×
02.10.2019
219.017.cb47

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ТАБЛЕТИРОВАННОГО ТОПЛИВА ДЛЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ ЭЛЕМЕНТОВ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к способу изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов на быстрых и тепловых нейтронах. Способ включает подготовку пресс-порошка, содержащего диоксид урана или диоксид урана и диоксид плутония в количестве до 20 мас.% в смеси диоксидов урана и плутония, смешение полученной смеси с сухим связующим, в качестве которого применяют стеарат уранила [UO(CHCOO)], прессование, термическое удаление связующего и спекание таблетированного топлива в газообразной восстановительной среде. Изобретение обеспечивает получение таблетированного топлива с требуемыми характеристиками, упрощение технологического процесса получения топлива, снижение рисков нарушения процесса и исключение чужеродных компонентов в топливной композиции. 1 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 пр.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в технологии изготовления керамического ядерного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов на быстрых и тепловых нейтронах.

В процессе производства топливных таблеток ключевыми аспектами являются изготовление таблеток с заданной плотностью и микроструктурой. Решение данных задач обеспечивают активацией процесса спекания и введением добавок. Одним из способов активации процесса спекания является введение в состав топливной композиции спекаемых таблеток сверхстехиометрического кислорода в виде добавки октаоксида триурана U3O8. Однако, имеющаяся неоднородность добавляемых частиц U3O8 различного размера приводит к различной усадке при спекании и, как следствие, появлению внутренних напряжений в таблетке, что может быть вероятной причиной ее растрескивания.

Для регулирования пористости спеченных таблеток в состав исходной шихты вводят порообразователи, например, стеарат цинка или алюминия, которые одновременно выполняют роль сухой смазки при прессовании таблеток топлива. Совместное присутствие октаоксида триурана U3O8 и порообразователя в исходной шихте (порошке) способствует обеспечению в спеченных таблетках требуемых параметров по пористости и дефектности структуры, влияющих на стойкость к растрескиванию. Введение указанных добавок увеличивает стадийность процесса, что оказывает влияние на вероятность отклонения от регламента на каждой стадии.

Известен способ приготовления спеченных таблеток двуокиси урана с плотностью 85-95% теоретической. Порошок UO2 с соотношением О/U=(2,00-2,25) и размером частиц не более 10 мкм смешивают с порошком U3O8 с размерами частиц 20-1000 мкм, прессуют и спекают [патент GB 1446067, G21C 3/62, опубл. 11.08.1976]. Недостатком данного способа является снижение механической прочности спеченных таблеток за счет появления в их структуре на месте частиц U3O8 после спекания пористых участков, являющимися зародышами трещин. Данные трещины существенно снижают прочность таблеток, как на этапе изготовления тепловыделяющих элементов, так и при работе реактора.

Известен способ, по которому изготовление оксидного ядерного топлива с соотношением O/U=(2,00-2,02) осуществляют путем смешивания топливного порошка с усилителем роста зерен таким, как порошок U3O8, для регулирования микроструктуры. Смесь прессуют и спекают в окислительной среде с последующей обработкой в восстановительной атмосфере [патент ЕР 12915, G21C 3/62, опубл. 09.07.1980]. Недостатком данного способа является так же, как и в предыдущем способе, снижение механической прочности спеченных таблеток и, кроме того, сложность процесса спекания.

Известен способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов, включающий подготовку порошка диоксида урана, смешение его с сухим связующим, прессование и удаление связующего со спеканием в газообразной восстановительной среде [патент GB 2320800, G21C 3/62, опубл. 01.07.1998]. По этому способу подготовку порошка диоксида урана UO2 осуществляют через операцию уплотнения прессованием, грануляцией, окислением до U3O8, восстановлением в среде водорода до UO2 и измельчением. В качестве сухого связующего используют стеариновую кислоту, а спекание осуществляют при 1750°С в среде водорода. Недостатком известного способа является его многостадийность и то, что подготовка порошка через стадию его уплотнения требует проведения дополнительных операций прессования, грануляции, измельчения, а операция окисления требует последующей операции восстановления в среде водорода. Проведение дополнительных операций увеличивает вероятность отклонений от требований технологического регламента на каждой стадии, ведет к повышению экологической опасности производства из-за пыления и снижению производительности.

