Урановые таблетки — за несколько минут. Урановая таблеткаКак пощупать руками двадцатый век— А сейчас таблетки на лодочке отправляются на обжиг, — поясняет нам заместитель начальника цеха Новосибирского завода химических концентратов. Он в белом халате, бахилах-чунях и маске-респираторе модели «Лепесток». Мы тоже в халатах, масках и чунях. «Лодочка» — это помятый ящик из металла, а «таблетки» — кусочки обогащенного урана, предназначенного для атомного реактора. Как я оказался на этом заводе, не совсем понятно. Почему-то информационный центр Росатома пригласил меня выступить перед педагогами и школьниками. Связь между этими элементами «я — атом — педагоги» осталась для меня неясной, но формулировка «Вы же ведущий научный журналист…» тронула мое тщеславное сердце. В довесок к этой встрече предписывалось посещение некоего завода химических концентратов. Я сначала не понял, о чем речь. В моем гуманитарном сознании «концентрат» упорно ассоциируется с кубиками куриного бульона. «Там делают топливо для атомных реакторов», — пояснила мне приглашающая сторона. Я вдохновился. Уран не может не вдохновлять. В фильме Ларса фон Триера «Догвилль» на заставке появляется здоровенная буква U. Вроде бы она, как и в таблице Менделеева, символизирует уран. В фильме про этот элемент ни слова, там лишь мафиози, провинциальные невротики и несчастная девушка, которая на протяжении полутора часов лишается своей веры в человеческую доброту. Наверное, режиссер имел в виду, что это про двадцатый век — век урана. У Ларса фон Триера вообще мудреные ассоциации, но ведь действительно, если убрать атомную бомбу и атомный реактор, от двадцатого века мало что останется. Уран будоражит сознание соотношением масштабов. В бомбе «Малыш», сброшенной на Хиросиму, заряд составлял лишь 64 килограмма (это меньше, чем я вешу). Результат — мощность взрыва примерно 15 000 000 килограммов тротила и больше 100 000 погибших людей. Мирный атом тоже впечатляет. Одна «таблетка» уранового топлива весом 4 грамма эквивалентна 441 килограмму каменного угля. В этом есть что-то мистическое. Отправляясь на завод химконцентратов, я надеялся обнаружить там нечто такое, что выбивается из обыденных представлений о материи. Не знаю, что именно, но что-то запредельное. Первое, что мы увидели, — серьезная охрана: рамка металлоискателя, шлюз радиационного контроля и суровые охранники (почему-то в их арсенал входит пистолет и автоматный рожок, но не сам автомат). — Иваныч, да ты звенишь! — бросает охранник проходящему через рамку сотруднику с портфелем. — Отстань, Петрович! Я всегда звеню, характер у меня такой, — парирует сотрудник. Первое место, куда нас повели, оказалось выставкой фотографий сотрудников на тему «Мои любимые животные». Со стены на нас смотрели котики, собачки и какая-то пестрая лягушка. Зверьки были, конечно, симпатичными. Но при чем здесь урановая мистика?! Этот завод начинал с того, что изготавливал начинку для атомных и термоядерных бомб. Потом переключился на топливо для атомных электростанций. В советские времена в довесок к урановым «таблеткам» здесь почему-то изготавливали маслобойки, чистящие средства и клюшки для хоккея. Это меня снова поражает. Сакральный уран — и рядом обыденная маслобойка. Наконец мы попадаем в цех. И снова ничего особенного. Какие-то конвейеры, вытяжки, немногословные рабочие и аквариум у стены, откуда на нас глядит упитанная цихлида. Нам дотошно показывают весь цикл производства ядерных топливных элементов. Интересно. Но больше всего поражает все-таки эта коробка, именуемая «лодочкой». В ней больше пяти тысяч урановых «таблеток». На таблетки они совсем не похожи — то ли бусины, то ли кофейные зерна средней обжарки. Но главное — они совсем рядом. Можно незаметно запустить туда руку и положить в карман эквивалент десятка цистерн нефти. У меня в голове даже проскользнула мысль о такой диверсии, но, вспомнив охранника с автоматным рожком, я как-то передумал. (Как выяснилось, не зря, на выходе задержали мою коллегу, у которой в кармане обнаружили незарегистрированную флешку.) После нескольких процедур «лодочка» с «таблетками» доходит до двух симпатичных девушек, которые вручную с помощью пинцета ищут среди «таблеток» брак. Нам рассказывают, что скоро в цехе появится дико инновационное устройство, которое будет определять бракованные изделия без помощи симпатичных девушек. Но все-таки процесс модернизации меня не так вдохновляет, как обыденность чуда и ужаса. Когда я писал эту колонку, моя коллега из отдела культуры напомнила мне про книгу Ханны Арендт о суде над нацистским преступником Адольфом Эйхманом. Ее поразило, что этот человек, ответственный за тысячи и тысячи человеческих смертей, внешне был совершенно заурядным, как бухгалтер из мелкой фирмы. К счастью, на заводе, где я побывал, концентрируют в «таблетки» не массовую смерть, а тепловую энергию. Все-таки приятнее. expert.ru Урановые таблетки — за несколько минутБезопасность и эффективность работы атомных электростанций во многом зависят от качеств используемого топлива: оно должно быть максимально компактным и устойчивым к воздействию внешних факторов. Не случайно ядерное топливо чаще всего выпускается в виде керамических таблеток, которые укладывают в герметичную упаковку — тепловыделяющие элементы*, удобные для транспортировки и погружения в активную зону реактора. Энергоёмкость этого продукта впечатляет: по данным Института проблем безопасного развития атомной энергетики РАН, одна топливная таблетка из диоксида урана массой 4,5 г выделяет энергию, эквивалентную сжиганию 500 м3 природного газа или 500 кг нефти. Однако технология производства таблеток керамического качества пока далека от совершенства — это довольно сложный, многостадийный процесс, включающий грануляцию, прессование, удаление пластификатора, спекание. На каждом этапе на результат влияет множество факторов, включая ошибки персонала. В таких условиях неминуем определённый процент брака. Для решения этих проблем группа исследователей из Дальневосточного федерального университета и Института химии дальневосточного отделения РАН (оба — г. Владивосток) предложила одностадийный метод электроимпульсного спекания под давлением, или метод искрового плазменного спекания. Таблетки спечённого диоксида урана, полученного методом искрового плазменного спекания, — топливо для атомного реактора. Фото: ДВФУ РАН.