RU2186431C2 - Method for manufacturing ceramic fuel pellets for nuclear reactors - Google Patents
Method for manufacturing ceramic fuel pellets for nuclear reactors Download PDFInfo
- Publication number
- RU2186431C2 RU2186431C2 RU2000118314/06A RU2000118314A RU2186431C2 RU 2186431 C2 RU2186431 C2 RU 2186431C2 RU 2000118314/06 A RU2000118314/06 A RU 2000118314/06A RU 2000118314 A RU2000118314 A RU 2000118314A RU 2186431 C2 RU2186431 C2 RU 2186431C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- powder
- sintering
- pellets
- fuel pellets
- nuclear reactors
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 11
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims abstract description 11
- 239000008188 pellet Substances 0.000 title claims abstract description 11
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 title claims description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 title abstract description 13
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims abstract description 28
- 238000005245 sintering Methods 0.000 claims abstract description 17
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 11
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 10
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 8
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims abstract description 6
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 claims abstract description 5
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 4
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 4
- 238000003825 pressing Methods 0.000 claims description 3
- 239000007891 compressed tablet Substances 0.000 claims description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- 238000000465 moulding Methods 0.000 abstract 2
- 239000013078 crystal Substances 0.000 abstract 1
- 239000003826 tablet Substances 0.000 description 17
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O Ammonium Chemical compound [NH4+] QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O 0.000 description 3
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 3
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 3
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000004372 Polyvinyl alcohol Substances 0.000 description 2
- 238000005265 energy consumption Methods 0.000 description 2
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 2
- 229920002451 polyvinyl alcohol Polymers 0.000 description 2
- 230000008092 positive effect Effects 0.000 description 2
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 2
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 2
- 229910002007 uranyl nitrate Inorganic materials 0.000 description 2
- VHUUQVKOLVNVRT-UHFFFAOYSA-N Ammonium hydroxide Chemical compound [NH4+].[OH-] VHUUQVKOLVNVRT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001182 Mo alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 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 description 1
- 238000013019 agitation Methods 0.000 description 1
- 235000011114 ammonium hydroxide Nutrition 0.000 description 1
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 1
- 239000007853 buffer solution Substances 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 1
- SYHPANJAVIEQQL-UHFFFAOYSA-N dicarboxy carbonate Chemical compound OC(=O)OC(=O)OC(O)=O SYHPANJAVIEQQL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000010419 fine particle Substances 0.000 description 1
- 238000000227 grinding Methods 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 1
- 239000004014 plasticizer Substances 0.000 description 1
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 1
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 1
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 125000005289 uranyl group Chemical group 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
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к технологии производства спеченных керамических топливных таблеток для ядерных реакторов, содержащих делящиеся материалы. The invention relates to a technology for the production of sintered ceramic fuel pellets for nuclear reactors containing fissile materials.
При производстве топливных таблеток для ядерных реакторов используются такие операции, как подготовка пресс-порошка диоксида урана, прессование таблеток, их спекание и шлифование. In the manufacture of fuel pellets for nuclear reactors, operations are used such as preparing a uranium dioxide press powder, compressing the tablets, sintering and grinding them.
Существует способ получения топливных таблеток, в котором порошок диоксида урана получают через аммонийуранилтрикарбонат (АУК-процесс) [1]. К недостаткам этого способа следует отнести низкую плотность прессованных таблеток, близкую к нижнему пределу - около 10,4 г/см3, а также высокую температуру спекания полученных таблеток.There is a method of producing fuel pellets in which uranium dioxide powder is obtained through ammonium uranyl tricarbonate (AUC process) [1]. The disadvantages of this method include the low density of pressed tablets, close to the lower limit of about 10.4 g / cm 3 and the high sintering temperature of the obtained tablets.
Наиболее близким по технической сущности является способ получения топливных таблеток, в котором порошок диоксида урана получают через полиуранат аммония (АДУ-процесс) [2] . Полученный порошок с размером от 4 до 30 мкм прессуют в таблетки, спекают и шлифуют. Недостатком данного способа является высокая температура спекания таблеток от 1650 до 1750oС, что в свою очередь приводит к большим энергозатратам и снижению ресурса печей.The closest in technical essence is the method of producing fuel pellets in which uranium dioxide powder is obtained through ammonium polyuranate (ADU process) [2]. The resulting powder with a size of 4 to 30 microns is compressed into tablets, sintered and ground. The disadvantage of this method is the high sintering temperature of the tablets from 1650 to 1750 o With, which in turn leads to high energy consumption and reduce the resource of the furnace.
Техническим результатом, на достижение которого направлено данное изобретение, является снижение температуры спекания при изготовлении топливных таблеток с сохранением предъявляемых требований по плотности и микроструктуре. The technical result to which this invention is directed is to reduce the sintering temperature in the manufacture of fuel pellets while maintaining the requirements for density and microstructure.
