RU2186031C2 - Method of preparing uranium oxide powders with desired uranium-235 content - Google Patents
Method of preparing uranium oxide powders with desired uranium-235 content Download PDFInfo
- Publication number
- RU2186031C2 RU2186031C2 RU2000110797A RU2000110797A RU2186031C2 RU 2186031 C2 RU2186031 C2 RU 2186031C2 RU 2000110797 A RU2000110797 A RU 2000110797A RU 2000110797 A RU2000110797 A RU 2000110797A RU 2186031 C2 RU2186031 C2 RU 2186031C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- content
- powder
- powders
- low
- Prior art date
Links
- 239000000843 powder Substances 0.000 title claims abstract description 68
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 title claims abstract description 52
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 16
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims description 14
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 title claims description 8
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims abstract description 21
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 16
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 16
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 15
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N Ammonia Chemical compound N QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 14
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 7
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 7
- 229910021529 ammonia Inorganic materials 0.000 claims abstract description 7
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 claims abstract description 7
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 claims abstract description 7
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims abstract description 7
- 239000000047 product Substances 0.000 claims description 14
- 239000012467 final product Substances 0.000 claims description 5
- 238000001354 calcination Methods 0.000 claims description 4
- 238000001035 drying Methods 0.000 claims description 3
- 238000000227 grinding Methods 0.000 claims description 2
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O Ammonium Chemical compound [NH4+] QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O 0.000 abstract description 7
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 abstract description 7
- 239000000463 material Substances 0.000 abstract description 4
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 4
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 abstract 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 6
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 description 5
- GQPLMRYTRLFLPF-UHFFFAOYSA-N Nitrous Oxide Chemical compound [O-][N+]#N GQPLMRYTRLFLPF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 4
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 3
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 3
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 3
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 2
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 2
- 239000001272 nitrous oxide Substances 0.000 description 2
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 2
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 1
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 239000010795 gaseous waste Substances 0.000 description 1
- 239000010808 liquid waste Substances 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
Images
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной энергетике и касается технологии получения порошков оксидов урана, используемых в качестве ядерного топлива, из компонентов с различным обогащением, в частности при использовании регенерированного топлива. The invention relates to nuclear energy and relates to a technology for producing powders of uranium oxides used as nuclear fuel from components with different enrichment, in particular when using regenerated fuel.
Уровень техники. The prior art.
В настоящее время, в связи с необходимостью утилизации достаточно больших запасов урансодержащих порошков с существенно различным обогащением, в частности регенерированных низко и высокообогащенных оксидов урана, возникает необходимость разработки технологии получения из этих порошков ядерного топлива с заданным содержанием урана-235. Currently, due to the need to dispose of sufficiently large reserves of uranium-containing powders with substantially different enrichment, in particular, regenerated low and highly enriched uranium oxides, there is a need to develop a technology for producing nuclear fuel from these powders with a given uranium-235 content.
Известен 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 до требуемой степени однородности и обогащения (см. Майоров А.А., Браверман И.Б. Технология получения порошков керамической двуокиси урана. М.: Энергоатомиздат, 1985, глава 4 и 7). Данный способ предполагает растворение исходной смеси порошков в азотной кислоте, экстракционную очистку с последующим осаждением получаемого полиураната аммония и получение готового порошка водородным восстановлением прокаленного полиураната аммония. По условиям технологии смешение урансодержащих порошков с различным обогащением возможно при условии, что различие составляет не более чем 7%. При этом содержание урана-235 составляет номинал ±0,5. Требования к оксидам урана с содержанием урана-235 менее 5% составляет ±0,05. При смешении порошков с различием более 7% отклонения от номинала достигают нескольких процентов. A known method of producing powders of uranium oxides with a given content of uranium-235, which consists in the fact that uranium-containing powders with a high and low content of uranium-235 are pre-mixed to the required degree of uniformity and enrichment (see Mayorov A.A., Braverman I.B. Technology for the production of ceramic uranium dioxide powders. M: Energoatomizdat, 1985,
В связи с этим для достижения требуемой однородности порошков необходимо полное растворение всей полученной смеси в кислоте с последующей вышеприведенной переработкой. Поэтому данный способ имеет достаточно высокую трудоемкость, потери, большой расход химических реагентов, большое количество сбросных отходов. Кроме того, реализация известного способа требует крупных капитальных вложений для создания соответствующего производства. In this regard, to achieve the required uniformity of the powders, it is necessary to completely dissolve the entire mixture obtained in acid, followed by the above processing. Therefore, this method has a fairly high complexity, losses, high consumption of chemicals, a large amount of waste. In addition, the implementation of the known method requires large capital investments to create the appropriate production.