Как таковой метод электроимпульсного спекания был известен и ранее, но идея и приоритет его использования для производства ядерного топлива принадлежат ДВФУ и Институту химии ДВО РАН. Разработанную технологию спекания исследователи из Владивостока также используют при изготовлении активных зон для источников ионизирующего излучения на основе цезия-137, применяемых в медицинском оборудовании и ядерной медицине. Недавно был получен первый опытный образец такого источника. Электроимпульсное спекание даёт возможность изготовлять устройство также в одну стадию; полученный таким методом источник имеет точную дозировку по радиоактивности. Ближайшие задачи исследовательской группы из Приморья — вывести технологию на уровень, подходящий для массового выпуска таблеток диоксида урана. Также новый метод представляется перспективным для производства смешанного уран-плутониевого топлива, используемого в реакторах на быстрых нейтронах, поскольку он обеспечивает полную гомогенизацию исходного вещества. Комментарии к статье * Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) — главное конструктивное составляющее активной зоны реактора. Представляют собой герметично уплотнённые трубки, которые заполняют топливными таблетками. www.nkj.ru Как производят ядерное топливо для АЭСНовосибирский завод химконцентратов - один из ведущих мировых производителей ядерного топлива для АЭС и исследовательских реакторов России и зарубежных стран. Единственный российский производитель металлического лития и его солей. Входит в состав Топливной компании "ТВЭЛ" Госкорпорации "Росатом".Внимание, комментарии под фото! Несмотря на то, что в 2011 году НЗХК произвел и реализовал 70 % мирового потребления изотопа лития-7, основным видом деятельности завода является выпуск ядерного топлива для энергетических и исследовательских реакторов.Этому виду и посвящен текущий фоторепортаж. Крыша здания основного производственного комплекса Цех производства твэл и ТВС для исследовательских реакторов Участок изготовления порошка диоксида урана методом высокотемпературного пирогидролиза Загрузка контейнеров с гексафторидом урана Комната операторовОтсюда идет управление процессом производства порошка диоксида урана, из которого затем изготавливают топливные таблетки. Участок изготовления урановых таблетокНа переднем плане видны биконусы, где хранится порошок диоксида урана.В них происходит перемешивание порошка и пластификатора, который позволяет таблетке лучше спрессоваться. Таблетки ядерного керамического топливаДалее они отправления в печь на отжиг. Факел (дожигания водорода) на печи спекания таблетокТаблетки отжигаются в печах при температуре не менее 1750 градусов в водородной восстановительной среде в течение 20 с лишним часов. Производственно-технический контроль таблеток ядерного керамического топливаОдна таблетка весом 4,5 г по энерговыделению эквивалентна 400 кг каменного угля, 360 куб. м газа или 350 кг нефти. Все работы ведутся в боксах через специальные перчатки. Разгрузка тарных мест с таблетками Цех производства твэл и ТВС для АЭС Автоматизированная линия изготовления твэл Здесь происходит заполнение циркониевых трубок таблетками диоксида урана.В итоге получаются готовые твэлы около 4 м в длину — тепловыделяющие элементы.Из твэлов уже собирают ТВС, иначе говоря, ядерное топливо. Перемещение готовых твэл в транспортных контейнерахБахилы даже на колесах. Участок сборки ТВСУстановка нанесения лакового покрытия на твэлы Закрепление твэлов в механизме загрузки Изготовление каркаса – сварка каналов и дистанционирующих решётокВ этот каркас затем установят 312 твэлов. Технический контроль каркаса Каналы и дистанционирующие решётки Автоматизированные стенды снаряжения пучка твэлов Сборка пучка Технический контроль ТВС Твэлы с штрих-кодовой маркировкой по которой можно проследить, буквально, весь путь производства изделия. Стенды контроля и упаковки готовых ТВС Контроль готовых ТВСПроверяют, чтобы расстояние между твэлами было одинаковое. Готовая ТВС Двухтрубные контейнеры для транспортировки ТВСТопливо для атомных станций, произведенное в НЗХК, используется на российских АЭС, а также поставляется в Украину, в Болгарию, Китай, Индию и Иран. Взят у gelio в НЗХК. Производство ядерного топлива для АЭС (2012) Если у вас есть производство или сервис, о котором вы хотите рассказать нашим читателям, пишите пишите мне - Аслан ([email protected]) Лера Волкова ([email protected]) и Саша Кукса ([email protected]) и мы сделаем самый лучший репортаж, который увидят не только читатели сообщества, но и сайта http://bigpicture.ru/ и http://ikaketosdelano.ru Подписывайтесь также на наши группы в фейсбуке, вконтакте, одноклассниках и в гугл+плюс, где будут выкладываться самое интересное из сообщества, плюс материалы, которых нет здесь и видео о том, как устроены вещи в нашем мире. Жми на иконку и подписывайся! kak-eto-sdelano.livejournal.com Ядерное топливо: от руды до утилизацииЖизненный цикл ядерного топлива на основе урана или плутония начинается на добывающих предприятиях, химических комбинатах, в газовых центрифугах, и не заканчивается в момент выгрузки тепловыделяющей сборки из реактора, поскольку каждой ТВС предстоит пройти долгий путь утилизации, а затем и переработки. Добыча сырья для ядерного топливаУран — самый тяжёлый металл на земле. Около 99,4% земного урана приходится на уран-238, и всего 0,6% — на уран-235. В докладе Международного агентства по атомной энергии под названием «Красная книга» содержатся данные о росте объёмов добычи и спроса на уран, несмотря на аварию на АЭС «Фукусима-1», которая заставила многих задуматься о перспективах ядерной энергетики. Только за последние несколько лет разведанные запасы урана выросли на 7%, что связано с открытием новых месторождений. Самыми крупными производителями остаются Казахстан, Канада и Австралия, они добывают до 63% мирового урана. Кроме этого запасы металла имеются в Австралии, Бразилии, Китае, Малави, России, Нигере, США, Украине, КНР и других странах. Ранее Пронедра писали, что за 2016 год в РФ было добыто 7,9 тысячи тонн урана. В наши дни уран добывают тремя разными способами. Не теряет своей актуальности открытый метод. Он используется в тех случаях, когда залежи находятся близко к поверхности земли. При открытом способе бульдозеры создают карьер, затем руда с примесями грузится в самосвалы для транспортировки на перерабатывающие комплексы. Урановый карьерЧасто рудное тело залегает на большой глубине, в таком случае используется подземный способ добычи. Вырывается шахта глубиной до двух километров, породу, путём сверления, добывают в горизонтальных штреках, перевозят наверх в грузовых лифтах. Урановая рудаСмесь, которая таким образом вывозится наверх, имеет множество