×
10.04.2019
219.017.0aab

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ПОРОШКОВ ОКСИДОВ УРАНА С ЗАДАННЫМ СОДЕРЖАНИЕМ УРАНА-235

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: Изобретение относится к производству ядерного топлива. Смешивают урансодержащие порошки с различным содержанием урана-235. Смешению подвергают весь объем порошка с высоким содержанием урана-235 и часть порошка с низким содержанием урана-235. Полученную смесь растворяют в азотной кислоте. Аммиаком осаждают полиуранаты аммония. Затем их сушат и прокаливают. Полученный продукт смешивают с оставшейся частью порошка с низким содержанием урана-235 и восстанавливают в среде водорода. Результат способа - снижение трудозатрат и расхода материалов. 2 з.п. ф-лы, 3 табл.

Изобретение относится к ядерной энергетике и касается технологии получения порошков оксидов урана, используемых в качестве ядерного топлива, из компонентов с различным обогащением, в частности при использовании регенерированного топлива.

Уровень техники.

В настоящее время, в связи с необходимостью утилизации достаточно больших запасов урансодержащих порошков с существенно различным обогащением, в частности регенерированных низко и высокообогащенных оксидов урана, возникает необходимость разработки технологии получения из этих порошков ядерного топлива с заданным содержанием урана-235.

Известен способ получения порошков оксидов урана с заданным содержанием урана-235, заключающийся в том, что урансодержащие порошки с высоким и низким содержанием урана-235 предварительно смешивают до требуемой степени однородности и обогащения (см. Майоров А.А., Браверман И.Б. Технология получения порошков керамической двуокиси урана. М.: Энергоатомиздат, 1985, глава 4 и 7). Данный способ предполагает растворение исходной смеси порошков в азотной кислоте, экстракционную очистку с последующим осаждением получаемого полиураната аммония и получение готового порошка водородным восстановлением прокаленного полиураната аммония. По условиям технологии смешение урансодержащих порошков с различным обогащением возможно при условии, что различие составляет не более чем 7%. При этом содержание урана-235 составляет номинал ±0,5. Требования к оксидам урана с содержанием урана-235 менее 5% составляет ±0,05. При смешении порошков с различием более 7% отклонения от номинала достигают нескольких процентов.

В связи с этим для достижения требуемой однородности порошков необходимо полное растворение всей полученной смеси в кислоте с последующей вышеприведенной переработкой. Поэтому данный способ имеет достаточно высокую трудоемкость, потери, большой расход химических реагентов, большое количество сбросных отходов. Кроме того, реализация известного способа требует крупных капитальных вложений для создания соответствующего производства.

Сущность изобретения.

Задачей настоящего изобретения является разработка и создание способа получения порошков оксидов урана, обладающего улучшенными характеристиками, меньшими трудозатратами и большей технологичностью.

В результате решения данной задачи возможно получение новых технических результатов, заключающихся в снижении количества обрабатываемого продукта, расхода материалов и уменьшении облучения персонала.

Указанные технические результаты достигаются тем, что в способе получения порошков оксидов урана с заданным содержанием урана-235, заключающемся в том, что урансодержащие порошки с высоким и низким содержанием урана-235 предварительно смешивают, затем растворяют в азотной кислоте и осаждают аммиаком полученные полиуранаты аммония с последующей сушкой, прокаливанием и измельчением обработанного продукта, на предварительное смешение направляют весь порошок с высоким содержанием урана-235 и часть порошка с низким содержанием урана-235, причем обеспечивают содержание урана-235 в смеси после предварительного смешивания, исходя из условия
Rпром-R=(5-20),
где Rпром - содержание урана-235 после предварительного смешения,
R - требуемое содержание урана-235 в конечном продукте,
а оставшуюся часть порошка с низким содержанием урана-235 смешивают с обработанным продуктом.

Целесообразно оставшуюся часть порошка с низким содержанием урана-235 смешивать с обработанным продуктом и подвергать совместному восстановлению в среде водорода или восстанавливать, а затем смешивать с обработанным продуктом.