Сущность изобретения. SUMMARY OF THE INVENTION
Задачей настоящего изобретения является разработка и создание способа получения порошков оксидов урана, обладающего улучшенными характеристиками, меньшими трудозатратами и большей технологичностью. The present invention is the development and creation of a method for producing powders of uranium oxides with improved characteristics, less labor and greater adaptability.
В результате решения данной задачи возможно получение новых технических результатов, заключающихся в снижении количества обрабатываемого продукта, расхода материалов и уменьшении облучения персонала. As a result of solving this problem, it is possible to obtain new technical results, consisting in reducing the amount of processed product, material consumption and reducing personnel exposure.
Указанные технические результаты достигаются тем, что в способе получения порошков оксидов урана с заданным содержанием урана-235, заключающемся 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, 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 после предварительного смешения,
R - требуемое содержание урана-235 в конечном продукте,
а оставшуюся часть порошка с низким содержанием урана-235 смешивают с обработанным продуктом.These technical results are achieved by the fact that in the method for producing powders of uranium oxides with a given content of uranium-235, namely, uranium-containing powders with a high and low content of uranium-235 are pre-mixed, then dissolved in nitric acid and the ammonium polyuranates obtained are precipitated with ammonia with subsequent drying, calcination and grinding of the processed product, all powder with a high content of uranium-235 and part of the powder with a low content of uranium-235 are sent to preliminary mixing provide a content of uranium-235 in the mixture after premixing, starting from the condition
Rprom-R = (5-20),
where Rprom is the content of uranium-235 after preliminary mixing,
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.
Целесообразно оставшуюся часть порошка с низким содержанием урана-235 смешивать с обработанным продуктом и подвергать совместному восстановлению в среде водорода или восстанавливать, а затем смешивать с обработанным продуктом. It is advisable to mix the remaining part of the powder with a low content of uranium-235 with the processed product and subject them to joint reduction in a hydrogen medium or restore, and then mix with the processed product.
Отличительная особенность описываемого способа состоит в следующем. На предварительное смешивание направляют весь порошок с высоким содержанием урана-235 и лишь часть порошка с низким содержанием урана-235. В этом случае существенно снижается время обработки и уменьшается расход всех материалов (азотной кислоты, аммиака и пр.), поскольку обрабатывается неполный объем исходных порошков. Количество порошка с низким содержанием урана-235, которое идет на предварительное смешивание, определяют, исходя из заданного значения требуемого содержания урана-235 в конечном продукте. Отсюда однозначно можно выбрать величину содержания (Rпром) урана-235 в предварительно подготовленной смеси всего порошка с высоким содержанием урана-235 и части порошка с низким содержанием урана-235. Установлено, что значение Rпром необходимо выбирать из условия, что разность (Rпром-R) составляет от 5 до 20. При величине (Rпром-R) менее 5 неоправданно увеличивается количество растворов, используемых в технологическом процессе. При величине (Rпром-R) более 20, при смешивании обработанного продукта и оставшейся части порошка с низким содержанием урана-235 на заключительной стадии, не обеспечивается требуемая однородность конечной смеси порошков. A distinctive feature of the described method is as follows. All the powder with a high content of uranium-235 and only part of the powder with a low content of uranium-235 are sent to pre-mixing. In this case, the processing time is significantly reduced and the consumption of all materials (nitric acid, ammonia, etc.) is reduced, since an incomplete volume of the initial powders is processed. The amount of powder with a low content of uranium-235, which is pre-mixed, is determined based on a given value of the required content of uranium-235 in the final product. From here, one can unambiguously choose the content (Rprom) of uranium-235 in a pre-prepared mixture of all powder with a high content of uranium-235 and part of the powder with a low content of uranium-235. It was established that the value of Rprom must be chosen from the condition that the difference (Rprom-R) is from 5 to 20. With a value of (Rprom-R) less than 5, the number of solutions used in the process unreasonably increases. When the value (Rprom-R) is more than 20, when mixing the processed product and the remaining part of the powder with a low content of uranium-235 at the final stage, the required uniformity of the final mixture of powders is not provided.