составляющих. Породу необходимо измельчить, разбавить водой и удалить лишнее. Далее в смесь добавляют серную кислоту для проведения процесса выщелачивания. В ходе этой реакции химики получают осадок солей урана жёлтого цвета. Наконец, уран с примесями очищается на аффинажном производстве. Только после этого получается закись-окись урана, которой и торгуют на бирже. Работник проверяет уровень радиации оксида уранаЕсть гораздо более безопасный, экологически чистый и экономически выгодный способ, который называют скважинным подземным выщелачиванием (СПВ). Добыча урана методом подземного выщелачивания: 1 — откачивающая скважина; 2 — закачивающая скважина; 3 — сорбционная установка; 4 — десорбционная установка; 5 — добавление реагентов; 6 — осадок в виде окиси уранаПри этом методе разработки месторождений территория остаётся безопасной для персонала, а радиационный фон соответствует фону в крупных городах. Чтобы добыть уран с помощью выщелачивания, необходимо пробурить 6 скважин по углам шестиугольника. Через эти скважины в залежи урана закачивают серную кислоту, она смешивается с его солями. Этот раствор добывают, а именно выкачивают через скважину в центре шестиугольника. Чтобы добиться нужной концентрации солей урана, смесь по нескольку раз пропускают через сорбционные колонны. Производство ядерного топливаПроизводство ядерного топлива невозможно представить без газовых центрифуг, которые используются для получения обогащённого урана. После достижения необходимой концентрации из диоксида урана прессуют так называемые таблетки. Их создают при помощи смазочных материалов, которые удаляются во время обжига в печах. Температура обжига достигает 1000 градусов. После этого таблетки проверяются на соответствие заявленным требованиям. Имеют значение качество поверхности, содержание влаги, соотношение кислорода и урана. Таблетки из диоксида уранаВ это же время в другом цехе готовят трубчатые оболочки для тепловыделяющих элементов. Вышеназванные процессы, включая последующие дозировку и упаковку таблеток в оболочечные трубки, герметизацию, дезактивацию, называются фабрикацией топлива. В России созданием тепловыделяющих сборок (ТВС) занимаются предприятия «Машиностроительный завод» в Московской области, «Новосибирский завод химконцентратов» в Новосибирске, «Московский завод полиметаллов» и другие. Каждая партия топливных сборок создаётся под реактор конкретного типа. Европейские ТВС делаются в форме квадрата, а российские — с шестиугольным сечением. В РФ широко распространены реакторы типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Первые ТВЭЛы для ВВЭР-440 начали разрабатываться с 1963 года, а для ВВЭР-1000 — с 1978 года. Несмотря на то что в России активно внедряются новые реакторы с постфукусимскими технологиями безопасности, по стране и за её пределами функционирует много ядерных установок старого образца, поэтому одинаково актуальными остаются топливные сборки для разных типов реакторов. Тепловыделяющая сборка ТВС-2MНапример, для обеспечения тепловыделяющими сборками одной активной зоны реактора РБМК-1000 необходимо свыше 200 тысяч комплектующих деталей из циркониевых сплавов, а также 14 млн спечённых таблеток из диоксида урана. Иногда стоимость изготовления топливной сборки может превосходить стоимость содержащегося в элементах топлива, поэтому так важно обеспечить высокую энергоотдачу с каждого килограмма урана. Затраты на производственные процессы в %
Отдельно стоит сказать о топливных сборках для исследовательских реакторов. Они конструируются таким образом, чтобы сделать наблюдение и изучение процесса генерации нейтронов максимально комфортным. Такие ТВЭЛы для экспериментов в сферах ядерной физики, наработки изотопов, радиационной медицины в России производит «Новосибирский завод химических концентратов». ТВС создаются на основе бесшовных элементов с ураном и алюминием. Производством ядерного топлива в РФ занимается топливная компания ТВЭЛ (подразделение «Росатома»). Предприятие работает над обогащением сырья, сборкой тепловыделяющих элементов, а также предоставляет услуги по лицензированию топлива. «Ковровский механический завод» во Владимирской области и «Уральский завод газовых центрифуг» в Свердловской области создают оборудование для российских ТВС. Особенности транспортировки ТВЭЛовПриродный уран характеризуются низким уровнем радиоактивности, однако перед производством ТВС металл проходит процедуру обогащения. Содержание урана-235 в природной руде не превышает 0,7%, а радиоактивность составляет 25 беккерелей на 1 миллиграмм урана. В урановых таблетках, которые помещаются в ТВС, находится уран с концентрацией урана-235 5%. Готовые ТВС с ядерным топливом перевозятся в специальных металлических контейнерах высокой прочности. Для транспортировки используется железнодорожный, автомобильный, морской и даже воздушный транспорт. В каждом контейнере размещают по две сборки. Перевозка не облучённого (свежего) топлива не представляет радиационной опасности, поскольку излучение не выходит за пределы циркониевых трубок, в которые помещаются прессованные таблетки из урана. Вагоны для перевозки ядерного топливаДля партии топлива разрабатывается специальный маршрут, груз перевозится в сопровождении охранного персонала производителя или заказчика (чаще), что связано прежде всего с дороговизной оборудования. За всю историю производства ядерного топлива не было зафиксировано ни одной транспортной аварии с участием ТВС, которая бы повлияла на радиационный фон окружающей среды или привела к жертвам. Топливо в активной зоне реактораЕдиница ядерного топлива — ТВЭЛ — способна выделять на протяжении долгого времени огромное количество энергии. С такими объёмами не сравнится ни уголь, ни газ. Жизненный цикл топлива на любой АЭС начинается с выгрузки, выемки и хранения на складе ТВС свежего топлива. Когда предыдущая партия топлива в реакторе выгорает, персонал комплектует ТВС для загрузки в активную зону (рабочую зону реактора, где происходит реакция распада). Как правило, топливо перезагружается частично. Загрузка ТВС в реакторПолностью топливо закладывается в активную зону только в момент первого запуска реактора. Это связано с тем, что ТВЭЛы в реакторе выгорают неравномерно, поскольку нейтронный поток различается по интенсивности в разных зонах реактора. Благодаря учётным приборам, персонал станции имеет возможность в режиме реального времени следить за степенью выгорания каждой единицы топлива и производить замену. Иногда вместо загрузки новых ТВС, сборки перемещаются между собой. В центре активной