RU2713619C1

RU2713619C1 - Nuclear fuel pellet and method of its production

Info

Publication number: RU2713619C1
Application number: RU2019101589A
Authority: RU
Inventors: Александр Владимирович Лысиков; Олег Александрович Бахтеев; Никита Александрович Дегтярев; Евгений Николаевич Михеев; Владимир Владимирович Новиков
Original assignee: Акционерное Общество "Твэл"
Priority date: 2016-12-29
Filing date: 2016-12-29
Publication date: 2020-02-05
Also published as: WO2018124915A1

Abstract

FIELD: manufacturing technology.

SUBSTANCE: invention relates to production of pelletized fuel for heat-generating elements of light-water reactors, in particular, WWER reactors. Higher thermal conductivity of uranium oxide fuel is ensured by polycrystalline particles of beryllium oxide uniformly distributed over volume of fuel pellet. Method of producing pellets of nuclear ceramic fuel with high heat conductivity involves introduction at the stage of preparation of press powder of powder of beryllium oxide, formation of homogeneous mixture with uranium dioxide and uranium oxide concentrate in amount of not more than 30 wt% of weight of press powder, preparation of press powder with dry binder and blowing agent, pellets pressing, their high-temperature sintering in reducing medium and dry grinding.

EFFECT: increased safety of uranium oxide fuel operation due to reduction of its temperature during irradiation from uranium dioxide production, as well as providing high nuclear purity of fuel pellets with high heat conductivity while maintaining neutron characteristics, density and grain size at the level of standard technology of pellets.

5 cl, 3 ex

Description

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к изготовлению таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов легководных реакторов, например, реакторов ВВЭР, и с наибольшей эффективностью может быть использовано при изготовлении из диоксида урана топливных таблеток высокой ядерной чистоты с повышенной теплопроводностью при сохранении нейтронных характеристик, плотности и размера зерна на уровне стандартной технологии.The invention relates to nuclear engineering, in particular to the manufacture of pelletized fuel for fuel elements of light-water reactors, for example, VVER reactors, and with the greatest efficiency can be used in the manufacture of uranium dioxide fuel pellets of high nuclear purity with high thermal conductivity while maintaining neutron characteristics, density and grain size at the level of standard technology.

Известно, что керамическое ядерное топливо на основе диоксида урана обладает более низкой теплопроводностью, по сравнению с металлическим и дисперсионным ядерным топливом, например, Разработка, производство и эксплуатация твэлов энергетических реакторов. В 2 кн. Кн. 1. Под ред. Ф.Г. Решетникова - М.: Энергоатомиздат, 1995 г., - 320 с., Zhou W, Liu R, Revankar S.T. UO₂-BeO Composite Fuel Thermal Property and Performance Modeling Journal of Energy and Power Engineering 8 (2014) p.1183-1191. В свою очередь это приводит к повышению температуры топливного сердечника, что увеличивает выход газообразных продуктов деления и взаимодействие топлива с циркониевой оболочкой, особенно при глубине выгорания более 45 МВт⋅сут/кгU. Эти факторы могут привести к снижению безопасности эксплуатации ядерного топлива при длительных циклах и больших значениях глубины выгорания.It is known that ceramic nuclear fuel based on uranium dioxide has a lower thermal conductivity compared to metallic and dispersive nuclear fuel, for example, Development, production and operation of fuel elements of power reactors. In 2 book Prince 1. Ed. F.G. Reshetnikova - M .: Energoatomizdat, 1995, - 320 p., Zhou W, Liu R, Revankar ST UO _2- BeO Composite Fuel Thermal Property and Performance Modeling Journal of Energy and Power Engineering 8 (2014) p.1183-1191 . In turn, this leads to an increase in the temperature of the fuel core, which increases the yield of gaseous fission products and the interaction of the fuel with the zirconium shell, especially at a burn-up depth of more than 45 MW⋅ / kgU. These factors can lead to a decrease in the safety of nuclear fuel operation during long cycles and large burnup values.

Возможным путем решения этой проблемы является использование топлива с повышенной теплопроводностью, которую можно обеспечить за счет введения различных микродобавок, например, BeO (Kovalishin А.А., Prosyolkov V.N., Sidorenko V.D., Stogov Yu.V. On the possibility of using uranium-beryllium oxide fuel in a VVER reactor. Journal Physics of Atomic Nuclei, December 2014, Volume 77, Issue 14, pp 1661-1663, McDeavitt S.M., Ragusa J., Revankar S.T., Solomon A.A., Malone J. A high-conductivity oxide fuel concept Nuclear Engineering International 15 August 2011 (http://www.neimagazine.com/features/featurea-high-conductivity-oxide-fuel-concept).A possible way to solve this problem is to use fuel with increased thermal conductivity, which can be achieved by introducing various microadditives, for example, BeO (Kovalishin A.A., Prosyolkov VN, Sidorenko VD, Stogov Yu.V. On the possibility of using uranium-beryllium oxide fuel in a VVER reactor. Journal of Physics of Atomic Nuclei, December 2014, Volume 77, Issue 14, pp 1661-1663, McDeavitt SM, Ragusa J., Revankar ST, Solomon AA, Malone J. A high-conductivity oxide fuel concept Nuclear Engineering International August 15, 2011 (http://www.neimagazine.com/features/featurea-high-conductivity-oxide-fuel-concept).

Обзор соединений с высокой теплопроводностью и достаточной химической совместимостью с UO₂, совместимостью с оболочками из циркониевых сплавов, стабильностью в водной среде, нейтронными свойствами и поведением при облучении, сузил выбор до SiC и BeO [Slack G.A. Nonmetallic crystals with high thermal conductivity Journal of Physics and Chemistry of Solids Volume 34, Issue 2, 1973, Pages 321-335, Morelli D.T., Slack G.A. High Lattice Thermal Conductivity Solids p. 2-68 in High Thermal Conductivity Materials. Editors: Shinde, Subhash L., Goela, Jitendra (Eds.) 2006 XVIII, 271 p, 133 illus., hardcover, ISBN 978-0-387-22021-5, http://www.springer.com/978-0-387-22021-5, McDeavitt S.M., Naramore M.J., Ragusa J.C., Revankar S.T., Solomon A.A., Malone J. Evaluation of High Thermal Conductivity Oxide Nuclear Fuel Concept Containing Beryllium, Proceedings of 2010 LWR Fuel Performance/TopFuel/WRFPM, Orlando, FL, USA, Sept. 26-29, Paper 138 (2010)]. Однако SiC взаимодействует с UO₂ в открытых системах уже при температуре 1370°С, в закрытых изотермических системах при 1800°С, а со сплавом циркония при 1200°С. ВеО может быть спечен при температурах, типичных для производства топливных таблеток, стабилен по отношению к UO₂ до точки эвтектики 2160°С [Sarma К.Н., Fourcade J., Lee S.G., and Solomon A.A., New Processing Methods to Produce Silicon Carbide and Beryllium Oxide Inert Matrix and Enhanced Thermal Conductivity Oxide

