Способ изготовления таблеток ядерного оксидного топлива

Изобретение относится к атомной промышленности и предназначено для использования на предприятиях по изготовлению керамических топливных таблеток на основе диоксида урана с добавлением выгорающего поглотителя нейтронов. Способ изготовления таблеток ядерного оксидного топлива осуществляется путем формирования цилиндрического сердечника из порошкообразного материала. Порошкообразный материал содержит диоксид обогащенного урана и легирующие добавки. Вокруг порошкообразного материала формируют наружную кольцевую оболочку из UO2 и выгорающего поглотителя нейтронов. Затем полученную заготовку спекают в восстановительной среде. Цилиндрический сердечник формируют из порошка диоксида обогащенного урана, содержащего имплантат из U3O8. В наружную кольцевую оболочку совместно с порошком UO2 из природного или обедненного урана вводят выгорающий поглотитель нейтронов в виде соединения АВО3, где A=Gd, Er, Th; B=Al, Mg, Ca. Изобретение позволяет повысить работоспособность твэлов и эффективность топливоиспользования. 5 з.п. ф-лы, 5 ил., 2 табл.

 

Изобретение относится к атомной промышленности и может найти использование на предприятиях по изготовлению керамических топливных таблеток на основе диоксида урана с добавлением выгорающего поглотителя нейтронов, который вводят в виде порошка непосредственно при изготовлении топливных таблеток для твэлов ядерных реакторов.

Известен способ получения таблетки ядерного топлива высокого выгорания (см. патент РФ №2376665, МПК: G21C 3/62) на основе диоксида урана, которая содержит оксиды алюминия и кремния, равномерно распределенные по всему объему таблетки, причем по отношению к урану содержание алюминия составляет от 0,005 до 0,03 мас.%, кремния от 0,003 до 0,02 мас.%, при массовом отношении алюминия к кремнию от 1,5 до 4 и размере зерна диоксида урана от 20 до 45 мкм, а также (в частных вариантах выполнения таблетки) при возможном содержании по отношению к диоксиду урана оксида гадолиния от 0,3 до 10,0 мас.% или оксида эрбия от 0,3 до 0,8 мас.%, которые в виде твердого раствора с диоксидом урана равномерно распределены по объему таблетки.

Известен также способ изготовления спеченного ядерного топлива с двойной структурой (патент Японии JP 3960338, МПК: G21C 3/62, опубл. РЖ «Изобретения стран мира», вып. 99, №8 за 2008 г.), принятый в качестве прототипа, заключающийся в том, что из порошкообразного материала, содержащего UO2-Gd2O3 и добавку для улучшения спекаемости, формируют цилиндрический сердечник. Вокруг сердечника из порошкообразного материала, содержащего UO2 или UO2-Еr2О3, формируют наружную кольцевую оболочку. Полученную заготовку спекают в восстановительной среде. Для улучшения спекаемости используют добавку, которая содержит 0,001-2% марганца в пересчете на массу сердечника.

Однако наличие Gd2О3 в порошкообразном материале на основе диоксида урана приводит в процессе высокотемпературного спекания таблеток к образованию твердого раствора (U,Gd)O2, в результате чего существенно снижается коэффициент теплопроводности и средний размер зерна, а также увеличивается выделение газообразных продуктов деления (ГПД), в основном ксенона и криптона.

С повышением глубины выгорания выше 50 ГВт·сут/т U в периферийной области топливной таблетки образуется микроструктура с размером зерна менее 1 мкм и крупными газовыми пузырьками более 10 мкм (так называемая «rim»-структура), что приводит к повышению выделения ГПД, снижению теплопроводности и необходимости снижать линейную нагрузку, что ухудшает работоспособность твэлов и эффективность топливоиспользования.

Таким образом технический результат направлен на получение топливных таблеток, отличающихся повышенной теплопроводностью периферийной зоны, пониженным взаимодействием «топливо-оболочка», замедленным образованием rim-зоны, пониженным выделением ГПД и обеспечивающих повышение работоспособности твэлов, эффективности топливоиспользования и уровня радиационной безопасности в системе «твэл - теплоноситель».