Отличительная особенность описываемого способа состоит в следующем. На предварительное смешивание направляют весь порошок с высоким содержанием урана-235 и лишь часть порошка с низким содержанием урана-235. В этом случае существенно снижается время обработки и уменьшается расход всех материалов (азотной кислоты, аммиака и пр.), поскольку обрабатывается неполный объем исходных порошков. Количество порошка с низким содержанием урана-235, которое идет на предварительное смешивание, определяют, исходя из заданного значения требуемого содержания урана-235 в конечном продукте. Отсюда однозначно можно выбрать величину содержания (Rпром) урана-235 в предварительно подготовленной смеси всего порошка с высоким содержанием урана-235 и части порошка с низким содержанием урана-235. Установлено, что значение Rпром необходимо выбирать из условия, что разность (Rпром-R) составляет от 5 до 20. При величине (Rпром-R) менее 5 неоправданно увеличивается количество растворов, используемых в технологическом процессе. При величине (Rпром-R) более 20, при смешивании обработанного продукта и оставшейся части порошка с низким содержанием урана-235 на заключительной стадии, не обеспечивается требуемая однородность конечной смеси порошков.

Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения.

Описываемый способ реализуется следующим образом. Исходя из условий эксплуатации ядерного топлива в реакторе, по известным методикам задается необходимая степень однородности конечного продукта и, следовательно, размеры (Х1, Х2) частиц урансодержащих порошков. Размеры частиц определяют также с учетом известного условия, отражающего взаимосвязь между размерами частиц, их количеством (N1, N2) и разбросом (G) содержания (R1, R2) урана-235:

Затем проводят предварительное смешение всего объема порошка с высоким содержанием урана-235 и части порошка с низким содержанием урана-235. Целесообразно направлять на предварительное смешение около 10% порошка с низким содержанием урана-235. Полученную смесь растворяют в азотной кислоте и подвергают экстракционной очистке (при необходимости). После чего осуществляют осаждение аммиаком образовавшихся полиуранатов аммония с последующей сушкой и прокаливанием обработанного продукта. Полученный порошок измельчают известным путем, например с помощью дисковых, ударно-дисковых или шаровых мельниц до размеров частиц менее 100 мкм (среднее значение размеров частиц составляет от 20 до 50 мкм). Далее обработанный таким образом продукт смешивают с оставшейся частью порошка с низким содержанием урана-235. Процесс смешения производят, в частности, в орбитально шнековом смесителе. На заключительной стадии проводят восстановление водородом полученной смеси для получения порошка двуокиси урана (UO2). Возможно также осуществлять восстановление лишь оставшейся части порошка с низким содержанием урана-235 с последующим смешением с обработанным продуктом. В этом случае уменьшается нагрузка на водородные печи и исключается необходимость добавки U3O8 для создания необходимой микроструктуры и плотности конечного продукта, поскольку обработанный продукт представляет собой закись урана.

Ниже приведены примеры получения порошков с заданным содержанием урана-235 путем простого смешения компонентов с различным обогащением (пример 1) и путем промежуточного смешения с растворением части порошка (пример 2).

Пример 1.

Необходимо приготовить порошок закиси-окиси урана заданного обогащения с использованием исходных порошков высокообогащенного и низкообогащенного урана.

Порошок U3O8 заданного обогащения получали путем смешения порошков закиси-окиси урана с низким и высоким содержанием U-235.

Свойства исходных порошков представлены в таблице 1.

Определение урана проводили с абсолютной точностью ± 0.02%, при этом навеска растворяемых для анализа проб составляла 100 мг.

Проведены эксперименты с целью получения порошка с содержанием урана 235, равным 4.00%.

Для смешения взяты 12.04 кг исходного порошка с высоким содержанием урана-235 и 321.11 кг исходного порошка с низким содержанием урана-235.

Смешение исходных порошков проводили следующим образом. В 330-литровый контейнер загружали расчетные порции порошков, контейнер помещали в кантователь и вращали его в течение 2-х часов.