Journal of Nuclear Materials, 352, 324-333, 2006]. С ZrO₂ оксид бериллия образует эвтектику при 2145°С. Интерес к изучению возможности создания топливной композиции на основе диоксида урана и оксида бериллия (UO₂-ВеО) непосредственно связан с уникальным сочетанием ядерных и физико-химических свойств составляющих ее компонент: высокая температура плавления и хорошая совместимость компонент композиции UO₂-BeO вплоть до температур, превышающих 2000°С; отсутствие взаимодействия ВеО с циркониевой оболочкой твэлов вплоть до 1200°С; нерастворимость ВеО в азотной кислоте, отсутствие его взаимодействия с водой; с учетом растворения диоксида урана в азотной кислоте, в отличие от оксида бериллия, существует возможность легкой переработки отработанного топлива и сохранения ВеО; кислородный потенциал равновесия Ве/ВеО ниже, чем у равновесия U/UO2 (диаграмма Эллингхема); малое значение поперечного сечения захвата нейтронов оксида бериллия (7⋅10^-4 барн); оксид бериллия относится к низкоактивируемым материалам; высокая теплопроводность оксида бериллия (250 Вт/(м⋅К)). Сочетание уникальных физико-химических свойств уран-бериллиевого топлива обеспечивает повышение безопасности эксплуатации топлива на основе диоксида урана за счет понижения температуры топливного сердечника, уменьшенного распухания топлива при облучении и уменьшенного выхода газообразных продуктов деления.A review of compounds with high thermal conductivity and sufficient chemical compatibility with UO ₂ , compatibility with zirconium alloy shells, stability in the aquatic environment, neutron properties and irradiation behavior, narrowed the choice to SiC and BeO [Slack GA Nonmetallic crystals with high thermal conductivity Journal of Physics and Chemistry of Solids Volume 34, Issue 2, 1973, Pages 321-335, Morelli DT, Slack GA High Lattice Thermal Conductivity Solids p. 2-68 in High Thermal Conductivity Materials. Editors: Shinde, Subhash L., Goela, Jitendra (Eds.) 2006 XVIII, 271 p, 133 illus., Hardcover, ISBN 978-0-387-22021-5, http://www.springer.com/978- 0-387-22021-5, McDeavitt SM, Naramore MJ, Ragusa JC, Revankar ST, Solomon AA, Malone J. Evaluation of High Thermal Conductivity Oxide Nuclear Fuel Concept Containing Beryllium, Proceedings of 2010 LWR Fuel Performance / TopFuel / WRFPM, Orlando , FL, USA, Sept. 26-29, Paper 138 (2010)]. However, SiC interacts with UO ₂ in open systems already at a temperature of 1370 ° C, in closed isothermal systems at 1800 ° C, and with a zirconium alloy at 1200 ° C. BeO can be sintered at temperatures typical for the production of fuel pellets, stable with respect to UO ₂ up to a eutectic point of 2160 ° C [Sarma K.N., Fourcade J., Lee SG, and Solomon AA, New Processing Methods to Produce Silicon Carbide and Beryllium Oxide Inert Matrix and Enhanced Thermal Conductivity Oxide

Journal of Nuclear Materials, 352, 324-333, 2006]. With ZrO ₂ , beryllium oxide forms a eutectic at 2145 ° C. The interest in studying the possibility of creating a fuel composition based on uranium dioxide and beryllium oxide (UO ₂ -BeO) is directly related to the unique combination of nuclear and physico-chemical properties of its constituent components: high melting point and good compatibility of the components of the UO ₂ -BeO composition up to temperatures exceeding 2000 ° C; the absence of interaction of BeO with the zirconium cladding of fuel rods up to 1200 ° C; the insolubility of BeO in nitric acid, the absence of its interaction with water; taking into account the dissolution of uranium dioxide in nitric acid, in contrast to beryllium oxide, it is possible to easily process spent fuel and preserve BeO; the oxygen potential of the Be / BeO equilibrium is lower than that of the U / UO2 equilibrium (Ellingham diagram); a small value of the neutron capture cross section of beryllium oxide (7⋅10 ^-4 barn); beryllium oxide refers to low-activated materials; high thermal conductivity of beryllium oxide (250 W / (m⋅K)). The combination of the unique physicochemical properties of uranium-beryllium fuel improves the safety of operation of fuel based on uranium dioxide by lowering the temperature of the fuel core, reducing the swelling of the fuel during irradiation and reducing the yield of gaseous fission products.

Известен способ изготовления ядерного топлива, содержащего оксид бериллия (патенты США №5255299; 5429775, опубл. 1993 г.). В данных патентах ВеО вводится в количестве в пределах 0,9-3,0 мас. % по отношению к диоксиду урана и оксиду бериллия. В этих патентах оксид бериллия вводится как самостоятельная добавка, так и в составе других оксидных добавок при приготовлении шихты. Дальнейшее изготовление таблетки - прессование, спекание и шлифование проводили с помощью обычных средств на стандартном оборудовании.A known method of manufacturing a nuclear fuel containing beryllium oxide (US patent No. 5255299; 5429775, publ. 1993). In these patents, BeO is introduced in an amount in the range of 0.9-3.0 wt. % with respect to uranium dioxide and beryllium oxide. In these patents, beryllium oxide is introduced both as an independent additive and as part of other oxide additives in the preparation of the charge. Further tablet manufacturing — pressing, sintering, and grinding — was carried out using conventional means using standard equipment.

