RU2296106C2 - Method for preparing uranium dioxide powder-base tabletted fuel - Google Patents
Method for preparing uranium dioxide powder-base tabletted fuel Download PDFInfo
- Publication number
- RU2296106C2 RU2296106C2 RU2004101196/15A RU2004101196A RU2296106C2 RU 2296106 C2 RU2296106 C2 RU 2296106C2 RU 2004101196/15 A RU2004101196/15 A RU 2004101196/15A RU 2004101196 A RU2004101196 A RU 2004101196A RU 2296106 C2 RU2296106 C2 RU 2296106C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- temperature
- precipitation
- ammonium
- preparing
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 30
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 26
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 26
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 18
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims abstract description 36
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 23
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 23
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims abstract description 15
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O Ammonium Chemical compound [NH4+] QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O 0.000 claims abstract description 14
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 claims abstract description 14
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims abstract description 12
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Chemical compound O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 11
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 claims abstract description 8
- 150000003863 ammonium salts Chemical class 0.000 claims abstract description 7
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 claims abstract description 7
- 238000005979 thermal decomposition reaction Methods 0.000 claims abstract description 7
- SANRKQGLYCLAFE-UHFFFAOYSA-H uranium hexafluoride Chemical compound F[U](F)(F)(F)(F)F SANRKQGLYCLAFE-UHFFFAOYSA-H 0.000 claims abstract description 7
- 238000001035 drying Methods 0.000 claims abstract description 6
- 238000001914 filtration Methods 0.000 claims abstract description 6
- 230000007062 hydrolysis Effects 0.000 claims abstract description 5
- 238000006460 hydrolysis reaction Methods 0.000 claims abstract description 5
- 239000008213 purified water Substances 0.000 claims abstract description 5
- 239000010687 lubricating oil Substances 0.000 claims abstract description 4
- 239000002699 waste material Substances 0.000 claims abstract description 3
- 229910052500 inorganic mineral Inorganic materials 0.000 claims abstract 4
- 239000011707 mineral Substances 0.000 claims abstract 4
- 150000007522 mineralic acids Chemical class 0.000 claims abstract 4
- 150000007524 organic acids Chemical class 0.000 claims abstract 4
- 235000005985 organic acids Nutrition 0.000 claims abstract 3
- 230000008021 deposition Effects 0.000 claims description 13
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 6
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 claims description 6
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 claims description 6
- 238000011068 loading method Methods 0.000 claims description 6
- 238000011084 recovery Methods 0.000 claims description 6
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims description 5
- 238000004062 sedimentation Methods 0.000 claims description 5
- 229910002007 uranyl nitrate Inorganic materials 0.000 claims description 5
- VHUUQVKOLVNVRT-UHFFFAOYSA-N Ammonium hydroxide Chemical compound [NH4+].[OH-] VHUUQVKOLVNVRT-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 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 claims description 4
- 235000011114 ammonium hydroxide Nutrition 0.000 claims description 4
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 claims description 2
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 claims description 2
- 238000004806 packaging method and process Methods 0.000 claims description 2
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 abstract description 7
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 abstract description 5
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract 1
- 238000006722 reduction reaction Methods 0.000 abstract 1
- QTBSBXVTEAMEQO-UHFFFAOYSA-N Acetic acid Chemical compound CC(O)=O QTBSBXVTEAMEQO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 11
- 238000005245 sintering Methods 0.000 description 11
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 11
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N Ammonia Chemical compound N QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 9
- PEDCQBHIVMGVHV-UHFFFAOYSA-N Glycerine Chemical compound OCC(O)CO PEDCQBHIVMGVHV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 9
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 9
- 239000000047 product Substances 0.000 description 8
- QAOWNCQODCNURD-UHFFFAOYSA-N Sulfuric acid Chemical compound OS(O)(=O)=O QAOWNCQODCNURD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 5
- 238000001354 calcination Methods 0.000 description 5
- 239000004372 Polyvinyl alcohol Substances 0.000 description 4
- 229910021529 ammonia Inorganic materials 0.000 description 4
- 229920002451 polyvinyl alcohol Polymers 0.000 description 4
- 239000011230 binding agent Substances 0.000 description 3
- 238000005056 compaction Methods 0.000 description 3
- 238000000227 grinding Methods 0.000 description 3
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 3
- 239000000314 lubricant Substances 0.000 description 3
- 238000000465 moulding Methods 0.000 description 3