Известен способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов, включающий подготовку пресс-порошка диоксида урана с необходимой степенью обогащения, смешение с сухим связующим - стеаратом цинка [Zn(C17H35COO)2] и с порошком октаоксида триурана U3O8, прессование со смазкой в матрице, термическое удаление связующего, спекание таблеток в газообразной восстановительной среде [Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. /Под ред. Ф.Г. Решетникова. М.: Энергоатомиздат, 1995 г. Книга 1, с. 66-68, 93-94, 94-95, 96-100]. Недостатками данного способа являются снижение механической прочности спеченных таблеток и, кроме того, неоднородность по составу мелких и крупных частиц U3O8 даже при окислении на максимальной в данном способе температуре 350°С, сложность получения в спеченных таблетках на месте частиц U3O8 пористых участков заданных размеров и формы.

Известен способ изготовления таблеток керамического ядерного топлива [патент RU 2262756, G21C 3/62, опубл. 20.10.2005], включающий стадии подготовки пресс-порошка, его гранулирования, прессования и спекания полученных таблеток. Для изготовления таблеток используют порошки диоксида урана, диоксида плутония, а также стеарата цинка. Основным недостатком указанного способа является использование в производстве уран-плутониевых топливных таблеток в качестве сухого связующего стеарата цинка, поскольку в ходе спекания таблеток и термического разложения стеарата цинка продукты его разложения отлагаются в системе газоочистки, что создает серьезные проблемы их удаления в условиях дистанционно-обслуживаемых радиационно-защитных камер и боксов.

Наиболее близким к предлагаемому изобретению является выбранный в качестве прототипа способ изготовления таблетированного ядерного топлива [патент RU 2275700, G21C 3/62, опубл. 27.04.2006], заключающийся в подготовке пресс-порошка диоксида урана UO2, обогащенного ураном-235 до 5%, путем постадийного смешения с сухим связующим и с порошком оксида урана U3O8, прессовании, термическом удалении связующего, спекании таблетированного топлива в газообразной восстановительной среде, мокром шлифовании, сушке и отбраковке бракованного таблетированного топлива. В качестве сухого связующего используют до 0,4% к весу диоксида урана UO2 стеарат алюминия [Al(С17Н35СОО)3], при этом после перехода при спекании сухого связующего в жидкую фазу дальнейшее спекание осуществляют в режиме жидкой фазы. К недостаткам указанного способа относятся следующие. Возможность применения стеарата алюминия без образования наростов на стенках печи и в системе газоочистки возможно лишь в случае использования печей туннельного типа, имеющих зоны с различной температурой нагрева. При использовании печей другой конструкции (садочная печь и т.п.) неизбежно образование отложений продуктов термического разложения стеарата алюминия в системе газоочистки со сложностью их удаления с образованием дополнительного объема твердых радиоактивных отходов, в особенности в случае изготовления уран-плутониевого топлива в условиях дистанционно-обслуживаемых радиационно-защитных камер и боксов. Кроме того, присутствие алюминия в жидкой фазе в ходе спекания топливных таблеток может привести к его образованию в форме оксида алюминия на поверхности таблеток, что скажется на однородности изготавливаемых таблеток вследствие различных скоростей усадки и роста зерна, а также к его повышенному содержанию в качестве примеси в топливе.

Задачей изобретения является разработка способа изготовления таблетированного топлива с требуемыми характеристиками, уменьшение объема твердых радиоактивных отходов.

Поставленная задача достигается тем, что в способе изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов, включающем подготовку пресс-порошка, смешение с сухим связующим, прессование, термическое удаление связующего, спекание таблетированного топлива в газообразной восстановительной среде, пресс-порошок содержит диоксид урана или диоксид урана и диоксид плутония в количестве до 20% мас. в смеси диоксидов урана и плутония, в качестве сухого связующего применяют стеарат уранила [UO2(C17H35COO)2]. Вносимый в качестве сухого связующего стеарат уранила является одновременно пластификатором при прессовании таблеток, порообразователем при спекании таблеток и генератором, обеспечивающим введение в состав топливной композиции спекаемых таблеток сверхстехиометрического кислорода в виде образующегося в процессе октаоксида триурана, т.е. реализуется метод «возникающего реактива» при сохранении основных функций добавки на предшествующих стадиях. При использовании стеарата уранила температура процесса спекания не вызывает процессов плавления и кипения металла, входящего в состав сухого связующего (в отличие от цинка и алюминия).

Технический результат изобретения позволяет решить две задачи в одну стадию, что упрощает технологическую схему и снижает риски нарушения технологического процесса, исключает внесение в топливную композицию чужеродных компонентов и стабилизирует работу системы газоочистки с сокращением объема образующихся твердых радиоактивных отходов.

Пример осуществления изобретения.

Изготовление таблетированного оксидного ядерного топлива проводили следующим образом.