Сущность предлагаемого способа заключается в том, что для прессования таблеток используют смесь порошка диоксида урана (Ст), приготовленного по одной из известных технологий [3] с удельной поверхностью частиц не менее 2,0 м2/г, и ультрадисперсного (УД) порошка UО2, размеры которого сопоставимы с такими физическими величинами, как пробеги электронов или фононов, длина дислокации [4]. Частицы УД порошка, средний размер которых не превышает длину диффузии вакансии урана за время выдержки спрессованной таблетки при температуре спекания, окружающие более крупные частицы Ст порошка, будут играть роль диффузионных мостов между ними. Их диффузионное сцепление будет обеспечиваться не только пятнами взаимного контакта, но и ультрадисперсной фазой. При этом заполнение пустот в частицах Ст порошка мелкими частицами УД порошка приведет к содержанию в смеси УД порошка до 30%.The essence of the proposed method lies in the fact that for pressing tablets, a mixture of uranium dioxide (St) dioxide powder prepared according to one of the known technologies [3] with a specific particle surface of at least 2.0 m 2 / g and ultrafine (UD) UO powder is used 2 , the dimensions of which are comparable with such physical quantities as the ranges of electrons or phonons, the length of the dislocation [4]. Particles of UD powder, the average size of which does not exceed the diffusion length of the uranium vacancy during the exposure of the pressed tablet at the sintering temperature, surrounding the larger particles of powder C, will play the role of diffusion bridges between them. Their diffusion adhesion will be provided not only by spots of mutual contact, but also by the ultrafine phase. Moreover, the filling of voids in the particles of St powder with fine particles of UD powder will lead to the content of UD powder in the mixture up to 30%.
Для проверки предлагаемого способа изготовлено пять партий таблеток с различным содержанием ультрадисперсного порошка. To test the proposed method, five batches of tablets with different contents of ultrafine powder were made.
УД порошок диоксида урана получали методом осаждения полиуранита аммония (ПУА) при комнатной температуре из раствора уранилнитрата с концентрацией урана 80 г/л. Осаждение проводили по методу "последней капли" - совместным сливанием аммиачной воды и раствора нитрата уранила в буферный раствор. Значение рН системы поддерживали равным 9,0. Осаждение длилось 3,5 часа, агитация пульпы 0,5 часа. Отфильтрованный осадок ПУА промывали и сушили. Порошок диоксида урана получали путем восстановления ПУА при температуре 620oС в восстановительной среде.UD uranium dioxide powder was obtained by precipitation of ammonium polyuranite (PUA) at room temperature from a solution of uranyl nitrate with a uranium concentration of 80 g / l. The deposition was carried out according to the method of the "last drop" - the joint merging of ammonia water and a solution of uranyl nitrate in a buffer solution. The pH of the system was maintained equal to 9.0. Precipitation lasted 3.5 hours, pulp agitation 0.5 hours. The filtered PUA precipitate was washed and dried. Uranium dioxide powder was obtained by reducing PUA at a temperature of 620 o C in a reducing environment.
Для получения стандартного порошка осаждение ПУА проводили в две стадии: при рН 6,8 в течение 5 часов с доосаждением при рН 8,0. Высушенную соль прокаливали при температуре 680oС до закиси-окиси урана, затем восстанавливали до диоксида урана. Физико-химические характеристики Ст и УД порошков приведены в таблице.To obtain a standard powder, the deposition of PUA was carried out in two stages: at pH 6.8 for 5 hours with additional deposition at pH 8.0. The dried salt was calcined at a temperature of 680 ° C. to uranium oxide, then reduced to uranium dioxide. Physico-chemical characteristics of St and UD powders are given in the table.
УД порошок в количестве, %: 10, 20, 30 и 100 добавляли в Ст и смешивали в течение 3 часов в смесителе типа "пьяная бочка" (n=15 об/мин). В качестве пластификатора добавляли 6%-ный водный раствор поливинилового спирта в количестве 10 мас.%. Смеси однократно гранулировали при давлении 1 тс/см2, измельчали, протирали через сито с размером ячейки 1 мм и прессовали в таблетку при давлении 1,9 тc/см2. Диаметр матрицы пресс-формы составлял 9,34 мм. С целью удаления влаги и поливинилового спирта спрессованные таблетки подвергали термообработке в токе водорода при температуре 750oС, продолжительность выдержки при максимальной температуре составляла 1,5 ч. Таблетки охлаждали в токе водорода до комнатной температуры. Спекание таблеток проводили в восстановительной среде при температурах, oС: 1700, 1600, 1500 и 1400. Скорость нагревания и охлаждения составляла от 250 до 300 град/ч.UD powder in an amount,%: 10, 20, 30, and 100 was added to St and mixed for 3 hours in a drunk barrel mixer (n = 15 rpm). As a plasticizer was added a 6% aqueous solution of polyvinyl alcohol in an amount of 10 wt.%. The mixture was granulated once at a pressure of 1 tf / cm 2 , crushed, rubbed through a sieve with a mesh size of 1 mm and pressed into a tablet at a pressure of 1.9 tf / cm 2 . The diameter of the mold matrix was 9.34 mm. In order to remove moisture and polyvinyl alcohol, the compressed tablets were heat treated in a stream of hydrogen at a temperature of 750 o C, the exposure time at a maximum temperature was 1.5 hours. The tablets were cooled in a stream of hydrogen to room temperature. Sintering of the tablets was carried out in a reducing medium at temperatures, o С: 1700, 1600, 1500 and 1400. The heating and cooling rates ranged from 250 to 300 deg / h.