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 3
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 3
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 3
- NLXLAEXVIDQMFP-UHFFFAOYSA-N Ammonium chloride Substances [NH4+].[Cl-] NLXLAEXVIDQMFP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000012935 Averaging Methods 0.000 description 2
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000012074 organic phase Substances 0.000 description 2
- STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N tributyl phosphate Chemical compound CCCCOP(=O)(OCCCC)OCCCC STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- XOOUIPVCVHRTMJ-UHFFFAOYSA-L zinc stearate Chemical compound [Zn+2].CCCCCCCCCCCCCCCCCC([O-])=O.CCCCCCCCCCCCCCCCCC([O-])=O XOOUIPVCVHRTMJ-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 2
- BNGXYYYYKUGPPF-UHFFFAOYSA-M (3-methylphenyl)methyl-triphenylphosphanium;chloride Chemical compound [Cl-].CC1=CC=CC(C[P+](C=2C=CC=CC=2)(C=2C=CC=CC=2)C=2C=CC=CC=2)=C1 BNGXYYYYKUGPPF-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N Calcium Chemical compound [Ca] OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- PXGOKWXKJXAPGV-UHFFFAOYSA-N Fluorine Chemical compound FF PXGOKWXKJXAPGV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- FYYHWMGAXLPEAU-UHFFFAOYSA-N Magnesium Chemical compound [Mg] FYYHWMGAXLPEAU-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N Silicon Chemical compound [Si] XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 150000001224 Uranium Chemical class 0.000 description 1
- 239000002250 absorbent Substances 0.000 description 1
- 230000002745 absorbent Effects 0.000 description 1
- 125000000218 acetic acid group Chemical group C(C)(=O)* 0.000 description 1
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 1
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052791 calcium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011575 calcium Substances 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 1
- 238000006115 defluorination reaction Methods 0.000 description 1
- 238000005137 deposition process Methods 0.000 description 1
- 229910052731 fluorine Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011737 fluorine Substances 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 239000003350 kerosene Substances 0.000 description 1
- 229910052749 magnesium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011777 magnesium Substances 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 230000001376 precipitating effect Effects 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 238000003825 pressing Methods 0.000 description 1
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 1
- 238000011946 reduction process Methods 0.000 description 1
- 230000002441 reversible effect Effects 0.000 description 1
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 1
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010703 silicon Substances 0.000 description 1
- 238000003756 stirring Methods 0.000 description 1
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 1
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 1
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области получения ТВЭЛ для атомных электростанций и может быть использовано в технологии изготовления ядерного керамического топлива с введением жидкой связки.The invention relates to the field of production of fuel elements for nuclear power plants and can be used in the manufacture of nuclear ceramic fuel with the introduction of a liquid binder.
Известен способ и оборудование для получения порошка диоксида урана керамического сорта из гексафторида урана, который включает испарение, гидролиз, осаждение полиураната аммония (ПУА), термическую обработку ПУА. Пульпу полиураната аммония фильтруют на центрифуге. Осадок с центрифуги направляют в сушилку шнекового типа, а затем в двухсекционную прокалочную печь. В первой секции, куда подают водяной пар, происходит обесфторивание и прокалка ПУА до U3О8. Во второй секции закись-окись урана восстанавливается до диоксида урана диссоциированным аммиаком. Порошок UO2 измельчают в мельнице до размера частиц порядка нескольких мкм, усредняют, смешивают с поливиниловым спиртом и направляют на прессование, а затем спекание (А.А.Майоров, И.Б.Браверман. Технология получения порошков керамической двуокиси урана. М.: Энергоатомиздат, 1985 г., с.75-77).A known method and equipment for producing ceramic grade uranium dioxide powder from uranium hexafluoride, which includes evaporation, hydrolysis, precipitation of ammonium polyuranate (PUA), heat treatment of PUA. The ammonium polyuranate pulp is filtered in a centrifuge. The precipitate from the centrifuge is sent to a screw type dryer, and then to a two-section calcination furnace. In the first section, where water vapor is supplied, defluorination and calcination of the PUA to U 3 O 8 takes place. In the second section, uranium oxide-oxide is reduced to uranium dioxide by dissociated ammonia. UO 2 powder is ground in a mill to a particle size of the order of several microns, averaged, mixed with polyvinyl alcohol and sent to pressing and then sintering (A.A. Mayorov, IB Braverman. Technology for producing ceramic uranium dioxide powders. M .: Energoatomizdat, 1985, p. 75-77).
Недостатком данного способа и оборудования является низкая спекаемость порошка, использование для активации к спеканию измельчения порошка диоксида урана.The disadvantage of this method and equipment is the low sintering ability of the powder, the use of uranium dioxide powder for activation to sintering grinding powder.
