RU2202130C2 - Способ изготовления таблеток ядерного топлива - Google Patents
Способ изготовления таблеток ядерного топлива Download PDFInfo
- Publication number
- RU2202130C2 RU2202130C2 RU2001113314/06A RU2001113314A RU2202130C2 RU 2202130 C2 RU2202130 C2 RU 2202130C2 RU 2001113314/06 A RU2001113314/06 A RU 2001113314/06A RU 2001113314 A RU2001113314 A RU 2001113314A RU 2202130 C2 RU2202130 C2 RU 2202130C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- content
- tank
- mixture
- powder
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- 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
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
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 ядерного топлива. Способ включает смешение до требуемой степени однородности и заданного содержания урана-235 порошков с различным содержанием урана-235, которые соответственно хранятся в различных емкостях, и прессование таблеток ядерного топлива. Предварительно рассчитывают содержание урана-235 в смеси из выражения
где Ri - содержание урана-235 в емкости i;
mi - масса порошка, выбранная на смешение из емкости i;
М - масса смеси, кг;
n - общее количество емкостей в первой и второй группах.
где Ri - содержание урана-235 в емкости i;
mi - масса порошка, выбранная на смешение из емкости i;
М - масса смеси, кг;
n - общее количество емкостей в первой и второй группах.
Затем для получения заданного содержания урана-235 определяют величину компенсации ΔR, обусловленную поглощением тепловых нейтронов ураном-234 и ураном-236. После чего определяют массу порошка Δm, которую необходимо добавить в смесь из емкости с максимальным содержанием урана-235 для получения точного значения заданного содержания урана-235. В результате упрощается регулирование заданного содержания урана-235, снижается отклонение массы полученной смеси от заданного значения, также расширяется диапазон характеристик используемых сырьевых порошков и обеспечивается компенсация негативного влияния изотопов урана-234 и урана-236. 4 з.п. ф-лы, 9 табл.
Description
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 ядерного топлива, особенно для реакторов типа CANDY (канадский дейтерий-урановый реактор с тяжелой водой под давлением).
Уровень техники
Процесс изготовления таблеток ядерного топлива заключается в формовании порошков оксидов урана в сырые таблетки, которые затем спекаются до необходимой плотности.
Процесс изготовления таблеток ядерного топлива заключается в формовании порошков оксидов урана в сырые таблетки, которые затем спекаются до необходимой плотности.
К спеченным таблеткам предъявляются довольно жесткие требования по плотности, геометрическим размерам, микроструктуре, термической стабильности и другим параметрам.
Для обеспечения этих требований порошки, подаваемые на прессование, должны обладать определенными характеристиками по фракционному составу, текучести, насыпной плотности и другими свойствами.
Как правило, исходные порошки диоксидов урана, изготовленные по различным технологическим схемам, необходимыми свойствами не обладают. Поэтому исходные порошки диоксидов урана подвергают предварительному интенсивному измельчению, обычно истирающим воздействием, например, в шаровых мельницах для обеспечения однородности свойств по объему. Затем полученный продукт либо гранулируют в распылительных сушилках, либо уплотняют путем прокатки валками или прессованием шашки с последующей грануляцией на ситах. После чего осуществляют прессование таблеток, в частности, без использования жидких добавок - пластификаторов, т.е. реализуют так называемый "сухой" метод изготовления таблеток ядерного топлива. При этом необходимо обеспечить заданную концентрацию (обогащение) урана-235.
Известен способ изготовления ядерного топлива в виде смеси изотопов урана (Синев Н.М. Экономика ядерной энергетики. Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. Экономика АЭС, М.: Энергоатомиздат, 1987, с. 139). Способ заключается в том, что в качестве исходного сырья используют смесь изотопов урана, которую фторируют до получения гексафторида урана. Далее гексафторид урана подвергают возгонке в виде газовой фазы, которую разбавляют газовой фазой гексафторида естественной смеси изотопов урана с целью уменьшить содержание урана-236. Известный способ энергоемок и не позволяет регулировать концентрацию вредных изотопов - уран-232, уран-234 и уран-236, поскольку в процессе обогащения методом газовой диффузии повышается их концентрация. Повышение концентрации вредного изотопа уран-232 приводит к затруднениям при дальнейшем изготовлении ядерного топлива (порошка, таблеток, тепловыделяющих элементов) из-за мощного и вредного излучения продуктов его распада и загрязнения рабочих помещений.