зоны выгорание происходит интенсивнее всего. ТВС после атомной станцииУран, который отработал в ядерном реакторе, называется облучённым или выгоревшим. А такие ТВС — отработавшим ядерным топливом. ОЯТ позиционируется отдельно от радиоактивных отходов, поскольку имеет как минимум 2 полезных компонента — это невыгоревший уран (глубина выгорания металла никогда не достигает 100%) и трансурановые радионуклиды. В последнее время физики стали использовать в промышленности и медицине радиоактивные изотопы, накапливающиеся в ОЯТ. После того как топливо отработает свою кампанию (время нахождения сборки в активной зоне реактора в условиях работы на номинальной мощности), его отправляют в бассейн выдержки, затем в хранилище непосредственно в реакторном отделении, а после этого — на переработку или захоронение. Бассейн выдержки предназначен для отвода тепла и защиты от ионизирующего излучения, поскольку ТВС после извлечения из реактора остаётся опасной. Контейнеры с отработанным ядерным топливомВ США, Канаде или Швеции ОЯТ не отправляют на повторную переработку. Другие страны, среди них и Россия, работают над замкнутым топливным циклом. Он позволяет существенно сократить расходы на производство ядерного топлива, поскольку повторно используется часть ОЯТ. Топливные стержни растворяются в кислоте, после чего исследователи выделяют из отходов плутоний и неиспользованный уран. Около 3% сырья эксплуатировать повторно невозможно, это высокоактивные отходы, которые проходят процедуры битумирования или остекловывания. Из отработавшего ядерного топлива можно получить 1% плутония. Этот металл не требуется обогащать, Россия использует его в процессе производства инновационного MOX-топлива. Замкнутый топливный цикл позволяет сделать одну ТВС дешевле приблизительно на 3%, однако такая технология требует больших инвестиций на строительство промышленных узлов, поэтому пока не получила широкого распространения в мире. Тем не менее, топливная компания «Росатома» не прекращает исследования в этом направлении. Недавно Пронедра писали, что в Российской Федерации работают над топливом, способным в активной зоне реактора утилизировать изотопы америция, кюрия и нептуния, которые входят в те самые 3% высокорадиоактивных отходов. Ядерный топливный циклПроизводители ядерного топлива: рейтинг
www.atomic-energy.ru Как производят ядерное топливо (9 фото) » ТриниксиВ силу того, что ядерное топливо эффективнее всех остальных видов топлива, которым мы располагаем сегодня, огромное предпочтение отдается всему тому, что способно работать с помощью атомных установок (АЭС, подводные лодки, корабли и прочее). О том, как производят ядерное топливо для реакторов, мы поговорим далее.
Добывают уран двумя основными способами:1) Прямая добыча в карьерах или шахтах, если позволяет глубина залегания урана. С этим методом, надеюсь, всё понятно.2) Подземное выщелачивание. Это когда на том месте, где найден уран, бурятся скважины, в них закачивается слабый раствор серной кислоты, а уже раствор взаимодействует с ураном, соединяясь с ним. Затем получившаяся смесь откачивается наверх, на поверхность, и из неё химическими методами выделяется уран.
Представим, будто мы уже добыли на руднике уран и подготовили его для дальнейших преобразований. На фото ниже - так называемый "желтый кек", U3O8. В бочке для дальнейшей перевозки.
Всё бы хорошо, и этот уран в теории можно было бы сразу использовать для производства топлива для АЭС, но увы. Природа, как всегда, подкинула нам работы. Дело в том что природный уран состоит из смеси трех изотопов. Это U238 (99.2745%), U235 (0.72%) и U234(0.0055%). Нас интересует здесь лишь U235 - так как он отлично делится тепловыми нейтронами в реакторе, именно он позволяет нам пользоваться всеми благами цепной реакции деления. К сожалению, его природной концентрации не хватит для стабильной и долгой работы современного реактора АЭС. Хотя, насколько я знаю, аппарат РБМК спроектирован так, что запуститься на топливе из природного урана сможет, но вот стабильность, долговременность и безопасность работы на таком топливе совершенно не гарантируется.Уран нам надо обогатить. То есть повысить концентрацию U235 от природной до той, которая используется в реакторе.Для примера, реактор РБМК работает на уране обогащения 2.8%, ВВЭР-1000 - обогащение от 1.6 до 5.0%. Судовые и корабельные ядерные энергетические установки кушают топливо с обогащением до 20%. А некоторые исследовательские реакторы работают на топливе аж с 90% обогащением (пример - ИРТ-Т в Томске).В России обогащение урана проводится на газовых центрифугах. Т. е. тот желтый порошок, что был на фото ранее, превращают в газ, гексафторид урана UF6. Затем этот газ поступает на целый каскад центрифуг. На выходе из каждой центрифуги, из-за разности веса ядер U235 и U238, мы получаем гексафторид урана с чуть повышенным содержанием U235. Процесс повторяется многократно и в итоге мы получаем гексафторид урана с нужным нам обогащением. На фото ниже как раз можно увидеть масштаб каскада центрифуг - их очень много и простираются они в далекие дали.
Затем газ UF6 превращают обратно в UO2, в виде порошка. Химия, всё-таки, очень полезная наука и позволяет нам творить такие чудеса.Однако этот порошок в реактор так просто не засыпать. Вернее, засыпать-то можно, но ничего хорошего из этого не выйдет. Его (порошок) надо привести к такому виду, чтобы мы могли надолго, на годы, опустить его в реактор. При этом само горючее не должно контактировать с теплоносителем и выходить за пределы активной зоны. И еще ко всему этому топливо должно выдерживать очень и очень суровые давления и температуры, которые возникнут в нём при работе внутри реактора.Забыл, кстати, сказать что порошок тоже не абы какой - он должен быть определенных размеров, чтобы при спрессовывании и спекании не образовывалось ненужных пустот и трещин. Сначала из порошка делают таблетки, путем спрессовывания и долгого выпекания (технология действительно непростая, если её нарушить - топливные таблетки не будут годны к использованию). Вариации таблеток покажу на фото ниже.
Отверстия и выемки на таблетках нужны для компенсации теплового расширения и радиационных формоизменений. В реакторе со временем таблетки пухнут, выгибаются, изменяют размеры, и если ничего не предусмотреть - могут разрушиться, а это плохо.
Готовые таблетки затем упаковывают в металлические трубки (из стали, циркония и его сплавов и других металлов). Трубки закрывают с обоих концов и герметизируют. Готовая трубка с топливом называется твэл - тепловыделяющий элемент.