Подготовку пресс-порошка партии 1 проводили путем механического смешения навесок диоксида урана массой 80 г и диоксида плутония массой 20 г. После смешения в полученную смесь диоксидов урана и плутония вносили навеску стеарата уранила в количестве 0,5 г, проводили повторное перемешивание.

Далее осуществляли процесс прессования приготовленного порошка. Полученные топливные таблетки помещали в печь и проводили процесс спекания в течение 4 часов при температуре 1750°С в восстановительной среде (аргоно-водородная смесь с содержанием водорода 7-8%). После остывания печи выгружали полученные таблетки.

Подготовку пресс-порошка партии 2 проводили путем механического смешения навесок диоксида урана массой 80 г и диоксида плутония массой 20 г. После смешения в полученную смесь диоксидов урана и плутония вносили навеску стеарата цинка в количестве 0,5 г, проводили повторное перемешивание.

Далее осуществляли процесс прессования приготовленного порошка. Полученные топливные таблетки помещали в печь и проводили процесс спекания в течение 4 часов при температуре 1750°С в восстановительной среде (аргоно-водородная смесь с содержанием водорода 7-8%). После остывания печи выгружали полученные таблетки.

Исследование полученных топливных таблеток партий 1 и 2 проводили с помощью сканирующего электронного микроскопа. Плотность спеченных таблеток определяли путем гидростатических измерений.

Сравнительные результаты исследования таблеток, изготовленных при использовании стеарата уранила (партия 1) и стеарата цинка (партия 2), представлены в таблице 1.

Источник поступления информации: Роспатент

Showing 51-60 of 62 items.
07.03.2020
№220.018.0a12

Устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора

Изобретение относится к технологии мониторинга и проверки. Устройство радиационного и температурного контроля выведенного из эксплуатации уран-графитового реактора содержит герметичный корпус с фланцем и герметичную проходку, в которой расположены детекторы нейтронов прямого заряда и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002716002
Дата охранного документа: 05.03.2020
09.03.2020
№220.018.0aa3

Способ растворения волоксидированного облученного ядерного топлива

Изобретение относится к процессам растворения облученного ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к растворению волоксидированного топлива, состоящего из высокодисперсных частиц. Способ растворения волоксидированного облученного ядерного топлива включает загрузку волоксидированного ОЯТ в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002716150
Дата охранного документа: 06.03.2020
09.03.2020
№220.018.0ab9

Установка для волоксидации отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к установке для переработки, а более конкретно к волоксидации, отработавшего ядерного топлива. Установка включает последовательно соединенные бункер-накопитель, барабан-волоксидатор, грохот и узел охлаждения порошка ОЯТ. Бункер-накопитель выполнен в виде трубы, ядерная...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002716137
Дата охранного документа: 06.03.2020
29.06.2020
№220.018.2cc3

Способ оценки эффективности системы физической защиты важного государственного объекта

Изобретение относится к средствам создания и совершенствования системы физической защиты (СФЗ) на важном государственном объекте (ВГО) и предназначено для проведения оценки эффективности (ОЭ) существующей или проектируемой СФЗ с целью выбора наиболее эффективных путей ее совершенствования с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002724909
Дата охранного документа: 26.06.2020
01.07.2020
№220.018.2d71

Способ получения раствора азотнокислой соли четырехвалентного плутония

Изобретение относится к гидрометаллургическим методам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), в частности изобретение может быть использовано для стабилизации плутония(IV) в азотнокислых растворах при разделении актинидных элементов экстракционными способами. Cпособ получения раствора...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002724971
Дата охранного документа: 29.06.2020
01.07.2020
№220.018.2d95

Смотровое окно для радиационно-защитных камер производства смешанного уран-плутониевого топлива

Изобретение относится к области атомной техники, в частности к оборудованию, применяемому при производстве смешанного уран-плутониевого топлива, а именно к устройству смотровых окон для радиационно-защитных камер, и предназначено для защиты персонала от смешанного (гамма и нейтронного)...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002724977
Дата охранного документа: 29.06.2020
03.07.2020
№220.018.2df2

Контейнер с приводом для установки вихревого размола смешанного ядерного топлива

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для получения гомогенного ядерного топлива из смеси диоксидов урана и плутония. Контейнер с приводом для установки размола смешанного ядерного топлива содержит титановый стакан, загруженный иглами, выполненными из ферромагнитной...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002725141
Дата охранного документа: 30.06.2020
06.07.2020
№220.018.2f77

Способ очистки регенерированной азотной кислоты от радиорутения

Изобретение относится к области переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), в частности к процессам переработки азотнокислых растворов. Способ очистки регенерированной азотной кислоты от радиорутения включает выпаривание из рутенийсодержащего раствора азотной кислоты в испарителе,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002725612
Дата охранного документа: 03.07.2020
23.07.2020
№220.018.3572