Сущность предлагаемого изобретения заключается в том, что в отличие от известного способа изготовления таблеток ядерного оксидного топлива, включающего формирование цилиндрического сердечника из порошкообразного материала, содержащего диоксид обогащенного урана и легирующие добавки, вокруг которого формируют наружную кольцевую оболочку из UO2 и выгорающего поглотителя, а полученную заготовку спекают в восстановительной среде, цилиндрический сердечник формируют из порошка диоксида обогащенного урана, содержащего имплантат U3O8, а в наружную кольцевую оболочку совместно с порошком диоксида урана из природного или обедненного урана вводят выгорающий поглотитель нейтронов в виде соединения АВО3, где А=Gd, Er, Th; В=Аl, Mg, Ca.

В частном случае исполнения соединение АВО3 получают путем приготовления раствора, содержащего расчетные количества А и В, с последующем соосаждением гидроксидов А и В раствором аммиака, прокаливанием осадка при температуре, соответствующей фазовым превращениям гидроксидов в соединение АВО3, измельчением порошка и получением гранул заданного размера.

В частном случае исполнения легирующие добавки содержат менее 0,1 мас.% TiO2, Аl2О3+SiO2, Сr2O3 и др.

Кроме того, цилиндрический сердечник содержит 5-10 мас.% имплантата U3O8.

В частном случае исполнения толщина наружной оболочки сердечника после спекания составляет 0,1-0,2 от внешнего диаметра топливной таблетки.

В частном случае исполнения в цилиндрическом сердечнике размер зерна составляет 20-50 мкм, а в кольцевой оболочке - 3-10 мкм.

Крупный размер зерна в цилиндрическом сердечнике таблетки существенно уменьшает выделение ГПД, а мелкий размер зерна в кольцевой наружной оболочке повышает ползучесть, снижает скалываемость, уменьшает взаимодействие топливо - оболочка в процессе эксплуатации. Наличие в кольцевой оболочке выгорающего поглотителя в виде соединения АВО3 увеличивает теплопроводность, что приводит к снижению выделения ГПД, а изготовление кольцевой оболочки из обедненного или природного урана позволяет сместить образование rim-зоны на периферии таблетки на более высокое выгорание (с 50 на 70 ГВт·сут/т U), тем самым повысить как работоспособность твэлов, так и эффективность топливоиспользования атомных реакторов на тепловых нейтронах.

Ниже приведены примеры реализации предлагаемого способа изготовления топливных таблеток ядерного оксидного топлива.

Пример 1. Смесь №1. Для получения внутреннего сердечника керамической топливной таблетки приготовили раствор уранилнитрата с использованием промышленного порошка диоксида урана UO2 10%-ного обогащения по 235U. В раствор уранилнитрата добавили Ti в виде растворимого соединения в количестве от 0,05 мас.% в пересчете на TiO2 в UO2. Соосаждение полиураната аммония (ПУА) и гидроксида титана проводили методом одновременного сливания в буфер раствора уранилнитрата и 22-25%-ного раствора NH4OH в два этапа: на первом этапе - при pH1 6,8-7,0 и на втором этапе - при рН2 8,0-8,2. Полученный осадок прокаливали до закиси-окиси при температуре 650°С. Затем проводили восстановление закиси-окиси до UO2 водородом при 700°С. Порошок диоксида урана UO2 смешивали с 10 мас.% закиси-окиси U3O8, полученной путем окисления при 650°С исходного промышленного порошка диоксида урана UO2 10%-ного обогащения, и пластификатором (раствором поливинилового спирта в глицерине). Для получения пресс-порошка прессовали брикеты (шашки) при давлении 1,3-1,5 т/см2. Брикеты дробили и протирали через сито с размером ячеек 400 мкм.

Смесь №2. Для получения внешнего слоя приготовили раствор уранилнитрата с использованием промышленного порошка диоксида урана UO2, обедненного по 235U. Осаждение полиураната аммония (ПУА) проводили методом одновременного сливания в буфер раствора уранилнитрата и 22-25%-ного раствора NН4ОН в два этапа: на первом этапе - при pH1 6,5-6,6 и на втором этапе - при рН2 9,0-9,5. Полученный осадок прокаливали до закиси-окиси при температуре 650°С. Затем проводили восстановление закиси-окиси до UO2 водородом при 700°С. Полученный порошок UO2 смешивали с 15 мас.% порошка AlGdO3, изготовленного по технологии, описанной ниже.