Состав смесей, параметры спекания и основные характеристики получаемых таблеток представлены в таблице. The composition of the mixtures, the sintering parameters and the main characteristics of the obtained tablets are presented in the table.
При всех испытанных режимах спекания использование только УД порошка не дает положительного эффекта. Получаемые таблетки не удовлетворяют требованиям по плотности. For all tested sintering conditions, the use of only UD powder does not give a positive effect. The resulting tablets do not meet the density requirements.
При использовании только Ст порошка положительный эффект, как и в условиях массового производства достигается при температурах выше 1600oС. Увеличение содержания УД порошка в смеси до 30% приводит к уменьшению плотности таблеток. При таком содержании УД порошка таблетки, удовлетворяющие требованиям технических условий, получаются при температуре спекания 1400oС. Таким образом, проведенные исследования показывают, что использование предлагаемого способа позволяет снизить температуру спекания по сравнению с существующей технологией производства таблеток по крайней мере на 300oС без ухудшения их качества.When using only St powder, a positive effect, as in mass production, is achieved at temperatures above 1600 o C. An increase in the content of powder UD in the mixture to 30% leads to a decrease in the density of tablets. With such a content of UD of the powder powder, tablets that meet the technical specifications are obtained at a sintering temperature of 1400 o C. Thus, the studies show that the use of the proposed method allows to reduce the sintering temperature in comparison with the existing technology for the production of tablets by at least 300 o With deterioration in their quality.
Использование предлагаемого способа приведет к сокращению энергозатрат при спекании таблеток на 15-20%. Кроме экономии электроэнергии за счет уменьшения температуры эксплуатации снижаются требования к оборудованию печей спекания, повышается их надежность. Возможна, например, замена дорогих нагревателей из сплавов молибдена на более дешевые. Using the proposed method will reduce energy consumption during sintering of tablets by 15-20%. In addition to saving energy by reducing the operating temperature, the equipment requirements for sintering furnaces are reduced, and their reliability is increased. It is possible, for example, to replace expensive heaters made of molybdenum alloys with cheaper ones.
Источники информации
1. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1995, стр. 68-72.Sources of information
1. Development, production and operation of fuel elements of power reactors. M .: Energoatomizdat, 1995, p. 68-72.
2. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1995, стр. 66-67. 2. Development, production and operation of fuel elements of power reactors. M .: Energoatomizdat, 1995, pp. 66-67.
3. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1995, стр. 66-84. 3. Development, production and operation of fuel elements of power reactors. M .: Energoatomizdat, 1995, p. 66-84.