Недостатком является высокая температура спекания (до 2100°С), которая приводит к потере прочностных характеристик топливной композиции. Наличие других оксидов при одновременном введении с оксидом бериллия может привести к образованию твердых растворов, что приводит к меньшему увеличению теплопроводности, по сравнению с введением чистого бериллия.The disadvantage is the high sintering temperature (up to 2100 ° C), which leads to a loss of strength characteristics of the fuel composition. The presence of other oxides with the simultaneous introduction of beryllium oxide can lead to the formation of solid solutions, which leads to a smaller increase in thermal conductivity compared to the introduction of pure beryllium.

Наиболее близкой является таблетка ядерного топлива, содержащая диоксид урана с добавкой оксида бериллия ВеО (патент RU №2481657, опубл. 2013 г.). В качестве добавки, увеличивающей теплопроводность, используют монокристаллический порошок оксида бериллия в количестве 1-10 мас. % и размером частиц 40-200 мкм. При этом оксид бериллия подвергают термообработке в атмосфере влажного азота аргона при температурах 1970-1990°С, после чего размалывают и выделяют порошок оксида бериллия фракции 45-63 мкм. Полученную шихту формуют и спекают обычным образом. Спеченные таблетки имеют равномерную структуру и размер зерен диоксида урана 5-25 мкм.The closest is a nuclear fuel tablet containing uranium dioxide with the addition of beryllium oxide BeO (patent RU No. 2481657, publ. 2013). As an additive that increases thermal conductivity, use single crystal powder of beryllium oxide in an amount of 1-10 wt. % and particle size 40-200 microns. In this case, beryllium oxide is subjected to heat treatment in an atmosphere of wet nitrogen of argon at temperatures of 1970-1990 ° C, after which it is ground and a powder of beryllium oxide of a fraction of 45-63 microns is ground. The resulting mixture is molded and sintered in the usual way. Sintered tablets have a uniform structure and grain size of uranium dioxide 5-25 microns.

Причинами, препятствующими достижению технического результата являются следующие.The reasons that impede the achievement of the technical result are the following.

В первую очередь, необходимость неэкологичной операции отжига и последующего размола высокотоксичного порошка оксида бериллия. Введение данной «пылящей» операции удлиняет и усложняет технологическую схему изготовления уран-бериллиевого топлива из-за дополнительных требований по обеспечению улавливания аэрозолей оксида бериллия и контроля предельно-допустимой концентрации аэрозолей в воздухе рабочей зоны.First of all, the need for a non-ecological operation of annealing and subsequent grinding of a highly toxic beryllium oxide powder. The introduction of this “dusty” operation lengthens and complicates the technological scheme for the production of uranium-beryllium fuel due to additional requirements to ensure the capture of aerosols of beryllium oxide and control the maximum permissible concentration of aerosols in the air of the working area.

Другим недостатком является использование только монокристаллического порошка оксида бериллия определенного фракционного состава. Кроме того, в соответствии с техническим решением используется порошок диоксида урана мелкофракционного состава (фракции 45-63 мкм и мельче). Использование диоксида урана мелкофракционного состава также удлиняет и усложняет технологическую схему изготовления уран-бериллиевого топлива из-за необходимости предварительно готовить исходный порошок диоксида урана. Это связано с тем, что в настоящее время при производстве ядерного топлива используются порошки диоксида урана, полученные по различным технологическим схемам (водным и неводным) [Майоров А.А., Браверман И.Б. Технология получения порошков двуокиси урана. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - 127 С, Жиганов А.Н., Гузеев В.В., Андреев Г.Г. Технология диоксида урана для керамического ядерного топлива. - Томск: STT, 2002. - 328 С]. В результате порошки диоксида урана имеют существенно разный фракционный состав: порошки, полученные неводными способами (газовыми), например, способом «сухой» конверсии (Dry routine), имеют основной фракционный состав менее 125 мкм, а порошки, полученные водными способами, например, по АДУ-способу, имеют основной фракционный состав 125-630 мкм.Another disadvantage is the use of only a single crystalline beryllium oxide powder of a certain fractional composition. In addition, in accordance with the technical solution, a fine-fraction composition of uranium dioxide is used (fractions 45-63 microns and smaller). The use of finely divided uranium dioxide also lengthens and complicates the technological scheme for the production of uranium-beryllium fuel due to the need to pre-prepare the initial uranium dioxide powder. This is due to the fact that at present, in the production of nuclear fuel, uranium dioxide powders obtained by various technological schemes (aqueous and non-aqueous) are used [Mayorov AA, Braverman IB Technology for producing uranium dioxide powders. - M .: Energoatomizdat, 1985. - 127 C, Zhiganov A.N., Guzeev V.V., Andreev G.G. Uranium dioxide technology for ceramic nuclear fuel. - Tomsk: STT, 2002. - 328 C]. As a result, uranium dioxide powders have significantly different fractional composition: powders obtained by non-aqueous methods (gas), for example, by the method of “dry” conversion (Dry routine), have a basic fractional composition of less than 125 microns, and powders obtained by aqueous methods, for example, by The ADU-method have a basic fractional composition of 125-630 microns.

