RU2209476C2 - Method for producing pelletized uranium dioxide fuel - Google Patents
Method for producing pelletized uranium dioxide fuel Download PDFInfo
- Publication number
- RU2209476C2 RU2209476C2 RU2001114552/06A RU2001114552A RU2209476C2 RU 2209476 C2 RU2209476 C2 RU 2209476C2 RU 2001114552/06 A RU2001114552/06 A RU 2001114552/06A RU 2001114552 A RU2001114552 A RU 2001114552A RU 2209476 C2 RU2209476 C2 RU 2209476C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- sintering
- uranium dioxide
- tablets
- powder
- Prior art date
Links
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 46
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 46
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims abstract description 18
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title description 13
- 238000005245 sintering Methods 0.000 claims abstract description 56
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims abstract description 34
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract description 29
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O Ammonium Chemical compound [NH4+] QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O 0.000 claims abstract description 26
- 239000002699 waste material Substances 0.000 claims abstract description 18
- 239000012535 impurity Substances 0.000 claims abstract description 16
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 15
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 14
- 238000001914 filtration Methods 0.000 claims abstract description 12
- 229910002007 uranyl nitrate Inorganic materials 0.000 claims abstract description 10
- 230000007062 hydrolysis Effects 0.000 claims abstract description 7
- 238000006460 hydrolysis reaction Methods 0.000 claims abstract description 7
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Chemical compound O XLYOFNOQVPJJNP-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 5
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 claims abstract description 5
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 claims abstract description 5
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- 239000004014 plasticizer Substances 0.000 claims abstract description 5
- 238000003908 quality control method Methods 0.000 claims abstract description 4
- SANRKQGLYCLAFE-UHFFFAOYSA-H uranium hexafluoride Chemical compound F[U](F)(F)(F)(F)F SANRKQGLYCLAFE-UHFFFAOYSA-H 0.000 claims abstract description 4
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 claims abstract description 3
- 239000012153 distilled water Substances 0.000 claims abstract description 3
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims abstract description 3
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 17
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 12
- 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 12
- 238000012360 testing method Methods 0.000 claims description 12
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 claims description 11
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 claims description 9
- 238000001354 calcination Methods 0.000 claims description 8
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 claims description 8
- SYHPANJAVIEQQL-UHFFFAOYSA-N dicarboxy carbonate Chemical compound OC(=O)OC(=O)OC(O)=O SYHPANJAVIEQQL-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims description 7
- 125000005289 uranyl group Chemical group 0.000 claims description 7
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 claims description 6
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 claims description 6
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 claims description 6
- 238000005303 weighing Methods 0.000 claims description 6
- 238000000227 grinding Methods 0.000 claims description 4
- WRIDQFICGBMAFQ-UHFFFAOYSA-N (E)-8-Octadecenoic acid Natural products CCCCCCCCCC=CCCCCCCC(O)=O WRIDQFICGBMAFQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- LQJBNNIYVWPHFW-UHFFFAOYSA-N 20:1omega9c fatty acid Natural products CCCCCCCCCCC=CCCCCCCCC(O)=O LQJBNNIYVWPHFW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- QSBYPNXLFMSGKH-UHFFFAOYSA-N 9-Heptadecensaeure Natural products CCCCCCCC=CCCCCCCCC(O)=O QSBYPNXLFMSGKH-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- ZQPPMHVWECSIRJ-UHFFFAOYSA-N Oleic acid Natural products CCCCCCCCC=CCCCCCCCC(O)=O ZQPPMHVWECSIRJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 239000005642 Oleic acid Substances 0.000 claims description 3
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 claims description 3
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 3
- 230000002706 hydrostatic effect Effects 0.000 claims description 3
- QXJSBBXBKPUZAA-UHFFFAOYSA-N isooleic acid Natural products CCCCCCCC=CCCCCCCCCC(O)=O QXJSBBXBKPUZAA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 238000005259 measurement Methods 0.000 claims description 3