Известен способ изготовления ядерного топлива, заключающийся в механическом смешении порошков двуокиси урана и двуокиси плутония, с последующим прессованием смеси для изготовления таблеток, которые затем измельчают до крошки, в которую добавляют порошок двуокиси урана (Ле Бастар Ж. Рециклирование и приготовление смешанного оксидного топлива: достижения Франции и Бельгии. "Атомная техника за рубежом", 11, 1995). После смешивания крошки и двуокиси урана из них прессуют и обжигают керамические таблетки ядерного топлива. Данный способ не позволяет обеспечить требуемую гомогенность, что негативно сказывается на надежности таблеток ядерного топлива.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к описываемому способу является способ изготовления таблеток ядерного топлива, включающий смешение до требуемой степени однородности и заданного содержания R3 урана-235 порошков с различным содержанием урана-235, которые соответственно хранятся в различных емкостях, и прессование таблеток ядерного топлива (RU 2110856, G 21 С 19/42, 10.05.1998). Способ заключается в смешивании трех компонентов порошков закиси-окиси урана. В процессе смешивания производят контролирование и регулирование до заданных концентраций изотопов урана. Это обеспечивается тем, что содержание вредных изотопов урана во втором компоненте существенно ниже, чем в первом компоненте. Известный способ основан на экспериментальном подборе массы каждого компонента для получения порошка с заданными параметрами. В результате общая масса смеси порошков, направляемых на гомогенизацию, может отличаться от заданной величины, что ухудшает процесс перемешивания, поскольку смесители проектируют на определенную оптимальную массу порошка, при которой достигается максимальная эффективность гомогенизации.
Кроме того, известный способ предполагает существенное снижение содержания урана-234 и урана-236, которые поглощают тепловые нейтроны.
Сущность изобретения
Задачей настоящего изобретения является разработка и создание способа изготовления таблеток ядерного топлива, обладающего улучшенными параметрами.
Задачей настоящего изобретения является разработка и создание способа изготовления таблеток ядерного топлива, обладающего улучшенными параметрами.
В результате решения данной задачи возможно получение новых технических результатов, заключающихся в том, что упрощается регулирование заданного содержания урана-235, снижается отклонение массы полученной смеси от заданного значения, также расширяется диапазон характеристик используемых сырьевых порошков и обеспечивается компенсация негативного влияния изотопов урана-234 и урана-236.
Данные технические результаты достигаются тем, что в способе изготовления таблеток ядерного топлива, включающем смешение до требуемой степени однородности и заданного содержания R3 урана-235 порошков с различным содержанием урана-235, которые соответственно хранятся в различных емкостях, и прессование таблеток ядерного топлива, выбирают в первую группу емкости с порошками, в которых содержание R% урана-235 составляет 0,1%<R≤R0, где R0= 0,71±0,1% - требуемое содержание урана-235 в готовом порошке, во вторую группу выбирают емкости c порошками, в которых содержание урана-235 составляет R0<R≤1,5%, рассчитывают содержание RСМ урана-235 в смеси из выражения
где Ri - содержание урана-235 в емкости i, %;
mi - масса порошка, выбранная на смешение из емкости i;
n - общее количество емкостей в первой и второй группах;
М - масса смеси, кг,
затем для получения заданного содержания R3 урана-235 определяют величину компенсации ΔR, обусловленную поглощением тепловых нейтронов ураном-234 и ураном-236 по формуле
где k4=(0,2-0,3) - коэффициент компенсации по урану-234;
k6=(0,03-0,04) - коэффициент компенсации по урану-236;
C4,i - содержание урана-234 в порошке емкости i;
C6,i - содержание урана-236 в порошке емкости i,
затем при выполнении условия
RСМ≥R3=(R0+ΔR), (3)
по формуле
где Δmmax - выбранная масса порошка на смешение из емкости с максимальным содержанием урана-235, кг;
C4,max - содержание урана-234 в емкости с максимальным содержанием урана-235, %;
C6,max - содержание урана-236 в емкости с максимальным содержанием урана-235, %;
Rmax - содержание урана-235 в емкости с максимальным содержанием урана-235, %,
определяют массу Δm порошка, которую необходимо добавить в смесь из емкости с максимальным содержанием урана-235 для получения точного значения заданного содержания урана-235, причем при невыполнении условия (3) увеличивают среднее значение содержания урана-235 в емкостях первой и/или второй группы, а при значении Δm<0 уменьшают среднее значение содержания урана-235 в емкостях первой и/или второй группы, затем осуществляют, по крайней мере, один дополнительный расчет по выражениям (1), (2) и (4) и при выполнении условия (3) и значении Δm>0 направляют порошки на смешение.