Для разных реакторов требуются твэлы разной конструкции и обогащения. Твэл РБМК, например, длиной 3.5 метра. Твэлы, кстати, бывают не только стержневые. как на фото. Они бывают пластинчатые, кольцевые, море различных видов и модификаций.Твэлы затем объединяют в тепловыделяющие сборки - ТВС. ТВС реактора РБМК состоит из 18 твэлов и выглядит примерно вот так:
ТВС реактора ВВЭР выглядит вот так:Как видно, ТВС реактора ВВЭР состоит из гораздо большего количества твэлов, чем у РБМК.Готовое специзделие (ТВС) затем с соблюдением мер предосторожности доставляется на АЭС. Зачем предосторожности? Ядерное горючее, хоть пока и нерадиоактивно, очень ценное, дорогое, и при очень неаккуратном обращении способно вызвать много проблем. Затем проводится финальный контроль состояния ТВС и - загрузка в реактор. Всё, уран прошел долгий путь от руды под землей к высокотехнологичному устройству внутри ядерного реактора. Теперь у него другая судьба - несколько лет тужиться внутри реактора и выделять драгоценное тепло, которое у него будет забирать вода (или любой другой теплоноситель).
trinixy.ru Таблетка ядерного топливаИзобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям таблеток легководных реакторов (LWR), а также реакторов AGR и водно-графитовых. В LWR-реакторах используется, как правило, керамическое урандиоксидное топливо (UO2). Предлагаемая конструкция таблетки - композитная, т.е. 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. Изобретение позволяет повысить теплопроводность материала таблеток.
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям таблеток легководных реакторов (LWR), а также реакторов AGR и водно-графитовых. В LWR-реакторах используется, как правило, керамическое урандиоксидное топливо (UO2). Топливо такого вида имеет один существенный недостаток, а именно низкую теплопроводность на уровне 2÷3 Вт/м·К в диапазонах температур 1000÷2000°С. Такие значения теплопроводности ограничивают интенсивность тепловыделения в активной зоне реактора. Средняя линейная плотность энерговыделения при этом составляет 15÷20 Вт/м, а средняя плотность энерговыделения - 10÷40 МВт/т. Для увеличения этих показателей теплопроводность топлива повышают введением в таблетки теплопроводящих компонентов, т.е. так же, как это делают для высокообогащенного топлива активных зон компактных транспортных реакторов. Предлагаемая конструкция таблетки - композитная, т.е. представляет собой урандиоксидную матрицу, с расположенной в ней особым образом керамической или металлической теплопроводящей фазой, за счет чего достигается увеличение теплопроводности топлива. Тепло, передаваемое ориентированными монокристаллическими частицами, оптически прозрачными для длин волн теплового диапазона, диспергированными в урандиоксидной матрице, может передаваться как за счет механизма теплопроводности, так и за счет лучистого теплообмена через материал частиц. В качестве теплопроводящей фазы используется BeO, SiC, молибден и т.п. Известно уран-бериллиевое топливо, изготовляемое в АО «УМЗ» для сердечников транспортных реакторов. Для изготовления таблеток указанного топлива исходными компонентами являются порошки бериллия, диоксида урана и уран. Бериллий используется как восстановитель для диоксида урана. В результате проведения процессов синтеза и спекания компонентов топливный материал состоит из нескольких фаз (Be, BeO, берилллид урана, диоксид урана). Структура этого топлива формируется на этапе спекания, когда тугоплавкая фаза (UO2) оказывается окружена непрерывной, более легкоплавкой, имеющей большую объемную долю. Непрерывная фаза содержит BeO и имеет высокую теплопроводность, что определяет, в свою очередь, высокую теплопроводность топлива в целом. Небольшой объем урансодержащей фазы в этом топливе компенсируется высоким обогащением урана по изотопу 235U, и, в итоге, содержание делящегося изотопа в таблетках достаточно для поддержания эффективной реакции деления. Недостаток такого топлива в том, что его теплопроводность может быть высокой только при большом объемном содержании в его структуре теплопроводной фазы. Такая структура делает его непригодным как топливо для LWR-реакторов, которое состоит в основе своей только из UO2. Стремление сохранить высокую теплопроводность топлива с одновременным уменьшением в нем количества теплопроводной фазы приводит к необходимости контролировать ее расположение для сохранения ее непрерывности. Существуют многочисленные патенты, описывающие процессы и конструкцию топлива, в которых теплопроводная фаза располагается, в итоге, на поверхности частиц или зерен UO2, образуя непрерывную сетку. Это достигается предварительным нанесением на частицы UO2 порошкообразного теплопроводного материала либо смешиванием порошка UO2 с порошкообразными компонентами, образующими между собой при спекании эвтектический расплав, смачивающий UO2 и растекающийся по его зернам. Подобные способы и конструкции описаны в патентах США: 2818605, 1/1958; 2979399, 4/1961; 3063794, 11/1962; 3211812, 10/1965; 3723581, 3/1973; 3825499, 7/1974; 3849329, 11/1974; 3862908, 1/1975; 3865746, 2/1975; 3867489, 2/1975; 3872022, 3/1975; 3879520, 4/1975; 3923933, 12/1975; 4430276, 2/1984; 5362426, 1993; 5180527, 1991; 5429775, 1992; 5255299, 1992 и Японии: 55-027939, 2/1980; 55-027941, 2/1980; 1-107193, 4/1989. Наиболее близким аналогом для топливных таблеток, описанных в настоящем изобретении, является патент США 5180527 от 19.01.1993. Целью этого изобретения является уменьшение температуры в центре таблетки и, как следствие, снижение выделения газообразных продуктов деления (ГПД). Согласно этому патенту, таблетки ядерного топлива для LWR-реакторов состоят из спеченных зерен ядерного делящегося вещества, имеющего непрерывную фазу по границам зерен, состоящую из оксида бериллия или смеси оксида бериллия с одним из таких оксидов, как TiO2, Gd2O3, CaO, BaO, MgO, SrO, La2O3, Y2O3, Yb2O3, SiO2, Al2O3, Sm2O3, WO3, ZrO2, Li2O, МоО3, UO2, ThO2. Недостатки этого прототипа, использующего оксид бериллия для создания теплопроводящей фазы, следующие. 1. Высокая температура спекания таблеток (2100°С), приводящая к росту зерна до 110÷160 мкм, снижает прочность керамики до минимума. 2. Очень незначительное увеличение теплопроводности, указанное в патенте (в 1,08÷1,13 раза), где большие значения соответствуют введению ВеО в твердый U-Gd раствор с изначально низким ее значением. 3. Большинство указанных в формуле оксидов (особенно 2 группы Пер. системы Менделеева) хорошо растворимы в UO2, что приведет к образованию при спекании твердых растворов и соответствующему снижению теплопроводности материала. 