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения. Information confirming the possibility of carrying out the invention.
Описываемый способ реализуется следующим образом. Исходя из условий эксплуатации ядерного топлива в реакторе, по известным методикам задается необходимая степень однородности конечного продукта и, следовательно, размеры (Х1, Х2) частиц урансодержащих порошков. Размеры частиц определяют также с учетом известного условия, отражающего взаимосвязь между размерами частиц, их количеством (N1, N2) и разбросом (G) содержания (R1, R2) урана-235:
Затем проводят предварительное смешение всего объема порошка с высоким содержанием урана-235 и части порошка с низким содержанием урана-235. Целесообразно направлять на предварительное смешение около 10% порошка с низким содержанием урана-235. Полученную смесь растворяют в азотной кислоте и подвергают экстракционной очистке (при необходимости). После чего осуществляют осаждение аммиаком образовавшихся полиуранатов аммония с последующей сушкой и прокаливанием обработанного продукта. Полученный порошок измельчают известным путем, например с помощью дисковых, ударно-дисковых или шаровых мельниц до размеров частиц менее 100 мкм (среднее значение размеров частиц составляет от 20 до 50 мкм). Далее обработанный таким образом продукт смешивают с оставшейся частью порошка с низким содержанием урана-235. Процесс смешения производят, в частности, в орбитально шнековом смесителе. На заключительной стадии проводят восстановление водородом полученной смеси для получения порошка двуокиси урана (UO2). Возможно также осуществлять восстановление лишь оставшейся части порошка с низким содержанием урана-235 с последующим смешением с обработанным продуктом. В этом случае уменьшается нагрузка на водородные печи и исключается необходимость добавки U3O8 для создания необходимой микроструктуры и плотности конечного продукта, поскольку обработанный продукт представляет собой закись урана.The described method is implemented as follows. Based on the operating conditions of nuclear fuel in the reactor, the required degree of homogeneity of the final product and, therefore, the sizes (X 1 , X 2 ) of particles of uranium-containing powders are set by known methods. Particle sizes are also determined taking into account the well-known condition that reflects the relationship between the particle sizes, their quantity (N 1 , N 2 ) and the spread (G) of the content (R 1 , R 2 ) of uranium-235:
Then pre-mixing the entire volume of the powder with a high content of uranium-235 and part of the powder with a low content of uranium-235 is carried out. It is advisable to send about 10% of the powder with a low content of uranium-235 to preliminary mixing. The resulting mixture was dissolved in nitric acid and subjected to extraction purification (if necessary). After that, ammonia precipitation of the formed ammonium polyuranates is carried out with ammonia, followed by drying and calcination of the treated product. The resulting powder is ground in a known manner, for example using disk, impact disk or ball mills to particle sizes less than 100 microns (average particle size is from 20 to 50 microns). Next, the product thus treated is mixed with the remainder of the powder with a low content of uranium-235. The mixing process is carried out, in particular, in an orbital screw mixer. At the final stage, hydrogen is reduced to the resulting mixture to obtain uranium dioxide (UO 2 ) powder. It is also possible to recover only the remainder of the powder with a low content of uranium-235, followed by mixing with the processed product. In this case, the load on hydrogen furnaces is reduced and the need for U 3 O 8 additives is eliminated to create the necessary microstructure and density of the final product, since the processed product is uranium oxide.
