Главная страница  |  Описание сайта  |  Контакты
Патент на изобретение №2459289

(19)

RU

(11)

2459289

(13)

C1

(51) МПК G21C3/58 (2006.01)

B82B3/00 (2006.01)

(12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ Статус: по данным на 27.08.2012 - действует Пошлина:

(21), (22) Заявка: 2011125574/07, 21.06.2011

(24) Дата начала отсчета срока действия патента:

21.06.2011

Приоритет(ы):

(22) Дата подачи заявки: 21.06.2011

(45) Опубликовано: 20.08.2012

(56) Список документов, цитированных в отчете о

поиске: RU 2009116595 А, 01.01.1001. САМОЙЛОВ А.Г. и др. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 1996, с.98-100. JP 62027331 А, 05.02.1987. US 5349618 А, 20.09.1994.

Адрес для переписки:

194021, Санкт-Петербург, 2-й Муринский пр-кт, 28, ФГУП "НПО "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина"

(72) Автор(ы):

Фёдоров Юрий Степанович (RU),

Бураков Борис Евгеньевич (RU),

Гарбузов Владимир Михайлович (RU),

Кицай Александр Андреевич (RU),

Петрова Марина Алексеевна (RU)

(73) Патентообладатель(и):

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" (RU)

(54) СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ТАБЛЕТОК ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА ОСНОВЕ ДИОКСИДА УРАНА

(57) Реферат:

Способ относится к области радиохимических технологий получения ядерного топлива для реакторов различного назначения. Предлагаемый способ заключается в добавлении к исходному мелкодисперсному диоксиду урана нанодисперсного гидрида урана, тщательном перемешивании компонентов, высушивании смеси в вакууме при 300-330°С, при котором происходит реакция разложения гидрида урана до металла, прессовании из высушенного продукта таблеток и спекании их в динамическом вакууме при 1500-1550°С. Технический результат - увеличение содержания делящегося материала, увеличение прочности, улучшение теплопроводных свойств материала. 3 пр.

Изобретение относится к области технологии получения ядерного топлива на основе диоксида урана, имеющего повышенную плотность и увеличенное содержание делящегося материала.

Диоксид урана в настоящее время - один из самых распространенных материалов, используемых в качестве ядерного топлива. Но, при сочетании целого ряда ценных свойств, такое топливо обладает и некоторыми существенными недостатками, К недостаткам топлива из чистого диоксида урана можно отнести малое значение коэффициента теплопроводности, особенно при повышенных температурах (~2,0 Вт/м·К при 2000 К), пониженное по сравнению с ураново-композитным топливом содержание делящегося элемента, а также невысокие прочностные свойства, появляющиеся после прессования, особенно если к диоксиду урана необходимо добавить оксид плутония. // Ма Б.М. Материалы ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, 1978 // Котельников Р.Б., Башлыков С.Н., Каштанов А.И., Меньшикова Т.С. Высокотемпературное ядерное топливо. М., Атомиздат, 1978//.

Керметные и карбонитридные композиции (W-UO 2 , U-Zr-C-N, UN) обладают улучшенными свойствами по сравнению с чистым оксидом урана: у них выше содержание делящегося элемента, их теплопроводность в несколько раз выше, чем у диоксида урана, из-за большей упругости они меньше склонны к образованию трещин. // Гаврилин С.С., Денискин В.П., Наливаев В.И., Федик И.И. Керметный твэл на основе микротоплива для АСММ с повышенными характеристиками и безопасностью. Сб. докл. конф. "Малая энергетика 2006", М., 2006 // Федик И.И., Дьяков Е.К., Денискин В.П., Тухватулин Ш.Т., Кенжин Е.А., Гагарин А.Е. Совместная отработка и производство перспективного ядерного топлива в Казахстане. В сб. докл. конференции «Ядерная энергетика Республики Казахстан», г.Курчатов, ВКО, Республика Казахстан, 3-5 сент., 2007 //. Но производство такого материала топлива по сравнению с чисто оксидным топливом является более затратным и трудоемким как в процессе изготовления, так и при переработке; для него характерна склонность к распуханию и относительно плохая совместимость с материалом оболочки при облучении. Кроме того, нитридное топливо можно использовать в реакторах при температуре не выше 1650°С.

Топливо из диоксида урана и металлического урана должно иметь более высокую плотность и повышенное содержание делящегося элемента по сравнению с оксидным топливом. Но при изготовлении топливной композиции по керамической технологии, предусматривающей смешивание порошков металлического и оксидного урана, после всех операций перемешивания, виброуплотнения, прессования и спекания на выходе получается материал с недостаточно прочным сцеплением частичек разных фаз. Из-за пониженной прочности такие топливные таблетки обладают повышенной хрупкостью и способностью к локальному разрушению как от приложения небольших усилий, так и вследствие стремления к самопроизвольному рассыпанию.

Известно использование гидридного уранового топлива в реакторе //Патент RU 2379773, МПК G21C 003/42, (2008.06)//, но сущность получения такого топлива заключалась в обработке металлического урана смесью дейтерия и трития непосредственно в активной зоне ядерного реактора с осуществлением одновременного протекания ядерных реакций деления и синтеза. Таким образом, гидрид урана в приведенном примере являлся конечным монофазным продуктом, температура использования которого ограничена 250°С.