где Ri - содержание урана-235 в емкости i, %;
mi - масса порошка, выбранная на смешение из емкости i;
n - общее количество емкостей в первой и второй группах;
М - масса смеси, кг,
затем для получения заданного содержания R3 урана-235 определяют величину компенсации ΔR, обусловленную поглощением тепловых нейтронов ураном-234 и ураном-236 по формуле
где k4=(0,2-0,3) - коэффициент компенсации по урану-234;
k6=(0,03-0,04) - коэффициент компенсации по урану-236;
C4,i - содержание урана-234 в порошке емкости i;
C6,i - содержание урана-236 в порошке емкости i,
затем при выполнении условия
RСМ≥R3=(R0+ΔR), (3)
по формуле
где Δmmax - выбранная масса порошка на смешение из емкости с максимальным содержанием урана-235, кг;
C4,max - содержание урана-234 в емкости с максимальным содержанием урана-235, %;
C6,max - содержание урана-236 в емкости с максимальным содержанием урана-235, %;
Rmax - содержание урана-235 в емкости с максимальным содержанием урана-235, %,
определяют массу Δm порошка, которую необходимо добавить в смесь из емкости с максимальным содержанием урана-235 для получения точного значения заданного содержания урана-235, причем при невыполнении условия (3) увеличивают среднее значение содержания урана-235 в емкостях первой и/или второй группы, а при значении Δm<0 уменьшают среднее значение содержания урана-235 в емкостях первой и/или второй группы, затем осуществляют, по крайней мере, один дополнительный расчет по выражениям (1), (2) и (4) и при выполнении условия (3) и значении Δm>0 направляют порошки на смешение.
Отличительная особенность настоящего изобретения состоит в следующем. Из имеющихся емкостей выбирают в первую группу емкости с порошками, в которых содержание R% урана-235 составляет 0,1%<R≤R0, где R0=0,71±0,1% - требуемое содержание урана-235 в готовом порошке, во вторую группу выбирают емкости с порошками, в которых содержание урана-235 составляет R0<R≤1,5% и рассчитывают содержание RСМ урана-235 в смеси из выражения (1).
При этом обеспечивается возможность задания оптимальной массы смеси от 2500 кг до 3000 кг. Полученное значение содержания урана-235 в смеси корректируют для получения заданного содержания урана-235. Для чего определяют величину компенсации, обусловленную поглощением тепловых нейтронов ураном-234 и ураном-236 по формуле (2). Затем при выполнении условия (3) по формуле (4) определяют массу Δm порошка, которую необходимо добавить в смесь из емкости с максимальным содержанием урана-235 для получения точного значения заданного содержания урана-235. Причем если при невыполнении условия (3) увеличивают среднее значение содержания урана-235 в емкостях первой и/или второй группы, а при значении Δm<0 уменьшают среднее значение урана-235 в емкостях первой и/или второй группы. После чего осуществляют, по крайней мере, один дополнительный расчет по выражениям (1), (2) и (4) и при выполнении условия (3) и значении Δm>0 направляют порошки на смешение.