Ниже приведены примеры получения порошков с заданным содержанием урана-235 путем простого смешения компонентов с различным обогащением (пример 1) и путем промежуточного смешения с растворением части порошка (пример 2). The following are examples of the production of powders with a given uranium-235 content by simple mixing of the components with different enrichment (example 1) and by intermediate mixing with the dissolution of part of the powder (example 2).
Пример 1. Example 1
Необходимо приготовить порошок закиси-окиси урана заданного обогащения с использованием исходных порошков высокообогащенного и низкообогащенного урана. It is necessary to prepare a powder of uranium oxide of uranium of a given enrichment using the initial powders of highly enriched and low enriched uranium.
Порошок U3O8 заданного обогащения получали путем смешения порошков закиси-окиси урана с низким и высоким содержанием U-235.Powder U 3 O 8 specified enrichment was obtained by mixing powders of uranium oxide with low and high content of U-235.
Свойства исходных порошков представлены в таблице 1. The properties of the starting powders are presented in table 1.
Определение урана проводили с абсолютной точностью ± 0.02%, при этом навеска растворяемых для анализа проб составляла 100 мг. The determination of uranium was carried out with an absolute accuracy of ± 0.02%, while the sample of samples dissolved for analysis was 100 mg.
Проведены эксперименты с целью получения порошка с содержанием урана 235, равным 4.00%. Experiments were performed to obtain a powder with a uranium content of 235 equal to 4.00%.
Для смешения взяты 12.04 кг исходного порошка с высоким содержанием урана-235 и 321.11 кг исходного порошка с низким содержанием урана-235. For mixing, 12.04 kg of the initial powder with a high content of uranium-235 and 321.11 kg of the initial powder with a low content of uranium-235 were taken.
Смешение исходных порошков проводили следующим образом. В 330-литровый контейнер загружали расчетные порции порошков, контейнер помещали в кантователь и вращали его в течение 2-х часов. The mixture of the starting powders was carried out as follows. The calculated portions of powders were loaded into a 330-liter container, the container was placed in a tilter and rotated for 2 hours.
Результаты анализа проб полученных смесей U3O8 с заданным содержанием урана-235 представлены в таблице 2.The results of the analysis of samples of the obtained mixtures of U 3 O 8 with a given content of uranium-235 are presented in table 2.
Как видно из таблицы 2, разбег по содержанию урана-235 намного превышает разрешенный допуск. As can be seen from table 2, the run up in the content of uranium-235 far exceeds the allowed tolerance.
Пример 2. Example 2
На втором этапе проведены эксперименты с растворением части порошка. At the second stage, experiments were carried out with the dissolution of part of the powder.
Для смешения и последующего растворения взят порошок закиси-окиси урана высокого обогащения в количестве 41.52 кг и порошок низкого обогащения в количестве 306.0 кг (свойства порошков приведены в таблице 1). For mixing and subsequent dissolution, a powder of uranium oxide of high enrichment in an amount of 41.52 kg and a powder of low enrichment in an amount of 306.0 kg were taken (the properties of the powders are given in table 1).
Приготовление порошков закиси-окиси урана для растворения было произведено путем предварительного смешения низко- и высокообогащенного урана в смесителе для получения предварительного обогащения. The preparation of powders of uranium oxide-oxide for dissolution was carried out by pre-mixing low and highly enriched uranium in a mixer to obtain preliminary enrichment.
