EA034523B1 - Способ изготовления таблетки ядерного топлива с повышенной теплопроводностью - Google Patents

Способ изготовления таблетки ядерного топлива с повышенной теплопроводностью Download PDF

Info

Publication number
EA034523B1
EA034523B1 EA201600213A EA201600213A EA034523B1 EA 034523 B1 EA034523 B1 EA 034523B1 EA 201600213 A EA201600213 A EA 201600213A EA 201600213 A EA201600213 A EA 201600213A EA 034523 B1 EA034523 B1 EA 034523B1
Authority
EA
Eurasian Patent Office
Prior art keywords
tablet
uranium dioxide
temperature
thermal conductivity
metal
Prior art date
Application number
EA201600213A
Other languages
English (en)
Other versions
EA201600213A1 (ru
Inventor
Ирина Семеновна Курина
Вячеслав Васильевич ПОПОВ
Владимир Николаевич РУМЯНЦЕВ
Александр Евгеньевич РУСАНОВ
Степан Сергеевич РОГОВ
Саид Мирфаисович ШАРИКПУЛОВ
Original Assignee
Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Priority claimed from RU2013152247/07A external-priority patent/RU2575015C2/ru
Application filed by Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" filed Critical Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг"
Publication of EA201600213A1 publication Critical patent/EA201600213A1/ru
Publication of EA034523B1 publication Critical patent/EA034523B1/ru

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G21C21/02—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/044—Fuel elements with porous or capillary structure
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62—Ceramic fuel
    • G21C3/623—Oxide fuels
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/045—Pellets
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной физике, а именно к реакторным топливным элементам и их блокам, в частности к составу твердых керамических топливных элементов на основе диоксида урана, предназначенных и обладающих свойствами для их использования в ядерных реакторах различного назначения. Результатом является более надёжная особая структура и простой состав диоксида урана без инородных добавок топливной таблетки, приближённой к свойствам монокристалла, имеющей повышенную, а именно выше справочных данных, теплопроводность с ростом температуры, и простой способ её получения. Указанный результат достигается тем, что в таблетке ядерного топлива в микростуктуре каждого металлокластера поры размером 1-5 мкм распределены по границам зёрен, а внутри зёрен расположены преимущественно поры наноразмеров. Кроме того, металлокластеры составляют от 0,01 до 1,0 мас.%. Согласно изобретению предусмотрен способ изготовления таблетки ядерного топлива, включающий осаждение гидроксидов металла в две стадии, имеющих разный рН. При этом металлический уран расплавляют при температуре выше 1150°C, осуществляют спекание в незначительном количестве жидкой фазы при температуре от 1600 до 2200°C в водородной среде до образования диоксида урана, в структуре которого диспергированы металлокластеры. Выявляют посредством рентгеновского фотонного спектроскопа новую структуру таблетки UOи дополнительную химическую связь U-U.