Таким образом, описываемый способ позволяет изначально выбирать массы порошков из емкостей с различным содержанием урана-235, а также учитывать негативное влияние урана-234 и урана-236, поглощающих тепловые нейтроны во период эксплуатации ядерного реактора.
Кроме того, увеличивают среднее значение содержания урана-235 в емкостях первой и/или второй группы путем замены, по крайней мере, одной емкости с наименьшим содержанием урана-235 на, по крайней мере, одну емкость с более высоким содержанием урана-235 и/или за счет исключения, по крайней мере, одной емкости с наименьшим содержанием урана-235 из первой и/или второй группы емкостей, а уменьшают среднее значение урана-235 в емкостях первой и/или второй группы путем замены, по крайней мере, одной емкости с наибольшим содержанием урана-235 на, по крайней мере, одну емкость с более низким содержанием урана-235 и/или за счет исключения, по крайней мере, одной емкости с наибольшим содержанием урана-235 из первой и/или второй группы емкостей.
Целесообразно производить смешение порошков с различным содержанием урана-235 производят в орбитально-шнековом смесителе.
Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения
Настоящее изобретение проиллюстрировано ниже приведенными примерами, показывающими реальную возможность осуществления описываемого способа.
Настоящее изобретение проиллюстрировано ниже приведенными примерами, показывающими реальную возможность осуществления описываемого способа.
Пример 1.
Необходимо получить 2500-3000 кг порошка с компенсацией по урану-234 и урану-236 из порошков UO2 с R0=0,71±0,01% с k4=0,227 и k6=0,0355. Имеющиеся емкости с порошками разделены на две группы с содержанием урана-235: I-0,1%<R≤0,71% и II-0,71%<R≤1,5%. Из каждой группы берем по 6 емкостей с характеристиками (см. табл.1).
По выражениям (1) и (2) производим соответствующие предварительные расчеты (см. табл. 1). Так как RСМ=0,760895>R=0,734899 - рассчитываем из выражения (4) количество порошка из 12-й емкости с максимальным содержанием урана-235:
Таким образом, в орбитально-шнековый смеситель загружаем порошок из емкостей 1-12 и часть Δm=126,1 кг - из емкости 12 (всего - 2848,1 кг). Получаем при окончательном расчете - заданное (с учетом введения компенсации поглощения тепловых нейтронов ураном-234 и ураном-236) содержание урана-235 R3≈0,735%.
Таким образом, в орбитально-шнековый смеситель загружаем порошок из емкостей 1-12 и часть Δm=126,1 кг - из емкости 12 (всего - 2848,1 кг). Получаем при окончательном расчете - заданное (с учетом введения компенсации поглощения тепловых нейтронов ураном-234 и ураном-236) содержание урана-235 R3≈0,735%.
Полученный порошок оксидов урана использован для изготовления топливных таблеток реактора CANDU по штатной технологической схеме (Ю.В. Смирнов и др. Атомная промышленность зарубежных стран, М.: Атомиздат, 1980, с. 206, 207), включающей предварительное уплотнение порошка при давлении 0,5-1 т/см2, грануляцию с калибровкой через сито с размером ячейки 400 мкм, прессование при давлении 1,5-2,2 т/см2, спекание при t=1750oC в водородной среде в течение 2 часов, бесцентровое шлифование и контроль качества.
Пример 2.
Необходимо получить 2500-3000 кг порошка с компенсацией по урану-234 и урану-236 из порошков UO2 с R0=0,71±0,01% с k4=0,227 и k6=0,0355. Имеющиеся емкости с порошками разделены на две группы с содержанием урана-235: I-0,1%<R≤0,71% и II-0,71%<R≤1,5%. Из каждой группы берем по 6 емкостей с характеристиками (см. табл.2).