Еще одним недостатком является достаточно большое количество вводимого оксида бериллия - 1-10 мас. %. Введение такого количества «легкого» материала ВеО приведет к заметному снижению плотности спеченной таблетки, а, следовательно, к уменьшению загрузки урана в активную зону реактора. Тем самым, произойдет изменение нейтронных характеристик и, как результат, снижение эффективности работы реактора. Для исключения потери плотности таблеток авторами патента предлагается увеличить время спекания в высокотемпературных зонах печи до 10 часов. Это приведет к снижению производительности технологического процесса изготовления и потере прочностных характеристик таблеток. Кроме того, при спекании в течение 4 часов при температуре по стандартной технологии весьма затруднительно обеспечить равномерный размер зерна диоксида урана до 25 мкм (Singh R.N. Isotermal grain-growth kinetics in sintered UO₂ pellets. Journal of Nuclear Materials - 1977, v.64, №1-2 - P. 174-178, Radford K., Pope J., UO₂ fuel pellet microstructure modification through impurity addtitions. Journal of Nuclear Materials - 1983, v. 116, №2 - P.305-313, Assmann H., Dorr W., Peehs M. Control of UO₂ microstructure by oxidative sintering. Journal of Nuclear Materials - 1986, v. 140, №1 - P. 1-6). Возможно существование зон разнозернистости: в основной массе 5-13 мкм, и включения зон с размером 13-25 мкм.Another disadvantage is the rather large amount of introduced beryllium oxide - 1-10 wt. % The introduction of such an amount of “light” BeO material will lead to a noticeable decrease in the density of the sintered tablet, and, consequently, to a decrease in the loading of uranium in the reactor core. Thus, a change in neutron characteristics will occur and, as a result, a decrease in the efficiency of the reactor. To eliminate the loss of tablet density, the authors of the patent propose to increase the sintering time in high-temperature zones of the furnace up to 10 hours. This will lead to a decrease in the productivity of the manufacturing process and the loss of strength characteristics of the tablets. In addition, when sintering for 4 hours at a temperature using standard technology, it is very difficult to ensure a uniform grain size of uranium dioxide up to 25 μm (Singh RN Isotermal grain-growth kinetics in sintered UO ₂ pellets. Journal of Nuclear Materials - 1977, v. 64, No. 1-2 - P. 174-178, Radford K., Pope J., UO ₂ fuel pellet microstructure modification through impurity addtitions. Journal of Nuclear Materials - 1983, v. 116, No. 2 - P.305-313, Assmann H., Dorr W., Peehs M. Control of UO ₂ microstructure by oxidative sintering. Journal of Nuclear Materials - 1986, v. 140, No. 1 - P. 1-6). The existence of zones of different grain sizes is possible: in the bulk of 5-13 microns, and the inclusion of zones with a size of 13-25 microns.

Известна таблетка ядерного керамического топлива, содержащая оксид бериллия (патент RU №2268507, опубл. 2006 г.). В описании описан способ ее изготовления, который является наиболее близким к предлагаемым в настоящем изобретении способам изготовления ядерного топлива. В данном патенте ВеО вводится в количестве, обеспечивающем содержание бериллия в таблетке в пределах 0,002-0,5 мас. % каждого по отношению к урану. В данном патенте оксид бериллия является добавочным окислообразующим элементом к оксиду алюминия. Оксид бериллия вводится в шихту при приготовлении «богатой» смеси путем его ручного смешивания с диоксидом урана и последующим смешиванием «богатой» смеси с оставшимися добавками в стандартном смесителе. Дальнейшее изготовление таблетки - прессование, спекание и шлифование проводили с помощью обычных средств на стандартном оборудовании.A known tablet of nuclear ceramic fuel containing beryllium oxide (patent RU No. 2268507, publ. 2006). The description describes a method for its manufacture, which is closest to the methods of manufacturing nuclear fuel proposed in the present invention. In this patent, BeO is introduced in an amount providing a beryllium content in the tablet in the range of 0.002-0.5 wt. % of each in relation to uranium. In this patent, beryllium oxide is an additional oxide-forming element to alumina. Beryllium oxide is introduced into the mixture when preparing a “rich” mixture by manually mixing it with uranium dioxide and then mixing the “rich” mixture with the remaining additives in a standard mixer. Further tablet manufacturing — pressing, sintering, and grinding — was carried out using conventional means using standard equipment.

Недостатком данного изобретения является, то, что ВеО является добавочным окислообразующим элементом к оксиду алюминия и может образовывать двойные окислы и твердые растворы, тем самым, вызывает требование увеличения содержания ВеО для достижения заявляемого увеличения теплопроводности. В свою очередь, увеличивая количество «легкого» составляющего шихты (пресс-порошка) необходимы усилия по обеспечению заданной плотности таблетки, например, увеличением времени спекания. Как уже сказано, выше это приводит к снижению производительности технологического процесса и потере прочностных характеристик таблеток.The disadvantage of this invention is that BeO is an additional oxide-forming element to alumina and can form double oxides and solid solutions, thereby causing the requirement to increase the content of BeO to achieve the claimed increase in thermal conductivity. In turn, increasing the amount of the “light” constituent charge (press powder), efforts are required to ensure a given tablet density, for example, by increasing the sintering time. As already mentioned, above, this leads to a decrease in the productivity of the technological process and a loss in the strength characteristics of the tablets.

Задачами настоящего изобретения являются повышение теплопроводности материала топливных таблеток и разработка технологичного способа изготовления таких таблеток.The objectives of the present invention are to increase the thermal conductivity of the material of the fuel tablets and the development of a technologically advanced method of manufacturing such tablets.

Техническим результатом является повышение безопасности эксплуатации уранового оксидного топлива за счет уменьшения его температуры при облучении, повышенная теплопроводность материала таблетки с сохранением ее плотности 10,3-10,6 г/см³ и нейтронных характеристик.The technical result is to increase the operational safety of uranium oxide fuel by reducing its temperature during irradiation, increased thermal conductivity of the tablet material while maintaining its density of 10.3-10.6 g / cm ³ and neutron characteristics.

Технический результат достигается в таблетке ядерного уран-бериллиевого топлива на основе диоксида урана, включающий вещество теплопроводной фазы из частиц оксида бериллия, причем размер зерен диоксида урана составляет 10-25 мкм, а частицы оксида бериллия представляют собой поликристаллический порошок с размером частиц не более 160 мкм, равномерно распределенных по всему объему топлива, при этом содержание частиц оксида бериллия в топливе составляет 0,2-1,0 мас. %, плотность таблетки 10,3-10,6 г/см³.The technical result is achieved in a tablet of nuclear uranium-beryllium fuel based on uranium dioxide, comprising a substance of the heat-conducting phase from beryllium oxide particles, the uranium dioxide grain size being 10-25 microns, and the beryllium oxide particles are polycrystalline powder with a particle size of not more than 160 microns uniformly distributed throughout the fuel volume, while the content of beryllium oxide particles in the fuel is 0.2-1.0 wt. %, tablet density 10.3-10.6 g / cm ³ .