Известен способ получения порошкообразного легко спекающегося UO2: водный раствор уранилнитрата с содержанием урана 70-100 г/л обрабатывают 25% раствором аммиака в две ступени. На первой ступени поддерживается рН осаждения 3,5, при этом более 95% урана переходит в осадок ПУА. На второй ступени поддерживается рН осаждения 7. Температура на обеих стадиях осаждения ПУА поддерживается на уровне 70°С, время осаждения 20 мин. Перемешивание осуществляется с помощью мешалки, имеющей 2000 об/мин. Термическое разложение ПУА ведут в одну стадию при температуре 650-700°С в течение 10-15 мин при отношении массы основного реагента и подаваемой противотоком смеси восстановительных газов (N2: Нг составляет 0,3 по объему) 7,5-10 кг/м3. Получают продукт прокалки, имеющий S бэт менее 10 м2/г. Продукт прокалки восстанавливают водородом при температуре 600-700°С. Полученный порошок UO2 подвергают измельчению до получения частиц размером 0,3-0,5 мкм. Получают диоксид урана, характеризующийся S бэт=4,5-5,5 м2/г, O/U=2,06-2,10, с насыпной плотностью 0,9-1,1 г/см3 и используют его для изготовления топливных таблеток [МПК С 01 G 43/025, Патент Румынии №91004, «Способ получения порошкообразного легко спекающегося UO2», 27.02.87 г.]. Недостатком данного метода получения хорошо спекающегося порошка UO2 является получение порошка с низкой насыпной плотностью и использование для активации к спеканию измельчения порошка диоксида урана.A known method of producing powdered easily sintering UO 2 : an aqueous solution of uranyl nitrate with a uranium content of 70-100 g / l is treated with a 25% ammonia solution in two stages. At the first stage, a precipitation pH of 3.5 is maintained, while more than 95% of the uranium passes into the PUA precipitate. In the second stage, the pH of deposition is maintained 7. The temperature at both stages of deposition of the PUA is maintained at 70 ° C, the deposition time of 20 minutes Stirring is carried out using a stirrer having 2000 rpm. The thermal decomposition of PUA is carried out in one stage at a temperature of 650-700 ° C for 10-15 minutes with the ratio of the mass of the main reagent and the mixture of reducing gases supplied by the countercurrent (N2: Ng is 0.3 by volume) 7.5-10 kg / m 3 . A calcined product having an S beta of less than 10 m 2 / g is obtained. The calcined product is reduced with hydrogen at a temperature of 600-700 ° C. The obtained powder of UO 2 is subjected to grinding to obtain particles with a size of 0.3-0.5 microns. Uranium dioxide is obtained, characterized by S bet = 4.5-5.5 m 2 / g, O / U = 2.06-2.10, with a bulk density of 0.9-1.1 g / cm 3 and use it for the manufacture of fuel pellets [IPC C 01 G 43/025, Romanian Patent No. 91004, “Method for the production of powdered easily sintering UO 2 ”, 02.27.87]. The disadvantage of this method of obtaining a well-sintering powder UO 2 is the production of a powder with a low bulk density and the use of uranium dioxide powder for sintering grinding.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату является известный «Способ изготовления таблетированного топлива из диоксида урана и оборудование для его осуществления» (Патент РФ №2158971, МПК G 21 С 3/62, 21/10, C 01 G 43/025, 1999 г.). Для получения порошка диоксида урана керамического сорта способ предусматривает испарение, гидролиз гексафторида урана, экстракцию урана 30% раствором трибутил фосфата, реэкстракцию раствором азотной кислоты со значением рН 1-3, непрерывное двухстадийное осаждение полиураната аммония из раствора уранилнитрата аммиачной водой с поддержанием значения рН 6,6-7,2 на первой стадии осаждения и рН 8,0-8,4 на второй стадии со скоростью отстаивания частиц ПУА 12-25 мм/мин. Фильтрацию полученной пульпы осуществляют при непрерывной подаче ее на установку фильтрации. Операцию сушки-прокалки проводят при непрерывной подаче полиураната во вращающуюся печь при температуре от 460 до 600°С. При этом полная удельная поверхность закиси-окиси урана составляет 8-14 м2/г. Закись-окись урана непрерывно подается во вращающуюся печь восстановления с подачей водорода на восстановление противотоком к продукту, температура процесса восстановления 680-720°С. Получаемый порошок диоксида урана комплектуется в партии и характеризуется следующими физико-химическими свойствами: содержание общего урана не менее 87,4%, отношение O/U от 2,04 до 2,11, содержание влаги менее 0,4 мас.%, доля фракции минус 70 мкм меньше 10 мас.%, доля фракции плюс 1,2 мм - 0 мас.