- 238000000465 moulding Methods 0.000 claims description 3
- ZQPPMHVWECSIRJ-KTKRTIGZSA-N oleic acid Chemical compound CCCCCCCC\C=C/CCCCCCCC(O)=O ZQPPMHVWECSIRJ-KTKRTIGZSA-N 0.000 claims description 3
- 238000003825 pressing Methods 0.000 claims description 3
- 238000011084 recovery Methods 0.000 claims description 3
- 239000000706 filtrate Substances 0.000 claims description 2
- 230000001050 lubricating effect Effects 0.000 claims description 2
- 239000008188 pellet Substances 0.000 abstract description 7
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 abstract description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 229920002635 polyurethane Polymers 0.000 abstract 2
- 239000004814 polyurethane Substances 0.000 abstract 2
- 239000004615 ingredient Substances 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 6
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 5
- 238000007670 refining Methods 0.000 description 5
- 238000006722 reduction reaction Methods 0.000 description 4
- 239000013078 crystal Substances 0.000 description 3
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N Ammonia Chemical compound N QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 239000012452 mother liquor Substances 0.000 description 2
- STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N tributyl phosphate Chemical compound CCCCOP(=O)(OCCCC)OCCCC STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910021529 ammonia Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910010293 ceramic material Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 238000001033 granulometry Methods 0.000 description 1
- 238000004806 packaging method and process Methods 0.000 description 1
- 239000006187 pill Substances 0.000 description 1
- 238000000746 purification Methods 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 области атомной промышленности и может быть использовано на предприятиях изготовления спеченных таблеток из керамических материалов ядерного топлива, в частности для получения спеченных таблеток из диоксида урана, применяемых для снаряжения тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) и сборки их в тепловыделяющую сборку (ТВС) для ядерного реактора. Известен способ получения UO2 через полиуранат аммония (АДУ-процесс), гидролиз UF6 в воде, осаждение полиураната аммония, сушку, прокалку и восстановление до UО2 (см. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Книга 1. Под ред. Ф.Г. Решетникова. М.: Энергоатомиздат, 1995 г., с.66).The invention relates to the field of the nuclear industry and can be used in enterprises for the manufacture of sintered pellets from ceramic materials of nuclear fuel, in particular for the production of sintered pellets from uranium dioxide used to equip fuel elements (fuel elements) and assemble them into a fuel assembly (FA) for nuclear the reactor. A known method of producing UO 2 through ammonium polyuranate (ADU process), hydrolysis of UF 6 in water, precipitation of ammonium polyuranate, drying, calcination and reduction to UO 2 (see Development, production and operation of fuel elements of power reactors.
В известном способе свойства получаемого UO2 определяются главным образом физико-химическими свойствами полиуранатов аммония и условиями прокалки и восстановления. Поэтому ключевой из этих операций является осаждение полиураната аммония и состав полиураната аммония при этом может колебаться в широких пределах, и он зависит от условий осаждения: концентрации урана и аммиака, значения рН, температуры растворения и осаждения. От этого зависят также форма и гранулометрия кристаллов. Все эти свойства полиураната аммония и формируют свойства порошков UO2 керамического сорта. Наиболее важным из этих параметров является размер кристаллов полиураната аммония.In the known method, the properties of the obtained UO 2 are determined mainly by the physicochemical properties of ammonium polyuranates and calcination and reduction conditions. Therefore, the key of these operations is the deposition of ammonium polyuranate and the composition of ammonium polyuranate can vary widely, and it depends on the deposition conditions: the concentration of uranium and ammonia, pH, dissolution and precipitation temperatures. The shape and granulometry of crystals also depend on this. All these properties of ammonium polyuranate form the properties of ceramic grade UO 2 powders. The most important of these parameters is the size of the crystals of ammonium polyuranate.
С изменением размеров кристаллов изменяется крупность и форма порошка UО2, что отражается на удельной поверхности, текучести, прессуемости порошка и спекаемости таблеток.With a change in the size of the crystals, the size and shape of the UO 2 powder changes, which affects the specific surface, fluidity, compressibility of the powder and sintering of the tablets.