По выражениям (1) и (2) производим соответствующие предварительные расчеты (см. табл.2). Так как RСМ=0,718634<R3=0,733633 - заменяем емкость 1 (см. табл.3).
Так как RСМ= 0,763410>R=0,734535 - рассчитываем из выражения (4) количество порошка из 12-й емкости с максимальным содержанием урана-235:
Таким образом, в орбитально-шнековый смеситель загружаем порошок из емкостей 1-11 и часть Δm=126,1 кг - из емкости 12 (всего - 2833,4 кг). Получаем при окончательном расчете заданное (с учетом введения компенсации поглощения тепловых нейтронов ураном-234 и ураном-236) содержание урана-235 R3≈0,734%.
Таким образом, в орбитально-шнековый смеситель загружаем порошок из емкостей 1-11 и часть Δm=126,1 кг - из емкости 12 (всего - 2833,4 кг). Получаем при окончательном расчете заданное (с учетом введения компенсации поглощения тепловых нейтронов ураном-234 и ураном-236) содержание урана-235 R3≈0,734%.
Из полученного порошка по технологии, приведенной в примере 1, изготавливают таблетки ядерного топлива.
Пример 3.
Необходимо получить 2500-3000 кг порошка с компенсацией по урану-234 и урану-236 из порошков UО2 с R0=0,71±0,01% с k4=0,227 и k6=0,0355. Имеющиеся емкости с порошками разделены на две группы с содержанием урана-235: I-0,1%<R≤0,71% и II-0,71%<R≤1,5%. Из каждой группы берем по 6 емкостей с характеристиками (см. табл.4).
По выражениям (1) и (2) производим соответствующие предварительные расчеты (см. табл.4). Так как RСМ=0,718634<R3=0,733633 - исключаем емкость 1 (см. табл.5).
Так как RСМ= 0,769133>R=0,734980 - рассчитываем из выражения (4) количество порошка из 11-й емкости с максимальным содержанием урана-235:
Таким образом, в орбитально-шнековый смеситель загружаем порошок из емкостей 1-10 и часть Δm=100,8 кг - из емкости 11 (всего - 2833,4 кг). Получаем при окончательном расчете - заданное (с учетом введения компенсации поглощения тепловых нейтронов ураном-234 и ураном-236) содержание урана-235 R3≈0,735%.
Таким образом, в орбитально-шнековый смеситель загружаем порошок из емкостей 1-10 и часть Δm=100,8 кг - из емкости 11 (всего - 2833,4 кг). Получаем при окончательном расчете - заданное (с учетом введения компенсации поглощения тепловых нейтронов ураном-234 и ураном-236) содержание урана-235 R3≈0,735%.
Из полученного порошка по технологии, приведенной в примере 1, изготавливают таблетки ядерного топлива.
Пример 4.
Необходимо получить 2500-3000 кг порошка с компенсацией по урану-234 и урану-236 из порошков UO2 c R0=0,71±0,01% с k4=0,227 и k6=0,0355. Имеющиеся емкости с порошками разделены на две группы с содержанием урана-235: I-0,1%<R≤0,71% и II-0,71%<R≤1,5%. Из каждой группы берем по 6 емкостей с характеристиками (см. табл.6).
По выражениям (1) и (2) производим соответствующие предварительные расчеты (см. табл. 6). Так как RСМ=0,815068>R3=0,734934 - рассчитываем из выражения (4) количество порошка из 12 емкости с максимальным содержанием урана-235:
Так как Δm<0, заменяем емкость 12 (см.табл.7).
Так как Δm<0, заменяем емкость 12 (см.табл.7).
Так как RСМ= 0,756723>R=0,734899 - рассчитываем из выражения (4) количество порошка из 12-й емкости с максимальным содержанием урана-235:
Таким образом, в орбитально-шнековый смеситель загружаем порошок из емкостей 1-11 и часть Δm=146,0 кг - из емкости 12 (всего - 2868,0 кг). Получаем при окончательном расчете - заданное (с учетом введения компенсации поглощения тепловых нейтронов ураном-234 и ураном-236) содержание урана-235 R3≈0,735%.