Description

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к реакторным топливным элементам и их блокам, в частности к составу твердых керамических топливных элементов на основе диоксида урана, предназначенных и обладающих свойствами, необходимыми для их использования в ядерных реакторах различного назначения.
Известна таблетка наноструктурированного ядерного топлива (варианты), которая содержит спрессованный и спеченный порошок смеси однородных по эффективному размеру и плотности частиц соединения U и наноалмаза, кроме того, она может содержать спрессованный и спеченный порошок смеси частиц соединения (U, Pu) и наноалмаза (патент № 2467411 RU, опубл. 20.11.2012).
Однако несмотря на повышенную прочность и термостойкость известной таблетки она имеет невысокую теплопроводность, кроме того, введение более 1% наноалмаза в UO2 или (U, Pu)O2 приводит к снижению эффективной плотности ядерного топлива и может создать аварийную ситуацию при работе реактора, т.к. при нагреве до 2000°C без доступа воздуха алмаз спонтанно переходит в графит и взрывообразно разрушается на мелкие части.
Известны таблетка ядерного топлива высокого выгорания и способ ее изготовления (варианты), в которых таблетка на основе диоксида урана 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.%, массовое отношение алюминия к кремнию составляет от 1,5 до 4, размер зерна диоксида урана изменяется в пределах от 20 до 45 мкм. Таблетка может дополнительно содержать оксид гадолиния, который в виде твердого раствора с диоксидом урана равномерно распределен по всему объему таблетки, причем содержание оксида гадолиния по отношению к урану составляет от 0,3 до 10,0 мас.% или содержать оксид эрбия, который в виде твердого раствора с диоксидом урана равномерно распределен по всему объему таблетки, причем содержание оксида эрбия по отношению к урану составляет от 0,3 до 0,8 мас.% (патент № 2376665 RU, опубл. 20.12.2009).
Однако несмотря на то что результатом известной таблетки является повышение глубины выгорания топлива при его эксплуатации до 70-100 МВт-сут/кг U, она не обладает простой структурой, составом и повышенной теплопроводностью. Кроме того, она не предназначена для использования работы реактора в маневренном режиме. Способ ее производства имеет высокую себестоимость.
Известна таблетка ядерного топлива на основе диоксида урана, содержащая спрессованный и спеченный порошок смеси диоксида урана с добавкой оксида эрбия (Er2O3), содержание которого в ядерном топливе составляет от 0,46 до 0,64 вес. % по эрбию при условной массовой доле U-235 в ядерном топливе от 2,6 до 2,8 мас.%. Причем открытая пористость спрессованной и спеченной смеси диоксида урана (UO2) с добавкой оксида эрбия не превышает 1 мас.% (патент № 2157568 RU, опубл. 10.10.2000).
Несмотря на то что добавка оксида эрбия повышает глубину выгорания топлива, она приводит к понижению теплопроводности топлива, а следовательно, к увеличению градиента температуры по радиусу таблетки и не способствует устойчивой работе реактора в маневренном режиме.
Известна топливная композиция 40 мас.% UO2+60 мас.% MgO с теплопроводностью 5,7 Вт/м-град. при температуре 1000°C (в ~1,5 раза выше расчетной теплопроводности) (I.S. Kurina, V.N. Lopatinsky, N.P. Yermolayev, N.N. Shevchenko. Research and Development of MgO based matrix fuel. - Proceedings of a Technical Committee meeting held in Moscow, 1-4 October 1996. IAEA-TECDOC-970, 1997, p. 169-181).
Однако известная топливная композиция UO2+MgO содержит значительное количество разбавителя - MgO (60 мас.%). В реакторах существующих типов полная загрузка топливом такого состава невозможна. Для использования в существующих быстрых или тепловых реакторах потребуется увеличение концентрации 235U в топливе UO2+MgO. Следовательно, требуются значительные экономические затраты, связанные с повышением обогащения топлива по 235U и изменением аппаратурного оформления процесса производства топлива в соответствии с ядерной безопасностью.
Известна таблетка ядерного топлива, которая является композитной и представляет собой урандиоксидную матрицу с расположенной в ней особым образом теплопроводящей фазой. Направление теплового потока в топливе совпадает с ориентацией теплопроводной фазы. Тепло передается монокристаллическими частицами оксида бериллия игольчатой либо пластинчатой формы размерами 40-200 мкм, оптически прозрачными, диспергированными в урандиоксидной матрице (патент № 2481657, опубл. 10.05.2013).
Однако несмотря на то что известная таблетка позволяет повысить теплопроводность ее материала, за счет композитной структуры топлива, она не обладает особой структурой, имеющей нанопоры внутри зерен и металлокластеры.
Известна таблетка ядерного топлива (варианты), содержащая спрессованный и спеченный порошок смеси однородных по плотности и эффективному размеру частиц соединения урана и углеродных каркасных структур. Вариантом является зонированная таблетка, при этом центральная цилиндрическая зона таблетки имеет более низкое, а внешняя кольцевая зона - более высокое объемное содержание углеродных каркасных структур. В частных случаях исполнения содержание углеродных каркасных структур (фуллеренов, углеродных нанотрубок, углеродных нановолокон) в порошке смеси составляет 1,5-12,5 об.% для смеси с UO2 и 1,2-10,4 об.% для смеси с UN (патент № 2469427 RU, опубл. 10.12.2012).
- 1 034523
Однако несмотря на то что известная таблетка имеет повышенную прочность, термостойкость, замедление процессов возникновения и развития в ней трещин, снижение вероятности ее разрушения, она не обеспечивает достаточно высокую теплопроводность с повышением температур, вытекающую из ее надежной особой структуры, и простого состава диоксида урана.
Известна смоделированная композитная таблетка ядерного топлива, содержащая в своем составе до 3 мас.% частиц упорядоченного графита или карбида кремния с высокой теплопроводностью, что позволяет повысить теплопроводность таблетки. В известном техническом решении композитная гранула ядерного топлива содержит композитное тело, включающее матрицу UO2 и множество частиц высоких пропорций, диспергированных в ней, где эти частицы высоких пропорций имеют теплопроводность выше, чем таковая у матрицы UO2 (Заявка № PCT/US 2010/043307; номер международной публикации WO 2011/014476, опубл. 03.02.2011).