Длительный опыт работы по этой технологии свидетельствует о том, что получение порошков UO2 стабильного качества затруднительно. Кроме того, этот процесс по существу не содержит аффинажных операций (см. там же с.66-68). Отсутствие аффинажных операций может привести к получению UO2 не кондиционному по примесям, если в процессе эти примеси попали в осаждаемый раствор, т. к. удаления примесей способ не предусматривает. Известный способ не полно характеризует заявляемый способ.Long experience with this technology indicates that obtaining stable quality UO 2 powders is difficult. In addition, this process essentially does not contain refining operations (see ibid., Pp. 66-68). The lack of refining operations can lead to the production of UO 2 not conditional on impurities, if in the process these impurities get into the precipitated solution, since the method does not provide for the removal of impurities. The known method does not fully characterize the inventive method.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемому эффекту является способ изготовления таблетированного топлива из диоксида урана, включающий испарение и гидролиз гексафторида урана, растворение закиси-окиси урана, диоксида урана, урансодержащих технологических отходов или уранилнитрата, экстракцию-реэкстракцию, осаждение полиураната аммония, фильтрацию, сушку-прокалку, восстановление, комплектацию партии порошка диоксида урана проведение теста на спекаемость и плотность после спекания, смешение с пластификатором, формование таблетки, спекание, шлифование, сушку и контроль качества таблеток (см. патент Российской Федерации RU 2158971, МПК 7 G 21 С 3/62, 21/10, C 01 G 43/025 по заявке 99108702/06 от 21.04.1999 г., опубл. 10.11.2000 г. Способ изготовления таблетированного топлива из диоксида урана и оборудование для его осуществления). The closest in technical essence and the achieved effect is a method for the manufacture of pelletized fuel from uranium dioxide, including the evaporation and hydrolysis of uranium hexafluoride, dissolution of uranium oxide, uranium dioxide, uranium-containing technological waste or uranyl nitrate, extraction-re-extraction, precipitation of ammonium polyuranate, filtration, drying - piercing, restoration, packaging of a batch of uranium dioxide powder, test for sintering and density after sintering, mixing with a plasticizer, molding e tablets, sintering, grinding, drying and quality control of tablets (see patent of the Russian Federation RU 2158971, IPC 7 G 21
Способ прототип устраняет недостатки известного способа в части полноты изложения. В нем полнее характеризуется заявляемый способ и вводится аффинажная операция - экстракция, позволяющая производить очистку уранилнитрата от примесей. The prototype method eliminates the disadvantages of the known method in terms of completeness. It more fully characterizes the claimed method and introduces a refining operation - extraction, which allows purification of uranyl nitrate from impurities.
С введением аффинажной операции - экстракции, появилась возможность переработки как чистых отходов закиси-окиси урана, диоксида урана с примесями, удовлетворяющими требованиям технических условий, так и отходов (оборотов) закиси-окиси урана, диоксида урана и технологических урансодержащих растворов, загрязненных примесями, однако нестабильность свойств порошков, полученных по АДУ-процессу остается (см. А.А. Майоров, И.Б. Браверман. Технология получения порошков керамической двуокиси урана. М.: Энергоатомиздат, 1985 г. , с.77). With the introduction of the refining operation - extraction, it became possible to process both pure wastes of uranium oxide, uranium dioxide with impurities that meet the requirements of technical conditions, and waste (turns) of uranium oxide, uranium dioxide and technological uranium-containing solutions contaminated with impurities, however the instability of the properties of the powders obtained by the ADU process remains (see AA Maiorov, IB Braverman. Technology for the production of ceramic uranium dioxide powders. M: Energoatomizdat, 1985, p.77).
Технической задачей является изготовление таблеток с регулируемой плотностью и со стабильными свойствами. The technical challenge is the manufacture of tablets with adjustable density and with stable properties.