Таким образом, в орбитально-шнековый смеситель загружаем порошок из емкостей 1-11 и часть Δm=146,0 кг - из емкости 12 (всего - 2868,0 кг). Получаем при окончательном расчете - заданное (с учетом введения компенсации поглощения тепловых нейтронов ураном-234 и ураном-236) содержание урана-235 R3≈0,735%.
Из полученного порошка по технологии, приведенной в примере 1, изготавливают таблетки ядерного топлива.
Пример 5.
Необходимо получить 2500-3000 кг порошка с компенсацией по урану-234 и урану-236 из порошков UО2 с R0=0,71±0,01% с k4=0,227 и k6=0,0355. Имеющиеся емкости с порошками разделены на две группы с содержанием урана-235: I-0,1%<R≤0,71% и II-0,71%<R≤1,5%. Из каждой группы берем по 6 емкостей с характеристиками (см. табл.8).
По выражениям (1) и (2) производим соответствующие предварительные расчеты (см. табл. 8). Так как Rcм=0,815068>R3=0,734934 - рассчитываем из выражения (4) количество порошка из 12 емкости с максимальным содержанием урана-235:
Так как Δm<0, удаляем емкость 12 (см. табл.9).
Так как Δm<0, удаляем емкость 12 (см. табл.9).
Так как RСМ= 0,759155>R=0,735034 - рассчитываем из выражения (4) количество порошка из 11-й емкости с максимальным содержанием урана-235:
Таким образом, в орбитально-шнековый смеситель загружаем порошок из емкостей 1-10 и часть Δm=144,6 кг - из емкости 11 (всего - 2618,6 кг). Получаем при окончательном расчете заданное (с учетом введения компенсации поглощения тепловых нейтронов ураном-234 и ураном-236) содержание урана-235 R3≈0,735%.
Таким образом, в орбитально-шнековый смеситель загружаем порошок из емкостей 1-10 и часть Δm=144,6 кг - из емкости 11 (всего - 2618,6 кг). Получаем при окончательном расчете заданное (с учетом введения компенсации поглощения тепловых нейтронов ураном-234 и ураном-236) содержание урана-235 R3≈0,735%.
Из полученного порошка по технологии, приведенной в примере 1, изготавливают таблетки ядерного топлива.
Claims (5)
1. Способ изготовления таблеток ядерного топлива, включающий смешение до требуемой степени однородности и заданного содержания R3 урана-235 порошков с различным содержанием урана-235, которые соответственно хранятся в различных емкостях, и прессование таблеток ядерного топлива, отличающийся тем, что выбирают в первую группу емкости с порошками, в которых содержание R% урана-235 составляет 0,1%<R≤R0, где R0=0,71±0,1% - требуемое содержание урана-235 в готовом порошке, во вторую группу выбирают емкости с порошками, в которых содержание урана-235 составляет R0<R≤1,5%, рассчитывают содержание Rсм урана-235 в смеси из выражения
где Ri - содержание урана-235 в емкости i, %;
mi - масса порошка, выбранная на смешение из емкости i;
n - общее количество емкостей в первой и второй группах;
М - масса смеси, кг,
затем для получения заданного содержания R3 урана-235 определяют величину компенсации ΔR, обусловленную поглощением тепловых нейтронов ураном-234 и ураном-236 по формуле
где k4=(0,2÷0,3) - коэффициент компенсации по урану-234;
k6=(0,03÷0,04) - коэффициент компенсации по урану-236;
С4,i - содержание урана-234 в порошке емкости i;
С6,i - содержание урана-236 в порошке емкости i;
затем при выполнении условия:
Rсм≥R3=(R0+ΔR), (3)
по формуле:
где mmax - масса порошка, выбранная на смешение из емкости с максимальным содержанием урана-235, кг;
С4,max - содержание урана-234 в емкости с максимальным содержанием урана-235, %;
С6,max - содержание урана-236 в емкости с максимальным содержанием урана-235, %;
Rmax - содержание урана-235 в емкости с максимальным содержанием урана-235, %,
определяют массу Δm порошка, которую необходимо добавить в смесь из емкости с максимальным содержанием урана-235 для получения точного значения заданного содержания урана-235, причем при невыполнении условия (3) увеличивают среднее значение содержания урана-235 в емкостях первой и/или второй группы, а при значении Δm<0 уменьшают среднее значение содержания урана-235 в емкостях первой и/или второй группы, затем осуществляют, по крайней мере, один дополнительный расчет по выражениям (1), (2) и (4) и при выполнении условия (3) и значении Δm>0 направляют порошки на смешение.