Для изготовления АlGdO3 в качестве исходных материалов использовали соль Аl(NО3)3·9Н2O и Gd металлический. Расчетные количества исходных материалов растворили в растворах азотной кислоты, растворы смешали. Провели соосаждение Аl(ОН)3+Cd(ОН)3 при температуре 60±2°С раствором аммиака в два этапа: на первом этапе - при pH1 7,0±0,1 и на втором этапе - при pH2 8,0-8,2. Полученный осадок отфильтровали на воронке Бюхнера. С помощью дифференциального термического анализа определили оптимальную температуру прокаливания, соответствующую окончанию всех термических процессов, сопровождающих разложение осадка Аl(ОН)3+Gd(ОН)3, а именно 1100°С. При температуре 1100°С прокалили весь полученный осадок Аl(ОН)3+Gd(ОН)3. Прокаленный порошок АlGdO3 измельчили в агатовой ступке и просеяли через сито с размером ячеек 315 мкм.

Смесь №2 смешивали с пластификатором (раствором поливинилового спирта в глицерине). Для получения пресс-порошка прессовали брикеты (шашки) при давлении 1,3-1,5 т/см2. Брикеты дробили и протирали через сито с размером ячеек 100 мкм.

С использованием пресс-формы внешним диаметром 8,5 мм и внутренним диаметром 2,4 мм из смеси №1 предварительно спрессовали заготовки внутреннего сердечника керамической топливной таблетки при давлении P1 в пределах 1,2-1,3 т/см2. Затем спрессованную заготовку внутреннего сердечника керамической топливной таблетки переносили во вторую пресс-форму, имеющую внешний диаметр 10 мм. Свободное пространство между заготовкой и внутренней стенкой пресс-формы заполняли гранулятом смеси №2 и произвели вторую стадию прессования при давлении P2, равном 2,5 т/см2. Спекание таблеток ядерного оксидного топлива проводили при температуре 1750°С в атмосфере водорода в течение 3 часов. Характеристики спеченных топливных таблеток приведены в таблице 1, из которой видно, что среднее значение плотности спеченных таблеток составило 10,64±0,02 г/см3, что удовлетворяет требованиям технических условий на керамические топливные таблетки. Внутренний сердечник имел фазовый состав UO2 с параметром кристаллической решетки 546,92 пм.

На фиг.1 и 2 представлены фотографии микроструктуры цилиндрического сердечника и наружной кольцевой оболочки таблетки ядерного оксидного топлива. Размер зерна во внутреннем сердечнике и в наружной оболочке соответственно составил 25-50 и 3-10 мкм. На фиг.3 представлена фотография микроструктуры пограничного слоя между сердечником и кольцевой оболочкой керамической таблетки. Видно, что сцепление между внутренним сердечником и оболочкой таблетки достаточно прочное.

Пример 2. Смесь №1. Для получения внутреннего сердечника керамической топливной таблетки использовали промышленный порошок диоксида урана UO2 2%-ного обогащения по 235U, изготовленного способом сухой конверсии. В порошок UO2 были добавлены оксиды Аl и Si в количестве 0,05 мас.%, а также 7 мас.% имплантата U3O8, полученного путем окисления при 650°С исходного промышленного порошка диоксида урана UO2 10%-ного обогащения. Порошок UO2 с введенными добавками смешали с пластификатором (раствором поливинилового спирта в глицерине). Для получения пресс-порошка прессовали брикеты (шашки) при давлении 1,3-1,5 т/см2. Брикеты дробили и протирали через сито с размером ячеек 400 мкм.

Смесь №2 готовили способом, описанным в примере 1.

Используя пресс-форму с внешним диаметром 8,5 мм и внутренним диаметром 2,4 мм, предварительно спрессовали из смеси №1 заготовку внутреннего сердечника керамической топливной таблетки при давлении P1 в интервале 1,2-1,3 т/см2. Затем полученную заготовку перенесли во вторую пресс-форму, имеющую внешний диаметр 10 мм. Свободное пространство между заготовкой и внутренней стенкой пресс-формы заполнили гранулятом обедненного диоксида урана UО2 с добавкой 17 мас.% АlGdO3 (смесь №2), что соответствует 5 мас.% Gd2O3 при его равномерном распределении по сечению топливной таблетки, и произвели второе прессование при давлении P2, равном 2,5 т/см2. Спекание таблеток проводили при температуре 1750°С в восстановительной атмосфере водорода в течение 3 часов. Характеристики спеченных таблеток приведены в таблице 2, из которой следует, что среднее значение плотности составляет 10,60-10,62 г/см3, что удовлетворяет требованиям технических условий на керамические топливные таблетки.

