一种SiC基UCO核芯燃料芯块制备方法

文档序号:685397 发布日期:2021-04-30 浏览:24次 >En<

阅读说明:本技术 一种SiC基UCO核芯燃料芯块制备方法 (Preparation method of SiC-based UCO core fuel pellet ) 是由 刘文涛 隋政 郭波龙 梁方知 张靖雪 张宇 孟莹 于 2020-12-30 设计创作,主要内容包括:本发明属于SiC基核燃料芯块制备技术领域,具体涉及一种SiC基UCO核芯燃料芯块制备方法。将U-3O-8粉缓慢加入浓硝酸和去离子水的混合溶液中,将硝酸铀酰和尿素配置为增稠剂,向混合溶液加入增稠剂,静置后通过分散头进行分散凝胶制备UO-3/C凝胶球,再进行陈化、洗涤和干燥去除杂质和水分,最终在CO气氛中焙烧制备得到UO-2+UC-2的UCO微球;流化包覆制备得到的UCO包覆颗粒与SiC粉末混合均匀,选用钢模将混合粉末冷压成生坯,将生坯封装入热压模具中真空下进行热压烧结,烧结结束后取出热压模具将芯块取出,将外观进行打磨后得到成品芯块。制得芯块在密度、尺寸、热物理性能、力学性能等堆外性能测试方面均能达到入堆芯块技术条件要求。(The invention belongs to the technical field of preparation of SiC-based nuclear fuel pellets, and particularly relates to a preparation method of a SiC-based UCO core fuel pellet. Will U 3 O 8 Slowly adding the powder into a mixed solution of concentrated nitric acid and deionized water, preparing uranyl nitrate and urea into a thickening agent, adding the thickening agent into the mixed solution, standing, and dispersing gel through a dispersion head to prepare UO 3 Aging, washing and drying the/C gel balls to remove impurities and moisture, and finally roasting in a CO atmosphere to obtain UO 2 &#43;UC 2 The UCO microspheres of (a); uniformly mixing UCO coating particles prepared by fluidization coating with SiC powder, selecting a steel die to cold press the mixed powder into a green body, packaging the green body into a hot pressing die to carry out hot pressing sintering under vacuum, taking out the hot pressing die after sintering is finished to take out the core block, and polishing the appearance to obtain a finished productAnd (3) a core block. The prepared core block can meet the requirements of the reactor core block technical conditions in the aspects of testing the out-of-reactor performance such as density, size, thermal physical property, mechanical property and the like.)

一种SiC基UCO核芯燃料芯块制备方法

技术领域

本发明属于SiC基核燃料芯块制备技术领域,具体涉及一种SiC基UCO核芯燃料芯块制备方法。

背景技术

美国橡树岭国家实验室研制出UCO体系微球弥散燃料。微球制备采用的工艺为内凝胶工艺加碳热还原工艺。制备微球用于高温气冷堆燃料制备。

发明内容

本发明的目的在于提供一种SiC基UCO核芯燃料芯块制备方法,主要应用于SiC基UCO核芯燃料芯块的制备,制得芯块在密度、尺寸、热物理性能、力学性能等堆外性能测试方面均能达到入堆芯块技术条件要求。

为达到上述目的,本发明所采取的技术方案为:

一种SiC基UCO核芯燃料芯块制备方法,将U3O8粉缓慢加入浓硝酸和去离子水的混合溶液中,将硝酸铀酰和尿素配置为增稠剂,向混合溶液加入增稠剂,静置后通过分散头进行分散凝胶制备UO3/C凝胶球,再进行陈化、洗涤和干燥去除杂质和水分,最终在CO气氛中焙烧制备得到UO2+UC2的UCO微球;流化包覆制备得到的UCO包覆颗粒与SiC粉末混合均匀,选用钢模将混合粉末冷压成生坯,将生坯封装入热压模具中真空下进行热压烧结,烧结结束后取出热压模具将芯块取出,将外观进行打磨后得到成品芯块。

将1000gU3O8粉缓慢加入440mL浓硝酸和835mL去离子水的混合溶液。

将100ml硝酸铀酰和37.8g尿素配置为增稠剂。

向混合溶液加入增稠剂量为90g。

分散头选择23G、胶液流量为12ml/min,分散时振动频率为100~120Hz制备UO3/C凝胶球。

流化包覆制备得到的UCO包覆颗粒,按包覆颗粒体积比41%与SiC粉末混合均匀。

选用8.2mm钢模将混合粉末在压力60MPa下冷压成生坯。

烧结结束后取出热压模具将芯块通过脱模或者解体的方式取出。

将外观使用砂纸进行打磨后得到成品芯块。

本发明所取得的有益效果为:

本方法可实现SiC基UCO核芯燃料芯块的制备,制得芯块在密度、尺寸、热物理性能、力学性能等堆外性能测试方面均能达到入堆芯块技术条件要求,制备芯块主要应用于与技术条件相对应的燃料堆,满足核燃料元件使用标准。

具体实施方式

下面结合具体实施例对本发明进行详细说明。

本方法主要分为UCO核芯制备、TRISO颗粒制备、生坯制备、芯块烧结等几个关键工艺方法。

UCO核芯制备工艺是通过内凝胶+碳热还原工艺开展UCO核芯的制备,工艺流程为:首先将U3O8粉缓慢加入浓硝酸和去离子水的混合溶液中,得到体积浓度(33~40)%的硝酸铀酰溶液;另按(2.3~2.5)g六次甲基四胺配比1g尿素配六次甲基四胺和尿素混合溶液;将HMTA/尿素混合溶液和C粉加入配置好的ADUN溶液配置成胶液,混合溶液加入量为总胶液的质量比为(50~65)%。静置后的混合胶液通过分散头进行分散凝胶,其中分散头选择23G、胶液流量为12ml/min,振动频率为100~120Hz制成UO3/C凝胶球,再进行陈化、洗涤和干燥去除杂质和水分,最终在CO气氛中焙烧制备得到UO2+UC2的UCO微球。

烧结工艺如表1所示

表1.UCO微球焙烧工艺

TRISO颗粒制备工艺是指UCO微球包覆制备过程是将包覆颗粒核芯采用流化床-化学气相沉积技术,在UCO颗粒表面进行涂层包覆。包覆过程中需根据包覆层的不同,选用选择不同的气氛、包覆温度和时间,通入炉腔的物质以决定包覆的物质,通过调节包覆温度控制分解速率及沉积效果,通过调节包覆时间控制包覆层的厚度以及致密度等。

生坯制备工艺包括了SiC粉末混料、SiC与TRISO颗粒包衣混合及生坯压制过程,首先将SiC粉末掺杂质量比为(3~7)%助烧剂粉末通过球磨湿混方式均匀混合得到基体粉末,将基体粉末与TRISO颗粒使用包衣机或者同原理方法均匀混合得到复合粉末,使用单向压机配合钢模,以预设的压制曲线将填充入钢模的复合粉末在(45~70)MPa压强下制成生坯。

芯块烧结工艺通过热压烧结或者SPS烧结工艺实现,将制得的生坯封装入石墨模具中,封装完成后将石墨模具放入热压烧结炉(1650~1750)℃或者SPS烧结炉(1750~1850)℃在保护气氛或者真空下进行烧结,烧结工艺如表2所示。烧结结束后取出模具将芯块通过脱模或者解体的方式取出,将外观使用砂纸进行打磨后得到成品芯块。

表2.UCO芯块烧结工艺

通过本方法制得的SiC基UCO核芯燃料芯块在密度、尺寸、热物理性能、力学性能等堆外性能测试方面均能达到入堆芯块技术条件要求。

将1000gU3O8粉缓慢加入440mL浓硝酸和835mL去离子水的混合溶液,将硝酸铀酰体积为100ml、尿素加入量为37.8g配置为增稠剂,向混合溶液加入增稠剂量为90g,分散头选择23G、胶液流量为12ml/min,分散时振动频率为100~120Hz制备UO3/C凝胶球,再进行陈化、洗涤和干燥去除杂质和水分,最终在CO气氛中焙烧制备得到UO2+UC2的UCO微球。流化包覆制备得到的UCO包覆颗粒,按包覆颗粒体积比41%vol与SiC粉末混合均匀,选用钢模将混合粉末在压力60MPa下冷压成生坯,将生坯封装入热压模具中真空下进行热压烧结,烧结结束后取出模具将芯块通过脱模或者解体的方式取出,将外观使用砂纸进行打磨后得到成品芯块。

本方法可实现SiC基UCO核芯燃料芯块的制备。通过UCO核芯制备、TRISO颗粒制备、生坯制备、芯块烧结等几个关键工艺方法达到制备芯块的目的。制得芯块在密度、尺寸、热物理性能、力学性能等堆外性能测试方面均能达到入堆芯块技术条件要求,制备芯块主要应用于与技术条件相对应的燃料堆,满足核燃料元件使用标准。

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