Однако высокотеплопроводные частицы в объеме известной таблетки представляют собой волокна длиной от 0,25 до 1,25 см и шириной (диаметром) от 5 до 15 мкм, которые при смешивании и прессовании разрушаются (разламываются, скручиваются и т.д.), теряя свою функцию повышения теплопроводности таблетки. Кроме того, введение до 3 мас.% упорядоченного графита или карбида кремния в UO2 приводит к снижению ураноемкости ядерного топлива, а добавка графита может создать аварийную ситуацию при работе реактора.
Известен метод для производства топливных гранул, топливных сборок, метод для производства тепловыделяющих сборок, и урансодержащий порошок для этого. Среди топливных стержней (13, 14, 15, 16, 17, 18, 19), входящих в состав ТВС, топливные стержни (16, 17, 18) - с небольшой добавкой гадолиния, каждый из которых содержит оксид урана, имеющий степень обогащения более 5%, и композицию оксида Gd. Композиция оксида гадолиния - это оксид, содержащий гадолиний и редкоземельный элемент A, отличный от гадолиния, композиция представлена химической формулой A1-XGdXO2-0>5X или A1-XGdXO1,5X. Редкоземельный элемент A может быть церий (Ce), лантан (La), эрбий (Er) или тому подобное. (Номер международной заявки PCT/JP 2009/001708, дата подачи 14.04.2009; номер международной публикации WO 2009/128250, дата публикации 22.10.2009).
Известен способ получения топливной композиции для реакторов на быстрых нейтронах, заключающийся в приготовлении растворов делящихся материалов, осаждении аммиаком, термической обработке порошка до оксидов делящихся материалов, с последующим прессованием и спеканием таблеток, в котором на стадии приготовления растворов дополнительно вводят растворы магния и железа, а железо восстанавливают до металлического состояния (патент № 2098870 RU, опубл. 10.12.1997 г.).
Однако известный способ не позволяет получить более надежную особую структуру и простой состав топливной таблетки диоксида урана, обладающей повышенной, а именно выше справочных данных, теплопроводности топлива с ростом температуры.
Известен способ получения изделий из керамики, включающий операции осаждения карбоната, гидроксида, оксалата металла и т.д. из раствора, термической обработки осадка, формования и спекания, причем нижний предел температуры термической обработки осадка ограничивается температурой перекристаллизации, т.е. морфологического изменения формы частиц (патент № 2135429 RU, опубл. 27.08.1999 г.).
Однако известный способ не позволяет получить таблетку диоксида урана, обладающую повышенной, а именно выше справочных данных, теплопроводностью топлива при увеличении температуры.
Известен способ получения таблеток ядерного топлива на основе диоксида урана, заключающийся в добавлении к исходному мелкодисперсному диоксиду урана нанодисперсного гидрида урана, тщательном перемешивании компонентов, высушивании смеси в вакууме при 300-330°C, в результате чего происходит реакция разложения гидрида урана до металла, прессовании из высушенного продукта таблеток и спекании их в динамическом вакууме при 1500-1550°C (патент № 2459289 RU, опубл. 20.08.2012).
Однако известный способ не позволяет получить надежную особую структуру таблетки топлива и простого состава диоксида урана, результат которых проявляется в повышении, а именно выше справочных данных, теплопроводности топлива с ростом температуры.
Известны модификация топливных таблеток из диоксида урана, включающая введение в стандартный порошок UO2 добавок, содержащих аммиак, и усовершенствование технологии изготовления этих таблеток, а также способ изготовления оксидных керамических материалов, включающий получение осадка, содержащего одновременно частицы разных размеров, в том числе наночастицы, с последующим прокаливанием при оптимальной температуре, прессование и спеканием (Курина И.С. Усовершенствование технологий изготовления топлива диоксида урана для улучшения эксплуатационных характеристик//Сборник материалов 1-й Всероссийской школы-семинара студентов, аспирантов и молодых ученых по тематическому направлению деятельности национальной нанотехнологической сети Функциональные наноматериалы для энергетики. - М: НИЯУ МИФИ, 2011, с. 117-146).
В известной публикации описаны общие подходы модификации топливных таблеток из диоксида урана, которые без их творческой проработки не позволяют получить надежную особую структуру и простого состава таблетки топлива диоксида урана, обладающей повышенной, а именно выше справочных данных, теплопроводностью топлива с ростом температуры.
- 2 034523
Наиболее близким техническим решением являются свойства таблетки ядерного топлива, которая является композитной и представляет собой урандиоксидную матрицу, с расположенной в ней особым образом теплопроводящей фазой из BeO. Направление теплового потока в топливе совпадает с ориентацией теплопроводной фазы. Тепло передается диспергированными в урандиоксидной матрице оптически прозрачными монокристаллическими частицами оксида бериллия игольчатой либо пластинчатой формы, размерами 40-200 мкм, содержание которых в топливе составляет 1-10 мас.%. Расчетом показано, что при 1000°C повышение теплопроводности при содержании BeO 3 мас.% по сравнению с топливом в виде UO2 будет не менее 21% (патент № 2481657, опубл. 10.05.2013).
Однако повышенная теплопроводность в известной таблетке достигается только при условии совпадения теплового потока с ориентацией теплопроводной фазы, чего практически невозможно добиться при изготовлении (перемешивании, прессовании) таблетки. Кроме того, изготовление такой теплопроводной фазы монокристаллического оксида бериллия является сложным объемным производством, что значительно удорожает изготовление ядерного топлива, а введение достаточно большого количества BeO в UO2 приводит к снижению ураноемкости топлива. Кроме того, оксид бериллия является отражателем и замедлителем нейтронов и его добавка изменит физику реактора.
Наиболее близким к заявляемому способу изготовления таблетки ядерного топлива является способ изготовления изделий из оксидной керамики с повышенной теплопроводностью, включающий операции приготовления кислотного раствора, содержащего не менее одного катиона металла, в том числе делящегося, осаждения соли или гидроксида металла, термической обработки осадка при температуре не ниже температуры морфологического изменения формы частиц осадка, формования изделий и их спекания, в котором осаждение проводят двумя способами:
гидроксид металла осаждают аммиаком в две стадии, причем рН на первой стадии ниже рН полного осаждения металла не менее чем на 0,5, а рН на второй стадии составляет 9,5-10,5;
соль в виде оксалата металла осаждают концентрированным раствором щавелевой кислоты с избытком от стехиометрии не менее 20%.
При этом в осадке обеспечивают образование крупных частиц размером не менее 0,1 мкм и 0,05-2,0 мас.% наночастиц размером не более 30 нм (патент № 2323912 RU, опубл. 10.05.2008).
Однако известный способ не позволяет получить таблетку ядерного топлива диоксида урана без каких-либо инородных добавок с особой структурой и повышенной, а именно выше справочных данных, теплопроводностью при повышении температуры.
Задачей настоящего изобретения является разработка более надежной особой структуры и простого состава диоксида урана без инородных добавок топливной таблетки, и простого способа ее получения, результат которых проявляется в приближении к свойствам монокристалла и в повышении, а именно выше справочных данных, теплопроводности топлива с ростом температуры.
При реализации изобретения достигаются следующие технические результаты.
Предлагаемая таблетка и способы ее изготовления просты в исполнении, имеют низкую себестоимость.
Предлагаемая таблетка имеет более надежную особую структуру и простой состав диоксида урана без инородных добавок.
Предлагаемая таблетка, изготовленная предлагаемыми способами, приближена к свойствам монокристалла, практически не имеет пористости внутри зерен. Кроме того, имеет повышенную, а именно выше справочных данных, теплопроводность с ростом температуры.
Предлагаемая таблетка имеет повышенную пластичность за счет образования металлокластеров и позволяет устойчиво работать реактору в маневренном режиме.
На достижение указанных технических результатов оказывают влияние следующие существенные признаки. Поставленная задача решается тем, что в таблетке ядерного топлива с повышенной теплопроводностью, содержащей спрессованный и спеченный порошок диоксида урана, структура выполнена из равномерно распределенных по границам зерен и внутри зерен пор, при этом внутри зерен расположены нанопоры размером от <3 до 200 нм, составляющие не менее 50% общей пористости;
из равномерно распределенных в материале таблетки металлокластеров в виде химических соединений U2 и U2 2+, окруженных UO2, при этом общее содержание металлокластеров составляет от 0,01 до 2 мас.%.
Для получения таблетки ядерного топлива с повышенной теплопроводностью используют способ ее изготовления, включающий осаждение полиураната аммония, прокаливание, восстановление, прессование и спекание смеси порошка диоксида урана, в котором осаждение проводят одновременным сливанием растворов уранилнитрата и аммиака в пульпу при температуре 55-60°C в две стадии: на первой стадии поддерживают рН от 6,5 до 6,7, на второй стадии проводят доосаждение полиураната аммония при рН от 9,0 до 10,5, прокаливание осуществляют при температуре 600-650°C, восстановление до UO2 проводят в водороде при 680-700°C, затем проводят прессование, спекание при температуре от 1600 до 2200°C в водородно-азотной среде. Процесс спекания проводят в незначительном количестве жидкой фазы, образующейся за счет восстановления локальных участков в UO2 с образованием металлокластеров и их расплавления при температуре выше 1150°C, что позволяет сформировать особую структуру
- 3 034523 диоксида урана с наличием металлокластеров в виде химических соединений U2 и U2 2+, а также нанопор в зернах таблетки.
В варианте расширения диапазона использования способа осаждение полиураната аммония проводить одновременным сливанием азотнокислого раствора, который содержит уран и добавку металла, и раствора аммиака в пульпу при температуре 55-60°C в две стадии: на первой стадии поддерживают значение рН от 7,0 до 7,2, на второй стадии проводят доосаждение при значении рН от 8,0 до 8,5, при этом в качестве добавки в раствор использовать растворимую соль, содержащую один из катионов металла, такого как хром, олово, титан, алюминий и др.
Для получения таблетки ядерного топлива с повышенной теплопроводностью используют также способ ее изготовления, включающий введение путем механического смешивания в порошок UO2 добавки в количестве от 0,01 до 0,5 мас.%, содержащей аммиак, при этом в качестве добавки использовать: бикарбонат аммония, парафенилендиамин, триазол. При этом в процессе спекания добавка разлагается, выделяется водород, способствующий частичному восстановлению прилегающих к добавке локальных участков диоксида урана в объеме таблетки с образованием металлокластеров, которые расплавляются при температуре выше 1150°C, в результате чего спекание осуществляют в незначительном количестве жидкой фазы при температуре от 1600 до 2200°C в водородсодержащей среде.
Настоящее изобретение поясняют подробным описанием, примерами выполнения и иллюстративным материалом, на котором фиг. 1 - микроструктура предлагаемой таблетки ядерного топлива согласно изобретению.
фиг. 2 - микроструктура предлагаемой таблетки ядерного топлива диоксида урана с размерами пор от <3 до 200 нм, составляющими >50% всего объема пор таблетки.
фиг. 3 - микроструктура стандартной таблетки ядерного топлива диоксида урана.
фиг. 4 - график температурной зависимость теплопроводности таблеток ядерного топлива диоксида урана.
фиг. 5 - таблица температурной зависимости теплопроводности различных таблеток диоксида урана.
Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью (далее таблетка) содержит структуру из спрессованного и спеченного порошка диоксида урана (фиг. 1). Структура таблетки выполнена из равномерно распределенных по границам зерен пор размером 1-5 мкм, а внутри зерен расположены нанопоры, размеры которых измерены и составляют от <3 до 200 нм (фиг. 2). Количество последних составляет не менее 50% общей пористости. При этом металлокластеры в виде химических соединений U2 и U2 2+ окружены UO2. Общее содержание металлокластеров в виде смеси химических соединений U2 и U22+, имеющих химическую связь U-U, составляет от 0,01 до 2 мас.%. Микротвердость таких металлокластеров в 1,5 и более раз ниже справочных данных. Благодаря металлокластерам снижено общее отношение O/U до 1,995-1,999 внутри материала таблетки, а на ее поверхности отношение O/U равно 2,000-2,002 вследствие окисления при хранении на воздухе. В связи с тем, что внутри таблетки UO2 имеются локальные участки с отношением O/U<2,00 за счет наличия металлокластеров в виде смеси химических соединений U2 и U2 2+, повышается теплопроводность таблетки. На фиг. 3, для сравнения, приведена структура стандартной таблетки ядерного топлива диоксида урана, в которой отсутствуют металлокластеры и зерна содержат поры преимущественно 2-5 мкм.