Выполнение операции предварительного смешения вызвано требованиями ядерной безопасности, т.к. попадание порошка высокого обогащения в раствор кислоты может привести к ядерной аварии, а использование безопасного оборудования не может обеспечить приемлемой производительности. The pre-mixing operation is caused by nuclear safety requirements, as High enrichment powder entering an acid solution can lead to a nuclear accident, and the use of safe equipment cannot provide acceptable performance.
Производство порошка диоксида урана включает следующие операции:
- растворение закиси-окиси в азотной кислоте;
- экстракционную очистку (при необходимости);
- осаждение полиураната аммония;
- получение порошки закиси-окиси урана прокаливанием полиураната аммония.The production of uranium dioxide powder includes the following operations:
- dissolution of nitrous oxide in nitric acid;
- extraction treatment (if necessary);
- precipitation of ammonium polyuranate;
- obtaining powders of nitrous oxide of uranium by calcination of ammonium polyuranate.
После проведения всех технологических операций было получено 336.73 кг закиси-окиси урана с содержанием урана общего - 84.80%, влаги - 0.05% и урана-235 - 11.32%. After all technological operations, 336.73 kg of uranium oxide and uranium oxide were obtained with a total uranium content of 84.80%, moisture 0.05% and uranium 235 11.32%.
Таким образом Rпром-R=11.32-4.00=7.32, т.е. находится в диапазоне от 5 до 20. Thus, Rprom-R = 11.32-4.00 = 7.32, i.e. is in the range of 5 to 20.
Далее весь промежуточный порошок и 750.2 кг порошка с низким обогащением направлены в смеситель, затем обработаны в дизмембраторе до размера частиц менее 50 мкм и гомогенизированы в орбитально-шнековом смесителе. Next, the entire intermediate powder and 750.2 kg of powder with low enrichment are sent to the mixer, then processed in a dismembrator to a particle size of less than 50 μm and homogenized in an orbital-screw mixer.
Полученный порошок имеет следующие характеристики:
- уран общий 84.80%;
- уран-235 3.998%;
- влага 0.03%;
- масса 1053.8 кг;
и удовлетворяет всем предъявленным требованиям по однородности.The resulting powder has the following characteristics:
- total uranium 84.80%;
- uranium-235 3.998%;
- moisture 0.03%;
- weight 1053.8 kg;
and satisfies all the requirements for uniformity.
Результаты анализа проб полученных смесей U3O8 с заданным содержанием урана-235 представлены в таблице 3.The results of the analysis of samples of the obtained mixtures of U 3 O 8 with a given content of uranium-235 are presented in table 3.
Как видно из таблицы 3, разбег по содержанию урана-235 существенно ниже величины разрешенного допуска. As can be seen from table 3, the run up in the content of uranium-235 is significantly lower than the allowed tolerance.
Таким образом описываемый способ обеспечивает существенное снижение трудоемкости, расхода материалов, а также уменьшение приблизительно на порядок количества вредных жидких и газообразных отходов. Thus, the described method provides a significant reduction in the complexity, consumption of materials, as well as a decrease by approximately an order of magnitude of the amount of harmful liquid and gaseous waste.
Claims (3)
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. The method of producing powders of uranium oxide with a given content of uranium-235, which consists in the fact that uranium-containing powders with a high and low content of uranium-235 are pre-mixed, then dissolved in nitric acid and ammonia precipitated with ammonia, followed by drying, calcination and grinding the processed product in a hydrogen medium, characterized in that all the powder with a high content of uranium-235 and part of the powder with a low content of uranium-235 are sent to the preliminary mixing, and neigh uranium-235 in the mixture after the premixing of conditions
Rprom-R = (5-20),
where Rprom is the content of uranium-235 in the mixture after preliminary mixing;
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.