Эта техническая задача решается тем, что в способе изготовления таблетированного топлива из диоксида урана, включающем испарение и гидролиз гексафторида урана, растворение "чистых" отходов закиси-окиси урана с примесями, удовлетворяющими требованиям технических условий, растворение отходов (оборотов) закиси-окиси урана, диоксида урана и технологических урансодержащих растворов, загрязненных примесями, экстракцию-реэкстракцию, осаждение полиураната аммония, фильтрацию, сушку-прокалку, восстановление, комплектацию партии порошка диоксида урана, проведение теста на спекаемость и плотность после спекания, смешение с пластификатором, формование таблеток, спекание, шлифование, сушку и контроль качества таблеток; согласно изобретению растворение "чистых" отходов закиси-окиси урана и диоксида урана осуществляют в растворе дистиллированной воды и чистой для анализов азотной кислоты (ЧДА), уранилнитрат после фильтрации подвергают осаждению в аммонийуранилтрикарбонат (АУК), который после прокалки и восстановления до диоксида урана подвергают тестированию на спекаемость и смешению с диоксидом урана, полученным через полиуранат аммония по АДУ-процессу в соотношениях, достаточных для получения заданной спекаемости, определяемой по формуле:
где Ссмеси - спекаемость смеси, г/см3,
САУК - спекаемость порошка АУК, г/см3,
САДУ - спекаемость порошка АДУ, г/см3,
mАУК - масса порошка АУК, кг,
mАДУ - масса порошка АДУ, кг,
а прогнозируемую плотность таблеток определяют по второй формуле:
Ртабл=К•Ссмеси, (2)
где Ртабл - прогнозируемая плотность таблеток, г/см3,
Ссмеси - спекаемость смеси, г/см3,
К - коэффициент ≈0,95-1,02, зависящий от условий спекания таблеток (температура, продолжительность), определяемый эмпирически для каждой печи и заданных условий спекания.This technical problem is solved in that in a method for the manufacture of pelletized fuel from uranium dioxide, including the evaporation and hydrolysis of uranium hexafluoride, the dissolution of "pure" waste of uranium oxide with impurities that meet the requirements of technical conditions, the dissolution of waste (speed) of uranium oxide, uranium dioxide and technological uranium-containing solutions contaminated with impurities, extraction-stripping, precipitation of ammonium polyuranate, filtration, drying-calcination, recovery, picking a batch of powder of wild Ida uranium testing for caking and sintering density, mixing with a plasticizer, forming pellets, sintering, grinding, drying and control of the quality of tablets; according to the invention, the dissolution of the "pure" waste of uranium oxide and uranium dioxide is carried out in a solution of distilled water and pure nitric acid (PSA) for analysis, the uranyl nitrate after filtration is precipitated into ammonium uranyl tricarbonate (AUC), which is subjected to testing after calcination and reduction to uranium dioxide for sintering and mixing with uranium dioxide obtained through ammonium polyuranate by the ADU process in ratios sufficient to obtain a given sintering, determined by the formula:
where C of the mixture is the sintering ability of the mixture, g / cm 3 ,
With AUK - sintering ability of AUK powder, g / cm 3 ,
With ADU - sintering powder ADU, g / cm 3 ,
m AUC - the mass of the powder AUC, kg,
m ADU - mass of powder ADU, kg,
and the predicted density of the tablets is determined by the second formula:
P table = K • C mixture , (2)
where R tab - the predicted density of the tablets, g / cm 3 ,
With the mixture - the sintering ability of the mixture, g / cm 3 ,
K - coefficient ≈0.95-1.02, depending on the conditions of sintering of the tablets (temperature, duration), determined empirically for each furnace and the specified sintering conditions.
Другими отличиями являются использование фильтрата после фильтрации аммонийуранилтрикарбоната в качестве воды на растворении загрязненных примесями закиси-окиси урана, диоксида урана и урансодержащих технологических отходов в растворе азотной кислоты, проведение теста на спекаемость порошков диоксида урана путем прессования таблеток при давлении 2300±100 кг/см2 со смазкой матриц олеиновой кислотой с получением таблеток диаметром 10-14 мм с отношением высоты к диаметру от 1,0 до 1,5 с плотностью отпрессованных таблеток от 4,6 до 6,0 г/см3 методом геометрического обмера и взвешивания, спекания отпрессованных таблеток с использованием атмосферы спекания: аргон до температуры <400oС; аргон или водород при температуре 400-900oС; водород при температуре >900oС со скоростью нагрева <400oС/ч, температурой спекания 1750±25oС, продолжительностью 4±0,5 ч с получением таблеток после спекания с фактической плотностью с выполнением расчета плотности г/см3 методом гидростатического взвешивания.Other differences are the use of the filtrate after filtration of ammonium uranyl tricarbonate as water in the dissolution of contaminated uranium oxide, uranium dioxide and uranium-containing process waste in a solution of nitric acid, a test for sintering of uranium dioxide powders by pressing tablets at a pressure of 2300 ± 100 kg / cm 2 lubricated matrices of oleic acid to obtain tablets with a diameter of 10-14 mm height to diameter ratio of 1.0 to 1.5 with the density of the pressed tablet of 4.6 to 6.0 g / cm3 method m geometrical measurement and weighing, sintering the pressed tablets using a sintering atmosphere: argon to a temperature <400 o C; argon or hydrogen at a temperature of 400-900 o C; hydrogen at a temperature of> 900 ° C with a heating rate of <400 ° C / h, a sintering temperature of 1750 ± 25 ° C, a duration of 4 ± 0.5 hours to obtain tablets after sintering with an actual density with the calculation of the density g / cm 3 by hydrostatic weighing.