где Ri - содержание урана-235 в емкости i, %;
mi - масса порошка, выбранная на смешение из емкости i;
n - общее количество емкостей в первой и второй группах;
М - масса смеси, кг,
затем для получения заданного содержания R3 урана-235 определяют величину компенсации ΔR, обусловленную поглощением тепловых нейтронов ураном-234 и ураном-236 по формуле
где k4=(0,2÷0,3) - коэффициент компенсации по урану-234;
k6=(0,03÷0,04) - коэффициент компенсации по урану-236;
С4,i - содержание урана-234 в порошке емкости i;
С6,i - содержание урана-236 в порошке емкости i;
затем при выполнении условия:
Rсм≥R3=(R0+ΔR), (3)
по формуле:
где mmax - масса порошка, выбранная на смешение из емкости с максимальным содержанием урана-235, кг;
С4,max - содержание урана-234 в емкости с максимальным содержанием урана-235, %;
С6,max - содержание урана-236 в емкости с максимальным содержанием урана-235, %;
Rmax - содержание урана-235 в емкости с максимальным содержанием урана-235, %,
определяют массу Δm порошка, которую необходимо добавить в смесь из емкости с максимальным содержанием урана-235 для получения точного значения заданного содержания урана-235, причем при невыполнении условия (3) увеличивают среднее значение содержания урана-235 в емкостях первой и/или второй группы, а при значении Δm<0 уменьшают среднее значение содержания урана-235 в емкостях первой и/или второй группы, затем осуществляют, по крайней мере, один дополнительный расчет по выражениям (1), (2) и (4) и при выполнении условия (3) и значении Δm>0 направляют порошки на смешение.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что увеличивают среднее значение содержания урана-235 в емкостях первой и/или второй группы путем замены, по крайней мере, одной емкости с наименьшим содержанием урана-235 на, по крайней мере, одну емкость с более высоким содержанием урана-235 и/или за счет исключения, по крайней мере, одной емкости с наименьшим содержанием урана-235 из первой и/или второй группы емкостей.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что уменьшают среднее значение содержания урана-235 в емкостях первой и/или второй группы путем замены, по крайней мере, одной емкости с наибольшим содержанием урана-235 на, по крайней мере, одну емкость с более низким содержанием урана-235 и/или за счет исключения, по крайней мере, одной емкости с наибольшим содержанием урана-235 из первой и/или второй группы емкостей.
4. Способ по п.1 или 2, или 3, отличающийся тем, что смешение порошков с различным содержанием урана-235 производят в орбитально-шнековом смесителе.