%, насыпная плотность без утряски больше 2 г/см3, спекаемость в тесте на спекание больше 10,55 г/см3 при спекании в атмосфере водорода с выдержкой материала при температуре 1725±25°С в течение 4-х часов. Порошок диоксида урана используют для изготовления топливных таблеток с введением стеарата цинка в пресс-порошок в качестве сухой смазки.The closest in technical essence and the achieved result is the well-known "Method for the manufacture of pelletized fuel from uranium dioxide and equipment for its implementation" (RF Patent No. 2158971, IPC G 21 C 3/62, 21/10, C 01 G 43/025, 1999 g.). To obtain a ceramic grade uranium dioxide powder, the method involves evaporation, hydrolysis of uranium hexafluoride, extraction of uranium with a 30% tributyl phosphate solution, reextraction with a solution of nitric acid with a pH value of 1-3, continuous two-stage precipitation of ammonium polyuranate from a solution of ammonium uranyl nitrate with maintaining pH 6. 6-7.2 in the first stage of deposition and a pH of 8.0-8.4 in the second stage with a sedimentation rate of PUA particles of 12-25 mm / min. Filtration of the obtained pulp is carried out with continuous supply to the filtration unit. The drying-calcining operation is carried out with continuous feeding of polyuranate into a rotary kiln at a temperature of from 460 to 600 ° C. In this case, the total specific surface area of uranium oxide-oxide is 8-14 m 2 / g. Uranium oxide-oxide is continuously fed into a rotary reduction furnace with a supply of hydrogen for reduction in a countercurrent to the product, the temperature of the reduction process is 680-720 ° С. The resulting uranium dioxide powder is completed in a batch and is characterized by the following physicochemical properties: total uranium content of at least 87.4%, O / U ratio from 2.04 to 2.11, moisture content of less than 0.4 wt.%, Fraction fraction minus 70 microns less than 10 wt.%, fraction fraction plus 1.2 mm - 0 wt.%, bulk density without shaking is more than 2 g / cm 3 , sinterability in the sintering test is more than 10.55 g / cm 3 when sintering in the atmosphere hydrogen with the exposure of the material at a temperature of 1725 ± 25 ° C for 4 hours. Uranium dioxide powder is used for the manufacture of fuel pellets with the introduction of zinc stearate in the press powder as a dry lubricant.
Способ обладает следующими недостатками:The method has the following disadvantages:
- невозможность получения оксидов урана и топливных таблеток из UO2, удовлетворяющих требованиям спецификаций по содержанию примесей, таких как бор, кремний, кальций, магний, содержащихся в воде, из-за отсутствия требований к качеству используемой воды;- the impossibility of obtaining uranium oxides and fuel pellets from UO 2 that meet the requirements of specifications for the content of impurities, such as boron, silicon, calcium, magnesium contained in water, due to the lack of requirements for the quality of water used;
- невозможность получения топливных таблеток, удовлетворяющих установленным требованиям по плотности (10,40-10,70 г/см3), объемной доле открытых пор (не более 1%), доспекаемости (0,0-0,4%) с высоким выходом в годное (до 90%); ни по «сухой» технологии изготовления топливных таблеток (с введением в качестве смазки стеарата цинка), ни по «мокрой» (с введением жидкой связки на основе водного раствора ПВС и глицерина);- the impossibility of obtaining fuel pellets that meet the established requirements for density (10.40-10.70 g / cm 3 ), volume fraction of open pores (not more than 1%), intercalability (0.0-0.4%) with high yield suitable (up to 90%); neither by the “dry” technology for the manufacture of fuel tablets (with the introduction of zinc stearate as a lubricant), nor by the “wet” (with the introduction of a liquid binder based on an aqueous solution of PVA and glycerol);
- получающийся по режимам, указанным в прототипе, порошок диоксида урана при предварительном уплотнении перед формованием прессовок требует высоких значений давления уплотнения (55-70 кгс/см2) порошка для достижения плотности сформованных прессовок 55-57% от теоретической плотности, большого времени спекания таблеток для получения необходимой плотности спеченных таблеток (период шагания балки - через каждые 70 мин); при этом выход в годное спеченных таблеток составляет не более 80-85%.- obtained according to the modes specified in the prototype, uranium dioxide powder during preliminary compaction before molding the compacts requires high compaction pressures (55-70 kgf / cm 2 ) of powder to achieve a density of molded compacts of 55-57% of theoretical density, a long sintering time of tablets to obtain the necessary density of sintered tablets (the period of walking of the beam - every 70 minutes); while the yield of sintered tablets is not more than 80-85%.