Технический результат достигается в способе получения таблетки ядерного уран-бериллиевого топлива на основе диоксида урана, включающим подготовку пресс-порошка путем постадийного смешения диоксида низкообогащенного урана UO₂ с порошком оксида бериллия, с сухим связующим, прессование таблеток, спекание таблеток в газообразной восстановительной среде, причем смешение оксида бериллия с диоксидом урана проводят при приготовлении смеси в соотношении 1:1 по объему и последующим смешением с оставшейся частью порошка диоксида урана, в качестве сухого связующего используют пластификатор «ДИСЭД», представляющий собой N,N-бисстеариалэтилен-диамин C₃₈H₇₆N₂O₂, при постадийном перемешивании пластификатора «ДИСЭД» с порошками диоксида урана и оксида бериллия, добавляют порошок порообразователя, при этом содержание пластификатора «ДИСЭД» в общем объеме пресс-порошка составляет 0,25-0,35 мас. %, спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке.The technical result is achieved in a method for producing a tablet of nuclear uranium-beryllium fuel based on uranium dioxide, comprising preparing a press powder by stepwise mixing low enriched uranium dioxide UO ₂ with a powder of beryllium oxide, with a dry binder, compressing tablets, sintering tablets in a gaseous reducing medium, wherein the mixing of beryllium oxide with uranium dioxide is carried out in the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume and subsequent mixing with the remainder of the powder of uranium dioxide, as In order to dry the binder, the “DIESED” plasticizer is used, which is N, N-bis-stearylethylene-diamine C ₃₈ H ₇₆ N ₂ O ₂ , with stepwise mixing of the “DIESED” plasticizer with uranium dioxide and beryllium oxide powders, the blowing agent powder is added, and the plasticizer content "DISED" in the total volume of the press powder is 0.25-0.35 wt. %, sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine.

При приготовлении смеси, порошков и пластификатора для прессования используют порообразователь представляющий собой азидокарбонамид C₂H₄N₄O₂, («POROFOR») или азоизобутиронитрил C₈H₁₂N₄ (ЧХЗ-57) в количестве до 1 мас. % к общей массе диоксида урана и оксида бериллия.In the preparation of the mixture, powders and plasticizer for pressing, a pore-forming agent consisting of azidocarbonamide C ₂ H ₄ N ₄ O ₂ , ("POROFOR") or azoisobutyronitrile C ₈ H ₁₂ N ₄ (ChZh-57) in an amount of up to 1 wt. % to the total mass of uranium dioxide and beryllium oxide.

Технический результат достигается в способе получения таблетки ядерного уран-бериллиевого топлива на основе диоксида урана, включающим подготовку пресс-порошка путем постадийного смешения диоксида низкообогащенного урана UO₂ с порошком оксида бериллия, с сухим связующим, прессование таблеток, спекание таблеток в газообразной восстановительной среде, причем смешение оксида бериллия с диоксидом урана проводят при приготовлении смеси в соотношении 1:1 по объему и последующим смешением полученной смеси с оставшейся частью диоксида урана и порошком закиси-окиси урана, причем порошок закиси-окиси урана берут в количестве до 30 мас. % к общей массе пресс-порошка, в качестве сухого связующего используют пластификатор «ДИСЭД», представляющий собой N,N-бисстеариалэтилен-диамин C₃₈H₇₆N₂O₂, при этом содержание пластификатора «ДИСЭД» в общем объеме пресс-порошка составляет 0,25-0,35 мас. %, спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке.The technical result is achieved in a method for producing a tablet of nuclear uranium-beryllium fuel based on uranium dioxide, comprising preparing a press powder by stepwise mixing low enriched uranium dioxide UO ₂ with a powder of beryllium oxide, with a dry binder, compressing tablets, sintering tablets in a gaseous reducing medium, wherein mixing beryllium oxide with uranium dioxide is carried out in the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume and then mixing the resulting mixture with the remaining portion of uranium dioxide and uranium oxide oxide powder, wherein uranium oxide oxide powder is taken in an amount of up to 30 wt. % of the total mass of the press powder, as a dry binder use the plasticizer "DISED", which is N, N-bis-stearialethylene diamine C ₃₈ H ₇₆ N ₂ O ₂ , while the content of the plasticizer "DISED" in the total volume of the press powder is 0.25-0.35 wt. %, sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine.

В частном варианте исполнения способа пресс-порошок получают путем приготовления предварительной смеси порошков оксида бериллия и закиси-окиси урана, которую затем добавляют в диоксид урана, и в полученную смесь порошков вводят пластификатор.In a particular embodiment of the method, a press powder is obtained by preparing a preliminary mixture of beryllium oxide and uranium oxide powders, which is then added to uranium dioxide, and a plasticizer is added to the resulting powder mixture.

Поставленная задача решается следующим образом. Для изготовления топливной композиции берется порошок диоксида урана, вне зависимости от способа его изготовления и фракционного состава, оксид бериллия в виде поликристаллического порошка без предварительной обработки в количестве 0,2-1,0 мас. %. Смешение оксида бериллия с диоксидом урана проводят при приготовлении смеси в соотношении 1:1 по объему и последующим смешением полученной смеси с оставшейся частью диоксида урана. В качестве пластификатора при подготовке пресс-порошка используют «ДИСЭД», представляющий собой N,N-бисстеариалэтилен-диамин C₃₈H₇₆N₂O₂, в количестве 0,25-0,35 мас. % к массе пресс-порошка, при постадийном перемешивании пластификатора «ДИСЭД» с порошками диоксида урана и оксида бериллия, добавляют порошок порообразователя. В качестве порообразователя используют азодикарбонамид «POROFOR» или азоизобутиронитрил C₈H₁₂N₄ (ЧХЗ-57) в количестве до 1 мас. % к общей массе диоксида урана и оксида бериллия. Дальнейшее изготовление таблетки - прессование, спекание проводят с помощью обычных средств на стандартном оборудовании. Спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке.The problem is solved as follows. For the manufacture of the fuel composition, uranium dioxide powder is taken, regardless of the method of its manufacture and fractional composition, beryllium oxide in the form of a polycrystalline powder without preliminary treatment in an amount of 0.2-1.0 wt. % A mixture of beryllium oxide with uranium dioxide is carried out in the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume and subsequent mixing of the resulting mixture with the remainder of the uranium dioxide. As a plasticizer in the preparation of the press powder, “DIESED” is used, which is N, N-bis-stearylethylene-diamine C ₃₈ H ₇₆ N ₂ O ₂ , in an amount of 0.25-0.35 wt. % to the mass of the press powder, with stepwise mixing of the plasticizer "DISED" with powders of uranium dioxide and beryllium oxide, add the powder of the blowing agent. As a pore former use azodicarbonamide "POROFOR" or azoisobutyronitrile C ₈ H ₁₂ N ₄ (CHZh-57) in an amount of up to 1 wt. % to the total mass of uranium dioxide and beryllium oxide. Further tablet manufacturing - pressing, sintering is carried out using conventional means on standard equipment. Sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine.