Результаты анализа проб полученных смесей U3O8 с заданным содержанием урана-235 представлены в таблице 2.

Как видно из таблицы 2, разбег по содержанию урана-235 намного превышает разрешенный допуск.

Пример 2.

На втором этапе проведены эксперименты с растворением части порошка.

Для смешения и последующего растворения взят порошок закиси-окиси урана высокого обогащения в количестве 41.52 кг и порошок низкого обогащения в количестве 306.0 кг (свойства порошков приведены в таблице 1).

Приготовление порошков закиси-окиси урана для растворения было произведено путем предварительного смешения низко- и высокообогащенного урана в смесителе для получения предварительного обогащения.

Выполнение операции предварительного смешения вызвано требованиями ядерной безопасности, т.к. попадание порошка высокого обогащения в раствор кислоты может привести к ядерной аварии, а использование безопасного оборудования не может обеспечить приемлемой производительности.

Производство порошка диоксида урана включает следующие операции:
- растворение закиси-окиси в азотной кислоте;
- экстракционную очистку (при необходимости);
- осаждение полиураната аммония;
- получение порошки закиси-окиси урана прокаливанием полиураната аммония.

После проведения всех технологических операций было получено 336.73 кг закиси-окиси урана с содержанием урана общего - 84.80%, влаги - 0.05% и урана-235 - 11.32%.

Таким образом Rпром-R=11.32-4.00=7.32, т.е. находится в диапазоне от 5 до 20.

Далее весь промежуточный порошок и 750.2 кг порошка с низким обогащением направлены в смеситель, затем обработаны в дизмембраторе до размера частиц менее 50 мкм и гомогенизированы в орбитально-шнековом смесителе.

Полученный порошок имеет следующие характеристики:
- уран общий 84.80%;
- уран-235 3.998%;
- влага 0.03%;
- масса 1053.8 кг;
и удовлетворяет всем предъявленным требованиям по однородности.

Результаты анализа проб полученных смесей U3O8 с заданным содержанием урана-235 представлены в таблице 3.

Как видно из таблицы 3, разбег по содержанию урана-235 существенно ниже величины разрешенного допуска.

Таким образом описываемый способ обеспечивает существенное снижение трудоемкости, расхода материалов, а также уменьшение приблизительно на порядок количества вредных жидких и газообразных отходов.

1.Способполученияпорошковоксидауранасзаданнымсодержаниемурана-235,заключающийсявтом,чтоурансодержащиепорошкисвысокиминизкимсодержаниемурана-235предварительносмешивают,затемрастворяютвазотнойкислотеиосаждаютаммиакомполученныеполиуранатыаммонияспоследующейсушкой,прокаливаниемиизмельчениемобработанногопродуктавсредеводорода,отличающийсятем,чтонапредварительноесмешениенаправляютвесьпорошоксвысокимсодержаниемурана-235ичастьпорошкаснизкимсодержаниемурана-235,причемобеспечиваютсодержаниеурана-235всмесипослепредварительногосмешиванияизусловияRпром-R=(5-20),гдеRпром-содержаниеурана-235всмесипослепредварительногосмешивания;R-требуемоесодержаниеурана-235вконечномпродукте,аоставшуюсячастьпорошкаснизкимсодержаниемурана-235смешиваютсобработаннымпродуктом.12.Способпоп.1,отличающийсятем,чтосмесьоставшейсячастипорошкаснизкимсодержаниемурана-235иобработанногопродуктаподвергаютсовместномувосстановлениювсредеводорода.23.Способпоп.1или2,отличающийсятем,чтопередсмешиваниемсобработаннымпродуктомоставшуюсячастьпорошкаснизкимсодержаниемурана-235восстанавливают.3
Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 21-30 из 44.
20.02.2019
№219.016.c1b1