Реакция осаждения из уранилнитрата аммонийуранилтрикарбоната обладает хорошими аффинажными возможностями, достаточными для получения UO2 требуемой чистоты, относительно высокая удельная площадь поверхности порошков 3-6,5 м2/г, высокая текучесть 3-8 г/с и стабильность свойств. Однако таблетки, полученные из такого порошка, имеют плотность после спекания, близкую к нижнему допустимому пределу - около 10,4 г/см3 с небольшими отклонениями, тогда как таблетки, изготавливаемые из порошка диоксида урана, полученного по АДУ-схеме, имеют более высокую плотность, определяемую спекаемостью порошка.The precipitation reaction from ammonium uranyl nitric uranyl nitrate uranyl nitrate has good refining capabilities sufficient to obtain UO 2 of the required purity, relatively high specific surface area of the powders 3-6.5 m 2 / g, high fluidity 3-8 g / s and stability of properties. However, tablets obtained from such a powder have a density after sintering close to the lower acceptable limit of about 10.4 g / cm 3 with slight deviations, while tablets made from uranium dioxide powder obtained by the ADU scheme have a higher density determined by the sintering ability of the powder.
Предложенный способ изготовления таблетированного топлива из диоксида урана и предназначен для изготовления таблеток с регулируемой плотностью со стабильными свойствами, достигаемых смешением этих двух видов порошков диоксида урана в соотношениях, достаточных для получения заданной спекаемости и прогнозируемой плотности, определяемых по формулам. The proposed method for the manufacture of pelletized fuel from uranium dioxide and is intended for the manufacture of tablets with controlled density with stable properties achieved by mixing these two types of uranium dioxide powders in ratios sufficient to obtain a given sinterability and predicted density, determined by the formulas.
На чертеже представлен способ изготовления таблетированного топлива из диоксида урана. The drawing shows a method of manufacturing pelletized fuel from uranium dioxide.
Способ изготовления таблетированного топлива из диоксида урана включает операции:
1. Испарения гексафторида UF6.A method of manufacturing a pelletized fuel from uranium dioxide includes the steps of:
1. Evaporation of hexafluoride UF 6 .
2. Гидролиза UF6 в растворе Al(NО3)3.2. The hydrolysis of UF 6 in a solution of Al (NO 3 ) 3 .
3. Растворения в растворе НNО3 урансодержащих отходов, загрязненных примесями.3. Dissolving in a solution of HNO 3 uranium-containing waste contaminated with impurities.
4. Растворения в НNО3 уранилнитрата, загрязненного примесями.4. Dissolution in HNO 3 of uranyl nitrate contaminated with impurities.
5. Растворения "чистых" отходов U3О8, UO2 с примесями, удовлетворяющими требованиям технических условий в НNO3 ЧДА.5. Dissolution of "pure" waste U 3 O 8 , UO 2 with impurities that meet the requirements of technical conditions in HNO 3 PFA.
6. Экстракции уранилнитрата с операции 2 гидролиза, с операции 3, 4 после фильтрации, трибутилфосфатом до 30% по объему со сбросом рафината и выводом его из техпроцесса. 6. Extraction of uranyl nitrate from
7. Реэкстракции насыщенного по урану трибутилфосфата подкисленной НNО3 с возвратом обедненного по урану трибутилфосфата на операцию 6 экстракции.7. Reextraction of uranium-saturated tributyl phosphate acidified HNO 3 with the return of depleted uranium tributyl phosphate to
8. Многостадийного осаждения полиураната аммония с выводом маточника после фильтрации с содержанием урана <5 мг/л из технологического процесса. 8. Multi-stage precipitation of ammonium polyuranate with the withdrawal of the mother liquor after filtration with a uranium content <5 mg / l from the process.
9. Сушки, прокалки полиураната аммония. 9. Drying, calcining of ammonium polyuranate.
10. Восстановления до диоксида урана. 10. Recovery to uranium dioxide.