В другом варианте поставленная задача решается следующим образом. Для изготовления топливной композиции берется порошок диоксида урана, вне зависимости от способа его изготовления и фракционного состава, оксид бериллия в виде поликристаллического порошка без предварительной обработки в количестве 0,2-1,0 мас. %, порошок закиси-окиси урана вне зависимости от способа его изготовления и фракционного состава в количестве до 30 мас. % к общей массе пресс-порошка. Смешение оксида бериллия с диоксидом урана проводят при приготовлении смеси в соотношении 1:1 по объему и последующим смешением полученной смеси с оставшейся частью диоксида урана и закисью-окисью урана. В качестве пластификатора при подготовке пресс-порошка используют «ДИСЭД», представляющий собой N,N-бисстеариалэтилен-диамин C₃₈H₇₆N₂O₂, в количестве 0,25-0,35 мас. % к массе пресс-порошка. Дальнейшее изготовление таблетки - прессование, спекание проводят с помощью обычных средств на стандартном оборудовании. Спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке.In another embodiment, the task is solved as follows. For the manufacture of the fuel composition, uranium dioxide powder is taken, regardless of the method of its manufacture and fractional composition, beryllium oxide in the form of a polycrystalline powder without preliminary treatment in an amount of 0.2-1.0 wt. %, uranium oxide-oxide powder, regardless of the method of its manufacture and fractional composition in an amount of up to 30 wt. % to the total mass of the press powder. The mixture of beryllium oxide with uranium dioxide is carried out in the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume and subsequent mixing of the resulting mixture with the rest of the uranium dioxide and nitrous oxide of uranium. As a plasticizer in the preparation of the press powder, “DIESED” is used, which is N, N-bis-stearylethylene-diamine C ₃₈ H ₇₆ N ₂ O ₂ , in an amount of 0.25-0.35 wt. % by weight of the press powder. Further tablet manufacturing - pressing, sintering is carried out using conventional means on standard equipment. Sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine.

Отличительной особенностью способов получения таблетки является то, что смешение оксида бериллия проводят при приготовлении смеси в соотношении 1:1 по объему с диоксидом урана или закисью окисью урана. Смешение в соотношении 1:1 по объему обусловлено тем, что оксид бериллия достаточно «легкий» материал с плотность 2,96 г/см³ вводится в «тяжелый» диоксид урана, средняя плотность 10,6 г/см³. Если проводить смешивание 1:1 по массе, то не будет достигнуто однородное распределение оксида бериллия из-за заметной разницы по объему смешиваемых компонент.A distinctive feature of the methods for producing tablets is that the mixing of beryllium oxide is carried out in the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume with uranium dioxide or nitrous oxide of uranium. Mixing in a ratio of 1: 1 by volume is due to the fact that beryllium oxide is a fairly “light” material with a density of 2.96 g / cm ³ introduced into “heavy” uranium dioxide, the average density of 10.6 g / cm ³ . If 1: 1 mixing by mass is carried out, then a uniform distribution of beryllium oxide will not be achieved due to a noticeable difference in the volume of the mixed components.

Использование сухого связующего пластификатора «ДИСЭД», представляющего собой не содержащее металл соединение N,N-бисстеариалэтилендиамин C₃₈H₇₆N₂O₂, обосновано следующим. Данный органический пластификатор не содержит металла, что исключает при спекании осаждение испаренных из топливных таблеток и разложенных в газовой среде компонент пластификатора на «холодных» частях печи, а также на нагревателях и футеровке при охлаждении печи. В частности, использование в качестве сухого связующего пластификатора стеарата цинка приводит к необходимости периодического останова печи (до 30 часов) для последующей очистки от цинка выходного отверстия для водорода, осмотр футеровки и нагревателей и, при необходимости, их чистку. В свою очередь, «чистый» органический пластификатор сгорает при испарении из таблеток и выносится газовым потоком в вентиляцию. Последующий вывод на режим печи занимает до 30 часов. Количество пластификатора 0,25-0,35 мас. % берется из следующих соображений. Меньшее количество, чем 0,25 мас. %, затрудняет получение однородности распределения пластификатора по объему пресс-порошка, а большее, чем 0,35 мас. %, приводит к снижению плотности спеченных таблеток.The use of a dry binder plasticizer "DISED", which is a metal-free compound N, N-bis-stearylethylenediamine C ₃₈ H ₇₆ N ₂ O ₂ , is justified by the following. This organic plasticizer does not contain metal, which eliminates sintering during the sintering of the plasticizer components vaporized from fuel pellets and decomposed in a gas medium on the “cold” parts of the furnace, as well as on heaters and lining when the furnace is cooled. In particular, the use of zinc stearate as a dry binder plasticizer necessitates periodic shutdown of the furnace (up to 30 hours) for subsequent cleaning of the hydrogen outlet for zinc, inspection of the lining and heaters, and, if necessary, their cleaning. In turn, a “pure” organic plasticizer burns during evaporation from tablets and is carried out by a gas stream into the ventilation. The subsequent conclusion to the furnace mode takes up to 30 hours. The amount of plasticizer 0.25-0.35 wt. % is taken from the following considerations. Less than 0.25 wt. %, makes it difficult to obtain uniformity in the distribution of plasticizer in the volume of the press powder, and more than 0.35 wt. %, leads to a decrease in the density of sintered tablets.

Для обеспечение контролируемой пористости и заданного диапазона плотности при приготовлении смеси порошков и пластификатора для прессования используют порообразователь, представляющий собой азидокарбонамид C₂H₄N₄O₂ («POROFOR») или азоизобутиронитрил C₈H₁₂N₄ (ЧХЗ-57) в количестве до 1 мас. % к общей массе диоксида урана и оксида бериллия. Данные добавки не содержат металл и полностью выгорают при спекании, не образуя на элементах печи металлических осадков. Ограничение количества порообразователя 1 мас. % связано с резким падением плотности и появлением больших пор (от 500 до 1000 мкм) в спеченных таблетках при превышении этого значения.To ensure controlled porosity and a given density range in the preparation of a mixture of powders and a plasticizer for pressing, a pore former is used, which is azidocarbonamide C ₂ H ₄ N ₄ O ₂ (POROFOR) or azoisobutyronitrile C ₈ H ₁₂ N ₄ (ChKhZ-57) in an amount up to 1 wt. % to the total mass of uranium dioxide and beryllium oxide. These additives do not contain metal and completely burn out during sintering, without forming metal deposits on the furnace elements. The limitation of the number of blowing agent 1 wt. % is associated with a sharp drop in density and the appearance of large pores (from 500 to 1000 microns) in sintered tablets when this value is exceeded.