Теплопроводность таблетки после 500-600°C с увеличением температуры повышается и при 1000°C имеет значения, в 1,5-3 раза превышающие справочные и расчетные данные (фиг. 4, 5). Объяснить это можно следующим. Характер температурной зависимости теплопроводности, измеренной классическим методом осевого теплового потока, для предлагаемой таблетки UO2 очень схож с характером температурной зависимости теплопроводности для монокристаллического UO2 (Котельников Р.Б. и др. Высокотемпературное ядерное топливо. - М.: Атомиздат, 1978, 432 с.), который выращивается из расплавленной массы и содержит металлокластеры. Для монокристалла теплопроводность не зависит от его размера или ориентации. При 700°C теплопроводность монокристалла на 60% больше средней теплопроводности спеченного поликристаллического UO2. При 1000°C теплопроводность монокристалла составляет ~5,9 Вт/м-град., что в ~2,4 раза выше теплопроводности спеченного поликристаллического диоксида урана. Причиной является то, что в монокристаллах значительное количество тепла передается излучением благодаря низкому значению коэффициента поглощения (~ в 10 раз меньше поликристаллического стандартного UO2). Самое важное совпадение одного из отличий монокристаллического диоксида урана с предлагаемой таблеткой UO2 -это наличие центров с отношением O/U<2,00, причем некоторые из этих центров являются включениями металлического урана (Amelinckx C.K. Physical Properties of UO2 Single Crystals. Euratom Quarterly Report No. 2, 1962, 21 p.; Bates J.L. Thermal Conductivity of UO2 Improves at High Temperatures. -Nucleonics, 1961, vol. 19, No. 6, p. 83-87).
Пример 1.
Таблетку ядерного топлива с повышенной теплопроводностью изготовили следующим образом.
Осаждение провели одновременным сливанием растворов уранилнитрата и аммиака в пульпу при температуре 55-60°C в две стадии. На первой стадии поддерживали значение рН от 6,5 до 6,7, на второй стадии провели доосаждение при рН, равном 9,5. Прокаливание осуществили при температуре 650°C,
- 4 034523 восстановление в водороде до UO2 - при 680°C. Из полученного порошка UO2 спрессовали таблетки, которые спекали при температуре 1750°C в водородно-азотной среде. Спекание в жидкой фазе, образующейся за счет восстановления локальных участков в UO2 с образованием металлокластеров и их расплавления при температуре выше 1150°C, формировало необходимую пористость и структуру таблетки. Новую структуру таблетки UO2 и дополнительную химическую связь U-U выявили посредством использования метода фотоэлектронной спектроскопии. Структура таблетки имела равномерно распределенные по границам зерен поры размером 1-2 мкм, а внутри зерен - нанопоры размером от <3 до 200 нм, которые составили не менее 50% общей пористости. При этом спеченные таблетки имели фазовый состав UO2 и отношение O/U - на 2,001 поверхности таблетки и 1,995 - внутри материала таблетки. В структуре диоксида урана были выявлены диспергированные металлокластеры в виде смеси химических соединений U2 и U2 2+ с химической связью U-U, окруженные UO2. Такие металлокластеры смеси U2 и U2 2+ в объеме таблетки составили до 0,2 мас.%.
Пример 2.
Таблетку ядерного топлива с повышенной теплопроводностью изготовили следующим образом.
Осуществили осаждение одновременным сливанием азотнокислого раствора, который содержал уран и добавку металла, а также раствора аммиака в пульпу при температуре 55-60°C тоже в две стадии. При этом на первой стадии поддерживали значение рН от 7,0 до 7,2, а на второй стадии провели доосаждение при рН, равном 8,0. В качестве добавки металла использовали оксид хрома. В процессе осаждения гидроксид хрома осаждался в виде наночастиц, которые являлись катализаторами для образования урансодержащих металлокластеров. Спекание в жидкой фазе, образующейся за счет восстановления локальных участков в UO2 с образованием металлокластеров и их расплавления при температуре выше 1150°C, формировало необходимую пористость и структуру таблетки.
Новую структуру таблетки UO2 и дополнительную химическую связь U-U выявили с помощью метода фотоэлектронной спектроскопии. Структура таблетки имела равномерно распределенные по границам зерен поры размером 1-2 мкм, а внутри зерен - нанопоры размером от <3 до 200 нм, которые составили не менее 50% общей пористости. При этом спеченные таблетки имели фазовый состав UO2 и отношение O/U 2,002 - на поверхности таблетки и 1,998 - внутри материала таблетки. В структуре диоксида урана были выявлены диспергированные металлокластеры в виде смеси химических соединений U2 и U2 2+ с химической связью U-U, окруженные UO2. Такие металлокластеры смеси U2 и U2 2+ в объеме таблетки составили до 0,1 мас.%.
Пример 3.
В порошок диоксида урана, изготовленный по стандартной технологии, добавили 0,5 мас.% порошка 4-амино-1,2,4-триазола (далее - триазола), механически перемешали. Спрессовали таблетки, которые спекли при температуре 1750°C в водородсодержащей среде. При спекании аммиак, содержащий радикал триазола, разложился, выделяя водород, способствующий частичному восстановлению прилегающих к триазолу локальных участков диоксида урана в объеме таблетки с образованием металлокластеров. Спекание проводили при температуре 1750°C. При температуре выше 1150°C металлокластеры расплавились, в результате чего спекание осуществляли в незначительном количестве жидкой фазы в водородсодержащей среде, что сформировало образование необходимой пористости и структуры таблетки. Новую структуру таблетки UO2 и дополнительную химическую связь U-U выявили с помощью метода фотоэлектронной спектроскопии. Структура таблетки имела равномерно распределенные по границам зерен поры размером 1-3 мкм, а внутри зерен -нанопоры размером от <3 до 200 нм, которые составили не менее 50% общей пористости. При этом спеченные таблетки имели фазовый состав UO2 и отношение O/U 2,002 - на поверхности таблетки и 1,999 - внутри материала таблетки. В структуре диоксида урана были выявлены диспергированные металлокластеры в виде смеси химических соединений U2 и U2 2+ с химической связью U-U, окруженные UO2. Такие металлокластеры смеси U2 и U2 2+ в объеме таблетки составили до 0,05 мас.%.