4. Морохов И. Д. , Петинов В.И., Петрунин В.Ф. и др. Успехи физических наук, 1981, т. 133, стр. 24-29. 4. Morokhov I. D., Petinov V.I., Petrunin V.F. and other Uspekhi Fizicheskikh Nauk, 1981, v. 133, pp. 24-29.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000118314/06A RU2186431C2 (en) | 2000-07-10 | 2000-07-10 | Method for manufacturing ceramic fuel pellets for nuclear reactors |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000118314/06A RU2186431C2 (en) | 2000-07-10 | 2000-07-10 | Method for manufacturing ceramic fuel pellets for nuclear reactors |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2186431C2 true RU2186431C2 (en) | 2002-07-27 |
Family
ID=20237626
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2000118314/06A RU2186431C2 (en) | 2000-07-10 | 2000-07-10 | Method for manufacturing ceramic fuel pellets for nuclear reactors |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2186431C2 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2253913C2 (en) * | 2003-05-23 | 2005-06-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Mode of receiving fuel pellets for heat-generating elements out of uranium dioxide |
| RU2415084C1 (en) * | 2009-11-13 | 2011-03-27 | Учреждение Российской Академии Наук Институт Общей И Неорганической Химии Им. Н.С. Курнакова Ран (Ионх Ран) | Method of producing uranium dioxide powder |
| RU2679117C1 (en) * | 2018-02-01 | 2019-02-06 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт химии Дальневосточного отделения Российской академии наук (ИХ ДВО РАН) | Method for obtaining ceramic nuclear fuel |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1198964A (en) * | 1968-05-02 | 1970-07-15 | Atomic Energy Commission | Method of Preparing Fuel Plates for a Nuclear Reactor |
| US4158681A (en) * | 1976-03-19 | 1979-06-19 | Alkem Gmbh | Sintering nuclear fuel pellets |
| RU2122247C1 (en) * | 1997-06-10 | 1998-11-20 | Государственный научный центр Российской Федерации "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара" | Method for producing homogeneous nuclear fuel from mixture of uranium and plutonium dioxides |
-
2000
- 2000-07-10 RU RU2000118314/06A patent/RU2186431C2/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1198964A (en) * | 1968-05-02 | 1970-07-15 | Atomic Energy Commission | Method of Preparing Fuel Plates for a Nuclear Reactor |
| US4158681A (en) * | 1976-03-19 | 1979-06-19 | Alkem Gmbh | Sintering nuclear fuel pellets |
| RU2122247C1 (en) * | 1997-06-10 | 1998-11-20 | Государственный научный центр Российской Федерации "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад.А.А.Бочвара" | Method for producing homogeneous nuclear fuel from mixture of uranium and plutonium dioxides |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Решетников Ф.Г. и др. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 1995, с.66 и 67. * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2253913C2 (en) * | 2003-05-23 | 2005-06-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Mode of receiving fuel pellets for heat-generating elements out of uranium dioxide |
| RU2415084C1 (en) * | 2009-11-13 | 2011-03-27 | Учреждение Российской Академии Наук Институт Общей И Неорганической Химии Им. Н.С. Курнакова Ран (Ионх Ран) | Method of producing uranium dioxide powder |
| RU2679117C1 (en) * | 2018-02-01 | 2019-02-06 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт химии Дальневосточного отделения Российской академии наук (ИХ ДВО РАН) | Method for obtaining ceramic nuclear fuel |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3806565A (en) | Method of preparing relatively low density oxide fuel for a nuclear reactor | |
| JP2603382B2 (en) | Nuclear fuel pellet and method for producing the same | |
| Zimmer et al. | SGMP—an advanced method for fabrication of UO2 and mox fuel pellets | |
| JP3188685B2 (en) | Method for producing sintered uranium dioxide having large crystal grains | |
| EP3951799B1 (en) | Method for producing ceramic nuclear fuel with a burnable absorber | |
| RU2186431C2 (en) | Method for manufacturing ceramic fuel pellets for nuclear reactors | |
| JPS5895617A (en) | Method of increasing grain size of uranium oxide | |
| JP4075116B2 (en) | Method for producing nuclear fuel particles and method for producing nuclear fuel pellets | |
| KR101182290B1 (en) | Uranium dioxide fuel pellet including ni oxide and al oxide and the manufacturing method thereof | |
| RU2142170C1 (en) | Nuclear fuel pellet | |
| KR100887650B1 (en) | Method for preparing isotropic Ｕ3O8 powder using uranium oxide scrap and Manufacture of sulphate sintered body using isotropic Ｕ3O8 powder | |
| JPH11287883A (en) | Nuclear fuel pellet, method for producing the same, fuel element and fuel assembly | |
| KR100832567B1 (en) | Manufacturing method of large grain fuel sintered body | |
| JP2790548B2 (en) | Manufacturing method of nuclear fuel sintered body | |
| KR102455806B1 (en) | Neutron absorbing pellet added with yttria and method for preparing thereof | |
| JP2588947B2 (en) | Manufacturing method of oxide nuclear fuel sintered body | |
| KR20040029667A (en) | Uranium dioxide fuel containing SiO2-CaO-Cr2O3 and thereof method | |
| US3846520A (en) | Sintering of sol-gel material | |
| RU2323912C2 (en) | Method to manufacture oxide ceramic products with high thermal conductivity | |
| JP4099529B2 (en) | Nuclear fuel pellet and manufacturing method thereof | |
| JPH0731266B2 (en) | Manufacturing method of nuclear fuel sintered body | |
| KR100812952B1 (en) | Neutron Absorbing Sintered Body Added with Zirconia and Manufacturing Method Thereof | |
| RU2382424C2 (en) | Method of preparing uranium-erbium ceramic nuclear fuel | |
| KR100424331B1 (en) | Property control technique of the mixed oxide fuel pellet by the addition method of M3O8 scrap powder and the sintering process | |
| US20020005597A1 (en) | Dry recycle process for recovering UO2 scrap material |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner | ||
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20120711 |