Указанные недостатки устраняются предлагаемым способом.These disadvantages are eliminated by the proposed method.
Задачей настоящего изобретения является создание способа получения порошков диоксида урана ядерной чистоты и керамического сорта, пригодных для производства топливных таблеток формованием прессовок со смазкой на основе водного раствора ПВС и глицерина, обладающих более высоким качеством, чем в известном способе:The objective of the present invention is to provide a method for producing powders of uranium dioxide of nuclear purity and ceramic grades suitable for the production of fuel pellets by molding presses with lubricant based on an aqueous solution of PVA and glycerol, which have a higher quality than in the known method:
- плотностью в интервале 10,4-10,7 г/см3;- density in the range of 10.4-10.7 g / cm 3 ;
- объемной долей открытых пор не более 1%;- volume fraction of open pores not more than 1%;
- доспекаемостью в интервале 0,0-0,4%;- armoriness in the range of 0.0-0.4%;
- высоким выходом в годное (до 90%).- high yield (up to 90%).
Это обеспечивается в способе получения порошка диоксида урана для изготовления таблетированного топлива из диоксида урана с введением жидкой смазки, включающем испарение и гидролиз гексафторида урана, растворение закиси-окиси урана, диоксида урана, урансодержащих отходов, экстракцию и реэкстракцию урана, осаждение полиураната аммония (ПУА) с поддержанием значения рН при осаждении не менее 6,6, фильтрацию, сушку - термическое разложение - прокалку при температуре 460-600°С, восстановление при температуре 660-730°С, комплектование партий порошка диоксида урана, приготовление пресс-порошка, формование прессовок топливных таблеток с последующим их спеканием, при этом в процессе получения порошка диоксида урана реэкстракцию урана из насыщенной органической фазы ведут раствором серной или уксусной кислот или их аммонийных солей, приготовленным с использованием очищенной воды, имеющей электросопротивление не менее 20000 Ом/см, рН в процессе осаждения ПУА поддерживают при температуре осаждения, равной 60±5°С, скорость отстаивания ПУА поддерживают не более 19 мм/ мин при температуре 60±5°С.This is provided in a method for producing uranium dioxide powder for the manufacture of pelletized fuel from uranium dioxide with the introduction of a liquid lubricant, including the evaporation and hydrolysis of uranium hexafluoride, dissolution of uranium oxide, uranium dioxide, uranium-containing waste, extraction and re-extraction of uranium, precipitation of ammonium polyuranate (PUA) maintaining the pH value during precipitation of at least 6.6, filtering, drying - thermal decomposition - calcining at a temperature of 460-600 ° C, recovery at a temperature of 660-730 ° C, picking batches of powder uranium dioxide, the preparation of a press powder, the molding of compacts of fuel pellets with their subsequent sintering, while in the process of obtaining a powder of uranium dioxide, uranium is reextracted from the saturated organic phase with a solution of sulfuric or acetic acid or their ammonium salts prepared using purified water having electrical resistance not less than 20,000 Ohm / cm, the pH during the deposition of PUA is maintained at a deposition temperature of 60 ± 5 ° C, the sedimentation rate of PUA is maintained no more than 19 mm / min at a temperature of 60 ± 5 S.