На фиг.4 представлена фотография микроструктуры внутреннего сердечника состава UO2+0,05 мас.% 2 SiO2·3Al2O3. Размер зерна во внутреннем сердечнике составил 20-25 мкм. Микроструктура наружной кольцевой оболочки соответствовала микроструктуре, представленной на фиг.2. На фиг.5 представлена фотография микроструктуры пограничного слоя таблетки ядерного оксидного топлива. Видно, что сцепление между внутренним сердечником и наружной оболочкой таблетки достаточно прочное.

Таким образом, предлагаемый способ позволяет компенсировать реактивность, выравнивать энерговыделение по объему активной зоны, поддерживать температурный коэффициент реактивности на заданном уровне, повысить теплопроводность периферийной зоны таблетки, уменьшить размер зерна в ней и снизить взаимодействие топливо - оболочка, а использование обедненного урана замедляет образование rim-зоны до выгорания 60-70 ГВт·сут/т U. Кроме того, крупный размер зерна в сердечнике топливной таблетки существенно снижает выделение ГПД. Все это позволяет улучшить работоспособность твэлов и повысить эффективность топливоиспользования.

1. Способ изготовления таблеток ядерного оксидного топлива путем формирования цилиндрического сердечника из порошкообразного материала, содержащего диоксид урана и легирующие добавки, вокруг которого формируют наружную кольцевую оболочку из UO2 и выгорающего поглотителя нейтронов, а затем полученную заготовку спекают в восстановительной среде, отличающийся тем, что цилиндрический сердечник формируют из порошка диоксида обогащенного урана, содержащего имплантат из U3O8, а в наружную кольцевую оболочку совместно с порошком UO2 из природного или обедненного урана вводят выгорающий поглотитель нейтронов в виде соединения АВО3, где A=Gd, Er, Th; B=Al, Mg, Ca.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что соединение АВО3 получают путем приготовления раствора, содержащего расчетные количества А и В, с последующим получением соосаждением гидроксидов А и В раствором аммиака, прокаливанием осадка при температуре, соответствующей окончанию фазовых превращений гидроксидов в соединение АВО3, измельчением порошка и получением гранул заданного размера.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что легирующие добавки содержат менее 0,1 мас.% TiO2, Аl2О3+SiO2, Сr2О3 и др.

4. Способ по п.1 отличающийся тем, что цилиндрический сердечник содержит 5-10 мас.% имплантата U3О8.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что толщина наружной кольцевой оболочки сердечника после спекания составляет 0,1-0,2 внешнего диаметра топливной таблетки.

6. Способ по п.1, отличающийся тем, что в цилиндрическом сердечнике размер зерна составляет 20-50 мкм, а в кольцевой оболочке - 3-10 мкм.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способу получения порошкового материала для изготовления гранул ядерного топлива. .
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к процессу производства и контроля качества керамического ядерного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов.

Изобретение относится к изготовлению плотного материала для производства ядерного топлива в виде гранул или таблеток или иной формы. .

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к технологии изготовления оксидного ядерного топлива для тепловыделяющих элементов АЭС. .

Изобретение относится к области порошковой металлургии, в частности к производству керамического ядерного топлива, и может быть использовано в ядерных технологиях.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микротвэлам ядерного реактора. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микротвэлам ядерного реактора. .

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к производству ТВЭЛ для энергетических реакторов, в которых используется ядерное топливо на основе диоксида урана с выгорающим поглотителем в виде оксида эрбия.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микросферическому топливу с керамическими защитными покрытиями для реакторов на быстрых нейтронах.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано для получения таблетки ядерного топлива на основе диоксида урана. .