Использование порошка закиси-окиси урана в количестве до 30 мас. % к общей массе пресс-порошка обеспечивает однородность зеренной и пористой микроструктуры (без образования трещин) топливных таблеток. Кроме того, получение закиси-окиси урана окислительным способом из технологических отходов таблеточного производства экономически выгодно, так как проводится только термическая обработка отходов в печи без проведения экстракционной схемы переработки [Майоров А.А., Браверман И.Б. Технология получения порошков двуокиси урана. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - 127 С., Жиганов А.Н., Гузеев В.В., Андреев Г.Г. Технология диоксида урана для керамического ядерного топлива. - Томск: STT, 2002. - 328 С.].The use of powder of nitrous oxide of uranium in an amount of up to 30 wt. % of the total mass of the press powder provides uniformity of the grain and porous microstructure (without cracking) of the fuel pellets. In addition, the production of uranium oxide by the oxidizing method from technological waste from tablet production is economically advantageous, since only heat treatment of the waste in the furnace is carried out without an extraction processing scheme [Mayorov AA, Braverman IB Technology for producing uranium dioxide powders. - M .: Energoatomizdat, 1985. - 127 S., Zhiganov A.N., Guzeev V.V., Andreev G.G. Uranium dioxide technology for ceramic nuclear fuel. - Tomsk: STT, 2002. - 328 S.].

Положительный эффект заключается в том, что в такой топливной композиции оксид бериллия распределен равномерно по всему объему топлива при этом увеличивается теплопроводность композиции, а также сохраняется плотность 10,3-10,6 г/см³, нейтронные характеристики и размер зерен топливной композиции на уровне топлива без оксида бериллия. Исследования показывают, что при содержании оксида бериллия 0,8 мас. % увеличение теплопроводности в диапазоне температур от 20 до 1300°С от 1,1 до 2 раз, что по расчетным оценкам снизит температуру топливного сердечника на 150-200°С, по сравнению с топливом из диоксида урана.The positive effect is that in such a fuel composition, beryllium oxide is distributed evenly throughout the fuel volume, while the thermal conductivity of the composition increases, and the density of 10.3-10.6 g / cm ³ , neutron characteristics and grain size of the fuel composition are maintained at a level fuel without beryllium oxide. Studies show that with a beryllium oxide content of 0.8 wt. % increase in thermal conductivity in the temperature range from 20 to 1300 ° C from 1.1 to 2 times, which, according to estimates, will reduce the temperature of the fuel core by 150-200 ° C, compared with fuel from uranium dioxide.

Пример 1. Берется порошок UO₂, поликристаллический порошок ВеО в количестве 1 мас. % к массе UO₂. ВеО смешивается с частью UO₂ в соотношении 1:1 по объему. Далее полученная смесь смешивается с оставшейся частью UO₂. Полученную смесь оксидов смешивают с пластификатором ДИСЭД в количестве 0,25 мас. %. При постадийном перемешивании пластификатора «ДИСЭД» с порошками диоксида урана и оксида бериллия, добавляют порошок порообразователя - азодикарбонамид («POROFOR») в количестве 0,8 мас. % к общей массе диоксида урана и оксида бериллия. Полученный пресс-порошок прессуют в сырые таблетки плотностью 5,8-6,1 г/см³, которые спекают в восстановительной атмосфере при 1750°С в течение 3 часов. Спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке и проводят контроль качественных характеристик. Полученные таблетки имеют плотность 10,5-10,6 г/см³, объемная доля открытых пор менее 1%, а размер зерен диоксида урана составляет от 15 до 25 мкм.Example 1. The powder is taken UO ₂ polycrystalline powder BeO in an amount of 1 wt. % by weight of UO ₂ . BeO is mixed with a portion of UO ₂ in a ratio of 1: 1 by volume. Next, the resulting mixture is mixed with the remaining part of UO ₂ . The resulting mixture of oxides is mixed with a plasticizer DISED in the amount of 0.25 wt. % When stepwise mixing the plasticizer "DIESED" with powders of uranium dioxide and beryllium oxide, add the powder of the blowing agent - azodicarbonamide ("POROFOR") in an amount of 0.8 wt. % to the total mass of uranium dioxide and beryllium oxide. The obtained press powder is pressed into crude tablets with a density of 5.8-6.1 g / cm ³ , which are sintered in a reducing atmosphere at 1750 ° C for 3 hours. Sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine and quality control is carried out. The resulting tablets have a density of 10.5-10.6 g / cm ³ , the volume fraction of open pores is less than 1%, and the grain size of uranium dioxide is from 15 to 25 microns.

Пример 2. Берется порошок UO₂, поликристаллический порошок ВеО в количестве 0,8 мас. % к массе UO₂, закись-окись урана U₃O₈ в количестве 20 мас. % к общей массе пресс-порошка. ВеО смешивается с частью UO₂ в соотношении 1:1 по объему. Далее полученная смесь смешивается с оставшейся частью UO₂ и U₃O₈. Полученную смесь оксидов постадийно смешивают с пластификатором ДИСЭД в количестве 0,25 мас. %. Полученный пресс-порошок прессуют в сырые таблетки плотностью 5,8-6,1 г/см³, которые спекают в восстановительной атмосфере при 1750°С в течение 4 часов. Спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке и проводят контроль качественных характеристик. Полученные таблетки имеют плотность 10,3-10,5 г/см³, объемная доля открытых пор менее 1%, а размер зерен диоксида урана составляет от 10 до 16 мкм.Example 2. The powder is taken UO ₂ polycrystalline powder BeO in an amount of 0.8 wt. % by weight of UO ₂ , uranium oxide-oxide U ₃ O ₈ in an amount of 20 wt. % to the total mass of the press powder. BeO is mixed with a portion of UO ₂ in a ratio of 1: 1 by volume. Next, the resulting mixture is mixed with the remaining part of UO ₂ and U ₃ O ₈ . The resulting mixture of oxides is mixed in stages with a plasticizer DISED in an amount of 0.25 wt. % The resulting press powder is pressed into raw tablets with a density of 5.8-6.1 g / cm ³ , which are sintered in a reducing atmosphere at 1750 ° C. for 4 hours. Sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine and quality control is carried out. The resulting tablets have a density of 10.3-10.5 g / cm ³ , the volume fraction of open pores is less than 1%, and the grain size of uranium dioxide is from 10 to 16 microns.