Предпочтительно:Preferably:
- содержание уксусной или серной кислот или их аммонийных солей в воде, подаваемой на реэкстракцию, составляет не менее 20 г/л;- the content of acetic or sulfuric acids or their ammonium salts in the water supplied for re-extraction is at least 20 g / l;
- ведут предварительный подогрев реэкстракта до температуры 60±5°С;- lead preheating of the reextract to a temperature of 60 ± 5 ° C;
- осаждение ПУА ведут методом одновременного сливания раствора аммиачной воды с содержанием аммиака в пределах 18-22% и предварительно подогретого реэкстракта, содержащего 50-100 г/л урана в виде уранилнитрата и не менее 10 г/л уксусной или серной кислоты или их аммонийных солей;- deposition of PUA is carried out by the method of simultaneous draining of a solution of ammonia water with an ammonia content in the range of 18-22% and a preheated reextract containing 50-100 g / l of uranium in the form of uranyl nitrate and at least 10 g / l of acetic or sulfuric acid or their ammonium salts ;
- при осаждении поддерживают скорость вращения мешалки в аппаратах осаждения не менее 500 об/мин- during deposition, the rotation speed of the mixer in the deposition apparatus is maintained at least 500 rpm
- регулирование режимов сушки, термической обработки ПУА и восстановления осуществляют путем замера температуры на наружной стороне реторты печей с постепенным повышением температур от зоны загрузки продукта к зоне выгрузки;- regulation of drying, heat treatment of PUA and recovery is carried out by measuring the temperature on the outside of the furnace retort with a gradual increase in temperature from the product loading zone to the unloading zone;
- температуру на наружной стороне реторты печи в зоне загрузки печей термического разложения поддерживают не более 500°С, в зоне восстановления - в пределах 660-730°С;- the temperature on the outside of the furnace retort in the loading zone of the thermal decomposition furnaces is maintained no more than 500 ° C, in the recovery zone - within 660-730 ° C;
- расход водорода на операции восстановления составляет не менее 250% к стехиометрии;- hydrogen consumption for reduction operations is at least 250% of stoichiometry;
- смешение и комплектацию партий получаемых порошков ведут путем их перемешивания в течение 1 часа.- mixing and packaging lots of the obtained powders are carried out by mixing them for 1 hour.
При получении порошков с соблюдением указанных режимов давление уплотнения при обработке порошка снижается с 55-70 до 30-50 кгс/см2, а период шагания балки снижается до 25-40 мин. При этом получают порошок, из которого изготавливают таблетки с плотностью 10,4-10,7 г/см3, с объемной долей открытых пор не более 1%, доспекаемостью в интервале 0,0-0,4% с высоким выходом в годное (до 90%).Upon receipt of the powders in compliance with these conditions, the compaction pressure during processing of the powder decreases from 55-70 to 30-50 kgf / cm 2 and the walking period of the beam decreases to 25-40 minutes. In this case, a powder is obtained from which tablets with a density of 10.4-10.7 g / cm 3 are made , with a volume fraction of open pores of not more than 1%, a sinterability in the range of 0.0-0.4% with a high yield ( up to 90%).
Пример осуществления способа.An example implementation of the method.
Баллон с гексафторидом урана устанавливают в ячейку испарения и проводят операцию испарения. Гексафторид урана, испаряясь при нагревании, поступает в гидролизер, где контактирует с водой и раствором нитрата алюминия. В результате получают гидролизат - раствор нитрата уранила с концентрацией урана до 99,7 г/л, фтор связан в растворимый комплекс Al F2·NO3 Гидролизат или смесь гидролизата и раствора после растворения загрязненной закиси-окиси урана направляют на операцию экстракции урана 28% раствором трибутилфосфата в керосине-абсорбенте. Экстракцию ведут на ящичных экстракторах типа смеситель-отстойник. Экстракт насосами подают на реэкстракцию. Реэкстракцию урана ведут на ветке центробежных экстракторов, состоящей из 12 аппаратов. На 12 ступень вводят раствор уксусной кислоты с концентрацией 20 г/л, на 9 ступень подавали очищенную воду с электросопротивлением 35 тыс. ом/см, а реэкстракт на выходе из 10 ступени объединяют с очищенной водой. Полученный раствор реэкстракта с концентрацией урана 72 г/л, азотной кислоты 9 г/л (реэкстрагируется из органической фазы), уксусной кислоты 5 г/л направляют на осаждение полиураната аммония через петлю предварительного нагрева (нагрев до температуры 60°С). Осаждение ведут в каскаде, состоящем из трех реакторов при температуре осаждения 60±5°С, и при этой же температуре замеряют скорость отстаивания пульпы ПУА. В реакционную зону первого реактора-осадителя подают реэкстракт и водный раствор аммиака с содержанием NH3 20%. Аммиак подают в первый и третий реакторы каскада. Регулированием расходов реэкстракта и водного раствора аммиака поддерживают постоянным значение рН первой стадии осаждения в диапазоне 6,6-6,9, замер и поддержание рН осуществляют при поддержании температуры на уровне 60°С. Скорость отстаивания пульпы полиураната аммония при поддержании температуры и рН (с учетом термокомпенсации) процесса осаждения в заданном интервале составляет 16-19 мм/мин. Пульпу после второй стадии осаждения фильтруют на центрифуге, влажность осадка ПУА после фильтрации на центрифуге 34,6-36%. Полученную пасту с помощью шнека-питателя подают в трехзонную печь сушки - термического разложения - прокалки, в которой температурный режим