Способ изготовления таблеток ядерного топлива с регулируемой микроструктурой

Изобретение может быть использовано при изготовлении таблеток ядерного топлива из ядерных делящихся материалов, в частности при изготовлении таблеток с регламентируемой микроструктурой. Способ изготовления таблеток ядерного топлива включает смешивание порошка ядерного делящегося материала, по...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002423742
Дата охранного документа: 10.07.2011
20.03.2019
№219.016.e4d0

Способ непрерывного контроля герметичности тепловыделяющих элементов и автоматизированная установка для его осуществления

Способ непрерывного контроля герметичности тепловыделяющих элементов (твэл) и автоматизированная установка для его осуществления предназначены для использования в области ядерной энергетики. Способ непрерывного контроля герметичности твэлов включает в себя обдув поверхности твэла эжектирующей...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 02225048
Дата охранного документа: 27.02.2004
20.03.2019
№219.016.e627

Способ изготовления таблеток ядерного топлива

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к технологии изготовления таблеток ядерного топлива из смесей на базе диоксида урана, в частности к подготовке порошков к «сухому» прессованию. Способ изготовления таблеток ядерного топлива включает обработку исходных порошков с использованием...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002358342
Дата охранного документа: 10.06.2009
20.03.2019
№219.016.e682

Установка для совместной утилизации твердых и жидких отходов, загрязненных радиоактивными компонентами

Изобретение относится к области утилизации органосодержащих отходов, загрязненных радиоактивными компонентами (спецодежда, фильтры, смывные воды и т.п.), образующихся в ходе технологических процессов. Установка для совместной утилизации твердых и жидких отходов, загрязненных радиоактивными...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002339099
Дата охранного документа: 20.11.2008
10.04.2019
№219.017.004f

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора на быстрых нейтронах

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям тепловыделяющих элементов для реакторов на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Наружный диаметр оболочки выбран от 5,9 мм до 7,5 мм, толщина стенки оболочки выбрана следующего состава, мас.%: углерод...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 02241266
Дата охранного документа: 27.11.2004
10.04.2019
№219.017.00ad

Способ изготовления таблеток ядерного топлива

Изобретение относится к ядерной энергетике и касается технологии изготовления таблеток ядерного топлива путем смешения сырьевых порошков с различной концентрацией содержания урана-235 и повышенным содержанием урана-234 и урана-236, в частности при использовании порошков регенерированного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 02202130
Дата охранного документа: 10.04.2003
10.04.2019
№219.017.012d

Способ переработки твердого керамического ядерного топлива и устройство для его осуществления

Изобретение относится к области производства твердого керамического ядерного топлива. Сущность изобретения: способ переработки твердого керамического ядерного топлива включает его диспергирование путем окисления потоками воздуха, подаваемыми под слой нагретого топлива. При этом на окисление...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002258964
Дата охранного документа: 20.08.2005
10.04.2019
№219.017.0517

Опорная решетка для тепловыделяющей сборки ядерного реактора

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к опорным решеткам тепловыделяющих сборок энергетических ядерных реакторов. Опорная решетка для тепловыделяющей сборки ядерного реактора выполнена в виде перфорированной пластины. Пластина имеет отверстия круглой и шестиугольной...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002308775
Дата охранного документа: 20.10.2007
10.04.2019
№219.017.0551

Отбойная решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора

Изобретение относится к устройствам ядерных реакторов, а именно к элементам ТВС (тепловыделяющей сборки), служащим для предотвращения выхода твэлов (тепловыделяющих элементов) за пределы активной зоны и выравнивания температуры теплоносителя на выходе из ТВС. Отбойная решетка ТВС выполнена в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002364962
Дата охранного документа: 20.08.2009
10.04.2019
№219.017.0ad2

Способ производства таблеток ядерного топлива, преимущественно для реактора на быстрых нейтронах

Изобретение относится к ядерной энергетике и касается технологии получения ядерного топлива, в частности для зоны воспроизводства реакторов на быстрых нейтронах при использовании в качестве сырья регенерата топлива, выгружаемого из водоохлаждаемых ядерных реакторов. Способ включает смешивание...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 02199161
Дата охранного документа: 20.02.2003
Показаны записи 21-30 из 30.
29.04.2019
№219.017.3f8a