11. Проведения теста диоксида из полиураната на спекаемость и плотность после спекания путем прессования таблеток при давлении 2300±100 кг/см2 со смазкой матриц олеиновой кислотой с получением таблеток диаметром 10-14 мм с отношением высоты к диаметру от 1,0 до 1,5, с плотностью от 4,6 до 6,0 г/см3 методом геометрического обмера и взвешивания, спекания отпрессованных таблеток с использованием атмосферы спекания: аргон до температуры <400oС; аргон или водород при температуре 400-900oС; водород при температуре >900oС со скоростью нагрева <400oС/ч, температурой спекания 1750±25oС, продолжительностью 4±0,5 ч с получением таблеток после спекания с фактической плотностью с выполнением расчета плотности г/см3 методом гидростатического взвешивания.11. Conducting a test of dioxide from polyuranate for sintering and density after sintering by pressing tablets at a pressure of 2300 ± 100 kg / cm 2 with lubricating matrices with oleic acid to obtain tablets with a diameter of 10-14 mm with a ratio of height to diameter from 1.0 to 1, 5, with a density of 4.6 to 6.0 g / cm 3 by geometric measurement and weighing, sintering of pressed tablets using a sintering atmosphere: argon to a temperature of <400 ° C; argon or hydrogen at a temperature of 400-900 o C; hydrogen at a temperature of> 900 ° C with a heating rate of <400 ° C / h, a sintering temperature of 1750 ± 25 ° C, a duration of 4 ± 0.5 hours to obtain tablets after sintering with an actual density with the calculation of the density g / cm 3 by hydrostatic weighing.
12. Осаждения аммонийуранилтрикарбоната из уранилнитрата после растворения "чистых" отходов и их фильтрации с возвратом маточного раствора после фильтрации с содержанием ≈ 5 г/л урана в качестве воды на операцию 3 растворения загрязненных отходов. 12. Precipitation of ammonium uranyl tricarbonate from uranyl nitrate after dissolving the "pure" waste and filtering it with the return of the mother liquor after filtration with ≈ 5 g / l of uranium as water for
13. Прокалки аммонийуранилтрикарбоната. 13. Calcination of ammonium uranyl tricarbonate.
14. Восстановления до диоксида урана. 14. Reduction to uranium dioxide.
15. Проведения теста на спекаемость и плотность аналогично операции 11. 15. Conducting a test for sintering and density is similar to operation 11.
16. Дозирования диоксида урана с операции 15 и 11. 16. Dosing of uranium dioxide from
17. Смешения порошков диоксидов урана с операции 15 и 11. 17. Mixes of powders of uranium dioxide from
18. Смешения смеси порошков с пластификатором. 18. Mixing a mixture of powders with a plasticizer.
19. Формования таблеток. 19. Molding tablets.
20. Спекания таблеток. 20. Sintering tablets.
21. Шлифования таблеток. 21. Grinding tablets.
22. Сушки таблеток. 22. Drying tablets.
23. Контроля качества таблеток. 23. Quality control pills.
Все параметры являются оптимальными и любое понижение или повышение может привести к снижению качества. All parameters are optimal and any decrease or increase can lead to a decrease in quality.
После того как были получены тесты на спекаемость и плотность после спекания на операциях 11 и 15 диоксида урана из полиураната аммония (АДУ) и диоксида урана из аммонийуранилтрикарбоната (АУК), по формуле (1) определяют спекаемость смеси двух диоксидов урана:
где Ссмеси - спекаемость смеси, г/см3,
CАУК - спекаемость порошка АУК, г/см3,
CАДУ - спекаемость порошка АДУ, г/см3,
mАУК - масса порошка АУК, кг,
mАДУ - масса порошка АДУ, кг.After sintering and density tests were obtained after sintering in
where C of the mixture is the sintering ability of the mixture, g / cm 3 ,
C AUK - sintering powder AUK, g / cm 3 ,
C ADU - sintering powder ADU, g / cm 3 ,
m AUC - the mass of the powder AUC, kg,
m ADU - mass of powder ADU, kg.
Пример 1
Партия UО2, полученная по АДУ-процессу, составила mАДУ=1200 кг.Example 1
The batch of UO 2 obtained by the ADU process was m ADU = 1200 kg.
Тест по операции 11 составил САДУ=10,75 г/см3.The test in step 11 was C ADU = 10.75 g / cm 3 .
Партия UО2, полученная по АУК, составила mАУК=400 кг.The batch of UO 2 obtained by AUK was m AUK = 400 kg.