по зонам задают с повышением температуры от зоны загрузки к зоне выгрузки и поддерживают температуры на наружной поверхности реторты печи: 470°С - зона загрузки ПУА, 560°С - средняя зона, 620°С - зона выгрузки. Загрузка печи составляет 60 кг /ч по урану. Полученный продукт имеет полную удельную поверхность 6,0-8,0 м2/г. Далее оксиды урана направляют в трехзонную вращающуюся печь на восстановление при температурах 700-710-730°С по зонам печи. Расход водорода на восстановление составляет 15 м3 (260% к стехиометрии). Готовый порошок диоксида урана автоматически загружают в бункер-накопитель, где порошок анализируют на содержание влаги, сменные пробы порошка загружают в контейнеры и направляют на усреднение и комплектование партий. Усреднение и комплектование партий ведут смешением в барабанном смесителе в течение 1 часа с включенным реверсивным двигателем для перемешивания продукта. Во избежание окисления порошка в барабанный смеситель подают азот.A cylinder of uranium hexafluoride is installed in the evaporation cell and an evaporation operation is carried out. Uranium hexafluoride, evaporating when heated, enters the hydrolyzer, where it is in contact with water and a solution of aluminum nitrate. The result is a hydrolyzate - a solution of uranyl nitrate with a concentration of uranium up to 99.7 g / l, fluorine is bound in a soluble complex Al F 2 · NO 3 The hydrolyzate or a mixture of hydrolyzate and solution after dissolving the contaminated uranium oxide-oxide is sent to the uranium extraction operation 28% a solution of tributyl phosphate in kerosene absorbent. Extraction is carried out on box-type extractors of the mixer-settler type. The extract is pumped for re-extraction. Uranium is re-extracted on a branch of centrifugal extractors, consisting of 12 devices. A solution of acetic acid with a concentration of 20 g / l is introduced at the 12th stage, purified water with an electrical resistance of 35 thousand ohm / cm is fed at the 9th stage, and the reextract at the exit from the 10th stage is combined with purified water. The resulting solution of reextract with a concentration of uranium of 72 g / l, nitric acid 9 g / l (reextracted from the organic phase), acetic acid 5 g / l is sent to the precipitation of ammonium polyuranate through a pre-heating loop (heating to a temperature of 60 ° C). The deposition is carried out in a cascade consisting of three reactors at a deposition temperature of 60 ± 5 ° C, and at the same temperature, the rate of sedimentation of the PUA pulp is measured. A reextract and an aqueous solution of ammonia with an NH 3 content of 20% are fed into the reaction zone of the first precipitating reactor. Ammonia is fed to the first and third reactors of the cascade. By adjusting the costs of the reextract and aqueous ammonia solution, the pH of the first stage of precipitation is kept constant in the range of 6.6-6.9, the measurement and maintenance of pH is carried out while maintaining the temperature at 60 ° C. The rate of sedimentation of the pulp of ammonium polyuranate while maintaining the temperature and pH (taking into account thermal compensation) of the deposition process in a given interval is 16-19 mm / min. The pulp after the second deposition stage is filtered in a centrifuge, the moisture content of the PUA precipitate after filtration in a centrifuge is 34.6-36%. The resulting paste with the help of a feeder screw is fed into a three-zone drying oven - thermal decomposition - calcination furnace, in which the temperature regime in the zones is set with increasing temperature from the loading zone to the unloading zone and the temperatures on the outer surface of the furnace retort are maintained: 470 ° С - PUA loading zone , 560 ° С - middle zone, 620 ° С - discharge zone. The furnace charge is 60 kg / h for uranium. The resulting product has a total specific surface area of 6.0-8.0 m 2 / g. Then, uranium oxides are sent to a three-zone rotary kiln for reduction at temperatures of 700-710-730 ° C along the zones of the kiln. The consumption of hydrogen for recovery is 15 m 3 (260% of stoichiometry). The finished uranium dioxide powder is automatically loaded into the storage hopper, where the powder is analyzed for moisture content, removable powder samples are loaded into containers and sent to averaging and picking lots. Batch averaging and picking are carried out by mixing in a drum mixer for 1 hour with the reversible motor turned on to mix the product. To prevent oxidation of the powder, nitrogen is supplied to the drum mixer.
Использование предлагаемого способа позволяет получать топливные таблетки по технологии с жидким связующим на основе водного раствора ПВС и глицерина с высоким выходом спеченных таблеток в годное - на уровне 85-90%, что улучшает технико-экономические показатели схемы изготовления топливных таблеток из порошка диоксида урана, обеспечивает конкурентоспособность изделий и удовлетворяет высоким требованиям потребителя к качеству выпускаемой продукции.Using the proposed method allows to obtain fuel pellets according to the technology with a liquid binder based on an aqueous solution of PVA and glycerol with a high yield of sintered pellets in the usable one - at the level of 85-90%, which improves the technical and economic indicators of the scheme for the manufacture of fuel pellets from uranium dioxide powder, provides the competitiveness of products and meets the high requirements of the consumer for the quality of products.