Claims (4)

1. Способ изготовления таблетки ядерного топлива из спрессованного и спеченного порошка диоксида урана, включающий осаждение полиураната аммония в две стадии, прокаливание, восстановление, прессование и спекание порошка смеси диоксида урана, отличающийся тем, что осаждение проводят одновременным сливанием растворов уранилнитрата и аммиака при температуре 55-60°C в две стадии: на первой стадии поддерживают рН от 6,5 до 6,7, на второй стадии проводят доосаждение полиураната аммония при рН от 9,0 до 10,5; спекание проводят при температуре от 1600 до 2200°C в водородноазотной среде в незначительном количестве жидкой фазы, образующейся за счет восстановления локальных участков в UO2 с образованием металлокластеров и их расплавления при температуре выше 1150°C, с образованием в структуре UO2 металлокластеров в виде химических соединений U2 и U2 2+, а также нанопор в зернах таблетки.
2. Способ изготовления таблетки ядерного топлива из спрессованного и спеченного порошка диоксида урана, включающий осаждение полиураната аммония в две стадии, прокаливание, восстановление,
- 5 034523 прессование и спекание порошка смеси диоксида урана, отличающийся тем, что осаждение полиураната аммония проводят одновременным сливанием азотнокислого раствора, который содержит уран и добавку металла, и раствора аммиака при температуре 55-60°C в две стадии: на первой стадии поддерживают рН от 7,0 до 7,2, на второй стадии проводят доосаждение при рН от 8,0 до 8,5; спекание проводят при температуре от 1600 до 2200°C в водородно-азотной среде в незначительном количестве жидкой фазы, образующейся за счет восстановления локальных участков в UO2 с образованием металлокластеров и их расплавления при температуре выше 1150°C, с образованием в структуре UO2 металлокластеров химических соединений U2 и U2 2+, а также нанопор в зернах таблетки.
3. Способ по пп.1, 2, отличающийся тем, что вводят механическим смешиванием в порошок UO2 добавку в количестве от 0,01 до 0,5%, содержащую аммиак.
4. Способ по п.3, отличающийся тем, что в качестве добавки, содержащей аммиак, используют бикарбонат аммония, триазол, парафенилендиамин.
EA201600213A 2013-11-26 2014-11-21 Способ изготовления таблетки ядерного топлива с повышенной теплопроводностью EA034523B1 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2013152247/07A RU2575015C2 (ru) 2013-11-26 Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ ее изготовления
PCT/RU2014/000882 WO2015080626A1 (ru) 2013-11-26 2014-11-21 Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ её изготовления