В качестве прототипа был выбран способ получения топливной таблетки из оксида урана с легирующими добавками с применением керамической технологии //Патент RU 2193242 G21C 3/62, 18.12.2000//. В прототипе порошок диоксида урана смешивали с прокаленным порошком алюмосиликата (до 0,2 масс.%), дающего по границам зерен с диоксидом урана легкоплавкую эвтектику. В зависимости от поставленных задач в состав таблетки могли быть добавлены легирующие добавки в виде оксидов редкоземельных или других металлов. Таблетки, пригодные для использования в качестве ядерного топлива, получали по обычной керамической технологии. Так как все добавки к оксиду урана, используемые в прототипе, легче самого диоксида урана, то плотность получаемых из такого материала таблеток не могла быть выше плотности оксидной матрицы.

В предлагаемом в заявке способе ставилась задача получения таблеток ядерного топлива на основе диоксида урана, но с более высокой плотностью и с большим содержанием делящегося элемента, чем в чистом диоксиде урана. Такая задача не может быть выполнена добавлением к оксиду урана легирующих добавок, которые использовались в прототипе.

Поставленная задача решается в способе, сущность которого заключается в добавлении к диоксиду урана некоторого количества металлического урана, вводимого в топливную композицию в виде гидрида урана.

Способ предусматривает осуществление следующих процессов в указанной последовательности:

1. Измельченный (~ до 50-30 мкм) диоксид урана смешивается с гидридом урана, имеющим размеры частиц не более 80 нм, количество гидрида в пересчете на металлический уран не превышает 50% (варьируется от 5 до 50%).

2. Смесь гомогенизируется путем совместного перетирания и перемешивания.

3. Гомогенизированная смесь медленно (со скоростью 1 градус в минуту) нагревался, до 300-330°С в вакууме (10 -4 -10 -5 мм рт.ст.).

4. Из высушенного материала, в котором гидрид урана почти полностью разложился с образованием элементарного урана, прессуются таблетки с применением органического связующего (ПВС).

5. Таблетки прокаливаются при температуре 1500-1550°С в условиях динамического вакуума (с вакуумом не ниже 10 -4 мм рт.ст.).

После остывания в печи и извлечения таблеток они остаются устойчивыми на воздухe с сохранением четырехвалентного состояния урана в оксидной композиции. В результате всех описанных действий получается таблетка, состоящая из диоксида урана и металлического урана в количестве до 50 мас.%. Частицы металлического урана равномерно распределены в объеме оксидной матрицы с образованием сплошных структурных сеток, что способствует увеличению прочности таких таблеток. Значение плотности таблеток варьировалось в пределах 11,6-11,9 г/см 3 . Введение металла в оксид урана по предложенному способу способствовало увеличению плотности оксидной таблетки.

Следующие примеры иллюстрируют применение предлагаемого способа.

Пример 1, иллюстрирующий, что введение урана в диоксид урана в виде металлической урановой пудры не дает желаемого результата.

К мелкодисперсному оксиду урана добавили 10% урановой пудры. После гомогенизации шихты смесь нагревалась в вакууме (или водороде) до 350°С, прессовалась в таблетки, которые прогревались снова, повторно измельчались и спрессовывались. Эти таблетки спекались при 1650°С. По результатам зондового микроанализа в таблетках наблюдалась значительная пористость, частицы урана, неравномерно распределенные на границах фаз из оксида урана, местами образовывали конгломераты. Даже неоднократное перетирание прогретых несколько раз порошков не приводило к равномерному распределению частиц металлического урана в оксидной матрице.

Пример 2

Мелкодисперсный диоксид урана смешивали с наноразмерным гидридом урана в пропорции 1:1 (в пересчете на металл). Смесь перетирали, высушивали с откачкой до 10 -5 мм рт.ст. при 330°С, в вакууме остужали до комнатной температуры, потом прессовали в таблетки. Таблетки спекали при 1500°С с откачкой до 10 -4 -10 -5 мм рт.ст. и выдержкой при этой температуре в течение 1 часа. Зондовый микроанализ такой таблетки показал, что в спеченном материале микрочастички урана равномерно встроены в фазовые области из оксида урана, но на границах структурных блоков отмечено образование небольшого количества конгломератов. Измеренная плотность такого образца составила 11,6 г/см 3 .

Пример 3

Мелкозернистый диоксид урана смешивался с наноразмерным гидридом урана в соотношении 18% урана +82% диоксида урана. Далее синтез осуществлялся по описанному в примере 2 способу. Измеренная плотность прокаленных таблеток составила 11,9 г/см 3 , теплопроводность ~ 12 Вт/м·К (при 300 К). Зондовым микроанализом было подтверждено равномерное распределение микрочастичек урана по всей фазовой области оксида урана.

Примеры 2 и 3 свидетельствуют о том, что в предложенном методе введение металлического урана в диоксид урана в виде гидрида имеет количественные ограничения: превышение 50%-ного количества урана в оксиде приводит к разуплотнению структуры, т.е. к понижению плотности и прочности.

Формула изобретения

Способ получения таблеток ядерного топлива на основе диоксида урана и металлсодержащей добавки, включающий получение топливной композиции путем измельчения и смешивания компонентов шихты, прессования из нее таблеток и последующего высокотемпературного спекания таблеток, отличающийся тем, что в измельченный диоксид урана вводят нанодисперсный порошок гидрида урана в количестве, не превышающем 50%, полученную смесь прогревают в вакууме при 300-330°С, после чего отпрессованные из полученной смеси таблетки спекают в вакууме при 1500-1550°С.