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 RU2000110797A (en) | 2002-05-27 |
| RU2186031C2 true 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) |
Cited By (3)
| 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 |
| RU2733810C2 (en) * | 2016-06-23 | 2020-10-07 | Орано Сикль | Method of dissolving nuclear fuel |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5492462A (en) * | 1993-08-23 | 1996-02-20 | Uralsky Elektromekhanichesky Kombinat | Method for the production of low enriched uranium hexafluoride from highly-enriched metallic uranium |
| US5702676A (en) * | 1996-06-20 | 1997-12-30 | General Electric Company | Production method for obtaining pressable powder yielding high sinter density pellets without defects |
-
2000
- 2000-05-04 RU RU2000110797A patent/RU2186031C2/en active
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5492462A (en) * | 1993-08-23 | 1996-02-20 | Uralsky Elektromekhanichesky Kombinat | Method for the production of low enriched uranium hexafluoride from highly-enriched metallic uranium |
| 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 |
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| МАЙОРОВ А.А. и др. Технология получения порошков керамической двуокиси урана. - М.: Энергоатомиздат, 1985. * |
| РИЧАРДС Р., СТОЛЕР С. Переработка ядерного горючего. - М.: Атомиздат, 1964, с.554. * |
Cited By (3)
| 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 |
| RU2733810C2 (en) * | 2016-06-23 | 2020-10-07 | Орано Сикль | Method of dissolving nuclear fuel |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2282590C2 (en) | Method for co-precipitation of actinides and method for preparing mixed actinide oxides | |
| US4871479A (en) | Process for producing sintered mixed oxides which are soluble in nitric acid from solutions of nitrates | |
| US9330795B2 (en) | Method for preparing a mixed fuel comprising uranium and at least one actinide and/or lanthanide applying a cation exchange resin | |
| US5841200A (en) | Process for the production of nuclear fuel pellets based on mixed (U, Pu)O2 oxide with the addition of an organic, sulphur product | |
| US4247495A (en) | Method of producing PuO2 /UO2 /-nuclear fuels | |
| RU2175643C2 (en) | Method of preparing mixture of powdery metal oxides from metal nitrates in nuclear industry | |
| JP2905294B2 (en) | Method for producing UO2 fuel pellets from uranium metal without producing waste | |
| KR100717924B1 (en) | Manufacturing method of mixed oxide fuel powder and mixed oxide fuel sintered body | |
| CA1121146A (en) | Method for the manufacture of (u,pu)o.sub.2 mixed crystals | |
| JPH01148994A (en) | Manufacture of nuclear fuel pellet for mixed oxide (u,pu)o2 base | |
| RU2186031C2 (en) | Method of preparing uranium oxide powders with desired uranium-235 content | |
| RU2110856C1 (en) | Method for recovery of uranium isotope mixture burnt-out in nuclear reactor | |
| JP2016535717A (en) | Method for producing a powder comprising a solid solution of uranium dioxide and at least one other actinide and / or lanthanide elemental dioxide | |
| RU97108410A (en) | METHOD OF RESTORING THE SUITABILITY OF A BURNED URANIUM ISOTOPES MIXED IN A NUCLEAR REACTOR | |
| JP2002536628A (en) | Dry recycling method for (U, Pu) O2 mixed oxide nuclear fuel scrap | |
| JPH11505329A (en) | How to remove rare earths from spent nuclear fuel | |
| RU2200130C1 (en) | Method of preparing powders of uranium oxides with specified content of uranium- 235 | |
| JP3050359B2 (en) | Separation method of neptunium and plutonium | |
| RU2200987C2 (en) | Method for preparing uranium isotope powder to homogenization | |
| JP2939110B2 (en) | Method for co-extraction of neptunium and plutonium | |
| RU2110855C1 (en) | Uranium isotope mixture recovered after burnt-out in nuclear reactor | |
| JP2003509659A (en) | Manufacturing method of MOX type nuclear fuel pellets | |
| RU2451639C1 (en) | Method of dissolving mox fuel | |
| KR100454984B1 (en) | Process to remove rare earths from spent nuclear fuel | |
| RU2152087C1 (en) | Method and device for pelletizing nuclear fuel from uranium oxide wastes |