Изобретение относится к способу изготовления тепловыделяющих элементов ядерного реактора, к контейнеру для осуществления этого способа и к тепловыделяющим элементам, изготовленным с помощью этого способа

Изобретение относится к оборудованию для прессования изделий из порошков, а именно для укладки таблеток после прессования в лодочку для их последующего спекания, и может найти применение в порошковой металлургии, химической и других отраслях промышленности, в частности, может быть использовано на предприятиях изготовления таблетированного топлива из диоксида урана (UO2) для тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ядерных реакторов

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам, применяемым при получении шихты из смеси порошков ядерного топлива и материала матрицы для прессования керметных стержней твэлов ядерного реактора
Изобретение относится к области порошковой металлургии, в частности к способу формования диоксида урана с легирующей добавкой
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям таблеток легководных реакторов (LWR), а также реакторов AGR и водно-графитовых

Изобретение относится к способу получения ядерного топлива на основе оксида, карбида и/или оксикарбида урана и по меньшей мере одного актинида и/или лантанида. Способ включает следующие стадии: стадию получения исходного раствора, представляющего собой азотнокислый раствор, содержащий указанный актинид и/или лантанид в форме нитратов актинида и/или лантанида и уран в форме гидроксидного комплекса уранилнитрата; стадию пропускания указанного раствора через катионообменную смолу, содержащую карбоксильные группы, с помощью которых смола сорбирует актинид и/или лантанид в катионной форме и уран в форме уранила; стадию термообработки указанной смолы для получения указанного топлива. Технический результат - исключение операций порошковой металлургии для объединения урана по меньшей мере с одним актинидом и/или лантанидом. 13 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к изготовлению таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов, и с наибольшей эффективностью может быть использовано при изготовлении из диоксида урана крупнозернистых топливных таблеток высокой ядерной чистоты с улучшенной и регулируемой микроструктурой. Технический результат направлен на повышение стабильности размера зерна таблетированного UO2-топлива, упрощение процесса его изготовления и повышение ядерной чистоты таблеток. Способ получения таблеток ядерного керамического топлива с регулируемой микроструктурой включает введение в готовый пластификатор или в воду на этапе приготовления пластификатора водных растворов растворимых в воде соединений алюминия и кремния в качестве легирующих добавок, формирование однородной смеси, перемешивание полученной смеси с диоксидом урана или смесью диоксида урана с выгорающим поглотителем и/или закисью-окисью урана, приготовление из полученной шихты пресс-порошка, прессование таблеток, их высокотемпературное спекание и шлифование. Предпочтительно в качестве растворимых в воде соединений алюминия и кремния использовать нитрат алюминия и силикат натрия. В частном случае используют выгорающий поглотитель в количестве 0,3-15,0 мас.% от массы диоксида урана. В частном случае в качестве выгорающего поглотителя используют оксид эрбия или оксид гадолиния. В частном случае используют закись-окись урана в количестве не более 30 мас.% от массы диоксида урана. 4 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для получения порошка диоксида урана, идущего на изготовление керамических таблеток уранового оксидного ядерного топлива. Способ получения порошка диоксида урана заключается в нагревании смеси раствора уранилнитрата и гидразингидрата, взятого в двухкратном мольном избытке по отношению к уранилнитрату, до температуры 80 - 95°C в реакторе с гидрозатвором, последующей температурной выдержке полученной суспензии уранилгидразината до образования гидратированного диоксида урана, фильтрации и прокалке гидратированного диоксида урана в неокисляющей атмосфере при температуре равной 280°C. Изобретение обеспечивает упрощение способа получения порошка диоксида урана, а также понижение давления и понижение температуры процесса реагентной денитрации. 4 з.п. ф-лы, 4 ил., 4 пр.

Изобретение относится к способам изготовления ядерного топлива. Способ получения пористого топлива, содержащего уран и по меньшей мере один младший актинид. Способ содержит следующие последовательные этапы: а) этап уплотнения в виде таблеток смеси порошков, содержащей оксид урана и по меньшей мере один оксид младшего актинида, при этом по меньшей мере часть оксида урана находится в виде октаоксида триурана U3O8, а другая часть находится в виде диоксида урана UO2; b) этап восстановления по меньшей мере части октаоксида триурана U3O8 в диоксид урана UO2. Технический результат - стабильность уровня пористости под облучением. 20 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к атомной промышленности и предназначено для использования на предприятиях по изготовлению керамических топливных таблеток на основе диоксида урана с добавлением выгорающего поглотителя нейтронов

Наверх