Claims (9)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2004101196/15A RU2296106C2 (en) | 2004-03-24 | 2004-03-24 | Method for preparing uranium dioxide powder-base tabletted fuel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2004101196/15A RU2296106C2 (en) | 2004-03-24 | 2004-03-24 | Method for preparing uranium dioxide powder-base tabletted fuel |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2004101196A RU2004101196A (en) | 2005-09-10 |
| RU2296106C2 true RU2296106C2 (en) | 2007-03-27 |
Family
ID=35847528
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2004101196/15A RU2296106C2 (en) | 2004-03-24 | 2004-03-24 | Method for preparing uranium dioxide powder-base tabletted fuel |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2296106C2 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 |
| RU2542317C2 (en) * | 2013-06-25 | 2015-02-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method of obtaining uranium dioxide powder |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2114469C1 (en) * | 1997-01-22 | 1998-06-27 | Сибирский химический комбинат | Method of extraction processing of uranium-containing solutions |
| RU2158971C1 (en) * | 1999-04-21 | 2000-11-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Method and equipment for manufacturing pelletized fuel from uranium dioxide |
-
2004
- 2004-03-24 RU RU2004101196/15A patent/RU2296106C2/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2114469C1 (en) * | 1997-01-22 | 1998-06-27 | Сибирский химический комбинат | Method of extraction processing of uranium-containing solutions |
| RU2158971C1 (en) * | 1999-04-21 | 2000-11-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Method and equipment for manufacturing pelletized fuel from uranium dioxide |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| МАЙОРОВ А.А., БРАВЕРМАН И.Б. Технология получения порошков керамической двуокиси урана. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с.50-57. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 |
| RU2542317C2 (en) * | 2013-06-25 | 2015-02-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method of obtaining uranium dioxide powder |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2004101196A (en) | 2005-09-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5219829A (en) | Process and apparatus for the preparation of pulverulent metal oxides for ceramic compositions | |
| US4810680A (en) | Preparation of high purity, homogeneous zirconia mixtures | |
| JPH07232923A (en) | Method for synthesizing crystalline ceramic powder of perovskite compound | |
| WO2008019926A1 (en) | Zirconium oxide and method for the production thereof | |
| CN113348148B (en) | Method for producing lithium titanium phosphate | |
| US4605631A (en) | Advanced preparation of ceramic powders | |
| Abraham et al. | Preparation and compaction of synthetic monazite powders | |
| US9412486B2 (en) | Composite oxide powder for solid oxide fuel cell and its production method | |
| US20150162621A1 (en) | Air electrode material powder for solid oxide fuel cell and its production process | |
| CN112266244A (en) | Preparation method of high-sintering-activity zirconium oxide powder | |
| JPH0159556B2 (en) | ||
| US5660774A (en) | Process for making a sintered body from ultra-fine superconductive particles | |
| US3579311A (en) | Process and apparatus for producing uo2 powder | |
| US4656015A (en) | Continuous process for the production of powdered uranium dioxide from uranyl nitrate | |
| RU2296106C2 (en) | Method for preparing uranium dioxide powder-base tabletted fuel | |
| AU609280B2 (en) | Process for preparing submicronic powders of zirconium oxide stabilized with yttrium oxide | |
| RU2158971C1 (en) | Method and equipment for manufacturing pelletized fuel from uranium dioxide | |
| Suryanarayana et al. | Fabrication of UO2 pellets by gel pelletization technique without addition of carbon as pore former | |
| US4234550A (en) | Method for treating a particulate nuclear fuel material | |
| EP1474359B1 (en) | Method of preparing a product based on phosphate of thorium and/or actinide(s) | |
| DE69218300T2 (en) | Continuous process for the production of aluminum nitride by carbonitriding aluminum | |
| Tel et al. | Preparation and characterization of uranyl oxalate powders | |
| JP4183539B2 (en) | Niobium oxide and method for producing the same | |
| US3037839A (en) | Preparation of uo for nuclear reactor fuel pellets | |
| RU2704990C1 (en) | Lanthanum and calcium complex lithium tantalate producing method |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20090325 |
|
| NF4A | Reinstatement of patent |
Effective date: 20101127 |
|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20180325 |