Тест по операции 15 составил САУК=10,20 г/см3.The test for
Задача: Скомплектовать партию из смеси диоксидов, полученных по АУК и АДУ, рассчитать спекаемость. Task: To compile a batch of a mixture of dioxides obtained by AUK and ADU, to calculate the sintering ability.
Пример 2
Для печи спекания и для ряда партий диоксида урана рассчитан коэффициент "К", зависящий от выбранных условий спекания (см. таблицу).
Example 2
For the sintering furnace and for a number of batches of uranium dioxide, the coefficient "K" was calculated, depending on the selected sintering conditions (see table).
По формуле Ртабл=К•Сспек определяем коэффициент "К"
Задача: Спрогнозировать среднюю плотность для примера 1.According to the formula P tab = K • C spec we determine the coefficient "K"
Task: Predict the average density for example 1.
Ртабл=К•Ссмеси,
Ртабл=1,005•10,61=10,66 г/см3.P table = K • C mixture
R tab = 1.005 • 10.61 = 10.66 g / cm 3 .
Таким образом, поставленная техническая задача по изготовлению таблетированного топлива с регулируемой плотностью и со стабильными свойствами достигнута, что подтверждается проведенными испытаниями предложенного способа изготовления таблетированного топлива из диоксидов урана. Thus, the technical task for the manufacture of pelletized fuel with controlled density and stable properties is achieved, which is confirmed by tests of the proposed method for the manufacture of pelletized fuel from uranium dioxide.
Claims (3)
где Ссмеси - спекаемость смеси, г/см3;
САУК - спекаемость порошка АУК, г/см3;
САДУ - спекаемость порошка АДУ, г/см3;
mАУК - масса порошка АУК, кг;
mАДУ - масса порошка АДУ, кг;
а прогнозируемую плотность таблеток определяют по формуле
Ртабл=К•Ссмеси (2)
где Ртабл - прогнозируемая плотность таблеток, г/см3;
Ссмеси - спекаемость смеси, г/см3;
К - коэффициент ≈0,95÷1,02, зависящий от условий спекания таблеток, определяемый эмпирически для каждой печи и заданных условий спекания.1. A method of manufacturing a pelletized nuclear fuel from uranium dioxide, including the evaporation and hydrolysis of uranium hexafluoride, dissolving "pure" waste of uranium oxide, uranium dioxide with impurities that meet the requirements of technical specifications, dissolving waste of uranium oxide, uranium oxide and technological uranium-containing solutions contaminated with impurities, extraction-stripping, precipitation of ammonium polyuranate, filtration, drying-calcination, recovery, picking a batch of uranium dioxide powder, test for sintering and density after sintering, mixing powder with a plasticizer, molding of tablets, sintering, grinding and quality control of tablets, characterized in that the dissolution of "pure" waste of uranium oxide and uranium dioxide is carried out in a solution of distilled water and pure nitric acid for analysis , after filtration, uranyl nitrate is precipitated into ammonium uranyl tricarbonate, which, after calcination and reduction to uranium dioxide, is subjected to sintering test and mixing with uranium dioxide, obtained m through ammonium polyuranate in proportions sufficient to obtain a given sinterability determined by the formula
where C of the mixture is the sintering ability of the mixture, g / cm 3 ;
With AUK — sintering ability of AUK powder, g / cm 3 ;
With ADU - sintering powder ADU, g / cm 3 ;
m AUC - the mass of the powder AUC, kg;
m ADU - mass of powder ADU, kg;
and the predicted tablet density is determined by the formula
R tab = K • C mixture (2)
where R tab - the predicted density of the tablets, g / cm 3 ;
With the mixture - the sintering ability of the mixture, g / cm 3 ;
K - coefficient ≈0.95 ÷ 1.02, depending on the sintering conditions of the tablets, determined empirically for each furnace and the specified sintering conditions.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001114552/06A RU2209476C2 (en) | 2001-05-28 | 2001-05-28 | Method for producing pelletized uranium dioxide fuel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001114552/06A RU2209476C2 (en) | 2001-05-28 | 2001-05-28 | Method for producing pelletized uranium dioxide fuel |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2001114552A RU2001114552A (en) | 2003-02-20 |
| RU2209476C2 true RU2209476C2 (en) | 2003-07-27 |
Family
ID=29209702