Фильтр насыпной для осветления суспензий

Изобретение относится к гидрометаллургической технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к осветлению малоконцентрированных суспензий, образующихся при растворении ОЯТ. Устройство для осветления суспензий фильтрованием содержит вертикальный корпус с равноплотной и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002727126
Дата охранного документа: 20.07.2020
24.07.2020
№220.018.36ec

Способ экстракционной переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к экстракционной технологии переработки облученного ядерного топлива. Уран, плутоний и сопутствующие элементы экстрагируют из азотнокислого раствора, промывают экстракт, реэкстрагируют плутоний с частью урана, отмывают урановый экстракт от остатков плутония, нептуния и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002727140
Дата охранного документа: 21.07.2020
Showing 51-60 of 75 items.
24.01.2019
№219.016.b39e

Способ извлечения хлорид-иона из азотнокислых технологических растворов радиохимического производства

Изобретение может быть использовано в радиохимической технологии для снижения содержания хлорид-иона в азотнокислых технологических растворах. Способ включает проведение предварительной восстановительной обработки раствора, обеспечивающей перевод ионов-окислителей, содержащихся в исходном...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002678027
Дата охранного документа: 22.01.2019
09.05.2019
№219.017.4f3b

Способ переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) с целью выделения и локализации трития и может быть использовано в атомной промышленности при переработке ОЯТ. Способ заключается в температурной окислительной обработке ОЯТ из диоксида урана, включающий разделку...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002459299
Дата охранного документа: 20.08.2012
30.05.2019
№219.017.6bd3

Способ извлечения америция

Изобретение относится к способу извлечения америция из рафинатов от экстракционной переработки плутонийсодержащих азотнокислых растворов, проводимой с целью переочистки плутония. Способ включает подготовку растворов к экстракции, использование фосфиноксида разнорадикального (ФОР) в качестве...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002689466
Дата охранного документа: 28.05.2019
07.06.2019
№219.017.74ca

Способ переработки жидких органических радиоактивных отходов

Изобретение относится к способу переработки жидких органических радиоактивных отходов и изоляции их от окружающей среды. Способ переработки жидких органических отходов включает отверждение жидких отходов путем добавления к отходам полимеров. Для изоляции от окружающей среды поверхность...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002690682
Дата охранного документа: 05.06.2019
13.06.2019
№219.017.8128

Способ экстракционного концентрирования и очистки плутония

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в процессе экстракционного аффинажа плутония. Способ экстракционного концентрирования и очистки плутония включает экстракцию плутония из потока питания, промывку экстракта и реэкстракцию плутония, корректировку состава...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002691132
Дата охранного документа: 11.06.2019
19.06.2019
№219.017.8604

Способ внутрицикловой регенерации оборотного экстрагента

Изобретение относится к химической технологии, конкретно к технологии экстракционной переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ внутрицикловой регенерации оборотного экстрагента включает контактирование потоков оборотного экстрагента и регенерирующего раствора в пористом слое с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002397002
Дата охранного документа: 20.08.2010
19.06.2019
№219.017.8883

Способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата

Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) водными методами. На операциях отделения плутония от урана и на операции аффинажа плутония в качестве его восстановителя используется карбогидразид CO(NH) в концентрации от 0.2 до 1.0 моль/л. Нижний...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002410774
Дата охранного документа: 27.01.2011
29.06.2019
№219.017.a015

Способ переработки отработавшего ядерного топлива

Заявляемое изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в технологических схемах переработки ОЯТ. Сущность изобретения: концентрирование продуктов деления проводят путем упаривания...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002408101
Дата охранного документа: 27.12.2010
10.07.2019
№219.017.ae72

Способ переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано для переработки облученного ядерного топлива. Способ переработки ОЯТ включает растворение топлива, экстракцию нитратов урана и актинидов нейтральными фосфорорганическими соединениями, растворенными в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002366012
Дата охранного документа: 27.08.2009
09.10.2019
№219.017.d3ac

Ремикс - топливо ядерно-топливного цикла

Изобретение относится к оксидному уран-плутониевому ядерному РЕМИКС-топливу АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Топливо характеризуется тем, что содержит плутоний, полученный при переработке ОЯТ реакторов типа ВВЭР, в количестве 1-2 мас%. с содержанием изотопа Pu-239 более 51%, обогащенный...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002702234
Дата охранного документа: 07.10.2019
+ добавить свой РИД