4. Взаимодействие ВеО с указанными оксидами приводит к образованию соединений (двойных окислов) и твердых растворов. При этом ВеО как индивидуальное соединение с высокотеплопроводной кристаллической решеткой исчезает. Этим можно объяснить такой низкий прирост теплопроводности. 5. Наличие на поверхности частиц и зерен UO2 сплошной ВеО-фазы затрудняет уплотнение UO2-фазы. 6. Декларируемая непрерывная фаза ВеО не имеет пространственной направленности, тогда как поток тепла в топливе направлен по градиенту температуры, т.е. по радиусу таблетки. Это значит, что многие поверхности теплопроводящей фазы не будут участвовать в переносе тепла. Таким образом, в данном прототипе использование ВеО неэффективно. Задачей настоящего изобретения является повышение теплопроводности материала таблеток. Техническим результатом является создание в топливе композитной структуры. Сущность изобретения заключается в том, что в отличие от известной таблетки, представляющей собой керамический диоксид урана с непрерывной, многофазной, теплопроводящей керамической фазой на поверхности зерен, предлагаемая конструкция представляет собой композит из урандиоксидной матрицы, содержащей ВеО в виде отдельных теплопроводящих частиц (кристаллов, осколков кристаллов), размером 40÷200 мкм, игольчатой, либо плоской (неизометрической) формы, сориентированных в направлении теплового потока, существующего в таблетке, т.е. по радиусу, содержание которых в топливе составляет 1÷10% масс. Поставленная задача решается следующим образом. Для изготовления композита используется порошок UO2 мелкофракционного состава (фракции 45÷63 мкм и мельче). Частицы ВеО в композите имеют тот же минимальный размер (т.е. не мельче 45-63 мкм), что обеспечивает равномерность их распределения при смешивании с UO2 и ориентирование поперек направления формования. Для этого используют исходный порошок низкопрокаленного или высокопрокаленного оксида бериллия. Из порошка выделяют фракционированием нужную фракцию. После чего проводят термообработку выделенной фракции при температуре 1970÷1990°С в атмосфере азота или аргона для перекристаллизации материала и залечивания трещин в зернах. Получившийся крупнокристаллический стекловидный материал размалывают, выделяют плоские осколки фракции 45÷63 мкм и вновь подвергают термообработке для залечивания трещин либо используют без таковой. Могут быть использованы фракции ВеО в виде игл, образующиеся при перекристаллизации низкопрокаленного ВеО во влажном аргоне или водороде. Вводимое в UO2 количество ВеО в композите невелико и может быть в пределах 1-3% масс. от веса топлива. Смесь формуют и спекают обычным образом, как UO2. Положительный эффект заключается в том, что такая конструкция, имея преимущественную ориентировку частиц теплопроводящей фазы вдоль теплового потока, обладает, за счет лучшего ее использования, более высокой теплопроводностью по сравнению с композитом без ориентировки дисперсной фазы. Дополнительный положительный эффект проявляется в том, что материал частиц теплопроводящей фазы не имеет межзеренных границ т.к. представлен в основном осколками кристаллов, что также увеличивает его теплопроводность из-за отсутствия рассеяния фононов на границах. Дополнительный положительный эффект проявляется также в том, что благодаря высокой оптической прозрачности ВеО в области длин волн теплового диапазона часть тепла в топливе переносится излучением, т.е. ориентированные частицы работают как световоды, что еще более повышает эффективную теплопроводность топлива. Расчет показывает, что при 1000°С повышение теплопроводности при содержании ВеО 3% масс. по сравнению с топливом в виде UO2 будет не менее 21%. Еще больший эффект будет при введении ВеО в U-Gd топливо. Пример осуществления Порошок UO2 измельчается и просеивается через сито для выделения частиц заведомо меньшего размера, чем частицы ВеО. Из ВеО низкообожженного сорта выделяется крупная фракция частиц 200-500 мкм, загружается в печь и перекристаллизовывается в атмосфере влажного аргона при 1980°С до размера зерна не менее 200÷500 мкм. Перекристаллизованный ВеО измельчается, из него выделяются осколки размером 45÷63 мкм и смешиваются с порошком UO2. Смесь формуется в сырые таблетки плотностью 5,20÷5,80 г/см3, которые спекают в восстановительной атмосфере при 1750°С 1÷10 часов. Получившиеся таблетки имеют равномерную структуру и размер зерна урановой матрицы 5÷25 мкм. Таблетка ядерного керамического топлива, состоящая из вещества ядерного топлива (UO2) и вещества теплопроводной фазы, распределенного в нем, отличающаяся тем, что направление теплового потока в топливе совпадает с ориентацией теплопроводной фазы, представляющей собой оптически прозрачные частицы оксида бериллия из монокристаллического материала игольчатой либо пластинчатой формы, размерами 40÷200 мкм, содержание которых в топливе составляет 1÷10 мас.%. www.findpatent.ru Таблетка ядерного топлива
Назначение: в ядерной технике, в частности в конструкциях таблеток ядерного топлива для канальных уран-графитовых реакторов. Таблетка содержит порошок смеси двуокиси урана с добавкой окиси эрбия (Еr2O3). Содержание окиси эрбия 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 вес.%. Причем открытая пористость спрессованной и спеченной смеси двуокиси урана (UO2) с добавкой окиси эрбия не превышает 1%. В результате повышается выгорание топлива, уменьшается расход тепловыделяющих сборок на единицу выработанной энергии и сокращается объем отработавшего ядерного топлива, снижается величина парового коэффициента реактивности и неравномерность энерговыделения, уменьшается максимальная линейная нагрузка на тепловыделяющие элементы. 3 з. п. ф-лы. Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям тепловыделяющих сборок канальных уран-графитовых реакторов типа РБМК (реактор большой мощности канальный), в которых используется ядерное топливо на основе двуокиси урана с добавкой окиси эрбия (Er2O3). Уровень техники. Анализ причин аварии на Чернобыльской АЭС показал, что к катастрофическим последствиям привели недостатки конструкции стержней регулирования и неоптимальное уран-графитовое отношение. В результате паровой коэффициент реактивности составил (4 - 5) . После аварии на всех блоках АЭС с реакторами типа РБМК были проведены мероприятия по повышению безопасности реакторов. На первом этапе паровой коэффициент реактивности был снижен до 1 за счет загрузки (52 - 54) дополнительных поглотителей (ДП) в РБМК- 1500 и около 80 ДП в РБМК-1000 и увеличения оперативного запаса реактивности до 55 стержней в РБМК-1500 и 45 стержней в РБМК-1000. Таким способом был практически исключен неконтролируемый рост мощности реактора на мгновенных нейтронах в случае вероятного обезвоживания активной зоны при аварии с потерей