Publications (2)

Publication Number Publication Date
EA201600213A1 EA201600213A1 (ru) 2016-08-31
EA034523B1 true EA034523B1 (ru) 2020-02-17

Family

ID=53199444

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
EA201600213A EA034523B1 (ru) 2013-11-26 2014-11-21 Способ изготовления таблетки ядерного топлива с повышенной теплопроводностью

Country Status (12)

Country Link
US (1) US10381119B2 (ru)
EP (1) EP3076398A4 (ru)
JP (1) JP6472460B2 (ru)
KR (1) KR101927276B1 (ru)
CN (1) CN105706177B (ru)
BR (1) BR112016004477B1 (ru)
CA (1) CA2927139C (ru)
EA (1) EA034523B1 (ru)
MY (1) MY180112A (ru)
UA (1) UA116669C2 (ru)
WO (1) WO2015080626A1 (ru)
ZA (1) ZA201601805B (ru)

Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP6528926B2 (ja) * 2014-05-21 2019-06-12 株式会社Ihi 原子力施設の回転機器
CN107256726B (zh) * 2017-07-03 2019-04-30 中国工程物理研究院材料研究所 一种金属增强型二氧化铀核燃料芯块的制备方法
US11050094B1 (en) * 2017-07-20 2021-06-29 Ut-Battelle, Llc Molten salt compositions with enhanced heat transfer and reduced corrosion properties
RU2664738C1 (ru) * 2017-08-04 2018-08-22 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (НИЦ "Курчатовский институт") Способ изготовления таблетированного ядерного топлива
CN107731318B (zh) * 2017-10-27 2019-07-02 中国工程物理研究院材料研究所 一种单晶二氧化铀核燃料芯块的制备方法
CN109243625B (zh) * 2018-08-29 2020-07-14 中国工程物理研究院材料研究所 一种定向高导热二氧化铀芯块及其制备方法
CN109671511A (zh) * 2018-12-19 2019-04-23 中国工程物理研究院材料研究所 一种单晶高导热二氧化铀核燃料芯块的制备方法
CN109979611A (zh) * 2019-03-28 2019-07-05 中国工程物理研究院材料研究所 一种径向热导率增强型二氧化铀燃料芯块及制备方法
KR102148779B1 (ko) * 2019-12-30 2020-08-27 한전원자력연료 주식회사 미세한 석출물이 원주방향으로 분산된 산화물 핵연료 소결체 및 이의 제조방법
US20210319919A1 (en) * 2020-04-14 2021-10-14 University Of South Carolina Composite Uranium Silicide-Uranium Dioxide Nuclear Fuel
CN112358308A (zh) * 2020-10-19 2021-02-12 中国工程物理研究院材料研究所 一种氧化物复合核燃料芯块及其制备方法
KR20240021174A (ko) 2021-05-11 2024-02-16 클린 코어 토륨 에너지 엘엘씨 가압중수로를 위한 토륨 기반 연료 설계
CN113724906A (zh) * 2021-09-03 2021-11-30 中国工程物理研究院材料研究所 一种半连续结构增强二氧化铀芯块及其制备方法和应用

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2323912C2 (ru) * 2006-03-24 2008-05-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" Способ изготовления изделий из оксидной керамики с повышенной теплопроводностью
US20120183116A1 (en) * 2009-07-30 2012-07-19 Hollenbach Daniel F Composite nuclear fuel pellet
RU2469427C1 (ru) * 2011-12-14 2012-12-10 Скрипник Анастасия Андреевна Таблетка ядерного топлива (варианты)

Family Cites Families (27)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1515085A (fr) * 1966-12-22 1968-03-01 Commissariat Energie Atomique Perfectionnements apportés aux procédés pour la préparation de céramiques de matériaux fissiles
JPH01253694A (ja) * 1988-04-01 1989-10-09 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 核燃料ペレットの製造方法
JP2737350B2 (ja) * 1990-02-28 1998-04-08 三菱マテリアル株式会社 核燃料ペレット
US5180527A (en) * 1990-04-03 1993-01-19 Nippon Nuclear Fuel Development Co., Ltd. Nuclear fuel pellets
JP3076058B2 (ja) * 1990-04-03 2000-08-14 日本核燃料開発株式会社 核燃料ペレットおよびその製造方法
JPH04236395A (ja) * 1991-01-17 1992-08-25 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 核燃料ペレットの製造方法
JP2813926B2 (ja) * 1991-08-12 1998-10-22 原子燃料工業株式会社 原子燃料用二酸化ウラン粉末及びその製造方法
JP3091555B2 (ja) * 1992-02-21 2000-09-25 原子燃料工業株式会社 核燃料体の製造方法
JPH06258477A (ja) * 1993-03-05 1994-09-16 Japan Atom Energy Res Inst 酸素ポテンシャル自己制御型核燃料化合物
FR2706066B1 (fr) * 1993-06-04 1995-07-07 Commissariat Energie Atomique Combustible nucléaire ayant des propriétés améliorées de rétention des produits de fission.
RU2098870C1 (ru) 1996-05-15 1997-12-10 Государственный научный центр РФ "Физико-энергетический институт" Топливная композиция для реакторов на быстрых нейтронах и способ ее получения
RU2135429C1 (ru) 1997-10-14 1999-08-27 Государственный научный центр Российской Федерации физико-энергетический институт им.акад.А.И.Лейпунского Способ получения изделий из керамики
EP1041578A3 (en) * 1999-03-24 2002-01-16 General Electric Company Process for converting uranium metal alloys to UO2 powder and pellets
RU2157568C1 (ru) 1999-11-26 2000-10-10 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Таблетка ядерного топлива
FR2860638A1 (fr) * 2003-10-06 2005-04-08 Commissariat Energie Atomique Procede de fabrication de pastilles d'un combustible nucleaire a base d'oxyde mixte (u,pu) o2 ou (u,th)o2
JP4099529B2 (ja) * 2005-03-29 2008-06-11 株式会社東芝 核燃料ペレットおよびその製造方法
JP2006337312A (ja) * 2005-06-06 2006-12-14 Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd 高燃焼度燃料用核燃料ペレット
KR100794071B1 (ko) * 2006-12-05 2008-01-10 한국원자력연구원 핵연료 소결체의 제조 방법
RU2376665C2 (ru) 2007-12-27 2009-12-20 Открытое акционерное общество "ТВЭЛ" Таблетка ядерного топлива высокого выгорания и способ ее изготовления (варианты)
EP2280400A4 (en) 2008-04-16 2016-06-15 Toshiba Kk PROCESS FOR PRODUCTION OF NUCLEAR FUEL PASTIL, FUEL ASSEMBLY, PROCESS FOR PRODUCTION OF FUEL ASSEMBLY, AND URANIUM POWDER
JP2010112822A (ja) * 2008-11-06 2010-05-20 Nuclear Fuel Ind Ltd 高温ガス炉用燃料コンパクトの製造方法
FR2949598B1 (fr) * 2009-09-02 2013-03-29 Commissariat Energie Atomique Procede de preparation d'un combustible nucleaire poreux a base d'au moins un actinide mineur
RU2481657C2 (ru) 2010-02-25 2013-05-10 Акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" Таблетка ядерного топлива
KR20130079565A (ko) * 2010-09-27 2013-07-10 퍼듀 리서치 파운데이션 세라믹-세라믹 복합체 및 이의 제조 방법, 이에 의해 형성된 핵 연료, 및 이를 이용하여 작동되는 원자로 시스템 및 방법
RU2459289C1 (ru) 2011-06-21 2012-08-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Способ получения таблеток ядерного топлива на основе диоксида урана
RU2467411C1 (ru) 2011-12-14 2012-11-20 Скрипник Анастасия Андреевна Таблетка наноструктурированного ядерного топлива (варианты) и тепловыделяющий элемент ядерного реактора (варианты)
WO2014028731A1 (en) * 2012-08-15 2014-02-20 University Of Florida Research Foundation, Inc. High density uo2 and high thermal conductivity uo2 composites by spark plasma sintering (sps)