5. Способ по п.1 или 2, или 3 или 4, отличающийся тем, что массу смеси выбирают от 2500 до 3000 кг.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001113314/06A RU2202130C2 (ru) | 2001-05-21 | 2001-05-21 | Способ изготовления таблеток ядерного топлива |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001113314/06A RU2202130C2 (ru) | 2001-05-21 | 2001-05-21 | Способ изготовления таблеток ядерного топлива |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2001113314A RU2001113314A (ru) | 2003-02-20 |
| RU2202130C2 true RU2202130C2 (ru) | 2003-04-10 |
Family
ID=20249664
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2001113314/06A RU2202130C2 (ru) | 2001-05-21 | 2001-05-21 | Способ изготовления таблеток ядерного топлива |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2202130C2 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2453937C1 (ru) * | 2011-03-10 | 2012-06-20 | Открытое акционерное общество "Свердловский научно-исследовательский институт химического машиностроения" (ОАО "СвердНИИхиммаш") | Барабанная мельница для переработки облученного или бракованного ядерного топлива |
-
2001
- 2001-05-21 RU RU2001113314/06A patent/RU2202130C2/ru active
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2453937C1 (ru) * | 2011-03-10 | 2012-06-20 | Открытое акционерное общество "Свердловский научно-исследовательский институт химического машиностроения" (ОАО "СвердНИИхиммаш") | Барабанная мельница для переработки облученного или бракованного ядерного топлива |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN102483960B (zh) | 用于制备包含至少一种次锕系元素的多孔核燃料的方法 | |
| CN102007547B (zh) | 核燃料球芯块的制造方法、燃料组件及其制造方法和铀粉末 | |
| RU2352004C2 (ru) | СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ТАБЛЕТОК ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА ОСНОВЕ СМЕШАННОГО ОКСИДА (U, Pu)O2 ИЛИ (U, Th)O2 | |
| KR100717924B1 (ko) | 혼합산화물 핵연료 분말 및 혼합산화물 핵연료 소결체의제조 방법 | |
| CN111032205B (zh) | 制备含氧化铀、任选氧化钚和任选氧化镅和/或其它次锕系元素氧化物的粉末的方法 | |
| RU2202130C2 (ru) | Способ изготовления таблеток ядерного топлива | |
| RU2362223C1 (ru) | Ядерное уран-гадолиниевое топливо высокого выгорания на основе диоксида урана и способ его получения (варианты) | |
| US6764618B1 (en) | Method for making mixed oxide (U,Pu)O2 nuclear fuel pellets from non-castable UO2 powder | |
| US4749529A (en) | Method of manufacturing sintered nuclear fuel bodies | |
| CN1934656A (zh) | 生产陶瓷核燃料芯块的方法及实施所述方法所使用的装置和容器 | |
| US7309473B2 (en) | Method for sulphurizing a UO2 powder and method for making nuclear fuel pellets based on UO2 or mixed oxide (U,Pu)O2 oxide with added sulphur | |
| US6783706B1 (en) | Method for dry process recycling of mixed (U,Pu)O2 oxide nuclear fuel waste | |
| RU2200987C2 (ru) | Способ подготовки порошков изотопов урана для гомогенизации | |
| Lahr | Fabrication, properties, and irradiation behavior of U/Pu particle fuel for light water reactors | |
| WO2019050701A1 (en) | COMPOSITE FUEL WITH INCREASED OXIDATION RESISTANCE | |
| DE69512147T2 (de) | Verfahren zur Herstellung einer Oxydgemischbrennstoffpille | |
| Gündüz et al. | Effects of Different Parameters on the Densities of Uranium Dioxide and Uranium Dioxide–Gadolinium Oxide Fuels Produced by the Sol-Gel Technique | |
| KR100969644B1 (ko) | 고연소도 사용후핵연료를 이용한 핵연료 소결체 제조방법 | |
| ES2324861T3 (es) | Procedimiento para producir pastillas de combustible nuclear del tipo mox. | |
| KR20000068512A (ko) | 연소도가 높은 원자로 연료체 및 제조 방법 | |
| KR100290631B1 (ko) | 핵연료 제조방법 | |
| RU2172030C2 (ru) | Способ изготовления таблеток ядерного топлива на основе смешанного оксида (u, pu)o2 с добавкой сероорганического продукта | |
| RU2225047C2 (ru) | Способ сухой переработки скрапа ядерного топлива из смешанного оксида (u, pu) o2 | |
| RU2236053C2 (ru) | Способ изотопного восстановления регенерированного урана | |
| KR100569589B1 (ko) | 핵연료 소결체의 제조방법 |