теплоносителя. Увеличение числа дополнительных поглотителей в активной зоне привело к значительному снижению глубины выгорания топлива и, как следствие, к ухудшению экономических характеристик топливного цикла. Глубина выгорания выгружаемого топлива уменьшилась примерно на 25%. Кроме прямых экономических потерь из-за недовыгорания топлива обострилась проблема топлива, поскольку рост темпа перегрузок топлива привел к ускоренному заполнению бассейнов выдержки отработанного топлива. На втором этапе в реакторах РБМК был осуществлен переход на топливо с обогащением по урану-235 2,4%. Это позволило достичь проектной глубины выгорания и значительно улучшить экономичность топливного цикла. Одновременно проводились исследования по поиску более экономичного способа снижения парового коэффициента реактивности вместо использования дополнительных поглотителей. Известно, что активные зоны водоохлаждаемых реакторов могут быть сформированы из тепловыделяющих сборок, содержащих топливо различного состава с добавкой выгорающего поглотителя, что позволяет компенсировать реактивность, выравнивать энерговыделение по объему активной зоны и поддерживать температурный коэффициент реактивности на заданном уровне. В качестве выгорающих поглотителей используются редкоземельные элементы и их оксиды, в частности эрбий (WO 95/04994 A1,1995). Эрбий при использовании его в качестве выгорающего поглотителя, в отличие от других редкоземельных элементов, вводится в ядерное топливо в значительно меньших концентрациях, что положительно сказывается на физических, теплотехнических и технологических свойствах топлива. В частности, добавление в топливо эрбия оказывает слабое влияние на такой фактор, как коэффициент теплопроводности топлива. Известна тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора, содержащая тепловыделяющие элементы с топливом в виде окиси урана, в котором содержится эрбий с концентрацией от 0,3% до 0,8% (см. RU 2065627, C, 1996). В настоящее время на реакторах РБМК осуществляется ряд мероприятий, направленных на дальнейшее совершенствование активной зоны. В частности, осуществляется переход на новые стержни регулирования с ленточным звеном, начинается эксплуатация ТВС с дистанционирующими решетками из циркониевого сплава вместо нержавеющей стали, изучаются вопросы возможности снижения оперативного запаса реактивности. Альтернативой сохранения ДП в активной зоне является повышение содержания эрбия в топливе. Для того чтобы увеличение содержания эрбиевой добавки в топливе не привело к потерям в выгорании топлива, необходимо одновременно увеличивать обогащение топлива. Введение эрбия в топливо канального ядерного реактора типа РБМК позволяет уменьшить величину парового коэффициента реактивности. Наличие эрбия в топливе РБМК позволяет осуществить замену в активной зоне, по крайней мере, части дополнительных поглотителей (ДП) на рабочие тепловыделяющие сборки, что повышает глубину выгорания топлива. Кроме того, эрбий как поглотитель нейтронов, выгорает не так интенсивно, как, например, гадолиний или бор, и сохраняет свое воздействие на паровой коэффициент реактивности большую часть кампании. В то же время добавление эрбия в топливо уменьшает максимальную мощность каналов и выравнивает энерговыделение по активной зоне. Наиболее близкой по технической сущности и достигаемому результату к описываемому изобретению является таблетка ядерного топлива, содержащая спрессованный и спеченный порошок смеси двуокиси урана (UO2) с добавкой окиси эрбия (Er2O3) (см. Межуев В.А. и др. Некоторые аспекты конструкции и технологии изготовления ТВС энергетических реакторов с увеличенным ресурсом и повышенной надежностью, Атомная энергия, т. 84, вып. 2, февраль 1998, с. 126, 127). В известной таблетке ядерного топлива для канального ядерного реактора обогащение урана составляет от 2,4% до 2,6%, а содержание эрбия в топливе (двуокись урана) составляет 0,41% по массе. Добавление в топливо окиси эрбия позволяет осуществлять замену дополнительных поглотителей на штатные тепловыделяющие сборки, что улучшает параметры активной зоны. Использование ядерного топлива с добавкой эрбия и повышенным обогащением урана позволяет существенно повысить глубину выгорания ядерного топлива. Очевидно, что при увеличении числа выводимых дополнительных поглотителей из активной зоны и замене их на тепловыделяющие сборки, с уран-эрбиевым топливом, необходимо соответственно повышать процентное содержание эрбиевой добавки. Причем при увеличении числа выводимых поглотителей следует компенсировать их отсутствие увеличением содержания эрбия в топливе. В свою очередь повышение содержания эрбия следует компенсировать увеличением степени обогащения топлива. Однако при произвольном выборе соотношения между повышенными величинами обогащения топлива и содержания добавки эрбия может возникнуть ситуация, когда будет установлено, например расчетом, что из активной зоны нельзя удалить требуемое число ДП. Действительно, без согласования соотношения между обогащением топлива и содержанием добавки эрбия и при выгрузке требуемого числа ДП возможно резкое снижение глубины выгорания. Особенно негативные факторы проявятся при небольших величинах обогащения топлива и при существенном содержании эрбия в топливе. Сущность изобретения. Задачей настоящего изобретения является разработка и создание таблетки ядерного топлива, обладающего улучшенными экономическими показателями. В результате решения данной задачи могут быть получены новые технические результаты, заключающиеся в том, что повышается выгорание топлива, уменьшается расход ядерного топлива на единицу выработанной энергии и сокращается объем отработавшего ядерного топлива, снижается величина парового коэффициента реактивности и неравномерность энерговыделения в активной зоне, уменьшается максимальная линейная нагрузка на тепловыделяющие элементы. Данные технические результаты достигаются тем, что в таблетке ядерного топлива, содержащей спрессованный и спеченный порошок смеси двуокиси урана (UO2) с добавкой окиси эрбия (Er2O3), содержание окиси эрбия в топливе составляет от 0,46% вес. до 0,64% вес. по эрбию при условной массовой доле U-235 от 2,6% до 2,8% вес., а открытая пористость спрессованной и спеченной смеси двуокиси урана (UO2) с добавкой окиси эрбия не превышает 1%. Отличительная особенность описываемого изобретения состоит в следующем. Добавление эрбия в топливо позволяет значительно снизить паровой коэффициент реактивности в РБМК, т. к. изотоп 167Er, концентрация которого составляет 22,9%, имеет сильный резонанс при энергии нейтронов 0,47 эВ. При уменьшении плотности теплоносителя происходит сдвиг спектра нейтронов в сторону резонанса и увеличение поглощения нейтронов в эрбии. Это обусловлено тем, что снижается скорость замедления нейтронов, поскольку замедления на воде не происходит, и в формировании спектра повышается роль графита, имеющего рабочую температуру на (200 - 250)oC выше, чем вода. Хотя резонанс 167Er находится вдали от максимума спектра Максвелла, поток нейтронов, приходящихся на область резонанса, при обезвоживании заметно увеличивается. Таким образом, сдвиг спектра в область более высокой энергии приводит к повышению поглощения нейтронов в 167Er. Все это приводит к росту отрицательной составляющей парового коэффициента реактивности. Чем больше эрбия в топливе, тем меньше паровой коэффициент реактивности и выше безопасность эксплуатации РБМК. Однако с другой стороны повышенное содержание эрбия в топливе уменьшает выгорание топлива, т.