Устройство для открывания-закрывания люка

Изобретение относится к области машиностроения, в частности к устройствам для открывания-закрывания люков, и может быть применено как в судостроении, так и в других областях техники. Устройство содержит гидроцилиндр (ГЦ) двустороннего действия с двумя полыми крышками, штоком, соединенным...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 02201373
Дата охранного документа: 27.03.2003
29.04.2019
№219.017.3f9f

Способ изготовления дистанционирующих решеток

Изобретение относится к ядерной энергетике и может использоваться в технологии изготовления дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок, которые собирают из ячеек, сформированных из трубных заготовок. Припой в виде аморфной ленты фиксируют на гранях ячеек. Площадь припоя в виде аморфной...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002252846
Дата охранного документа: 27.05.2005
29.04.2019
№219.017.3fa4

Сплав для пайки на основе циркония

Изобретение может быть использовано для пайки элементов тепловыделяющих сборок ядерных реакторов, преимущественно, при изготовлении дистанционирующих решеток, сформированных из трубных заготовок. Сплав содержит компоненты в следующем соотношении, мас.%: железо 4,0-6,0, бериллий более 3,0-4,0,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002252848
Дата охранного документа: 27.05.2005
29.04.2019
№219.017.473d

Узел крепления контактной подвески на жесткой поперечине

Изобретение относится к области электрификации железных дорог, в частности к устройствам для подвески несущего троса и проводов контактной сети на жестких поперечинах. Узел крепления контактной подвески на жесткой поперечине включает стойку с элементами крепления ее на жесткой поперечине и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002184042
Дата охранного документа: 27.06.2002
09.05.2019
№219.017.4be6

Способ для конверсии гексафторида урана в оксиды урана и устройство для его осуществления

Назначение: в технологии получения оксидов урана из гексафторида урана за счет взаимодействия гексафторида урана любой степени обогащения по изотопу U с продуктами горения кислород-водородного пламени. Способ включает подачу в камеру сгорания водорода, кислородсодержащего газа и гексафторида...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 02211185
Дата охранного документа: 27.08.2003
09.05.2019
№219.017.5118

Водопропускная секция водозаборного устройства

Изобретение относится к гидротехнике, а именно к устройствам, предотвращающим попадание в водозаборы молоди рыб и различных загрязнений, транспортируемых потоком. Водопропускная секция выполнена двухъярусной из поверхностного и глубинного экранов из эластичного материала, содержащих...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002196201
Дата охранного документа: 10.01.2003
29.05.2019
№219.017.6a78

Способ непрерывного контроля герметичности тепловыделяющих элементов и устройство для его осуществления

Изобретение относится к ядерной энергетике. Техническим результатом изобретения является повышение надежности контроля герметичности тепловыделяющих элементов на стадии их производства. Это обеспечивается за счет того, что при проведении контроля твэлы непрерывно и без зазора между собой...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 02164672
Дата охранного документа: 27.03.2001
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0000110115
Дата охранного документа: 02.07.1958
29.06.2019
№219.017.9b49

Способ переработки радиоактивных пульп и осадков соединений марганца (iv), (vi)

Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов. Сущность изобретения: способ переработки радиоактивных пульп и осадков соединений марганца с валентностью (IV), (VI), (VII) включает растворение твердой фазы пульпы или осадка, хранящихся в кислой, или нейтральной, или...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 02234153
Дата охранного документа: 10.08.2004
10.07.2019
№219.017.b1c5

Способ нанесения покрытия из выгорающего поглотителя нейтронов на основу - топливные таблетки из оксида урана

Использование: при производстве топлива для ядерных реакторов. Сущность изобретения: способ заключается в последовательном формировании слоев на цилиндрической поверхности таблеток, при этом оксидосодержащие слои чередуются со слоями из диборида циркония. Нанесение покрытия осуществляют из...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 02175151
Дата охранного документа: 20.10.2001
+ добавить свой РИД