properties acquired by the powder provide good compressibility and high mechanical strength of the raw tablets.
Анализ результатов, приведенных в таблице 1, показал, что все сырые таблетки, изготовленные из UO2 или из смеси UO2 с PuO2, как с добавлением смазки, так и без нее, включая таблетки с добавками U3O8, обладают высокой механической прочностью, достаточной для сохранения целостности таблеток при межоперационных транспортировках. Микроструктура спеченных таблеток отличается равномерным распределением пор с количественным содержанием пор размером менее 10 мкм более 90%. Средний размер зерна после спекания составил 10 мкм.Analysis of the results shown in table 1 showed that all raw tablets made from UO 2 or from a mixture of UO 2 with PuO 2 , with or without lubricant, including tablets with additives U 3 O 8 , have a high mechanical sufficient strength to maintain the integrity of the tablets during interoperational transport. The microstructure of sintered tablets is characterized by a uniform pore distribution with a quantitative pore content of less than 10 microns in size more than 90%. The average grain size after sintering was 10 μm.
Таким образом, описываемый способ обладает неоспоримыми преимуществами по сравнению с известными в настоящее время "сухими" способами изготовления таблеток ядерного топлива в части приготовления пресс-порошка путем использования лишь одной операции (компактирования), в процессе выполнения которой порошок ядерного топлива приобретает необходимые для прессования свойства, обеспечивающие высокую механическую прочность прессовок. Thus, the described method has undeniable advantages in comparison with the currently known "dry" methods for the manufacture of nuclear fuel pellets in terms of preparation of the press powder by using only one operation (compaction), during which the nuclear fuel powder acquires the properties necessary for pressing providing high mechanical strength of the compacts.
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000103869/06A RU2165651C1 (en) | 2000-02-18 | 2000-02-18 | Method for producing nuclear fuel pellets |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000103869/06A RU2165651C1 (en) | 2000-02-18 | 2000-02-18 | Method for producing nuclear fuel pellets |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2165651C1 true RU2165651C1 (en) | 2001-04-20 |
Family
ID=20230734
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2000103869/06A RU2165651C1 (en) | 2000-02-18 | 2000-02-18 | Method for producing nuclear fuel pellets |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2165651C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2358342C2 (en) * | 2007-03-30 | 2009-06-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Method of making nuclear fuel tablets |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1239269A (en) * | 1967-12-13 | 1971-07-14 | ||
| DE2547245B2 (en) * | 1975-02-10 | 1979-05-03 | The Babcock & Wilcox Co., New York, N.Y. (V.St.A.) | Process for the production of ceramic nuclear fuel pellets |
| FR2634048A1 (en) * | 1988-07-11 | 1990-01-12 | Pechiney Uranium | PROCESS FOR THE MANUFACTURE OF NUCLEAR FUEL PELLETS COMPRISING THE PRODUCTION AND USE OF SINKING AND SINTERABLE POWDERS OBTAINED DIRECTLY BY PRECIPITATION OF PEROXIDES |
| RU2068202C1 (en) * | 1993-07-19 | 1996-10-20 | Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад.Бочвара А.А. | Pelletized uranium-plutonium fuel production process |
-
2000
- 2000-02-18 RU RU2000103869/06A patent/RU2165651C1/en active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1239269A (en) * | 1967-12-13 | 1971-07-14 | ||
| DE2547245B2 (en) * | 1975-02-10 | 1979-05-03 | The Babcock & Wilcox Co., New York, N.Y. (V.St.A.) | Process for the production of ceramic nuclear fuel pellets |
| FR2634048A1 (en) * | 1988-07-11 | 1990-01-12 | Pechiney Uranium | PROCESS FOR THE MANUFACTURE OF NUCLEAR FUEL PELLETS COMPRISING THE PRODUCTION AND USE OF SINKING AND SINTERABLE POWDERS OBTAINED DIRECTLY BY PRECIPITATION OF PEROXIDES |
| RU2012071C1 (en) * | 1988-07-11 | 1994-04-30 | Юраниюм Пешинэ | Method for manufacturing fritted pellets of oxides |
| RU2068202C1 (en) * | 1993-07-19 | 1996-10-20 | Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад.Бочвара А.А. | Pelletized uranium-plutonium fuel production process |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2358342C2 (en) * | 2007-03-30 | 2009-06-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Method of making nuclear fuel tablets |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR100794071B1 (en) | Method of producing nuclear fuel pellet | |
| JPH09236680A (en) | Nuclear fuel compound and its manufacturing method | |
| US4889663A (en) | Method of manufacturing uranium oxide base nuclear fuel pellets | |
| US3806565A (en) | Method of preparing relatively low density oxide fuel for a nuclear reactor | |
| RU2335815C2 (en) | Method of obtaining nuclear fuel pellets | |
| CA1254378A (en) | Fabrication of nuclear fuel pellets | |
| JPH01148994A (en) | Manufacture of nuclear fuel pellet for mixed oxide (u,pu)o2 base | |
| RU2165651C1 (en) | Method for producing nuclear fuel pellets | |
| US5916497A (en) | Manufacturing of ceramic articles | |
| RU2001123429A (en) | METHOD FOR PRODUCING NUCLEAR FUEL TABLETS FROM MIXED OXIDE (U, PU) O2 FROM NON-FLUID POWDER UO2 | |
| EP0277708B1 (en) | Pellet fabrication | |
| Balakrishna et al. | Uranium dioxide powder preparation, pressing, and sintering for optimum yield | |
| US3071463A (en) | Method of producing sintered metal bodies | |
| RU2253913C2 (en) | Mode of receiving fuel pellets for heat-generating elements out of uranium dioxide | |
| RU2199161C2 (en) | Method for producing nuclear fuel pellets primarily for fast reactors | |
| RU2569928C2 (en) | Method of producing pelleted fuel for fuel elements | |
| RU2750780C1 (en) | Method for uranium-gadolinium nuclear fuel producing | |
| US4575436A (en) | Production of nuclear fuel products | |
| KR100424331B1 (en) | Property control technique of the mixed oxide fuel pellet by the addition method of M3O8 scrap powder and the sintering process | |
| JP4007508B2 (en) | Method for producing Gd2O3-added UO2 pellets using co-grinding and spheronization (SACAM) process | |
| JP2558173B2 (en) | Method for producing carbon material having fine pores | |
| US20040201003A1 (en) | Method of making a composite nuclear fuel material consisting of dispersed (u,pu)o2 aggregates | |
| Balakrishna et al. | PARTICLE AGGREGATES IN POWDER PROCESSING- A REVIEW | |
| Andreev et al. | Some results uranium dioxide powder structure investigation | |
| RU2243601C2 (en) | Method for producing uranium and gadolinium containing fuel pellets |