к. повышается паразитное поглощение нейтронов. Поэтому повышенное содержание эрбия должно быть скомпенсировано соответствующим обогащением ядерного топлива. Для этого устанавливается четкая связь между обогащением топлива и содержанием эрбия в нем. Было установлено, что при содержании эрбия в топливе активной зоны от 0,46% вес. до 0,64% вес. по эрбию, условная массовая доля U-235 в ядерном топливе активной зоны должна составлять от 2,6 % до 2,8% вес. При этом открытая пористость спрессованной и спеченной смеси двуокиси урана (UO2) с добавкой окиси эрбия не должна превышать 1%, поскольку лишь в этом случае обеспечивается работоспособность данной таблетки. В противном случае указанные выше технические результаты не могут быть реализованы из-за отсутствия определенного соответствия между содержанием эрбия в ядерном топливе и его обогащением. Кроме того содержание окиси эрбия целесообразно выбрать равным 0,5 0,04% вес. или 0,60,04% вес. по эрбию. При указанных величинах содержания окиси эрбия будут обеспечены наилучшие условия эксплуатации активной зоны и повышен коэффициент топливоиспользования. Предпочтительно выбрать размер зерен порошка смеси двуокиси урана с добавкой окиси эрбия от 10 мкм до 20 мкм. Таблетка ядерного топлива может иметь центральное отверстие. Сведения, подтверждающие возможность использования изобретения. Технология изготовления таблеток ядерного топлива почти идентична стандартной технологии изготовления таблеток без выгорающего поглотителя. Важным моментом отработки технологии изготовления таблеток ядерного керамического уран-эрбиевого топлива являлось обеспечение качественного перемешивания порошков двуокиси урана и окиси эрбия. Некоторые технические трудности операции перемешивания порошков связаны с тем, что количество вводимой окиси эрбия относительно мало. Возможно использование двухступенчатой схемы перемешивания с приготовлением на первой ступени лигатуры - смеси с повышенным содержанием эрбия. Содержание окиси эрбия в ядерном топливе составляет от 0,46% вес. до 0,64% вес. по эрбию при условной массовой доле U-235 в ядерном топливе от 2,6% до 2,8% вес. Расчеты показали, при использовании такого топлива имеет место уменьшение парового коэффициента реактивности. Несмотря на увеличение обогащения с 2,6% до 2,8%, мощность тепловыделяющих сборок с эрбиевой добавкой не превышает мощности сборок без эрбия и мощности сборок с меньшим содержанием эрбия. Описываемая таблетка ядерного топлива изготавливается известным образом с помощью обычных средств на стандартном оборудовании. Топливо должно иметь определенный фазовый состав, средний размер зерна, максимальный размер непрореагировавших частиц и прочие стандартные параметры. Технология изготовления таблеток ядерного топлива заключается в следующем. В смесителе, в частности лопастного типа, готовится двухкомпонентная смесь двуокиси урана с условной массовой долей U-235 в ядерном топливе от 2,6% до 2,8% вес. и окиси эрбия. Причем в ядерное топливо добавляют такое количество окиси эрбия, чтобы ее содержание в ядерном топливе составляло 0,50,04% вес. или 0,60,04% вес. по эрбию. Далее смесь подвергается смешению со стандартным пластификатором. После чего производят грануляцию смеси с пластификатором, с последующим измельчением гранул и рассевом на стадии подготовки пресс-порошка. После сушки пресс-порошка осуществляют прессование таблеток и их спекание. Полученными таблетками снаряжают тепловыделяющие элементы, входящие в состав тепловыделяющих сборок. Пример. Необходимо получить таблетки ядерного топлива с добавкой окиси эрбия. Заданное содержание добавки по эрбию составляет 0,50,04% вес. Приготовление двухкомпонентной смеси двуокиси урана с окисью эрбия проводили в лопастном смесителе партиями, состоящими из 7,0 кг двуокиси урана и 40,23 г окиси эрбия. Время смешивания - 10 минут. Перед смешиванием вручную готовили лигатуру, состоящую из всей окиси эрбия и 40-50 г двуокиси урана. От каждой партии производили отбор проб на определение содержания эрбия в двухкомпонентной смеси. Затем осуществляли смешивание двухкомпонентной смеси со стандартным пластификатором в аналогичном смесителе в течение 5 минут. Готовую смесь с пластификатором подвергают двукратной грануляции методом экструзии на гидравлическом прессе. Полученный гранулят подвергают измельчению и рассеву с использованием вибросита с размером ячейки сетки 0,63 мм, и после сушки во вращающейся печи получен пресс-порошок, который с использованием роторного пресса-автомата прессуют в "сырые" таблетки, "сырые" таблетки спекают при температуре 1720oC в течение 4 часов и подвергают штатным доводочным и контрольным операциям. При этом получают таблетки с открытой пористостью менее 0,51% при среднем размере зерна 11,8 мкм. На всех этапах изготовления таблеток производят контроль их параметров. Контролирование содержания эрбия в ядерном топливе может быть осуществлено различными методами, например рентгенорадиометрическим способом.Формула изобретения 1. Таблетка ядерного топлива, содержащая спрессованный и спеченный порошок смеси двуокиси (UO2) с добавкой окиси эрбия (Er2O3), отличающаяся тем, что содержание окиси эрбия в топливе составляет от 0,46 до 0,64 вес.% по эрбию при условной массовой доле U - 235 от 2,6 до 2,8 вес.%, а открытая пористость спрессованной и спеченной смеси двуокиси урана (UO2) с добавкой окиси эрбия не превышает 1%. 2. Таблетка ядерного топлива по п.1, отличающаяся тем, что содержание окиси эрбия составляет 0,5 0,04 или 0,6 0,04 вес.% по эрбию. 3. Таблетка ядерного топлива по п.1 или 2, отличающаяся тем, что размер зерен порошка смеси двуокиси урана с добавкой окиси эрбия составляет от 10 до 20 мкм. 4. Таблетка ядерного топлива по п.1, или 2, или 3, отличающаяся тем, что имеет центральное отверстие.www.findpatent.ru | ||||||||||||||||||
|
||||||||||||||||||
|
|
||||||||||||||||||
|