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2323912C2 (ru) * 2006-03-24 2008-05-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" Способ изготовления изделий из оксидной керамики с повышенной теплопроводностью
US20120183116A1 (en) * 2009-07-30 2012-07-19 Hollenbach Daniel F Composite nuclear fuel pellet
RU2469427C1 (ru) * 2011-12-14 2012-12-10 Скрипник Анастасия Андреевна Таблетка ядерного топлива (варианты)

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
JPH-A-01253694 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN105706177A (zh) 2016-06-22
BR112016004477B1 (pt) 2022-03-03
RU2013152247A (ru) 2015-06-10
CN105706177B (zh) 2018-06-12
JP6472460B2 (ja) 2019-02-20
EA201600213A1 (ru) 2016-08-31
KR20160090281A (ko) 2016-07-29
ZA201601805B (en) 2017-06-28
WO2015080626A1 (ru) 2015-06-04
EP3076398A4 (en) 2017-06-21
US20160232993A1 (en) 2016-08-11
UA116669C2 (ru) 2018-04-25
US10381119B2 (en) 2019-08-13
BR112016004477A2 (ru) 2017-08-01
KR101927276B1 (ko) 2018-12-10
CA2927139C (en) 2019-04-23
MY180112A (en) 2020-11-23
JP2016540997A (ja) 2016-12-28
EP3076398A1 (en) 2016-10-05
CA2927139A1 (en) 2015-06-04

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EA034523B1 (ru) Способ изготовления таблетки ядерного топлива с повышенной теплопроводностью
RU2013147283A (ru) Ядерное топливо и способ его изготовления
Wang et al. A comparative study of small-size ceria–zirconia microspheres fabricated by external and internal gelation
Zhong et al. Preparation and characterization of large grain UO2 for accident tolerant fuel
Lagerlof et al. Deformation and diffusion in sapphire (α-Al2O3)
Tan et al. Densification behavior and properties of Li4SiO4 ceramic breeder with the addition of SiC as a sintering aid
Ledergerber et al. Preparation of transuranium fuel and target materials for the transmutation of actinides by gel coconversion
RU2575015C2 (ru) Таблетка ядерного топлива с повышенной теплопроводностью и способ ее изготовления
JP2013167586A (ja) 中性子吸収材およびその製造方法ならびに溶融燃料の処理方法
ES2555517T3 (es) Pastillas de combustible nuclear de alta combustión
Qi et al. A simple method for preparing ThO2 ceramics with high density
RU2481657C2 (ru) Таблетка ядерного топлива
Hart et al. ThO2-based pellet fuels-their properties, methods of fabrication, and irradiation performance: a critical assessment of the state of the technology and recommendations for further work
Tulenko et al. Development of Innovative Accident Tolerant High Thermal Conductivity UO2-Diamond Composite Fuel Pellets
Manaud et al. Direct sintering of UO2+ x oxides prepared under hydrothermal conditions
Sahu et al. Fabrication and characterization of Li2TiO3 pebbles by an extrusion and spherodization technique for the test blanket module in a fusion reactor
Bonani et al. Uranium nitride from uranyl citrate gel combustion and electrospray-assisted granulation
RU2323912C2 (ru) Способ изготовления изделий из оксидной керамики с повышенной теплопроводностью
Tan et al. Molten LiF additive promoted low‐temperature densification in sintering Li2TiO3 ceramic pebbles
Ashbee et al. Voids in boron carbide
CN112174155A (zh) 一种碳包覆正硅酸锂氚增殖剂及其制备方法与制备装置系统
Liu Nanostructures and nuclear fuels 15
Borland et al. An evaluation of alternate production methods for Pu-238 general purpose heat source pellets
KR102581441B1 (ko) 열전도도가 향상된 핵연료 소결체 및 이의 제조방법
RU2651799C1 (ru) Способ изготовления ядерного топлива

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A Lapse of a eurasian patent due to non-payment of renewal fees within the time limit in the following designated state(s)

Designated state(s): AZ KG TJ TM RU

TC4A Change in name of a patent proprietor in a eurasian patent