Пример 3. Берется порошок UO₂, поликристаллический порошок ВеО в количестве 1 мас. % к массе UO₂, закись-окись урана U₃O₈ в количестве 20 мас. % к общей массе пресс-порошка. ВеО смешивается с U₃O₈. Далее полученная смесь смешивается с частью UO₂ в соотношении 1:1 по массе. Полученную смесь смешивают с оставшейся частью UO₂. Полученную смесь оксидов постадийно смешивают с пластификатором ДИСЭД в количестве 0,25 мас. %. Полученный пресс-порошок прессуют в сырые таблетки плотностью 5,8-6,1 г/см³, которые спекают в восстановительной атмосфере при 1750°С в течение 4 часов. Спеченные таблетки подвергают сухому шлифованию на бесцентровом шлифовальном станке и проводят контроль качественных характеристик. Полученные таблетки имеют плотность 10,3-10,5 г/см³, объемная доля открытых пор менее 1%, а размер зерен диоксида урана составляет от 15 до 25 мкм.Example 3. The powder is taken UO ₂ polycrystalline powder BeO in an amount of 1 wt. % by weight of UO ₂ , uranium oxide-oxide U ₃ O ₈ in an amount of 20 wt. % to the total mass of the press powder. BeO mixes with U ₃ O ₈ . Next, the resulting mixture is mixed with part of UO ₂ in a ratio of 1: 1 by weight. The resulting mixture was mixed with the remainder of UO ₂ . The resulting mixture of oxides is mixed in stages with a plasticizer DISED in an amount of 0.25 wt. % The resulting press powder is pressed into raw tablets with a density of 5.8-6.1 g / cm ³ , which are sintered in a reducing atmosphere at 1750 ° C. for 4 hours. Sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine and quality control is carried out. The resulting tablets have a density of 10.3-10.5 g / cm ³ , the volume fraction of open pores is less than 1%, and the grain size of uranium dioxide is from 15 to 25 microns.

Таким образом, разработан технологичный способ изготовления таблеток ядерного уран-бериллиевого топлива на основе диоксида урана с повышенной теплопроводностью материала таблетки с сохранением ее плотности 10,3-10,6 г/см³ и нейтронных характеристик. Кроме того, обеспечивается повышение безопасности эксплуатации уранового оксидного топлива за счет уменьшения его температуры при облучении.Thus, a technological method has been developed for the manufacture of tablets of nuclear uranium-beryllium fuel based on uranium dioxide with increased thermal conductivity of the tablet material while maintaining its density of 10.3-10.6 g / cm ³ and neutron characteristics. In addition, it provides increased safety of operation of uranium oxide fuel by reducing its temperature during irradiation.

Claims

1. A tablet of nuclear uranium-beryllium fuel based on uranium dioxide, comprising a substance of the heat-conducting phase from beryllium oxide particles, characterized in that the grain size of the uranium dioxide is 10-25 μm, and the particles of beryllium oxide are a polycrystalline powder with a particle size of not more than 160 μm uniformly distributed throughout the fuel volume, while the content of beryllium oxide particles in the fuel is 0.2-1.0 wt. %, tablet density 10.3-10.6 g / cm ³ .

2. A method of producing a tablet of nuclear uranium-beryllium fuel based on uranium dioxide, comprising preparing a press powder by stepwise mixing of low enriched uranium dioxide UO ₂ with a powder of beryllium oxide, with a dry binder, compressing tablets, sintering tablets in a gaseous reducing medium, characterized in that the mixing of beryllium oxide with uranium dioxide is carried out during the preparation of the mixture in a ratio of 1: 1 by volume and subsequent mixing with the remainder of the powder of uranium dioxide as a dry binder Use plasticizer "DISED" represents a N, N-bisstearialetilendiamin C ₃₈ H ₇₆ N ₂ O _2, stepwise stirring plasticizer "DISED" from powders of uranium dioxide, and beryllium oxide are added blowing agent powder, the content of the plasticizer "DISED" generally the volume of the press powder is 0.25-0.35 wt. %, sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine.

3. The method according to p. 2, characterized in that in the preparation of a mixture of powders and a plasticizer for pressing, a pore former is used, which is an azidocarbonamide C ₂ H ₄ N ₄ O ₂ (POROFOR) or azoisobutyronitrile C ₈ H ₁₂ N ₄ (CHZ- 57) in an amount up to 1 wt. % to the total mass of uranium dioxide and beryllium oxide.

4. A method of producing a tablet of nuclear uranium-beryllium fuel based on uranium dioxide, comprising preparing a press powder by stepwise mixing low enriched uranium dioxide UO ₂ with a powder of beryllium oxide, with a dry binder, compressing tablets, sintering tablets in a gaseous reducing medium, characterized in that the mixing of beryllium oxide with uranium dioxide is carried out when preparing the mixture in a ratio of 1: 1 by volume and then mixing the resulting mixture with the remaining part of uranium dioxide and nitrous oxide powder si of uranium, and the powder of uranium oxide of uranium is taken in an amount up to 30 wt. % of the total mass of the press powder, as a dry binder use the plasticizer "DISED", which is N, N-bis-stearialethylene diamine C ₃₈ H ₇₆ N ₂ O ₂ , while the content of the plasticizer "DISED" in the total volume of the press powder is 0.25-0.35 wt. %, sintered tablets are subjected to dry grinding on a centerless grinding machine.

5. The method according to p. 4, characterized in that the press powder is obtained by preparing a preliminary mixture of powders of beryllium oxide and nitrous oxide of uranium, which is then added to uranium dioxide, and a plasticizer is introduced into the resulting mixture of powders.