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2001114552/06A RU2209476C2 (en) | 2001-05-28 | 2001-05-28 | Method for producing pelletized uranium dioxide fuel |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2209476C2 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2255386C2 (en) * | 2003-09-26 | 2005-06-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Pelletized fuel manufacturing process |
| RU2335815C2 (en) * | 2003-10-29 | 2008-10-10 | Сосьете Франко-Бельж Де Фабрикасьон Де Комбюстибль-Фбфк | Method of obtaining nuclear fuel pellets |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5500158A (en) * | 1993-12-21 | 1996-03-19 | Mitsubishi Materials Corporation | UO2 pellet and method for production thereof |
| RU2152087C1 (en) * | 1998-11-25 | 2000-06-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Method and device for pelletizing nuclear fuel from uranium oxide wastes |
| RU2158971C1 (en) * | 1999-04-21 | 2000-11-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Method and equipment for manufacturing pelletized fuel from uranium dioxide |
-
2001
- 2001-05-28 RU RU2001114552/06A patent/RU2209476C2/en active
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5500158A (en) * | 1993-12-21 | 1996-03-19 | Mitsubishi Materials Corporation | UO2 pellet and method for production thereof |
| RU2152087C1 (en) * | 1998-11-25 | 2000-06-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Method and device for pelletizing nuclear fuel from uranium oxide wastes |
| 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 |
|---|
| Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Книга 1. /Под редакцией Ф.Г. РЕШЕТНИКОВА. - М.: Энергоатомиздат, 1995, с.66-72. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2255386C2 (en) * | 2003-09-26 | 2005-06-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Pelletized fuel manufacturing process |
| RU2335815C2 (en) * | 2003-10-29 | 2008-10-10 | Сосьете Франко-Бельж Де Фабрикасьон Де Комбюстибль-Фбфк | Method of obtaining nuclear fuel pellets |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3168369A (en) | Uranium processing | |
| EP0076680B1 (en) | Stable uo2 fuel pellets | |
| Yi-Ming et al. | The conversion of UO2 via ammonium uranyl carbonate: Study of precipitation, chemical variation and powder properties | |
| US3786120A (en) | Conversion of uranium hexafluoride to uranium dioxide structures of controlled density and grain size | |
| EP2760794B1 (en) | Process for preparing an oxychloride and/or oxide of actinide(s) and/or of lanthanide(s) from a medium comprising at least one molten salt | |
| US20170345521A1 (en) | Process for manufacturing a pellet of at least one metal oxide | |
| JPS638438B2 (en) | ||
| RU2209476C2 (en) | Method for producing pelletized uranium dioxide fuel | |
| US4234550A (en) | Method for treating a particulate nuclear fuel material | |
| Dörr et al. | Study of the formation of UO2-PuO2 solid solution by means of UO2-CeO2 simulate | |
| RU2110856C1 (en) | Method for recovery of uranium isotope mixture burnt-out in nuclear reactor | |
| US20050145833A1 (en) | Method of preparing a product based on phosphate of thorium and/or actinide(s) | |
| Balakrishna et al. | Uranium dioxide powder preparation, pressing, and sintering for optimum yield | |
| RU2001114552A (en) | METHOD FOR PRODUCING TABLET FUEL FROM URANIUM DIOXIDE | |
| RU2069393C1 (en) | Method of preparing oxide nuclear fuel | |
| PL219069B1 (en) | Method for obtaining uranium dioxide with spherical and irregular grains | |
| Müller | Establishment of the technology to manufacture uranium dioxide kernels for PBMR fuel | |
| Hours et al. | Dissolution of (U, Th) O2 heterogeneous mixed oxides | |
| US3037839A (en) | Preparation of uo for nuclear reactor fuel pellets | |
| RU2296106C2 (en) | Method for preparing uranium dioxide powder-base tabletted fuel | |
| RU2152087C1 (en) | Method and device for pelletizing nuclear fuel from uranium oxide wastes | |
| CA1109663A (en) | Method for treating a particulate nuclear fuel material | |
| RU2176115C1 (en) | METHOD OF PREPARING FUEL COMPOSITION BaPuO3 FOR NUCLEAR REACTORS | |
| SE427651B (en) | SET TO MAKE A FORM OF SILICON NITRIDE THROUGH ISOSTATIC COMPRESSION OF SILICON NITRIDE POWDER CONTAINING FREE SILICONE | |
| RU2761849C1 (en) | Method for producing vanadium trioxide nanopowder |